資料番号：SA技-6-1 改0

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】

2018年3月22日
日本原子力発電株式会社

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

東海第二

備考

第 1.5.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.5−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／4）

に対し，重大事故等対処設備（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉除熱）（設計基準拡張）ではなく重大分類
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

対処設備

手順書

残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
非常用交流電源設備※５
燃料給油設備※５
残留熱除去系ポンプ※１
原子炉圧力容器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣

残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
非常用交流電源設備※５
燃料給油設備※５
残留熱除去系ポンプ※２
サプレッション・チェンバ※４

残留熱除去系の冷却水として，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等している。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「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」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「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」にて整備する。
※4：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1

同様）

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対処設備

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

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び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除熱−（以下，第 1.5−1 表において重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」「PCV 圧力制御」等

事故等対処設備として位置付ける。

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モード）※2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）※2※1:手順は「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」にて整備する。
※2:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

対応
手段

手順書

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1−

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／4）

柏崎の「残留熱除去系（サプレ（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除ッション・チェンバ・プール水熱）

冷却モード及び格納容器スプ分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

分類

対処設備

手順書

は比較表ページ 1 に記載。

残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
非常用交流電源設備※５
燃料給油設備※５
残留熱除去系ポンプ※２
サプレッション・チェンバ※４
原子炉格納容器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
非常用交流電源設備※５
燃料給油設備※５

残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「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」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「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」にて整備する。
※4：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

2

レイ冷却モード）による原子炉
格納容器内の除熱」に係る記載

重大事故等対処設備−

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

設計基準事故対処設備※1:手順は「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」にて整備する。
※2:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等対処設備

海水貯留堰
スクリーン室取水路

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

対応
手段

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除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉補機冷却系による除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）−

原子炉補機冷却海水ポンプ
原子炉補機冷却水ポンプ
原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ
原子炉補機冷却系サージタンク
原子炉補機冷却水系熱交換器
補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽
非常用交流電源設備 ※3

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備している。

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東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／4）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

分類

対応
手段

手順書

格納容器圧力逃がし装置

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

格納容器圧力逃がし装置※３
常設代替交流電源設備※５
可搬型代替交流電源設備※５
常設代替直流電源設備※５
可搬型代替直流電源設備※５
燃料給油設備※５

第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

耐圧強化ベント系配管・弁第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
耐圧強化ベント系一次隔離弁
耐圧強化ベント系二次隔離弁
遠隔人力操作機構
原子炉格納容器（サプレッション・チ
ェンバを含む）
真空破壊弁
不活性ガス系配管・弁
原子炉建屋ガス処理系配管・弁常設代替交流電源設備※５
可搬型代替交流電源設備※５
燃料給油設備※５

第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二のベント弁は電動駆動のため操作用ボンベ使用による空気駆動弁操作なし。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣

東二は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＡＭ設備別操作手順書

炉格納容器内の圧力及び温度

重大事故等対策要領

自主対策設備

重大事故等対処設備（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁を原子上昇の緩和手段（自主対策設備）として使用する。
東二は，常設代替交流電源設備
を常設代替高圧電源装置 5 台で

※1:手順は「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」にて整備する。
※2:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

遠隔人力操作機構※３

重大事故等対処設備

自主対策
設備

遠隔人力操作機構による現場操作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

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボ
ンベ]」

対処設備

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）及び残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ

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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

フロントライン系故障

多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」
「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」

対応
手段

自主対策設備

重大事故等対処設備

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

フロントライン系故障時

耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁耐圧強化ベント系（D/W）配管・弁
遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁
原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ，真空破壊弁を含む）
不活性ガス系配管・弁
非常用ガス処理系配管・弁
主排気筒（内筒）
常設代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
代替所内電気設備※3
常設代替直流電源設備※3
可搬型直流電源設備※3

第二代替交流電源設備※3

分類

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

残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）

対処設備

重大事故等対処設備

能喪失を想定する
設計基準事故対処設備

備考

定格とし，故障や点検を想定
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣

よって，柏崎で記載している自主対策設備は設置していない。

ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「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」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「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」にて整備する。
※4：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

3

し，1 台予備を確保している。

（以下，第 1.5−1 表において同様）
柏崎の「現場操作」に係る記載は比較表ページ 4 に記載。

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東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/5）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）
全交流動力電源

対処設備

手順書

遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

重大事故等対処設備

現場操作

フロントライン系故障時

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」
「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」※1:手順は「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」にて整備する。
※2:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

4

備考

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東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／4）

残留熱除去系の冷却水として，（サポート系故障時）（サポート系故障時）

東二は残留熱除去系海水系，柏分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉補機冷却系
全交流動力電源

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

サポート系故障

緊急用海水ポンプ
緊急用海水系ストレーナ
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
常設代替交流電源設備※５
燃料給油設備※５
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
ポンプ※１
残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ※２
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等（緊急用海水ポンプ）,代替残留熱除去系海水系（可搬型代替
注水大型ポンプ）により残留熱除去系へ直接海水を送水する手段がある。
柏崎は代替原子炉補機冷却系

重大事故等対策要領（代替原子炉補機冷却海水ポ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等ており，代替原子炉補機冷却系
により原子炉補機冷却系を間接的に冷却する手段と直接原自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器
非常用取水設備
常設代替交流電源設備※５
燃料給油設備※５
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
ポンプ※１
残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ※２
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ※２

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「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」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「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」にて整備する。
※4：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

5

備として，東二は緊急用海水系

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領※1:手順は「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」にて整備する。
※2:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

残留熱除去系冷却水の代替設

ンプ，大容量送水車）を設置し代替残留熱除去系海水系による除熱

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

崎は原子炉補機冷却系を設置している。

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」「大容量送水車による補機冷却水
確保」

手順書

残留熱除去系海水系

自主対策
設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代
替原子炉補機冷却海水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ
ホース
原子炉補機冷却系配管・弁残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1
残留熱除去系（サプレション・チェンバ・プ
ール水冷却モード）※2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー
ド）※2
海水貯留堰
スクリーン室取水路
常設代替交流電源設備※3
第二代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
移動式変圧器
燃料補給設備※3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

サポート系故障時

第二代替交流電源設備※3

対処設備

重大事故等対処設備

緊急用海水系による除熱

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

多様なハザード対応手順「熱交換器ユニットによる補機冷
却水確保」

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）※2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー
ド）※2

対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等
重大事故等対処設備

代替原子炉補機冷却系による除熱

熱交換器ユニット
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ
ホース
原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク
残留熱除去系熱交換器
海水貯留堰
スクリーン室取水路
常設代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
燃料補給設備※3

手順書

子炉補機冷却系に海水を送水する手段がある。

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第 1.5.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.5−2表 重大事故等対処に係る監視計器

柏崎の設計基準拡張に係る監監視計器一覧（1/8）

監視計器一覧（1／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.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
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量率

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
（S/C）
）
」
「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
（D/W）
）
」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

原子炉格納容器内の温度

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等位置付けている。
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

柏崎は設計基準事故対処設備が健全で重大事故等の対処に用いる際，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。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置している。
残留熱除去系冷却水の代替設

ＡＭ設備別操作手順書

操作

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等載。
東二は重大事故等対処設備と原子炉圧力容器内の圧力

判断基準

判断基準

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

電源

視計器は比較表ページ 13 に記

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系海水系系統流量

備として，東二は緊急用海水系（緊急用海水ポンプ）,代替残留熱除去系海水系（可搬型代替
注水大型ポンプ）により残留熱除去系へ直接海水を送水する手段がある。
柏崎は代替原子炉補機冷却系（代替原子炉補機冷却海水ポンプ，大容量送水車）を設置しており，代替原子炉補機冷却系
により原子炉補機冷却系を間接的に冷却する手段と直接原操作

AM 設備別操作手順書「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

補機監視機能子炉補機冷却系に海水を送水

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力する手段がある。

6

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.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

判断基準
判断基準
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水抜き）
」

操作
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」−

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書−

フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

ＡＭ設備別操作手順書に係る監視計器は比較表ペー
ジ 6，9 に記載。
東二は前提条件の有無に係ら

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

圧力逃がし装置による原子炉

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の放射線量率

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

補機監視機能モニタリング・ポスト−−

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位−

ず「中央制御室からの格納容器
格納容器内の減圧及び除熱」及−操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量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」
手順を整備しているため纏めて記載。
東二のベント弁は電動駆動のため操作用ボンベ使用による空気駆動弁操作なし。

フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力−

補機監視機能減圧及び除熱」及び「現場操作」

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

補機監視機能置による原子炉格納容器内のび「遠隔人力操作による格納容

補機監視機能−監視パラメータ（計器）1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ａ．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(a) 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

操作

判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N2 パージ」

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

柏崎の「格納容器圧力逃がし装

判断基準

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水張り）」

備考

監視計器一覧（2／6）

手順書

多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

東海第二

7

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/8）

備考

監視計器一覧（3／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
b.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
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

判断基準

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ａ．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(b) フィルタ装置スクラビング水補給

ＡＭ設備別操作手順書

柏崎の「フィルタベント水位調
整（水張り）」に係る監視計器
は比較表ページ 7 に記載。

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位

1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ａ．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(c) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準 操作

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用
（S/C）
）
」
「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用
（D/W）
）
」

操作

柏崎は技術的能力「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

ＡＭ設備別操作手順書

操作

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

東海第二

AM 設備別操作手順書「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」操作

8

損を防止するための手順等」にて整備。

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/8）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位の N2 パージ」に係る監視計器

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置入口水素濃度

1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ａ．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(e) フィルタ装置スクラビング水移送

判断基準

原子炉格納容器内の酸素濃度

柏崎の「フィルタベント停止後

柏崎の「フィルタ装置水位調整（水抜き）」に係る監視計器は

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置入口水素濃度

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

操作

操作

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧は比較表ページ 7 に記載。

ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

判断基準

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
（S/C）
）
」
「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
（D/W）
）
」

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ａ．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(d) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.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（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

9

比較表ページ 7 に記載。

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（5/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.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（現場操作）

判断基準
判断基準
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水抜き）」

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量−

柏崎の「耐圧強化ベント系によ重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率−

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

監視パラメータ（計器）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣

表ページ 8 に記載。
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ
非常用ガス処理系出口放射線モニタ

補機監視機能

計器用空気系系統圧力モニタリング・ポスト

ＡＭ設備別操作手順書

判断基準
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

操作

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量−

補機監視機能−フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力−

補機監視機能操作

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

補機監視機能−フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位

判
断
基
準

−

操
作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

判
断
基
準

補機監視機能ドレンタンク水位

操作

補機監視機能ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量−10る原子炉格納容器内の減圧及び除熱」に係る監視計器は比較

1.5.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送
ｂ．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

判断基準

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水張り）」

備考

監視計器一覧（5／6）

手順書

多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

東海第二

東二のベント弁は電動駆動のため操作用ボンベ使用による空気駆動弁操作なし。

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（6/8）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
b.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（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」
原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

電源

柏崎の「大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプによる補275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

機冷却水確保」に係る監視計器
は比較表ページ 12 に記載。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置している。

1.5.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

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

柏崎の「大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」に係る監視計器
は比較表ページ 12 に記載。

最終ヒートシンクの確保

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

残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏操作

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

電源判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率操作

判 断基 準原子炉格納容器内の水素濃度監視パラメータ（計器）1.5.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

判断基準

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用
（S/C）
）
」
「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用
（D/W）
）
」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量

崎は原子炉補機冷却系を設置
している。

11

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二監視計器一覧（7/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
a.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
b.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等
原子炉格納容器内の温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

RCW サージタンク水位(A)水位
RCW サージタンク水位(B)水位

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

補機監視機能代替 RCW ユニット入口温度
代替 RCW ポンプ(A)吸込圧力
代替 RCW ポンプ(B)吸込圧力
代替 RCW ポンプ(A)吐出圧力
代替 RCW ポンプ(B)吐出圧力
代替 RSW ポンプ出口圧力
大容量送水車吐出圧力

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

補機監視機能大容量送水車吐出圧力

判断基準

多様なハザード対応手順「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」

原子炉格納容器内の圧力操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

判断基準

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷
却水確保」「大容量送水車による補機冷却水確保」

操作

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：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二監視計器一覧（8/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
RCW サージタンク水位(A)水位
RCW サージタンク水位(B)水位
RCW サージタンク水位(C)水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

操作

水源の確保

13

備考