東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 27
提出年月日
平成 29 年 7 月 4 日

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

平成 29 年 7 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1.

重大事故等対策

下線部：今回提出資料

1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−1

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における事項

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
＜

目

1.6.1

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(2)対応手段と設備の選定の結果

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
ｂ．炉心の著しい損傷防止のため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)

代替格納容器スプレイⅱ)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱ⅲ)

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

ⅰ)

復旧

ⅱ)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．格納容器破損を防止するため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)

代替格納容器スプレイⅱ)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱ⅲ)

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

ⅰ)

復旧

ⅱ)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｄ．手順等
1.6.2
1.6.2.1

重大事故等時の手順
重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順
目−1

(1)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱(2)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

1.6.2.2(1)

炉心の著しい損傷防止のための対応手順

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱(d)

消火系による格納容器内の冷却(e)

補給水系による格納容器内の冷却

ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱

ｃ．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)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
1.6.2.3(1)

格納容器破損を防止するための対応手順

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ
目−2

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱(d)

消火系による格納容器内の冷却(e)

補給水系による格納容器内の冷却

ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱

ｃ．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)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
1.6.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.6.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.6.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.6.3

重大事故対策の成立性
1．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
内の冷却（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海
水）

(2)

系統構成
目−3

2．消火系による格納容器内の冷却
(1)

系統構成

3．補給水系による格納容器内の冷却(1)
添付資料1.6.4

系統構成

解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧
2．操作手順の解釈一覧

目−4

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生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、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させ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）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレ
イ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。
（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生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、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容
1.6−1

器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）内の冷却機能は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッ
ション・プール冷却系）による格納容器内の除熱機能である。
この機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備を整備する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.6.1

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
炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させる必要がある。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる必要がある。格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させるための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプ及びサプレッ
ション・プールを設置している。
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，相互関係を明確にした（以下
1.6−2「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る対
応手段及び重大事故等対処設備を選定する。（第1.6−1図）
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手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張） ※１ 及
び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※２ を選定する。
※1

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。

※2

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
故対応に有効な設備。

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。）だけでなく，設置許可基準規則第四十九条及び技術基準
規則第六十四条（以下「基準規則」という。）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
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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポン
プの故障による機能喪失を想定する。また，サポート系故障として，全交
流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失を想定する。
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備を以下に示す。
1.6−3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1.6−1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（格納容器
スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）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（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）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
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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
ｂ．炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備(a)ⅰ)

フロントライン系故障時の対応手段及び設備
代替格納容器スプレイ
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納1.6−4

容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により格納容器内を冷却する手段がある。
(ⅰ)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽(ⅱ)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽(ⅲ)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱
代替循環冷却系による格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。なお，代替循環冷却系は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る。
・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(ⅳ)

消火系による格納容器内の冷却1.6−5消火系による格納容器内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
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク(ⅴ)

補給水系による格納容器内の冷却補給水系による格納容器内の冷却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)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，さらに代替格納容器スプレイができない場合において，ドライウェル内ガス冷却装置により格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段がある。なお，ドライウェル内ガス冷却装置は，残留熱除去系及び代替格納容器スプレイによる格納容器スプレイを実施していない場合において，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段としても使用可能である。

(ⅰ)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・ドライウェル内ガス冷却装置送風機
・ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル
1.6−6

ⅲ)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅰ)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却」で使用する設備のうち，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て位置づける。
「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅱ)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却」で使用する設備のうち，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して位置づける。
「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅲ)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱」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。
「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅲ)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱」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。
（添付資料1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において，格納容器内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
1.6−7

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，代替循環冷
却系が使用可能であれば，格納容器内を除熱する手段として有効である。
・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
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，格納容器内を冷却する手段として有効である。
・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Ｓ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，格納容器内を冷却する手段として有効である。
・ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷
却装置冷却コイル
格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する設備であり，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止する十分な能力を確保していない。また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルは耐震Ｓクラスではな
くＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，格納容器内への原子炉補機
冷却水の通水及びドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動が可能である場合，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段として有効である。
また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機が停止している場
合においても，原子炉補機冷却水の通水を継続することによ
1.6−8

り，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルのコイル表面で蒸気を凝縮することが可能であり，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和することが可能である。
(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り。】
ⅰ)

復旧
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）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Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２

Ｄへ電源を供給するとともに，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で冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備及び可搬型代替注水大型ポンプへ燃料を補給し，電源及び冷却水の供給を継続することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を十分な期間，運転継続することが可能である。
(ⅰ)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内
1.6−9

の除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
・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
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
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。
(ⅱ)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプ
レッション・プール水の除熱
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプ
レッション・プール水の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ（海水冷却）・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
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
1.6−10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。
ⅱ)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅰ)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」及び「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅱ)
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱」で使用する設備のうち，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て位置づける。
「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅰ)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」及び「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅱ)
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱」で使用する設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却），残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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。
（添付資料1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）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1.6−11

いて，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧して，格納容器内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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が使用可能であれば，格納容器内を除熱する手段として有効である。
ｃ．格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a)ⅰ)

フロントライン系故障時の対応手段及び設備
代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，格納容器の破損を防止するため代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により格納容器
内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段がある。
これらの対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)
替格納容器スプレイ」にて選定した対応手段及び設備と同様である。

ⅱ)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
1.6−12代

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，さらに代替格納容器スプレイができない場
合に，ドライウェル内ガス冷却装置により格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段がある。なお，ドライウェル内ガス冷却装
置は，残留熱除去系及び代替格納容器スプレイによる格納容器スプレイを実施していない場合において，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段としても使用可能である。
この対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ)

ドライ

ウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱」にて選定した対応
手段及び設備と同様である。
ⅲ)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ)

代替格納容器スプレイ」として使用する設備における，重大事故等対処設備及び重大事故等対処設備（設計
基準拡張）の位置づけは，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅲ)

重大事故等対処

設備と自主対策設備」と同様である。
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1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した
場合において，格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させることができる。
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。
1.6−13

・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，代替循環冷
却系が使用可能であれば，格納容器内を除熱し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。
・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
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。
・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Ｓ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。
・ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷
却装置冷却コイル
格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する設備であり，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止する十分な能力を確保していない。また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルは耐震Ｓクラスではな
くＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，格納容器内への原子炉補機
冷却水の通水及びドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動が可能である場合，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段として有効である。
また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機が停止している場
1.6−14

合においても，原子炉補機冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルのコイル表面で蒸気を凝縮することが可能であり，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和することが可能である。
(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り。】
ⅰ)

復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）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へ電源を供給するとともに，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
替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備及び可搬型代替注水大型ポンプへ燃料を補給し，電源及び冷却水の供給を継続することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を
1.6−15

十分な期間，運転継続することが可能である。
これらの対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)

復旧」で選定した対応手段及び設備と同様である。
ⅱ)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｃ．(b)ⅰ)

復旧」で使用する設備における，重大事

故等対処設備及び重大事故等対処設備（設計基準拡張）の位置づけ
は「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅱ)

重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。
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1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）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いて，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧して，格納容器内を除熱し，放射性物質の濃度を低下させることができる。
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
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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が使用可能であれば，格納容器内を除熱し，放射性物質の1.6−16濃度を低下させる手段として有効である。
ｄ．手順等
上記「1.6.1(2)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」，「1.6.1(2)ｂ．炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備」及び「1.6.1(2)ｃ．格納容器破損を防止するため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」に定める。（第1.6−1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備する。（第1.6−2表，第1.6−3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1.6.2）

1.6.2

重大事故等時の手順

1.6.2.1(1)

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作によりサプレッション・プールを水源とした残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプを起動し，格納容器内の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。
1.6−17

ａ．手順着手の判断基準
格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※１ した場合において，サプ
レッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，原子炉水位，
ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェ
ル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。
ｂ．操作手順残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）による格納容器内の除熱手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−4表）に従い実施する。（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ｂ）による格
納容器内の除熱手順も同様。）
概要図を第1.6−2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（Ａ）ポンプの起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（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，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に基づき格納容器スプレイ先を選択し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）による格納容器内の除熱の開始を指示する。
④ ａ Ｄ／Ｗスプレイの場合
1.6−18

運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にする。
④ ｂ Ｓ／Ｐスプレイの場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。
⑤運転員等は中央制御室にて，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，格納容器内の除熱が開始されたことを
残留熱除去系系統流量の上昇，格納容器内の圧力の低下及び格納容
器内の温度の低下により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プール
水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第1.6−4表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止 ※３ する。その後，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気
温度又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に再度到達
し，サプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ
停止の判断基準（第1.6−4表）に到達していない場合は，格納容器スプレイを再開する。
※3：格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場合
は，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐスプレ
イ弁を閉にした後，残留熱除去系（Ａ）注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
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
1.6−19

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。
(2)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作によりサプレッション・プールを水源とした残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプを起動し，サプレッション・プール水の除熱を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上又はサプレッショ
ン・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，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（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）によるサプレ
ッション・プール水の除熱手順の概要は以下のとおり。（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ｂ）によるサプレッション・プー
ル水の除熱手順も同様。）
概要図を第1.6−3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（Ａ）ポンプの起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（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，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）によるサプレッション・プール水の除熱の開始を指示
1.6−20

する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）テスト弁を開にする。
⑤運転員等は中央制御室にて，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，サプレッション・プール水の除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，サプレッション・プ
ール水の温度の低下により確認し，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。
1.6.2.2(1)

炉心の著しい損傷防止のための対応手順

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器内の冷却を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，格納容器内の圧力が負圧とならないよ
うに，格納容器スプレイの起動／停止を行う。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注
水大型ポンプによる格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始
1.6−21

する。
(a)
ⅰ)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ
開始の判断基準に到達 ※１ した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，サプレッ
ション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。

ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却手
順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−4表）及び格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
概要図を第1.6−4図に，タイムチャートを第1.6−5図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に必要な残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁の受電操作を実施し，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗ
スプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。
1.6−22

③運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に必要なポンプ，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。
④運転員等は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）ポンプの操作
スイッチを隔離する。
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，常設低圧代替注水系ポンプを起動した後，常設
低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が 1.4MPa［gage］以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁が自動開したことを確認する。
⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプの起動が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器内の冷却が開始されたことを低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇，格納容器内
1.6−23

の圧力の低下，格納容器内の温度の低下及び格納容器内の水位の上昇により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止する。その後，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ
開始の判断基準（第 1.6−4 表）に再度到達し，サプレ
ッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達していない場合は，格納容器スプレイを再開する。
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，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器内の冷却開始まで10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。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷
却系，消火系及び補給水系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※１ した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，サプレッ
1.6−24

ション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第 1.6−4 表）
及び格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6−6 表）に従い実施する。
概要図を第 1.6−6 図に，タイムチャートを第 1.6−7 図に示す。
（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用する西側接続口による格納容器内の冷却及び残留熱除去系（Ａ）配管を使用する東側接続口による格納容器内の冷却の手順は，手順⑨以外は同様。）①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に代
替格納容器スプレイ冷却系配管・弁の接続口への代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）で使用する代替格納容器スプレイ冷却系配管・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代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系（Ｂ）配管又は残留熱除去
系（Ａ）配管を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の準備を指示する。
1.6−25

⑤運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却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。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）ポンプ又は残留熱除去系（Ａ）ポンプの操作スイッチを隔離する。
⑦運転員等は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の系統構成を指示する。
⑨ ａ 残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容
器内の冷却の場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ
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，現場での人力による操作により残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。
⑨ ｂ 残留熱除去系（Ａ）配管を使用した東側接続口による格納容
器内の冷却の場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ
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，現場での人力による操作により残留熱除去系（Ａ）Ｄ
1.6−26

／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により格納容器内を冷却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，災害対策本部長に代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却の準備が完了した
ことを報告する。
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。
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。
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，西側接続口又は東側接続口の弁を開とし，可搬型代替注水
大型ポンプによる送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
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る送水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却が開始されたことの確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，格納容器内の冷却が開始されたことを低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇，格納容器内
1.6−27

の圧力の低下，格納容器内の温度の低下及び格納容器内の水位の上昇により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第1.6−4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止する。その後，サプレッション・チェンバ圧力又はドラ
イウェル雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6−4 表）に再度到達し，サプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基
準（第 1.6−4 表）に到達していない場合は，格納容器
スプレイを再開する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却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（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器内の冷却の場合）】
・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。
【現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器内の冷却の場合）】・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，195分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ａ）配管を使用した東側
接続口による格納容器内の冷却の場合）】
1.6−28

・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（残留熱除去系（Ａ）配管を使用した東側接続口による格納容器内の冷却の場合）】・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，195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に，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.6.3）(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※１した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，サプレッ
ション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。
1.6−29ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系による格納容器内の除熱手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレ
イ開始，停止の判断基準（第1.6−4表）及び格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
概要図を第1.6−8図に，タイムチャートを第1.6−9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環
冷却系による格納容器内の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系による格納容器内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格納容器内の除熱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格納容器内の除熱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
1.6−30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，運転員等に代替循環冷却系による格納容器内の除熱の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁を開にした後，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量調節
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，格納容器内の除熱が開始されたことを代替循環冷却系格納容器スプレイ流量の上昇，格納容器内の圧力の低下及び格納容器内の温度の低下により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第1.6−4表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止する。その後，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ開
始の判断基準（第1.6−4表）に再度到達し，サプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第1.6−4表）に到達していない場合は，格納容器
スプレイを再開する。
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1.6−31

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格納容器内の除熱開始まで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。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：20分以内
・可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：150分以内(d)ⅰ)

消火系による格納容器内の冷却手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環
冷却系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※１ した場合において，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：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，サプレッ
ション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。

ⅱ)

操作手順
消火系による格納容器内の冷却手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−4表）及び格納容器スプレイの制御に関す
1.6−32

る判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
概要図を第1.6−10図に，タイムチャートを第1.6−11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格納容器内の冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による格納容器内の冷却に必要なポンプ，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，運転員等に消火系による格納容器内の冷却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格納容器内の冷却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 ※２ 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。
⑧発電長は，運転員等に消火系による格納容器内の冷却開始を指示する。
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。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁又は残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。
1.6−33

⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器内の冷却が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，格納容器内の圧力の低下，格納容器内の温度の低下及び格納容器内の水位の上昇により確認 ※３ し，発電長に報告する。
※2：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。
※3：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止 ※４ する。その後，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ
開始の判断基準（第 1.6−4 表）に再度到達し，サプレッ
ション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判
断基準（第 1.6−4 表）に到達していない場合は，格納容器スプレイを再開する。
※4：格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場
合は，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐ
スプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系（Ｂ）注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
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格納容器内の冷却開始まで53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
1.6−34度である。
（添付資料1.6.3）(e)ⅰ)

補給水系による格納容器内の冷却手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷
却系及び消火系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレ
イ開始の判断基準に到達 ※１ した場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，サプレッ
ション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。

ⅱ)

操作手順
補給水系による格納容器内の冷却手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開
始，停止の判断基準（第1.6−4表）及び格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
概要図を第1.6−12図に，タイムチャートを第1.6−13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による格納容器内の冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による格納容器内の冷却に必要なポンプ，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
1.6−35

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格納容器内の冷却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格納容器内の冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑬発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
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，運転員等に補給水系による格納容器内の冷却の開始を指示する。
1.6−36

⑯運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁又は残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。
⑰運転員等は中央制御室にて，格納容器内の冷却が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，格納容器内の圧力の低下，格納容器内の温度の低下及び格納容器内の水位の上昇により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止 ※３ する。その後，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル雰囲気温度指示値が，格納容器スプレ
イ開始の判断基準（第 1.6−4 表）に再度到達し，サプ
レッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達していない場合は，格納容器スプレイを再開する。
※3：格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場
合は，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐ
スプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系（Ｂ）注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
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格納容器内の冷却開始まで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1.6−37

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1.6.3）
ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，さらに代替格納容器スプレイができない場合において，原子炉補機冷却水を通水後，ドライウ
ェル内ガス冷却装置送風機を起動して格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
ドライウェル内ガス冷却装置送風機を停止状態としても，格納容器
内への原子炉補機冷却水の通水を継続することで，ドライウェル内ガ
ス冷却装置冷却コイルのコイル表面で蒸気を凝縮し，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，さらに代替格納容器スプレイができない場合。

ⅱ)

操作手順
ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第 1.6−14 図に，タイムチャートを第 1.6−15 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にドライウ
ェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱の準備を指示す
1.6−38

る。
②運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱に必要な送風機，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，運転員等にドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱の系統構成を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉補機冷却水系隔離弁及びドライウェル内ガス冷却装置送風機原子炉補機冷却水系出入口弁を開にし，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルへの冷却水
通水を開始する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動阻止信号が発信している場合は除外操作を実施する。
⑥運転員等は，発電長にドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱の系統構成が完了したことを報告する。
⑦発電長は，運転員等にドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱の開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置送風機を起動し，格納容器内の圧力及び格納容器内の温度の上昇が緩和することを確認し，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，作業開始を判断してからドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱開始まで10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。
1.6−39ｃ．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1.6−20図に示す。
設計基準事故対処設備による格納容器内の冷却機能が喪失した場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却を実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用できない場合は，代替循
環冷却系による格納容器内の除熱を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却を実施する。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水
大型ポンプによる格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
また，消火系による格納容器内の冷却は，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする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。
代替格納容器スプレイができない場合は，原子炉補機冷却水により冷却水を確保した後，ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱を実施し，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
(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。】
ａ．復旧(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
1.6−40全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱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（格納容器スプレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，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冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱を実施する。
また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱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（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，格納容器内の圧力が負圧とならないよ
うに，格納容器スプレイの起動／停止を実施する。
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へ電源を給電することが可能となるＭ／Ｃ
Ｃを優先して緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

２

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）を優先して
使用する。
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緊急用Ｍ／
Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※１ した
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。
1.6−41

【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水を確保し，格納容器スプレイ開始の判断基
準に到達 ※１ した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，原子炉水位，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）による格納容器
内の除熱手順の概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−4表）に従い実施する。（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ｂ）による格納容器内の除熱手順も同様。）
概要図を第1.6−16図に，タイムチャートを第1.6−17図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）による格納容器内の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）（Ａ）による格納容器内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。
1.6−42

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。
⑤発電長は，運転員等に格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−4表）に基づき格納容器スプレイ先を選択し，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）による格納容器内の除熱の開始を指示する。
⑥ ａ Ｄ／Ｗスプレイの場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁を開にする。
⑥ ｂ Ｓ／Ｐスプレイの場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレ
イ弁を開にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイ
パス弁を閉にする。
⑧運転員等は中央制御室にて，格納容器内の除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，格納容器内の圧力の低下及び格納容器内の温度の低下により確認 ※２ し，発電長に報告する。
※2：サプレッション・チェンバ圧力又はサプレッション・プ
ール水位指示値が，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止 ※３ する。その後，サプレッション・チェンバ圧
1.6−43

力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・チェ
ンバ雰囲気温度指示値が，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6−4 表）に再度到達し，サプレッション・
プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6−4 表）に到達していない場合は，格納容器ス
プレイを再開する。
※3：格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場
合は，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐ
スプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系（Ａ）注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
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残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器内の除熱開始まで7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。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：20分以内
・可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：150分以内(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱
全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場
1.6−44

合，常設代替交流電源設備により残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）の電源を復旧するとともに，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冷却水を確保
し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール水の除熱を実施する。
また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱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（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。
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へ電源を給電することが可能となるＭ／Ｃ
Ｃを優先して緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

２

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）を優先して使用する。
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緊急用Ｍ／
Ｃを受電した後，緊急用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・プール水温度指示値が32℃以上
又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【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
1.6−45去系海水系により冷却水を確保し，サプレッション・プール水温度
指示値が32℃以上又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値
が82℃以上に到達した場合において，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
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）によるサプレッション・プール水の除熱手順の概要は以下のとおり。（残留
熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ｂ）によるサプレッ
ション・プール水の除熱手順も同様。）
概要図を第1.6−18図に，タイムチャートを第1.6−19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（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）によるサプレッ
ション・プール水の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）（Ａ）によるサプレッション・プール水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，運転員等に残留熱除去系（Ａ）ポンプの起動を指示する。
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。
⑤発電長は，運転員等に残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）（Ａ）によるサプレッション・プール水の除熱の開始
1.6−46

を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ａ）テスト弁を開にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイ
パス弁を閉にする。
⑧運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水の除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，サプレッション・プール水の温度の低下により確認し，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残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱開始まで3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。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：20分以内
・可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：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第1.6−20図に示す。
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を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ
1.6−47

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（格納容器スプレイ冷却系
又はサプレッション・プール冷却系）が復旧できる場合は，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。
常設代替交流電源設備によりＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄが受電できない場合は，「1.6.2.2(1)ａ．代替格納容器スプレイ」の対応手順を実施する。
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系により冷却水を確保
し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。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（格納容器スプレイ冷却系
又はサプレッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱又はサプ
レッション・プール水の除熱を実施するが，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，「1.6.2.2(1)ａ．代替格納容器スプレ
イ」の対応手順を並行して実施する。
なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・
プール水冷却系）の復旧が困難な場合には，代替循環冷却系による格納容器内の除熱を実施する。
1.6.2.3(1)

格納容器破損を防止するための対応手順

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，格納容器の破損を防止するため，代替格
1.6−48

納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器内の冷却を実施する。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注
水大型ポンプによる格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始
する。
(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による格納容
器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※２
した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
ェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル
雰囲気温度指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−5表）に達した場合。

ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．(a)1.6−49代替格納容器スプレイ冷却系

（常設）による格納容器内の冷却」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止，再開及び流量変更は，格納容器スプ
レイ開始，停止の判断基準（第1.6−5表）及び格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−4図，タイムチャートは第1.6−5図と同様である。
ⅲ)

操作の成立性
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．(a)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却」の操作の成立性と同様である。
(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系
による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基
準に到達 ※２ した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
1.6−50ェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル
雰囲気温度指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−5表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止，再開及び流量変更
は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−5表）及び格
納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6−6表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−6図，タイムチャートは第1.6−7図と同様である。
ⅲ)

操作の成立性
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）」の操作の成立性と同様である。
（添付資料1.6.3）(c)ⅰ)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び代替格納
容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※２ した場合において，サプ
1.6−51

レッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
ェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル
雰囲気温度指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−5 表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系による格納容器内の除熱については，「1.6.2.2(1)ａ．(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6−5表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−8図，タイムチャートは第1.6−9図と同様である。
ⅲ)

操作の成立性
代替循環冷却系による格納容器内の除熱については，「1.6.2.2(1)ａ．(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱」の操作の成立性と同様である。
(d)ⅰ)

消火系による格納容器内の冷却手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
1.6−52

スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※２ した場
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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
ェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル
雰囲気温度指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−5表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
消火系による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．
(d)

消火系による格納容器内の冷却」の操作手順と同様である。

ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開
始，停止の判断基準（第1.6−5表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−10図，タイムチャートは第1.6−11図と同
様である。
ⅲ)

操作の成立性
消火系による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．
(d)

消火系による格納容器内の冷却」の操作の成立性と同様であ1.6−53

る。
（添付資料1.6.3）(e)

補給水系による格納容器内の冷却ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系による格納
容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※２した場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
ェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力又はドライウェル
雰囲気温度指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6−5表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
補給水系による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．
(e)

補給水系による格納容器内の冷却」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレ
イ開始，停止の判断基準（第1.6−5表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−12図，タイムチャートは第1.6−13図と同
1.6−54

様である。
ⅲ)

操作の成立性補給水系による格納容器内の冷却については，「1.6.2.2(1)ａ．
(e)

補給水系による格納容器内の冷却」の操作の成立性と同様である。
（添付資料1.6.3）
ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，さらに代替格納容器スプレイもできない場合に，原子炉補機冷却水を通水後，ドライウェル内ガス冷却装置送風機を起動して格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
ドライウェル内ガス冷却装置送風機を停止状態としても，格納容器内の原子炉補機冷却水の通水を継続することで，ドライウェル内ガス
冷却装置冷却コイルのコイル表面で蒸気を凝縮し，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による格納容
器内の除熱ができず，さらに代替格納容器スプレイができない場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ
1.6−55が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
ⅱ)

操作手順
ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱について
は，「1.6.2.2(1)ｂ．(a)ドライウェル内ガス冷却装置による格

納容器内の除熱」の操作手順と同様である。
なお，概要図は第 1.6−14 図，タイムチャートは第 1.6−15 図と同様である。
ⅲ)

操作の成立性
ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱について
は，「1.6.2.2(1)ｂ．(a)ドライウェル内ガス冷却装置による格

納容器内の除熱」の操作の成立性と同様である。
ｃ．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1.16−20図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準事故対処設備による格納容器内の冷却機能が喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器内の冷却を実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用できない場合は，代替循
環冷却系による格納容器内の除熱を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却を実施する。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水
大型ポンプによる格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
1.6−56

また，消火系による格納容器内の冷却は，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする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。
代替格納容器スプレイができない場合は，原子炉補機冷却水により冷却水を確保した後，ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱を実施し，格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
(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。】
ａ．復旧(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱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（格納容器スプレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，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冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱を実施する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱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（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器内の除熱を実施する。
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
1.6−57

有する代替循環冷却系へ電源を供給することが可能となるＭ／Ｃ
Ｃを優先して緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

２

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ａ）を優先して
使用する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，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を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了し，格納容器

スプレイ開始の判断基準に到達 ※２ した場合で，サプレッション・
プールの水位が確保されている場合。
【残留熱除去系海水系機能喪失時】
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，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水を確保し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達 ※２ した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，ドライウ
ェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6−5 表）に達した場合。
ⅱ)

操作手順
1.6−58

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱については，「1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器ス

プレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレ
イ開始，停止の判断基準（第1.6−5表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6−16図，タイムチャートは第1.6−17図と同
様である。
ⅲ)

操作の成立性
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱については，「1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器

スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」の操作の成立性と同
様である。
(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール水の除熱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（サプレッション・プール冷却系）の電源を復旧するとともに，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冷却水を確保し，残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合，緊急用
1.6−59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（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プー
ル水の除熱を実施する。
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へ電源を供給することが可能となるＭ／Ｃ
Ｃを優先して緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

２

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ａ）を優先して使用する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，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を受電した後，緊急用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・プール水温度指示値が32℃以上又はサプレッション・チェ
ンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【残留熱除去系海水系機能喪失時】
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，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水を確保し，サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上又はサプ
レッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合
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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ
1.6−60が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
ⅱ)

操作手順
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱については，「1.6.2.2(2)ａ．(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」の操作手順と同様である。
なお，概要図は第1.6−18図，タイムチャートは第1.6−19図と同
様である。
ⅲ)

操作の成立性
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱については，「1.6.2.2(2)ａ．(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」の操作の成立性と同様である。
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1.16−20図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，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を受電した後，緊急用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（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プー
ル冷却系）が復旧できる場合は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。常設代替交流電源設備によりＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄが受電できない場合は，「1.6.2.3(1)1.6−61

ａ．代替格納容器スプレイ」の対応手順を実施する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。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（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施するが，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，「1.6.2.3(1)ａ．代替格納容器スプレイ」の対応手順を並行して実施する。
なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・
プール水冷却系）の復旧が困難な場合には，代替循環冷却系による格納容器内の除熱を実施する。
1.6.2.4

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，緊急用海水系及び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等」にて整備する。
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，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，
1.6−62

「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

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。
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時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.6−63

事故

第1.6−1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，対応設備，手順書一覧（1／24）（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（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器内の除熱）
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

重大事故等対処設 備

サプレッション・プール

主要設備
重大事故等対処設 備

格納容器

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

関連設備

残留熱除去系（格 納容器ス プレ イ冷却系） による 格納容器 内の 除熱

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）−

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
非常用交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−64

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／24）（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（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

サプレッション・プール

主要設備
重大事故等 対処設 備

格納容器

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

残留熱除去 系（サ プレッション ・プール冷却系） によるサ プレ ッション・ プール 水の除熱

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−65

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／24）（炉心損傷前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

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）

代替格納容器スプ レイ冷却系（ 常設）によ る格納 容器内の 冷却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−66

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／24）（炉心損傷前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

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

代替格納容器スプ レイ冷却 系（ 可搬型）に よる格 納容器内 の冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−67

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

対応
手段

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
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設 備

関連設備

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・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

代替循環冷却系に よる格納容器 内の除熱①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−68

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／24）（炉心損傷前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

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設 備

関連設備

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・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納容器 内の除熱②

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−69

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／24）（炉心損傷前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

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
多目的タンク非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

消火系配管・弁

重大事故等対処設備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

消火系によ る格納 容器内の冷却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−70対応手段，対応設備，手順書一覧（8／24）（炉心損傷前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

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

自主対策設 備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

補給水系による格 納容器内の冷 却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−71

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／24）（炉心損傷前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

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｄ／Ｗ温度制御」
重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉補機冷却水系重大事故等 対処設備
（設計基準拡張）

関連設備

非常用交流電源設備※４

重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

ドライウェル内ガス 冷却装置 に よる格納容器内の除 熱

フロントライン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.5−72

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応
手段

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（格 納容器スプレ イ冷却系） 復旧後 の格納容 器内 の除熱①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−73

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応
手段

サプレッション・プール

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「Ｄ／Ｗ温度制御」「Ｓ／Ｐ温度制御」「Ｓ／Ｐ水位制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（格 納容器スプレ イ冷却系） 復旧後 の格納容 器内 の除熱②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−74

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プール水の除 熱①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−75

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プール水の除 熱②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−76

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／24）（炉心損傷後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

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設備
（設計基準拡張）

代替格納容器スプレ イ冷却系 （ 常設）によ る格納容 器内の冷 却

フロントライン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.5−77

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／24）（炉心損傷後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

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
代替淡水貯槽 ※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却系（ 可搬型）による格 納容器内 の冷 却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−78

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

対応
手段

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
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設 備

関連設備

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・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

主要設備

代替循環冷却系に よる格納容器 内の除熱①

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−79

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／24）（炉心損傷後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

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張

非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等 対処設 備

関連設備

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・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納容器 内の除熱②

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−80対応手段，対応設備，手順書一覧（18／24）（炉心損傷後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

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
多目的タンク非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

消火系によ る格納 容器内の冷却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−81

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／24）（炉心損傷後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

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−２」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

自主対策設 備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
非常用交流電源設備 ※ ４

重大事故等対処設 備

格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

補給水系による格 納容器内 の冷 却

フロントライン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−82

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／24）（炉心損傷後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

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉補機冷却水系重大事故等対処設備（設計基準拡張）

関連設備

非常用交流電源設備※４

重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備主要設備

ドライウェル内ガス 冷却装置 に よる格納容 器内の除 熱

フロントライン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.5−83

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（格 納容器スプレ イ冷却系）復旧後 の格納容 器内 の除熱①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−84

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

対応
手段

サプレッション・プール

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（格 納容器スプレ イ冷却系） 復旧後 の格納容 器内 の除熱②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−85

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（サ プレッション ・プール冷却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。

1.6−86

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」，「除熱−３」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プール水の除 熱②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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

1.6−87

第 1.6−2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／18）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.6.2.1

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)

監視パラメータ（計器）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※ １
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ 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

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。

1.6−88

監視計器一覧（2／18）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.6.2.1

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)

監視パラメータ（計器）操作

残留熱除去系（サプ
レッション・プール
冷却系）によるサプ
レッション・プール
水の除熱

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ 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

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。

1.6−89

監視計器一覧（3／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(a)

代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器内の冷却

操作

格納容器内の圧力

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

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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。

1.6−90

監視計器一覧（4／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(b)

代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）操作

格納容器内の圧力

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

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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。

1.6−91

監視計器一覧（5／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱操作

格納容器内の圧力

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

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※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

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※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。

1.6−92

監視計器一覧（6／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(d)

消火系による格納容
器内の冷却

操作

格納容器内の圧力

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

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位※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。

1.6−93

監視計器一覧（7／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(e)

補給水系による格納
容器内の冷却操作

格納容器内の圧力

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

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位※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。

1.6−94

監視計器一覧（8／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

判断基準

格納容器への注水量(a)

ドライウェル内ガス
冷却装置による格納
容器内の除熱操作※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。

1.6−95

監視計器一覧（9／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(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（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容
器内の除熱

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※ １
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機） ※１
残留熱除去系海水系系統流量 ※１

操作

電源

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

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ 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

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。

1.6−96

監視計器一覧（10／18）
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）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力 1 号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）(b)

残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・プー
ル水の除熱

※１

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機） ※１
残留熱除去系海水系系統流量 ※１
サプレッション・プール水位 ※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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

操作

水源の確保

※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。

1.6−97

監視計器一覧（11／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(a)

代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器内の冷却

操作

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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。

1.6−98

監視計器一覧（12／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(b)

代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）操作

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※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。

1.6−99

監視計器一覧（13／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱操作

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※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

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※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。

1.6−100

監視計器一覧（14／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(d)

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

消火系による格納容
器内の冷却

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。

1.6−101

監視計器一覧（15／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準

(e)

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補給水系による格納
容器内の冷却操作※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。

1.6−102

監視計器一覧（16／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱

判断基準

(a)

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

ドライウェル内ガス
冷却装置による格納
容器内の除熱操作※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。

1.6−103

監視計器一覧（17／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(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（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容
器内の除熱

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※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
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機） ※１
残留熱除去系海水系系統流量 ※１

操作

電源

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

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※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
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ 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

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。

1.6−104

監視計器一覧（18／18）
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）1.6.2.3 格納容器破損を防止するための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

(b)

残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・プー
ル水の除熱

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １
サプレッション・チェンバ雰囲気温度 ※１

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力１号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機） ※１
残留熱除去系海水系系統流量 ※１

操作

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※ １

格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※ １

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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※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。

1.6−105

第 1.6−3 表
対象条文

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

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

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

代替格納容器スプレイ冷却系 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

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

残留熱除去系ポンプ【1.6】
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

給電元
給電母線

残留熱除去系 弁

残留熱除去系海水ポンプ

残留熱除去系海水系 弁

中央制御室監視計器

1.6−106

非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
Ｍ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ
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
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
Ｍ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ
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
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系
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
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

第 1.6−4 表

格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（炉心の著しい損傷防止のための対応）
残留熱除去系
による格納容器
スプレイ

ドライウェル圧力指示値が 13.7kPa［gage］以上
で，原子炉水位（広帯域）指示値で-3,800mm 未満を経験し原子炉水位（燃料域）指示値で-1,067mm 以上に維持されている場合

−

Ｄ／Ｗ
Ｓ／Ｐ

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 13.7kPa［gage］以上で,24 時間継続した場合−

Ｓ／Ｐ

1.6−107

炉心の著しい損傷防 止のため の 対応

圧力制御

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 98kPa［gage］以上で，24 時間継続した場合

−

Ｄ／Ｗ
Ｓ／Ｐ

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 245kPa［gage］以上の場合

−

Ｄ／Ｗ
Ｓ／Ｐ

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 279kPa［gage］以上の場合

Ｄ／Ｗ
Ｓ／Ｐ

Ｄ／Ｗ
Ｓ／Ｐ

ドライウェル雰囲気温度指示値が 171℃に近接した
場合

Ｄ／Ｗ

Ｄ／Ｗ

−

Ｓ／Ｐ

Ｄ／Ｗ

Ｄ／Ｗ

格納容器スプレイ停止の判断基準

圧力制御・温度制御 ・水位制 御代替格納容器スプレイ

格納容器スプレイ開始の判断基準

サプレッション・チェンバ圧力指示値が13.7kPa［gage］以下の場合

温度制御
サプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が104℃に近接した場合

水位制御 ※１

サプレッション・プール水位指示値が＋6.270m に近接した場合

サプレッション・プール水位指示値が＋6.5m 以上の場合※1：原子炉冷却材喪失時，真空破壊弁の機能喪失前に格納容器内の圧力を低下させ，ドライウェルとサプレッション・チェンバの圧力を平衡にする。

第 1.6−5 表

格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（格納容器破損を防止するための対応）

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示
値が 465kPa［gage］以上の場
合

Ｄ／Ｗ

Ｄ／Ｗ

ドライウェル雰囲気温度指示
値が 171℃以上の場合

Ｄ／Ｗ

Ｄ／Ｗ

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示
値が 245kPa［gage］以上の場
合

①Ｓ／Ｐ
②Ｄ／Ｗ

①Ｄ／Ｗ
②Ｓ／Ｐ

格納容器スプレイ停止の判断基準

300

残留熱除去 系による格納容器スプレイ

除熱䢣１・ 除熱䢣３

代替格納容器スプレイ

除熱䢣１・ 除熱䢣３

格納容器破 損を防止 するため の 対応

1.6−108①，②は優先順位を示す。

格納容器
スプレイ流量（m３ ／h）

1,690

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェン
バ圧力指示値が 400kPa［gage］以下の場合

サプレッション・プール水位指示値が＋6.5m 以上の場合

残留熱除去 系による格納容器スプレイ

圧力容器
破損後

代替格納容器
スプレイ

圧力容器
破損前

格納容器スプレイ開始の判断基準

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェン
バ圧力指示値が 13.7kPa［gage］以下の場合

第 1.6−6 表

格納容器スプレイの制御に関する判断基準

開始の判断基準

圧力制御

炉心の著しい損傷防 止のための対 応格納容器圧力制御

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 279kPa［gage］以上の場合

格納容器
スプレイ流量（m３ ／h）

130

除熱䢣１

サプレッション・チェンバ圧力指示値が 217kPa［gage］以下の場合

300

原子炉圧力容器破損

格納容器
スプレイ流量（m３ ／h）−

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が 400kPa［gage］以下の場合

ドライウェル雰囲気温度指示値が 171℃以上の場合

除熱䢣２

格納容器破損を防止 するため の 対応

格納容器スプレイ流 量制御

代替格納容 器スプレ イ

1.6−109

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が 465kPa［gage］以上の場合

変更又は停止の判断基準

130
ドライウェル雰囲気温度指示値が 151℃以下

300

ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が 465kPa［gage］以下

130

格納容器内の冷却機能喪失

②−2

②−1
⑥

⑤

①

②−2
配管故障

④

⑤

⑥

②−1

①

④

③

②−2
⑥

②−1

①

⑤

④

＜配管範囲＞
サプレッション ・プ ール 出 口〜各ポンプ入口 弁ま で

⑥

②−2

①

⑤

④

サプレッション・
プール③

配管・弁故障及び熱交換器破損②−1⑥＜配管範 囲 ＞
残留熱除 去 系（ Ａ） ポン プ 出口 逆止 弁
〜格納容 器 まで

残留熱除去系ポンプ
Ａ系機能喪失配管・弁故障及び熱交換器破損残留熱除去系ポンプ
Ｂ系機能喪失＜配 管範 囲 ＞
残留 熱除 去 系（ Ｂ） ポン プ 出口 逆止 弁
〜格 納容 器 まで

※1

※1

ポンプ周り
故障

ストレーナ
詰まり

起動操作失敗配管故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)

電源喪失(直流電源)

※2

※5

※4

③

代替循環冷却系による格納容器内の除熱＜配 管範 囲 ＞
各ポ ンプ 入 口弁
〜各 ポン プ 出口 逆止 弁ま で

自動起動
信号故障

①

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に②−1

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬④

消火系による格納容器内の冷却⑥

ドライウェル内ガス冷却装置による格納型）による格納容器内の冷却（淡水・代替循環冷却系ポンプ・電動駆動消火ポンプ／海水）・残留熱除去系熱交換器（Ａ）

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ドライウェル内ガス冷却装置送風機【残留熱除去系（Ａ）配管使用時】

・サプレッション・プール

・ろ過水貯蔵タンク

・ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

・可搬型代替注水大型ポンプ

・残留熱除去系海水ポンプ

・多目的タンク・代替淡水貯槽・緊急用海水ポンプ

よる格納容器内の冷却・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽

手動・可搬型代替注水大型ポンプ②−2⑤

補給水系による格納容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬・復水移送ポンプ型）による格納容器内の冷却（淡水・復水貯蔵タンク／海水）【残留熱除去系（Ｂ）配管使用時】
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽第 1.6−1 図

機能喪失原因対策分析（1／2）
1.6−110

容器内の除熱（凡例）⑦

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の：OR 条件除熱【全交流動力電源喪失時】：サポート系・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系
海水系機能喪失⑩

・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⑧

・可搬型代替注水大型ポンプ※2⑧

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱

残留熱除去系海水ポンプ
機能喪失

配管故障

【残留熱除去系海水系機能喪失時】・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系熱交換器＜配管範囲＞
ポンプ出口〜放 水路 まで

・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

ポンプ周り
故障

ストレーナ
詰まり

弁故障

駆動源喪失
(交流電源)

起動操作失敗電源喪失(直流電源)⑨※5

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱※4【全交流動力電源喪失時】
自動起動
信号故障

・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ
手動・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
・緊急用海水ポンプ

電源喪失(直流電源)

駆動源喪失(交流電源)

・可搬型代替注水大型ポンプ

※4

※3

⑩

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱【残留熱除去系海水系機能喪失時】
Ｍ／Ｃ
機能喪失
⑨

⑦

配電盤
機能喪失

Ｐ／Ｃ
機能喪失

・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ（海水
冷却）・残留熱除去系熱交換器

※5

蓄電池
機能喪失

・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

交流電源喪失
外部電源系
故障

充電装置故障非常用ディーゼル
発電機故障※3

第 1.6−1 図

機能喪失原因対策分析（2／2）
1.6−111

④ ａ※ １
④ ａ※ ２

④ｂ

⑤

操作手順
④

ａ ※１ ，※ ２④ｂ

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイ弁

⑤
記載例

弁番号

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁① ：操作手順番号を示す。
ａ ：操作手順番号における異なる操作又は異なる確認対象を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

（凡例）
：ポンプ

：残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイの場合

AO：空気作動弁：残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイの場合

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

第 1.6−2 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内
の除熱

概要図

1.6−112

④

⑤

（凡例）
操作手順
④

弁番号

：ポンプ

残留熱除去系（Ａ）テスト弁

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ⑤
イパス弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。

AO：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

第 1.6− 3 図

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

1.6−113

概要図

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑧ ※１

⑪ ※１ ⑪ ※ ２⑧※２

1.6−114
操作手順

記載例

弁名称

⑧

※１

代替格納容器スプレイ注水弁⑧※２

代替格納容器スプレイ流量調整弁

操作手順⑪※ １， ※２

弁名称
残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.6−4図

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却概要図

第1.6−5図

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却タイムチャート

1.6−115

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO：電動弁⑨ ｂ※ ４⑮⑨ ａ ※１⑨ ａ ※２：逆止弁⑨ ａ ※３：手動弁：残留熱除去系（Ｂ）配管使用の場合⑨ ｂ※３：残留熱除去系（Ａ）配管使用の場合⑨ ａ※ ４

⑨ ｂ※２
⑨ ｂ※１

⑮

1.6−116
操作手順

弁名称ａ※１，※ ２

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁⑨ ｂ※１，※ ２

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁⑨ ａ※３，ｂ ※３

代替格納容器スプレイ注水弁

⑨

記載例

操作手順
⑨

ａ※ ４ ，ｂ ※４⑮

弁名称
代替格納容器スプレイ流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁① ：操作手順番号を示す。
ａ ：操作手順番号における異なる操作又は異なる確認対象を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.6−6図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）

概要図

※1：残留熱除去系（Ａ）配管を使用した東側接続口への送水の場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却開始まで135分以内と想定する。

※2：残留熱除去系（Ａ）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 175 分以内と想定する。
※3：残留熱除去系（Ａ）配管を使用した東側接続口への送水の場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却開始まで195分以内と想定する。

第1.6−7図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）

タイムチャート

1.6−117

⑪ ※３

⑪ ※１
⑪

※２

⑤ ※１

⑥ ※２ ，⑪ ※ ４

⑤ ※２

⑤ ※４
⑥ ※１
⑤ ※３

（凡例）
操作手順
⑤※１

残留熱除去系注水配管分離弁⑤※２

残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁⑤※３

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁

⑥※１
※２

，⑪

記載例

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

代替循環冷却系入口弁※４⑪ ※１ ， ※２
⑪※３

：ポンプ

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁

⑤※４

⑥

弁名称

代替循環冷却系テストライン弁：手動弁

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量調節弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.6−8図

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

1.6−118

概要図第1.6−9図

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

1.6−119

タイムチャート

⑩ ※２
⑩※１

⑩ ※３

⑨ ※２
⑨ ※１
④

操作手順

弁名称

④

補助ボイラ冷却水元弁⑨※１， ※２

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁⑩※１， ※２

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁⑩ ※３

残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁

記載例① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

（凡例）
：ポンプ

：残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイの場合

AO：空気作動弁：残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイの場合

MO

：電動弁

：ディーゼル駆動消火ポンプ起動の場合

：逆止弁
：手動弁

第1.6−10図

消火系による格納容器内の冷却

1.6−120

概要図第1.6−11図

消火系による格納容器内の冷却

1.6−121

タイムチャート

⑯ ※２
⑯

※１

⑯ ※３

⑨ ※１
⑪ ※２

⑨ ※２

⑪ ※１
⑩

操作手順

弁名称

⑨

※１ ， ※２⑪※１ ， ※２⑩

補助ボイラ冷却水元弁⑯ ※１ ， ※２⑯
記載例

補給水系−消火系連絡ライン止め弁※３

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁
残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

（凡例）
：ポンプ

：残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイの場合

AO：空気作動弁：残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイの場合

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

第1.6−12図

補給水系による格納容器内の冷却
1.6−122

概要図

第 1.6−13 図

補給水系による格納容器内の冷却1.6-123

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
④※２

④

④※９

④ ※１ ０

※５

④※７

④

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁

※６

④※８

④ ※３

④ ※４

④※１

1.6-124
操作手順
④

※１，※２

弁名称
原子炉補機冷却水系隔離弁

ドライウェル内ガス冷却装置送風機④
原子炉補機冷却水系出入口弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。
※３〜※１ ０

第 1.6−14 図

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱概要図

第 1.6−15 図

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
チャート

1.6−125

タイム

⑥ ａ※ １
⑥ ａ※ ２

⑥ｂ

⑦

操作手順
⑥

ａ ※１ ，※ ２⑥ｂ

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイ弁

⑦
記載例

弁番号

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁① ：操作手順番号を示す。
ａ ：操作手順番号における異なる操作又は異なる確認対象を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

（凡例）
：ポンプ

：残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイの場合

AO：空気作動弁：残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイの場合

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

第1.6−16図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱

概要図
1.6−126

※1：残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（Ｂ）による格納容器内の冷却開始まで 7 分以内と想定する。

第1.6−17図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱

タイムチャート

1.6−127

⑥

⑦

（凡例）
操作手順
⑥

弁番号

：ポンプ

残留熱除去系（Ａ）テスト弁

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパ⑦
ス弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。

AO：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

第 1.6−18 図

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

1.6−128

概要図※1：残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）（Ｂ）によるサプレッション・プール水の冷却開始まで 3分以内と想定する。

第 1.6−19 図

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

1.6−129

タイムチャート炉心の著しい損傷防止のための対応手順
（凡例）

(1)

フロントライン系故障時の対応手段の選択：プラント状態：操作・確認

格納 容器 内 の冷却機能喪失：判断：重大事故等対処設備※1（2／4）から
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 の発 生 なし

可搬型代替注水大型
ポンプ準備

代替 格納 容 器スプレイ
冷却 系(常設 )による格納 容器 内 の冷却

No

Yes

1.6−130

格納 容器内の冷 却成功Yes

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系(可搬 型)によ る
格納 容器 内 の冷 却

消火 系に よ る
格納 容器 内 の冷 却

No

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

格納 容器 内の冷 却成 功

Yes
格納容器内
の冷却成功

No

No

格納 容器 内の冷 却成 功Yes
原子 炉補 機 冷却 水系によ る冷 却 水確 保

補給 水系 に よる
格納 容器 内 の冷 却

No

Yes
格納 容器 内の冷 却成 功Yes

格納容器内の冷却

第 1.6−20 図

No

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／4）

ドラ イウ ェ ル内 ガス
冷却 装置 に よる
格納 容器 内 の除 熱（凡例）

炉心の著しい損傷防止のための対応手順：プラント状態：操作・確認(2)

サポート系故障時の対応手段の選択：判断：重大事故等対処設備
残留熱除去系海水系機能喪失

全交流動力電源喪失

常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃ受電

緊急用海水系による冷却水確保（並行操作）
No

緊急用Ｍ／Ｃから
Ｍ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄ受電可能

No
代替残留熱除去系海水系による冷却水確保※1（1／4）へYes

1.6−131

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系又はサプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内又はサプ
レッション・プール水の除熱

格納容器内又はサプレッション・プ
ール水の除熱成功

冷却水確保可能Yes

No
格納 容器 内 又は サ
プレ ッシ ョ ン・ プ
ール 水の 除 熱成 功

Yes※1（1／4）へ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系又はサプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内又はサプ
レッション・プール水の除熱

No

Yes

格納容器内又はサプレッション・
プール水の除熱

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

第 1.6−20 図

格納容器内又はサプレッション・
プール水の除熱

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／4）

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

格納容器破損を防止するための対応手順
(1)

（凡例）
：プラント状態

フロントライン系故障時の対応手段の選択：操作・確認
炉心 の著 し い損傷が発生：判断：重大事故等対処設備

格納 容器 内 の冷 却機能喪失
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 の発 生 なし

※2（4／4）からYes

可搬型代替注水大型
ポンプ準備

代替 格納 容 器スプレイ
冷却 系(常設 )による格納 容器 内 の冷却No

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系(可搬 型)によ る
格納 容器 内 の冷 却

消火 系に よ る
格納 容器 内 の冷 却

1.6−132

格納 容器内の冷 却成功Yes

No
格納 容器 内の冷 却成 功代替循環冷却系による格納容器内の
除熱

格納容器内
の冷却成功

Yes

No

Yes

No

格納 容器 内の冷 却成 功Yes
原子 炉補 機 冷却 水系によ る冷 却 水確 保

補給 水系 に よる
格納 容器 内 の冷 却

No
格納 容器 内の冷 却成 功Yes

格納容器内の冷却

第 1.6−20 図

No

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（3／4）

ドラ イウ ェ ル内 ガス
冷却 装置 に よる
格納 容器 内 の除 熱

格納容器破損を防止するための対応手順(2)

サポート系故障時の対応手段の選択（凡例）：プラント状態：操作・確認

炉心 の著 し い損 傷が 発生

炉心の著しい損傷が発生：判断：重大事故等対処設備
全交流動力電源喪失

残留熱除去系海水系機能喪失

常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃ受電

緊急用海水系による冷却水確保（並行操作）

1.6−133

No

緊急用Ｍ／Ｃから
Ｍ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄ受電可能

No
代替残留熱除去系海水系による冷却水確保※2（3／4）へ

Yes
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系又はサプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内又はサプ
レッション・プール水の除熱

格納容器内又はサプレッション・プ
ール水の除熱成功

冷却水確保可能Yes※2（3／4）へ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系又はサプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内又はサプ
レッション・プール水の除熱

No
格納 容器 内 又は サ
プレ ッシ ョ ン・ プ
ール 水の 除 熱成 功

Yes

No

Yes

格納容器内又はサプレッション・
プール水の除熱

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

第 1.6−20 図

格納容器内又はサプレッション・
プール水の除熱

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（4／4）

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

添付資料1.6.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／7）
技術 的能力審査基準（1.6）

1.6−134【本文】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生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、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されてい
ること。
【解釈】
１ 第 1 項に規定する「原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させ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）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器ス
プレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）炉心の著しい損傷が発生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、格納容器スプレ
イ代替注水設備により、原子炉格
納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

番号

設置 許可 基 準規 則 （第 49条 ）技術 基準 規 則（ 第64条 ）

番号

①

【本文】
１ 発電用原子炉施設には、設計基準
事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合
において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生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、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
１ 発電用原子炉施設には、設計基準
事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合
において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生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、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。

④

−

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」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設備をいう。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」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設備をいう。

−②（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。

（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器
スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。

⑤

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替
注水設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替
注水設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。

⑥

（２）兼用
ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

−③

1.6−134

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／7）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

既設
新設

サプレッション・プール

既設

残留熱除去系熱交換器

既設

残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）ポンプ

既設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

格納容器

既設

燃料補給設備

既設

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプレイヘ
ッダ

既設

非常用交流電源設備

既設

既設

残留熱除去系熱交換器

既設

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
ポンプ

既設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

格納容器

既設

燃料補給設備

既設

残留熱除去系配管・弁・
ストレーナ

既設

非常用交流電源設備

既設①④

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系）によるサプ レッシ ョン・プール 水の除熱

サプレッション・プール

解釈
対応 番号

①④

残留熱除去系（格 納容器ス プレ イ冷却系）
による格納 容器内 の除熱

機器名称

自主対策設備1.6−135

備考

手段

機器名称

−

−

−

−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／7）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

既設
新設

常設低圧代替注水系ポンプ

新設

電動駆動消火ポンプ

代替淡水貯槽新設

ディーゼル駆動消火ポン
プ

低圧代替注水系配管・弁新設

ろ過水貯蔵タンク

代替格納容器スプレイ冷
却系配管・弁新設

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプレイヘッダ

既設

格納容器

既設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

可搬型代替交流電源設備

非常用交流電源設備

既設

燃料補給設備

可搬型代替注水大型ポン
プ

新設

非常用交流電源設備

代替淡水貯槽新設

消火系配管・弁低圧代替注水系配管・弁新設

復水移送ポンプ

代替格納容器スプレイ冷
却系配管・弁

新設

復水貯蔵タンク

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スプレイヘッダ

既設

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプレイヘッダ

既設

格納容器

既設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

非常用交流電源設備

非常用交流電源設備

既設

補給水系配管・弁−1.6−136

−

−

−

手段

補給水系による格 納容器内の冷 却−

備考

消火系による格納 容器内の 冷却

−

解釈
対応 番号

①②③④⑤⑥

代替格納容 器スプ レイ冷却系（ 可搬型）による格 納容器内 の冷 却

機器名称①②③④⑤⑥

代替格納容器スプ レイ冷却系（ 常設）によ る格納 容器内の 冷却−

自主対策設備
機器名称

多目的タンク

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプレイヘッダ

格納容器

常設代替交流電源設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプレイヘッダ

格納容器

常設代替交流電源設備

可搬型代替交流電源設備

燃料補給設備

消火系配管・弁審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／7）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

自主対策設備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器名称
代替循環冷却系ポンプ

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

既設

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

サプレッション・プール

既設

サプレッション・プール

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

代替循環冷却系配管・弁新設−

代替循環冷却系に よる格納 容器 内の除熱②

新設①②③④⑤⑥

代替循環冷 却系に よる格納容器 内の除熱①

代替循環冷却系ポンプ

可搬型代替注水大型ポン
プ
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・ス
プレイヘッダ

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ

既設

格納容器

既設

非常用取水設備

既設
新設

常設代替交流電源設備

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備

燃料補給設備新設

非常用交流電源設備

非常用交流電源設備

既設

−

格納容器

非常用取水設備−

ドライウェル内ガス冷却
装置送風機

−

−

−

−

ドライウェル内ガ ス冷却装置
による格納容器内 の除熱−

ドライウェル内ガス冷却
装置冷却コイル

常設代替交流電源設備

燃料補給設備

非常用交流電源設備

原子炉補機冷却水系

1.6−137

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／7）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

サプレッション・プール

既設

残留熱除去系熱交換器

既設

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）

既設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

解釈
対応 番号

備考

手段

機器名称
サプレッション・プール−

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
可搬型代替注水大型ポン
プ
格納容器

既設

非常用取水設備

既設
新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプレイヘ
ッダ

既設

−

−

サプレッション・プール

既設

サプレッション・プール

残留熱除去系熱交換器

既設

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
ポンプ（海水冷却）

既設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

格納容器

既設

非常用取水設備

既設
新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

残留熱除去系配管・弁・
ストレーナ

既設

非常用取水設備

常設代替交流電源設備

燃料補給設備残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ①④

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系） 復旧後のサプレッション・ プール水の除 熱①

格納容器

残留熱除去系（サ プレッション ・プール冷 却系） 復旧後のサプレッション・ プール水の除 熱②

残留熱除去系（格 納容器スプレ イ冷却系） 復旧後 の格納容器内の除熱 ②

既設
新設

①④

残留熱除去 系（格 納容器スプレ イ冷却系）復旧後 の格納容器内の除熱 ①

機器名称

自主対策設備−残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
ポンプ（海水冷却）可搬型代替注水大型ポン
プ

格納容器

非常用取水設備

常設代替交流電源設備

燃料補給設備残留熱除去系配管・弁・
ストレーナ

−

1.6−138−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／7）
技術的能力審査基準（1.6）

適合方針【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等
が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール
冷却系）ポンプが有する格納容器
内の除熱機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止する手段として，常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ
及び可搬型代替注水大型ポンプにより格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を
整備する。

２

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止する手段として，常設低圧代替
注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プにより，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備する。

発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生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、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させ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。

1.6−139−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／7）
技術的能力審査基準（1.6）

適合方針（１）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール
冷却系）ポンプが有する格納容器
内の除熱機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止する手段として，格納容器スプレイ
代替注水設備である常設低圧代替
注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プにより，格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備する。

（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生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、格納容器ス
プレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止する手段として，格納容器スプレイ代替注水設備である常設低圧
代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプにより，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備する。

1.6−140

添付資料1.6.2

1.6−141
第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.6−1421.6−143
第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.6.3
重大事故対策の成立性

1．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに送水ルートを確保した後，可搬型代替注水大型ポンプにより格納容器へ送水する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）周辺）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる送水として，最長時間を要する取水箇所から残留熱除去系（Ｂ）配管を使用する西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：195分以内（放射線防護具の着用，移動及びホースの敷設を含む）（当該設備は，設置未完のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトによ1.6−144

り，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備
又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

1.6−145

ホース脱着訓練

車両操作訓練（ポンプ起動）

夜間での送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.6−146

(2)系統構成
ａ．操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却が必要な状況において，中央制御室からの操作により電動弁を操作できない
場合，原子炉建屋原子炉棟地上3階まで移動し，現場での人力による操作により系統構成を実施した後，格納容器への送水を実施する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋原子炉棟地上3階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：6名（運転員等6名）

所要時間目安：175分以内（放射線防護具の着用及び移動を含む）（当該設備は，設置未完のため実績時間なし）原子炉建屋原子炉棟地上3階：
124分以内（操作対象：4弁）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：手動ハンドルにて操作を実施する。なお，設置未完のた
1.6−147

め，設置工事完了後，操作性について検証する。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.6−148

添付資料 1.6.3
2．消火系による格納容器内の冷却
(1)

系統構成
ａ．操作概要消火系による格納容器内の冷却が必要な状況において，タービン建屋
地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，電動駆動消火ポン
プ又はディーゼル駆動消火ポンプにより格納容器へ送水する。
ｂ．作業場所
タービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
消火系による格納容器内の冷却における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等2名）

所要時間目安：40分以内（放射線防護具の着用及び移動を含む）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：1弁）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

1.6−149

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

系統構成（④補助ボイラ冷却水元弁）

1.6−150

添付資料1.6.3
3.
(1)

補給水系による格納容器内の冷却系統構成
ａ．操作概要補給水系による格納容器内の冷却が必要な状況において，タービン建屋地上1階及び原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，復水移送ポンプにより格納容器へ送水する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階（管理区域），タービン建屋地上1階（管理区域）ｃ．必要要員数及び操作時間
補給水系による格納容器内の冷却における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（運転員等2名，重大事故等対応要員6名）

所要時間目安：95分以内（放射線防護具の着用及び移動を含む）
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階：16分以内（操作対象：1弁）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：2弁）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能で
1.6−151

ある。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

作業場所（全体）

連絡配管閉止フランジ

連絡配管閉止フランジ切替訓練

系統構成（⑨補給水系−消火系連絡ライン止め弁）

1.6−152

系統構成（⑩補助ボイラ冷却水元弁）

1.6−153

添付資料1.6.4
解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧（1／8）
手順(1)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱

1.6−154

判断基準記載内容

解釈−

格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合
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。

−−

サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上
又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値
が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

−

1.6.2.1
重大事故等対処設備（設計基準拡張）によ
る対応手順
(2)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール水の除熱1．判断基準の解釈一覧（2／8）
手順
(a)

(b)

1.6−155

解釈

代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による
格納容器内の冷却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

−

代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系），代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場
合。

−

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系）及び代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

−

消火系による格
納容器内の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系），代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，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)
1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応手順

フロントライン系故障時の対応
手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準記載内容(c)(d)

1．判断基準の解釈一覧（3／8）
手順

判断基準記載内容

解釈

フロントライン系故障時の対応
手順
ａ．代替格納容器スプレイ

補給水系による
格納容器内の冷却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系），代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

−

ドライウェル内
ガス冷却装置による格納容器内の除熱

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，さらに代替格納容器スプレイができない場合。

−(1)

1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)

1.6−156

フロントライン系故障時の対応
手順
ｂ．ドライウェル内ガ
ス冷却装置による
格納容器内の除熱

(e)

(a)

(a)
1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)

サポート系故障時の対応手順ａ．復旧

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復
旧後の格納容器内の除熱

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を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了
し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した
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。
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水を確保
し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した
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．判断基準の解釈一覧（4／8）
手順

判断基準記載内容(b)
1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)

サポート系故障時の対応手順ａ．復旧

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・
プール水の除熱

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を受電した後，緊急用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・プール水温度指示値が32℃
以上又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

1.6−157

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水を確保
し，サプレッション・プール水温度指示値が32℃
以上又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

解釈−1．判断基準の解釈一覧（5／8）
手順(a)

代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による
格納容器内の冷却判断基準記載内容解釈

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した
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。

−

原子炉圧力容器温度で300℃以上

1.6−158(b)(1)
1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応手順

フロントライン系故障時の対応
手順
ａ．代替格納容器スプレイ

代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系
による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

原子炉圧力容器温度で300℃以上(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

原子炉圧力容器温度で300℃以上

原子炉圧力容器温度で 300℃以上−

原子炉圧力容器温度で 300℃以上−

原子炉圧力容器温度で 300℃以上

1．判断基準の解釈一覧（6／8）
手順(d)

消火系による格
納容器内の冷却解釈

炉心損傷を判断した場合において，残残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系による格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，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)

1.6−159

フロントライン系故障時の対応
手順
ａ．代替格納容器スプレイ

判断基準記載内容

原子炉圧力容器温度で300℃以上

1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応手順(e)

補給水系による
格納容器内の冷却

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系による格納
容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，復水貯蔵タン
クの水位が確保されている場合。

原子炉圧力容器温度指示値で300℃以上(1)

フロントライン系故障時の対応
手順
ｂ．ドライウェル内ガ
ス冷却装置による
格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内
ガス冷却装置による格納容器内の除熱

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系）による格納容器内の除熱ができず，さらに代替格納容器スプレイができない場合。
原子炉圧力容器温度指示値で300℃以上

原子炉圧力容器温度で300℃以上−

原子炉圧力容器温度指示値で300℃以上−

原子炉圧力容器温度指示値で300℃以上

1．判断基準の解釈一覧（7／8）
手順

1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応手順(2)

サポート系故障時の対応手順ａ ． 復旧

判断基準記載内容(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復
旧後の格納容器内の除熱

炉心損傷を判断した場合において，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を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２
Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，格納容器ス
プレイ開始の判断基準に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

解釈−

炉心損傷を判断した場合において，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水を確保し，格納容器ス
プレイ開始の判断基準に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

1.6−160

原子炉圧力容器温度で300℃以上

原子炉圧力容器温度で 300℃以上

1． 判 断 基 準 の 解 釈 一 覧 （ 8／ 8）
手順

判断基準記載内容(b)1.6−161

1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応
手順(2)

サポート系故障時の対応手順ａ．復旧

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プー
ル水の除熱

炉心損傷を判断した場合において，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を受電した後，緊急用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 水 温 度 指 示 値 が 32℃ 以 上 又 は サ プ
レッション・チェンバ雰囲気温度指示値
が 82℃ 以 上 に 到 達 し た 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。

解釈−

炉心損傷を判断した場合において，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水を確保し，サプレッション・プール
水 温 度 指 示 値 が 32℃ 以 上 又 は サ プ レ ッ シ
ョ ン ・ チ ェ ン バ 雰 囲 気 温 度 指 示 値 が 82℃以上に到達した場合において，サプレッ
ション・プールの水位が確保されている場合。

原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上

原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上

添 付 資 料 1.6.4
2． 操 作 手 順 の 解 釈 一 覧 （ 1／ 4）
手順(1)

1.6−162

1.6.2.1
重大事故等対処設
備（設計基準拡張）による対応手順(2)

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器内の除熱

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
水の除熱

操作手順記載内容−−

解釈

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［ gage］ 以 上

残 留 熱 除 去 系 系 統 圧 力 指 示 値 が 0.81MPa［ gage］ 以 上 ま で 上 昇

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイ弁−

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁−

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［ gage］ 以 上

残 留 熱 除 去 系 系 統 圧 力 指 示 値 が 0.81MPa［ gage］ 以 上 ま で 上 昇

残留熱除去系（Ａ）テスト弁−

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁−

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系系統流量の上昇

2． 操 作 手 順 の 解 釈 一 覧 （ 2／ 4）
手順(a)

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却操作手順記載内容

解釈

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［ gage］ 以 上

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示 値 が 1.4MPa［ gage］ 以 上

代替格納容器スプレイ注水弁
代替格納容器スプレイ流量調整弁−

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇(b)1.6−163

1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応
手順
1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応
手順(1)

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器ス
プレイ

代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）
による格納容
器内の冷却
（淡水／海
水）

代替循環冷却系による格納容器内の除熱低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

代替格納容器スプレイ注水弁−

代替格納容器スプレイ流量調整弁−

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

代替格納容器スプレイ注水弁−

代替格納容器スプレイ流量調整弁−

西側接続口又は東側接続口の弁−

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇(c)−

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の上昇

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−

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁−

代替循環冷却系入口弁−

代替循環冷却系テストライン弁−

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量調整弁−

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［ gage］ 以 上

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値
が 1.4MPa［ gage］ 以 上

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量の上昇

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量の上昇

2． 操 作 手 順 の 解 釈 一 覧 （ 3／ 4）
手順

操作手順記載内容
補助ボイラ冷却水元弁
消 火 系 ポ ン プ 吐 出 ヘ ッ ダ 圧 力 指 示 値 が 0.78MPa［ gage］ 以 上(d)

消火系による格
納容器内の冷却1.6−1641.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応
手順

フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替格納容器ス
プレイ

1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応
手順(e)

補給水系による
格納容器内の冷却

フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．ドライウェル内
ガス冷却装置による格納容器内の除熱(a)

ドライウェル内
ガス冷却装置による格納容器内の除熱

消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値
が 0.78MPa［ gage］ 以 上−

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁−
残留熱除去系系統流量の上昇

補給水系−消火系連絡ライン止め弁−

補助ボイラ冷却水元弁−

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁−

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［ gage］ 以 上

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示
値 が 0.78MPa［ gage］ 以 上

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｐスプレイ弁−

残留熱除去系系統流量の上昇(1)−

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁

残留熱除去系系統流量の上昇

(1)

解釈

残留熱除去系系統流量の上昇

原子炉補機冷却水系隔離弁−

ドライウェル内ガス冷却装置送風機原子炉補機冷却水系出入口弁−

2． 操 作 手 順 の 解 釈 一 覧 （ 4／ 4）
手順

操作手順記載内容(a)1.6.2.2
炉心の著しい損傷防止のための対応
手順

1.6−165

1.6.2.3
格納容器破損を防止するための対応
手順

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復
旧後の格納容器内の除熱(2)サポート系故障時の対応手順ａ．復旧(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・
プール水の除熱解釈

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［ gage］ 以 上

残 留 熱 除 去 系 系 統 圧 力 指 示 値 が 0.81MPa［ gage］ 以 上 ま で 上 昇

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁−

残留熱除去系（Ａ）Ｓ／Ｐスプレイ弁−

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁−

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［ gage］ 以 上

残 留 熱 除 去 系 系 統 圧 力 指 示 値 が 0.81MPa［ gage］ 以 上 ま で 上 昇

残留熱除去系（Ａ）テスト弁−

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁−

残留熱除去系系統流量の上昇

残留熱除去系系統流量の上昇

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等＜

1.11.1目

次＞

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プール代替注水

(b)

漏えい抑制

(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールスプレイ

(b)

漏えい緩和

(c)

大気への拡散抑制(d)

重大事故等対処設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視(b)

代替電源による給電(c)

重大事故等対処設備

ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｅ．手順等
目−1

1.11.2

重大事故等時の手順

1.11.2.1

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1)

使用済燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水
ｄ．消火系による使用済燃料プール注水(2)

重大事故等時の対処手段の選択

1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

使用済燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

(2)

漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和(3)

大気への拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡
散抑制

(4)

重大事故等時の対処手段の選択
目−21.11.2.3(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの状態監視
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
ｂ．代替電源による給電

1.11.2.4(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

(2)

(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保(c)

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

重大事故等時の対処手段の選択

1.11.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.11.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.11.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.11.3

重大事故対策の成立性
1．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（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）

(2)

系統構成

2．補給水系による使用済燃料プール注水
3．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水
4．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注
水目−3

5．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール
スプレイ（淡水／海水）
6．使用済燃料プール漏えい緩和
7．可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
添付資料1.11.4

解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧
2．操作手順の解釈一覧

目−4

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】
１

発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

２

発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１

第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３−１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

２

第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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。
1.11−1ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
３

第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備
により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備すること。

４

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。）の冷却機能又は注
水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使
1.11−2

用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.11.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，補給水系を設置している。
これらの冷却機能又は注水機能が故障等により喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，その機能を代替するために，設計基準対象施設が有する機能，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る対応手段
及び重大事故等対処設備を選定する。（第1.11−1図）
使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和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。なお，使用済燃料プール内の燃料体等をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，臨界未満に維持される。
使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料
1.11−3

プールからの小規模な水の漏えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための対応
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手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張） ※１ 及
び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※２ を選定する。
また，資機材 ※３ による使用済燃料プール水の漏えいを緩和する対応手段を選定する。
※1

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。

※2

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
故対応に有効な設備。

※3

資機材
使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるシール材，接着剤，ステ
ンレス鋼板及び吊り降ろしロープを示す。

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。）だけでなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準
規則第六十九条（以下「基準規則」という。）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
1.11−4

機能喪失原因対策分析の結果，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が故障等により機能喪失した場
合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの
小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールからの大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定する。
設計基準対象施設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備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，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1.11−1
表に整理する。
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プール代替注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。

ⅰ)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
1.11−5

・代替淡水貯槽ⅱ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽ⅲ)

補給水系による使用済燃料プール注水
補給水系による使用済燃料プール注水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ⅳ)

消火系による使用済燃料プール注水
消火系による使用済燃料プール注水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
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク(b)

漏えい抑制
使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による使用済燃料プール水漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有するサイフォ
ンブレーク用配管によりサイフォン現象の継続を停止する手段があ
1.11−6

る。
なお，サイフォンブレーク用配管は作動機構を有さない設備であり，電源及び操作を必要としない。
漏えい抑制で使用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ａ．(a)ⅰ)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，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て位置づける。
「1.11.1(2)ａ．(a)ⅱ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，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して位置づける。
「1.11.1(2)ａ．(b)漏えい抑制」で使用する設備のうち，使用済

燃料プール（サイフォン防止機能含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
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。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
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。
1.11−7

・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Ｓ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
・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
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プー
ルへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する手段がある。

ⅰ)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ

ⅱ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
1.11−8可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ
ⅲ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・可搬型スプレイノズル

(b)

漏えい緩和
使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を接着したステンレス鋼板にロープを取り付け，漏えい箇所まで吊り下げる
ことにより，使用済燃料プール水の漏えいを緩和する手段がある。
この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレ
ス鋼板を使用するため作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取り入れていく。
漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。
・シール材
・接着剤
・ステンレス鋼板
1.11−9

・吊り降ろしロープ(c)

大気への拡散抑制
重大事故等により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合に，放水設備により大気への拡散を抑制する手段がある。
大気への拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ・放水砲
・ＳＡ用海水ピット
なお，大気への拡散抑制の操作手順については，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(d)

重大事故等対処設備「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール
スプレイ」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替
淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅱ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール
スプレイ」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，代替
淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅲ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，代
1.11−10替淡水貯槽及び可搬型スプレイノズルは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(c)大気への拡散抑制」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及びＳＡ用海水ピットは重大事故等対処設備として位置づける。
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。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。
ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視
重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。
使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）(b)

代替電源による給電
1.11−11

上記「1.11.1(2)ｃ．(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設

備について，全交流動力電源又は直流電源の喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）(c)

重大事故等対処設備「1.11.1(2)ｃ．(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設備のうち，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール
温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カ
メラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｃ．(b)代替電源による給電」で使用する設備のう

ち，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
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。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測
1.11−12

定することができる。
ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，緊急用海水系又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，代替燃料
プール冷却系にて使用済燃料プールを冷却する手段がある。
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備
は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ｄ．(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却」で使用する設備のうち，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替
燃料プール冷却系熱交換器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。
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1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，使用済燃料プール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
1.11−13

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
車両の移動，設置，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，代替燃料プール冷
却系が使用可能であれば，使用済燃料プールを冷却する手段として有効である。
ｅ．手順等
上記「ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段
及び設備」，「ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備」及び「ｄ．重大事故等時における使用済燃料プー
ルの冷却のため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（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める。（第1.11−1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備する。（第1.11−2表，第1.11−3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1.11.2）

1.11.2
1.11.2.1

重大事故等時の手順
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃
1.11−14

料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1)

使用済燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイ
ノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水と同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃
棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
①使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることを確認した場合。
②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度
1.11−15

が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系による冷却水確保ができない場合，又は使用済燃料プールの水位がオーバー
フロー水位以上に維持ができない場合。
(b)

操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−2図に，タイムチャートを第1.11−3図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水に必要なポンプ，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。
④運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］
1.11−16

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，使用済燃料プール注水ライン元弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にし，使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済
燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済
燃料プール温度の低下により確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するように指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水開始まで13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1.11−17

るため，速やかに対応できる。
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，常設低圧代替注
水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），補給水系及び消火系にて使用済燃料プールに注水ができない場合において，代替
淡水貯水槽の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−4図に，タイムチャートを第1.11−5図に示す。
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・弁の接続口への可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する低圧代替注水系配管・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可搬型代替注水大型ポ
1.11−18

ンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水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。
⑦運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン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使用済燃料プール注水ライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の1.11−19

系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水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，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
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の開始を連絡する。
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。
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，西側接続口又は東側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
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，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことの確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認
し，発電長に報告する。
1.11−20

⑲発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水が開始されたことを連絡する。
⑳発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）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（西側接続口による使用済燃料プール注水の場合）】・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。
【現場操作（西側接続口による使用済燃料プール注水の場合）】
・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（東側接続口による使用済燃料プール注水の場合）】・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
1.11−21

名にて実施した場合，135分以内と想定する。
【現場操作（東側接続口による使用済燃料プール注水の場合）】
・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に，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1.11.3）
ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合に，復水貯蔵タンクを水源として復水移送ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プー
ル水位が燃料プール水戻り配管下端未満でない場合で，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）にて使用済
燃料プールに注水ができず，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。

(b)

操作手順
1.11−22

補給水系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−6図に，タイムチャートを第1.11−7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系による使用済燃料プール注
水に必要なポンプ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。
④運転員等は，発電長に補給水系による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑥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。
⑦発電長は，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑨運転員等は中央制御室にて，補給水系により使用済燃料プール注
水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料
プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認
し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
1.11−23水位低警報設定点以上に維持するように指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(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使用済燃料プール注水開始まで55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。
（添付資料1.11.3）

ｄ．消火系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水からの小規模な水の漏えいが発生した場合に，ろ過水貯蔵タンク
又は多目的タンクを水源とし，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動
消火ポンプから消火栓ホース又は残留熱除去系（Ｂ）ラインを経由して使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プー
ル水位が燃料プール水戻り配管下端未満でない場合で，常設低圧代替
1.11−24

注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）及び補給水系にて使用済燃料プールに注水ができず，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，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プー
ル水位が燃料プール水戻り配管下端未満でない場合で，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）及び補給水系にて使用済燃料プールに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及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能でない
場合。
(b)

操作手順
消火系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−8図に，タイムチャートを第1.11−9図に示す。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】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（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
1.11−25

③運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水に必要なポンプ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。
④運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階の消火栓から使用済燃料プールまでホースの敷設を行い，手すり等に固縛・固定する。
⑦運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プールへ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ ※２ 又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑨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。
⑩発電長は，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料
プールへの注水の開始を指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済
燃料プールへの注水を開始する。
⑫運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）
1.11−26

による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プー
ル監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プー
ル温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するように指示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火栓により使用済燃料プール水位を使用済燃料
プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】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（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール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。
④運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プー
ル注水の系統構成を指示する。
⑥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。
⑦運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使
1.11−27

用済燃料プール注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ ※２ 又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑨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。
⑩発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。
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運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上3階にて，残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁を開にする。
⑬運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁を開にし，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水を開始する。
⑭運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監
視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するように指示する。
⑯運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁により使用済燃料プール水位を使用済
燃料プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。
1.11−28

※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
※2：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。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，消火系による使用済燃料
プール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。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等4名にて実施
した場合，60分以内と想定する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
・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，100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。
（添付資料1.11.3）(2)

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順の選択方法は以下のとおり。対応
手順の選択フローチャートを第1.11−25図に示す。
使用済燃料プール冷却機能若しくは注水機能の喪失，又は使用済燃料プ
ール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場
合，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）又は使用済燃料プール水位
低警報により事象を把握するとともに，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動し，使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プールエリ
ア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて状態の監視を行う。
1.11−29

使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場合は，常設低圧代替注
水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水を優先して使用する。
なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プール注水と同時並行で実施する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
にて使用済燃料プールへ注水ができない場合，補給水系，消火系又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水を実施する。
また，消火系による使用済燃料プール注水は，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ことが確認できた場合に実施する。
1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

使用済燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することで使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び
1.11−30放射性物質の放出を低減する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイ
ノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系を使用した使用済燃料
プール注水又は使用済燃料プールスプレイと同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋
原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生した場合で，以下のいずれかの状況に至った場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場合で，使用済燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合。

(b)

操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ手順の概要は以下のとおり。
1.11−31

概要図を第1.11−10図に，タイムチャートを第1.11−11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイに必要なポンプ，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。
④運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール代替注水により使用済燃料プールに注水を実施している場合は，使用済燃料プール
注水ライン流量調整弁及び使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水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する。
⑧運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元
1.11−32

弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にし，使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認した後，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始まで16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。

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
1.11−33

を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することで使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，常設低圧代替注
水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合において，代替淡水貯水槽の水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能でない場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持ができない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持されているが，使用済燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合。

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）手
順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−12図に，タイムチャートを第1.11−13図に示す。
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・弁の接続口への可搬型代替注水大型ポンプの接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレ
1.11−34

イヘッダ）で使用する低圧代替注水系配管・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可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
④発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ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。
⑦運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール代替注水により使用済燃料プールに注水を実施している場合は，使用済燃料プール
注水ライン元弁を閉とする。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元
1.11−35

弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ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。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑭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の開始を連絡する。
⑮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。
⑯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，西側接続口又は東側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰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。
⑱発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代1.11−36

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメ
ラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認
し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【西側接続口による使用済燃料プールスプレイの場合】
・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。
【東側接続口による使用済燃料プールスプレイの場合】
・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に，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1.11.3）

ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプ
1.11−37

レイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することで使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，常設低圧代替注
水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可
能な場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持ができない場合で，代替淡水貯水槽の水位が確保されている場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持されており，使用済燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合で，代替淡水貯水槽の水位が確保されている場
合。

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
手順の概要は以下のとおり。
1.11−38

概要図を第1.11−14図に，タイムチャートを第1.11−15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイを依頼する。
②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による代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
③発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイに必要な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。
⑥運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑦発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイの準備が完了したことを連絡する。
⑧重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイの準備として，可搬型代替注水大型ポンプを配置
1.11−39

するとともに，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原
子炉棟地上6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟地
上6階にて可搬型スプレイノズルを設置しホースと接続する。原
子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋
原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑩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の開始を連絡する。
⑪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。
⑫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，ホース内の水張りを実施した後，可搬型代替注水大型ポンプより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
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り送水を開始したことを連絡する。
⑭発電長は，運転員等に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始された
ことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び1.11−40

使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
・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，345分以内と想定する。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・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，335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，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材は作業場所近傍に配備する。可搬型代替注水大型ポンプのホース等の接続は速やかに作業ができるように，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。
また，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1.11.3）

(2)

漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和
1.11−41

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，
あらかじめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生した場合において，
以下のいずれかの状況に至った場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地
上6階にアクセス可能な場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場合で，使用済燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合。

(b)

操作手順
使用済燃料プール漏えい緩和手順の概要は以下のとおり。
タイムチャートを第1.11−16図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に資機材（シール材，接着剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープ）を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置を指示する。
③発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラに
1.11−42

より，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置に必要な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。
⑥運転員等は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備が完了したことを報告する。
⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋原子炉棟にて，ステンレス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろし用のロープを取り付けた後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定する。
⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを連絡する。
⑩発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことの確認を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール
水位にて確認し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を重大事故等対応
要員4名にて実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プー
ル漏えい緩和措置完了まで150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
1.11−43

及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.11.3）(3)

大気への拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，「1.11.2.2(1)

使用済燃料プールスプレイ」に示す手順によりスプレイを実施しても水位が維持できない場合，又はス
プレイが実施できない場合に，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。なお，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制に関する手順については，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(4)

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順の選択方法は以下のとおり。対応
手順の選択フローチャートを第1.11−25図に示す。
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場合において，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持されており，使用済燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合，又は使用済燃料プール代替注水により使用済燃料プール注水を実施している場合で，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上に維持ができない場合に，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを優先して使用する。
1.11−44

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイにて使用済燃料プールへスプレイができない場合，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施する。
1.11.2.3

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料プール
からの小規模な水の漏えい発生時又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視設備の環境条件は，使用済燃料
プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため100℃を超えることはない。），高湿度の環境が考えられるが，使用済燃料プール監視設備の構造及び設置位置により，事故時環境下においても使用できる。
なお，使用済燃料プール監視カメラは，耐環境性向上のため使用済燃料プ
ール監視カメラ用空冷装置にて空気を供給する設計とする。
使用済燃料プール監視設備は，重大事故等時に変動する可能性のある範囲にわたり監視することが可能であり，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の計測範囲を把握した上で使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の監視を行う。
また，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及
び使用済燃料プール監視カメラは常設代替直流電源設備から給電され，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備から給電することにより，使用済燃料プールの監視を実施する。
1.11−45

(1)

使用済燃料プールの状態監視
通常時は，設計基準対象施設である使用済燃料プール水位，燃料プール
冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料
プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取扱床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタにより状態監視を実施する。
重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プー
ルエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の状態監視を行う。上記の重大事故等対処設備である監視設備は常設設備であり設置を必要としない。また，通常時より常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プールエ
リア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量率評価）し把握した相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることを確認した場合。
②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度
1.11−46

が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系による冷却水確保ができない場合，又は使用済燃料プールの水位がオーバー
フロー水位以上に維持ができない場合。
(b)

操作手順
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−17図に，タイムチャートを第1.11−18図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料プール水位が視認できること及び使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置起動に必要なコンプレッサ，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。
③運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁を開とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラの状態に異常がないことを確認する。
⑤運転員等は，発電長に使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了したことを報告する。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動まで7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。
1.11−47

ｂ．代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電す
る手順を整備する。
なお，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電する手順については，「1.14
1.11.2.4(1)電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合には，緊急用海水系又は可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，代替燃料プール冷却系
により使用済燃料プール冷却を実施する。なお，使用済燃料プールの水
位がオーバーフロー水位でない場合は，「1.11.2.1(1)ール代替注水」又は「1.11.2.2(1)

使用済燃料プ

使用済燃料プールスプレイ」により使用済燃料プール水位をオーバーフロー水位とし，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を実施する。
(a)ⅰ)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，代替燃料プール冷却系に必要な冷却水が確保されている場合において，使用済燃料プールの水
位がオーバーフロー水位以上に維持可能な場合。

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却手順の概要は
1.11−48以下のとおり。
概要図を第1.11−19図に，タイムチャートを第1.11−20図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替燃料
プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメ
ラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却に必要なポンプ，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する。
④運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，燃料プール冷却浄化系入口隔離弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ入口
弁及び代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁を開とする。
⑧運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却を指示する。
1.11−49

⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ ※２を起動し，使用済燃料プール冷却が開始されたことを使用済燃料プール温度の低下により確認した後，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順による。
※2：代替燃料プール冷却系は，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が復旧した場合に，代替燃料プール冷却系を停止し，燃料プ
ール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）により使用済燃料プールの冷却を実施する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等から発生する崩壊熱により，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去
系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を選択し，使用済燃料プールの冷却を実施する。ただし，燃料プール
冷却浄化系は非常用電源設備が復旧した場合に，使用済
燃料プールの冷却に使用する。
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燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却開始まで15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。

(b)
ⅰ)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度
1.11−50

上昇が確認された場合。
ⅱ)

操作手順
緊急用海水系による冷却水の確保手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−21図に，タイムチャートを第1.11−22図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水の確保に必要なポンプ，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。
③運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ室空調機を起動する。
④運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交
換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
⑦運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）の起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）を起動し，発電長に報告する。
1.11−51

⑩発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水の供給を指示を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
却水供給流量調節弁を調整開とし，緊急用海水系流量（代替燃
料プール冷却系熱交換器）の流量上昇を確認した後，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，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで20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。

(c)ⅰ)

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系が使用できな
い場合。

ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−23図に，タイムチャートを第1.11−24図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注
水大型ポンプによる冷却水確保のため，水源から代替燃料プー1.11−52

ル冷却系の接続口を決定し，発電長に使用する代替燃料プール
冷却系接続口を連絡する。なお，代替燃料プール冷却系接続口
は，接続口蓋開放作業を必要としない代替燃料プール冷却系東側接続口を優先する。
③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
ポンプによる冷却水確保のため，使用する水源から代替燃料プール冷却系の接続口を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海に配置
し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海から代替燃料プール冷却系接続口ま
でホースの敷設を実施する。
⑥発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保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し，発電長に報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
却水供給流量調節弁が閉していることを確認する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交
換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
⑪運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水
1.11−53

確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型
ポンプによる冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
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冷却水の送水開始を連絡する。
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
ポンプによる冷却水の送水開始を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系西側接続口又は代替燃料プール冷却系東側接続口の弁が閉していることを確認した後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張り及び空気抜きを実施する。
⑯重大事故等対応要員は，ホース内の水張り及び空気抜きが完了
した後，代替燃料プール冷却系西側接続口又は代替燃料プール
冷却系東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対策本部長に報告する。
⑰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冷却水の送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを確認するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを緊急用海水系流量（代替燃料
プール冷却系熱交換器）の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを連絡する。
1.11−54

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回転数を制御するように指示する。
重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ付属の圧力計にて圧力指示値を確認し，可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御し，災害対策本部長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【代替燃料プール冷却系西側接続口による冷却水確保の場合】
・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，150分以内と想定する。
【代替燃料プール冷却系東側接続口による冷却水確保の場合】
・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できるように，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している。
（添付資料1.11.3）(2)

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順の選択方法は以下のとおり。対応
手順の選択フローチャートを第1.11−25図に示す。
1.11−55

使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合に，緊急用海水系による冷却水の確保を実施し，代替
燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却する。
緊急用海水系が使用できない場合は，可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却す
るが，可搬型代替注水大型ポンプの運転開始までに使用済燃料プールの水位低下が確認された場合には，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）等により使用済燃料プールへ注水を実施する。
1.11.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

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等」にて整備する。
常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，電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」

にて整備する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設
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。
放水設備による大気への拡散抑制手順については，「1.12

工場等外への

放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
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時の計装に関する手順等」にて整備する。
1.11−56

事故

第1.11−1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

常設低圧代 替注水 系ポンプによ る代替燃料プール 注水系（注水ライン）を 使用した使用 済燃料プール注水

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃料プ ールからの小 規模な水の漏えい 発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−57

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

可搬型代替注水大 型ポンプによ る代替燃料プール 注水系（注水ライン）を 使用した使用 済燃料プー ル注水

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済燃料プ ールからの小 規模な水の漏えい 発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−58

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

自主対策設 備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設備補給水系配管・弁重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備
燃料補給設備 ※４※４

重大事故等対処設 備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

関連設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

補給水系に よる使 用済燃料プー ル注水

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃料プ ールからの小 規模な水の漏えい 発生時

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−59

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

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
多目的タンク非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設備

消火系配管・弁・ホース

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備 ※４※４

重大事故等対処設 備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系による使用 済燃料プール 注水（消火 栓を使 用した使 用済 燃料プール 注水の場合）

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃料プ ールからの小 規模な水の漏えい 発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−60

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

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
多目的タンク非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設備

消火系配管・弁残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備 ※４※４

重大事故等対処設 備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系による使用 済燃料プール 注水（残留熱除去 系ライン を使 用した使用 済燃料プール注 水の 場合）

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃料プ ールからの小 規模な水の漏えい 発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−61

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

重大事故等対処設 備

主要設備

漏えい抑制

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能の喪失 時，又は使用済燃料プ ールから の小 規模な水の 漏えい 発生時

−

対応
手段

− ※５

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−62

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３
常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

常設低圧代替注水 系ポンプによ る代替燃料プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を使用 した使用済燃料プ ールスプ レイ

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−63対応手段，対応設備，手順書一覧（8／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
代替淡水貯槽 ※３
常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

可搬型代替注水大 型ポンプによ る代替燃料プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を使用 した使用済燃料プ ールスプ レイ

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−64

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
代替淡水貯槽 ※３
可搬型スプレイノズル

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

ホース
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

可搬型代替注水大 型ポンプによ る代替燃料プール 注水系（可搬型スプレイ ノズル） を使 用した使用 済燃料 プールス プレ イ

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−65

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

漏えい緩和

使用済燃料 プール からの大量の 水の漏えい発生時

−

対応
手段

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ※６−

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−66

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

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 ※ ３
放水砲 ※ ２ＳＡ用海水ピット

大気への拡散抑制

重大事故等対策要領

ホース
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時−整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−67

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

整備する手順書 ※１

対応設備

燃料プール冷却浄化系
ポンプ入口温度

原子炉建屋換気系燃料
取扱床排気ダクト放射
線モニタ

主要設備

燃料取替フロア燃料プ
ールエリア放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大事故等対処設 備

使用済燃料プール温度

使用済燃料 プール の監視

重大事故等 時にお ける使用済燃 料プールの監視

使用済燃料プール水位

重大事故等対策要領

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−68対応手段，対応設備，手順書一覧（13／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

重大事故等対処設 備

主要設備

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

代替電源による給 電−

常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※ ４
常設代替直流電源設備 ※４
可搬型代替直流電源設備 ※ ４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

重大事故等時にお ける使用 済燃 料プールの 監視−

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−69

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
緊急用海水ポンプ

重大事故等対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領
使用済燃料プール
スキマサージタンク
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
緊急用海水系配管・弁・ストレー
ナ
残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水ポンプピット
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

関連設備

代替燃料プ ール冷 却系による使 用済燃料プール冷 却①

重大事故等 時にお ける使用済燃 料プールの冷却

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−70

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策設備

代替燃料プ ール冷 却系による使 用済燃料プール冷 却②

重大事故等 時にお ける使用済燃 料プールの冷却残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）重大事故等対処設 備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備

関連設備

使用済燃料プール
スキマサージタンク
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
緊急用海水系配管・弁・ストレー
ナ
残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水ポンプピット
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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。
※5：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−71

第1.11−2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／12）
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）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取扱床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ａ．常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水操作※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。

1.11−72

監視計器一覧（2／12）
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）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ｂ．可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水（淡水／海水）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。

1.11−73

監視計器一覧（3／12）
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）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水操作※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。

1.11−74

監視計器一覧（4／12）
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）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタｄ．消火系による使用済
燃料プール注水操作※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。

1.11−75

監視計器一覧（5／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ａ．常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作※1：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。

1.11−76

監視計器一覧（6／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｂ．可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）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。

1.11−77

監視計器一覧（7／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｃ．可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プールスプレ
イ（淡水／海水）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。

1.11−78

監視計器一覧（8／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2) 漏えい緩和

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタａ．使用済燃料プール漏
えい緩和

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。

1.11−79

監視計器一覧（9／12）
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）1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール監視カメラ ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １

ａ．使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置
起動

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。

1.11−80

監視計器一覧（10／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プール水位
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却

操作

※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。

1.11−81

監視計器一覧（11／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確
保操作※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。

1.11−82

監視計器一覧（12／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）補機監視機能代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１(c)

可搬型代替注水大型
ポンプによる冷却水（海水）の確保操作※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。

1.11−83

第1.11−3表
対象条文【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

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

代替燃料プール注水系 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

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替燃料プール冷却系 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

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
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤
緊急用ＭＣＣ

1.11−84

① 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水③ 補給水系による使用済燃料プール注水・復水移送ポンプ（凡例）

・常設低圧代替注水系ポンプ：AND 条件：OR 条件：フロントライン系：サポート系

・復水貯蔵タンク・代替淡水貯槽④ 消火系による使用済燃料プール注水：フロントライン系の代替設備・手段による対応② 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）：サポート系の代替設備・手段による対応

・電動駆動消火ポンプ
・ろ過水貯蔵タンク

・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・ディーゼル駆動消火ポンプ
・多目的タンク⑤ 漏えい抑制・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）⑪ 使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低下⑪④②

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）①

使用済燃料プール
注水機能喪失使用済燃料プール
冷却機能喪失⑫ 代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却

使用済燃料プール漏えい⑫⑤

・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

配管破損
補給水系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

燃料プール冷却浄化系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

※1
③
ポンプ周り
故障

弁故障

駆動源喪失
(交流電源)

燃料プール冷却浄化系
Ａ系機能喪失

※2

配管破損

復水貯蔵
タンク故障

燃料プール冷却浄化系
Ｂ系機能喪失残留熱除去系
Ａ系機能喪失

※3

※5

※3

ポンプ周り
故障

弁故障

原子炉補機
冷却系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)※4※2

残留熱除去系
Ｂ系機能喪失
※5

ポンプ周り
故障

弁故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

※6

⑤
熱交換器
破損

熱交換器
破損

配管破損

第1.11−1図

機能喪失原因対策分析（1／3）
1.11−85

駆動源喪失（交流電源）

電源喪失（直流電源）

※2

※7

配管破損

（凡例）

⑨ 漏えい緩和⑥ 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ：AND 条件：OR 条件：フロントライン系：サポート系：フロントライン系の代替設備・手段による対応
・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設スプレイヘッダ：サポート系の代替設備・手段による対応

・シール材 ・接着剤
・吊り降ろしロープ・代替淡水貯槽・ステンレス鋼板⑩ 大気への拡散抑制⑦ 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプ・放水砲 ・ＳＡ用海水ピット

・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽 ・常設スプレイヘッダ

⑪

⑧

⑦

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）⑧ 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位維持不可⑩⑪ 使用済燃料プールの監視・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽 ・可搬型スプレイノズル⑥⑨

使用済燃料プール
冷却機能喪失使用済燃料プール
注水機能喪失使用済燃料プール
損傷

補給水系
機能喪失

燃料プール冷却浄化系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

※1

ポンプ周り
故障

弁故障

駆動源喪失
(交流電源)

復水貯蔵タンク

燃料プール冷却浄化系
Ｂ系機能喪失残留熱除去系
Ａ系機能喪失

※3

※5

※3

※2

配管破損

燃料プール冷却浄化系
Ａ系機能喪失

ポンプ周り
故障

熱交換器
破損

弁故障

原子炉補機
冷却系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)

※4

※2

※5

ポンプ周り
故障

弁故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

※6

熱交換器
破損

配管破損

第1.11−1図残留熱除去系
Ｂ系機能喪失機能喪失原因対策分析（2／3）

1.11−86

駆動源喪失（交流電源）

電源喪失（直流電源）

※2

※7

配管破損

（凡例）
⑬-2 代替電源による給電【直流】⑬-1 代替電源による給電【交流】：AND 条件：OR 条件：フロントライン系：サポート系：フロントライン系の代替設備・手段による対応

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）：サポート系の代替設備・手段による対応

原子炉補機
冷却系機能喪失※4
残留熱除去系
機能喪失※1
残留熱除去系
Ａ系機能喪失残留熱除去系
Ｂ系機能喪失

※8

ポンプ周り
故障

起動操作
失敗

弁故障

補機海水系
故障

※8

ポンプ周り
故障

弁故障

熱交換器
破損

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

配管破損

駆動源喪失(交流電源)

電源喪失(直流電源)

※2

※7

※6
配管破損

ストレーナ
詰まり

駆動源喪失
（交流電源）

電源喪失（直流電源）※2※7

サプレッション
・プール

ポンプ周り
故障

弁故障

起動操作
失敗

ストレーナ
詰まり

配管破損

駆動源喪失
(交流電源)

電源喪失(直流電源)※2※7

残留熱除去系
海水系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)

電源喪失(直流電源)

※6

※2
⑬-1

※7
Ｍ／Ｃ
機能喪失

Ｐ／Ｃ
機能喪失

ポンプ周り
故障

⑬-2

配管破損

外部電源系
故障

起動操作失敗弁故障

駆動源喪失(交流電源)

電源喪失(直流電源)

※2

※7

ストレーナ
詰まり
自動起動
信号故障

非常用ディーゼル
発電機故障

配電盤
機能喪失

蓄電池
機能喪失

手動

交流電源喪失第1.11−1図

機能喪失原因対策分析（3／3）

1.11−87※2

充電装置故障

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁

⑦

⑩，⑫

：逆止弁
：手動弁

1.11−88
操作手順⑦

弁名称
使用済燃料プール注水ライン元弁

⑩，⑫
記載例

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−2図

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水要図

概第1.11−3図

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

1.11−89

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
⑨※１

⑨※２，

⑮

⑨※１

⑨※２，

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：西側接続口を使用した場合：東側接続口を使用した場合⑮

1.11−90操作手順⑨※１⑨ ※２ ，⑮
記載例

弁名称
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−4図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
概要図

※1：東側接続口を使用した送水の場合，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水開始まで135分以内と想定する。

※2：東側接続口を使用した送水の場合，移動，系統構成は55分以内と想定する。
※3：東側接続口を使用した送水の場合，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水開始まで135分以内と想定する。

第1.11−5図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
タイムチャート

1.11−91

（凡例）
⑧，⑪

：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

1.11−92
操作手順

弁名称

⑧，⑪
記載例

燃料プール周り補給水元弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−6図

補給水系による使用済燃料プール注水概要図

第1.11−7図

補給水系による使用済燃料プール注水

1.11−93

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：原子炉建屋原子炉棟 5 階
消火栓を使用した場合：原子炉建屋原子炉棟 6 階
消火栓を使用した場合：電動駆動消火ポンプ使用の場合

1.11−94：ディーゼル駆動消火ポンプ
使用の場合【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】

第 1.11−8 図

消火系による使用済燃料プール注水（1／2）

概要図

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：電動駆動消火ポンプ使用の場合：ディーゼル駆動消火ポンプ使用
の場合

⑬，⑯

1.11−95

⑫
⑪ ※１
⑪ ※２
⑥

【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
操作手順⑥⑪ ※１ ，⑪ ※２
記載例

弁名称

操作手順
⑫

補助ボイラ冷却水元弁⑬，⑯

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁

弁名称
残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁
残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−8図

消火系による使用済燃料プール注水（2／2）

概要図【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】

第1.11−9図

消火系による使用済燃料プール注水

1.11−96

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ

⑧
⑥

※２

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑥ ※１ ，⑪：手動弁

1.11−97
操作手順
⑥

記載例

※１

，⑪

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁⑥ ※２

使用済燃料プール注水ライン元弁⑧

使用済燃料プールスプレイライン元弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−10図

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ

概要図

第1.11−11図常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
ムチャート

1.11−98

タイ

（凡例）

⑯

⑩ ※２

：ポンプ

⑩ ※１

⑩※１

⑨
⑨
⑩※２

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：西側接続口を使用した場合：東側接続口を使用した場合⑯

1.11−99
操作手順

記載例

弁名称

操作手順

弁名称

※２

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁⑨

使用済燃料プール注水ライン元弁

⑩

⑩ ※１

使用済燃料プールスプレイライン元弁⑯① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−12図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ（淡水／海水）

概要図

※1：東側接続口を使用した送水の場合，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始まで135分以内と想定する。

第1.11−13図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

タイムチャート

1.11−100

（凡例）：原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合：原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合

第1.11−14図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡
水／海水）

概要図

1.11−101

※1：淡水貯水池から使用済燃料プールへ送水する場合，330分以内と想定する。

【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】

第1.11−15図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

タイムチャート（1／2）

1.11−102※2：代替淡水貯槽から使用済燃料プールへ送水する場合，305分以内でと想定する。

【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】

第1.11−15図

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

タイムチャート（2／2）

1.11−103

第1.11−16図

使用済燃料プール漏えい緩和

1.11−104

タイムチャート（凡例）

原子炉建屋原子炉棟

MO：電動弁：使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置

冷却器

使用済燃料ラック

使用済燃料プール③
MO
コンプレッサ

除湿器

操作手順
③
記載例

弁名称
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−17図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11−105

概要図

第1.11−18図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11−106

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑦ ※２

⑦ ※１

1.11−107

⑥

操作手順
⑥

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁⑦ ※１

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁

⑦
記載例

弁名称

※２

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−19図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却概要図

第1.11−20図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却ャート

1.11−108

タイムチ

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑪

1.11−109

⑥ ２

操作手順

弁名称

操作手順

※１

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）⑥ ※２

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）

⑥
記載例

⑥ １

⑪

弁名称
代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−21図

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

概要図

第1.11−22図

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.11−110

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑯

： 代替燃料プール冷却系 東側
接続口を使用した場合： 代替燃料プール冷却系 西側
接続口を使用した場合⑨

1.11−111

⑩ ２

⑩ １

⑮

操作手順

記載例

弁名称

操作手順

弁名称

⑨

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁⑩ ※２

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）⑩ ※１

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）⑯

代替燃料プール冷却系西側接続口又は代替燃料プール冷却系東側接続
口の弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−23図

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

概要図

※1：代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した送水の場合，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保開始まで 135 分以内と想定する。

第1.11−24図

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
ムチャート

1.11−112

タイ

（凡例）

使用済燃料プール注水機能喪失，使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい，使用済燃料プールからの大量の水の漏えい：プラント状態：操作・確認：判断

使用済燃料プール水位低下確認

使用済燃料プール漏えい抑制
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）（2／2）から※1：重大事故等対処設備

使用済燃料プール状態監視
使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置起動
補給水系による
使用済燃料プール注水（並行操作）

原子炉建屋原子炉棟
地上 6 階アクセス不可

※2

No
使用済燃料
プール注水成功No

Yes
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

可搬型代替注水大型ポンプ
準備Yes

可搬型スプレイノズル準備
ホース敷設，ノズル設置及び可搬型
代替注水大型ポンプ接続準備

重大事故等へ対処するために消火が必要な火災
の発生なし

No

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水

Yes

使用済燃料
プール注水成功※3

消火系による使用済
燃料プール注水

No

使用済燃料
プール注水成功Yes
使用済燃料
プール注水成功

No

No
※5
Yes

使用済燃料プール水位
燃料プール水戻り配管
下端以上維持可能

No

Yes

No

使用済燃料プール水位
燃料プール水戻り配管
下端未満

漏えい緩和

※3

Yes
※4

Yes

使用済燃料プール水位「使用済燃料プール水位低」警報設定点以上
維持可能

No

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ※5
原子炉建屋原子炉棟
地上 6 階アクセス不可No※2
使用済燃料プール
スプレイ成功

Yes

No

Yes
※7
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

Yes

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール
水位上昇

No

Yes

※6
（2／2）へ
使用済燃料プール
スプレイ成功使用済燃料プール水位監視
水位維持

Yes

第1.11−25図No

使用済燃料プール
スプレイ成功※7

Yes

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／2）
1.11−113

No

※7

※4

大気への
拡散抑制

（凡例）
：プラント状態
使用済燃料プール
冷却機能喪失：操作・確認（1／2）から※6：判断：重大事故等対処設備

使用済燃料プール温度上昇確認

使用済燃料プール状態監視
使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置起動

常設代替交流電源設備
による電源確保No

緊急用海水系
による冷却水確
保並行操作※1（1／2）へ可搬型代替注水大型
ポンプによる冷却水確保

Yes

No

使用済燃料プール水位
オーバーフロー水位以上維持可能

使用済燃料プール
注水機能使用可能

Yes

No

※1
（1／2）へYes

使用済燃料プール水位
オーバーフロー水位以上維持可能No

Yes

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

使用済燃料プール温度監視

燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）復旧

第1.11−25図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／2）

1.11−114

添付資料1.11.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／11）
技術 的能力審査基準（1.11）

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第54条 ）技術 基準 規 則（ 第69条 ）番号①【 本文 】
１ 発 電用 原 子炉 施 設に は、 使 用済 燃料 貯 蔵 槽の 冷
却 機能 又は 注 水機 能 が喪 失 し 、 又は 使用 済 燃 料
貯 蔵槽 から の 水の 漏 えい そ の 他 の要 因に よ り 当
該 使用 済燃 料 貯蔵 槽 の水 位 か 低 下し た場 合 に お
い て貯 蔵槽 内 燃料 体 等を 冷 却 し 、放 射線 を 遮 蔽
し 、及 び臨 界 を防 止 する た め に 必要 な設 備 を 設
け なけ れば な らな い 。
２ 発 電用 原 子炉 施 設に は、 使 用済 燃料 貯 蔵 槽か らの 大量 の水 の 漏え い その 他 の 要 因に より 当 該 使
用 済燃 料貯 蔵 槽の 水 位が 異 常 に 低下 した 場 合 に
お いて 貯蔵 槽 内燃 料 体等 の 著 し い損 傷の 進 行 を
緩 和し 、及 び 臨界 を 防止 す る た めに 必要 な 設 備を 設け なけ れ ばな ら ない 。

【本 文 】
１ 発 電 用 原 子炉 施 設に は、 使用済 燃 料 貯蔵 槽の 冷
却 機能 又は 注 水機 能 が喪 失 し 、 又は 使用 済 燃料
貯 蔵槽 から の 水の 漏 えい そ の 他 の要 因に よ り当
該 使用 済燃 料 貯蔵 槽 の水 位 か 低 下し た場 合 におい て使 用済 燃 料貯 蔵 槽内 の 燃 料 体又 は使 用 済燃
料 （以 下「 貯 蔵槽 内 燃料 体 等 」 とい う。 ） を冷却 し、 放射 線 を遮 蔽 し、 及 び 臨 界を 防止 す るた
め に必 要な 設 備を 施 設し な け な けれ ばな ら ない。
２ 発 電 用 原 子炉 施 設に は、 使用済 燃 料 貯蔵 槽か らの 大量 の水 の 漏え い その 他 の 要 因に より 当 該使
用 済燃 料貯 蔵 槽の 水 位が 異 常 に 低下 した 場 合に
お いて 貯蔵 槽 内燃 料 体等 の 著 し い損 傷の 進 行を
緩 和し 、及 び 臨界 を 防止 す る た めに 必要 な 設備
を 施設 しな け れば な らな い 。

⑦−【 解釈 】
１ 第 １項 に 規定 す る「 使用 済 燃料 貯蔵 槽 の 冷却 機
能 又は 注水 機 能が 喪 失し 、 又 は 使用 済燃 料 貯 蔵
槽 から の水 の 漏え い その 他 の 要 因に より 当 該 使
用 済燃 料貯 蔵 槽の 水 位が 低 下 し た場 合」 と は 、
本 規程 第３ ７ 条３ − １(a)及 び (b)で 定義 す る 想
定 事故 １及 び 想定 事 故２ に お い て想 定す る 使 用
済 燃料 貯蔵 槽 の水 位 の低 下 を い う。

【解 釈 】
１ 第 １ 項 に 規定 す る「 使用 済燃料 貯 蔵 槽の 冷却 機
能 又は 注水 機 能が 喪 失し 、 又 は 使用 済燃 料 貯蔵
槽 から の水 の 漏え い その 他 の 要 因に より 当 該使
用 済燃 料貯 蔵 槽の 水 位が 低 下 し た場 合」 と は、
設 置許 可基 準 規則 解 釈第 ３ ７ 条 ３− １(a)及 び(b)で 定義 す る想 定 事故 １及 び 想定 事 故２ に お
い て想 定す る 使用 済 燃料 貯 蔵 槽 の水 位の 低 下をい う。

−

２ 第１項 に規定 す る「 貯蔵 槽 内燃 料 体等 を 冷却し、放射線 を遮 蔽 し 、 及び 臨 界を 防 止す 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 。
ａ）想定事 故１ 及 び 想定事 故 ２ が発 生し た 場合 において、代 替 注水 設 備に よ り 、 使用 済燃 料 貯蔵
槽内燃料体 等 を冷 却 し、 放 射 線 を遮 蔽し 、 及び臨界を防止 す るた め に必 要 な 手 順等 を整 備 すること。

②

２ 第 １項 に 規定 す る「 貯蔵 槽 内燃 料体 等 を 冷却
し 、放 射線 を 遮蔽 し 、及 び 臨 界 を防 止す る た めに 必要 な設 備 」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 設備 をい う 。
ａ） 代 替注 水設 備 と し て、 可 搬型 代 替注 水 設備
（ 注水 ライ ン 及び ポ ンプ 車 等 ） を配 備す る こと。

２ 第 １ 項 に 規定 す る「 貯蔵 槽内燃 料 体 等を 冷却
し 、放 射線 を 遮蔽 し 、及 び 臨 界 を防 止す る ために 必要 な設 備 」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 設備 をい う 。
ａ ）代 替注 水 設備 と して 、 可 搬 型代 替注 水 設 備（注 水 ライ ン及 び ポ ン プ車 等 ）を 配 備す る こと。

⑧

３ 第２項 に規定 す る「 貯蔵 槽 内燃 料 体等 の 著し い
損傷の進行 を緩 和 し 、 及び 臨 界を 防 止す 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 。
ａ）使用済 燃料 貯 蔵 槽の水 位 が 維持 でき な い場 合において、 ス プレ イ 設備 に よ り 、燃 料損 傷 を緩和し、臨界 を 防止 す るた め に 必 要な 手順 等 を整備すること 。

③

ｂ） 代 替注 水設 備 は 、 設計 基 準対 象 施設 の 冷却 設
備 及び 注水 設 備が 機 能喪 失 し 、 又は 小規 模 な漏
え いが あっ た 場合 で も、 使 用 済 燃料 貯蔵 槽 の水
位 を維 持で き るも の であ る こ と 。

ｂ ）代 替注 水 設備 は 、設 計 基 準 対象 施設 の 冷 却設
備及 び 注水 設備 が 機 能 喪失 し 、又 は 小規 模 な漏えい が あっ た場 合 で も 、使 用 済燃 料 貯蔵 槽 の水
位を 維 持で きる も の で ある こ と。

⑨④

３ 第 ２項 に 規定 す る「 貯蔵 槽 内燃 料体 等 の 著し い損 傷の 進行 を 緩和 し 、及 び 臨 界 を防 止す る た めに 必要 な設 備 」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 設備 をい う 。
ａ） ス プレ イ設 備 と し て、 可 搬型 ス プレ イ 設備
（ スプ レイ ヘ ッダ 、 スプ レ イ ラ イン 及び ポ ンプ
車 等） を配 備 する こ と。

３ 第 ２ 項 に 規定 す る「 貯蔵 槽内燃 料 体 等の 著し い損 傷の 進行 を 緩和 し 、及 び 臨 界 を防 止す る ために 必要 な設 備 」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 設備 をい う 。
ａ ）ス プレ イ 設備 と して 、 可 搬 型ス プレ イ 設 備（ス プ レイ ヘッ ダ 、 ス プレ イ ライ ン 及び ポ ンプ
車等 ） を配 備す る こ と 。

⑩⑤

ｂ） ス プレ イ設 備 は 、 代替 注 水設 備 によ っ て使 用
済 燃料 貯蔵 槽 の水 位 が維 持 で き ない 場合 で も、燃 料損 傷を 緩 和で き るも の で あ るこ と。

ｂ ）ス プレ イ 設備 は 、代 替 注 水 設備 によ っ て 使用
済燃 料 貯蔵 槽の 水 位 が 維持 で きな い 場合 で も、
燃料 損 傷を 緩和 で き る もの で ある こ と。

⑪

ｃ） 燃 料損 傷時 に 、 で きる 限 り環 境 への 放 射性 物
質 の放 出を 低 減す る ため の 設 備 を整 備す る こと。

ｃ ）燃 料損 傷 時に 、 でき る 限 り 環境 への 放 射 性物
質の 放 出を 低減 す る た めの 設 備を 整 備す る こと。

⑫

４ 第 １項 及 び第 ２ 項の 設備 と して 、使 用 済 燃料 貯蔵 槽の 監視 は 、以 下 によ る こ と 。
ａ） 使 用済 燃料 貯 蔵 槽 の水 位 、水 温 及び 上 部の 空間 線量 率に つ いて 、 燃料 貯 蔵 設 備に 係る 重 大事
故 等に より 変 動す る 可能 性 の あ る範 囲に わ たり
測 定可 能で あ るこ と 。

４ 第 １ 項 及 び第 ２ 項の 設備 として 、 使 用済 燃料 貯蔵 槽の 監視 は 、以 下 によ る こ と 。
ａ ）使 用済 燃 料貯 蔵 槽の 水 位 、 水温 及び 上 部 の空間線 量 率に つい て 、 燃 料貯 蔵 設備 に 係る 重 大事
故等 に より 変動 す る 可 能性 の ある 範 囲に わ たり
測定 可 能で ある こ と 。

⑬

ｂ） こ れら の計 測 設 備 は、 交 流又 は 直流 電 源が 必
要 な場 合に は 、代 替 電源 設 備 か らの 給電 を 可能と する こと 。

ｂ ）こ れら の 計測 設 備は 、 交 流 又は 直流 電 源 が必
要な 場 合に は、 代 替 電 源設 備 から の 給電 を 可能とす る こと 。

⑭

ｃ） 使 用済 燃料 貯 蔵 槽 の状 態 をカ メ ラに よ り監 視で きる こと 。

ｃ ）使 用済 燃 料貯 蔵 槽の 状 態 を カメ ラに よ り 監視
でき る こと 。

⑮【本文】
１ 発電用 原子炉 設 置者 にお い て、 使 用済 燃 料貯 蔵
槽の冷却機 能又 は 注 水 機能 が 喪失 し 、又 は 使用済燃料貯蔵 槽か ら の 水 の漏 え いそ の 他の 要 因により当該使 用済 燃 料 貯 蔵槽 の 水位 が 低下 し た場
合において 使用 済 燃 料 貯蔵 槽 内の 燃 料体 又 は使用済燃料（ 以下 「 貯 蔵 槽内 燃 料体 等 」と いう。）を冷 却し 、 放 射 線を 遮 蔽し 、 及び 臨 界を防止するた めに 必 要 な 手順 等 が適 切 に整 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 。
２ 発電用 原子炉 設 置者 は、 使 用済 燃 料貯 蔵 槽か らの大量の水 が漏 え い そ の他 の 要因 に より 当 該使
用済燃料貯 蔵槽 の 水 位 が異 常 に低 下 した 場 合において貯蔵 槽内 燃 料 体 等の 著 しい 損 傷の 進 行を緩和し、及 び臨 界 を 防 止す る ため に 必要 な 手順
等が適切に 整備 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】
１ 第１項 に規定 す る「 使用 済 燃料 貯 蔵槽 の 冷却 機
能又は注水 機能 が 喪 失 し、 又 は使 用 済燃 料 貯蔵
槽からの水 の漏 え い そ の他 の 要因 に より 当 該使
用済燃料貯 蔵槽 の 水 位 が低 下 した 場 合」 と は、
実用発電用 原子 炉 及 び その 附 属施 設 の位 置 、構造及び設備 の基 準 に 関 する 規 則の 解 釈（ 原 規技
発第1306193 号 （ 平 成 ２５ 年 ６月 １ ９日 原 子力
規制委員会 決定 ） ） 第 ３７ 条 ３− １ (a)及 び (b)で定義する 想定 事 故 １ 及び 想 定事 故 ２に お いて想定する使 用済 燃 料 貯 蔵槽 の 水位 の 低下 を いう。

ｂ）燃料損 傷時 に 、 できる 限 り 環境 への 放 射性 物
質の放出を 低 減す る ため の 手 順 等を 整備 す ること。

４ 第１項 及び第 ２ 項の 手順 等 とし て 、使 用 済燃 料
貯蔵槽の監 視は 、 以 下 によ る こと 。
ａ）使用済 燃料 貯 蔵 槽の水 位 、 水温 及び 上 部の 空間線量率に つ いて 、 燃料 貯 蔵 設 備に 係る 重 大事
故等により 変 動す る 可能 性 の あ る範 囲に わ たり測定できる こ と。

ｂ）使用済 燃料 貯 蔵 槽の計 測 設 備が 、交 流 又は 直流電源が必 要 な場 合 には 、 代 替 電源 設備 か らの給電を可能 と する こ と。

⑥

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−115

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

自主 対策 設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

新設

代替燃料プール注水系配管・弁新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料 補給 設 備

燃料補給設備新設

電動 駆動 消 火ポ ンプ

可搬型代替注水大型ポンプ新設

低圧代替注水系配管・弁新設

代替燃料プール注水系配管・弁新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設−

消火系による使用済燃料プール注水（消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合）−補給水系による使用済燃料プール注水

低圧代替注水系配管・弁①②⑦⑨

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

新設

①②⑦⑨

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

復水 移送 ポ ンプ

常設低圧代替注水系ポンプ

補給 水系 配 管・ 弁

使用 済燃 料 プー ル（ サ イフ ォ
ン防 止機 能 含む ）復水 貯蔵 タ ンク

非常 用交 流 電源 設備

ディ ーゼ ル 駆動 消火 ポ ンプ

消火 系配 管 ・弁 ・ホ ー ス

使用 済燃 料 プー ル（ サ イフ ォ
ン防 止機 能 含む ）ろ過 水貯 蔵 タン ク

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設備

新設

非常 用交 流 電源 設備

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料 補給 設 備

燃料補給設備新設−※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−116

多目 的タ ン ク−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

自主 対策 設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

電動 駆動 消 火ポ ンプ

−

−

−

−

消火系による使用済燃料プール注水（残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合）−

ディ ーゼ ル 駆動 消火 ポ ンプ

消火 系配 管 ・弁

残留 熱除 去 系（ Ｂ） 配 管・ 弁

使用 済燃 料 プー ル（ サ イフ ォ
ン防 止機 能 含む ）ろ過 水貯 蔵 タン ク

多目 的タ ン ク

非常 用交 流 電源 設備

燃料 補給 設 備

新設

①⑦

漏えい
抑制

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）−※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−117−−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

低圧代替注水系配管・弁新設

代替燃料プール注水系配管・
弁新設

常設スプレイヘッダ

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

可搬型代替注水大型ポンプ新設

低圧代替注水系配管・弁新設

代替燃料プール注水系配管・
弁新設

常設スプレイヘッダ

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設①③④⑦⑪⑫可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

新設

解釈
対応 番号

①③④⑦⑪⑫

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

常設低圧代替注水系ポンプ

自主 対策 設 備

備考

機器 名称

−

−

−

−

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−118

手段

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

新設

ホース

新設

可搬型スプレイノズル

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

燃料補給設備

新設

解釈
対応 番号

①③④⑦⑧⑩⑪⑫

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ

可搬型代替注水大型ポンプ

自主 対策 設 備

備考

手段

機器 名称

−

−

−

シー ル材

−

−

−

−

漏えい緩和

−

接着 剤

ステ ンレ ス 鋼板

吊り 降ろ し ロー プ

新設

ホース

新設

ＳＡ用海水ピット

新設

放水砲

新設

燃料補給設備新設①④⑦⑫

大気への拡散抑制

可搬型代替注水大型ポンプ−※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−119−−審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

使用済燃料プールの監視

機器名称

既設
新設

解釈
対応 番号

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

新設

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

新設①⑤⑥⑦⑬⑭⑮

手段

自主 対策 設 備

新設

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置を含む）

新設

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

新設

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

新設

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）新設

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置を含む）

新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備

新設

常設代替直流電源設備新設

可搬型代替直流電源設備

新設

燃料補給設備新設①⑥⑦⑭

代替電源による給電

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）

備考

機器 名称

−

−

−

−

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−120

手段

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／11）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
重大事故等対処設備手段

自主 対策 設 備

既設
新設

解釈
対応 番号

代替燃料プール冷却系ポンプ新設

代替 燃料 プ ール 冷却 系 ポン プ

代替燃料プール冷却系熱交換器

新設

代替 燃料 プ ール 冷却 系 熱交 換器

代替燃料プール冷却系配管・弁

新設

代替 燃料 プ ール 冷却 系 配管 ・弁

緊急用海水ポンプ新設

使用済燃料プール

既設

スキマサージタンク

既設

備考

−

手段

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却②①⑦

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却①

機器名称

機器 名称

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

使用 済燃 料 プー ル

スキ マサ ー ジタ ンク

燃料 プー ル 冷却 浄化 系 配管 ・弁

燃料プール冷却浄化系配管・
弁

既設

緊急用海水系配管・弁・ストレーナ

新設

残留熱除去系海水系配管・弁

既設

緊急用海水ポンプピット

新設

緊急 用海 水 ポン プピ ッ ト

常設代替交流電源設備

新設

常設 代替 交 流電 源設 備

燃料補給設備新設

燃料 補給 設 備

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−121

緊急 用海 水 系配 管・ 弁 ・ス ト
レー ナ

残留 熱除 去 系海 水系 配 管・ 弁

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えい
その他の要因により当該使用済
燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済
燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として，常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプによる使用済燃料プール内の燃料体等を冷却するために必要な手順等を整備する。

２

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止する手段として，常設低圧代替注
水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するために必要な手順等を整備する。

発電用原子炉設置者は、使用済
燃料貯蔵槽からの大量の水の漏
えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内
燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−122

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（9／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針

【解釈】
１

２

第１項に規定する「使用済燃料
貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第1306193号（平成２５年６月
１９日原子力規制委員会決定））第３７条３−１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

−

第１項に規定する「貯蔵槽内燃
料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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。

ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水
設備により、使用済燃料貯蔵槽
内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

−

想定事故１及び想定事故２が発生した場合において，使用済燃料
プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として，代替注水設備である常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール内の燃料体等を冷却するために必要な手順等を整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−123

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（10／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針

３

第２項に規定する「貯蔵槽内燃
料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレ
イ設備により、燃料損傷を緩和
し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減す
るための手順等を整備すること。

−

使用済燃料プールの水位が維持できない場合において，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する手段として，スプレイ設備である常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプによる燃料損傷を緩和するために必要な手順等を整備する。
燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減する手段として，常設低圧代替注水系
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる放射性物質の放出を低減するために必要な手順等及び可搬型代替注水大型ポンプによる大気への拡散を抑制するために必要な手順等を整備する。
なお，可搬型代替注水大型ポン
プによる大気への拡散抑制に関する手順については「1.12 工場等
外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−124

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（11／11）
技術的能力審査基準（1.11）
４

適合方針

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温
及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。

ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備
が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

−

重大事故等時において，使用済
燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定する手段として，使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ），使用済燃料プ
ールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プ
ール監視カメラ（使用済燃料プー
ル監視カメラ用空冷装置を含む）
による使用済燃料プールの水位，
水温及び上部の空間線量率を監視するために必要な手順等を整備する。
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合において，使用済燃料プールの計測に必要な設備へ代替電源設備により給電する手順等を整備する。
なお，電源の供給に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11−125

添付資料 1.11.2

1.11−126
第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.11−1271.11−128
第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.11.3
重大事故対策の成立性

1．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（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）

ａ．操作概要可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに送水ルートを確保した後，可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，タービン建屋北側周辺，
取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）周辺）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水として，最長時間を要する取水箇所から低圧代替注水系配管・弁の西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所
要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：170分以内（放射線防護具の着用，移動及びホースの敷設を含む）（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）
ｄ．操作の成立性について
1.11−129

作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人
線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

1.11−130

ホース脱着訓練

車両操作訓練（ポンプ起動）

夜間での送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11−131

(2)

系統構成

ａ．操作概要可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が必要な状況において，中央制御室からの操作により電動弁を操作できない場合，原子炉建屋原子炉棟地上4階又は原子炉建屋原子炉棟地上5階まで移動するとともに，現場での人力によ
る操作により系統構成を実施し，使用済燃料プールに注水を実施する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋原子炉棟地上4階又は原子炉建屋原子炉棟地上5階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水における現場での系統構成に必要な要員
数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等2名）

所要時間目安：60分以内（放射線防護具着用及び移動含む）（当該設備は，設置未完のため実績時間なし）
西側接続口使用の場合
原子炉建屋原子炉棟地上4階：8分以内（操作対象：2弁）
東側接続口使用の場合
原子炉建屋原子炉棟地上5階：4分以内（操作対象：2弁）
ｄ．操作の成立性について
1.11−132

作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：手動ハンドルにて操作を実施する。なお，設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡が可能である。

1.11−133

添付資料 1.11.3
2．補給水系による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
補給水系による使用済燃料プール注水が必要な状況において，原子炉建
屋原子炉棟地上 6 階まで移動するとともに，系統構成を実施し使用済燃料
プールへの注水を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
補給水系による使用済燃料プール注水における現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等2名）

所要時間目安：55分以内（放射線防護具着用及び移動含む）
原子炉建屋原子炉棟地上6階：6分以内（操作対象：2弁）(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備によ
1.11−134

り，中央制御室に連絡が可能である。

1.11−135

添付資料 1.11.3
3．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水が必要な状況において，原子炉建屋原子炉棟地上 5 階又は原子炉建屋原子炉棟地上 6 階まで移動するとともに，ホースを敷設及び接続し使用済燃料プールへの注水を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 5 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水における現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（運転員等3名，重大事故等対応要員1名）

所要時間目安：60分以内（放射線防護具の着用，移動及びホースの敷設を含む）
原子炉建屋原子炉棟地上5階の場合：4分以内（操作対象：1弁）
原子炉建屋原子炉棟地上6階の場合：4分以内（操作対
象：1弁）
(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
1.11−136

移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11−137

添付資料 1.11.3
4．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水として，原子炉建屋原子炉棟地上 3 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 4 階まで移動するとともに，系統構成を実施し，使用済燃料プールへの注水を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 3 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 4 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水における現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等2名）

所要時間目安：100分以内（放射線防護具着用及び移動含む）
タービン建屋地上1階：8分以内（操作対象：1弁）
原子炉建屋原子炉棟地上3階：20分以内（操作対象：1
弁）
原子炉建屋原子炉棟地上4階：20分以内（操作対象：1
弁）(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，ア1.11−138

クセスは可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11−139

添付資料1.11.3
5．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
(1)

操作概要
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイとして，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉又は原子炉建屋原子炉棟大物搬入口からホースを敷設するとともに，可搬型スプレイノズルを所定の場所へ運搬，設置及び接続し，使用済燃料プールへスプレイする。

(2)

作業場所
原子炉建屋内，屋外（原子炉建屋東側及び南側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）周辺）(3)

必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイとして，最長時間を要する取水箇所から原子炉建屋原子炉棟大物搬入口からのホース敷設に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：345分以内（放射線防護具の着用，移動及びホースの敷設を含む）（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）(4)

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人
1.11−140

線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型)，無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.11−141

添付資料1.11.3
6．使用済燃料プール漏えい緩和
(1)

操作概要
使用済燃料プールの内側から漏えいしている場合に，シール材を接着したステンレス鋼板にロープを取り付け，使用済燃料プールに吊り下ろすことにより，使用済燃料プールの漏えいを緩和する。

(2)

作業場所
原子炉建屋原子炉棟地上6階(3)

必要要員数及び操作時間
使用済燃料プール漏えい緩和における現場での使用済燃料プールの漏えい緩和に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（重大事故等対応要員4名）

所要時間目安：150分以内（放射線防護具着用及び移動含む）（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，ア
クセスは可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備によ
1.11−142

り，中央制御室との連絡が可能である。

ステンレス鋼板模擬装置による吊り下ろし訓練

1.11−143

添付資料1.11.3
7．可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
(1)

操作概要
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの冷却が必要な状況において，外部接続口を選定し，取水箇所まで移動するととももに送水ルートを確保した後，可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール冷却系に冷却水を送水する。

(2)

作業場所
屋外（原子炉建屋付属棟東側及び西側周辺，取水箇所（ＳＡ用海水ピッ
ト）周辺）

(3)

必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保として，最長時間を要する西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下の
とおり。
必要要員数

：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：150分以内（放射線防護具の着用，移動及びホースの敷設を含む）（当該設備は，設置未設置のため実績時間なし）(4)

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明・ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを
1.11−144

携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

ホース脱着訓練

東海港での送水訓練（ホース敷設）1.11−145

東海港での送水訓練（水中ポンプユニット設置）

車両操作訓練（ポンプ起動）

放射線防護具装着による送水訓練（ホース敷設）

夜間での送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11−146

添付資料1.11.4
解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧（1／3）
手順

1.11−147

1.11.2.1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の
対応手順

(1)

使用済燃料プール代替注水

判断基準記載内容

解釈

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水

使用済燃料プールの水位が低下していることを確認した場合

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度の上昇していることを確認した場合

使用済燃料プール温度50℃

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）

使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料
プール水の漏えい，又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），補給
水系及び消火系にて使用済燃料プールに注水ができない場合において，代替淡水貯水槽の水位が確保されている場合。

−

ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水

使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端未満でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

ｄ．消火系による使用済燃料プール注水

使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端未満でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

1．判断基準の解釈一覧（2／3）
手順

判断基準記載内容
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ

(1)

使用済燃料プールスプレイ

1.11−148

1.11.2.2
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイ（淡
水／海水）

(2)

1.11.2.3
重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ（淡水
／海水）

(1)

漏えい緩和

使用済燃料プールの状態監視ａ．使用済燃料プール
漏えい緩和

ａ．使用済燃料プール
監視カメラ用空冷
装置起動

解釈

燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）未満

燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場
合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）未満

燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場
合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）未満

燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場
合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

燃料プール水戻り配管下端以上に維持可能でない場合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）未満

燃料プール水戻り配管下端以上に維持が可能な場
合

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以上

使用済燃料プールの水位が低下していることを確認した場合

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール冷却機能が喪失し，使用済燃料
プールの温度が上昇していることを確認した場合

使用済燃料プール温度50℃

1．判断基準の解釈一覧（3／3）
手順

1.11.2.4
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

判断基準記載内容
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却(a) 代替燃料プール
冷却系による使用済燃料プール
冷却(1)

使用済燃料プール冷却(b)1.11−149(c)

解釈

使用済燃料プール温度の上昇していることを確認した場合

使用済燃料プール温度50℃

使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位以
上

通常水位0mm（EL.46195㎜）

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

使用済燃料プール温度の上昇していることを確認した場合

使用済燃料プール温度50℃

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

使用済燃料プール温度の上昇していることを確認した場合

使用済燃料プール温度50℃

2．操作手順の解釈一覧（1／3）
手順

操作手順記載内容
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水

1.11−150

1.11.2.1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）(1)

使用済燃料プール代替注水
ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

西側接続口の弁−東側接続口の弁−

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上
燃料プール周り補給水元弁
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上

ｅ．消火系による使用済燃料プール注水解釈

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上−
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上

補助ボイラ冷却水元弁−

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁−

残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライ
ン隔離弁−

残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁−

2．操作手順の解釈一覧（2／3）
手順

1.11.2.2
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ(1)

使用済燃料プール
スプレイ
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ（淡水／海水）1.11−151
1.11.2.3
重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

1.11.2.4
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

操作手順記載内容(1)(1)

使用済燃料プールの状態監視

ａ．使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置起動

使用済燃料プール
冷却ａ．代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却(a) 代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却解釈

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上

使用済燃料プールスプレイライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プールスプレイライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

西側接続口又は東側接続口の弁−

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁−

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁−

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁−

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁−

2．操作手順の解釈一覧（3／3）
手順(b)1.11.2.4
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

使用済燃料プール
冷却1.11−152(c)

可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確
保操作手順記載内容

解釈

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）−

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）−

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量
調節弁−

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量
調節弁−

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）−

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）−

代替燃料プール冷却系西側接続口の弁−

代替燃料プール冷却系東側接続口の弁−