柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.17 監視測定等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.17 監視測定等に関する手順等

東海第二1.17 監視測定等に関する手順等＜ 目 次 ＞
1.17.1 対応手段と設備の選定

＜

目 次 ＞

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

a.放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備

ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備

b.風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備

ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備

c.モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復の対応手段及び設備

ｃ．モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復の対応手段及び設備

d.手順等

ｄ．手順等

1.17.2 重大事故等時の手順等

1.17.2 重大事故等時の手順等

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定(1) モニタリング・ポストによる放射線量の測定(2)可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定(2) 可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定(3)放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定(3) 放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定(4)可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定(4) 可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定(5)可搬型放射線計測器等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定(5)(6)モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(6) モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(7)可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策(7) 可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(8)放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策(8) 放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策(9)敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制(9) 敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制

1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手順等

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手順等(1)気象観測設備による気象観測項目の測定(1) 気象観測設備による気象観測項目の測定(2)可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定(2) 可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

1.17.2.3 モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手 1.17.2.3 モニタリング・ポストの電源を代替交流電源設備から給電する手順等
順等

1

備考

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東海第二柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

1.17 監視測定等に関する手順等

1.17 監視測定等に関する手順等【要求事項】【要求事項】

1

1

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するために必要なの濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録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。

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、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速そ

2 発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録するために必要な手順等が適切に整備の他の気象条件を測定し、及びその結果を記録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。

されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

1 第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射1 第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するために必要な手順等」とは、量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するために必要な手順等」とは、以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

いう。

う。

ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。
）において、モニタリング設備等により、発電用原子炉施設から放出されるむ。
）において、モニタリング設備等により、発電用原子炉施設から放出される放放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録す

射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ために必要な手順等を整備すること。
ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。

ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。

2 事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグラウンド

2 事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグラウンド低減対策手段を検討しておくこと。

低減対策手段を検討しておくこと。

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）にお重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測いて発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備を整備している。また，重大事故等が発生し定し，並びにその結果を記録するための設備を整備する。また，重大事故等が発生した

た場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録す

場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備を整備している。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るための設備を整備する。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

明する。

する。

2

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東海第二1.17.1 対応手段と設備の選定

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

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量をし，及び測定し，並びにその結果を記録するための対応手段と重大事故等対処設備を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための対応手段と重大事故等対処選定する。

設備を選定する。

また，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件

また，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条を測定し，及びその結果を記録するための対応手段と重大事故等対処設備を選定す

件を測定し，及びその結果を記録するための対応手段と重大事故等対処設備を選定

る。

する。
※

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うため対応手段と自主対策設備
１

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設
備※１を選定する。

を選定する。
※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況に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

よっては，事故対応に有効な設備。

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」とう。
）だけでなく，設置許可基準規則第六十条及び技術基準規則第七十五条（以下「基いう。
）だけでなく，設置許可基準規則第六十条及び技術基準規則第七十五条（以準規則」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

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

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。

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(2) 対応手段と設備の選定の結果

上記「(1)対応手段と設備の選定の考え方」に基づき選定した対応手段及び審査基

上記「(1) 対応手段と設備の選定の考え方」に基づき選定した対応手段及び審準，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

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対処設備，資機材及び自主対策設備を以下に示す。

故等対処設備，資機材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等と整備する手順についての関係を

なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設等と整備する手順についての関係を

第 1.17.1 表に整理する。

第 1.17－1 表に整理する。

a．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備

ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備(a) 対応手段(a) 対応手段

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）の放射線量を測定する手段がある。放射線量の測定で使用する設備は以下む。
）の放射線量を測定する手段がある。放射線量の測定で使用する設備は以のとおり。

下のとおり。

・モニタリング・ポスト

・モニタリング・ポスト

・可搬型モニタリングポスト

・可搬型モニタリング・ポスト
3

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・データ処理装置

・可搬型モニタリング・ポスト端末

・可搬型放射線計測器（電離箱サーベイメータ）

・電離箱サーベイ・メータ

・小型船舶（海上モニタリング用）

・小型船舶

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含の放射性物質の濃度を測定する手段がある。放射性物質の濃度の測定で使用する

む。
）の放射性物質の濃度を測定する手段がある。放射性物質の濃度の測定で設備は以下のとおり。

使用する設備は以下のとおり。

・放射能観測車・放射能観測車

・可搬型放射線計測器

・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・

汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ）

メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・・小型船舶（海上モニタリング用）

メータ）

・Ge ガンマ線多重波高分析装置

・小型船舶

・可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置

・Ｇｅγ線多重波高分析装置

・ガスフロー測定装置

・ガスフロー式カウンタ(b) 重大事故等対処設備と自主対策備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

放射線量の測定に使用する設備のうち，可搬型モニタリングポスト，データ処

放射線量の測定に使用する設備のうち，可搬型モニタリング・ポスト，可搬

理装置，可搬型放射線計測器（電離箱サーベイメータ）及び小型船舶（海上モニ型モニタリング・ポスト端末，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶は，重大

タリング用）は，重大事故等対処設備として位置付ける。

事故等対処設備として位置付ける。

また，放射性物質の濃度の測定に使用する設備のうち，可搬型放射線計測器

また，放射性物質の濃度の測定に使用する設備のうち，可搬型放射能測定装（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー

染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ）及び小型船舶（海タ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）及上モニタリング用）は，重大事故等対処設備として位置付ける。

び小型船舶は，重大事故等対処設備として位置付ける。

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として全て網羅されている。

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として全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を以上の重大事故等対処設備により，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線を含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる。

射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる。

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，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・モニタリング・ポスト

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付ける。あわせて，その理由を示す。
・モニタリング・ポスト
耐震性は確保されておらず，また津波により機能喪失する可能性もあ・放射能観測車4

備考

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・Ge ガンマ線多重波高分析装置
・可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置
・ガスフロー測定装置

東海第二るが，健全性が確認できた場合において，重大事故等時の放射線量を測定するための手段として有効である。
・放射能観測車

耐震性は確保されていないが，健全性が確認できた場合において，重大事

耐震性は確保されておらず，また予備機置場に保管しているため自主故等時の放射性物質の濃度及び放射線量を測定するための手段として有効整備ルートの状況により使用できない可能性もあるが，健全性が確認でである。

きた場合において，重大事故等時の放射性物質の濃度を測定するための手段として有効である。
・Ｇｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタ
耐震性は確保されていないが，健全性が確認できた場合において，重大事故等時の放射性物質の濃度を測定するための手段として有効である。

b．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備

ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備(a) 対応手段(a) 対応手段

重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を

重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件

測定する手段がある。風向，風速その他の気象条件の測定で使用する設備は以下を測定する手段がある。風向，風速その他の気象条件の測定で使用する設備はのとおり。

以下のとおり。

・気象観測設備

・気象観測設備

・可搬型気象観測装置

・可搬型気象観測設備

・データ処理装置

・可搬型気象観測設備端末(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

風向，風速その他の気象条件の測定に使用する設備のうち，可搬型気象観測装

風向，風速その他の気象条件の測定に使用する設備のうち，可搬型気象観測

置及びデータ処理装置は，重大事故等対処設備として位置付ける。これらの選定

設備及び可搬型気象観測設備端末は，重大事故等対処設備として位置付ける。

した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備として全て網羅されてい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として全てる。

網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる。
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，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・気象観測設備以上の重大事故等対処設備により，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる。
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付ける。あわせて，その理由を示す。
・気象観測設備
耐震性は確保されていないが，健全性が確認できた場合において，風

耐震性は確保されていないが，健全性が確認できた場合において，風向，風速その他の気象条件を測定するための手段として有効である。

向，風速その他の気象条件を測定するための手段として有効である。
5

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東海第二c．モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復の対応手段及び設備

ｃ．モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復の対応手段及び設備(a)対応手段(a) 対応手段

電源を回復させるため，無停電電源装置及び代替交流電源設備（モニタリング・

電源を回復させるため，無停電電源装置，常設代替交流電源設備（常設代替

ポスト用発電機）から給電する手段がある。なお，モニタリング・ポストの電源を

高圧電源装置），可搬型代替交流電源設備（可搬型代替低圧電源車）及び非常

回復してもモニタリング・ポストの機能が回復しない場合は，可搬型モニタリング

用交流電源設備から給電する手段がある。

ポスト及びデータ処理装置により代替測定する手段がある。

なお，モニタリング・ポストの電源を回復してもモニタリング・ポストの機能が回復しない場合は，可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリン
グ・ポスト端末により代替測定する手段がある。

モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復で使用する設備は以下のとおり

モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復で使用する設備は以下のとおり。

・無停電電源装置

・無停電電源装置

・モニタリング・ポスト用発電機

・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・非常用交流電源設備

・可搬型モニタリングポスト
・データ処理装置(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

・可搬型モニタリング・ポスト
・可搬型モニタリング・ポスト端末(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復で使用する設備のうち，モニタリ

モニタリング・ポストの電源回復又は機能回復で使用する設備のうち，常設

ング・ポスト用発電機，可搬型モニタリングポスト及びデータ処理装置は，重大事代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，非常用交流電源設備，可搬型モ

故等対処設備として位置付ける。これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則

ニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポスト端末は，重大事故等対処に要求される設備として全て網羅されている。

設備として位置付ける。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として全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により，常用所内電源が喪失した場合においても，モ以上の重大事故等対処設備により，非常用交流電源設備からの給電が喪失しニタリング・ポストの電源又は機能を回復し，発電所及びその周辺において発電用た場合においても，モニタリング・ポストの電源又は機能を回復し，発電所及原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録

びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及びできる。

測定し，並びにその結果を記録できる。

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，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・無停電電源装置

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付ける。あわせて，その理由を示す。
・無停電電源装置

耐震性は確保されていないが，モニタリング・ポストの電源が喪失した場合

耐震性は確保されていないが，モニタリング・ポストの電源が喪失しに，モニタリング・ポスト用発電機から給電するまでの間のモニタリング・ポ

た場合に，代替交流電源設備から給電するまでの間のモニタリング・ポ

ストの機能を維持するための手段として有効である。

ストの機能を維持するための手段として有効である。
6

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
d．手順等
上記の a．b．及び c．により選定した対応手段に係る手順を整備する。
（第 1.17.1
表）
また，これらの手順は，保安班 ※ 2 の対応として重大事故等時における緊急時対策本部運営要領等に定める。
※2 保安班：緊急時対策要員のうち保安班の班員をいう。

東海第二
ｄ．手順等
上記のａ．ｂ．及びｃ．により選定した対応手段に係る手順を整備する。
（第1.17－1 表）
また，これらの手順は，運転員等※２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Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める。
※2 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。

事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。
（第 1.17.2 表，第 1.17.3 表）

事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。
（第 1.17－2 表，第 1.17－3 表）

1.17.2 重大事故等発生時の手順等

1.17.2 重大事故等時の手順等

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）にお重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）

いて発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，定し，並びにその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。

及び測定し，並びにその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。

重大事故等時におけるモニタリング・ポスト及び可搬型モニタリングポストを用いた重大事故等時におけるモニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストを用

放射線量の測定は，連続測定を行う。また，放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）いた放射線量の測定は，連続測定を行う。また，放射性物質の濃度（空気中，水中，の測定及び海上モニタリングの測定頻度は，1 回/日以上とする。ただし，発電用原子炉土壌中）の測定及び海上モニタリングの測定頻度は，1回／日以上とする。ただし，施設の状態，放射性物質の放出状況及び海洋の状況を考慮し，測定しない場合もある。得

発電用原子炉施設の状態，放射性物質の放出状況及び海洋の状況を考慮し，測定しなられた放射性物質の濃度及び放射線量並びに「1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件のい場合もある。得られた放射性物質の濃度及び放射線量並びに「1.17.2.2 風向，風測定の手順等」の気象データから放射能放出率を算出し，放出放射能量を求める。

速その他の気象条件の測定の手順等」の気象データから放射能放出率を算出し，放出
放射能量を求める。

事故後の周辺汚染により，モニタリング・ポストでの放射線量の測定ができなくなるこ

事故後の周辺汚染により，モニタリング・ポストでの放射線量の測定ができなくなとを避けるため，モニタリング・ポストの検出器保護カバーを交換する等のバックグラウ

ることを避けるため，モニタリング・ポストの検出器保護カバーを交換する等のバッンド低減対策を行う。

クグラウンド低減対策を行う。

事故後の周辺汚染により，可搬型モニタリングポストでの放射線量の測定ができなく

事故後の周辺汚染により，可搬型モニタリング・ポストでの放射線量の測定ができなることを避けるため，可搬型モニタリングポストの養生シートを交換する等のバック

なくなることを避けるため，可搬型モニタリング・ポストの養生シートを交換する等

グラウンド低減対策を行う。

のバックグラウンド低減対策を行う。

事故後の周辺汚染により，放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，

事故後の周辺汚染により，放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるた

検出器の周辺を遮蔽材で囲む等のバックグラウンド低減対策を行う。

め，検出器の周辺を遮蔽材で囲む等のバックグラウンド低減対策を行う。

(1) モニタリング・ポストによる放射線量の測定(1) モニタリング・ポストによる放射線量の測定

モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等時モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等
7

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二に放射線量の測定機能等が喪失していない場合は，継続して放射線量を連続測定し，時に放射線量の測定機能等が喪失していない場合は，継続して放射線量を連続測定

測定結果は，モニタリグ・ポスト局舎内で電磁的に記録し，約 3 ヶ月分保存する。まし，測定結果は，モニタリング・ポスト局舎内で電磁的に記録し，約 2 ヶ月分保存

た，モニタリング・ポストによる放射線量の測定は，自動的な連続測定であるため，する。また，モニタリング・ポストによる放射線量の測定は，自動的な連続測定で手順を要するものではない。

あるため，手順を要するものではない。

なお，モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，「1.17.2.1 (2)可搬型モニタ
リングポストによる放射線量の測定及び代替測定」を行う。
(2) 可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定

なお，モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，「1.17.2.1 (2) 可搬型モ
ニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定」を行う。
(2) 可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定

重大事故等時にモニタリング・ポストが機能喪失した場合，可搬型モニタリングポ

重大事故等時にモニタリング・ポストが機能喪失した場合，可搬型モニタリン

ストによる放射線量の代替測定を行う。また，原子力災害対策特別措置法第 10 条特

グ・ポストによる放射線量の代替測定を行う。また，原子力災害対策特別措置法第定事象が発生した場合，モニタリング・ポストが設置されていない海側等に可搬型モ

10 条特定事象が発生した場合，モニタリング・ポストが設置されていない海側等にニタリングポストを 5 台配置し，放射線量の測定を行う。さらに，5 号炉原子炉建屋

可搬型モニタリング・ポストを 5 台設置し，放射線量の測定を行う。さらに，緊急内緊急時対策所の陽圧化の判断のため，5 号炉原子炉建屋付近に可搬型モニタリング

時対策所の正圧化の判断のため，緊急時対策所付近に可搬型モニタリング・ポスト

ポストを 1 台配置し，放射線量の測定を行う。

を 1 台設置し，放射線量の測定を行う。

可搬型モニタリングポストにより放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果可搬型モニタリング・ポストにより放射線量を監視し，及び測定し，並びにそのを記録するための手順を整備する。
この手順のフローチャートを第 1.17.1 図に示す。

結果を記録するための手順を整備する。この手順のフローチャートを第 1.17－1 図に示す。

可搬型モニタリングポストによる代替測定地点については，測定データの連続性を可搬型モニタリング・ポストによる代替測定地点については，測定データの連続考慮し，各モニタリング・ポストに隣接した位置に配置することを原則とする。可搬型性を考慮し，各モニタリング・ポストに隣接した位置に設置することを原則とす

モニタリングポストの配置位置及び保管場所を第 1.17.2 図に示す。

る。可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所を第 1.17－2 図に示す。

ただし，地震・火災等で配置位置にアクセスすることができない場合は，アクセスル
ート上の車両等で運搬できる範囲に配置位置を変更する。
a．手順着手の判断基準

ただし，地震・火災等で設置場所にアクセスすることができない場合は，アクセ
スルート上の車両等で運搬できる範囲に設置場所を変更する。
ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所でモニタリング・ポ

重大事故等時，災害対策本部長代理が緊急時対策所でモニタリング・ポストのストの指示値及び警報表示を確認し，モニタリング・ポストの放射線量の測定機能

指示値及び警報表示を確認し，モニタリング・ポストの放射線量の測定機能が喪が喪失したと判断した場合。

失したと判断した場合。

また，海側等及び 5 号炉原子炉建屋付近への配置については，当直副長が原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した場合。
b．操作手順
可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定についての手順のまた，海側等及び緊急時対策所付近への設置については，災害対策本部長代理
が原子力災害対策法第10条特定事象が発生したと判断した場合。
ｂ．操作手順
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定についての手

概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.3 図に示す。

順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第1.17－3 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に可搬型モニタリングポス① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員

トによる放射線量の測定及び代替測定の開始を指示する。その際，保安班長は，アに可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定の開始を
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クセスルート等の被災状況を考慮し，配置位置を決定する。

東海第二指示する。その際，災害対策本部長代理は，アクセスルート等の被災状況を考慮し，設置場所を決定する。

② 保安班員は，高台保管場所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管してある② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管してある可搬型モニタリン

可搬型モニタリングポストを車両等に積載し，配置位置まで運搬・配置し，測定をグ・ポストを車両等に積載し，設置場所まで運搬・設置し，測定を開始す開始する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所までデータが伝送されていることを確る。緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，監視を開始す

認し，監視を開始する。なお，可搬型モニタリングポストを配置する際に，あらかる。なお，可搬型モニタリング・ポストを設置する際に，あらかじめ可搬型

じめ可搬型モニタリングポスト本体を養生シートにより養生することで，可搬型

モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生することで，可搬型モニ

モニタリングポストのバックグラウンド低減対策を行う。

タリング・ポストのバックグラウンド低減対策を行う。

③ 保安班員は，可搬型モニタリングポストの記録装置（電子メモリ）に測定データ③ 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストの記録装置（電子メモを記録し，保存する。なお，記録装置の電源が切れた場合でも電子メモリ内の測定

リ）に測定データを記録し，保存する。なお，記録装置の電源が切れた場合

データは消失しない。

でも電子メモリ内の測定データは消失しない。

④ 保安班員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合，予備の外部バッテリ④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合，予備ーと交換する。
（外部バッテリーは連続 5 日以上使用可能である。なお，15 台の可の外部バッテリーと交換する。
（外部バッテリーは連続6日以上使用可能であ

搬型モニタリングポストの外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開る。なお，10台の可搬型モニタリング・ポストの外部バッテリーを交換した

始を判断してから移動時間も含めて約 330 分で可能である。
）

場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて310分以内で可能である。
）

ｃ．操作の成立性

ｃ．操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，連続して 15 台配置した場合は，作業開

上記の対応は，重大事故等対応要員2名にて実施し，連続して10台設置した場

始を判断してから約 435 分で可能である。なお，モニタリング・ポストの代替測定

合は，作業開始を判断してから475分以内で可能である。なお，モニタリング・（9 台），海側等の測定（5 台）及び陽圧化判断用の測定（1 台）をそれぞれ別に実ポストの代替測定（4台），海側等の測定（5台）及び正圧化判断用の測定（1台）

施した場合は，作業開始を判断してから，モニタリング・ポストの代替測定は約 285をそれぞれ別に実施した場合は，作業開始を判断してから，モニタリング・ポス

分，海側等の測定は約 175 分，陽圧化判断用の測定は約 55 分で可能である。

トの代替測定は200分以内，海側等の測定は235分以内，正圧化判断用の測定は35分以内で可能である。

車両等で配置位置までの運搬ができない場合は，アクセスルート上に車両等で運車両等で設置場所までの運搬ができない場合は，アクセスルート上に車両等で搬し，配置する。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

運搬し，設置する。また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通との連絡用に通信連絡設備を整備する。

信連絡設備を整備する。

(3)放射能観測車による放射性物質の濃度の測定
周辺監視区域境界付近等の空気中の放射性物質の濃度を放射能観測車により監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。
放射能観測車は，通常時は荒浜側高台保管場所に保管しており，重大事故等時に測定機能等が喪失していない場合は，空気中の放射性物質の濃度を測定する。
なお，放射能観測車が機能喪失した場合は，「1.17.2.1(4)可搬型放射線計測器による(3) 放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
周辺監視区域境界付近等の空気中の放射性物質の濃度を放射能観測車により監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。
放射能観測車は，通常時は予備機置場に保管しており，重大事故等時に測定機能等が喪失していない場合は，空気中の放射性物質の濃度を測定する。
なお，放射能観測車が機能喪失した場合は，「1.17.2.1(4) 可搬型放射能測定装9

備考

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東海第二空気中の放射性物質の濃度の代替測定」を行う。

置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」を行う。

a．手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

当直副長が原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した場合。

災害対策本部長代理が原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した場合。

b．操作手順
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は

ｂ．操作手順
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.4 図に示す。

以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－4 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に放射能観測車による空① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員

気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示するに放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

② 保安班員は，保安班長の指示した場所に放射能観測車を移動し，ダスト・よう② 重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理の指示した場所に放射能観測車

素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取すを移動し，ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジる。
③ 保安班員は，よう素測定装置によりよう素濃度，GM 計数装置によりダスト濃度を監視・測定する。
④ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

をセットし，試料を採取する。
③ 重大事故等対応要員は，よう素測定装置によりよう素濃度，ダストモニタによりダスト濃度を監視・測定する。
④ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

c．操作の成立性

ｃ．操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業

上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あた

開始を判断してから約 90 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉り）は，作業開始を判断してから 100 分以内で可能である。また，円滑に作業が原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

できるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(4) 可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定(4) 可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

重大事故等時に放射能観測車が機能喪失した場合，可搬型放射線計測器（ダスト・重大事故等時に放射能観測車が機能喪失した場合，可搬型放射能測定装置（ダス

よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置の代替

ト・よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置として NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 計数装置の代替として GM 汚染サーの代替としてＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，ダストモニタの代替としベイメータ）による空気中の放射性物質の濃度の代替測定を行う。可搬型放射線計測てβ線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）による空器により空気中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録す

気中の放射性物質の濃度の代替測定を行う。可搬型放射能測定装置により空気中のるための手順を整備する。この手順のフローチャートを第 1.17.1 図に示す。可搬型放

放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を

射線計測器の保管場所を第 1.17.5 図に示す。

整備する。この手順のフローチャートを第 1.17－1 図に示す。可搬型放射能測定装置の保管場所を第 1.17－5 図に示す。

a．手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が放射能観測車に搭載しているダスト・よう素サンプラ

重大事故等時，災害対策本部長代理が放射能観測車に搭載しているダスト・よの使用可否，よう素測定装置及び GM 計数装置の指示値を確認し，放射能観測車によう素サンプラの使用可否，よう素測定装置及びダストモニタの指示値を確認し，
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る空気中の放射性物質の濃度のいずれかの測定機能が喪失したと判断した場合。

東海第二放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度のいずれかの測定機能が喪失したと判断した場合。

b．操作手順可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.6 図に示す。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定の開始を指示する。

ｂ．操作手順可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－6 図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定の開始を指示する。

② 保安班員は，可搬型放射線計測器(NaI シンチレーションサーベイメータ及び② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サン

GM 汚染サーベイメータ)の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は

プラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及予備の乾電池と交換する。

びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。

③ 保安班員は，可搬型放射線計測器 (可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シン③ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サン

チレーションサーベイメータ及び GM 汚染サーベイメータ)を車両等に積載し，プラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及保安班長が指示した場所に運搬・移動し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダびＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）を車両等に積載し，災害対策

ストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。

本部長代理が指示した場所に運搬・移動し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。

④ 保安班員は，NaI シンチレーションサーベイメータによりよう素濃度，GM 汚染
サーベイメータによりダスト濃度を監視・測定する。

④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータによりよう素濃度，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによりダスト濃度を監視・測定する。

⑤ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

c．操作の成立性
上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから約 95 分で可能である。
また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。
(5) 可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから 110 分以内で可能である。
また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。
(5) 可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

重大事故等時に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において，可搬型

重大事故等時に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において，可放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメー

搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサ

タ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベ

ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メイメータ）及び小型船舶（海上モニタリング用）により，放射性物質の濃度（空気中，ータ），電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により，放射性物質の濃度（空気11

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東海第二水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するため

中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録すの手順を整備する。

るための手順を整備する。

可搬型放射線計測器の保管場所及び海水・排水試料採取場所を第 1.17.5 図に示す。

可搬型放射能測定装置等の保管場所及び海水・排水試料採取場所を第 1.17－5 図に示す。

a．可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定

ａ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等時に発電用原子炉施設から気体状の放射性物質が放出されたおそれが重大事故等時に発電用原子炉施設から気体状の放射性物質が放出されたおそれある場合において発電所及びその周辺の空気中の放射性物質の濃度の測定が必要とがある場合において発電所及びその周辺の空気中の放射性物質の濃度の測定が必判断した場合に，可搬型放射線計測器により空気中の放射性物質の濃度の測定を行要と判断した場合に，可搬型放射能測定装置により空気中の放射性物質の濃度のう。

測定を行う。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が主排気筒モニタの指示値及び警報表示を確認し，主排気筒モニタの放射性物質の濃度の測定機能が喪失したと判断した場合。

重大事故等時，災害対策本部長代理が排気筒モニタの指示値及び警報表示を確認し，排気筒モニタの放射性物質の濃度の測定機能が喪失したと判断した場合。

又は，主排気筒モニタの測定機能が喪失しておらず，指示値に有意な変動を確認

又は，排気筒モニタの測定機能が喪失しておらず，指示値の有意な変動を確する等，保安班長が発電用原子炉施設から気体状の放射性物質が放出されたおそれ認する等，災害対策本部長代理が発電用原子炉施設から気体状の放射性物質ががあると判断した場合。
(b)操作手順
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.7 図に示す。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

放出されたおそれがあると判断した場合。
(b) 操作手順
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－7 図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

② 保安班員は，可搬型放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ，② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素

GM 汚染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ）の使用開

サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・

始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。

メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。

③ 保安班員は，可搬型放射線計測器 (可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シ③ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素

ンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び ZnS シンチレー

サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・

ションサーベイメータ)を車両等に積載し，保安班長が指示した場所に運搬・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）を車両等に積載移動し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリ

し，災害対策本部長代理が指示した場所に運搬・移動し，可搬型ダス

ッジをセットし，試料を採取する。

ト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。

④ 保安班員は，必要に応じて前処理を行い，NaI シンチレーションサーベイメ④ 重大事故等対応要員は，必要に応じて前処理を行い，ＮａＩシンチレーータによりガンマ線，GM 汚染サーベイメータによりベータ線，ZnS シンチレ

ションサーベイ・メータによりガンマ線，β線サーベイ・メータにより
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東海第二ーションサーベイメータによりアルファ線を放出する放射性物質の濃度（空ベータ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによりアルファ線

気中）を監視・測定する。また，自主対策設備である Ge ガンマ線多重波高分を放出する放射性物質の濃度（空気中）を監視・測定する。また，自主析装置，可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置が健全対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタが健であれば，必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故

全であれば，必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故等対処設備である可搬型放射能測定装置による測定を優先する。

等対処設備である可搬型放射線計測器による測定を優先する。
⑤ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

(c)操作の成立性
上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから約 95 分で可能である。
また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。
b．可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測定(c) 操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから 110 分以内で可能である。
また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。
ｂ．可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等時に発電用原子炉施設から液体状の放射性物質が放出されたおそれ

重大事故等時に発電用原子炉施設から液体状の放射性物質が放出されたおそれがある場合において発電所及びその周辺の水中の放射性物質の濃度の測定が必要がある場合において発電所及びその周辺の水中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合に，可搬型放射線計測器により水中の放射性物質の濃度の測定を行と判断した場合に，可搬型放射能測定装置により水中の放射性物質の濃度の測定

う。

を行う。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

重大事故等発生後，保安班長が液体廃棄物処理設備排水モニタの指示値及び警

重大事故等発生後，災害対策本部長代理が液体廃棄物処理系出口モニタの指報表示を確認し，液体廃棄物処理系排水モニタの放射性物質の濃度の測定機能が示値及び警報表示を確認し，液体廃棄物処理系出口モニタの放射性物質の濃度喪失したと判断した場合。

の測定機能が喪失したと判断した場合。

又は，液体廃棄物処理系排水モニタの測定機能が喪失しておらず，指示値に有意又は，液体廃棄物処理系出口モニタの測定機能が喪失しておらず，指示値にな変動を確認する等，保安班長が発電用原子炉施設から発電所の周辺海域へ放射

有意な変動を確認する等，災害対策本部長代理が発電用原子炉施設から発電所

性物質が含まれる水が放出されたおそれがあると判断した場合。

の周辺海域へ放射性物質が含まれる水が放出されたおそれがあると判断した場合。

(b)操作手順
可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.8 図に示す。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に水中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

(b) 操作手順
可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－8 図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に水中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

② 保安班員は，可搬型放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ，GM② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーショ

汚染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ）の使用開始前

ンサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーショ
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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.17 監視測定等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。

東海第二ンサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場
合は予備の乾電池と交換する。

③ 保安班員は，可搬型放射線計測器(NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚③ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーショ

染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ)を車両等に積載

ンサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーショ

し，試料採取場所に運搬・移動し，採取用資機材を用いて海水等の試料を採取

ンサーベイ・メータ）を車両等に積載し，試料採取場所に運搬・移動する。

し，採取用資機材を用いて海水等の試料を採取する。

④ 保安班員は，必要に応じて前処理を行い，NaI シンチレーションサーベイメー④ 重大事故等対応要員は，必要に応じて前処理を行い，ＮａＩシンチレー

タによりガンマ線，GM 汚染サーベイメータによりベータ線，ZnS シンチレーシ

ションサーベイ・メータによりガンマ線，β線サーベイ・メータによりョンサーベイメータによりアルファ線を放出する放射性物質の濃度（水中）を

ベータ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによりアルファ線

監視・測定する。また，自主対策設備である Ge ガンマ線多重波高分析装置，を放出する放射性物質の濃度（水中）を監視・測定する。また，自主対可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置が健全であれば，策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタが健全

必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故等対処設備でであれば，必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大ある可搬型放射線計測器による測定を優先する。
⑤ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

事故等対処設備である可搬型放射能測定装置による測定を優先する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

(c)操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開

上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あ始を判断してから約 65 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子たり）は，作業開始を判断してから 90 分以内で可能である。また，円滑に作炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

c．可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の測定

ｃ．可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等時に発電用原子炉施設から放射性物質が放出された場合において発電重大事故等時に発電用原子炉施設から放射性物質が放出された場合において発所及びその周辺の土壌中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合，可搬型放

電所及びその周辺の土壌中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合，可射線計測器により土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う。
(a)手順着手の判断基準
重大事故等時，保安班長が以下のいずれかにより気体状の放射性物質が放出さ

搬型放射能測定装置により土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う。
(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時，災害対策本部長代理が以下のいずれかにより気体状の放射性れたと判断した場合（プルーム通過後）。

物質が放出されたと判断した場合（プルーム通過後）。

・「1.17.2.1 (3)放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (3) 放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (4)可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」

・「1.17.2.1 (4) 可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の・「1.17.2.1 (5) a.可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (5) ａ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃

代替測定」
度の測定」
・主排気筒モニタ（測定機能が喪失していない場合）

・排気筒モニタ（測定機能が喪失していない場合）
14

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.17 監視測定等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b)操作手順
可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う手順の概要

東海第二(b) 操作手順
可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う手順のは以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.9 図に示す。

概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－9 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に土壌中の放射性物質の① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員

濃度の測定の開始を指示する。

に土壌中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

② 保安班員は，可搬型放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ，GM② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサ

汚染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ）の使用開始前

ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ

に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。

イ・メータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。

③ 保安班員は，可搬型放射線計測器(NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚③ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサ

染サーベイメータ及び ZnS シンチレーションサーベイメータ)を車両等に積載

ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ

し，保安班長が指示した場所に運搬・移動し，試料を採取する。

イ・メータ）を車両等に積載し，災害対策本部長代理が指示した場所に運搬・移動し，試料を採取する。

④ 保安班員は，必要に応じて前処理を行い，NaI シンチレーションサーベイメー④ 重大事故等対応要員は，必要に応じて前処理を行い，ＮａＩシンチレーショ

タによりガンマ線，GM 汚染サーベイメータによりベータ線，ZnS シンチレーシ

ンサーベイ・メータによりガンマ線，β線サーベイ・メータによりベータョンサーベイメータによりアルファ線を放出する放射性物質の濃度（土壌中）線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによりアルファ線を放出するを監視・測定する。また，自主対策設備である Ge ガンマ線多重波高分析装置，

放射性物質の濃度（土壌中）を監視・測定する。また，自主対策設備である

可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置が健全であれば，

Ｇｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタが健全であれば，必要に必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故等対処設備で応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故等対処設備であるある可搬型放射線計測器による測定を優先する。

可搬型放射能測定装置による測定を優先する。

⑤ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

(c)操作の成立性
上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから約 65 分で可能である。
また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に(c) 操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業開始を判断してから 100 分以内で可能である。また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

通信連絡設備を整備する。
d．海上モニタリング

ｄ．海上モニタリング

重大事故等時に発電用原子炉施設から放射性物質が放出された場合において発重大事故等時に発電用原子炉施設から放射性物質が放出された場合において発電所の周辺海域での海上モニタリングが必要と判断した場合，小型船舶（海上モニ電所の周辺海域での海上モニタリングが必要と判断した場合，小型船舶で周辺海

タリング用）で周辺海域を移動し，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サ

域を移動し，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシ

ンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シン

ンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレー

チレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）により空気中及び水中のションサーベイ・メータ）及び電離箱サーベイ・メータにより空気中及び水中の15

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行う。
小型船舶（海上モニタリング用）の保管場所及び運搬ルートを第 1.17.10 図に示

東海第二放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行う。
小型船舶の保管場所及び運搬ルートを第 1.17－10 図に示す。

す。
(a)手順着手の判断基準
重大事故等時，保安班長が以下のいずれかにより気体状又は液体状の放射性物質(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時，災害対策本部長代理が以下のいずれかにより気体状又は液体が放出されたと判断した場合（プルーム通過後）。

状の放射性物質が放出されたと判断した場合（プルーム通過後）。

・「1.17.2.1 (3)放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (3) 放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (4)可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」

・「1.17.2.1 (4) 可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」

・「1.17.2.1 (5) a.可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (5) ａ．可搬型放射能測定装置等による空気中の放射性物質の濃・「1.17.2.1 (5) b.可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測定」

・「1.17.2.1 (5) ｂ．可搬型放射能測定装置等による水中の放射性物質の濃度・主排気筒モニタ（測定機能が喪失していない場合）

・排気筒モニタ（測定機能が喪失していない場合）

・液体廃棄物処理系排水モニタ（測定機能が喪失していない場合）

・液体廃棄物処理系出口モニタ（測定機能が喪失していない場合）(b)操作手順(b) 操作手順

度の測定」
の測定」

海上モニタリングについての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを
第 1.17.11 図に示す。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に海上モニタリングの開始を指示する。

海上モニタリングについての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャー
トを第 1.17－11 図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に海上モニタリングの開始を指示する。

② 保安班員は，可搬型放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素

染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメ

サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・ータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換

メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）及び電離箱サーする。

ベイ・メータの使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。

③ 保安班員は，高台保管場所にある小型船舶（海上モニタリング用）を，車両に連結又は車載し，荒浜側放水口砂浜又は物揚場へ移動する。

③ 重大事故等対応要員は，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側，南側）にある小型船舶を車両に連結又は車載し，荷揚げ場又は南防波堤へ移動する。

④ 保安班員は，可搬型放射線計測器等を小型船舶（海上モニタリング用）に積載し，④ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置等を小型船舶に積載し，小型船舶（海上モニタリング用）にて保安班長が指示した場所に運搬・移動し，小型船舶にて災害対策本部長代理が指示した場所に運搬・移動し，電離

電離箱サーベイメータにより放射線量を測定する。可搬型ダスト・よう素サンプ

箱サーベイ・メータにより放射線量を測定する。可搬型ダスト・よう素

ラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。海水

サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採は，採取用資機材を用いて採取する。

取する。海水は，採取用資機材を用いて採取する。
16

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑤ 保安班員は，必要に応じて前処理を行い，NaI シンチレーションサーベイメータ⑤ 重大事故等対応要員は，必要に応じて前処理を行い，ＮａＩシンチレー

によりガンマ線，GM 汚染サーベイメータによりベータ線，ZnS シンチレーション

ションサーベイ・メータによりガンマ線，β線サーベイ・メータによりサーベイメータによりアルファ線を放出する放射性物質の濃度（空気中及び水

ベータ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによりアルファ線中）を監視・測定する。また，自主対策設備である Ge ガンマ線多重波高分析装を放出する放射性物質の濃度（空気中及び水中）を監視・測定する。ま置，可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置が健全であれ

た，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウば，必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測定は，重大事故等対処設備

ンタが健全であれば，必要に応じて前処理を行い，測定する。なお，測である可搬型放射線計測器による測定を優先する。

定は，重大事故等対処設備である可搬型放射能測定装置による測定を優先する。

⑥ 保安班員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

⑥ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

(c)操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の対応は，保安班員 4 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）は，作業

上記の対応は，重大事故等対応要員 4 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あ開始を判断してから約 260 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉たり）は，作業開始を判断してから 290 分以内で可能である。また，円滑に作

原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(6) モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(6) モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策

事故後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる放射線量の測定ができなくな

事故後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる測定ができなくなることをることを避けるため，モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策を行う手順避けるため，モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策を行う手順を整備を整備する。

する。

a.手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長がモニタリング・ポストの指示値が安定している状態でモ

重大事故等時，災害対策本部長代理がモニタリング・ポストの指示値が安定しニタリング・ポスト周辺のバックグラウンドレベルとモニタリング・ポストの指示値ている状態でモニタリング・ポスト周辺のバックグラウンドレベルとモニタリンに有意な差があることを確認し，モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策

グ・ポストの指示値に有意な差があることを確認し，モニタリング・ポストのバが必要と判断した場合（プルーム通過後）。
b.操作手順モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策についての手順の概要は以下

ックグラウンド低減対策が必要と判断した場合（プルーム通過後）。
ｂ．操作手順モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおのとおり。このタイムチャートを第 1.17.12 図に示す。

り。このタイムチャートを第 1.17－12 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員にモニタリング・ポストの① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員

バックグラウンド低減対策として，モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を指示する。
② 保安班員は，車両等によりモニタリング・ポストに移動し，検出器保護カバーの交換作業を行う。
③ 保安班員は，モニタリング・ポストの周辺汚染を確認した場合，必要に応じてモにモニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策として，モニタリン
グ・ポストの検出器保護カバーの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，車両等によりモニタリング・ポストに移動し，検出器保護カバーの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，モニタリング・ポスト周辺汚染を確認した場合，必17

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東海第二要に応じてモニタリング・ポストの局舎壁等の除染，除草，周辺の土壌撤去

ニタリング・ポストの局舎壁等の除染，除草，周辺の土壌撤去等により，周辺の等により，周辺のバックグラウンドレベルを低減する。

バックグラウンドレベルを低減する。
c.操作の成立性

ｃ．操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，モニタリング・ポスト 9 台分の検出器保上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，モニタリング・ポスト 4

護カバーの交換作業は，作業開始を判断してから約 260 分で可能である。また，円滑台分の検出器保護カバー交換作業は，作業開始を判断してから 185 分以内で可能に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備をである。また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備整備する。

を整備する。

(7) 可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策

事故後の周辺汚染により可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定ができな

事故後の周辺汚染により可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定がでくなることを避けるため，可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策をきなくなることを避けるため，可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低行う手順を整備する。

減対策を行う手順を整備する。

a.手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が可搬型モニタリングポストの指示値が安定している状態

重大事故等時，災害対策本部長代理が可搬型モニタリング・ポストの指示値がで可搬型モニタリングポスト周辺のバックグラウンドレベルと可搬型モニタリングポ

安定している状態で可搬型モニタリング・ポスト周辺のバックグラウンドレベル

ストの指示値に有意な差があることを確認し，可搬型モニタリングポストのバックグと可搬型モニタリング・ポストの指示値に有意な差があることを確認し，可搬型

ラウンド低減対策が必要と判断した場合（プルーム通過後）。

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策が必要と判断した場合（プルーム通過後）。

b.操作手順
可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.13 図に示す。

ｂ．操作手順
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－13 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に可搬型モニタリングポスト① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要のバックグラウンド低減対策として，可搬型モニタリングポストの養生シートの交員に可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策として，可換を指示する。
② 保安班員は，車両等により可搬型モニタリングポストに移動し，養生シートの交換作業を行う。
③ 保安班員は，可搬型モニタリングポストの周辺汚染を確認した場合，必要に応じて除草，周辺の土壌撤去等により，周辺のバックグラウンドレベルを低減する。

搬型モニタリング・ポストの養生シートの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，車両等により可搬型モニタリング・ポストに移動し，養生シートの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストの周辺汚染を確認した場合，必要に応じて除草，周辺の土壌撤去等により，周辺のバックグラ
ウンドレベルを低減する。

c.操作の成立性

ｃ．操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，可搬型モニタリングポスト 15 台分の養生

上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，可搬型モニタリング・ポ

シートの交換作業は，作業開始を判断してから約 335 分で可能である。また，円滑に作スト 10 台分の養生シート交換作業は，作業開始を判断してから 300 分以内で可業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備す能である。また，円滑に作業ができるよう，緊急時対策所との連絡用に通信連絡
18

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
る。
(8) 放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策

東海第二設備を整備する。
(8) 放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策

事故後の周辺汚染により放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンドレベルが上事故後の周辺汚染により放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンドレベルが昇し，可搬型放射線計測器が測定不能となるおそれがある場合，放射性物質の濃度の測上昇し，可搬型放射能測定装置が測定不能となるおそれがある場合，放射性物質の定時のバックグラウンド低減対策を行うための手順を整備する。

濃度の測定時のバックグラウンド低減対策を行うための手順を整備する。

可搬型放射線計測器の検出器を遮蔽材で囲む等の対策によりバックグラウンドレベ
ルを低減させて，放射性物質の濃度を測定する。

可搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲む等の対策によりバックグラウンド
レベルを低減させて，放射性物質の濃度を測定する。

なお，可搬型放射線計測器の検出器を遮蔽材で囲んだ場合でも可搬型放射線計測器

なお，可搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲んだ場合でも可搬型放射能測が測定不能となるおそれがある場合は，バックグラウンドレベルが低い場所に移動し定装置が測定不能となるおそれがある場合は，バックグラウンドレベルが低い場所て，測定を行う。

に移動して，測定を行う。

a.手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が可搬型放射線計測器を使用する場所でバックグラウンド

重大事故等時，災害対策本部長代理が可搬型放射能測定装置を使用する場所でレベルの上昇により，可搬型放射線計測器による測定ができなくなるおそれがあるとバックグラウンドレベルの上昇により，可搬型放射能測定装置による測定ができ判断した場合。

なくなるおそれがあると判断した場合。

b.操作手順放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.14 図に示す。

ｂ．操作手順放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－14 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に放射性物質の濃度の測定時① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要のバックグラウンド低減対策として，可搬型放射線計測器により放射性物質の濃度

員に放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策として，可搬を測定する場合は，遮蔽材で囲む等の対策をとるよう指示する。

型放射能測定装置により放射性物質の濃度を測定する場合は，遮蔽材で囲む等の対策をとるよう指示する。

② 保安班員は，遮蔽材で囲む等の対策をとり，可搬型放射線計測器により放射性物質の濃度を測定する。
③ 保安班員は， ②の対策でも測定不能となるおそれがある場合は，バックグラウン
ドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。
c.操作の成立性② 重大事故等対応要員は，遮蔽材で囲む等の対策をとり，可搬型放射能測定装置により放射性物質の濃度を測定する。
③ 重大事故等対応要員は，②の対策でも測定不能となるおそれがある場合
は，バックグラウンドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。
ｃ．操作の成立性

上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，遮蔽材で囲む等は，作業開始を判断してか

上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，遮蔽材で囲む等は，作業ら約 25 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対開始を判断してから 30 分以内で可能である。また，円滑に作業ができるよう緊

策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

急時対策所との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(9)敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国が地方公共団体と連携して(9) 敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国が地方公共団体と連携し19

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.17 監視測定等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二策定するモニタリング計画に従い，資機材，要員及び放出源情報を提供するとともにモて策定するモニタリング計画に従い，資機材，要員及び放出源情報を提供するととニタリングに協力する。

もにモニタリングに協力する。

また，原子力災害が発生した場合に他の原子力事業者との協力体制を構築するため

また，原子力災害が発生した場合に他の原子力事業者との協力体制を構築するた

原子力事業者間協力協定を締結し，環境放射線モニタリング等への要員の派遣，資機材

め原子力事業者間協力協定を締結し，環境放射線モニタリング等への要員の派遣，の貸与等を受けることが可能である。

資機材の貸与等を受けることが可能である。

1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手順等
重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定
し，及びその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。
重大事故等時における気象観測設備及び可搬型気象観測装置による風向，風速その1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手順等
重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定
し，及びその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。
重大事故等時における気象観測設備及び可搬型気象観測設備による風向，風速その他の気象条件の測定は，連続測定を行う。

他の気象条件の測定は，連続測定を行う。

(1) 気象観測設備による気象観測項目の測定(1) 気象観測設備による気象観測項目の測定

気象観測設備は，通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，重気象観測設備は，通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，

大事故等時に測定機能等が喪失していない場合は，継続して気象観測項目を連続測

重大事故等時に測定機能等が喪失していない場合は，継続して気象観測項目を連続定し，測定結果は，記録紙に記録し，保存する。また，気象観測設備による風向，風測定し，測定結果は記録紙に記録し，保存する。また，気象観測設備による風向，

速その他の気象条件の測定は，自動的な連続測定であるため，手順を要するものでは

風速その他の気象条件の測定は，自動的な連続測定であるため，手順を要するもの

ない。

ではない。

なお，気象観測設備が機能喪失した場合は，「1.17.2.2 (2)可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定」を行う。
(2) 可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定

なお，気象観測設備が機能喪失した場合は，「1.17.2.2 (2) 可搬型気象観測設
備による気象観測項目の代替測定」を行う。
(2) 可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

重大事故等時に気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測装置により発重大事故等時に気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測設備により発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため手順を整備する。この手順のフローチャートを第 1.17.1 図に示す。

の手順を整備する。この手順のフローチャートを第 1.17－1 図に示す。

可搬型気象観測装置による代替測定地点については，測定データの連続性を考慮

可搬型気象観測設備による代替測定地点については，測定データの連続性を考慮し，発電所内を代表する気象観測設備の位置に配置することを原則とする。可搬型気

し，発電所内を代表する気象観測設備の位置に設置することを原則とする。可搬型

象観測装置の配置位置及び保管場所を第 1.17.15 図に示す。

気象観測設備の設置場所及び保管場所を第 1.17－15 図に示す。

ただし，地震・火災等で配置位置にアクセスすることができない場合は，アクセス

ただし，地震・火災等で設置場所にアクセスすることができない場合は，アクセ

ルート上の車両等で運搬できる範囲に配置位置を変更する。

スルート上の車両等で運搬できる範囲に設置場所を変更する。

a．手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

重大事故等時，保安班長が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で気象観測設備の指重大事故等時，災害対策本部長代理が緊急時対策所で気象観測設備の指示値を示値を確認する等，気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量の確認する等，気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量のいず

いずれかの測定機能が喪失したと判断した場合。

れかの測定機能が喪失したと判断した場合。

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b．操作手順
可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定についての手順の概要は以東海第二ｂ．操作手順
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.16 図に示す。

下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－16 図に示す。

① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員に可搬型気象観測装置に① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員

よる気象観測項目の代替測定の開始を指示する。その際，保安班長は，アクセに可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定の開始を指示する。そスルート等の被災状況を考慮し，配置位置を決定する。

の際，災害対策本部長代理は，アクセスルート等の被災状況を考慮し，設置場所を決定する。

② 保安班員は，高台保管場所に保管してある可搬型気象観測装置を車両等に積載② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管してある可搬型気象観測設

し，配置位置まで運搬・配置し，測定を開始する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対備を車両等に積載し，設置場所まで運搬・設置し，測定を開始する。緊急時

策所までデータが伝送されていることを確認し，監視を開始する。

対策所までデータが伝送されていることを確認し，監視を開始する。

③ 保安班員は，可搬型気象観測装置の記録装置（電子メモリ）に測定データを記③ 重大事故等対応要員は，可搬型気象観測設備の記録装置（電子メモリ）に測録し，保存する。なお，記録装置の電源が切れた場合でも電子メモリ内の測定

定データを記録し，保存する。なお，記録装置の電源が切れた場合でも電子データは消失しない。

メモリ内の測定データは消失しない。

④ 保安班員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合は，予備の外部バッ④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合は，予テリーと交換する。
（外部バッテリーは連続 7 日以上使用可能である。なお，1

備の外部バッテリーと交換する。
（外部バッテリーは連続 2 日以上使用可能

台の可搬型気象観測装置の外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，作業である。なお，1 台の可搬型気象観測設備の外部バッテリーを交換した場合開始を判断してから移動時間も含めて約 50 分で可能である。
）の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて 50 分以内で可能である。）

c.操作の成立性
上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業は，作業開始を判断してから約 90 分で可能である。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業は，作業開始を判断してから 80 分以内で可能である。

車両等で配置位置までの運搬ができない場合は，アクセスルート上に車両等で運車両等で設置場所までの運搬ができない場合は，アクセスルート上に車両等で搬し，配置する。また，円滑に作業ができるよう 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

運搬し，設置する。また，円滑に作業ができるよう緊急時対策所との連絡用に通との連絡用に通信連絡設備を整備する。

信連絡設備を整備する。

1.17.2.3 モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手順等

1.17.2.3 モニタリング・ポストの電源を代替交流電源設備から給電する手順等
非常用交流電源設備からの給電の喪失時は，無停電電源装置，常設代替高圧電源装

常用所内電源喪失時は，無停電電源装置及びモニタリング・ポスト用発電機によりモ

置及び可搬型代替低圧電源車によりモニタリング・ポストへ給電する。無停電電源装

ニタリング・ポストへ給電する。無停電電源装置は，常用所内電源喪失時に自動起動し，置は，非常用交流電源設備からの給電の喪失時に自動起動し，約 12 時間の間モニタ

約 15 時間の間モニタリング・ポストへ給電することが可能である。モニタリング・ポ

リング・ポストへ給電することが可能である。

スト用発電機は，無停電電源装置が機能維持していた場合は 15 時間以内に，機能喪失
していた場合は速やかに手動起動させ，約 18 時間ごとに給油を行いつつ，常用所内電源復旧までの間モニタリング・ポストに給電する。

モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態で代替交流電源設備から給電した場
合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。
なお，代替交流電源設備及び非常用交流電源設備からモニタリング・ポストへの給21

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モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態でモニタリング・ポスト用発電機から給電した場合，切替え操作を行うことで，放射線量の連続測定を開始する。モニタリン

東海第二電並びに代替交流電源設備及び非常用交流電源設備への給油については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

グ・ポスト用発電機の配置位置を第 1.17.17 図に示す。
なお，モニタリング・ポスト用発電機への給油については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
a．手順着手の判断基準
モニタリング・ポストの常用電源喪失後，保安班長が，緊急時対策所でモニタリ
ング・ポストの指示値及び無停電電源装置の運転に関する警報表示を確認し，モニタリング・ポスト用発電機による給電が必要と判断した場合。
b．操作手順モニタリング・ポスト用発電機からの給電を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.18 図に示す。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班員にモニタリング・ポスト用発電機からの給電を指示する。
② 保安班員は，無停電電源装置が機能喪失している場合は速やかに，又は機能維持していた場合は 15 時間以内に，モニタリング・ポスト用発電機を起動する。
③ 保安班員は，モニタリング・ポスト用発電機切替盤にて，切り替え操作を実施する。
c．操作の成立性
上記の対応は，保安班員 2 名にて実施し，一連の作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 1 時間 30 分で可能である。
なお，モニタリング・ポストが電源系以外の故障により，機能を喪失した場合は，「1.17.2.1(2)可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定」を
行う。

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備考

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備考
柏崎との相違箇所については本文に記載しているため下線を省略。
（以下，同様。
）

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1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等

東海第二1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等＜ 目 次 ＞

＜ 目 次 ＞

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
1.18.1 対応手段と設備の選定

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

a. 重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指ａ．重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備
b. 手順等示を行う要員等が緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備
ｂ．手順等

1.18.2 重大事故等時の手順等

1.18.2 重大事故等時の手順等

1.18.2.1 居住性を確保するための手順等

1.18.2.1 居住性を確保するための手順等(1)緊急時対策所立ち上げの手順(1)

a.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機運転手順
b.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順(2)原子力災害対策特別措置法第10条特定事象発生時の手順
a.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置手順
b.その他の手順項目にて考慮する手順(3)重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関する手順等
a.緊急時対策所にとどまる緊急時対策要員について

緊急時対策所立ち上げの手順

ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
ｂ．緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順(2)

原子力災害対策特別措置法第10条特定事象発生時の手順

ａ．緊急時対策所エリアモニタの設置手順
ｂ．その他の手順項目にて考慮する手順(3)

重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関する手順等

ａ．緊急時対策所にとどまる災害対策要員について
ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
ｃ．緊急時対策所加圧設備への切り替え準備手順

b.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順

ｄ．緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順
ｅ．緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切り替え手順

c.カードル式空気ボンベユニットによる5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化のための準備手順
d.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機への切替え手順
e.5号炉原子炉建屋内可搬型外気取入送風機による通路部のパージ手順
f.移動式待機所を使用する手順
1.18.2.2 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関する手順等

1.18.2.2 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関する手順等(1)安全パラメータ表示システム（SPDS）によるプラントパラメータ等の監視手順(1)

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）によるプラントパラメータ等の監視1

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手順
(2) 重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備(2) 重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備(3) 通信連絡に関する手順等(3) 通信連絡に関する手順等

1.18.2.3 必要な数の要員の収容に係る手順等

1.18.2.3 必要な数の要員の収容に係る手順等(1) 放射線管理

(1)

放射線管理

a. 放射線管理用資機材の維持管理等

ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）の維持管理等

b. チェンジングエリアの設置及び運用手順

ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順

c.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替え手順

ｃ．緊急時対策所非常用換気設備の切替え手順(2) 飲料水，食料等の維持管理(2)

1.18.2.4 代替電源設備からの給電手順

1.18.2.4 代替電源設備からの給電手順(1) 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による給電(1) 緊急時対策所用代替電源設備による給電

a.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備起動手順

飲料水，食料等の維持管理

ａ．緊急時対策所用発電機起動手順

b.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替え手順
c.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへの燃料給油手
順
d.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の待機運転手順
e.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備(予備)の切替え手順(2) 緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

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東海第二1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合

発電用原子炉設置者において、緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合においても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊急時対策所ににおいても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉

とどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉

施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処する

施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持するためにために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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。

ること。

【解釈】

【解釈】

１ 「現地対策本部としての機能を維持するために必要な手順等」とは、以下に掲

１「現地対策本部としての機能を維持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。

う。

ａ） 重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等ａ） 重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等をに対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。

整備すること。

ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｃ）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できｃ）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分でき

ること。

ること。

ｄ）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。

ｄ）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。

ｅ）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料水及び食料等ｅ）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

を備蓄すること。

２ 「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、「重大事故等に対処する

２ 「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等によために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要る工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

な数の要員を含むものとする。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するた故等に対処するために必要な指示を行う要員等が5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとめに必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するためにどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所の内外の通信

必要な指示を行うとともに，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡
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東海第二連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員

し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部とを収容する等の緊急時対策本部としての機能を維持するために必要な設備及び資機材をしての機能を維持するために必要な設備及び資機材を整備する。ここでは，緊急時対策整備する。ここでは，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設備及び資機材を活用した手順

所の設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

等について説明する。
なお，手順等については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。

なお，手順等については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

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東海第二1.18.1 対応手段と設備の選定

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

重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等がとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，を行う要員等がとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うととも発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するに，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処ために緊急時対策所を設置し必要な数の要員を収容する等の発電所緊急時対策本部するために緊急時対策所を設置し必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本としての機能を維持するために必要な対応手段及び重大事故等対処設備を選定す部としての機能を維持するために必要な対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

る。

重大事故等対処設備の他に自主対策設備※１及び資機材※２を用いた対応手段を選

重大事故等対処設備の他に自主対策設備※１及び資機材※２を用いた対応手段を選

定する。

定する。

※１ 自主対策設備：技術基準上すべての要求事項を満たすことやすべてのプラン※1 自主対策設備：技術基準上すべての要求事項を満たすことやすべてのプラン

ト状況で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

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，事に有効な設備

故対応に有効な設備。

※２ 資機材：「対策の検討に必要な資料」，「放射線管理用資機材」及び「飲料水，※2 資機材：「対策の検討に必要な資料」，「放射線管理用資機材（線量計及び食料等」については，資機材であるため重大事故等対処設備としない。

マスク等）」及び「飲料水，食料等」については，資機材であるため重大事
故等対処設備としない。

また，緊急時対策所の電源は，通常，5号炉の発電所の共通用高圧母線，及び 6号
炉若しくは 7号炉の非常用高圧母線より給電されている。

また，緊急時対策所の電源は，通常，発電所の常用電源設備より給電されている。

この発電所からの給電が喪失した場合は，その機能を代替するための機能、相互

この発電所からの給電が喪失した場合は，その機能を代替するための機能，相互関係を明確にした上で，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

関係を明確にした上で，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1.18.1図）。
（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）

備を選定する（第1.18.1－1図）。（以下「機能喪失原因対策分析」という。）

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」とう。
）だけでなく，設置許可基準規則第六十一条及び技術基準規則第七十六条（以下いう。）だけでなく，設置許可基準規則第六十一条及び技術基準規則第七十六条「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（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とともに，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確認するとともに，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，並びに，審査基準及び基準規則要求により選定し機能喪失原因対策分析の結果，並びに審査基準及び基準規則要求により選定したた対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準対処設備，自主対対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準対象施設，自主対策

策設備及び資機材を以下に示す。

設備及び資機材を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準対処設備，重大事故等対処設備，自主対策設

なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，重大事故等対処設備，自主対策設

備，資機材、整備する手順についての関係をそれぞれ第 1.18.1 表に示す。

備，資機材，整備する手順についての関係を第1.18.1－1表に示す。

a.重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指ａ．重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備示を行う要員等が緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備
5

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 対応手段

東海第二(a) 対応手段

重大事故等が発生した場合において，環境に放出された放射性物質等による重大事故等時が発生した場合において，環境に放出された放射性物質等によ

放射線被ばくから，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防る放射線被ばくから，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を護するため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を確保する手段がある。

防護するため，緊急時対策所の居住性を確保する手段がある。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性を確保するための設備

緊急時対策所の居住性を確保するための設備は以下のとおり。

は以下のとおり。
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室

・緊急時対策所

・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・緊急時対策所遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機

・緊急時対策所非常用送風機
・緊急時対策所非常用フィルタ装置

・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機用仮設ダ
クト

・緊急時対策所給気・排気配管・ダクト
・緊急時対策所給気・排気隔離弁

・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機

・緊急時対策所加圧設備・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ，配・緊急時対策所加圧設備（配管・弁）管・弁）・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・可搬型エリアモニタ（対策本部）

・緊急時対策所エリアモニタ

・可搬型モニタリングポスト

・可搬型モニタリング・ポスト

・酸素濃度計（対策本部）

・酸素濃度計・二酸化炭素濃度計（対策本部）

・二酸化炭素濃度計
・緊急時対策所用差圧計

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の居住性を確保するための設備は以下のとおり。
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダ
クト
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ，配管・弁）・可搬型エリアモニタ（待機場所）
・酸素濃度計（待機場所）
・二酸化炭素濃度計（待機場所）
6

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・差圧計（待機場所）
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所から重大事故等に対処するために必要な指示を

緊急時対策所から重大事故等の対処するために必要な指示を行うために必要行うために必要な情報を把握し，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通な情報を把握し，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡をす

信連絡するための手段がある。

るための手段がある。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策の必要な情報を把握できる設備，必要な通信連絡を行うための設備、資機材は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）※3

緊急時対策所の必要な情報を把握するための設備，通信連絡を行うための設
備及び資機材等は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）※３（以下「ＳＰＤＳ」という。）
・無線連絡設備（携帯型）

・無線連絡設備（常設，可搬型）・携行型有線通話装置

・携帯型音声呼出電話設備

・衛星電話設備（固定型）

・衛星電話設備（常設，可搬型）

・衛星電話設備（携帯型）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

ム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）
・無線通信装置

・5号炉屋外緊急連絡用インターフォン

・無線通信装置用アンテナ

・無線通信装置（常設）・衛星電話設備（屋外アンテナ）
・衛星無線通信装置

・無線連絡設備（屋外アンテナ）（常設）

・専用接続箱～専用接続箱電路

・衛星電話設備（屋外アンテナ）（常設）

・衛星制御装置

・衛星無線通信装置（常設）・通信機器・ＳＰＤＳ～無線通信装置用アンテナ電路

・有線（建屋内）（常設）

・衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路※3 主にデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS表示装置か※3 主にデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，ＳＰＤＳデら構成される。
重大事故等に対処するために必要な数の要員を5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で収容するための手段がある。

ータ表示装置から構成される。
重大事故等に対処するために必要な数の要員を緊急時対策所内で収容するための手段がある。

必要な数の要員を収容するために必要な資機材は以下のとおり。

必要な数の要員を収容するために必要な資機材は以下のとおり。

・放射線管理用資機材

・放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）

・飲料水，食料等

・飲料水，食料等

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源として，代替電源設備からの給電を確保す

緊急時対策所の電源として，代替電源設備からの給電を確保するための手段
7

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

るための手段がある。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の代替電源設備からの給電を確保するための設
備は以下のとおり。

東海第二

がある。
緊急時対策所の代替電源設備からの給電を確保するための設備は以下のとおり。

・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

・緊急時対策所用発電機

・可搬ケーブル・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク

・負荷変圧器・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

・交流分電盤・緊急時対策所用発電機～緊急時対策所用メタルクラッド開閉装置（以下・軽油タンク・タンクローリ（4kL）「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）電路
・緊急時対策所用Ｍ／Ｃ～緊急時対策所用動力変圧器電路・緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策所用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。）電路
・緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～緊急時対策所用モーターコントロールセンタ（以下「モーターコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。）電路
・緊急時対策所用ＭＣＣ～緊急時対策所用分電盤電路
・緊急時対策所用 125V 系蓄電池～緊急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
・緊急時対策所用直流 125V 主母線盤～緊急時対策所用直流 125V 分電盤電路
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク～緊急時対策所用発電機給油ポン
プ流路・緊急時対策所用発電機給油ポンプ～緊急時対策所用発電機燃料油サービス
タンク流路・緊急時対策所用発電機燃料油サービスタンク～緊急時対策所用発電機流路・緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計(b) 重大事故等対処設備及び自主対策設備，資機材(b) 重大事故等対処設備及び自主対策設備，資機材審査基準及び基準規則に要求される5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対審査基準及び基準規則に要求される緊急時対策所，緊急時対策所遮蔽，緊急策本部）高気密室，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽，5号

時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機，5号炉原子設備，緊急時対策所給気・排気配管・ダクト，緊急時対策所給気・排気隔離

炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，5号

弁，緊急時対策所加圧設備（配管・弁），緊急時対策所用差圧計，酸素濃度

炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機，5号炉原計，緊急時対策所エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト，ＳＰＤＳ，無子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ，配管・線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星

弁），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置，可電話設備（携帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

搬型エリアモニタ（対策本部），可搬型モニタリングポスト，酸素濃度計（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ），無線通信装置，無線通信（対策本部），差圧計（対策本部），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機装置用アンテナ，衛星電話設備（屋外アンテナ），衛星無線通信装置，専用接場所）遮蔽，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽，5号炉

続箱～専用接続箱電路，衛星制御装置，通信機器，ＳＰＤＳ～無線通信装置用
8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機，5号炉原子炉

アンテナ電路，衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電

建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，5号炉路，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ

原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ，配管・ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路は，重大事故等対処弁），可搬型エリアモニタ（待機場所），酸素濃度計（待機場所），差圧計

設備と位置付ける。

（待機場所），安全パラメータ表示システム（SPDS）,無線連絡設備（常設，
可搬型），携帯型音声呼出電話設備，衛星電話設備（常設，可搬型），統合原二酸化炭素濃度は，酸素濃度同様，居住性に関する重要な制限要素であることから，二酸化炭素濃度計は重大事故等対処設備と位置付ける。

子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，5号炉屋外緊急連絡用インタ

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，緊急時対策所の代替電源設備

ーフォン，無線通信装置，無線連絡設備（屋外アンテナ）
（常設）
，衛星電話

からの給電を確保するための手段に使用する設備のうち，緊急時対策所用発電設備（屋外アンテナ）（常設），衛星無線通信装置（常設），有線（建屋内）機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク，緊急時対策所用発電機給油ポン（常設）は，重大事故等対処設備と位置付ける。

プ，緊急時対策所用発電機～緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電路，緊急時対策所用Ｍ／二酸化炭素濃度は，酸素濃度同様，居住性に関する重要な制限要素である
ことから，二酸化炭素濃度計は重大事故等対処設備と位置付ける。

Ｃ～緊急時対策所用動力変圧器電路，緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策
所用Ｐ／Ｃ電路，緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～緊急時対策所用ＭＣＣ電路，緊急時機能喪失原因対策分析の結果により選定した，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用ＭＣＣ～緊急時対策所用分電盤電路，緊急時対策所用125V系蓄電池～

対策所の代替電源設備からの給電を確保するための手段に使用する設備のう

緊急時対策所用直流125V主母線盤電路，緊急時対策所用直流125V主母線盤～緊ち，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬ケーブル，負急時対策所用直流125V分電盤電路，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク～

荷変圧器，交流分電盤，軽油タンク，タンクローリ（ 4kL）
，軽油タンク出

緊急時対策所用発電機給油ポンプ流路，緊急時対策所用発電機給油ポンプ～緊口ノズル・弁はいずれも重大事故等対処設備と位置付ける。

急時対策所用発電機燃料油サービスタンク，緊急時対策所用発電機燃料油サー
ビスタンク～緊急時対策所用発電機流路，緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計はいずれも重大事故等対処設備と位置付ける。

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。

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。

以上の重大事故等対処設備において，発電所外（社内外）との通信連絡を行以上の重大事故等対処設備において，発電所外（社内外）との通信連絡を行うことが可能であることから，以下の設備は自主対策設備と位置付ける。あわうことが可能であることから，以下の設備は自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

せて，その理由を示す。

・送受話器（警報装置を含む。
）

・無線連絡設備（固定型）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

・専用電話設備（ホットライン）

・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））・テレビ会議システム（社内向）・テレビ会議システム（社内）・衛星電話設備（社内向）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

・送受話器（ページング）

・送受話器（ページング）

上記の設備は，基準地震動による地震力に対して十分な耐震性を有していな

上記の設備は，基準地震動による地震力に対して十分な耐震性を有していな

いが，設備が健全である場合は，発電所内外との通信連絡を行うための手段といが，設備が健全である場合は，発電所内外の通信連絡を行うための手段としして有効である。

て有効である。
9

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二また，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車は，緊急時対策所用発電機に比べて容量が小さく，保管場所が基準地震動による地震力に対して十分な耐震性を有しておらず，移動，設置，ケーブルの接続等に時間を要するものの，健全性が確認できた場合は，重大事故等時に緊急時対策所用代替電源設備からの給電ができない場合に緊急時対策所の換気設備，通信連絡設備及びその他の負荷に給電する代替手段として有効であることから，自主対策設備として配備する。

また，カードル式空気ボンベユニットは，対策要員の更なる被ばく線量低減として，陽圧化時間の延長を可能とするために自主対策設備として配備する。
さらに，移動式待機所は，事故対応の柔軟性と対策要員の放射線安全，労働環境向上を図るために自主対策設備として設置する対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材及び飲料水，食料等については，資機材であるため重大事故等対処設備としない。

対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及
び飲料水，食料等については，資機材であるため重大事故等対処設備としない。

b. 手順等

ｂ．手順等

上記のa.により選定した対応手段に係る手順を整備する。

上記のａ．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，本部長※4，号機班※5，復旧班※6，保安班※7及び総務班※8の 対応

これらの手順は，災害対策要員※４の対応として「重大事故等対策要領」に定として，緊急時対策本部運営要領，多様なハザード対応手順等に定める。
（第1.18.1

める。（第1.18.1－1表）表）
また，事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。
（第1.18.2表，第1.18.3表）

また，事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。（第1.18.1－2表，第1.18.1－3表）

本部長が持っている権限のうち，その一部を予め計画・情報統括※9，号機統括※10，
総務統括※11 に委譲している。
また，通常時における対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，飲料水及また，通常時における，対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量び食料等の管理，運用については，防災安全グループマネージャー，放射線安全グ

計及びマスク等），飲料水，食料等の管理，運用については，安全・防災グルー

ループマネージャー，放射線管理グループマネージャー及び労務人事グループマネ

プマネージャー，放射線・化学管理グループマネージャー及び総務グループマネージャー※12にて実施する。

ージャー※５にて実施する。

※4本部長：重大事故等発生時の原子力防災管理者（所長）及び代行者をいう。

※4 災害対策要員：重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部要10

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

本部長には，それを補佐する本部長付を置く。
※5号機班：緊急時対策要員のうち号機班の班員をいう。

東海第二員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直要員及び自衛消防隊（初期消火要員）。

※6復旧班：緊急時対策要員のうち復旧班の班員をいう。

※5 安全・防災グループマネージャー，放射線・化学管理グループマネージ※7保安班：緊急時対策要員のうち保安班の班員をいう。

ャー及び総務グループマネージャー：通常時の発電所組織における各グ※8総務班：緊急時対策要員のうち総務班の班員をいう。

ループの長をいう。

※9計画・情報統括：緊急時対策要員のうち計画班，保安班の業務を総括する者をいう。
※10号機統括：緊急時対策要員のうち復旧班，号機班の業務を総括する者をいい，6号炉を統括する者を 6号統括，7号炉を統括する者を 7号統括という。
※11総務統括：緊急時対策要員のうち資材班，総務班の業務を統括する者をいう。
※12防災安全グループマネージャー，放射線安全グループマネージャー，放射線管理グループマネージャー，労務人事グループマネージャー：通常時の発電所組織における各グループの長をいう。
1.18.2 重大事故等時の手順等

1.18.2 重大事故等時の手順等

1.18.2.1 居住性を確保するための手順等

1.18.2.1 居住性を確保するための手順等

重大事故が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う

重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を要員等の被ばく線量を7日間で100mSvを超えないようにするために必要な対応手段とし行う要員等の被ばく線量を7日間で100mSvを超えないようにするために必要な対応手て，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所遮蔽，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧段として，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィ化空調機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計により，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとルタ装置，緊急時対策所用発電機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計により，緊急時対

どまるために必要な居住性を確保する。

策所にとどまるために必要な居住性を確保する。

環境に放射性物質等が放出された場合，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリア

環境に放射性物質が放出された場合，緊急時対策所エリアモニタにより，緊急時対モニタにより，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に向かって放出される放射性物質による策所に向かって放出される放射性物質による放射線量を測定及び監視し，緊急時対策

放射線量を測定及び監視し，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）

所加圧設備による希ガス等の放射性物質の侵入を防止することで，重大事故等に対処による希ガス等の放射性物質の侵入を防止することで，重大事故等に対処するために必するために必要な指示を行う要員等を防護する。

要な指示を行う要員等を防護する。
また，万が一，希ガス等の放射物質が5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に侵入した場

また，万が一，希ガス等の放射性物質が緊急時対策所内に侵入した場合において合においても，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタにて監視，測定するも，緊急時対策所エリアモニタにて監視，測定し対策をとることにより，緊急時対策

ことにより，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内への放射性物質の侵入を低減する。

所への放射性物質の侵入を低減する。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内が事故対策のための活動に支障がない酸素濃度及び二酸化炭素濃度の範囲にあることを把握する。
これらを踏まえ事故状況の進展に応じた手順とする。

緊急時対策所内が事故対策のための活動に影響がない酸素濃度及び二酸化炭素濃度の範囲にあることを把握する。
これらを踏まえ事故状況の進展に応じた手順とする。
11

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(1) 緊急時対策所立ち上げの手順

東海第二(1) 緊急時対策所立ち上げの手順

重大事故が発生するおそれがある場合等 ※13，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所を使

重大事故等が発生するおそれがある場合等※１，緊急時対策所を使用し，発電所用し，緊急時対策本部を設置するための準備として，5号炉原子炉建屋内緊急時対策

災害対策本部を設置するための準備として，緊急時対策所を立ち上げるための手順

所を立ち上げるための手順を整備する。

を整備する。

※13原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令され，対策本部が設置される場合として，※1 警戒事態又は非常事態が宣言され，災害対策本部が設置される場合として，運転時の異常な過渡変化，設計基準事故も含める。
a. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機運転手順

運転時の異常な過渡変化，設計基準事故も含める。
ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順

原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，緊急時対策本部要員は，5号

警戒事態又は非常事態が宣言された場合，災害対策本部要員は，緊急時対策所

炉原子炉建屋内緊急時対策所を拠点として活動を開始する。5号炉原子炉建屋内緊を拠点として活動を開始する。緊急時対策所で活動する災害対策本部要員の必要

急時対策所で活動する緊急時対策本部要員の必要な換気量の確保及び被ばくの低な換気量の確保及び被ばくの低減のため，緊急時対策所非常用換気設備を起動減のため，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動する。

し，通常運転から緊対建屋加圧モードに切り替える。

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備からの給電により，5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動する。

常用電源設備が喪失した場合は，代替交流電源設備からの給電により，緊急時
対策所非常用換気設備を起動する。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動し，必要な換気を確

緊急時対策所非常用換気設備を起動し，必要な換気を確保するとともに，緊急保するとともに，可搬型陽圧化空調機フィルタを通気することにより放射性物質時対策所非常用フィルタ装置を通気することにより放射性物質の侵入を低減するの侵入を低減するための手順を整備する。

ために緊対建屋加圧モードに切り替える手順を整備する。

(a)手順着手の判断基準(a)

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所を立ち上げた場合。
(b)操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げ時の5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型陽圧化空調機の運転手順の概要は以下のとおり。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備（対策本部）系統概略図（プルーム
通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）を第1.18.2図に，5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機運転手順のタイムチ

手順着手の判断基準

緊急時対策所を立ち上げた場合。
(b) 操作手順
緊急時対策所立ち上げ時の緊急時対策所非常用換気設備の運転手順の概要は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－1図に，緊急時対策所
非常用換気設備運転手順のタイムチャートを第1.18.2.1－2図に示す。
①

系統概略図（プルーム通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）を②

換気設備の運転を開始する。

機運転手順のタイムチャートを第1.18.5図に，可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装
び陽圧化装置（空気ボンベ）（待機場所）設置場所を第1.18.図，第1.18.8図に示す。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機操作手順】①計画・情報統括は，手順着手の判断基準に基づき，保安班長に5号炉原子炉

災害対策要員は，キースイッチを「通常運転モード」から「緊対建屋加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所非常用第1.18.4図に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調置（空気ボンベ）（対策本部）設置場所を第1.18.6図に，可搬型陽圧化空調機及災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に
緊急時対策所非常用換気設備の起動を指示する。

ャートを第1.18.3図に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所換気設備（待機場所）③

災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。

(c) 操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所内において災害対策要員1名で行い，一連の操作
完了まで5分以内で可能である。
廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順
12

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の起動を指示する。

東海第二に変更はない。

②保安班は,5号炉中央制御室換気空調系の送風機及び排風機が停止していることと MCR外気取入ダンパ， MCR排気ダンパ，MCR非常用外気取入ダンパが閉していることを確認する。なお，全交流動力電源喪失等の場合で MCR排気ダンパ，MCR外気取入ダンパ，MCR非常用外気取入ダンパが閉まっていなかった場合は，手動で閉める。
③保安班は，5号炉中央制御室換気空調系給排気口に閉止板を取り付ける。
④保安班は，活性炭フィルタ保管場所に移動し,活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタを取出した後， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
可搬型陽圧化空調機設置場所に移動する。
⑤保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の活性炭フィルタを装着し，仮設ダクトを差込口に接続して，電源を接続する。
⑥保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機を起動する。
⑦保安班は，差圧計で室内の圧力が微正圧（20Pa以上）であることを確認する。一度，同空調機を起動した後は，基本的に継続的な調整は不要である。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機操作手順】①号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班長に 5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の起動を指示する。
②復旧班は，5号炉中央制御室換気空調系給排気口に閉止板を取り付ける。
③復旧班は，活性炭フィルタ保管場所に移動し,活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタを取出した後， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
可搬型陽圧化空調機設置場所に移動する。
④復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の活性炭フィルタを装着し，仮設ダクトを差込口に接続して，電源を接続する。
⑤復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機を起動する。
⑥復旧班は，差圧計で室内の圧力を微正圧（20Pa以上）であることを確認する。一度同空調機を起動した後は，基本的に継続的な調整は不要である。
(c)操作の成立性
上記の現場対応は 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所付近において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機は保安班2名で，5号
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東海第二炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機は復旧班2名で行い，一連の操作完了まで約60分を要する。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。
b. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順

ｂ．緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の使用を開始した場合，5号炉原子炉建屋内緊緊急時対策所の使用を開始した場合，緊急時対策所の居住性確保の観点か

急時対策所の居住性確保の観点から，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の酸素ら，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。

濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。

酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。

酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a)手順着手の判断基準

緊急時対策所の使用を開始した場合。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の使用を開始した場合。

(b) 操作手順(b)操作手順

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順の概要は以下のと5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手おり。

順の概要は以下のとおり。

①

災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

①総務統括は，手順着手の判断基準に基づき，総務班長に5号炉原子炉建屋内緊②

急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

災害対策要員は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。（測定箇所は，第②総務班は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて5号炉原子炉建屋内緊急時対1.18.2.1－3図を参照）

策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。
（測定箇所は，第1.18.6図，(c) 操作の成立性

第1.18.7図を参照）

上記の対応は，緊急時対策所内において，災害対策要員 1 名で行う。

(c)操作の成立性

室内での測定のみであるため，速やかに対応が可能である。

上記の対応は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，総務班１名で行う。

廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順

室内での測定のみであるため，速やかに対応が可能である。

に変更はない。
(2)原子力災害対策特別措置法第10条事象発生時の手順
a.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置手順(2)

原子力災害対策特別措置法第10条特定事象発生時の手順

ａ．緊急時対策所エリアモニタの設置手順

原子炉格納容器から希ガス等の放射性物質が放出された場合に，5号炉原子炉建

原子炉格納容器から希ガス等の放射性物質が放出された場合に，緊急時対策所

屋内緊急時対策所の居住性の確認（線量率の測定）を行うため，5号炉原子炉建屋内の居住性の確認（線量率の測定）を行うため，緊急時対策所に緊急時対策所エリ

緊急時対策所（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）に可搬

アモニタを設置する手順を整備する。

型エリアモニタを設置する手順を整備する。
さらに，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタは，5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所内への放射性物質等の侵入量を微量のうちに検知し，陽圧化の判断を行うために使用する。
なお，可搬型モニタリングポスト等についても，5号炉原子炉建屋内緊急時対策

さらに，緊急時対策所エリアモニタは，緊急時対策所内への放射性物質の侵入量を微量のうちに検知し，正圧化の判断を行うために使用する。
なお，可搬型モニタリング・ポスト等についても，緊急時対策所を加圧するための判断の一助とする。
(a) 手順着手の判断基準
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所を加圧するための判断の一助とする。
(a)手順着手の判断基準
当直副長が原子力災害対策特別措置法第10条特定事象が発生したと判断した場
合。

東海第二

災害対策本部長代理が原子力災害対策特別措置法第10条特定事象が発生したと判断した場合。
(b) 操作手順
緊急時対策所エリアモニタを設置する手順の概要は以下のとおり。このタイ(b)操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタを設置する手順の概要

ムチャートを第1.18.2.1－4図に示す。
①①保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班に可搬型エリアモニタの設②②保安班は，可搬型エリアモニタを設置し，起動する。
上記の対応は，保安班2名にて実施し，一連の作業の所要時間は，作業開始を判断してから約20分で可能である。
b.その他の手順項目にて考慮する手順
可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定手順は，「1.17監視測定等に関す重大事故等対応要員は，緊急時対策所エリアモニタを設置し，起動する。

置の開始を指示する。
(c)操作の成立性

災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に緊急時対策所エリアモニタ設置の開始を指示する。

は以下のとおり。このタイムチャートを第1.18.9図に示す。

(c) 操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 1 名にて実施し，一連の作業の所要時間
は，作業開始を判断してから 10 分以内で可能である。
ｂ．その他の手順項目にて考慮する手順
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定手順は，「1.17 監視測定等に関する手順等」で整備する。

る手順等」で整備する。
(3)重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関する手順等
重大事故等が発生した場合，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護し，居住性を確保するための手順を整備する。
ａ.緊急時対策所にとどまる緊急時対策要員について(3) 重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関する手順等
重大事故等が発生した場合，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護し，居住性を確保するための手順を整備する。
ａ．緊急時対策所にとどまる災害対策要員について

プルーム通過中においても，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる緊

プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる災害対策要員は，休憩，急時対策要員は，休憩，仮眠をとるための交替要員を考慮して，重大事故等に仮眠をとるための交代要員を考慮して，重大事故等に対処するために必要な指示対処するために必要な指示を行う6号及び7号炉に係る要員52名に1～5号炉にを行う要員48名と，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡係る要員2名を加えた54名と，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放散を抑制するために必要な要員18名をあわせて，66名と想定している。

射性物質の拡散を抑制するために必要な要員75名のうち6号及び7号炉中央制

プルーム放出のおそれがある場合，災害対策本部長は，この要員数を目安と御室にとどまる運転員18名を除く57名の合計111名，5号炉運転員8名と保安検し，最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時対策所にとどまる要員を判断す

査官2名をあわせて，121名と想定している。このうち，重大事故等に対処するる。

ために必要な指示を行う 6号及び7号炉に係る要員 52名，1～5号炉に係る要なお，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合は東海発電所の災害員 2名，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑対策要員4名を加えた70名を目安とし最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時制するために必要な要員のうちの 17名及び保安検査官 2名の合計 73名が 5対策所にとどまる要員を判断する。プルーム放出のおそれがある場合，災害対策

号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）にとどまり，原子炉格納容器の破本部長は，この要員数を目安とし，廃止措置中の東海発電所の災害対策要員も考損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員のう慮し最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時対策所にとどまる要員を判断す

ち残りの 40名及び 5号炉運転員 8名の合計 48名が 5号炉原子炉建屋内緊急

る。
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東海第二時対策所（待機場所）にとどまる。
プルーム放出のおそれがある場合，本部長は，この要員数を目安とし，最大収容可能人数（約180名）の範囲で5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる
要員を判断する。
ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
プルーム放出時に緊急時対策所等に加圧設備から空気を供給するための準備を行う手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
中央制御室から炉心損傷が生じた ※２旨の連絡があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長代理が炉心損傷※２の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合※2 格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）で格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の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（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に，原子炉
圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備の手順は以下のとおり。
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャートを第
1.18.2.1－5図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に
緊急時対策所加圧設備の系統構成を指示する。
②

災害対策要員は，各部に漏えい等がないことを高圧空気ボンベ出口圧力にて確認する。

③

災害対策要員は，「待機時高圧空気ボンベ出口圧力低(Ｌ)」及び「空気供給量低」警報をバイパスさせる。

(c) 操作の成立性
上記の対応は災害対策要員2名で行い，着手から漏えい等がないことの確認までの一連の操作完了まで65分以内で対応可能である。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。
ｃ．緊急時対策所加圧設備への切り替え準備手順
プルーム放出のおそれがある場合，プルーム放出に備え，パラメータの監視強化及び緊急時対策所加圧設備による加圧操作の要員配置を行うための手順を整備
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東海第二

する。
(a) 手順着手の判断基準
プルーム放出のおそれがある場合
具体的には，以下のいずれかに該当した場合・プルーム放出前の段階において，直接線，スカイシャイン線により，緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が有意な上昇傾向となった場合・中央制御室から炉心損傷※２が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長代理が炉心損傷※２の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合※2 格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）で格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の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（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に，原子炉
圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
プルーム放出のおそれがある場合に実施する手順は以下のとおり。緊急時対策所加圧設備への切り替え手順のタイムチャートを第1.18.2.1－6図に示す。
①

災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，プルーム放出に備え，重大事故等対応要員等ヘパラメータの監視強化及び緊急時対策所
加圧設備による加圧操作の要員配置を指示する。

②

重大事故等対応要員は可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エ
リアモニタの監視強化を行う。

③ 災害対策要員は，加圧設備の操作に備え配置場所で待機する。
(c) 操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所にて重大事故等対応要員1名及び災害対策要員1名で行う。室内での要員の配置等のみであるため，短時間での対応が可能である。
なお，直接線，スカイシャイン線により可搬型モニタリング・ポストのうち複数台の指示値上昇が予想されることから，緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト以外の可搬型モニタリング・ポスト指示値も参考として監視する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。
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b.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の
手順

東海第二

ｄ．緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順
格納容器ベントを実施する場合に備え，緊急時対策所非常用換気設備から緊急格納容器ベントを実施する場合に備え，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）への移動の手順，及時対策所加圧設備に切り替えることにより，緊急時対策所等への外気の流入を遮断する手順を整備する。

び 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機から5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）に切り替えることにより，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）への外気の流入を遮断する手順を整備する。
(a)手順着手の判断基準
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧判断のフローチャートは第1.18.10図に示すとおりであり，以下の①②のいずれかの場

緊急時対策所加圧設備による加圧判断のフローチャートは第 1.18.2.1－7 図に示すとおりであり，以下のいずれかの場合。
・緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が合。
① 以下の【条件 1 -1】及び【条件 1 -2】が満たされた場合【条件 1 -1】：6号及び 7号炉の炉心損傷 ※ 14及び格納容器破損の評価に必要なパラメータの監視不可【条件 1 -2】
：可搬型モニタリングポスト（5号炉近傍に設置するもの，以下同じ），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニ②(a) 手順着手の判断基準

20mSv／hとなった場合
・緊急時対策所エリアモニタの指示値が0.5mSv／hとなった場合
・炉心損傷を判断した場合※２において，サプレッション・プール水位指示
値が通常水位＋6.4m※３に到達した場合
・炉心損傷を判断した場合※２において，可燃性ガス濃度制御系による水素タいずれかのモニタ値が急上昇し警報発生

濃度制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した

以下の【条件 2-1-1】又は【条件 2 -1-2】，及び【条件 2-2-1】又は【条場合で，かつ原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）を注入している場

件 2-2-2】が満たされた場合【条件 2 -1-1】：6号又は 7号炉において炉心損傷 ※ 14後に格納容器ベン合※2 格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）で格納容器内のガンマ線線

トの実施を判断した場合

量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場【条件 2 -1-2】：6号又は 7号炉にて炉心損傷 ※ 14後に格納容器破損徴候

合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できない場が発生した場合

合に，原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
※3 格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,速やかに緊急【条件 2 -2-1】：格納容器ベント実施の直前

時対策所の加圧を行えるよう設定している。なお，サプレッション・【条件 2 -2-2】可搬型モニタリングポスト，5号炉原子炉建屋内緊急時

プール水位が通常水位＋6.4mから＋6.5mに到達するまでは評価上約20

対策所可搬型エリアモニタいずれかのモニタ値急上昇し

分である。

警報発生
※14

格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)が使用できない場合に，原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b)操作手順

東海第二(b) 操作手順

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から5号炉原子炉建屋内緊急

緊急時対策所にとどまる必要のない要員が発電所外へ一時退避し，緊急時対時対策所（対策本部）への現場要員の移動手順，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所等を加圧する

策所陽圧化装置（空気ボンベ）の起動，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬手順の概要は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－8図に，切り替え手順型陽圧化空調機の停止手順は以下のとおり。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）を第1.18.11図に，5号炉のタイムチャートを第1.18.2.1－9図に示す。
①

災害対策本部長は，災害対策要員が実施する事象進展予測等から，格納容

原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における手順のタイムチャートを第器ベントに備え，緊急時対策所にとどまる現場要員の移動及びとどまる必1.18.12図に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備系統概略

要のない要員の発電所からの一時退避に関する判断を行う※４。

図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）を第 1.18.13※4・災害対策要員が実施する事象進展予測から，炉心損傷後※２の格納容図に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）における手順のタイムチ

器ベントの実施予測時刻が6.5時間以内になると判明した場合。

ャートを第 1.18.14図に示す。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機・災害対策要員が実施する事象進展予測から，炉心損傷後※２の格納容場所）及び 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の見取り図を第器ベントより先に格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に1.18.15図に示す。

近づき，水素ガス・酸素ガスの放出の実施予測時刻が6.5時間後以内になると判明した場合で，放出される放射性物質量，風向き等から① 本部長は，計画班が実施する事象進展予測等から，格納容器ベントに備

災害対策本部長が退避が必要と判断した場合。

え，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）又は5号炉原子炉建屋内・事象進展の予測ができず，炉心損傷後※２の格納容器ベントに備え，

緊急時対策所（対策本部）にとどまる現場要員の移動及びとどまる必要のない要員の発電所からの一時退避に関する判断を行う ※15。

災害対策本部長が退避が必要と判断した場合。

※15・計画班が実施する事象進展予測から，炉心損傷後※14の格納容器ベントの実・不測の事態が発生し，放射性物質の放出に備え，災害対策本部長が施予測時刻が2時間後以内になると判明した場合。

退避が必要と判断した場合。

・計画班が実施する事象進展予測から，炉心損傷後 ※14の格納容器ベントより※2 格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）で格納容器内のガンマ線

先に格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に近づき，水素ガス・酸素

線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった

ガスの放出の実施予測時刻が2時間後以内になると判明した場合で，放出され場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できなる放射性物質量，風向き等から本部長が退避が必要と判断した場合。

い場合に，原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
②

・事象進展の予測ができず，炉心損傷後※14の格納容器ベントに備え，本部長が退避が必要と判断した場合。

電所から一時待避する要員とを明確にする。
③

・不測の事態が発生し，放射性物質の放出に備え，本部長が退避が必要と判断
格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格納容器内のガンマ線線量定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への退避を指示する。
④

災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員へ緊⑤

災害対策本部長代理は，格納容器ベント実施の前には，緊急時対策所にと率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)が使用できない場合に，原子炉圧
力容器温度計で300℃以上を確認した場合。

災害対策本部長は，発電所から一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移動手段を確保させ，放射性物質による影響の少ないと想

した場合。
※14

災害対策本部長は，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる要員と，発急時対策所加圧設備による緊急時対策所等の加圧開始を指示する。
どまる要員が全て緊急時対策所に戻って来ていることの確認を行う。
19

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）②本部長は，プルーム放出中に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

東海第二

⑥

又は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員と，発電本部加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所用所から一時退避する要員とを明確にする。
③本部長は，発電所から一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手
段，移動手段を確保させ，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）又は 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）への現場要員の移動にあわせて，放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所

災害対策要員は，キースイッチを「緊対建屋加圧モード」から「災害対策
加圧設備空気ボンベによる加圧を開始する。

⑦

災害対策要員は，災害対策本部と隣接区画の差圧が正圧（20Pa以上）であることを確認する。

(c) 操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所において，災害対策要員 1 名で行い，一連の操災害対策支援拠点等）への退避を指示する。

作完了まで 5 分以内で可能である。このうち，緊急時対策所加圧設備の操作か④本部長は，手順着手の判断に基づき，計画・情報統括へ5号炉原子炉建屋ら正圧に達するまでの時間は，1 分未満である。

内緊急時対策所（対策本部）の5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
陽圧化装置（空気ボンベ）の起動及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順に変更はない。

策本部）可搬型陽圧化空調機の停止を，号機統括へ5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）の起動及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の停止を指示する。
⑤本部長は，格納容器ベント実施の前には，現場要員が全て5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）に戻って来ていることの確認を行う。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の手順】①保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトを切離し，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
への給気口に閉止板を取付けるとともに，陽圧化装置（空気ボンベ）空気
給気弁の開操作，差圧調整用排気弁（陽圧化装置（空気ボンベ））の開操作
及び差圧調整用排気弁（可搬型陽圧化空調機）の閉操作を行い，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化を開始する。
②保安班は，陽圧化状態の差圧確認後に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外側に設置する5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
可搬型陽圧化空調機を停止する。
③保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）において，差圧確認後に二酸化炭素濃度上昇を防止するために，5号炉原子炉建屋内緊急時
対策所二酸化炭素吸収装置を起動する。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の手順】
20

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二①復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトを切離し，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
への給気口に閉止板を取付けるとともに，陽圧化装置（空気ボンベ）空気
給気弁の開操作を行い ※ 16，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の陽圧化を開始する。
②復旧班は，陽圧化状態の差圧確認後に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の外側に設置する5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
可搬型陽圧化空調機を停止する。
※16 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）は通常時において空気ボンベの元弁は開とし，ボンベラックごとに隔離弁を設置し通常運転時に閉としておく。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装
置（空気ボンベ）使用時には，各々のボンベラックの隔離弁を事故発生
後 24時間以内に開操作した後，加圧判断を受けて，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）及び 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）内に設置する給気弁を開操作することで 5号炉原子炉建屋内緊
急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化開始可能な設計とする。
(c)操作の成立性
上記の対応は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及びその近傍において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は保安班3名で，5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）は復旧班3名で行う。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化状態の確認完了まで約2分で可能である。
また，陽圧化状態の確認後，可搬型陽圧化空調機を停止し，5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）では，二酸化炭素吸収装置を起動するまで，約5分である。
c.カードル式空気ボンベユニットによる5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化のための準備手順(a)手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※14で，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽
圧化装置（空気ボンベ）を使用できない場合，又は6号及び 7号炉の同時でない格納容器ベント操作を実施する場合。
※14

格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格納容器内の21

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

ガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)が使用できない場合に，原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。
(b)操作手順
カードル式空気ボンベユニットによる 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化のための準備手順の概要は以下のとおり。
【カードル式空気ボンベユニットの準備操作】①本部長は，手順着手の判断基準に基づき，号機統括に5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）の陽圧化のためのカードル式空気ボンベユニッ
トの準備を指示する。
②号機統括は，緊急時対策要員にカードル式空気ボンベユニットの準備を指示する。
③緊急時対策要員は，5号炉原子炉建屋近傍へカードル式空気ボンベユニッ
トを移動させる。
④緊急時対策要員は，カードル式空気ボンベユニットをホースにて接続し，さらに5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置配管と接続するため，5号炉原子炉建屋接続口へホースを接続する。
⑤緊急時対策要員は，カードル式空気ボンベユニットのボンベ元弁を開操作
し，カードル式空気ボンベユニット建屋接続外弁を開操作する。
⑥緊急時対策要員は，カードル式空気ボンベユニットの準備完了を号機統括へ報告する。
【 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化】①本部長は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化時間の延長が必要になった場合，号機統括へカー
ドル式空気ボンベユニットによる陽圧化を指示する。
②号機統括は，緊急時対策要員にカードル式空気ボンベユニットによる陽圧化を指示し，緊急時対策要員は，5号炉原子炉建屋内でカードル式空気ボン
ベユニット建屋接続内弁を開操作することで5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を陽圧化する。
(c)操作の成立性
カードル式空気ボンベユニットによる5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の加圧準備操作は，緊急時対策要員7名で実施し，約150分で対応可能である。
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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の加圧操作は，緊急時対策要員
2名で実施し，約 5分で対応可能である。
カードル式空気ボンベユニットの準備操作は，参集した緊急時対策要員によって行う。なお，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）が建屋内の空気ボンベによって陽圧化されている時に，カードル式空気ボンベユニットによる空気の供給を開始した場合も，空気ボンベの下流側に設置されている圧力調整ユニットにより系統圧力が制御されているため，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に影響がでることはない。
d．5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機への切替え手順
周辺環境中の放射性物質が十分減少した場合にプルーム通過後の5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機への切替え手順を整備する。
(a)手順着手の判断基準

ｅ. 緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切り替え手順
周辺環境中の放射性物質が十分減少した場合にプルーム通過後の緊急時対策所
加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切り替え手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
可搬型モニタリング・ポスト等の線量率の指示が上昇した後に，減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になり，周辺環境中の放射性物質が十分減少し

・可搬型モニタリングポスト等の線量率の指示が上昇した後に，減少に転じ，更た場合。

に線量率が安定的な状態になり，周辺環境中の放射性物質が十分減少し，5号炉(b) 操作手順

原子炉建屋屋上階の階段室近傍（可搬型外気取入送風機の外気吸込場所）に設置する可搬型モニタリングポストの値が0.2mGy/h※17を下回った場合。

緊急時対策所の正圧化について，緊急時対策所加圧設備による給気から緊急時対策所非常用換気設備への切り替え手順の概要は以下のとおり。

※17保守的に 0.2mGy/hを 0.2mSv/hとして換算し，仮に 7日間被ばくし続け

緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－1図及び第1.18.2.1－

たとしても，0.2mSv/h×168h=33.6mSv≒34mSv程度と100mSvに対して十分余裕が10図に，緊急時対策所における手順のタイムチャートを第1.18.2.1－11図に示あり，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性評価である約 58mSvに加えた場す。

合でも 100mSvを超えることのない値として設定(b)操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に
緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替えを指示する。

策所（待機場所）の陽圧化について，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装② 災害対策要員は，キースイッチを「災害対策本部加圧モード」から「緊置（空気ボンベ）による給気から 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化

対建屋浄化モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケン

空調機への切替え手順の概要は以下のとおり。

スにて，建屋浄化モード運転を開始する。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備系統概略図（プルーム③ 災害対策要員は，建屋内の浄化運転が1時間継続されたことを確認し，キ

通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）を第1.18.2図に，5号炉

ースイッチを「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加圧モード」に切

原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における手順のタイムチャートを第り替え，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，緊急時対策所非

1.18.16図に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）における手順のタイ
ムチャートを第1.18.17図に示す。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の手順】

常用換気設備の運転を開始する。
④ 災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。
(c) 操作の成立性
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）①計画・情報統括は，手順着手の判断基準に基づき，保安班長に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の起動及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）の停止を
指示する。

東海第二

上記の対応は緊急時対策所において，災害対策要員 1 名で行い，一連の操作完了まで 67 分以内で可能である。
廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順に変更はない。

②保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外側において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の仮設ダ
クトを5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）給気口と接続する。
③保安班は，プルーム通過後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合（5号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポストの値と建屋内雰囲気線量の測定結果から判断）には，屋外から直接，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機を用いて外気取り入れを可能とするために仮設ダクトを敷設する。
④保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の内側において，給気口の閉止板を取外し 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機による給気を開始する。
⑤保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の内側において，差圧調整用排気弁（可搬型陽圧化空調機）を開操作し，差圧調整用排気弁（陽圧化装置（空気ボンベ））を閉操作し，陽圧化装置（空気ボンベ）空気給気弁を閉操作する。
【5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の手順】①号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班長に5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の起動及び5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）の停止を指示する。
②復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の外側において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の仮設ダ
クトを5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）給気口と接続する。
③復旧班は，プルーム通過後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合（5号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポストの値と建屋内雰囲気線量の測定結果から判断）には，屋外から直接，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機を用いて外気取り入れを可能とするために仮設ダクトを敷設する。
24

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二④復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の内側において，給気口の閉止板を取外し 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）内に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機による給気を開始する。
⑤復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の内側において，陽圧化装置（空気ボンベ）空気給気弁を閉操作する。
(c)操作の成立性
上記の対応は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及びその近傍において，5号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は保安班2名で，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）は復旧班2名で行う。5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型陽圧化空調機の起動及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）の停止まで約30分（プルーム通過後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合（5号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポストの値と建屋内
雰囲気線量の測定結果から判断）における，屋外から直接に可搬型陽圧化空調機を用いて外気取入を可能とするための仮設ダクト敷設及び可搬型陽圧化空調機の起動操作（10分），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替え操作（10分）を含む）で可能である。

e.5号炉原子炉建屋内可搬型外気取入送風機による通路部のパージ手順
建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合においては，通路部の雰囲気のパージを行うために5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機による5号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機及び5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の給気エリアとなる通路部のパージの手順を整備する。
(a)手順着手の判断基準
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機への切替えを実施する場合に，建屋内の雰囲気線量（電離箱サーベイメータで測定）が屋外より高いことが，5号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポストの値との比較から確認された場合。
(b)操作手順25

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東海第二5号炉原子炉建屋内可搬型外気取入送風機による通路部のパージ手順は，以下のとおり。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所通路部可搬型外気取入送風機系統概略図を第 1.18.18図に，手順のタイムチャートを第1.18.19図に示す。
①計画・情報統括は，手順着手の判断基準に基づき，保安班に5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機による通路部のパージを実施するよう指示する。
②保安班は，屋上から5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機へ仮設ダクトを敷設し，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機を起動する。
③保安班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機の運転状態を確認する。
(c)操作の成立性
上記の対応は，保安班2名で行い，一連の操作完了まで予備機への切替え操作を想定した場合，約30分で可能である。
f.移動式待機所を使用する手順
事故対応の柔軟性と対策要員の放射線安全，労働環境改善を図るために，
移動式待機所を，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために現場にて対応を行う要員を防護できる手段として使用することを考慮する。
そこで，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の現場要員がとどまることができる待機場所として，換気設備，電源設備及び通信連絡設備等を有する移動式待機所を使用し，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑するために現場にて対応を行う要員を収容するための移動式待機所の使用手順を整備する。
(a)手順着手の判断基準
以下の線量率であり，本部長が移動式待機所の使用が必要と判断した場合。
・プルーム通過時間（格納容器ベント実施後10時間）経過後に，1mSv/h以下
・事故発生後7日（168時間）時点で0.2mSv/h以下(b)操作手順
移動式待機所を使用する手順は次のとおり。移動式待機所の保管及び使用場所を第1.18.20図に，移動式待機所の外観図を第1.18.21図に，移動式待機所の使用準備のタイムチャートを第1.18.22図に示す。
①号機統括及び計画・情報統括は手順着手の判断基準に基づき，号機統括は
26

備考

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東海第二復旧班に，計画・情報統括は保安班に移動式待機所の使用を指示する。
②復旧班及び保安班は，移動式待機所の保管及び使用場所である荒浜側高台
保管場所に移動する。
③復旧班及び保安班は，移動式待機所の床及び壁面に汚染が確認された場合
は，除染を行う。
④復旧班は，移動式待機所に設置する可搬型電源設備を起動した上で，可搬型陽圧化空調機を起動し，陽圧化を実施する。
⑤復旧班及び保安班は，可搬型エリアモニタ及びチェンジングエリアを設置する。
⑥復旧班は，差圧計で室内の圧力が微正圧（20Pa以上）であることを確認する。
⑦復旧班は，移動式待機所の使用準備完了を号機統括へ報告する。
(c)操作の成立性
上記の対応は，移動式待機所の使用場所において，復旧班 2 名及び保安班
1 名で行い，一連の操作完了まで約 90 分と想定する。
1.18.2.2 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関する手順等

1.18.2.2 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関する手順等

重大事故等が発生した場合において，重大事故等に対処するために必要な指示

重大事故等が発生した場合において，重大事故等に対処するために必要な指示を行を行う要員等が，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の安全パラメータ表示システ

う要員等が，緊急時対策所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備により，必要なプラントパラ

ム（SPDS）及び通信連絡設備により，必要なプラントパラメータ等を監視又は収メータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとと集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに，重大事故等

もに，重大事故等に対処するための対策の検討を行う。

に対処するための対策の検討を行う。
また，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を，5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所に整備する。
重大事故等が発生した場合において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信

また，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を，緊急時対策所に整備する。
重大事故等が発生した場合において，緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所
内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。

連絡設備により，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。
全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備からの給電により，5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所の安全パラメータ表示システム（SPDS）及び通信連絡設備を使用する。
(1) 安全パラメータ表示システム（SPDS）によるプラントパラメータ等の監視手順
重大事故等が発生した場合，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策支援
システム伝送装置及び安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちSPDS表示装置により重大事故等に対処するために必要なプラントパラメータ等を監視する手順を整

常用電源及び非常用電源の喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策
所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備を使用する。
(1)

ＳＰＤＳによるプラントパラメータ等の監視手順
重大事故等が発生した場合，緊急時対策所の緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により重大事故等に対処するために必要なプラントパラ
メータ等を監視する手順を整備する。
ａ．手順着手の判断基準
緊急時対策所を立上げた場合。
ｂ．操作手順27

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

備する。

東海第二

ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置を起動し，監視する手順は以下のとお(a) 手順着手の判断基準
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所を立ち上げた場合。
(b) 操作手順

り。ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の概要を第1.18.2.2－1図に示す。
なお，緊急時対策支援システム伝送装置については，常時，伝送が行われており，操作は必要ない。
① 災害対策要員は，手順着手の判断基準に基づき，ＳＰＤＳデータ表示装安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちSPDS表示装置を起動し，監視置の接続を確認し，端末（ＰＣ）を起動する。

する手順の概要は以下のとおり。安全パラメータ表示システム（SPDS）及び② 災害対策要員は，ＳＰＤＳデータ表示装置にて，各パラメータを監視す

データ伝送設備の概要を第1.18.23図に示す。

る。

なお，緊急時対策支援システム伝送装置については，常時，伝送が行われており，操作は必要ない。
① 号機班は，手順着手の判断基準に基づき SPDS表示装置の接続を確認
し，端末（PC）を起動する。
② 号機班は，SPDS表示装置にて，各パラメータを監視する。
(c) 操作の成立性

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内において災害対策要員1名で行う。室内での端末起動等のみであるため，短時間での対応が可能である。
廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順に変更はない。

上記の対応は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において号機班1名で行う。室内での端末起動等のみであるため，短時間での対応が可能である。
(2) 重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備(2) 重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備

重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を5号炉原子炉建屋内緊急重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を緊急時対策所に配備し，時対策所に配備し，資料が更新された場合には資料の差し替えを行い，常に最新と資料が更新された場合には資料の差し替えを行い，常に最新となるよう通常時からなるよう通常時から維持，管理する。
(3) 通信連絡に関する手順

維持，管理する。
(3) 通信連絡に関する手順等

重大事故等時において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備によ

重大事故等時において，緊急時対策所の通信連絡設備により，中央制御室，屋内り，中央制御室，屋内外の作業場所，本社，国，地方公共団体，その他関係機関等

外の作業場所，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の発電所内外の発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順を整備の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順を整備する。

する。
重大事故等対処に係る通信連絡設備一覧を第1.18.4表に，データ伝送設備の概要
を第1.18.23図に示す。
発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設
備の使用方法等，必要な手順の詳細は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備す

重大事故等対処に係る通信連絡設備一覧を第1.18.2.2－1表に，データ伝送設備の概要を第1.18.2.2－1図に示す。
発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設
備の使用方法等，必要な手順の詳細は「1.19 通信連絡に関する手順等」にて整備する。

る。
1.18.2.3 必要な数の要員の収容に係る手順等

1.18.2.3 必要な数の要員の収容に係る手順等

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に対処するために必要な指緊急時対策所には，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含めた重大事故等対処するために必要な数の要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員
28

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）に対処するために必要な数の要員として，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対東海第二として最大100名を収容する。

策本部）に 86名，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）に90名の合計176名を収容する。
なお，プルーム通過中において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本なお，プルーム通過中において，緊急時対策所にとどまる要員は66名である。

部）にとどまる要員は73名，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員は48名である。
要員の収容に当たっては，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員

要員の収容に当たっては，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と現と現場作業を行う要員等との輻輳を避けるレイアウトとなるよう考慮する。ま

場作業を行う要員との輻輳を避けるレイアウトとなるように考慮する。また，要員のた，要員の収容が適切に行えるようトイレや休憩スペース等を整備するととも収容が適切に行えるようにトイレや休憩スペース等を整備するとともに，収容する要に，収容する要員に必要な放射線管理を行うための資機材，飲料水，食料等を整員に必要な放射線管理を行うための資機材，飲料水，食料等を整備し，維持，管理す

備し，維持，管理する。

る。
なお，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても東海発電所の事故対応を行う場合に用いる飲料水，食料及び放射線防護具類は，緊急時対策所の建屋外に東海発電所専用に確保し，必要に応じ緊急時対策所に持ち込むため，東海第二発電所の重大事故等への対応に悪影響を及ぼさない。

(1) 放射線管理
a. 放射線管理用資機材の維持管理等(1) 放射線管理
ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）の維持管理等

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，7日間外部からの支援がなくとも緊急時対緊急時対策所には，7 日間外部からの支援がなくとも災害対策要員が使用する策要員が使用する十分な数量の装備（汚染防護服，個人線量計，全面マスク等）及十分な数量の装備（汚染防護服，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジング

びチェンジングエリア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理し，重エリア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理し，重大事故等時に

大事故等時には，防護具等の使用及び管理を適切に運用し，十分な放射線管理を行

は，防護具等の使用及び管理を適切に運用し，十分な放射線管理を行う。

う。

災害対策本部長代理は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員や保安班長は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員や現場作業を行

現場作業を行う要員等の被ばく線量管理を行うため，個人線量計を常時装着させう要員等の被ばく線量管理を行うため，個人線量計を常時装着させるとともに線量るとともに線量評価を行う。また，作業に必要な放射線管理用資機材を用いて作評価を行う。また，作業に必要な放射線管理用資機材を用いて作業現場の放射線量

業現場の放射線量率測定等を行う。

率測定等を行う。
b. チェンジングエリアの設置及び運用手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況

ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急下において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するた時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え

め，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置す等を行うためのチェンジングエリアを設置する手順を整備する。

る手順を整備する。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，放射性物質による要員

チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，放射性物質による要員や物品の汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を29

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二や物品の汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う

行う除染エリアを設け，重大事故等対応要員が汚染検査及び除染を行うととも除染エリアを設け，保安班等が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエに，チェンジングエリアの汚染管理を行う。除染エリアは，サーベイエリアに隣リアの汚染管理を行う。除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は接して設置し，除染はクリーンウエスでの拭き取りを基本とするが，拭き取りに

ウェットティッシュでの拭き取りを基本とするが，拭き取りにて除染できない場合て除染ができない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワ

は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，ーで発生した汚染水は，必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物

必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として廃棄する。また，チとして廃棄する。また，チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場

ェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合は，乾電池内蔵型照明を設

合は，可搬型照明を設置する。

置する。
(a) 手順着手の判断基準
当直副長が，原子力災害対策特別措置法第10条特定事象発生したと判断した
後，保安班長が，事象進展の状況（格納容器雰囲気放射線レベル計（CAMS）等により炉心損傷 ※14を判断した場合等），参集済みの要員数及び保安班が実施する作業の優先順位を考慮して，チェンジングエリア設営を行うと判断した場合。

(a)

手順着手の判断基準
災害対策本部長代理が原子力災害対策特別措置法第10条特定事象が発生したと判断した場合。
(b) 操作手順
チェンジングエリアを設置及び運用するための手順は以下のとおり。チェン
ジングエリア設置のタイムチャートを第1.18.2.3－1図に示す。

※14 格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格納容器内のガンマ線線量① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍を超えた場合，又は格納員に緊急時対策所の出入口付近にチェンジングエリアの設置を指示する。

容器内雰囲気放射線レベル計 (CAMS)が使用できない場合に，原子炉圧力容② 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所の照明が確保されて器温度計で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
チェンジングエリアを設置するための手順の概要は以下のとおり。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア設置（南側アクセスルート）のタイム
チャート及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア設置（北東側
アクセスルート）のタイムチャートを第1.18.24図に示す。
なお，チェンジングエリアは，使用する5号炉原子炉建屋内緊急時対策所とア
クセスルートに応じて1箇所設営する。
① 保安班長は，手順着手の判断基準に基づき，保安班に5号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の出入口付近にチェンジングエリアの設置を指示する。
② 保安班は，チェンジングエリア設置場所の照明が確保されていない場合，乾いない場合，可搬型照明を設置し，照明を確保する。
③ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア用資機材を移動・設置し，床・壁等の養生シートの状態を確認する。
④ 重大事故等対応要員は，各エリア間にバリア，入口に粘着マット等を設置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，簡易シャワー等を設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，脱衣収納袋，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。
(c) 操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名で行い，作業開始から 20 分以内で対応可能である。

電池内蔵型照明を設置し，照明を確保する。
③ 保安班は，チェンジングエリア用資機材を移動・設置し，エアーテントを展
開し，床・壁等を養生シート及びテープを用い，隙間なく養生する。
④ 保安班は，各エリアの間にバリア，入口に粘着マット等を設置する。

30

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑤ 保安班は，簡易シャワー等を設置する。
⑥ 保安班は，脱衣回収箱，GM汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。
(c) 操作の成立性
上記の対応は，保安班2名で行い、作業開始から5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（南側アクセスルート）は約60分，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（北東側
アクセスルート）は約90分で対応可能である。
c. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替え手順

ｃ．緊急時対策所非常用換気設備の切り替え手順

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機フィルタユニットは，7日間

緊急時対策所非常用フィルタ装置は，7 日間は交換なしで連続使用できる設計

は交換なしで連続使用できる設計であるが，故障する等，5号炉原子炉建屋内緊急であるが，故障する等，緊急時対策所非常用換気設備の切替えが必要となった場

時対策所可搬型陽圧化空調機の切替えが必要となった場合に，待機側を起動し，切合に，待機側を起動し，切替えを実施する手順を整備する。

替えを実施する手順を整備する。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機は，5号炉原子緊急時対策所非常用換気設備は，緊急時対策所に 2 台設置しており，故障等を考慮しても，切替え等を行うことにより数ヶ月間使用可能とする。

炉建屋内緊急時対策所（対策本部）近傍に設置する1台及び予備の1台を配備し，5なお，緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所非常用フィルタ装置は使用

号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機は，5号炉原子炉することにより非常に高線量になるため，適切な遮蔽が設置されている緊急時対建屋内緊急時対策所（待機場所）近傍に設置する2台及び予備の1台を配備してお策所建屋内に設置する。

り，故障等を考慮しても，切替え等を行うことにより数ヶ月間使用可能とする。
なお，使用済の可搬型陽圧化空調機のフィルタ部分は非常に高線量になるため，
フィルタ交換や使用済空調機を移動することによる被ばくを避けるため，放射線量が減衰して下がるまで，適切な遮蔽が設置されているその場所で一時保管する。
(a) 手順着手の判断基準
運転中の5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機が故障する等，
切替えが必要となった場合。
(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を待機側に切り替える手
順は以下のとおり。タイムチャートを第1.18.25図に示す。
① 計画・情報統括※18は，手順着手の判断基準に基づき，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替えを保安班長に指示する。
②

保安班※ 19は，予備の5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機に活性炭フィルタを装着し，予備機の保管場所から5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の設置場所まで予備機を運搬する。

③(a) 手順着手の判断基準
運転中の緊急時対策所非常用換気設備が故障する等，切替えが必要となった場合。
(b) 操作手順
緊急時対策所非常用換気設備を待機側に切り替える手順は以下のとおり。タ
イムチャートを第1.18.2.3－2図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策所非常用換気設備の切替えを重大事故等対応要員に指示する。
② 重大事故等対応要員は，操作スイッチによる操作により緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置を待機側に切り替える。
③ 重大事故等対応要員は，流量が調整されていることを確認する。

保安班※ 19は，切替えが必要になった 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を停止し，電源接続を解く。空調ダクトから 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を取り外し,予備機の5号炉原子31

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機と入れ替える。
④ 保安班※ 19は，予備機の 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の電源を接続して起動する。
⑤ 保安班※ 19は，差圧計で室内の圧力を微正圧（20Pa以上）であることを確認する。
※18 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の場合。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の場合は，号機統括。
※19

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の場合。5号炉

原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の場合は，復旧班。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の対応は緊急時対策所近傍において保安班2名で行い，着手判断から一連

上記の対応は緊急時対策所内において重大事故等対応要員1名で行い，着手の操作完了まで約72分で可能である。

判断から一連の操作完了まで5分以内で可能である。

(2) 飲料水，食料等の維持管理(2) 飲料水，食料等の維持管理

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，少重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，少なくとも外部からの支援なしに7日間，活動するために必要な飲料水及び食料等をなくとも外部からの支援なしに 7 日間，活動するために必要な飲料水，食料等を備備蓄するとともに，通常時から維持，管理する。

蓄するとともに，通常時から維持，管理する。

総務班長は，重大事故等が発生した場合には，飲料水及び食料等の支給を適切に運用する。

災害対策本部長代理は，重大事故等が発生した場合には，食料等の支給を適切に運用する。

保安班長は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内での飲食等の管理として，適切

また，緊急時対策所内での飲食等の管理として，適切な頻度で緊急時対策所内のな頻度で緊急時対策所内の空気中放射性物質濃度の測定を行い，飲食しても問題な

空気中放射性物質濃度の測定を行い，飲食しても問題ない環境であることを確認す

い環境であることを確認する。

る。
-3

3

ただし，緊急時対策所内の空気中放射性物質濃度が目安値（1×10 Bq／cm 未

ただし，緊急時対策所の空気中放射性物質濃度が目安（1×10－３Bq／cm３未満）よ満）よりも高くなった場合であっても，本部長の判断により，必要に応じて飲食をりも高くなった場合であっても，災害対策本部長代理の判断により，必要に応じて行う。

飲食を行う。

また，重大事故等が発生した場合，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の室温・湿度が維持できるよう予備のエアコン等を保管し，管理を適切に行う。
1.18.2.4 代替電源設備からの給電手順(1) 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による給電
a. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備起動手順
原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，緊急時対策本部要員は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策本部を拠点として活動を開始する。

また，重大事故等が発生した場合，緊急時対策所内の室温・湿度が維持できるよ
う常設の換気空調設備の管理を適切に行う。
1.18.2.4 代替電源設備からの給電手順(1)

緊急時対策所用代替電源設備による給電

ａ．緊急時対策所用発電機起動手順
警戒事態又は非常事態が宣言された場合，災害対策本部要員は，緊急時対策所を拠点として活動を開始する。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所で，可搬型代替交流電源設備である5号炉原子緊急時対策所で，常用電源設備からの受電を確認する又は代替交流電源設備で炉建屋内緊急時対策所用電源設備を立ち上げる場合の5号炉原子炉建屋内緊急時

ある緊急時対策所用代替交流電源設備を立ち上げる場合の緊急時対策所用発電機32

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対策所用可搬型電源設備の起動手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
5号炉の共通用高圧母線，及び6号炉若しくは7号炉の非常用高圧母線より受電できない場合で，早期の電源回復が不能の場合。

東海第二による給電手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する
手順の判断基準】
緊急時対策所の使用を開始した場合。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順の判断基準】
緊急時対策所の使用を開始した場合で常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合。

(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源を給電する手順(b) 操作手順
常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認するの概要は以下のとおり。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所給電系統概略図を第手順及び緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概要は以下のとおり。緊急時

1.18.26図に，タイムチャートを第1.18.27図に示す。

対策所電源系統概略図を第1.18.2.4－1図に，緊急時対策所燃料系統概略図第1.18.2.4－2図に，常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する場合のタイムチャートを第1.18.2.4－3図に示す。緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概略図を第1.18.2.4－4図に，タイムチャート
を第1.18.2.4－5図に示す。

① 号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所電源供給作業開始を指示する。
② 復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の配備場所まで移動し，燃料油量を確認した上で，ケーブルを接続の上，可搬型電源設備を起動する。

【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する
手順】① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所の給電状態の確認を指示する。
② 災害対策要員は，災害対策本部長代理に常用電源設備又は自動起動す③ 復旧班は，出力遮断器を「入」とする。

る緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器が投入さ④ 復旧班は，負荷変圧器配置場所に移動し，受電遮断器を切り替えて給電を開れていることを確認し，常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所始する。

用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））により給電が行われていること，電圧及び周波数を確認し報告する。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき災害対策要員に
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電開始を指示する。
② 災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，常用電源設備及び自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器の「切」操作を行う。（又は「切」を確認する。）
33

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二③ 災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止」操作を行う。（又は「停止」を確認する。）④ 災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動しない緊急時
対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の起動操作を行い，自動で受電遮断器が投入され給電が行われたこと，電圧及び周波数を確認し報告する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，現場要員でない復旧班2名で行い，着手の判断から一連の操作完了まで約25分で可能である。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。

(c) 操作の成立性【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する
手順】
上記の緊急時対策所内での対応は，災害対策要員1名で行い，着手の判断か
ら常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電状態を確認するまでの一連の操作完了まで3分以内で可能である。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】
上記の緊急時対策所内での対応は，災害対策要員1名で行い，緊急時対策所
用発電機の手動起動による給電は一連の操作完了まで10分以内で可能である。
廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても実施する手順に変更はない。
(d) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時に常用電源設備からの受電が喪失した場合の対応手段の選択方
法は，選択スイッチにて，緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の自動起動する号機を選択し，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，選択している緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））から給電する。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を手動起動することにより給電する。

b. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替え手順
5号炉の共通用高圧母線，及び 6号炉若しくは 7号炉の非常用高圧母線より受電できない場合において，早期の電源回復が不能の場合で，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備を運転した際は，燃料給油のため同電源設備を切り替える必要があり，その手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
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東海第二

燃料給油等のため，運転中の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備の停止が必要となった場合。
(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替え手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第1.18.28図に示す。
①

号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班長に 5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替え作業開始を指示する。

②

復旧班は，電源設備の配置場所へ移動し，待機側の電源設備を起動し，起動後の確認を実施する。

③

復旧班は，待機側の同電源設備に接続されている遮断器を「入」にする。

④ 復旧班は，負荷変圧器配置場所へ移動し，受電遮断機を切り替える。
⑤ 復旧班は，使用側の同電源設備の配置場所へ移動し，出力遮断器を「切」とし，使用側の同電源設備を停止する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，現場要員でない復旧班 2名で行い，着手の判断から一連の操作完了まで約 30分で可能である。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。
c.5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへの燃料給油手順
5 号炉の共通用高圧母線，及び 6 号炉若しくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場合で，早期の電源回復が不能の場合で，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備を運転した際は，燃料給油が必要となる。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備には，軽油タンクからタンクローリ（4kL）へ燃料を給油し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に給油する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへ給油する手順を整備する。
また，重大事故等時 7 日間運転を継続するために必要な燃料の備蓄量として，6号炉軽油タンク及び 7 号炉軽油タンク（合計 2,040kL）を管理する。
(a) 手順着手の判断基準
35

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転した場合において，同電源設備の燃料油量を確認した上で運転開始後，負荷運転時における燃料給油手順
着手時間※ 20に達した場合。
※20 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷運転時における燃料給油作業
着手時間及び給油間隔の目安は以下のとおり。
・運転開始後約 66時間（その後約 66時間ごとに給油）。
(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備燃料タンクへの燃料給油手順の概要は以下のとおり。
概略系統図を第 1.18.29図に，タイムチャートを第 1.18.30図に示す。
① 号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班長に軽油タンクからタン
クローリ（4kL）による 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへの燃料給油を指示する。
② 復旧班は，軽油タンクから 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備の燃料タンクへの燃料給油作業の準備を行う。
③ 復旧班は，タンクローリ（4kL）を保管エリアから軽油タンク横に移動させ，燃料の給油を行う。
復旧班は，タンクローリ（4kL）を 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬⑤

型電源設備の近傍に移動させ，同電源設備の燃料タンクに給油を実施する。
⑥ 復旧班は，同電源設備の油量を確認し，負荷運転時の給油間隔を目安に，以降 ③， ④を繰り返し燃料の給油を実施する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は復旧班 2名にて実施し，１回の給油の所要時間は，約 130分で可能である。なお，タンクローリ（4kL）に残油がある場合には，約 55分で可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料消費率は，実負荷にて起動から燃料の枯渇までの時間は約 66時間以上と想定しており，枯渇までに燃料給油を実施する。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二d. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の待機運転手順
格納容器ベントに備える必要がある場合に備え，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の待機側電源設備の無負荷運転を行うため，その待機運転の手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
本部長が格納容器ベントに備え，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
又は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員の移動が必要と判断した場合。なお，具体的な判断基準は，「 ｂ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順」に示す。
(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の待機運転手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.18.31図に示す。
概略系統図を第 1.18.29図に，タイムチャートを第 1.18.30図に示す。
①

号機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班長に 5号炉原子炉建屋内

緊急時対策所用可搬型電源設備の待機側無負荷運転を指示する。
②

復旧班は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の配置場所に移動し，運転側の同電源設備に燃料の給油を行うため，待機側の同電源設備に切り替える。
なお，具体的手順は「1.18.2.4(1)b.5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電
源設備の切替え手順」に示す。
③

復旧班は，運転側の同電源設備を停止し，燃料の給油を行う。

④

復旧班は，燃料給油が完了した同電源設備を起動し，出力遮断器を「入」とし，無負荷運転とする。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，同電源設備の切替え，再起動，無負荷運転操作は復旧班 2名で行い，燃料給油操作は復旧班 2名で行い，一連の操作完了まで約 45分で可能である。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。
e. 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）の切替え手順
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東海第二5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転した場合で，同電源設
備が2台損傷した際は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）との切替えが必要となる。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が 2 台損傷した場合の大湊側
高台保管場所に配備する 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）の切替え手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転した場合で，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備2台の損傷のため 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）への切替えが必要となった場合。
(b) 操作手順
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を予備に切り替える手順は以下のとおり。タイムチャートを第 1.18.32図に示す。
① 号 機統括は，手順着手の判断基準に基づき，復旧班に 5号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備（予備）への切替えを指示する。
②

復旧班は，使用中の 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置場

所へ移動し，当該電源設備が起動不可であることを確認する。
③

復旧班は，大湊側高台保管場所の 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）保管場所へ移動し，電源設備の簡易点検を実施する。
④

復旧班は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（予備）を 5 号
機原子炉建屋南側へ移動し，可搬ケーブルの敷設，接続替えを実施する。

⑤ 復旧班は，電源設備を起動する。
⑥ 復旧班は，負荷変圧器の遮断器を投入し，分電盤への受電を実施する。
(c) 操作の成立性
上記の対応は，復旧班 2名で行い，一連の操作完了まで約 170分で可能である。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。
(2) 緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合に，緊急38

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東海第二時対策所用可搬型代替低圧電源車を配備することにより，緊急時対策所に給電する手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合。
(b) 操作手順
緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による，緊急時対策所に給電する手順
は以下のとおり。緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による手順の概要図を
第1.18.2.4－6図に，タイムチャートを第1.18.2.4－7図に示す。
① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故対応
要員に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋の屋外に緊急時対策所用可
搬型代替低圧電源車を配置し，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車
から緊急時対策所用可搬型代替電源接続盤まで緊急時対策所用可搬型
代替低圧電源車用動力ケーブルを敷設し，接続する。
③ 重大事故等対応要員は，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車から緊急時対策所用Ｐ／Ｃ間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，
災害対策本部長代理に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電が可能であることを報告する。
(c) 操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員6名で行い，一連の操作完了まで140分以内で可能である。円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備を整備する。

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1.19 通信連絡に関する手順等

東海第二発電所

1.19＜ 目 次 ＞

1.19.1 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＜（2）対応手段と設備の選定の結果

1.19.2.1 発電所内の通信連絡

1.19.2.1 発電所内の通信連絡(2) 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手順等
1.19.2.2 発電所外（社内外）との通信連絡(1) 発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ための手順等(2) 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する手順等
1.19.2.3 代替電源設備から給電する手順等

次 ＞（1）対応手段と設備の選定の考え方
1.19.2 重大事故等時の手順

等目

1.19.1 対応手段と設備の選定

1.19.2 重大事故等時の手順等(1) 発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順

備考

通信連絡に関する手順等(1）発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手
順等(2）計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手順等
1.19.2.2 発電所外（社内外）との通信連絡(1）発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行
うための手順等(2）計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する手順等
1.19.2.3 代替電源設備から給電する対応手順

1.14 側との記載整合

1

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東海第二発電所

1.19 通信連絡に関する手順等

1.19 通信連絡に関する手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合において発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合において発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う

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。

切に示されていること。

備考

【解釈】

【解釈】
１ 「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連

１ 「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれら絡を行う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）通信連絡設備は、代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの給電を可能とすること。
ｂ）計測等行った特に重要なパラメータを必要な場所で共有する手順等を整備すること。
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のあ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）通信連絡設備は、代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの給電を可能とすること。
ｂ）計測等行った特に重要なパラメータを必要な場所で共有する手順等を整備すること。
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のる場所と通信連絡を行うため，必要な対処設備を整備しており，ここでは，この ある場所と通信連絡を行うため，必要な対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。
対処設備を活用した手順等について説明する。

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

1.19.1

対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方

1.19.1 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

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な対応手段と重大事故等対処設要のある場所と通信連絡を行うために必要な対応手段及び重大事故等対処備を選定する。

設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及※1

び自主対策設備 を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※1を選定する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全て※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラのプラント状況において使用することは困難であるが，ント状況において使用することは困難であるが，プラン

プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

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六十二条及び技術基準

基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第六十二条及び技術基準

規則第七十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備

規則第七十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備2

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東海第二発電所が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確

にする。

にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則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事故対処設備，対応に使用する重大

備考(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則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事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第

事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第1.19

図表番号の附番ルールの相違

1.19.1表，第1.19.2表に示す。

－1表，第1.19－2表に整理する。

（以下，同様の相違のため記載省略）

a. 発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要

ａ．発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な対応手段及び設備な対応手段及び設備(a) 対応手段(a) 対応手段

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手段がある。
発電所内で，重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する手段がある。
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手段がある。

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手段がある。
発電所内で，重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する手段がある。
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手段がある。

発電所内の通信連絡を行うための設備は以下のとおり。

発電所内の通信連絡を行うための設備は以下のとおり。

・ 衛星電話設備（常設）・衛星電話設備（固定型）

設備名称の相違。以降，同様の相違理由によるものは「相違理由①」と示す。

・ 衛星電話設備（可搬型）・ 無線連絡設備（常設）・衛星電話設備（携帯型）

相違理由①
手順・設備の相違（東二は，“屋
外⇔屋内”の連絡手段を“衛星（携帯）⇔衛星（固定）”を使用する。以降，同様の相違理由によるものは「相違理由②」と示す。）

3

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・ 無線連絡設備（可搬型）
・ 携帯型音声呼出電話設備
・ 安全パラメータ表示システム（SPDS）※2

東海第二発電所

備考

・無線連絡設備（携帯型）

相違理由①

・携行型有線通話装置

相違理由①

・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」とい 記載表現の相違（後段は省略う。）※２

記載，同様の相違のため記載
省略）

・ 無線連絡設備（屋外アンテナ）

相違理由②・ 衛星電話設備（屋外アンテナ）

・衛星電話設備（屋外アンテナ）

・ 無線通信装置

・無線通信装置用アンテナ

相違理由①

・ 有線（建屋内）

・衛星制御装置

有線の内訳を正確に記載。以降，同様の相違理由によるものは「相違理由③」と示す。）

・衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
・専用接続箱～専用接続箱電路

相違理由③
相違理由③

・無線通信装置

相違理由③

・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）～無線通信装置用アンテ 相違理由③
ナ電路・無線連絡設備（固定型）

相違理由②

・ 送受話器（警報装置を含む。）

・送受話器（ページング）

相違理由①

・ 電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

相違理由①

・ 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

設備の相違（KK がインターフォンを使用する用途では携行型有線通話装置を使用する。
以降，同様の相違理由によるものは「相違理由④」と示す。）※2：安全パラメータ表示システム（SPDS）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS 表示装置により構※2 ＳＰＤＳは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置 相違理由①及びＳＰＤＳデータ表示装置により構成される。

成される。
発電所内の通信連絡を行うために必要な設備は，代替電源設備からの給電を可能とする手段がある。

発電所内の通信連絡を行うために必要な設備は，代替電源設備からの給電を可能とする手段がある。

代替電源設備からの給電を確保するための設備は以下のとおり。

代替電源設備からの給電を確保するための設備は以下のとおり。

・ 常設代替交流電源設備

・ 常設代替交流電源設備

・ 可搬型代替交流電源設備

・ 可搬型代替交流電源設備

・ 燃料補給設備

・ 燃料給油設備

相違理由①

4

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・ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

東海第二発電所

・ 緊急時対策所用代替電源設備

備考

相違理由①

・ 交流分電盤

設備登録の相違（緊急時対策

・ 負荷変圧器

所の電気設備の登録有無）

・ 可搬ケーブル
また，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）・非常用交流電源設備

他条文との記載統一。

としては，非常用交流電源設備がある。
(b) 重大事故等対処設備及び自主対策設備
審査基準及び基準規則に要求される発電所内の通信連絡を行うため(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
審査基準及び基準規則に要求される発電所内の通信連絡を行うための 相違理由①②③④の設備のうち衛星電話設備（常設），衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（常設），無線連絡設備（可搬型），携帯型音声呼出電話設備，安全設備のうち，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，ＳＰＤＳ，衛星電話設備（固定型）

パラメータ表示システム（SPDS），無線連絡設備（屋外アンテナ），衛星～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路，専用接続箱～専用接続箱電路，

電話設備（屋外アンテナ），無線通信装置，有線（建屋内），5 号炉屋外

無線通信装置，ＳＰＤＳ～無線通信装置用アンテナ電路，非常用交流電

緊急連絡用インターフォン，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電

源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，燃料給油設

源設備，燃料補給設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源

備及び緊急時対策所用代替電源設備は，重大事故等対処設備として位置

設備，交流分電盤，負荷変圧器及び可搬ケーブルは，重大事故等対処設付ける。（第 1.19－1 図）

備として位置付ける（第 1.19.1 図）。
KK では，設計基準事故対処設

設計基準事故対処設備である，非常用交流電源設備は重大事故等対処

備が健全で重大事故等の対処

設備（設計基準拡張）として位置付ける。

に用いる際，これらの設計基
準事故対処設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けている。以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑤と示す。
以上の重大事故等対処設備において，発電所内の通信連絡を行うこと

以上の重大事故等対処設備において，発電所内の通信連絡を行うことが可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。

が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。

あわせてその理由を示す。

あわせてその理由を示す。
・無線連絡設備（固定型）

相違理由②

・ 送受話器（警報装置を含む。）

・送受話器（ページング）

相違理由①

・ 電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

相違理由①

上記の設備は，設計基準対象施設であり基準地震動による地震力に対

上記の設備は，設計基準対象施設であり基準地震動Ｓｓによる地震力 基準地震動の表記の相違

5

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東海第二発電所して十分な耐震性を有していないが，設備が健全である場合は，発電所に対して十分な耐震性を有していないが，設備が健全である場合は，発内の通信連絡を行うための手段として有効である。

電所内の通信連絡を行うための手段として有効である。

b. 発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うたｂ．発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う

めに必要な対応手段及び設備ために必要な対応手段及び設備(a) 対応手段(a)

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡

備考

対応手段
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手段がある。

をする必要のある場所と通信連絡を行う手段がある。

国の緊急時対策支援システム(ERSS)等へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有する手段がある。

国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送し， 設備構成の相違（東二においてデータ伝送設備の接続はＥパラメータを共有する手段がある。
ＲＳＳのみ）

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する手段がある。

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する手段がある。

発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備は以下のとおり。

発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備は以下のとおり。

・ 衛星電話設備（常設）・衛星電話設備（固定型）

相違理由①

・ 衛星電話設備（可搬型）・衛星電話設備（携帯型）

相違理由①

・ 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議 相違理由①
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）※3

・ データ伝送設備

・データ伝送設備※３・ 衛星電話設備（屋外アンテナ）

・衛星電話設備（屋外アンテナ）
・衛星制御装置相違理由③

・衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

相違理由③

・ 衛星無線通信装置

・衛星無線通信装置

・ 有線（建屋内）

・通信機器

相違理由③

・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議 相違理由③
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

設備の相違

・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

設備の相違

・ テレビ会議システム

・テレビ会議システム（社内）相違理由①

・ 専用電話設備

・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））

相違理由①

6

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東海第二発電所

・ 衛星電話設備（社内向）

備考

設備の相違（加入電話等その他の設備が存在）※3：データ伝送設備は，緊急時対策支援システム伝送装置により構成される。

発電所外（社内外）との通信連絡を行うために必要な設備は，代替電源設備からの給電を可能とする手段がある。

※3

データ伝送設備は，緊急時対策支援システム伝送装置により構成される。

発電所外（社内外）との通信連絡を行うために必要な設備は，代替電源設備からの給電を可能とする手段がある。

代替電源設備からの給電を確保するための設備は以下のとおり。

代替電源設備からの給電を確保するための設備は以下のとおり。

・ 常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・ 可搬型代替交流電源設備
・ 燃料補給設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備相違理由①

・ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

・緊急時対策所用代替電源設備

相違理由①・ 交流分電盤

設備登録の相違（緊急時対策

・ 負荷変圧器

所の電気設備の登録有無）

・ 可搬ケーブル
・非常用交流電源設備

他条文との記載統一。

また，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）
としては，非常用交流電源設備がある。
(b) 重大事故等対処設備及び自主対策設備
審査基準及び基準規則に要求される発電所外（社内外）との通信連絡(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
審査基準及び基準規則に要求される発電所外（社内外）との通信連絡 相違理由①③⑤を行うための設備のうち衛星電話設備（常設），衛星電話設備（可搬型），を行うための設備のうち，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，データ伝送設備，型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会

衛星電話設備（屋外アンテナ），衛星無線通信装置，有線（建屋内），常議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），データ伝送設備，衛星電話

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，5 号炉

設備（屋外アンテナ），衛星制御装置，衛星電話設備（固定型）～衛星電

原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，交流分電盤，負荷変圧器

話設備（屋外アンテナ）電路，衛星無線通信装置，通信機器，統合原子及び可搬ケーブルは，重大事故等対処設備として位置付ける（第 1.19.1

力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，Ｉ図）。

Ｐ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路，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，燃料給油設備及び緊急時対策所用代替電源設備は，重大事故等対処設備として位置付ける。
（第 1.19－1 図）7

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東海第二発電所

設計基準事故対処設備である，非常用交流電源設備は重大事故等対処

備考

相違理由⑤

設備（設計基準拡張）として位置付ける。
以上の重大事故等対処設備において，発電所外（社内外）との通信連

以上の重大事故等対処設備において，発電所外（社内外）との通信連絡を行うことが可能であることから，以下の設備は自主対策設備として絡を行うことが可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせてその理由を示す。

位置付ける。あわせてその理由を示す。
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

相違理由①，設備の相違

・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

相違理由①，設備の相違

・ テレビ会議システム

・テレビ会議システム（社内）相違理由①

・ 専用電話設備

・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））相違理由①

・ 衛星電話設備（社内向）

上記の設備は，設計基準対象施設であり基準地震動による地震力に対設備の相違（加入電話等その他の設備が存在）
上記の設備は，設計基準対象施設であり基準地震動Ｓｓによる地震力 基準地震動の表記の相違

して十分な耐震性を有していないが，設備が健全である場合は，発電所に対して十分な耐震性を有していないが，設備が健全である場合は，発外の通信連絡を行うための手段として有効である。

電所外（社内外）の通信連絡を行うための手段として有効である。

c.手順等

本文記載との整合

ｃ.手順等

上記 a.及び b.により選定した対応手段に係る手順を整備する。

上記ａ.及びｂ.により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員※4 の対応として緊急時対策本

これらの手順は，災害対策要員※４の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴 要員名称の相違，手順書名称

部運営要領等に定める（第 1.19.1 表，第 1.19.2 表）。

候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操 の相違。なお，運転員も災害対作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める。
（第 1.19-1 表，第 1.19- 策要員に含まれる。
2 表）

また，給電が必要となる設備についても整備する（第 1.19.3 表）。

※4 緊急時対策要員：重大事故等時において発電所にて原子力災害対策活動

また，給電が必要となる設備についても整備する。（第 1.19-3 表）※4 災害対策要員：重大事故等に対処するために必要な指示を行う本 要員名称の相違を行う要員。

部要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事
故等対応要員，当直要員及び自衛消防隊要員（初期消火要員）。

1.19.2 重大事故等時の手順等

1.19.2 重大事故等時の手順

1.19.2.1 発電所内の通信連絡

1.19.2.1 発電所内の通信連絡

8柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.19 通信連絡等に関する手順等】
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発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順
等

東海第二発電所(1)

備考

発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等

重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所内）により，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。

重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所内）により，発 設備名称の相違（ＳＰＤＳも電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。

通信連絡設備に含むと整理しているため記載分け）

また，データ伝送設備（発電所内）により，発電所内の必要な場所へ重 設備名称の相違（通信設備とまた，安全パラメータ表示システム（SPDS）により，発電所内の必要な場所
へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有す

大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有す 記載階層を統一）る。

る。

重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所内）により，重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所内）により，災 相違理由①

運転員及び緊急時対策要員が，中央制御室，中央制御室待避室，屋内外の現害対策要員が，中央制御室，屋内外の現場及び緊急時対策所との間で相互 体制・運用の相違（運転員等以場，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に通信連絡を行うために，衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話 外に情報班員も使用する）（待機場所）との間で相互に通信連絡を行うために，衛星電話設備，無線連装置，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機， 要員名称の相違

絡設備，携帯型音声呼出電話設備，送受話器（警報装置を含む。
），電力保安ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。

通信用電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを使用する手順を整備する。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）により，5 号炉原子炉建屋内

また，データ伝送設備（発電所内）により，緊急時対策所へ重大事故等 相違理由①

緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメに対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有するために，ータを共有するために，安全パラメータ表示システム（SPDS）を使用する手

ＳＰＤＳを使用する手順を整備する。

順を整備する。
a. 手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所内）及び安全a.

手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所内）及びデー 相違理由①

パラメータ表示システム（SPDS）により，発電所内の通信連絡をする必要のタ伝送設備（発電所内）により，発電所内の通信連絡をする必要のあるある場所と通信連絡を行う場合。

場所と通信連絡を行う場合。

b. 操作手順(a) 衛星電話設備
中央制御室又は中央制御室待避室の運転員及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所の緊急時対策要員は，衛星電話設備（常設）を使用する。

ｂ. 操作手順(a) 衛星電話設備
中央制御室及び緊急時対策所の災害対策要員は，衛星電話設備（固定 相違理由①型）を使用する。

体制・運用の相違（運転員等以外に情報班員も使用する）

現場（屋外）の運転員及び緊急時対策要員並びに放射能観測車でモニ

現場（屋外）の災害対策要員は，衛星電話設備（携帯型）を使用する。 相違理由①

9

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備考

タリングを行う緊急時対策要員は，衛星電話設備（可搬型）を使用する。

これらの衛星電話設備を用いて相互に通信連絡を行うための対応とし 要員名称の相違。なお，屋外のこれらの衛星電話設備を用いて相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

て，以下の手順がある。

ⅰ. 衛星電話設備（常設）含む。

ⅰ． 衛星電話設備（固定型）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連

する。

絡する。

ⅱ. 衛星電話設備（可搬型）

モニタリングも現場（屋外）にⅱ． 衛星電話設備（携帯型）

相違理由①

相違理由①

①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で電源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で電源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

②充電式電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電式②充電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電池を使 相違理由①電池と交換する。
③一般の携帯型電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。
④使用中に充電式電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又は予備の充電式電池と交換する。
⑤使用後は，屋外で電源を「切」操作する。
(b) 無線連絡設備
中央制御室又は中央制御室待避室の運転員及び 5 号炉原子炉建屋内用する。
③一般の携帯電話と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤ 相違理由①
ルし，連絡する。
④使用中に充電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又は予 相違理由①
備の充電池と交換する。
⑤ 使用後は，屋外で電源を「切」操作する。
(b) 無線連絡設備
中央制御室及び緊急時対策所の災害対策要員は，無線連絡設備（固定 体制・運用の相違

緊急時対策所の緊急時対策要員は，無線連絡設備（常設）を使用する。

型）を使用する。現場（屋外）の災害対策要員は，無線連絡設備（携帯現場（屋外）の運転員及び緊急時対策要員は，無線連絡設備（可搬型）型）を使用する。これらの無線連絡設備を用いて相互に通信連絡を行うを使用する。これらの無線連絡設備を用いて相互に通信連絡を行うためための対応として，以下の手順がある。

の対応として，以下の手順がある。
ⅰ. 無線連絡設備（常設）ⅰ． 無線連絡設備（固定型）① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，電源を① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，電源を「入」操作し，使用前に取り決めた通話チャンネルに設定した「入」操作し，使用前に取り決めた通話チャンネルに設定したう

上で通話ボタンを押し，連絡する。

えで通話ボタンを押し，連絡する。

相違理由①

設備の相違（中央制御室待避②中央制御室待避室で使用する場合は，運転員は，切替スイッチに室では，衛星電話設備（可搬10柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.19 通信連絡等に関する手順等】
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より中央制御室待避室側へ切替えを行う。

備考型）（待避室）を使用する。当
該機器は，中央制御室待避室
での待避時のみの用途である
ため 1.16 に記載）

ⅱ. 無線連絡設備（可搬型）ⅱ．

① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で無線連絡設備（携帯型）

相違理由①① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で電源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

電源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

②充電式電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電式② 充電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電池を 相違理由①電池と交換する。
③ 使用前に取り決めた通話チャンネルに設定した上で，通話ボタ

使用する。
③使用前に取り決めた通話チャンネルに設定したうえで，通話ボタ 記載ルールの相違ンを押し，連絡する。

ンを押し，連絡する。

④使用中に充電式電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又④ 使用中に充電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又は 相違理由①
予備の充電池と交換する。

は予備の充電式電池と交換する。

⑤使用後は，屋外で電源を「切」操作する。

④ 使用後は，屋外で電源を「切」操作する。

(c) 携帯型音声呼出電話設備
中央制御室の運転員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対(c)

携行型有線通話装置

相違理由①

中央制御室，緊急時対策所及び現場（屋内）の災害対策要員は，携行 相違理由①。要員名称の相違。

策要員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の運転員及び緊型有線通話装置を使用する。これらの携行型有線通話装置を用いて相互急時対策要員並びに現場（屋内）の運転員及び緊急時対策要員は，携帯に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

型音声呼出電話機を使用する。これらの携帯型音声呼出電話機を用いて相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. 携帯型音声呼出電話機① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，使用する携帯型音声呼出電話機とともに予備の乾電池を携行する。

ⅰ． 携行型有線通話装置

相違理由①①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，使用する 相違理由①
携行型有線通話装置とともに予備の乾電池を携行する。

②使用場所にて，最寄りの壁面に設置されている専用接続箱より接② 使用場所にて，最寄りの専用接続箱に携行型有線通話装置を直 設備の相違（自立の専用接続

続ケーブルを引き出し，携帯型音声呼出電話機へ接続する。通信

接接続する。通信連絡を必要とする場所が専用接続箱と遠い場 箱も存在）。設備の相違（取扱連絡を必要とする場所が専用接続箱と遠い場合は，必要に応じて合は，必要に応じて中継用ケーブルドラムを使用する。

の相違）

中継用ケーブルドラムを使用する。
③携帯型音声呼出電話機の受話器を持ち上げ，本体又は受話器の呼③スイッチを押して相手先を呼び出し，連絡する。

設備の相違（取扱の相違）

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備考

出ボタンを押しながら音声にて相手先を呼び出し，連絡する。
④使用中に乾電池の残量が少なくなった場合は，予備の乾電池と交④使用中に乾電池の残量が少なくなった場合は，予備の乾電池と交

換する。

換する。
(d) 安全パラメータ表示システム（SPDS）

(d)

ＳＰＤＳ
ＳＰＤＳにより，緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示装置へ，必要な 相違理由①

データ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置により，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所の SPDS 表示装置へ，必要なデータの伝送

データの伝送を行うための対応として，以下の手順がある。

を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. データ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置

ⅰ．

常時伝送を行うため，通常操作は必要ない。なお，中央制御室等で警報を常時監視する。
ⅱ. SPDS 表示装置

報を常時監視する。
ⅱ．

操作手順は，「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整

中央制御室の運転員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対

ＳＰＤＳデータ表示装置

相違理由①

操作手順及び操作の成立性は，「1.18 緊急時対策所の居住性等に 操作の成立性も別手順で整備備する。

(e) 送受話器（警報装置を含む。）

データ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置

常時伝送を行うため，通常操作は必要ない。なお，中央制御室等で警関する手順等」にて整備する。

(e)

送受話器（ページング）

しているため正確に記載。

相違理由①

中央制御室，緊急時対策所及び屋内外の災害対策要員は，送受話器（ペ 相違理由①。要員名称の相違。

策要員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の運転員及び緊ージング）を使用する。これらの送受話器（ページング）を用いて，相互急時対策要員並びに現場（屋内外）の運転員及び緊急時対策要員は，ハに通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

ンドセットを使用する。これらのハンドセットを用いて，相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. ハンドセット①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，受話器を持ち上げ，使用チャンネルを選択し，連絡する。

(f) 電力保安通信用電話設備
中央制御室の運転員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対ⅰ． 送受話器（ページング）

相違理由①①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，受話器を持ち上げ，使用チャンネルを選択し，連絡する。

(f) 電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

相違理由①

中央制御室，緊急時対策所及び現場（屋内外）の災害対策要員は，電力 相違理由①。要員名称の相違。

策要員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の運転員及び緊保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）である固定

急時対策要員並びに現場（屋内外）の運転員及び緊急時対策要員は，電電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸを使用する。

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備考

力保安通信用電話設備である固定電話機，PHS 端末及び FAX を使用する。
これらの固定電話機，PHS 端末及び FAX を用いて相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. 固定電話機，PHS 端末及び FAX①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機，携帯型電話機又は FAX と同様の操作により，通信先の電
話番号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。
②PHS 端末の充電式電池の残量がなくなった場合は，ほかの端末
又は予備の充電式電池と交換する。

これらの固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸを用いて相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ． 固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機，携帯電話又はＦＡＸと同様の操作により，通信先の電話番 相違理由①号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。
② ＰＨＳ端末の充電池の残量がなくなった場合は，ほかの端末又 相違理由①は予備の充電池と交換する。

(g) 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

相違理由④中央制御室の運転員，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員並びに現場（屋内外）の運転員及び緊急時対策要員は，インターフォンを使用する。これらのインターフォンを用いて，相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. インターフォン①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外では，
正面パネルにあるボタンを押し，連絡する。
②屋内では，一般の電話機と同様の操作により，連絡する。
c. 操作の成立性
衛星電話設備，無線連絡設備，送受話器（警報装置を含む。），電力保安通

ｃ. 操作の成立性
衛星電話設備，無線連絡設備，送受話器（ページング）及び電力保安通信 相違理由①

信用電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，特別な技量を要用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）は，特別な技量を要するすることなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数を設置又は保ことなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数を設置又は保管す管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実ることにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

続及び通信連絡を行うことを可能とする。

無線連絡設備を中央制御室待避室で使用する場合は，切替スイッチにより設備の相違（中央制御室待避

容易に切り替えることが可能であり，使用場所において通信連絡をする必要

室では，衛星電話設備（可搬のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

型）（待避室）を使用する。当

切替え操作は，1 分程度の切替スイッチ操作のみであり，中央制御室待避室で使用する場合は運転員 1 名での対応が可能である。

該機器は，中央制御室待避室
での待避時のみの用途である
ため 1.16 に記載）

携帯型音声呼出電話設備は，使用場所において携帯型音声呼出電話機と中携行型有線通話装置は，使用場所において携行型有線通話装置と中継用ケ 相違理由①

13

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東海第二発電所

継用ケーブルドラム及び専用接続箱内の端子を容易かつ確実に接続可能とーブルドラム及び専用接続箱内の端子を容易かつ確実に接続可能とするとするとともに，必要な個数を設置又は保管することにより，通信連絡をする

ともに，必要な個数を設置又は保管することにより，通信連絡をする必要の必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

d. 重大事故等時の対応手段の選択
運転員及び緊急時対策要員が，中央制御室，中央制御室待避室，屋内外の備考

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択
災害対策要員が，中央制御室，屋内外の現場，緊急時対策所との間で操作・ 相違理由①

現場，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策作業等の通信連絡を行う場合は，屋内外で使用が可能であり，通常時から使所（待機場所）との間で操作・作業等の通信連絡を行う場合は，屋内外で使用する自主対策設備の送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備

用が可能であり，通常時から使用する自主対策設備の送受話器（警報装置を（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を優先して使用する。

含む。）及び電力保安通信用電話設備を優先して使用する。
自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備，携帯自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備及び携 相違理由①型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを使用する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，重大事故等

行型有線通話装置を使用する。
また，緊急時対策所の災害対策要員は，重大事故等に対処するために必要 相違理由①に対処するために必要なパラメータを共有する場合は，安全パラメータ表示

なパラメータを共有する場合は，ＳＰＤＳを使用する。

システム（SPDS）を使用する。
なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

(2)

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手順等
特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有するため，通信連絡設備（発電所内）を使用する。
直流電源喪失時等，可搬型の計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破損

なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

（2）

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手順等
特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共 相違理由①有するため，通信設備（発電所内）を使用する。
直流電源喪失時等，可搬型の計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破 相違理由①

防止に必要なパラメータ，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール周辺線損防止に必要なパラメータ，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール 設備の相違（中央制御室待避

量率，発電所周辺の放射線量等の特に重要なパラメータを計測し，その結果

周辺線量率，発電所周辺の放射線量等の特に重要なパラメータを計測し， 室では，衛星電話設備（可搬を通信連絡設備（発電所内）により発電所内の必要な場所で共有する場合は，その結果を通信設備（発電所内）により発電所内の必要な場所で共有す 型）（待避室）を使用する。当現場（屋内）と中央制御室との連絡には送受話器（警報装置を含む。），電力

る場合は，現場（屋内）と中央制御室との連絡には，携行型有線通話装 該機器は，中央制御室待避室

保安通信用電話設備及び携帯型音声呼出電話設備を使用する。現場（屋外）

置，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機， での待避時のみの用途であると 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には送受話器（警報装置を含ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する。現場（屋外）と緊急時対策所との連 ため 1.16 に記載）

む。）
，電力保安通信用電話設備及び無線連絡設備を使用する。中央制御室と絡には衛星電話設備，無線連絡設備，送受話器（ページング）及び電力保 放射能観測車も現場（屋外）に

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には送受話器（警報装置を含

安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する。中 含む

む。），電力保安通信用電話設備，衛星電話設備及び無線連絡設備を使用する。

央制御室と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備（固定型），無線連 用途の相違（屋外間の連絡手

中央制御室待避室と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には衛星電絡設備（固定型），送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備 段を正確に記載）

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

話設備及び無線連絡設備を使用する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する。緊急時対策所建屋

号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）との連絡には送受話器（警報装内での連絡には，携行型有線通話装置，送受話器（ページング）及び電力置を含む。），電力保安通信用電話設備及び携帯型音声呼出電話設備を使用す

保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する。

る。また，放射能観測車と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には衛現場（屋外）間の連絡には，衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携星電話設備を使用する手順を整備する。

帯型），送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話

備考

機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。

a. 手順着手の判断基準

ａ.手順着手の判断基準

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信連絡

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信設 相違理由①

設備（発電所内）により，発電所内の必要な場所で共有する場合。

備（発電所内）により，発電所内の必要な場所で共有する場合。

b. 操作手順ｂ.操作手順
操作手順については，「1.19.2.1(1) 発電所内の通信連絡をする必要のあ

操作手順については，「1.19.2.1(1) 発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等」にて整備する。

る場所と通信連絡を行うための手順等」にて整備する。
特に重要なパラメータを計測する手順等は，「1.15 事故時の計装に関す

特に重要なパラメータを計測する手順等は，「1.15 事故時の計装に関する手順等」及び「1.17 監視測定等に関する手順等」にて整備する。

る手順等」及び「1.17 監視測定等に関する手順等」にて整備する。

c. 操作の成立性

ｃ.操作の成立性
通信設備（発電所内）により，特に重要なパラメータを発電所内の必要 相違理由①

通信連絡設備（発電所内）により，特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有することを可能とする。

d. 重大事故等時の対応手段の選択
特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信連絡な場所で共有することを可能とする。

ｄ．

重大事故等時の対応手段の選択
特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信設 相違理由①

設備（発電所内）により発電所内の必要な場所で共有する場合は，屋内外で備（発電所内）により，発電所内の必要な場所で共有する場合は，屋内外使用が可能であり，通常時から使用する自主対策設備の送受話器（警報装置で使用が可能であり，通常時から使用する自主対策設備の送受話器（ペーを含む。
）及び電力保安通信用電話設備を優先して使用する。

ジング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）を優先して使用する。

自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備及び携帯型音声呼出電話設備を使用する。
なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備及び 相違理由①
携行型有線通話装置を使用する。
なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

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1.19.2.2 発電所外（社内外）との通信連絡

1.19.2.2 発電所外（社内外）との通信連絡(1) 発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うた(1) 発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等
重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所外）により，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。
また，データ伝送設備により，国の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ，
必要なデータを伝送し，パラメータを共有する。

備考

めの手順等
重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所外）により，発電 相違理由①
所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。
また，データ伝送設備（発電所外）により，国の緊急時対策支援システム 相 違 理 由 ① 設 備 構 成 の 相 違（ＥＲＳＳ）へ，必要なデータを伝送し，パラメータを共有する。

（東二においてデータ伝送設
備の接続はＥＲＳＳのみ）

重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所外）により，重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所外）により，中央 所外関係箇所（社内向）⇒緊急

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員が，本社，国，自治体，

制御室及び緊急時対策所の災害対策要員が，本店（東京），国，地方公共団 時対策所への連絡は，発電所

その他関係機関等及び所外関係箇所（社内向）との間で通信連絡を行うため

体，その他関係機関等との間で通信連絡を行うために，衛星電話設備，統合 外必要箇所への連絡と整理しに，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，テ

原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，Ｉ ていない。なお，所外関係箇所

レビ会議システム，専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）を使用する手Ｐ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），テレ （社内向）の中は，屋外の災害順を整備する。

ビ会議システム（社内）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地 対策要員に含む。
方公共団体向））を使用する手順を整備する。

また，データ伝送設備により，国の緊急時対策支援システム(ERSS)等へ，また，データ伝送設備（発電所外）により，国の緊急時対策支援システム 相 違 理 由 ① 設 備 構 成 の 相 違

必要なデータを伝送し，パラメータを共有するために，データ伝送設備を使（ＥＲＳＳ）へ，必要なデータを伝送し，パラメータを共有するために，デ （東二においてデータ伝送設

用する手順を整備する。

ータ伝送設備を使用する手順を整備する。

a. 手順着手の判断基準

ａ. 手順着手の判断基準

重大事故等が発生した場合において，通信連絡設備（発電所外）及びデー

重大事故等が発生した場合において，通信設備（発電所外）及びデー 相違理由①

タ伝送設備により，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所とタ伝送設備（発電所外）により，発電所外（社内外）の通信連絡をする必通信連絡を行う場合。

要のある場所と通信連絡を行う場合。

b. 操作手順(a) 衛星電話設備

備の接続はＥＲＳＳのみ）

ｂ. 操作手順(a) 衛星電話設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，衛星電話設

中央制御室及び緊急時対策所の災害対策要員は，衛星電話設備（固定 所外関係箇所（社内向）⇒緊急備（常設）を使用し，本社，国，自治体，その他関係機関等及び所外関型）を使用し，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等へ通 時対策所への連絡は，発電所係箇所（社内向）へ通信連絡を行う。また，所外関係箇所（社内向）の信連絡を行う。また，屋外の災害対策要員は，衛星電話設備（携帯型） 外必要箇所への連絡と整理し

緊急時対策要員は，衛星電話設備（可搬型）を使用し 5 号炉原子炉建屋を使用し，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等へ通信連 ていない。なお，所外関係箇所

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備考

内緊急時対策所へ通信連絡を行う。これらの衛星電話設備を用いて相互絡を行う。これらの衛星電話設備を用いて相互に通信連絡を行うための （社内向）の中は，屋外の災害に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

対応として，以下の手順がある。

対策要員に含む。

ⅰ.

相違理由①

ⅰ. 衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（固定型）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡

する。

する。

ⅱ. 衛星電話設備（可搬型）

ⅱ. 衛星電話設備（携帯型）① 手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で相違理由①①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，屋外で電電源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

源を「入」操作し，電波の受信状態を確認する。

②充電式電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電式電池と交換する。

②充電池の残量が少ない場合は，ほかの端末又は予備の充電池を使用する。

③ 一般の携帯型電話機と同様の操作により，通信先の電話番号を③一般の携帯電話と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤ 相違理由①。
ルし，連絡する。

ダイヤルし，連絡する。

④使用中に充電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又は予 相違理由①。

④使用中に充電式電池の残量が少なくなった場合は，ほかの端末又備の充電池と交換する。

は予備の充電式電池と交換する。

⑤ 使用後は，屋外で電源を「切」操作する。

⑤ 使用後は，屋外で電源を「切」操作する。
(b) 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備(b) 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議，Ｉ 相違理由①。
Ｐ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，統合原子力

緊急時対策所の災害対策要員は，統合原子力防災ネットワークに接続す防災ネットワークを用いたテレビ会議システム，IP－電話機及び IP－

るテレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸを使用し，本店（東京），

FAX を使用し，本社，国及び自治体へ通信連絡を行う。これらの統合原

国及び地方公共団体へ通信連絡を行う。これらの統合原子力防災ネットワ

子力防災ネットワークを用いたテレビ会議システム，IP－電話機及び IPークに接続するテレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸを用いて－FAX を用いて相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順が相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

ある。
ⅰ. テレビ会議システムⅰ.

テレビ会議システム①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，テレビ会①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，テレビ会議システムとモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システム

議システムとモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システムの待受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。

の待受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。

⑥ リモコン操作により，通信先と接続する。

②操作端末により，通信先と接続する。

② 使用後は，テレビ会議システムとモニタの電源を「切」操作す② 使用後は，テレビ会議システムとモニタの電源を「切」操作する。

相違理由①。

る。

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ⅱ. IP－電話機

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ⅱ.

ＩＰ電話①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。
ⅲ. IP－FAXする。
ⅲ． ＩＰ－ＦＡＸ①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般のＦ

FAX と同様の操作により，通信先の電話番号等をダイヤル又は短ＡＸと同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤル又は短縮

縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。

ダイヤルボタンを押し，連絡する。

(c) データ伝送設備
緊急時対策支援システム伝送装置により，国の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ，必要なデータの伝送を行うための対応として，以下の(c) データ伝送設備
データ伝送設備により，国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ， 相 違 理 由 ① 設 備 構 成 の 相 違
必要なデータの伝送を行うための対応として，以下の手順がある。

常時伝送を行うため，通常操作は必要ない。なお，中央制御室等で警報を常時監視する。

（東二においてデータ伝送設
備の接続はＥＲＳＳのみ）手順がある。
ⅰ. 緊急時対策支援システム伝送装置

備考

相違理由①。

ⅰ. 緊急時対策支援システム伝送装置
常時伝送を行うため，通常操作は必要ない。なお，中央制御室等で警報を常時監視する。

(d) 電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

設備の相違

中央制御室及び緊急時対策所の災害対策要員は，固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸを使用し，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等へ通信連絡を行う。
固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸを用いて，相互に通信連絡を行う
ための対応として，以下の手順がある。
ⅰ． 固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機，携帯電話又はＦＡＸと同様の操作により，通信先の電話番
号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。
②ＰＨＳ端末の充電池の残量がなくなった場合は，ほかの端末又は予備の充電池を使用する。
(e) 加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

設備の相違

中央制御室及び緊急時対策所の災害対策要員は，加入電話及び加入Ｆ

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備考

ＡＸを使用し，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等へ通信連絡を行う。
加入電話及び加入ＦＡＸを用いて，相互に通信連絡を行うための対応
として，以下の手順がある。
ⅰ． 加入電話及び加入ＦＡＸ①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機又はＦＡＸと同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤ
ル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。
(d) テレビ会議システム(f)

テレビ会議システム（社内）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，テレビ会議

緊急時対策所の災害対策要員は，テレビ会議システム（社内）を使用 相違理由①

システム（社内向）を使用し，本社へ通信連絡を行う。テレビ会議シス
テム（社内向）を用いて，相互に通信連絡を行うための対応として，以し，本店（東京）へ通信連絡を行う。
テレビ会議システム（社内）を用いて，相互に通信連絡を行うための下の手順がある。

対応として，以下の手順がある。

ⅰ. テレビ会議システム（社内向）ⅰ.

テレビ会議システム（社内）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，テレビ会①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，テレビ会議システムとモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システム

議システムとモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システムの待ち受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。

の待受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。

②リモコン操作又は端末操作により，通信先と接続する。

②操作端末により，通信先と接続する。

③使用後は，テレビ会議システムとモニタの電源を「切」操作する。

③ 使用後は，テレビ会議システムとモニタの電源を「切」操作す

相違理由①

設備の相違（取扱の相違）る。
(e) 専用電話設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，専用電話設(g) 専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））

相違理由①

緊急時対策所の災害対策要員は，専用電話（ホットライン）（地方公共 相違理由①

備（ホットライン）を使用し，自治体，その他関係機関等へ通信連絡を団体向）により，地方公共団体へ通信連絡を行う。専用電話（ホットライ 自治体の法令用語として地方行う。専用電話設備（ホットライン）を用いて，相互に通信連絡を行うン）（地方公共団体向）を用いて，相互に通信連絡を行うための対応とし 公共団体を用いている。

ための対応として，以下の手順がある。

て，以下の手順がある。

ⅰ. 専用電話設備（ホットライン）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，電話機横ⅰ.

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電 設備の相違（取扱の相違）のハンドルを回すことにより通話先電話機のベルを鳴らし，連絡話機と同様の操作により，通信先の短縮ダイヤルボタンを押し，

する。

連絡する。

(f) 衛星電話設備（社内向）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，衛星電話設

相違理由①

設備の相違（加入電話等その他の設備が存在）19

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備考

備（社内向）を使用し，本社へ通信連絡を行う。衛星電話設備（社内向）を用いて，相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ. 衛星社内電話機①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。
ⅱ. テレビ会議システム（社内向）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，テレビ会議システムとモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システムの待ち受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。
②リモコン操作又は端末操作により，通信先と接続する。
③使用後は，テレビ会議システムとモニタの電源を「切」操作する。
c. 操作の成立性
衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，テレｃ. 操作の成立性
衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テ 相違理由①

ビ会議システム，専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）は，特別な技量

レビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），テレビ会議システム（社を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数を設置又内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホは保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所とットライン）（地方公共団体向））及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，

確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数を設置又は保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

d. 重大事故等時の対応手段の選択

ｄ. 重大事故等時の対応手段の選択

体制・運用の相違（東二におい

中央制御室の災害対策要員が，本店（東京），国，地方公共団体，その他 ては，中央制御室に滞在する関係機関等との間で通信連絡を行う場合，自主対策設備の加入電話設備（加 情報班員が所外連絡を行う場
入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ 合がある）
Ｓ端末及びＦＡＸ）を優先して使用する。自主対策設備が使用できない場
合は，衛星電話設備（固定型）を使用する。

相違理由①設備の相違

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員が本社との間で通信緊急時対策所の災害対策要員が，本店（東京）及び国との間で通信連絡連絡を行う場合は，自主対策設備のテレビ会議システム又は衛星電話設備を行う場合，自主対策設備の加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電（社内向）を優先して使用する。自主対策設備が使用できない場合は，衛星力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及びテレビ

電話設備又は統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を使用す

会議システム（社内）を優先して使用する。自主対策設備が使用できないる。国との間で通信連絡を行う場合は，統合原子力防災ネットワークを用い場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する通信連

た通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。自治体，その他関係機関等と絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。 相違理由①設備の相違の間で通信連絡を行う場合は，自主対策設備の専用電話設備を優先して使用

緊急時対策所の災害対策要員が，地方公共団体との間で通信連絡を行う

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東海第二発電所する。自主対策設備が使用できない場合は，統合原子力防災ネットワークを場合は，自主対策設備の加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保用いた通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。所外関係箇所（社内向）

安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及び専用電話設との間で通信連絡を行う場合は，衛星電話設備を使用する。

備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））を優先して使用する。

備考

自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。

相違理由①設備の相違。設備

緊急時対策所の災害対策要員が，その他関係機関等との間で通信連絡を の相違により地方公共団体と行う場合，自主対策設備の加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び その他関係機関等を書き分け
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を優先し ている。て使用する。自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備を使用する。

相違理由①設備構成の相違

また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員は，国の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有す

また，緊急時対策所の災害対策要員は，国の緊急時対策支援システム（Ｅ （東二においてデータ伝送設
ＲＳＳ）へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，データ 備の接続はＥＲＳＳのみ）る場合は，データ伝送設備を使用する。

伝送設備を使用する。

なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
相違理由①

(2)

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場 (2）計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で所で共有する手順等
特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有するため，通信連絡設備（発電所外）を使用する。
直流電源喪失時等，可搬型の計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破損

共有する手順等

相違理由①

特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な 体制・運用の相違（東二におい
場所で共有するため，通信設備（発電所外）を使用する。

ては，中央制御室に滞在する

直流電源喪失時等，可搬型の計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破損 情報班員が所外連絡を行う場防止に必要なパラメータ，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール周辺線防止に必要なパラメータ，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール周辺線 合がある）

量率，発電所周辺の放射線量等の特に重要なパラメータを計測し，その結果

量率，発電所周辺の放射線量等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を通信連絡設備（発電所外）により発電所外（社内外）の必要な場所で共有を通信設備（発電所外）により発電所外（社内外）の必要な場所で共有する

する場合は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と本社との連絡にはテレビ会

場合は，中央制御室と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等と議システム，衛星電話設備（社内向），衛星電話設備及び統合原子力防災ネッの連絡には，衛星電話設備，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ

トワークを用いた通信連絡設備を使用する。国との連絡には衛星電話設備及端末及びＦＡＸ）及び加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）を使用する。

び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を使用する。自治体，

緊急時対策所と本店（東京）との連絡には，衛星電話設備，統合原子力防災

その他関係機関等との連絡には専用電話設備，衛星電話設備及び統合原子力

ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及び防災ネットワークを用いた通信連絡設備を使用する。所外関係箇所（社内向）ＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用との連絡には衛星電話設備を使用する手順を整備する。

電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及びテレビ会議システム（社内）を使用する。緊急時対策所と国との連絡には，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する。緊急21

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

時対策所と地方公共団体との連絡には，衛星電話設備，統合原子力防災ネッ
トワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用電話
設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））を使用する。緊急時対策所とその他関係機関等との連絡には，衛星電話設備，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
a. 手順着手の判断基準

ａ.手順着手の判断基準

相違理由①

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信連絡

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信設設備（発電所外）により，発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合。

備（発電所外）により，発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合。

b. 操作手順
操作手順については，「1.19.2.2(1)発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等」にて整備する。
特に重要なパラメータを計測する手順等は，「1.15 事故時の計装に関する

ｂ.操作手順
操作手順については，「1.19.2.2(1)

発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等」にて整備する。
特に重要なパラメータを計測する手順等は，「1.15

事故時の計装に関す手順等」及び「1.17 監視測定等に関する手順等」にて整備する。

る手順等」及び「1.17 監視測定等に関する手順等」にて整備する。

c. 操作の成立性

ｃ.操作の成立性

通信連絡設備（発電所外）により，特に重要なパラメータを発電所外（社相違理由①

通信設備（発電所外）により，特に重要なパラメータを発電所外（社内外）

内外）の必要な場所での共有を可能とする。

の必要な場所での共有を可能とする。

d. 重大事故等時の対応手段の選択

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択
相違理由①

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信連絡

特に重要なパラメータを可搬型の計測器にて計測し，その結果を通信設備

設備（発電所外）により発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合，（発電所外）により発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合，本店本社との間で通信連絡を行う場合は，自主対策設備のテレビ会議システム又（東京）との間で通信連絡を行う場合は，自主対策設備の加入電話設備（加は衛星電話設備（社内向）を優先して使用する。自主対策設備が使用できな入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端い場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡

末及びＦＡＸ）及びテレビ会議システム（社内）を優先して使用する。自主設備を使用する。国との間で通信連絡を行う場合は，統合原子力防災ネット

対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワ

ワークを用いた通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。自治体，その他

ークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－Ｆ

関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，自主対策設備の専用電話設備をＡＸ）を使用する。国との間で通信連絡を行う場合は，自主対策設備の加入優先して使用する。自主対策設備が使用できない場合は，統合原子力防災ネ

電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電ットワークを用いた通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。所外関係箇

話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を優先して使用する。自主対策設備が使用で22

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所（社内向）との間で通信連絡を行う場合は，衛星電話設備を使用する。

東海第二発電所

備考

きない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。
地方公共団体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，自主対策
設備の加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））を優先して使用する。自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。

なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

なお，優先順位については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
1.14 側との記載整合1.19.2.3 代替電源設備から給電する手順等

1.19.2.3 代替電源設備から給電する対応手順

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により，衛星電話設備（常設），無線

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により，衛星電話設備（固定型），

連絡設備（常設），5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，統合原子力防災ネ

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備へ給電する。

相違理由①設備の相違

データ伝送設備へ給電する。
給電の手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」及び「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備する。

給電の手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」及び「1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備する。
相違理由①設備の相違

衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（可搬型）及び携帯型音声呼出電話設
備は，充電式電池又は乾電池を使用する。

衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装
置は，充電池又は乾電池を使用する。

充電式電池を用いるものについては，ほかの端末若しくは予備の充電式電池

充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換すと交換することにより継続して通話を可能とし，使用後の充電式電池は，中央ることにより継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は制御室又は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源から充電する。乾電池を緊急時対策所の電源から充電する。乾電池を用いるものについては，予備の用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続

乾電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とする。

相違理由①記載ルールの相違

して通話を可能とする。

23

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備考

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備考

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備考

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備考

27

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉 ／ 東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：本文十号ハ(1)(ⅱ) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所(ⅱ) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応におけ(ⅱ) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応におけ

る事項

る事項

a.可搬型設備等による対応

ａ．可搬型設備等による対応

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生するおそれがある場合

原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目に関する手順書を適切に整備又は発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは，

し，また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは，発電用原子炉施設にとって過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書

発電用原子炉施設にとって過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じることができることを説明する。

等を活用した対策によって緩和措置を講じることができることを説明する。

a)大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関す一ること。
b)大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関するこ

二と。

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

c)大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する三こと。

大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

d)大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃四料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

e)大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関するこ五と。
(a)大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

(a) 大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のあ

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，設計基準を超えるような規模の自然災害及び故意による大型航空機の衝る外部事象として，設計基準を超えるような規模の自然災害及び故意による大型航空機の衝

突その他のテロリズムを想定する。ただし，特定の事象の発生や検知がなくても，運転操作

突その他のテロリズムを想定する。ただし，特定の事象の発生や検知がなくても，非常時運手順書及び緊急時対策本部用手順書の延長で対応可能なよう配慮する。

転手順書及び重大事故等対策要領（重大事故編）に加え，重大事故等対策要領（大規模損壊編）で対応可能なよう配慮する。

また，発電用原子炉施設の被災状況を把握するための手順及び被災状況を踏まえた優先実
施事項の実行判断を行うための手順を整備する。

また，発電用原子炉施設の被災状況を把握するための手順及び被災状況を踏まえた優先実
施事項の実行判断を行うための手順を整備する。

自然災害については，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の事象を選定した上自然災害については，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の事象を選定した上で，整備した対応手順書の有効性を確認する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「PRA」

で，整備した対応手順書の有効性を確認する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「Ｐという。
）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特

ＲＡ」という。
）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び有の事象として発生する事故シーケンスについても対応できる手順書として整備する。

津波特有の事象として発生する事故シーケンスについても対応できる手順書として整備する。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，様々な状況が想定されるが，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生してその中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前提とした対応手順書を整備する。

発電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前提とした対応手順書を整備する。

1／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉(a-1) 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮

東海第二発電所(a-1) 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては，国内外の基大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては，国内外の基準等で示されている外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自然災害に対し準等で示されている外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自然災害に対して，設計基準を超えるような規模を想定し，発電用原子炉施設の安全性に与える影響及て，設計基準を超えるような規模を想定し，発電用原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組み合わせについても考慮する。

び重畳することが考えられる自然災害の組合せについても考慮する。

また，事前予測が可能な自然現象については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮する。
(a-2) 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮

また，事前予測が可能な自然現象については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮する。
(a-2) 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮

テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，多様性及び柔軟性を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，多様性及び柔軟性を有する手段を構築する。
(a-3) 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作有する手段を構築する。
(a-3) 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作

大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子炉施設が受ける影響及び被害の程大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子炉施設が受ける影響及び被害の程度が大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじめシナリオを度が大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじめシナリオを設定して対応することが困難であると考えられることから，発電所対策本部における情設定して対応することが困難であると考えられることから，災害対策本部における情報

報収集，運転員が実施する発電用原子炉施設の操作に対する支援が重要となる。

収集，当直（運転員）が実施する発電用原子炉施設の操作に対する支援が重要となる。

a)a) 炉心の著しい損傷を緩和するための対策

炉心の著しい損傷を緩和するための対策

・炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止と発電用原子炉への注水
b)

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱と原・炉心の著しい損傷緩和のための原子炉停止と発電用原子炉への注水b) 原子炉格納容器の破損を緩和するための対策
・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱と原子炉格納容器の破損回避
c)

使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和する

子炉格納容器の破損回避
c) 使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策
・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの注水
d)

放射性物質の放出を低減するための対策

・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策
・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制e)

大規模な火災が発生した場合における消火活動

・消火活動
f)

その他の対策ための対策
・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの注水d) 放射性物質の放出を低減するための対策
・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策
・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制e) 大規模な火災が発生した場合における消火活動
・消火活動f) その他の対策・要員の安全確保

・要員の安全確保・対応に必要なアクセスルートの確保

・対応に必要なアクセスルートの確保

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・人命救助

・人命救助

2／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉（a-3-1）大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

東海第二発電所(a-3-1) 大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合は，当直副長の指揮の下大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができで事故時運転操作手順書（事象ベース，徴候ベース及びシビアアクシデント等）に基ない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように判断フづいて対応操作することを基本とする。

ローを整備する。大規模損壊発生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用するため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，判断フローを明示する
ことにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。
a) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより発電用原
子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合
・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の機能喪失や中央制御室と連絡が取れない場合を含む。
）
・使用済燃料プールの損傷により漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位が維持できない場合
・炉心冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）が発生した場合
・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合b) 原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合
c) 当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合

また，発電所対策本部は，発電用原子炉施設の影響予測を行い，その結果を基に各機能班の責任者は必要となる対応を予想して先行的に準備を行う。
発電所対策本部長は，これらの情報を収集し，発電所全体の対応について総括的な責任を負う。

災害対策本部は，発電用原子炉施設の影響予測を行い，その結果を基に各班の責任者は必要となる対応を予想して先行的に準備を行う。
災害対策本部長は，これらの情報を収集し，発電所全体の対応について総括的な責任を負う。

自然災害が大規模になり，常設の設備では事故収束が行えない場合は，発電所対策本部の支援を受け，多様なハザード対応手順等の「(ⅰ)，d.手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で判断基準を明確化して整備する手順を使用する。
また，非常招集を行った場合，初動対応要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移また，非常招集を行った場合，災害対策要員（初動）は，緊急時対策所へ移動する。た動する。ただし，地震発生後防潮堤を超える津波により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策

だし，緊急時対策所が使用できない場合は，屋内の利用できる施設を緊急時対策所とし所も使用できない場合は，屋内外の利用できる施設を緊急時対策所として利用する。

て利用する。

発電所全体の状態を把握するための「プラント状態確認チェックシート」及び各号炉

発電所全体の状態を把握するための「プラント状態確認チェックシート」及び対応操における対応操作の優先順位付けや対策決定の判断をするための発電所対策本部で使用

作の優先順位付けや対策決定の判断をするための災害対策本部で使用する対応フローを

3／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

する対応フローを整備する。この対応フローは，事故時運転操作手順書，多様なハザー整備する。この対応フローは，非常時運転手順書，重大事故等対策要領等の相互関係のド対応手順及び発電所対策本部の各機能班の対応ガイド等の相互関係の概略をまとめ，概略をまとめ，全体像を把握するツールとして災害対策本部の運営を支援するために整全体像を把握するツールとして発電所対策本部の運営を支援するために整備するもので備するものであり，具体的な操作手順は個別の手順書等に記載する。

あり，具体的な操作手順は個別の手順書等に記載する。
また，(a-3-2-2)項から(a-3-2-14)項の手順の中で使用することを想定している設備については，チェックシートの項目に盛り込むこととしている。
当該号炉に関する対応操作の優先順位付けや実施の判断は，一義的に事故発生号炉の当直副長が行う。万一，中央制御室の機能喪失時や中央制御室から運転員が撤退する必また，(a-3-2-2)項から(a-3-2-15)項の手順の中で使用することを想定している設備については，チェックシートの項目に盛り込むこととしている。
対応操作の優先順位付けや実施の判断は，一義的に災害対策本部長が行う。大規模損壊時の対応に当たっては，次に掲げる(a-3-1-1)，(a-3-1-2)項を実施する。

要が生じた場合等，当直副長の指揮下で対応できない場合については，次に掲げる(a-31-1)，(a-3-1-2)及び(a-3-1-3)項を実施し，それ以外の場合については，次に掲げる(a3-1-2)及び(a-3-1-3)項を実施する。
当直副長又は当該号炉の対応操作の責任者が判断した結果及びそれに基づき実施した

当直発電長又は対応操作の責任者が実施した監視や操作については，災害対策本部に監視や操作については，発電所対策本部に報告し，各機能班の責任者（統括又は班長）

報告し，各班の責任者（本部員）は，その時点における人的リソースや資機材の確保状

は，その時点における他号炉の状況，人的リソースや資機材の確保状況，対応の優先順

況，対応の優先順位付け等を判断し，必要な支援や対応を行う。

位付け等を判断し，必要な支援や対応を行う。
また，重大事故等時に対処するために直接監視することが必要なパラメータが中央制

また，重大事故等時に対処するために直接監視することが必要なパラメータが中央制

御室及び緊急時対策所のいずれでも確認できない場合は，放射線測定器，可搬型直流電

御室及び緊急時対策所のいずれでも確認できない場合は，放射線測定器，可搬型代替直源装置やテスタ等の代替の監視手段と無線連絡設備等の通信連絡設備を準備し，アクセ

流電源設備や可搬型計測器等の代替の監視手段と無線連絡設備等の通信連絡設備を準備

スルートが確保され次第，パラメータ監視のための運転員，号機班員等を現場に出動さし，アクセスルートが確保され次第，パラメータ監視のための当直（運転員），重大事故

せ，先ず外からの目視による確認を行い，その後，確認できないパラメータを対象に代等対応要員等を現場に出動させ，先ず外からの目視による確認を行い，その後，確認で替監視手段を用いた可能な限り継続的なプラント状況の把握に努める。パラメータが中きないパラメータを対象に代替監視手段を用いた可能な限り継続的なプラント状況の把央制御室及び緊急時対策所において部分的に確認できる場合は，確認したパラメータを握に努める。パラメータが中央制御室及び緊急時対策所において部分的に確認できる場

基に安全機能等の状況把握を行った上で，他のパラメータについては，パラメータが確

合は，確認したパラメータを基に安全機能等の状況把握を行った上で，他のパラメータ

認できない場合と同様の対応を行う。

については，パラメータが確認できない場合と同様の対応を行う。

初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメータ

初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメータが採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメータを採取する。採取手が採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメータを採取する。採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先と段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

し，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

また，初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラ

また，初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラ

メータ及び代替できる他のパラメータのいずれもが採取できない場合は，先ず外からのメータ及び代替できる他のパラメータのいずれもが採取できない場合は，先ず外からの目視による確認を行い，目標設定や個別戦略の判断に最も影響を与えるパラメータから目視による確認を行い，目標設定や個別戦略の判断に最も影響を与えるパラメータから優先順位を付けて監視機能を回復させ，使用可能な設備を用いて緩和措置を行う。

優先順位を付けて監視機能を回復させ，使用可能な設備を用いて緩和措置を行う。

(a-3-1-1)当直副長の指揮下での対応操作が困難な場合
中央制御室の機能喪失時や中央制御室との連絡が取れない場合等，当直副長の指揮下で対応できない場合には，発電所対策本部長は当該号炉の運転員又は号機班の中か

4／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

ら当該号炉の対応操作の責任者を定め対応に当たらせる。当直副長の指揮下での対応
操作不可の判断基準は次のとおりとする。
・中央制御室の監視機能又は制御機能が喪失した場合
・中央制御室と連絡が取れない場合
・運転員による対応操作では限界があり，発電所対策本部の指揮下で対応操作を行う必要があると当直副長が判断した場合(a-3-1-2）当面達成すべき目標の設定(a-3-1-1) 当面達成すべき目標の設定

発電所対策本部は，プラント状況，対応可能な要員数，使用可能な設備，屋外の放射災害対策本部は，プラント状況，対応可能な要員数，使用可能な設備，屋外の放射線量率，建屋の損傷状況及び火災発生状況等を把握し，チェックシートに記載した上線量率，建屋の損傷状況及び火災発生状況等を把握し，チェックシートに記載した上で，その情報を基に当面達成すべき目標を設定し，優先すべき号炉及び戦略を決定する。

で，その情報を基に当面達成すべき目標を設定し，環境への放射性物質の放出低減を最優先に，優先すべき戦略を決定する。

当面達成すべき目標設定の考え方を次に示す。活動に当たっては，緊急時対策要員の安全確保を最優先とする。
・第一義的目標は炉心損傷を回避するため，速やかに発電用原子炉を停止し，注水することである。炉心損傷に至った場合においても発電用原子炉への注水は必要となる。

当面達成すべき目標設定の考え方を次に示す。活動に当たっては，災害対策要員の安全確保を最優先とする。
・第一義的目標は炉心損傷を回避するため，速やかに発電用原子炉を停止し，注水することである。炉心損傷に至った場合においても発電用原子炉への注水は必要となる。

・炉心損傷が回避できない場合は，原子炉格納容器の破損を回避する。

・炉心損傷が回避できない場合は，原子炉格納容器の破損を回避する。

・使用済燃料プールの水位が低下している場合は，速やかに注水する。

・使用済燃料プールの水位が低下している場合は，速やかに注水する。

・これらの努力を最大限行った場合においても，炉心損傷，かつ，原子炉格納容器の破・これらの努力を最大限行った場合においても，炉心損傷，かつ，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール水位の異常低下の回避が困難な場合は放射性物質の拡散抑制

損又は使用済燃料プール水位の異常低下の回避が困難な場合は放射性物質の拡散抑制を行う。
これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。また，プラント状を行う。
これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。また，プラント状

況に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。

況に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。

(a-3-1-3) 個別戦略を選択するための判断フロー(a-3-1-2) 個別戦略を選択するための判断フロー

発電所対策本部は，(a-3-1-2)項で決定した目標設定に基づき，個別戦略を実施していく。設定目標と実施する個別戦略の考え方を次に示す。
a)

設定目標：炉心損傷回避のための原子炉圧力容器への注水

災害対策本部は，(a-3-1-1)項で決定した目標設定に基づき，個別戦略を実施していく。設定目標と実施する個別戦略の考え方を次に示す。
a) 設定目標：炉心損傷回避のための原子炉圧力容器への注水

発電用原子炉の「止める」，「冷やす」機能を優先的に実施する。
b)

設定目標：原子炉格納容器の破損回避

発電用原子炉の「止める」，「冷やす」機能を優先的に実施する。
b) 設定目標：原子炉格納容器の破損回避

基本的に炉心損傷が発生した場合においても，原子炉圧力容器への注水は継続して

基本的に炉心損傷が発生した場合においても，原子炉圧力容器への注水は継続して必要となるが，使用可能な設備や対応可能要員の観点から，一時的に原子炉格納容器必要となるが，使用可能な設備や対応可能要員の観点から，一時的に原子炉格納容器の破損回避の対応を優先せざるを得ない状況になることが想定される。この際に「閉の破損回避の対応を優先せざるを得ない状況になることが想定される。この際に「閉じ込め」機能を維持するための個別戦略を実施する。

じ込め」機能を維持するための個別戦略を実施する。

原子炉格納容器の損傷が発生し，原子炉建屋内に放射性物質が漏えいする状況が想定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。

原子炉格納容器の損傷が発生し，原子炉建屋内に放射性物質が漏えいする状況が想定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。

5／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉c)

設定目標：使用済燃料プール水位確保

東海第二発電所c) 設定目標：使用済燃料プール水位確保

使用済燃料プール内の燃料の冷却のための個別戦略を実施する。使用済燃料プール

使用済燃料プール内の燃料の冷却のための個別戦略を実施する。使用済燃料プール

内の燃料損傷が発生し，原子炉建屋内の放射性物質濃度が上昇する状況が想定される内の燃料損傷が発生し，原子炉建屋内の放射性物質濃度が上昇する状況が想定される

場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
d)

設定目標：放射性物質拡散抑制

場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
d) 設定目標：放射性物質拡散抑制

炉心損傷が発生するとともに原子炉圧力容器への注水が行えない場合，使用済燃料

炉心損傷が発生するとともに，原子炉圧力容器への注水が行えない場合，使用済燃

プール水位の低下が継続している場合又は原子炉建屋が損傷している場合は，放射性料プール水位の低下が継続している場合又は原子炉建屋が損傷している場合は，放射物質拡散抑制戦略を実施する。
(a-3-2) 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書

性物質拡散抑制戦略を実施する。
(a-3-2) 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書

大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，(a-3-2-1)項に示す 5 つの大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，(a-3-2-1)項に示す 5 つの活動を行うための手順を網羅する。

活動を行うための手順を網羅する。

また，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて共通要因で同時

また，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメ

での監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメ

ータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するためータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器をの手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。なお，プラントパラメータの採取手段の優先作動させるための手順等を整備する。なお，プラントパラメータの採取手段の優先

順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

技術的能力に係る審査基準 1.2 から 1.14 における重大事故等対処設備と整備す

技術的能力に係る審査基準 1.2 から 1.14 における重大事故等対処設備と整備する手順を(a-3-2-2)項から(a-3-2-14)項に示す。

る手順を(a-3-2-2)項から(a-3-2-14)項に示す。また，大規模損壊に特化した手順を(a-3-2-15)項に示す。

(a-3-2-1) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書(a-3-2-1) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書(a-3-2-1-1) 大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等(a-3-2-1-1) 大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等

大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いたによる大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた

泡消火についての手順書を整備する。

泡消火についての手順書を整備する。

また，地震及び津波のような大規模な自然災害においては，施設内の油タンク火また，地震及び津波のような大規模な自然災害においては，施設内の油タンク火災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合においても，同様な対応が可能な災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合においても，同様な対応が可能なように多様な消火手段を整備する。

ように多様な消火手段を整備する。

大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順

大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順

位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備し，早期に準備が可能な大型化

位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備し，早期に準備が可能な化学消学高所放水車あるいは化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を

延焼防止のための消火を実施する。

実施する。

地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重大地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重大

6／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中心とし事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において事故対応を行うため

た事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において事故対応を行うためのアクセスルート若しくは操作箇所での復旧活動に支障となる火災が発生しているのアクセスルート若しくは操作箇所での復旧活動に支障となる火災が発生している

場合は，消火活動を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルート等を確保する。

場合は，消火活動を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルート等を確保する。

具体的には，次の手順で対応を行う。

具体的には，次の手順で対応を行う。

a) アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。

a) アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。

b) 複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートに障害がある場合，最もアクセスルb) 複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートに障害がある場合，最もアクセスル

ートを確保しやすい箇所を優先的に確保する。

ートを確保しやすい箇所を優先的に確保する。

c) a)及び b)いずれの場合も，予備としてもう１つの操作箇所へのアクセスルート

c) a)及び b)いずれの場合も，予備としてもう１つの操作箇所へのアクセスルートを確保する。

を確保する。

消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す a)～d)の区分を基本

消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す a)～d)の区分を基本に消火活動の優先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

に消火活動の優先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

a) アクセスルート・操作箇所の確保のための消火

a) アクセスルート・操作箇所の確保のための消火・アクセスルート確保

・アクセスルート確保

・車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，・車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，

大型化学高所放水車等）

水槽付消防ポンプ自動車等）

b) 原子力安全の確保のための消火b) 原子力安全の確保のための消火・重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋

・重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋

・可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保

・可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及びホースルート，放水砲の設置エリ・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及びホースルート，放水砲の設置エリア

アの確保

の確保

c) 火災の波及性が考えられ，事故終息に向けて原子力安全に影響を与える可能性

c) 火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火災の消火がある火災の消火・可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保

・可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所及び設置エリアの確保

・代替熱交換器車の設置エリアの確保
d) その他火災の消火

d) その他火災の消火a)から c)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。

a)から c)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。

建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

建屋内外共に上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

また，自衛消防隊以外の緊急時対策要員が消火活動の支援を行う場合は，発電所対策本部の火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で活動する。

また，自衛消防隊以外の災害対策要員が消火活動を行う場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下で活動する。
消火活動に当たっては，事故対応とは独立した通信手段を用いるために，消火活動専用の無線連絡設備の回線を使用する。

(a-3-2-1-2) 炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等(a-3-2-1-2) 炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等

炉心の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

炉心の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，冷却材再循環ポンプ停

・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，再循環系ポンプ停止に

7／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能又は手動挿入によよる原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能又は手動挿入による制る制御棒緊急挿入及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

御棒緊急挿入及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔冷却系の故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代替注水系によ離時冷却系の故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代替注水系

り発電用原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失によにより発電用原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失

り発電用原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電されるにより発電用原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電さ高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起動にれる高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起よる発電用原子炉の冷却を試みる。

動による発電用原子炉の冷却を試みる。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原

子炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場合は，逃がし安全弁による

子炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。

原子炉減圧操作を行う。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生してい・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）を優先し，全交流動力電源喪る場合は，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系を優先し，全交失により発電用原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧

流動力電源喪失により発電用原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系

代替注水系（可搬型）及び消火系による発電用原子炉の冷却を試みる。

（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による発電用原子炉の冷却を試みる。

(a-3-2-1-3) 原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等(a-3-2-1-3) 原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等

原子炉格納容器の破損を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

原子炉格納容器の破損を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

・残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）が故障又は全交流動力電源

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力電源喪失により喪失により機能が喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系，消火系及び可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），代替格納容器ス

搬型代替注水ポンプにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

プレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，緊急用海水系又は代替によりサプレッション・チェンバから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送す

残留熱除去系海水系によりサプレッション・チェンバから最終ヒートシンク（海る。

洋）へ熱を輸送する。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により，原・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により，原

子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。

子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。

・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・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，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

め，代替循環冷却系により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCIや溶融炉心と原子炉格納容器バ・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用やウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下

溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止

部注水を行う。

するため，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水を行う。

・原子炉格納容器内に水素ガスが放出された場合においても水素爆発による原子炉

・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉格納格納容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活性ガ

容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス

ス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっている（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっている

が，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等にが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水の放射線分解等

よる水素ガス及び酸素ガスの発生によって水素濃度が可燃限界を超えるおそれがによる水素及び酸素の発生によって水素濃度及び酸素濃度が可燃限界を超えるお

8／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所ある場合は，可燃性ガス濃度制御系による水素ガス又は酸素ガスの濃度を抑制す

それがある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素及び酸素の濃度を抑制する。さらに，格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出る。また，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器への窒素注入を行うことでする手段を有している。

酸素濃度を抑制し，更に酸素濃度が上昇する場合においては，格納容器圧力逃がし装置により水素を原子炉格納容器外に排出する手段を有している。

(a-3-2-1-4） 使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩(a-3-2-1-4) 使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等和するための対策に関する手順等

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確保するためのしているため，未臨界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確保するための対応手段及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

対応手段及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料貯蔵プール水位計，使用済

・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使用済

燃料貯蔵プール温度計，燃料取替機エリア放射線モニタ，使用済燃料貯蔵プール

燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プール監視カメラを使用する。

監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの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，そ・使用済燃料プールの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，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は，燃料プール代替注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は，常設低圧代替注水

水系（常設），燃料プール代替注水系（可搬型）及び消火系により使用済燃料プ

系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），可搬型代替注水中型ポン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，放射線をプ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），

遮蔽し，臨界を防止する。

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）及び消火系により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，臨界を防止する。

・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

・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維持が行えない場合，常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダを使の水位維持が行えない場合，常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイノズルを使用した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用した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，臨界を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能なの進行を緩和し，臨界を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。

限り低減させる。

・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合は，・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合は，放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
(a-3-2-1-5）放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等

放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
(a-3-2-1-5) 放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等

放射性物質の放出を低減するための対応手段は次のとおりとする。

放射性物質の放出を低減するための対応手段は次のとおりとする。

・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，大容量送水車，放水砲により原・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放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。

水用）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。

・その際，防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより汚染水の海洋へ

・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が一般排水路を通って雨水排水の拡散抑制を行う。

路集水桝又は放水路から海へ流れ出すため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への拡散範囲を抑制する。

・放水することで放射性物質を含む汚染水が構内排水路を通って北放水口から海へ

・防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより汚染水の海洋への拡散抑流れ出すため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への拡散範囲を抑制する。

制を行う。

9／14

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

・また，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波警報や津波警報が出ている状況）である場合，大津波警報又は津波警報が解除された後に汚濁防止膜の設置を開始する。
(a-3-2-2) 「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(a-3-2-2)「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」

順等」

重大事故等対策にて整備する 1.2 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-3) 「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」

重大事故等対策にて整備する 1.2 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-3)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-4) 「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

重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-4)「1.4

順等」
重大事故等対策にて整備する 1.4 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-5) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.4 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-5)「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.5 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-6) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.5 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-6)「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-7) 「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」

重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-7)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.7 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-8) 「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」

重大事故等対策にて整備する 1.7 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-8)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.8 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-9) 「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」

重大事故等対策にて整備する 1.8 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-9)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.9 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-10)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.9 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-10)「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」

重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-11)「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-11)「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-12)「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-12)「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-13)「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-13)「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.13 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-14)「1.14 電源の確保に関する手順等」

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」

重大事故等対策にて整備する 1.13 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-14)「1.14 電源の確保に関する手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順を用いた手順等を整備する。
(a-3-2-15)「2.1 可搬型設備等による対応手順等」
可搬型設備等による対応手順等のうち，柔軟な対応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下に示す。
(a-3-2-15-1)格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順(a-3-2-15-2)可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順(a-3-2-15-3)可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による使用済燃料プールへ

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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所の注水手順(a-3-2-15-4)可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵
建屋への放水手順(a-3-2-15-5)現場での可搬型計測器によるパラメータ計測及び監視手順(a-3-3)（a-3-2）項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が(a-3-3)(a-3-2)項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備する。

喪失した場合も対応できるよう整備する。

(a-3-4)（a-3-2）項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津(a-3-4)(a-3-2）項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津波の重畳により発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，PRA の結果に基波の重畳により発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，ＰＲＡの結果にづく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象と基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象

して発生する事故シーケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重大として発生する事故シーケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重事故，大規模損壊への対応をも考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機大事故，大規模損壊への対応をも考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の能を有する可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故機能を有する可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事

対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注水，電源確保，放射性物質拡散抑故対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注水，電源確保，放射性物質拡散制等の各対策が上記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。

抑制等の各対策が上記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。

(a-3-5)発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応する手順については，(a-3-5)発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応する手順については，

大規模損壊に関する考慮事項等，米国における NEI ガイドの考え方も参考とする。

大規模損壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。

また，当該のガイドの要求内容に照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認する。

また，当該のガイドの要求内容に照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認する。

(b) 大規模損壊の発生に備えた体制の整備(b) 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制については，重大大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制については，重大事故等対策に係る体制を基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常事故等対策に係る体制を基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合においても流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備

時の体制が部分的に機能しない場合においても流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備

する。

する。

また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充実するために，大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに運転員，緊急時対策要員及び実するために，大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに災害対策要員に対する教育及自衛消防隊に対する教育及び訓練を付加して実施し体制の整備を図る。

び訓練を付加して実施し体制の整備を図る。

(b-1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練(b-1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処す

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確，かつ，柔軟にるために必要な力量を確保するため，運転員，緊急時対策要員及び自衛消防隊への教育及対処するために必要な力量を確保するため，災害対策要員への教育及び訓練については，

び訓練については，重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練に加え，過酷な状況下にお重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練に加え，過酷な状況下においても柔軟に対処

いても柔軟に対処できるよう大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材のできるよう大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得

取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。また，原子力防災管理者及びその代するための教育及び訓練を実施する。また，原子力防災管理者及びその代行者を対象に，行者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別の教育及び訓練を実

通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別の教育及び訓練を実施する。さら施する。さらに，運転員及び緊急時対策要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動に，重大事故等対応要員においては，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う要性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う

員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。

要員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉(b-2) 大規模損壊発生時の体制

東海第二発電所(b-2) 大規模損壊発生時の体制

大規模損壊の発生に備えた発電所対策本部及び本社対策本部の体制は，重大事故等対策に係る体制を基本とする体制を整備する。

大規模損壊の発生に備えた災害対策本部及び本店対策本部の体制は，重大事故等対策に係る体制を基本とする体制を整備する。

また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に緊急時対策要員

また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に災害対策要員

50 名，運転員 40 名，自衛消防隊 10 名を常時 100 名確保し，大規模損壊の発生により要員（指揮者等）4 名，重大事故等対応要員 17 名，当直（運転員）7 名，自衛消防隊 11 名をの被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）に

常時 39 名確保し，大規模損壊の発生により要員の被災等による非常時の体制が部分的においても，対応できる体制を整備する。

機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む。
）においても，対応できる体制を整備する。
なお，原子炉運転停止中※については，中央制御室の当直（運転員）を 5 名とする。
※

さらに，発電所構内に常駐する要員により交替要員が到着するまでの間も事故対応を行えるよう体制を整備する。
(b-3) 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間
さらに，発電所構内に常駐する要員により交替要員が到着するまでの間も事故対応を行えるよう体制を整備する。
(b-3) 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本

的な考え方

的な考え方

大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合もえられる。このような状況においても，発電所構内に勤務している緊急時対策要員によ考えられる。このような状況においても，発電所構内に常駐している災害対策要員にり指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を整備す

より指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を整備

る。

する。

(b-3-1) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における運転員及び緊急時対策要員並びに自(b-3-1)夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力防災管理

衛消防隊初期消火班は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機者）を含む災害対策要員（初動）は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意によの衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるよう，分散して待機する。

る大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるよう，分散しまた，建物の損壊等により要員が被災するような状況においても，発電所構内に勤務て待機する。また，建物の損壊等により要員が被災するような状況においても，発電している他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることを基本とする。

所構内に常駐している他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることを基本とする。

(b-3-2) プルーム通過時は，大規模損壊対応への指示を行う緊急時対策要員と発電所外への放(b-3-2) プルーム通過時は，大規模損壊対応への指示を行う災害対策要員と発電所外への放射

射性物質の拡散を抑制するために必要な緊急時対策要員は緊急時対策所，運転員は中性物質の拡散を抑制するために必要な災害対策要員は緊急時対策所及び第二弁操作

央制御室待避室にとどまり，その他の緊急時対策要員及び自衛消防隊は発電所構外へ室，当直（運転員）の一部は中央制御室待避室にとどまり，その他の災害対策要員は一時退避し，その後，発電所対策本部長の指示に基づき再参集する。

発電所構外へ一時退避し，その後，災害対策本部長の指示に基づき再参集する。

（b-3-3）大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，発電所対策本部の火災対応(b-3-3) 大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，災害対策本部の火災対応の指の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，発電所対策本部長が，揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，災害対策本部長が，事故事故対応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した対応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合

場合は，緊急時対策要員を火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮は，災害対策本部の指揮命令系統の下，放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事

下で消火活動に従事させる。

させる。

(b-4) 大規模損壊発生時の支援体制の確立(b-4) 大規模損壊発生時の支援体制の確立(b-4-1) 本社対策本部体制の確立(b-4-1) 本店対策本部体制の確立

大規模損壊発生時における本社対策本部の設置による発電所への支援体制は，大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，「(ⅰ),d. 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で整備する支援体制「(1)(ⅰ)ｄ．手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で整備する支援と同様である。
(b-4-2) 外部支援体制の確立

体制と同様である。
(b-4-2) 外部支援体制の確立

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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

大規模損壊発生時における外部支援体制は，「(ⅰ),c. 支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。
(c) 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備
大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な大規模損壊発生時における外部支援体制は，「(1)(ⅰ)ｃ．支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。
(c) 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備
大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。

重大事故等対処設備及び資機材を配備する。

(c-1)大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に必(c-1) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に必

要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方

要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方

可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基

可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に配備し，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同に配備し，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように保管場所を分散し，か同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように保管場所を分散し，かつ，十分離して配備する。
(c-1-1)

つ，十分離して配備する。

屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液状(c-1-1) 屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。また，基準津波又はそれを超える津波に対して，裕度を有す

受けない場所に保管する。また，敷地に遡上する津波を超える津波に対して，裕度を有る高台に保管する。
(c-1-2)する高台に保管する。

屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄(c-1-2) 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋等から 100m 以上離隔距離

物処理建屋から 100m 以上離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計

がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m

基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，当以上の離隔距離を確保した上で，当該建屋及び当該設備と同時に影響を受けない場所に

該建屋及び当該設備と同時に影響を受けない場所に分散して配備する。

分散して配備する。
(c-1-3)

可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管する。原子炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設備は，アクセスル
ートを確保した複数の接続口を設ける。
(c-2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方(c-1-3)

可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管する。原子炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設備は，アクセスル
ートを確保した複数の接続口を設ける。
(c-2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けら材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，れない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，

原子炉建屋及びコントロール建屋から 100m 以上離隔をとった場所に分散して配備する。

原子炉建屋から 100m 以上離隔をとった場所に分散して配備する。

(c-2-1) 炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線量の環境下において，事故対応のた(c-2-1) 炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用するマスク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な資機材を配備する。

めに着用する全面マスク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な資機材を配備する。

(c-2-2) 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型(c-2-2) 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施する

航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

ために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）や放水砲等の消火設備を配備する。

や放水砲等の消火設備を配備する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉(c-2-3) 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡設備を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を整備する。

東海第二発電所(c-2-3) 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡設備を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を整備する。また，消火活動専用の通信連絡が可能な無線連絡設備を配備する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉 ／ 東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事

東海第二発電所
5.2

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

5.2.1 可搬型設備等による対応

5.2.1 可搬型設備等による対応

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉

施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。
）が発生するおそれがある場合又は発生した施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。
）が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書場合における体制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書にしたがって活動を行うための体制及び資機材を整備する。

に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。

一

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

一

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

三

大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

三

大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の四

著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

5.2.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

5.2.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備

自然災害については，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の事象を選定した上で，自然災害については，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の事象を選定した上で，整備した対応手順書の有効性を確認する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「PRA」とい整備した対応手順書の有効性を確認する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」

う。）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有のという。
）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有事象として発生する事故シーケンスについても対応できる手順書として整備する。

の事象として発生する事故シーケンスについても対応できる手順書として整備する。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，様々な状況が想定されるが，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前提とした対応手順書を整備する。

電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前提とした対応手順書を整備する。

(1) 大規模損壊のケーススタディで扱う自然現象の選定について(1) 大規模損壊のケーススタディで扱う自然現象の選定について

大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象を網羅的に抽出するため，柏崎刈羽原子力

大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象を網羅的に抽出するため，東海第二発電所

発電所及びその周辺での発生実績に関わらず，国内で一般に発生し得る事象に加え，国内外

及びその周辺での発生実績に関わらず，国内で一般に発生し得る事象に加え，国内外の基準の基準で示されている外部事象を抽出した。

で示されている外部事象を抽出した。

各事象（重畳を含む）について，設計基準を超えるような苛酷な状況を想定した場合の発各事象（重畳を含む）について，設計基準を超えるような苛酷な状況を想定した場合の発電用原子炉施設への影響度を評価し，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性

電用原子炉施設への影響度を評価し，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然現象を選定し，さらに大規模損壊のケーススタディとして扱う事象をその中からのある自然現象を選定し，さらに大規模損壊のケーススタディとして扱う事象をその中から

選定した。

選定した。

検討プロセスをフローで表したものを第 5.2－1 図に示す。また検討内容について以下に示す。

検討プロセスをフローで表したものを第 5.2－1 図に示す。また検討内容について以下に示す。

a.自然現象の網羅的な抽出
国内外の基準を参考に，網羅的に自然現象を抽出・整理し，自然現象 44 事象を抽出した。
b.特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然現象の選定
各自然現象について，設計基準を超えるような非常に苛酷な状況を想定した場合に発ａ．自然現象の網羅的な抽出
国内外の基準を参考に，網羅的に自然現象を抽出・整理し，自然現象 55 事象を抽出した。
ｂ．特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然現象の選定
各自然現象について，設計基準を超えるような非常に苛酷な状況を想定した場合に発電
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

電用原子炉施設の安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生し得るプラン

用原子炉施設の安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生し得るプラント状

ト状態（起因事象）を特定した。

態（起因事象）を特定した。

プラント状態を特定するに当たっては，イベントツリーによる事象進展評価又は定性的な評価を実施した。

プラント状態を特定するに当たっては，イベントツリーによる事象進展評価又は定性的な評価を実施した。

主要な事象（検討した結果，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性がある

主要な事象（検討した結果，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性があとして整理された事象）の影響を整理した結果を第 5.2－1 表，第 5.2－2 表，第 5.2－3 表及るとして整理された事象）の影響を整理した結果を第 5.2－1 表，第 5.2－2 表，第 5.2－3

び第 5.2－2 図にそれぞれ示す。検討した結果，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与え

表及び第 5.2－2 図にそれぞれ示す。検討した結果，特に発電用原子炉施設の安全性に影響る可能性のある自然現象として選定されたものは次のとおり。

を与える可能性のある自然現象として選定されたものは次のとおり。

・地震

・地震

・津波

・津波

・地震と津波の重畳

・地震と津波の重畳・風（台風）

・竜巻

・竜巻

・凍結

・低温（凍結）

・積雪

・降水

・落雷

・積雪

・火山の影響

・落雷

・森林火災

・火山

・隕石

・隕石
c.ケーススタディの対象シナリオ選定
上記で選定された自然現象について，それぞれで特定した起因事象・シナリオを基に，大規模損壊のケーススタディとして想定することが適切な事象を選定する。
上記 b.での整理から，発電用原子炉施設の最終状態は次の 3 項目に類型化することができ，第 5.2－3 表に事象ごとに整理した結果を示す。

ｃ．ケーススタディの対象シナリオ選定
上記で選定された自然現象について，それぞれで特定した起因事象・シナリオを基に，大規模損壊のケーススタディとして想定することが適切な事象を選定する。
上記 b.での整理から，発電用原子炉施設の最終状態は次の 3 項目に類型化することができ，第 5.2－3 表に事象ごとに整理した結果を示す。

・重大事故対策で想定していない事故シーケンス（大規模損壊）

・重大事故等対策で想定していない事故シーケンス（大規模損壊）

・重大事故対策で想定している事故シーケンス・重大事故等対策で想定している事故シーケンス

・設計基準事故で想定している事故シーケンス

・設計基準事故で想定している事故シーケンス

第 5.2－3 表に示すとおり，発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象は，地震，津波，地震と津波の重畳，降水，積雪，落雷，火山及び隕石の第 5.2－3 表に示すとおり，発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象は，地震，津波，地震と津波の重畳，竜巻及び隕石の 5 事象となる。

8 事象となる。
また，大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象のうち，以下の事象については，
他の事象のシナリオに代表させることができる。
・降水

また，大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象のうち，以下の事象については，
他の事象のシナリオに代表させることができる。
・竜巻

最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋計測・制御系機能喪失＋直流電源喪失となる。津波のシナリオに代表させる事象として整理した。
・積雪

最も過酷なケースは全交流動力電源喪失に加え代替電源が喪失する場合となるが，地震及び津波のシナリオに代表させることができる。
・隕石

最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋計測・制御系機能喪失＋注水機能喪失とな隕石衝突に伴う建屋・屋外設備の損傷については，大型航空機の衝突のシナリオに
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉る。積雪については大型航空機の衝突と異なり事象進展がある程度遅いことから，事前

東海第二発電所
代表させることができる。

に除雪等の対応が可能となる。非常に苛酷な状況を考慮した場合にも，除雪の対象を限定し最小限必要な設備（原子炉建屋やアクセスルート等）について健全性を維持させる

発電所敷地への隕石落下に伴う振動の発生については，地震のシナリオに代表させることができる。

といった対応により損傷範囲を抑制することが可能であることから，大型航空機の衝突や津波のシナリオに代表させる事象として整理した。

備考

また，隕石の発電所近海への落下に伴う津波については，津波のシナリオに代表させることができる。

・落雷
最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋注水機能喪失＋計測・制御
系喪失となるが，地震と津波の重畳のシナリオ又は大型航空機の衝突に代表させること
ができる。
・火山
最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋計測・制御系機能喪失＋注水機能喪失となるが，大型航空機の原子炉建屋東側とコントロール建屋への衝突のシナリオに代表させることができる。また，大量の降灰がある場合には，積雪時と同様，灰を除去することで，影響範囲を抑制することが可能である。
・隕石
隕石衝突に伴う建屋・屋外設備の損傷については，大型航空機の衝突のシナリオに代表させることができる。
発電所敷地への隕石落下に伴う振動の発生については，地震のシナリオに代表させることができる。
また，隕石の発電所近海への落下に伴う津波については，津波のシナリオに代表させることができる。
以上より，自然現象として，地震，津波，地震と津波の重畳の 3 事象をケーススタデ

以上より，自然現象として，地震，津波，地震と津波の重畳の 3 事象をケーススタディ

ィとして選定する。これら 3 事象で想定する事故シーケンスと代表シナリオは次のとおとして選定する。これら 3 事象で想定する事故シーケンスと代表シナリオは次のとおりと

りとする。

する。

・地震

・地震

地震レベル 1PRA により抽出した事故シーケンスには，ExcessiveLOCA，計測・制御

地震レベル１ＰＲＡにより抽出した事故シーケンスには，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

系喪失，格納容器バイパス，原子炉圧力容器・原子炉格納容器損傷，原子炉建屋損傷，ＯＣＡ，計装・制御系喪失，格納容器バイパス，原子炉圧力容器損傷，原子炉格納容

全交流動力電源喪失＋原子炉停止失敗等がある。また，地震と重畳し得る内部事象の器損傷，原子炉建屋損傷，交流電源喪失＋原子炉停止失敗等がある。また，内部事象

レベル 1.5PRA により，炉心損傷後に格納容器バイパスに至る原子炉格納容器の破損モのレベル１．５ＰＲＡにより，炉心損傷後に格納容器バイパスに至る原子炉格納容器ードとして，格納容器隔離失敗を抽出している。大規模な地震が発生した場合には，の破損モードとして，格納容器隔離失敗を抽出している。大規模な地震が発生した場

これらの事故シーケンス，あるいは複数の事故シーケンスの組み合わせが生じること

合には，これらの事故シーケンス，あるいは複数の事故シーケンスの組合せが生じるが考えられるが，大規模損壊が発生した場合の対応手順書の有効性を確認する観点かことが考えられるが，大規模損壊が発生した場合の対応手順書の有効性を確認する観ら，ケーススタディとして，大規模な地震で原子炉格納容器内の原子炉冷却材圧力バ点から，ケーススタディとして，大規模な地震でＬＯＣＡが発生し，炉心損傷に至る

ウンダリにおいて，大破断 LOCA を超える規模の損傷が発生し，炉心損傷に至る事象を代表シナリオとして選定する。この際，地盤の陥没等により，アクセスルート

ExcessiveLOCA を代表シナリオとして選定する。この際，地盤の陥没等により，アクセの通行に支障をきたす可能性を考慮する。

スルートの通行に支障をきたす可能性を考慮する。
3／28

Ｌ柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
・津波

東海第二発電所

備考

・津波

津波レベル 1PRA により抽出した事故シーケンスとして，最終ヒートシンク喪失＋

津波レベル１ＰＲＡにより抽出した事故シーケンスとして，防潮堤損傷がある。

RCIC 失敗，最終ヒートシンク喪失＋SRV 再閉鎖失敗，最終ヒートシンク喪失＋全交流

また，内部事象のレベル１．５ＰＲＡにより，炉心損傷後に格納容器バイパスに至

動力電源喪失＋RCIC 失敗，最終ヒートシンク喪失＋全交流動力電源喪失＋SRV 再閉鎖

る原子炉格納容器の破損モードとして，格納容器隔離失敗を抽出している。大規模な失敗，最終ヒートシンク喪失＋全交流動力電源喪失＋直流電源喪失がある。

津波が発生した場合には，これらの事故シーケンス，あるいは複数の事故シーケンス

また，津波と重畳し得る内部事象のレベル 1.5PRA により，炉心損傷後に格納容器バの組合せが生じることが考えられるが，大規模損壊が発生した場合の対応手順書の有イパスに至る原子炉格納容器の破損モードとして，格納容器隔離失敗を抽出している。

効性を確認する観点から，敷地に遡上する津波を超える規模の津波により，原子炉建大規模な津波が発生した場合には，これらの事故シーケンス，あるいは複数の事故シ

屋付属棟及びタービン建屋の一部が冠水する前提において，ケーススタディとして，

ーケンスの組み合わせが生じることが考えられるが，大規模損壊が発生した場合の対全交流動力電源喪失及び最終ヒートシンク喪失に至る事象を代表シナリオとして選定

応手順書の有効性を確認する観点から，防潮堤を超える規模の津波により，原子炉建する。この際，原子炉建屋周辺の冠水により，アクセスルートの通行に支障をきたす

屋内地下階が冠水する前提において，ケーススタディとして，全交流動力電源喪失＋可能性を考慮する。

直流電源喪失＋計測・制御系喪失に至る事象を代表シナリオとして選定する。この際，原子炉建屋周辺の冠水により，アクセスルートの通行に支障をきたす可能性を考慮する。
・地震と津波の重畳

・地震と津波の重畳

地震と津波の重畳では，上記の地震及び津波の項で想定した事故シーケンスの組み

地震と津波の重畳では，上記の地震及び津波の項で想定した事故シーケンスの組合合わせとして，全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋ExcessiveLOCA＋計測・制御系喪せとして，全交流動力電源喪失，直流電源喪失，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

失等が想定される。ケーススタディとしては，対応手順書の有効性を確認する観点か

装・制御系喪失等の重畳が想定される。ケーススタディとしては，対応手順書の有効

ら，この事故シーケンスを代表シナリオとして選定する。この際，地盤の陥没等及び性を確認する観点から，この事象を代表シナリオとして選定する。この際，地盤の陥

原子炉建屋周辺の冠水により，アクセスルートの通行に支障をきたす可能性を考慮す

没等及び原子炉建屋周辺の冠水により，アクセスルートの通行に支障をきたす可能性る。
(2)故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮について

ＬＯＣＡ，計を考慮する。
(2) 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮について

テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数

テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突をケーススタディとして選定する。

による大型航空機の衝突をケーススタディとして選定する。

なお，爆発等の人為事象による発電用原子炉施設への影響については，故意による大型航空機の衝突に代表させることができる。

なお，爆発等の人為事象による発電用原子炉施設への影響については，故意による大型航空機の衝突に代表させることができる。

以上より，大規模損壊発生時の対応手順書の整備に当たっては，（1）及び（2）において整以上より，大規模損壊発生時の対応手順書の整備に当たっては，(1)及び(2)において整理理した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物質が環境中に放出されるような万一の事した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物質が環境中に放出されるような万一の事態態に至る可能性も想定し，発電用原子炉施設において使える可能性のある設備，資機材及びに至る可能性も想定し，発電用原子炉施設において使える可能性のある設備，資機材及び要要員を最大限に活用した多様性及び柔軟性を有する手段を構築する。
(3)大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作

員を最大限に活用した多様性及び柔軟性を有する手段を構築する。
(3) 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作

大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子炉施設が受ける影響及び被害の程度が大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子炉施設が受ける影響及び被害の程度が大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじめシナリオを設定して大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじめシナリオを設定して対応することが困難であると考えられることから，発電所対策本部における情報収集，運転対応することが困難であると考えられることから，災害対策本部における情報収集，当直（運員が実施する発電用原子炉施設の操作に対する支援が重要となる。

転員）が実施する発電用原子炉施設の操作に対する支援が重要となる。

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柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

大規模損壊の対応に当たっては，発電所外への放射性物質放出の防止及び抑制を最優先と大規模損壊の対応に当たっては，発電所外への放射性物質放出の防止及び抑制を最優先として，次に示す各項目を優先実施事項とする。技術的能力に係る審査基準の該当項目との関して，次に示す各項目を優先実施事項とする。技術的能力に係る審査基準の該当項目との関係を第 5.2－4 表に示す。

係を第 5.2－4 表に示す。

＜炉心の著しい損傷を緩和するための対策＞＜炉心の著しい損傷を緩和するための対策＞

・炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止と発電用原子炉への注水＜原子炉格納容器の破損を緩和するための対策＞
・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱と原子炉格納容器の破損回避＜使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するため

・炉心の著しい損傷緩和のための原子炉停止と発電用原子炉への注水＜原子炉格納容器の破損を緩和するための対策＞
・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱と原子炉
格納容器の破損回避＜使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための

の対策＞

対策＞

・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの注水

・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの注水＜放射性物質の放出を低減するための対策＞
・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策
・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制＜大規模な火災が発生した場合における消火活動＞＜放射性物質の放出を低減するための対策＞
・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策
・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制＜大規模な火災が発生した場合における消火活動＞

・消火活動

・消火活動

＜その他の対策＞＜その他の対策＞・要員の安全確保

・要員の安全確保・対応に必要なアクセスルートの確保

・対応に必要なアクセスルートの確保

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・人命救助
a.大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

・人命救助
ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより，発電大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができない所における緊急時態勢発令に至る事象が発生した場合は，事故時運転操作手順書（事象場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように判断フローを整

ベース，徴候ベース，シビアアクシデント等）に基づいて対応操作することを基本とす備する。また，大規模損壊発生時に使用する手順書を有効，かつ，効果的に使用するため，る。

対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，判断フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した
場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を
原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。
［1］

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合
・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した
5／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所場合（中央制御室の機能喪失や中央制御室と連絡が取れない場合を含む）
・使用済燃料プールの損傷により水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位が維持できない場合
・炉心冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）が発生した場合
・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合［2］

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場

合※［3］ 当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合※※大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合とは，重大事故等時に期待する設備等が機能喪失し，事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合をいう。

また，発電所対策本部は，発電用原子炉施設の影響予測を行い，その結果を基に各機能班の責任者は必要となる対応を予想して先行的に準備を行う。
発電所対策本部長は，これらの情報を収集し，発電所全体の対応について総括的な責任を負う。

災害対策本部は，発電用原子炉施設の影響予測を行い，その結果を基に各班の責任者は必要となる対応を予想して先行的に準備を行う。
災害対策本部長は，これらの情報を収集し，発電所全体の対応について総括的な責任を負う。

自然災害が大規模になり，常設の設備では事故収束が行えない場合は，発電所対策本部の支援を受け，多様なハザード対応手順等の運転操作手順書及び緊急時対策本部用手
順書で判断基準を明確化して整備する手順を使用する。
また，非常召集を行った場合，初動対応要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移また，非常招集を行った場合，災害対策要員（初動）は，緊急時対策所へ移動する。た動する。ただし，地震発生後防潮堤を超える津波により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策

だし，緊急時対策所が使用できない場合は，屋内の利用できる施設を緊急時対策所として所も使用できない場合は，屋内外の利用できる施設を緊急時対策所として利用する。

利用する。

発電所全体の状態を把握するための「プラント状態確認チェックシート」及び各号炉

発電所全体の状態を把握するための「プラント状態確認チェックシート」及び対応操作

における対応操作の優先順位付けや対策決定の判断を行うための発電所対策本部で使用の優先順位付けや対策決定の判断を行うための災害対策本部で使用する対応フローを整備する対応フローを整備する。この対応フローは，事故時運転操作手順書，多様なハザーする。この対応フローは，非常時運転手順書，重大事故等対策要領等の相互関係の概略を

ド対応手順，発電所対策本部の各機能班の対応ガイド等の相互関係の概略をまとめ，全

まとめ，全体像を把握するツールとして災害対策本部の運営を支援するために整備するも体像を把握するツールとして発電所対策本部の運営を支援するために整備するものであのであり，具体的な操作手順は個別の手順書等に記載する。また，b.(b)項から(o)項の手り，具体的な操作手順は個別の手順書等に記載する。また，b.(b)項から(n)項の手順（第順（第 5.2－5 表から第 5.2－18 表）の中で使用することを想定している設備については，

5.2－5 表から第 5.2－17 表）の中で使用することを想定している設備については，チェ

チェックシートの項目に盛り込むこととしている。

ックシートの項目に盛り込むこととしている。
当該号炉に関する対応操作の優先順位付けや実施の判断は，一義的に事故発生号炉の当直副長が行う。万一，中央制御室の機能喪失時や中央制御室から運転員が撤退する必対応操作の優先順位付けや実施の判断は，一義的に災害対策本部長が行う。大規模損壊時の対応に当たっては，次に掲げる(a)，(b)項を実施する。

要が生じた場合等，当直副長の指揮下で対応できない場合については，次に掲げる(a)，(b)及び(c)項を実施し，それ以外の場合については，次に掲げる(b)及び(c)項を実施す
る。

6／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

当直副長又は当該号炉の対応操作の責任者が判断した結果及びそれに基づき実施した

当直発電長又は対応操作の責任者が実施した監視や操作については，災害対策本部に報監視や操作については，発電所対策本部に報告し，各機能班の責任者（統括又は班長）

告し，各班の責任者（本部員）は，その時点における人的リソースや資機材の確保状況，

は，その時点における他号炉の状況，人的リソースや資機材の確保状況，対応の優先順

対応の優先順位付け等を判断し，必要な支援や対応を行う。

位付け等を判断し，必要な支援や対応を行う。
また，重大事故等時に対処するために直接監視することが必要なパラメータが中央制

また，重大事故等時に対処するために直接監視することが必要なパラメータが中央制御

御室及び緊急時対策所のいずれでも確認できない場合は，放射線測定器，可搬型直流電室及び緊急時対策所のいずれでも確認できない場合は，放射線測定器，可搬型代替直流電源装置，テスタ等の代替の監視手段と無線連絡設備等の通信連絡設備を準備し，アクセ

源設備，可搬型計測器等の代替の監視手段と無線連絡設備等の通信連絡設備を準備し，ア

スルートが確保され次第，パラメータ監視のための運転員，号機班員等を現場に出動さクセスルートが確保され次第，パラメータ監視のための当直（運転員），重大事故等対応要せ，先ず外からの目視による確認を行い，その後，確認できないパラメータを対象に代員等を現場に出動させ，先ず外からの目視による確認を行い，その後，確認できないパラ

替監視手段を用いて可能な限り継続的なプラント状況の把握に努める。パラメータが中メータを対象に代替監視手段を用いて可能な限り継続的なプラント状況の把握に努める。

央制御室及び緊急時対策所において部分的に確認できる場合は，確認したパラメータをパラメータが中央制御室及び緊急時対策所において部分的に確認できる場合は，確認した基に安全機能等の状況把握を行った上で，他のパラメータについては，パラメータが確パラメータを基に安全機能等の状況把握を行った上で，他のパラメータについては，パラ

認できない場合と同様の対応を行う。

メータが確認できない場合と同様の対応を行う。

初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメータ

初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメータがが採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメータを採取する。採取手

採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメータを採取する。採取手段の段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先と優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監し，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計測器等の測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計

場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

器又は可搬型計測器を使用して採取する。

また，初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラ

また，初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメ

メータ及び代替できる他のパラメータのいずれも採取できない場合は，先ず外からの目ータ及び代替できる他のパラメータのいずれも採取できない場合は，先ず外からの目視に視による確認を行い，目標設定や個別戦略の判断に最も影響を与えるパラメータから優よる確認を行い，目標設定や個別戦略の判断に最も影響を与えるパラメータから優先順位

先順位を付けて監視機能を回復させ，使用可能な設備を用いて緩和措置を行う。

を付けて監視機能を回復させ，使用可能な設備を用いて緩和措置を行う。

(a)当直副長の指揮下での対応操作が困難な場合
中央制御室の機能喪失時や中央制御室との連絡が取れない場合等，当直副長の指揮下で対応できない場合には，発電所対策本部長は当該号炉の運転員又は号機班の中か
ら当該号炉の対応操作の責任者を定め対応に当たらせる。当直副長の指揮下での対応
操作不可の判断基準は次のとおりとする。
・中央制御室の監視機能又は制御機能が喪失した場合
・中央制御室と連絡が取れない場合
・運転員による対応操作では限界があり，発電所対策本部の指揮下で対応操作を行う必要があると当直副長が判断した場合(b)当面達成すべき目標の設定(a) 当面達成すべき目標の設定

発電所対策本部は，プラント状況，対応可能な要員数，使用可能な設備，屋外の放災害対策本部は，プラント状況，対応可能な要員数，使用可能な設備，屋外の放射線

射線量率，建屋の損傷状況及び火災発生状況等を把握し，チェックシートに記載した量率，建屋の損傷状況及び火災発生状況等を把握し，チェックシートに記載した上で，上で，その情報を基に当面達成すべき目標を設定し，優先すべき号炉及び戦略を決定

その情報を基に当面達成すべき目標を設定し，環境への放射性物質の放出低減を最優先する。

に，優先すべき戦略を決定する。
7／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
当面達成すべき目標設定の考え方を次に示す。活動に当たっては，緊急時対策要員の安全確保を最優先とする。

東海第二発電所
当面達成すべき目標設定の考え方を次に示す。活動に当たっては，災害対策要員の安全確保を最優先とする。

・第一義的目標は炉心損傷を回避するため，速やかに発電用原子炉を停止し，注水す・第一義的目標は炉心損傷を回避するため，速やかに発電用原子炉を停止し，注水することである。炉心損傷に至った場合においても発電用原子炉への注水は必要となることである。炉心損傷に至った場合においても発電用原子炉への注水は必要となる。

る。

・炉心損傷が回避できない場合は，原子炉格納容器の破損を回避する。

・炉心損傷が回避できない場合は，原子炉格納容器の破損を回避する。

・使用済燃料プールの水位が低下している場合は，速やかに注水する。

・使用済燃料プールの水位が低下している場合は，速やかに注水する。

・これらの努力を最大限行った場合においても，炉心損傷かつ原子炉格納容器の破損

・これらの努力を最大限行った場合においても，炉心損傷，かつ，原子炉格納容器の又は使用済燃料プール水位の異常低下の回避が困難な場合は放射性物質の拡散抑制

破損又は使用済燃料プール水位の異常低下の回避が困難な場合は放射性物質の拡散を行う。
これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。また，プラン
ト状況に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。
(c)個別戦略を選択するための判断フロー
発電所対策本部は，(b)項で決定した目標設定に基づき，個別戦略を実施していく。
設定目標と実施する個別戦略の考え方を次に示す。
イ

設定目標：炉心損傷回避のための原子炉圧力容器への注水抑制を行う。
これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。また，プラント状況に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。
(b) 個別戦略を選択するための判断フロー
災害対策本部は，(a)項で決定した目標設定に基づき，個別戦略を実施していく。設定
目標と実施する個別戦略の考え方を次に示す。
イ

設定目標：炉心損傷回避のための原子炉圧力容器への注水

ロ

設定目標：原子炉格納容器の破損回避

発電用原子炉の「止める」，「冷やす」機能を優先的に実施する。
ロ

設定目標：原子炉格納容器の破損回避

発電用原子炉の「止める」，「冷やす」機能を優先的に実施する。

基本的に炉心損傷が発生した場合においても，原子炉圧力容器への注水は継続して

基本的に炉心損傷が発生した場合においても，原子炉圧力容器への注水は継続必要となるが，使用可能な設備や対応可能要員の観点から，一時的に原子炉格納容器

して必要となるが，使用可能な設備や対応可能要員の観点から，一時的に原子炉の破損回避の対応を優先せざるを得ない状況になることが想定される。この際に「閉格納容器の破損回避の対応を優先せざるを得ない状況になることが想定される。

じ込め」機能を維持するための個別戦略を実施する。

この際に「閉じ込め」機能を維持するための個別戦略を実施する。

原子炉格納容器の損傷が発生し，原子炉建屋内に放射性物質が漏えいする状況が想

原子炉格納容器の損傷が発生し，原子炉建屋内に放射性物質が漏えいする状況

定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
ハ

設定目標：使用済燃料プール水位確保が想定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
ハ

設定目標：使用済燃料プール水位確保

使用済燃料プール内の燃料の冷却のための個別戦略を実施する。使用済燃料プール

使用済燃料プール内の燃料の冷却のための個別戦略を実施する。使用済燃料プ

内の燃料損傷が発生し，原子炉建屋内の放射性物質濃度が上昇する状況が想定されるール内の燃料損傷が発生し，原子炉建屋内の放射性物質濃度が上昇する状況が想場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。

定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。

ニ

設定目標：放射性物質拡散抑制

ニ設定目標：放射性物質拡散抑制

炉心損傷が発生するとともに原子炉圧力容器への注水が行えない場合，使用済燃料

炉心損傷が発生するとともに，原子炉圧力容器への注水が行えない場合，使用プール水位の低下が継続している場合又は原子炉建屋が損傷している場合は，放射性済燃料プール水位の低下が継続している場合又は原子炉建屋が損傷している場合

物質拡散抑制戦略を実施する。
b. 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合に対応する手順については，(a)項に示す 5 つの活動を行うための手順を網羅する。

は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
ｂ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合に対応する手順については，(a)項に示す 5 つの活動を行うための手順を網羅する。

また，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて共通要因で同時に機能

また，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室での監視及び喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室での監視及び
8／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメータを監視するため制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況の手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

なお，プラントパラメータの採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等

なお，プラントパラメータの採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制

御室内の計器盤内にて可搬型計測器等による計測を第 2 優先とする。中央制御室内でパラ御室内の計器盤内にて可搬型計測器等による計測を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

メータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

技術的能力に係る審査基準 1.2 から 1.14 における重大事故等対処設備と整備する手順

技術的能力に係る審査基準 1.2 から 1.14 における重大事故等対処設備と整備する手順を(b)項から(n)項に示す。

を(b)項から(n)項に示す。なお，大規模損壊に特化した手順を(o)項に示す。

(a) 5つの活動又は緩和対策を行うための手順書(a) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ

大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等

イ．大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等

大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意によ大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故る大型航空機の衝突による航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火について

意による大型航空機の衝突による航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡の手順書を整備する。

消火についての手順書を整備する。

また，地震及び津波のような大規模な自然災害においては，施設内の油タンク火災等

また，地震及び津波のような大規模な自然災害においては，施設内の油タンクの複数の危険物内包設備の火災が発生した場合においても，同様な対応が可能なように火災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合においても，同様な対応が多様な消火手段を整備する。

可能なように多様な消火手段を整備する。

大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位

大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先

は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備し，早期に準備が可能な大型化学高

順位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備し，早期に準備が可能な

所放水車あるいは化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のため止のための消火を実施する。

の消火を実施する。

地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重大事故

地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中心とした事故

大事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において事故対応を行うためのアクセ

心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において事故対応

スルート若しくは操作箇所での復旧活動に支障となる火災が発生している場合は，消火を行うためのアクセスルート若しくは操作箇所での復旧活動に支障となる火災が活動を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルート等を確保する。具体的には，次発生している場合は，消火活動を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルーの手順で対応を行う。

ト等を確保する。具体的には，次の手順で対応を行う。

①アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。

①

アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。

②複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートに障害がある場合，最もアクセスルー②

複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートに障害がある場合，最もアクトを確保しやすい箇所を優先的に確保する。

セスルートを確保しやすい箇所を優先的に確保する。

③ ①及び②いずれの場合も，予備としてもう１つの操作箇所へのアクセスルートを確

③

保する。

①及び②いずれの場合も，予備としてもう 1 つの操作箇所へのアクセスル

ートを確保する。

消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す[1]～[4]の区分を基本に消火消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す[1]～[4]の区分を基活動の優先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

本に消火活動の優先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

[1]アクセスルート・操作箇所の確保のための消火[1] アクセスルート・操作箇所の確保のための消火①アクセスルート確保

・アクセスルート確保②車両及びホースルートの設置エリアの確保

・車両及びホースルートの設置エリアの確保
9／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所（初期消火に用いる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車等）（初期消火に用いる化学消防自動車，大型化学高所放水車等）[2] 原子力安全の確保のための消火[2]原子力安全の確保のための消火③重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋

・重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋④可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保

・可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保⑤大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及びホースルート，放水砲の設置エリアの確・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及びホースルート，放水砲の設置エリ
アの確保

保
[3]

[3]火災の波及性が考えられ，事故終息に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火

火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火災の消火

災の消火

・可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所及び設置エリアの確保⑥可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保⑦代替熱交換器車の設置エリアの確保[4] その他火災の消火[4]その他火災の消火[1]から[3]以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火[1]から[3]以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。

する。
建屋内外共に上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内

建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

消火活動に当たっては，現場間では無線連絡設備を使用するとともに，現場と災害対策本部間では衛星電話設備を使用し，連絡を密にする。無線連絡設備及び衛星電話設備での連絡が困難な建屋内において火災が発生している場合には，複数ある別の対応手段を選択して事故対応を試みるとともに，火災に対しては連絡要員を配置する等により外部との通信ルート及び自衛消防隊員の安全を確保した上で，対応可能な範囲の消火活動を行う。
また，自衛消防隊以外の重大事故等対応要員が消火活動を行う場合は，災害対また，自衛消防隊以外の緊急時対策要員が消火活動の支援を行う場合は，発電所対策本

策本部の指揮命令系統の下で活動する。

部の火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で活動する。
ロ

炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等

炉心の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

炉心の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，冷却材再循環ポンプ停止

・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，再循環系ポンプ停による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能又は手動挿入による制止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能又は手動挿入

御棒緊急挿入及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

による制御棒緊急挿入及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ系及び原子却系の故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代替注水系により発炉隔離時冷却系の故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代

電用原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失により発電

替注水系により発電用原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失又は常設直流用原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電される高圧代替

電源系統喪失により発電用原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電

注水系による発電用原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起動による発電用源設備より給電される高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却又は原子炉

原子炉の冷却を試みる。

隔離時冷却系の現場起動による発電用原子炉の冷却を試みる。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態におい

炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場合は，逃がし安全弁による原子て，原子炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場合は，逃がし安炉減圧操作を行う。

全弁による原子炉減圧操作を行う。
10／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生し場合は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）を優先し，全交流動力電源喪失にている場合は，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系を優先

より発電用原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注

し，全交流動力電源喪失により発電用原子炉の冷却が行えない場合は，低圧水系（可搬型）及び消火系による発電用原子炉の冷却を試みる。

代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による発電用原子炉の冷却を試みる。

ハ

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等

ハ．原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等

原子炉格納容器の破損を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

原子炉格納容器の破損を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

・残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）が故障又は全交流動力電源喪・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力電源喪失に失により機能が喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系，消火系及び可搬型

より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），代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内

代替注水ポンプにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

の圧力及び温度を低下させる。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系に・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，緊急用海水系又はよりサプレッション・チェンバから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

代替残留熱除去系海水系によりサプレッション・チェンバから最終ヒートシ

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により，原子・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により，ンク（海洋）へ熱を輸送する。
原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。

炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。

・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

・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，ため，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用（以・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作

下「MCCI」という。）や溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子炉

用や溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水を行う。

格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部注水を行う。
・原子炉格納容器内に水素ガスが放出された場合においても水素爆発による原子炉格

・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉

納容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス

格納容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっているが，性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態にな

炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等による水っているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水の素ガス及び酸素ガスの発生によって水素濃度が可燃限界を超えるおそれがある場合

放射線分解等による水素及び酸素の発生によって水素濃度及び酸素濃度が可は，可燃性ガス濃度制御系による水素ガス又は酸素ガスの濃度を抑制する。さらに，燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系による水素及び格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出する手段を有し酸素の濃度を抑制する。また，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器へている。

の窒素注入を行うことで酸素濃度を抑制し，更に酸素濃度が上昇する場合においては，格納容器圧力逃がし装置により水素を原子炉格納容器外に排出する手段を有している。

ニ

使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するた

ニ．使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和す

めの対策に関する手順等

るための対策に関する手順等

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵して使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯いるため，未臨界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確保するための対応手蔵しているため，未臨界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確保する

段及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおりとする。

ための対応手段及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対応手段は次のとおり
とする。
11／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料貯蔵プール水位計，使用済燃

・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使料貯蔵プール温度計，燃料取替機エリア放射線モニタ，使用済燃料貯蔵プール監視

用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プール監視カメラを使用

カメラを使用する。

する。

・使用済燃料プールの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，その・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏え

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は，燃料プール代替注水系

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は，常設低（常設），燃料プール代替注水系（可搬型）及び消火系により使用済燃料プールへ

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），可搬型代替

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，注水中型ポンプ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

臨界を防止する。

（注水ライン），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）及び消火系により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，臨界を防止する。

・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・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

水位維持が行えない場合，常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダを使用しールの水位維持が行えない場合，常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイノ

た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

ズルを使用した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を緩和し，臨界を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止するとともに，環境への放射性物させる。

質の放出を可能な限り低減させる。

・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合は，放・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合

水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
ホ

放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等

は，放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等

放射性物質の放出を低減するための対応手段は次のとおりとする。

放射性物質の放出を低減するための対応手段は次のとおりとする。

・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，大容量送水車，放水砲により原子・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ

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。

（放水用）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。

・その際，防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより汚染水の海洋への・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が一般排水路を通って雨水拡散抑制を行う。

排水路集水桝又は放水路から海へ流れ出すため，汚濁防止膜を設置すること
で，海洋への拡散範囲を抑制する。

・放水することで放射性物質を含む汚染水が構内排水路を通って北放水口から海へ流・防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより汚染水の海洋への拡れ出すため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への拡散範囲を抑制する。

散抑制を行う。

・また，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波警報や津波警報が出ている状況）である場合，大津波警報又は津波警報が解除された後に汚濁防止膜の設置を開始する。
(b)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順(b) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が発電用原子炉の冷却機能は，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系による発電用原子有する発電用原子炉の冷却機能は，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系

炉への注水機能である。

による発電用原子炉への注水機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用を冷却する対処設備及び手順を整備する。

原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
12／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

東海第二発電所
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型

処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよ

重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した

う，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパ場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可ラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における発電用原子炉を冷却大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における発電用原子炉するための手順の例を次に示す。（第5.2－5表参照）

を冷却するための手順の例を次に示す。（第 5.2－5 表参照）

・高圧注水系が機能喪失した場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注

・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場合において，水系を起動できない場合，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合，現場での動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，サプレッション・チェ
ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

・全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により高圧注水系での発電用原子炉

・全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により原子炉隔離時冷却系及の冷却に使用できない場合において，高圧代替注水系が起動できない場合，現場でび高圧炉心スプレイ系を発電用原子炉の冷却に使用できない場合において，の人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とし

高圧代替注水系が起動できない場合，現場での人力による弁の操作により原た原子炉圧力容器への注水を実施する。

子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉
圧力容器への注水を実施する。

・高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系

・高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）

代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉以上に維持できない場合，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系

水位低（レベル３）以上に維持できない場合，ほう酸水貯蔵タンクを水源とによる発電用原子炉へのほう酸水注入を実施する。

したほう酸水注入系による発電用原子炉へのほう酸水注入を実施する。

・高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系

・高圧炉心スプレイ系の機能喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）

時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に以上に維持できない場合，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を維持できない場合，電源及び原子炉補機冷却系による冷却水を確保し，復水水源とした制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

(c)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順(c) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による減圧機能である。

有する発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能）による減圧機能である。

インターフェイスシステムLOCA発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所をインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場

損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の合は，逃がし安全弁による原子炉減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。

隔離ができない場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。
13／28

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和する

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩ため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失すること和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能のない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータ

搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するためのて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順の例をす。（第5.2－6表参照）

次に示す。（第 5.2－6 表参照）

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，可搬・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源

合，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動にを確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。

必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，現場・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場

多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全

搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原子炉

弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電

原子炉を減圧する。

を減圧する。

用原子炉を減圧する。

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合，代替逃・逃がし安全弁の駆動に必要なアキュムレータの供給圧力の喪失により逃がしがし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なしD,E,K又はU）の電磁弁安全弁（自動減圧機能）が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系により

排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なしD,E,K又はU）を逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））の電磁開放して発電用原子炉を減圧する。

弁排気ポートへ窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子炉を減圧する。

・不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガ

・窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素のスの供給圧力低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃が供給圧力が低下した場合，供給源を非常用窒素供給系高圧窒素ガスボンベにし安全弁の機能を確保する。
(d)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順切り替えることで逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。
(d) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有す

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備がる発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）による発電用有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス

原子炉への注水機能である。

プレイ系による発電用原子炉への注水機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損をこの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

損を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和する

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩ため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失すること和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能のない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータ

搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するためのて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における発電用原子炉を冷却大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における発電用原子炉するための手順の例を次に示す。（第5.2－7表参照）

を冷却するための手順の例を次に示す。（第 5.2－7 表参照）

・常設の原子炉圧力容器への注水設備による注水機能が喪失した場合，低圧代替注

・常設の原子炉圧力容器への注水設備による注水機能が喪失した場合，低圧代

水系(常設)，低圧代替注水系(可搬型)及び消火系による原子炉圧力容器への注水

替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へのの3手段について，同時並行で注水準備を開始する。原子炉冷却材圧力バウンダリ

注水について，同時並行で注水準備を開始する。原子炉冷却材圧力バウンダ

が低圧の場合，上記手段のうちポンプ1台以上の起動及び注水ラインの系統構成がリが低圧の場合，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。

循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち，起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系(常設)のまた，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（常ポンプ2台以上又は上記手段のうち2系以上の起動及び注水ラインの系統構成が完設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注段のうち，低圧で原子炉圧力容器へ注水可能な系統 1 系統以上が起動し，注水を開始する。原子炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した系統

水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実のうち，低圧代替注水系(常設)，消火系，低圧代替注水系(可搬型)の順で選択す

施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子炉圧力容器への注水に使用る。

する手段は，準備が完了した手段のうち，低圧代替注水系（常設），代替循
環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にすがある場合は，上記手段に加え給水系，復水系，残留熱除去系(低圧注水モード)

る必要がある場合は，上記手段に加え給水系，復水系，高圧炉心スプレイ系，

又は高圧炉心注水系を使用し原子炉圧力容器への注水を実施する。

低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）を使用し原子炉圧力容器への注水を実施する。

(e)「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順(e) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送するための機能は，残設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送するための機能

留熱除去系，原子炉補機冷却海水系及び原子炉補機冷却系による冷却機能である。

は，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系による冷却機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，サプレッ

損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，サプ

ション・チェンバへ蓄積された熱を，最終ヒートシンクへ輸送するための対処設備及レッション・チェンバへ蓄積された熱を，最終ヒートシンクへ輸送するための対び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を緩和するため，重大事故等対策で心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を緩和するため，重大事故
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備考

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東海第二発電所

整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応で搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失きるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプした場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，

ラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するため

可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況の手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次に示す。

大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次に示（第 5.2－8 表参照）

す。（第 5.2－8 表参照）

・原子炉補機冷却系の機能が喪失した場合，原子炉補機冷却系の系統構成を行い，・残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系海水系の系統構成

代替原子炉補機冷却系により，補機冷却水を供給する。

を行い，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により，補機冷却用の海水を供給する。

・残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した・残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を・残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した・残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失場合，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送す

輸送する。

る。
(f)「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順(f) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

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は，残留熱除去系ポンプ

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は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器の冷却機能である。

ポンプ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器の冷却機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉

器内の圧力及び温度を低下させ，また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原

格納容器内の圧力及び温度を低下させ，また，炉心の著しい損傷が発生した場合

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においても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質の濃度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和する

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩ため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失すること和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能のない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータ

搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するためのて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉格納容器内を冷却するための手順の例を次に示す。
（第 5.2

大規模損壊発生時に原子炉格納容器内を冷却するための手順の例を次に示す。

－9 表参照）（第 5.2－9 表参照）

・残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の冷却・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の冷却機機能の喪失が起きた場合，復水貯蔵槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系によ能の喪失が起きた場合，代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷
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備考

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東海第二発電所

る格納容器スプレイを行う。
(g)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順

却系による格納容器スプレイを行う。
(g) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

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，

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

原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。

ため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。

ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉格納容器

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉格の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，

及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視す

中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプるための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設

ラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータ

備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場を整備する。

にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順の例を次に示大規模損壊発生時に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順の例を次す。（第5.2－10表参照）に示す。（第 5.2－10 表参照）

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及・炉心の著しい損傷が発生した場合，代替循環冷却系の運転により，原子炉格

び代替循環冷却系の運転が期待できない場合，格納容器圧力逃がし装置により原子

納容器の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止

炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

する。

・炉心の著しい損傷が発生した場合，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転に・炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失したより，原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破場合及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合，格納容器圧力逃がし装損を防止する。

置により原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

(h)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順(h) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCIや溶融炉心と原子炉格納容器バウン

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用

ダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止し，また，溶融炉心の原子炉格納容器下や溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防部への落下を遅延させる又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手止し，また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延させる又順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心溶融による原子炉格納容器の破損を緩和するため及大規模損壊発生時においても溶融炉心による原子炉格納容器の破損を緩和する

び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，重大事故等ため及び溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延させる又は防対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大止するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプ

視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータ

ラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するためのを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作
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備考

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東海第二発電所動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例を次に大規模損壊発生時に原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例示す。（第 5.2－11 表参照）

を次に示す。（第 5.2－11 表参照）

・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，

器下部注水系（常設）により，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却す

格納容器下部注水系（常設）により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下る。

した溶融炉心を冷却する。

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）による原・炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）に子炉格納容器下部への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止する

よるペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失した場合，原子炉格ため，格納容器下部注水系（可搬型）により，原子炉格納容器の下部に落下した溶納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）により，ペデ

融炉心を冷却する。

スタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。

・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，・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

ろ過水タンクを水源とした消火系により，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉

るため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系及び復水貯心を冷却する。

蔵タンクを水源とした補給水系により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライ

下を遅延させる又は防止するため，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器ウェル部）への落下を遅延させる又は防止するため，低圧代替注水系（常設）に注水する。
(i)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順により原子炉圧力容器に注水する。
(i) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放解等による水素ガスが原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原

射線分解等による水素が原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発

子炉格納容器の破損を防止するための対処設備及び手順を整備する。

による原子炉格納容器の破損を防止するための対処設備及び手順を整備する。

ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和するため，大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和する

重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのないため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失す

可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した

ることのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計

制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に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の大規模損壊発生時に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

例を次に示す。（第 5.2－12 表参照）

順の例を次に示す。（第 5.2－12 表参照）

・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，・炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器内の酸素濃度が上昇した場合にジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型窒素供給装置

び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した原子炉格により原子炉格納容器内へ窒素を供給する。

納容器ベント操作により原子炉格納容器の水素ガス及び酸素ガスを排出することで・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監

原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。

視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した原子炉格納容器ベント操作により原子炉格納容器の水素及び酸素を排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。

(j)「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」
イ

重大事故等対策に係る手順(j) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素

原子炉建屋等に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止

が原子炉建屋等に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損するための対処設備及び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

傷を防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋等の損傷を緩和するため，重大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋等の損傷を緩和するた

大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可め，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失する搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場

ことのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測

御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視す器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建るための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための手順の例を次

大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための手順のに示す。（第5.2－13表参照）

例を次に示す。（第 5.2－13 表参照）

・炉心の著しい損傷が発生した場合，淡水貯水池を水源として格納容器頂部注水系に・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水より原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器

素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする可能性があるため，原子炉建屋ガスから原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

処理系により水素を大気へ排出し，原子炉建屋原子炉棟内における水素の滞留を防止する。

・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋の天井付近の水素濃度が可燃限界に・炉心の著しい損傷が発生した場合，代替淡水貯槽を水源として格納容器頂部

達する前に，原子炉建屋トップベントを開放することにより，原子炉建屋天井部に注水系（常設），西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした格納容器

滞留した水素ガスを原子炉建屋外に排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。

頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器
頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放又はブローア
ウトパネル閉止装置のパネル部を開放することにより，原子炉建屋原子炉棟内に滞留した水素を大気へ排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。

(k)「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順(k) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

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

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

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

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ための対処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，及び臨界を設備及び手順を整備する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステン防止するための対処設備及び手順を整備する。なお，使用済燃料プール内の燃料レス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨界は維持されている。

体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨界は維
19／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所持されている。

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用済燃料

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用

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

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応設備及び手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順を整備する。

めの対処設備及び手順を整備する。

ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても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

大規模損壊発生時においても使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，重大事故等対策で整備した手行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，重大事故等対策

順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備をで整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場

大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータ合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬を監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目

接機器を作動させるための手順等を整備する。

視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。（第5.2

大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。

－14表参照）（第 5.2－14 表参照）

・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・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に低下し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できないが異常に低下し，代替燃料プール注水系による注水を実施しても水位を維持場合に，可搬型代替注水ポンプ(A-1級)1台及び(A-2級)2台により，常設スプレイヘ

できない場合に，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプッダを使用したスプレイを実施することで，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。

により，常設スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで，燃料損また，この場合に，外的要因（航空機衝突又は竜巻等）により，常設スプレイヘッ

傷を緩和し，臨界を防止する。また，この場合に，外的要因（航空機衝突又ダの機能が喪失した場合には，可搬型代替注水ポンプ(A-1級)1台及び(A-2級)2台には竜巻等）により，常設スプレイヘッダの機能が喪失した場合には，可搬型

より，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで，燃料損傷を緩代替注水大型ポンプにより，可搬型スプレイノズルを使用したスプレイを実和し，臨界を防止する。
(l)「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順施することで，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。
(l) 「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の損傷又は使用済燃料プール内の燃料体等の著

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体

しい損傷に至った場合において，発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制する等の著しい損傷に至った場合において，発電用原子炉施設外への放射性物質の拡ための対処設備及び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

散を抑制するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するた

大規模損壊発生時においても発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制

め，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのするため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪ない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失

失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
20／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

大規模損壊発生時に発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための手順

大規模損壊発生時に発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための例を次に示す。（第5.2－15表参照）の手順の例を次に示す。（第 5.2－15 表参照）

・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プール内の燃・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プール

料体等の著しい損傷のおそれにより原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場

内の燃料体等の著しい損傷のおそれにより原子炉建屋から直接放射性物質が合，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子

水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。

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。

・放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，防潮堤の内側で放射性物質吸・放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，汚染水は一般排水路を着材を設置することにより，汚染水の海洋への放射性物質の拡散を抑制する。また，

通って雨水排水路集水桝又は放水口から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設

放射性物質を含む汚染水は構内排水路を通って北放水口から海へ流れ込むため，汚置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。また，防潮堤の内側

濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。

で放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への放射性物質の拡散を抑制する。

(m)「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順(m) 「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別

事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分なえて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束量の水を供給するために必要な設備を複数確保し，これらの水源から注水が必要な場所に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を複数確保し，これらのへの供給を行うための対処設備及び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

水源から注水が必要な場所への供給を行うための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するた

大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給す

め，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのるため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失ない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。（第5.2－

大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。
（第16表参照）

5.2－16 表参照）

・復水貯蔵槽を水源とした発電用原子炉への注水等の対応を実施している場合，可搬・代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型代替注水ポンプ（A-2級）により防火水槽を水源とした復水貯蔵槽への補給を実施

型ポンプにより各種注水／補給する場合，代替淡水貯槽の水が枯渇する前にする。

西側淡水貯水設備等の水を可搬型代替注水中型ポンプ等により代替淡水貯槽・防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）により各種注水/補に補給する。

給する場合，防火水槽の水が枯渇する前に淡水貯水池の水を防火水槽に補給する。

・西側淡水貯水設備を水源として可搬型代替注水中型ポンプにより各種注水／補給する場合，西側淡水貯水設備の水が枯渇する前に代替淡水貯槽等の水を可搬型代替注水大型ポンプにより西側淡水貯水設備に補給する。

(n)「1.14 電源の確保に関する手順等」
イ

重大事故等対策に係る手順(n) 「1.14 電源の確保に関する手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
21／28

備考

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東海第二発電所

電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい

原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中に損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及びおいて原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から給電するための対処

運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から設備及び手順を整備する。
ロ

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

給電するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用

プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷

済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料体を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，

御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するため

中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプの手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状

ラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータ

況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備を監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場する。

にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

大規模損壊発生時に電源を確保するための手順の例を次に示す。（第5.2－17表参照）

大規模損壊発生時に電源を確保するための手順の例を次に示す。（第 5.2－17
表参照）

・外部電源及び非常用交流電源設備による給電が見込めない場合，非常用高圧母線D・外部電源及び非常用所内電気設備による給電が見込めない場合，Ｍ／Ｃ ２Ｃ

系，C系の順で復旧し，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の起動を優先に，常設代替交流電源設備から非常用所内電気設備へ給電する。（緊操作を並行で行い，第一ガスタービン発電機で給電する。第一ガスタービン発電機

急用Ｍ／Ｃを経由するため，代替所内電気設備への給電も同時に行われる）による給電が行えない場合は，第二ガスタービン発電機（緊急用高圧母線経由）に・外部電源，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備又は代替所内電気設

よる給電を行う。

備によるパワーセンタ２Ｃ及び２Ｄへの給電が見込めない場合，可搬型代替

・外部電源，非常用交流電源設備，第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電

交流電源設備（可搬型代替低圧電源車）を可搬型代替低圧電源車接続盤に接機及び電源車（緊急用高圧母線経由）によるパワーセンターC系及びD系への給電が続し，パワーセンタ２Ｃ及び２Ｄへ給電する。

見込めない場合，可搬型代替交流電源設備（電源車）をパワーセンターの動力変圧・外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設代替交流電源設備及器の一次側又は緊急用電源切替箱接続装置に接続し，電源を復旧する。

び可搬型代替交流電源設備による交流入力電源の復旧が見込めない場合，可・当該号炉が外部電源，非常用交流電源設備，第一ガスタービン発電機，第二ガスタ

搬型代替直流電源設備（可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器）により直ービン発電機及び電源車による給電を見込めない場合，号炉間電力融通ケーブルを

流電源を直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。

用いて他号炉の緊急用電源切替箱断路器から当該号炉の緊急用高圧母線までの電路

・非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失した場合は，代替交流電源設備でを構成し，他号炉から給電する。

ある常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）及び代替直流電・外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設直流電源設備及び常設代替源設備である常設代替直流電源設備（又は可搬型代替直流電源設備）から代

直流電源設備による給電ができない場合，可搬型直流電源設備（電源車及びAM用直替所内電気設備へ給電する。

流125V充電器）により直流電源を必要な機器に給電する。
・外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備による交流電源の復旧ができない場合で，かつ可搬型直流電源
設備（電源車及びAM用直流125V充電器）による直流電源の給電ができない場合，直流給電車を直流125V主母線盤Aに接続し，直流電源を給電する。
(o) 「2.1 可搬型設備等による対応手順等」
大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
22／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

備考

大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，先に記載した(b)項から(n)項で示した重大事故等対策で整備する手順等を活用することで「炉心の著しい損傷を緩和するための対策」，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」，「使用済燃料プー
ルの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」及び「大規模な火災が発生した場合における消火活動」の措置を行う。
さらに，柔軟な対応を行うため上記の手順に加えて，以下の大規模損壊に特化した手順を整備する。（第5.2－18表参照）
イ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順
大規模損壊では，炉心損傷後，放射線モニタ類の指示値の急激な上昇等により原子炉格納容器からの異常な漏えいを検知した場合や格納容器スプレイ機能を有する重大事故等対処設備が機能喪失した場合等を想定し，原子炉格納容器破損緩和や放射性物質の放出低減を目的とした格納容器圧力逃がし装置を用いた原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順を整備する。
ロ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合を想定し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた消火手順を整備する。
ハ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による使用済燃料プールへの注
水手順
大規模な地震等により使用済燃料プールが損傷し，技術的能力「1.11

使用済

燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて水位が維持できない場合，ブローアウ
トパネル強制開放装置の操作による原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放（ブローアウトパネル閉止装置が閉止状態である場合は，ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放）を行い，その開口部を介して，可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）及び放水砲による使用済燃料プールへの注水手順を整備する。
ニ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵建屋への放水手順大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより使用済燃料乾式貯蔵建屋に大規模な損壊が発生した場合を想定し，可搬型代替注
水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵建屋への放水手順を整備する。
ホ．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測及び監視手順
中央制御室が機能喪失する場合を想定し，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。
c. b.項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備する。

ｃ．ｂ.項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備する。
23／28

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
d.

b.項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津波の重畳によ

ｄ．ｂ.項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津波の重畳にり発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，PRAの結果に基づく事故シーケンスグ

より発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，ＰＲＡの結果に基づく事故シーケ

ループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケン

ンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シースについて，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応をも考

ケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応を慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処設備，考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失することなく，原子常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失することなく，原子炉圧力容器への注水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上記設備のいずれかに

炉圧力容器への注水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。
e.

東海第二発電所

より達成できるよう構成する。

発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応手順については，大規模損壊

ｅ．発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応手順については，大規模損に関する考慮事項等，米国におけるNEIガイドの考え方も参考とする。また，当該のガイド

壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。また，当該のの要求内容に照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認する。

ガイドの要求内容に照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認する。

5.2.1.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

5.2.1.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制については，重大事

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合における体制については，重大事

故等時の対応体制を基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体

故等時の対応体制を基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）でも流動性を持って柔軟に対応で制が部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）でも流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備する。

きる体制を整備する。

また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充実

また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充実するために，大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに運転員，緊急時対策要員及び自衛するために，大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに災害対策要員に対する教育及び訓消防隊に対する教育及び訓練を付加して実施し体制の整備を図る。

練を付加して実施し体制の整備を図る。

(1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施(1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処する

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確，かつ，柔軟に対処ために必要な力量を確保するため，運転員，緊急時対策要員及び自衛消防隊への教育及び訓するために必要な力量を確保するため，災害対策要員への教育及び訓練については，重大事

練については，重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練に加え，過酷な状況下においても故等対策の対処に係る教育及び訓練に加え，過酷な状況下においても柔軟に対処できるよう柔軟に対処できるよう大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等

大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための教育を習得するための教育及び訓練を実施する。また，運転員及び緊急時対策要員の役割に応じ及び訓練を実施する。また，重大事故等対応要員においては，役割に応じて付与される力量て付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことに加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役により，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。

割を担う要員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。必要となる力量を必要となる力量を第 5.2－18 表に示す。

第 5.2－19 表に示す。

a. 大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するためのａ．大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。

教育及び訓練を実施する。

b. 運転員及び緊急時対策要員については，要員の役割に応じて付与される力量に加え，例ｂ．重大事故等対応要員については，要員の役割に応じて付与される力量に加え，例えば要えば要員の被災等が発生した場合においても，優先順位の高い緩和措置の実施に遅れが生員の被災等が発生した場合においても，優先順位の高い緩和措置の実施に遅れが生じるこじることがないよう，臨機応変な配員変更に対応できる知識及び技能習得による要員の多とがないよう，臨機応変な配員変更に対応できる知識及び技能習得による要員の多能化を能化を計画的に実施する。

計画的に実施する。

c. 原子力防災管理者及びその代行者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しない場合及びｃ．原子力防災管理者及びその代行者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実残存する資源等を最大限活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実
24／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所施する。
d. 大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定施する。
ｄ．大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。
（2） 大規模損壊発生時の体制

期的な総合訓練を継続的に実施する。
(2) 大規模損壊発生時の体制

発電所対策本部は，大規模損壊の緩和措置を実施する実施組織及びその支援組織から構成

災害対策本部は，大規模損壊の緩和措置を実施する実施組織及びその支援組織から構成さされており，それぞれの機能ごとに責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な大規模損れており，それぞれの機能ごとに責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な大規模損壊

壊の緩和措置を実施し得る体制とする。また，複数号炉の同時被災の場合においても，重大の緩和措置を実施し得る体制とする。また，東海発電所の同時被災の場合においても，重大事故等対処設備を使用して炉心損傷や原子炉格納容器の破損等に対応できる体制とする。

事故等対処設備を使用して炉心損傷や原子炉格納容器の破損等に対応できる体制とする。

大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合（中大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）でも流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備する。

央制御室の機能喪失含む）でも流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備する。

a. 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に緊急時対策要員50名，ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に災害対策要員（指揮者

運転員40名及び自衛消防隊10名の合計100名を常時確保し，大規模損壊発生時は本部長代行等）4名，重大事故等対応要員17名，当直（運転員）7名及び自衛消防隊11名の合計39名をが初動の指揮を執る体制を整備する。

常時確保し，大規模損壊発生時は統括待機当番者が初動の指揮を執る体制を整備する。なお，原子炉運転停止中※については，中央制御室の当直（運転員）を5名とする。
※

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が100℃未満）及び燃料交換の期間

また，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室（6号

また，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室（当及び7号炉運転員を含む）が機能しない場合もあらかじめ想定し，緊急時対策要員で役割を直（運転員）を含む）が機能しない場合もあらかじめ想定し，重大事故等対応要員で役割変更する要員に対して事前に周知しておくことで混乱することなく迅速な対応を可能とすを変更する要員に対して事前に周知しておくことで混乱することなく迅速な対応を可能とする。

る。
b. 大規模損壊発生時において，緊急時対策要員として参集が期待される社員寮，社宅の緊急時

ｂ．大規模損壊発生時において，災害対策要員として参集が期待される社員寮，社宅等の災対策要員の発電所へのアクセスルートは複数確保し，その中から通行可能なルートを選択し害対策要員の発電所へのアクセスルートは複数確保し，その中から通行可能なルートを選発電所へ参集する。なお，プラント状況が確実に入手できない場合は，あらかじめ定めた集択し発電所へ参集する。

合場所にて，発電所の状況等の確認を行った後，発電所へ参集する。
c. 大規模な自然災害が発生した場合には，発電所構内に常時確保する要員100名の中に被災

ｃ．大規模な自然災害が発生した場合には，発電所構内に常駐する要員39名の中に被災者が者が発生する可能性があることに加え，社員寮，社宅等からの交替要員参集に時間を要す

発生する可能性があることに加え，社員寮，社宅等からの交替要員参集に時間を要する可る可能性があるが，その場合であっても，運転員及び自衛消防隊を含む発電所構内に常駐能性があるが，その場合であっても，当直（運転員）及び自衛消防隊を含む発電所構内にする要員により，優先する対応手順を，必要とする要員数未満で対応することで交替要員

常駐する要員により，優先する対応手順を，必要とする要員数未満で対応することで交替が到着するまでの間も事故対応を行えるよう体制を整備する。

要員が到着するまでの間も事故対応を行えるよう体制を整備する。

（3） 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的な
考え方

(3)

大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的な考え方

大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考え

大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，発電所構内に勤務している緊急時対策要員により指揮られる。このような状況においても，発電所構内に常駐している災害対策要員により指揮命

命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を整備する。

令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を整備する。

a. 大規模損壊への対応に必要な要員を常時確保するため，夜間及び休日（平日の勤務時間

ａ．大規模損壊への対応に必要な要員を常時確保するため，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における運転員，緊急時対策要員及び自衛消防隊初期消火班は，地震，津波等

帯以外）における災害対策要員（初動）は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意にの大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場

よる大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるよう，分散して合にも対応できるよう，分散して待機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害に待機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害によって，待機場所への影響が考えら
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

よって，待機場所への影響が考えられる場合は，屋外への退避及び高台への避難等を行れる場合は，屋外への退避及び高台への避難等を行う。なお，建物の損壊等により要員がう。なお，建物の損壊等により要員が被災するような状況においても，発電所構内に勤被災するような状況においても，発電所構内に常駐している他の要員を活用する等の柔軟務している他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることを基本とする。
b. 地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムな対応をとることを基本とする。
ｂ．地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考の発生により，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考慮し，原子慮し，原子力防災管理者の代行者をあらかじめ複数定め

力防災管理者の代行者をあらかじめ複数定めることで体制を維持する。

ることで体制を維持する。
c. プルーム通過時は，大規模損壊対応への指示を行う緊急時対策要員と発電所外への放射

ｃ．プルーム通過時は，大規模損壊対応への指示を行う災害対策要員と発電所外への放射性性物質の拡散を抑制するために必要な緊急時対策要員は緊急時対策所，運転員は中央制物質の拡散を抑制するために必要な災害対策要員は緊急時対策所及び第二弁操作室，当直

御室待避室にとどまり，その他の緊急時対策要員及び自衛消防隊は発電所構外へ一時退（運転員）の一部は中央制御室待避室にとどまり，その他の災害対策要員は発電所構外へ避し，その後，発電所対策本部の指示に基づき再参集する。

一時退避し，その後，災害対策本部長の指示に基づき再参集する。

d. 大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，発電所対策本部の火災対応の指揮

ｄ．大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，災害対策本部の火災対応の指揮

命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，発電所対策本部長が，事故対命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，災害対策本部長が，事故対応を応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，災害対緊急時対策要員を火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で消火活

策本部の指揮命令系統の下，放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させる。

動に従事させる。なお，発電所対策本部の体制が整った後は，本部長の判断により，自衛消防組織を立ち上げ，自衛消防隊による消火活動を実施する。
（4） 大規模損壊発生時の対応拠点(4) 大規模損壊発生時の対応拠点

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合において，本部長を含む発電

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場合において，災害対策本部長を含所対策本部の緊急時対策要員等が対応を行う拠点は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所をむ災害対策本部の災害対策本部要員が対応を行う拠点は，緊急時対策所を基本とする。緊急基本とする。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の健全性（居住性確保，通信連絡機能等）が時対策所の健全性（居住性確保，通信連絡機能等）が確認できない場合は，代替可能なスペ

確認できない場合は，代替可能なスペース及び必要に応じて風雨を凌ぐための資機材を活ースを有する建屋を活用することにより災害対策本部の指揮命令系統を維持する。

用することにより発電所対策本部の指揮命令系統を維持する。
また，運転員の拠点については，中央制御室が機能している場合は中央制御室とするが，また，当直（運転員）の拠点については，中央制御室が機能している場合は中央制御室と中央制御室が機能していない場合や火災等により運転員に危険が及ぶおそれがある場合するが，中央制御室が機能していない場合や火災等により当直（運転員）に危険が及ぶおそは，施設の損壊状況，対応可能な要員等を勘案し発電所対策本部が適切な拠点を選定する。

れがある場合は，施設の損壊状況，対応可能な要員等を勘案し災害対策本部が適切な拠点を選定する。

（5） 大規模損壊発生時の支援体制の確立
a. 本社対策本部体制の確立(5) 大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立

大規模損壊発生時における本社対策本部の設置による発電所への支援体制は，「5.1.4 手

大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，「5.1.4

順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で整備する支援体制と同様である。

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で整備する支援体制と同様である。

b. 外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における発電所への外部支援体制は，「5.1.3 支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。

ｂ．外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における発電所への外部支援体制は，「5.1.3 支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。

26／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
5.2.1.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

東海第二発電所
5.2.1.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，5.2.1.1 項における大規模損壊発生時の対応手順にしたがって活大規模損壊の発生に備え，5.2.1.1 項における大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を次に示す基本的な考え方に基づき配備行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を次に示す基本的な考え方に基づき配備す

する。

る。

(1) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムヘの対応に必要な(1)設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムヘの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方

可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に配可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に配備し，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能備し，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然

喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然

災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬

災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように保管場所を分散しかつ十分離して配備する。

型重大事故等対処設備が機能喪失しないように保管場所を分散し，かつ十分離して配備する。

a. 屋外の可搬型重大事故等対処設備は，基準地震動を超える地震動に対して，地震により

ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，基準地震動を超える地震動に対して，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
b. 可搬型重大事故等対処設備は，基準津波を超える津波に対して裕度を有する高台に保管する。

び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
ｂ．可搬型重大事故等対処設備は，敷地に遡上する津波を超える津波に対して裕度を有する
高台に保管する。

c. 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，故意による大型航空機の衝突その他のテロ

ｃ．屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，故意による大型航空機の衝突その他のテ

リズムによる影響を考慮して，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から 100m 以

ロリズムによる影響を考慮して，原子炉建屋等から 100m 以上離隔距離を確保するととも上離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋に，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した

設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，当該建屋及び当該設備と上で，当該建屋及び当該設備と同時に影響を受けない場所に分散して配備する。

同時に影響を受けない場所に分散して配備する。

d. 可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管する。原子ｄ．可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管する。原

炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設備は，アクセスルートを確保

子炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設備は，アクセスルートを確した複数の接続口を設ける。

保した複数の接続口を設ける。

e. 地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やかに

ｅ．地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やか消火及びがれき撤去ができる資機材を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

に消火及びがれき撤去ができる資機材を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

(2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方(2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状

基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋

況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋

及びコントロール建屋から100m以上離隔をとった場所に分散して配備する。

から100m以上離隔をとった場所に分散して配備する。

a. 全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材をａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を

配備する。

配備する。

b. 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空機

ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために用する防護具，消火薬剤等の資機材及び大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）や放水砲着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）や放水砲
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備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉等の消火設備を配備する。
c. 炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用するマスク，高線量対応防護服，個人線量計等の必要な資機材を配備する。

東海第二発電所等の消火設備を配備する。
ｃ．炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用する全面マスク，高線量対応防護服，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｄ．化学薬品等が流出した場合に備えて，マスク，長靴等の資機材を配備する。

d. 大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を確保する。
e. 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡設備を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を整備する。

ｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を確保する。
ｆ．大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡設備を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を整備する。

また，通常の通信連絡設備が使用不能な場合を想定した通信連絡設備として，衛星電話

また，通常の通信連絡設備が使用不能な場合を想定した通信連絡設備として，衛星電話

設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続す設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通る通信連絡設備を配備する。

信連絡設備を配備する。さらに，消火活動専用の通信連絡が可能な無線連絡設備を配備す
る。

28／28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機衝突その他テロリズムへの対応における事項について】
柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（1/14)
自然現象
①地震

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・基準地震動を超える地震の発生を想定する。
・事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送変電設備の碍子等の損傷により，外部電源喪失の可能性がある。
・原子炉補機冷却水系熱交換器の構造損傷の可能性がある。また，これにより，非常用ディーゼル発電機の冷却水が喪失することで，非常用ディーゼル発電機が停止
し，外部電源喪失と相まって全交流動力電源喪失の重大事故に至る可能性がある。
・原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，原子炉冷却材喪失の可能性がある。大口径配管の破断や破損個所が多い場合，原子炉圧力は急速に減圧し，全交流動力電源喪失時においては，原子炉冷却材喪失分を補う注水が確保できない可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没等によりアクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【基準地震動を超える地震を想定した場合に喪失 する可能性のある機器】
・原子炉格納容器内配管・残留熱除去系の配管サポー
ト及び弁駆動部・残留熱除去系ポンプ（停止時冷却モード）隔離弁・主蒸気系の配管サポート
・原子炉補機冷却水系熱交換器の耐震強化サポート
・原子炉補機冷却系配管
・外部電源設備全般の碍子
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
基礎ボルト
・復水貯蔵槽周りの配管サポ
ート・高圧炉心注水系弁駆動部
・高圧窒素ガス供給系の配管
サポート
・モニタリング・ポスト

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（1／7）
最終的なプラント状態

自然現象【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・原子炉建屋損傷
・原子炉格納容器・原子炉
圧力容器損傷・格納容器バイパス・原子炉冷却材喪失と注水機能喪失の同時発生
・計測・制御系喪失
・直流電源喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

地震

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型放
射線測定器により測定及び監視を行う。
・火災が発生した場合は，化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・基準地震動を超える地震の発生を想定する。
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・非常用海水ポンプの損傷により，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
・直流電源設備の損傷により，非常用交流電源の制御機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は原子炉格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣＡ又は格納容器バ
イパスが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。原子炉格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没等により，アクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（2/14)
自然現象

備

最終的なプラント状態

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【基準地震動を超える地震を想定した場合に喪失する可能性のある機
器】
・外部電源設備
・交流電源設備
・非常用海水ポンプ（Ｒ
ＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰ
ＣＳ－ＤＧＳ）
・直流電源
・計測・制御系・設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）・原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ
・原子炉格納容器・原子炉圧力容器
・原子炉建屋・モニタリング・ポスト

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・原子炉建屋損傷
・原子炉格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・炉心冷却機能喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
原子炉建屋損傷，原子炉格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故対処
設備の機能喪失）に加えて，地震により代替電源である常設代替高圧電源
装置等の重大事故等対処
設備が機能喪失した場合
は，大規模損壊に至る可能性がある。

【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型モ
ニタリングによる測定及び監視を行う。
・火災が発生した場合は，化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（2／7）
自然現象
津波
②津波

【影響評価に当たっての考慮事項】
・発電所近海での震源による地震を考え，地震発生後，10分程度で津波が襲来すると想定する。
・基準津波を超える規模として，防潮堤の高さ(15m)を上回る高さの津波を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・屋外の低起動変圧器が津波により冠水し，外部電源が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋及び廃棄物処理建屋の防護扉が波力又は没水により損傷の可能性がある。
・コントロール建屋内への津波による溢水により，直流125V 主母線盤が冠水し，直流電源が喪失する可能性がある。

【防潮堤を超える高さの津波を想定した場合に喪 失する可能性のある機器】
・低起動変圧器
・125V 直流電源
・原子炉隔離時冷却系
・非常用高圧母線
・復水補給水系
・原子炉補機冷却系
・軽油タンク・モニタリング・ポスト【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・直流電源喪失
・高圧炉心冷却機能喪失
・最終ヒートシンク喪失

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（3/14)
自然現象

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・原子炉建屋内への津波による溢水により，原子炉隔離時
冷却系制御盤が冠水し，制御不能に至る可能性がある（運転状態であった場合は，その状態のまま継続）。また，非常用高圧母線の冠水により，外部電源が喪失している場合には全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・廃棄物処理建屋内への津波による溢水により，復水補給
水系ポンプが冠水し，復水補給水系が機能喪失に至る可自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する
可能性は低いものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。
・基準津波を超える規模として，敷地に遡上する津波（防潮堤位置において T.P.＋24m）を上回る高さの津波を想定する。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【敷地に遡上する津波を超える津波を想定した場 合に喪失する可能性のあ る
機器】
・外部電源設備
・交流電源設備
・非常用海水ポンプ（ＲＨＲ
Ｓ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－Ｄ【設計基準を超える場合の影響評価】
ＧＳ）
・津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部 ・直流電源
電源喪失の可能性がある。
・設計基準事故対処設備（Ｅ・非常用海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発ＣＣＳ等）
生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心ス ・モニタリング・ポスト
プレイ系ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機等」という。）の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・原子炉建屋内への津波の浸水に伴う直流 125V 主母線盤の損傷により，非常用交流電源の制御機能が喪失し，全交流
動力電源喪失に至る可能性がある。
・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入すること
で，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・津波による冠水により，モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・がれき等により，アクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。

（表）1／26

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故対処
設備の機能喪失）に加えて，津波により代替電源である常設代替高圧電源
装置等の重大事故等対処
設備が機能喪失した場合
は，大規模損壊に至る可能性がある。

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所能性がある。
・タービン建屋内への津波による溢水により，原子炉補機
冷却水ポンプが冠水し，原子炉補機冷却系が機能喪失に至る可能性がある。
・モニタリング・ポストの津波による冠水により，監視機能が喪失する可能性がある。
・がれき等によりアクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型放
射線測定器により測定及び監視を行う。
・火災が発生した場合は，化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。

備【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型モニ
タリングによる測定及び監視を行う。
・火災が発生した場合は，化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（4/14)
自然現象

③風（台
風含む)

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。
【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全機能に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して対策（飛散防止措置の確認等）を実施する。
・設計基準風速 40.1m/s(地上高 10m，10 分間平均)を超える強風を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重によりタービン建屋が損傷し，タービン及び発電機に影響が及んでタービントリップに至る可能性がある。
・風荷重による送変電設備の損傷により外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク等が損傷し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・台風による漂流物により取水口が閉塞し，最終ヒートシ
ンク喪失に至る可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【設計基準を超える最大風速を想定した場合に喪 失する可能性のある機器】
・タービン建屋
・送変電設備・軽油タンク・取水口

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・最終ヒートシンク喪失

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（5/14)
自然現象

④竜巻

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。
【影響評価に当たっての考慮事項】
・竜巻注意情報が発表された場合は，屋外でのクレーン転倒防止等の最低限の対応を行った上で作業を中断し，屋内の安全な場所に退避する。
・発電所敷地内又は周辺で著しく大きな竜巻が目撃された
場合あるいはその情報を入手した場合は，対応可能であれば襲来前にプラント停止の措置を取る。
・設計竜巻を超える規模の竜巻を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重によりタービン建屋が損傷し，タービン及び発電機に影響が及んでタービントリップに至る可能性がある。
・風荷重による送変電設備の損傷により外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク等が損傷し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・竜巻による資機材又は車両等が飛散して，取水口周辺の海に入り，取水口が閉塞し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（3／7）
最終的なプラント状態

竜巻【設計基準を超える最大風速を想定した場合に喪 失する可能性のある機器】
・タービン建屋
・送変電設備・軽油タンク
・電気品室換気空調系
・取水口
・原子炉建屋ブローアウトパ
ネル【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・最終ヒートシンク喪失

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【影響評価に当たっての考慮事項】
・外部事象防護対象施設等及び外部事象防護対象施設等に波及的影響を及ぼし得る施設は，風速 100m／s の竜巻から設定した荷重に対して，竜巻飛来物防護対策設備等によって防護されている。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。
・最大風速 100m／s を超える規模の竜巻を想定する。

【設計基準を超える最大風速を想定した場合に喪 失する可能性のある機器】
・外部電源設備
・交流電源設備
・非常用海水ポンプ（ＲＨＲ
Ｓ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－Ｄ
ＧＳ）【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重及び飛来物の衝突による送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・飛来物の衝突による非常用海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，非常用ディーゼル発電機等の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（6/14)
自然現象

自然現象

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態（表）2／26

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失（設計基準事故対処設備の機能喪失）に加えて，竜巻により代替電源である
常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（4／7）
⑤低温(凍
結)

【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全機能に影響を与えることがないよう，
事前に保温，電熱線ヒータによる加温等の凍結防止対策を実施することができる。
・低温における設計基準温度-15.2℃を超える規模の低温を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子に着氷することによって相間短絡を起こし
外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク
等内の軽油が凍結することで非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇し，全交流動力電源が喪失する可能性がある。
【主な対応】
・事前の凍結防止対策（連続ブロー，循環運転等）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。

【設計基準を超える低温を 【次のプラント状態が相想定した場合に喪失す る
乗して発生する可能性
可能性のある機器】
がある】
・送変電設備・外部電源喪失
・軽油タンク・全交流動力電源喪失

自然現象
凍結

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全性に影響を与えることがないよう，事前に保温，電熱線ヒータによる加温等の凍結防止対策を実施することができる。
・敷地付近で観測された最低気温－12.7℃を下回る規模を想定する。
【観測記録を下回る場合の影響評価】
・送電線や碍子に着氷することによって相間短絡を起こし
外部電源喪失に至る可能性がある。

【主な対応】
・事前の凍結防止対策（加温等の凍結防止対策）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（7/14)
自然現象
⑥降水

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・設計基準降水量 101.3mm/h を超える規模の降水を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンク
が物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。また，雨水が下層階へ伝播し，ディーゼル発電設備及び非常用電源盤が没水又は被水により機能喪失し，全交流動
力電源喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合にタービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至る可能性がある。
・タービン建屋熱交換器エリア屋上が雨水荷重により崩落した場合に，没水又は被水により原子炉補機冷却系及び同海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。また，循環水ポンプが機能喪失し，復水器
真空度低からプラントスクラムに至る可能性がある。
・コントロール建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的に損傷を受けることにより，あるいは没水若しくは被水する
ことにより，計測・制御系機能喪失に至る可能性があ

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【設計基準を超える降水を想定した場合に喪失す る
可能性のある機器】
・原子炉補機冷却系
・タービン及び発電機・中央制御室・直流電源
・送変電設備・非常用ディーゼル発電設備

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測・制御系機能喪失
・直流電源喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（8/14)
自然現象

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
る。その後，中央制御室の下階に位置している直流電源
設備へ雨水が伝播し直流電源喪失に至る可能性がある。
・廃棄物処理建屋の天井が崩落した場合に，冷却材再循環
ポンプ M/G セットや換気空調補機常用冷却水系が没水又は被水により機能喪失し，プラントスクラムに至る可能性がある。
・降水の影響により地滑りが発生し，屋外の送変電設備が機能喪失し外部電源喪失が発生している状態で，燃料移送ポンプが没水により機能喪失し，非常用ディーゼル発電設備（燃料ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動
力電源喪失に至る可能性がある。
【主な対応】
・緩和設備を用いて対応する。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態（表）3／26

自然現象の想定規模と喪失す最終的なプラント状態
る可能性のある機器【－12.7℃を下回る 低温を 【次のプラント状態が相乗して発生する可能性
想定した場合に喪失す るがある】
可能性のある機器】
・外部電源喪失
・外部電源設備備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉⑦積雪【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全機能に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して対策（除雪）を実施することができる。
・設計基準積雪量 167cm を超える規模の積雪を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失【設計基準を超える積雪量を想定した場合に喪失 する可能性のある機器】
・原子炉補機冷却系
・タービン及び発電機・中央制御室・直流電源
・送変電設備・軽油タンク・中央制御室換気空調

東海第二発電所【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測・制御系機能喪失
・直流電源喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

積雪

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。また，
積雪（雪融け水含む）の影響により，ディーゼル発電設
備及び非常用電源盤が機能喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，タービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至る可能性がある。
タービン建屋熱交換器エリア屋上が積雪荷重により崩落した場合に，積雪（雪融け水含む）の影響により原子炉補機冷却系及び同海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク
喪失に至る可能性がある。また，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至る可能性がある。
・コントロール建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的又は雪融け水により機能喪失し，計測・制御系機能喪失に至る可能性がある。その後，中央制御室下階に位置している直流電源設備へ溢水が伝搬し，機能喪失に至る可能性がある。
廃棄物処理建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，冷却材再循環ポンプ M/G セットや換気空調補機常用冷却系が積雪（雪融け水含む）の影響により機能喪失し，プ
ラントスクラムに至る可能性がある。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器
・非常用ディーゼル発電機室
空調

備【設計基準を超える積雪を 【次のプラント状態が相想定した場合に喪失す る
乗して発生する可能性
可能性のある機器】
がある】
・外部電源設備
・外部電源喪失【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への着雪により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・積雪により,アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（9/14)
自然現象【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全機能に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して対策（除雪）を実施することができる。
・建築基準法で定められた敷地付近の設計基準積雪量 30 ㎝を超える規模の積雪を想定する。

最終的なプラント状態【主な対応】・あらかじめ体制を強化しての対策（除雪）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（10/14)
自然現象

⑧落雷

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・送電線や碍子に雪が着氷することによって相間短絡を起こし外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タ
ンク天井が積雪荷重により崩落した場合，軽油タンク機能が喪失し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで，全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・中央制御室換気空調及び非常用ディーゼル発電機室空調
給気口の閉塞により各空調設備が機能喪失に至る可能性がある。
・非常用ディーゼル発電機室空調給気口の閉塞により，非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至るような場合において，外部電源喪失が同時発生した場合に，全交流動
力電源喪失に至る可能性がある。
【主な対応】・あらかじめ体制を強化して対策（除雪）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【影響評価に当たっての考慮事項】
・雷注意報が発表された場合は，状況に応じて屋外での作業を中断し，屋内に退避する。
・発電用原子炉施設への事前対応については実質的に困難であるため想定しない。

【設計基準を超える雷サー 【次のプラント状態が相ジを想定した場合に喪 失乗して発生する可能性
する可能性のある機器】
がある】
・外部電源
・計測・制御系機能喪失
・非常用交流電源設備
・直流電源喪失

最終的なプラント状態

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（5／7）
自然現象

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（11/14)
自然現象

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・設計基準電流値 200kA を超える雷サージの影響を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・落雷により計測制御機器に発生するノイズの影響により，プラントスクラムに至る可能性がある。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器
・原子炉補機冷却系
・直流電源
・計測・制御系

最終的なプラント状態
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

落雷

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・設計基準雷撃電流 400kA を超える雷サージの影響を想定する。
・落雷に対して，建築基準法に基づき高さ 20m を超える排気筒等へ避雷設備を設置し，避雷導体により接地網と接続する。接地網は，雷撃に伴う構内接地系の接地電位分布を平坦化することから，安全保護系等の設備に影響を与えることはなく，安全に大地に導くことができる。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・雷サージの影響による外部電源喪失の可能性がある。
・雷サージの影響による非常用海水ポンプの損傷により最終
ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル
発電機等の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。

（表）4／26

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【設計基準を超える落雷を想定した場合に喪失す る
可能性のある機器】
・外部電源設備
・交流電源設備
・非常用海水ポンプ（ＲＨＲ
Ｓ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－Ｄ
ＧＳ）

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

・屋外設備への雷サージの影響により，外部電源喪失及びその他過渡事象に至る可能性がある。さらに，軽油タン
クと屋内非常用ディーゼル発電設備制御盤を融通するケーブルへの雷サージにより，非常用ディーゼル発電機の機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・建屋内外への雷による誘導電流の影響により，原子炉補機冷却系，直流電源又は計測・制御系の機能喪失に至る可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。

【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。

第 5.2－1 表 自現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（6／7）
自然現象

⑨火山

【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全機能に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して対策（除灰）を実施することができる。

【設計基準を超える火山灰堆積厚さを想定した場 合に喪失する可能性のあ る
機器】
・原子炉補機冷却系
・タービン及び発電機【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測・制御系機能喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失

火山の影
響

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（12/14)
自然現象

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・降下火砕物（火山灰）の堆積厚さの設計基準である 35cmを超える規模の堆積厚さを想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタン
クが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合，タービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至る可能性がある。また，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至る可能性がある。
・コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した
場合，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的により機能喪失し，計測・制御系機能喪失に至る可能性がある。
・送電網や変圧器に火山灰が付着することによって相間短絡を起こし外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，
軽油タンク天井が火山灰堆積荷重により崩落した場合，軽油タンク機能が喪失し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで，全交流動力電源が喪失する可能性がある。

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，発電用原子炉施設の安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して対策（除灰）を実施することができる。
・降下火砕物（火山灰）の堆積厚さの設計基準である堆積厚さ 50 ㎝を超える規模の堆積厚さを想定する。

自然現象の想定規模と喪失す最終的なプラント状態
る可能性のある機器【設計基準を超える火山灰 【次のプラント状態が相堆積厚さを想定した場 合乗して発生する可能性に喪失する可能性のあ るがある】
機器】
・外部電源喪失
・外部電源設備【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への降下火砕物の付着により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・降下火砕物の堆積により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

自然現象の想定規模と喪失
最終的なプラント状態
する可能性のある機器
・中央制御室・全交流動力電源喪失
・送変電設備・軽油タンク・中央制御室換気空調
・非常用ディーゼル発電機室
空調

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（13/14)
自然現象

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・中央制御室換気空調及び非常用ディーゼル発電機室空調
給気口の閉塞により各空調設備が機能喪失に至る可能性がある。
・海水中の火山灰が高濃度な場合に，熱交換器の伝熱管の閉塞又は，海水ポンプの軸受摩耗や海水ストレーナの閉塞により，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
【主な対応】・あらかじめ体制を強化して対策（除灰）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【主な対応】・あらかじめ体制を強化しての対策（除灰）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

最終的なプラント状態

森林火災【影響評価に当たっての考慮事項】
・防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
・森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電鉄塔，送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・森林火災の延焼により，アクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による建屋及びアクセスル
ートへの予防散水を行う。

（表）5／26【設計基準を超える森林火 【次のプラント状態が相災を想定した場合に喪 失乗して発生する可能性
する可能性のある機器】
がある】
・外部電源設備
・外部電源喪失備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（7／7）
自然現象
⑩隕石

【影響評価に当たっての考慮事項】
・事前の予測については，行えないものと想定する。
【影響評価】
・建屋又は屋外設備に隕石が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所敷地に隕石が落下した場合は，振動により安全機能が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に隕石が落下した場合は，津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

・具体的な喪失する機能は特 ・具体的な喪失する機能
定しない
は特定しない

第 5.2－1 表 自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価（14/14)
設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価
・建屋に隕石が衝突し，建屋が損傷した場合は，大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所敷地に隕石が衝突し，振動が発生した場合は，地震発生時と同様に対応する。
・発電所近海に隕石が衝突し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

石

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・事前の予測については，行えないものと想定する。
【影響評価】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所敷地に隕石が落下した場合は，振動により安全機能が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に隕石が落下した場合に発生する津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

【主な対応】

自然現象

隕

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態【主な対応】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所敷地に隕石が衝突し，振動が発生した場合は，地震発生時と同様に対応する。
・発電所近海に隕石が落下し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

（表）6／26

自然現象の想定規模と喪失す最終的なプラント状態
る可能性のある機器・具体的に喪失する機器は特 ・具体的なプラント状態
定しない。
は特定しない。

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－2 表 自然現象の重畳が発電用原子炉施設へ与える影響評価（1/2）
自然現象
①地震と
津波の
重畳

設計基準を超える自然現象が自然現象の想定規模と喪失す最終的なプラント状態
発電用原子炉施設に与える影響評価
る可能性のある機能【影響評価に当たっての考慮事項】【地震と津波の重畳により 【次のプラント状態が相乗・事前の予測については，現在確立した手法が存在しないこ喪失する可能性のある 機して発生する可能性】とから，予兆なく地震が発生する。
能】
・原子炉建屋損傷
・地震発生後，10 分程度で津波が襲来すると想定する。
・外部電源設備全般
・原子炉格納容器・原子炉・基準地震動を超える地震を想定する。
・125V 直流電源設備
圧力容器損傷・基準津波を超える規模として，防潮堤の高さ(15m)を上回る ・非常用高圧母線
・格納容器バイパス
高さの津波を想定する。（地震による液状化により，荒浜 ・原子炉格納容器内配管
・原子炉冷却材喪失と注水側防潮堤は損傷しているものとする。）
・残留熱除去系
機能喪失の同時発生【設計基準を超える場合の影響評価】
・主蒸気系配管・計測・制御系喪失
・送変電設備の碍子等の損傷及び低起動変圧器の冠水によ・原子炉補機冷却系
・直流電源喪失
り，外部電源喪失の可能性がある。
・原子炉隔離時冷却系
・外部電源喪失
・原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋及び廃棄物 ・復水補給水系
・最終ヒートシンク喪失
処理建屋の防護扉が波力又は没水により損傷の可能性があ ・ほう酸水注入系貯蔵タンク ・全交流動力電源喪失
る。
・復水貯蔵槽周りの配管・コントロール建屋内への津波による溢水により，直流 125V ・高圧炉心注水系弁駆動部
主母線盤が冠水し，直流電源が喪失する可能性がある。
・高圧窒素ガス供給系配管
・地震の揺れにより，原子炉補機冷却系熱交換器の構造損傷 ・軽油タンクの可能性がある。
・モニタリング・ポスト
・原子炉建屋内への津波による溢水により，原子炉隔離時冷却系制御盤が冠水し，制御不能に至る可能性がある。（運転状態であった場合は，その状態のまま継続）また，非常用高圧母線の冠水により，外部電源が喪失している場合には全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，原子炉冷却材喪

第 5.2－2 表 自然現象の重畳が発電用原子炉施設へ与える影響評価（2/2）
自然現象

設計基準を超える自然現象が自然現象の想定規模と喪失す
発電用原子炉施設に与える影響評価
る可能性のある機能失の可能性がある。大口径配管の破断や破損個所が多い場
合，発電用原子炉の圧力は急速に減圧し，全交流動力電源
喪失時においては，原子炉冷却材喪失分を補う注水が確保できない可能性がある。
・廃棄物処理建屋内への津波による溢水により，復水補給水系ポンプが冠水し，復水補給水系が機能喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋内への津波による溢水により，原子炉補機冷却系ポンプが冠水し，原子炉補機冷却系が機能喪失に至る可能性がある。
・モニタリング・ポストの地震の揺れ又は津波による冠水により，監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき等によりアクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型放射線測定器により測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

最終的なプラント状態

備

第 5.2－2 表 自然現象の重畳が発電用原子炉施設へ与える影響評価
自然現象
地震と
津波の
重畳

設計基準を超える自然現象が発電用原子炉施設に与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生するものと想定する。
・津波の事前の予測については，発電所近海での震源による地震を考え，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。
・地震により原子炉建屋の浸水防止対策が機能喪失し，建屋内浸水が発生することを想定する。
・地震と津波の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処
設備等による事故の影響緩和措置に期待できる。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子等の損傷又は津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・非常用海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機等の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は原子炉格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣＡ又は格納容器バ
イパスが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。原子炉格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・原子炉建屋内への津波による浸水により，直流 125V 主母
線盤が冠水することにより，直流 125V の制御電源が喪失する可能性がある。
・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入すること
で，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・地震の揺れ又は津波による冠水により，モニタリング・
ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震
後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき等により，アクセスル
ートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設
備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により復旧を行う。

（表）7／26

自然現象の想定規模と喪失する可能性のある機器【地震と津波の重畳により喪失する可能性のある機
器】
・外部電源設備
・交流電源設備
・非常用海水ポンプ（ＲＨ
ＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ
－ＤＧＳ）
・直流電源
・計測・制御系・設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）・原子炉冷却材圧力バウン
ダリ・原子炉格納容器・原子炉圧力容器
・原子炉建屋・モニタリング・ポスト

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性】
・原子炉建屋損傷
・原子炉格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・炉心冷却機能喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
原子炉建屋損傷，原
子炉格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故
対処設備の機能喪失）に加えて，地震，津波により代替電源である
常設代替高圧電源装置
等の重大事故等対処設
備が機能喪失した場合
は，大規模損壊に至る可能性がある。

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（1/4)
自然現象
①地震

②津波

③地震と津
波の重畳

重大事故対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
・全交流動力電源喪失+LOCA 時注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+LOCA+最終ヒートシンク喪
失・計測・制御系喪失（確率が相対的に小さい）
・格納容器バイパス（大型航空機の衝突シナリオ
で考慮）
・原子炉格納容器・圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
・原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）・Excessive LOCA（確率が相対的に小さい）

重大事故対策で想定している
事故シーケンス・全交流動力電源喪失
・全交流動力電源喪失+初期注水
失敗
・全交流動力電源喪失+最終ヒー
トシンク喪失・直流電源喪失(確率が相対的に小さい）

・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+計測・制御
系喪失

・崩壊熱除去機能喪失
・外部電源喪失+高圧炉心冷却失
敗・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失+最終ヒー
トシンク喪失・全交流動力電源喪失+RCIC 機能喪失
・全交流動力電源喪失
・全交流動力電源喪失+初期注水
失敗

・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+計測・制御
系喪失
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+Excessive
LOCA+計測・制御系喪失

第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（1／2）
設計基準事故で想定している事故シーケンス
・通常/緊急停止等
・LOCA+外部電源喪失

自然現象

地震

・通常/緊急停止等
・外部電源喪失

津波・通常/緊急停止等

④風（台風
含む）
⑤竜巻

⑥低温（凍
結）
⑦降水
⑧積雪

重大事故対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
・格納容器バイパス（大型航空機の衝突シナリオ
で考慮）
・原子炉格納容器・圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
・原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）・Excessive LOCA（確率が相対的に小さい）－

重大事故対策で想定している
事故シーケンス・直流電源喪失(確率が相対的に小さい）

設計基準事故で想定している事故シーケンス

・全交流動力電源喪失－

・全交流動力電源喪失

・通常/緊急停止等
・外部電源喪失・通常/緊急停止等
・外部電源喪失－・全交流動力電源喪失

・計測・制御系機能喪失
・直流電源喪失+計測・制御系喪失
・高圧・低圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧・低圧注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧注水・減圧機能喪失
・計測・制御系機能喪失
・計測・制御系機能喪失+注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失+注
水機能喪失

・全交流動力電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水機能喪失
・高圧注水機能喪失+崩壊熱除去
機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失

重大事故等対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓ
ｉｖｅ ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設
代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある。
・防潮堤損傷第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（2/4)
自然現象

備

地震と津波
の重畳

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設
代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓ
ｉｖｅ ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

重大事故等対策で想定している
事故シーケンス・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

設計基準事故で想定している事故シーケンス
・外部電源喪失・過渡事象
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

・外部電源喪失・通常／緊急停止等

・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失・外部電源喪失・過渡事象
・通常／緊急停止等
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある。

・通常/緊急停止等
・外部電源喪失・通常/緊急停止等
・外部電源喪失・通常/緊急停止等
・外部電源喪失

竜巻

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設
・崩壊熱除去機能喪失
・外部電源喪失
代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能
・全交流動力電源喪失
・過渡事象
喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある。
全交流動力電源喪失に加えて，重大事故等対処設備である常設代替高圧電源装置が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性があるものの，被害の様態から地震及び津波のシナリオに代表される事象として整理される。

凍結

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

積雪

（なし）

（なし）

・外部電源喪失（表）8／26

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（3/4)
自然現象
⑨落雷

⑩火山

第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（2／2）

重大事故対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+注水機能喪
失・計測・制御系機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧・低圧注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧注水・減圧機能喪失
・計測・制御系機能喪失
・計測・制御系機能喪失+注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失+注
水機能喪失

重大事故対策で想定している
事故シーケンス・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・直流電源喪失
・直流電源喪失+注水機能喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水機能喪失
・高圧注水機能喪失+崩壊熱除去
機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失

設計基準事故で想定している事故シーケンス
・通常/緊急停止等
・外部電源喪失（衝突による荷重の影響）
・高圧・低圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失+崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧・低圧注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+高圧注水・減圧機能喪失
・計測・制御系機能喪失
・計測・制御系機能喪失+注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測・制御系機能喪失+注
水機能喪失（衝突による荷重の影響）
・全交流動力電源喪失+最終ヒー
トシンク喪失・崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水機能喪失
・高圧注水機能喪失+崩壊熱除去
機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失（衝突による荷重の影響）
・通常/緊急停止等
・外部電源喪失

自然現象

落雷

重大事故等対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
（なし）

火山の影響

隕石

（なし）

（なし）

津波又は故意による大型航空機の衝突と同様。

第 5.2－3 表 大規模損壊へ至る可能性のある自然現象（4/4)
自然現象

重大事故対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）（発電所近海への落下による津波の影響）
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+計測・制御
系喪失

重大事故対策で想定している
事故シーケンス(発電所近海への落下による津波の影響)
・崩壊熱除去機能喪失
・（外部電源喪失+高圧炉心冷却
失敗)
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失+最終ヒー
トシンク喪失(初期注水成功)
・全交流動力電源喪失+原子炉隔
離時冷却系機能喪失

重大事故等対策で想定している
事故シーケンス・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

設計基準事故で想定している事故シーケンス
・外部電源喪失
・過渡事象

（なし）

・外部電源喪失（なし）

・外部電源喪失・通常/緊急停止等
・外部電源喪失

森林火災
⑪隕石

備

設計基準事故で想定している事故シーケンス（発電所近海への落下による津波の影響）・通常/緊急停止等
・外部電源喪失（表）9／26

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（1／8）

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(1/10)
対応操作
炉心の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

内容

冷却材再循
環ポンプ停
止による原
子炉出力抑
制

ATWS が発生した場合，代替冷却材再循
環ポンプ・トリップ機能又は冷却材再循環ポンプ手動停止により，原子炉出力を抑制する。

ほう酸水注
入
制御棒挿入

ATWS が発生した場合，ほう酸水を注入することにより未臨界とする。
ATWS が発生した場合，原子炉手動スク
ラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒全挿入が確認できない場合，自動による制御棒挿入又は手動操作による制御棒挿入を行う。
ATWS が発生した場合，原子炉水位を低下させることにより原子炉出力を抑制
する。

原子炉水位
低下による
原子炉出力
抑制
現場手動操
作による高
圧代替注水
系起動

現場手動操
作による原
子炉隔離時
冷却系起動

高圧注水系が機能喪失した場合において，中央制御室からの操作により高圧
代替注水系を起動できない場合，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
全交流動力電源喪失及び常設直流電源
系統喪失により高圧注水系での発電用
原子炉の冷却に使用できない場合において，高圧代替注水系が起動できない
場合，現場での人力による弁の操作に
より原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目・第 1 項
(1.1)

対応操作
炉心の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

再循環系ポ
ンプ停止に
よる原子炉
出力抑制

ほう酸水注
入
制御棒挿入

・第 3 項，4
項
(1.2)

備

原子炉水位
低下による
原子炉出力
抑制
現場手動操
作による高
圧代替注水
系起動

現場手動操
作による原
子炉隔離時
冷却系起動

（表）10／26

内容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目

原子炉緊急停止（原子炉スクラム）ができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した場合，代替再循環系
ポンプトリップ機能又は再循環系ポン
プ手動停止により，原子炉出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合，ほう酸水を注入することにより未臨界とする。
ＡＴＷＳが発生した場合，原子炉手動
スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒全挿入が確認できない場合，手動操作による制御棒挿入を行う。
ＡＴＷＳが発生した場合，原子炉水位を低下させることにより原子炉出力を抑制する。

・第 1 項（1.1）

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプ
レイ系が機能喪失した場合において，中央制御室からの操作により高圧代替
注水系を起動できない場合，現場での人力による弁の操作により高圧代替注
水系を起動し，サプレッション・チェ
ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
全交流動力電源喪失及び常設直流電源
系統の喪失により原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系を発電用原子炉の冷却に使用できない場合において，高圧代替注水系が起動できない場
合，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，サプ
レッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

・第 3 項，4
項
（1.2）

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(2/10)
対応操作
ほう酸水注
入系による
原子炉圧力
容器への注
水

制御棒駆動
系による原
子炉圧力容
器への注水

内容
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交
流動力電源喪失時において，高圧代替
注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低（レベル 3）以上に維持できない場
合，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による発電用原
子炉へのほう酸水注入を実施する。
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交
流動力電源喪失時において，高圧代替
注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低（レベル 3）以上に維持できない場
合，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御
棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

ほう酸水注
入系による
原子炉圧力
容器への注
水

制御棒駆動
水圧系によ
る原子炉圧
力容器への
注水

（表）11／25

高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧
代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉
水位低（レベル３）以上に維持できな
い場合，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
高圧炉心スプレイ系の機能喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合，電源及び原子炉補機冷却系による冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水を
実施する。

備

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所備

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／8）
対応操作
原子炉減圧
操作

可搬型直流
電源設備に
よる逃がし
安全弁（自
動減圧機能
なし）開放

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，低圧の注水機能を働かせるために，自動減圧系，原子炉減圧の自動化又は逃がし安全弁若しくはタービンバイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，可搬型直流電源設備により逃がし
安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。

・第 3 項，4
項
(1.3)

炉心の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

原子炉減圧
操作

可搬型代替
直流電源設
備による逃
がし安全弁
（自動減圧
機能）開放

内容
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，低圧の注水機能を働かせるために，自動減圧系，原子炉減圧の自動化又は逃がし安全弁若しくはタービン・バイパス弁を使用した中央制
御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(3/10)
対応操作

内容

逃がし安全
弁用可搬型
蓄電池によ
る逃がし安
全弁（自動
減圧機能付
き）開放

常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原子炉を減圧する。

代替逃がし
安全弁駆動
装置による
逃がし安全
弁（自動減
圧機能な
し）開放

常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の自動減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）を開放して発電用原
子炉を減圧する。

高圧窒素ガ
スボンベに
よる逃がし
安全弁駆動
源確保

不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃がし安全弁の機能を確保する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

逃がし安全
弁用可搬型
蓄電池によ
る逃がし安
全弁（自動
減圧機能）
開放
非常用逃が
し安全弁駆
動系による
逃がし安全
弁（逃がし
弁機能）開
放

非常用窒素
供給系によ
る逃がし安
全弁（自動
減圧機能）
駆動源確保

（表）12／25

常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動に必要なアキュム
レータの供給圧力の喪失により逃がし
安全弁（自動減圧機能）の機能が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系
により逃がし安全弁（逃がし弁機能）（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ）の電磁弁排気ポートに窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減）を開放し圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ）て発電用原子炉を減圧する。
窒素供給系からの窒素の供給が喪失
し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低下した場合，供給源を非常用窒素供給系高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 3 項，4
項
（1.3）

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所備

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（3／8）
対応操作
低圧代替注
水

常設の原子炉圧力容器への注水設備による注水機能が喪失した場合，低圧代
替注水系(常設)，低圧代替注水系(可搬型)及び消火系による原子炉圧力容器への注水の 3 手段について，同時並行で注水準備を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上又は上記手段のうち 2系以上の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子炉圧力・第 3 項，4
項
(1.4)

炉心の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

低圧代替注
水

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(4/10)
対応操作

給復水系復
旧による原
子炉冷却

内容
容器への注水に使用する手段は，準備が完了した系統のうち，低圧代替注水系(常設)，消火系，低圧代替注水系(可搬型)の順で選択する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合は，上記手段に加え給水系，復水系，残留熱除去系（低圧注水モード）又は高圧炉心注水系を使用
し原子炉圧力容器への注水を実施する。
低圧代替注水系（常設），低圧代替注
水系（可搬型）及び消火系が発電用原
子炉の冷却に使用できない場合，給復水系を復旧させて発電用原子炉を冷却する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

給水・復水
系復旧によ
る原子炉冷
却

（表）13／25

内容
常設の原子炉圧力容器への注水設備による注水機能が喪失した場合，低圧代
替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水について，同時並行で注水準備を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替
循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち，低圧で原子炉圧力容器へ注水可能な系統 1 系統以上が起動し，注水のための系統構成が完了した時点
で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉容器への注水を開始する。原子炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した手段のう
ち，低圧代替注水系（常設），代替循環
冷却系，消火系，補給水系及び低圧代
替注水系（可搬型）の順で選択する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合は，上記手段に加え給水・復水系，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）を使用し原子炉圧力容器への注水を実施する。
低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系
及び補給水系が発電用原子炉の冷却に使用できない場合，給水・復水系を復旧させて発電用原子炉を冷却する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 3 項，4
項
（1.4）

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所
原子炉格
納容器の
破損を緩
和するた
めの対策

原子炉格
納容器の
破損を緩
和するた
めの対策

原子炉格納
容器の水素
ガス及び酸
素ガスの排
出

炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射性分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した原子炉格納容器ベント操作
により原子炉格納容器の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。

・第 3 項，4
項(1.9)，(1.10)

可搬型窒素
供給装置に
よる原子炉
格納容器内
の不活性化
原子炉格納
容器の水素
及び酸素の
排出

炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格
納容器内の酸素濃度が上昇した場合に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型窒素供給装置
により原子炉格納容器内へ窒素を供給する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器の水素及び酸素を排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。

備・第 3 項，4
項（1.9）

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（4／8）
対応操作
代替原子炉
補機冷却系
による補機
冷却水確保

原子炉補機冷却系の機能が喪失した場
合，原子炉補機冷却系の系統構成を行い，代替原子炉補機冷却系により，補機冷却水を供給する。

・第 3 項，4
項
(1.5)

原子炉格
納容器の
破損を緩
和するた
めの対策

内容

緊急用海水
系又は代替
残留熱除去
系海水系に
よる補機冷
却用の海水
確保

残留熱除去系海水系の機能が喪失した
場合，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により，補機冷却用の海水を供給する。

格納容器圧
力逃がし装
置による原
子炉格納容
器内の減圧
及び除熱
耐圧強化ベ
ント系によ
る原子炉格
納容器内の
減圧及び除
熱

残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(5/10)
対応操作
格納容器圧
力逃がし装
置による原
子炉格納容
器内の減圧
及び除熱
耐圧強化ベ
ント系によ
る原子炉格
納容器内の
減圧及び除
熱

内容
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目・第 3 項，4
項(1.5)，(1.7)（表）14／25

残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 3 項，4
項
（1.5）

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

備

代替格納容
器スプレイ
冷却系によ
る格納容器
スプレイ

残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ
イ冷却モード）による原子炉格納容器内の冷却機能の喪失が起きた場合，復水貯蔵槽を水源とした代替格納容器ス
プレイ冷却系による格納容器スプレイを行う

・第 3 項，4
項(1.6)，(1.7)，(1.12)

代替格納容
器スプレイ
冷却系によ
る格納容器
スプレイ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の冷却機能の喪失が起きた場合，代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷
却系による格納容器スプレイを行う。

・第 3 項，4
項
（1.6）

格納容器圧
力逃がし装
置による原
子炉格納容
器の過圧破
損の防止

・第 3 項，4
項(1.5)，
(1.7)

代替循環冷
却系による
原子炉格納
容器の過圧
破損の防止
格納容器圧
力逃がし装
置による原
子炉格納容
器の過圧破
損の防止

炉心の著しい損傷が発生した場合，代替循環冷却系の運転により，原子炉格
納容器の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

・第 3 項，4
項
（1.7）

代替循環冷
却による原
子炉格納容
器の過圧破
損の防止

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

格納容器下
部注水系
（常設）に
よるデブリ
冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設）により，原子炉格納容器の下部に落下した溶融
炉心を冷却する。

・第 3 項，4
項
(1.8)

格納容器下
部注水系
（常設）に
よるデブリ
冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設）により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。

・第 3 項，4
項
（1.8）

格納容器下
部注水系
（可搬型）
によるデブ
リ冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(6/10)
対応操作
格納容器下
部注水系
（可搬型）
によるデブ
リ冷却

内容
炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）により，原子炉格納容器の下部に落下した
溶融炉心を冷却する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目（表）15／25

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所備

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（5／8）
対応操作
消火系によ
るデブリ冷
却

原子炉格
納容器の
破損を緩
和するた
めの対策

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，ろ過水タンクを水源とした消火系により，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却する。

消火系によ
るデブリ冷
却

補給水系に
よるデブリ
冷却

使用済燃
料プール
の水位を
確保する
ための対
策及び燃
料体の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

燃料プール
スプレイ

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨界は維持されている。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，使用済燃料
プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び(A-2級)2 台により，常設スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。
また，この場合に，外的要因（航空機
衝突又は竜巻等）により，常設スプレ
イヘッダの機能が喪失した場合には，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び(A-2 級)2 台により，可搬型スプレイヘ
ッダを使用したスプレイを実施することで，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。

・第 3 項，4
項(1.11)

使用済燃
料プール
の水位を
確保する
ための対
策及び燃
料体の著
しい損傷
を緩和す
るための
対策

燃料プール
スプレイ

（表）16／25

内容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目

炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器の破損を防止するため，
復水貯蔵タンクを水源とした補給水系により，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却する。

・第 3 項，4
項（1.8）

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨界は維持されている。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，代替燃料プール注水系による注水を実施しても水位を維持できない場合に，常設低圧代
替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，常設スプレイヘッダを使用したスプレイを実施すること
で，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。また，この場合に，外的要因（航空機衝突又は竜巻等）により，常設ス
プレイヘッダの機能が喪失した場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより，可搬型スプレイノズルを使用した
スプレイを実施することで，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する。

・第 3 項，4
項（1.11）

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

備

5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(7/10)
対応操作
復水移送ポ
ンプによる
使用済燃料
プールへの
注水

内容

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

使用済燃料プールの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
からの水の漏えい若しくは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，復水移送ポンプの電源復
旧が実施可能な場合において，復水貯蔵槽を水源とし，残留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負荷ラ
インを経由して復水移送ポンプにより使用済燃料プールへ注水する，又はス
キマーサージタンクに補給し，逆流（オーバーフロー）させることで使用済燃料プールへ注水する。

補給水系に
よる使用済
燃料プール
への注水

使用済燃料プールの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
からの水の漏えい若しくは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，補給水系の電源復旧が実施可能な場合において，復水貯蔵タン
クを水源とし，補給水系により使用済
燃料プールへ注水する又はスキマサー
ジタンクに補給し，逆流（オーバーフロー）させることで使用済燃料プールへ注水する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（6／8）
対応操作
放射性物
質の放出
を低減す
るための
対策

放射性物
質の放出
を低減す
るための
対策

原子炉ウェ
ル注水

炉心の著しい損傷が発生した場合，防火水槽又は淡水貯水池を水源として格
納容器頂部注水系により原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する

原子炉建屋
トップベン
ト

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋天井付近の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋トップベ
ントを開放することにより，原子炉建屋天井部に滞留した水素ガスを原子炉
建屋外に排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。

・第 3 項，4
項(1.10)

原子炉建屋
ガス処理系
による水素
排出

原子炉ウェ
ル注水

原子炉建屋
外側ブロー
アウトパネ
ルの開放に
よる水素の
排出

（表）17／25

内容
炉心の著しい損傷が発生した場合，原
子炉格納容器内で発生した水素が原子
炉建屋原子炉棟内に漏えいする可能性があるため，原子炉建屋ガス処理系により水素を大気へ排出し，原子炉建屋
原子炉棟内における水素の滞留を防止する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部
注水系（常設），西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェ
ルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋外側ブ
ローアウトパネルを開放することにより，原子炉建屋原子炉棟内に滞留した
水素を大気へ排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 3 項，4
項（1.10）

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
大容量送水
車（原子炉
建屋放水設
備用）及び
放水砲によ
る大気への
放射性物質
の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷のおそれにより原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），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。

東海第二発電所
・第 3 項，4
項(1.12)

可搬型代替
注水大型ポ
ンプ（放水
用）及び放
水砲による
大気への放
射性物質の
拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷のおそれにより原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）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。

汚濁防止膜
及び放射性
物質吸着材
による海洋
への放射性
物質の拡散
抑制

放水により放射性物質を含む汚染水が発生した場合，汚染水は一般排水路を通って雨水排水路集水桝又は放水口から海へ流れ出すため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。また，防潮堤の内側
で放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への放射性物質の拡散を抑制する。

備・第 3 項，4
項（1.12）

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(8/10)
対応操作
放射性物質
吸着材及び
汚濁防止膜
による海洋
への放射性
物質の拡散
抑制

内容

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への放射性物質の拡散を抑制する。また，放射性物質を含む汚染
水は構内排水路を通って北放水口から海へ流れ出すため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（7／8）
対応操作
大規模な
火災が発
生した場
合におけ
る消火活
動
対応に必
要なアク
セスルー
トの確保

消火活動

大規模な火災が発生した場合，放水砲，大型化学高所放水車，化学消防自動車又は水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。

・第 2 項
(2.1)

アクセスル
ートの確保

大規模損壊発生時に可搬型設備の輸送や要員の移動の妨げとなるアクセスル
ート上の障害が発生した場合，がれきの撤去，道路段差の解消，堆積土砂の撤去，火災の消火及びその他のアクセ
スルートの確保の活動を行う。

・第 1 項，2
項
(2.1)

大規模な
火災が発
生した場
合におけ
る消火活
動
対応に必
要なアク
セスルー
トの確保

消火活動

アクセスル
ートの確保

（表）18／25

内容
大規模な火災が発生した場合，放水砲，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），可搬型代替注水中型ポンプ，放水銃，化学消防自動車又は水槽付消防ポ
ンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を行う。
大規模損壊発生時に可搬型設備の輸送や要員の移動の妨げとなるアクセスル
ート上の障害が発生した場合，がれきの撤去，道路段差の解消，堆積土砂の撤去，火災の消火及びその他のアクセ
スルートの確保の活動を行う。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 2 項（2.1）

・第 1 項，2
項
（2.1）

考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
電源確保

非常用交流
母線への給
電

外部電源及び非常用交流電源設備による給電が見込めない場合，非常用高圧
母線 D 系，C 系の順で復旧し，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン
発電機の起動操作を並行で行い，第一ガスタービン発電機で給電する。第一ガスタービン発電機による給電が行えない場合は，第二ガスタービン発電機（緊急用高圧母線経由）による給電を行う。

東海第二発電所
・第 3 項，4
項(1.14)
・第 3 項，4
項(1.15)

電源確保

常設代替交
流電源設備
による非常
用所内電気
設備への給
電

外部電源及び非常用所内電気設備による給電が見込めない場合，Ｍ／Ｃ ２Ｃを優先に，常設代替交流電源設備から
非常用所内電気設備へ給電する。（緊急用Ｍ／Ｃを経由するため，代替所内電気設備への給電も同時に行われる）

可搬型代替
交流電源設
備による非
常用所内電
気設備への
給電

外部電源，非常用交流電源設備，常設
代替交流電源設備によるパワーセンタ
２Ｃ及び２Ｄへの給電が見込めない場
合，可搬型代替交流電源設備（可搬型
代替低圧電源車）を可搬型代替低圧電
源車接続盤に接続し，パワーセンタ２
Ｃ及び２Ｄへ給電する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(9/10)
対応操作

内容

電源車によ
るパワーセ
ンターへの
給電

外部電源，非常用交流電源設備，第一ガスタービン発電機，第二ガスタービ
ン発電機及び電源車（緊急用高圧母線経由）によるパワーセンターC 系及び D
系への給電が見込めない場合，可搬型
代替交流電源設備（電源車）をパワー
センターの動力変圧器の一次側又は緊急用電源切替箱接続装置に接続し，電源を復旧する。

号炉間電力
融通ケーブ
ルによる電
力融通

当該号炉が外部電源，非常用交流電源
設備，第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機及び電源車による給電が見込めない場合，号炉間電力融通ケーブルを用いて他号炉の緊急用電
源切替箱断路器から当該号炉の緊急用
高圧母線までの電路を構成し，他号炉から給電する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目（表）19／25

備
・第 3 項，4
項（1.14）
・第 3 項，4
項（1.15）

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
可搬型直流
電源設備に
よる給電

外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電ができない場合，可搬型直流電源設備（電源車及び AM 用直流 125V 充電器）により直流電源を必要な機器に給電する。

直流給電車
による給電

外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備による交流電源の復旧ができない場合で，かつ可搬型直流電源設備（電源車及び AM 用直流 125V 充電器）による直流電源の給電ができない場合，直流給電車を直流
125V 主母線盤 A に接続し，直流電源を給電する。

東海第二発電所
可搬型代替
直流電源設
備による直
流 125V 主母
線盤２Ａ・
２Ｂへの給
電

外部電源及び非常用交流電源設備の機能喪失時に，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備による交流
入力電源の復旧が見込めない場合，可搬型代替直流電源設備（可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器）により直流電源を直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。

代替所内電
気設備によ
る給電

蓄電池及び代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場
合，可搬型計測器により計測又は監視を行う。非常用所内電気設備の 3 系統
全てが同時に機能を喪失した場合，代替所内電気設備により，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な設備へ給電する。

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧(10/10)
対応操作
代替所内電
気設備によ
る給電

内容
蓄電池及び代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場
合，可搬型計測器により計測又は監視を行う。非常用所内電気設備の 3 系統
全てが同時に機能を喪失した場合，代替所内電気設備により，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な設備へ給電する。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目（表）20／25

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所備

第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（8／8）
対応操作
水源確保

復水貯蔵槽
への補給

復水貯蔵槽を水源とした発電用原子炉への注水等の対応を実施している場
合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給を実施する。

・第 3 項，4
項(1.13)

水源確保

代替淡水貯
槽への補給

西側淡水貯
水設備への
補給
防火水槽へ
の補給

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）により各種
注水/補給する場合，防火水槽の水が枯渇する前に淡水貯水池の水を防火水槽に補給する。

燃料確保

燃料確保

燃料補給

可搬型重大事故等対処設備等への給油を実施する。

・第 1 項
(2.1)

人命救助

人命救助

負傷者又は要救助者が発生した場合，
119 番通報するとともに，負傷者又は要救助者を安全なエリアに移動させる。
負傷者が多数発生した場合は，トリアージを実施する。

・第 1 項(2.1)

燃料給油（表）21／25

内容代替淡水貯槽を水源として常設低圧代
替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより各種注水／補給する場
合，代替淡水貯槽の水が枯渇する前に西側淡水貯水設備等の水を可搬型代替
注水中型ポンプ等により代替淡水貯槽に補給する。
西側淡水貯水設備を水源として可搬型
代替注水中型ポンプにより各種注水／補給する場合，西側淡水貯水設備の水が枯渇する前に代替淡水貯槽等の水を可搬型代替注水大型ポンプにより西側
淡水貯水設備に補給する。
可搬型重大事故等対処設備等への給油を行う。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目・第 3 項，4
項（1.13）

・第 1 項（1.14）

考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所（表）22／25

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所（表）23／25

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所（表）24／25

備考柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

第 5.2－18 表 大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

要員

緊急時対策要員
・本部長，各統
括及び技術スタ
ッフ

必要な作業

必要な力量

○発電所における災害対策
活動の実施○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携第 5.2－19 表 大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

災害対策要員
本部長，本部長代
理，本部員

上記及び当直（運転員）以外の要員

緊急時対策要員
・上記以外の要
員○発電所における災害対策
活動の実施（統括／班長
指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○所掌内容の理解○対策本部との情
報共有○各班との連携

運転員○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運
転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○確実なプラント
状況把握○運転操作○事故対応手順の理解

実施組織（自衛消防隊含
む）○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉圧力容器への注水，使用済燃料プールへの注水等○消火活動○個別手順の理解○資機材の取り扱い○配置場所の把握

支援組織○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取り扱
い

備

必要な作業

必要な力量

○発電所における災害対策 ○事故状況の把握
活動の実施
○対応判断
○適確な指揮○各班との連携○発電所における災害対策 ○所掌内容の理解活動の実施（本部員／班 ○対策本部との情報共有
長指示による）○各班との連携○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握

当直（運転員）○事故状況の把握○確実なプラント○事故拡大防止に必要な運
状況把握
転上の措置
○運転操作
○除熱機能等確保に伴う措 ○事故対応手順の
理解
置

実施組織

○復旧対策の実施○個別手順の理解
・資機材の移動，電源車に ○資機材の取扱い
よる給電，原子炉圧力容 ○配置場所の把握
器への注水，使用済燃料
プールへの注水等
○消火活動

支援組織

○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡（表）25／25○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉① 外部事象の収集
発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある外部事象を網羅的に収集するため，国内外の基準等で示されている外部事象を参考に44事象を収集。

② 個別の事象に対する発電用原子炉施設安全性への影響度評価（起因事象の特定）

東海第二発電所① 外部事象の収集
発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある外部事象を網羅的に収集するため，国内外の基準等で示されている外部事象を参考に 55 事象を収集。
② 個別の事象に対する発電用原子炉施設安全性への影響度評価（起因事象の特定）収集した各自然現象について，設計基準を超えるような非常に苛酷な状況を想定し収集した各自然現象について，設計基準を超えるような非常に苛酷な状況を想定した場合に発電用原子炉施設の安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生た場合に発電用原子炉施設の安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生し得るプラント状態（起因事象）を特定。

し得るプラント状態（起因事象）を特定。

③ 特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然現象の選定③ 特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然現象の選定②の影響度評価により，そもそも柏崎刈羽原子力発電所において発生する可能性が②の影響度評価により，そもそも東海第二発電所において発生する可能性がある

あるか，非常に苛酷な状況を想定した場合，発電用原子炉施設の安全性が損なわれる可か，非常に苛酷な状況を想定した場合，発電用原子炉施設の安全性が損なわれる可能能性があるか，影響度の大きさから代表事象による評価が可能かといった観点で，特に性があるか，影響度の大きさから代表事象による評価が可能かといった観点で，特に発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性がある事象を下記のとおり選定。

発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性がある事象を下記のとおり選定。
・地震

・地震
・津波
・地震と津波の重畳・風（台風）・竜巻
・低温（凍結）・降水・津波
・地震と津波の重畳
・竜巻
・凍結
・積雪
・落雷

・積雪

・火山の影響

・落雷

・森林火災

・火山

・隕石

・隕石

④ ケーススタディの対象シナリオ選定④ ケーススタディの対象シナリオ選定

上記で選定された事象の発電用原子炉施設への影響について，重大事故対策で想定

上記で選定された事象の発電用原子炉施設への影響について，重大事故等対策で想している事故シーケンスに包絡されないものを抽出し，さらに他事象での想定シナリ定している事故シーケンスに包絡されないものを抽出し，さらに他事象での想定シナ

オによる代表性を考慮して，大規模損壊のケーススタディの対象とするシナリオを選

リオによる代表性を考慮して，大規模損壊のケーススタディの対象とするシナリオを

定。

選定。

・地震

・地震

・津波

・津波

・地震と津波の重畳
第 5.2－1 図 大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象の検討プロセスの概要

・地震と津波の重畳

第 5.2－1 図 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の検討プロセスの概要（図）1／5

備

考

＜凡例＞

大規模地震

：大規模損壊×○×(Excessive LOCA)

×(LOCA)○×○：重大事故に至る恐れがある事故又は重大事故

×○

計測・制御系

×

○

直流電源

補機冷却系

×

：設計基準事故

×

×RCW Hx

交流電源：異常な過渡事象

○
×

×

○
×

○

×RCW Hx○（高加速度領域では成功確率小）
×
○

外部電源

○

○
×

○

○
×

高圧炉心冷却

×

－
×

×

－
×

低圧炉心冷却:ケーススタディで想定するシナリオ

－

－
－

－

－
－

原子炉減圧

第 5.2－2 図 大規模な自然災害（地震）により生じ得る発電用原子炉施設の状況(1/3)

×○

建屋・構築物
建屋・構築物（原子原子炉冷却材圧力（原子炉格納容器・ 格納容器バイパス
炉建屋）
バウンダリ
原子炉圧力容器）

×

×
×

×

×
×

崩壊熱除去機能全交流動力電源喪失＋LOCA時注水機
能喪失
全交流動力電源喪失＋LOCA＋最終ヒー
トシンク喪失原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Excessive LOCA)
格納容器バイパス（航空機落下シナリオで考慮）
原子炉格納容器・原子炉圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）

全交流動力電源喪失＋LOCA

LOCA＋外部電源喪失

全交流動力電源喪失（TB）
全交流動力電源喪失＋初期注水失敗（TBU）
全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失
直流電源喪失（確率が相対的に小さい）
計測・制御系喪失（確率が相対的に小さい）

通常/緊急停止等

通常/緊急停止等

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
東海第二発電所（図）2／5
備
考

＜凡例＞

大規模津波

計測・制御系，
直流電源（C/B）

交流電源＋RCIC
（R/B）

×

×

：重大事故に至るおそれがある
事故又は重大事故×(負荷入切不能)

×

×

○

補機冷却系
（T/B）

×

×

○
×

×

○

高圧炉心冷却：設計基準事故

×

×

－
×

×

○

原子炉減圧

×

×

－
×

：異常な過渡事象

×

×

×
×

－

－

×
－

○
×

○
×

崩壊熱除去機能○

低圧炉心冷却

第 5.2－2 図 大規模な自然災害（津波）により生じ得る発電用原子炉施設の状況(2/3)：大規模損壊×○（防潮堤を越える規模の津波の場合，成功確率小）
×
○
○

外部電源

:ケーススタディで想定するシナリオ

全交流動力電源喪失+
直流電源喪失＋計測・制御系喪失

全交流動力電源喪失＋RCIC機能喪失

全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失
全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失

高圧注水・減圧機能喪失

高圧・低圧注水機能喪失

崩壊熱除去機能喪失

外部電源喪失＋高圧炉心冷却失敗

崩壊熱除去機能喪失

外部電源喪失通常/緊急停止等

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
東海第二発電所（図）3／5
備考

＜凡例＞：大規模損壊

×

○

×

○

×

○

○
×

×（C/B浸水）○

計測・制御系

×（C/B浸水）

×

○

直流電源

：設計基準事故×○（成功確率小）
×

外部電源

交流電源

：異常な過渡事象

××

×RCW Hx

×

○
×

○

補機冷却系

×

○

○
×

高圧炉心冷却

×

－

－
－

原子炉減圧

×

×

×
×

崩壊熱除去機能:ケーススタディで想定するシナリオ

×

－

－
×

低圧炉心冷却

第 5.2－2 図 大規模な自然災害（地震と津波の重畳）により生じ得る発電用原子炉施設：重大事故に至る恐れがある事故又は重大事故

×○

建屋・構築物
大規模地震随伴 建屋・構築物（原子原子炉冷却材圧力（原子炉格納容器・ 格納容器バイパス
大規模津波
炉建屋）
バウンダリ
原子炉圧力容器）

直流電源喪失（確率が相対的に小さい）
全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋計測・制御系喪失
原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Excessive LOCA)
全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋E-LOCA＋計測・制御系喪失
格納容器バイパス（航空機落下シナリオで考慮）
原子炉格納容器・原子炉圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）

全交流動力電源喪失

全交流動力電源喪失＋初期注水失敗

全交流動力電源喪失

通常/緊急停止等

通常/緊急停止等

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉
東海第二発電所（図）4／5
備考

柏崎刈羽原子力発電所 6／7 号炉

東海第二発電所

事象発生

備

大規模な損壊が発生

緊急時態勢発令プラント状態の確認（最優先事項）
・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認
・原子炉停止確認
・原子炉注水確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認・アクセスルート確保，消火※

緊急時対策所の選定
中央制御室との連絡
緊急時対策所における主要パラメータ監視の確認

要員の安全
確保

建屋への
アクセスルートの確保

消火・可搬型計測器によるパラメータ確認・対応可能な要員の確認
・通信設備の確認
・建屋等へのアクセス性確認
・施設損壊状態確認
・電源系統の確認
・可搬型設備，資機材等の確認
・常設設備の確認
・水源の確認

可搬型計測器による主要パラメータ監視と状況把握対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する
※
停止，冷
却，閉じ込
め機能の確
保

使用済燃料
プール冷却

個別戦略
アクセス
ルート確保

電源確保

人命救助

放射性物質
拡散抑制

第 5.2－3 図 大規模損壊発生時の対応全体概略フロー(プラント状況把握が困難な場合)

対応要員数，可搬型設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する。

ホイールローダ等によるがれき等の撤去作業，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消
火活動を優先的に実施する。
なお，アクセスルート確保及び消火活動等を含めて，各事故対応に当たっては，災害対策要員の安全確保を最優先とするとともに，人命救助が必要な場合は，原子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て，安全確保の上，人命救助を行う。

大規模火災への対応

炉心損傷の緩和，格納容器破損の緩和

使用済燃料
プール水位確保及び燃料体の
損傷緩和

放射性物質
の放出低減

第5.2－3図 大規模損壊発生時の対応全体概略フロー（プラント状況把握が困難な場合）（図）5／5

電源・水源
確保，
燃料給油

考