H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

資料番号：SA技-5-1 改0

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）
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

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

東海第二

備考

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＜＜ 目 次 ＞
1.4.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備
a.原子炉運転中の対応手段及び設備

ｂ．原子炉運転中の対応手段及び設備(a)フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水ⅱ.重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b)サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ.重大事故等対処設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

記載方針の相違

設備の相違（東二は自主設備
あり）(c)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備

ⅰ.低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水ⅱ.重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b.原子炉停止中の対応手段及び設備

ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備(a)フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.低圧代替注水(b)サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ) 低圧代替注水(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ.重大事故等対処設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

設備の相違（東二は自主設備
あり）

c.手順等
1.4.2 重大事故等時の手順

ｄ．手順等
1.4.2 重大事故等時の手順
1.4.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

記載方針の相違（柏崎は(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

1.4.2.3 で記載）

(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
1.4.2.1 原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

1

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(淡水/海水)(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）(c) 代替循環冷却系による原子炉注水(c)消火系による原子炉注水(2)サポート系故障時の対応手順

設備の相違

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択(2) サポート系故障時の対応手順

a.復旧

ａ．復旧

(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉注水(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

b.重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

設備の相違(d) 消火系による原子炉注水(e) 補給水系による原子炉注水

b.重大事故等時の対応手段の選択

備考

記載方針の相違(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

a.低圧代替注水

ａ．低圧代替注水(a)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(b)消火系による残存溶融炉心の冷却(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）(c)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却設備の相違(d) 消火系による残存溶融炉心の冷却(e) 補給水系による残存溶融炉心の冷却
b.重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.2 原子炉停止中における対応手順

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(2)サポート系故障時の対応手順(2) サポート系故障時の対応手順

a.復旧

ａ．復旧

(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉除熱(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

b.重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

記載方針の相違
記載方針の相違（東二は1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

1.4.2.1 で記載）

(1)残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉除熱
1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

設備の相違

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

2

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二添付資料 1.4.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.4.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.4.2 対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.4.2 対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.4.3 重大事故対策の成立性

添付資料1.4.3 重大事故対策の成立性

備考

設備の相違

1.低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
1．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

2.低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(淡水/海水)(1) 可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

記載方針の相違（東二は目次に(2) 系統構成記載）

3.残留熱除去系(C)注入配管使用による原子炉注水4.高圧炉心注水系(C)注入配管使用による原子炉注水
2．消火系による原子炉注水

5.消火系による原子炉注水(1) 系統構成

記載方針の相違（東二は目次に記載）

3．補給水系による原子炉注水(1) 系統構成

設備の相違
記載方針の相違（東二は目次に
記載）
設備の相違

6.残留熱除去系による原子炉除熱添付資料 1.4.4 解釈一覧

添付資料1.4.4 解釈一覧

1.判断基準の解釈一覧

1．判断基準の解釈一覧

2.操作手順の解釈一覧

2．操作手順の解釈一覧

3

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）
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【要求事項】

東海第二1.4 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【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準事

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準

故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備さ原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整れているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

1 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
(１) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
(２) 復旧ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，原子炉を冷却するための設計基準事故対処設

備考

以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
原子炉運転中において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で発電用原子炉（以下「原子炉」 記載方針の相違（原子炉運転中備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉内低圧時におという。）を冷却するための設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧と原子炉運転停止中についてける冷却機能である。

注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉内低圧時における注水機能である。

各々明記。以下同様）,

また，原子炉停止中において，原子炉を長期的に冷却するための設計基準事故対処設備が有する発原子炉運転停止中において，原子炉を冷却するための設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却 記載方針の相違（略称定義），

電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉内の崩壊熱除去機

機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉内低圧時における注水機能である。

能である。また，原子炉を長期的に冷却するための設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能

設備名の相違,記載方針の相違

は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉内の崩壊熱除去機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器（以下「格納容器」 記載方針の相違（略称定義）

ため，原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等についという。
）の破損を防止するため，原子炉を冷却する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備をて説明する。

活用した手順等について説明する。

4

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

1.4.1 対応手段と設備の選定

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

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，原子炉を冷却し炉心の著しい損傷及び原子備考

原子炉運転中において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉を冷却し炉心の著 記載方針の相違

炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注水モード）

しい損傷及び格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（低 記載方針の相違（東二は機器名を設置している。

圧注水系）ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを設置している。

原子炉停止中において，原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を設置している。

で記載），設備の相違

原子炉運転停止中において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防止するための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（低圧注水系）ポン 記載方針の相違（東二は機器名
プ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを設置している。また，原子炉内ので記載），設備の相違

崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポン 記載方針の相違（東二は機器名
プを設置している。
なお，本条項での原子炉運転停止中とは，原子炉冷却材温度100℃未満

で記載）
※１

及び原子炉圧力容器 記載方針の相違（定義の明確

全ボルト締付状態で，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を冷却している期間と

化)）

する。
※1：原子炉の昇温を伴う検査時は除く。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故 記載方針の相違と位置づけ重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下，「機能喪失原

相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）上で，想定する故障に対応でき

因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定

る対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
（第1.4−1図）

する（図 1.4.1）。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定す

また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，設計基準事故対処設備により重大事故等の対応を行うための対応 記載方針の相違
手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張）※２及び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主る。

対策設備※３を選定する。
※2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設の機能を重大事故等時に期待する設備であって，新たに重大事故等に対処する機能が付加されていない設備。
※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使※3 自主対策設備

用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設

技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは備。

困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

5

記載方針の相違（定義付け）H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下，「審査基準」という。）だけ選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけででなく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下，「基準規則」という。）

なく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。
）のの要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

主対策設備との関係を明確にする。

(2)対応手段と設備の選定の結果

備考(2) 対応手段と設備の選定の結果
記載方針の相違（東二は比較表

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷7 ページに記載）

却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備
なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水モード及機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水系及び 記載方針の相違（東二は機器名

び原子炉停止時冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪

原子炉停止時冷却系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障を想定する。また，サポート で記載），設備の相違

失又は原子炉補機冷却系の故障を想定する。

系故障として，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失を想定する。

さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。

さらに，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合を想定する。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対備を以下に示す。

策設備を以下に示す。

6

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を表 1.4.1 に整理する。

東海第二

備考

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.4−1表に整理する。
ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水系又は原子炉停止時冷却系）又は低圧炉心スプレイ系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

記載方針の相違（柏崎は比較表
6 ページに記載）（東二は主要設備のみ記載）残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

設備の相違

・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違（柏崎は比較表

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

6 ページに記載）（東二は主要・残留熱除去系熱交換器

設備のみ記載）・残留熱除去系海水ポンプ
a.原子炉運転中の対応手段及び設備

ｂ．原子炉運転中の対応手段及び設備(a)フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.低圧代替注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が故障等により原子炉の冷却がⅰ) 低圧代替注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ

記載方針の相違（東二は機器名

できない場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により原子系ポンプが故障により原子炉注水ができない場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替 で記載），設備の相違，記載方

炉を冷却する手段がある。

注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉へ注水する手段があ 針の相違る。

(ⅰ)低圧代替注水系（常設）による原子炉の冷却(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

低圧代替注水系（常設）による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽

記載方針の相違
設備の相違

・復水補給水系配管・弁記載方針の相違東二は主要設・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

備のみ記載）

・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

7

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

備考

・原子炉圧力容器

記載方針の相違（東二は主要設

・非常用交流電源設備

備のみ記載）

・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・代替淡水貯槽

記載方針の相違

設備の相違

・淡水貯水池記載方針の相違（東二は主要設・ホース備のみ記載）

・MUWC 接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
・常設代替交流電源設備
なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，海水を使用する手段もある。

8

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二(ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉注水

備考
設備の相違

代替循環冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ(ⅲ)消火系による原子炉の冷却(ⅳ) 消火系による原子炉注水

記載方針の相違

消火系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

消火系による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

設備の相違

設備の相違

・消火系配管・弁記載方針の相違（東二は主要設・復水補給水系配管・弁備のみ記載）

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(ⅴ) 補給水系による原子炉注水
補給水系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク9

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

備考

ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

ⅱ.重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，「1.4.1(2)ｂ.(a)ⅰ)(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」で使用する設備

設備の相違，記載方針の相違

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・スパージのうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づ （東二は主要設備のみ記載）

ャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設

ける。

備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース，MUWC 接続口及び燃料補給設「1.4.1(2)ｂ.(a)ⅰ)(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」で使用する設

備は重大事故等対処設備として位置づける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置 設備の相違

束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位づける。

置づける。非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

「1.4.1(2)ｂ.(a)ⅰ)(ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉注水」で使用する設備のうち， 設備の相違
残留熱除去系熱交換器（Ａ），サプレッション・プール及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.4.1(2)ｂ.(a)ⅰ)(ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉注水」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料 1.4.1）（添付資料1.4.1）

以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で冷却機能が以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で冷却機喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

能が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・代替循環冷却系ポンプ

設備の相違

格納容器からの除熱及び原子炉内の崩壊熱除去を目的とした設備であり，原子炉減 （使用目的の明確化）
圧及び低圧注水移行時に炉心損傷を防止するための十分な注水量が確保できない場
合があるが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が実施できない場合の代替手
段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ

設備の相違

車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉へ注水する手段として有効である。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タン
ク

設備の相違，記載方針の相違（東二は主要設備のみ記載）

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉へ 記載方針の相違

耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火

注水する手段として有効である。

災が発生していない場合において，原子炉を冷却する手段として有効である。

10

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク

備考
設備の相違

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉へ注水する手段として有効である。
・残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系(B)及び(C)配管・弁・スパージャ※1

設備の相違

当該配管を用いた注水手段は使用に制限（原子炉への注水流量が少ない，注水流量の監視ができない，現場での系統構成が必要）があるが，残留熱除去系(A)及び(B)配管から注水ができない場合において，原子炉を冷却する手段として有効である。
※1：高圧炉心注水系配管・弁・スパージャのうち，復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁は重大事故等対処設備であるが，原子炉への注水ラ
インの配管・弁・スパージャは自主対策設備として位置づける。
(b)サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備【全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のとお

記載方針の相違（電源喪失と冷り。
】

却水喪失時の復旧について
各々明記）

ⅰ.復旧
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が全交流動力電源喪失又は原ⅰ) 復旧
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が全 設備の相違

子炉補機冷却系の故障により使用できない場合には，「1.4.1(2)a.(a)ⅰ.低圧代替注水」の手

交流動力電源喪失により使用できない場合には，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／段に加え，常設代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給するとと却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水モー

もに，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系で冷却水を確保すド）を復旧する手段がある。

ることにより，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が残留熱除去系海水系機能

記載方針の相違喪失により使用できない場合は，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系で冷却水を確保することにより，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水モード）を十分な期間，運転継続することが可能である。

常設代替交流電源設備及び代替残留熱除去系海水系へ燃料を補給し，電源及び冷却水の 設備の相違，記載方針の相違
供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水系）を十分な期間，運転継続することが可能である。

また，原子炉停止後は残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に移行し，長期的に原子炉

また，原子炉運転停止後は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に移行し，長期的に原を除熱する手段がある。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，「1.4.1(2)b.(b)

子炉を除熱する手段がある。なお，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，ⅰ.復旧」にて整備する。

「1.4.1(2)ｃ.(b)ⅰ) 復旧」にて整備する。

11

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）(ⅰ)常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

東海第二

備考

(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

記載方針の相違

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系熱交換器

記載方針の相違（東二は主要設

・サプレッション・プール

備のみ記載）

・原子炉補機冷却系

・残留熱除去系海水ポンプ

設備の相違

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設代替交流電源設備
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，｢1.14電源の確保に関する手順等」に 記載方針の相違て整理する。
残留熱除去系海水ポンプ機能喪失時の対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」にて整理する。
記載方針の相違

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

12

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

備考

ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

ⅱ.重大事故等対処設備

設備の相違

復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷「1.4.1(2)ｂ.(b)ⅰ)(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」で使用す

却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置づける。また，残留熱除去系ポる設備のうち，サプレッション・プール及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備としンプ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子て位置づける。

記載方針の相違（東二は主要設
備のみ記載），設備の相違「1.4.1(2)ｂ.(b)ⅰ)(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」で使用す

炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

る設備のうち，残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海水冷却），残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

設備の相違

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料 1.4.1）（添付資料1.4.1）

以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（低圧注水モード）が全交流動力電源喪失又以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ

は原子炉補機冷却系の故障により使用できない場合においても，残留熱除去系（低圧注水モー系が全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合におド）を復旧し，原子炉を冷却することができる。

いても，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧し，原子炉を冷却することができる。

設備の相違

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対 設備の相違
策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ
車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，残留熱除去系（低圧注水系）が使用可能であれば，原子炉へ注水する手段として有効である。
(c)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ.低圧代替注水(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する

炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，

場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により残存溶融炉

低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水

心を冷却する手段がある。

系により残存溶融炉心を冷却する手段がある。

(ⅰ)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却設備の相違(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽

設備の相違

・復水補給水系配管・弁記載方針の相違（東二は主要設・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

備のみ記載）

・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁13

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

備考

・原子炉圧力容器

記載方針の相違（東二は主要設

・常設代替交流電源設備

備のみ記載）

・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・代替淡水貯槽

設備の相違

・淡水貯水池記載方針の相違（東二は主要設・ホース備のみ記載）

・MUWC 接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
なお，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，海水を使用する手段もある(ⅲ) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

14

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）(ⅲ)消火系による残存溶融炉心の冷却

東海第二

備考

(ⅳ) 消火系による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

設備の相違

・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
設備の相違

・多目的タンク
・消火系配管・弁記載方針の相違（東二は主要設・復水補給水系配管・弁備のみ記載）

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(ⅴ) 補給水系による残存溶融炉心の冷却設備の相違

補給水系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンクⅱ.重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.4.1(2)ｂ.(c)ⅰ)(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」で使用

設備の相違，記載方針の相違

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・スパーする設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備とし （東二は主要設備のみ記載）

ジャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電て位置づける。

源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース，MUWC 接続口及び燃料「1.4.1(2)ｂ.(c)ⅰ)(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却」で使補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備と 設備の相違

故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）して位置づける。

として位置づける。
「1.4.1(2)ｂ.(c)ⅰ)(ⅲ)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」で使用する設備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器（Ａ），サプレッション・プール
及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.4.1(2)ｂ.(c)ⅰ)(ⅲ)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づ
ける。

15

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

備考

これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
記載方針の相違（添付資料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合においても，残存溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設
備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

以上の重大事故等対処設備により，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合においても，残存溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ

設備の相違

車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，残存溶融炉心を冷却する手段として有効である。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タン 設備の相違，記載方針の相違
ク（東二は主要設備のみ記載）

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，残存溶融

耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火記載方針の相違

炉心を冷却する手段として有効である。

災が発生していない場合において，残存溶融炉心を冷却する手段として有効である。
設備の相違

・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，残存溶融
炉心を冷却する手段として有効である。
b.原子炉停止中の対応手段及び設備

ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備(a)フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ.低圧代替注水
原子炉停止中に設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の故ⅰ) 低圧代替注水
原子炉運転停止中に設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） 記載方針の相違（東二は主要設

障等により原子炉の除熱ができない場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可ポンプが故障により原子炉除熱ができない場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替注 備のみ記載）

搬型）及び消火系により原子炉を冷却する手段がある。

水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉へ注水する手段がある。 設備の相違，記載方針の相違

これらの対応手段で使用する設備は，「1.4.1(2)a.(a)ⅰ.低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
以上の設備により，原子炉停止中に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の故障等で冷却機能が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。

これらの対応手段及び設備は，「1.4.1(2)ｂ.(a)ⅰ)

低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
以上の設備により，原子炉運転停止中に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプの故障で冷却機能が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。

16

記載方針の相違（東二は機器名で記載）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）(b)サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二

備考

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備【全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のとお

記載方針の相違（電源喪失と冷り。
】

却水喪失時の復旧について
各々明記）

ⅰ.復旧

ⅰ) 復旧

原子炉停止中に設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が原子炉運転停止中に設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系により使用できない場合には，「1.4.1(2)b.(a)が全交流動力電源喪失により使用できない場合には，常設代替交流電源設備により緊急用

ⅰ.低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源

Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給するを供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留とともに，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系で冷却水を確

熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧する手段がある。

保することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が残留熱除去系海水系機能喪失により使用設備の相違，記載方針の相違

記載方針の相違できない場合には，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し電源の供給を継続する

常設代替交流電源設備及び代替残留熱除去系海水系へ燃料を補給し，電源及び冷却水の 設備の相違，記載方針の相違

ことにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を十分な期間，運転継続することが供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を十分な期間，運転継可能である。

続することが可能である。

(ⅰ)常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧(ⅰ) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ（海水冷却）・原子炉圧力容器

・残留熱除去系熱交換器

記載方針の相違（東二は主要設
備のみ記載）

・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系

・残留熱除去系海水ポンプ

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ

設備の相違

・可搬型代替注水大型ポンプ
記載方針の相違（東二は主要設

・常設代替交流電源設備

備のみ記載
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，｢1.14電源の確保に関する手順等」にて整理する。
残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。

17

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二

備考

ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

ⅱ.重大事故等対処設備
復旧で使用する設備のうち，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代替交流電
源設備は重大事故等対処設備として位置づける。また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系
熱交換器，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉補設備の相違「1.4.1(2)ｃ.(b)ⅰ)(ⅰ) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱」 記載方針の相違（東二は主要設で使用する設備のうち，緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。

備のみ記載），設備の相違「1.4.1(2)ｃ.(b)ⅰ)(ⅰ) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱」
で使用する設備のうち，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ（海水冷却），残留熱

機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）とし 設備の相違て位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.4.1）（添付資料1.4.1）

以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が全交流動力

以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が全交流動力

電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により使用できない場合においても，残留熱除去系（原電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合においても，残留熱除 設備の相違

子炉停止時冷却モード）を復旧し，原子炉を除熱することができる。

去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，原子炉を除熱することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対 設備の相違
策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ
車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用可能であれ
ば，原子炉を除熱する手段として有効である。

c.手順等
上記「a.原子炉運転中の対応手段及び設備」及び「b.原子炉停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ｄ．手順等
上記「ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備」，「ｂ．原子炉運転中

記載方針の相違の対応手段及び設備」及び「ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）

これらの手順は，運転員等※１及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴体制の相違（以下，「EOP」という。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下，「SOP」と

候ベース）
」
，
「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定 記載方針の相違（略称定義），

いう。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（表 1.4.1）。

める。
（第1.4−1表）

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（表 1.4.2，表 1.4.3）。
（添付資料 1.4.2）

整備する手順書類の相違

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する。（第1.4−2表，第1.4−3表）※1 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.4.2）

18

体制の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）
1.4.2 重大事故等時の手順

東海第二

備考

1.4.2 重大事故等時の手順
1.4.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

記載方針の相違（柏崎は比較表(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

56〜58 ページに記載）

残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動
し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
給水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができず，原子炉圧
力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
（残留熱除去系（低圧注水系）（Ｂ）又は残留熱除去系（低圧注水系）（Ｃ）による原子炉注水手順も同様。
）
概要図を第1.4−5図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）の手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去
系（Ａ）ポンプが起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）による原子炉への注水の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ａ）の手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により開したことを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点に維持※１するよう指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点
以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持※１し，発電長に報告する。
※1：原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系
格納容器スプレイ弁を開とし，格納容器スプレイを実施する。

19

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等1名により操作を実施する。中央制御室に設置されている

備考
記載方針の相違（柏崎は比較表
56〜58 ページに記載）

操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
低圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライ
ウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により低圧炉心スプレイ系を起動し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
給水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができず，原子炉圧
力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順低圧炉心スプレイ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.4−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧炉心スプレイ系の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系の手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により低圧炉心スプレイ系ポンプが起動し，低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力指示値が1.66MPa［gage］以上であることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，低圧
炉心スプレイ系による原子炉への注水の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁の手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により開したことを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを低圧炉心スプレイ系系統
流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するよう指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点
以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等1名により操作を実施する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

20

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二(3) 残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)による原子炉除熱

備考
記載方針の相違（柏崎は比較表

残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系(原子炉停止時 56〜58 ページに記載）
冷却系)を起動し，原子炉の除熱を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
原子炉圧力容器内の水位が原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下の場合。
ｂ．操作手順残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。
（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ｂ）による原子炉冷却手順も同様。
）
概要図を第1.4−7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。
④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系（Ａ）レグシールライン弁を閉にする。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ入口弁を閉とする。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉再循環（Ａ）ポンプが停止していることを確認し，原
子炉再循環（Ａ）ポンプ出口弁を閉にする。
⑦運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱の準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）使用開始
圧力0.93MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）
による原子炉除熱するための系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を閉とし，閉側回路を除外する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁の開側回路を除外し，残留熱除去系
外側隔離弁を開にする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁を開にし，開側回路の除外を解除する。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ停止時冷却ライン入口弁を開にする。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ停止時冷却注入弁を調整開とする。

21

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日版）

東海第二⑭運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱するための系統構成が完了したことを報告する。

備考
記載方針の相違（柏崎は比較
表 56〜58 ページに記載）⑮発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱の開始を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプを起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上及び残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開とする。
⑱運転員等は中央制御室にて，崩壊熱の除去が開始されたことを残留熱除去系熱交換器入口
温度が低下することにより確認し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名により操作を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
1.4.2.1 原子炉運転中における対応手順

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

a.低圧代替注水
常設の原子炉注水設備による注水機能が喪失した場合，低圧代替注水系(常設)，低圧代替注水系(可搬型)及び消火系による原子炉注水の 3 手段について，同時並行で注水準備を開始する。

ａ．低圧代替注水
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ記載方針の相違

レイ系による原子炉注水機能が喪失した場合において，低圧代替注水系（可搬型）である可搬 運用の相違
型代替注水大型ポンプによる原子炉への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水手段と同時並行で準備を開始する。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，上記手段のうちポンプ 1 台以上の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉注水を開始する。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち，低圧で原子炉へ注水可能な系統1系 設備の相違
統以上の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉注水を開始する。
記載方針の相違

また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上
又は上記手段のうち 2 系以上の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁
による原子炉減圧を実施し，原子炉注水を開始する。原子炉注水に使用する手段は，準備が完了した系統のうち，低圧代替注水系(常設)，消火系，低圧代替注水系(可搬型)の順で選択する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，原子炉を満水にする必要がある場合は，上記手

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，原子炉圧力容器内を満水にする必要がある段に加え給水系，復水系，残留熱除去系（低圧注水モード）又は高圧炉心注水系を使用し原子炉

場合は，上記手段に加え給水系，復水系，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系又は残留 設備の相違

注水を実施する。

熱除去系（低圧注水系）を使用し原子炉注水を実施する。

22

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）(a)低圧代替注水系(常設)による原子炉注水

東海第二

備考

(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ.手順着手の判断基準
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代替注水系(常設)及び※1

注入配管が使用可能な場合 。

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力記載方針の相違

容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，代替淡水 設備の相違
貯槽の水位が確保されている場合。

※1:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
ⅱ.操作手順低圧代替注水系(常設)による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを図 1.4.2 及び図 1.4.3 に，概要図を図 1.4.5 に，タイムチャートを図1.4.6〜10 に示す。(各注入配管使用の場合について，手順⑥⑧⑨以外は同様。)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系(常設)による原子炉注水の準備開始を指示する。

ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.4−2図及び第1.4−3図に，概要図を第1.4−8図に，タイムチャートを第1.4−9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注水系（常設）による

設備の相違
体制の相違

原子炉注水の準備を指示する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合には， 設備の相違
原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水に必要な設備の相違

残留熱除去系注入弁（Ｃ）の受電操作を実施し，残留熱除去系注入弁（Ｃ）の表示灯が点灯したことを確認する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合には，原子炉冷却材浄化系吸込弁を閉にする。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系(常設)による原子炉注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
設備の相違③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注水系(常設)が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
④運転員等は，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了したこ

記載方針の相違とを報告する。
⑤発電長は，運転員等に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成を指示す

記載方針の相違る。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｃ）ポンプの操作スイッチを隔離する。 設備の相違⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ(2 台)の起動操作を実施し，復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

⑦運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モードを選択し，低圧代 設備の相違
替注水系（常設）を起動した後，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa 記載方針の相違［gage］以上であることを確認する。

23

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

備考
設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑥c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑥d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の
現場での手動全開操作を実施する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁が自動 設備の相違
開したことを確認する。
⑨運転員等は，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成が完了し記載方針の相違たことを報告する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧代替注水系(常設)による原子炉注水の開始を指示する⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 体制及び設備の相違，記載方針
低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水の開始を指示する。

a

の相違
設備の相違

⑧ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑧b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑧c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑧d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑧e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。

24

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑨a 注水確認 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)注

備考
設備の相違

⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｃ）を開にし，原子炉への注水が設備の相違

入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告す開始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に 設備の相違，記載方針の相違，るとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベ報告する。

ル 8)の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，原子炉格納容器への格⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するよう指示する。

納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁(B)の全閉操作を実施後，残留⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設

熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。

体制の相違
記載方針の相違
設備の相違
記載方針の相違

開とし，格納容器スプレイを実施する。

⑨b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(A)注入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
⑨c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作(復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の開操作)を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

25H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性

ⅲ.操作の成立性
残留熱除去系(B)及び残留熱除去系(A)の注入配管を使用した低圧代替注水系(常設)によ

原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開記載方針の相違る原子炉注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始まで9分以内と想定する。 設備及び体制の相違

業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(常設)による原子炉注水開始ま

中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

での所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した低圧代替注水系(常設)による原子炉注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧
代替注水系(常設)による原子炉注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合:約 40 分
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合:約 25 分
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合:約 30 分
上記操作実施後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，15分以内で可能である。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

なお，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮 体制の相違のもと運転員等1名により実施する。
設備の相違

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(添付資料 1.4.3-1，1.4.3-3，1.4.3-4)

26

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）(b)低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)

東海第二

備考

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ.手順着手の判断基準
常設の原子炉注水設備，低圧代替注水系(常設)，消火系により原子炉注水ができず，原子残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設），代替循環

炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代替

冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子※1記載方針の相違，設備の相違

注水系(可搬型)及び注入配管が使用可能な場合 。

炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，代替淡水貯槽の水位が確 設備の相違※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(防火水槽又は淡水貯水池)が確保されている場合。

保されている場合。

ⅱ.操作手順低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.4.2 及び図 1.4.3 に，概要図を図 1.4.11 に，タイムチャートを図 1.4.12〜16 に示す。(各注入配管使用の場合について，手順⑥⑦⑫以外は同様。)

ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。 記載方針の相違
手順の対応フローを第1.4−2図及び第1.4−3図に，概要図を第1.4−10図に，タイムチャートを第1.4−11図に示す。
（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用する西側接続口による原子炉注水及び低圧炉心スプレイ系 設備の相違
配管を使用する東側接続口による原子炉注水の手順は，手順⑨以外同様。
）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系(可搬型)による原
子炉注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水の準備のため，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配備及びホース接続を①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁運用の相違，記載方針の相違の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。

依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配設備及び運用の相違

管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注設備及び運用の相違

水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系（Ｃ）配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用した低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

体制及び設備の相違，記載方針の相違⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
設備の相違④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)のどちらかを選択し全開操作を実施する。(当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う。)

27

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｃ）ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポン

備考
設備及び運用の相違

プの操作スイッチを隔離する。
⑦運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成を指示する。
a⑥ 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合

ａ⑨ 残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉注水の場合

記載方針の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。なお，運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系注入弁（Ｃ）及び原子炉圧 設備の相違

電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場での手力容器注水流量調整弁を開にする。

動全開操作を実施する。

なお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作
により原子炉注水弁，残留熱除去系注入弁（Ｃ）及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開にする。

b

設備の相違⑥ 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥c 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。なお，
電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑨ｂ低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉注水の場合

設備の相違

運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧
力容器注水流量調整弁を開にする。
なお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作
により原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開にする。
a

設備の相違⑦ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作及び原子炉圧力指示
値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑦b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作及び原子炉圧力指示
値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。

28

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑦c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合

備考
設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑦d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑦e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。
記載方針及び記載箇所の相違⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配備及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水準備完了について緊急時対策本部へ報告する。また，緊急時対策本部は当直長へ報告する。
⑩運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成が完了

運用の相違したことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉へ記載方針の相違

注水するための準備が完了したことを報告する。
体制及び運用の相違⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員の選択した送水ラインからの低圧代替
注水系(可搬型)による送水開始を緊急時対策本部へ依頼する。

⑬災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。 運用の相違⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

29H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
体制の相違

⑩当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水の確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)起動後，運転員の選択した送水ライ⑮重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，西側接続口又は東 設備の相違

ンから送水するため，MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁

側接続口の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害

1(A)，2(A)のどちらかを全開に実施し，送水開始について緊急時対策本部へ報告する。

対策本部長に報告する。

また，緊急時対策本部は当直長へ報告する。

⑯災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉へ注水が開始されたこ体制の相違との確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを低圧代替注水系原子 設備の相違
炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑫a 注水確認 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)注入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，原子炉格納容器への格
納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁(B)の全閉操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開とし，格納容器スプレイを実施する。
⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(A)注入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合

記載箇所及び記載順の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。

30

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水が

東海第二

備考

⑲発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉へ注水が開始さ運用の相違れたことを連絡する。

開始されたことを緊急時対策本部へ報告する。

⑳発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以

記載箇所及び記載順の相違

上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するよう指示する。
運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器注水流量調整弁により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ⅲ.操作の成立性ⅲ) 操作の成立性

防火水槽を水源とした低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水操作は， 1 ユニット当た

上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水り中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 3 名に開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

て作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水【中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉注開始まで残留熱除去系(A)(B)(C)又は高圧炉心注水系(B)(C)のいずれの注入配管を使用した

水の場合）
】

場合においても約 95 分で可能である。

・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，また，淡水貯水池を水源とした低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水操作は， 1 ユニ

170分以内と想定する。

ット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要【現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉注水の場合）】

員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原・現場対応を運転員等6名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，170分以内と想子炉注水開始まで残留熱除去系(A)(B)(C)又は高圧炉心注水系(B)(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 120 分で可能である。

設備の相違

定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等6名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水大型ポンプ

分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

設備の相違

車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業
記載方針の相違性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(添付資料 1.4.3-2，1.4.3-3，1.4.3-4)（添付資料1.4.3）

31

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二(c) 代替循環冷却系による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原
子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.4−2図及び第1.4−3図に，概要図を第1.4−12図に，タイムチャートを第1.4−13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系による原子炉注
水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系による原子炉への注水に必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に代替循環冷却系による原子炉注水の系統構成を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプの操作スイッチを隔離する。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注水配管分離弁，残留熱除去系（Ａ）ミニ
フロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイ
パス弁を閉にする。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系入口弁及び代替循環冷却系テストライン
弁を開にする。
⑦運転員等は，発電長に代替循環冷却系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプの起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプを起動し，代替循環冷却系ポンプ
吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，代替循環冷却系による原子炉への注水の開始を指示する。

32

備考
設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ａ）を開にした後，代替循環冷却系原子炉圧力容器注水流量調節弁を開にするとともに代替循環冷却系テストライン
弁を閉にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを代替循環冷却系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するよう指示する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉注水開始まで35分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：150分以内

33

備考
設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二(c)消火系による原子炉注水(d) 消火系による原子炉注水

ⅰ.手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

常設の原子炉注水設備，低圧代替注水系(常設)により原子炉注水ができず，原子炉圧力容

残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び代替循

器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，消火系及び注入配環冷却系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）※1

管が使用可能な場合 。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火設定点以上に維持できない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確災が発生していない場合。

保されている場合。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

火災が発生していない場合。

ⅱ.操作手順消火系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.4.2 及び図
1.4.3 に，概要図を図 1.4.17 に，タイムチャートを図 1.4.18〜22 に示す。(各注入配管使用の場合について，手順③⑦⑪⑫以外は同様。)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉注水の準備開始を指示する。

備考

記載方針の相違，設備の相違

ⅱ) 操作手順
消火系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.4−2図及び第1.4−3図に，概要図を第1.4−14図に，タイムチャ 設備の相違
ートを第1.4−15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉注水の準備 体制の相違を指示する。
体制及び設備の相違②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③a 受電操作 残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)注入配管使用の場合現場運転員 C 及び
D は，消火系による原子炉注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③b 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 E 及び F は，消火系による原子炉注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉への注水に必要なポンプ，電動弁及 設備の相違
び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告す

記載方針の相違る。
③発電長は，運転員等に消火系による原子炉注水の系統構成を指示する。
④運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑤運転員等は，発電長に消火系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ※１又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。

34

体制及び設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
設備の相違

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。

記載方針の相違⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉注水の系統構成として，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作を実施する。
⑦a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

記載箇所の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
b⑦ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑦c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(C)の現場での手動全開操作実施する。
⑦d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑦e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。なお，
電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑧緊急時対策要員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了を緊急時対策本部へ報告する。また，緊急時対策本部は当直長へ報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉注水開始を緊急時対策本部へ報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に消火系による原子炉注水の開始を指示する。

⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 体制の相違，記載方針の相違
消火系による原子炉への注水の開始を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁を開にする。

設備の相違⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｂ）を開にする。

記載箇所の相違

a

設備の相違⑪ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑪c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。

35

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

⑪d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合

設備の相違

現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑪e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。
⑫a 注水確認 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)注入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。

⑪運転員は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

記載方針の相違，体制の相違⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以※２上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持記載方針の相違するよう指示する。

⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持※２し，発電長に報告する。 記載方針の相違※1：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，原子炉格納容器への格

設備の相違※2：原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁(B)の全閉操作を実施後，残留熱

納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁（Ｂ）の全閉操作を実施後， 設備の相違

除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開

残留熱除去系格納容器スプレイ弁（Ｂ）を開とし，格納容器スプレイを実施する。

とし，格納容器スプレイを実施する。
⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(A)注入配管流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉注水が開始されたことを
緊急時対策本部へ報告する。

36

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

ⅲ） 操作の成立性

ⅲ.操作の成立性
作業開始を判断してから，消火系による原子炉注水開始までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。

上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉注水開始まで50分以内と想定する。

残留熱除去系(A)又は残留熱除去系(B)注入配管使用
・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び設備の相違
記載方針の相違

なお，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合，原子炉注水が不要と判断して 記載方針の相違
から格納容器スプレイまで10分以内と想定する。

緊急時対策要員 2 名にて所要時間を約 30 分
残留熱除去系(C)注入配管使用
・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び緊急時対策要員 2 名にて所要時間を約 40 分
高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用
・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び緊急時対策要員 2 名にて所要時間を約 30 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を記載方針の相違整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(添付資料 1.4.3-3，1.4.3-4，1.4.3-5)（添付資料1.4.3）

37

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二(e) 補給水系による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系(常設)，代替循環冷
却系及び消火系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
補給水系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.4−2図及び第1.4−3図に，概要図を第1.4−16図に，タイムチャートを第1.4−17図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑤重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑥重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑦災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑧発電長は，運転員等に補給水系による原子炉注水の系統構成を指示する。
⑨運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系−消火系連絡ライン止め弁を開にする。
⑩運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁を開にする。
⑫運転員等は，発電長に補給水系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告す
る。

38

備考
設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

⑬発電長は，運転員等に補給水系による原子炉注水のため，復水移送ポンプを起動し， 設備の相違
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認するよう指示する。
⑭運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，補給水系による原子炉への注水の開始を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｂ）を開にし，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑰発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持※１するよう指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持※１し，発電長に報告する。
※1：原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁（Ｂ）の全閉操作を実施後，残留熱除去系格納容器スプレイ弁（Ｂ）を開とし，格納容器スプレイを実施する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名及び重大事故等対応要員
6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉注水開始まで105分以内と想定する。
なお，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合，原子炉注水が不要と判断してから格納容器スプレイまで10分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.4.3）

39

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
b.重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを図 1.4.29 に示す。
代替交流電源設備等により交流動力電源が確保できた場合，復水貯蔵槽水源が使用可能であれば低圧代替注水系(常設)により原子炉を冷却する。復水貯蔵槽水源が使用できない場合，消火系
又は低圧代替注水系(可搬型)により原子炉を冷却する。

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを第1.4−22図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水機能が喪失し，原子記載方針の相違

炉へ注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水する。
低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系により原子炉へ注水する。 設備の相違
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替注水系（可搬型）に
より原子炉へ注水する。
記載方針の相違

交流動力電源が確保できない場合，現場の手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧
代替注水系(可搬型)により原子炉を冷却する。
なお，消火系による原子炉の冷却は，発電所構内(大湊側)で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。

なお，消火系による原子炉への注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必 記載方針の相違
要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
設備の相違

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優先①：残留熱除去系(B)注入配管(中央制御室からの操作が可能)
優先②：残留熱除去系(A)注入配管(中央制御室からの操作が可能)
優先③：残留熱除去系(C)注入配管
優先④：高圧炉心注水系(B)注入配管
優先⑤：高圧炉心注水系(C)注入配管(2)サポート系故障時の対応手順(2) サポート系故障時の対応手順【全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。
】

記載方針の相違（電源喪失と冷却水喪失時の復旧について
各々明記）

a.復旧

ａ.復旧

(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉注水(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

全交流動力電源の喪失により常設の原子炉注水設備による注水機能の喪失が起きた場合，常全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注 記載方針の相違

設代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補水機能が喪失した場合，常設代替交流電源設備により残留熱除去系（低圧注水系）の電源を機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系(低圧注水モード)にて原子炉への注水復旧するとともに，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により 設備の相違を実施する。

冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉への注水を実施する。
また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（低圧注水系）による注水機能が 記載方針の相違
喪失した場合，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉への注水を実施する。
なお，格納容器からの除熱及び原子炉内の崩壊熱を除去する機能を有する代替循環冷却系 運用の相違（優先順位の明確
へ電源を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し緊急用Ｍ／Ｃから受電するため， 化）
Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）を優先して使用する。
40

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
ⅰ.手順着手の判断基準

東海第二ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電

備考

記載方針の相違（電源喪失時の全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用 復旧を分けて記載），設備の相が完了し，残留熱除去系(低圧注水モード)が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，サプレッション・プールの水 違※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保され位が確保されている場合。

ている状態。

【残留熱除去系海水系機能喪失時】

記載方針の相違（冷却水喪失時

残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却 の復旧を分けて記載），設備の水が確保され，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ.操作手順残留熱除去系(B)(低圧注水モード)による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。(残留熱除去系(A)(低圧注水モード)による原子炉注水手順も同様)
概要図を図 1.4.23 に，タイムチャートを図 1.4.24 に示す。

相違ⅱ) 操作手順
残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
（残留
熱除去系（低圧注水系）（Ｂ）又は残留熱除去系（低圧注水系）（Ｃ）による原子炉注水手
順も同様。
）
概要図を第1.4−18図に，タイムチャートを第1.4−19図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)(低圧
注水モード)による原子炉注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)(低圧注水モード)の起動に必要なポン①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ） 体制の相違による原子炉注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（低圧注水系）（Ａ）による原子炉への注水

プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されてに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等によ 設備の相違いることを状態表示にて確認する。

り確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

記載方針の相違
設備の相違③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)(低圧注水モード)が使用可能か確認する。
③発電長は，運転員等に残留熱除去系（Ａ）ポンプの起動を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残留熱除記載方針の相違④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプを起動し，残留熱除去系ポン
プ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。 記載方針の相違，体制の相違

去系(B)(低圧注水モード)による原子炉注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系ポンプ(B)の吐出圧力以下である
ことを確認後，中央制御室運転員 A 及び B に，残留熱除去系(低圧注水モード)による原⑤発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 体制の相違，記載方針の相違
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水の開始を指示する。

子炉注水の開始を指示する。

41

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)を全開として原子炉への注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)系
統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。

東海第二

備考⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ａ）を開とし，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告す 体制の相違る。
⑦発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以

記載方針の相違※１

上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するよう指示する。

⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持※１し，発電長に報告する。

記載方針の相違※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，原子炉格納容器への格※1：原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁(B)の全閉操作を実施後，残留熱

納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁（Ａ）又は（Ｂ）の全閉操除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開

作を実施後，残留熱除去系格納容器スプレイ弁（Ａ）又は（Ｂ）を開とし，格納容 設備の相違とし，格納容器スプレイを実施する。

器スプレイを実施する。

ⅲ.操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業をⅲ) 操作の成立性
原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開記載方針の相違，設備及び体制実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開 の相違

始まで 15 分以内で可能である。

始まで6分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。

設備の相違

・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：150分以内
さらに，格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合，原子炉注水が不要と判断してから格納容器スプレイまで10分以内と想定する。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

また，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮 体制の相違のもと運転員等1名により実施する。

42

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
b.重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを図 1.4.29 に示す。
外部電源，常設代替交流電源設備等により交流動力電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系

東海第二ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを第1.4−22図に示す。

全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用 記載方針の相違，設備の相違の運転が可能であれば残留熱除去系(低圧注水モード)により原子炉を冷却する。原子炉補機冷却

Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄを受電し，交流動力電源が確保され，残留熱除去系

系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系(低圧注水モード)によ（低圧注水系）及び残留熱除去系海水系が復旧できる場合は，残留熱除去系（低圧注水系）にり原子炉を冷却するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系

より原子炉へ注水する。なお，常設代替交流電源設備によりＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄが(常設)等による原子炉の冷却を並行して実施する。

受電できない場合は，「1.4.2.2(1)ａ．低圧代替注水」の対応手順を実施する。
残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉へ注水する。
緊急用海水系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉へ注水するが，代替残留熱除去系海水系の運転に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等により原子炉への注水を並行して実施する。

原子炉停止後は，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)により原子炉を除熱する。
(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

備考

原子炉運転停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉格

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉

納容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系により原子炉格納容器下部へ注水することで落下

圧力容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水

した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水によりすることで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低原子炉圧力容器へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器への圧代替注水により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器か

放熱量を抑制する。

ら格納容器内への放熱量を抑制する。

43

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二a.低圧代替注水

ａ．低圧代替注水(a)低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

備考ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ.手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断し，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器内への注 記載方針の相違
水が出来ない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇，格納容器内の水素濃度の上器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

昇により確認する。
※2:原子炉格納容器スプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35〜

記載箇所の相違

3

70 m /h)が確保され，更に低圧代替注水系(常設)により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ) 操作手順

ⅱ.操作手順低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却については，「1.4.2.1(1)a.(a)低圧代替
注水系(常設)による原子炉注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管及び残留熱除低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水｣の操作手順と同様である。

記載方針の相違去系(A)注入配管を使用した手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部） 記載箇所の相違
への注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）
注水量：14m３／h〜50m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h〜50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先する。
なお，手順の対応フローを図 1.4.4 に示す。また，概要図は図 1.4.5，タイムチャートは
図 1.4.6 及び図 1.4.7 と同様である。

なお，手順の対応フローを第1.4−4図に示す。また，概要図は第1.4−8図，タイムチャートは第1.4−9図と同様である。
記載方針の相違(添付資料 1.4.3-1)

44

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
ⅲ.操作の成立性

東海第二備考ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開始を判断してから低圧 設備及び体制の相違

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(常設)による原子炉注水開始までの代替注水系（常設）による原子炉圧力容器内への注水開始まで9分以内と想定する。中央制 記載方針の相違

所要時間は以下のとおり。

御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

残留熱除去系(B)注入配管使用:12 分以内
残留熱除去系(A)注入配管使用:12 分以内
記載方針の相違

その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）

記載方針の相違（柏崎は比較表

ⅰ) 手順着手の判断基準

50 ページに記載）

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断し，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設），代替循
環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇，格納容器内の水素濃度の上昇により確認する。
ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）については，｢1.4.2.2(1)ａ.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）｣の操作
手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）
への注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）
注水量：14m３／h〜50m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h〜50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先する。
なお，手順の対応フローを第1.4−4図に示す。また，概要図は第1.4−10図，タイムチャートは第1.4−11図と同様である。

45

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
記載方針の相違（柏崎は比較表

ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力50 ページに記載）

容器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉圧
力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，170分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉圧
力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.4.3）(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断し，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器内への注水ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇，格納容器内の水素濃度の上昇により確認する。

46

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
設備の相違

ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2 (1)ａ.(c)

代替循環

冷却系による原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイの注水に必要な流量（格納容器スプ
レイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３／h〜50m３／h）を確保
し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h〜50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先する。
なお，手順の対応フローを第1.4−4図に示す。また，概要図は第1.4−12図，タイムチャートは第1.4−13図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器内への注水開始まで35分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：150分以内(b)消火系による残存溶融炉心の冷却(d) 消火系による残存溶融炉心の冷却

ⅰ.手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準
により原子炉圧力容器の破損を判断し原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断た場合において，低圧代替注水系(常設)が使用できず，消火系による原子炉圧力容器への注し，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び代替

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1※2

水が可能な場合 。

記載方針の相違

循環冷却系により原子炉圧力容器内への注水ができない場合において，ろ過水貯蔵タンク
又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする火災が発生していない場合。

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇，格納容器内の水素濃度の上器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

昇により確認する。

47

記載箇所の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
記載箇所の相違※2:原子炉格納容器スプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35〜
70 m3/h)が確保され，更に消火系により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ) 操作手順

ⅱ.操作手順消火系による残存溶融炉心の冷却については，「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原子炉注
水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管及び残留熱除去系(A)注入配管を使用した

消火系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ.(d)

消火系による原子
記載方針の相違

炉注水｣の操作手順と同様である。

残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイの注水に必要な流量（格納容器スプ 記載箇所の相違

手順と同様である。

レイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３／h〜50m３／h）を確保
し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h〜50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先する。
なお，手順の対応フローを図 1.4.4 に示す。また，概要図は図 1.4.17，タイムチャートは
図 1.4.18 及び図 1.4.19 と同様である。

なお，手順の対応フローを第1.4−4図に示す。また，概要図は第1.4−14図，タイムチャートは第1.4−15図と同様である。

ⅲ.操作の成立性ⅲ) 操作の成立性

作業開始を判断してから，消火系による原子炉注水開始までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。

上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，消火設備の相違

系による原子炉圧力容器内への注水開始まで50分以内と想定する。

残留熱除去系(A)又は(B)注入配管使用
・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 2 名にて所要時間を約 30 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を記載方針の相違整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(添付資料 1.4.3-5)（添付資料1.4.3）

48

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
設備の相違

(e) 補給水系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断し，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系(常設)，代替循環
冷却系及び消火系により原子炉圧力容器内への注水ができない場合において，復水貯蔵タ
ンクの水位が確保されている場合。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇，格納容器内の水素濃度の上昇により確認する。
ⅱ) 操作手順
補給水系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ．(e) 補給水系による
原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイの注水に必要な流量（格納容器スプ
レイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３／h〜50m３／h）を確保
し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h〜50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先する。
なお，手順の対応フローを第1.4−4図に示す。概要図は第1.4−16図，タイムチャートは
第1.4−17図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名及び重大事故等対応要員
6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器内への注水開始まで105分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料 1.4.3）

49

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

記載方針の相違（東二は比較表(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)

45〜46 ページに記載）

ⅰ.手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化

備考※1

により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系(常設)及び消火系が使用できず，低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。
※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器スプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35〜
70 m3/h)が確保され，更に低圧代替注水系(可搬型)により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ.操作手順低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却については，「1.4.2.1(1)a.(b)低圧代
替注水系(可搬型)による原子炉注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管及び残留熱除去系(A)注入配管を使用した手順と同様。
なお，手順の対応フローを図 1.4.4 に示す。また，概要図は図 1.4.11，タイムチャートは
図 1.4.12 及び図 1.4.13 と同様である。
ⅲ.操作の成立性
防火水槽を水源とした低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却操作は，1 ユニ
ット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要
員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原
子炉注水開始まで残留熱除去系(A)又は残留熱除去系(B)のいずれの注入配管を使用した場
合においても約 95 分で可能である。
また，淡水貯水池を水源とした低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却操作
は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水開始まで残留熱除去系(A)又は残留熱除去系(B)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 120 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
(添付資料 1.4.3-2)
50

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
b.重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを図 1.4.29 に示す。

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを第1.4−22図に示す。

代替交流電源設備等により交流動力電源が確保できた場合，復水貯蔵槽水源が使用可能であれ

原子炉圧力容器が破損し，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による残存

ば低圧代替注水系(常設)により残存溶融炉心を冷却する。復水貯蔵槽水源が使用できない場合，

溶融炉心の冷却ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。

消火系又は低圧代替注水系(可搬型)により残存溶融炉心を冷却する。

低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系により残存溶融炉心の冷却記載方針の相違
設備の相違を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心の冷却を実施する。
なお，消火系による原子炉の冷却は，発電所構内(大湊側)で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。

なお，消火系による残存溶融炉心の冷却は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
設備の相違

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優先①：残留熱除去系(B)注入配管
優先②：残留熱除去系(A)注入配管
1.4.2.2 原子炉停止中における対応手順

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

原子炉停止中に低圧注水系が機能喪失した場合の対応手順については，「1.4.2.1(1)a.(a) 低圧

原子炉運転停止中に原子炉へ注水する機能が喪失した場合の対応手順については「1.4.2.2(1)

代替注水系(常設)による原子炉注水」，「1.4.2.1(1)a.(b)低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注

ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」，「1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可水(淡水/海水)」及び「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原子炉注水」の対応手順と同様である。

搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」，「1.4.2.2(1)ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉注
水」，｢1.4.2.2(1)ａ．(d) 消火系による原子炉注水｣及び｢1.4.2.2(1)ａ．(e)原子炉注水｣の対応手順と同様である。

51

補給水系による

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）(2)サポート系故障時の対応手順

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順【全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。
】

記載方針の相違（電源喪失と冷却水喪失時の復旧について
各々明記）

a.復旧

ａ．復旧

(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉除熱(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

全交流動力電源の喪失により残留熱除去系による崩壊熱除去機能の喪失が起きた場合，常設

全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機喪失した場合，常設代替交流電源設備により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の電源を冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)にて原子炉の復旧するとともに，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により除熱を実施する。

冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）にて原子炉の除熱を実施する。

設備の相違

また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩 記載方針の相違
壊熱除去機能が喪失した場合，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）にて原子炉の除熱を実施する。
なお，格納容器からの除熱及び原子炉内の崩壊熱を除去する機能を有する代替循環冷却系 設備の相違（優先順位の明確
へ電源を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し緊急用Ｍ／Ｃから受電するため， 化）
Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）を優先して使用する。
ⅰ.手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準
記載方針の相違【全交流動力電源喪失時】
全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用 設備の相違

受電が完了し，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)が使用可能な状態※1 に復旧され

Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

た場合。

［gage］以下である場合。

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了し，原子炉圧力指示値が0.93MPa【残留熱除去系海水系機能喪失時】
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却記載方針の相違
記載方針の相違
記載方針の相違，設備の相違

水が確保され，原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下である場合。
記載方針の相違，設備の相違※1:設備に異常がなく，電源及び補機冷却水が確保されており，原子炉水位指示値が原子炉
水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値
が規定値以下の状態。

52

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
ⅱ.操作手順残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。(残留熱除去系(A)(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱手順も同様)概要図を図1.4.25 に，タイムチャートを図 1.4.26 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱の準備開始を指示する。

東海第二

備考

ⅱ) 操作手順
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。
（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ｂ）による原子炉冷却手順も同様）
概要図を第1.4−20図に，タイムチャートを第1.4−21図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷

体制の相違

却系）
（Ａ）による原子炉除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施す 記載方針の相違る。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)の起動に必④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉 記載方針の相違

要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに補機冷却水が確保されていること，原子の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示 設備の相違，記載方針の相違

炉水位指示値が原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持されて等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。

いること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以下であることを状態表示にて確認する。
設備の相違③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)が使用可能か確認する。

記載方針の相違④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁(B)，残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)を全閉、残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁(B)，残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ(B)吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑥現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ(B)及び残留熱除去系最小流量バイパ
ス弁(B)の MCC 電源｢切｣操作を実施する。
⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系（Ａ）レグシールライン弁を閉にする。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ入口弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉再循環（Ａ）ポンプが停止していることを確認し，原子炉再循環（Ａ）ポンプ出口弁を閉にする。
⑧運転員等は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱の準備が完了したことを報告する。

53

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）使用

備考
記載方針の相違

開始圧力0.93MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱するための系統構成を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を閉とし，閉側回路を除外する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁の開側回路を除外し，残留熱除去系外側隔離弁を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁を開にし，開側回路の除外を解除する。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ停止時冷却ライン入口弁を開にする。
⑭運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプ停止時冷却注入弁を調整開とする。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)運転の準備完了を当直副長へ報告する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)(原子炉停止時冷却モード)による原
子炉除熱の開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除⑮運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱す

体制の相違

るための系統構成が完了したことを報告する。
⑯発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（Ａ）による原子炉除熱の体制の相違開始を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）ポンプを起動し，残留熱除去系ポン

去系ポンプ(B)の吐出圧力が上昇したことを残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力にて確認

プ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上及び残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認 記載方針の相違

後，残留熱除去系熱交換器出口弁(B)を調整開し原子炉の除熱を開始する。

する。
⑱運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開とする。

⑩中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉の除熱が開始されたことを残留熱除去系(B)系統
流量指示値の上昇及び残留熱除去系(B)熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉除熱が開始されたことを残留熱除去系熱交換器入 記載方針の相違
口温度が低下することにより確認し，発電長に報告する。

当直副長に報告する。

54

体制の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性

ⅲ.操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運

上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，作業転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系(原子炉停止時冷開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原却モード)による原子炉除熱開始まで 20 分以内で可能である。

子炉除熱開始まで161分以内と想定する。

設備及び体制の相違
記載方針の相違

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(添付資料 1.4.3-6)

なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。

記載方針の相違
設備の相違

・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：150分以内
b.重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを図 1.4.29 に示す。
外部電源，常設代替交流電源設備等により交流動力電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを第1.4−22図に示す。
全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用 記載方針の相違，設備の相違の運転が可能であれば残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)により原子炉を除熱する。原子炉

Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄを受電し，交流動力電源が確保され，残留熱除去系

補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系(原子炉停止時（原子炉停止時冷却系）及び残留熱除去系海水系が復旧できる場合は，残留熱除去系（原子炉

冷却モード)により原子炉を除熱するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，停止時冷却系）により原子炉を除熱する。なお，常設代替交流電源設備によりＭ／Ｃ ２Ｃ又低圧代替注水系(常設)等による原子炉の冷却を並行して実施する。

はＭ／Ｃ ２Ｄが受電できない場合は，「1.4.2.2(1)ａ．低圧代替注水」の対応手順を実施する。
残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
緊急用海水系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱するが，代替残留熱除去系海水系の運転に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等により原子炉への注水を並行して実施する。

55

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

記載箇所の相違（東二は比較表(1)残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水

19〜22 ページに記載）

残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベル 1）又はドライウェル圧力高）
による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系(低圧注水モード)を起動し，サプ
レッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
a.手順着手の判断基準
給水系，復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉注水ができず，原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
b.操作手順残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図1.4.27 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉
水位低（レベル 1）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプが起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったことを確認後，当直副長に残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水の準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったことを確認後，中央制御室運転員に残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉注水の開始を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位
低（レベル 1）及び原子炉圧力低，又はドライウェル圧力高及び原子炉圧力低）により残留熱除去系注入弁が全開となったことを確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間，原子炉格納容器への格納容器スプレイを実施する場合は，残留熱除去系注入弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系格納
容器冷却流量調節弁，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁を全開とし，格納容器スプレ
イを実施する。
c.操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

56

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
記載箇所の相違（東二は比較表(2)残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱

19〜22 ページに記載）

残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系(原子炉停止時モード)を起動し，原子炉の除熱を実施する。
a.手順着手の判断基準
原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が規定値以下の場合。
b.操作手順残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。
概要図を図 1.4.28 に示す。
① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉水位指示値が原子炉水位低(レベル 3)から原子炉水位高(レベル 8)の間で維持されていること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードイ
ンターロック解除の設定値以下であることを確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁，残留熱除去系最小流量バイパス
弁を全閉、残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁，残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施する。
④現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ及び残留熱除去系最小流量バイパス弁のMCC 電源｢切｣操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)運転の準備完了を当直副長へ報告する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱の開始を指示する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去ポンプ
吐出圧力指示値が上昇したことを確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁を調整開し原子炉の除熱を開始する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉の除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

57

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考
記載箇所の相違（東二は比較表

c.操作の成立性

19〜22 ページに記載）

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員
4 名にて操作を実施した場合，操作開始を判断してから残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)
による原子炉除熱開始まで 20 分以内で可能である。
(添付資料 1.4.3-6)
1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順は，「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代
替注水ポンプ(A-2 級)による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順について 設備の相違
は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

重大事故 記載方針の相違（送水手順と水源補給手順を分割）等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
代替淡水貯槽に補給する手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順 設備の相違等」にて整備する。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並

常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ，

動弁及び監視計器への電源供給手順については，｢1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。

可搬型代替注水ポンプへの燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給手備する。

設備の相違，記載方針の相違

順については，｢1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15
等」にて整備する。

58

事故時の計装に関する手順 記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

表 1.4.1 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.4−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(1 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／25）(重大事故等対処設備（ 設計基準拡張)）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

サプレッション・プール

残留熱除去系海水ポンプ※１

備に分けて記載（以下同様）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

︵設計基準拡張︶

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系︵低圧注水系︶による原子炉注水

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶−

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

対応設備を主要設備と関連設

自主対策設備による対応手段の明確化（以下同様）

59

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(2 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／25）(原子炉運転中のフロントライン系故障時)（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

サプレッション・プール︵設計基準拡張︶

残留熱除去系海水ポンプ※１

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備

関連設備
スパージャ

60

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶−

低圧炉心スプレイ系ポンプ「水位確保」等
重大事故等対策要領

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(3 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／25）(原子炉運転中のフロントライン系故障時)（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉

柏崎は比較表 59 ページに記載

除熱）
分類

対応設備

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※１︵設計基準拡張︶

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備※３
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

再循環系配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61

重大事故等対処設備

関連設備
残留熱除去系配管・弁重大事故等対処設備

主要設備

−

対応
手段

残留熱除去系︵原子炉停止時冷却系︶による原子炉除熱

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(4 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／25）(原子炉運転中のサポート系故障時)（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

重大事故等対処設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３
関連設備
非常用交流電源設備※３

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

柏崎は比較表 60 ページに記載
対応設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

低圧代替注水系︵常設︶による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水
系）ポンプ

備考

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

62

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(5 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／25）(溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合)（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

重大事故等対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備

プ

柏崎は比較表 60 ページに記載
対応設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポン

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
関連設備

燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

63

重大事故等対処設備

低圧代替注水系︵可搬型︶による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水
系）ポンプ

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(6 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／25）(原子炉停止中のフロントライン系故障時)（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

東二固有の対応
対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ※１︵設計基準拡張︶対応設備により重大事故等対自主対策設備プ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３

非常用交流電源設備※３※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポン

代替循環冷却系による原子炉注水①

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

残留熱除去系海水ポンプ※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

処設備（①）による対応手段「水位確保」等と自主対策設備（②）による重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(7 / 8)
(原子炉停止中のフロントライン系故障時対応手段，対応設備，手順書一覧（7／25）
東二固有の対応（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ※１

重大事故等対処設備

プ

自主対策設備

低圧炉心スプレイ系ポン

代替循環冷却系による原子炉注水②

フロントライン系故障

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
常設代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

重大事故等対処設備

関連設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

代替循環冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ対応設備により重大事故等対（徴候ベース）

処設備（①）による対応手段「水位確保」等
重大事故等対策要領と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

対応手段， 対処設備， 手順書一覧(8 / 8)

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／25）(原子炉停止中のサポート系故障時)（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

備考

柏崎は比較表 61 ページに記載
対応設備

整備する手順書

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

燃料補給設備※３

非常用交流電源設備※３︵設計基準拡張︶

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備

消火系配管・弁

66

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

関連設備

プ

可搬型代替交流電源設備※３

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系ポン

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

常設代替交流電源設備※３「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／25）
東二固有の対応（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

自主対策設備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

燃料補給設備※３

非常用交流電源設備※３︵設計基準拡張︶

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁

消火系配管・弁

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備補給水系配管・弁67

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

関連設備

プ

可搬型代替交流電源設備※３

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系ポン

補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

常設代替交流電源設備※３「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／25）
柏崎は比較表 62 ページに記載（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ※１

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※１︵設計基準拡張︶

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

却）

原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
常設代替交流電源設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

68

重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備※３

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

力電源）

主要設備

ィーゼル発電機（全交流動

残留熱除去系︵低圧注水系︶の復旧後の原子炉注水①サポート 系故障

外部電源系及び非常用デ残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海水冷対応設備により重大事故等対非常時運転手順書Ⅱ

処設備（①）による対応手段（徴候ベース）と自主対策設備（②）による「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／25）
柏崎は比較表 62 ページに記載（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

サプレッション・プール

残留熱除去系熱交換器︵設計基準拡張︶対応設備により重大事故等対処設備（①）による対応手段
自主対策設備残留熱除去系海水系

却）

可搬型代替注水大型ポンプ※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）と自主対策設備（②）による「水位確保」等

対応手段に分ける

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
常設代替交流電源設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備※３

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

69

重大事故等対処設備

力電源）

主要設備

ィーゼル発電機（全交流動

残留熱除去系︵低圧注水系︶の復旧後の原子炉注水②サポート 系故障

外部電源系及び非常用デ残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海水冷H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３
関連設備︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

70

重大事故等対処設備

低圧代替注水系︵常設︶による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

柏崎は比較表 63 ページに記載

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
関連設備

燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

71

重大事故等対処設備

低圧代替注水系︵可搬型︶による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

柏崎は比較表 63 ページに記載

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／25）
東二固有の対応（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール︵設計基準拡張︶

残留熱除去系海水ポンプ※１

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３

非常用交流電源設備※３72

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却①

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

緊急用海水ポンプ※１

対応設備により重大事故等対非常時運転手順書Ⅲ

処設備（①）による対応手段（シビアアクシデント）と自主対策設備（②）による「注水−４」
重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／25）
東二固有の対応（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
主要設備

自主対策設備代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却②

重大事故等対処設備

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

可搬型代替注水大型ポンプ※１

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

73

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３対応設備により重大事故等対非常時運転手順書Ⅲ

処設備（①）による対応手段（シビアアクシデント）と自主対策設備（②）による「注水−４」
重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／25）
柏崎は比較表 63 ページに記載（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３

自主対策設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁

消火系配管・弁74

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

関連設備

消火系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

原子炉圧力容器「注水−４」
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／25）
東二固有の対応（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

自主対策設備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備

消火系配管・弁

重大事故等対処設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁補給水系配管・弁75

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

関連設備

補給水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合−

整備する手順書「注水−４」
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備時冷却系）ポンプ

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３
関連設備

低圧代替注水系︵常設︶による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

柏崎は比較表 64 ページに記載︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

76

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／25）
柏崎は比較表 64 ページに記載（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２
代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備時冷却系）ポンプ

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
関連設備

燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶

非常用交流電源設備※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

77

重大事故等対処設備

低圧代替注水系︵可搬型︶による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／25）
東二固有の対応（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ※１︵設計基準拡張︶対応設備により重大事故等対自主対策設備代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３

非常用交流電源設備※３78

重大事故等対処設備

主要設備

時冷却系）ポンプ

代替循環冷却系による原子炉注水①

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

残留熱除去系海水ポンプ※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

処設備（①）による対応手段「水位確保」等と自主対策設備（②）による重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
主要設備

自主対策設備代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ※１

重大事故等対処設備時冷却系）ポンプ

代替循環冷却系による原子炉注水②

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
燃料補給設備※３︵設計基準拡張︶※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

79

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３

非常用交流電源設備※３

東二固有の対応

非常時運転手順書Ⅱ対応設備により重大事故等対（徴候ベース）

処設備（①）による対応手段「水位確保」等
重大事故等対策要領と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／25）
柏崎は比較表 65 ページに記載（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

対応設備

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

非常用交流電源設備※３︵設計基準拡張︶関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備

消火系配管・弁80

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対処設備時冷却系）ポンプ

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

常設代替交流電源設備※３「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／25）
東二固有の対応（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

対応設備

自主対策設備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

非常用交流電源設備※３︵設計基準拡張︶関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁

消火系配管・弁

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備補給水系配管・弁81

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対処設備時冷却系）ポンプ

補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止

常設代替交流電源設備※３「水位確保」等
重大事故等対策要領

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／25）
柏崎は比較表 66 ページに記載（原子炉運転停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書
重大事故等対処設備

緊急用海水ポンプ※１

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※１︵設計基準拡張︶

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系（海水冷却）

原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
常設代替交流電源設備※３︵設計基準拡張︶

再循環系配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

82

重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備※３

残留熱除去系配管・弁重大事故等対処設備

力電源）

主要設備

ィーゼル発電機（全交流動

残留熱除去系︵原子炉停止時冷却系︶の復旧後の原子炉除熱①サポート 系故障

外部電源系及び非常用デ残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

対応設備により重大事故等対非常時運転手順書Ⅱ

処設備（①）による対応手段（徴候ベース）と自主対策設備（②）による「減圧冷却」
重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（25／25）
柏崎は比較表 66 ページに記載（原子炉運転停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系熱交換器

可搬型代替注水大型ポンプ※１

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

自主対策設備力電源）

主要設備

ィーゼル発電機（全交流動

原子炉圧力容器
非常用取水設備※１
常設代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

再循環系配管・弁︵設計基準拡張︶

残留熱除去系配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

83

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系︵原子炉停止時冷却系︶の復旧後の原子炉除熱②サポート 系故障

外部電源系及び非常用デ︵設計基準拡張︶（海水冷却）

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書

対応設備により重大事故等対非常時運転手順書Ⅱ

処設備（①）による対応手段（徴候ベース）と自主対策設備（②）による「減圧冷却」
重大事故等対策要領

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

監視計器一覧(1/9)

柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

表 1.4.2 重大事故等対処に係る監視計器

第1.4−2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

柏崎は比較表 91 ページに記載

1.4.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

判断基準(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能タービン駆動給水ポンプ吐出圧力
電動駆動給水ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

84

東二は対応手順、柏崎は手順書を記載（以下同様）

監視パラメータ（計器）の位置
づけを示す（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(2/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（2／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

判断基準(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能タービン駆動給水ポンプ吐出圧力
電動駆動給水ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

85

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(3/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（3／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

判断基準(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

86

柏崎は比較表 92 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(4/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（4／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

87

柏崎は比較表 84 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(5/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（5／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

88

柏崎は比較表 84 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(6/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（6／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力(c) 代替循環冷却系による
原子炉注水

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

89

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(7/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（7／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力(d) 消火系による原子炉注
水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

90

柏崎は比較表 85 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(8/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（8／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(e) 補給水系による原子炉
注水

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

91

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）
監視計器一覧(9/9)

東海第二

備考

監視計器一覧（9／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉
注水

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力線１号電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※３

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

92

柏崎は比較表 86 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

93

柏崎は比較表 87 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力低圧炉心スプ
レイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

94

柏崎は比較表 89 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

95

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（13／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力代替循
環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力(d) 消火系による残存溶融
炉心の冷却

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

96

柏崎は比較表 88 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準

(e)

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補給水系による残存
溶融炉心の冷却操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

97

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

監視計器一覧（15／15）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力線１号電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※３

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１

操作

原子炉圧力容器内の圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

98

柏崎は比較表 90 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

表 1.4.3 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

第1.4−3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備
対象条文

【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99

供給対象設備

備考

給電元
給電母線

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

低圧炉心スプレイ系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
非常用交流電源設備
Ｍ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ

残留熱除去系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
120V／240V計装用主母線盤２Ａ
120V／240V計装用主母線盤２Ｂ
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

図 1.4.1 機能喪失原因対策分析(1/2)

注1：低圧炉心スプレイ系については，常設代替交流電源設備による交流電源確保の手段はないため，全交流動力電源喪失時における復旧後の原子炉注水手段は対象外である。
注2：残留熱除去系（Ｃ）については，熱交換器を有しておらず原子炉停止時冷却系の手段はないため，全交流動力電源喪失及び残留熱除去系海水系機能喪失時における復旧後の原子炉除熱手段は対象外である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

100

黄色以外の色分けについては、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

第1.4−1図 機能喪失原因対策分析（1／3）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

図 1.4.1 機能喪失原因対策分析(2/2)

注1：低圧炉心スプレイ系については，常設代替交流電源設備による交流電源確保の手段はないため，全交流動力電源喪失時における復旧後の原子炉注水手段は対象外である。
注2：残留熱除去系（Ｃ）については，熱交換器を有しておらず原子炉停止時冷却系の手段はないため，全交流動力電源喪失及び残留熱除去系海水系機能喪失時における復旧後の原子炉除熱手段は対象外である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

101

第 1.4−1 図 機能喪失原因対策分析（2／3）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

102
第1.4−1図 機能喪失原因対策分析（3／3）

注1：低圧炉心スプレイ系については，常設代替交流電源設備による交流電源確保の手段はないため，全交流動力電源喪失時における復旧後の原子炉注水手段は対象外である。
注2：残留熱除去系（Ｃ）については，熱交換器を有しておらず原子炉停止時冷却系の手段はないため，全交流動力電源喪失及び残留熱除去系海水系機能喪失時における復旧後の原子炉除熱手段は対象外である。
注3：残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより残留熱除去系ポンプを冷却する手段として海水を確保する

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所
赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

東海第二
備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

柏崎固有の記載※本資料は，「機能喪失原因対策分析」を基に，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すなわ
ち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND
条件，OR 条件については表現していないため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

図 1.4.1 機能喪失原因対策分析(補足)103

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

黄色以外の色分けについては、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

図 1.4.2 EOP 原子炉制御「水位確保」における対応フロー
第 1.4−2 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御 「水位確保」における対応フロー

104

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

第1.4−3図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）不測事態 「水位回復」における対応フロー

柏崎（平成２９年１月２６日）

図 1.4.3 EOP 不測事態「水位回復」における対応フロー

105

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

第1.4−4図 非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント） 「注水-4」における対応フロー

柏崎（平成２９年１月２６日）

図 1.4.4 SOP 「注水-4」における対応フロー

106

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

柏崎は比較表 138 ページに記
載第 1.4−5 図 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水 概要図107

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

東二固有の対応

第1.4−6図 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

108

概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

柏崎は比較表 139 ページに記
載第 1.4−7 図 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱 概要図

109H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

図 1.4.5 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水 概要図

第1.4−8図 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水 概要図

柏崎（平成２９年１月２６日）

110

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

111

第1.4−9図 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水 タイムチャート※1：原子炉運転停止中の当直要員の体制における低圧代替注水系（常設）による原子炉注水は9分以内と想定する。
※2：原子炉冷却材喪失事象が確認された場合。

図 1.4.7 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水(残留熱除去系(A)注入配管使用) タイムチャート

図 1.4.6 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水(残留熱除去系(B)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

図 1.4.9 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水(高圧炉心注水系(B)注入配管使用) タイムチャート

図 1.4.8 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水(残留熱除去系(C)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違112

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

図 1.4.10 低圧代替注水系(常設)による原子炉注水(高圧炉心注水系(C)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違113

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

備考

図 1.4.11 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水) 概要図

第1.4−10図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水） 概要図

柏崎（平成２９年１月２６日）

114

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】

図 1.4.12 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(B)注入配管使用) タイムチャート（1/2）※荒浜側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する場合は，約 85 分で可能である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

対応手段の相違※1：原子炉運転停止中の当直要員の体制における低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は 170 分以内と想定する。
※2：低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口への送水の場合，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始まで 135 分以内と想定する。

※3：当直運転員 3 名及び重大事故等対応要員（運転操作対応）3 名にて実施する。
※4：低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口への送水の場合，移動，系統構成は 70 分以内と想定する。
※5：低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口への送水の場合，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始まで 135 分以内と想定する。

第1.4−11図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）タイムチャート115

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.12 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(B)注入配管使用) タイムチャート（2/2）

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違116

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.13 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(A)注入配管使用) タイムチャート（1/2）※荒浜側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する場合は，約 85 分で可能である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違117

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.13 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(A)注入配管使用) タイムチャート（2/2）

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違118

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.14 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(C)注入配管使用) タイムチャート（1/2）※荒浜側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する場合は，約 85 分で可能である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違119

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.14 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(残留熱除去系(C)注入配管使用) タイムチャート（2/2）

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違120

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.15 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(高圧炉心注水系(B)注入配管使用) タイムチャート（1/2）※荒浜側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する場合は，約 85 分で可能である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違

121

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.15 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(高圧炉心注水系(B)注入配管使用) タイムチャート（2/2）

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違成122H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.16 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(高圧炉心注水系(C)注入配管使用) タイムチャート（1/2）※荒浜側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する場合は，約 85 分で可能である。

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違123

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
東海第二

図 1.4.16 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水(淡水/海水)(高圧炉心注水系(C)注入配管使用) タイムチャート（2/2）

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

対応手段の相違124

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

東二固有の対応

第1.4−12図 代替循環冷却系による原子炉注水 概要図125

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

126

第1.4−13図 代替循環冷却系による原子炉注水 タイムチャート※1：原子炉運転停止中の当直要員の体制における代替循環冷却系による原子炉注水は35分以内と想定する。

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

図 1.4.17 消火系による原子炉注水 概要図

第 1.4-14 図 消火系による原子炉注水 概要図

127

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

128

第1.4−15図 消火系による原子炉注水 タイムチャート※1：原子炉運転停止中の当直要員の体制における消火系による原子炉注水は 50 分以内と想定する。

図 1.4.19 消火系による原子炉注水(残留熱除去系(A)注入配管使用) タイムチャート

図 1.4.18 消火系による原子炉注水(残留熱除去系(B)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

図 1.4.20 消火系による原子炉注水(残留熱除去系(C)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違

129

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

図 1.4.21 消火系による原子炉注水(高圧炉心注水系(B)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違130

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

図 1.4.22 消火系による原子炉注水(高圧炉心注水系(C)注入配管使用) タイムチャート

対応手段の相違131

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

東二固有の対応

第 1.4−16 図 補給水系による原子炉注水 概要図132

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

133

第 1.4−17 図 補給水系による原子炉注水 タイムチャート※1：原子炉運転停止中の当直要員の体制における補給水系による原子炉注水は 105 分以内と想定する。

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

図 1.4.23 残留熱除去系電源復旧後の原子炉注水 概要図

第1.4-18図 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水 概要図

134

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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：原子炉運転停止中の当直要員の体制における補給水系による原子炉注水は6分以内と想定する。
※2：残留熱除去系ポンプ（Ｂ）又は残留熱除去系ポンプ（Ｃ）による電源復旧後の原子炉注水開始まで 6 分以内と想定する。

135

第 1.4−19 図 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水 タイムチャート

東海第二

図 1.4.24 残留熱除去系電源復旧後の原子炉注水 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

図 1.4.25 残留熱除去系電源復旧後の原子炉除熱 概要図

第 1.4−20 図 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱 概要図

136

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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：残留熱除去系ポンプ（Ｂ）による電源復旧後の原子炉除熱開始まで 161 分以内と想定する。

137

第1.4−21図 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱 タイムチャート

東海第二

図 1.4.26 残留熱除去系電源復旧後の原子炉除熱 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２６日）

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

東二は比較表 107 ページに記載

図 1.4.27 残留熱除去系(低圧注水モード)よる原子炉注水

138

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

東二は比較表 109 ページに記載

図 1.4.28 残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉除熱139

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択

東海第二

備考

原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手段の選択

黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

東二は原子炉運転中と原子炉停止中に分けて作成(2)サポート系故障時の対応手段の選択

第 1.4−22 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／5）
図 1.4.29 重大事故等時の対応手段選択フローチャート(1/2)

140

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

柏崎は比較表 140 ページに記
載
東二は原子炉運転中と原子炉停止中に分けて作成※2：残留熱除去系（低圧注水系）復旧が困難な場合には，代替循環冷却系により原子炉に注水を実施する。

第 1.4−22 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／5）

141H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段の選択

東海第二

備考

原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段の選択

東二は原子炉運転中と原子炉停止中に分けて作成

図 1.4.29 重大事故等時の対応手段選択フローチャート(2/2)

第 1.4−22 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（3／5）

142H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

原子炉運転停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手段の選択

柏崎は比較表 140 ページに記
載
東二は原子炉運転中と原子炉停止中に分けて作成

第 1.4−22 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（4／5）

143H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：5 月 19 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．４ 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】
柏崎（平成２９年１月２６日）

東海第二

備考

原子炉運転停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手段の選択

柏崎は比較表 140 ページに記
載
東二は原子炉運転中と原子炉停止中に分けて作成

第1.4−22図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（5／5）

144