東海第二発電所 審査資料
資 料 番 号

C－17－1 改 1

提出年月日

平成 30 年 2 月 5 日

東海第二発電所

運転期間延長認可申請書及び設置変更許可申請の審査資料における燃料有効長頂部の寸法値について

平成３０年２月５日
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は商業機密又は防護上の観点から公開できません。

目

次

１．経緯
２．調査結果３．推定原因４．対策
５．根本的な原因の検討
６．特別点検におけるＵＴ及び延長認可申請書の対応
７．許認可資料への影響
８．その他の影響
９．まとめ

用語の定義

本文中の用語は下表のとおりとする。
設置変更許可申請書

各文書での使用用語
工事計画認可保安規定
申請書①燃料有効長

－

燃料有効長

－

②炉心領域

－

③ＴＡＦ

燃料有効長頂部－－④炉心有効高さ
⑤ＢＡＦ

－
－

－
燃料棒有効長頂部－－

本文中の用語

炉心有効高さ－運転期間延長
認可申請書
燃料棒有効長
さ
炉心領域
－
－
－

なお、各文書においては同義である別の用語を使用しているが、本文中の用語に読み替える。

③ＴＡＦ①燃料有効長②炉心領域④炉心有効高さ⑤ＢＡＦ

ＴＡＦ：TOP OF ACTIVE FUELＢＡＦ：BOTTOM OF ACTIVE FUEL

１．経緯
平成２９年１１月２４日に原子力規制委員会に提出した「東海第二発電所運転期間延長認可申請書（発電用原子炉施設の運転の期間の延長）」（以下「延長認可申請書」という。）に関する原子力規制庁ヒアリングが、平成３０年１月１１日に実施された。この場において、延長認可申請書の「添付書類一の「東海第二発電所

特別点検結果報告書」内

原子炉圧力容器特別点検要領書」に記載されている原子炉圧

力容器の炉心領域の超音波探傷試験（以下「ＵＴ」という。
）の試験探傷部位（「原子炉圧力容器底部より 5494mm～9152mm」（炉心有効高さとして 3658mm））が、工事計画認可申請書（以下「工認」という。）の記載値である燃料有効長 3708mm より短いことについて指摘を受けた。
このため、特別点検にて実施した原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴの試験範囲について、平成３０年１月１２日から１月１９日にかけてその根拠を調査した結果、１月１９日、ＵＴの試験範囲として引用した図面の炉心有効高さに関する数値が、工認本文の記載値と異なることを確認した。
（添付資料－１，２，３）
また、１月１５日、原子力規制庁より、東海第二発電所新規制基準に基づく設置
変更許可申請の安全審査における、有効性評価に関するまとめ資料と補足説明資料に記載された原子炉水位 L1 及び L8 のＴＡＦからの高さが異なることを指摘された。
このため、関連資料を調査した結果、１月１９日に、補足説明資料に記載されたＴＡＦの値が工認本文の記載値から算出される値と異なることを確認した。
（添付資料－１，４）
２．調査結果（１）特別点検におけるＵＴの試験範囲が、工認記載の炉心有効高さと異なった原因の調査
上記１．経緯での質問を踏まえ引用した図面を調査した結果は、以下のとおりであった（ここで、『 』は図面の記載を示す。ただし、単位は一部本資料で付記、「in」はインチを表す）。
・ＵＴの試験範囲は、製作メーカが作図し当社の第２種図面*1 として登録されている原子炉圧力容器の図面（以下「製作メーカ図面」という。）より引用していることを確認した。
・ＵＴの試験範囲は、この製作メーカ図面に記載された『BOTTOM OF ACTIVE FUEL』（ＢＡＦ）である『5494.3mm（216.31in）』及び『TOP OF ACTIVE FUEL』（ＴＡＦ）である『9152mm（360.31in）』を引用していることを確認した。この値から計算すると、燃料有効長は 3658mm（144in)となり、工認本文の記載値である 3708mm と異なる。

1

・原子炉圧力容器の図面としては、製作メーカ図面とは別に、設計メーカが作図し当社の第１種図面*1 として登録されているものが存在するため、これを確認したところ、ＢＡＦは『216.31in』（換算し小数点以下四捨五入し 5494mm）
であり、ＴＡＦは『362.31in』（同 9203mm）であった。また、この第１種図面には『ACTIVE FUEL』（燃料有効長）として『146in』（同 3708mm）の記載があり、工認本文の記載値である「炉心有効高さ」と等しいことを確認した。
・工認本文の記載値である「炉心有効高さ」は、工認の燃料集合体構造図に記載された「燃料有効長」の値と一致し、正しい値であることを確認した。また、工認の添付図面のうち、原子炉本体の断面図には「炉心有効高さ」として「3708」の記載があり、整合する。
・なお、当社は、ＵＴ実施メーカ（設計メーカと同一）から、設計メーカ図面に記載されているＴＡＦの値を用いてＵＴの試験範囲を記載している文書を、検査計画の説明書として受け取っていた。しかしながら、当社は製作メーカの図面をＵＴ実施メーカに提示したことから、これに基づいてＵＴの要領書に試験範囲が設定され、実施されていた。
以上より、特別点検におけるＵＴの試験範囲は、誤ったＴＡＦの値が記載されていた製作メーカ図面のＴＡＦとＢＡＦの値が用いられていることを確認した。
（添付資料－５）*1：第１種図面：発電所の運転・保守管理上重要な図面であり、原図は当社が管理する。各部署で共有すべき重要な情報を記載。基本図面（構内配置図、系統図、原子炉構造図等）、展開接続図、単線結線図、電源負荷リスト、計装ブロック図、インターロックブロック線図等。
第２種図面：第１種図面以外の図面であり、主にメーカから提出され担当部署にて確認した図書類。機器の構造図、計算書、取扱説明書、機器仕様書等。

9152mm(3658mm)

3708mm（146in）

5494mm
ＵＴの試験範囲

炉心有効高さ
（工認記載値）

ＴＡＦ9152mm(360.31in)
ＢＡＦ5494.3mm(216.31in)
第２種図面（製作メーカが作成した図面）
ＵＴの試験範囲へ引用。

ＴＡＦ362.31in(9203mm)146in(3708mm)
ＢＡＦ216.31in(5494mm)
第１種図面（設計メーカが作成した図面）

この差について確認依頼あり。

2

（２）安全審査の有効性評価の補足説明資料において、ＴＡＦの値を工認本文の記載値より低い値とした原因の調査
前述の１．経緯での指摘を踏まえ調査した結果は、以下のとおりであった。
・補足説明資料は、東海第二発電所の非常時運転手順書をもとに作成した。
・非常時運転手順書に記載されたＴＡＦの値は 9152mm であった。一方、工認本
文の記載値から計算されるＴＡＦの値は 9203mm（ＢＡＦ5494mm＋炉心有効高さ 3708mm）であり、非常時運転手順書に記載されたＴＡＦの値に誤りがあることを確認した。
（添付資料－６）
３．推定原因（１）特別点検におけるＵＴの試験範囲が、炉心有効高さと異なった原因
１）製作メーカ図面はＴＡＦの値が本来のＴＡＦの値と異なっていたため、ＵＴの試験範囲として炉心有効高さを確認する際に製作メーカ図面のＴＡＦの値を用いたことから、工認本文の記載値である「炉心有効高さ」との不整合が生じた。
２）これまでの原子炉圧力容器の点検計画にあたっては、溶接線の位置の確認のため詳細な構造図面が必要であることから、製作メーカ図面を参照してきた。製作メーカ図面は原子炉圧力容器の構造に係る多くの寸法が記載されており、情報量の多い図面であることから、今回のＵＴの試験範囲として炉心有効高さを確認する際においても、この製作メーカ図面に参考値として記載（図面上は『ＲＥＦ．
』）されているＴＡＦの値を用いた。
３）東海第二発電所は、建設時の設置許可申請において当初は、７×７燃料（燃料有効長 144in（3658mm））を装荷することで申請し許可を得たが、７×７燃料を装荷することはなく、運転開始までに８×８燃料（燃料有効長は 146in（3708mm））に変更し設置許可を得ており、現工認記載値も同様の値となっている。一方、製作メーカは当初申請の７×７燃料（燃料有効長 144in（3658mm））の寸法を参考として製作メーカ図面に記載したが、燃料有効長の寸法は、図面上、参考値であるため、８×８燃料（燃料有効長は 146in（3708mm））への変更申請の情報が反映されなかったと考えられる。
４）ＵＴ実施メーカ（設計メーカ）からは本来のＴＡＦの値に基づく試験範囲の情報が文書として提出されていたが、それが実際の試験範囲として反映されなかった原因については、当社においては製作メーカ図面に記載されたＴＡＦの値は正しいとの思い込みがあったため、ＵＴの計画段階に製作メーカ
図面をＵＴ実施メーカに提示した。このため、ＵＴ実施メーカは、製作メー
カ図面に記載されたＴＡＦの値に基づいた試験範囲を要領書に反映し、ＵＴ試験を実施した。

3

（２）安全審査の有効性評価の補足説明資料において、ＴＡＦの値が工認記載値より低い値であった原因
１）非常時運転手順書に添付されている原子炉水位が記載された図をもとに作成したが、この図のＴＡＦの値が誤っていた。
２）非常時運転手順書に本来のＴＡＦの値と異なるＴＡＦの値（9152mm）が記載された図が添付された経緯は、非常時運転手順書の作成時に、ＴＡＦの値として 9152mm が記載された原子炉水位計（燃料域）の設定根拠書が用いられたためと考えられる。
３）原子炉水位計（燃料域）の設定根拠書に、本来のＴＡＦの値と異なるＴＡ
Ｆの値が用いられた経緯は、前述の燃料の構造変更の情報が反映されなかったことによるものと考えられる。
（添付資料－７）以上より、今回の特別点検におけるＵＴの試験範囲とした燃料有効長及び安全審査の有効性評価の補足説明資料の誤りは、どちらも本来とは異なるＴＡＦの値を用いたことが原因であった。ＴＡＦの値が本来のＴＡＦの値と異なった
原因は、共通して、燃料を７×７燃料から８×８燃料の設置変更許可申請手続きを行った際に、ＴＡＦの値の変更の情報が図面に反映されなかったことによるものであると推定される。
４．対策
製作メーカ図面、原子炉水位計（燃料域）の設定根拠書等、７×７燃料時のＴＡ
Ｆの値が用いられていた図面・図書を訂正する。
（１）製作メーカ図面（２）原子炉水位計（燃料域）の設定根拠書（３）非常時運転手順書（４）安全審査資料
なお、当該の設計メーカ図面と製作メーカ図面に記載された他の寸法を比較した
結果、「保温サポート（上）（下）」の数値に差異が確認された。これについては、製作メーカが設計・施工性を考慮してサポート位置を変更し、設計メーカはこれを承認したうえで、この変更を設計メーカは設計メーカ図面へ反映する必要はないと判断していることを確認した。ただし、設計メーカの図面は当社の第１種図面として登録していることから、当社の管理として正しい情報を記載することとし、訂正する。
（添付資料－８）
５．根本的な原因の検討
今回のＴＡＦの値について、当社に登録されていた図面間で現在まで異なる値が4混在したことは、品質管理上の大きな問題として重く受け止めている。
現在、建設時の図面管理等の経緯を調査しており、今後、根本的な原因について調査・究明を行い、その結果に基づき是正措置及び水平展開を行う。まずは原子炉
圧力容器の内装品（燃料集合体、制御棒、核計装）を対象に、安全評価に影響を及ぼすものについて抽出し、関係図面等に最新の数値等が適切に反映されていることについて調査を行う。
６．特別点検におけるＵＴ及び延長認可申請書の対応
原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」
では原子炉圧力容器の母材及び溶接部のＵＴ対象部位は「炉心領域」としている。
東海第二発電所の工認本文の記載値である燃料有効長は 3708mm であるため、「炉心領域」は原子炉圧力容器底部より 5494mm～9203mm となる。
一方、東海第二発電所の原子炉圧力容器特別点検項目のうち炉心領域のＵＴについては、原子炉圧力容器特別点検要領書において試験探傷部位を「原子炉圧力容器
底部より 5494mm～9152mm（燃料有効長）」としており、工認本文に記載されたＴＡ
Ｆの値（9203mm）と異なる。
このため、工認本文に記載されたＴＡＦの値に対して不足している部分を追加で点検し、その結果を運転期間延長申請書の補正として提出する。
また、延長認可申請書については、今回問題となったＴＡＦの値が他に用いられていないことを確認しているが、それ以外の値については、記載した値の根拠を再確認した上で、適正な数値であるか否かを速やかに確認する。
（添付資料－９）
７．許認可資料への影響
前述のとおり、今回の特別点検におけるＵＴの試験範囲及び安全審査資料の記載の誤りは、本来とは異なるＴＡＦの値を用いたことが原因であり、燃料設計の変更による燃料有効長に関する情報が一部の図面に反映されなかったことによるものと考えられる。
このため、許認可に係る資料（設置変更許可申請書、工事計画認可申請書及び運転期間延長認可申請書）について、ＴＡＦの値の記載されている箇所を調査し、記載箇所についてはその影響を評価した。
製作メーカ図面のＴＡＦの値（即ち、360.31in 又は換算値 9152mm）を使用している許認可関連文書を確認した結果、関連する用語を記載している文書を 168 文書に確認した。このうち、本来とは異なるＴＡＦの値等が記載されていること、又は、
今後、原子炉水位計（燃料域）の校正に伴い記載の修正が必要な文書は 31 文書あり、さらに、運転停止中の有効性評価の再評価を伴う修正が必要な文書が 8 文書あることを確認した。また、その他の 23 文書については記載の修正のみで再評価等の必要はないことを確認した。

（添付資料－１０）5（１）設置変更許可申請書（新規制基準対応に関するもの）
１）有効性評価への入力条件
有効性評価への入力を確認した結果、運転停止中の有効性評価における遮蔽計算を除き、ＴＡＦの値に係る入力条件が適切に入力されていることを確認した。
当該遮蔽計算は、評価項目の一つである「放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること」の評価に用いており、原子炉内の燃料等の線源を考慮して行っている。有効性評価では、原子炉圧力容器下部からＴＡＦまでの距離が9152mm であることを前提とし、線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定している。このため、線量評価点からＴＡＦまでの距離は、本来設定すべき条件より約 5cm 離れた位置として設定され、結果として水遮蔽が本来より約 5cm 厚
く考慮されている。
原子炉の燃料位置を正しく見直した場合は、燃料と評価点の距離は約 5cm近くなり評価点における線量率が高くなるため、遮蔽維持可能水位が若干高くなる。遮蔽維持可能水位はＴＡＦより約 1.7m 上の水位となる結果となっているため、ＴＡＦの値が約 5cm 高くなっても対策の成立性は維持されると考えられる。ただし、今後、本来のＴＡＦの値に修正した条件において再評価を行うこととする。
（添付資料－１１）
２）原子炉水位計（燃料域）の計測範囲
原子炉水位計（燃料域）は、事故時の原子炉水位監視に使用する目的で設置されており、燃料有効長をカバーする領域を測定範囲としている。原子炉水位計（燃料域）の指示値はＴＡＦを基準（ゼロレベル）とした時の原子炉水位を表示し、これを監視することで燃料の冠水状況を直接的に把握することができる。しかし、実際のＴＡＦが高い位置にあったとすると実水位より高い水位を指示していたことになる。
ＴＡＦの誤認識を除いて水位計は正しく設定されており、現水位計の指示値から 51mm 差し引いた値が実際のＴＡＦを基準とした本来の水位ということになる。
原子炉水位計（燃料域）の計器仕様書記載値－3800mm～＋1300mm

本来のＴＡＦを基準とした場合に、原子炉水位計（燃料域）が計測する範囲－3851mm～＋1249mm

ただし、ＴＡＦ（原子炉容器底部から9152mm）を基準とする

ただし、ＴＡＦ（原子炉容器底部から9203mm）を基準とする

また、既設の原子炉水位計（燃料域）２台を「原子炉水位（燃料域）」として重大事故等対処設備とするとともに、１台を新設し「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」として重大事故等対処設備とすることで原子炉設置変更許可申請をしている。これらの測定範囲は既設の原子炉水位計（燃料域）と同じ設定で記載しているため、基準点の修正が必要となる。

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設置変更許可申請に記載している計測範囲
計測範囲：－3800mm～1300mm

計測範囲：－3800mm～1300mm

ただし、基準点はＴＡＦ（原子炉容器底部から 915cm）

ただし、基準点はＴＡＦ（原子炉容器底部から 920cm）

修正後（添付資料－１２）
３）技術的能力審査資料
技術的能力の審査資料の一部にＴＡＦの値が 9152mm と記載された原子炉水位計の指示範囲図が添付されていることから、記載の修正が必要であることを確認した。しかし、本数値は解析等に使用されておらず、評価に影響する事項はなかった。
（添付資料－１３）（２）工事計画認可申請書（新規制基準に対応するもの）「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」については、工事計画認可申請書の要目表が設
置変更許可申請書と同様の記載になっていることから、記載の修正が必要であることを確認した。なお、設計に影響する事項はなかったことを確認した。
（添付資料－１４）（３）運転期間延長認可申請書
今回、ヒアリングにおいて指摘された特別点検における炉心領域のＵＴ試験範囲以外に、申請書に本来とは異なるＴＡＦの値が記載されていないことを確認した。なお、評価に影響する事項はなかった。
また、原子炉圧力容器の中性子照射脆化、炉内構造物の照射誘起型応力腐食
割れ及びコンクリートの強度低下（放射線照射）の評価において、中性子照射量の評価に燃料有効長を使用しているが、燃料有効長は 370.8 ㎝としており正しい値が用いられていることを確認した。
（４）設置変更許可申請書（既設置許可申請分）
工学的安全施設の作動に用いる原子炉水位計の基準点については、ＴＡＦの値を用いていないことを確認した。
（原子炉水位計（燃料域）は工学的安全施設
ではない）。また、安全評価における入力値において、本来のＴＡＦの値が入力されていることを確認した。以上から、既存の安全評価に影響はない。
（添付資料－１５）7

８．その他の影響
保安規定及び社内規程について、本来のＴＡＦの値と異なる値を用いている文書や業務を調査し、その影響を評価した。
（１）保安規定
１）逐条毎の確認①保安規定第２７条（計測及び制御設備）
Ⅰ．保安規定第２７条第１項（５）その他の計装のうち、「事故時計装の原
子炉水位（燃料域）」について、本条第２項に基づき、電気・制御グル
ープマネージャーは、表２７－２－５－８に従い、定検停止時に「チャンネル校正を実施し発電長に通知することとしている。」が、本来の基準値とは異なる基準値に基づき原子炉水位計（燃料域）*2 の校正を実施
し、発電長に通知していた。
*2：非常用炉心冷却系等安全上重要な機器の起動インターロックの多くは、原子炉水位計装が用いられている。このため、非常用炉心冷却系設定値等各種インターロックへの影響について確認した結果、ＴＡＦの値を基準とした原子炉水位計は原子炉水位計（燃料域）のみであり他の原子炉水位計には影響を与えな
いこと、また原子炉水位計（燃料域）は非常用炉心冷却系設定値等各種インターロックには使用していないことを確認した。

Ⅱ．保安規定第２７条第１項（５）その他の計装のうち、「事故時計装の原
子炉水位（燃料域）」について、表２７－２－５－８に基づき、発電長
は、「原子炉の状態が運転及び起動において、動作不能でないことを指示により確認すること。」としているが、本来の基準値とは異なる基準値に基づき校正を実施した原子炉水位計（燃料域）を用いて動作不能でないことを確認していた。
以上より、本条に定める要件から一部逸脱していることから、同規定に抵触していたものと考える。
なお、後述の「２）原子炉水位計（燃料域）の指示が高く指示していたことによる影響評価」に示すとおり、原子炉水位の低下が生じた場合においても判断や操作に及ぼす影響は軽微であると考える。
②保安規定第３４条（原子炉停止時冷却系その１）等
Ⅰ．保安規定第３４条表３４－２において、原子炉停止時冷却系が２系統
動作不能の場合に要求される措置として、発電長は「原子炉水位をＴＡ
Ｆ以上に維持できる手段が確保されていることを確認する。」としている。本条における運転上の制限の逸脱時の措置においては、原子炉水位を安全な水位（例えば通常運転時の水位以上）に維持するための手段を確保する要求に対して、原子炉水位の指示にかかわらず、満たしていると考える。
また、保安規定第３５条（原子炉停止時冷却系その２）、第５２条（残留熱除去海水系）、第５３条（非常用ディーゼル発電機海水系）、第５４条（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系）においても同様に、本条に定8める要求を満たしていると考える。
③保安規定第４０条（非常用炉心冷却系その２）等
Ⅰ．保安規定第４０条表４０－３において、運転上の制限を逸脱時の条件
Ｂ及びＣが該当した場合、発電長は、「ＴＡＦ以下の高さで原子炉圧力容器に接続している配管について、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止する。
」としているが、本条において運転上の制限を逸脱時の条件Ｂ及びＣが該当する事象が発生した場合には発電長は原子炉水位にかかわらず要求される措置に従うこととなるため目的を達成する。これより、本条に定める要件を満たしていたと考える。
また、保安規定第５９条（外部電源その２）、第６１条（非常用ディーゼ
ル発電機その２）、保安規定第６４条（直流電源その２）、保安規定第６６条（所内電源系統その２）においても同様に、本条に定める要求を満たしていると考える。
④第７７条（異常時の措置）及び（添付１ 原子炉がスクラムした場合の運転操作基準（第７７条関連））
Ⅰ．保安規定第７７条第２項において、第７６条第１項の異常が発生した場合（原子炉がスクラムした場合等）、添付１に示す「原子炉がスクラムした場合の運転操作基準」に従って実施することを定めている。本来の基準値とは異なる基準値に基づき校正を実施した原子炉水位計（燃料域）を用いて判断（例：ＴＡＦ以上に維持できない場合、ＴＡＦ以下になった場合等）や操作（例：原子炉水位をＴＡＦ以上に確保する等）を行うこととなっていた。
以上より、本条に定める要件から一部逸脱していることから、同規定に抵触していたものと考える。
なお、後述の「２）原子炉水位計（燃料域）の指示が高く指示していたことによる影響評価」に示すとおり、原子炉水位の低下が生じた場合においても判断や操作に及ぼす影響は軽微であると考える。
（添付資料－１５，１６，１７）２）原子炉水位計（燃料域）の指示が高く指示していたことによる影響評価
原子炉水位計（燃料域）の校正を本来とは異なるＴＡＦの値（基準値）で校正することにより、同計器の指示が本来より 51mm 高く指示することとなるが、これについて、同計器を用いる原子炉水位が低下する事象が発生した際に判断や操作に及ぼす影響は軽微であることを、以下のとおり確認した。

9

・非常時の運転手順において、ＴＡＦの水位は、原子炉水位が低下する事
象の際に原子炉減圧に係る操作判断に用いている。これより、本来の原子炉水位がＴＡＦの水位を 51mm 下回った時点で原子炉減圧及び低圧注水を行うことになっていたことになるが、ＴＡＦに比べて大幅に原子炉水位が低下した水位（炉心有効高さの約半分の高さ）においても、原子炉減圧及び低圧注水することにより炉心損傷防止が可能であることを有効性評価の解析により確認している。
このため、ＴＡＦの水位を 51mm 下回った時点で原子炉減圧及び低圧注水を行った場合においても、炉心損傷には至らない。
・非常時の運転手順では、炉心損傷後に、原子炉水位低下が継続し原子炉
注水手段がない場合には、原子炉水位がＢＡＦから炉心有効高さの 20％高い位置（ＢＡＦ＋20％）まで低下した時点で原子炉減圧を行い、原子炉圧力容器の高圧状態での破損を防止する手順としている。
このため、実際の原子炉水位がＢＡＦ＋20％水位を 51mm 下回った時
点で原子炉減圧操作を行うこととなっていたことになるが、有効性評価の解析結果より、この場合でも、事象発生後 1 時間以内に原子炉減圧を行うこととなるため、原子炉圧力容器破損（事象発生後約 4.5 時間）までの原子炉減圧は十分に可能である。
・非常時の運転手順では、炉心損傷開始のタイミングを確実に検知できる
よう、原子炉水位がＴＡＦ水位を下回った時点から、炉心損傷の有無の確認を開始する手順としている。このため、実際の原子炉水位がＴＡＦの水位を 51mm 下回った時点で炉心損傷の有無の確認を開始することとなっていたことになるが、上記のとおり、ＴＡＦより大幅に低い原子炉
水位（炉心有効高さの約半分の高さ）においても、炉心損傷に至らないことを有効性評価の解析により確認しており、炉心損傷開始のタイミン
グを確実に検知することが可能である。
（添付資料－１８）（２）定期事業者検査１）クラス１機器供用期間中検査（以下「ＩＳＩ」という。）
ＩＳＩは、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準」という。）第十八条*4 の要求事項を満足しているか否かを確認するために実施している。技術基準の条文及びその解釈は以下のと
おり。

0
1

「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（使用中の亀裂等による破壊の防止）
第十八条 使用中のクラス１機器、クラス１支持構造物、クラス２機器、クラス２支持構造物、クラス３機器、クラス４管、原子炉格納容器、原子炉格納容器支持構
造物及び炉心支持構造物には、その破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥があってはならない。
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には、その耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（使用中の亀裂等による破壊の防止）
第十八条 第１項に規定する「その破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥があってはならない。」とは、「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こ
す亀裂その他の欠陥の解釈」*5（原規技発第 1408063 号（平成２６年 8 月６日原子力規制委員会決定））に適合するものであること。
*4：「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（省令６２号）」では第九条の２が該当。
*5：以下「亀裂の解釈」という。

ＩＳＩのうち、「検査カテゴリＢ－Ａ

原子炉圧力容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手」の「炉心外周域にある胴の長手継手」については、Ｉ
ＳＩにてＵＴが行われてきたが、検査計画（第１次から第４次検査間隔）
及び要領書において本来と異なるＴＡＦの値を用いており、その記録も要領書同様であった。したがって必要な検査範囲の一部が実施されていなかった。なお、定期事業者検査は第３次検査間隔以降となる。
このため、検査が実施されていなかった範囲の技術基準への適合性について検討した。
Ⅰ．技術基準第十八条第１項
解釈に示す亀裂の解釈によれば、日本機械学会「発電用原子力設備規
格 維持規格」に従って、非破壊検査によって「省令不適合欠陥」の有無が判断されるが、同時に「技術基準規則に定める技術的要件を満足す
る技術的内容は、本解釈に限定されるものではなく、技術基準規則に照らして十分な保安水準の確保が達成できる技術的根拠があれば、技術基準規則に適合すると判断する。」とある。
供用前検査（以下「ＰＳＩ」という）においては、ＩＳＩにおいて検査が一部実施されていなかった当該溶接継手について、その全長をＵＴにより検査しており、亀裂等がないことを確認している。
また、今回実施した特別点検において、維持規格に定める方法により、当該溶接継手についてＩＳＩで検査が一部実施されていなかった範囲の検査を実施し、亀裂等がないことを確認している。
ＩＳＩにおいては、検査要求範囲を満足してはいないものの、第１次から第４次検査間隔のＩＳＩにおいて、同じ環境下にある当該溶接継手

11

のＵＴで亀裂等がないことを確認している。
なお、ＩＳＩの記録や保存データを評価した結果、第２次検査間隔から第４次検査間隔において、探傷範囲は検査すべき範囲をカバーできており、当時の記録で有意な欠陥は報告されていないことから、検査すべき範囲に有意な欠陥はなかったもの考える。第１次検査間隔については評価できるデータはなかった。
Ⅱ.技術基準第十八条第２項
供用期間中検査にて系の漏えい検査を毎定期検査で実施し、耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥がないことを確認している。
以上より、当該溶接継手は技術基準の第十八条に適合し、技術基準を満足していると考える。
（添付資料－１９）２）安全保護系保護検出要素性能（校正）検査・原子炉水位計（燃料域）の校正については、技術基準第三十四条１項五号、４項及び第三十八条２項*6 の要求事項を満足しているか否かを確認するために実施している。
*6：「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（省令６２号）」では第二十条 1 項五号、同３項、第二十四条の２の２項が該当。

①原子炉水位計（燃料域）に関する技術基準
原子炉水位計（燃料域）に要求される技術基準は次の通り。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（計測装置）
第三十四条 発電用原子炉施設には、次に掲げる事項を計測する装置を施設しなければならない。ただし、直接計測することが困難な場合は，当該事項を間接的に測定する装置を施設することをもつて、これに代えることができる。
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は，加圧器）内及び蒸気発生器内の水位
４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあつては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存することができるものでなければならない。
（原子炉制御室等）
第三十八条
２ 原子炉制御室には、反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。
）を集中し，
かつ，誤操作することなく適切に運転操作することができるように施設しなければならない。

②技術基準への適合性
原子炉水位計（燃料域）は、定期事業者検査制度となった第２０回定期検査から、「安全保護系保護検出要素性能（校正）検査」*7 において健全性2
1

を確認しているが、本来と異なるＴＡＦ（本来のＴＡＦより 51mm 下）に基づき校正が行われていたことから、各該当条文の適合性について調査を実施している。
*7：第２０回定期検査までは定期検査毎に実施している点検工事において健全性を確認している。

（３）社内規程等
製作メーカ図面に記載されていた本来と異なるＴＡＦの値等を用いている社
内規程を確認した結果、以下に示す１４文書及び社外へ提出している防災業務
計画が該当した。これらについて、本来とは異なる基準値に基づき校正を実施した原子炉水位計（燃料域）を用いていたことによる影響について調査した。
１）巡視点検手順書
・巡視点検手順書においては、保安規定第２７条 事故時計装が動作不能でないことを確認する項目があった。
・原子炉水位計（燃料域）は、本来とは異なる基準値に基づき校正を実施した
原子炉水位計（燃料域）を用いて監視していたことから、本条で要求される管理ができていたとはいえない。
・なお、前述「８．その他の影響 （１）保安規定 ２）原子炉水位計（燃料域）
指示が高く指示していたことによる影響評価」のとおり、事故時計装の原子炉水位計（燃料域）が本来とは異なる基準値に基づき校正されていたものの、原子炉水位の低下が生じた場合においても判断や操作への影響は軽微であったと考える。
２）非常時運転手順書Ⅱ等
・非常時運転手順書Ⅱにおいては、本来の基準値とは異なる基準値に基づき校正を実施した原子炉水位計（燃料域）を用いて判断、操作する項目がある
ことから、本手順書で要求される管理が十分にできていたとはいえない。
・なお、前述「８．その他の影響（１）保安規定 ２）原子炉水位計（燃料域）
指示が高く指示していたことによる影響評価」のとおり、原子炉水位が低下した事象においても判断や操作に及ぼす影響は軽微であったと考える。
・また、「原子炉設備運転手順書」、「故障時運転手順書」、「非常時運転手順書」、「非常時運転手順書Ⅲ」、「災害対策要領」、「フェーズⅠアクジデントマネ
ジメントガイド」、「フェーズⅡアクジデントマネジメントガイド」、「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン」の８文書についても同様に、原子炉水位が低下した事象においても判断や操作に及ぼす影響は軽微であると考える。
３）警報処置手順書等及び防災業務計画
・「警報処置手順書」、「巡視点検実施取扱書」、「運転管理業務運用取扱書」、

3
1

「津波対策要領」の４文書及び「防災業務計画」においては、原子炉水位計（燃料域）を用いて判断、操作する項目はないことから、記載内容に影響がないことを確認した。
（添付資料－１６）
９．まとめ「東海第二発電所運転期間延長認可申請書」及び「東海第二発電所設置変更許可申請書」に関する関連図書に記載された燃料有効長頂部に係る記載については、これらに用いた図面の一部に本来とは異なる数値が記載されていたことが確認された。
このため、上記資料及びその他の図書について燃料有効長及び関連する記載を調査した結果、以下の事項が確認されたことから、必要な修正及び一部再評価を行う。
当社としては、長期に渡って異なるＴＡＦの値が混在していたことについて、品質管理上の大きな問題として重く受け止めており、今後、根本的な原因についてさらに調査・究明を行い、その結果に基づき是正措置及び水平展開を行うこととしている。
（１）燃料有効長及び関連する記載に係る調査結果
１）設置変更許可申請書及びまとめ資料
関連する記載箇所の修正及び運転停止中の有効性評価における遮蔽計算に係る再評価を実施中である。
２）工事計画認可申請
関連する記載箇所を修正する必要があるが、設計に影響する事項は確認されなかった。
３）運転期間延長認可審査
今回、ヒアリングにおいて質問された炉心領域のＵＴの試験範囲に係る事項以外にも関連する記載箇所の修正が必要であることを確認したが、評価に影響する事項は確認されなかった。
４）保安規定原子炉水位計（燃料域）の校正において、本来の値とは異なるＴＡＦの値を用いて校正を行っていたことにより、保安規定第２７条（計測及び制御設備）
及び第７７条（異常時の措置）に定める要件から一部逸脱していることから、同規程に抵触していたものと考える。
５）定期事業者検査（技術基準）
関連する定期事業者検査として、以下の２件が挙げられる。
クラス１機器供用期間中検査（ＩＳＩ）については、ＵＴの試験範囲を本来とは異なるＴＡＦの値に基づいて設定していたことから、必要な検査範囲の一部が実際されていなかったが、過去のＩＳＩの記録や保存データを評価し4
1

た結果、検査すべき範囲に有意な欠陥はなかったと考えられ、また、別途実施している漏えい検査より、耐圧部分を貫通する亀裂及びその他の欠陥がないことを確認した。これより、技術基準第十八条に定める要件を満たしていると考える。
一方、安全保護系保護検出要素性能（校正）検査については、原子炉水位計（燃料域）の校正を本来のＴＡＦの値に基づき校正していなかったことから、技術基準の適合性について調査を実施している。今後、本来の基準値（ＴＡＦ）に基づき校正を実施する。
６）社内規程非常時運転手順書等の社内規程の一部において、本来と異なるＴＡＦの値に基づき校正を実施した原子炉水位計を用いて判断及び操作する項目等が確認されたため、適切な運転管理が行われていたとはいえない。
なお、原子炉水位計（燃料域）の校正を本来とは異なるＴＡＦの値に基づき校正することにより、同計器の指示が実水位より 51mm 高く指示することとなるが、当該水位計を用いた判断や操作に及ぼす影響が軽微であることを確認している。
（２）今後の対応
上記（１）１）～６）において確認された本来とは異なるＴＡＦの値を用いた資料等の記載を修正するとともに、保安規定第２７条及び７７条の対応として、本来のＴＡＦの値に基づく原子炉水位計（燃料域）の校正等を行う。
また、今後、根本的な原因についてさらに調査・究明を行い、その結果に基づき是正措置及び水平展開を行う。
以

上

5
1

添付資料－１

事象の経緯
延長認可申請関連の時系列
日

時

平成３０年

内

容

原子力規制庁との延長認可申請ヒアリングの場において、延長認可

１月１１日

申請書の「添付書類一所

特別点検結果報告書」内の「東海第二発電

原子炉圧力容器特別点検要領書」に記載されている原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴ範囲（「5494mm～9152mm（燃料集合体の有効長）」＝3658mm）が、工認に示された値（燃料有効長）3708mm より短い理由の質問を受けた。
１月１２日～
１月１９日

上記質問の対応として、特別点検の原子炉圧力容器の炉心領域の
ＵＴ範囲の根拠となる数値が記載された図面等について調査を実
施。

１月１９日

ＵＴの検査範囲として引用した図面の燃料有効長に関する数値が、工認に記載されている燃料有効長と差異があることを確認した。

設置許可関連の時系列
日

時

平成３０年
１月１５日

内

容

有効性評価に係る安全審査資料について、原子炉水位 L1 や L8 のＴ
ＡＦの値が、有効性評価にかかるまとめ資料と補足説明資料で異なるとの指摘がなされた。

１月１５日～
１月１９日

有効性評価にかかるまとめ資料に記載の有効性評価の入力データを確認するとともに、補足説明資料に記載のデータについて調査を
実施。

１月１９日

補足説明資料は、非常時運転手順書をもとに作成されており、非常時運転手順書に記載されたＴＡＦの値は、9152mm であった。一方、工認本文の記載値から計算されるＴＡＦの値は、9203mm（ＢＡＦ
5494mm＋炉心有効高さ 3708mm）であり、非常時運転手順書に記載されたＴＡＦの値に誤りがあることが確認された。

61

添付資料−２

運転延長認可申請書 東海第二発電所 特別点検結果報告書の抜粋

71

9×9燃料(A型，B型)の燃料有効長も同寸法である。
なお、本図は運転開始時に使用していた燃料(8×8燃料)ではないが、運転開始時に使用していた燃料も燃料有効長については同寸法である。

添付資料−３8
1

H29.11.7提出まとめ資料抜粋（1/2）

補足説明資料では、
L8はTAF+564.8cm

補足説明資料では、
L1はTAF+44.8cm

添付資料−４（１／２）

91

有効性評価 補足説明資料抜粋

添付資料−４（２／２）

02

製作メーカの原子炉圧力容器図面（第２種図面）

TOP OF ACTIVE FUEL(TAF)
REF.9152mm(360.31in)

設計メーカの原子炉圧力容器図面（第１種図面）

TOP OF ACTIVE FUEL
362.31 in(9203 mm)

燃料集合体の有効長(記載なし)
360.31-216.31=144 in
換算値 3658 mm

燃料集合体の有効長
ACTIVE FUEL 146.00 in
換算値：3708mm

BOTTOM OF ACTIVE FUEL(BAF)
REF.5494.3mm(216.31in)

BOTTOM OF ACTIVE FUEL(BAF)
216.31 in(5494 mm)

添付資料−５21

非常時運転手順書抜粋

10-3

非常時運転手順書をもとに作成

有効性評価
補足説明資料抜粋
有効性評価
補足説明資料抜粋

添付資料−６22

添付資料−７

建設時の原子炉水位計（燃料域）設定値根拠書抜粋3
2

【製作メーカ図面（第２種図面）】

原子炉圧力容器図面の比較【設計メーカ図面（第１種図面）】

添付資料−８（１／２）

4
2

相違なし
相違なし
相違なし
相違なし※2（181.00inch→4597.40mm→4597mm→180.98inch）
相違なし
保温サポートに変更が生じているが，これは，製作図作成時，製作メーカから設計メーカに保温の設計・施工性を踏まえサポート位置の変更を要求し，設計メーカが承認したことによるものであり，この様な変更は，設計メーカ図面に反映するものではない。

⑬ 計測ノズル（中）⑭ 炉心スプレイノズル⑮ 計測ノズル（下）⑯ 原子炉再循環入口ノズル⑰ ジェットポンプ計測ノズル⑱ 保温サポート（下）相違なし※3※1：第１種図面はEL.を示し，第２種図面はフランジ面からの寸法（745-703=42）を示す。
※2：単位換算による差※3：第１種図面はEL.を示し，第２種図面はベッセル0からの寸法を示す。

相違なし※2（599.00inch→15214.60mm→15215mm→599.02inch）⑫ 計測ノズル（上）⑲ 原子炉圧力容器基礎

相違なし⑪ 主蒸気出口ノズル(216.31) 相違なし
相違なし※2（172.50inch→4381.50mm→4382mm→172.52inch）

5494.3⑩ 原子炉再循環出口ノズル

216.31⑨ BAF

相違なし※2（372.50inch→9461.50mm→9462mm→372.52inch）⑦ 低圧注水ノズル(360.31) 当該箇所

相違なし

⑥ 制御棒駆動水戻りノズル9152

相違なし※2（493.25inch→12528.55mm→12529mm→493.27inch）⑤ 給水ノズル

362.31

保温サポートに変更が生じているが，これは，製作図作成時，製作メーカから設計メーカに保温の設計・施工性を踏まえサポート位置の変更を要求し，設計メーカが承認したことによるものであり，この様な変更は，設計メーカ図面に反映するものではない。

④ 保温サポート（上）

⑧ TAF

相違なし

③ スタビライザーブラケット(Ｃ)【inch】

Ａ・Ｃの比較

相違なし※1Ｂ【mm】

第２種② ベローズ下部Ａ【inch】

第１種
相違なし

対象箇所

① フランジ面

No

図面寸法

東海第二発電所 原子炉圧力容器 第１種／第２種図面記載寸法

添付資料−８（２／２）

5
2

対象部位

検査数

ＲＰＶ検査範囲図

3 ヶ所

周方向：1 本⑦ 容器と管台との溶接継手

長手方向：6 本（クラッドを含まない）

3 ヶ所⑥ 原子炉圧力容器溶接継手（クラッドを含む）⑤ 照射試験片ブラケットパッド部（クラッドを含む）④ ジェットポンプライザーブレースパッド部

20 ヶ所

4 ヶ所

③ 計装管台（N12）周辺（クラッドを含まない）

3 ヶ所

炉心領域の全て② 低圧注水管台（N6）周辺（クラッドを含まない）① 原子炉圧力容器母材部

検査方法(手探傷、0 度、45 度、60 度)

垂直＋斜角探傷

良

良

良

良

良

良

良

結果

⑦容器と管台との溶接継ぎ手（N6）(自動探傷、0 度、45 度、60 度)

垂直＋斜角探傷(自動探傷、0 度、±35 度)

フェーズドアレイ法(自動探傷、0 度、±35 度)

フェーズドアレイ法(手探傷、0 度、45 度)

フェーズドアレイ法(手探傷、0 度、45 度)

フェーズドアレイ法(自動探傷、0 度(一振動子、二振動子))

垂直探傷

原子炉圧力容器母材部（代表例）

添付資料−９62

添付資料−１０（１／９）

許認可関連資料に燃料有効長頂部の寸法値等を取り入れたものの確認
１．目的製作メーカ図面に記載されていた７×７燃料時のＴＡＦの値（360.31in、9152mm）等を用いている許認可関連文書の有無を調査し、有った場合はその影響を評価する。
２．対象範囲・設置変更許可申請書（審査資料含む）
・工事計画書※（認可申請、届出、新規制基準対応に関する補正申請も含む）
・運転期間延長認可申請書※既工事計画書については、現在調査中。

３．調査方法
上記、対象範囲文書について、「燃料有効長」、「ＴＡＦ」、「燃料有効長頂部」、「燃料棒長さ」、「炉心有効長さ」やこれらに関連する数値等（以下「ＴＡＦ値等」という。）の記載の有無を確認し、これらの記載が確認されたものについては、影響の有無を確認する。
４．調査結果調査の結果、ＴＡＦ値等の記載が確認された文書数は以下のとおりであり、これらについて評価した結果、今後原子炉水位計（燃料域）の校正に伴い記載の修正が必要な文
書は２３文書あり、これは記載の修正のみであり問題の無いことを確認した。また、運転停止中の有効性評価の再評価を伴う修正が必要な文書が８文書あることを確認した。
対象文書

①

②

③

設置許可変更許可申請書関連

１３５

２０

８

工認関連

２８

１

０

運転期間延長認可申請書関連

５

２

０

①ＴＡＦ値等が確認された文書数②①のうち、9152mm 等本来の値ではない数値を用いていたため修正が必要な文書数③TAF 値を正しい値 9203mm と訂正した際に評価を伴う修正が必要な文書数
以

上

7
2

添付資料−１０（２／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(1/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
No.

記載修正
要否

許認可分類

対象資料

設置許可

審査資料（技術的能力1.1【緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等
】）

2

設置許可

審査資料（技術的能力1.2【原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等 】）

3

設置許可

審査資料（技術的能力1.3【原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等 】）

否

燃料有効長の記載，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

4

設置許可

審査資料（技術的能力1.4【原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等 】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

5

設置許可

審査資料（技術的能力1.5【最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等 】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

6

設置許可

審査資料（技術的能力1.6【原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】）

要

7

設置許可

審査資料（技術的能力1.7【原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

8

設置許可

審査資料（技術的能力1.8【原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

9

設置許可

審査資料（技術的能力1.11【使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等】）

否

使用済燃料プールのTAFからの水位等の記載があるが、炉心TAF位置の数値を用いておらず、適切な値を用いており影響はない。

10

設置許可

審査資料（技術的能力1.13【重大事故等の収束に必要となる水の供給手順】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

11

設置許可

審査資料（技術的能力1.0【重大事故等対策における共通事項】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

12

設置許可

審査資料（技術的能力1.0添付資料1.0.3【予備品等の確保及び保管場所について】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

13

設置許可

審査資料（技術的能力1.0添付資料1.0.6【重大事故等対応に係る手順書の構成と概要につい
て】）

14

設置許可

15

設置許可

16

設置許可

17

設置許可

18

設置許可

19

1

審査資料（技術的能力1.0添付資料1.0.7【有効性評価における重大事故対応時の手順につい
て】）

否

要

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。
値の修正（TAF位置の修正，燃料域の基準変更に伴う値の修正）
その他は，燃料有効長の記載，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

値のみ修正（燃料域の基準変更に伴う値の修正）
その他は，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

要値の修正（TAF位置の修正，燃料域の基準変更に伴う値の修正）及び燃料域水位計の図について記載位置を上側に修正
その他は，TAF等の記載，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

要

本資料は，有効性評価の解析上の対応手順の概要フロー及び技術的能力
1.0添付資料1.0.6手順書の資料で構成されているため，概要フローと手順書の修正要否と同様となる。

設置許可補正書 添付十 5.1重大事故等対策
否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の指示範囲が変更となるが計器名称の記載のみなので修正不要

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

否

燃料有効長の記載，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

設置許可補正書追補1【1.3原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等 】）

否

燃料有効長の記載，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

設置許可

設置許可補正書追補1【1.4原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等 】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

20

設置許可

設置許可補正書追補1【1.5最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等 】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

21

設置許可

設置許可補正書追補1【1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】）

要

22

設置許可

設置許可補正書追補1【1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】）

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

23

設置許可

否

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

設置許可補正書追補1【1.1緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
設置許可補正書追補1【1.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等 】）

設置許可補正書
追補1【1.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】）

値のみ修正（燃料域の基準変更に伴う値の修正）
その他は，原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

8
2

赤

理由

添付資料−１０（３／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(2/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
No.

記載修正
要否

許認可分類

対象資料

24

設置許可

設置許可補正書
追補1【1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順】）

25

設置許可

26

設置許可

27

設置許可

28

設置許可

審査資料（有効性評価：2.1高圧・低圧注水機
能喪失）

否

29

設置許可

審査資料（有効性評価：2.2高圧注水・減圧機
能喪失）

否

30

設置許可

審査資料（有効性評価：2.3.1全交流動力電源
喪失（長期TB））

否

31

設置許可

審査資料（有効性評価：2.3.2全交流動力電源
喪失（TBD、TBU））

否

32

設置許可

審査資料（有効性評価：2.3.3全交流動力電源
喪失（TBP））

否

33

設置許可

審査資料（有効性評価：2.4.1崩壊熱除去機能
喪失（取水機能喪失））

否

34

設置許可

審査資料（有効性評価：2.4.2崩壊熱除去機能
喪失（RHR機能喪失））

否

35

設置許可

審査資料（有効性評価：2.5原子炉停止機能喪
失））

要

36

設置許可

審査資料（有効性評価：2.6LOCA時注水機能
喪失））

要

37

設置許可

審査資料（有効性評価：2.7インターフェイスシ
ステムLOCA）

要

38

設置許可

審査資料（有効性評価：2.8津波浸水による注水機能喪失）

否

39

設置許可

審査資料（有効性評価：3.1.2静的負荷（循環冷
却））

否

40

設置許可

審査資料（有効性評価：3.1.3静的負荷（ベン
ト））

否

41

設置許可

42

設置許可

43

設置許可

44

設置許可

45

設置許可

否

既設置許可（添十評価）
否
審査資料（大規模損壊・本体添付）
否審査資料（有効性評価：1.基本的考え方）

審査資料（有効性評価：3.2DCH）
審査資料（有効性評価：3.3FCI）
審査資料（有効性評価：3.5MCCI）

要

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
値のみ修正（グラフ補助線）
値のみ修正
値のみ修正
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

否
否
否

ＢＡＦ＋20％の位置について、正しい数値を記載しているため、修正不要。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

否

使用済燃料プールのＴＡＦからの水位等の記載があるが、炉心ＴＡＦ位置の数値を用いておらず、適切な値を用いており影響はない。

否

使用済燃料プールのＴＡＦからの水位等の記載があるが、炉心ＴＡＦ位置の数値を用いておらず、適切な値を用いており影響はない。

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

9
2

赤

値のみ修正

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

審査資料（有効性評価：5.2停止時全交流電源
喪失）
設置許可

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
燃料有効長について，正しい数値を記載しているため、修正不要。

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

審査資料（有効性評価：5.1停止時崩壊熱除去
機能喪失）

47

工学的安全施設作動設定点は、TAF基準設定としていない。また、幾何学
形状データとしてTAF位置等が適切に入力されていることを確認した。以上のことから、既存の安全評価への影響はない。

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

審査資料（有効性評価：4.2想定事故2）

設置許可

原子炉水位（燃料域，ＳＡ燃料域）の計器名称の記載であり，数値が変更となっても影響はない。

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

審査資料（有効性評価：4.1想定事故1）46

理由添付資料−１０（４／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(3/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
No.

許認可分類

対象資料

記載修正
要否

理由

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

審査資料（有効性評価：5.3停止時原子炉冷却
材の流出）
48

設置許可

49

設置許可

審査資料（有効性評価：5.4反応度投入）否

審査資料（有効性評価：6章資源）
50

設置許可

51

設置許可

否
審査資料（有効性評価：補足1）

要審査資料（有効性評価：補足7）
52

設置許可

要

53

設置許可

54

設置許可

55

設置許可

56

設置許可

57

設置許可

58

設置許可

59

設置許可

設置許可補正書（本文十：有効性評価）

要

60

設置許可

設置許可補正書（添十：5.2大規模損壊）

否

61

設置許可

設置許可補正書（添十：6.基本的考え方）

否

62

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.1高圧・低圧注水機能喪失）

否

63

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.2高圧注水・減圧機能喪失）

否

64

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.3.1全交流動力電源喪失長期TB））

否

65

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.3.2全交流動力電源喪失TBD,TBU））

否

66

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.3.3全交流動力電源喪失（TBP））

否

67

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.4.1崩壊熱除去機能喪失（取水機能
喪失）

否

68

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.4.2崩壊熱除去機能喪失(RHR機能
喪失））

否

69

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.5原子炉停止機能喪失）

要

70

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.6LOCA時注水機能喪失）

否

71

設置許可

補正書（添十：7.1.7インターフェイスシステム
LOCA）

要

72

設置許可

設置許可補正書（添十：7.1.8津波浸水による注水機能喪失）

否審査資料（有効性評価：補足13）
審査資料（有効性評価：補足14）
審査資料（有効性評価：補足17）
審査資料（シーケンス選定）

要
要
否
否

審査資料（内部事象出力運転時レベル１PRA）
審査資料（内部事象停止時レベル１PRA）否

使用済燃料プールのＴＡＦに到達するまでの時間の記載があるが、評価計
算中では、炉心ＴＡＦ位置の数値を用いておらず、その他の数値も適切な値を用いて計算されており影響はない。
値のみ修正
遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
値のみ修正（グラフ補助線）
値のみ修正（グラフ補助線）
ＢＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
事故進展解析のグラフにおいてＴＡＦ位置が参考に記載されているが、正しい値であり問題はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mmである
ことを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

値のみ修正（グラフ補助線）
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
値のみ修正
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

0
3

赤

否

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

添付資料−１０（５／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(4/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
対象資料

記載修正
要否

No.

許認可分類

73

設置許可

設置許可補正書（添十：7.2.1静的負荷（循環冷却））

否

74

設置許可

設置許可補正書（添十：7.2.1静的負荷（ベント））

否

75

設置許可

設置許可補正書（添十：7.2.2DCH）

否

76

設置許可

設置許可補正書（添十：7.2.3FCI）

否

77

設置許可

設置許可補正書（添十：7.2.5MCCI）

否

78

設置許可

設置許可補正書（添十：想定事故1）

否

79

設置許可

設置許可補正書（添十：想定事故2）

否

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＢＡＦ＋20％の位置について、正しい数値を記載しているため、修正不要。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

要

遮蔽計算の評価モデルにおいて、ＴＡＦ位置をＲＰＶ底部から9,152mm
であることを前提として線量評価点からＴＡＦまでの距離を設定して線量率を評価していたため、ＴＡＦ位置を正しい値に修正して再計算する必要がある。
また、線量率の再計算に伴い、遮蔽を維持できる水位までの余裕時間を再計算する必要がある。

設置許可補正書（添十：停止時崩壊熱除去機能喪失）
80

設置許可

設置許可補正書（添十：停止時全交流電源喪失）
81

設置許可

設置許可補正書（添十：停止時原子炉冷却材の流出）
設置許可

83

設置許可

設置許可補正書（添十：反応度投入）

否

84

設置許可

設置許可補正書（内部事象停止時レベル１PRA）

否

85

設置許可

審査資料
54条 54-13使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

否

86

設置許可

審査資料
有効性評価 添付資料4.1.5使用済燃料プール
水沸騰・喪失時の未臨界性評価

否

87

設置許可

審査資料
大型航空機衝突 添付資料2.1.12使用済燃料
プール大規模漏えい時の対応について

否

88

工認

89

設置許可

燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済
燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書に係る補足説明資料

90

設置許可

【既許可】設置変更許可申請書本文
五 原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備
ハ 原子炉本体の構造及び設備(ｲ)炉心 （１）構造 c.主要寸法 炉心有効高さ

91

設置許可

92

設置許可

(ﾛ)燃料体 (3)燃料要素の構造
b.主要寸法 燃料棒有効長さ
設置変更許可申請書添付書類八3. 原子炉及び炉心3.1 概要 炉心 実効高さ／有効高さ／高さ

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
炉心有効長は正しく記載。（3.71m)

炉心有効長は正しく記載。（3.71m)

炉心有効長は正しく記載。（3.71m)

燃料有効長の値は正しく記載(3.71m)。
否
燃料棒有効長さは正しく記載。（通常燃料棒約3.71 m）
否
炉心有効高さは正しく記載。（約3.7m)
否否

燃料棒有効長さは正しく記載(9×9燃料（A型）部分長燃料棒以外すべて約3.7m。）
炉心実効／有効高さ／高さは正しく記載。（約3.7m)

否

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

1
3

赤

82

工事計画認可申請書添付書類
Ⅴ-1-3-2 臨界防止に関する説明書

理由添付資料−１０（６／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(5/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
No.

許認可分類

93

設置許可

94

設置許可

95

設置許可

対象資料
第3.1-1図 燃料棒有効高さ

記載修正
要否
否

3.2 燃料 燃料（棒）有効長（さ）14.2 核設計 燃料棒有効長さ／有効燃料棒長さ／高さ

燃料棒有効長さは正しく記載(9×9燃料（A型）部分長燃料棒以外すべて約
3.71m／約371cm。）

否

燃料棒有効長さは正しく記載(9×9燃料（A型）部分長燃料棒以外すべて約
3.71m）／高さは正しく記載。（約3.7m)

工認

工認

工事計画認可申請書 添付書類
熱出力計算書２．炉心設計基準
2.1 原子炉熱出力 有効高さ

98

工認

３．炉心設計仕様
炉心有効高さ
燃料棒有効長さ

否

99

工認

６．熱水力特性及び核特性
6.4 炉心内出力分布
炉心 有効高さ

否

100

工認

101

設置許可

102

設置許可

103

設置許可

104

設置許可

97

添付図
燃料集合体構造図 燃料有効長
審査資料（DB8条 火災）
審査資料（SA41条 火災)
審査資料（DB34条資料別添1
審査資料（SA61条通信連絡設備）

炉心有効高さは正しく記載。（3.71m)
否

有効高さは正しく記載。（3708mm)
否
炉心有効高さ及び燃料棒有効長さはともに正しく記載。（3708mm)

炉心有効高さは正しく記載。(3708mm)

燃料有効長は正しく記載。(3708mm)
否
否
否
否
否

既工認（遮蔽及び熱除去計算，常時立ち入る場所の放射線量率）
105

工認

106

工認

107

工認

108

工認

109

工認

110

工認

111

工認

112

工認

113

工認

114

工認

115

工認

116

工認

117

工認

118

工認

119

工認

否
工認（要目表（炉心））
工認（主要設備リスト（原子炉本体））
工認（基本設計方針（耐圧強化ベント系））
工認（基本設計方針（格納容器圧力逃がし装
置））

否
否
否

否
否

工認（基本設計方針（交流電源設備））

SPDSパラメータ中のパラメータ名称の記載のみであるため修正の必要なし
SPDSパラメータ中のパラメータ名称の記載のみであるため修正の必要なし「遮蔽，熱除去計算」では当初の値が記載（炉心有効長：365.8㎝）され，解析も行われているが，その後に申請された「常時立ち入る場所での放射線量率計算書」では正しい値で記載（炉心有効長：3708㎝）され解析も行われており，上書きされている。
炉心有効高さの値は正しく記載されている。
炉心有効高さの記載のみであり、数値は記載されていない。
燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。

基準点であるTAF水位が異なる値を使用しており修正が必要。審査時に修正（第1回補正で提出済み）。
当該箇所の修正のみで他資料への記載はない。
原子炉水位計（燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。
原子炉水位計（燃料域、SA燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。
原子炉水位（燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。

否
工認（Ⅴ-1-1-4-4-29 設定根拠（原子炉水位（SA燃料域）））

原子炉水位（SA燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。
否

工認（Ⅴ-1-1-6 健全性に関する説明書）
否

原子炉水位（燃料域、SA燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。

否

原子炉水位（燃料域、SA燃料域）、燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。

否

原子炉水位（燃料域、SA燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。

工認（Ⅴ-1-1-6 健全性に関する説明書）
工認（Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書）
工認（Ⅴ-1-3-2 臨界防止に関する説明書）
工認（Ⅴ-1-3-5 遮蔽能力に関する説明書）

否
否

燃料有効長の値は正しく記載されている。
燃料有効長の値は正しく記載されている。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

23

赤

計器名称の記載のみなので修正不要

燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。

要

工認（主要設備リスト（計測制御装置））

計器名称の記載のみなので修正不要

否

工認（要目表（原子炉水位（ＳＡ燃料域）））

工認（基本設計方針（計測制御装置））

記載のみ

否

工事計画認可申請書
Ⅰ 工事計画書 （三）原子力設備
１．原子炉本体
１．２炉心に係る次の事項（１）構造 炉心有効高さ

96

理由

添付資料−１０（７／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(6/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
記載修正
要否

No.

許認可分類

対象資料

120

工認

工認（Ⅴ-1-5-2 工学的安全施設の起動信号
設定値根拠に関する説明書）

否

121

工認

工認（Ⅴ-1-5-4 中央制御室の機能に関する説
明書）

否

122

工認

工認（Ⅴ-1-8-2 PCV水素濃度低減に関する説
明書）

否

123

工認

工認（Ⅴ-1-8-2 PCV水素濃度低減に関する説
明書）

否

124

工認

125

工認

126

設置許可

127

設置許可

128

設置許可

129

設置許可

130

設置許可

工認（Ⅴ-1-10-2 品証計画（原子炉本体））

燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。
原子炉水位（燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。
燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。
燃料有効長頂部の記載のみであり、数値は記載されていない。

否

工認（Ⅴ-1-10-5 品証計画（計測制御））
否まとめ資料（14条全交流動力電源喪失対策設
備
まとめ資料（35条通信連絡設備）
まとめ資料（57条電源設備 SA本文）

設置許可

132

工認

133

PLM

否
否

まとめ資料（技術的能力1.14電源設備）
設置変更許可申請書
添付八 １０．その他発電用原子炉の附属施
設
１０．２ 代替電源設備
工事計画認可申請書（V-1-1-10）・通信連絡設備に関する説明書

否否関連ワードの記載のみであり、修正不要。
否

否

PLM

PLM

PLM

否

否

原子炉圧力容器の関連温度（脆性遷移温度）の予測、原子炉圧力容器、炉内構造物の照射量の解析に用いている有効炉心長が，正しい値（3,709mm）であることを確認した。

特別点検（原子炉圧力容器）補足説明資料
要

審査資料（16条SFP計装）
138

設置許可

139

設置許可

否
審査資料（54条SFP計装 補足説明資料）
否
審査資料（46条減圧 本体）

140

設置許可

141

設置許可

試験対象範囲の炉心領域として原子炉圧力容器底部より5494mm〜
9152mmとしており、ＴＡＦの値に対して不足している。
不足している部分を追加で点検し、その結果を運転期間延長申請書の補正として提出することとしたい。
試験対象（炉心領域）として原子炉圧力容器底部より5494mm〜9152mmとしており、ＴＡＦの値に対して不足している。
不足している部分を追加で点検し、その結果を運転期間延長申請書の補正として提出した後、正しい値に修正することとしたい。
・SFP燃料ラックの寸法の記載があるが正しい燃料有効長に基づいていること確認済。
・水遮へい水位（約-0.9m）を記載しているが正しい燃料有効長に基づいて評価していること確認済。
・燃料有効長からの距離と線量のグラフの記載があるが正しい燃料有効長に基づいていることを確認済。

否

・原子炉水位異常低下（レベル１）の容量設定根拠に「炉心が露出しないよ
う燃料有効長頂部より高い設定」と記載。ＴＡＦレベル変更に関する記載ではないため問題なし。

否・原子炉水位異常低下（レベル１）の容量設定根拠に「炉心が露出しないよ
う燃料有効長頂部より高い設定」と記載。ＴＡＦレベル変更に関する記載ではないため問題なし。

審査資料（46条減圧 補足説明資料）

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

33

赤原子炉圧力容器の関連温度（脆性遷移温度）の予測、原子炉圧力容器、炉内構造物、コンクリート構造物の照射量の解析に用いている有効炉心長が，正しい値（3,708mm）であることを確認した。
原子炉圧力容器の関連温度（脆性遷移温度）の予測、原子炉圧力容器、炉内構造物の照射量の解析に用いている有効炉心長が，正しい値（3,708mm）であることを確認した。

要PLM

記載のみであり、修正不要
記載のみであり、修正不要

特別点検結果報告書

137

記載のみであり、修正不要
記載のみであり、修正不要

劣化状況評価書補足説明資料
TKK補ーⅢー３

136

関連ワードの記載のみであり、修正不要。

否

劣化状況評価書補足説明資料
TKK補ーⅢー２

135

原子炉水位（燃料域、SA燃料域）の記載のみであり、数値は記載されていない。
関連ワードの記載のみであり、修正不要。

劣化状況評価書

134

炉心有効高さの記載のみであり、数値は記載されていない。

否

まとめ資料（57条電源設備 SA補足説明資料）

131

理由

添付資料−１０（８／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(7/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
No.

許認可分類

対象資料

記載修正
要否

理由

要

・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の基準点（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）がTAF（915㎝）との記載あり。正しいTAF位置（920cm）に修正が必要。
・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の設計基準事故での変動範囲をTAF（915cm）基準で記載している。TAF（920cm）基準での記載に修正が必要。
・「原子炉水位の概要図と計測範囲との関係」にTAFを基準（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）として水位で記載されている箇所がある。修正が必要。

要・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の基準点（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）がTAF（915㎝）との記載あり。正しいTAF位置（920cm）に修正が必要。
・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の設計基準事故での変動範囲をTAF（915cm）基準で記載している。TAF（920cm）基準での記載に修正が必要。
・「原子炉水位の概要図と計測範囲との関係」にTAFを基準（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）として水位で記載されている箇所がある。修正が必要。
・ 原子炉水位等を入力しRPV温度を推定する「原子炉内燃料温度推定計算シート」がTAF915cmを原子炉水位の基準としている。当該シートを修正する。

要・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の基準点（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）がTAF（915㎝）との記載あり。正しいTAF位置（920cm）に修正が必要。
・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の設計基準事故での変動範囲をTAF（915cm）基準で記載している。TAF（920cm）基準での記載に修正が必要。

審査資料（58条計装 本体）

142

設置許可

審査資料（58条計装 補足説明資料）

143

設置許可

審査資料（技術的能力1.15計装）
144

設置許可

145

設置許可

146

設置許可

147

設置許可

審査資料（59条原子炉制御室 補足説明資料）

否

・退避室で確認できるパラメータとして「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の記載があるが名称のみの記載であり修正不要。

否・SPDSで伝送されるパラメータとして「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の記載があるが名称のみの記載であり修正不要。

否「原子炉水位（燃料域）」、「原子炉水位（SA燃料域）」の記載がある。名称の記載のみであり修正不要。

審査資料（61条緊対 補足説明資料）
設置許可補正書（本文）
設置許可補正書（添付八 ６．計測制御系統施
設
148

設置許可

要

・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の基準点（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）がTAF（915㎝）との記載あり。正しいTAF位置（920cm）に修正が必要。
・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の設計基準事故での変動範囲をTAF（915cm）基準で記載している。TAF（920cm）基準での記載に修正が必要。

要・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の基準点（ｾﾞﾛﾚﾍﾞﾙ）がTAF（915㎝）との記載あり。正しいTAF位置（920cm）に修正が必要。
・「原子炉水位（燃料域）」，「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」の設計基準事故での変動範囲をTAF（915cm）基準で記載している。TAF（920cm）基準での記載に修正が必要。

設置許可補正書（追補１ 事故時計装手順）
149

設置許可

150

設置許可

審査資料（SA 別添１）

否

151

設置許可

審査資料（SA43条）

否

152

設置許可

153

設置許可

154

設置許可

155

設置許可

審査資料（SA43条 補足）
審査資料（SA45条 高圧）

否
否

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

審査資料（SA45条 高圧 補足）
否
審査資料（SA46条 減圧）否審査資料（SA46条 減圧 補足）
156

設置許可

157

設置許可

審査資料（SA47条 低圧）

否

158

設置許可

審査資料（SA 48条 ESW）

否

159

設置許可

審査資料（SA 50条 ＦＶ）

否

160

設置許可

161

設置許可

162

設置許可

否

審査資料（SA 50条 ＦＶ 補足）
審査資料（SA39条 耐震）審査資料（SA 54条 SFP）

否
否

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
設定値として「原子炉圧力容器ゼロレベル＊より960cm以上」「炉心が露出しないように燃料有効長頂部より高い設定として，原子炉水位
異常低下（レベル１）とする。」「 低圧炉心スプレイ系が自動起動する原子炉水位異常低下（レベル１）の設定」
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
別紙33-17「燃料有効長頂部」 EL.29,444をEL.29,495に修正要ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

4
3

赤

要

ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

添付資料−１０（９／９）

東海第二発電所 燃料頂部値の記載見直し時の影響範囲調査シート(8/8)
調査対象：審査資料関連で原子炉燃料頂部に関連する記載のある図書
許認可分類

163

設置許可

審査資料（SA 54条 SFP 補足）

164

設置許可

設置許可補正書（添八）

165

設置許可

審査資料（DB 10条）

否

166

設置許可

審査資料（DB 12条）

否

167

設置許可

審査資料（DB 17条）

否

168

設置許可

審査資料（大規模損壊・別冊ⅠⅡⅢ）

否
否

否

理由
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
用語の記載、正しい値が記載されている。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。
ＴＡＦ等の用語の記載のみであり、数値が変更となっても影響はない。

字：記載修正「要」の項目を示す。 No.太字下線：既許可・既認可項目を示す。

5
3

赤

対象資料

記載修正
要否

No.

第1図

燃料の線量率計算モデル

線源（燃料）

遮蔽体（シュラウドヘッド）

遮蔽体（シュラウドヘッド）

線源（燃料）

遮蔽体（蒸気乾燥器）

評価点

遮蔽体（蒸気乾燥器）

誤

遮蔽体（原子炉圧力容器蓋）

評価点

遮蔽体（原子炉圧力容器蓋）

正線源（燃料）が約5cm 低い位置で評価

第2図

原子炉水位と線量率（原子炉冷却材の流出）

添付資料−１１63

添付資料−１２

平成29年11月設置変更許可補正
添付十 追補1. 1.15 事故時の計装に関する手順等

73

添付資料−１３
新規制基準適合性に係る審査資料（技術的能力1.2【原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等 】）

添付資料 1.2.5
原子炉水位計の校正条件について技術的能力審査基準において，監視計器のうち原子炉水位（狭帯域），原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）について，使用用途と校正条件を整理する。

第1図

原子炉水位計の指示範囲

83

1.2−100

H29.11.24 工事計画認可補正申請書抜粋

添付資料−１４93添付資料−１５70

L8 +1400
L7 +1030
L56 +900
L4 +800
L3 +300

計装０ｍ 13400
給水入口ノズル
L2 12450

00

L2 -950

炉心スプレーノズル

有効燃料頂部
L0

13

9600
9152

L1 -3800

8085

L0 -5315

L1 +448(FUFL ZONE)
L0 -1067(FUFL ZONE)

38

0
FUEL ZONE(×100)

L1

15
WIDE RANGE(×100)

蒸気出口ノズル
L8 14800
L7 14430
L56 14300
L4 14200
L3 1370045

UPSET RANGE(×100)
NARROW RANGE(×100)

圧力容器フランジ

SHUTDOWN RANGE(×100)
RPV WELL(×100)

圧力容器頂部-38

再循環水入口ノズル
再循環水出口ノズル

圧力容器基準点
圧力容器零レベル(０ｍ)

水位計
RPV WELLSHUTDOWN RANGEUPSET RANGE

基準点
計装０ｍ
計装０ｍ
計装０ｍ

NARROW RANGE

計装０ｍ

WIDE RANGE

計装０ｍ

FUEL ZONE
燃料域水位計TAF

用途
定検時の水位監視
原子炉停止時の水位監視
原子炉上部水位の監視
通常運転時の水位監視
給水系制御用インターロック
原子炉停止インターロック
通常運転時や事故時の広域水位監視
ECCS 作動等のインターロック

影響
なし
なし
なし

事故時の水位監視

あり

なし
なし

0
4

添付資料−１６（１／３４）

保安規定、ＱＭＳ規程に燃料有効長頂部の寸法値等を取り入れたものの確認
１．目的製作メーカ図面に記載されていた７×７燃料時のＴＡＦの値（360.31in、9152mm）等を用いている社内文書の有無を調査し、有った場合はその影響を評価する。
２．対象範囲・東海第二発電所 原子炉施設保安規定
・東海第二発電所に関するＱＭＳ規程（二次文書、三次文書）
３．調査方法
上記、対象範囲文書について、「燃料有効長」、「ＴＡＦ」、「燃料有効長頂部」、
「燃料
棒長さ」、
「炉心有効長さ」やこれらに関連する語句や数値等（以下「ＴＡＦの値等」という。
）の記載の有無を確認し、これらの記載が確認されたものについては、影響の有無を確認する。
４．調査結果調査の結果、ＴＡＦの値等の記載が確認された該当条文、該当文書数は以下のとおり
であった。
対象文書

①

②

③

１３

０

０

ＱＭＳ二次文書００

０

ＱＭＳ三次文書（本店分）

０

０

０

ＱＭＳ三次文書（発電所分）

１４

５

１

保安規定

①ＴＡＦ値等が確認された条文・文書数。
②①のうち、9152mm 等本来の値ではない数値を用いていたため修正が必要な条文・文書数。
③今後、原子炉水位（燃料域）計の校正値変更に伴い修正が必要な条文・文書数。なお、②と重複するものについては②でのみ集計した。

以

上

1
4

添付資料−１６（２／３４）

東海第二発電所 ＴＡＦ影響範囲調査 保安規定逐条確認結果リスト
条番号

条名称

第１章 総 則
第1条
目的
第2条
基本方針
第2条の2
関係法令及び保安規定の遵守
第2条の3
安全文化の醸成
第２章 品質保証
第3条
品質保証計画第３章 保安管理体制及び評価
第１節 組織及び職務第4条
保安に関する組織
第5条
保安に関する職務
第２節 原子炉施設保安委員会及び原子炉施設保安運営委員会
第6条
原子炉施設保安委員会
第7条
原子炉施設保安運営委員会
第３節 主任技術者
第8条
原子炉主任技術者の選任
第8条の2
電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者の選任
第9条
原子炉主任技術者の職務等
第9条の2
電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者の職務等
第9条の3
主任技術者の情報共有
第４節 原子炉施設の定期的な評価
第10条
原子炉施設の定期的な評価
第４章 運転管理第１節 通 則第11条
構成及び定義第11条の2原子炉の運転期間
第12条
原子炉の運転員の確保
第13条
巡視点検
第14条
手順の作成
第15条
引継
第16条
原子炉起動前の確認事項
第17条
地震・火災等発生時の対応
第17条の2
電源機能等喪失時の体制の整備
第２節 運転上の留意事項
第18条
水質管理
第３節 運転上の制限
第19条
停止余裕
第20条
反応度監視
第21条
制御棒の動作確認第22条
制御棒のスクラム機能
第23条
制御棒の操作
第24条
ほう酸水注入系
第25条
原子炉熱的制限値
第26条
原子炉熱出力及び炉心流量第27条
計測及び制御設備
第28条
原子炉再循環ポンプ
第29条
ジェットポンプ
第30条
主蒸気逃がし安全弁
第31条
格納容器内の原子炉冷却材漏えい率
第32条
非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の系統圧力監視
第33条
原子炉冷却材中のよう素１３１濃度
第34条
原子炉停止時冷却系その１
第35条
原子炉停止時冷却系その２
第36条
原子炉停止時冷却系その３
第37条
原子炉冷却材温度及び原子炉冷却材温度変化率
第38条
原子炉圧力
第39条
非常用炉心冷却系その１
第40条
非常用炉心冷却系その２記載の有無
有：○ 無：×

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
○
×
×
×
×
×
×
○
○
×
×
×
×
○

2
4

添付資料−１６（３／３４）

東海第二発電所 ＴＡＦ影響範囲調査 保安規定逐条確認結果リスト
条番号

条名称

第41条
原子炉隔離時冷却系
第42条
主蒸気隔離弁
第43条
格納容器及び格納容器隔離弁
第44条
サプレッション・チェンバからドライウェルへの真空破壊弁
第45条
サプレッションプールの平均水温
第46条
サプレッションプールの水位
第47条
可燃性ガス濃度制御系
第48条
格納容器内の酸素濃度
第49条
原子炉建屋
第50条
原子炉建屋給排気隔離弁
第51条
原子炉建屋ガス処理系
第52条
残留熱除去系海水系
第53条
非常用ディーゼル発電機海水系
第54条
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
第55条
使用済燃料プールの水位及び水温
第56条
燃料又は制御棒を移動する時の原子炉水位
第57条
中央制御室非常用換気空調系
第58条
外部電源その１
第59条
外部電源その２
第60条
非常用ディーゼル発電機その１
第61条
非常用ディーゼル発電機その２
第62条
非常用ディーゼル発電機燃料油等
第63条
直流電源その１
第64条
直流電源その２
第65条
所内電源系統その１
第66条
所内電源系統その２
第67条
原子炉停止中の制御棒１本の引き抜き
第68条
単一制御棒駆動機構の取り外し
第69条
複数の制御棒引き抜きを伴う検査
第70条
原子炉の昇温を伴う検査
第71条
原子炉モードスイッチの切替を伴う検査
第72条
運転上の制限の確認
第73条
運転上の制限を満足しない場合
第74条
予防保全を目的とした点検・保修を実施する場合
第75条
運転上の制限に関する記録
第４節 異常時の措置
第76条
異常時の基本的な対応
第77条
異常時の措置
第78条
異常収束後の措置
第５章 燃料管理第79条
新燃料の運搬第80条
新燃料の貯蔵
第81条
燃料の検査
第82条
燃料の取替実施計画
第83条
燃料移動手順
第84条
燃料移動
第85条
使用済燃料の貯蔵第86条
使用済燃料の運搬
第６章 放射性廃棄物管理第87条
放射性固体廃棄物の管理
第87条の2放射性廃棄物でない廃棄物の管理
第87条の3
事故由来放射性物質の降下物の影響確認及び所外搬出等の管理第88条
放射性液体廃棄物の管理
第89条
放射性気体廃棄物の管理
第90条
放出管理用計測器の管理
第91条
頻度の定義

記載の有無
有：○ 無：×

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
○
○
○
×
×
×
×
○
×
○
×
×
○
×
○
×
×
×
×
×
×
×
×
×
※

×
○
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

※：本文中第77条の影響評価のための記載に用いたものであり、記載のTAFの値等の記載はない。

34

添付資料−１６（４／３４）

東海第二発電所 ＴＡＦ影響範囲調査 保安規定逐条確認結果リスト
条番号

条名称

第７章 放射線管理第92条
管理区域の設定及び解除
第93条
管理区域内における区域区分
第94条
管理区域内における特別措置第95条
管理区域への出入管理第96条
管理区域出入者の遵守事項
第97条
保全区域
第98条
周辺監視区域
第99条
線量の評価
第100条
床，壁等の除染
第101条
外部放射線に係る線量当量率等の測定
第102条
放射線計測器類の管理
第103条
管理区域外等への搬出及び運搬
第104条
発電所外への運搬
第105条
協力企業の放射線防護
第106条
頻度の定義
第８章 保守管理第107条
保守管理計画第107条の2
原子炉施設の経年劣化に関する技術的な評価及び長期保守管理方針
第107条の3
溶接事業者検査及び定期事業者検査の実施
第９章 非常時の措置
第108条
原子力防災組織第109条
原子力防災組織の要員
第109条の2緊急作業従事者の選定
第110条
原子力防災資機材等
第111条
通報経路
第112条
原子力防災訓練
第113条
通報
第114条
非常事態の宣言
第115条
応急措置
第116条
非常時における活動
第116条の2緊急作業従事者の線量管理等
第117条
非常事態の解除
第１０章 保安教育
第118条
所員への保安教育
第119条
協力企業従業員への保安教育
第１１章 記録及び報告
第120条
記録
第121条
報告
添 付
添付１
原子炉がスクラムした場合の運転操作基準（第７７条関連）添付２
管理区域図（第９２条及び第９３条関連）添付３保全区域図（第９７条関連）添付４
長期保守管理方針（第１０７条の２関連）

記載の有無
有：○ 無：×

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
○
×
×
×

4
4

添付資料−１６（５／３４）（計測及び制御設備）
第２７条

原子炉の状態に応じて，次の計測及び制御設備※１は，表２７−１で定める事項を運転上の制限とする。
(1) 原子炉保護系計装(2) 起動領域モニタ（中性子源領域）計装(3) 非常用炉心冷却系計装（低圧炉心スプレイ系計装，低圧注水系計装，高圧炉心スプレイ系計装，自動減圧系計装）(4) 格納容器隔離系計装（主蒸気隔離弁計装，格納容器隔離系計装，原子炉建屋隔離系計装（原子炉建屋ガス処理系計装））(5) その他の計装（非常用ディーゼル発電機計装，原子炉隔離時冷却系計装，原子炉再循環ポンプトリップ計装，制御棒引抜監視装置計装，タービン駆動給水ポンプ・主タービン高水位トリップ計装，中央制御室外原子炉停止装置計装，中央制御室非常用換気空調系計装，事故時計装）
２．計測及び制御設備が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
(1) 発電長，運転管理グループマネージャー，炉心・燃料グループマネージャー及び電気・制御グ
ループマネージャーは，原子炉の状態に応じて表２７−２の各項目を実施する。また，運転管理
グループマネージャー，炉心・燃料グループマネージャー及び電気・制御グループマネージャー
は，その結果を発電長に通知する。なお，発電長，運転管理グループマネージャー，炉心・燃料
グループマネージャー及び電気・制御グループマネージャーは第１項で定める計測及び制御設備に関係する事象を発見した場合には，誤動作※２又は誤不動作※３等の観点から，運転上の制限を満足するかどうかを判断する。
３．発電長は，計測及び制御設備が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表２７−３の措置を講じる。なお，同時に複数の要素の動作不能が発生した場合には，個々の要素に対して表２７−３の措置を講じる。
※１：適用範囲は，センサから論理回路の出力段までとし，アクチュエータは含まない。また，トリップ系の定義の例は次のとおり。

チャンネル
センサ１

片トリップ系

出力段

センサ２

トリップ

アクチュエータ

信号

センサ３

両トリップ系
センサ４

片トリップ系4-21

54添付資料−１６（６／３４）（８）事故時計装
表２７−２−５−８
要 素
1.原子炉圧力2.原子炉水位（広帯域）

項 目
発電長は，原子炉の状態が運転及び起動において，動作不能でないことを指示により確認
する。

頻 度
毎日１回

電気・制御グループマネージャーは，チャンネル校正を実施する。

定検停止時

3.原子炉水位（燃料域）
4.ドライウェル圧力
5.格納容器内雰囲気線量当量率

図２７（注）熱流束相当信号は，再循環流量 Ｗｄ（％）に対して，
０.７２Ｗｄ＋５４により設定する。
ただし，最大値は１１５とする。

4-35

6
4

添付資料−１６（７／３４）（原子炉停止時冷却系その１）
第３４条

原子炉の状態が高温停止であって原子炉圧力が 0.93MPa[gage]以下において，原子炉停止

時冷却系は，表３４−１で定める事項を運転上の制限とする。ただし，原子炉停止時冷却系起動準備のための操作期間中は除く。
２．原子炉停止時冷却系が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が高温停止であって，原子炉圧力が 0.93MPa[gage]以下に適合したら，速やかに原子炉停止時冷却系２系列が動作可能であることを管理的手段により確認する。
３．発電長は，原子炉停止時冷却系が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表３４−２の措置を講じる。
表３４−１
項 目

運転上の制限原子炉停止時冷却系

２系列※１が動作可能であること※１：１系列とは，原子炉停止時冷却系ポンプ１台，熱交換器１基及び必要な弁並びに配管をいう。
以下，第３５条（原子炉停止時冷却系その２）及び第３６条（原子炉停止時冷却系その３）において同じ。
表３４−２
条 件

要求される措置

完了時間

A.原子炉停止時冷却系１系列が動作 A1.原子炉停止時冷却系を動作可能状 速やかに不能の場合態に復旧させる措置を開始する。
及び
A2.冷温停止とする操作を開始する。 速やかにB.原子炉停止時冷却系２系列が動作 B1.原子炉停止時冷却系を動作可能状 速やかに不能の場合態に復旧させる措置を開始する。
及びB2.原子炉水位を有効燃料棒頂部以上 速やかにに維持できる手段が確保されてい その後毎日１回ることを確認する。

7
4

4-71

添付資料−１６（８／３４）（原子炉停止時冷却系その２）
第３５条

原子炉の状態が冷温停止において，原子炉停止時冷却系は，表３５−１で定める事項を運転上の制限とする。ただし，次の(1)又は(2)の場合は除く。
(1) 原子炉停止時冷却系起動準備時(2) 原子炉の昇温を伴う検査時※１
２．原子炉停止時冷却系が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の(1)又は(2)を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止において，原子炉停止時冷却系１系列が運転中であること
を１２時間に１回確認する。また，原子炉で発生する崩壊熱が原子炉停止時冷却系以外の手段で除去できると判断するまで，さらに１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であることを毎日１回管理的手段により確認する。
(2) 炉心・燃料グループマネージャーは，原子炉停止時冷却系の運転が全て停止した場合，停止期間中の原子炉冷却材温度を評価し，発電長に通知する。発電長は，原子炉停止時冷却系の運転が全て停止した場合，停止期間中の原子炉冷却材温度が 100℃未満であることを１２時間に１回確認する。
３．発電長は，原子炉停止時冷却系が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表３５−２の措置を講じる。
※１：原子炉の昇温を伴う検査時とは，原子炉冷却材の昇温開始から降温開始までの期間をいう。
表３５−１
項

運転上の制限目(1)１系列が運転中であること及び原子炉で発生する崩壊熱が原子炉停止時冷却系以外の手段で除去できると判断するまで※２，さらに原子炉停止時冷却系

１系列の原子炉停止時冷却系が動作可能であること
又は(2)原子炉停止時冷却系が停止した場合においても，原子炉冷却材温度を 100℃未満に保つことができること※２：炉心・燃料グループマネージャーはあらかじめその期間を評価し，原子炉主任技術者の確認を得て，発電長に通知する。
表３５−２
条 件

要求される措置

完了時間

A.運転上の制限を満足していないと A1.原子炉水位を有効燃料棒頂部以上 速やかに判断した場合に維持できる手段が確保されてい その後毎日１回ることを確認する。

8
4

4-72

添付資料−１６（９／３４）（非常用炉心冷却系その２）
第４０条

原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，非常用炉心冷却系は，表４０−１に定める事項を運転上の制限とする。ただし，原子炉が次に示す状態となった場合は，適用しない。また，
原子炉停止時冷却系の起動準備中及び原子炉停止時冷却系の運転中は，低圧注水系の動作不能とはみなさない。
(1) 原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合(2) 原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合
２．非常用炉心冷却系が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，表４０−２に定める事項を確認する。ただし，原子炉が次に示す状態となった場合は適用されない。
ｲ. 原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合
ﾛ. 原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合
３．発電長は，非常用炉心冷却系が第１項に定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表４０−３の措置を講じる。
表４０−１
項

目

非常用炉心冷却系

運転上の制限（動作可能であるべき系列数）(1)非常用炉心冷却系（自動減圧系を除く。
）２系列
又は(2)非常用炉心冷却系（自動減圧系を除く。）１系列及び復水移送系１系列※１※１：復水移送系１系列とは，ポンプ１台及び注水に必要な弁並びに配管をいう。
表４０−２
項 目
頻 度
1.動作可能であるべき系統がサプレッションプールを水源とする場合は， １２時間に１回
サプレッションプール水位が-3.5m以上あることを確認する。
又は動作可能であるべき系統が復水貯蔵タンクを水源とする場合は，復水貯 １２時間に１回
蔵タンク１基の水位がタンク底部から6.1m以上あることを確認する。
2.動作可能であるべき低圧注水系，低圧炉心スプレイ系及び高圧炉心スプ １ヶ月に１回
レイ系について，主要配管が満水であることを確認する。ただし，第３９条（非常用炉心冷却系その１）第２項(1)で定める確認時を除く。
3.動作可能であるべき低圧注水系，低圧炉心スプレイ系，高圧炉心スプレ １ヶ月に１回
イ系及び復水移送系について，注水するための系統構成が可能となっていることを管理的手段により確認する。
4.動作可能であるべき低圧注水系，低圧炉心スプレイ系及び高圧炉心スプ 待機状態となる前
レイ系について動作可能であることを管理的手段により確認する。
に１回
5.動作可能であるべき復水移送系ポンプが運転中であることを確認する。 １ヶ月に１回

9
4

4-80

添付資料−１６（１０／３４）

表４０−３
条 件
A.１系列が動作不能の場合要求される措置
A1.動作可能な状態に復旧する。

完了時間
４時間

B.条件 A.の要求される措置 B1.有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力容器 速やかにを達成できない場合に接続している配管について，原子炉冷却材
圧力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止する。
C.２系列が動作不能の場合 C1.有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力容器 速やかにに接続している配管について，原子炉冷却材
圧力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止する。
及び
C2.１系列を動作可能な状態に復旧する。
４時間
D.条件C.で要求される措置 D1.原子炉建屋機器搬入口及び原子炉建屋原子炉 速やかにを完了時間内に達成でき棟の二重扉の各々において，内側扉又は外側ない場合
扉の閉鎖状態を確保するための措置を開始す
る。
及び
D2.原子炉建屋給排気隔離弁機能を確保するため 速やかにの措置を開始する。
及び
D3.原子炉建屋ガス処理系１系列を動作可能な状 速やかに態とするための措置を開始する。

0
5

4-81

添付資料−１６（１１／３４）（残留熱除去系海水系）
第５２条

原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，残留熱除去系海水系は，表５２−１で定める事項を運転上の制限とする。
２．残留熱除去系海水系が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
(1) 電気・制御グループマネージャーは，定検停止時に，残留熱除去系海水ポンプが模擬信号で作動することを確認し，その結果を発電長に通知する。
(2) 発電長は，定検停止後の原子炉起動前に，残留熱除去系海水系の主要な手動弁及び電動弁※１の開閉状態を確認する。
(3) 発電長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，表５２−２に定める事項を確認する。
３．発電長は，残留熱除去系海水系が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，
表５２−３の措置を講じる。ただし，この場合第３９条（非常用炉心冷却系その１）は適用しない。
※１：残留熱除去系海水系の主要な手動弁及び電動弁とは，当該系統に期待されている機能を達成するための残留熱除去系海水ポンプから放水口までの配管上の手動弁及び電動弁並びにこの配管に接続する配管上の手動弁のうち当該系統の機能を維持するために必要な一次弁をいう。
表５２−１
項

目

運転上の制限
２系列※２が動作可能であること

残留熱除去系海水系※２：１系列とは，ポンプ２台及び必要な弁並びに主要配管をいう。
表５２−２
項 目
頻 度
1.残留熱除去系海水ポンプが起動することを確認する。また，ポンプ １ヶ月に１回の運転確認後，ポンプの運転確認に際し使用した弁が待機状態にあることを確認する。

4-98

1
5

添付資料−１６（１２／３４）

表５２−３
条 件

要求される措置A.残留熱除去系海水系１系列が動作 A1.当該系列を動作可能な状態に復旧する。
不能の場合
及びA2. 他の１系列について動作可能であることを確認する。
B.条件 A.で要求される措置を完了時 B1.高温停止にする。
間内に達成できない場合
及び又はB2.1.冷温停止にする。
残留熱除去系海水系２系列 が動作
又は
不能の場合

完了時間
１０日間
速やかに
２４時間
３６時間

B2.2.原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維持 冷 温 停 止 とできる手段が確保されていることを確認 な る ま で 毎
する。
日１回

4-99

2
5

添付資料−１６（１３／３４）（非常用ディーゼル発電機海水系）
第５３条

原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，非常用ディーゼル発電機海水系は，表５３−１で定める事項を運転上の制限とする。
２．非常用ディーゼル発電機海水系が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するた
め，次の各号を実施する。
(1) 電気・制御グループマネージャーは，定検停止時に，非常用ディーゼル発電機海水ポンプが模擬信号で作動することを確認し，その結果を発電長に通知する。
(2) 発電長は，定検停止後の原子炉起動前に，非常用ディーゼル発電機海水系の主要な手動弁※１の開閉状態を確認する。
(3) 発電長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，非常用ディーゼル発電機海水ポンプが起動することを１ヶ月に１回確認する。
３．発電長は，非常用ディーゼル発電機海水系が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表５３−２の措置を講じる。ただし，この場合第３９条（非常用炉心冷却系その１）及び第６０条（非常用ディーゼル発電機その１）は適用しない。
※１：非常用ディーゼル発電機海水系の主要な手動弁とは，当該系統に期待されている機能を達成するための非常用ディーゼル発電機海水ポンプから放水口までの配管上の手動弁並びにこの配管に接続する配管上の手動弁のうち当該系統の機能を維持するために必要な一次弁をいう。
表５３−１
項

目

運転上の制限
２系列※２が動作可能であること

非常用ディーゼル発電機海水系※２：１系列とは，ポンプ１台及び必要な弁並びに主要配管をいう。
表５３−２
条 件
要求される措置
A.非常用ディーゼル発電機海水系１ A1.当該系列を動作可能な状態に復旧す
系列が動作不能の場合る。
及び
A2.他の１系列について動作可能であることを確認する。
B.条件 A.で要求される措置を完了時 B1.高温停止とする。
間内に達成できない場合
及び又はB2.1.冷温停止とする。
非常用ディーゼル発電機海水系２系
又は列が動作不能の場合
B2.2.原子炉水位を有効燃料頂部以上に維持できる手段が確保されていることを確認する。

完了時間
１０日間

速やかに
２４時間
３６時間
冷温停止となる ま で 毎 日
１回

4-100

3
5

添付資料−１６（１４／３４）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系）
第５４条

原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は，表５４−１で定める事項を運転上の制限とする。
２．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が第 1 項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次の各号を実施する。
(1) 電気・制御グループマネージャーは，定検停止時に，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプが模擬信号で作動することを確認し，その結果を発電長に通知する。
(2) 発電長は，定検停止後の原子炉起動前に，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の主要な手動弁※１の開閉状態を確認する。
(3) 発電長は，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止において，表５４−２に定める事項を確認する。
３．発電長は，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表５４−３の措置を講じる。ただし，この場合第３９条（非常用炉心冷却系その１）及び第６０条（非常用ディーゼル発電機その１）は適用しない。
※１：高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の主要な手動弁とは，当該系統に期待されている機能を達成するための高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプから放水口までの配管上の手動弁並びにこの配管に接続する配管上の手動弁のうち当該系統の機能を維持するために必要な一次弁をいう。
表５４−１
項

目

運転上の制限高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系動作可能であること

表５４−２
項 目
1.高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプが起動することを確認する。また，ポンプの運転確認後，ポンプの運転確認に際し使用した弁が待機状態にあることを確認する。

頻度

１ヶ月に１回表５４−３
条 件
A.高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機海水系が動作不能の場合
B.条件 A.で要求される措置を
完了時間内に達成できない場合要求される措置
A1.当該系を動作可能な状態に復旧する。

完了時間
１０日間

B1.高温停止とする。
及び
B2.1.冷温停止とする。
又は

２４時間
３６時間

B2.2.原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維 冷 温 停 止 と な持できる手段が確保されていることを る ま で 毎 日 １
確認する。
回

4-101

4
5

添付資料−１６（１５／３４）（外部電源その２）
第５９条

原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，外部電源は，表５９−１で定める事項を

運転上の制限とする。ただし，送電線事故等による瞬停時を除く。
２．外部電源が第１項に定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，外部電源の電圧が確立していることを１週間に１回確認する。
３．発電長は，外部電源が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表５９−２の措置を講じるとともに，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーによる照射された燃料に係る作業を中止する必要がある場合は，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーに通知する。通知を受けた炉心・燃料グループマネージャー及び機械グ
ループマネージャーは，表５９−２の措置を講じる。
表５９−１
項

目

外部電源

表５９−２
条 件

運転上の制限１系列が動作可能であること要求される措置

完了時間

A.運 転 上の制 限を A1.発電長は，外部電源を１系列動作可能な状態に復旧する。速やかに満 足 し て い な い 及びと判断した場合 A2.発電長は，炉心変更を中止する。
速やかに及び
A3.発電長，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グル 速やかにープマネージャーは，原子炉建屋原子炉棟内で照射された燃料に係る作業を中止する。
及び
A4.発電長は，有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力容器 速やかにに接続している配管について原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する隔離弁の開操作を禁止する。

4-108

5
5

添付資料−１６（１６／３４）（非常用ディーゼル発電機その２）
第６１条

原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，非常用ディーゼル発電機は表６１−１で定める事項を運転上の制限とする。
２．非常用ディーゼル発電機が第１項に定める運転上の制限を満足していることを確認するため，次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第６６条（所内電源系統その２）で要求される非常用交流高圧電源母線に接続する非常用ディーゼル発電機について表６１−２に定める事項を確認する。
３．発電長は，非常用ディーゼル発電機が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した
場合，表６１−３の措置を講じるとともに，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマ
ネージャーによる照射された燃料に係る作業を中止する必要がある場合は，炉心・燃料グループマ
ネージャー及び機械グループマネージャーに通知する。通知を受けた炉心・燃料グループマネージ
ャー及び機械グループマネージャーは，表６１−３の措置を講じる。
表６１−１
項

目

非常用ディーゼル発電機

運転上の制限第６６条（所内電源系統その２）で要求される非常用交流高圧電源母線に接続する非常用ディーゼル発電機を含め２台の非常用発電設備※１が動作可能であること※１：非常用発電設備とは，非常用ディーゼル発電機及び必要な電力供給が可能な非常用発電機をい
う。

表６１−２
項 目
頻 度
1.非常用ディーゼル発電機を待機状態から始動し，無負荷運転時の電圧が 6,555V １ヶ月に 1 回
以上 7,245V 以下及び周波数が 49Hz 以上 51Hz 以下であること並びに引き続き非常用交流高圧電源母線に並列できることを確認する。
2.２Ｃ系及び２Ｄ系のデイタンクレベルが 1,280mm 以上であること及び高圧炉心 １ヶ月に 1 回
スプレイ系デイタンクレベルが 1,300mm 以上であることを確認する。ただし，非常用ディーゼル発電機が運転中及び運転終了後２日間を除く。
表６１−３
条 件
要求される措置
完了時間
A.運転上の制 A1.発電長は，運転上の制限を満足させる措置を開始する。
速やかに限を満足し 及びていないと A2.発電長は，炉心変更を中止する。
速やかに判断した場 及び合A3.発電長，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャ 速やかにーは，原子炉建屋原子炉棟内で照射された燃料に係る作業を中止する。
及び
A4.発電長は，有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力容器に接続している 速やかに配管について原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を
禁止する。

4-111

6
5

添付資料−１６（１７／３４）（直流電源その２）
第６４条

原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，直流電源は，表６４−１で定める事項を

運転上の制限とする。
２．直流電源が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第６６条（所内電源系統その２）で要求される直流電源母線に接続する蓄電池及び充電器について，浮動充電時の蓄電池電圧が121.8V 以上であることを１週間に１回確認する。
３．発電長は，直流電源が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表６４−
２の措置を講じるとともに，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーによる照射された燃料に係る作業を中止する必要がある場合は，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーに通知する。通知を受けた炉心・燃料グループマネージャー及び機械グ
ループマネージャーは，表６４−２の措置を講じる。
表６４−１
項

目

直流電源

運転上の制限第６６条で要求される直流電源が動作可能であること

表６４−２
条 件
要求される措置
完了時間
A.要求される直流電源の A1.発電長は，要求される蓄電池又は充電器を動作可能 速やかに蓄電池又は充電器が動な状態に復旧する措置を開始する。
作不能の場合及びA2.発電長は，炉心変更を中止する。
及び

速やかに

A3.発電長，炉心・燃料グループマネージャー及び機械 速やかにグループマネージャーは，原子炉建屋原子炉棟内で照射された燃料に係る作業を中止する。
及び
A4.発電長は，有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力 速やかに容器に接続している配管について，原子炉冷却材圧
力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止す
る。

4-114

7
5

添付資料−１６（１８／３４）（所内電源系統その２）
第６６条 原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，所内電源系統は表６６−１で定める事項
を運転上の制限とする。ただし，送電線事故等による瞬停時を除く。
２．所内電源系統が第１項で定める運転上の制限を満足していることを確認するため次号を実施する。
(1) 発電長は，原子炉の状態が冷温停止及び燃料交換において，第２７条（計測及び制御設備），
第３５条（原子炉停止時冷却系その２），第３６条（原子炉停止時冷却系その３）及び第４０条（非常用炉心冷却系その２）で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧電源母線，直流電源母線及び原子炉保護系母線が受電されていることを１週間に１回確認する。
３．発電長は，所内電源系統が第１項で定める運転上の制限を満足していないと判断した場合，表６
６−２の措置を講じるとともに，炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーによる照射された燃料に係る作業を中止する必要がある場合は，炉心・燃料グループマネージャー
及び機械グループマネージャーに通知する。通知を受けた炉心・燃料グループマネージャー及び機械グループマネージャーは，表６６−２の措置を講じる。
表６６−１
項 目
所内電源系統運転上の制限第２７条（計測及び制御設備），第３５条（原子炉停止時冷却系その２），
第３６条（原子炉停止時冷却系その３）及び第４０条（非常用炉心冷
却系その２）で要求される設備の維持に必要な非常用交流高圧電源母線，直流電源母線及び原子炉保護系母線が受電されていること

表６６−２
条 件
要求される措置
完了時間
A.要求される非常用交 A1.発電長は，要求される所内電源系統を動作可能な状 速やかに
流高圧電源母線態に復旧する措置を開始する。
又は及び原子炉保護系母線
A2.発電長は，炉心変更を中止する。
速やかに
又は
及び
直流電源母線の電源喪 A3.発電長，炉心・燃料グループマネージャー及び機械 速やかに失の場合
グループマネージャーは，原子炉建屋原子炉棟内で照射された燃料に係る作業を中止する。
及び
A4.発電長は，要求される原子炉停止時冷却系を動作不 速やかに能とみなす。
及び
A5.発電長は，有効燃料棒頂部以下の高さで原子炉圧力 速やかに容器に接続している配管について，原子炉冷却材圧
力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止す
る。

4-116

8
5

添付資料−１６（１９／３４）

第４節 異常時の措置（異常時の基本的な対応）
第７６条

発電長は，原子炉施設に次の各号に示す事象が発生した場合，発電室長に報告する。

(1) 原子炉の自動スクラム信号が発信した場合※１(2) 原子炉が自動スクラムすべき事態が発生したと判断されるにもかかわらず，自動スクラム信号が発信しない場合(3) 原子炉を手動スクラムした場合※１
２．発電長は，放射性物質の原子炉施設外への漏えいがある場合又はそのおそれがあると判断した場
合には発電室長に報告するとともに，それを抑制するために，原子炉建屋原子炉棟の隔離，気体廃
棄物処理系の隔離等の必要な措置を講じる。
３．発電室長は，第１項又は第２項の報告を受けた場合，関係する各室長に，その原因調査及び対応措置を指示するとともに，所長及び原子炉主任技術者に報告する。
４．関係する各室長は，第３項の指示を受けた場合，原因調査及び対応措置を実施するとともに，その結果を発電室長に報告する。
５．発電室長は，第４項の報告を受けた場合，原因及び対応措置について所長及び原子炉主任技術者に報告するとともに，発電長に連絡※２する。
６．第１項の異常の原因が，第７８条（異常収束後の措置）第３項に該当する場合は，第３項から第５項を省略することができる。
※１：予定された検査又は確認による場合，ハーフスクラムした場合又は自動スクラム信号発信前か
ら制御棒が全挿入している場合を除く。
※２：この場合の発電長への連絡は，その時点での当直業務を担当している発電長への連絡をいう。

（異常時の措置）
第７７条

発電長は，第７６条（異常時の基本的な対応）第１項の異常が発生した場合は，異常の状況，機器の動作状況等を確認するとともに，原因の除去，拡大防止のために必要な措置を講じる。
２．発電長は，第１項の必要な措置を講じるにあたっては，添付１に示す「原子炉がスクラムした場合の運転操作基準」に従って実施する。
３．第７６条（異常時の基本的な対応）第１項の異常が発生してから発電長が異常の収束を判断するまでの期間は，第３節（運転上の制限）は適用されない。
４．発電長は，第３項の判断を行うにあたって，原子炉主任技術者の確認を得る。
５．第７６条（異常時の基本的な対応）第１項の異常の原因が，第７８条（異常収束後の措置）第３項に該当する場合は，第４項を省略することができる。

4-131

9
5

添付資料−１６（２０／３４）

添付１ 原子炉がスクラムした場合の運転操作基準（第７７条関連）06

添付資料−１６（２１／３４）

表１
１．原子炉制御（１）スクラム①目的
・原子炉を停止する。
・十分な炉心冷却状態を維持する。
・原子炉を冷温停止状態まで冷却する。
・格納容器制御への導入条件を監視する。（原子炉がスクラムしない場合を含む。）

②導入条件

③脱出条件

・原子炉スクラム信号が発生した場合
・手動スクラムした場合・各制御の脱出条件が成立した場合④基本的な考え方
・原子炉スクラム要求時にはスクラム成功の有無の確認を確実に行う。
・単一故障による原子炉スクラム時の復旧操作を全て原子炉制御「スクラム」で収束させ，通常停止操作に移行する。
・多重故障により他の制御への移行条件が成立した場合には，移行先の制御を優先し，残りの制御は原子炉制御「スクラム」での制御を並行して行う。
・各計器を並行監視し，徴候に応じた制御を行う。
・原子炉制御「スクラム」から要求される操作は，格納容器制御より優先される。ただし，格納容器が損傷する恐れがある場合には原子炉制御「スクラム」と格納容器制御を並行して行う。
・原子炉制御「スクラム」においては，最初に「原子炉出力」の制御棒全挿入を確認し，「原子炉水位」，「原子炉圧力」，「タービン・電源」の各制御を並行して行う。

⑤主な監視操作内容
Ａ．原子炉出力・「原子炉自動スクラム」警報の発信を確認する。
・全制御棒挿入状態を確認する。
・平均出力領域モニタの指示を確認する。
・スクラム排出容器ドレン弁，ベント弁の閉鎖を確認する。
・自動スクラムが失敗した場合には，手動スクラムを行う。
・原子炉モードスイッチを「停止」位置にする。
・全制御棒が全挿入位置又は最大未臨界引抜位置まで挿入されていることを確認し，確認できない場合は手動ス
クラムを行い「反応度制御」へ移行する。また，「反応度制御」に移行した場合には，原子炉水位制御も「反応度制御」で行う。
・原子炉水位，原子炉圧力，原子炉再循環ポンプ速度(LFMG)を確認する。
・平均出力領域モニタ，起動領域モニタにより原子炉未臨界を確認する。

Ｂ．原子炉水位
・原子炉水位を確認する。
・原子炉水位が原子炉水位低スクラム設定値まで低下した場合，格納容器隔離弁の開閉状態を確認する。
・タービン駆動給水ポンプを停止し，※電動駆動給水ポンプ及び給水制御系（単要素）で原子炉水位を原子炉水位
低スクラム設定値から原子炉水位高タービントリップ設定値の間を目標として維持する。
・給復水系（復水器を含む。）が正常でない場合，原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプレイ系を手動作動する。
（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動作動した場合は不要）
・原子炉水位が非常用炉心冷却系作動水位まで低下した場合には，非常用炉心冷却系の運転状態を確認し，給復
水系及び原子炉隔離時冷却系と合わせて原子炉水位を原子炉水位低スクラム設定値から原子炉水位高タービン
トリップ設定値の間を目標として維持する。
・原子炉水位を原子炉水位低スクラム設定値以上に維持できない場合は，原子炉制御「水位確保」に移行する。
・原子炉水位が不明になった場合には，不測事態「水位不明」及び「格納容器水素濃度制御」へ移行する。
・原子炉水位が有効燃料棒頂部以上に維持できない場合は，不測事態「水位回復」及び「格納容器水素濃度制御」へ移行する。
・原子炉水位を連続的に監視する。
※タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプは原子炉水位高タービントリップ設定値で自動停止する。

添 1-3

1
6

添付資料−１６（２２／３４）

表３
１． 原子炉制御（３）水位確保①目的
・原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に回復させ，安定に維持する。

②導入条件

③脱出条件

・原子炉制御「スクラム」において原子炉水位が原子炉水位
低スクラム設定値から原子炉水位高タービントリップ設定
値の間に維持できない場合
・「反応度制御」において原子炉出力がスクラム不能異常過渡事象発生時原子炉出力低判定値未満の場合
・「格納容器圧力制御」において原子炉満水後サプレッショ
ンプール圧力を格納容器設計圧力以下に維持できる場合
・不測事態「水位回復」において原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維持できる場合
・不測事態「水位不明」において最長許容炉心露出時間以内に原子炉水位が判明した場合

・原子炉水位が原子炉水位低スクラム設定値から原子炉水位高タービントリップ設定値の間に維持できる場合④基本的な考え方
・原子炉水位と原子炉に注水可能な系統を随時把握する。

⑤主な監視操作内容
Ａ．水位確保・原子炉水位，原子炉圧力及び格納容器隔離，並びに非常用炉心冷却系及び非常用ディーゼル発電機の起動を確認する。
・作動すべきものが不作動の場合は，手動で作動させる。

Ｂ．水位
・給復水系，制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系を使用して原子炉水位を原子炉水位低
スクラム設定値から原子炉水位高タービントリップ設定値の間に維持する。
・原子炉水位を原子炉水位低スクラム設定値以上に回復，維持できない場合は，有効燃料棒頂部以上に維持する。
・給復水系及び非常用炉心冷却系が起動せず，原子炉水位が低圧で注入可能な非常用炉心冷却系作動水位以下となった場合には，制御棒駆動水圧系，復水補給水系，消火系による原子炉注水の準備を行う。
・原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維持できない場合は，不測事態「水位回復」及び「格納容器水素濃度制御」に移行する。
・原子炉水位が不明の場合には，不測事態「水位不明」及び「格納容器水素濃度制御」に移行する。
・原子炉水位が有効燃料棒頂部以上に維持可能な場合は，原子炉制御「減圧冷却」に移行する。

添 1-7

2
6

添付資料−１６（２３／３４）

表４１．原子炉制御（４）減圧冷却①目的・原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維持しつつ，原子炉を減圧し，冷温停止状態へ移行させる。

②導入条件

③脱出条件

・原子炉制御「スクラム」において，主蒸気隔離弁が閉状態でか ・原子炉圧力が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
つ主蒸気逃がし安全弁による原子炉圧力の調整ができない場の使用可能圧力以下で，残留熱除去系（原子炉停合止時冷却系）が起動し，原子炉水位が有効燃料棒
・原子炉制御「水位確保」において，有効燃料棒頂部から原子炉頂部以上に維持できる場合
水位低スクラム設定値の間に維持可能な場合
・「サプレッションプール水温制御」において，手動スクラム後，サプレッションプール水温がサプレッションプール熱容量制
限図の運転禁止範囲外の場合
・「サプレッションプール水位制御」において，手動スクラムした場合④基本的な考え方
・緊急性を要しないため，原子炉減圧時の原子炉冷却材温度変化率は原子炉冷却材温度変化率制限値以内になるように努める。
・主蒸気逃がし安全弁にて減圧冷却を行う場合には，原子炉冷却材温度変化率及びサプレッションプール水温を十分監視しながら，主蒸気逃がし安全弁の開閉を間欠に行う。さらに，サプレッションプール水温上昇を均一にするように開閉する主蒸気逃がし安全弁を選択する。また，サプレッションプール水温上昇防止のため，残留熱除去系によるサプレ
ッションプール冷却を行う。
・水位と減圧を並行操作する。

⑤主な監視操作内容
Ａ．水位・給復水系，制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系を使用して，原子炉水位を有効燃料棒頂部から原子炉水位高タービントリップ設定値の間で維持する。
・原子炉水位が不明の場合には，不測事態「水位不明」及び「格納容器水素濃度制御」に移行する。
・原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に維持できない場合は，不測事態「水位回復」及び「格納容器水素濃度制御」に移
行する。

Ｂ．減圧
・給復水系による原子炉注水ができない場合，非常用炉心冷却系が少なくとも１系統運転可能でなければ，原子炉圧力を原子炉隔離時冷却系定格流量維持最低圧力以下に減圧してはならない。
・主復水器が使用可能である場合，タービンバイパス弁等による減圧を行う。
・主復水器が使用不能であり，かつサプレッションプール水温がサプレッションプール熱容量制限図の運転禁止範囲外の場合，主蒸気逃がし安全弁等による減圧を行う。
・主復水器が使用不能であり，かつサプレッションプール水温がサプレッションプール熱容量制限図の運転禁止範囲に入った場合，不測事態「急速減圧」に移行する。
・原子炉圧力が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の使用可能圧力以下の場合は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合は，復旧を図る。
・原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に確保する。

添 1-8

3
6

添付資料−１６（２４／３４）

表５２．格納容器制御（１）格納容器圧力制御①目的・格納容器圧力を監視し，制御する。

②導入条件

③脱出条件

・ドライウェル圧力が非常用炉心冷却系作動圧力以上の場合・ドライウェル圧力の上昇の原因が，窒素ガス又は空気の漏えいであり，かつドライウェルベントを実施
した場合
・２４時間以内にドライウェル圧力が非常用炉心冷
却系作動圧力未満に復帰した場合④ 基本的な考え方
・ドライウェル圧力を設計基準事故時最高圧力以下に維持できない場合は，格納容器の健全性を維持して，できる限り
放射能放出を抑える目的で，格納容器設計圧力に達する前に原子炉を急速減圧し，格納容器設計圧力以下に維持できない場合は，原子炉を満水にし，格納容器最高使用圧力を超える場合は格納容器ベントを行う。
・格納容器内で原子炉冷却材圧力バウンダリの大破断が発生した場合，ドライウェルスプレイ及びサプレッションプー
ルスプレイは安全解析上の要求時間以内に完了する必要があり，
炉心再冠水後速やかにドライウェルスプレイ及びサプ
レッションプールスプレイを起動する。

⑤ 主な監視操作内容
Ａ．格納容器圧力制御
・ドライウェル圧力高スクラム設定値で原子炉スクラムしたことを確認する。
・ドライウェル圧力の上昇の原因が，窒素ガス又は空気の漏えいであることが判明した場合は，非常用ガス処理系を使用してドライウェルベントを行う。
・ドライウェル圧力が非常用炉心冷却系作動圧力以上で，かつ原子炉水位が低圧で注水可能な非常用炉心冷却系作動水
位以下を経験した場合には，原子炉水位が有効炉心長の３分の２に相当する水位以上で安定し，高圧炉心スプレイ系，
低圧炉心スプレイ系，低圧注水系Ｃ系の継続的作動を確認した後に，ドライウェルスプレイ及びサプレッションプール
スプレイを起動する。また，「格納容器水素濃度制御」を並行して行う。
・原子炉水位が不明な場合は，「格納容器圧力制御」と並行して不測事態「水位不明」及び「格納容器水素濃度制御」を行う。
・ドライウェル圧力が非常用炉心冷却系作動圧力以上で，かつドライウェルスプレイ起動圧力以下の状態が２４時間継続した場合は，サプレッションプールスプレイを起動する。
・サプレッションプール圧力がドライウェルスプレイ起動圧力以上の状態が２４時間継続した場合，又はサプレッショ
ンプール圧力が設計基準事故時最高圧力に達した場合は，原子炉再循環ポンプ及びドライウェル換気空調系を停止し，ドライウェルスプレイ及びサプレッションプールスプレイを起動する。
・サプレッションプール圧力が設計基準事故時最高圧力を超え，格納容器最高使用圧力未満の場合は，不測事態「急速減圧」へ移行する。
・サプレッションプール圧力が格納容器設計圧力以下に維持できない場合は，低圧注水系を一時ドライウェルスプレイ
及びサプレッションプールスプレイとして起動し，格納容器を減圧するとともに原子炉満水操作を行う。

Ｂ．原子炉満水
・原子炉水位が有効燃料棒頂部以下になった場合は，不測事態「水位回復」及び「格納容器水素濃度制御」と並行操作を行う。
・「急速減圧」時必要最小弁数以上の主蒸気逃がし安全弁が開しているか，又は電動駆動給水ポンプが原子炉注水可能な場合は主蒸気隔離弁，主蒸気管ドレン弁，原子炉隔離時冷却系及び原子炉冷却材浄化系の隔離弁を閉鎖する。
・給復水系，制御棒駆動水圧系，非常用炉心冷却系を使用して原子炉へ注水し，注水量を増して，原子炉水位をできるだけ高く維持する。また，必要に応じて，復水補給水系，※ほう酸水注入系，消火系による原子炉注水を行う。
・サプレッションプール圧力が格納容器設計圧力以下に維持される場合は，原子炉制御「水位確保」に移行する。
・サプレッションプール圧力が格納容器設計圧力以下に維持できない場合は，格納容器ベント準備を行う。
※：ほう酸水注入系を原子炉注水機能として使用する場合は，純水補給水系を水源とする。以下，各表において同じ。

Ｃ．格納容器ベント
・サプレッションプール圧力が格納容器最高使用圧力を超える場合は，炉心損傷がないことを確認して，格納容器ベントを実施する。
・格納容器ベントは，不活性ガス系又は非常用ガス処理系のサプレッションプール側ベントラインを優先して使用し，
サプレッションプール水位が高い場合は，不活性ガス系又は非常用ガス処理系のドライウェル側ベントラインを使用す
る。

添 1-9

4
6

添付資料−１６（２５／３４）

表９２．格納容器制御（５）格納容器水素濃度制御① 目的・格納容器内の水素及び酸素濃度を監視し，制御する。

②導入条件

③脱出条件

・原子炉制御「スクラム」から導入され，主蒸気隔離弁全閉後， ・原子炉冷却材喪失事故で可燃性ガス濃度制御系が作
１２時間以内に冷温停止できない場合
動し，格納容器内の水素濃度が低下した場合
・「格納容器圧力制御」においてドライウェル圧力が非常用炉心 ・主蒸気隔離弁閉，又は原子炉水位不明であるが格納
冷却系作動圧力以上で，かつ原子炉水位が低圧で注水可能な非容器内の水素濃度が可燃性限界に対し可燃性ガス
常用炉心冷却系作動水位以下を経験した場合
濃度制御系の起動に要する時間，格納容器雰囲気
・原子炉水位が有効燃料棒頂部以下を経験した場合
測定系の応答時間及び計測誤差の余裕を見込んだ
・原子炉水位が不明の場合
濃度未満の場合④基本的な考え方
・原子炉冷却材喪失事故又は炉心露出が生じた場合には，可燃性ガス濃度制御系を作動させる。
・原子炉水位不明又は原子炉隔離状態が長時間継続する場合には，格納容器雰囲気測定系により可燃性ガス濃度の監視を開始し，可燃性ガス濃度制御系を作動させることができるようにする。
・再結合器入口の可燃性ガス濃度が高い場合には，ドライウェル酸素・水素濃度と可燃性ガス濃度制御系再循環流量関係図の可燃領域に入らないように再循環流量を調整する。

⑤主な監視操作内容
・主蒸気隔離弁全閉後１２時間以内に冷温停止できない場合又は原子炉水位が不明になった場合は，格納容器雰囲気測定系により格納容器内の水素及び酸素濃度を監視する。
・ドライウェル圧力が非常用炉心冷却系作動圧力以上で，かつ原子炉水位が低圧で注水可能な非常用炉心冷却系作動水
位以下を経験した場合，格納容器内の水素濃度が可燃性限界に対し可燃性ガス濃度制御系の起動に要する時間，格納容器雰囲気測定系の応答時間及び計測誤差の余裕を見込んだ濃度に到達した場合，又は原子炉水位が有効燃料棒頂部以下を経験した場合には，可燃性ガス濃度制御系を作動させる。
・可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，格納容器圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力以下になるように
必要に応じてドライウェルスプレイ又はサプレッションプールスプレイを運転する。
・可燃性ガス濃度制御系の運転は，格納容器内の水素及び酸素濃度に応じて再循環流量及び吸込流量を調整する。

添 1-1356

添付資料−１６（２６／３４）

表１０
３．不測事態（１）水位回復①目的
・原子炉水位を回復する。

②導入条件
・原子炉制御「スクラム」において，原子炉水位が有効燃料棒頂部まで低下した場合
・原子炉制御「水位確保」において，原子炉水位が有効燃料棒頂部以上を維持できない場合
・原子炉制御「減圧冷却」において，原子炉水位が有効燃料棒頂部まで低下した場合・不測事態「急速減圧」において，減圧が完了し，水位が判明しており，かつドライウェル空間部温度が水位不明判断曲線の水位不明領域外である場合④基本的な考え方
・原子炉水位の徴候に応じて，非常用炉心冷却系の再起動や代替注水系の起動を行う。
・原子炉停止後何らかの理由により炉心が露出した場合，炉心の健全性が保たれている間に何らかの方法により原子炉水位を確保しなければならない。そのために，原子炉停止後，燃料被覆管温度が１２００℃又は燃料被覆管酸化割合が 15％に達するまでの時間内に原子炉水位を確保する。よって，炉心が露出した時刻を記録し，前述の時間以内に原子炉水位を有効燃料棒頂部以上に回復するように非常用炉心冷却系及び復水補給水系等を起動する。

⑤主な監視操作内容
Ａ．水位回復・原子炉水位が不明の場合，不測事態「水位不明」へ移行する。
・原子炉水位が有効燃料棒頂部より低下した時刻を記録する。
・原子炉隔離時冷却系を起動する。
・低圧で原子炉へ注水可能な系統※のうち，少なくとも１つの系統の起動を試みる。
・低圧で原子炉へ注水可能な系統のうち，２系統以上の起動ができない場合，復水補給水系，制御棒駆動水圧系，
ほう酸水注入系，消火系による注水準備を行う。
・原子炉水位が有効燃料棒頂部以上に回復したら，原子炉制御「水位確保」へ移行する。
※低圧で原子炉へ注水可能な系統とは，高圧復水ポンプ，低圧復水ポンプ，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心ス
プレイ系，低圧注水系Ａ系，低圧注水系Ｂ系，低圧注水系Ｃ系，をいう。以下，各表において同じ。

Ｂ．水位上昇中・原子炉隔離時冷却系が作動していない場合は，非常用炉心冷却系 1 系統以上の作動を確認して，不測事態「急速減圧」へ移行する。
・原子炉隔離時冷却系が作動している場合で，かつ最長許容炉心露出時間以内に原子炉水位が有効燃料棒頂部を回復できない場合は，非常用炉心冷却系 1 系統以上の作動を確認して，不測事態「急速減圧」へ移行する。
・原子炉隔離時冷却系が作動している場合で，かつ最長許容炉心露出時間以内に原子炉水位が有効燃料棒頂部を回復できる場合は，原子炉制御「水位確保」へ移行する。

Ｃ．水位下降中・原子炉圧力が原子炉隔離時冷却系定格流量維持最低圧力以上の場合は，原子炉隔離時冷却系を作動させる。
・原子炉圧力が原子炉隔離時冷却系定格流量維持最低圧力以下の場合，又は原子炉隔離時冷却系が作動したにもかかわらず原子炉水位が上昇しない場合は，低圧で原子炉へ注水可能な系統のうち，1 系統以上運転状態とし，不測事態「急速減圧」へ移行する。低圧で原子炉へ注水可能な系統が 1 系統も運転状態とすることができない
場合は，復水補給水系，制御棒駆動水圧系，ほう酸水注入系，消火系を起動し，不測事態「急速減圧」へ移行する。

不測事態に関しては，「③脱出条件」はない。以下，表１１及び表１２も同じ。

添 1-1466

添付資料−１６（２７／３４）

表１１
３．不測事態（２）急速減圧①目的
・原子炉を速やかに減圧する。

②導入条件
・原子炉制御「減圧冷却」において，サプレッションプール水温がサプレッションプール熱容量制限図の運転禁止領域に入った場合・「格納容器制御」において，サプレッションプール圧力が設計基準事故時最高圧力以上となった場合・ドライウェル温度制御においてドライウェル空間局所温度がドライウェル設計温度を超えた場合・不測事態「水位回復」において，原子炉水位が有効燃料棒頂部以下で原子炉水位が下降中で原子炉圧力が原子炉隔離
時冷却系定格流量維持最低圧力以下の時，低圧で原子炉へ注水可能な系統，代替注水系が起動できた場合
・不測事態「水位回復」において，原子炉水位が上昇中で原子炉隔離時冷却系が作動できない時，非常用炉心冷却系が 1系統以上の作動している場合
・不測事態「水位回復」において，原子炉水位が上昇中で原子炉隔離時冷却系が作動しているが，最長許容炉心露出時間以内に原子炉水位が有効燃料棒頂部を回復できず，非常用炉心冷却系１系統以上が作動している場合
・不測事態「水位不明」において，低圧で原子炉へ注水可能な系統，代替注水系が起動できた場合
・「サプレッションプール水位制御」において，サプレッションプール水位がサプレッションプ−ル水位計測定上限以上になった場合・「サプレッションプール水位制御」において，サプレッションプール水位がサプレッションプ−ル水位計測定下限以下になった場合・「サプレッションプール温度制御」において，サプレッションプール水温がサプレッションプ−ル熱容量制限図の運転禁止領域に入った場合④基本的な考え方
・原子炉圧力低下必要時に自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁全弁を順次開放して急速減圧する。又は自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁全弁が開放できなければ，
自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁とそれ以外の主蒸気逃がし安全弁を合わせて「急速減圧」時必要弁数開放する。
・主蒸気逃がし安全弁が使用できない場合は，原子炉隔離時冷却系等を使用して減圧する。
・原子炉減圧の結果，原子炉水位が不明になった場合は，不測事態「水位不明」へ移行する。
・原子炉減圧時の原子炉冷却材温度変化率は原子炉冷却材温度変化率制限値を遵守する必要はない。

⑤主な監視操作内容
・低圧で原子炉へ注水可能な系統が１系統以上，又は代替注水系が起動していることを確認する。
・自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁全弁を順次開放する。
・自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁全弁を開放できなければ，自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁とそれ以外の主蒸気逃がし安全弁を合わせて「急速減圧」時必要弁数開放する。
・自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁とそれ以外の主蒸気逃がし安全弁を合わせて「急速減圧」時必要弁数開
放できなければ，
自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁とそれ以外の主蒸気逃がし安全弁を合わせて「急速減圧」
時必要最小弁数以上開放する。
・自動減圧系機能を有する主蒸気逃がし安全弁とそれ以外の主蒸気逃がし安全弁を合わせて１弁も開放できなければ，原子炉隔離時冷却系を使用して減圧する。
・原子炉減圧が不十分である場合，主蒸気隔離弁を開し，タービンバイパス弁と主復水器により減圧する。
・原子炉水位が判明した場合は，不測事態「水位不明」の導入前の制御へ移行する。
・原子炉水位が不明な場合は不測事態｢水位不明｣の｢満水操作｣及び｢格納容器水素濃度制御｣へ移行する。

添 1-1576

添付資料−１６（２８／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査
No.

管理番号

1
2
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4
5
6
7
8
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11
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13
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15
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19
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22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34

QM共通： 4-1-1
QM共通： 4-1-2
QM共通： 4-2-1
QM共通： 4-2-2
QM共通： 5-4-1
QM共通： 5-5-1
QM共通： 5-6-1
QM共通： 6-2-1
QM東Ⅱ： 6-2-2
QM東Ⅱ： 6-2-3
QM共通： 6-4-1
QM東Ⅱ： 7-1-1
QM東Ⅱ： 7-1-2
QM東Ⅱ： 7-1-3
QM共通： 7-1-4
QM共通： 7-1-5
QM共通： 7-1-6
QM共通： 7-1-7
QM共通： 7-2-1
QM共通： 7-2-2
QM共通： 7-2-4
QM東Ⅱ： 7-2-5
QM共通： 7-3-1
QM共通： 7-4-1
QM共通： 7-4-2
QM共通： 7-5-1
QM共通： 7-5-2
QM共通： 8-2-1
QM共通： 8-2-2
QM共通： 8-2-3
QM共通： 8-3-1
QM共通： 8-3-2
QM共通： 8-4-1
QM共通： 8-3-3

規程名称
原子力施設の重要度分類基準要項
品質管理要項
文書取扱要項
品質記録管理要項
品質目標及び品質保証計画管理要項
品質保証委員会及び品質保証検討会運営要項
マネジメントレビュ−要項
力量設定管理要項
運転責任者の合否判定等業務等に関する要項
原子炉主任技術者の選任及び職務要項
作業環境測定管理要項
保守管理業務要項
運転管理業務要項
燃料管理業務要項
原子力災害対策業務要項
放射性廃棄物管理業務要項
放射線管理業務要項
コンプライアンス・安全文化醸成活動要項
官庁申請手続取扱要項
対外約束事項管理要項
官庁定期報告書作成及び官庁対応業務要項
事故・故障時等対応要項
設計管理要項
調達管理要項
重要設備取引先登録要項
組織外所有物管理要項
予備品・貯蔵品取扱要項
内部監査要項
業務プロセスレビュー要項
試験・検査管理要項
不適合管理要項
原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」登録管理要項
データ分析要項
根本原因分析実施要項

二次文書（本店）確認結果リスト
種類

関連
記載有無
有：○
無：×

規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則
規則

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

備考

8
6

添付資料−１６（２９／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査
No.

管理番号

三次文書（本店）確認結果リスト

規程名称

種類

関連
記載有無
有：○
無：×

1
2

QM東Ⅱ： 4-2-1-15 技術資料（情報）管理要領
QM東Ⅱ： 4-2-1-16 法令改正に伴う規程見直し実施要領

規準
規準

×
×

3
4

QM東Ⅱ： 4-2-2-7
QM東Ⅱ： 5-5-0-4

燃料購入及び取替炉心設計に係る品質記録作成要領
品質保証推進連絡会及び原電グループ品質保証連絡会運営要領

規準
規準

×
×

5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17

QM東Ⅱ： 6-2-1-2
QM東Ⅱ： 6-2-1-17
QM東Ⅱ： 6-2-2-3
QM東Ⅱ： 6-2-3-1
QM東Ⅱ： 7-1-1-58
QM東Ⅱ： 7-1-2-45
QM東Ⅱ： 7-1-2-58
QM東Ⅱ： 7-1-3-17
QM東Ⅱ： 7-1-3-18
QM東Ⅱ： 7-1-3-19
QM東Ⅱ： 7-1-3-20
QM東Ⅱ： 7-1-4-1
QM東Ⅱ： 7-1-4-9

電気主任技術者等の選任に関する要領
内部監査員教育・訓練管理要領
運転責任者に係る判定機関の指定に関する要領
原子炉主任技術者の職務要領
保全活動管理指標運用検討業務要領
運転管理要領
核燃料物質使用計画等作成要領
新燃料成型加工における業務要領
使用済燃料搬出に係る業務要領
取替炉心設計業務要領
使用済燃料貯蔵事業者への使用済燃料輸送に係る業務要領
原子力災害対策業務運用要領
総合災害対策本部情報班運用要領

規準
規準

×
×

規準

規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39

QM東Ⅱ： 7-1-4-10
QM東Ⅱ： 7-1-4-22
QM東Ⅱ： 7-1-4-26
QM東Ⅱ： 7-1-4-27
QM東Ⅱ： 7-1-4-28
QM東Ⅱ： 7-1-4-29
QM東Ⅱ： 7-1-4-30
QM東Ⅱ： 7-1-4-31
QM東Ⅱ： 7-1-5-9
QM東Ⅱ： 7-1-6-16
QM東Ⅱ： 7-1-6-17
QM東Ⅱ： 7-1-6-18
QM東Ⅱ： 7-1-6-19
QM東Ⅱ： 7-2-1-2
QM東Ⅱ： 7-2-1-3
QM東Ⅱ： 7-2-1-4
QM東Ⅱ： 7-2-1-5
QM東Ⅱ： 7-2-1-6
QM東Ⅱ： 7-2-1-7
QM東Ⅱ： 7-2-3-2
QM東Ⅱ： 7-2-4-2
QM東Ⅱ： 7-2-4-3

総合災害対策本部放射線管理班運用要領
総合災害対策本部庶務班運用要領
総合災害対策本部原子力施設事態即応センター班運用要領
総合災害対策本部原子力緊急時後方支援班運用要領
原子力防災訓練業務要領
総合災害対策本部技術班運用要領
緊急作業特別教育及び申出書取扱要領
総合災害対策本部保健安全班運用要領
廃棄確認方法の整備に関わるデータの確認要領
検討線量通知等処理要領
従事者管理取扱要領
放射線業務従事者線量等報告書周辺公衆線量計算要領
RI申請等手続業務要領
原子炉設置許可申請要領
工事計画認可申請／届出等実施要領
定検関係官庁対応業務要領
許認可等官庁折しょう実施要領
原子力損害を賠償するための措置に関する業務要領
返還廃棄物の受入れに関する申請手続要領
原子炉施設保安委員会業務要領
トラブル報告書作成要領
官庁定期報告書作成・チェック要領

規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準
規準

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

40
41
42
43
44

QM東Ⅱ： 7-2-4-5
QM東Ⅱ： 7-2-4-6
QM東Ⅱ： 7-2-5-1
QM東Ⅱ： 7-3-1-1
QM東Ⅱ： 7-4-1-1

原子炉設置変更許可申請書作成に係る安全解析結果の検証要領
安全性向上評価の届出書における確率論的リスク評価に係る評価結果の検証要領
夜間、休祭日の連絡・通報確保体制図作成要領
土木建築設備の設計管理要領
調達先品質保証監査要領

規準
規準
規準
規準
規準

×
×
×
×
×

45
46

QM東Ⅱ： 8-2-1-1
QM東Ⅱ： 8-2-1-2

内部監査員認定要領
内部監査活動に対する監査要領

規準
規準

×
×

47
48
49
50

QM東Ⅱ： 8-3-1-5
QM東Ⅱ： 8-4-1-1
QM東Ⅱ： 8-4-1-5
QM東Ⅱ： 8-5-1-1

ＣＡＰ会議運営要領
原子炉施設の定期的な評価実施要領
原子炉施設の定期的な評価における確率論的安全評価に係る評価支援実施要領
予防処置対応要領

規準
規準
規準
規準

×
×
×
×

備考

9
6

添付資料−１６（３０／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査三次文書確認結果リスト
No.
1
2
3
4
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56
57
58
59
60
61
62

管理番号
QM東Ⅱ： 4-1-1-1
QM東Ⅱ： 4-1-1-2
QM東Ⅱ： 4-1-1-3
QM東Ⅱ： 4-1-1-4
QM東Ⅱ： 4-2-1-1
QM東Ⅱ： 4-2-1-2
QM東Ⅱ： 4-2-1-3
QM東Ⅱ： 4-2-1-4
QM東Ⅱ： 4-2-1-5
QM東Ⅱ： 4-2-1-6
QM東Ⅱ： 4-2-1-7
QM東Ⅱ： 4-2-1-8
QM東Ⅱ： 4-2-1-9
QM東Ⅱ： 4-2-1-10
QM東Ⅱ： 4-2-1-11
QM東Ⅱ： 4-2-1-12
QM東Ⅱ： 4-2-1-13
QM東Ⅱ： 4-2-1-14
QM東Ⅱ： 4-2-1-17
QM東Ⅱ： 4-2-1-18
QM東Ⅱ： 4-2-2-1
QM東Ⅱ： 4-2-2-2
QM東Ⅱ： 4-2-2-3
QM東Ⅱ： 4-2-2-4
QM東Ⅱ： 4-2-2-5
QM東Ⅱ： 4-2-2-6
QM東Ⅱ： 5-5-2-2
QM東Ⅱ： 5-5-0-1
QM東Ⅱ： 5-5-0-2
QM東Ⅱ： 5-5-0-3
QM東Ⅱ： 6-2-1-3
QM東Ⅱ： 6-2-1-4
QM東Ⅱ： 6-2-1-5
QM東Ⅱ： 6-2-1-7
QM東Ⅱ： 6-2-1-8
QM東Ⅱ： 6-2-1-9
QM東Ⅱ： 6-2-1-10
QM東Ⅱ： 6-2-1-11
QM東Ⅱ： 6-2-1-12
QM東Ⅱ： 6-2-1-13
QM東Ⅱ： 6-2-1-14
QM東Ⅱ： 6-2-1-15
QM東Ⅱ： 6-2-1-16
QM東Ⅱ： 6-2-1-18
QM東Ⅱ： 6-2-1-19
QM東Ⅱ： 6-2-1-20
QM東Ⅱ： 6-3-1-1
QM東Ⅱ： 6-3-2-1
QM東Ⅱ： 6-4-1-1
QM東Ⅱ： 7-1-1-1
QM東Ⅱ： 7-1-1-2
QM東Ⅱ： 7-1-1-3
QM東Ⅱ： 7-1-1-4
QM東Ⅱ： 7-1-1-5
QM東Ⅱ： 7-1-1-6
QM東Ⅱ： 7-1-1-7
QM東Ⅱ： 7-1-1-8
QM東Ⅱ： 7-1-1-9
QM東Ⅱ： 7-1-1-10
QM東Ⅱ： 7-1-1-11
QM東Ⅱ： 7-1-1-12
QM東Ⅱ： 7-1-1-13

規程名称
原子力発電施設の重要度分類基準
化学管理用サンプリング設備の運用管理手順書
作業重要度分類基準
作業重要度分類取扱書
文書管理要領運転手順書作成手引書
運転手順書管理基準
設備変更通知書作成運用手順書
図面管理手順書
技術資料の整備及び利用手引書
運転手順書検討会運営基準
総務室ファイリングマニュアル
品質保証室ファイリングマニュアル
運営管理室ファイリングマニュアル
安全管理室ファイリングマニュアル
発電室ファイリングマニュアル
保修室ファイリングマニュアル
技術センターファイリングマニュアル
法令改正に伴う所則等見直し作業管理手順書
安全・防災室ファイリングマニュアル
工事記録（保修票Ⅲ）作成手引書
工事報告書作成手引書
保安に関する記録等の取扱手引書
運転記録管理手引書
核燃料物質等に関する記録報告作成手順書
中性子検出器計量管理マニュアル
主任技術者の引継手引書
権限再配分要領
品質保証運営委員会運営要領
品質保証推進者会議運営基準
力量運用要領
放射線管理教育要領
教育・訓練計画手順書
原子炉施設保安教育手順書
電気工作物保安教育手順書
技術センター員教育取扱書
運営管理室員教育取扱書
安全管理室員教育取扱書
品質保証室員教育取扱書
総務室員教育取扱書
保修室員教育取扱書
発電室員教育取扱書
溶接事業者検査に係る教育・訓練マニュアル
原子炉施設保安規定の改正内容に係る講習実施取扱書
安全・防災室員教育取扱書
災害対策要領に基づく要員の教育要領
点検計画作成手引書
保全区域及び周辺監視区域施設管理基準
作業環境測定管理取扱要領
作業票運用要領
作業票に伴う安全処置基準
電動機単体試験等における作業票一時復帰手順書
作業計画書作成運用手順書
LPRM 電圧−電流特性測定作業手順書
主発電機及び励磁機・副励磁機ブラシ交換作業手順書
工事要領書作成手引書
地震後における発電所の保安確認基準
工事監理手引書
工具管理基準工程等連絡会議運営基準
定検業務実施手引書
技術センタ−直営作業業務手引書

種類
細則
細則
細則
取扱書
所則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
細則
所則
所則
細則
所則
所則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
所則
所則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則

関連
記載有無 本来の値との差異が生じた計器を使用
有：○していたことによる影響
無：×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
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×
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×
×
×
×
×
×

0
7

添付資料−１６（３１／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査三次文書確認結果リスト
関連
記載有無 本来の値との差異が生じた計器を使用
有：○していたことによる影響
無：×

No.

管理番号

規程名称

種類

63

QM東Ⅱ： 7-1-1-14
QM東Ⅱ： 7-1-1-15
QM東Ⅱ： 7-1-1-16
QM東Ⅱ： 7-1-1-17
QM東Ⅱ： 7-1-1-18
QM東Ⅱ： 7-1-1-20
QM東Ⅱ： 7-1-1-21
QM東Ⅱ： 7-1-1-22
QM東Ⅱ： 7-1-1-23
QM東Ⅱ： 7-1-1-24
QM東Ⅱ： 7-1-1-25
QM東Ⅱ： 7-1-1-26
QM東Ⅱ： 7-1-1-27
QM東Ⅱ： 7-1-1-28
QM東Ⅱ： 7-1-1-29
QM東Ⅱ： 7-1-1-30
QM東Ⅱ： 7-1-1-31
QM東Ⅱ： 7-1-1-32
QM東Ⅱ： 7-1-1-33
QM東Ⅱ： 7-1-1-34
QM東Ⅱ： 7-1-1-35

中長期計画策定手引書
工事に係る業務管理表作成手引書
状態監視手引書ディーゼル機関診断手順書
定期的な検査計画及び保修に関する計画並びに結果報告作成マニュアル
巡視点検実施取扱書
定期試験実施取扱書
地震発生時点検取扱書
地震発生時の発電所点検マニュアル
地震時点検マニュアル
工事登録書作成手順書
配管肉厚管理マニュアル
土木関係設備点検手順マニュアル
建築関係設備点検手順マニュアル
充填固化体製作に係る設備の保守管理取扱書
計器仕様等管理手引書
溶接・溶断時等の火気養生手引書
区域区画・現場養生手順書
保修用油倉庫管理手引書
タービン振動測定作業手順書
電動機軸受及びギアカップリンググリス管理取扱書

細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書

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×
×
×
×
○
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

QM東Ⅱ： 7-1-1-36

工事に伴う電気機械器具等及び可動設備（R/B搬入扉を含む）点検取扱手
引書

細則

×

QM東Ⅱ： 7-1-1-37
QM東Ⅱ： 7-1-1-38
QM東Ⅱ： 7-1-1-39
QM東Ⅱ： 7-1-1-40
QM東Ⅱ： 7-1-1-41
QM東Ⅱ： 7-1-1-42
QM東Ⅱ： 7-1-1-43
QM東Ⅱ： 7-1-1-44
QM東Ⅱ： 7-1-1-45
QM東Ⅱ： 7-1-1-46
QM東Ⅱ： 7-1-1-47
QM東Ⅱ： 7-1-1-48
QM東Ⅱ： 7-1-1-49
QM東Ⅱ： 7-1-1-50
QM東Ⅱ： 7-1-1-51
QM東Ⅱ： 7-1-1-52
QM東Ⅱ： 7-1-1-53
QM東Ⅱ： 7-1-1-54
QM東Ⅱ： 7-1-1-55
QM東Ⅱ： 7-1-1-56
QM東Ⅱ： 7-1-1-57
QM東Ⅱ： 7-1-1-59
QM東Ⅱ： 7-1-1-60
QM東Ⅱ： 7-1-1-61
QM東Ⅱ： 7-1-1-63
QM東Ⅱ： 7-1-1-64
QM東Ⅱ： 7-1-1-65
QM東Ⅱ： 7-1-1-66
QM東Ⅱ： 7-1-1-67
QM東Ⅱ： 7-1-1-68
QM東Ⅱ： 7-1-1-69
QM東Ⅱ： 7-1-2-1
QM東Ⅱ： 7-1-2-2
QM東Ⅱ： 7-1-2-3
QM東Ⅱ： 7-1-2-4
QM東Ⅱ： 7-1-2-5
QM東Ⅱ： 7-1-2-6
QM東Ⅱ： 7-1-2-7
QM東Ⅱ： 7-1-2-8

日点作業内容決定通知票取扱書
ガスケット取替管理マニュアル
保修作業等における水抜き要領取扱書
仮設ホース使用取扱書
遮断器用リフター運用マニュアル
ＣＲＤ及びＣＵＷ関連フィルター点検マニュアル
原子炉建屋（４階）汚染工具保管管理マニュアル
サプレッションチェンバ入域マニュアル
ドライウェルエントリーマニュアル
工事に伴う仮設ホース等設置時の工認要否チェックマニュアル
ＣＵＷポンプ軸受箱潤滑油交換作業取扱書
原子炉再循環流量制御弁点検計画検討取扱書
原子炉再循環流量制御弁油圧発生装置（ＨＰＵ）フラッシング操作取扱書
常置品管理要領
回転機械振動診断手順書
赤外線サーモグラフィー診断手順書
潤滑油診断手順書
電動弁診断手順書
保全計画検討マニュアル
定検時の安全管理の計画作成手引書
保全活動管理指標設定・監視業務手引書
保守管理の有効性評価記録作成手引書
高経年化対策実施手引書
Ｒ＆Ａ委員会運用手引書
敦賀発電所による高経年化対策レビュー取扱書
保全の有効性評価実施要領
タービン潤滑油管理マニュアル
供用期間中検査管理手引書
制御棒駆動機構等取外し・取付け管理マニュアル
仮設電源敷設マニュアル
特別な保全計画作成手引書
警報設定値及び保護継電器整定値管理要領
発電所の起動・停止計画書策定手引書
運転計画作成連絡手引書
通常運転時のバックグラウンド評価基準
鍵扉管理基準
運転上の制限に関する記録の運用手引書
化学管理基準保安規定等に係る化学管理業務手順書

取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
細則
取扱書
細則
取扱書
取扱書
細則
所則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則

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×
×
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×
×
×
×
×

64
65
66
67
68
69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
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83
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89
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91
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94
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99
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101
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117
118
119
120
121
122
123

影響なし

1
7

添付資料−１６（３２／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査三次文書確認結果リスト
No.

管理番号

124 QM東Ⅱ： 7-1-2-9
125 QM東Ⅱ： 7-1-2-10
126 QM東Ⅱ： 7-1-2-11
127 QM東Ⅱ： 7-1-2-12
128 QM東Ⅱ： 7-1-2-13
129 QM東Ⅱ： 7-1-2-14
130 QM東Ⅱ： 7-1-2-15
131 QM東Ⅱ： 7-1-2-16
132 QM東Ⅱ： 7-1-2-17
133 QM東Ⅱ： 7-1-2-18
134 QM東Ⅱ： 7-1-2-19
135 QM東Ⅱ： 7-1-2-20
136 QM東Ⅱ： 7-1-2-21
137 QM東Ⅱ： 7-1-2-22
138 QM東Ⅱ： 7-1-2-23
139 QM東Ⅱ： 7-1-2-24
140 QM東Ⅱ： 7-1-2-25
141 QM東Ⅱ： 7-1-2-26
142 QM東Ⅱ： 7-1-2-27
143 QM東Ⅱ： 7-1-2-28
144 QM東Ⅱ： 7-1-2-29
145 QM東Ⅱ： 7-1-2-30
146 QM東Ⅱ： 7-1-2-31
147 QM東Ⅱ： 7-1-2-32
148 QM東Ⅱ： 7-1-2-33
149 QM東Ⅱ： 7-1-2-34
150 QM東Ⅱ： 7-1-2-35
151 QM東Ⅱ： 7-1-2-36
152 QM東Ⅱ： 7-1-2-37
153 QM東Ⅱ： 7-1-2-38
154 QM東Ⅱ： 7-1-2-39
155 QM東Ⅱ： 7-1-2-40
156 QM東Ⅱ： 7-1-2-41
157 QM東Ⅱ： 7-1-2-42
158 QM東Ⅱ： 7-1-2-43
159 QM東Ⅱ： 7-1-2-44
160 QM東Ⅱ： 7-1-2-46
161 QM東Ⅱ： 7-1-2-47
162 QM東Ⅱ： 7-1-2-48
163 QM東Ⅱ： 7-1-2-49
164 QM東Ⅱ： 7-1-2-50
165 QM東Ⅱ： 7-1-2-51
166 QM東Ⅱ： 7-1-2-52
167 QM東Ⅱ： 7-1-2-53
168 QM東Ⅱ： 7-1-2-54
169 QM東Ⅱ： 7-1-2-55
170 QM東Ⅱ： 7-1-2-56
171 QM東Ⅱ： 7-1-2-57
172 QM東Ⅱ： 7-1-2-59
173 QM東Ⅱ： 7-1-2-60
174 QM東Ⅱ： 7-1-2-61
175 QM東Ⅱ： 7-1-3-1
176 QM東Ⅱ： 7-1-3-2
177 QM東Ⅱ： 7-1-3-3
178 QM東Ⅱ： 7-1-3-4
179 QM東Ⅱ： 7-1-3-5
180 QM東Ⅱ： 7-1-3-6
181 QM東Ⅱ： 7-1-3-7
182 QM東Ⅱ： 7-1-3-8
183 QM東Ⅱ： 7-1-3-9
184 QM東Ⅱ： 7-1-3-10
185 QM東Ⅱ： 7-1-3-11

規程名称
水質分析マニュアル
サンプリングマニュアル
放射性物質濃度測定マニュアル
運転員の基本手引書
起動，停止手順書
原子炉設備運転手順書
ﾀ-ﾋﾞﾝ設備運転手順書
電気設備運転手順書
液体廃棄物系運転手順書
固体廃棄物系運転手順書
発電所補助設備運転手順書
定期試験手順書
非常時運転手順書
警報処置手順書
巡視点検手順書
故障時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ
非常時運転手順書Ⅲ
停止余裕確認手順書
原子炉熱的制限値に関する措置手順書
原子炉給水流量管理マニュアル
プロセス計算機故障時の熱的制限値評価マニュアル
制御棒操作手順作成基準
原子炉冷却材温度制限値算定手順書
出力領域モニタ校正手順書
原子炉冷却材温度・使用済燃料ﾌﾟ-ﾙ水温評価手順書
給電業務取扱書
プラント起動・停止準備取扱書
直定例業務・定期機器切替実施取扱書
直業務体制運用取扱書
発電室組織表作成取扱書
室長指示等取扱書
直引継及び運転日誌作成取扱書
制御室監視取扱書
定期検査業務取扱書
LPRM及び制御棒寿命評価マニュアル
異常徴候対応手順書
原子炉起動前総点検要領書
副資材管理基準
運転管理業務運用取扱書
化学分析用薬品管理手順書
化学管理定常業務マニュアル
炉心性能監視装置およびプロセスコンピュータ操作サポートマニュアル
ＴＩＰ操作マニュアル
熱効率管理マニュアル
漏えい燃料位置同定手順書
炉心管理定常業務マニュアル
工業用水管理要領
津波対策要領緊急時電源確保用資機材点検マニュアル
高圧電源車による給電作業マニュアル
新燃料の運搬作業手順書
燃料取替実施計画等作成基準
新燃料受取検査手順書
装荷前検査手順書
炉内配置確認手順書
照射燃料検査手順書
使用済燃料輸送物及び輸送容器検査手順書
使用済燃料輸送作業手順書
使用済燃料乾式貯蔵容器構内運搬作業手順書
使用済燃料乾式貯蔵容器密封監視圧力低下時の対応手順書
使用済燃料輸送燃料番号確認作業マニュアル

種類
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
取扱書
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
取扱書
所則
所則
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書

関連
記載有無 本来の値との差異が生じた計器を使用
有：○していたことによる影響
無：×
×
×
×
×
×
○
×
×
×
×
×
×
○
○
○
○
○
○
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○
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×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

本文(3)社内規程等 2)に該当

本文(3)社内規程等 2)に該当
影響なし
本文(3)社内規程等 1)に該当
本文(3)社内規程等 2)に該当
本文(3)社内規程等 2)に該当
本文(3)社内規程等 2)に該当

影響なし

影響なし

2
7

添付資料−１６（３３／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査三次文書確認結果リスト
No.

管理番号

186 QM東Ⅱ： 7-1-3-13
187 QM東Ⅱ： 7-1-3-14
188 QM東Ⅱ： 7-1-3-15
189 QM東Ⅱ： 7-1-3-16
190 QM東Ⅱ： 7-1-4-2
191 QM東Ⅱ： 7-1-4-3
192 QM東Ⅱ： 7-1-4-4
193 QM東Ⅱ： 7-1-4-5
194 QM東Ⅱ： 7-1-4-6
195 QM東Ⅱ： 7-1-4-7
196 QM東Ⅱ： 7-1-4-8
197 QM東Ⅱ： 7-1-4-11
198 QM東Ⅱ： 7-1-4-12
199 QM東Ⅱ： 7-1-4-13
200 QM東Ⅱ： 7-1-4-15
201 QM東Ⅱ： 7-1-4-16
202 QM東Ⅱ： 7-1-4-17
203 QM東Ⅱ： 7-1-4-18
204 QM東Ⅱ： 7-1-4-19
205 QM東Ⅱ： 7-1-4-20
206 QM東Ⅱ： 7-1-4-21
207 QM東Ⅱ： 7-1-4-23
208 QM東Ⅱ： 7-1-4-24
209 QM東Ⅱ： 7-1-4-25
210 QM東Ⅱ： 7-1-5-1
211 QM東Ⅱ： 7-1-5-2
212 QM東Ⅱ： 7-1-5-3
213 QM東Ⅱ： 7-1-5-4
214 QM東Ⅱ： 7-1-5-5
215 QM東Ⅱ： 7-1-5-6
216 QM東Ⅱ： 7-1-5-7
217 QM東Ⅱ： 7-1-5-8
218 QM東Ⅱ： 7-1-5-10
219 QM東Ⅱ： 7-1-5-11
220 QM東Ⅱ： 7-1-5-12
221 QM東Ⅱ： 7-1-5-13
222 QM東Ⅱ： 7-1-5-14
223 QM東Ⅱ： 7-1-6-1
224 QM東Ⅱ： 7-1-6-2
225 QM東Ⅱ： 7-1-6-3
226 QM東Ⅱ： 7-1-6-4
227 QM東Ⅱ： 7-1-6-5
228 QM東Ⅱ： 7-1-6-6
229 QM東Ⅱ： 7-1-6-7
230 QM東Ⅱ： 7-1-6-8
231 QM東Ⅱ： 7-1-6-9
232 QM東Ⅱ： 7-1-6-10
233 QM東Ⅱ： 7-1-6-11
234 QM東Ⅱ： 7-1-6-12
235 QM東Ⅱ： 7-1-6-13
236 QM東Ⅱ： 7-1-6-14
237 QM東Ⅱ： 7-1-6-15
238 QM東Ⅱ： 7-1-7-1
239 QM東Ⅱ： 7-2-1-1
240 QM東Ⅱ： 7-2-0-2
241 QM東Ⅱ： 7-2-3-1
242 QM東Ⅱ： 7-2-4-1
243 QM東Ⅱ： 7-2-4-4
244 QM東Ⅱ： 7-3-1-2
245 QM東Ⅱ： 7-3-1-3
246 QM東Ⅱ： 7-4-1-2
247 QM東Ⅱ： 7-4-1-3

規程名称
使用済燃料乾式貯蔵容器への燃料移動手順作成マニュアル
燃料移送作業計画作成マニュアル
燃料の運搬及び貯蔵時の未臨界性確認マニュアル
使用済燃料の放射能計算マニュアル
災害対策要領災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領
非常時対応手順書
フェーズⅠアクジデントマネジメントガイド
フェーズⅡアクジデントマネジメントガイド
アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン
災害対策用資料・図書等管理基準
緊急時用無線局管理要領
災害対策用常備資機材整備基準
休日・夜間等守衛の災害対策活動基準
原子炉自動停止時のプラントデータの採取について
地震等災害発生時における放射能測定当番者手順書
災害対策用常備資機材点検マニュアル
東海災害対策本部設置マニュアル
代替災害対策本部設置マニュアル
連絡デスク器材使用方法及び維持・管理マニュアル
トラブル発生時における報告書作成マニュアル
待機当番者手順書
通報連絡当番制度・待機当番制度運用手引書
ＳＰＤＳ緊急時情報収集装置管理基準
低レベル放射性固体廃棄物搬出要領
低レベル放射性固体廃棄物搬出確認手順書
低レベル放射性固体廃棄物搬出作業手順書
放出管理手順書
固体廃棄物管理基準
放射性固体廃棄物の移動管理手順書
放射性固体廃棄物に係る管理取扱書
高放射性固体廃棄物管理基準
固体廃棄物放射能計算マニュアル
充填固化体製作手順書
分別作業員教育取扱書
放射性廃棄物でない廃棄物管理基準
事故由来放射性物質の降下物影響に係る管理基準
放射線作業管理要領
線量管理要領
除染票取扱要領
放射性同位元素管理手順書
線量管理手順書
線量当量率等管理手順書
協力企業の放射線防護手順書
管理区域立入許可手順書
環境放射能管理手順書
区域管理手順書
物品管理手順書
放射線管理に係るα線測定・確認取扱書
核燃料物質等の管理区域外への搬出及び運搬時の運用管理マニュアル
防護具点検取扱書
環境放射線監視報告データの作成・処理マニュアル
安全文化醸成活動実施要領
電気事業法及び原子炉等規制法に係る許認可申請・届出手続手引書
停止時遵守事項
原子炉施設保安運営委員会運営要領
原子力保安検査官対応業務手引書
官庁等定期報告書原案作成・誤記等防止対応マニュアル
工事等に係る技術検討会運営手引書
工事計画検討書作成基準工事用物品管理基準
品質保証活動外部監査手引書

種類
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
所則
所則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
細則
細則
細則
所則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
細則
取扱書
細則
取扱書
細則
細則
所則
所則
所則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
取扱書
取扱書
取扱書
所則
細則
細則
所則
細則
取扱書
細則
細則
細則
細則

関連
記載有無 本来の値との差異が生じた計器を使用
有：○していたことによる影響
無：×
×
×
×
×
○
×
×
○
○
○
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

本文(3)社内規程等 2)に該当

本文(3)社内規程等 2)に該当
本文(3)社内規程等 2)に該当
本文(3)社内規程等 2)に該当

3
7

添付資料−１６（３４／３４）
東海第二発電所 TAF影響範囲調査三次文書確認結果リスト
No.

管理番号

248 QM東Ⅱ： 7-4-1-4
249 QM東Ⅱ： 7-4-1-5
250 QM東Ⅱ： 7-4-1-6
251 QM東Ⅱ： 7-5-2-1
252 QM東Ⅱ： 7-5-2-2
253 QM東Ⅱ： 7-6-1-1
254 QM東Ⅱ： 7-6-2-1
255 QM東Ⅱ： 7-6-2-2
256 QM東Ⅱ： 7-6-3-1
257 QM東Ⅱ： 8-2-3-1
258 QM東Ⅱ： 8-2-3-2
259 QM東Ⅱ： 8-2-3-3
260 QM東Ⅱ： 8-2-3-4
261 QM東Ⅱ： 8-2-3-5
262 QM東Ⅱ： 8-2-3-6
263 QM東Ⅱ： 8-2-3-7
264 QM東Ⅱ： 8-2-3-8
265 QM東Ⅱ： 8-2-3-9
266 QM東Ⅱ： 8-3-1-4
267 QM東Ⅱ： 8-3-1-6
268 QM東Ⅱ： 8-4-1-3
269 QM東Ⅱ： 8-5-1-2
270 QM東Ⅱ： 8-5-1-3

規程名称

種類

固定放射線監視用計測器等の故障時等における措置手順書
化学分析機器校正マニュアル
社内検査手引書
官庁検査等対応手引書
点検・補修等の結果の確認・評価検査手引書
定期事業者検査実施手引書
溶接安全管理審査受審手引書
溶接事業者検査実施手引書
溶接事業者検査実施取扱書
溶接を伴う保修作業に関する溶接事業者検査チェックシートの運用手引書
溶接事業者検査内部監査手引書
ヒューマンファクター推進委員会運営要領
ＣＡＰ会議運営要領
原子炉施設の定期安全レビュー実施手引書
トラブル検討会運営手引書
工事要領書チェックシート（トラブル再発防止対策）作成運用手引書

細則
細則
細則
細則
取扱書
細則
細則
細則
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
細則
取扱書
細則
細則
細則
細則
細則
細則
細則

発電所品質保証連絡会運営基準
設備図書受発信管理手順書
設備図書検討会運営手引書
貯蔵品管理業務手引書
予備品管理業務取扱書
測定・試験装置管理基準
放射線計測器類管理手順書

関連
記載有無 本来の値との差異が生じた計器を使用
有：○していたことによる影響
無：×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

4
7

添付資料−１７（１／４）

57添付資料−１７（２／４）

67添付資料−１７（３／４）

77添付資料−１７（４／４）

87燃料有効長の約半分の高さでの原子炉減圧（事故後35分）

原子炉減圧（事故後35分）【解析結果概要】
・事故後35分での原子炉減圧時には、燃料有効長の約半分の高さまで
原子炉水位は低下
・しかし、事故後35分での原子炉減圧及び低圧代替注水により、炉心損傷防止が可能【主な解析条件】
・事象：中小破断ＬＯＣＡ（破断面積3.7cm2）
・ＥＣＣＳ：機能喪失
・原子炉注水手段：低圧代替注水系（常設）・原子炉減圧：逃がし安全弁（自動減圧機能）７弁開放（事故後35分）

原子炉水位がＴＡＦ位置から51mm下の場合より厳しい以下の条件にて原子炉減圧及び低圧注水を実施した結果においても、炉心損傷防止が可能

燃料被覆管最高温度（PCT）
は1200℃以下であり
炉心損傷なし東海第二発電所 原子炉設置変更許可申請書（平成29年11月8日補正）
有効性評価（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）における感度解析結果抜粋（10分の原子炉減圧操作遅れを想定した場合）

添付資料−２０
添付資料−１８97添付資料−１９（１／９）

技術基準第十八条への適合性に関する補足説明資料

別紙１ ＩＳＩの実績
別紙２ ＰＳＩの実績
別紙３ ＩＳＩの実力評価

08添付資料−１９（２／９）
別紙１
ＩＳＩの実績

ＩＳＩのうち、ＴＡＦの値を用いて検査範囲としている部位は、検査のカテゴリ「Ｂ−Ａ 原子炉容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手 炉心外周域にある胴の長手継手」である。東海第二発電所の対象となる溶接線は、上側に３本（継手の名称 RPV-B-L15・L16・L17、以下「RPV-B-」は省略）、下側に３本（同、RPV-B-L18・L19・L20、以下「RPV-B-」は省略）である。これらについて、過去の検査記録からＴ
ＡＦの値を正しい値とした場合に検査範囲が影響を受けるかを調査した。

原子炉容器の炉心領域の耐圧溶接部 胴の長手方向溶接部の検査実績表
継手

第１次検査間隔

第２次検査間隔

第３次検査間隔

第４次検査間隔

名称

運開 1978 年〜⑩1989 年〜

⑱2001 年〜2010 年〜⑨1988 年

⑰1999 年

2010 年* 222/2** 222/2

*

〃

（

）

〃

L18

（

）

L19

（

）

〃

L20

（

）

〃

L15
L16

⑨* 1,116/6

備⑯*1,116/6

L17* 222/2

考

周継手上側

周継手下側

○数字は検査を実施した定検回数、右に付記した年は、定検の終了年。
（ ）は予定* 調査の結果、正しくない TAF の値を用いた影響により、検査範囲が不足していたもの。
数値は、正しい TAF の値から計算した検査に必要な長さ/不足していた寸法（mm）
調査結果の詳細を次ページに示す。

18

添付資料−１９（３／９）＜第１次検査間隔、第２次検査間隔＞
長手溶接継手（上側、下側６本全て）全長の 10%を検査程度としている。
上側は 3 本×2,170mm、下側は 3 本×1,500mm であるから、溶接線全長は3×2,170＋3×1,500＝11,010mmとなり、10%の検査程度は 1,101mm となる。（第１次検査間隔では 1.11m）
これを、
第１次検査間隔では L15、第２次検査間隔では L16 を代表として 1,110mm を検査している。
正しい TAF の値から検査範囲を設定すると、
3×2,220mm＋3×1,500mm＝11,160mmとなり、検査程度は、1,116mm となることから 6mm 不足となる。

360°

0°

180°
RPV-B-L15

胴体-3

9 回検査量 1,110 mm

2170mmRPV-B-L16

TAF 9203
TAF 9152

2,200mm

検 査 程 度 1,116mm

検 査 程 度 1,116mm

16 回検査量 1,110 mm

RPV-A-C6

RPV-B-L17
RPV-B-L19

RPV-B-L20

RPV-B-L18

1500mmBAF 5494

胴体-4＜第３次検査間隔、第４次検査間隔＞
長手溶接継手各長さの 10%を検査程度としている。
上側（L15,L16,L17）は、2,170mm の 10%(217mm)を満たす試験程度として、保守的に切り上げて220mm を検査している。
正しい TAF の値から検査範囲を設定すると、2,220mm の 10%となることから 222mm となり、2mm不足となる。
下側（L18,L19,L20）は、1,500mm の 10%として、各溶接線に対して 150mm 試験を実施。TAF の値の影響は受けず、要求量の検査を実施できている。

360°

0°

180°
RPV-B-L16

RPV-B-L15

胴体-3

TAF 9203
TAF 9152
検 査 程 度 222mm

RPV-B-L17

2,200mm

2170mm検 査 程 度 222mm
検 査 程 度 222mm 21 回,24 回検査量 220 mm
RPV-A-C6
22 回,24 回検査量 220 mm
23 回検査量 220 mm
検 査 程 度 150mm

検 査 程 度 150mm
23 回検査量 150 mm
RPV-B-L19

22 回検査量 150 mm
検 査 程 度 150mm
22 回検査量 150 mm 1500mm
RPV-B-L18

BAF 5494

RPV-B-L20

胴体-4

2
8

添付資料−１９（４／９）

別紙２
ＰＳＩ実績
・対 象

：原子炉圧力容器炉心領域にある長手継手のうち、上側の３本

L15,L16,L17

・確認した文書：「TOKAI-Ⅱ BASELINE INSPECTION REPORT(VOLUME 1)」
NEDE24054 ClassⅡ September 1977
・確認結果

：検査範囲は長手継手の全長であり、検査結果異常なし。
（下図参照）

・検査実施日 ：L15 1977 年 2 月 22 日
L161977 年 2 月 18 日、19 日

L171977 年 2 月 24 日、25 日

供用前検査範囲の確認結果（mm の数字は原子炉圧力容器底部からの距離軸方向座標を示す）【L15】・下に移動しながらの検査
10881.14mm→6874.23mm
・上に移動しながらの検査
6899.70mm→10917.18mm

【L16】
【L17】
・下に移動しながらの検査
・上に移動しながらの検査
10914.75mm→6911.61mm
6896.37mm→10926.98mm
・上に移動しながらの検査・下に移動しながらの検査
6946.24mm→10984.69mm
10920.55mm→9620.15mmノズルとの干渉回避
9773.13mm→8333.57mmノズルとの干渉回避後
8494.99mm→6865.38mm注）下線部は、２行が重なって印刷されていたため、解読した数値。
360°

0°

180°

RPV-Ｂ-C5

10775
3784mmRPV-B-L16

RPV-B-L15

胴体-3
1,620mm

TAF 92032212mm
6991
1497mmRPV-A-C6

RPV-B-L17
RPV-B-L20

RPV-B-L19

RPV-B-L18

BAF 5494

胴体-4

原子炉圧力容器胴の炉心領域展開図と溶接継手の位置

38添付資料−１９（５／９）

別紙３
ＩＳＩの実力評価
・対 象：炉心領域にある長手継手のうち、上側の３本 L15,L16,L17
・確認した文書等：ＩＳＩ工事報告書及びＵＴ実施メーカ社内記録や保存データ（ＵＴ装置の動作データ、探触子の走査範囲等からの実際の検査範囲やスキャンデータ）・評価方法：探傷した範囲が検査すべき範囲をカバーできているかを確認し、亀裂等の有意な欠陥がないか評価する。
・評価結果：（１）第１次検査間隔（第９回定検）・工事報告書等の記録からは、探傷した範囲は検査すべき範囲をカバーできているかは確認できなかった。
（２）第２次検査間隔（第１６回定検）・工事報告書等の記録から、探傷した範囲は検査すべき範囲 1116mm を超えており、亀裂等の有意な欠陥は報告されていないことから、検査すべき範囲に亀裂等の有意な欠陥はなかったと考える。
（３）第３次検査間隔（第２１〜２３回定検）・工事報告書等の記録から、探傷した範囲は検査すべき範囲 222mm を超えており、亀裂等の有意な欠陥は報告されていないことから、検査すべき範囲に亀裂等の有意な欠陥はなかったと考える。
（４）第４次検査間隔（第２４回定検）・工事報告書等の記録から、探傷した範囲は検査すべき範囲 222mm を超えており、亀裂等の有意な欠陥は報告されていないことから、検査すべき範囲に亀裂等の有意な欠陥はなかったと考える。
以

上

4
8

添付資料−１９（６／９）

第２次検査間隔（第 16 回定検） L16 探傷範囲

L161264mm

1222mm

1110mm

-44mm

-36mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6

数値は、炉心領域周継手 RPV-B-C6 中心からの高さ方向の寸法を示す。
図中のハッチング部分は、長手継手（L15、L16,L17）の高さ方向の探傷範囲であり、継手に対して両側から探傷していることを示す。
以降のページの図も同じ。

58添付資料−１９（７／９）

第３次検査間隔（第 21 回定検） L15 探傷範囲
L15

294mm

224mm

220mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6-86mm-144mm

第３次検査間隔（第 22 回定検） L16 探傷範囲

L16

298mm

324mm
220mm

0mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6-104mm6
8

添付資料−１９（８／９）

第３次検査間隔（第 23 回定検） L17 探傷範囲

L17

352mm
270mm
220mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6-56mm-132mm

第４次検査間隔（第 24 回定検） L15 探傷範囲

L15

300mm
228mm

220mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6

-6mm
-90mm

7
8

添付資料−１９（９／９）

第４次検査間隔（第 24 回定検） L16 探傷範囲

L16

302mm
225mm
220mm

炉心領域
周継手
RPV-B-C6

0mm
-81mm

8
8