東海第二発電所

原子炉制御室等

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 26 条

1.

2.

3.

原子炉制御室等

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

外の状況を把握する設備

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。

また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-1

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

発電用原子炉施設に発電用原子炉施設には、原子は、次に掲げるところに

炉制 御室 を施 設し な けれ ばな

より、原子炉制御室（安全らない。

施設に属するものに限 ２

備考

原子炉制御室には、反応度制る。以下この条において

御系 統及 び原 子炉 停 止系 統に同じ。）を設けなければな

係る設備を操作する装置、非常らない。

用炉 心冷 却設 備そ の 他の 非常

一時に 発電 用原 子炉 の 安全 を確 変更なし

設計基準対象施設の健全性を確保するため保す るた めの 設備 を 操作 するに必要なパラメータを装置、発電用原子炉及び一次冷監視できるものとする

却系 統に 係る 主要 な 機械 又はこと。

器具 の動 作状 態を 表 示す る装
置、主要計測装置の計測結果を表示 する 装置 その 他 の発 電用原子 炉を 安全 に運 転 する ための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく 適切 に運 転操 作 する ことがで きる よう 施設 し なけ れば
ならない。

二

発電用原子炉施設の ３

原子炉制御室には、発電用原 追 加 要 求 事

外の状況を把握する設備

子炉 施設 の外 部の 状 況を 把握 項を有するものとするこする ため の装 置を 施 設し なけと。

ればならない。

26 条-2

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

三

発電用原子炉施設の 第 2 項と同じ

備考
変更なし

安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる
ものとすること。

２

発電用原子炉施設に ４発電用原子炉施設には、火災 変更なし

は、火災その他の異常

その他 の異 常な 事態 により 原

な事態により原子炉制

子炉制 御室 が使 用で きない 場

御室が使用できない場

合に、原子炉制御室以外の場所

合において、原子炉制から発 電用 原子 炉の 運転を 停

御室以外の場所から発止し、かつ、安全な状態に維持

電用原子炉を高温停止

するこ とが でき る装 置を施 設の状態に直ちに移行さしなければならない。

せ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-3

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

一次冷却系統に係る発 ５３

備考

一次冷却 系統に 係る発電 用

電用原子炉施設の損壊又原子 炉施 設 の損 壊 又 は故 障そ

は故障その他の異常が発の他 の異 常 が発 生 し た場 合に生した場合に発電用原子

発電 用原 子 炉の 運 転 の停 止そ

炉の運転の停止その他のの他 の発 電 用原 子 炉 施設 の安発電用原子炉施設の安全

全性 を確 保 する た め の措 置を性を確保するための措置とるため、従事者が支障なく原をとるため、従事者が支子炉制御室に入り、又は一定期

障なく原子炉制御室に入間とどまり、かつ、当該措置をり、又は一定期間とどまとる ため の 操作 を 行 うこ とがり、かつ、当該措置をとるできるよう、次の各号に掲げるための操作を行うことが場所の区分に応じ、当該各号にできるよう、次の各号に定め る防 護 措置 を 講 じな けれ

掲げる場所の区分に応ばならない。

じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びそ一

原子炉 制御室 及びその 近 追 加 要 求 事の近傍並びに有毒ガスの傍並 びに 有 毒ガ ス の 発生 源の 項

発生源の近傍工場等内に近傍 工場 等 内に お け る有 毒ガ

おける有毒ガスの発生を

スの 発生 を 検出 す る ため の装検出するための装置及び置及 び当 該 装置 が 有 毒ガ スの当該装置が有毒ガスの発発生 を検 出 した 場 合 に原 子炉生を検出した場合に原子制御 室に お いて 自 動 的に 警報

炉制御室において自動的するための装置の設置に警報するための装置

26 条-4

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

二二

原子炉制御室及びこ備考

原子炉 制御室 及びこれ に 変更なし

れに連絡する通路並び連絡する通路並びに運転員に運転員その他の従事

その他の従事者が原子炉制者が原子炉制御室に出御室に出入りするための区入りするための区域遮域遮蔽その他の適切な放射蔽壁その他の適切に放線防護措置，気体状の放射性射線から防護するため物質及び原子炉制御室外のの設備，気体状の放射火災により発生する燃焼ガ

性物質及び原子炉制御

スに対する換気設備の隔離

室外の火災により発生

その他の適切な防護措置する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備−

６

原子炉制御室には，酸素濃度 追 加 要 求 事計を施設しなければならない。 項

26 条-5

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設
(u)

中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能
26 条-6

を有する装置を設ける設計とする。
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができる
ようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。
その他，運転員その他の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備

(5)
(ⅵ)

その他の主要な事項
中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要な
26 条-7

パラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
気体状の放射性物質,火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよ
うにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員
26 条-8

が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，
中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避
室遮蔽，衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置及び保管する設計とする。
【説明資料（2.4.1：p26 条-別添 1-29）（2.4.2：p26 条-別添 1-31）（2.4.3：
p26 条-別添 1-32）（2.4.4：p26 条-別添 1-40）】
26 条-9

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィ
ルタユニット並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィル
タユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室
及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
26 条-10

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ
系ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型)（待避室）を使用する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型
代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主
要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制
御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
26 条-11

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を保管する。
重大事故等が発生し，中央制御室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，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベ
イ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置す
る設計とする。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした気体に含まれる放射性物質を低減しつつ，非常用ガス処理系排気筒から排気することで原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持し，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガ
26 条-12

ス処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，ブローアウトパネル閉止装置を電動で閉操
作し，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部を閉止することで，原子炉建屋原子炉棟の放射性物質の閉じ込め機能を維持し，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。また，
ブローアウトパネル閉止装置は，人力での閉操作も可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディー
ゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置からの給電が可能な設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ (1) (ⅳ) 遮蔽設備」に記載する。
中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット及び差圧計は，「チ (1) (ⅴ) 換気空調設備」に記載する。
常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「ヌ(2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「遮蔽設備」と兼用）
中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
中央制御室待避室遮蔽（「遮蔽設備」と兼用）
中央制御室換気系空気調和機ファン（「換気空調設備」と兼用）
中央制御室換気系フィルタ系ファン
26 条-13（「換気空調設備」と兼用）
中央制御室換気系フィルタユニット（「換気空調設備」と兼用）
非常用ガス処理系排風機（「原子炉建屋ガス処理系」及び「水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約3,570 m３ ／h（1台当たり）

非常用ガス再循環系排風機（「原子炉建屋ガス処理系」及び「水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
差圧計（「換気空調設備」と兼用）[可搬型重大事故等対処設備]
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「換気空調設備」と兼用）
可搬型照明（ＳＡ）
個数

4（予備1）
26 条-14

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
式

数

一式

データ表示装置（待避室）
式

数

一式

数

1（予備1）

酸素濃度計
個

二酸化炭素濃度計個数

1（予備1）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

チ

放射線管理施設の構造及び設備(1)

屋内管理用の主要な設備の種類

(ⅳ)

遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。

ａ．中央制御室遮蔽
中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室
遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，100mSvを下回るよう設計する。
26 条-15

炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御
室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室遮蔽を設ける。
主要設備については，「ヘ(5)(ⅵ)中央制御室」に記載する。
[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「中央制御室」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「中央制御室」と兼用）

(ⅴ)

一式

換気空調設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事

故等時に運転員その他従事者に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去低減及び火災により発生する燃焼ガス等に対する隔離が可能な換気設備を設ける。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。
26 条-16

中央制御室換気系には，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット
並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系
フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲
気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニット
で浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス
及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断
し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室換気系は，
高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換
気系フィルタユニット並びに中央制御換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系
フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすること
により，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，
26 条-17

外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系空気調和
機ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
常設代替高圧電源装置については，「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室換気系空気調和機ファン（「中央制御室」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約42,500 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（「中央制御室」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系フィルタユニット（「中央制御室」と兼用）
型

式

高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ内蔵型

基

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

よう素除去効率97％以上（総合除去効率）

26 条-18

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系フィルタユニットは，設計基準事故時及び重大事
故等時ともに使用する。

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室
待避室陽圧化装置（空気ボンベ）を設ける。また，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
［常設重大事故等対処設備］
差圧計（「中央制御室」と兼用）
個

数

1［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「中央制御室」と兼用）

(2)

本

数

13（予備7）

容量

約47L（1本当たり）

安全設計方針該当なし
26 条-19

(3)

適合性説明

（原子炉制御室等）
第二十六条

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

三発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を
高温停止の状態に直ちに移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、次の各号に掲げる場所の区分に応じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍工場等内に

26 条-20

おける有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装
置
二

原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の
適切に防護するための設備適合のための設計方針
第１項第１号及び第３号について
中央制御室は，発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに，安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には，これを行うことができる設計とする。
(1)

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況の監視及び操作を行うことができる設計とする。
(2)

炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリ及びそれらの関連する系統の健全性を確保するため，炉心の中性子束，制御棒位
置，一次冷却材の圧力・温度・流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力・温度等の主要パラメータの監視が可能な設計とする。
(3)

事故時において，事故の状態を知り対策を講じるために必要なパラメー

タである原子炉格納容器内の圧力・温度等の監視が可能な設計とする。
第１項第２号について
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等に加え，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を，屋外に暗視機能等
26 条-21

を持った監視カメラを遠隔操作することにより中央制御室にて把握することができる設計とする。
また，津波，竜巻等による発電所構内の状況の把握に有効なパラメータは，
気象観測設備等にて測定し中央制御室にて確認できる設計とする。
さらに，中央制御室に公的機関から気象情報を入手できる設備を設置し，地震，津波，竜巻情報等を入手できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 1-24）】

第２項について火災その他の異常な事態により，中央制御室内で原子炉停止操作が行えない場合でも，中央制御室以外の適切な場所から発電用原子炉を直ちに停止す
るとともに高温停止状態を維持できる設計とする。
(1)

中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により発電用原子炉をスクラムさせる。発電用原子炉を直ちに停止した後，中央制御室外原子炉停止装置により，逃がし安全弁，原子炉隔離時
冷却系，残留熱除去系等を使用して，発電用原子炉を高温停止状態に安全に維持することができる設計とする。
(2)

また，中央制御室外原子炉停止装置により，上記高温停止状態から残留

熱除去系等を使用して，適切な手順により発電用原子炉を低温停止状態に導くことができる設計とする。

第３項第１号について「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間 ※ 内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続き（設置変更許可
26 条-22

申請）を行う。
※

経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで

第３項第２号について
発電用原子炉の事故対策に必要な各種指示計並びに発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護系及び工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室に集中して設ける。
中央制御室において火災が発生する可能性を抑えるように，中央制御室内の主要ケーブル，制御盤は不燃性，難燃性の材料を使用する。
なお，通信機器等については実用上可能な限り不燃性，難燃性の材料を使用する。
万一事故が発生した際には，次のような対策により運転員その他従事者が中央制御室に接近可能であり，中央制御室内の運転員その他従事者に対し，過度の被ばくがないように考慮し，中央制御室内にとどまり，事故対策に必要な各種の操作を行うことができるように設計する。
(1)

想定される最も苛酷な事故時においても，「核原料物質又は核燃料物
質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた緊急作業に係る許容被ばく線量を十分下回るように遮蔽を設ける。ここで想定される最も過酷な事故時としては，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とし，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成21・07・27原院第1号平成21年8月12日）」に定める想定事故相当のソースタームを基とした数値，評価手法及び評価条件を使用して評価を行う。

(2)

中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィ
26 条-23

ルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員その他の従事者を過度の被ばくから防護することができるように設計する。
(3)

中央制御室は，中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物を想定しても中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り換えることにより，運転員その他従事者を外部からの自然現象等から防護できる設計とする。
なお，事故時において，中央制御室への外気取入れを一時停止した
場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

1.3

気象等
該当なし。

26 条-24

1.4

設備等（手順等含む）

6.10

制御室

6.10.1

通常運転時等6.10.1.2

設計方針

(1)

発電用原子炉施設の主要な計測及び制御装置は，中央制御室に配置し，集中的に監視及び制御が行えるようにする。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作が容易に行えるように人間工学的な観点からの考慮を行う設計とする。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失，ばい煙や有毒ガス，降下火砕物による操作雰囲気の悪化及び凍結）を想定しても安全施設を容易に操作することができる設計とする。

(2)

設計基準事故時においても，運転員が中央制御室内にとどまって，必要な操作，措置がとれるようにする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】(3)

中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室以外からも，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導けるようにする。

(4)

計測制御装置，制御盤には実用上可能な限り不燃性又は難燃性の材料
を用いる。

(5)

中央制御室から原子炉施設内の必要な箇所に指示・連絡が行えるよう
にする。

(6)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とす
26 条-25

る。
(7)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

(8)

炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計とする。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-26）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

6.10.1.3

主要設備の仕様

中央制御室の主要機器仕様を第 6.10−1 表に示す。
6.10.1.4
6.10.1.4.1

主要設備
中央制御室

中央制御室は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障が発生した場合に，従事者が支障なく中央
制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入りするための区域を多重化する。また，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回るように遮蔽を設ける。換気系統は他と独
26 条-26

立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断し，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環運転とし運転員その他従事者を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等
や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失，ばい煙及び有毒ガス，降下火砕物による操作雰囲気の悪化並
びに凍結）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
中央制御室で想定される環境条件とその措置は次のとおり。
26 条-27

（地震）中央制御室及び制御盤は，耐震性を有する原子炉建屋付属棟内に設置
し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，主制御盤に手摺を設置するとともに天井照明設備には落下防止措置を講じることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。
（内部火災）
中央制御室に粉末消火器又は二酸化炭素消火器を設置するとともに，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知を可能とし，火災が発生した場合の運転員の対応を社内規程に定め，運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。また，中央制御室床下コンクリートピットに火災感知器及び手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置することにより，火災が発生した場合に運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（内部溢水）
中央制御室内には溢水源となる機器を設けない設計とする。また，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行うため，溢水源とならないことから，
消火水による溢水により運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（外部電源喪失）
中央制御室における運転操作に必要な照明は，地震，風（台風），竜26 条-28

巻，積雪，落雷，外部火災及び降下火砕物に伴い外部電源が喪失した場
合には，非常用ディーゼル発電機が起動することにより，操作に必要な照明用電源を確保し，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
また，直流非常灯により中央制御室における運転操作に必要な照明を確保し，容易に操作ができる設計とする。
（ばい煙等による中央制御室内雰囲気の悪化）
外部火災により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物による中央制御室内の操作雰囲気の悪化に対しては，手動で中央制御室
換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環運転を行うことで外気を遮断することから，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（凍結による操作環境への影響）
中央制御室の換気系により環境温度が維持されることで，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。

中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉
施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがあって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。
ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積26 条-29

雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）】

ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピッ
ト水位計及び潮位計を設置する。
【説明資料（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）】

ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）】(1)

計測制御装置
中央制御室には，発電所を安全に運転するために必要とされる，以下の計測制御装置が設置されている。
ａ．原子炉補助設備関係
26 条-30

高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，原子炉
隔離時冷却系，隔離弁，再循環系，原子炉冷却材浄化系等の計測制御装置
ｂ．原子炉制御関係
中性子計装，制御棒操作系，ほう酸水注入系等の計測制御装置
ｃ．タービン補機関係
給水系，復水系，循環水系，補機冷却系等の計測制御装置
ｄ．タービン発電機関係
タービン及び発電機の計測制御装置
ｅ．所内電気回路関係
所内電気回路及びディーゼル発電機の計測制御装置
ｆ．放射線計装関係
エリア及びプロセス放射線モニタ用計測制御装置
ｇ．中性子計装関係
中性子計装用増巾器，電源装置等
ｈ．タービン発電機の保護及び記録関係
タービン，発電機，所内電気回路の保護継電器，記録計等
ｉ．原子炉プラントプロセス計装関係
再循環系，ジェット・ポンプ系，給水系等の計測制御装置
ｊ．原子炉緊急停止系関係
原子炉緊急停止系用継電器等
ｋ．制御棒操作系関係
制御棒操作系用継電器等
ｌ．格納容器内ガス濃度制御及び原子炉建屋ガス処理関係
格納容器内ガス濃度制御系，原子炉建屋ガス処理系の継電器及び格26 条-31

納容器内水素，酸素濃度モニタ計測装置等
ｍ．送電線関係
275KV，154KV 開閉所及び送電線の計測制御装置
ｎ．運転監視用計算機関係
計算機コンソール，プリンタ等
ｏ．屋外監視関係
監視カメラ(2)

中央制御室換気系
中央制御室の換気系統は，設計基準事故時に放射線業務従事者等を内部被ばくから防護し必要な運転操作を継続することができるようにするため，他の換気系とは独立に外気を高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニットに通して取り入れるか，又は外気との連絡口を遮断し中央制御室フィルタユニットを通して閉回路循
環できるように設計する。（「8.2(3)換気空調設備」参照）

中央制御室遮蔽中央制御室には，設計基準事故時に中央制御室内にとどまり必要な操作及び措置を行う運転員が，過度な被ばくを受けないように遮蔽を設ける。
（「8.3
(4)

遮蔽設備」参照）

通信連絡設備及び照明設備
中央制御室には，通信連絡設備及び照明設備を設ける。通信連絡設備は，建屋内外に指示が行えるように，送受話器，電力保安通信用電話設備等を設ける。（「10.11

6.10.1.4.2

安全避難通路等」及び「10.12

通信連絡設備」参照）

中央制御室外原子炉停止装置

中央制御室外原子炉停止装置は，中央制御室から十分離れた場所に設置
26 条-32

し，中央制御室で操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態か
ら低温状態に安全かつ容易に導くためのものである。
原子炉のスクラムは，中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により行うことができる。
中央制御室外原子炉停止装置は，その盤面に設ける切替スイッチを本装置側に切換えることにより，中央制御室とは，独立して使用できる。
中央制御室外原子炉停止装置には，逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系，残留熱除去系等の計測制御装置及び建屋内の必要箇所と連絡可能な通信設
備を設ける。

6.10.1.5(1)

手順等

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室の居住環境確認を行う。

(2)

手順に基づき，監視カメラ及び気象観測設備等により発電用原子炉施設の外の状況を把握するとともに，公的機関から気象情報を入手できる設備により必要な情報を入手する。

6.10.1.6

試験検査

中央制御室及び中央制御室外原子炉停止装置室にある監視及び制御装置
は，定期的に試験又は検査を行い，その機能の健全性を確認する。

6.10.1.7(1)評価

中央制御室には原子炉施設の主要な計測及び制御装置を設けており，
集中的に監視及び制御を行うことができる。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作を容易に行えるよう人間工学的な観点から
26 条-33

の考慮を行う設計としている。
(2)

中央制御室は，想定される最も過酷な事故時においても，運転員が中央制御室にとどまって，必要な操作，措置がとれるような遮蔽設計及び換気設計としている。

(3)

中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室から十分離れた場所に設置した中央制御室外原子炉停止装置から，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導くことができる。

(4)

計測制御装置，制御盤には実用上可能な限り，不燃性又は難燃性の材
料を用い火災に対して防護する設計としている。

(5)

中央制御室には，所内通信設備，加入電話等を設けており，原子炉施設内の必要な箇所に指示が行えるとともに発電所外の必要箇所との通信連絡を行うことができる。

(6)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とし
ている。

(7)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管している。

(8)

炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計としている。

26 条-34

第6.10−1表

中央制御室の主要機器仕様(1)中央制御室制御盤

一式(2)

中央制御室外原子炉停止装置

一式

26 条-35

8.

放射線管理施設8.2

換気空調設備

8.2.1

概

要

換気空調設備は，建屋内に清浄な空気を供給し建屋内の空気を加熱ある
いは冷却して温度を制御するとともに，これら供給空気の流れを適切に保ち，建屋内の清浄区域の汚染を防止するために設けるものである。
換気空調設備は，タービン建屋換気系，中央制御室換気系，廃棄物処理
棟換気系，サービス建屋換気系及び原子炉建屋換気系等から構成し，それぞれ独立な系統とする。
これらの各系統には必要に応じてフィルタ，加熱コイル，冷却コイル等を設ける。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故等が発生した場合においても，当該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ことができるように，緊急時対策所の居住性を確保するための換気空調設備として，緊急時対策所非常用換気設
備を設置及び保管する。

8.2.4

主要設備

(2)

中央制御室換気系
中央制御室換気系の系統概要を第8.2−2 図に示す。
中央制御室換気系は，他の建屋の換気系とは，完全に独立した換気系をもち，通常，一部外気を取り入れる再循環方式によって空気調節を行う。
26 条-36

中央制御室換気系は，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユ
ニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった
場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどまるために必要な換気空調設備として中央制御室換気系を設ける。
中央制御室換気系については，「6.10(3)制御室」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定
時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）については，「 6.10制御室」に示す。

26 条-37

第8.2−1表(2)中央制御室換気系設備の主要機器仕様

中央制御室換気系
ａ．中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

ｂ．中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

ｃ．中央制御室換気系フィルタユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
26 条-38

・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

8.3

遮蔽設備

8.3.4

主要設備

8.3.4.5(1)

中央制御室遮蔽

通常運転時等中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失
等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないように設置する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回る遮蔽とする。
中央制御室遮蔽については，「6.10

26 条-39制御室」に記載する。

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備(1)

想定される自然現象等の抽出
原子炉施設の外の状況として，設置許可基準規則第6条において抽出された自然現象及び外部人為事象（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の他に，地震，及び，津波を想定する。
なお，外部状況を把握する設備により把握できる自然現象等を別添１に
示す。

(2)

外の状況を把握するための設備の設置
ａ．監視カメラの設置想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積
雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を把握することができる暗視機能等を持った津波・構内監視カメラを設置する。
津波・構内監視カメラは，発電所構内，発電用原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所（原子炉建屋屋上，防潮堤上）に設置する。
ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握する
ため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピット水位計及び潮位計を設置する。

(3)

公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
26 条-40

地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計
外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

3.

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

26 条-41

別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

26 条‐別添 1-1

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

設計方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

2.1.4

津波・構内監視カメラにより把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

26 条‐別添 1-2

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ26 条‐別添 1-3

1.

概要

1.1

新規制基準への適合方針(1)

設計基準事象への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第 26 条及び実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則第 38 条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下第 1.1-1 表，第 1.1-2 表のとおりである。

第 1.1-1 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第 26 条（原子炉制御室等）

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈

適合方針

第２６条（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）
第二十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

（追加要求事項への適合方針は以下の通１ 第１項第１号に規定する「必要な り）
パラメータを監視できる」とは，発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて，
計測制御系統施設で監視が要求されるパラメータのうち，連続的に監視する必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 ２ 第１項第２号に規定する「発電用握する設備を有するものとすること。
原子炉施設の外の状況を把握する」とは，原子炉制御室から，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

26 条−別添 1-4・中央制御室は，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために，原子炉建屋屋
上及び防潮堤上部に設置する津波・構内
監視カメラの映像により，自然現象等の外部事象を昼夜にわたり監視できる設計とする。
・また，気象観測設
備等の情報を中央制御室で把握可能とする。
・さらに，公的機関の警報（地震情報，
大津波警報等）を中
央制御室内の FAX 等
にて受信可能とす実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈

適合方針
る。

三

発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す ３ 第１項第３号において「必要な操るために必要な操作を手動により行作を手動により行う」とは，急速なうことができるものとすること。
手動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。

２

発電用原子炉施設には，火災その他の ４ 第２項に規定する「発電用原子炉
異常な事態により原子炉制御室が使用を高温停止の状態に直ちに移行」とできない場合において，原子炉制御室以は，直ちに発電用原子炉を停止し，外の場所から発電用原子炉を高温停止
残留熱を除去し及び高温停止状態の状態に直ちに移行させ，及び必要なパを安全に維持することをいう。
ラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。
３ 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 ５ 第３項に規定する「従事者が支障
施設の損壊又は故障その他の異常が発なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり」とは，事故発生後，生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性
事故対策操作をすべき従事者が原を確保するための措置をとるため，従事
子炉制御室に接近できるよう通路者が支障なく原子炉制御室に入り，又はが確保されていること，及び従事者
が原子炉制御室に適切な期間滞在
一定期間とどまり，かつ，当該措置をとできること，並びに従事者の交替等るための操作を行うことができるよう，
次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当のため接近する場合においては，放該各号に定める設備を設けなければな
射線レベルの減衰及び時間経過とらない。
ともに可能となる被ばく防護策が採り得ることをいう。「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生に関して，
有毒ガスが原子炉制御室の運転員に及ぼす影響により，運転員の対処能力が著しく低下し，安全施設の安全機能が損なわれることがないことを含む。
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に ６ 第３項第１号に規定する「有毒ガ ・「有毒ガス防護に係
有毒ガスの発生源の近傍工場等内にスの発生源」とは，有毒ガスの発生 る 影 響 評 価 ガ イ ド 」
おける有毒ガスの発生を検出するた時において，運転員の対処能力が損 に 基 づ く 対 応 を 経 過めの装置及び当該装置が有毒ガスのなわれるおそれがあるものをいう。 措 置 期 間 ※ 内 に 実 施発生を検出した場合に原子炉制御室「工場等内における有毒ガスの発 することとし，今回において自動的に警報するための装生」とは，有毒ガスの発生源から有 申 請 と は 別 に 必 要 な置
毒ガスが発生することをいう。
許認可手続き（設置
変更許可申請）を行う。
※ 経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで
二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区
域遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備，気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備

26 条−別添 1-5

第 1.1-2 表 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第 38 条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈

適合方針

第３８条（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）
第三十八条 発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
２ 原子炉制御室には，反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（ 第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操作することなく適切に運転操作することができるよ
う施設しなければならない。
３

原子炉制御室には，発電用原子炉施設 ８ 第３項に規定する「発電用原子炉 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則の外部の状況を把握するための装置を
施 設 の 外 部 の 状 況 を 把 握 す る た め 第二十六条第 1 項第 2
施設しなければならない。
の装置」とは，発電用原子炉施設に 号に同じ。
迫る津波等の自然現象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をいう。

４

発電用原子炉施設には，火災その他の ９ 第４項に規定する「原子炉制御室
異常な事態により原子炉制御室が使用以外の場所」とは，原子炉制御室をできない場合に，原子炉制御室以外の場構成する区画壁の外であって，原子所から発電用原子炉の運転を停止し，か炉制御室退避の原因となった居住
つ，安全な状態に維持することができる性の悪化の影響が及ぶおそれがな
装置を施設しなければならない。
い程度に隔離された場所をいい，「安全な状態に維持することができる装置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

５

一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 １０ 第５項に規定する｢これに連絡設の損壊又は故障その他の異常が発生する通路並びに運転員その他の従した場合に発電用原子炉の運転の停止
事者が原子炉制御室に出入りする
その他の発電用原子炉施設の安全性をための区域｣とは，一次冷却系統に確保するための措置をとるため，従事者係る施設の故障，損壊等が生じた場が支障なく原子炉制御室に入り，又は一合に原子炉制御室に直交替等のた定期間とどまり，かつ，当該措置をとる
め入退域する通路及び区域をいう。
ための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当該 １１ 第５項においては，原子炉制御各号に定める防護措置を講じなければ室等には事故・異常時においても従ならない。
事者が原子炉制御室に立ち入り，一定期間滞在できるように放射線に係る遮蔽壁，放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設26 条−別添 1-6

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは，運転員が必
要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内にとどまり必要
な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」の第８条における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評
価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成２１・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。
チャコールフィルターを通らな
い空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環対象
範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生時において，原子炉制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とすることを含む。「防護措置」には，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策を含む。

26 条−別添 1-7

適合方針

・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評価を「原子力発
電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について(内規)」に基づき実施
し ， 実 効 線 量 が100mSv 以下であることを確認している。
また，フィルタを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評
価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設適合方針
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に １４ 第５項第１号に規定する「工場 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則
有毒ガスの発生源の近傍工場等内に
等 内 に お け る 有 毒 ガ ス の 発 生 を 検 第二十六条第 3 項第 1
おける有毒ガスの発生を検出するた
出 す る た め の 装 置 及 び 当 該 装 置 が 号に同じ。
めの装置及び当該装置が有毒ガスの
有毒ガスの発生を検出した場合に発生を検出した場合に原子炉制御室
原子炉制御室において自動的に警において自動的に警報するための装報するための装置の設置」について
置の設置
は「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記−９）」によること。
二 原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る １５ 第５項第２号に規定する「換気設備の隔離」とは，原子炉制御室外通路並びに運転員その他の従事者がの火災により発生した燃焼ガスを原子炉制御室に出入りするための区
原子炉制御室換気設備によって取域 遮蔽その他の適切な放射線防護措り入れないように外気との連絡口
置，気体状の放射性物質及び原子炉制を遮断することをいい，「換気設備」
御室外の火災により発生する燃焼ガとは，隔離時の酸欠防止を考慮してスに対する換気設備の隔離その他の
外気取入れ等の再開が可能である
適切な防護措置ものをいう。
６

原子炉制御室には，酸素濃度計を施設 １ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る 「 酸 素 濃 度
しなければならない。
計」は，設計基準事故時において，外気から原子炉制御室への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。
また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

26 条−別添 1-8・中央制御室には，
酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を配備する。

（2）重大事故等への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第五十九条及び実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十四条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事
項と，その適合方針は以下第 1.1-3 表のとおりである。

第 1.1-3 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第五十九条（原子炉制御室）

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈

適合方針（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員が （なお，重大事故等に対処するためとどまるために必要な設備」とは， に必要なパラメータについても監
以下に掲げる措置又はこれらと同等 視できる設計とする。）
以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調 ・中央制御室には，重大事故が発生
及び照明等）は，代替交流電源設 した場合においても運転員がとど
備からの給電を可能とすること。 まるために必要な設備（中央制御室
換気系，原子炉建屋ガス処理系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）を設置す
る設計とする。
重大事故発生時において運転員がとどまるために必要な設備（中央制
御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）は，常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した
場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

・炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室にとどまる
運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉
制御室の運転員の被ばくの観点か
ら結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器
破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

・原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事
故収束に成功した事故シーケンスとして，格納容器破損モードにおいて想定している，大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を使用しない場合）を選定する。

26 条−別添 1-9

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈適合方針② 運転員はマスクの着用を考慮 ・マスクの着用を考慮し，その実施してもよい。ただしその場合は， のための体制を整備する。
実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよ ・運転員は 5 直 2 交代勤務を前提にい。ただしその場合は，実施のた 評価を行なうが，積算の被ばく線量めの体制を整備すること。
が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮する。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室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，原子炉制御室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等を行うための区画を設けること。

・中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査（モニタリング）を行うためのサーベイ
エリア，脱衣（作業服の着替え）を行うための脱衣エリア，身体に付着した放射性物質を除染するための除染エリア及びサーベイエリア等
から中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するためのクリー
ンエリアを設ける設計とする。
・テントハウス及び扉付シート壁並
びにチェンジングエリアと中央制
御室の間の気密扉により中央制御室への汚染の持ち込みを防止する設計とする。

※なお「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

第七十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

なお，原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要
を第 1.1-4 表に示す。

26 条−別添 1-10

26 条−別添 1-12※1配管・弁[流排風機

配管・弁（非常用ガス処理系）

(S)

(S)

(S)

(S)

(S)

耐震重要
度分類

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

設備
種別
常設
可搬
型

―
―

常設重大事故緩和設備 ※1――

常設重大事故緩和設備 ※1―

常設重大事故緩和設備 ※1
常設重大事故緩和設備 ※1―

常設重大事故緩和設備 ※1

26 条−別添 1-11

―

―

―

―

―

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1

機器
クラス
―

分類

設備分類

（重大事故等対処施設）

原子炉制御室）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。

非常用ガス処理系排気筒

非常用ガス処理系
路]

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系[流路](非常用ガス再循環系)(中央制御室換気系)

中央制御室換気系 空気調和機
ファン
中央制御室換気系 フィルタ系
ファン
中央制御室換気系フィルタユニ
ット
中央制御室換気系 給排気隔離
弁
中央制御室換気系 排煙装置隔
離弁
排風機(中央制御室遮蔽)

中央制御室遮蔽

非常用ガス再循環系(中央制御室)

中央制御室

居住性の確保設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

重大事故対処設備に関する概要（59 条

系統機能

第 1.1-4 表

26 条‐別添 1-13―――

中央制御室待避室

中央制御室待避室遮蔽

居住性の確保

（続き）

※1

―
―
―
―
―

衛星制御装置

衛星制御装置〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

データ表示装置（待避室）

酸素濃度計 ※1

二酸化炭素濃度計 ※1

計測器本体を示すため計器名を記載

常設代替交流電源設備

可搬型照明（ＳＡ）

26 条−別添 1-12――

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

常設代替交流電源設備

中央制御室照明

可搬型照明（ＳＡ）

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
57条に記載可搬

57条に記載

可搬

可搬

可搬

常設

常設

可搬

可搬

―

―

―

―

―

―

―

―

―

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設

差圧計 ※1――

常設重大事故緩和設備

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備（重大事故等対処施設）

機器クラス

可搬型重大事故緩和設備

常設

常設

分類

設備分類

可搬

―

―

―

設備
種別
常設
可搬
型

中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（配管・弁）

―

設備

系統機能

汚染の持ち込み防止

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

59条

26 条‐別添 1-14

※1
※2

排風機

排風機

（非常用ガス処理系）(S)―

常設重大事故緩和設備 ※1――

常設重大事故緩和設備 ※1
常設重大事故緩和設備 ※1

常設

26 条−別添 1-13

―

―

―

―

常設重大事故緩和設備 ※1
常設

常設

―

常設重大事故緩和設備 ※1

―

―

―

―

―

―

―

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1（重大事故等対処施設）

分類

設備分類

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

設備
種別
常設
可搬
型

非常用ガス処理系 粒子用高効
常設
常設重大事故緩和設備 ※1率フィルタ
非常用ガス処理系 よう素用チ
常設
常設重大事故緩和設備 ※1ャコールフィルタ
非常用ガス処理系 配管・弁[流常設
常設重大事故緩和設備 ※1路]
常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系 粒子用高効率フィルタ
非常用ガス再循環系 よう素用
チャコールフィルタ
非常用ガス再循環系 配管・弁
[流路]

非常用ガス再循環系(S)

中央制御室遮蔽(非常用ガス再循環系)

(S)
―
(S)
―

(中央制御室遮蔽)―(中央制御室換気系)
―

中央制御室

居住性の確保

中央制御室換気系 空気調和機
ファン
中央制御室換気系 フィルタ系
ファン
中央制御室換気系 高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系 チャコール
フィルタ
中央制御室換気系 給排気隔離
弁(S)(中央制御室)設備

系統機能代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

26 条‐別添 1-15―――

中央制御室待避室

中央制御室待避室遮蔽

居住性の確保

（続き）

―
―
―
―
―

衛星制御装置

衛星制御装置〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

データ表示装置（待避室）

酸素濃度計 ※1

二酸化炭素濃度計 ※1

計測器本体を示すため計器名を記載

常設代替交流電源設備

可搬型照明（ＳＡ）

26 条−別添 1-14――

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

常設代替交流電源設備

中央制御室照明

可搬型照明（ＳＡ）

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
57条に記載可搬

57条に記載

可搬

可搬

可搬

常設

常設

可搬

可搬

―

―

―

―

―

―

―

―

―

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設

差圧計 ※1――

常設重大事故緩和設備

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備（重大事故等対処施設）

機器クラス

可搬型重大事故緩和設備

常設

常設

分類

設備分類

可搬

―

―

―

設備
種別
常設
可搬
型

中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（配管・弁）

―

設備

系統機能

汚染の持ち込み防止※1

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

59 条

1.2

設計における想定シナリオ

原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
(1)

設計基準事故時の想定シナリオ「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準」という。）の解釈第 38 条 12 に記載のとおり，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」」（平成21・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

(2)

重大事故時の想定シナリオ
東海第二発電所においては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）の解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束する
ことができる代替循環冷却系を整備する。しかしながら，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷
却系の機能喪失を仮定する。格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器
26 条−別添 1-15

ベントに至る事故シナリオとしては，前述の「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源喪失の重畳を考慮した場合を選定する。
第 1.3-1 表に基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオの比較を示す。

第 1.3-1 表

基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオ
中央制御室の基本的な居住性評価用事故収束シナリオ
想定事故シナリオ

代替循環冷却系の機能期待する

26 条−別添 1-16

期待しない

2.

設計方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

以下の設備等を用いることで，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

津波・構内監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波，高潮），及び自然現象等による発電所構内，原子炉施設への影響の概況を原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する津波・構内
監視カメラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(3)

気象観測設備発電所構内に設置している気象観測設備により，風向・風速等の気象状況を常時監視できる設計とする。
また，周辺モニタリング設備により，発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を把握できる設計とする。
：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-17

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻情報等を入手するために，中央制御室に電話，FAX 等を設置している。また，社内ネットワークに接続されたパソコンを使用することで，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

津波・構内監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

津波・構内監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m〜EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-18

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-19

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

津波・構内監視カメラは原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象
等（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波，高潮），及び自然現象等による発電
所構内，原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。
第 2.1-3 表に津波・構内監視カメラの概要を示す。
津波・構内監視カメラは，取付け部材，周辺の建物，設備等で死角となるエリアをカバーすることができるように配慮して配置する。ただし，一部死角となるエリアがあるが，構内のタービン建屋付近等のごく限られた場所であり，その他の監視可能な領域の監視により，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を十分把握可能である。また，一部死角となる
タービン建屋付近に設置されている主変圧器，起動変圧器については，津波・構内監視カメラにて全体像のうち上半分程度が監視可能で，自然現象等による影響を十分把握可能である。なお，中央制御室にて警報による監視も可能である。
同エリアにあるアクセスルートについては目視監視を行う時間が確保できることから問題はない。津波・構内監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
なお，可視光カメラによる監視が期待できない夜間の濃霧発生時や強雨時においては，赤外線カメラによる監視機能についても期待できない状況となることが考えられる。その場合は，津波・構内監視カメラ以外で中央制御室にて監視可能なパラメータを監視することで，外部状況の把握に努めつつ，気象等に関する公的機関からの情報も参考とし，原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある自然現象等を把握する。
26 条‐別添 1-20：ＤＢ範囲

津波・構内監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重，堆積量
降下火砕物荷重，堆積量
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)，垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
S クラス
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重，設置高さにて設計
降下火砕物を考慮した荷重，設置高さにて設計
原子炉建屋屋上 3 台，防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

津波・構内監視カメラの概要*1：一部死角となるエリアがあるが，死角となるのは，構内のタービン建屋付近（主変圧器,起動変圧器）等のごく限られた場所であり、その他の監視可能な領域の監視により，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を十分把握可能である。

第 2.1-4 図

津波・構内監視カメラの監視可能な範囲

26 条‐別添 1-21

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

中央制御室において，津波・構内監視カメラにより監視できる映像のサン
プルを第 2.1-5 図に示す。
また，津波・構内監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-22

2.1.4

津波・構内監視カメラで把握可能な自然現象等

地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第 6 条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，津波・構内監視カメラにより把握可能な自然現象等を第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表

津波・構内監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現

象等
自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風(台風)

○

竜巻

○

風(台風)･竜巻(飛来物含む)による発電所及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における
影響の有無

降水

○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

○

火山

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

○
○

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

○

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無○

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-23

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第2.1-8 表に示す。

第 2.1-8 表 津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメ
ータ
パラメータ

測定レンジ

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計と
する。

大気温度

-10〜40℃

雨量

0〜49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜540°(N〜S)

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜30m/s(10 分間平均値)

陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。

日射量

0〜1.2kW/m2

放射収支量0.05〜-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0〜20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8〜2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A〜D）

低レンジ

10１ 〜10５ nGy/h

高レンジ

10−８ 〜10−１ Gy/h

大気安定度を識別できる設計とする。
津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位
及び非常用海水系ポンプの取水可能水位（-6.08m）を把握可能な設計とする。
なお，設計基準を超える津波による原子炉施設への影響を把握するための設備としては監視カ
メラを用いる設計とする。（第2.1-3 表）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限
値（108nGy/h=10-1Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-24

2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要を第 2.2-1 表に示す。
第 2.2-1 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-25

2.2.2酸素濃度，二酸化炭素の管理

労働安全衛生法，ＪＥＡＣ 4622-2009 「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則を踏まえ，酸素濃度が 19％を下回るおそれのある場合，又は二酸化炭素濃度が 1.0％を上回るおそれのある場合に，外気をフィルタで浄化しながら取り入れる運用とする。
なお，法令要求等における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の基準値は以下のとおりである。
酸素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表，二酸化炭素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表に示す。
(1)

酸素濃度

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場
合は，この限りでない。

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

第 2.2-2 表 酸素濃度の人体への影響について([出典]厚生労働省 HP 抜粋)
酸素濃度
21％
18％
16％
12%
8％
6％

症状等
通常の空気状態
安全限界だが連続換気が必要
頭痛，吐き気
目まい，筋力低下
失神昏倒，7〜8 分以内に死亡
瞬時に昏倒，呼吸停止，死亡：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-26

：ＳＡ範囲

(2)

二酸化炭素濃度

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内の CO ２ 濃度の上昇による運転員等の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO ２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号，最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）
により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており，中央制御室の CO２ 濃度
もこれに準拠する。
したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

第 2.2-3 表 二酸化炭素濃度の人体への影響について（[出典]消防庁 二酸化炭素設備の安全対策について（通知）H8.9.20）
二酸化炭素濃度人体への影響

<2％
2％〜3％
3％〜4％
4%〜6％

はっきりした影響は認められない
呼吸深度の増加，呼吸数の増加
頭痛，めまい，悪心，知覚低下
上記症状，過呼吸による不快感
意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの付随運動を伴うこともある
同上
意識喪失，その後短時間で生命の危険あり

6％〜8％
8％〜10％
10%<：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-27

：ＳＡ範囲

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリ
ア付近の全照明が消灯した場合を想定し，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。
中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を第 2.3-1 図に示す。

第 2.3-1 図

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-28

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な設備として，遮蔽設備，換気系設備，通信連絡設備，データ表示装
置（待避室），照明設備，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を中央制御室に設
置，又は保管する。
中央制御室は，周囲に遮蔽が設置されており，重大事故等が発生した場合に中央制御室換気系の給・排気隔離弁により外気との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンによる高粒子フィルタ及びチャコールフ
ィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
さらに，原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線の被ばくから防護する設計とする。
中央制御室待避室は，中央制御室内に設置し，中央制御室待避室空気ボン
ベユニットにより中央制御室待避室内の遮蔽に囲まれた空間を正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断することで，重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。また，重大事故時に格納容器圧力逃がし装置を作動させた場合においても，中央制御室にとどまる必要のある最低限の要員である 3 名を収容可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータにより，居住性確保ができていることを確認可能な設計とする。また，中央制御室に保管している可搬型照明（ＳＡ）及びデータ
26 条‐別添 1-29

：ＳＡ範囲

表示装置（待避室）を中央制御室待避室に設置することで，継続的にプラントの監視を行うとともに，通信連絡設備により外部との連絡を可能とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-30

2.4.2中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

中央制御室待避室正圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない
屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室の設計最高温度 48.9℃，隣接区画を外気の設計最低温度-12.7℃と仮定すると，中央制御室待避室の天井高さは
最大約 2m であるため，以下のとおり約 5.1Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。

⊿P＝{(−12.7℃の乾き空気密度［kg／m３ ］)−(＋48.9℃の乾き空気の密度［kg／m ３ ］)}×天井高さ［m］＝（1.3555［kg／m ３ ］−1.0963［kg／m３ ］）×2［m］＝0.5184［kg／m ２ ］≒5.1［Pa］

このため，正圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋10Pa とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-31

2.4.3中央制御室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室は，放射性物質による室外からの放射線を遮蔽するためコンクリート構造を有している。通常時における中央制御室の換気系は，一部外気を取り入れる再循環方式により空気調整を行っているが，重大事故等発生時には外気取り入れのための給・排気隔離弁を全閉とし，中央制御室
換気系を閉回路循環方式とすることにより，中央制御室内へのフィルタを介さない外気の流入を防止可能な設計とする。また，原子炉建屋ガス処理
系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用
ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-32

（2）

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体となった壁であり，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。第 2.4-1 図に中央制御室遮蔽の配置図を示す。

第 2.4-1 図

中央制御室の遮蔽

配置図
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-33

(3)中央制御室換気系
中央制御室換気系の概略図を，第 2.4-2 図に示す。
通常時は，空気調和機ファン及び排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
事故時は，外気取入口を遮断して，フィルタ系ファンによりフィルタ（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する。なお，外気との遮断は，中央制御室
換気系の給気隔離弁 4 台，排気隔離弁 2 台の合計 6 台により行い，全交流
動力電源喪失時にも常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室からの操作スイッチによる操作で弁の閉操作が可能な設計とする。また，
中央制御室排煙装置との隔離は隔離弁 3 台により行い，全交流動力電源喪
失時にも常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，チャコール
フィルタにより外気を浄化して取り入れることも可能な設計とする。
なお，中央制御室換気系については常設代替交流電源設備から受電するまでの間起動しないが，居住性に係る被ばく評価においては，全交流動力
電源喪失発生後，2時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住環境が確保されることを確認している。

【設備仕様】
・空気調和機ファン
台数：1(予備1)
容量：約42,500 m３ ／h／台・フィルタ系ファン
台数：1（予備１）
26 条‐別添 1-34

：ＳＡ範囲

容量：約5,100 m３ ／h／台・チャコールフィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
よう素除去効率：97％以上
・高性能粒子フィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
粒子除去効率：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対して）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-35

通常時（再循環方式）
事故時（閉回路循環方式）
外気取り入れ時（閉回路循環方式）

第 2.4-2 図

中央制御室換気系の概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-36

(4)原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，格納容器から漏えいする放射性物質による運転員の被ばくを低減するために設置している。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン，配管・弁類，計測制御装置等で構成している。
原子炉建屋ガス処理系の概略図を第 2.4-3 図に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原
子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル
発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-37

【設備仕様】
・非常用ガス再循環系排風機
種類：遠心型
容量：17,000 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス処理系排風機
種類：遠心型
容量：3,570 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-38

原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)
AO

AO

AO

AO

(A) GD

AO

(B)

GD

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)
(A)

GD

AO

AO

(B)

GD

AO

AO

AO

AO

排風機

第 2.4-3 図

原子炉建屋ガス処理系の概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-39

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。
重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，
中央制御室待避室を空気ボンベにより正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-40

(2)収容人数及び設置場所
格納容器圧力逃がし装置作動中は，中央制御室にはプラントの状態監視等に必要な最低限の要員を残すこととしており，中央制御室待避室には 3名を収容できる設計とする。
発電長等が中央制御室待避室に待避している間，プラントの運転操作は行わないことを基本とするが，操作が必要な事象が発生した場合に即座に対応できるよう，中央制御室内に設置する。中央制御室待避室の設置場所
を第 2.4-4-1 図に，中央制御室待避室の寸法を第 2.4-4-2 図に示す。

第 2.4-4-1 図

中央制御室待避室

設置場所
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-41

（平面図）（Ａ−Ａ断面図）※（）内は概略寸法（mm）を示す。なお，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
第 2.4-4-2 図

中央制御室待避室

概要図
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-42

(3)

遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm と同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁とし，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減する設計とする。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット

ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

概要図

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-43

ｂ．必要空気供給量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・

収容人数：ｎ＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量：Q１ ＝100×M×n／（C−C０ ）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷(0.5−0.0336)＝14.15≒14.2m３ /h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝19%（鉱山保安法施工規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m３ /h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q１ ＝c×（a−d）×n／（a−b）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×(20.95−16.4)×3÷(20.95−19.0)＝3.36≒3.4m３ /h：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-44

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m ３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸
化炭素濃度基準換気量の 14.2 m ３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を維持するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。

・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により13本となる。
14.2m３ /h÷5.5m３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本
：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-45

ｄ．空気ボンベの設置エリア
空気ボンベは中央制御室近傍の原子炉建屋付属棟３階に配置し，中央制御室待避室に空気を供給する。空気ボンベの配置を第 2.4-6 図に示す。
あわせて，中央制御室待避室の正圧化バウンダリを示す。

第 2.4-6 図

空気ボンベ配置図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-46

ｅ．正圧達成までに要する時間
中央制御室待避室を加圧した際に隣接区画に比べて+10Pa の正圧達成までに要する時間を評価した結果，約 1.5 秒となった。
(a)

評価モデル
中央制御室待避室への加圧の評価モデル及び評価式を以下に示す。

：流入量（：圧力（ ）：容積（ ）：温度（ )
：気体定数

)

：流出量（

)

中央制御室待避室における基礎式を以下に示す。

上記基礎式を展開し，単位時間当たりの室内圧力上昇量を求める算
出式を導く。この式を用いて微小時間 後の室圧を繰り返し計算することで，室圧 の経時変化を求める。
(b)

評価条件
中央制御室待避

項目

記号

単位

備考
室

大気圧力

101,325

容積

16

温度

293.15
14.2

流入量
0.164

リーク面積
正圧（10

9.06E-04）

流入量と室圧基準より算出
（評価用暫定
値）

1.5

達成時間

26 条‐別添 1-47

：ＳＡ範囲

(c)

圧力の時間変化中央制御室待避室内圧力の時間変化：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-48

（5）中央制御室換気系の運転状態比較
中央制御室換気系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事
故時の運転モードを第 2.4-7 図（1／2）に，重大事故時のプルーム通過前・

閉回路循環方式（少量外気取入時）

閉回路循環方式（外気隔離時）

通常運転モード

後，及びプルーム通過中の運転モードを第 2.4-7 図（2／2）に示す。

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（1／2）
26 条‐別添 1-49

：ＤＢ範囲

（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（2／2）：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-50

(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）は今後の監視パラメータ追加や表示機
能の拡張等を考慮した設計とする。
データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等が緊急時対策所及び屋外と通信連絡できるよう，中央制御室待避室に設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-51

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの 状態
確認

原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使用済燃料プール水位・温度
フィルタ装置入口圧力

水素爆発による格納 容器 フィルタ装置水位の破損防止確認
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
水素爆発による原子 炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-52

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

現場（屋外）

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-53

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-54

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室待避室の居住環境の基
準値の範囲を測定できるものを，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

電離箱サーベイメータは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測定できるものを，１台配備する。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-55

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001〜1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-56

2.5

重大事故等時の電源設備について

中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）を設置している。これらの設備については，重大事故等が発生した場合にも，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ばく評価で想定する格納容器破損モードのうち，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスである「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源
喪失の重畳を考慮した場合に対して，第 2.5-1 表に示すとおり十分な電源供給
容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生から常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 90 分以内）の照明を確保できる。
常設代替高圧電源装置による給電が開始された後については，中央制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場
合には，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。仮にこれら照明が活用できない
場合のため，ランタン，ヘッドライト等の乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな
26 条‐別添 1-57

：ＳＡ範囲

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住性が確保されていることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-58

中央制御室換気系

原子炉建屋ガス処理系

第 2.5-1 図

重大事故等時に運転員がとどまるために必要な換気設備：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-59

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-60

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条‐別添 1-61

：ＳＡ範囲

第 2.5-1 表

①
②

③

④

⑤

⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷

負荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ（2台）
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ａ
・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ｂ・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
原子炉保護系電源装置
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量59.6kW
380.0kW

389.2kW313.1kW86.9kW

217.7kW160.5kW90.2kW
2015.3kW
520.0kW22.0kW
4254.5kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-62

（1）可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，３台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

中央制御室

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 10 時間

ヘッドライト
中央制御室

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-63

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり主制御盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
26 条‐別添 1-64

：ＳＡ範囲

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，室内照明全消灯時に運転員が装着した状態で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，監視計器及び操作部で600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（シミュレーション施設におけるヘッドライト使用状況）

第2.5-6図

乾電池内蔵型照明使用イメージ：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-65

3.

添付資料

3.1

中央制御室待避室の運用について
格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室待避室の運用を以下にまとめる。第3.1-1図に格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要を示す。

(1)

格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
発電長等は重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置を作動させる必要があると判断された場合，中央制御室待避室を使用するため，第3.1-1表に示す設備，資機材の運用準備を行う。
第3.1-1表 中央制御室待避室の運用準備
居住性対策設備・中央制御室待避室空気ボンベユニットによる中央制御室待避室の加圧
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型照明（ＳＡ）及び電離箱サーベイメータの配置，電源入監視設備
通信連絡設備(2)・データ表示装置（待避室）の配置，電源入・通信連絡設備の切替及び通話確認

格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動開始後，速やかに中央制御室
待避室に移動し，出入口扉を閉める。
中央制御室待避室に施設する差圧計を確認し，中央制御室待避室へ適切に空気が供給され，正圧化されていることを確認する。また，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計により酸素濃度及び二酸化炭素濃度（酸素濃度が 19％以上であること，二酸化炭素濃度が 0.5％以下であること）を確認するとともに，中央制御室待避室の放射線量率を電離箱サーベイメータにて監視す
る。

：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-66

中央制御室待避室に待避している間にも，データ表示装置（待避室）を用いることで，格納容器圧力逃がし装置の作動状況等のプラント状態の監視を行う。また，中央制御室待避室には通信連絡設備を設置し，災害対策本部との連絡が常時可能とする。
なお，中央制御室待避室に待避している間の運転操作は不要であるが，万一，中央制御室での運転操作が必要となった場合は，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部の指示の下，必要な放射線防護装備，個人線量計管理措置を施した上で，中央制御室に出て，運転操作を行い，速やかに中央制御室待避室に移動する。そのために必要な資機材は中央制御室待避室に配備する。

(3)

格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動に伴うプルーム放出後，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部との協議の上，必要な防護装備を着用し，中央制御室待避室における待避を解除し，中央制御室での対応を再開する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-67

26 条-別添 1-67

中央制御室待避室

約 2h

▽

約 19h

約 28h

168h

ベント放出から 5 時間後まで待避する

26 条-別添 1-68

：ＳＡ範囲

第 3.1-1 図 格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要

への滞在

0h

全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる 2 時間を起動遅れ時間として設定

中央制御室換気系

ベント放出

タイムチャート3.2

配備する資機材の数量について(1)

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材等の内訳を第3.2-1表及び第3.2-2表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第3.2-1表

放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着

26 条-別添 1-69

：ＳＡ範囲

※11

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着※16 11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足※17 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個※18 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双※19 11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双※20 11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個※21 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足※22 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式
・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】

中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交代要員が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）
は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-70

第3.2.-2表 放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）の配備数
品名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ ※22台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4
※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-71

（2）飲食料等
中央制御室に配備する飲食料等の内訳を第3.2-3表に示す。なお，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第 3.2-3 表 飲食料等品

配備数 ※１

名

飲食料等
・食料

231 食 ※２

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※３

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

154 錠 ※４

※1
※2
※3
※4

今後、訓練等で見直しを行う。
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝
231 食
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋
2 日目以降 1 錠／1 日×2 交替）＝154 錠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-72

3.3

チェンジングエリアについて(1)

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「 実用発電用原子炉及びその附

属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行
うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

(2)

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，ク

リーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 3.3-1 表のとおり。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-73

第 3.3-1 表

チェンジングエリアの概要
中央制御室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，中央制御室

設営 場所

への汚染の持ち込みを防止するため，身体
原子炉建屋付属棟 4 階の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設ける。

空調機械室

なお，空調機械室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず、事故発生時でも外部の風
設営 形式

雨の影響を防止できる構造とする。
テントハウス

通路にテントハウスを設営し，テントハウ（一部，通路区画化）

ス内は扉付シート壁等により区画化する。

中央制御室の外側が放射性物質により汚手順 着手 の判断基準

原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合。

染するようなおそれが発生した場合，チェ
ンジングエリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施 者

チェンジングエリアを速やかに設営でき
放射線管理班

るよう定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

(3)

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 3.3-1 図，
第 3.3-2 図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルートは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へのアクセスする。子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセ
26 条-別添 1-74

：ＳＡ範囲

スルートの設定図を第 3.3-3 図に示す。作業員が携行する資機材（携行型
有線通話装置，電離箱サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバッ
クパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

第 3.3-1 図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-75

（通行状態のイメージ）

①

②

④

既設の梯子は撤去③

中央制御室への気密扉

第 3.3-2 図

中央制御室へのアクセスルートの概要図

26 条-別添 1-76

：ＳＡ範囲

第 3.3-3 図(4)中央制御室へのアクセスルート設定図

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ．考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 3.3-4 図の設営フローに従い，第 3.3-5 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア及び除染エリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェンジングエリ
アが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班
26 条-別添 1-77

：ＳＡ範囲

員 4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-78

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテン
トハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第 3.3-4 図

チェンジングエリアの設営フロー：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-79

第 3.3-5 図

中央制御室チェンジングエリア
26 条-別添 1-80

：ＳＡ範囲

ｂ．チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジング
エリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 3.3-2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。
第3.3-2表

チェンジングエリア用資機材
名

エリア設
営用

消耗品

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13

今後，訓練等で見直しを行う。
エリアの設営に必要な数量
各エリア間の4個×1.5倍＝6個
1台×1.5倍＝1.5→2台
設置作業用、脱衣用、除染用の3本
サーベイエリア用、除染エリア用の2式
44.0 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻

26 条-別添 1-81

：ＳＡ範囲

※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数 修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷
30m／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-82

(5)チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ．出入管理チェンジングエリアは，中央制御室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，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 3.3-5 図のとおりであり，チェ
ンジングエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室
内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

④

クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-83

ｂ．脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ．汚染検査チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①

サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。

②

汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。

③

汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリアを通過して中央制御室へ入室する。

④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。

なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況に
26 条-別添 1-84

：ＳＡ範囲

ついて，適宜確認し，指導，助言をする。

ｄ．除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（マスク及び帽子は除く）
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

ｅ．着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，
マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ．重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場
合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭26 条-別添 1-85

：ＳＡ範囲

き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 3.3-6 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】
サーベイエリアにて、汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
除染不可

移動

ポリ袋

移動

除染不可
テープ等で養生

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

第 3.3-6 図

簡易水槽

移動後︑再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

ｇ．廃棄物管理中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジ
ングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ．チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量
26 条-別添 1-86

：ＳＡ範囲

率及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

(6)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
ａ．汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シート壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空
気浄化装置を 1 台設置する。

ｂ．チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，サーベイエリア，ク
リーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハウスの外観は第 3.3-7 図のとおりであり，仕様は第 3.3-3 表のとおりである。また，第 3.3-8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は第 3.3-9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により２重に区画した上で２重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
26 条-別添 1-87

：ＳＡ範囲

更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込
まないように粘着マットを設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-88

第 3.3-7 図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第 3.3-3 表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 0.7〜2.6m×奥行 1.1m〜5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※

約 2 分 ※12構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て※1

幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2

手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-89

テントと一体型のシートによる
間仕切り区画する

退室

入室ルート

第 3.3-8 図

テントハウスの設置状況（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-90

② ファスナーによる接続① 接続前④ 難燃テープによるシール③ マジックテープによる接続

第 3.3-9 図

各テントハウス間の接続（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-91

ｃ．可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型空気浄化装置の仕様等を第 3.3-10 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，
原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう
チェンジングエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 3.3-10 図

可搬型空気浄化装置の仕様等：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-92

ｄ．チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 3.3-11 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，エリア内で放射性物質が飛散した場合でも，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
第 3.3-11 図、第 3.3-12 図のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを
確保する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-93

第 3.3-11 図

中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-94

第 3.3-12 図

中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-95

ｅ．チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。

(7)

汚染の管理基準
第 3.3-4 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 3.3-4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-96

第 3.3-4 表

汚染の管理基準

汚染の

状況

管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射1,300cpm
2（4Bq／㎝ 相当）

40,000cpm（ 120Bq ／ ㎝ 2 相
大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時性同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時状根拠等

当）原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4 に準拠

原子力災害対策指針における13,000cpm
2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-97

(8)可搬型照明（ＳＡ）
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合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3 台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 3.3-5 表に示す。
第 3.3-5 表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

チェンジングエリア内は，第 3.3-13 図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-98

第 3.3-13 図

チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況(9)

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了
し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2 分×4 名）と設定しており、訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-99

(10)放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長
が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポス
ト及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジング
エリアの運用については、エリア使用の都度放射線管理班員がチェンジング
エリアまで移動して対応するがチェンジングエリアが使用されるのは直交代時及び作業終了後に運転員が中央制御室に戻る際であり，多くとも1日数回程
度のため十分対応が行える。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-100

・ケース①（平日昼間の場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

2

3

経過時間（時間）
4
5

事象発生
▽
10 条
▽

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線
管理班
員A,B
放射線
管理班
員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置

放射線
管理班
員A,B

中央制御室チェンジングエリアの設置

放射線
管理班
員C,D

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5

▽参集完了

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策
所加圧判断用モニタを優先して設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-101

（11）チェンジングエリア設置前の汚染の持ち込み防止について

夜間，休日は，参集要員によりチェンジングエリアの設置を行う可能性があるため，チェンジングエリアの初期運用の開始 ※１ まで事象発生から３時間程度 ※２ 要する場合が考えられる。その場合において，チェンジングエ
リアの初期運用開始までは，下記の対応により中央制御室への過度な汚染の持ち込みを防止する。
※１： サーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアの設営※２： ２時間（参集時間）＋１時間（サーベイエリア及び除染エリアの設営）

運転員等は，自ら汚染検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスによる拭取り）を行った上で，中央制御室に入室する。
放射線管理班員は，チェンジングエリアの初期運用開始に必要なサーベイ
エリア及び除染エリアを設営後，運転員等の再検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスでの拭き取り又は簡易シャワーによる水洗）を行う。
また，中央制御室内の環境測定を行う。
上記に加えて，中央制御室とチェンジングエリアの間に設置する気密扉により中央制御室バウンダリを区画する。
なお，仮に中央制御室に汚染が持ち込まれた場合でも，中央制御室換気系
により中央制御室内を浄化することで，中央制御室の居住性を確保する。

詳細な手順は(5)チェンジングエリアの運用に従う。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-102

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，第3.4-1表に示す起因事象（内部火災，内部溢水，地震等）と同時にもたらされる環境条件が考えられるが，いずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。
中央制御室における主な対応を以下に示す。
○地震
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天
井照明設備には落下防止措置を講ずることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。

○火災
中央制御室にて火災が発生した場合は運転員が火災状況を確認できる設計とし，初期消火を行うことができるよう消火器を設置する。
また，中央制御室外で発生した火災に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

○溢水
中央制御室内には溢水源がない設計とする。
万が一，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，消火器にて初期消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
また，中央制御室外で発生した溢水に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-103

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（1／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
火災による中央制御室内設備の機能喪失

内部火災（地震起因含む）

溢水による中央制御室内設備の機能喪失内部溢水（地震起因含む）

余震

地震

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室にて火災が発生しても速やかに消火できるよう，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，中央制
御室の機能を維持する。（詳細については，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」に関する審査資料を参照）
中央制御室内には溢水源がない設計とする。火災が発生したとしても，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，
消火水による溢水の影響がない設計とする。
蒸気配管破断が発生した場合も，漏えいした蒸気の影響がない設計とする。（詳細については，
設置許可基準規則第 9 条「溢水による損傷の防止等」に関する審査資料を参照）
中央制御室は，原子炉建屋付属棟（耐震Ｓクラス）に設置し，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
中央制御室の照明ルーバーに対し落下防止措置を講じている。
余震時には，運転員は運転員机又は制御盤のデス
ク部下端に掴まることで体勢を維持し，指示計，
記録計等による原子炉施設の監視を行うことができる。今後，余震時における運転員の更なる安全確保を考慮し制御盤に手すりを設置する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-104

第3.4-1表
起因事象

地震

竜巻・風（台風）

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（2／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
外部電源喪失による照明
等の所内電源の喪失

中央制御室での運転操作に与える影響
外部電源喪失においても，中央制御室の照明は，ディーゼル発電機から給電され ＊１ ，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯も備え，機能が喪失することはない。また，蓄電池内蔵型照明を備
え，機能が喪失しない設計とする。（詳細については，設置許可基準規則 11 条「安全避難通路等」
に関する審査資料を参照）＊１ ディーゼル発電機は各自然現象に対して，健全性が確保される設計とする。
地

積雪

落雷

外部火災（森林火災）

火山

震：基準地震動に対して，耐震Ｓクラス設計であるため，健全性が確保する。
竜
巻：設計基準の竜巻による複合荷重（風圧，
気圧差，飛来物衝撃力）に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
風：設計基準の風（台風）による風圧に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
積
雪：設計基準の積雪による堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
落
雷：設計基準の雷撃電流値に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
外 部 火 災：防火帯の内側に設置することにより延焼を防止し，熱影響に対しては隔離距離の確保によって健全性を確保する。
また，ばい煙の侵入に対してフィルタによる防護で健全性を確保する。
火山：想定する降下火砕物の堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。また，下火砕物の侵入に対しては，フィルタによる防護で健全性を確保する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-105

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（3／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
ばい煙や有毒ガス発生による中央制御室内環境へ
の影響

外部火災
（森林火災）

降下火砕物による中央制
御室内環境への影響

火山

低温による中央制御室内
環境への影響凍結

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室の換気系について，給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環方式とすること
により外気を遮断することから，中央制御室内環境への影響はない。この場合の酸素濃度・二酸化
炭素濃度への影響を【補足 1】，【補足 2】に示す。
但し，影響が長期化する場合は，必要に応じて一
次的に外気を取り入れて換気する。第 3.4-1 図に運転モード毎の中央制御室換気系の系統概略図を示す。
なお，外部火災時の有毒ガスについては，中央
制御室外気取入口における濃度がＩＤＬＨ（急性の毒性限界濃度（30 分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限界値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有
毒ガス及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。（詳細については，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災））」，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（有毒ガス）」，
外部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する審査資料を参照）
中央制御室の換気系により環境温度が維持される
環境温度が維持されるため，中央制御室内環境への影響はない。（詳細については，設置許可基準
規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（凍結）」に関する審査資料を参照）：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-106

通常運転モード
閉回路循環方式（外気隔離時）
閉回路循環方式（少量外気取入時）

第 3.4-1 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-107

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）
1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 7 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m ３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min

26 条-別添 1-108：ＤＢ範囲

／人（＝0.06552m ３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.45864[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×7[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.45864／（0.4×2700）｝＝0.209075 ≒ 20.90％以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：7 名
26 条-別添 1-109：ＤＢ範囲

・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.322[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×7[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.322／（0.4×2700）｝＝0.000599 ≒ 0.06％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。
：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-110

【補足2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
重大事故発生時において中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
重大事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m ３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を26 条-別添-3-0

：ＳＡ範囲

適
用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min／人（＝0.06552m ３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.72072[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×11[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.72072／（0.4×2700）｝＝0.208166 ≒ 20.81％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発26 条-別添-3-1：ＳＡ範囲

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m ３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.506[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×11[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.506／（0.4×2700）｝＝0.000769 ≒ 0.08％：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-2

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-3

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5-1 表

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
(1/6)

目的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装

平均

平均出力領域計装A

平均出力領域計装B

平均出力領域計装C

平均出力領域計装D

平均出力領域計装E

平均出力領域計装F

起動領域計装A

起動領域計装B

起動領域計装C

起動領域計装D

起動領域計装E

起動領域計装F

起動領域計装G

起動領域計装H

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)
原子炉圧力
炉心冷却の状態確認

原子炉圧力(SA)
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量 A
残留熱除去系系統流量 B
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-4

(2/6)
目的

対象パラメータ
原子炉再循環ポンプ入口温度
原子炉給水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
6.9kV 母線 2A-1 電圧
6.9kV 母線 2A-2 電圧
6.9kV 母線 2B-1 電圧

炉心冷却の状態確認

6.9kV 母線 2B-2 電圧
6.9kV 母線 2C 電圧
6.9kV 母線 2D 電圧
6.9kV 母線 HPCS 電圧
D/G 2C 遮断器(660)閉D/G 2D 遮断器(670)閉HPCS D/G 遮断器(680)閉
圧力容器フランジ温度
125VDC 2A 母線電圧
125VDC 2A 母線電圧
6.9kV 緊急用母線電圧480V 緊急用母線電圧：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-5

(3/6)
目的

対象パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
ドライウェル圧力（広帯域）
ドライウェル圧力（狭帯域）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・プール水温度（平均値）
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水位
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

格納容器内の状態確認

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)
格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内酸素濃度(SA)低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
格納容器下部水位
格納容器下部水温常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-6

(4/6)
目的

対象パラメータ
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

格納容器内の状態確認

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系 A 注入弁全開
残留熱除去系 B 注入弁全開
残留熱除去系 C 注入弁全開
格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内スプレイ弁 B（全開）主排気筒放射線モニタ A
主排気筒放射線モニタ B
主排気筒モニタ（高レンジ）
主蒸気管放射線モニタ A
主蒸気管放射線モニタ B
主蒸気管放射線モニタ C
主蒸気管放射線モニタ D
排ガス放射能（プレホールドアップ）A
排ガス放射能（プレホールドアップ）B

放射能隔離の状態確認

NS4 内側隔離NS4 外側隔離
主蒸気内側隔離弁 A 全閉
主蒸気内側隔離弁 B 全閉
主蒸気内側隔離弁 C 全閉
主蒸気内側隔離弁 D 全閉
主蒸気外側隔離弁 A 全閉
主蒸気外側隔離弁 B 全閉
主蒸気外側隔離弁 C 全閉
主蒸気外側隔離弁 D 全閉

環境の情報確認

SGTS A 作動
SGTS B 作動：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-7

(5/6)
目的
環境の情報確認

対象パラメータ
SGTS モニタ（高レンジ）A
SGTS モニタ（高レンジ）B
SGTS モニタ（低レンジ）A
SGTS モニタ（低レンジ）B
耐圧強化ベント系放射線モニタ
放水口モニタ(T-2)
モニタリングポスト(A)モニタリングポスト(B)モニタリングポスト(C)モニタリングポスト(D)モニタリングポスト(A)広域レンジ
モニタリングポスト(B)広域レンジ
モニタリングポスト(C)広域レンジ
モニタリングポスト(D)広域レンジ
大気安定度

10 分値

18m ベクトル平均風向 10 分値
71m ベクトル平均風向 10 分値
140m ベクトル平均風向 10 分値
18m ベクトル平均風速 10 分値
71m ベクトル平均風速 10 分値
140m ベクトル平均風速 10 分値
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料プール水位・温度（SA）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-8

(6/6)
目的

対象パラメータ
自動減圧系 A 作動
自動減圧系 B 作動
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系注入弁全開
低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

非 常 用 炉 心 冷 却 系 (ECCS) の 状 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
態等
残留熱除去系ポンプ A 起動
残留熱除去系ポンプ B 起動
残留熱除去系ポンプ C 起動
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
全制御棒全挿入
取水ピット水位
津波監視

潮位

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-9

3.6

中央制御室待避室の内部寸法について(1)

中央制御室待避室に待避する要員数の考え方
中央制御室待避室には 3 名の運転員が待避することとしている。この要員数を設定した考え方を以下に示す。
①

待避前に中央制御室で行う以下の運転操作に必要な要員数を確保する。
格納容器スプレイ停止，原子炉注水流量の調整，格納容器ベント操作を，SA 操作盤において，指揮者（発電長）1 名，操作者（運転員 A）1 名で実施する。
待避室の正圧化操作を操作者（運転員 B）1 名で実施する。
したがって，待避前に中央制御室で行う運転操作に必要な要員数は3 名である。

②

中央制御室待避室に待避中は，運転員による運転操作を実施する必要はなく，データ表示装置によるプラントパラメータの監視及び衛星
電話又は携行型有線通話装置による通信連絡を行うこととしており，①に必要な要員数に包含される。

③

原子炉施設保安規定の定めにより中央制御室には 3 名の運転員が常駐する必要がある。

以上の条件から，中央制御室待避室の収容要員数を指揮者（発電長）１名，操作者（運転員 A，B）2 名の計 3 名に設定した。

(2)

中央制御室待避室内の必要スペースの考え方
中央制御室待避室に待避する運転員は 3 名であることから，中央制御室
待避室は 3 名の運転員が 5 時間に亘って待避するために必要なスペースを確保することを条件とする。
26 条-別添-3-10：ＳＡ範囲

中央制御室待避室内で行う作業はデータ表示装置によるプラントパラメ
ータの監視，衛星電話等による通信連絡のみであり，広い作業スペースは不要であることから，以下の条件を考慮して中央制御室待避室の必要寸法を検討する。
運転員 3 名が着席して待機するために必要なスペース
データ表示装置，衛星電話及び可搬型照明を配置するためのスペース
待避室内圧力調整用の配管・バルブの設置及び操作スペース
携行型有線通話装置接続箱の設置スペース
運転員が椅子に座った姿勢で待機するために必要なスペースを 1 名あた
り 500mm×1200mm とすると，中央制御室待避室の必要寸法は 2000mm×1200mm となる。

(3)

中央制御室待避室の居住性向上
中央制御室待避室の必要寸法として 2000mm×1200mm を設定したが，中央制御室待避室の居住性を向上させるため，以下を実施する。
外部との通信手段の確保（衛星電話設備／携行型有線通話装置）
十分な照度の確保（可搬型照明）
天井高を高く設定することで，室内空間を広くする
鉛ガラスの窓の設置
これに加えて，さらなる居住性向上のため，中央制御室待避室の床面積を必要寸法における床面積の 2 倍に拡大する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-11

(4)中央制御室待避室のレイアウト
これまでの検討結果を反映し，第 3.6-1 図に中央制御室待避室のレイアウト図を示す。図に示すとおり，中央制御室待避室は必要十分なスペースを確保した設計とする。

第 3.6-1 図

中央制御室待避室レイアウト図：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-12

別添２

東海第二発電所

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-i

目次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 設 計 基 準 事 故 時 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て .........
........................................................ 26 条 -別 添 2 -1
1． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ............................... 26 条 -別 添 2 -1
2． 大 気 拡 散 の 評 価 ....................................... 26 条 -別 添 2 -1
3． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ......... 26 条 -別 添 2 -1
4． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ................... 26 条 -別 添 2 -2
4.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ............................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1.1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く（ 経 路 ② ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 3 室 内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ③ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -4
4.2 入 退 域 時 の 被 ば く ................................... 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ）................................................. 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -6
5． 評 価 結 果 の ま と め ..................................... 26 条 -別 添 2 -6
添付資料 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
1 中 央 制 御 室 の 居 住 性 (設 計 基 準 事 故 )に 係 る 被 ば く 評 価 条 件 表.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 1-1
2 居 住 性 評 価 に 用 い た 気 象 資 料 の 代 表 性 に つ い て ........ 26 条 -別 添 2 - 添 2-1
3 線 量 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 の 評 価 に つ い て ............ 26 条 -別 添 2 - 添 3-1
4 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ........................ 26 条 -別 添 2 - 添 4-1
5 中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 5-1
6 コ ン ク リ ー ト 密 度 の 根 拠 に つ い て .................... 26 条 -別 添 2 - 添 6-1
7 内 規 ※ １ と の 整 合 に つ い て ........................... 26 条 -別 添 2 - 添 7-1※１ 原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）26 条-別添 2-ii

中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては,「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について(内規)(平成 21・07・27 原院第 1 号平成 21 年 8 月 12 日)」(以下「被ばく評価手法(内規)」という。)に基づき行った。

1．大気中への放出量の評価
評価事象は,原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量,大気中への放出量は,仮想事故相当のソースタームを基にする数値,評価手法及び評価条件を使用して評価した。

2．大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は,大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した結果を年間について小さい方から順に並べた累積
出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては,2005 年 4 月〜2006 年 3
月の 1 年間における気象データを使用した。なお,当該データの使用に当たっては,当該 1 年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施し,特に異常でないことを確認している。

3．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による運転員の実効線量は,施設の位置,建屋の配置,形状等を考慮して評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコード,スカイシャインガンマ線についてはＡＮＩＳＮコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒコー
26 条-別添 2-1

ドを用いて評価した。

4．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路(①〜⑤)を第 4-1 図に示す。
それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 30 日間とした。
運転員の勤務体系は 5 直 2 交替とし,30 日間の評価期間において最も中央制
御室の滞在期間が長く,入退域回数が多い者を対象として,30 日間の積算線量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し,実効線量を評価した。

4.1 中央制御室内での被ばく
4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路①)
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による中央制御室内での運転員の外部被ばくは,前述 3．の方法で実効線量を評価した。

4.1.2 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路②)
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは,事故期間中の大気中への放射性希ガス等(以下「希ガス等」という。)の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

26 条-別添 2-2

第 4-1 図

事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条-別添 2-3

4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(経路③)
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制
御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガス等からのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素(以下「よう素」という。)の吸入
摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては,(1),(2)に示す中央制御室換気系の効果を考慮した。
(1)中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第4-2 図に示すとおりである。
1)通常時運転時
通常時は,中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより,一部外気を取り入れる閉回路循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2)事故時
事故時は,外気取入口を遮断して,中央制御室フィルタ系ファンによりフィ ルタユ ニッ ト(高性能 粒子フ ィ ルタ及び チャコ ール フィルタ)を通した閉回路循環運転とし,運転員を放射線被ばくから防護する。
なお,外気の遮断が長期にわたり,室内環境が悪化した場合には,チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
(2)フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのフィルタユニットを通らない空気の流入量は,空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。
26 条-別添 2-4

通常運転 時 再循環方式

(

通常運転時

外 気 隔 離 時 閉 回 路循環 方 式

事故時

外気取入れ時中央制御室換気系概略図

第4-2図

26 条-別添 2-5

)

(

)

4.2 入退域時の被ばく
4.2.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路④)
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による入退域時の運転員の外部被ばくは,中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は,「4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ば
く(経路①)」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては,建屋出入口を代表点とし,入退域ごとに評価点に 15 分滞在するとして評価した。

4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく(経路⑤)
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
くは,中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと
以外は「4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく(経路②)」と同様な手法で,吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(経路③)」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価は,上記 4.2.1 の仮定と同じとした。

5．評価結果のまとめ
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価結果を第 5-1
表に,内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は,原子炉冷却材喪失において実効線
26 条-別添 2-6

量で約 2.9mSv,主蒸気管破断において実効線量で約 1.7mSv であり,法令における緊急時作業に係る線量限度 100mSv を下回っている。
なお,この評価に係る被ばく経路イメージを第 5-3 表に,被ばく評価の主要条件を第 5-4 表及び第 5-5 表に示す。

第 5-1 表中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断(実効線量)(実効線量)

約 1.6×10０

約 4.3×10−３

約 3.4×10−２

約 1.3×10−２

約 2.0×10−１

約 1.5×10０

約 1.8×10０

約 1.5×10０

約 1.0×10０

約 1.6×10−１

約 3.5×10−２

約 9.4×10−２

小計(④＋⑤)

約 1.1×10０

約 2.6×10−１

合計(①＋②＋③＋④＋⑤)

約 2.9×10０

約 1.7×10０

被ばく経路①建物内の放射性物質から のガンマ線による中中央 制御室 内

央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射 性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく③室内に外気から取り込ま れた放射性物質による中央制御室内での被ばく小計(①＋②＋③)

入退 域時④建物内の放射性物質から のガンマ線による入退域時の被ばく⑤大気中へ放出された放射 性物質による入退域
時の被ばく

26 条-別添 2-7

室内作業時26 条-別添 2-8
約 1.1×10−２

約 1.6×10０

約 1.0×10０

約 1.5×10−２

約 1.0×10０③室内に外気から取り 込まれた放射性物質による被ばく小計(①＋②＋③)④原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく⑤大気中へ放出された 放射性物質による被ばく

小計(④＋⑤)
約 2.7×10０

約 3.4×10−２②大気中へ放出された 放射性物質のガンマ線による被ばく約 1.6×10０

外部被ばく

約 2.1×10−１

約 2.0×10−２

約 2.0×10−２―

約 1.9×10−１

約 1.9×10−１

―

―

内部被ばく

原子炉冷却材喪失

約 2.9×10０

約 1.1×10０

約 3.5×10−２

約 1.0×10０

約 1.8×10０

約 2.0×10−１

約 3.4×10−２

約 1.6×10０

実効線量の
合計値

約 2.2×10−１

約 1.7×10−１

約 3.8×10−３

約 1.6×10−１

約 5.7×10−２

約 3.9×10−２

約 1.3×10−２

約 4.3×10−３

外部被ばく

実効線量(mSv)

中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価結果の内訳①原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく第 5-2 表合計(①＋②＋③＋④＋⑤)

入退域時

約 1.5×10０

約 9.0×10−２

約 9.0×10−２―

約 1.4×10０

約 1.4×10０

―

―

内部被ばく

主蒸気管破断約 1.7×10０

約 2.6×10−１

約 9.4×10−２

約 1.6×10−１

約 1.5×10０

約 1.5×10０

約 1.3×10−２

約 4.3×10−３

実効線量の
合計値

26 条-別添 2-9

入退域での被ばく

中央制御室内での被ばく

第 5-3 表⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく、吸入摂取による内部被ばく）④原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく、室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく経路イメージ

26 条-別添 2-10

運転員の被ばく評価

大気拡散2005 年 4 月〜2006 年 3 月

気象資料

評価期間

コード

直 接 線 ,ス カ イ シ ャ イ ン 線 評 価

交代要員体制への考慮

中央制御室への空気流入率

置よう素除去効率

中 央制 御室非 常時 際循環 処理 装

中央制御室換気設備

1 方位

着目方位

30 日間

QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R

入退域回数を設定

5 直 2 交代をベースに滞在時間,

1.0 回／h

90%

運転(3h)の交互運転

閉 回 路循 環運 転 (27h),外気 取入

起動時間遅れ：15min

小さい方から 97%

累積出現頻度よう素：24 時間

希ガス：24 時間

外部放出：90%

実効放出継続時間

再循環：80%原子炉格納容器からの漏えい率

ガス処理系のよう素除去効果

0.5%/day

よう素に対する除去効果

非 常用 ガス再 循環 系及び 非常 用の比)：100

格 納容 器スプ レイ 等によ る無 機の低減効果

環境への放出

分 配 係 数 (気 相 濃 度 と 液 相 濃 度の沈着割合

原子炉格納容器内で50%

よう素：50%成物割合

原 子炉 格納容 器へ の無機 よう 素

希ガス：100%

格 納容 器に放 出さ れる核 分裂 生

2000 日原子炉運転時間(熱出力 3,440MW)

定格熱出力の約 105%

主要条件

物量

炉心熱出力

中項目

中央制御室の居住性(設計基準事故：原子炉冷却材喪失)に係る被ばく評価の主要条件

出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-4 表26 条-別添 2-11

運転員の被ばく評価

大気拡散

主 蒸気 隔離弁 閉止 後の破 断口 か

放出

評価期間

コード

直 接 線 ,ス カ イ シ ャ イ ン 線 評 価

交代要員体制への考慮

着目方位

累積出現頻度

実効放出継続時間

気象資料

えい

主 蒸気 隔離弁 から 建物内 への 漏

らの放出

追 加さ れる核 分裂 生成物 のう ちらの放出

主 蒸気 隔離弁 閉止 前の破 断口 か

裂生成物の量燃 料棒 から追 加放 出され る核 分

放射性物質濃度事 象発 生前の 原子 炉冷却 材中 の原子炉運転時間

炉心熱出力

中項目

30 日間

QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R

5 直 2 交代をベースに滞在時間,入退域回数を設定

入退域時：9 方位中央制御室内：9 方位

小さい方から 97%

よう素：20 時間

希ガス：1 時間2005 年 4 月〜2006 年 3 月

120％／d

出される

べ て の 核 分 裂 生 成 物 が瞬 時 に 原子 炉 冷 却 材 中 へ 放の 追 加 放 出 は ,主 蒸 気 隔離弁 閉止 直 後 に ,こ れ ら す

主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 後 の燃 料 棒 から の 核 分 裂 生 成 物るさ れ た 放 射 性 物 質 の 約 1％ が 破 断 口 か ら 放 出 さ れ

原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合 に 比 例 す る と し ,追 加 放 出

希ガスについてはよう素の 2 倍とするはその組成を平衡組成として求める

I-131 は 4.44×10 １４ Bq とし,その他の放射性物質

1／50 とするとする。蒸気相中のハロゲン濃度は,液相の濃度のI-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成

2000 日(熱出力 3,440MW)

定格熱出力の約 105%

主要条件

中央制御室の居住性(設計基準事故：主蒸気管破断)に係る被ばく評価の主要条件

主蒸気隔離弁からの物量出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-5 表添付資料

1

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，
以下の第 1-1 表〜第 1-12 表に示す。

第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1-7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1-9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1-10 表中央制御室換気設備条件

第 1-11 表

運転員交替考慮条件

第 1-12 表

線量換算係数及び呼吸率の条件

26 条-別添 2-添 1-1

26 条-別添 2-添 1-2
同上

無機（元素状）よう素：90％ 同上
有機よう素：10％

原子炉格納容器 50％が沈着等への無機（元素状）よう素の沈着効果

よう素の形態

4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に示されたとおり設定出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素： 50％
分裂生成物量同上

5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力考慮した値を設定
で十分長時間運転していたとする。

運転サイクルを想定

2,000 日

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/3)

サイクル数（バ 5ッチ数）

原子炉運転時間

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

炉心熱出力

評価条件

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

目

評価事象

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-3

ＬＯＣＡ信号により 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィ時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余
通常運転中も原子炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を 維持しているため事故 後瞬時に起動すると設定被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定に示されたとおり設定
められた値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動
系等の起動時間

非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：
系等の容量
4.8 回／day
非常用ガス処理系：
1 回／day

被ばく評価手法（内規）での記載

格納容器内の圧力に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原応した漏えい率に余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容
器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んを見込んで設定だ値とする。

選定理由

原子炉格納容器 0.5％／day
からの漏えい率

評価条件

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機ように示されたとおり設定
素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機
よう素が溶解する割合

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-4

目

評価条件

被ばく評価手法（内規）での記載

30 日間

事故の評価期間

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内にに示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

排気筒放出

放出経路

同上

ECCS からの漏えいによる放出量は，格納容器内
気相部からの漏えい による放出量に比べて 十分に小さく，有意な寄与はないため

4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へらの漏えい率導かれたサプレッション・
チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略する。

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系：80％
環系等のフィル （再循環）
非常用ガス処理系
タ除去効率（外部放出）：90％

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-5

被ばく評価手法（内規）での記載

運転サイクルを想定

サイクル数（バ 5
ッチ数）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性
冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度
ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／gに相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。
ン等の濃度
そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定
蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 とる。蒸気相中のハロゲン濃する。
度は，液相の濃度の 1／50
とする。

同上

5 サイクル運転を考 同上慮した最大運転期間を設定

定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十を考慮した値を設定 分長時間運転していたとする。

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす
規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
り設定
い。

選定理由

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)

原 子 炉 運 転 時 2,000 日間

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

炉心熱出力

評価条件

主蒸気管破断（仮想事故相当）

目

評価事象

項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-6

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出する。
4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出する。

原子炉圧力の低下割合に比 同上例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出される。

主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上
棒からの核分裂生成物の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加放出割合

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性
その他の放射性物質はその り設定
物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスは組成を平衡組成として求めよう素の 2 倍の放出量とする。
る。希ガスはよう素の 2 倍の放出量とする。

項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-7

目

評価条件

主蒸気隔離弁
閉止前及び閉止後の大気中への放出想定主蒸気隔離弁閉止前：放出 同上された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む
蒸気雲になるとする。
主蒸気隔離弁閉止後：放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。

選定理由

4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉
冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス
は，すべて瞬時に気相部に移行する。

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％
無機よう素：90％への移行割合有機よう素は原子炉圧力容器内で分解により 1／10 程
度に減少するので，気相部
へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-8

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとす
主 蒸 気 管 か ら 120％／dayの漏えい率（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見閉止しないものとして，設 り設定
込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
計値に余裕を見込んだ値とし，漏えい率は一定とする。
）

項

第 1-2 表第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）
原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換算））
隔離弁
希ガス及びハロゲン等（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）

主蒸気管
破断
よう素
（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算））

閉止前

約 2.8×10１６

約 2.4×10１４

約 6.1×10１３

隔離弁
閉止後

約 1.2×10１４

隔離弁
閉止前

約 1.5×10１２

隔離弁
閉止後

約 2.5×10１２

26 条-別添 2-添 1-9

26 条-別添 2-添 1-10

目

評価条件

気象資料

東海第二発電所における 1
年間の気象資料（2005 年 4 月〜2006 年 3月）

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

項

被ばく評価手法（内規）での記載

使用（補足説明資料 1-2 参照）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり発電所において観測された１年間の気象資料をの気象データを使用。

【原子炉冷却材喪失】
建屋影響を受けない大気拡散評価を行うため排気筒風（標高約 148m（地上高約 140m））の気象データを使用【主蒸気管破断】
建屋影響を受ける大気拡散評
価を行うため保守的に地上風（標高約 18m(地上高約 10m)）【原子炉冷却材喪失】
5.1.1(1)c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
【主蒸気管破断】
5.1.1(1) c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。
5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため，
地上高さに相当する比較的低風速の気象データ（地上 10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，れたとおり設定
放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向
ともに正規分布になると仮定した次のガウ
スプル−ムモデルを適用して計算する。

選定理由

第 1-4 表 大気拡散条件(1/6)

26 条-別添 2-添 1-11

目

評価条件

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】
放出源高さ
排気筒：95m（有効高さ）【主蒸気管破断】
地上：0m

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間
よう素 ：24 時間【主蒸気管破断】
希ガス等：1 時間
よう素 ：20 時間項

被ばく評価手法（内規）での記載
解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化がある
ので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物
質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。
【原子炉冷却材喪失】
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建
屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。
【主蒸気管破断】
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された
放射性物質は大気中に地上放散する。

選定理由
被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定。
ただし，24 時間を超えた場合は保守的に 24 時間とする。

【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定した風洞実験結果から保守的に最小の有効高さを設定。
【主蒸気管破断】
地上放出と想定して設定。

第 1-4 表 大気拡散条件(2/6)

26 条-別添 2-添 1-12

目

評価条件

建屋の影響

【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。
【主蒸気管破断】考慮する。

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

項

被ばく評価手法（内規）での記載【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
地上放出を想定し，建屋の影響を受ける大気拡散評価を行う
ため，放出点から近距離の建屋（原子炉建屋）による巻き込みを考慮する。

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積しれたとおり設定。
た場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

選定理由

第 1-4 表 大気拡散条件(3/6)

26 条-別添 2-添 1-13

目

評価条件

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。
【主蒸気管破断】
建屋
原子炉建屋

項

被ばく評価手法（内規）での記載
5.1.2(3)a)3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表 5.1 に示す建屋を選定する
ことは適切である。
表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする
代表建屋の選定例

選定理由【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
放出源から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋として，被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定

第 1-4 表 大気拡散条件(4/6)

26 条-別添 2-添 1-14

目

評価条件

放 射 性 物 質 【中央制御室内】
濃 度 の 評 価 中央制御室中心【入退域時】
点
建屋入口

項

被ばく評価手法（内規）での記載【中央制御室内】
5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在す
るとする。

選定理由
【中央制御室内】
被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【入退域時】
被ばく評価手法（内規）に示された方法に基づき設定

第 1-4 表 大気拡散条件(5/6)

26 条-別添 2-添 1-15

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

形状係数

着目方位

原子炉建屋の投影断面積

被ばく評価手法（内規）での記載

3.0×10３m２

選定理由

建屋投影
面積

評価条件
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではな
く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

目【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位
入退域時：1 方位【主蒸気管破断】
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位項

第 1-4 表 大気拡散条件(6/6)

第 1-5 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価点
中央制御室
中心
建屋入口

第 1-6 表評価対象

相対濃度
χ／Ｑ（s／m３）

相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10−６

約 4.9×10−２０

約 1.2×10−６

約 5.0×10−２０

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

評価点

相対濃度
３

χ／Ｑ（s／m ）相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

室内作業時

中央制御室 約 8.3×10−４（希ガス）
約 4.9×10−４（よう素）中心

約 2.9×10−１８

入退域時

建屋入口

約 8.2×10−４（希ガス）
約 4.9×10−４（よう素）約 2.9×10−１８26 条-別添 2-添 1-16

26 条-別添 2-添 1-17

目

評価条件

件

事故の評価期間 30 日

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉
建屋原子炉棟内に漏線 源強度分布
えいした核分裂生成
源
物が均一に分布条

被ばく評価手法（内規）での記載

同上

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容
器内に放出される放射性物質の量の炉心内されたとおり設定
蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。

選定理由

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/2)

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％
分裂生成物

項

第 1-7 表26 条-別添 2-添 1-18

目

評価条件

選定理由

計
算
モ
デ
ル
条 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
件 デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

被ばく評価手法（内規）での記載

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮
デル状をモデル化項

第 1-7 表26 条-別添 2-添 1-19目

計算
コンクリート密モ
度
デル
条
件
直接線・スカイ
シャイン線評価
コード

許容差

項

評価条件

−

−

被ばく評価手法（内規）での記載

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
直接線評価：ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

2.00g／cm３

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定

選定理由

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)

評価で考慮するコン
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（−5mm）を引いた値を適用

第 1-7 表26 条-別添 2-添 1-20

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)

主蒸気隔離弁からタービン建屋内に放出した核分裂生成物の全量が均一に分布

事故の評価期間 30 日

タービン建屋内線
線源強度分布
源
条
件

同上

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からター
ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることなく，タービン建屋の自由空間容積に均一に分布す
るものとする。このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガ
ンマ線の線源とする。

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及びされたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期放出される核分 等の極めて短いもの及びエネルギの小さいも裂生成物のは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。

項

第 1-8 表26 条-別添 2-添 1-21

目

評価条件

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定−−許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
直接線・スカイ 直接線評価：
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
コード
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

度

３
コンクリート密 2.00g／cm

被ばく評価手法（内規）での記載

床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

選定理由

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)

計 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形状をモデル化
算 デル化
モ
デ
ル
条 許容差
評価で考慮するコン件
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（−5mm）を引い
た値を適用

項

第 1-8 表第 1-9 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

代表エネルギエネルギ範囲（MeV／dis）（MeV／dis）

0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

0.0 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

約 1.2×10
約 2.3×10１５
約 7.2×10１７
約 1.0×10１５
000
約 6.2×10２１
約 4.6×10１７
約 4.8×10１９
約 4.9×10２０
約 1.5×10２０
約 7.7×10１８
約 7.8×10１８
約 7.0×10１７
約 6.2×10１９
約 1.8×10２０
約 1.1×10２０
約 4.5×10１９
約 2.2×10１９
約 4.8×10１６
約 1.5×10１９
約 5.5×10１８
約 4.5×10１８
約 2.6×10１９
約 1.1×10１８
約 2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-22

主蒸気管破断約 9.0×10１４
約 8.0×10１３
約 3.6×10１５
約 7.7×10１６
000
約 5.6×10１８
約 6.3×10１６
約 1.3×10１８
約 1.1×10１８
約 2.0×10１８
約 4.6×10１６
約 1.2×10１６
約 5.4×10１５
約 3.1×10１７
約 2.4×10１７
約 2.5×10１７
約 9.5×10１６
約 9.3×10１６
約 4.8×10１４
約 1.8×10１６
約 3.0×10１６
約 2.8×10１６
約 1.2×10１７
約 8.9×10１５
約 3.7×10１４
約 8.2×10１３
約 3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-23

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。
7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。
7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

同上

外部γ線による 2.8×10３m３
全身に対する線
量評価時の自由体積

中央制御室換気 通常時：0m３／h
同上
３
設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h
量

被ばく評価手法（内規）での記載

設計値

選定理由

中央制御室換気 2.8×10３m３
設備処理空間容積

評価条件

7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb)中央制御室内に直接，流入すること目

中央制御室換気設備条件(1/2)

事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的
外気取り込み転（循環運転と外気 にインリークがないと想定
取入を交互に行う。
） した場合の室内の二酸化炭
素濃度を考慮し設定
閉回路循環運転：27 時間外気取入循環運転：3 時間

項

第 1-10 表

26 条-別添 2-添 1-24

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定（0.47 回／h）を基に余裕を は，見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 1-3 参照）

1 回／h

空気流入率

被ばく評価手法（内規）での記載

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作を開始するまでの値作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

選定理由

事故時運転モー 15 分
ドへの切替時間

評価条件

設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。
97％以上）

目

中央制御室換気設備条件(2/2)

中央制御室非常 90％
用循環設備よう素フィルタによる除去効率

項

第 1-10 表

26 条-別添 2-添 1-25

目

評価条件

入退域回数

被ばく評価手法（内規）での記載

7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定

選定理由

32 回
運転員の勤務体系として 5 直 2（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時間が最大となる運転班を想定し設定

中央制御室滞在期間 196 時間

項

第 1-11 表 運転員交替考慮条件

26 条-別添 2-添 1-26

目

呼吸率

線量換算係数項

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

線量換算係数及び呼吸率の条件

1.2m３／h

I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

I-134：1.5×10-10 Sv／Bq

I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq

T：計算期間(30 日間)

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：よう素(I-131)吸入摂取時の成人の実効線量への換算係数(Sv／Bq)
Cl(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(I-131 等価量) (Bq／m３)

0

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
T
に基づく）
H1
RH C 1 ( t )dt

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，
成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq

評価条件

第 1-12 表

2

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所
敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。
本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については，原子炉熱出力向上の検討の一環で準備していた，敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データ
を用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する
場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。その際，添付書類六に記載している 1981 年度の気象データの代表性について，申請準備時点の最新
気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，
平常時線量評価用の風洞実験結果が整備されている 2005 年度の気象データについて，申請時点での最新気象データにて代表性を確認した上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。これに伴い，添付書類九（通常運
転時の線量評価），添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適26 条-別添 2-添 2-1

用し，評価を見直すこととした。
※：

風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011 年 3 月以前，東海第二発電所において，次のように 2005年度の気象データを用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の 5％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，新規制定された「（社）日本原子力学会標準

発電用

原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業
建屋等の当初の風洞実験（1982 年）以降に増設された建屋も反映し，2005
年度の気象データを用いて風洞実験を実施した。

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査する
ことが望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
26 条-別添 2-添 2-2

(1)想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度 ※ は 2.01×10 −６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04
×10−６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 2-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域
気象観測所）の観測記録についても使用した。

第 2-1 表検定に用いた観測記録

26 条-別添 2-添 2-3

統計年 ※1

検定年① 2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4月〜② 2004 年 4 月〜2016 年 3 月
2006 年 3（最新 10 年の気象データ）
月

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1 2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2 敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
c．検定結果（①〜⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月〜
2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データは異常年とは判断されない。

26 条-別添 2-添 2-4

第 2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考
小名浜特

地上高
10m

地上高
81m※2

地上高
140m

水戸地方
気象台

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005 年度※1：①：2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 2-3
表のとおり比較した。
26 条-別添 2-添 2-5

ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5〜0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 2-3 表棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m３ ） 相対濃度 ※ （s／m３ ）風向

比（Ｂ／Ａ）（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10 −６

0.864

Ｅ

1.982×10 −６

1.010×10 −６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10 −６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10 −６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時
間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月〜
26 条-別添 2-添 2-6

2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

26 条-別添 2-添 2-7

26 条-別添 2-添 2-8

26 条-別添 2-添 2-9

26 条-別添 2-添 2-10

26 条-別添 2-添 2-11

26 条-別添 2-添 2-12

26 条-別添 2-添 2-13

26 条-別添 2-添 2-14

26 条-別添 2-添 2-15

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

26 条-別添 2-添 2-16

3

線量評価に用いる大気拡散の評価について

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順番に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，建屋放出時の着目方位は，第 3-1 図から第 3-2 図に示す通り，建屋による広がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

第 3-1 図主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 3-1

第 3-2 図

主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：建屋入口）

26 条-別添 2-添 3-2

4

空気流入率試験結果について「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（平成21・07・27 原院第1 号平成 21 年8 月12 日）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細は次ページ以降に示す。

26 条-別添 2-添 4-1

第4-1表東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

平成27年2月24日〜平成27年2月26日
試験日程（試験時のプラント状態：停止中）
トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ
空気流入率測定

系 統：（測定値−平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系−7.6〜7.0％

Ｂ系−5.7〜8.1％

均一化の程度内規に定める空気流入率測定試験手法のうち試験手法「基本的な試験手順」／「全サンプリング点による試験手順」にて
実施

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

−①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。
②特異点の除外が，１時点の全測定
データ個数の10％以内であること。
③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記
し，運転員へ周知すること。
空気流入率系統（±以下は95％信頼限界値）−

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している−

特異点の除外はない−

特定の区画を排除
せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）−

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

−

特記事項

26 条-別添 2-添 4-2

5中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 5-1
表に，評価期間 30 日間の直交替スケジュールを第 5-2 表に示す。

第 5-1 表運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間

1直

8:00〜21:45（13 時間 45 分）

2直21:30〜8:15（10 時間 45 分）

第 5-2 表日
１直8:00〜21:45

直交替スケジュール

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30

D

A

A

B

B

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D

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B

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E

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B

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B

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２直 21:30〜8:15

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指定休

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研修直 8:30〜17:00

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D

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C

C

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間(1 直 8 回＋2 直 8 回)
入退域滞在時間：8 時間(入退域 32 回，1 回当たり 15 分)が最大となる。

26 条-別添 2-添 5-1

6

コンクリート密度の根拠について

1.

はじめに
日本建築学会

建築工事標準仕様書・同解説「原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事（以下，JASS 5N）」に基づき，コンクリート密度を乾燥単位容積質量として計算を実施した。

2.

乾燥単位容積質量の推定方法
JASS 5N に記載されている予測式（解 3.6）を用いて，以下の手順で推定した。

①

骨材（砂，砂利）試験記録より絶乾比重最小値と表乾比重最大値の割合を求め，調合表上の骨材重量を表乾から絶乾に変換②

JASS 5N の予測式（解 3.6）により，含水率を 0 とした場合の乾燥単位容積質量 ρ p を算出③

コンクリートのばらつきを考慮して，ρ p から 3σ d を差し引く。(解説図3.10)
標準偏差 σ d は JASS 5N に記載されている既往の原子力発電所工事の品質管理試験の結果から 0.024t/m３ （最大値）を採用

ρ ｐ ＝Ｇ ０ ＋Ｓ ０ ＋1.2Ｃ ０ ＋ｗ

（解 3.6 より）

ρｐ：乾燥単位容積質量（kg／m３ ）Ｇ０：調合計画における粗骨材量（絶乾）（kg／m ３ ）※別紙参照

Ｓ０：調合計画における細骨材量（絶乾）（kg／m ３ ）※別紙参照

Ｃ０：調合計画におけるセメント量（kg／m３ ）※別紙参照
26 条-別添 2-添 6-1

ｗ

3.

：コンクリート中の含水量（kg／m ３ ）※安全側に 0 とする。

推定乾燥単位容積質量について（別紙参照）
推定乾燥単位容積質量の最小値は 2.016g／cm３ となり，遮蔽計算に使用する

コンクリート密度はこれを包絡する 2.00 g／cm３ とする。

26 条-別添 2-添 6-2

26 条-別添 2-添 6-3

コンクリート調合（東海第二発電所建設記録より）からの推定乾燥容積質量別紙

26 条-別添 2-添 7-1

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7 内規との適合性について

3.2(1)a)2)大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室で外部被ばくは、事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3)事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から
中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及びガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。
3.2(1)b)4)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

3.2(1)a)1)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

3.2→内規のとおり。

3.1(1)a)東海第二発電所は BWR 型原子炉施設であり、原子炉格納容器内放出
は原子炉冷却材喪失、原子炉格納容器外放出は主蒸気管破断として評価する。

3.1 (1)→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3.2(2)f)評価条件及び評価結果を文書化し、資料としてまとめている。
3.2(2)g)評価手順の a)から c)までのうち、b)は他の評価と並列に進めている。
また、d)及び e)は並列に進めている。

3.2(2)d)3) 前項 a)及び b)の結果を用いて、中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)e)1)前項 c)の結果を用いて、建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線(スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。

3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。

3.2(1)b)5)大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による内部被ばく
線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-3

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

「1 人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合計値が、100mSv を超えない」
ことを満足していることを確認している。

3.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-4原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-5

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-6

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1.2→内規のとおり
4.1.2(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時聞運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.2(2)原子炉の出力運転中に,主蒸気管1本が,原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3)主蒸気隔離弁は,設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4)原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては,流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし,主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは,弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5)事象発生と同時に,外部電源は喪失すると仮定し,評価している。
4.1.2(6)事象発生後,原子炉圧力は,24時間で大気圧まで直線的に減少するとして評価している。
4.1.2(7)a)希ガスは図4.3,ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b)事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし,その組成は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし,評価している。
4.1.2(7)c)原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を,I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし,その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している、
4.1.2(7)d)主蒸気隔離弁開止前の燃料榛からの放射性物質の追加放出割合
は,主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし,追加放出され放射性物質の1%が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e)主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に,これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2⑦f)燃料棒から放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素としている。有機よう素のうち10%は瞬時に気相部に移行す
るとし,残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は,2%として評価している。希ガスは,すべて瞬時に気相部に移行

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-7

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

するとして評価している。
4.1.2(7)g)主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し,同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔雛弁閉止後に放出された放射性物質は,大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h)主蒸気隔離弁は,1個が閉止しないとし,閉止した隔離弁からは,蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率
は設計値に余裕を見込んだ値とし,この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i)主蒸気隔離弁閉止後は,逃がし安全弁等を通して,崩壊熱相当の蒸気が,サプレツション・プールに移行するものとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-8

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(1)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため、
5.1.1(2)に示された方法で評価している。

5.1.1→内規のとおり
中央制御室は、国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため、
大気拡散モデルを適用する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-9原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)a)1)建屋の影響を受けるため、(5.3)式の基本拡散式を用いて評価している。

5.1.1(2)a)中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため、建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-10

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)d)建屋影響は、放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため、保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ(地上 10m
高さで測定)で評価している。
5.1.1(2)e)建屋影響を受ける場合の条件については、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて、原子炉施設周辺の濃度を、次のb)又は c)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1)放出源と評価点の高度差がある場合には、評価点高さを放出源
高さとして(z=H,H>0)、(5.4)式で濃度を評価している。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)a)2)放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していない。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2→内規のとおり
5.1.2(1)a)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに、放出点と巻込みを生じる建屋との位置関係について、示された条件すべてに該当するため、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとして評価している。

5.1.1(3)b)2)放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には、地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり、右辺の指数減衰項は 1 に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c)放出源及び評価点が地上面にある場合(z=0,H=0)、地上面の濃度を適用して、(5.5)式で評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-12

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-13

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-14

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(2)b)この場合の拡散パラメータは、建屋等の投影面積の関数であり、かつ、その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

5.1.2(2)a)着目方位を 1 方位のみとせず、複数方位を着目方位と見込み、かつ、保守的な評価となるよう、全ての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-15

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)b).1)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行う
が，同時に外気取込を行うため,中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。5.1.2(3)b)2)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

5.1.2(3)a)巻き込みを生じる建屋として，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気
管破断の堤合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-16

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)c）1）代表建屋の風下後流側での広縫囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点を結ぶラインが含まれる1方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように,代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある
複数の方位を対象として評価している。

5.1.2(3)b）3）中央制御室が属する原子炉建屋屋上面を代表とし中央制御室の中心点を評価点としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-17

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）全16方位について三つの条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象として評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-18

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-19

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2（3)d)1)風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力としている。
5.1..2(3)d)2)全ての方位に対して最小面積である,地表面から上の原子炉
建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している.
5.1.2(3)d)3)風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を用いため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用している。

5.1.2(3)c)2)当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表建
屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-20

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.3→内規のとおり
5.1.3(1)(2)風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

5.1.2(4)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-21

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-22

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(1)a) (χ／Q)iは時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b)補正は不要である。

5.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-23

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)a)原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため
5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-24

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

5.2.2(2)b) 5.1.2 項の考え方に基づき、中央制御室を含む建屋の後流側では、建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりを持つ濃度分布として計算している。また、5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づき、実効放出継続時間によらず
5.2.2(2)b)1)によって、相対濃度を計算している。
5.2.2(2)b)1)建屋影響を受ける場合の濃度分布は、風向に垂直な建屋の投影
幅と高さに相当する拡がりの中で、放出点から軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため、保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点が存在し風向が一定であるものとして、(5.13)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-25

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.3(4)建屋影響を受けるため、建屋影響の効果を取入れている。

5.3→内規のとおり
5.3(1)大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために、空気カーマを用いた相対線量を計算している。
5.3(2)空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、1Sv／Gy として評価している。
5.3(3)評価点(x,y,0)における空気カーマ率は、(5.14)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-26

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.1(1)→内規のとおり
6.1(1)a)事故の想定は、「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b)事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は、原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋(二次格納施設)に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。
6.1(1)c)二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして評価している。
6.1(1)d)二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処
理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e)スカイシャインガンマ線の線源は、原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f)計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし、核分裂収率が小さく
半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(1)g)希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心蓄積量に対する割合は、希ガス 100％、よう素 50％としている。
6.1(1)h)事故後 30 日間の積算線源強度は、二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

6→内規のとおり
6(1)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算、スカイシャインガンマ線の計算、直接ガンマ線の計算において、6.1 から 6.3 に示す方法によって評価している。
6(3)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており、省略はしていない。

5.3(5)建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-27

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2→内規のとおり
6.2(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は、施設の位置、建屋の配置、形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネル
ギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.2(4)a)スカイシャインガンマ線の計算は、輸送計算コードを組み合わせて、一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b)基本計算式を(6.1)式として評価している。

6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-28

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2(4)c)散乱点におけるガンマ線束は、ⅱ)の方法によって評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-29

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.3→内規のとおり
6.3(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために、線源、施設の位置関係、建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネ
ルギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.3(3)a)直接ガンマ線の計算は、点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b)基本計算式は(6.4)式としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-30

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1 →内規のとおり
7.1(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1 から 7.1.2 までに示す方法によって計算している。

7(3) 運転員の勤務形態については, 平常時の直交替を基に設定している。

7(2)b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。

7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について,7.1 から 7.5 までに示す方法によって計算している。

7 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-31

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋(二次格納施設〉内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.1 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-32

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による,中央制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は「6.1 スカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を,構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-33

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋等（二次格納施設)内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による,中央制御室内における積算線量を評価している。

7.1.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-34

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部披ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-35

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

7.2(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転
員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

7.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-36

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(5)c)大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は、示された方法によって評価している。

7.2(5)a)主蒸気管破断時には、半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。

7.2(3)相対線量Ｄ／Ｑの評価点は、中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4)中央制御室の天井・側壁によるガンマ線(Eγ≧1.5MeV 以上)の遮蔽効
果を考慮して計算している。
7.2(5)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-37

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3(2)室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく及び室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては、
7.3.3 から 7.3.4 までに示す方法によって評価している。

7.3(1)室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばくについては、7.3.1 から 7.3.2 までに示す方法によって評価している。

7.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-38

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.1(1)b)建屋の影響を考慮して、5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋
周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

7.3.1→内規のとおり。
7.3.1(1)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し、放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで、中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.3.1(1)a)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-39

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2→内規のとおり。
7.3.2(1)建屋の表面空気中から、中央制御室の非常用換気空調及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し、評価している。
7.3.2(2)中央制御室内の雰囲気中で、放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3)中央制御室換気系フィルタの効率は、設計値を用いて評価している。
7.3.2(4)中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して、時刻 t における核種 i の外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5)相対濃度χ／Ｑの評価点は、外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため、中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6)中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており、隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで 10 分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7)中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は、示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a)中央制御室内への取り込み空気放射性物質濃度に基づき、空調シ
ステムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-40

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-41

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

7.3.3→内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を、次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算に当たって，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間あお計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-42

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

7.3.4→内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）としている。

半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。

7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-43

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-44

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4→内規のとおり
7.4(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.4.1 から 7.4.2までに示す方法によって計算している。

半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-45

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内の存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

7.4.1→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-46

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線の線源強度」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域までの所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.3.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-47

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(1)a)原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(2)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(2)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

7.4.2→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-48

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(3)a)主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-49

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5→内規のとおり
7.5(1)大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.5.1 から 7.5.2 までに示す方法で計算している。
7.5(2)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した上で（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a)建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b)建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-50

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.1→内規のとおり
7.5.1(1)大気中へ放出された放射性物質から発射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される
放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2)建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3)入退域時の線量は入退域評価点での相対線量Ｄ／Ｑを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.5.1(6)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-51

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.2→内規のとおり
7.5.2(1)大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2)入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ／Ｑを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4)被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.5.2(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 7-52

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）ている。

7.5.2(6)吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算し制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

別添 3

運用,

手順説明資料26 条-別添 3-1

第 26 条原子炉制御室等【条文要求】（設置許可基準規則 26 条）発電所原子炉施設には，次に掲げるところより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
二

発電用原子炉施設の状況を把握する設備を有するものとすること。

【条文要求】（技術基準規則第 38 条）
発電用原子炉施設には,原子炉制御室を施設しなければならない。
3

原子炉制御室には,発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。
6

原子炉制御室には,酸素濃度計を施設しなければならない。

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計の保管
工・保監視カメラの設置

ファックス等を使用した公的機関からの
情報入手

工・保

気象観測設備等の
取置
工・保

工・保

【後段規制との対応】【添付六,工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

26 条-別添 3-2

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準対象条文

対象項目

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原子炉制御室

区分

運用対策等

運用・手順

手順に基づき，発電用原子炉施設の外部の状況を把握す
る。

体

制

保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により
中央制御室の居住環境の確認を行う。

（技術基準規則対象条文
第 38 条 原子炉制御室等）
酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

26 条-別添 3-3

−

体

制

−

保守・点検

−

教育・訓練

−

第1表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度
設計基準事故設備

送受話器
ハンドセット，（警報装置を含
スピーカ
む。）

点検項目

点検基準

外観点検
機能確認

１回／年

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月固定電話
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

テレビ会議システ
テレビ会議システム
ム（社内）
（社内）
携行型有線通話装携行型有線通話装置
置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置
加入電話

外観点検
機能確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年
１回／６ヶ月

加入ＦＡＸ

外観点検
機能確認

専用電話（ホットライン）（自治体向）

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月ＴＶ会議システム
統合原子力防災ネッ ト ワ ー ク を 用 い ＩＰ電話
た通信連絡設備
ＩＰ―ＦＡＸ

外観点検
通信確認

１回／６ヶ月

緊急時対策支援システム伝送装置

外観点検
機能確認

１回／年

加入電話設備

専用電話設備

データ伝送設備26 条-別添 3-4

東海第二発電所

監視設備

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第31条：監視設備

＜

1.

2.

目

次

＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

適合のための基本方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

2.2

放射能観測車2.3

気象観測設備別添１

東海第二発電所
監視設備

運用，手順説明資料

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理監視設備について，設置許可基準規則第31条及び技術基準規則第34条において，追加要求事項を明確化する。(第1.1-1表)

31 条−1

31 条−2

４
第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事 項 を 計 測 す る 装 置 に あ っ て は ，計 測 結 果 を 表 示 し ，記 録
し ，及 び こ れ を 保 存 す る こ と が で き る も の で な け れ ば な らな い 。た だ し ，設 計 基 準 事 故 時 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 線
量 当 量 率 を 計 測 す る 主 要 な 装 置 以 外 の 装 置 で あ っ て ，断 続
的 に 試 料 の 分 析 を 行 う 装 置 に つ い て は ，運 転 員 そ の 他 の 従
事 者 が 測 定 結 果 を 記 録 し ，及 び こ れ を 保 存 し ，そ の 記 録 を確認することをもって，これに代えることができる。

――

十五 敷地内における風向及び風速

十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度

３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測
す る 装 置（ 第 一 項 第 十 二 号 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 に
あ っ て は ，燃 料 取 扱 設 備 及 び 燃 料 貯 蔵 設 備 に 属 す る も の に
限 る 。）に あ っ て は ，外 部 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も
これらの事項を計測することができるものでなければな
らない。

（解釈）
５ 第 31条 に お い て ， モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は ， 非常 用 所 内 電 源 に 接 続 し な い 場 合 ，無 停 電 電 源 等 に よ り 電 源
復 旧 ま で の 期 間 を 担 保 で き る 設 計 で あ る こ と 。ま た ，モ ニ
タリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

第 34条 （ 計 測 設 備 ）第 31条 （ 監 視 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，通 常 運 転 時 ，運 転 時 の 異 常 な 過 渡
変 化 時 及 び 設 計 基 準 事 故 時 に お い て ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施
設及びその境界付近におけ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 設 計 基 準 事 故 時 に お ける迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他
当 該 情 報 を 伝 達 す る 必 要 が あ る 場 所 に 表 示 で き る 設 備（ 安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，次 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 を施 設 し な け れ ば な ら な い 。た だ し ，直 接 計 測 す る こ と が 困
難 な 場 合 は ，当 該 事 項 を 間 接 的 に 測 定 す る 装 置 を 施 設 す る
ことをもって，これに代えることができる。

技術基準規則設置許可基準規則三十一条及び技術基準規則三十四条

設置許可基準規則

第 1.1-1表

追加要求事項

追加要求事項

追加要求事項
設置許可基準規則（解釈５）備考

1.2

適合のための基本方針（１）位置，構造，及び設備
ロ.発電用原子炉施設の一般構造（3） その他の主要な構造（ⅰ）本発電用原子炉施設は(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本方針のもとに安全設計を行う。
（ｚ）監視設備
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設備（安全施設に係るものに限る。）を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条−14)】モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続する設計とする。また，モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送系は，モニタリング・ポス
ト設置場所から中央制御室及び中央制御室から緊急時対策所建屋間において有線系回線と衛星系回線又は無線系回線により多様性を有しており，指示値は中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視することができる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する
設計とする。
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31 条−3

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重大事
故等対処設備を保管する。
【説明資料(2.1.1：p31条−14) (2.1.2：p31条−16) (2.1.3：p31条−19)】
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に必要な重大事故等対処設備を保管する。
チ.放射線管理施設の構造及び設備(2)

屋外管理用の主要な設備の種類
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺
監視区域境界付近の放射線等を監視するために排気筒モニタ，排水モニ
タ，気象観測設備（東海発電所と共用），周辺監視区域境界付近の固定モニタ（モニタリング・ポスト）（東海発電所と共用），環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）及び放射能観測車（東海発電所と共用）を設ける。
排気筒モニタ，排水モニタ及び周辺監視区域境界付近の固定モニタ（モニタリング・ポスト）（東海発電所と共用）については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策
所に表示できる設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続する設計とする。
また，モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。
また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送系は，モニタリ
ング・ポスト設置場所から中央制御室及び中央制御室から緊急時対策所
建屋間において有線と衛星系回線又は無線系回線により多様性を有して
31 条−4

おり，指示値は，中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視することができる設計とする。モニタ
リング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
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，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
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に必要な重大事故等対処設備を保管する。
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として，可搬型モニタリング設備（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，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及び代替測定，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，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及び海上モニタリング）を設ける。
可搬型モニタリング設備（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）として，可搬型モニタリング・ポストは，モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替するとともに，重大事故等が発生した場合に，原子炉施設から放出される放射線量を，原子炉施設周囲において，監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，測定が可能な十分な台数を保管する。
31 条−5

可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星系回線により伝送し，
緊急時対策所で監視できる設計とする。
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ又はよう素モ
ニタが機能喪失した場合にその機能を代替する可搬型モニタリング設備（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）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車の測定機能を代替し得る十分な台数を保管する。
可搬型モニタリング設備（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，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，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及び海上モニタリング測定）として，可搬型放射能測定装置は，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（空気中，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できるように測定値を表示する設計とし，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）における放射性物質の濃度及び放射線量の測定が可能な台数を保管する。さらに，周辺海域においては，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる設計とする。
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
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
31 条−6

条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）を設ける。
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）として，可搬型気象観測設備は，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設計とし，気象観測設備を代替し得る十分な台数を保管する。可搬型気象観
測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
全交流動力電源が喪失した場合に，モニタリング・ポストへ給電する
代替交流電源設備として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車を使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｄ非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び非常用交流電源
設備については，「ヌ.(2)(iv)代替電源設備」にて記載する。

排気筒モニタ

一式

排水モニタ

一式

気象観測設備（東海発電所と共用）

一式

周辺監視区域境界付近固定モニタ（東海発電所と共用）一式
環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）
一式
放射能観測車（東海発電所と共用）
31 条−7一式

［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型モニタリング・ポスト（「緊急時対策所」と兼用）
台

数10（予備 2）

可搬型放射能測定装置
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
台

数2（予備 1）β線サーベイ・メータ
台

数2（予備 1）ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
台

数2（予備 1）

可搬型ダスト・よう素サンプラ
台

数2（予備 1）

電離箱サーベイ・メータ
台

数

1（予備 1）数

1（予備 1）

小型船舶
艇

可搬型気象観測設備
台

数

1（予備 1）（２）安全設計の方針該当なし（３）適合性説明
第三十一条

監視設備

31 条−8

発電用原子炉施設には、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びに設計基準事
故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備(安全施設に属するものに限る。)を設けなければならない。

適合のための設計方針(1)

原子炉格納容器内雰囲気のモニタリングは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時には格納容器雰囲気放射線モニタによって連続的に測定を行い，中央制御室で監視できる設計とする。

(2)

原子炉施設内の放射性物質の濃度は，原子炉補機冷却水モニタ，主蒸気管モニタ，主復水器空気抽出器排ガスモニタ等のプロセスモニタリング設
備にて連続的にモニタリングし，中央制御室で監視できる設計とする。
これらのプロセスモニタリング設備は，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに警報を発信し，原子炉施設からの放射性物質の放出を制限するための適切な措置が行える設計とする。
放射性物質の放出経路については，下記の場所にモニタを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。また，必要箇所はサンプリングができるようにして通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時においてモニタリングできる設計とする。
ａ．主排気筒，非常用ガス処理系出口配管，廃棄物処理建屋排気筒
ｂ．希ガスホールドアップ装置排ガスライン，主復水器真空ポンプ排ガス
モニタ
ｃ．液体廃棄物処理設備排水ライン，原子炉補機冷却用海水排水ライン，
31 条−9

残留熱除去系熱交換器排水ライン(3)

周辺監視区域境界付近には，モニタリング・ポスト及びモニタリング・ポ
イントを設置し，さらに放射能観測車により放射線測定を行える設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続する設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。
また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送系は，モニタリング・
ポスト設置場所から中央制御室及び中央制御室から緊急時対策所建屋間において有線系回線と衛星系回線又は無線系回線により多様性を有しており，指示値は，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
また，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並
びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，
風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
上記により，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所及び発電所周辺における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を把握できる設計とする。

1.3

気象等
該当なし

31 条−10

1.4

設備等（手順等含む）

8.1.1.2

設計方針

放射線被ばくは，合埋的に達成できる限り低くすることとし，次の設計方針に基づき，放射線管理設備を設ける設計とする。
(1)

放射線業務従事者等及び物品の搬出入に対して，出入管理，汚染管理及び各個人の被ばく管理ができるようにする。
(2)

発電所内外の外部放射線に係る線量当量率及び放射性物質濃度等を測定，監視できるようにする。

(3)

万一の事故に備えて，必要な放射線計測器を備える。

(4)

中央制御室及び緊急時対策所に必要な情報の通報が可能である設計と
する。

(5)

通常運転時の放射性物質放出に係る放射線監視設備は,「発電用軽水型

原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」に適合する設計
とする。
(6)

設計基準事故時に必要な放射線監視設備は，「発電用軽水型原子炉施設
における事故時の放射線計測に関する審査指針」に適合する設計とする。

(7)

モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続する設計とする。

さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送系は，モニタリング・ポスト設置場所から中央制御室及び緊急時対策所までの建屋間において有線系回線と衛星系回線又は無線系回線と多様性を有しており，指示値は，中央制御室で監視することができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。
モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
31 条−11(8)放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
(2.1.1：p31条−14) (2.1.2：p31条−16) (2.1.3：p31条−19)】

8.1.1.3

主要設備の仕様

放射線管理設備の主要機器仕様を第8.1―1表に示す。
8.1.1.4
8.1.1.4.6(1)

主要設備
発電所周辺のモニタリング設備（東海発電所と共用）

固定モニタリング設備
周辺監視区域境界付近に空間放射線量率の連続監視を行うためのモニタ
リング・ポスト4台及び空間放射線量測定のため適切な間隔でモニタリン
グ・ポイントを設定し，熱蛍光線量計を配置する。
モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続する設計とする。
また，モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置からも電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星系回線又は無線系回線と多様性を有し，指示値は，中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタ
リング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。

(2)

環境試料測定設備
周辺監視区域境界付近に空気中の粒子状放射性物質を捕集・測定するダスト・サンプラを設けるとともに，発電所周辺の水・食物・土壌などの環
境試料の放射性物質の濃度を測定するための機器を備える。

(3)

放射能観測車事故時等に発電所敷地周辺の空間放射線量率及び空気中の放射性物質の31 条−12

濃度を迅速に測定するために，空間ガンマ線測定装置，ダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ及びよう素測定装置等を搭載した無線通話装置付の放射能観測車を備える。
(4)

気象観測設備放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で風向，風速，日射量，放射収支量等を測定及び記録する設備を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条−14) (2.1.2：p31条−16) (2.1.3：p31条−19)】

31 条−13

第8.1―1表

放射線管理用設備の主要機器仕様(1) 出入管理室

1 式(2) 試料分析関係施設

1 式(3) 発電所内の放射線監視設備及び測定機器

1 式(4) 放出放射性廃棄物及び系統内の放射線監視設備並びに測定機器

1 式(5) 発電所外の放射線監視設備

1 式(6) 個人管理用測定設備及び測定機器

1 式(7) 放射線計測器の校正設備

1 式

31 条−14

2．追加要求事項に対する適合方針
2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に周辺監視区
域境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポスト4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視及び記録を行うことができる設計としている。また，緊急時対策所でも監視できる設計とする。
モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第2.1−1表に，モニタリング・ポス
トの配置図及び写真を第2.1−1図に示す。

第2.1−1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

NaI（Tl）シンチ
レーション

101〜105nGy／h
10-8〜10 -1
Gy／h

計測範囲内で
可変
計測範囲内で可変

電離箱

31 条−15

台数
1
1

取付箇所
モニタリング・
ポストは周辺監
視区域境界付近
に4台

電離箱検出器

第 2.1− 1 図

NaI(Tl )ｼﾝﾁ ﾚｰｼｮﾝ 検 出 器

モニタリング・ポストの配置図及び写真

31 条−16

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備である２Ｄ非常用ディーゼ
ル発電機からの給電が可能な設計とする。また，モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。無停
電電源装置の設備仕様を第 2.1−2 表に，モニタリング・ポストの電源構成概略図を第 2.1−2 図に示す。
また，全交流動力電源が喪失した場合に，モニタリング・ポストへ給電す
る代替交流電源設備として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装
置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
第 2.1−2 表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎ごと
に1台
計4台

無停電電源装置の設備仕様

量

発電
方式

バックアップ時間 ※１

3.0kVA蓄電池

約 12 時間容備

停電時に電源を供給できる※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

31 条−17考第 2.1−2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(1/2)

31 条−18

＜外観写真＞常設代替交流電源装置

無停電電源装置

可搬型代替低圧電源車

第 2.1−2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(2/2)

31 条−19

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送系は，モニタリング・ポ

スト設置場所から中央制御室及び緊急時対策所までの建屋間において有線系回線と衛星系回線又は無線系回線と多様性を有しており，指示値は，
中央制御室で監視することができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。
モニタリング・ポスト設備の伝送概略図を第 2.1−3 図に示す。

第2.1−3図

モニタリング・ポスト設備の伝送概略図

31 条−20

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備している。
なお，放射能観測車は，廃止措置中の東海発電所の事故対応と重畳した場合でも測定対象範囲は同一であるため，東海発電所と共用する。
また，原子力災害時における原子力事業者間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることができる。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第2.2−1表に，放射能観測車の保管場所を第2.2−1図に示す。
第2.2−1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真
名称
空間ガンマ
線測定装置

放射能
観測車

ダスト
モニタ
よう素
測定装置

検出器の種類ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション
半導体
プラスチックシンチレーション
ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション
ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

計測範囲

記録方法

台数

B.G.〜108
nGy／h

記録紙

1

B.G.〜105
S-1

記録紙

1

B.G.〜105
S-1

記録紙

1

（その他主な搭載機器）台数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線連絡設備（放射能観測車搭載）（放射能観測車の写真）

31 条−21

第 2.2−1 図

放射能観測車の保管場所

31 条−22

2.3 気象観測設備
気象観測設備は，気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線
量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，その他の気象条件を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示するよう設計する。また，そのデータを記録し，保存することができるよう設計する。
気象観測設備の各測定器は防潮堤等周囲の構造物の影響のない位置 ※ １ ※ ２ に設置する設計とする。
気象観測設備の配置図を第2.3−1図に，測定項目等を第2.3−1表に，伝送概略図を第2.3−2図に示す。

第2.3−1図

気象観測設備配置図※1 「露場から建物までの距離は建物の高さから 1.5ｍを引いた値の 3 倍以上、
または露場から 10ｍ以上。」「露場中央部における地上 1.5ｍの高さから周囲の建物に対する平均仰角は 18 度以下。」（地上気象観測指針（2002
気象庁））
※2

「おおよその目安として各アンテナの送信方向の中心軸±45 度に反射体
31 条−23

がないことが望まれる。」（ドップラーソーダによる観測要領（2004

原子力安全研究協会））

第2.3−1表

気象観測設備の測定項目等【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計(左),放射収支計(右)】（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

台数：1式

（記録）

（測定項目）

中央制御室及び緊急時対策所へ伝送

風向 ※１ ，風速 ※１ ，日射量 ※１ ，し，表示する。また，そのデータを記

放射収支量 ※ ，雨量，温度

録し，保存する。

※1 「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

31 条−24

第2.3−2図

気象観測設備の伝送概略図

31 条−25

別添１
東海第二発電所

運用，手順説明資料
第 31 条

監視設備【条文要求】
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準
事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅
速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければな
らない。
【解釈】
５ 第 31 条において，モニタリングポストについては，非常用所内電源に接続しない場合，無停電電源等により電源復旧までの期間を担保できる設計である
こと。また，モニタリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

データ伝送を多様化

無停電電源装置で担保

非常用電源の復旧

有線系回線【添付六 ,【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

31 条-別添 1-1

無線系回線

衛星系回線

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準
対象条文

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

−

体

制

−

無停電電源装置
保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

−

体
第 31 条 監視設備

制

−

有線系回線
保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

−

体

制

−

衛星系回線

31 条-別添 1-2

保守・点検

−

教育・訓練

−

東海第二発電所

保安電源設備本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第33条

保安電源設備

＜目
1.

2.

次＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

保安電源設備
2.1

保安電源設備の概要

2.1.1

常用電源設備の概要

2.1.2

非常用電源設備の概要

2.2

保安電源の信頼性

2.2.1

発電所構内における電気系統の信頼性

2.2.1.1

安全施設に対する電力系統の異常の検知とその拡大防止

2.2.1.2

電気系統の信頼性

2.2.2

電線路の独立性

2.2.2.1

外部電源受電回路について

2.2.2.2

複数の変電所との接続について

2.2.3

電線路の物理的分離

2.2.3.1

送電鉄塔への架線方法について

2.2.3.2

送電線の信頼性向上対策

2.2.4

送受電設備の信頼性

2.2.4.1

開閉所設備等の耐震性評価について

2.2.4.2

送変電設備の碍子及び遮断器等の耐震性

2.2.4.3

開閉所基礎の設置地盤の支持性能について

2.2.4.4

ケーブル洞道及びケーブルトラフの設置地盤の支持性能について2.2.4.5

基礎及びケーブル洞道及びケーブルトラフの不等沈下による影響について2.2.4.6
2.3

津波の影響，塩害対策

外部電源喪失時における発電所構内の電源の確保

2.3.1

非常用電源設備及びその付属設備の信頼性

2.3.1.1

多重性又は多様性及び独立性

2.3.1.2

容量について2.3.1.3

燃料貯蔵設備別紙 1

鉄塔基礎の安定性について

別紙 2

吊り下げ設置型高圧遮断器について

別紙 3

変圧器一次側の 1 相開放故障について

別紙 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作について

別紙 5

那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給の確実性について

3.

別紙 6

現状の発電所敷地周辺の送電鉄塔配置

別紙 7

非常用電源設備の配置の基本方針について

別紙 8

蓄電池容量について

別紙 9

ケーブル及び電線路敷設設計の考え方

別紙 10

揺すり込み沈下量の算定方法について

運用，手順説明資料（別添資料）保安電源設備

＜概

要＞

1．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

1.

基 本 方 針1.1

要求事項の整理
保安電源設備について，設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45条において，追加要求事項を明確化する。
設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条 要求事項を，第 1.1−1 表に示す。

第 1.1−1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（1／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）
発電用原子炉施設は 、重要安全施設がその機能を 維持するために必要となる電 力を当該
重要安全施設に供給するため、電力系統に連系 したものでなければならない。
２ 発電用原子炉施 設には，非常用電源設備（安 全施設に属するものに限る。 以下この条において同じ。） を設けなければならない。

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）

備 考
変更なし

―

発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 電 線 変更なし
路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機からの電力の供給が停止した場合において発電用原子炉
施設の安全性を確保するために必要な装置の機能を維持するため、内燃機関を原動力とする発電設備又はこれと同等以上の機能を有する非常用電源設備を施設しなければならない。
２ 設 計 基 準 対 象 施 設 の 安 全 変更なし
性を確保する上で特に必要な設備には、無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する装置を設置しなければならない。

33 条−1

第 1.1−1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（2／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）

３ 保安電源設備（ 安全施設
へ電力を供給するた めの設備をいう。）は、電線 路，発電用原子炉施設におい て常時使用される発電機及び 非常用電源設備から安全施設 への電力の供給が停止するこ とがない
よう、機器の損壊、 故障その他の異常を検知するとともに、その拡大を防止 するものでなければならない。

３ 保安電源設備（安全施設
へ電力を供給するための設備をいう。）には、第一項の電線路，当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置への電力の供給が停止することがないように、機器の損壊、故障その他の異常を検知するとともに、その拡大を防止するために必要な措置を講じなければならない。
４ 設計基準対象施設に接続する第一項の電線路のうち少なくとも二回線は、それぞれ互いに独立したものであって、当該設計基準対象施設において受電可能なものであって、使用電圧が六万ボルトを超える特別高圧のものであり、かつ、それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するように施設しなければならない。
５ 前項の電線路のうち少な
くとも一回線は、当該設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるように施設しなければならない。

４ 設計基準対象施 設に接続する電線路のうち少 なくとも二回線は，それぞれ 互いに独立したものであって 、当該設計基準対象施設にお いて受電可能なものであり、 かつ，それにより当該設計基 準対象施設を電力系統に連系 するものでなければならない。

５ 前項の電線路の うち少な
くとも一回線は、設 計基準対
象施設において他の 回線と物理的に分離して受電 できるものでなければならない。

33 条−2

備 考
追加
要求事項

追加
要求事項

追加
要求事項

第 1.1−1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（3／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）
６ 設計 基準対 象 施 設に接 続する電線 路は、 同 一 の工場 等の二以上 の発電 用 原 子炉施 設を電力系 統に連 系 す る場合 には、いず れの二 回 線 が喪失 した場合に おいて も 電 力系統 からこれら の発電 用 原 子炉施 設への電力 の供給 が 同 時に停 止しないも のでな け れ ばなら ない。
７ 非常 用電源 設 備 及びそ の附属設備 は、多 重 性 又は多 様性を確保 し、及 び 独 立性を 確
保し、そ の系統 を 構 成する 機
械又は器 具の単 一 故 障が発 生した場合 であっ て も 、運転 時の異常な 過渡変 化 時 又は設 計基準事故 時にお い て 工学的 安
全施設及 び設計 基 準 事故に 対処するた めの設 備 が その機 能を確保す るため に 十 分な容 量を有する もので な け ればな らない。
８ 設計 基準対 象 施 設は、 他の発電用 原子炉 施 設 に属す る
非常用電 源設備 及 び その附 属
設備から 受電す る 場 合には 、当該非常 用電源 設 備 から供 給される電 力に過 度 に 依存し な
いものでなければならない。

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）
６ 設計基準対象施設に接続する電線路は、同一の敷地内の二以上の発電用原子炉施設
を電力系統に連系する場合には、いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統か
らそれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないように施設しなければならない。
７ 非常用電源設備及びその附属設備は、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保し、その系統を構成する機
械又は器具の単一故障が発生した場合であっても、運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。
８ 設計基準対象施設は、他の発電用原子炉施設に属する
非常用電源設備から受電する
場合には、当該非常用電源設
備から供給される電力に過度に依存しないように施設しなければならない。

33 条−3

備 考
追加
要求事項

追加
要求事項

追加
要求事項

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造

(3)
(ｉ)

その他の主要な構造
本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(ab)

保安電源設備
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。
また，発電用原子炉施設には，非常用電源設備（安全施設に属するものに限る。以下本項において同じ。）を設ける設計とする。
【説明資料（2.1.1：P33 条−64〜69）（2.1.2：P33 条−70，71）】
保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）
は，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機，
外部電源系及び非常用所内電源系から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，発電機，送電線，変圧器，母線等に保護継電器を設置し，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，異常を検知した場合は，ガス絶縁開閉装置あるいはメタ
ルクラッド開閉装置等の遮断器が動作することにより，その拡大を防止する設計とする。
【説明資料（2.2.1.1：P33 条−72〜75，92,93）】
特に重要安全施設においては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置するとともに，非33 条−4

常用所内電源系からの受電時の母線切替操作が容易な設計とする。
【説明資料（2.2.1.2：P33 条−94〜101）】
また，変圧器一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じ，安全施設への電力の供給が不安定になった場合においては，
自動（地絡や過電流による保護継電器の動作）若しくは手動操作で，故障箇所の隔離又は非常用母線の健全な電源からの受電へ切り替えることにより安全施設への電力の供給の安定性を回復できる設計とする。
【説明資料（2.2.1.1：P33 条−76〜91）】
設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも 2 回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであり，かつ，それにより当該設計基準対
象施設を電力系統に連系するとともに，電線路のうち少なくとも1 回線は，設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できる設計とする。
【説明資料（2.2.2：P33 条−101〜107）（2.2.3.1：P33 条−108,109）】
設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の発電所内の 2 以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの2 回線が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しない設計とする。
【説明資料（2.2.3：P33 条−108〜118）（2.2.4：P33 条−119〜132）】
非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対33 条−5

処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有する設計とする。
【説明資料（2.3.1.1：P33 条−133〜139）（2.3.1.2：P33 条−140〜146）】
7 日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機
1 台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台を 7 日間並びに常設代替高圧電源装置 2 台を 1 日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
【説明資料（2.3.1.3：P33 条-147〜149）】
設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電力に過度に依存しない設計とする。

ヌ

その他発電用原子炉施設の附属施設の構造及び設備(1)

常用電源設備の構造

(ⅰ)

(ⅱ)

発電機
台

数

1

容

量

約 1,300,000kVA

外部電源系
275kV

2 回線（「非常用電源設備」と兼用）

154kV

1 回線（「非常用電源設備」と兼用）

発電機，外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系
統の機器の短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流に対し，検知できる設計とする。
(ⅲ)

変圧器
33 条−6

ａ．主要変圧器
台

数

1

容

量

約 1,300,000kVA

電圧18.525kV／275kV（一次／二次）

ｂ．所内変圧器
台

数

2

容

量

約 50,000kVA（1 台当たり）

電圧18.525kV／6.9kV（一次／二次）

ｃ．起動変圧器
台

数

2

容

量

約 50,000kVA（1 台当たり）

電

圧275kV／6.9kV（一次／二次）

ｄ．予備変圧器

(2)
(ｉ)

(ⅱ)

台

数

1

容

量

約 38,000kVA

電圧

147kV／6.9kV（一次／二次）

非常用電源設備の構造
受電系統
275kV

2 回線（「常用電源設備」と兼用）

154kV

1 回線（「常用電源設備」と兼用）

非常用ディーゼル発電機
ａ．非常用ディーゼル発電機（「代替電源設備」と兼用）
台

数

2

出

力

約 5,200kW（1 台当たり）
33 条−7

起動時間

約 10 秒ｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（「代替電源設備」と兼用）
台

数

1

出

力

約 2,800kW

起動時間

約 10 秒ｃ．軽油貯蔵タンク（「代替電源設備」と兼用）
基

数

2

容

量

約 400kL（1 基当たり）

7 日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機 1台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台を 7 日間並びに常設代替高圧電源装置 2 台を 1 日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵す
る設計とする。
(ⅲ)

蓄電池

ａ．蓄電池（非常用）（「代替電源設備」と兼用）
型

式

鉛蓄電池

組

数

5

容

量

約 6,000Ah（2 組）
約 500Ah（1 組）
約 150Ah（2 組）(2)安全設計方針該当なし

33 条−8

(3)

適合性説明

（保安電源設備）
第三十三条

発電用原子炉施設は、重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系したものでなければならない。
２

発電用原子炉施設には、非常用電源設備（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。

３

保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）
は、電線路、発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがない
よう、機器の損壊、故障その他の異常を検知するとともに、その拡大を防止するものでなければならない。

４

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれ互いに独立したものであって、当該設計基準対象施設において受電可能なものであり、かつ、それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するものでなければならない。

５

前項の電線路のうち少なくとも一回線は、設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるものでなければならない。

６

設計基準対象施設に接続する電線路は、同一の工場等の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には、いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないものでなければならない。

７

非常用電源設備及びその附属設備は、多重性又は多様性を確保

33 条−9

し、及び独立性を確保し、その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても、運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。
８

設計基準対象施設は、他の発電用原子炉施設に属する非常用電源
設備及びその附属設備から受電する場合には、当該非常用電源設備
から供給される電力に過度に依存しないものでなければならない。

適合のための設計方針
第１項について発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1ルート2回線及び154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力1号線）
1ルート1回線で電力系統に連系した設計とする。
【説明資料（2.1.1：P33 条−64〜69）】

第２項について発電用原子炉施設に，非常用所内電源設備として非常用交流電源設
備である非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及び非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）を設ける設計とする。また，それらに必要な燃料等を備える設計とする。
【説明資料（2.1.2：P33 条−70〜71）】

33 条−10

第３項について
保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）は，
電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機，外部電源
系及び非常用所内電源系から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，発電機，外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を保護継電器にて検知できる設計とする。また，故障を検知した
場合は，ガス絶縁開閉装置あるいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
変圧器一次側において3相のうちの1相の電路の開放が生じ，安全施設への電力の供給が不安定になった場合においては，自動（地絡や過電流による保護継電器の動作により）若しくは手動操作で，故障箇所の隔離又は非常用母線の健全な電源からの受電へ切り替えることにより安全施設への電力の供給の安定性を回復できる設計とする。また，送電線は複数回線との接続を確保し，巡視点検による異常の早期検知ができるよう，送電線引留部の外観確認が可能な設計とする。
また，保安電源設備は，重要安全施設の機能を維持するために必要となる電力の供給が停止することがないよう，以下の設計とする。
・送電線の回線数と開閉所の母線数は，供給信頼度の整合が図れた設計とし，電気系統の系統分離を考慮して，275kV母線を1母線，
154kV母線を1母線で構成する。275kV送電線は起動変圧器を介して，154kV送電線は予備変圧器を介して発電用原子炉施設へ給電する設計とする。非常用高圧母線を3母線確保することで，多重性を損なうことなく，系統分離を考慮して母線を構成する設計とする。
33 条−11

・電気系統を構成する送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海
原子力線及び東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力1号
線）については，電気学会電気規格調査会にて定められた規格（ＪＥＣ）又は日本工業規格（ＪＩＳ）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計とすることを確認している。また，電気系
統を構成する母線，変圧器，非常用所内電源設備，その他関連する機器については，電気学会電気規格調査会にて定められた規格（ＪＥＣ）又は日本工業規格（ＪＩＳ）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計とする。
・非常用所内電源系からの受電時等の母線切替えは，故障を検知した
場合，自動又は手動で容易に切り替わる設計とする。
【説明資料（2.2.1:33条−72〜100）】
第４項について
設計基準対処施設は，送受電可能な回線として275kV送電線（東京
電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1ルート2回線及び受電専用の回路として154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力1号線）1ルート1回線の合計2ルート3回線にて，電力系統に接続する。
275kV送電線は，約17km離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。また，154kV送電線は，約9km離れた東京電力パ
ワーグリッド株式会社茨城変電所に連系し，さらに，上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。
上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保するため，万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，
33 条−12東京電力パワーグリッド株式会社の新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社の新筑波変電所から本発電所への電力供給については，予め定められた手順，体制等に基づき，昼夜問わず，確実に実施されることを確認している。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワー
グリッド株式会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
【説明資料（2.2.2:33条−102

107）】

第５項について同一の送電鉄塔に架線しない275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）と154kV送電線（東京電力パワーグリッド
株式会社村松線・原子力1号線）から設計基準対象施設に電線路を接続する設計とする。
また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時及び着氷雪の事故防止対策を図ることにより，外部電源系からの電力供給が同時に停止することのない設計であることを確認している。
さらに，275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）と154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原
33 条−13

子力1号線）の近接箇所については，鉄塔を移設することにより，仮に1つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない
絶縁距離及び水平距離を確保する設計とする。
これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
【説明資料（2.2.3:33条−108〜118）】
第６項について本発電所においては，電線路について，2以上の発電用原子炉施設
を電力系統に接続しないとしたうえで，設計基準対処施設に連系する送電線は，275kV送電線2回線と154kV送電線1回線とで構成する。
これらの送電線は1回線で発電用原子炉の停止に必要な電力を供給し得る容量とし，いずれの2回線が喪失しても，発電用原子炉施設が外部電源喪失に至らない構成とする。
なお，275kV送電線2回線は起動変圧器を介して，154kV送電線1回線
は予備変圧器を介して発電用原子炉施設へ接続する設計とする。
開閉所からの送受電設備は，十分な支持性能を持つ地盤に設置するとともに，遮断器等は重心の低いガス絶縁開閉装置を採用する等，耐震性の高いものを使用する。
さらに防潮堤により津波の影響を受けないエリアに設置するとともに，塩害を考慮し，275kV送電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄ができる設計とし，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス絶縁開閉装置を採用する。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）（2.2.4:33条−119〜132）】

第７項について33 条−14非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及びその付属設備は，多重性３独立性を考慮して，必要な容量のものを各々別の場所に3台備え，共通要因により機能が喪失しない設計とするとともに，各々非常用高圧母線に接続する。
蓄電池は，非常用3系統をそれぞれ異なる区画に設置し，多重性及び独立性を確保し共通要因により機能が喪失しない設計とする。
これらにより，その系統を構成する機器の単一故障が発生した場合にも，機能が確保される設計とする。
7日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機1台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機1台を7日間並びに常設代替高圧電源装置2台を1日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
【説明資料（2.3.1:33条−133〜149）】

第８項について
設計基準事故時において，発電用原子炉施設に属する非常用所内電源設備及びその付属設備は，発電用原子炉ごとに単独で設置し，他の発電用原子炉施設と共用しない設計とする。

1.3

気象等
該当なし

33 条−15

1.4

設備等（手順等含む）

10.

その他発電用原子炉の附属設備

10.1

非常用電源設備

10.1.1

概要

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
非常用の所内高圧母線は3母線で構成し，常用母線及び非常用交流電源設
備である非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）のいずれからも受電できる設計とする。
非常用の所内低圧母線は2母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。
所内機器で2台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう2母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。
安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。
２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，275kV送電線（東京電力パワーグリッド
株式会社東海原子力線）が停電した場合に非常用母線に電力を供給する。また２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機は，
33 条−16

275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電し，
かつ154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力１号線）
も停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給する。
1台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，原子炉冷却材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。
また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池（非常用）を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，非常用の無停電電源装置を設置する。非常用直流電源設備は，非常用所内電源系として3系統から構成し，3系統のうち1系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保できる設計とする。
外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若
しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。
【説明資料（2.1.2:33条−70,71）】

33 条−17

10.1.2
10.1.2.1

設計方針
非常用所内電源系

安全上重要な構築物，系統及び機器の安全機能を確保するため非常用所内電源系を設ける。安全上重要な系統及び機器へ電力を供給する電気施設は，その電力の供給が停止することがないよう，外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しく
は過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。
【説明資料（2.2.1.1:33条−72〜93）（2.1.2:33条−70〜71）】
非常用所内電源系である非常用所内電源設備及びその付属設備は，多重性及び独立性を確保し，その系統を構成する機器の単一故障が発生した場合であっても，通常運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において発電用原子炉の安全性が確保できる設計とする。
【説明資料（2.3.1.1:33条−133〜139）（2.3.1.2:33条−140〜146）】
非常用電源設備のうち非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）については，燃料体及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，
あるいは，原子炉冷却材喪失事故時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。
また，7日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機1台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機1台を7日間並びに常設代替高圧電源
33 条−18

装置2台を1日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
【説明資料（2.3.1.3:33条−147〜149）】

10.1.2.2

全交流動力電源喪失

発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの約95分を包絡した約8時間に対し，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに，原子炉格
納容器の健全性を確保するための設備が動作することができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【説明資料（2.3.1.2:33条−140〜146）】

10.1.3

主要設備

10.1.3.1

所内高圧系統非常用の所内高圧系統は，6.9kVで第10.1−1図に示すように3母線で構成する。
非常用高圧母線・・・常用高圧母線，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系 ディーゼル発電機を含む。）から受電する母線
これらの母線は，母線ごとに一連のメタルクラッド開閉装置で構成し遮断器には真空遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
33 条−19非常用高圧母線のメタルクラッド開閉装置は，耐震性を有した原子炉建屋
付属棟内に設置する。
非常用高圧母線には，工学的安全施設に関係する機器を振り分ける。
275kV送電線が使用できる場合は所内変圧器又は，起動変圧器から，また，
275kV送電線が使用できなくなった場合には予備変圧器から非常用高圧母線に給電する。さらに，外部電源が喪失した場合，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系 ディーゼル発電機を含む。）から非常用高圧母線に給電する。
メタルクラッド開閉装置の設備仕様を第10.1−1表に示す。
【説明資料（2.1.2:33条−70，71）】

10.1.3.2

所内低圧系統非常用の所内低圧系統は，480Vで第10.1−1図に示すように2母線で構成する。
非常用低圧母線・・・非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する
母線
これらの母線は，母線ごとに一連のキュービクルで構成し，遮断器は気中遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響が局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
非常用低圧母線のパワーセンタは，耐震性を有した原子炉建屋付属棟内に設置する。
工学的安全施設に関係する機器を接続している非常用低圧母線には，非常用高圧母線から動力変圧器を通して降圧し給電する。
33 条−20275kV送電線が使用できる場合は所内変圧器又は起動変圧器から，また，
275kV送電線が使用できなくなった場合には予備変圧器から非常用高圧母線
を通して非常用低圧母線に給電する。
さらに，全ての外部電源が喪失した場合，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線を通して給電する。
パワーセンタの設備仕様を第10.1−2表に示す。
【説明資料（2.1.2:33条−70，71】

10.1.3.3

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
は，外部電源が喪失した場合には発電用原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給し，また，外部電源が喪失し同時に原子炉冷却材喪失が発生した場合には工学的安全施設作動のための電力を供給する。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
は多重性を考慮して，3台を備え，各々非常用高圧母線に接続する。各非常
用ディーゼル発電設備（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，耐震性を有した原子炉建屋付属棟内のそれぞれ独立した部屋に設置する。
【説明資料（2.3.1.1:33条−133〜139）】
非常用高圧母線が停電若しくは原子炉冷却材喪失事故が発生すると，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が起動する。
非常用高圧母線が停電した場合には，非常用高圧母線に接続される負荷は，
動力用変圧器及び非常用低圧母線に接続されるモータコントロールセンタを除いて全て遮断される。その後，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ
33 条−21

イ系ディーゼル発電機を含む。）電圧及び周波数が定格値になると，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は非常用高圧母線に自動的に接続され，発電用原子炉を安全に停止するために必要な負荷が自動的に投入される。
原子炉冷却材喪失事故により非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機を含む。）が起動した場合で，非常用高圧母線が停電していない場合は，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）は待機運転状態となり，手動で停止するまで運転を継続する。
また，原子炉冷却材喪失事故と外部電源喪失が同時に起こった場合，各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）に
工学的安全施設に関する負荷が自動的に投入される。
なお，7日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機1台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機1台を7日間並びに常設代替高圧電源装置2台を1日間運転できる燃料貯蔵設備を発電所内に設ける。
各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）に接続する主要な負荷は以下の系統に属するものである。

非常用ディーゼル発電機（区分Ⅰ）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系
原子炉補機冷却系
換気空調系（中央制御室，非常用ディーゼル発電機室等）
ほう酸水注入系
制御棒駆動水圧系
33 条−22

原子炉建屋ガス処理系
可燃性ガス濃度制御系
制御棒駆動水圧系
充電器
非常灯

非常用ディーゼル発電機（区分Ⅱ）
残留熱除去系
原子炉補機冷却系
換気空調系（中央制御室，非常用ディーゼル発電機室等）
ほう酸水注入系
原子炉建屋ガス処理系
可燃性ガス濃度制御系
制御棒駆動水圧系
充電器
非常灯

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(区分Ⅲ)
高圧炉心スプレイ系
換気空調系(高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機室等)
充電器

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
負荷が最も大きくなる原子炉冷却材喪失事故と外部電源喪失が同時に起こった場合の負荷曲線例を第10.1−2図に示す。
33 条−23

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）の設備仕様を第10.1−3表に示す。
【説明資料（2.3.1.2:33条−140〜146）】

10.1.3.4直流電源設備

非常用直流電源設備は，第10.1−3図に示すように，非常用電源設備として，直流125V 3系統（区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ）及び直流±24V 2系統（区分Ⅰ，Ⅱ）から構成する。
非常用所内電源系の直流125V系統及び±24V系統は，非常用低圧母線に接続される充電器9個，蓄電池5組等を設ける。これらの125V系3系統のうち1系
統及び±24V系統2系統のうち1系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保できる。
また，これらの系統は，多重性及び独立性を確保することにより，共通要
因により同時に機能が喪失することのない設計とする。直流母線は125V及び±24Vであり，非常用直流電源設備5組の電源の負荷は，工学的安全施設等の制御装置，電磁弁，無停電計装用分電盤に給電する非常用の無停電電源装置
等である。
そのため，原子炉水位及び原子炉圧力の監視による発電用原子炉の冷却状態の確認並びに原子炉格納容器内圧力及びサプレッション・プール水温度の監視による原子炉格納容器の健全性の確認を可能とする。
蓄電池（非常用）は125V系蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系（区分Ⅰ），125V系蓄電池Ｂ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系（区分Ⅱ）及び125V系蓄電池ＨＰＣＳ系（区分Ⅲ）の5組で構成し，据置型蓄電池でそれぞれ異なる区画に設置され独立したものであり，非常用低圧母線に接続された充電器で浮動充電する。
33 条−24

また，蓄電池（非常用）の容量はそれぞれ6,000Ah（125V系蓄電池Ａ系及び125V系蓄電池Ｂ系），500Ah（125V系蓄電池ＨＰＣＳ系），150Ah（中性子モニタ用蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系）であり，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を一定時間冷却するための設備の動作に必要な容量を有している。
この容量は，例えば，発電用原子炉が停止した際に遮断器の開放動作を行うメタルクラッド開閉装置等，発電用原子炉停止後の炉心冷却のための原子
炉隔離時冷却系，発電用原子炉の停止，冷却，原子炉格納容器の健全性を確認できる計器に電力供給を行う制御盤及び非常用の無停電電源装置の負荷へ電力供給を行った場合においても，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの約95分を包絡した約8時間以上電力供給が可能な容量である。
直流電源設備の設備仕様を第10.1−4表に示す。
【説明資料（2.1.2:33条−70,71）（2.3.1.2:33条−140〜146）】

10.1.3.5

計測制御用電源設備

非常用の計測制御用電源設備は，第10.1−4図に示すように，計装用主母
線盤120V／240V 2母線及び計装用分電盤120V 3母線で構成する。
計装用分電盤２Ａ及び２Ｂは，2系統に分離独立させ，それぞれ非常用の無停電電源装置から給電する。
非常用の無停電電源装置は，外部電源喪失及び全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するため，非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）から電力が供給されることにより，非常用の無停電電源装置内の変換器を介し直流を交流へ変換し，２Ａ及び２Ｂの計装用分電盤に対し電力供給を確保する。
33 条−25非常用の無停電電源装置は，核計装の監視による発電用原子炉の安全停止
状態及び未臨界の維持状態の確保のため，全交流動力電源喪失時から重大事
故等に対処するために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの約95分間を包絡した約8時間，電力供給が可能である。
なお，これらの電源を保守点検する場合は，必要な電力は非常用低圧母線に接続された無停電電源装置内の変圧器から供給する。また，計装用主母線
盤は，分離された非常用低圧母線から給電する。計装用分電盤ＨＰＣＳは非常用低圧母線から給電する。
計測制御用電源設備の設備仕様を第10.1−5表に示す。
【説明資料（2.1.2:33条−70,71）（2.3.1.2:33条−140〜146）】

10.1.3.6

ケーブル及び電線路

安全保護系並びに工学的安全施設に関係する動力回路，制御回路，計装回
路のケーブルは，その多重性及び独立性を確保するため，それぞれ相互に分離したケーブルトレイ，電線管を使用して敷設し，相互に独立性を侵害することのないようにする。
また，これらのケーブル，ケーブルトレイ，電線管材料には不燃性材料又は難燃性材料のものを使用する設計とする。非難燃ケーブルについては，非難燃ケーブル及びケーブルトレイを不燃材の防火シートで覆い，難燃ケーブ
ルと同等以上の難燃性能を確認した複合体を使用する設計とする。
さらにケーブルトレイ等が隔壁を貫通する場合は，火災対策上隔壁効果を減少させないような構造とする。
また，原子炉格納容器貫通部は，原子炉冷却材喪失事故時の環境条件に適合するものを使用する。
【説明資料（2.3.1.1:33条−133〜139）】33 条−26

10.1.3.7

母線切替

通常運転時は，275kV送電線2回線を使用して運転するが，275kV送電線1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る容量がある。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若
しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。
【説明資料（2.1.2:33条−70,71）】
また，275kV送電線が全て停止するような場合，発電用原子炉を安全に停止するために必要な所内電力は，154kV送電線又は非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）から受電する。
【説明資料（2.2.1.2:33条−94〜101）】(1)

予備変圧器（154kV 系）への切替
所内変圧器又は起動変圧器から受電している非常用高圧母線は，275kV送電線が2回線とも停電し，154kV送電線に電圧がある場合，予備変圧器から受電して，発電用原子炉の安全停止に必要な補機を運転する。
本切替えは自動又は中央制御室での手動操作であり容易に実施可能である。
【説明資料（2.2.1.2:33 条−94〜101）】(2)

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）への切替
非常用高圧母線２Ｃは，所内変圧器及び起動変圧器を介した受電ができ
33 条−27

なくなった場合には，非常用高圧母線２Ｃに接続された負荷は，動力用変圧器及び非常用低圧母線に接続されるモータコントロールセンタを除いて全て遮断される。２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，自動起動し電圧及び周波数が定格値になると，非常用高圧母線２Ｃに自動的に接続され，発電用原子炉の安全停止に必要な負荷が自動的に順次投入される。
また，非常用高圧母線２Ｄ及び高圧炉心スプレイ系母線は，所内変圧器，起動変圧器及び予備変圧器を介した受電ができなくなった場合には，非常用高圧母線２Ｄ及び高圧炉心スプレイ系母線に接続された負荷は，動力用変圧器及び非常用低圧母線に接続されるモータコントロールセンタを除いて全て遮断される。２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機は，自動起動し電圧及び周波数が定格値になると，非常用高圧母線２Ｄ及び高圧炉心スプレイ系母線に自動的に接続され，発電用原子炉の安全停止に必要な負荷が自動的に順次投入される。
【説明資料（2.2.1.2:33条−94〜101）】(3)

275kV又は154kV送電線電圧回復後の切替
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）で所内負荷運転中，275kV送電線又は154kV送電線の電圧が回復すれば，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）を外部電源に同期並列させることにより，無停電切替（手動）で所
内負荷を元の状態にもどす。
【説明資料（2.2.1.2:33条−94〜101）】

10.1.4主要仕様

主要仕様を第10.1−1表から第10.1−5表に示す。
33 条−28

10.1.5

試験検査

10.1.5.1

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，定期的に起動試験を行い，電圧確立時間や負荷を印加して運転状態を確認するなど，その運転性能を確認する。

10.1.5.2蓄電池（非常用）

蓄電池（非常用）は，定期的に巡視点検を行い，機器の健全性や，浮動充電状態にあること等を確認する。

10.3

常用電源設備10.3.1

概要

設計基準対象施設は，275kV送電線1ルート2回線にて，約17km離れた東京
電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。また，154kV送電線1ルート1回線にて，約9km離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系し，さらに，上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。
上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保するため，万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場
合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリ
ッド株式会社の新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
33 条−29

また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給については，予め定められた手順，体制等に基づき，昼夜問わず，確実に実施されることを確認している。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式
会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
これら送電線は，発電所を安全に停止するために必要な電力が供給可能な容量とする。
275kV送電線2回線は，1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る能力がある。
通常運転時には，所内電力は，主として発電機から所内変圧器を通して受電するが，275kV送電線より受電する起動変圧器を通しても受電することができる。また，154kV送電線を予備電源として使用することができる。
常用高圧母線は7母線で構成し，所内変圧器，起動変圧器または予備変圧器から受電できる設計とする。
常用低圧母線は11母線で構成し，常用高圧母線から動力変圧器を通して受電できる設計とする。
所内機器で2台以上設置するものは，非常用，常用ともに，各母線に分割
接続し，所内電力供給の安定を図る。
また，直流電源設備は，常用所内電源系として直流250V 1系統から構成する。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

33 条−30

10.3.2
10.3.2.1

設計方針
外部電源系

重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，外部電源系を設ける。重要安全施設へ電力を供給する
電気施設は，その電力の供給が停止することがないよう，送電線の回線数と開閉所の母線数は，供給信頼度の整合が図れた設計とし，電気系統の系統分
離を考慮して，275kV母線を1母線，154kV母線を1母線で構成する。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
また，発電機，外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系
統の機器の短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流，変圧器一次側における1相開放故障等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。
【説明資料（2.2.1:33条−72〜100）】
外部電源系の少なくとも 2 回線は，それぞれ独立した送電線により電力系
統に連系させるため，万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグ
リッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水
戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給については，予め定められた手順，体制等に基づき，昼夜問わず，確実に実施されることを確認している。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，
33 条−31東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計であることを確認している。
少なくとも1回線は他の回線と物理的に分離された設計とし，全ての送電線が同一鉄塔等に架線されない設計とすることにより，これらの発電用原子炉施設への電力供給が同時に停止しない設計であることを確認している。
さらに，いずれの2回線が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施設への電力供給が同時に停止しない設計であることを確認している。
【説明資料（2.2.2:33条−101〜107）】
開閉所及び送受電設備は，十分な支持性能を持つ地盤に設置する。
碍子，遮断器等は耐震性の高いものを使用する。さらに，防潮堤により津波の影響を受けないエリアに設置するとともに，塩害を考慮した設計とする。
【説明資料（2.2.4:33条−119〜132）】

10.3.3

主要設備

10.3.3.1

送電線

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，第10.3−1図に示すとおり，送受電可能な回線として275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1
ルート2回線及び受電専用の回線として154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力1号線）1ルート1回線の合計2ルート3回線で電力系統に連系する。
275kV送電線は，約17km離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。
また，154kV送電線は，約9km離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城33 条−32

変電所に連系する。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
万一，送電線の上流側設備である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計であることを確認している。
また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給については，予め定められた手順，体制等に基づき，昼夜問わず，確実に実施されることを確認している。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式
会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。
送電線は，1回線で重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系する275kV送電線は，系統事故による停電の減少を図るため2回線接続とする。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
275kV送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を2系列設置すること
により，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生した場
合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計となっていることを確認している。
33 条−33

また，送電線1相の開放が生じた際には，275kV送電線は送受電時，154kV
送電線は受電している場合，保護装置による自動検知又は人的な検知（巡視点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇所の1相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる可能性を高めることとしている。

【説明資料（2.2.1.1:33条−72〜93）】

設計基準対象施設に連系する275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1ルート2回線及び154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力1号線）1ルート1回線は，同一の送電鉄塔に架線しないよう，それぞれのルートに送電鉄塔を備えていることを確認している。
【説明資料（2.2.3.1:33条−108，109）】
また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することがない設計となっていることを確認している。
さらに，275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）と154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社原子力1号線）の近接箇所については，鉄塔を移設することにより，仮に1つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計とする。
これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
送電線の設備仕様を第10.3−1表に示す。また，送電系統図を第10.3−1図に示す。
【説明資料（2.2.3.2:33条−109〜118）】33 条−34

10.3.3.2

開閉所

275kV超高圧開閉所は，第10.3−2図に示すように，275kV送電線と主要変圧器及び起動変圧器を連系する遮断器，断路器，275kV母線等で構成する。
154kV特別高圧開閉所は，第10.3−2図に示すように，154kV送電線と予備変圧器を連系する遮断器，断路器等で構成する。
故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，開閉所は地盤が不等沈下や傾斜等が起きないような十分な支持性能を持つ場所に設置し，かつ津波の影響を考慮する。
遮断器等は耐震性の高いガス絶縁開閉装置を使用する。
塩害を考慮し，275kV送電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄できる設計とし，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス絶縁開閉装置を採用する。
開閉所機器の設備仕様を第10.3−2表に示す。
【説明資料（2.2.4:33条−119〜132）】

10.3.3.3

発電機及び励磁装置

発電機は，約1,300,000kVA，1,500rpmで蒸気タービンに直結される横軸円筒回転界磁形，回転子水素直接冷却，固定子水冷却，3相交流同期発電機で励磁装置は交流励磁機である。
発電機及び励磁装置の設備仕様を第10.3−3表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】
10.3.3.4

変圧器

本発電用原子炉施設では，次のような変圧器を使用する。
33 条−35

主要変圧器・・・発電機電圧（19kV）を275kV超高圧開閉所電圧（275kV）に昇圧する。
所内変圧器・・・発電機電圧（19kV） を所内高圧母線電圧（6.9kV）に降圧する。
起動変圧器・・・275kV超高圧開閉所電圧（275kV）を所内高圧母線電圧（6.9kV）に降圧する。
予備変圧器・・・154kV特別高圧開閉所電圧（154kV）を所内高圧母線電圧（6.9kV）に降圧する。
発電機の発生電力は，主要変圧器を通して275kV超高圧開閉所に送る。
所内電力は，通常運転時は発電機から2台の所内変圧器を通して供給するが，発電用原子炉の起動又は停止中は， 275kV超高圧開閉所から2台の起動変圧器を通して供給する。さらに，起動変圧器回路の故障時等には，所内電力は，154kV特別高圧開閉所から予備変圧器を通して供給する。
変圧器の設備仕様を第10.3−4表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.5

所内高圧系統常用の所内高圧系統は，6.9kVで第10.1−1図に示すように常用7母線で構成する。
常用高圧母線・・・所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器から受電する母
線
これらの母線は，母線ごとに一連のメタルクラッド開閉装置で構成し，遮断器には真空遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる。
33 条−36

常用高圧母線のメタルクラッド開閉装置は，原子炉建屋付属棟内等に設置する。
常用高圧母線には，通常運転時に必要な負荷を振り分け，これらの母線は，発電用原子炉の起動又は停止中は，起動変圧器から受電するが，発電機が同期し，並列した後は所内変圧器から受電する。
常用高圧母線への電力は，発電機負荷遮断後しばらくは供給される。
メタルクラッド開閉装置の設備仕様を第10.1−1表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.6

所内低圧系統常用の所内低圧系統は，480Vで第10.1−1図に示すように常用11母線で構成する。
常用低圧母線・・・常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する母線
これらの母線は，母線ごとに一連のキュービクルで構成し，遮断器は気中遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる。
常用低圧母線のパワーセンタは，原子炉建屋付属棟内等に設置する。
パワーセンタの設備仕様を第10.1−2表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.7

所内機器

所内機器で2台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう2母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。
33 条−37

【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.8直流電源設備

常用の直流電源設備は第10.1−3図に示すように，常用所内電源系として
直流250V 1系統から構成する。
常用所内電源系の直流250V系統は，非常用低圧母線に接続される充電器2個，蓄電池1組等を設ける。
これらすべての蓄電池は，充電器により浮動充電される。
直流電源設備の設備仕様を第10.1−4表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.9計測制御用電源設備

常用の計測制御用電源設備は，第10.1−4図に示すように，計装用交流母線4母線で構成する。母線電圧は120V/240V及び120Vである。
常用の計測制御用電源設備は，非常用低圧母線と常用直流母線に接続する
常用の無停電電源装置及び非常用低圧母線に接続する電動発電機（原子炉保護系用Ｍ−Ｇ装置）で構成する。
計測制御用電源設備の設備仕様を第10.1−5表に示す。
【説明資料（2.1.1:33条−64〜69）】

10.3.3.10

ケーブル及び電線路

動力回路，制御回路，計装回路のケーブルは，それぞれ相互に分離したケーブルトレイ，電線管を使用して敷設する。
また，これらのケーブル，ケーブルトレイ，電線管材料には不燃性材料又は難燃性材料のものを使用する設計とする。非難燃ケーブルについては，非33 条−38

難燃ケーブル及びケーブルトレイを不燃材の防火シートで覆い，難燃ケーブ
ルと同等以上の難燃性能を確認した複合体を使用する設計とする。
さらに，ケーブルトレイ等が隔壁を貫通する場合は，火災対策上隔壁効果を減少させないような構造とする。
また，原子炉格納容器貫通部は，原子炉冷却材喪失時の環境条件に適合するものを使用する。
【説明資料（2.1.1:33 条−64〜69）】

10.3.3.11

母線切替

通常運転時は，275kV送電線2回線を使用して運転するが，1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る容量がある。
外部電源，常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若し
くは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。

(1)

275kV系への切替
常用高圧母線は，通常運転時は発電機から所内変圧器を通して電力を供給するが，所内変圧器回路の故障時又は発電用原子炉の停止時には，起動変圧器を通して受電するように切り替える。本切替えは中央制御室での手動操作であり容易に実施可能である。

(2)

予備変圧器(154kV系)への切替
所内変圧器又は起動変圧器から受電している常用高圧母線は，275kV送
電線が2回線とも停電し，154kV送電線に電圧がある場合，予備変圧器から受電する。本切替えは自動又は中央制御室での手動操作であり容易に実施
33 条−39

可能である。
【説明資料（2.2.1.2:33条−94〜101）】

10.3.4主要仕様

主要仕様を第10.1−1表，第10.1−2表，第10.1−4表，第10.1−5表及び第10.3−1表から第10.3−4表に示す。

10.3.5

試験検査

10.3.5.1蓄電池（常用）蓄電池（常用）は，定期的に巡視点検を行い，機器の健全性や，浮動充電状態にあること等を確認する。

10.3.6

手順等

常用電源設備は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

外部電源系統切替えを実施する際は，手順を定め，給電操作指令伝票等を活用し，給電運用担当箇所と連携を図り実施する。

(2)

電気設備の塩害を考慮し，定期的に碍子洗浄操作を実施する。また，碍
子の汚損が激しい場合は，臨時に碍子洗浄操作を実施する。

(3)

変圧器一次側において1相開放を検知した場合，故障箇所の隔離又は非常用母線を健全な電源から受電できるよう切替を実施する。

(4)

変圧器一次側における1相開放事象への対応として，送電線は複数回線との接続を確保し，送電線引留部の巡視点検を実施する。

(5)

外部電源系統切替操作に関する教育・訓練を実施する。

33 条−40

第10.1−1表 メタルクラッド開閉装置の設備仕様

構成及び仕様
項

目

(a) 型

式

(b) 個

数

受電盤

母線連絡盤

き電盤

計器用変圧器盤

閉鎖配電盤
12

19

51

(c) 定格電圧

11

7.2kV

(d) 電気方式

50Hz

3相(e) 電源引込方式

バスダクト又はケーブルによる(f) フィーダ引出方式

3線

変圧器接地式

ケーブルによる(g) 母線電流容量

3,000A

2,500A

2,000A

遮断器
項

目

(a) 型

式

(b) 個

数

(c) 極

数

受電用

母線連絡用

き電用

真空遮断器
14

13

50

3極

(d) 操作方式

バネ投入操作（DC125V）(e) 絶縁階級

6号A(f) 定格電圧

7.2kV(g) 定格電流3,000A

2,000A(h) 定格遮断電流63kA(i) 定格遮断時間

5サイクル(j) 引きはずし自由方式

1,200A

電気式，機械式(k) 投入方式

バネ式

33 条−41

第10.1−2表 パワーセンタの設備仕様
動力変圧器
項

目

(a) 型

式

(b) 個

数

常用母線用

非常用母線用3相乾式変圧器
102(c) 冷却方式

自冷／風冷(d) 周 波 数

50Hz

(e) 容

量

約3,333／2,000kVA

約3,333kVA

(f) 結

線

1次：三角形

2次：三角形

1次側(g) 定格電圧

6.9kV（5タップ）（7.245,7.072,6.9,6.727,6.555kV）
2次側

(h) 絶

縁

480V

Ｈ種／Ｆ種

構成及び仕様
項

目

(a) 型

式

(b) 個

数

受電盤

母線連絡盤

き電盤

変圧器盤

閉鎖配電盤
12

14

48

(c) 定格電圧

12面

600V

(d) 電気方式

50Hz

3相

3線

非接地式

(e) 電源引込方式

ケーブルによる(f) フィーダ引出方式

ケーブルによる(g) 母線電流容量

4,000A

3,000A

遮断器
項

目

(a) 型

式

(b) 個

数

(c) 極

数

受電用

母線連絡用

き電用

気中遮断器
12

14

158

3極

(d) 操作方式

バネ投入操作（DC125V）(e) 定格電圧600V(f) 定格電流3,000A(g) 定格遮断電流1,200A

50,000A(h) 引きはずし自由方式

電気的，機械的
33 条−42

第10.1−3表 非常用ディーゼル発電機の設備仕様（1）エンジンａ．非常用ディーゼル発電機
型

式

V型

台

数

2

出

力

約 5,500kW（１台当たり）

回 転 数

429rpm

起動方式

圧縮空気起動

起動時間

約 10 秒

使用燃料

軽油

ｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
型

式

V形

台

数

1

出

力

約 3,050kW

回 転 数

429rpm

起動方式

圧縮空気起動

起動時間

約 10 秒

使用燃料

軽油

33 条−43

（2）発電機ａ．非常用ディーゼル発電機
型式

横軸回転界磁 3 相交流発電機

台

数

2

容

量

約 6,500kVA(1 台当たり)

力率0.80（遅れ）電圧

約 6,900V

周 波 数

50Hz

回 転 数

429rpmｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
型式

横軸回転界磁 3 相交流発電機

台

数

1

容

量

約 3,500kVA

力率0.80（遅れ）電圧

約 6,900V

周 波 数

50Hz

回 転 数

429rpm（3）軽油貯蔵タンク
型

式

横置円筒形

基

数

2

容

量

約 400kL(1 基当たり)

使用燃料

軽油

33 条−44

第10.1−4表 直流電源設備の設備仕様（1）蓄電池
非常用
型

式

組

数

セル数

電

容

常

圧

量

鉛蓄電池
5
125V 系Ａ系

116

125V 系Ｂ系

116

ＨＰＣＳ系

58

中性子モニタ用Ａ系

24

中性子モニタ用Ｂ系

24

125V 系Ａ系

125V

125V 系Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系±24V

125V 系Ａ系

6,000Ah

125V 系Ｂ系

6,000Ah

ＨＰＣＳ系

500Ah

中性子モニタ用Ａ系

150Ah

中性子モニタ用Ｂ系

150Ah

用
型

式

鉛蓄電池

組

数

1

セル数

116
33 条−45

電

圧

250V

容

量

2,000Ah（2）充電器
非常用（予備充電器は常用）
型

式

個

数

シリコン整流器
125V 系Ａ系，Ｂ系

2 (予備 1）

ＨＰＣＳ系

1（予備 1)

中性子モニタ用Ａ系

2

中性子モニタ用Ｂ系

2

充電方式

浮動

冷却方式

自然通風

交流入力

容

量

125V 系Ａ系，Ｂ系

3相

50Hz

480V

ＨＰＣＳ系

3相

50Hz

480V

中性子モニタ用Ａ系

単相

50Hz

120V

中性子モニタ用Ｂ系

単相

50Hz

120V

125V 系Ａ系

58.8kW

125V 系Ｂ系

48.8kW（125V 系Ａ系，Ｂ系予備 58.8kW）
ＨＰＣＳ系

14kW（1 個当たり）中性子モニタ用Ａ系

0.84kW（1 個当たり）中性子モニタ用Ｂ系

0.84kW（1 個当たり）

33 条−46直流出力電圧125V 系Ａ系，Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系±24V

直流出力電流
125V 系Ａ系

420A

125V 系Ｂ系

320A（125V 系Ａ系，Ｂ系予備 420A）

常

ＨＰＣＳ系

100A

中性子モニタ用Ａ系

30A

中性子モニタ用Ｂ系

30A

用
型

式

シリコン整流器個

数

1（予備 1)

充電方式

浮動

冷却方式

自然通風

交流入力

3相

容

98kW（1 個当たり）量

直流出力電圧250V

直流出力電流350A

33 条−47

50Hz

480V

（3）直流母線
非常用

常

個

数

電

圧

5
125V 系Ａ系，Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系

±24V

用
個

数

1

電

圧

250V

33 条−48

第10.1−5表 計測制御用電源設備の設備仕様（1）非常用ａ．無停電電源装置
型

式

静止形

個

数

2

容

量

約 35kVA（1 個当たり）

出力電圧

約 120Vｂ．計装用交流母線
個

数

5

電

圧

約 120V／約 240V（2 個）約120V（3個）（2）常用
ａ．無停電電源装置
型

式

静止形

個

数

1

容

量

約 50kVA

出力電圧

約 120V／約 240Vｂ．原子炉保護系用Ｍ−Ｇ装置
電動機
型

式

3 相誘導電動機

台

数

2

定格容量

44.76kW（1 台当たり）

電

約 440V圧33 条−49

発電機
型
台

式

単相同期電動機

数

2

定格容量

約 18.75kVA（１台当たり）

電

約 120V

圧

周波数

50Hz

ｃ．計装用交流母線
個

数

4

電

圧

約 120V／約 240V（2 個）約120V（2個）

33 条−50

第 10.3−1 表 送電線の設備仕様（1）275kV送電線
兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備
公称電圧

275kV

回線数

2

導体サイズ

ACSR 810mm2 2導体

送電容量

約1,138MW（1回線当たり）

亘

約17km

長

（東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所まで）（2）154kV送電線
兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備
公称電圧

154kV

回線数

1

導体サイズ

ACSR 610mm2 1導体

送電容量

約269MW

亘

約9km

長（東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所まで）

33 条−51

第 10.3−2 表 開閉所機器の設備仕様（1）275kV母線
型式

SF6ガス絶縁相分離方式

定格電圧

300kV

電流容量

4000A

定格短時間電流50kA 2サイクル（2）遮断器名称

線路用275KV発電機並列用

起動変圧器用

予備変圧器用遮断器

275kV遮断器

275kV遮断器

154kV遮断器

2

1

2

1

定格電圧

300kV

300kV

300kV

168kV

定格電流

4,000A

4,000A

2,000A

1,200A

定格遮断電流

50kA

50kA

50kA

25kA

個

数

33 条−52

第10.3−3表 発電機及び励磁装置の設備仕様（1）発電機型

式

横軸円筒回転界磁3相交流同期発電機

台

数

1

容

量

1,300,000kVA

力率0.90（遅れ）電

圧19,000V

相

数

3相

周波数

50Hz

回転数

1,500rpm

結線法

星形

冷却法

固定子

水冷却

回転子

水素直接冷却33 条−53

（2）励磁装置
名称

主励磁機

副励磁機

型式

交流励磁機

交流副励磁機

台数

1

1

容量

3,525kW

140kVA

電圧

AC400V

AC300V

回転数

1,500rpm

1,500rpm

駆動方法

発電機と直結発電機と直結33 条−54

第10.3−4表 変圧器の設備仕様

名称

主要変圧器

起動変圧器

予備変圧器

屋外用3相三屋外用3相二

巻線外鉄無
圧密封式

巻線内鉄無圧

線外鉄無圧密封屋外用3相三
巻線内鉄無

式

圧密封式

負荷時タッ

密封式
負荷時タップ

プ切換器付

切換器付

屋外用3相二巻
型式

所内変圧器

台数

1

2

2

1

容量

約1,300,000kVA

約50,000kVA

約50,000kVA

約38,000kVA

一次

約18.525kV

約18.525kV

約275kV

約147kV

二次

約275kV

約6.9kV，

約6.9kV，

約6.9kV

約6.9kV

電圧

約6.9kV

相数

3

3

3

3

周波数

50Hz

50Hz

50Hz

50Hz

一次

三角

三角

星形

星形

二次

星形

星形，星形

星形，星形

星形

導油風冷式

油入風冷式

油入風冷式

油入風冷式

結線
法

冷却方法

33 条−55

第10.1−1図

所内電源単線結線図
33 条−56

２Ｃ非常用ディーゼル発電機（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）

２Ｄ非常用ディーゼル発電機（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）

第 10.1−2 図

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機含む）の負荷の始動順位（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）
33 条−57

33 条−58
第 10.1−3 図

直流電源単線結線図（1／3）

33 条−59
第 10.1−3 図

直流電源単線結線図（2／3）

第 10.1−3 図

直流電源単線結線図（3／3）
33 条−60

33 条−61
第 10.1−4 図

計測制御用電源単線結線図

第10.3−1図

送電系統図

33 条−62

第 10.3−2 図

開閉所単線結線図

33 条−632.

保安電源設備

2.1

保安電源設備の概要

2.1.1

常用電源設備の概要

275kV 送電線 2 回線は，約 17km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社
那珂変電所（以下「那珂変電所」という。）に接続する。また，154kV 送電
線 1 回線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所（以下「茨城変電所」という。）に接続する。なお，東海発電所用の 66kV 送電線
1 回線は東海第二発電所の 3 回線とは別で茨城変電所に接続しており，東海
第二発電所とは送電線の共用をしていない。送電系統図を，第 2.1.1−1 図に示す。
上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保するため，万一,那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電
力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から石岡変電所，西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで東海第二発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。また，茨城変電所が停止した場合には，那珂変電所を経由するルートで，東海第二発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。これら送電線は，発電用原子炉の停止に必要となる電力を供給可能な容量であることを確認している。東京電力パ
ワーグリッド株式会社 275kV 東海原子力線（以下「275kV 東海原子力線」という。）2 回線は，1 回線停止時でも東海第二発電所の全発生電力を送電し得る能力がある。
通常運転時に所内電力は，主として発電機から所内変圧器を介して受電す
るが，275kV 東海原子力線より起動変圧器を介して受電することもできる。
また，東京電力パワーグリッド株式会社 154kV 村松線・原子力１号線（以下「154kV 村松線・原子力１号線」という。）を予備電源として使用すること
33 条−64ができる。
常用高圧母線は，7 母線で構成し，所内変圧器または起動変圧器から受電する。
常用低圧母線は，11 母線で構成し，常用高圧母線から動力変圧器を介して受電できる設計とする。
所内機器で 2 台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう各母線に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。所内電源単線結線図を，第 2.1.1−2 図に示す。
また，直流電源設備は，常用所内電源として 250V 母線１系統から構成する。直流電源単線結線図を，第 2.1.1−3 図に示す。

第 2.1.1−1 図

送電系統図

33 条−65

第 2.1.1−2 図

所内電源単線結線図

33 条−66

33 条−67
第 2.1.1−3 図

直流電源単線結線図（1／3）

33 条−68
第 2.1.1−3 図

直流電源単線結線図（2／3）

第 2.1.1−3 図

直流電源単線結線図（3／3）
33 条−69

2.1.2

非常用電源設備の概要

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。
非常用高圧母線は 3 母線で構成し，常用母線及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）のいずれからも受電できる設計とする。
非常用低圧母線は，2 母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を介して受電する。所内電源単線結線図を，第 2.1.1−2 図に示す。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。
安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。
3 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）は，275kV 東海原子力線が停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給し，1 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機を含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，
原子炉冷却材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。
また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，無停電電源装置を設置する。
直流電源設備は，非常用電源として 125V 母線 3 系統（高圧炉心スプレイ系
33 条−70１系統を含む）(区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ)及び±24V 母線 2 系統（区分Ⅰ，Ⅱ）から構成する。直流電源単線結線図を，第 2.1.1−3 図に示す。
外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若
しくは地絡又は母線の定電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源系からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

33 条−712.2

保安電源の信頼性

2.2.1

発電所構内における電気系統の信頼性

2.2.1.1(1)

安全施設に対する電力系統の異常の検知とその拡大防止

安全施設の保護装置について
発電機，外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統の機器の故障により発生する短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流に対し，安全施設への電力の供給が停止することのないように，保護継電装置により検知できる設計としており，検知した場合には，異常の拡大防止のため，保護継電装置からの信号により，遮断器等により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化し，他の電気系統の安全性への影響を限定できる設計とする。
なお，東海第二発電所内では，吊り下げ設置型高圧遮断器については，
使用していない。（別紙 2 参照）

ａ．送電線保護装置
275kV 東海原子力線，154kV 村松線・原子力１号線には，それぞれ保護装置を設置している。
送電線の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該送電線が連系される遮断器を開放し，故障区間を速やかに分離し，残りの健全回線の電力供給を維持する。
送電線保護装置（275kV 東海原子力線（1 号線）故障時）を，第 2.2.1.1−1 図に，送電線保護装置（154kV 村松線・原子力 1 号線故障時）を，
第 2.2.1.1−2 図に示す。

33 条−72

第 2.2.1.1−1 図

送電線保護装置（275kV 東海原子力線（1 号線）故障時）

第 2.2.1.1−2 図

送電線保護装置（154kV 村松線・原子力 1 号線故障時）

33 条−73ｂ．275kV 母線保護装置
東海第二発電所 275kV 超高圧開閉所は，1 母線で構成されており，保護装置を設置する。
母線の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該母線が連系される遮断器を開放し，故障区間を速やかに分離し，残りの健全側母線の電力供給を維持する。
東海第二発電所が接続する母線保護装置（275kV 東海原子力線が接続する母線故障時）を，第 2.2.1.1−3 図に示す。

第 2.2.1.1−3 図

母線保護装置（275kV 東海原子力線が接続する母線故障時）

33 条−74

ｃ．主要変圧器保護装置
主要変圧器の保護装置を，第 2.2.1.1−4 図に示す。
主要変圧器の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該変圧器が連系される遮断器を開放し，故障変圧器を速やかに分離するとともに，他の安全施設への影響を限定できる構成とする。

第 2.2.1.1−4 図

主要変圧器保護装置

ｄ．その他設備に対する保護装置
ファンやポンプ等の補機については過負荷保護継電器及び過電流保護継電器を設置する。
過負荷継電器及び過電流継電器にて過電流を検知した場合，警報を発生させることや補機を停止させることにより，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。

33 条−75

(2)1 相開放故障への対策について
外部電源に直接接続している変圧器の一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，保護継電器が作動することによる故障箇所の隔離
又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。）を行うことによって，安全施設への電力の供給が停止することがないように，電力供給の安定性を回復できる設計とする。

ａ．米国バイロン２号炉の事象の概要と問題点
(a)

事象の概要
2012 年 1 月 30 日，米国バイロン２号炉において定格出力運転中，以下の事象が発生した。
①

起動用変圧器の故障（架線の碍子の破損）により，3 相交流電源の 1 相が開放故障した状態が発生した。米国バイロン２号炉の 1
相開放故障の概要を，第 2.2.1.1−5 図に示す。

② このため，起動用変圧器から受電していた常用母線の電圧の低下
により，一次冷却材ポンプがトリップし，原子炉がトリップした。
③ トリップ後の所内切替により，非常用母線の接続が起動用変圧器側に切り替わった。
④ 非常用母線の電圧を監視している保護継電器のうち，1 相分の保護継電器しか動作しなかったため，非常用母線の外部電源への接続が維持され，非常用母線各相の電圧が不平衡となった。
⑤ 原子炉トリップ後に起動した安全系補機類が，非常用母線の電圧
不平衡のために過電流によりトリップした。
⑥ 運転員が 1 相開放故障状態に気付き，外部電源の遮断器を手動で33 条−76動作させることにより，外部電源系から非常用母線が開放され，
非常用ディーゼル発電機が自動起動し，電源を回復した。

第 2.2.1.1−5 図

(b)

問

題

米国バイロン 2 号炉の 1 相開放故障の概要

点

当該事象に対し，「変圧器一次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生
した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持された。」
ことが問題点である。

ｂ．非常用高圧母線への電力供給について
東海第二発電所は，275kV 送電線 1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線 1
ルート 1 回線で電力系統に連系している。
非常用高圧母線は，以下の方法にて受電可能である。
①

通常運転時，発電機の発生電力を 2 台の所内変圧器にて 6.9kV に降圧し，常用高圧母線経由で受電する。

②

非常用ディーゼル発電機または高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機から受電する。

③

発電用原子炉停止時及び発電用原子炉起動・停止操作時は，
33 条−77275kV 超高圧開閉所内にある 275kV ガス絶縁開閉装置（以下「GIS」という。）を介し，2 台の起動変圧器にて 6.9kV に降圧し，常用高圧母線経由で受電する。
④

275kV 東海原子力線，275kV GIS もしくは起動変圧器が使用できない場合，154kV 特別高圧開閉所内にある予備変圧器にて 6.9kVに降圧し，常用高圧母線経由で受電する。

非常用高圧母線への電力の供給を，第 2.2.1.1−6 図に示す。

外部電源に直接接続している受電用変圧器は，起動変圧器及び予備変圧器であるが，通常運転時に非常用母線に電力の供給を行っていないことから，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることがないとしても，直ちに発電用原子炉の安全を脅かすものではな
いが，起動過程または停止中に当該変圧器を使用している場合には，変圧器一次側で 1 相開放故障が発生したことを速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。

33 条−78

33 条−79
第 2.2.1.1−6 図

非常用高圧母線への電力の供給

また，③の経路で受電する場合，通常は 275kV 送電線から東海第二発
電所の非常用高圧母線まで第 2.2.1.1−6 図の経路で電力の供給を行っているため，以下のとおり，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線への電力の供給は 1 回線以上確保可能な構成とする。
・275kV 東海原子力線から受けた 2 回線の電源は 275kV 超高圧開閉所
にて連系しているため，275kV 東海原子力線 1 回線にて 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線の電圧に変化が生じない。
・非常用高圧母線（6.9kV 2C 及び 6.9kV 2D）は異なる起動変圧器より受電し多重性を確保しているため，1 台の起動変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生しても，残りの 1 台の起動変圧器から受電することにより，1 回線以上の非常用高圧母線は健全な電源より受電可能である。
したがって，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持されたとしても，非常用高圧母線への電力の供給は 1 回線以上確保可能であることから，直ちに原子炉安全を脅かすものではないが，別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。
なお，154kV 村松線・東海原子力１号線から予備変圧器までは，通常負荷へ給電していないことから，予備変圧器の一次側に 1 相開放故障が発生した場合でも，直ちに原子炉安全を脅かすものではないが，この場合も別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。

33 条−80

ｃ．1 相開放故障の検知性について(a)

変圧器一次側に1相開放故障が発生した場合に電圧が低下しない事
象の概要
米国バイロン２号炉の事象のように変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した場合に，所内電源系の 3 相の各相には，低電圧を検知する交流不足電圧継電器（27）が設置されていることから，交流不足
電圧継電器（27）の検知電圧がある程度（約 30％以上）低下すれば，当該の保護継電器が動作し警報が発報することにより 1 相開放故障を含めた電源系の異常を検知することが可能である。
一方，変圧器負荷が非常に少ない場合や，変圧器にΔ結線の安定巻線を含む場合などにおいては，所内電源系側の交流不足電圧継電器（27）の検知電圧が動作範囲まで低下せず，1 相開放故障が検知できない可能性がある（3 相交流では，変圧器一次側における 1 相のみが開放故障となっても変圧器鉄心に磁束の励磁が持続され，変圧器二次側（所内電源系側）において 3 相ともほぼ正常に電圧が維持されてしまう場合がある）。
変圧器一次側における 1 相開放故障による電圧維持（イメージ）を，第 2.2.1.1−7 図に示す。

33 条−81

第 2.2.1.1−7 図

変圧器一次側における 1 相開放故障による電圧維持（イメージ）

33 条−82

(b)外部電源に接続している変圧器一次側に 1 相開放故障が発生した場合の対応について外部電源に接続している変圧器一次側の接続部位で，275kV 送電線側及び 154kV 送電線側については，接地された筐体内等に配線された構造箇所を有している。（第 2.2.1.1−8 図，第 2.2.1.1−9 図参照）
筐体内等の導体においては，断線による 1 相開放故障が発生したとしても，接地された筐体等を通じ完全地絡となることで，電流差動継電器（87）等による検知が可能である。
電流差動継電器（87）等が動作することにより，1 相開放故障が発生した部位が自動で隔離されるとともに，非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が自動起動し非常用高圧母線に給電される。したがって，変圧器一次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，１相開放故障が発生した変圧器を経由した非常用母線への給電が維持されることはない。（別紙 3）
自動で検知されない可能性のある，気中に露出した架線接続部は，275kV 送電線の引込部及び 154kV 送電線の引込部が該当する。変圧器
一次側の接続部位を，第 2.2.1.1−9 図に示す。当該部は，毎日実施
する「巡視点検」にて電路の健全性を確認することにより，1 相開放
故障を目視にて検知することが可能である。
巡視点検要領に定められた巡視確認項目を第 2.2.1.1−10 表に示す。
目視にて検知したのちは，健全な送電線側への受電切替を実施する。
また，点検等により健全な送電線への受電切替が実施できない場合は，給電中の１相開放故障が発生した送電線を手動にて切り離すことにより，非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電
機が自動起動し非常用高圧母線に給電される。したがって，変圧器一33 条−83次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，
１相開放故障が発生した変圧器を経由した非常用母線への給電が維持されることはない。

33 条−84

33 条−85

第 2.2.1.1−8 図

変圧器一次側の接続部位について

ⅰ）275kV 送電線引込部ⅱ)154kV 送電線引込部（イメージ図）
気中に露出した部分

気中に露出した部分

ⅲ)起動変圧器（露出部無）ⅳ)予備変圧器(露出部無)(イメージ図）
引込部

引込部

第 2.2.1.1−9 図

変圧器一次側接続部位について

第 2.2.1.1−10 表
巡視
機器
275kV
超高圧
開閉所
154kV
特別高圧
開閉所

巡視確認項目

巡視確認項目点検
頻度

1.外 観 上 か ら 判 断 で き る 範 囲 で の 損 傷 ， 漏
洩，異常な振動等，不具合の有無
2.異音，異臭の有無
3.火災発生の有無

1 回／日

33 条−86

(c)検知性向上対策について
前述の電流差動継電器（87）及び目視の他に，変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生した場合以下の事象が発生する。
・高圧母線の電圧が低下する。（交流不足継電器(27)による検知）
したがって，上記事象Ⅰを検知することにより，変圧器一次側に 1
相開放故障が発生した場合の検知性向上の対策を実施する。

第 2.2.1.1−11 図

交流不足継電器（27）による検知（イメージ）（予備変圧器）

上記事象は，変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生した条件
により検知できる保護継電器が異なる。1 相開放故障の発生条件に応じた保護継電器による検知方法を第 2.2.1.1−12 表に示す。

33 条−87

第 2.2.1.1−12 表
1 相開放故障の発生条件
発生
変圧器の状態場所

検知
可否

検知性向上対策

保護継電器

検知後の対処

×

―

― ※2

○

交流不足
電圧継電器
(27)

警報発生後，電圧を確認し，手動にて発生箇所を隔
離する。

※1

重負荷
起動
変圧器

軽負荷
無負荷
重負荷

予備
変圧器

軽負荷
無負荷

※１

○は検知可能，×は検知できないことを示す。

※２

２回線あることから残りの健全な回線で正常な電力が供給可能であり非常用高圧母線の電圧に変化が起こらない

1 相開放故障の発生箇所ごとに応じた識別方法と対応操作を，第2.2.1.1−13 表，第 2.2.1.1−14 表に示す。

33 条−88

第 2.2.1.1−13 表

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作（275kV 母線から 6.9kV

発生箇所
275kV
東海
原子力線
154kV
原子力
１号線

2C に受電の場合）

識別方法

切り
離し
操作

目視にて確認手動

275kV 東海原子力線の残り 1 回線で電力の供給を維持する。
(非常用高圧母線の電圧に変化なし)

4− 1

手動

非常用高圧母線は予備変圧器から隔離されている。
(非常用高圧母線の電圧に変化なし)

4− 2

目視にて確認第 2.2.1.1−14 表

対応操作

別紙 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作（154kV 母線から 6.9kV

発生箇所

識別方法

154kV
村松線・
原子力
1 号線

交流不足電圧継電器(27)にて検知

2C に受電の場合）

切り
離し
操作

対応操作

別紙 4

自動

非常用ディーゼル発電機から電力の供給を行う。
なお，非常用高圧母線は 1 相開放故障前同様に健全である。

4− 3

33 条−89

変圧器の一次側において 1 相開放故障の発生した場合の検知方法及び適用範囲について，第 2.2.1.1−15 図に示す。

第 2.2.1.1−15 図

1 相開放故障が発生した場合の検知方法及び適用範囲について

33 条−90

(d)

ま
①

と

め

275kV 東海原子力線で 1 相開放故障が発生しても 2 回線あることから残りの健全な回線で正常な電力が供給可能であり非常用高圧
母線の電圧に変化が起こらないこと。

②

起動変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線（6.9kV 2C 及び 6.9kV 2D）は異なる起動変圧器より受電しているため非常用高圧母線への電力の供給は 1 回線以上確保可能となっている。
上記①，②の様な変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく非常用母線への給電が維持されたとしても，非常用高圧母線への電力の供給は可能であることから，直ちに原子炉安全を脅かすものではない。
また，③154kV 村松線・原子力１号線で１相開放故障が発生した状況においては保護継電装置にて検知可能であること。
しかし，別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに故障を検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。
1 相開放故障の検知について，気中に露出した架線接続部での不具合については巡視点検により早期発見による検知が可能である。それ以外の箇所については保護継電装置で検知可能であり，故障が発生した状態が検知されずに，非常用母線への給電が維持されることはない。
また，運転員が保護継電装置の動作にて 1 相開放故障発生時の対応を確実にするために，手順書へ内容を反映する。

33 条−91(3)電気設備の保護開閉所（母線等），変圧器，その他の関連する電気系統の機器の故障により発生する短絡若しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流に対し，保護継電装置により検知できる設計としており，検知した場合には，保護継電装置からの信号で，遮断器等により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化し，他の電気系統の安全性への影響を限定できる設計とする。
外部電源系保護継電装置を，第 2.2.1.1−16 表に示す。

33 条−92

第 2.2.1.1−16 表

外部電源系保護継電装置

電気設備

保護継電装置の種類
電流差動継電方式（87）275kV 東海原子力線

短絡距離継電方式（44S）
地絡距離継電方式（44G）
交流不足電圧継電方式（27）
地絡方向継電方式（67）
周波数継電方式（95）154kV 村松線・原子力１号線

交流過電圧継電方式（59）
地絡過電圧継電方式（64）275kV 母線

電流差動継電方式（87）電流差動継電方式（87）起動変圧器

交流過電流継電方式（51）
地絡過電流継電方式（51G）
電流差動継電器（87）予備変圧器

交流過電流継電方式（51）
地絡過電流継電方式（51G）

非常用高圧母線

交流不足電圧継電器（27）

非常用ディーゼル発電機

電流差動継電器（87）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル

交流過電流継電器（51）
逆電力継電器（32）発電機）
各負荷（電動機類）

過負荷継電器（49）※主発電機，主要変圧器，所内変圧器については，非常用高圧母線に給電しないため除外した。

33 条−932.2.1.2

電気系統の信頼性

重要安全施設に対する電気系統については，系統分離を考慮した母線によって構成されるとともに，電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いものであって，非常用所内電源系からの受電時等の母線切替操作が容易である
設計とする。

(1)

系統分離を考慮した母線構成
275kV 東海原子力線は起動変圧器を介して，また 154kV 村松線・原子力
1 号線は予備変圧器を介して，発電用原子炉施設へ給電する設計とする。
非常用母線を 3 母線確保することで，多重性を損なうことなく，系統分離を考慮して母線を構成する設計とする。

(2)

電気系統を構成する個々の機器の信頼性
電気系統を構成する送電線（275kV 東海原子力線及び 154kV 村松線・原子力 1 号線）については，電気学会電気規格調査会にて定められた規格（ＪＥＣ）又は日本工業規格（ＪＩＳ）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計とすることを確認している。また，電気系統を構成する母線，変圧器，非常用所内電源設備，その他関連する機器については，
電気学会電気規格調査会にて定められた規格（ＪＥＣ）又は日本工業規格（ＪＩＳ）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計とする。

(3)

非常用所内電源系からの受電時等の母線の切替操作
重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器で，その機能を達成するために電力を必要とするものについては，非常用高圧母線からの給電が可能な構成とし，非常用高圧母線は外部電源系又は非常用ディー
33 条−94

ゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）のいずれからも受電できる構成とする。
このうち，外部電源系については，送電線に接続する遮断器や断路器等を設置した 275kV 超高圧開閉所機器及び 154kV 特別高圧開閉所機器，各開閉所からの電気を降圧する変圧器から構成される設計とする。
開閉所機器，変圧器，及び所内高圧系統については，送電線や所内電源の切替操作が容易に実施可能なようにスイッチ等を設ける設備構成とする。
所内単線結線図を第 2.2.1.2−1 図，通常運転時の状態を第 2.2.1.2−2
図，発電用原子炉停止時の状態を第 2.2.1.2−3 図に示す。

第 2.2.1.2−1 図

所内単線結線図

33 条−95

第 2.2.1.2−2 図

第 2.2.1.2−3 図

通常運転時

発電用原子炉停止時

非常用高圧母線は，通常運転時は発電機から所内変圧器及び常用高圧母線を通して受電する。
通常運転時の受電経路は以下の通り。
・非常用高圧母線 (6.9kV 2C):発電機→所内変圧器２Ａ→常用高圧母線(6.9kV 2A-2)→非常用高圧母線(6.9kV 2C)
33 条−96

・非常用高圧母線(6.9kV 2D):発電機→所内変圧器２Ｂ→常用高圧母線(6.9kV 2B-2)→非常用高圧母線(6.9kV 2D)・非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）：発電機→所内変圧器２Ａ→常用高圧母線(6.9kV 2A-1)→非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）

所内変圧器回路の故障時又は発電用原子炉の停止時には，275kV 東海
原子力線から起動変圧器及び常用高圧母線を通して受電するように切り替える。
発電用原子炉停止時の受電経路は以下の通り。
・非常用高圧母線(6.9kV 2C): 275kV 東海原子力線→起動変圧器２Ａ→常用高圧母線(6.9kV 2A-2)→非常用高圧母線(6.9kV 2C)・非常用高圧母線(6.9kV 2D): 275kV 東海原子力線→起動変圧器２Ｂ→常用高圧母線(6.9kV 2B-2)→非常用高圧母線(6.9kV 2D)・非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）：
275kV 東海原子力線→起動変圧器２Ａ→常用高圧母線(6.9kV 2A-1)→非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）

非常用高圧母線が 275kV 東海原子力線から受電できなくなった場合，２
Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機は自動起動する。非常用高圧母線(6.9kV 2C)は，
２Ｃ非常用ディーゼル発電機からの給電へ自動切替される。一方，非常用
33 条−97高圧母線(6.9kV 2D)及び高圧炉心スプレイ系は，154kV 村松線・原子力１号線から予備変圧器及び常用高圧母線(6.9kV 2E)を介しての受電へ自動切替される。
275kV 東海原子力線から受電できなくなった場合の受電経路は以下の通り。
・非常用高圧母線(6.9kV 2C)：２Ｃ非常用ディーゼル発電機→非常用高圧母線(6.9kV 2C)・非常用高圧母線(6.9kV 2D)：154kV 村松線・原子力１号線→予備変圧器→常用高圧母線(6.9kV 2E)→非常用高圧母線(6.9kV 2D)・非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）：
154kV 村松線・原子力１号線→予備変圧器→常用高圧母線(6.9kV 2E)→非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心スプレイ系）

更に，非常用高圧母線(6.9kV 2D)及び非常用高圧母線（6.9kV 高圧炉心
スプレイ系）は 154kV 村松線・原子力１号線からも受電できなくなった場
合，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電
機からの給電へ自動切替される。
非常用母線の受電切替を，第 2.2.1.2−4 図及び第 2.2.1.2−5 図に示す。

33 条−98

第 2.2.1.2−4 図

非常用母線の受電切替のイメージ（１／２）

第 2.2.1.2−5 図

非常用母線の受電切替のイメージ（２／２）

また，275kV 東海原子力線から受電している非常用高圧母線について，
154kV 村松線・原子力１号線への切替は，手動でも可能である。
予備変圧器を介しての受電のイメージ図を，第 2.2.1.2−6 図に示す。
なお，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
33 条−99

を含む。）で所内負荷運転中，275kV 送電線又は 154kV 送電線の電圧が回復すれば（受電中であることを含む），非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）を外部電源に同期並列させることにより，無停電切替（手動）で所内負荷を切り替えることとしている。
これらの送電線は 1 回線で発電用原子炉の停止に必要な電力を供給し得る容量とし，いずれの 2 回線が喪失しても，発電用原子炉施設が外部電源喪失に至らない構成とする。

第 2.2.1.2−6 図

予備変圧器を介しての受電

33 条−100

2.2.22.2.2.1

電線路の独立性
外部電源受電回路について

東海第二発電所は，275kV 東海原子力線 2 回線及び 154k 村松線・原子力
１号線 1 回線の合計 3 回線にて電力系統に連系する。
275kV 東海原子力線 2 回線は，約 17km 離れた那珂変電所に接続し，154kV
村松線・原子力１号線 1 回線は，約 9km 離れた茨城変電所に接続する。
外部受電回路の送電系統図を，第 2.2.2.1−1 図に示す。

第 2.2.2.1−1 図

送電系統図

33 条−1012.2.2.2

複数の変電所との接続について
那珂変電所はその電力系統における上流側の接続先において異なる変電所に連系され，茨城変電所はその電力系統における上流側の接続先において異なる変電所に連系されることが可能とされており，1 つの変電所が停止することによって，当該原子力施設に接続された送電線が全て停止する事態に至らない設計であることを確認している。

33 条−102(1)変電所と活断層等の位置
那珂変電所及び茨城変電所は，その直下に活断層は認められていないことを確認した。変電所と活断層の位置を，第 2.2.2.2−1 図に示す。
那珂変電所及び茨城変電所はそれぞれ独立しており，275kV 送電線 2 回線と 154kV 送電線 1 回線の全 3 回線は共通する断層の上に設置されていない。

第 2.2.2.2−1 図(2)変電所等と活断層の位置

送変電設備の耐津波性
茨城県の津波浸水想定と送電線の位置関係を第 2.2.2.2−2 図に示す。
津波浸水想定図によれば，275kV 東海原子力線の一部が浸水想定範囲に入っていることにより，使用不能となる可能性があるが，154kV 村松線・原子力１号線を使用して東海第二原子力発電所への給電が可能であるため
33 条−103

問題はない。
また，送電線の接続先となる那珂変電所（約 T.P.＋60m）及び茨城変電所（約 T.P.＋35m）は内陸部に位置しており，津波による影響を受けることはない。

第 2.2.2.2−2 図

茨城県の津波浸水想定と送電線の位置関係

33 条−104(3)変電所の停止想定
ａ．那珂変電所全停時の電力供給系統
那珂変電所が全停した場合に発電所へ電力供給する茨城変電所は，那珂変電所及び西水戸変電所から受電可能である。
那珂変電所が全停した場合においても，西水戸変電所を経由して，茨城変電所から 154kV 村松線・原子力１号線より受電を行うことにより，
東海第二発電所への電力供給が可能となる。
那珂変電所全停時の電力供給系統を，第 2.2.2.2−3 図に示す。

第 2.2.2.2−3 図

那珂変電所全停時の電力供給系統

33 条−105ｂ．茨城変電所全停時の電力供給系統
茨城変電所が全停した場合に発電所へ電力供給する那珂変電所は，新茂木変電所及び西水戸変電所から受電可能である。
茨城変電所が全停した場合においても，新茂木変電所を経由して，那珂変電所から 275kV 東海原子力線より受電を行うことにより，東海第二発電所への電力供給が可能となる。
茨城変電所全停時の電力供給系統を，第 2.2.2.2−4 図に示す。

第 2.2.2.2−4 図

茨城変電所全停時の電力供給系統

33 条−106

ｃ．那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給の確実性について

那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給について，東京電力パワーグリッド株式会社の評価結果等を基に，設備面及び運用面から評価した結果，東海第二発電所への電力の供給は確実に行われると評価した。評価の詳細については別紙 5 に示す。

33 条−1072.2.3

電線路の物理的分離

2.2.3.1

送電鉄塔への架線方法について

275kV 東海原子力線，154kV 村松線・原子力１号線それぞれに送電鉄塔を備えており，物理的に分離した設計であることを確認している。
(1)

送電線の交差箇所及び近接箇所について
外部電源線である 275kV 東海原子力線及び 154kV 村松線・原子力１号線
において交差箇所は無い。
また，電線路の近接箇所についていは，仮に 1 つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計とする。
なお，鉄塔の水平距離を確保するにあたっては，重大事故等対処設備，防潮堤，アクセスルートへの影響を考慮する。
275kV 東海原子力線及び 154kV 東海原子力線のルート及び近接箇所（現状の状態）を第 2.2.3.1−1 図に，発電所敷地周辺鉄塔配置を別紙 6 に示す。

33 条−108

第 2.2.3.1−1 図

275kV 東海原子力線及び 154kV 村松線・原子力１号線のルート及び近接箇所（現状の状態）

2.2.3.2

送電線の信頼性向上対策

送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊が防止されている。
過去に発生した設備の被害状況を踏まえて，電気設備の技術基準（第 32条）への適合に加え，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することのない設計であることを確認している。

(1)

鉄塔基礎の安定性
送電線ルートは，ルート選定の段階から地すべり地域等が極力回避されており，地震による鉄塔敷地周辺の影響による被害の最小化を図られてい33 条−109

る。また，やむを得ずこのような地域を経過する場合には，個別に詳細調査を実施し，基礎の安定性を検討して基礎型を選定する等の対策が実施されている。
さらに，東海第二発電所に連系する 275kV 東海原子力線 2 回線及び154kV 村松線・原子力 1 号線 1 回線については，鉄塔基礎の安定性評価として，鉄塔敷地周辺で基礎の安定性に影響を与える盛土の崩壊，地すべり，
急傾斜地の土砂崩壊について，図面等を用いた机上調査により盛土の崩壊，地すべり，急傾斜地の各リスクがある箇所の抽出が行われた後，地質専門家による現地踏査が実施された（別紙 1）。この評価結果により，鉄塔基礎の安定性に影響がないことを確認している。
鉄塔基礎の安定性評価対象を第 2.2.3.2−1 表に，鉄塔基礎の安定性評
価対象線路を第 2.2.3.2−2 図に示す。

33 条−110

第 2.2.3.2−1 表
発電所

送電線区分

東海第二発電所

外部電源線

鉄塔基礎の安定性評価対象
対象線路
275kV 東海原子力線
154kV 原子力 1 号線
154kV 村松線

鉄塔基数
44 基
8基
28 基 ※※村松線のうち東海第二発電所から茨城変電所間に設置されている鉄塔の数

第 2.2.3.2−2 図

鉄塔基礎の安定性評価対象線路

ａ．評 価 内 容①

盛土の崩壊
【リスク】盛土の崩壊に伴う土塊の流れ込みによる鉄塔傾斜，倒壊の恐れがある。
→送電鉄塔近傍に大規模な盛土がある箇所を抽出し，リスク評価する。

33 条−111

②

地すべり【リスク】鉄塔を巻込んだ地
すべりによる鉄塔傾斜，倒壊の恐れがある。
→地滑り防止地区，地滑り危険箇所，地滑り地形分布図をもとに
地滑り箇所を抽出し，リスク評価する。

③

急傾斜地の崩壊【リスク】逆 T 字型基礎における地盤崩壊による鉄塔傾斜，倒壊の恐れがある。
→急傾斜地（30°以上）で土砂崩壊が発生する可能性がある箇所を抽出し，リスクを評価する。

ｂ．確 認 結 果①

盛土の崩壊リスク
実測平面図や国土地理院発行の地形図等を使用し，人工的に土地の改変が加えられた箇所などを抽出する。
→275kV 東海原子力線で 2 基が抽出された。
→抽出された 2 基について地質専門家による現地踏査等により，基礎の安定性に問題のないことを確認した。

②

地すべりリスク
地すべり防止区域，地すべり危険箇所，地すべり地形分布図から対象鉄塔を抽出後，空中写真判読により地すべり地形近傍の鉄塔を抽出する。
→基礎の安定性に問題のないことを確認した。
33 条−112

③

急傾斜地リスク
国土地理院発行の地形図等を使用し，急傾斜を有する斜面が近傍にある鉄塔を抽出する。
→275kV 東海原子力線 3 基，154kV 村松線 2 基について抽出した。
→抽出された 5 基について地質専門家による現地踏査等により，基礎の安定性に問題のないことを確認した。

鉄 塔 基 礎 の 安 定 性 評 価 結 果 を 第 2.2.3.2 − 3 表 に ， 地 形 評 価 結 果 を 第2.2.3.2−4 表に示す。

第 2.2.3.2−3 表

鉄塔基礎の安定性評価結果

鉄塔

現地踏査確認基数

対応必要

線路名
基数

盛土

地すべり

急傾斜地

基数

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力１号線

8基

0基

0基

0基

0基

154kV 村松線

28 基

0基

0基

2基

0基

（経済産業省原子力安全・保安院報告「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について（平成 24 年 2 月
17 日，東京電力株式会社）」）(2)

近接箇所のリスク
近接箇所（第 2.2.3.1−1 図）については，2 ルートが近接した状況にあるが，地形評価に加え，送電線相互の近接状況，気象状況から 2 ルート
共倒れのリスクは極めて低いと判断している。以下に評価結果を記載する。

33 条−113

ａ．地形評価
下表の評価により，盛土崩壊，急傾斜地の崩壊，地すべりなど，将来的にも鉄塔斜面の安定性が損なわれる可能性は低い。

第 2.2.3.2−4 表
評価
項目

地形評価結果

主な評価内容盛土
崩壊

・盛土の立地状況や形状及び規模
・盛土と鉄塔との距離

地すべり

・地すべり地形の状況
・露岩分布状況・移動土塊の状況
・地表面の変状有無
・構造物の変状有無

急傾
斜地

・斜面状況（勾配及び変状有無）
・地盤特性
・崩壊履歴

評価結果
図面等による抽出結果 2 基を対象に，地質専門家の現地踏査等による評価の結果，基礎の安定性に影響はなし。
図面等による抽出結果，地すべりリスクのある鉄塔は確認されず，基礎の安定性に影響はなし。
図面等による抽出結果 5 基を対象に，地質専門家の現地踏査による評価の結果，基礎の安定性に影響はな
し。

ｂ．2 ルートの送電線・鉄塔の位置の評価
275kV 東海原子力線，154kV 村松線において計 5 箇所の斜面があるが，ａ．にて鉄塔斜面の安定性が損なわれる可能性が低いことを確認している。

ｃ．気象状況の評価
台風の影響について，当該地域はＪＥＣ−１２７−１９７９（送電用支持物設計標準）における基準速度圧地域区分が高温季は下表に示す地

33 条−114

域区分Ⅴの地域，低温季はⅥの地域であり，当該速度圧を見込んだ設計を実施している。地域別の 50 年再現風速値が高い地域ではない。また，
雪の影響については，経過地に応じて電線への着雪厚さを個別に評価し，対策を実施している。

33 条−115

第 2.2.3.2-5 表

基準速度圧地域区分

地域区分

Ⅰ

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

Ⅴ

Ⅵ

速度圧（kg／m ３ ）

240

200

175

150

125

100

(3)

風雪対策について
ａ．設備対策面
送電線の風雪対策として，電気設備技術基準に適合するとともに，一部の鉄塔については，ＪＥＣ−１２７−１９７９（送電用支持物設計標準）を考慮した耐風雪強化設計が実施されている。
その他，架渉線への着氷雪対策として難着雪リング等が設置されている。
送電線の風雪対策及びその状況について，第 2.2.3.2−6 表及び第2.2.3.2−7 表に示す。また，着氷雪対策品を，第 2.2.3.2−8 表に示す。

第 2.2.3.2−6 表
項目

送電線の風雪対策

電気設備技術基準（第 32 条）（解釈（第 58 条））風

風速 40m／s の風圧荷重を考慮

雪架渉線の周囲に厚さ 6 ㎜，比
重 0.9 の氷雪が付着した状態
に対し，風速 28m／s の風圧荷重を考慮

33 条−116

更なる風雪対策・設置箇所に応じた 風速（地上高 10m における最大瞬間
風速 40.8〜63.2m／s）を考慮（耐風強化設計）
・設置箇所に応じて ，電線への湿型着雪（着雪厚さ）による荷重（厚さ 25〜50 ㎜，
密 度 0.6g ／ cm ３ ） を 考 慮（耐雪強化設計）・架渉線への着氷雪 対策として難着雪リングやねじれ防止ダンパーを設置

第 2.2.3.2−7 表

各送電線の更なる風雪対策の状況

275kV 東海原子力線

耐風強化
設計
−

耐雪強化
設計
− ※1

難着雪
リング
○

ねじれ防止
ダンパー
○

154kV 原子力１号線

−

−

○

○

154kV 村松線

− ※1

− ※1

○

○

※１ 一部の鉄塔が対策済

第 2.2.3.2−8 表
名

着氷雪対策品称

難着雪リング
ねじれ防止ダンパー機

能電線に一定間隔で取付けることにより，着雪の連続性が分断されるため，着雪の発達が抑制される。
電線のねじれ剛性を増加し，電線自体の回転を防止することで着雪の発達を抑制できる。

ｂ．巡視及び点検実績
275kV 東海原子力線，154kV 村松線・原子力 1 号線の設備の異常兆候の把握のため，東京電力パワーグリッド株式会社の保安規程に定められた普通巡視・点検が，東京電力パワーグリッド株式会社により定期的に実施されている。巡視実績を第 2.2.3.2−9 表に点検実績を第 2.2.3.2−10 表に示す。
以上の巡視・点検により，送電線の健全性が維持されていることを確認している。
通常時において，東海第二発電所への電力の供給支障を伴う送電設備の不具合がないことから，現状の巡視及び点検の周期・内容は妥当であると当社は評価する。

33 条−117

【巡視】普通巡視:
地上（徒歩・車両等）あるいはヘリコプターにより 2 回／年以上（275kV 以上の送電線については，ヘリコプター飛行禁止箇所を除きヘリコプターによる巡視を 1 回／年以上実施)【点検】

普通点検:1 回／5 年

第 2.2.3.2−9 表

巡視実績

※

※

※：臨時巡視の対象は，地すべりや急傾斜地の崩壊が懸念される箇所であるが，275kV 東海原子力線，154kV 村松線・原子力 1 号線に該当箇所はない。
（東京電力パワーグリッド株式会社より内容確認）

第 2.2.3.2−10 表

点検実績（東京電力パワーグリッド株式会社より内容確認）33 条−118

2.2.4

送受電設備の信頼性

275kV 超高圧開閉所，154kV 特別高圧開閉所，ケーブル洞道及びケーブル
トラフは，不等沈下や傾斜等が起きないよう十分な支持性能を持つ地盤に設置する。また，遮断器等の機器については耐震性の高い機器を使用する。
また，275kV 超高圧開閉所，154kV 特別高圧開閉所，ケーブル洞道及びケーブルトラフに対する津波の影響を考慮するとともに，塩害を考慮する設計とする。

2.2.4.1

開閉所設備等の耐震性評価について

275kV 超高圧開閉所及び 154kV 特別高圧開閉所は，1.0Ｃi の地震力に対し不等沈下，傾斜またはすべり等が起きないような場所に設置していることから，十分な支持性能を確保しており，耐震クラスＣを満足している。
275kV 超高圧開閉所及び 154kV 特別高圧開閉所の遮断器は，従来の気中絶
縁開閉装置と比べて重心が低く耐震性の高い GIS とする。GIS（イメージ図）
を，第 2.2.4.1−1 図に示す。

第 2.2.4.1−1 図GIS（イメージ図）

33 条−1192.2.4.2(1)送変電設備の碍子及び遮断器等の耐震性

送電線の長幹支持碍子の免震対策について
東日本大震災では，東海第二発電所に接続されている 275kV 東海原子力線において長幹支持碍子が破損した。このため，長幹支持碍子から有機碍
子への取替（全 44 基中 16 基に使用）を行い，耐震性強化を実施した。
なお，154kV 村松線・原子力１号線において長幹支持碍子は使用されていなかった。
長幹支持碍子を第 2.2.4.2−1 図に，有機碍子を第 2.2.4.2−2 図に，長幹支持碍子の耐震対策状況を第 2.2.4.2−1 表に示す。

長幹支持碍子

第 2.2.4.2−1 図

長幹支持碍子有機碍子
第 2.2.4.2−2 図有機碍子

33 条−120

第 2.2.4.2−1 表

長幹支持碍子の耐震対策状況

線路名

長幹支持碍子の耐震対策
有機碍子化

275kV 東海原子力線

16 基（平成 23 年 11 月完了）

（総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会電力安全小委員会資料「東北地方太平洋沖地震におけるジャンパ支持 V 吊長幹支持がいし装置の折損原因分析結果について（平成 23 年 12 月 27 日，東京電力株式会社」）(2)

変電所の遮断器等の耐震性について
東海第二発電所に接続されている那珂変電所及び茨城変電所は，重心が低く，耐震性の高いガス遮断器が採用されていることを確認している。
また上記の設備は，ＪＥＡＧ５００３−２０１０「変電所等における電気設備の耐震設計指針」に基づいた評価が実施されており，設計上の裕度を確認している。

33 条−1212.2.4.3(1)

開閉所基礎の設置地盤の支持性能について
275kV 超高圧開閉所

275kV 超高圧開閉所(275kV 東海原子力線に接続)は，杭基礎構造とし，1.OＣi の地震力に対し十分な支持性能を確保した設計とする。
275kV 超高圧開閉所基礎の支持性能評価結果を第 2.2.4.3−1 表に，275kV 超高圧開閉所位置を第 2.2.4.3−1 図に，275kV 超高圧開閉所基礎図
を第 2.2.4.3−2 図に示す。

第 2.2.4.3−1 表

275kV 超高圧開閉所基礎の支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ＊１

最大接地圧

434（kN／本）2,629（kN／本）○＊１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

33 条−122

第 2.2.4.3−1 図

275kV 超高圧開閉所位置

第 2.2.4.3−2 図

275kV 超高圧開閉所基礎図

33 条−123(2)154kV 特別高圧開閉所
154kV 特別高圧開閉所(154kV 村松線・原子力１号線に接続)は，直接基礎構造とし，1.OＣi の地震力に対し十分な支持性能を確保した設計とする。
154kV 特別高圧開閉所基礎の支持性能評価結果を第 2.2.4.3−2 表に，154kV 特別高圧開閉所位置を第 2.2.4.3−3 図に，154kV 特別高圧開閉所基礎図を第 2.2.4.3−4 図に示す。

第 2.2.4.3−2 表

154kV 特別高圧開閉所基礎の支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ※１

最大接地圧

62（kN／m ２ ）192（kN／m ２ ）○※１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

33 条−124

第 2.2.4.3−3 図

154kV 特別高圧開閉所位置

第 2.2.4.3−4 図

154kV 特別高圧開閉所基礎図

33 条−1252.2.4.4

ケーブル洞道及びケーブルトラフの設置地盤の支持性能について

275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所まではケーブル洞道を通して接続している。また 154kV 特別高圧開閉所から東海第二発電所まではケーブルト
ラフを通して接続している。
ケーブル洞道及びケーブルトラフについては，洞道，トラフの構造及び設置地盤の特性を考慮し，代表断面として選定して支持性能を確認する。
全体平面図を，第 2.2.4.4−1 図に示す。

第 2.2.4.4−1 図

全体平面図

33 条−126

(1)275kV 超高圧開閉所〜東海第二発電所
275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道は，直接基礎構造であり，1.OＣi の地震力に対し十分な支持性能を確保する設計とする。
275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道支持性
能評価結果を第 2.2.4.4−1 表に，275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道基礎図を第 2.2.4.4−2 図に示す。

第 2.2.4.4−1 表

275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブ
ル洞道支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ※１

最大接地圧

162（kN／m ２ ）372（kN／m ２ ）〇※１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

（a-a 断面）

第 2.2.4.4−2 図

275kV 超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブ
ル洞道基礎図(2)

154kV 特別高圧開閉所〜東海第二発電所
154kV 特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブルトラフは，
直接基礎構造であり，1.OＣi の地震力に対し十分な支持性能を確保する
33 条−127

設計とする。
154kV 特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブルトラフの支持性能評価結果を第 2.2.4.4−2 表に，154kV 特別高圧開閉所から東海
第二発電所にかけてのケーブル洞道基礎図を第 2.2.4.4−3 図に示す。

第 2.2.4.4−2 表

154kV 特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケー
ブルトラフの支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ※１

最大接地圧

32（kN／m ２ ）640（kN／m ２ ）〇※１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

（b-b 断面）

第 2.2.4.4−3 図

154kV 特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケー
ブルトラフ基礎図

33 条−1282.2.4.5

基礎及びケーブル洞道及びケーブルトラフの不等沈下による影響に
ついて

(1)

評価対象箇所の選定
ケーブル洞道，トラフ及び各設備の基礎構造型式を，第 2.2.4.5−1 図に示す。
東海第二発電所の開閉所から各建屋へのケーブルは，第四系への直接基礎構造であるケーブル洞道及びケーブルトラフ内に敷設する。洞道の接続
先のうち，275kV 超高圧開閉所，原子炉建屋及びタービン建屋は，岩盤に支持されていることから，異種基礎接続となる。このため，ケーブル洞道
及びケーブルトラフについて不等沈下による影響の評価を行った。

第 2.2.4.5−1 図

ケーブル洞道，トラフ及び各設備の基礎構造型式
33 条−129

(2)

評価手法
第四系に直接支持されているケーブル洞道及びケーブルトラフについて，
鉄道構造物等設計標準・同解説（平成 19 年 1 月）に基づき，地盤の揺す
り込みによる沈下量の算出を行った。
地表面で 1.0Ｃi 相当となる地震力を用いて，一次元等価線形解析にて
地震前後のせん断剛性の変化から沈下量を算定した。

(3)

評価結果
ケーブル洞道及びケーブルトラフにおける沈下量を第 2.2.4.5−1 表に示す。沈下量は，ケーブル洞道及びケーブルトラフ直下の第四系を対象として算出した。ボーリング位置図及びボーリング柱状図を第 2.2.4.5−2〜3 図に示す。
その結果，沈下量が 1 ㎝以下であることから，不等沈下によるケーブル
性能への影響はなく，設置地盤は十分な支持性能を有していることを確認した。

第 2.2.4.5−1 表

最大沈下量

ケーブル洞道及びケーブルトラフにおける最大沈下量
ケーブル洞道（275kV 超高圧開閉所〜
タービン建屋間）
9.5 ㎜

33 条−130

ケーブルトラフ（154kV 特別高圧開閉所〜原子炉建屋間）
1.7 ㎜

第 2.2.4.5−2 図

ボーリング位置図

（Ｎ値）

0

地層区分

10

20

30

（Ｎ値）

40

50

0

地層区分

0

10

20

30

40

0

砂層

砂礫層

砂層

10

5

粘土層
砂層

︵

︵
粘土層

20
砂礫層

粘土層

標
尺
(m) 15︶︶

標尺(m) 30

10

砂層

40

砂礫層

砂礫層

20

粘土層

25

50
岩盤

岩盤

30

60

275kV 超高圧開閉所付近

154kV 特別高圧開閉所付近

第 2.1.4.5−3 図

ボーリング柱状図

33 条−13150

2.2.4.6

津波の影響，塩害対策

塩害対策が必要な 275kV 送電線引留部に対しては，定期的に碍子洗浄が可
能な設備を設置する。なお，「電気協同研究第 35 巻第 3 号変電設備の対塩設計（電気協同研究会）」に塩害対策の考え方が定められており，154kV 送電
線引留部は過去の塩分測定実績より碍子の絶縁強化で対応が可能な塩分付着密度であることを確認していることから碍子洗浄は不要である。なお，
154kV 送電線引留部については，将来的に塩害の状況が悪化する場合は，碍
子洗浄の実施を含め必要な対策を検討する。碍子洗浄装置外観（イメージ図）
を，第 2.2.4.6−1 図に示す。
基準津波に対して，防潮堤により非常用電源設備が配置されているエリア
は，津波の影響を受けない設計とする。
防潮堤と非常用電源設備配置図を，第 2.2.4.6-2 図に示す。

碍子洗浄装置用ノズル

第 2.2.4.6−1 図

碍子洗浄装置外観（イメージ図）

第 2.2.4.6−2 図

防潮堤と非常用電源設備配置図
33 条−1322.3

外部電源喪失時における発電所構内の電源の確保

2.3.1

非常用電源設備及びその付属設備の信頼性

2.3.1.1

多重性又は多様性及び独立性

非常用電源設備のうち，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及びその付属設備（燃料供給系統）は，多重性及び独立性を考慮して，必要な容量のものを 3 台備え，各々非常用高圧母線に接続している。また，蓄電池及びその付属設備（充電器等充電設備）は，区分Ⅰと区分Ⅱ（Ⅲ）に区画された電気室等に設置し，多重性及び独立性を確保する設計とする。
非常用電源設備は，常用系との独立性を考慮して，常用電源設備と別の場所に設置することにより，共通要因による機能喪失が発生しない設計とする。

(1)

非常用電源設備の配置
非常用電源設備は，安全区分に応じて区分Ⅰと区分Ⅱ（Ⅲ）に区画された電気室等に設置する設計とする。
非常用電源設備の配置を，第 2.3.1.1−1 図〜第 2.3.1.1−5 図に示す。

33 条−133

第 2.3.1.1−1 図

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）の配置

33 条−134

第 2.3.1.1−2 図

蓄電池（非常用）の配置

33 条−135

第 2.3.1.1−3 図

非常用高圧母線（２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳ）の配置

33 条−136

第 2.3.1.1−4 図

非常用ディーゼル発電機 燃料供給系統設備のうちデイタンクの配置

第 2.3.1.1−5 図

燃料供給系統設備のうち軽油貯蔵タンク，燃料移送ポンプの配置
33 条−137

(2)非常用電源設備の共通要因に対する頑健性
非常用交流電源設備，非常用直流電源設備は各々3 系統あり，基準地震動に対して支持機能が維持可能な建物である原子炉建屋の区画された部屋に設置する等の対策により，主たる共通要因（地震，津波，火災，溢水）に対し，頑健性を有する設計とする。非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性を，第 2.3.1.1−6 表に示す。

第 2.3.1.1−6 表
共通要因
地震

津波

非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性

対応方針

状況

基準地震動 に対して 十分な耐震性を有する設計とする。
基準津波に 対して， 浸
水や波力等により機能喪失しない設計とする。

基準地震動に対して，建屋及び非常用電源設備が機能維持できる設計とする。
新設する防潮堤により非常用電源設備が配置されているエリアは，津波の影響を受けない設計とする。
非常用電源設備は火災防護基準で要求されている 3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等により区分Ⅰと区分Ⅱ（Ⅲ）に分離する設計とする。
地震や火災による溢水に対して電気盤が機能喪失にならないことを確認する。
また，電気室及び蓄電池室には，蒸気源及び被水源がないため問題ない。

火災

適切な耐火 能力を有 す
る耐火壁又は隔壁等で分離を行う設計とする。

溢水

想定すべき溢水（没水・蒸気・被水）に対し，影響のないことを確
認，もしくは溢水源等に対し溢水影響のないよう設備対策を実施する設計とする。

軽油貯蔵タンクは地下，燃料移送ポンプは常設代替高圧電源装置置場内（地下）に設置する。
また，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポンプまでの配管，及び燃料移送ポン
プからデイタンクまでの配管には連絡配管が設けられており，軽油貯蔵タン
ク及び燃料移送ポンプいずれか 1 系統が使用できない場合でも，原子炉建屋
33 条−138

内にある 3 系統のデイタンクに燃料を供給可能な設計としている。
なお，デイタンクは外部からの燃料補給がなくても，8 時間非常用ディー
ゼル発電機に燃料を供給可能な設計とする。（2.3.1.3 参照）

軽油貯蔵タンク基礎ならびに燃料移送系配管ダクトは，耐震クラスＳの設
備の間接支持構造物として，原子炉建屋と同じ支持地盤を有しており（杭基礎型式），沈下が生じにくい構造とする。

33 条−1392.3.1.2

容量について東海第二発電所非常用電源設備の内，設計基準事故に対処するための設備は以下のとおりである。

①

非常用ディーゼル発電機
台数：2
容量：約 6,500kVA（約 5,200kW）（1 台当たり）②

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
個数：1
容量：約 3,500kVA（約 2,800kW）＜①及び②の主な負荷＞
・外部電源が完全に喪失した場合に，発電用原子炉を安全に停止するために必要な負荷・工学的安全施設作動のための負荷

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
は，外部電源の喪失又は原子炉冷却材喪失が発生した際，自動起動して原子力発電所の保安上必要とされる各負荷に電力を供給するために，必要な発電機容量を有する。
各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）において保安上必要とされる負荷（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）を，第 2.3.1.2−1 表に示す。

33 条−140

第 2.3.1.2−1 表

各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機を含む）において保安上必要とされる負荷（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）

非常用ディーゼル発電機
２Ｃ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

２Ｄ

負荷容量
[kW]

補機名

負荷容量
[kW]

補機名

負荷容量
[kW]

低圧炉心スプレ
イ系ポンプ

1,078

―

―

残留熱除去系ポンプ

584

残留熱除去系ポンプ

1,168

残留熱除去系海
水系ポンプ

1,674

残留熱除去系海
水系ポンプ

1,674

非常用ガス処理装置

48

非常用ガス処理
装置

48

非常灯

78

非常灯

78

充電器

264

充電器

245

―

―

中央制御室換気装置

60

中央制御室換気
装置

60

―

―

ディーゼル発電機冷却系海水ポンプ

55

ディーゼル発電機冷却系海水ポ
ンプ

55

―

―

ディーゼル発電機室換気装置38

ディーゼル発電機室換気装置38――

低圧炉心スプレイ系ポンプ室換
気装置

4

―

―

―

―

残留熱除去系ポンプ室換気装置3

残留熱除去系ポンプ室換気装置

6――

バッテリー室換気装置

19

バッテリー室
換気装置

19

―

―

スイッチギア室
換気装置

55

スイッチギア室
換気装置

55

―

―

―

―

バイタル交流電
源装置

67

―

―

非常用ガス再循環装置

55

非常用ガス再循
環装置

55

―

―

33 条−141

補機名
高圧炉心ス プレイ系ポンプ
高圧炉心ス プレイ系ディー ゼル
発電機海水 ポン
プ
充電器

2,328

55

19

高圧炉心ス プレイポンプ室 換気装置
高圧炉心ス プレイ系ディー ゼル
発電機室換 気装置

838

非常用ディーゼル発電機
２Ｃ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

２Ｄ

緊急用直流125V 充電器

120

緊急用直流
125V 充電器

120

―

―

その他コントロールセンタ負荷724

その他コントロールセンタ負荷

739

―

―

負荷合計

4,859

負荷合計

4,427

負荷合計

2,448

※負荷容量の算出方法
１．パワーセンタ以上の動的機器の負荷
軸動力［kW］
負荷容量［kW］＝
効率［％］
２．モータコントロールセンタ以下の動的負荷
定格出力［kW］×負荷率［％］
負荷容量［kW］＝
効率［％］（効率：90％，負荷率：90％）
３．静的負荷定格出力［kW］×負荷率［％］
負荷容量［kW］＝
効率［％］
電源装置，充電器（効率：75％，負荷率：100％）
ヒータ，非常灯（効率：90％，負荷率：100％）33 条−142非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
は，外部電源が喪失した場合に，発電用原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給し，さらに，工学的安全施設作動の為の電力を供給する。
また，多重性を考慮して，必要な容量のものを 3 台備え，各々非常用高圧
母線に接続する。
3 台のうち 1 台が故障しても発電用原子炉の安全性は確保できる。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
は，非常用高圧母線低電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，10 秒以内に電圧を確立した後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する。
外部電源が喪失し，かつ，原子炉冷却材喪失が発生した場合の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）の負荷の始動順位を，第 2.3.1.2−1 図〜第 2.3.1.2−3 図に示す。

第 2.3.1.2−1 図

２Ｃ非常用ディーゼル発電機の負荷の始動順位（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）＊ブロックの若い順に起動する。

33 条−143

第 2.3.1.2−2 図

２Ｄ非常用ディーゼル発電機の負荷の始動順位（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）＊ブロックの若い順に起動する。

第 2.3.1.2−3 図

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の負荷の始動順位（外部電源喪失及び原子炉冷却材喪失時）＊ブロックの若い順に起動する。

33 条−144

③

蓄電池
非常用の常設直流電源設備は，3 系統 5 組のそれぞれ独立した蓄電池，
充電器，及び分電盤等で構成し，直流母線電圧は 125V もしくは±24Vである。主要な負荷は非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ用ディーゼル発電機を含む）初期励磁，Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ投入及び引き外し，計測制御系統施設等であり，これらの 125V 系 3 系統のうち 1 系統の故障及び±24V 系 2 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保できる。
また，万一，全交流動力電源が喪失した場合でも，原子炉停止系の動作により，原子炉は安全に停止でき，停止後の原子炉の崩壊熱及びその他の残留熱も，原子炉隔離時冷却系により原子炉の冷却が可能であり，原子炉格納容器の健全性を確保できる。
非常用の常設蓄電池は据置型蓄電池でそれぞれ異なる区画に設置され独立したものであり，非常用低圧母線にそれぞれ接続された充電器により浮動充電される。
全交流動力電源喪失に備えて，非常用の常設直流電源設備は発電用原子炉の停止，停止後の冷却に必要な電源を一定期間，給電をまかなう蓄電池容量を確保している。全交流動力電源喪失後，常設代替交流電源設
備から約 95 分以内に給電を行うが，万一常設代替交流電源設備が使用できない場合は，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車
から約 210 分以内（全交流動力電源喪失後約 305 分以内）に給電を行う。
非常用の常設蓄電池は，常設代替交流電源設備が使用できない場合も考慮し，電源が必要な設備に約 8 時間電力を供給できる容量とする。
なお，重大事故等対処設備の各条文にて炉心の著しい損傷，原子炉格
納容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷を防止するために設33 条−145

けている設備への電力供給時間は，約 24 時間とする。
組数及び容量：約 125V

2 組（約 6,000Ah／組），1 組（約 500Ah／組）

約±24V 2 組（約 150Ah／組）＜蓄電池の主な負荷＞・制御用負荷（原子炉緊急停止系作動回路，遮断器制御電源，自動減圧系等）及び非常用照明
・原子炉隔離時冷却系

各蓄電池の容量を，第 2.3.1.2−2 表に示す。

第 2.3.1.2−2 表
用途
項目
型式

125V 系蓄電池Ａ系,
125V 系蓄電池Ｂ系

各蓄電池の容量25V 系蓄電池
ＨＰＣＳ系

中性子モニタ用蓄電池Ａ系，
中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

鉛蓄電池

鉛蓄電池

鉛蓄電池

組

数

2

1

2

容

量

約 6,000Ah（１組あたり）

約 500Ah

約 150Ah（１組あたり）

電

圧

約 125V

約 125V約±24V

33 条−146

2.3.1.3

燃料貯蔵設備

工学的安全施設等の機能を確保するため，非常用ディーゼル発電機（高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）については２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系の計 3 台有している。また，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポンプにて非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）へ供給される燃料油系統も非常用２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心
スプレイ系の 3 系統を有しているため，ディーゼル発電機の単一故障に対しても必要な機能を確保できる。燃料油供給系統の構成を，第 2.3.1.3−1 図に示す。
軽油貯蔵タンクの必要量を確認するために外部電源喪失が発生した場合を想定する。外部電源喪失が発生した場合，設計基準事故対処設備である２Ｃ
非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機を起動して，非常用母線を受電し対応を行う。これに加え，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置 2 台を起動し緊急用母線を受電して重大事故等に備えるとともに代替所内電気設備の必要負荷（緊急用直流 125V 充電器）へ給電を行う。その後，代替所内電気設備の機能に期待した対応を行っていない場合， 24 時間以内に常設代替高圧電源装
置 2 台を停止して待機状態とし，非常用ディーゼル発電機から常設代替直流
電源設備の必要負荷へ給電を行う。
軽油貯蔵タンクは，非常用ディーゼル発電機１台，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台を 7 日間及び常設代替高圧電源装置 2 台を１日（24 時間）運転できる容量(400kL※１ )を 2 系統有するため，軽油貯蔵タンクの単一故障に対しても必要な機能を維持できる。
2 基の軽油貯蔵タンクは連絡配管により接続されており，軽油貯蔵タンクの燃料は，3 台のディーゼル発電機のどれでも使用できる構成となっている。
33 条−147

(連絡配管は通常時は手動弁により隔離されており，片系で漏えい等が生じた場合でも他系へ影響しないようにしている。)※１軽油貯蔵タンクの必要量を保守的に見積もるため，以下を考慮する。
・保守的に事象発生と同時に電源装置の起動を想定（連続７日間）
・非常用ディーゼル発電機の燃料消費率は保守的に，100％負荷状態での（1,440.4L／h・台）を使用する。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の燃料消費率は保守的に，100％
負荷状態での（775.6L／h・台）を使用する。
・常設代替高圧電源装置の燃料消費率は保守的に，100％負荷状態での（420L／時間・台）を使用する。
① 非常用ディーゼル発電機
1,440.4L／時間・台×24 時間×7 日=241,988L=242.0kL②高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
775.6L／時間・台×24 時間×7 日=130,301L=130.3kL③常設代替高圧電源装置
420.0L／時間・台×2 台×24 時間×１日=20,160L=20.2kL④必要燃料①＋②＋③=242.0kL＋130.3kL＋20.2kL=392.5kL＜400kL■軽油貯蔵タンク基数：2
容量：400kL（1 基当たり）
使用燃料：軽油

33 条−148

： 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）燃料油供給系統
第 2.3.1.3−1 図

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）燃料油供給系統

33 条−149

別紙 1

1.

鉄塔基礎の安定性について

東海第二発電所外部電源線における送電鉄塔の安定性評価
経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所等の外部電源の信頼性確保に係る開閉所等の地震対策について(指示)」(平成 23･06･07 原院第1 号)に基づき,敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の要因である盛土崩壊，地すべり及び急傾斜地の土砂崩壊の影響が評価されている。抽出された鉄塔については，地質の専門家による現地踏査結果を踏まえ，鉄塔基礎の安定性に影響がないことが確認されている。（経済産業省原子力安全・保安院報告「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について（平成 24 年 2 月 17 日，東京電力株式会社）」）
基礎の安定性評価結果を，第１表に示す。

第１表

基礎の安定性評価結果

鉄塔

現地踏査確認基数

対応必要

線路名
基数

盛土

地すべり

急傾斜地

基数

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力１号線

8基

0基

0基

0基

0基

154kV 村松線

28 基

0基

0基

2基

0基

80 基

2基

0基

5基

0基

合計

33 条−別紙 1−1

2.

地質の専門家による現地踏査の評価項目と方法
275kV 東海原子力線，154kV 村松線の対象鉄塔について，地質の専門家による現地踏査で第 2 表に示す項目に基づき，鉄塔基礎の安定性評価が行われている。なお，地すべりによる現地踏査の必要な鉄塔について該当する箇所は無かった。

第2表

現地踏査における評価項目と評価方法

評価項目

主な評価項目盛土崩壊

・盛土の立地状況や形状及び規模
・盛土と鉄塔との距離

急傾斜地の
土砂崩壊

・斜面状況（勾配及び変状
有無）
・地盤特性
・崩壊履歴

評価方法
現地踏査に際しては，当該盛土の立地状況や形状・規模，鉄塔との距離等を確認し，健全性が評価されている。
・現地調査に際しては，斜面勾配等の地形条件，斜面上の変状有無，植生状況，
地下水や表流水の集水条件など，左記の評価内容を確認し，健全性を評価した。

33 条−別紙 1−2

3.

盛土崩壊に対する鉄塔基礎の安定性評価結果

3.1

現地踏査対象の抽出
対象箇所の抽出にあたっては，送電線並びにその周辺の地形状況が記載されている実測平面図等を使用して，人工的に土地の改変が加えられた箇所の抽出が実施されている。
また，送電線路周辺で発生した盛土に関する送電線の保守記録等の確認とともに，車両やヘリコプター等による巡視で直接現地状況の確認が行われ，漏れの無いよう盛土箇所が抽出された。
抽出の結果，鉄塔 80 基のうち 2 基が現地踏査必要箇所に該当した。
なお，盛土の抽出の規模としては，基本的に，東北地方太平洋沖地震で倒壊した，東京電力株式会社 66kV 夜の森線の周辺で発生した盛土崩壊箇所と同程度の規模の盛土が対象とされ，更なる安全性向上の観点から，それよりも小規模な盛土についても抽出対象とされた。

3.2

現地踏査結果
対象鉄塔 2 基について，当該盛土の立地状況や形状及び規模，鉄塔との距離等が確認された結果，鉄塔脚から盛土までの距離が十分離れており，仮に崩壊したとしても当該鉄塔への土砂流入はないと判断された。

33 条−別紙 1−3

4.

地すべりに対する鉄塔基礎の安定性評価結果

4.1

現地踏査対象の抽出
地すべり防止区域（地すべり等防止法），地すべり危険箇所（地方自治体

指定），地すべり地形分布図（国立研究開発法人

防災科学技術研究所）に示される範囲及び，その近傍に設置されている鉄塔が選定され，さらに空中
判読により鉄塔との位置関係などが確認された。結果，該当するものは無く，基礎の安定性に影響はないと判断された。

5.

急傾斜地の土砂崩壊に対する鉄塔基礎の安定性評価結果

5.1

現地踏査対象の抽出
急傾斜地の土砂崩壊については，鉄塔周辺の傾斜の最大傾斜角が 30°以

上かつ逆Ｔ字基礎が抽出された結果，鉄塔基礎 80 基のうち 5 基について現地踏査が必要な箇所が該当した。
5.2

現地踏査結果
対象鉄塔 5 基について，斜面勾配等の地形条件，斜面上の変状の有無，植生状況，地下水や表流水の集水条件等が調査された。また，安定性の評価にあたっては，『道路土工―切土工・斜面安定工指針』における「表層崩壊と落石の安定性評価の目安」や「斜面崩壊対策の調査」を参考に，地質専門家の意見をふまえた評価が行われた。
上述の現地踏査で収集した斜面勾配等の地形条件，地盤特性等に基づき，各鉄塔が評価された結果，崩壊や崩壊跡地が鉄塔近傍に見られた鉄塔や近接する斜面に湧水箇所がみられた鉄塔は無く，問題ないと判断された。

33 条−別紙 1−4

別紙 2

1.

吊り下げ設置型高圧遮断器について

事象概要
平成 23 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震による揺れで，東北電力株式
会社女川原子力発電所１号機 高圧電源盤６-１Ａで火災が発生したことを受け，平成 23 年 5 月 31 日に発出された経済産業省原子力安全・保安院指示文
書「原子力発電所における吊り下げ設置型の高圧遮断器に係る火災防護上の必要な措置の実施等について（指示）」（平成 23・05・30 原院第 2 号）に基
づき，原子力発電所において所有している吊り下げ設置型高圧遮断器の有無を確認した。

2.

吊り下げ設置型高圧遮断器の有無
東海第二発電所で使用している吊り下げ設置型の高圧遮断器について調査した結果，吊り下げ設置型高圧遮断器は無かった。

33 条−別紙 2−1

別紙 3

1.

変圧器一次側の 1 相開放故障について

外部電源系の変圧器の巻線仕様一覧
東海第二発電所の非常用高圧母線に電力供給する外部電源系の変圧器巻線仕様を第 1 表に示す。

第1表

変圧器の巻線仕様
巻線の結線方法

変圧器名称

電圧

一次側

二次側
安定巻線 ※（外部電源側）（負荷側）

起動変圧器２Ａ

275kV／6.9kV

Y(直接接地)Y(抵抗接地)Δ

起動変圧器２Ｂ

275kV／6.9kV

Y(直接接地)Y(抵抗接地)Δ

予備変圧器

147kV／6.9kV

Y(非接地)

Y(抵抗接地)Δ※安定巻線は，当該変圧器で発生する高調波等の抑制を目的で設置されている。

2.

1 相開放故障発生時の検知について

2.1

電流差動継電器（87）による検知
変圧器の一次側において，米国バイロン２号炉の事象のように 1 相開放故障が発生した場合，275kV 送電線，154kV 送電線接続箇所以外については，
米国バイロン２号炉同様の気中に露出した接続ではなく，接地された筐体内等に導体が収納された構造である。このような構造の場合，導体の断線による 1 相開放故障が発生したとしても，接地された筐体等を通じ，完全地絡となることで，電流差動継電器（87）による検知が可能である。
接地された筐体内等に導体が収納された構造の例を，第 1 図に示す。
また，完全地絡による電流差動継電器（87）による検知部位を，第 2 図に33 条−別紙 3−1

示す。

絶縁スペーサ導体

第1図

接地された筐体内等に導体が収納された構造の例（GIS）

33 条−別紙 3−2

第2図

完全地絡による電流差動継電器（87）による検知部位

33 条−別紙 3−3以下に GIS，変圧器及び CV ケーブルの構造，故障検知に関する詳細を示す。

(1)

GIS の故障検知について
GIS は，接地されたタンク内に導体が収納されており，絶縁性の高い
SF6 ガスにより絶縁が確保されている。
GIS は，ブッシングを通じて架線と接続する構成である。

ａ．ブッシング
ブッシングは，磁器碍管に導体等が収納された構造となっており，ブッシング内導体の破損については，磁器碍管の破損がない限り考えにくい。ブッシングの外観及び内部構造部の例を，第 3 図に示す。
仮に，磁器碍管の破損による故障が発生した場合，導体と筐体間で地絡が発生する。その場合，電流差動継電器（87）が設置されており，検知が可能である。

第3図

ブッシングの外観及び内部構造部の例
33 条−別紙 3−4

ｂ．GIS（ブッシング除き）①

導体
GIS は，第 1 図のとおり絶縁スペーサで GIS 内の導体を支持する構造となっており，絶縁スペーサは，機械的強度が高く壊れる可能性が小さいと考えられることから，導体の脱落が生じにくい構造となっている。したがって，GIS 内部での 1 相開放故障は発生しにくい構造である。
仮に絶縁スペーサが破損した場合，導体と筐体間で地絡が発生する。
その場合，電流差動継電器（87）が設置されており，検知が可能である。

②

遮断器の投入動作不良による欠相の検知
遮断器により 1 相開放故障が発生する要因として，各相個別に開放及び投入が可能な遮断器の投入動作不良による欠相が考えられる。しかし，投入動作不良による欠相が発生した場合においては，欠相継電器（47）を設置し，検知可能となる。（第 4 図参照）
欠相が生じた場合，欠相保護継電器が動作し，遮断器は 3 相開放されるため，欠相状態は解除され，また警報により，1 相開放故障の検知が可能である。

33 条−別紙 3−5

第4図

③

遮断器投入不良による 1 相開放故障検知インターロック概要

断路器の投入動作不良による欠相の検知
断路器投入時は遮断器開放状態であり，投入操作時は現場に運転員がいるため，投入状態の確認が可能であることから，投入動作不良による欠相の検知は可能である。
なお，断路器通電状態の場合は，開放及び投入不可のインターロッ
クが構成されており，操作不可である。

(2) 変圧器の故障検知について
変圧器は接地された筐体内に導体が収納されており，絶縁油により絶縁が確保されている。導体は，タンク内ブッシングを介し，変圧器巻線へと連結した構造である。
変圧器は，十分強度を持った筐体内にあるため，断線が発生する可能性は低い。
仮に，変圧器の筐体内で断線が発生した場合，アークの発生により衝撃油圧継電器による機械的保護継電器が動作することにより検知に至る
33 条−別紙 3−6場合や，地絡が生じることによって電流作動継電器（87）検知が可能である。変圧器構造概要を第 5 図に示す。

第5図

変圧器構造概要

なお，変圧器巻線概要については第 6 図のとおり複数の導体により構成されており，断線が発生し，1 相開放故障が発生する可能性は低い。

33 条−別紙 3−7

第6図

変圧器巻線概要(3) CV ケーブルの故障検知について
CV ケーブルは絶縁体と接地されたシースに導体が内包されており，導体の断線が起きにくい構造となっている。仮に，断線が発生した場合でも，アークの発生により接地されたシースを通じ，地絡が発生し電流作動継電器（87）が動作し，異常を検知することが可能。
CV ケーブル構造図を第 7 図に示す。
導体
絶縁体
シース
ビニル防食層第7図

CV ケーブル構造図

33 条−別紙 3−8

別紙 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその対応操作について（6.9kV

4−1

2C，6.9kV 高圧炉心スプレイ系で説明）

275kV 送電線で発生する 1 相開放故障（目視による確認）(1)

1 相開放故障直前の状態
275kV 東海原子力線から 275kV 超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV 常用

母線（6.9kV 2A-1,2A-2）を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。（第 1 図）

第1図

1 相開放故障直前の状態

33 条−別紙 4−1

(2)1 相開放直後の状態
275kV 東海原子力線の 1 回線で 1 相開放故障が発生すると，故障部位を目視で確認できる。このことから運転員は，275kV 東海原子力線の 1 回線
にて 1 相開放故障が発生したことを検知可能である。（第 2 図）

第2図

1 相開放故障直後の状態

33 条−別紙 4−2

(3)故障箇所を隔離した状態
運転員の操作により，275kV 東海原子力線 1 回線を外部電源系から隔離すると，残り 1 回線で電力供給を行う。（第 3 図）

第3図

故障箇所を隔離した状態

33 条−別紙 4−3

4−2

予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（目視にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
275kV 東海原子力線から 275kV 超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV 常用
母線(6.9kV 2A-1,2A-2)を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。（第 4 図）

第4図

1 相開放故障直前の状態

33 条−別紙 4−4(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，故障部位を目視で確認できる。このことから運転員は，予備変圧器一次側にて 1 相開放故障が発生したことを検知可能である。（第 5 図）

第5図

1 相解放故障直後の状態

33 条−別紙 4−5

(3)故障箇所を隔離した状態
運転員の手動操作により，予備変圧器を外部電源から隔離すると 275kV
東海原子力線 2 回線で電力供給を行う。（第 6 図）

第6図

故障箇所を隔離した状態

33 条−別紙 4−6

4−3

予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（交流不足電圧継電器（27）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
154kV 村松線・原子力１号線から予備変圧器，6.9kV 高圧母線 2E を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。（第 7 図）

第7図

1 相開放故障直前の状態

33 条−別紙 4−7

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，予備変圧器から受電していた複数の母線の交流不足継電器（27）が動作する。このことから運転員は予備電源変圧器にて 1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。（第 8 図）

第8図

1 相開放故障直後の状態

33 条−別紙 4−8

(3)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により，非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）が自動起動し，負荷に電力を供給する。（第 9 図）

第9図

非常用高圧母線を隔離した状態

33 条−別紙 4−9

別紙 5

那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給の確実性について

那珂変電所または茨城変電所が全停した場合には変電所や送電線の所有者である東京電力パワーグリッド株式会社が確実に東海第二発電所へ電力供給が行えるか，また，電力供給後に東海第二発電所が確実に受電できるか，受電時の東京電力パワーグリッド株式会社及び東海第二発電所の連携の確実性も含めて，設備面及び運用面で評価を行った。

1.設備面の検討①那珂変電所が全停した場合
那珂変電所が全停した場合，第１図の様にして，新筑波変電所から石岡変電所−西水戸変電所−茨城変電所を経由して東海第二発電所が受電することになる。

第１図

那珂変電所全停時の東海第二発電所の外部電源受電経路

33 条−別紙 5−1

・東京電力パワーグリッド株式会社は，東海第二発電所が新筑波変電所から受電する際に投入する当該遮断器（通常時は開放）について以下を確認している。（第 2 図）(a)通常時に当該遮断器を投入した場合，系統事故発生時には，事
故電流が増大し遮断器の電流遮断能力（遮断器耐量）を超過する場合があり，事故の影響が広範囲の需要家に及ぶ可能性がある。
(b)那珂変電所全停時に当該遮断器を投入した場合，系統事故発生
時には那珂変電所からの事故電流の流入がないため，遮断器の電流遮断能力（遮断器耐量）は超過しない。
当社は送電系統の構成を確認し，当該遮断器の運用に問題ないことを確認した。

33 条−別紙 5−2

33 条−別紙 5−3

33 条−別紙 5−4

33 条−別紙 5−5

・石岡変電所−西水戸変電所−茨城変電所間では，潮流の流れが通常と逆になるが，東京電力パワーグリッド株式会社は，同区間の保護装置の設置状況から潮流が逆向きとなった場合でも，保護装置で送電設備の保護が可能であることを確認している。当社も同区間の保護装置の設置状況から，東京電力パワーグリッド株式会
社の確認結果に問題ないことを確認した。
・東京電力パワーグリッド株式会社は，那珂変電所全停時に，新筑
波変電所から東海第二発電所に送電した場合に，東海第二発電所に到達する電圧が許容範囲内であることをシミュレーションで確認している。当社も本シミュレーション結果を確認し，到達電圧が許容範囲内であることを確認した。
以上のことより，当社は那珂変電所が全停した場合の受電経路の設備面に問題ないと評価した。
②茨城変電所が全停した場合
茨城変電所が全停した場合，東海第二発電所は那珂変電所から 275kV
東海原子力線を通して受電し続けることができるため，東海第二発電所
は停電することがないので，設備面の問題はない。

以上のことより当社は那珂変電所または茨城変電所が停止した場合の東海第二発電所への電力供給について設備面で問題ないと評価した。

2.運用面検討①那珂変電所が全停した場合(1)復旧手順33 条−別紙 5−6

那珂変電所が全停した場合，東海第二発電所は，新筑波変電所から
石岡変電所−西水戸変電所−茨城変電所を経由して受電する。受電にあたっては，東京電力パワーグリッド株式会社は以下(a)〜（c）の操作を
すべて茨城給電所にて遠隔で行う。

(a)各変電所の遮断器及び断路器の操作(b)系統の電圧等確認(c)必要に応じ系統の電圧等調整

これら那珂変電所全停時において東京電力パワーグリッド株式会社
は，茨城給電所が定めている系統事故時に使用する系統復旧手順書を用いて東海第二発電所に電力供給を行う。
当社は，東京電力パワーグリッド株式会社の茨城給電所が定めている系統復旧手順書に那珂変電所停電時の復旧手順が定められていること，を確認した。

(2)復旧訓練(a)東京電力パワーグリッド株式会社の訓練
東京電力パワーグリッド株式会社の茨城給電所では，年 2 回の頻度で系統事故の復旧訓練を行っており，那珂変電所が全停した場合の訓練を至近では H27 年度に実施している。
年 2 回の系統事故の復旧訓練内容については主に開閉器の入・切操作などであり，那珂変電所全停時の復旧訓練とその他の系統事故の復旧訓練に大差はないこと，及び那珂変電所全停時にはあらかじめ定
33 条−別紙 5−7

めている系統復旧手順書に基づき操作をおこなうことから，那珂変電所全停時には速やかな対応が可能であると当社は評価した。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社は，継続的に系統事故の復旧訓練を実施していくとしており，当社もその実績を確認していく。

(b)東海第二発電所の訓練
東海第二発電所の外部電源喪失事故に係る東海第二発電所の運転員の訓練は，年 1 回以上の頻度で，中央制御室での事故を模擬した訓練やシミュレータを使用した訓練として実施しており速やかな外部電源の復旧対応が可能である。

(c)東京電力パワーグリッド株式会社と東海第二発電所の連携
那珂変電所全停時における，茨城変電所からの受電の際は，東京電力パワーグリッド株式会社の茨城給電所と東海第二発電所との連携が必要となる。この手順は，村松線・原子力１号線もしくは東海
第二発電所構内受電設備の計画停電後の受電手順（茨城給電所から東海第二へ受電可連絡→東海第二で受電操作→東海第二から茨城給電所に受電完了連絡）と同一であり，通常時から両社の連携はとれていることから，当社は問題ないと評価した。

②茨城変電所が停止した場合
茨城変電所が全停した場合，東海第二発電所は那珂変電所から 275kV
東海原子力線を通して，系統復旧操作等を行わずに受電し続けることができるため，運用面の問題はない。

33 条−別紙 5−8

当社は運用面における，那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給については，系統復旧手順が整備され，訓練等も定期的に行われており，問題ないと評価した。

3.まとめ
那珂変電所または茨城変電所が全停した場合の東海第二発電所への電力供給について，東京電力パワーグリッド株式会社の評価結果等を基に，設備面及び運用面から評価した結果，東海第二発電所への電力の供給は確実に行われると評価した。

33 条−別紙 5−9

東海第二発電所の外部電源の信頼性について（東京電力ホールディングス株式会社 作成資料）

33 条−別紙 5−10

1.

東海第二発電所の外部電源の信頼性確保について
東海第二発電所の外部電源の信頼性に関しては，経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について（指示）」（第 3 図）に基づき，東京電力株式会社が電力系統の電力供給
信頼性について分析及び評価を実施し，「原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について（東京電力株式会社：平成 23 年 5 月 16 日報告）
（第 4 図））にて，東海第二発電所への電力系統の信頼性は充分であると報告している。

33 条−別紙 5−11

第3図

経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について（指示）」（抜粋）
33 条−別紙 5−12

第4図

「原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について（東京電力株式会社：平成 23 年 5 月 16 日報告）」（抜粋）

以下に，那珂変電所及び茨城変電所全停時の対応について記載する。

33 条−別紙 5−13

2.

那珂変電所又は茨城変電所全停時の電力供給系統について

2.1

那珂変電所全停時の電力供給系統
那珂変電所が全停した場合，東京電力パワーグリッド株式会社により系統切替（約 80 分）を行い，新筑波変電所から石岡変電所を経由し，西水戸変電所及び茨城変電所でそれぞれ降圧，昇圧のうえ，村松線・原子力１号線で東海第二発電所へ電力供給する。
那珂変電所全停時の電力供給系統を，第 5 図に示す。

×
第5図

那珂変電所全停時の電力供給系統

33 条−別紙 5−14

2.2

那珂変電所全停時の電力供給ステップ
那珂変電所が全停した場合，東海第二発電所への電力供給は一時的に停止するが，以下のステップにより約 110 分で東海第二発電所へ電力が供給される。

那珂変電所全停時の電力供給ステップを，第 6 図に示す。

第6図

那珂変電所全停時の電力供給ステップ

33 条−別紙 5−15

2.3那珂変電所が全停した場合の電力供給手順及び監視体制
那珂変電所が全停して復旧不能に陥った場合の詳細な電力供給手順を示す。
基幹系統給電指令所，茨城給電所及び東海第二発電所は，所管する系統の事故状況をそれぞれ同時平行で確認する。
次に，基幹系統給電指令所にて，各所からの状況報告を受け，茨城給電所と相互に確認し，復旧方針を決定する。復旧方針の決定においては，日本原子力発電株式会社及び東京電力パワーグリッド株式会社等の間で協定されている給電協定書に基づき，可能な限り受給の継続又は回復が優先される。
その後，基幹系統給電指令所では，各所に復旧方針の連絡が行われる。事故発生から，ここまでに要する時間は約 30 分である。
次に，茨城給電所は，各変電所の復旧操作を順次行い，村松線・原子力 1号線を復旧したうえで，東海第二発電所に対して外部電源からの電力供給が可能である旨の連絡を行う。具体的には，茨城給電所は，各変電所の遮断器
及び断路器の遠隔操作，系統の電圧等パラメータ確認，確認後必要に応じ電圧等の調整操作を行う。これらの操作内容を考慮しても 80 分（発電所内での受電操作に要する約 30 分を含めても 110 分）で復旧可能であると評価している。
新筑波変電所から東海第二発電所への送電線について第 7 図に示す通り，
通常時は系統事故時の事故電流を遮断器の電流遮断能力（遮断器耐量）以下で運用するために，の遮断器を開放している箇所がある。新筑波変電所からの受電時においては，通常時に開放している遮断器の一部を投入することになるが，通常時に当該遮断器を投入した場合，
系統事故発生時には，事故電流が増大し遮断器の電流遮断能力（遮断器耐量）を超過する場合がある。
一方，那珂変電所全停時に当該遮断器を投入した場合，系統事故発生時
33 条−別紙 5−16

には那珂変電所から事故電流が流入することがないため遮断器の電流遮断能力（遮断器耐量）は超過しない。
また，潮流などが通常と異なるが，第 13 図に示すとおり通常とは異なる潮流でも保護装置が対応できること，第 14 図に示すとおり送電設備の容量
内で東海第二発電所の到達電圧に問題ないこと等を確認している。また，第 16 図及び 17 図に示すとおり那珂変電所が停電した際にも各発電機の安定及び新筑波変電所母線電圧に問題がないこと等から，受電に問題ないことを確認している。
那珂変電所が全停した場合の復旧手順は，茨城給電所にてあらかじめ定めている系統事故時の系統復旧手順書を用い，操作を行うこととしている。
なお，復旧時の監視制御体制については，24 時間体制で電力系統の監視制御が実施されている。
給電協定書を第 7 図に，復旧操作手順を第 9 図に，復旧ルートを第 10 図に，監視制御体制を第 11 図に示す。

33 条−別紙 5−17

第7図

東海第二発電所給電協定書(平成 17 年 4 月 1 日協定)(抜粋)

33 条−別紙 5−18

33 条−別紙 5−19

33 条−別紙 5−20

33 条−別紙 5−21

第9図

復旧操作手順第 10 図復旧ルート図33 条−別紙 5−22

(東海第二発電所外部電源復旧に関する監視制御体制)（東京電力パワーグリッド株式会社）
東京エリアの全系需給運用

中央給電指令所

基幹系統給電指令所

東海第二発電所【基幹系統給電指令所】
・基幹系統の運用
・地方系統の運用総括
・500kV,275kV変電所の監視( 新筑波，新茂木，新いわき他)

茨城給電所

第 11 図【地方給電所】
・地方系統の運用
・275kV〜66kV無人変電所の監視制御( 那珂，茨城，西水戸，石岡他)

監視制御体制33 条−別紙 5−23

都心系統給電指令【都心系統給電指令
・基幹系統の運・都心系統の運用総括
・ 500kV,275kV 変電所の監視

2.4

新筑波変電所からの電力供給に関する技術的評価

2.4.1

東海第二発電所の所内最大負荷に対する電力供給時の到達電圧

冷温停止に必要な東海第二発電所の所内最大負荷容量は 14MW 程度である。
新筑波変電所から東海第二発電所への電力供給（14MW）時は，一部の他需
要家も受電することとなるが，電力供給ルートの設備容量を超過する箇所はなく，東海第二発電所の到達電圧は許容範囲内（147kV±10％）に収まり，電力供給が可能である。
東海第二発電所の所内最大負荷に対する電力供給時の到達電圧を，第 12
図に示す。

第 12 図東海第二発電所の所内最大負荷に対する電力供給時の到達電圧

33 条−別紙 5−24

2.4.2保護装置の応動

新筑波変電所から東海第二発電所への電力供給時において，石岡変電所から茨城変電所の間の送変電設備には，平常時と逆向きの潮流が流れる。
同区間には，送変電設備の故障を検知した場合，遮断器により故障箇所を隔離し，故障による影響を局所化するための保護装置を設置している。同区間の潮流が逆向きとなった場合でも，当該保護装置で送変電設備を保護している。なお，これらの保護装置は，潮流の向きが反対方向となった場合の系
統において，送電線，母線，変圧器の故障が発生しても，平常時の整定値で保護可能な設計である。
石岡変電所〜茨城変電所間の保護を，第 13 図に示す。

第 13 図石岡変電所〜茨城変電所間の保護33 条−別紙 5−25

2.4.3

東海第二発電所の所内最大負荷及び他需要家に対する電力供給時の到達電圧

新筑波変電所から電力供給する他需要家の最大需要は，新治線の設備容量以内（512MW）に制限する必要がある。
他需要家の最大需要に加え，冷温停止に必要な東海第二発電所の所内最大負荷容量 14MW へ電力供給が行われる場合においても，新治線の設備容量以内で，東海第二発電所の到達電圧を許容範囲内（147kV±10％）に収まり，電力供給が可能な設計である。
東海第二発電所の所内最大負荷及び他需要家に対する電力供給時の到達電圧を，第 14 図に示す。

第 14 図東海第二発電所の所内最大負荷及び他需要家に対する電力供給時の到達電圧

33 条−別紙 5−26

2.4.4新筑波変電所からの電力供給手順の実効性

茨城給電所にてあらかじめ定めている系統復旧手順書に基づく系統事故の復旧訓練を年 2 回の頻度で実施している。
なお，復旧訓練では，実際の監視制御システムと同様の仕様で系統事故を模擬し，事故の復旧操作（開閉器の入・切など）を訓練できるシミュレータ
訓練装置を使用している。
年 2 回の系統事故の復旧訓練は那珂変電所全停時も含めて様々な系統事故を想定し実施しているが，対応内容は，主に開閉器の入・切などであり，特殊な操作はないため，上記復旧訓練で技術の維持は可能である。
過去の那珂変電所全停のシミュレータを用いた復旧訓練の実績を第 1 表に，復旧訓練時の写真を第 15 図に示す。
第1表

過去の那珂変電所全停時の復旧訓練の実績

実施日 ※H27／4／8

H27／4／10

H27／4／14

H27／4／16

H27／4／22

復旧時間

63 分

41 分

59 分

47 分

51 分

※5 直構成で各直 1 回実施した実績

第 15 図シミュレータを用いた復旧訓練時の写真

33 条−別紙 5−27

2.4.5那珂変電所全停時の安定度面への影響

那珂変電所の 275kV 及び 154kV 母線の同時事故が発生したケースを想定し，各発電機の安定度面への影響を確認した。
このエリアにおける最も過酷な断面（ＧＷ昼間断面）においても，一時的に発電機の内部相差角は動揺するが，全ての発電機は動揺が収束して継続的に安定運転可能な設計である。
安定度シミュレーション結果の一例を第 16 図に示す。
広野火力

180

内部相差角［度］

120
60
0
0

5

10

15

-60
-120
-180

第 16 図時間 [秒]

安定度シミュレーション結果（広野火力発電所）

33 条−別紙 5−28

20

2.4.6那珂変電所全停時の新筑波変電所 154kV 母線電圧への影響

那珂変電所の 275kV 及び 154kV 母線の同時事故が発生したケースを想定し，電力を供給する新筑波変電所の 154kV 母線電圧への影響を確認した。
4.5 と同様の断面においても，電力を供給する新筑波変電所 154kV 母線は，
那珂変電所事故の影響を受けにくいルートであり，事故前後の電圧はほぼ変化無く，適性電圧を維持できる設計である。
電圧シミュレーション結果を第 17 図に示す。
新筑波（変）154kV母線

1.2

電圧 [P.U.]

1

0.8

0.6

0.4
0

5

第 17 図10
時間 [秒]

電圧シミュレーション結果

33 条−別紙 5−29

15

20

2.5

茨城変電所全停時の電力供給系統
茨城変電所が全停した場合，那珂変電所経由で東海第二発電所へ電力を供する。
茨城変電所全停時の電力供給系統を，第 18 図に示す。

×
第 18 図茨城変電所全停時の電力供給系統

33 条−別紙 5−30

別紙 6

現状の発電所敷地周辺の送電鉄塔配置

現状の発電所敷地内及び周辺の送電鉄塔の配置を第 1 図に示す。

第1図

発電所敷地周辺の送電鉄塔配置

33 条−別紙 6−1

別紙 7

非常用電源設備の配置の基本方針について

非常用電源設備は，区分ごとに区画された部屋に設置し，主たる共通要因（地震，津波，火災，溢水）に対し，頑健性を有している。

電気設備を配置するうえでの基本的なコンセプトは，以下のとおりである。
地震，津波，火災，溢水に対する頑健性を確保する配置
同じ機能を有する設備は運転性，保守性に配慮し，集中配置

非常用電源設備は，防潮堤により津波からの影響を受けないエリアへ配置するとともに，地震に対しては耐震性の高い設備を配置する。非常用電源設備の配置図は，第 2.3.1.1−1 図から第 2.3.1.1−5 図のとおりであり，上記の基本的なコンセプトを満足する設計とする。

33 条−別紙 7−1

別紙 8

蓄電池容量について

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備からの電源供給開始に要する時間は，「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について」において，詳細を提示する。第 1
図〜第 2 図に同資料の抜粋を示す。
常設代替交流電源設備から非常用高圧母線を受電するまでは約 92 分である。
よって常設代替交流電源設備からは約 95 分で電力供給の開始が可能であると評価している。
万一常設代替交流電源設備が使用できない場合は，可搬型代替交流電源設備
である可搬型代替低圧電源車から約 180 分以内（全交流動力電源喪失後約 275
分以内）に給電を行う。非常用の常設蓄電池は，常設代替交流電源設備が使用できない場合も考慮し，電源が必要な設備に約 8 時間給電できる容量とする。

33 条−別紙 8−1

第１図「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況について」抜粋（１／２）

33 条−別紙 8−2

第2図「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況について」抜粋（２／２）

33 条−別紙 8−3

別紙 9

ケーブル及び電線路敷設設計の考え方

１． 安全機能を有する機器に使用するケーブルは，安全区分Ⅰ，安全区分
Ⅱ・安全区分Ⅲに分類されたうえで，以下の各種分離を実施することにより，安全区分間の相互独立性を保つ。
① 電気的分離についての考え方
安全区分毎に独立した電力供給元より給電することで分離する。
②物理的分離についての考え方(1)ケーブルトレイ又は電線管による分離使用用途や使用電圧に応じた４つの回路種別（高圧電力用，低圧電力用，制御用，計装用）にケーブルを分類し，安全区分及び回路種別毎にケーブ
ルトレイ又は電線管により敷設することで分離する。
(2)離隔距離の確保等による分離〔建設当時の考え方〕
安全区分の異なるケーブルトレイが，水平方向又は垂直方向に平行して敷設される場合及び交差して敷設される場合は，以下の対応の中から敷設場所に適したものを実施することで分離する。
・離隔距離の確保
・分離板又は耐火板の設置
・上部又は底部へのケーブルトレイカバーの設置〔新規制基準適合のための考え方〕
新規制基準（火災防護基準）適合のため，以下のいずれかの対応を実施する。
・1 時間以上の耐火材の設置及び火災感知，自動消火設備の設置
・3 時間以上の耐火材の設置

33 条−別紙 9−1

２．原子炉格納容器貫通部の仕様
原子炉格納容器貫通部は，原子炉冷却材喪失時の環境条件である温度及び圧力に適合する物を使用する。

33 条−別紙 9−2

別紙 10

揺すり込み沈下量の算定方法について

１．沈下量の算定方法
沈下量の算定に当たっては，液状化に伴う沈下（地下水位以深の飽和地盤が対象）及び揺すり込みによる沈下（地下水位以浅の不飽和地盤が対象）のそれぞれについて評価し，両者を合算したものを用いる。
(1)液状化に伴う沈下（地下水位以深の飽和地盤が対象）
液状化に伴う沈下は，液状化検討対象層（地下水位以深に分布する堆積層の内，粘性土を除く地層）に対して，設定した地震力による液状化判定を行い，液状化抵抗率が１未満の範囲については液状化が生ずるものと評
価し，液状化に伴う沈下量の算出を行う。
なお，ケーブル洞道及びケーブルトラフ設置近傍の地盤において，道路
橋示方書・同解説に基づき液状化判定を行った結果，液状化検討対象層の液状化抵抗率が１以上となったため，液状化に伴う沈下量は考慮しない。

(2)揺すり込みによる沈下（地下水位以浅の不飽和地盤が対象）
揺すり込みによる沈下は，地下水位以浅の液状化しない地層に対して「鉄道構造物等設計標準・同解説 土構造物（鉄道総合技術研究所，平成25 年 6 月）」に基づき算定した。
検討フローを第 1 図に，鉄道構造物等設計標準・同解説の揺すり込み沈下量算定法に係る該当箇所を第 2 図に示す。

33 条−別紙 10−1

一次元地震応答解析より収束せん断剛性を算定する

収束せん断剛性を劣化した後のせん断剛性とし，地震前の変形係数Ｅ bef 及び地震後の劣化した変形係数Ｅ aft を算定する。

鉄道構造物等設計基準の地震時における地盤の揺すり込み沈下量の算定法に従って，下記の式により揺すり込沈下量を算定する。

第１図

不飽和地盤の揺すり込み沈下量の算定フロー

第2図

鉄道構造物等設計標準同解説の抜粋

33 条−別紙 10−2

2．沈下量の算定結果(1)ケーブルトラフ（154kV 特別高圧開閉所側）
当該地域の地下水位は，EL.+2.0m〜EL.+2.5m に位置し，これより以浅が不飽和層となる。
不飽和層が最も厚い箇所が（層厚約 8.5m）で沈下量を算定した結果，約0.5mm となる。また，仮に第四系の全てが不飽和層と仮定して算定した場合でも，その沈下量は約 1.7mm となる。
ケーブル洞道位置を第 3 図に，揺すり込み沈下量算定位置を第 4 図に示す。

第3図
EL.(ｍ)
E.L.(m)

ケーブルトラフ位置図

W

E

40.0

EL.(ｍ)
E.L.(m)
40.0

30.0

算定 位置

30.0

算定 位置

20.0

算定 位置
20.0

ケー ブル ト ラフ
10.0

10.0

不飽和層

▼地 下水 位

0.0

-10.0

0.0

飽和層

-10.0

-20.0

-20.0

岩盤
-30.0

-30.0

第4図

揺すり込沈下量算定位置図

33 条−別紙 10−3

(2)ケーブル洞道（275kV 超高圧開閉所側）
当該地域の地下水位は，EL.+2.0m〜EL.+2.5m に位置し，これより以浅が不飽和層となる。
不飽和層が最も厚い箇所（層厚約 5.8m）で沈下量を算定した結果，約0.2mm となる。また，仮に第四系の全てが不飽和層として算定した場合でも，その沈下量は約 9.5mm となる。
ケーブル洞道位置を第 5 図に，揺すり込み沈下量算定位置を第 6 図に示す。

第5図

ケーブル洞道位置図

E

N

E.L.(m)EL.(ｍ)

算定 位置

算定 位置

算定 位置

E.L.(m)EL.(ｍ)

ケー ブル 洞 道

10.0

10.0

不飽和層

▼地 下水 位

0.0

0.0

飽和層
-10.0

-10.0

-20.0

-20.0

岩盤
-30.0

-30.0

第6図

揺すり込み沈下量算定位置図

33 条−別紙 10−4

3．算定方法の妥当性
揺すり込み沈下量の算定に用いた文献「鉄道構造物等設計標準・同解説
土構造物（鉄道総合技術研究所，平成 25 年 6 月）」は，新幹線鉄道や大都市
旅客鉄道の構造物，トンネル等被害が生じた場合の復旧が困難な構造物などの重要度の高い構造物も含む対象に定められた基準である。
また，当該算定式に基づき評価した沈下量については，保守的に全地層が不飽和層と仮定した場合も確認した。

33 条−別紙 10−5

別添

東海第二発電所

運用，手順説明資料
保安電源設備

第 33 条３

保安電源設備（追加要求事項）

保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）は，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止するものでなければならない。

【解釈】
第３項に規定する「安全施設への電力の供給が停止することがない」とは，重要安全施設に対して，その多様性を損うことがないように，電気系統についても系統分離を考慮して母線が構成されるとともに，電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いものであって，非常用所内電源系からの受電時等の母線の切替操作が容易なことをいう。なお，上記の「非常用所内電源系」とは，非常用所内電源設備（非常用ディーゼル発電機及びバッテリ等）及び工学安全施設を含む重要安全施設への電力供給（非常用母線スイッチギヤ及びケーブル等）をいう。
第 3 項に規定する「機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止する」とは，電気系統の機器の短絡，地絡又は母線の定電圧若しくは過電流を検知し，遮断器等により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できることをいう。また，外部電源に直接接続している変圧器の一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動による対策を含む。）を行うことによって，安全施設への電力供給が停止することがない
ように，電力供給の安定性を回復できることをいう。

系統分離を考慮して母線が構成され
ていること

工

開閉所は系
統分離を考
慮し構成す
る。

母線切替が容易なこと

電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いもの工
所内電源設備は系統分離を考慮し母線を構成する。

異常を検知し，故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化する。

工
保護装置により，異常を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離し，他の安全機能への影響を限定する。

工
送電線，母線等
は多重化を実施することで信頼性を高める。

工
重要安全施設が機能を維持するために必要な電力を供給する。

工
非常用所内母線の低電圧を検知し，自動で受電切替が実施できる構成とする。

変圧器の一次側において 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止（手動操作による対策含む）。
工
気中に露出した架線接続部については，毎日実施する巡視点検により 1 相開放故障を検知する。検知した場合は，手動にて故障箇所を隔離し，受電切替を行う。

工
GIS，変圧器での故障は保護装置により異常を検知し，検視した場
合は故障箇所を隔離し，受電切替を行う。

【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】
工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
当該条文に該当しない
核：核防規定（下位文書含む）（他条文での反映事項他）

33 条−別添−1

４

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれお互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであり，かつ，
それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するものでなければならない。

【解釈】
第４項に規定する「少なくとも二回線」とは，送受電可能な回線又は受電可能の回線の組み合わせにより，電力系統と非常用所内配電設備とを接続する外部電源受電回路を２つ以上設けることにより達成されることをいう。
第４項に規定する「互いに独立したもの」とは，発電用原子炉施設に接続する電線路の上流側の接続先において１つの変電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所が停止することにより当該発電用原子炉施設に接続された送電線が全て停止する事態にならないことをいう。

外部電源受電回路を 2 つ以上設けること

１つの変電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所の停止により，送電線が全て停止する事態にならないこと。

工

工

東海第二発電所は，275kV 東海
原子力線 2 回線及び 154kV 村
松線・原子力１号線 1 回線の合計 3 回線にて電力系統に連系している。

５

275kV 東海原子力線 2 回線の 1 ルートで東海第二発電所より約 17km 離れた那珂変電所に接続され，154kV 村松線・原子力１号線の 1 ルート
で約 9km 離れた茨城変電所に接続される。

前項の電線路のうち少なくとも一回線は，設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるものでなければならない。

【解釈】
第 5 項に規定する「物理的に分離」とは，同一の送電線鉄塔等に架線されていないことをいう。

少なくとも 1 回線が，同一の送電鉄塔等に架線されておらず，受電できること。

工東海第二発電所に接続している 275kV 東海原子力線，及び 154kV 村松線・原子力
１号線のそれぞれに送電鉄塔を備えており，物理的に分離した設計であることを確認している。

工
大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保するとともに，長幹支持碍子を用いた全ての
長幹支持碍子に免震装置を取り付け，耐震性能の強化を図る等，信頼度の高い設計であることを確認している。

33 条−別添−2

６

設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の工場等の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統か
らこれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないものでなければなら
ない。

【解釈】
第 6 項に規定する「同時に停電しない」とは，複数の発電用原子炉施設が設置されている原子力発電所の場合，外部電源が 3 回線以上の送電線で電力系統と接続されることにより，いかなる２回線が喪失しても複数の発電用原子炉施設が同時に外部電源喪失に至らないよう各発電用原子炉施設にタイラインで接続する構成であることをいう。なお，
上記の「外部電源」とは，外部電源（電力系統）に加えて当該発電用原子炉施設の主発電機からの電力を発電用原子炉施設に供給するための一連の設備をいう。また，開閉所及び当該開閉所から主発電機側の送受電設備は，不当沈下または傾斜等が起きないような十分な支持性能をもつ地盤に設置されるとともに，碍子及び遮断器等は耐震性の高いものが使用されること。さらに，津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮したものであること。

工いかなる 2 回線が喪失
しても複数の発電用原子炉施設が同時に外部電源喪失に至らないよ
う各発電用原子炉施設にタイラインで接続する構成であること。

東海第二発電所
は単一の発電用
原子炉施設である。

工開閉所及び当該開閉所から主発電機側の送受電設備は，不当沈下又は傾斜等が起きないような十分な支持性能をもつ地盤に設置されるとともに，碍子及び遮断器等は耐震性の高いものが使用されること。

開閉所及び洞道，
トラフは，十分な支持性能を確保した直接基礎構造も
しくは杭基礎構造である。

遮断器は，重心が低く耐震性の高いガス絶縁開
閉装置及びガス
遮断器を採用する。

33 条−別添−3工
津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮したものであること。

津波による越流対策として，防潮堤を設置する。

塩害を考慮し碍子洗浄を操
作を実施す
る。

７

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければ
ならない。

【解釈】
第 7 項に規定する「十分な容量」とは，７日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機等の連続運転により必要とする電力を供給できることをいう。非常用ディーゼル発電機等の燃料を貯蔵する設備（耐震重要度分類Ｓクラス）は，７日分の連続運転に必要な容量以上を敷地内に貯蔵できるものであること。

非常用電源設備及びその付属設備の多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保

非常用ディーゼル発電機等の燃料を貯蔵する設備（耐震重要度分類Ｓクラス）は，７日分の連続運転に必要な容量以上を敷地内に貯蔵できるものであること。

非常用電源設備の多重性及び独立性を確保し，単一故障発生時の機能を確保する。

工ディーゼル発電機及びその付属設備は，多重性及び独立性を考慮。
必要な容量のものを３台備え，各々非常用所
内高圧母線に接続している。
８

工
蓄電池及びその付属設備
は，３系統が各々別の場
所に設置されており，多重性及び独立性を確保している。

工7 日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7 日分の容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。

設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源及びその付属設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電力に過度に依存しないものでなければならない。

【解釈】
第 8 項に規定する「他の発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備から受電する場合」とは，発電用原子炉施設ごとに，必要な電気容量の非常用電源設備を設置した上で，安全性の向上が認められる設計であることを条件として，認められ得る
非常用電源設備の共用をいう 。

非常用電源設備を共用する場合，過度に依存しないものでなければならない。

設計基準事故において，発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備は，原子炉毎に単独で設置し，他の原子炉施設と供用しない設計とする。

非常用電源設備を共用しない設計とする。

33 条−別添−4

第 1 表（１／４）
設置許可基
準対象条文

対象項目

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

送電線，母線

体制

―

等の切替

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

重要安全施設体制―

への電力供給

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

受電系統の

体制

―

自動切替

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

保護装置によ体制―る異常の検知

保守・点検

―

教育・訓練

―

開閉所設備，
所内電気設備の系統分離

第 33 条
保安電源
設備33 条−別添−5

第 1 表（２／４）
設置許可基
準対象条文

対象項目

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順

―

保護装置によ体制―る異常の検知

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

・変圧器一次側において 1 相開放を検知した場合，故障箇所の隔離又は非常用母線を健全な電源から受電できるよう切替を実施する。
・1 相開放故障が検知されない状態において，安全系機器に悪影響が生じた場合にも，運転員がそれを認知し，適切な対応を行えるよう手順書等を整
備する。

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

故障箇所の隔体制―

離，受電切替

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

・外部電源系統切替を実施する
際は,手順を定め給電運用担当
箇所と連携を図り実施する。

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

・外部電源系切替操作に関する教育・訓練を実施する。

電流不平衡の監視又は開閉所碍子の巡視第 33 条

点検

保安電源
設備

275kV 送電線
2 回線及び154kV 送電線
1 回線

33 条−別添−6

第 1 表（３／４）
設置許可基
準対象条文

対象項目

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順

―

送電線の物理

体制

―

的分離

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

地盤（十分 な

体制

―

支持性能）

保守・点検

―

教育・訓練

―

遮断器（ガス

運用・手順

―

絶縁開閉装

体制

―

置，ガス遮断

保守・点検

―

器）

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

鉄塔基礎の安定性，碍子の
耐震性強化

第 33 条保安電源
設備

地盤（津波の影響をうけない防潮堤）

33 条−別添−7

第 1 表（４／４）
設置許可基
準対象条文

対象項目

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順

・電気設備の塩害を考慮し，定期的に碍子洗浄操作を実施する。
・また，碍子の汚損が激しい場合
は，臨時に碍子洗浄操作を実施
する。

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

蓄電池の多重体制―

性及び独立性

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

碍子洗浄

ディーゼル発第 33 条電機の多重性

保安電源

及び独立性

設備

7 日分の容量以上の燃料貯蔵

33 条−別添−8

東海第二発電所

緊急時対策所

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 34 条

緊急時対策所

＜目
1.

2.

3.

次＞

基本方針

2

1.1

要求事項の整理2

1.2

追加要求事項に対する適合性

2

1.3

設備等

5

緊急時対策所について

11

2.1

緊急時対策所11

2.2

必要な情報を把握できる設備

12

2.3

通信連絡設備122.4

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

13

別添
別添 1

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

別添 2

運用，手順説明資料

緊急時対策所＜概要＞１．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

２．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

３．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

34 条-1

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理緊急時対策所について，設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第46 条において，追加要求事項を明確化する。
設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第 46 条の要求事項を第 1.11 表に示す。

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第 46 条要求事項

設置許可基準規則
第 34 条（緊急時対策所）
工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

技術基準規則第 46 条（緊急時対策所）
工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければな
らない。

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

備考
変更なし

ロ．発電用原子炉施設の一般構造（3）

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設(ac)

緊急時対策所
発電用原子炉施設には，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急34 条-2

時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該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ことができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備及び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設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。

ヌ．その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備（3）

その他の主要な事項（ⅵ）

緊急時対策所
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成され，緊急時対策所建屋に設置する設計とする。

(2)

安全設計方針該当なし

34 条-3

(3)

適合性説明
第三十四条

緊急時対策所

工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。
適合のための設計方針
緊急時対策所は，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成され，緊急時対策所建屋に設置する設計とする。
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場
所に設置する。
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な要員を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，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データ表示装置
で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）」という。）を設置する設計とする。
発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），
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（ホットライン）（地方公共団体向））及び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−ＦＡ
34 条-4

Ｘ）を設置又は保管する設計とする。
緊急時対策所には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

1.3

設備等

10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.9

緊急時対策所

10.9.1

通常運転時等10.9.1.1

概要原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。
発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），
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（ホットライン）（地方公共団体向））及び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Ｉ
34 条-5

Ｐ−ＦＡＸ）を設置又は保管する。
緊急時対策所には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

10.9.1.2

設計方針
緊急時対策所は，以下のとおりの設計とする。

(1)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できる設計とする。

(2)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な指示ができるよう，異常等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設置する設計とする。

(3)

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に必要な設備を設置又は保管する設計とする。

(4)

緊急時対策所には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

10.9.1.3

主要設備の仕様
緊急時対策所の主要設備の仕様を第 10.9−1 表に示す。

10.9.1.4

主要設備
緊急時対策所の主要設備は以下のとおりとする。

(1)

緊急時対策所（東海発電所及び東海第二発電所共用）
34 条-6

異常等に対処するために必要な指示を行うための要員を収容できる
よう，緊急時対策所を設置する。
(2)

必要な情報を把握できる設備
中央制御室内の運転員を介さずに異常状態等を正確かつ速やかに把握するため，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。
(3)

通信連絡設備発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うことができる通信連絡設備を設置又は保管する。
(4)

酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
緊急時対策所には，室内の酸素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計を保管する。
(5)

二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
緊急時対策所には，室内の二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，二酸化炭素濃度計を保管する。

10.9.1.5

試験検査

緊急時対策所の主要設備については，定期的な試験又は検査を行うことにより，その機能の健全性を確認する。

34 条-7

第 10.9−1 表

緊急時対策所の設備仕様(1) 緊急時対策所（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（重大事故等時）
個

(2)

数

一式

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
第 10.12−2 表

通信連絡を行うために必要な設備（常設）の設備仕様に

記載する。

(3)

通信連絡設備（a）送受話器（ページング）
第10.12−1表

通信連絡設備の一覧表に記載する。

（b）電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−1表

通信連絡設備の一覧表に記載する。

（c）衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−2表

通信連絡を行うために必要な設備（常設）の設備仕様に記載する。
（d）衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−3表

通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の設備仕様に記載する。
（e）無線連絡設備（固定型）
第10.12−1表

通信連絡設備の一覧表に記載する。
34 条-8

（f）無線連絡設備（携帯型）
第 10.12−3 表

通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の設備仕様に記載する。
（g）携行型有線通話装置
第10.12−3表

通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の設備仕様に記載する。
（h）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）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−2表

通信連絡を行うために必要な設備（常設）の設備仕様に記載する。
（i）テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−1表

通信連絡設備の一覧表に記載する。

（j）加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
第 10.12−1 表

通信連絡設備の一覧表に記載する。

（k）専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12−1表(4)

通信連絡設備の一覧表に記載する。

酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・酸素濃度計（重大事故等時）
個

数

測定範囲

1（予備1）
0.0〜40.0vol％34 条-9(5)二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・二酸化炭素濃度計（重大事故等時）
個

数

測定範囲

1（予備1）
0.0〜5.0vol％34 条-10

2.

緊急時対策所について
緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置することで，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
緊急時対策所は，関係要員を収容することで原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置することで，異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
緊急時対策所には，発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うために必要な設備（電力保安通信用電話設備，衛星電話設
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信連絡設備等）を設置又は保管する設計とする。
緊急時対策所には，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管することで，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握することが可能な設計とする。

2.1

緊急時対策所
緊急時対策所は，発電所の状況把握，異常等の対処等適切な措置をとる

ため，中央制御室以外の場所に設置するとともに，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員を収容できる設計とする。
また，緊急時に関係要員が必要な期間にわたり安全に滞在できるよう遮蔽及び換気について考慮した設計とする。
34 条-11

2.2

必要な情報を把握できる設備
緊急時対策所には，中央制御室内の運転員を介さずに異常状態等を正確かつ速やかに把握するため，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。
緊急時対策所において事故状態の把握と必要な指示を行うことが出来る
よう，炉心反応度の状態，炉心の冷却の状態，格納容器内の状態，使用済
燃料プ−ルの状態，周辺の環境放射線状況を把握，水素爆発による格納容器の破損防止並びに水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパ
ラメ−タについても，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）にて確認できる設計とする。

2.3

通信連絡設備発電所内の中央制御室等と密接な連絡が可能となるように，多様性を確保した通信連絡設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話
設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），携行型有線通話装置，無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）を設置又は保管する。
また，発電所外の必要箇所とは，多様性を確保した専用通信回線にて連絡できる通信連絡設備として，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），テ
レビ会議システム（社内），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（ホットライン）（地方公共団体向））及び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）により，連絡が可能となるようにする。
34 条-122.4

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計
緊急時対策所には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

3.

別添
別添 1

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

別添 2

運用，手順説明資料

緊急時対策所34 条-13

別添１

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

34 条-別添 1-i

目

1.

2.

3.

次

概要
1.1

設置の目的

1.2

拠点配置

1.3

新規制基準への適合方針

設計方針
2.1

建屋及び収容人数について

2.2

電源設備について

2.3

遮蔽設計について

2.4

換気設備・加圧設備について

2.5

必要な情報を把握できる設備について

2.6

通信連絡設備について運用
3.1

必要要員の構成，配置について

3.2

事象発生後の要員の動きについて

3.3

汚染持ち込み防止について3.4配備する資機材の数量及び保管場所について

3.5 廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合について
4.

耐震設計方針について

5.

添付資料
5.1

チェンジングエリアについて

5.2

配備資機材等の数量等について

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて
34 条-別添 1-ii

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条
及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について

34 条-別添 1-iii

1.

概要

1.1

設置の目的
緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合及び重大事故等が発生した場合において，中央制御室以外の場所から適切な指示又は連絡を行うために設置する。
緊急時対策所の基本仕様と重大事故等発生時における緊急時対策所の必要な機能等について，第 1.1−1 表に示す。

第 1.1−1 表項

緊急時対策所の基本仕様等について

目

基

本

仕

様

1

建屋構造

・鉄筋コンクリート造（耐震構造）

2

階層

・4 階建

3

建屋延床面積／緊急時
対策所床面積・建屋：約 4,000m ２ ／災害対策本部：約 350m ２

4

耐震強度

・基準地震動で機能維持

5

耐津波・防潮堤内側，発電所構内高台（T.P.＋23m）に設置

6

中央制御室との共通要因による同時機能喪失
防止

7

電源設備

8

遮蔽，放射線管理

・中央制御室との十分な離隔（約 320m）
・中央制御室と独立した機能（電源設備及び換気設備は独立した専用設備）
・通常電源設備：常用電源設備，非常用電源設備（通信連絡設備等の負荷のみ）
・代替電源設備：緊急時対策所用発電機（2 台）・建屋外壁等十分な壁厚を確保した遮蔽設計
・よう素除去フィルタ付非常用換気装置の設置
・プルーム通過時の加圧設備の設置
・加圧判断のためのエリアモニタ，可搬型モニタリング・
ポストの配備・居住性確認のための酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の配備・チェンジングエリアの設置

9

原子炉施設の情報・対策に必要な情報を表示するデータ表示装置の設置

10

通信連絡

・発電所内・外の必要のある箇所と必要な連絡を行うための通信連絡設備の設置

11

食料，飲料水等

・7 日間必要とされる食料，飲料水等を配備

34 条-別添 1-1-1

宿泊・休憩室:約 70m２

緊急時対策所建屋の各階における主な配置について，第 1.1−1 図に示す。

第 1.1−1 図

緊急時対策所建屋内の各階配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-1-2

1.2

拠点配置
緊急時対策所建屋は，十分な支持性能を有する新第三系鮮新統の砂質泥岩（久米層）上に設置する。
緊急時対策所建屋は，新たに設置する防潮堤の内側の発電所高台用地（T.P.
＋23.0m）に設置し，基準津波（防潮堤位置における最高水位 T.P.＋17.1m）
さらには，基準津波を超え敷地に遡上する津波による浸水に対しても影響を受けない設計とする。
また，中央制御室から約 320m 離れた場所に設置すること，換気設備及び電源設備が中央制御室とは独立していることから，中央制御室との共通要因（火災，内部溢水等）により，同時に機能喪失することのない設計とする。
配置図及び周辺図を第 1.2−1 図に示す。

第 1.2−1 図

緊急時対策所建屋
34 条-別添 1-1-3

配置図

1.3

新規制基準への適合方針
緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針は，以下の第 1.3−1 表から第 1.3−2 表のとおりである。
第 1.3−1 表「設置許可基準規則」第三十四条（緊急時対策所）「技術基準規則」第四十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）
工場等 には 、一 次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

技術基準規則第四十六条（緊急時対策所）
工場等には、一次冷却系
統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策
所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければな
らない。

適合方針
一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室のある建屋以外の独立した場所に設置する。

【解釈】
第４６条に規定する「緊一次冷却系統に係る発電
急時対策所」の機能として 用原子炉施設の損壊その他
は、一次冷却材喪失事故等 の異常が発生した場合に適が発生した場合において、 切な措置をとるため，中央
関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に 制御室以外の場所に緊急時
わたり滞在でき、原子炉制 対策所を設置し，災害時に御 室 内 の 運 転 員 を 介 さ ず お いて 必 要 な要 員 最 大 100に事故状態等を正確にか 名 を 収 容 で き る 設 計 と す
つ 速 や か に 把 握 で き る こ る。と。また、発電所内の関係
また，中央制御室内の運要 員 に 指 示 で き る 通 信 連 転員を介さず原子炉の状態
絡設備、並びに発電所外関 を把握するために必要な情連 箇 所 と 専 用 で あ っ て 多 報を把握できる設備（安全様性を備えた通信回線に パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ムて 連 絡 で き る 通 信 連 絡 設 (ＳＰＤＳ）を設置する設計
備 及 び デ ー タ を 伝 送 で き とし，発電所内の関係要員
る 設 備 を 施 設 し な け れ ば に指示できる通信連絡設備
ならない。
及び発電所外関係箇所外と専用かつ多様性を確保した通信回線にて連絡できる通信連絡設備を設置する。

34 条-別添 1-1-4

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）

技術基準規則第四十六条
適合方針（緊急時対策所）
さらに、酸素濃度計を施
可搬型の酸素濃度計を配設しなければならない。酸 備し，室内の空気の取り込
素濃度計は、設計基準事故 みを一時的に停止した場合時において、外気から緊急 であっても，緊急時対策所
時 対 策 所 へ の 空 気 の 取 り の酸素濃度が事故対策のた込みを、一時的に停止した めの活動に支障がない範囲
場合に、事故対策のための にあることを正確に把握で活 動 に 支 障 が な い 酸 素 濃 きるよう，酸素濃度計を保度 の 範 囲 に あ る こ と が 正 管する設計とする。
確に把握できるものであること。また、所定の精度を保証するものであれば、常設設備、可搬型を問わない。

２ 緊急時対策所及びその近傍並びに有毒ガス
発生源の近傍には、有毒ガスが発生した場合に適切な措置をとるため、工場等内における有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に緊急時対策所において自動的に警報するための装置
その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。
【解釈】
第２項に規定する「有毒ガスの発生源」とは、有毒ガスの発生時において、指示要員の対処能力が損なわれるおそれがあるものをいう。「有毒ガスが発生した場合」とは、有毒ガスが緊急時対策所の指示要員に及ぼす影響により、指示要員の対処能力が著しく低下し、安全施設の安全・「有毒ガス防護に係る影
響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間※内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続
き（設置変更許可申請）を行う。
※ 経過措置：平成32年5月1日以降の最初の施設定期検査終了まで

34 条-別添 1-1-5

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）
安全機能が損なわれる
おそれがあることをいう。

技術基準規則第四十六条（緊急時対策所）

適合方針＊設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針については，添付資料 5.8で後述する。

34 条-別添 1-1-6

第 1.3−2 表「設置許可基準規則」」第六十一条（緊急時対策所）「技術基準規則」第七十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）
第三十四条の規定により設置される緊急時対策
所は、重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に掲げるものでなければならない。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）
第四十六条の規定により設置される緊急時対策
所は、重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。

一

一

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ことができるよう、適切な措置を講じたもので
あること。
【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

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ことができるよう、適切な措置を講ずること。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

34 条-別添 1-1-7

適合方針
重大 事 故 等が 発 生し た 場
合においても，緊急時対策所
により，当該重大事故等に対処するための 適切な措 置を講じることができる。

重大 事 故 等に 対 処す る た
めに必要な指 示を行う 要員がとどまるこ とができ るよう，以下の設計とする。

緊急時対策 所は耐震 構造とし，基準地震動による地震力に対し，機能（遮蔽性，気密性等）を喪失しない設計とする。
緊急 時 対 策所 の 機能 維 持にかかる電源 設備，換 気設
備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施す
ことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因
により同時に機能喪失しないこと。

ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。
また、当該代替電源設
備を含めて緊急時対策所の電源設備は、多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

適合方針

また，緊急時対策所は基準
津波（T.P.＋17.1m）及び基準津波を超え 敷地に遡 上す
る津波による 浸水の影 響を受けない，防潮堤内側の発電所高台用地（ T.P.＋ 23m）に設置する。
ｂ）緊急時対策所と原子緊急時対策所は，中央制御
炉 制 御 室 は 共 通 要 因 室のある建屋 以外の独 立しに よ り 同 時 に 機 能 喪 た場所に設置し，十分な離隔
失しないこと。
(約 320m)を設けること，換気設備及び電 源設備を 独立させ，中央制御室との共通要因により同時 に機能喪 失しない設計とする。
ｃ）緊急時対策所は、代緊急時対策所は，通常時，替 交 流 電 源 か ら の 給 常用電源設備 から受電 する電を可能とすること。 設計とする。常用電源設備か
また、当該代替電源設 らの受電喪失時は，緊急時対備 を 含 め て 緊 急 時 対 策所専用の発 電機によ り受
策所の電源設備は、多 電可能な設計とし，また，専重 性 又 は 多 様 性 を 有 用の発電機は 多重性を 有しすること。
た設計とする。
ｄ）緊急時対策所の居住
緊急 時 対 策所 の 重大 事 故性 が 確 保 さ れ る よ う 等の対策要員 の居住性 が確に、適切な遮蔽設計及 保されるように，適切な遮蔽び 換 気 設 計 を 行 う こ 設計及び換気設計等を行う。
と。
緊急 時 対 策所 は 重大 事 故等において必 要な対策 活動が行え，またプルーム通過中においても必 要な要員 を収容可能な設計とする。

34 条-別添 1-1-8

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

34 条-別添 1-1-9

適合方針(1)遮蔽設計
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても換気設備等の機
能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう
天井，壁及び床には十分な厚さの遮蔽(コンクリート )設計とする。
(2)換気設計等
重大事故等の発生により，大気中に大規模な放射性物質が放出された場合においても，対策要員の居住性を確保するために，空気浄化をする設備を配備する。また，希ガスの放出を考慮し，プルーム通過中
は空気ボンベにより緊急時対策所等を加圧する設備を配備し，希ガス等の流入を防止する。
遮蔽 設 計 及び 換 気設 計 等
により緊急時 対策所の 居住性については，「実用発電用原子炉に係る 重大事故 等の制御室及び緊 急時対策 所の居住性に係る 被ばく評 価に関する審査ガイド」に基づき評価を行った結果，マスク着用等の付加条 件なしで 実効
線量は約 35mSv であり，判断基準である「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」 を確認し ている。

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）③ 交代要員体制、安定
ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場
合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えな
いこと。
ｆ）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等を行
うための区画を設けること。
二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 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設備を設けたものであること。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）③ 交代要員体制、安定
ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場
合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間
で 100mSv を超えないこと。
ｆ）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等を行
うための区画を設けること。

重大 事 故 等時 に 緊急 時 対策所建屋の外 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 え等を行 うた
めの区画を，緊急時対策所建屋出入口付近 に設置す る設
計とする。

二

重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設
備を設けること。

緊急時対策所には，重大事
故等において，原子炉の状態
並びに環境放 射線量等 を把握するために 安全パラ メー
タ表示システム(ＳＰＤＳ)を設置する設計とする。

三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設備を設けること。

緊急時対策所には，重大事故等に対処するため，発電所
内の中央制御室，屋内外の関係要員に対し て必要な 指示が出来る通信 連絡設備 を設置する。また，発電所外の必要のある箇所 と必要な 連絡を行うための 通信連絡 設備を設置する。

34 条-別添 1-1-10

適合方針

設置許可基準規則
技術基準規則
第六十一条
第七十六条（緊急時対策所）（緊急時対策所）
２ 緊急時対策所は、重大 ２ 緊急時対策所には、重事故等に対処するため
大事故等に対処するたに必要な数の要員を収めに必要な数の要員を容することができるも収容することができるのでなければならない。
措置を講じなければな
らない。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「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。

適合方針
緊急時対策所は，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 対策に対処するた めに必要 な数の要員を含め最大100名を収容できる設計とする。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「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。

また，緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を，以下の第 1.3-3 表に示す。

34 条-別添 1-1-11

34 別添 1-1-12

緊急時対策所エリアモニタ

放射線量の測定※１ 計測器本体を示すため計器名を記載

無線通信装置［伝送路］

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

可搬型モニタリング・ポスト

二酸化炭素濃度計※１

必要な情報の把握

60条に記載

―

―

―

分類

設備分類

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備（1/4）

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

62条に記載

可搬型

可搬型

可搬型

常設

緊急時対策所用差圧計

酸素濃度計※１

常設

可搬型

緊急時対策所加圧設備（配管・弁）

緊急時対策所加圧設備―

常設

緊急時対策所給気・排気配管
常設

常設

緊急対策所非常用フィルタ装置

緊急時対策所給気・排気隔離弁

常設

緊急対策所非常用送風機

緊急時対策所遮蔽

設備

設備
種別
常設
可搬型
常設

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類
―
―

重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護

系統機能

第 1.3-3 表

―

―

―

―

―

ＳＡ−３

―

―

―

―

機器
クラス
―

34 別添 1-1-13

通信連絡必要な情報の把握
（続き）

系統機能

衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路［伝送路］
専用接続箱〜専用接続箱電路［伝送路］

衛星制御装置［伝送路］

衛星電話設備（屋外アンテナ）［伝送路］

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，ＩＰ−ＦＡＸ）
データ伝送装置

携行型有線通話装置

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）〜無線通信用アンテナ電路［伝送路］
無線連絡設備（携帯型）
62条に記載

設備
種別
常設
可搬型
62条に記載緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

重大事故対処設備に関する概要（61 条

無線通信用アンテナ［伝送路］

設備

第 1.3-3 表

（2/4）

分類

設備分類
機器
クラス

34 別添 1-1-14

緊急時対策所用発電機に
よる給電

通信連絡
（続き）

系統機能

常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

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／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

常設

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

Ｃ
常設

常用電源設備緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク

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，ＩＰ−ＦＡＸ）〜
衛星無線通信装置電路［伝送路］
緊急時対策所用発電機

通信機器［伝送路］

衛星無線通信装置［伝送路］

設備
種別
常設
可搬型
62条に記載緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

第 1.3-3 表

分類

設備分類

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

（3/4）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

機器
クラス

34 別添 1-1-15

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による給電（続き）

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流路

設備
分類

設備分類

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

（4/4）

常設

設備
種別
常設
可搬型
常設

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類
―
―

重大事故対処設備に関する概要（61 条

系統機能

第 1.3-3 表

―

―

機器
クラス
―

2.

設計方針

2.1

建屋及び収容人数について
緊急時対策所建屋は，鉄筋コンクリート造（地上 4 階建て）の建屋であり，

基準地震動による地震力に対し，緊急時対策所の耐震壁の最大応答せん断ひずみが評価基準値以下であること並びに波及的影響の評価として，天井スラ
ブ及び中間床が基準地震動による地震力に対し，落下等により緊急時対策所の機能を喪失しないことを確認する。さらに，遮蔽機能等について機能喪失しないよう設計する。
建屋の概要（断面図）を第 2.1−1 図に示す。

第 2.1−1 図

建屋の概要（断面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-2-1

緊急時対策所建屋は，地上 4 階建て，延べ床面積約 4,000m２ を有する建屋としており，緊急時対策所は指揮，作業をする災害対策本部（約 350m２ ）と宿泊・休憩室（約 70m２ ）の２つのエリアで構成し，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（48 名）及び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制するための対策に必要な要員（18 名）を含
め，最大 100 名が活動することを想定している。
また，プルーム通過に備えて最大人数を収容した場合においても，必要な各作業班用の机等や設備等を配置しても活動に必要な広さと，機能を有した設計としている。
緊急時対策所建屋内の各階配置を第 2.1−2 図に，緊急時対策所のレイア
ウトを第 2.1−3 図に示す。

第 2.1−2 図

緊急時対策所建屋内の各階配置＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-2-2

モニタ
保修班

情報班/放管班
本部
FAX

FAX
庶務班/広報班

運転班/技術班

複合機

複合機

複合機

(注)レイアウトについては訓練等において有効性を確認し適宜見直していく
第 2.1−3 図

緊急時対策所のレイアウト（建屋２階）

34 条-別添 1-2-3

2.2

電源設備について
緊急時対策所は，通常時の電源を常用電源設備から受電する設計とし，常用電源設備からの受電が喪失した場合，緊急時対策所の代替電源設備から
緊急時対策所の機能を維持するために必要となる電源を給電が可能な設計とする。
緊急時対策所の代替電源設備として，緊急時対策所用発電機２台を設置することにより多重性を確保し，所内電源設備から独立した専用の代替電源設備を有する設計とする。
なお，緊急時対策所用発電機が起動するまでの間は，緊急時対策所用 125V
系蓄電池により，緊急時対策所用メタルクラッド開閉装置及び操作盤等の制御電源に給電し，また，緊急時対策所用無停電電源装置を介して，通信連絡設備等の負荷に給電が可能な設計とする。
緊急時対策所の電源構成を第 2.2−1 図に示す。

第 2.2−1 図

緊急時対策所34 条-別添 1-2-4

単線結線図

(1)

緊急時対策所用代替電源設備の構成
電源設備である緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機の燃料を保管する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
燃料油貯蔵タンクから燃料を補給する緊急時対策所用発電機給油ポンプで構成する。

ａ．緊急時対策所用発電機
台

数

：2

容

量

：約1,725kVA（1台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋1階

ｂ．緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
基

数

：2

容

量

：約75kL（1基当たり）

設置場所：緊急時対策所近傍屋外（地下）ｃ．緊急時対策所用発電機給油ポンプ
台

数

：2

容

量

：約1.3 m ３ ／h（1台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 1 階＊各設備の設置場所は，（61-9-1-2 第 1.1-1 図参照）

34 条-別添 1-2-5

(2)通常時の電源と代替電源設備①

通常時の電源
通常時の電源は，常用電源設備から受電する。なお，点検時等のバッ
クアップ電源として別系統の常用電源設備から受電可能とする。
また，緊急時対策所に設置する通信連絡設備は，非常用電源設備から受電し，無停電電源装置を介することにより，停電なく切り替え可能とする。

②

代替電源設備緊急時対策所の代替電源設備は，所内電源設備から独立した専用の緊
急時対策所用発電機により給電が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機は，常用電源設備からの受電が喪失した場合に自動起動し，緊急時対策所へ電源を給電する設計とする。
また，緊急時対策所用発電機の運転中は，緊急時対策所用発電機燃料
油貯蔵タンクから緊急時対策所用発電機給油ポンプにより自動で燃料給油ができる設計とする。

(3)

緊急時対策所の負荷及び給電容量
緊急時に必要とされる負荷容量は，約 870kVA（第 2.2−1 表参照）であり，緊急時対策所用発電機（定格容量：1,725kVA）1 台で給電が可能な設計とする。
第 2.2−1 表

緊急時に必要とされる負荷内訳

負荷名称

負荷容量（kVA）

換気設備

約460

通信連絡設備等約35その他（照明，雑動力等）

約375

合

計

約870
34 条-別添 1-2-6

また，自主対策設備である緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車（定格
容量：500kVA）は，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（第 2.2−2 表参照）に給電する代替手段として有効である。
第 2.2−2 表
負荷名称

負荷容量（kVA）

換気設備

約130

通信連絡設備等約35その他（照明，雑動力等）

約175

合

(4)

緊急時に必要とされる負荷内訳

計

約340

緊急時対策所用発電機の燃料容量
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，緊急時対策所近傍の地下に設置し，重大事故時等に緊急時対策所に電源供給した場合，緊急時対策所用発電機の 100％負荷連続運転において必要となる 7 日間分の容量以上の燃料を貯蔵する設計とする。

V = H × c = 168 × 0.41170

Ｖ：必要容量（kL）
Ｈ：運転時間（h）＝168（7 日間）
ｃ：100％負荷連続運転時の燃料消費率（kL／h）＝0.411

34 条-別添 1-2-7

(5)緊急時対策所負荷への給電方法
緊急時対策所の給電は，多様な電源から下記の受電経路で実施する。

①

通常時の給電所内電気設備からの受電経路として，緊急時対策所全体に給電する。
給電範囲を第 2.2−2 図に示す。

第 2.2−2 図

緊急時対策所

通常時の給電図

34 条-別添 1-2-8

②

代替電源設備からの給電
常用電源設備からの受電が喪失した場合，代替電源設備である緊急時対策所用発電機が自動起動し，緊急時対策所全体に給電する。給電範囲
を第 2.2−3 図に示す。

第 2.2−3 図

緊急時対策所

代替電源設備からの給電図

34 条-別添 1-2-9

2.3

遮蔽設計について
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても，換気設備等の機能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう，天井，壁及び床は十分な厚さの遮蔽（鉄筋コンクリート）を設ける。
また，外部扉又は配管その他の貫通部があるものについては，迷路構造等
により，外部の放射線源を直接取り込まないように考慮した設計とする。
遮蔽設計を第 2.3−1 図に示す。

第 2.3−1 図

緊急時対策所

遮蔽設計（断面図）

34 条-別添 1-2-10

2.4

換気設備・加圧設備について重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，緊急時対策所非常用換気設備として「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」を緊急時対策所建屋内に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として「緊急時対策所加圧設備」により緊急時対策所等 ＊１ を加圧することにより，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。
なお，緊急時対策所は，隔離時でも酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により，居住性が維持されていることを確認する。
換気設備等の設備構成図及び緊急時対策所建屋内の換気設備による浄化、加圧設備による加圧エリアを第 2.4−1 図に示す。

＊1

緊急時対策所等：ボンベ加圧する「災害対策本部室」,「宿泊・休憩室」,「食料庫」,「エアロック室」,「災害対策本部空調機械室」を指す。
（以下同様とする）

34 条-別添 1-2-11

第 2.4−1 図

換気設備等の設備構成図及び緊急時対策所建屋内の換気設備による浄化、加圧設備による加圧エリア
34 条-別添 1-2-12

(1)換気設備等の設置概要
緊急時対策所の換気設備等は，重大事故等発生により緊急時対策所の周辺環境が放射性物質により汚染したような状況下でも，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保できる設計とし，以下の設備で構成する。
また，換気設備等の概略系統図を第 2.4−2 図に示す。

ａ．緊急時対策所送風機台

数：1 台（予備 1）容量：26,650m ３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 4 階

ｂ．緊急時対策所非常用送風機台

数：1 台（予備 1）

容量：5,000m３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 3 階

ｃ．緊急時対策所排風機台

数：1 台（予備 1）

容量：5,000m３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 4 階

ｄ．緊急時対策所非常用フィルタ装置
基数

よう素除去効率：1 基（予備 1）：99％以上（相対湿度 70％以下において）（1 基当たり）

粒子除去効率：99.9％以上（1 基当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 3 階

ｅ．緊急時対策所加圧設備34 条-別添 1-2-13

型

式：緊急時対策所用空気ボンベ

本

数：320 本（予備 80 本）

保管場所：緊急時対策所建屋１階

ｆ．緊急時対策所用差圧計
個

数

：1個

測定範囲

：0.0〜20.0 Pa以上

設置場所

：緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）＊各設備の設置場所は，（61-9-1-2 第1.1-1図参照）

緊急時対策所送風機，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用
フィルタ装置の各風量は，緊急時対策所の二酸化炭素濃度抑制に必要な換気量及び他エリアの換気回数等から設定している。
また，緊急時対策所加圧設備用空気ボンベの本数は，プル−ム放出時間の10時間に，プル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え
時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とし，緊急時対策所等を14時間正圧維持等できる空気供給量から設定している。
緊急時対策所の非常用換気設備操作盤には差圧計を設置し，緊急時対策
所が正圧化されていることを確認，把握可能な設計とする。

34 条-別添 1-2-14

第 2.4−2 図

換気設備等の概略系統図

34 条-別添 1-2-15

(2)換気設備の目的等
名称

目的等

・ 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
・ 災害対策本部隔離弁（電動）・ 重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保
・ 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については，100%×2 台を
緊急時対策所建屋内に設置
・ プルーム通過時に災害対策本部隔離弁（電動）を閉止し，緊急時対策所への希ガス等の流入を防止する

・ 緊急時対策所用差圧計

・ 緊急時対策所が正圧化（20Pa 以上）されていることを確認，把握・ 緊急時対策所等を，緊急時対策所用空気ボン
ベを用いて加圧することによって，プルーム
・ 緊急時対策所加圧設備
通過時の緊急時対策所への希ガス等の流入を防止
・ 酸素濃度計（可搬型）・ 緊急時対策所への空気取り込みを一時的に停（測定範囲：0.0〜40.0vol%）
止した場合でも，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が事故対策等の活動に支障が・ 二酸化炭素濃度計（可搬型）ない範囲（酸素濃度：19.0vol%以上，二酸化炭（測定範囲：0.0〜5.0vol%）素濃度：1.0vol%以下）であることを把握(3)

緊急時対策所非常用フィルタ装置
希ガス以外の放射性物質への対応として非常用フィルタ装置を設置する。

以下にフィルタ装置について示す。

ａ．非常用フィルタ装置の概要
非常用フィルタ装置には，大気中の塵埃を捕集する「プレフィルタ」，
気体状の放射性よう素を除去低減する「よう素用チャコールフィルタ」及
び放射性微粒子を除去低減する「高性能粒子フィルタ」で構成し，100％容量×2 基を設置する設計としている。
非常用フィルタ装置の概要図を第 2.4−3 図に示す。

34 条-別添 1-2-16

第 2.4−3 図

非常用フィルタ装置の概要図

ｂ．フィルタの除去率
よう素用チャコールフィルタ及び高性能粒子フィルタの単体及び総合除去効率を以下に示す。
名
種称

非常用フィルタ装置類―効

単体除去効率％率

総合除去効率 ※％よう素用チャコールフィルタ

高性能粒子フィルタ

99.75 以上

99.97 以上

(相対湿度 70%以下において)(0.15μm 粒子)

99.75 以上

99.99 以上

(相対湿度 70%以下において)(0.5μm 粒子)※総合除去効率とは，フィルタを非常用フィルタ装置に装着した使用状態での効率であり，よう素用チャコールフィルタを直列に設置し，また，高性能粒子フィルタを，よう素用チャコールフィルタの上流と下流に設置することにより，単体除去効率より向上を図る。

ｃ．フィルタの除去性能
フィルタの除去性能（効率）については，以下の性能検査を定期的に実施し，確認する。

34 条-別添 1-2-17

(a)微粒子除去効率検査(b)放射性よう素除去効率検査(c)総合除去効率検査

ｄ．フィルタの使用期間
高性能フィルタの前にプレフィルタを設置することにより，粉塵などの影響によるよう素用チャコールフィルタの差圧が過度に上昇することを抑えることができるため，フィルタ装置は長期間の使用が可能である。
また，フィルタ装置は 100％容量×2 基を設置し，緊急時対策所内の制御盤により操作が可能な設計としている。

(4)

換気設備等の運用
原子炉格納容器破損によるプルームへの対応は，災害対策本部隔離弁（電動）（以下「隔離弁」という。）を閉とし，緊急時対策所外との空気の流れを遮断し，緊急時対策所等を緊急時対策所加圧設備（以下「加圧設備」という。）により加圧することによって，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。プルーム通過時の対応の概要図を第 2.4−4 図に示す。

34 条-別添 1-2-18

第 2.4−4 図

プルーム通過時の換気設備概要図

可搬型モニタリング・ポストでプルームの放出を確認した場合には，隔離弁を閉止する。
更に，緊急時対策所エリアモニタの指示上昇を確認した場合には，加圧設備（空気ボンベ加圧）により緊急時対策所等を加圧し，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。
原子炉格納容器の圧力が低下安定し，緊急時対策所エリアモニタの指示値がプルーム通過後安定した段階で，隔離弁を開とする。換気設備の運用
イメージを第 2.4−5 図に示す。
なお，「緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価」では，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき，事故発
生後 24 時間後から 10 時間放出が継続する評価条件としている。
34 条-別添 1-2-19

34 条-別添 1-2-20
第 2.4−5 図

換気設備等の運用イメージ

(5)換気設備等の運転状態① 通常運転第 2.4−6 図

換気設備等の概要系統図（通常運転）

34 条-別添 1-2-21

② 非常時運転（緊対建屋加圧モード）

第 2.4−7 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

34 条-別添 1-2-22

③ プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード）

第2.4−8図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時加圧運転）
34 条-別添 1-2-23

④ プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）

第2.4−9図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過後加圧運転）
34 条-別添 1-2-24

(6)加圧設備の概要
プルーム通過時の10時間及びプル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間は，加圧設備を運転し緊急時対策所等 ＊ を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ本数は，プルーム通過時，緊急時対策所に収容する対策要員
最大 100 名が滞在するために必要な本数以上を設置する。
ａ．系統構成緊急時対策所建屋内に設置した空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量制御ユニットで一定流量を緊急時対策所等へ供給する。緊急時対策
所は排気側の排気調節弁によって正圧を維持するよう自動調整される。
加圧設備の概略系統図を第 2.4−10 図に示す。
なお，排気調節弁は手動操作も可能であり，緊急時対策所の圧力を手動で調整する場合は，排気調節弁を手動で操作し，緊急時対策所に設置する操作盤の差圧計を監視しながら，手動弁により正圧維持するよう調整する。

緊急時対策所等（災害対策本部室，宿泊・休憩室，食料庫，エアロック室，災害対策本部室
空調機械室）

その他居室

第 2.4−10 図

加圧設備の概略系統図

34 条-別添 1-2-25

ｂ．加圧設備運転時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視
非常用換気設備の運転モードから，緊急時対策所を隔離して加圧設備により正圧運転に変更した際，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素
濃度を濃度計により監視し，正常範囲内にあることを確認する。

(7)

緊急時対策所の正圧維持
緊急時対策所へのインリークは，隣接区画との温度差によって生じる圧力差を考慮すれば良いため，インリークを防止するために，緊急時対策所
を周囲の隣接区画より高い圧力に加圧する。
緊急時対策所等の加圧は，以下に示すとおり約 12.4Pa が必要であるため，緊急時対策所等の加圧目標は余裕を考慮して隣接区画より＋20Pa 以上とする。

ａ．温度差を考慮した加圧値
緊急時対策所と隣接区画との境界壁間に隙間がある場合は，両区画に温度差があると第 2.4−11 図に示すように空気の密度差に起因し，高温区画の上部から低温区画へ空気が流入し，低温区画の下部から高温区画
へ空気が流れ込む。
これら各々の方向に生じる圧力差の合計 P は次の式で表される。

P

p1

p2

H

p :空気密度， H :緊急時対策所の階層高さ

34 条-別添 1-2-26

第 2.4−11 図

温度差のある区画の圧力分布

したがって，緊急時対策所等を P だけ加圧することによって，隣接区
画との温度差が生じても第 2.4−12 図に示すように緊急時対策所等へのインリークを防ぐことができる。
隣接区画（高温）

第 2.4−12 図

災害対策本部

隣接区画（低温）

温度差のある区画の圧力分布

34 条-別添 1-2-27

重大事故等発生時の緊急時対策所及び隣接区画の温度を外気の気象観
測データ（水戸地方気象台の過去の観測記録）から 38.4℃，−12.7℃とする。緊急時対策所の天井高さは約 5.7m であるため，以下のとおり約12.4Pa 以上の圧力差があれば温度の影響を受けたとしても，正圧を維持できる。

P- 12.7 ℃の乾き空気の密度 - 38.4℃の乾き空気の密度
1.3555 - 1.1332

5. 7

1.26711 kg / m 2
12.426 Pa

ｂ．緊急時対策所への空気供給量
(a)

非常時運転

第 2.4−13 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

34 条-別添 1-2-28

高低差

(b)

プルーム通過時・通過後加圧運転

第 2.4−14 図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時・通過後加圧運転）
34 条-別添 1-2-29

(8)加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第 2.4−1 表に示す。加
圧設備運転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m３ ／h に設定する。

第 2.4−1 表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制160以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
緊急時対策所等はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，緊急時対策所等のリークポテンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。

(a)

ドア開口リーク量気 密 が 要 求 さ れ る 建 屋 ／ 部 屋 に 使 用 さ れ る ド ア の 気 密 性 は JIS

A4702にて定義されている。最も気密性の高い等級A-4のドアにおいては，圧力差30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約6m３ ／h・m２ であるため（以下図１参照），ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。

34 条-別添 1-2-30

Qドア＝S×6
Qドア：ドアからのリーク量[m３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m２ （緊急時対策所）
JIS A4702 気密性

６(b)

壁貫通部のリーク量
壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率0.5回／dayを用いると，以下の式により算出できる。
Q貫通部＝V×0.5÷24V：室容積2,990ｍ ３

したがって，緊急時対策所のリーク量は以下の式により120m３ ／hとなる。
Q＝Qドア[m３ ／h]＋Q貫通部[m３ ／h]＝S[m２ ]×6[m３ ／h・m２ ]＋V[m３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,990×0.5÷24＝120m ３ ／h
Q:供給空気供給量[m３ ／h]34 条-別添 1-2-31

ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

0.02184 100
100
19 .00 20 .95
112 m 3 / h
Ga ：酸素発生量 -0.0218m ３ ／h／人

P :人員 100人
K0

:供給空気中酸素濃度 20.95vol％

K :許容最低酸素濃度 19.0vol％ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は1.0vol％以下 (10000ppm「鉱山保安法施行規則」を準拠)，空気中の二酸化炭素量は0.03vol％，滞在人数100名の二酸化炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりで
ある。

Q

Ga
K

P
K0

0 . 022100
1 . 0 0 . 03

100
100

227 m 3 / h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。14時間後の時点で34 条-別添 1-2-32

二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は160m ３ ／hとなる。
（14時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）

K = K + (K

K )×e

×

+G ×P

×

Q
K = K

K

G ×P Q ×e

×+ K

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度 0.5％
K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度 0.03％
Ga：ＣＯ ２ 発生量 0.022m３ ／(h・人)P ：滞在在人員 100人
Q ：空気供給量 [m３ ／h]
V ：室容積 2,990m ３

34 条-別添 1-2-33

G ×P Q【参考】加圧設備運転時の酸素濃度維持及び二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件

1.

酸素濃度維持に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容酸素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）○成人の呼吸量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）（回／min）

呼吸数（cm ３ ／回）

呼吸数
（L／min）

仰が（臥）

14

280

5

静座

16

500

8

歩行

24

970

24

40

1,600

64

45

2,290

100

作 業

歩行
（150m／min）
歩行（300m／min）

呼吸数

34 条-別添 1-2-34

○成人呼吸気の酸素量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）

酸素量

2.

吸気(％)

呼気(％)

20.95

15.39

乾燥空気換算(％)
16.40

二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容二酸化炭素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）

34 条-別添 1-2-35

○各種作業に対するエネルギー代謝率(｢空気調和・衛生工学便覧｣の記載より)
RMR 区分

作業

RMR

作業

RMR

キーパンチ

0.6

−

−

計器監視（立）0.6

運転（乗用車）0.6〜1.0

れんが積み

1.2

バルブ操作

1.0〜2.0

工事監督

1.8
徒歩

1.5〜2.2

0〜1

1〜2

馬車

2.2

測量

2.6

塗装（はけ，ローラ）

2.0〜2.5

3〜4

やすりかけ

3.5

自転車

3.0〜3.5

4〜5

ボルト締め

4.5

電柱立て

4.0〜5.0

かけ足

5.0

土掘り

5.0〜6.0

はしごのぼり

10.0

−

−

2〜3

5 以上

○労働強度別二酸化炭素吐出し量（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）
RMR

作業程度

二酸化炭素吐出し量（m３ ／h・人）

計算採用二酸化炭素
吐出し量（m ３ ／h・人）

0

安静時

0.0132

0.013

0〜1

極軽作業

0.0132〜0.0242

0.022

1〜2

軽作業

0.0242〜0.0352

0.030

2〜4

中等作業

0.0352〜0.0572

0.046

4〜7

重作業

0.0572〜0.0902

0.074○「二酸化炭素消火設備の安全対策について（通知）」（平成 8 年 9 月 20 日
付け消防予第 193 号，消防危第 117 号）

34 条-別添 1-2-36

・表１二酸化炭素の濃度と人体への影響＜２％：はっきりした影響は認められない

２〜３％： 5〜10 分呼吸深度の増加，呼吸数の増加
３〜４％：10〜30 分頭痛，めまい，悪心，知覚低下
４〜６％： 5〜10 分上記症状，過呼吸による不快感
６〜８％：10〜60 分意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの不随意運動を伴うこともある○二酸化炭素の生理作用が現れる濃度（許容二酸化炭素濃度の目安）(｢空気調和・衛生工学便覧｣の記載より）（単位：ppm）

分類

単純窒息性

ガ ス

二酸化炭素
吸気中酸素分圧を低下させ，酸素欠乏症を誘引，呼吸困難，弱い刺激，窒息

作 用
1日8時間，1週間40時間の労働環境における許容濃度

5,000

のどの刺激

40,000

目の刺激

40,000

数時間ばく露で安全11,000〜17,000

1 時間ばく露で安全

30,000〜40,000

34 条-別添 1-2-37

(9)緊急時対策所の加圧運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
緊急時対策所の加圧運転中において，緊急時対策所への空気供給量（160m３／h）と酸素濃度及び二酸化炭素濃度との関係は第 2.4−15 図に示すとおり，14 時間後の時点で酸素濃度及び二酸化炭素濃度ともに許容濃度を満足することができる。

第 2.4−15 図

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の変化【備考】
換気設備運転時の労働強度…酸素消費量「歩行」，二酸化炭素吐し出量「中等作業」
加圧設備運転時の労働強度…酸素消費量「静座」，二酸化炭素吐し出量「極軽作業」

34 条-別添 1-2-38

(10)空気ボンベの必要本数及び圧力監視(a) 空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量
は，160m３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，下記計算のとおりであり，320本を確保する。

・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa(at 35℃)

・設置環境条件におけるボンベ初期圧力：18.01MPa(at 10℃)
・ボンベ内容積：46.7L・圧力調整弁最低制御圧力：3MPa

・ボンベ供給可能空気量：7.15m ３ ／本(at 10℃)

計算式：

160×14＝ 313

7.15
空気ボンベの圧力監視
日常点検にて，空気ボンベの圧力を監視する。圧力が低下した場合には，ボンベの交換を行う。
なお，圧力低下によるボンベの交換基準は，ボンベ運用本数から緊急時対策所を 12 時間加圧可能な残圧を算出し，適切な交換基準を定めるものとする。

34 条-別添 1-2-39

(11)換気設備等の操作に係る判断等
換気設備等の操作は，原子炉の状況，放射線の状況等を確認し，災害対策本部長の判断及び指示に従い実施する。
プルーム放出後は，緊急時対策所の換気設備の切替え，緊急時対策所用
加圧設備空気ボンベによる加圧等を行い，緊急時対策所への希ガスの侵入を防止し，要員の被ばくを低減する。
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベによる加圧及び非常用換気設備への運転変更に当たっては，主に緊急時対策所近傍に設置する「可搬型モニタ
リング・ポスト」，緊急時対策所に設置する「緊急時対策所エリアモニタ」
等のパラメータを用い判断する。
以下に，操作の判断に係る体制，判断に用いるパラメータ，操作の判断
基準及び状況フローと監視パラメータ等を示す。

①

換気設備等の操作判断に係る体制
運転班の業務・原子炉の状況に係るパラメータの確認及び監視（原子炉圧力容器温度計等）

放管班の業務・発電所内外の放射線情報（モニタリング・ポスト等）

指示

原子炉主任技術者
助言

報告

災害対策本部長（所長）
換気設備等の運用・操作に係る判断及び操作指示指示

報告

庶務班他の業務【換気設備等に係る操作の実施】●換気設備の切換え操作●緊急時対策所用加圧設備空気ボンベの起動準備

34 条-別添 1-2-40

② 判断に用いる各パラメータ

可搬型モニタリング・ポスト

緊急時対策所建屋付近に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

原子炉圧力容器温度計等

炉心損傷に伴う格納容器圧力の上昇等を確認し，原子炉の状況を把握することができる。

モニタリング・ポスト，可搬型
モニタリング・ポスト（緊急時対策所建屋付近に設置するものを除く）

緊急時対策所建屋付近に設置しないため参考扱いとするが，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

気象観測設備（風向等）

プルームの通過を把握できないため参考扱いとする
が，プルームの進行方向を推定することができる。

34 条-別添 1-2-41

③

１

換気設備等に係る操作等の判断基準

操作等

状況

監視パラメータ等「通常運転モード」
から「緊対建屋加圧モード」へ運転切替
え・災害対策本部立
ち上げ時−・中央制御室から炉心損傷判断の連絡

２

３

４

５

※１

パラメータの監視強化及び緊急時対策所
用加圧設備空気ボン
ベによる加圧に係る準備「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え（緊急時対策所等は緊急時対策
所用加圧設備空気ボンベによる加圧，緊急時対策所等以外の建屋内については外気少量取り込み）

・炉心が損傷し，
放射性物質が大気に放出される可能性がある場
合・格納容器雰囲気放
射線モニタ

・原子炉圧力容器温度計

・中央制御室からベント実施の連絡・プルーム放出・
接近「災害対策本部加圧・プルーム放出がモード」から「緊対建収束屋浄化モード」へ運・モニタリング・
転切替え（緊急時対ポスト等の線量策所等以外の建屋内
率が屋外作業可について外気取り込
能なレベルまでみ量を増加させた運低下
転）「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加圧モード」へ運転切換え（緊急時対策所 ・ 緊急 時対 策所 建
用加圧設備空気ボン
屋内の放射性物
ベによる加圧運転を質を排出停止），緊急時対策所を出て，屋外活動を再開する準備判断基準

・原災法第 10 条事故発生・通常水位+6.4m※１

・格納容器酸素濃度

・4.3％ ※２・可搬型モニタリン
グ・ポスト
・緊急時対策所エリ
アモニタ

・指示値急上昇（20mSv／h 以上）
・指示値急上昇（0.5mSv／h 以上）

・緊急時対策所エリ
アモニタ
・フィルタ装置出口
放射線モニタ−・指示値低下後安定，指示値
安定・指示値低下−−・監視パラメータのいずれかが判断基準に到達した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。
・監視パラメータ
全てが判断基準となる傾向を示した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。

・「緊対建屋浄化モード」に切換えした 1 時間後

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m にて実施）前に加圧設備への切り替え操作を行う（1.18.2(1)d. 緊急時対策所加圧設備への切替
手順）※２

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原子炉格納容器ベント実施基準(1.9.2.1(2)a.格
納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止)

34 条-別添 1-2-42

考−・監視パラメータとは別に中央制御室から炉心損傷判
断の連絡があった場合
・格納容器雰囲気放射線モ
ニタの線量率が設計基準事
故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合・監視パラメータとは別に中央制御室からベント実施の連絡があった場合

・サプレッション・
プール水位

・可搬型モニタリン
グ・ポスト

備

−

34 条-9 別添 1-2-43

判断基準値

緊急時対策所エリアモニタ

・「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え及び空気ボンベ
加圧による加圧を開始（2.4（5）参照）するための指標として設定する。
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」において想定するプルーム通過時の敷地内の線量率は，数 Sv／h 程
度となることから，それよりも十分に低い値として 20mSv／h を設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の最大線量率約 10mSv／h よりも高い値とすることで，ベント実施時等のプルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できることから，誤判断を防止する。（参考参照）
なお，大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による緊急時対策所建屋付近の線量率が 20mSv／h 程度となった場合でも，緊急時対策所はコンクリート 100cm 以上の遮蔽壁で防護されており，その遮蔽効果により大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による線量率は 1／1000 以下となるため，緊急時対策所内の要員の被ばくに大きな影響は与えない。
・可搬型モニタリング・ポストによる検知や判断が遅れた場合等，空気ボンベ加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・対策要員の被ばく線量が 7 日間で 100mSv を満足する基準（100mSv／(7d×24h)）として設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の線量率は最大でも約 10mSv／h であり，ベント
実施前の原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線及び地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，緊急時対策所外壁等の遮蔽で，緊急時対策所は十分低い線量となっているため，プルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できる。

指示値急上昇（20mSv／h）

指示値急上昇（0.5mSv／h）

考え方

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判断基準値の考え方

可搬型モニタリング・ポスト④

34 条-9 別添 1-2-44
放射線指示値低下―

プルーム放出が収束

空気ボンベ加圧停止
ファン起動

状況把握

―

可搬型モニタリング・ポスト
等にて検知

ベント未実施原子炉圧力容器温度上昇

換気設備の切換え操作
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベ
による加圧

ベント
実施

プルーム放出

―状況把握

発電所構内放射線量率上昇

その他要員
一時退避

BG 把握

状況把握

炉心状況確認

―

指示値低下

―

指示値上昇

指示値上昇

指示値上昇

モニタリング
ポスト

ＳＰＤＳ

原子炉の状況
（原子炉圧力容器温度計等）

監視パラメータ

―

状況確認

―

状況把握

監視強化

指示値急上昇（20mSv／h）

―

指示値低下

―

BG 把握

指示値上昇

指示値上昇

加圧判断用

―

指示値低下

―

指示値上昇

指示値上昇

その他

可搬型モニタリング・ポスト

避難ルートの検討・判断

状況把握

状況把握

気象情報
（風向・風速等）

可搬型気象
観測設備

以下のパラメータを監視し，緊急時対策所外の状況及び緊急時対策所における各種操作を判断する。

状況フローと監視パラメータ及びその判断基準

状況フロー

⑤

監視強化

指示値低下

監視強化

指示値急上昇（0.5mSv／h）

指示値上昇

―

指示値上昇

BG 把握

緊急時対策所
エリアモニタ【参考】ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率について

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率の評価に当たっては，想定事象として線量評価上厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損 ）」で 想 定 さ れ る 事
故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。放出量評価条件は，中央制御室の居住性評価と同様とする。また，大気拡散係数の評価点は緊急時対策所付近と し ，相 対 濃 度 及 び 相 対 線 量 を 第 2.4− 2 表 に 示 す 。ベ ン ト 実 施 前 の 緊
急 時 対 策 所 付 近 の 線 量 率 評 価 結 果 は ，第 2.4− 3 表 に 示 す と お り で あ り ，
約 8.1mSv／ h と な り ，ベ ン ト 実 施 前 の 最 大 値 と し て は 10mSv／ h 程 度 になると考えられる。

第 2.4− 2 表

緊急時対策所付近の相対濃度及び相対線量

相 対 濃 度 （ s／ m ３ ）相 対 線 量 （ Gy／ Bq）

約 1.2×10 − ４

約 8.4×10 − １ ９

第 2.4− 3 表

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率

経 路
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線
合 計

34 条-別添 1-2-45

線 量 率 （ mSv／ h）
約 6.1×10 − ２
約 4.8×10 ０
約 3.2×10 ０
約 8.1×10 ０

2.5

必要な情報を把握できる設備について
重大事故時等に対処するために，緊急時対策所ヘデータを伝送する 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）（ 以 下「 Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ 」と いう。）を設置する設計とする。
緊急時対策所ヘデータを伝送するＳＰＤＳとして，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データ表示装置を設置する設計とする。
データ伝送装置は原子炉建屋付属棟に設置する設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所に設置する設計とする。
Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ 表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 第 2.5− 1
表に示す。
第 2.5− 1 表 に 示 す 通 り ， 炉 心 反 応 度 の 状 態 ， 炉 心 の 冷 却 の 状 態 ，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータについても，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が困難となった場合においても，緊急時対策所において推定できるよう可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。また，今後の監視パラメータ追加等を考慮した設計とする。
なお，周辺の環境放射線状況を把握するため，可搬型モニタリン
グ・ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを伝送し，確認できる設計とする。

34 条-別添 1-2-46

第 2.5− 1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できる主なパラメータ
目的

対象パラメータ

炉心反応度の状態確認

炉心冷却の状態確認

格納容器内の状態確認

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA 広 域 ）フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
原子炉建屋内水素ガス濃度

緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，中央制御室に設置するデータ伝送装置を含め，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
原子炉建屋付属棟と緊急時対策所の間のデータ伝送については，
有線及び無線による伝送を行い，多様性を確保した設計とする。
ま た ，周 辺 の 環 境 線 量 状 況 を 把 握 す る た め ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ・

34 条-別添 1-2-47

ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを緊急時対策所へ伝送し，緊急時対策所にて確認できるように設置する。
必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 の 概 要 を 第 2.5− 1 図 に 示 す 。

第 2.5− 1 図

必要な情報を把握できる設備の概要

34 条-別添 1-2-48

2.6

通信連絡設備について発電所内の関係要員への指示を行うことができる通信連絡設備（発電所内用）を緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関係箇所との連絡を行うことができる通信連絡設 備（ 発 電 所 外 用 ）を 緊 急 時 対 策 所 に 設 置 し ，多 様 性 を 確 保 し た 設 計とする。
通 信 連 絡 設 備 の 概 略 を 第 2.6− 1 図 に 示 す 。

第 2.6− 1 図

緊急時対策所

通信連絡設備の概略

34 条-別添 1-2-49

3.

運用

3.1

必要要員の構成，配置について
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩 ・ 仮 眠 を と る た め の 交 替 要 員 を 考 慮 し て ， 第 3.1− 1 図 ， 第 3.1−
2 図 及 び 第 3.1− 1 表 の と お り 重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 必 要 な 指
示 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 散 を 抑 制 す る た め に 必 要 な 要 員 18 名 の 合 計 66 名 と想定している。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

39 条-別添 1-3-1

34 条-別添 1-3-2
第 3.1−1 図

緊急時対策所

必要要員の考え方

34 条-別添 1-3-3

第 3.1−2 図

緊急時対策所

事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

第 3.1−1 表

重大事故発生時の各体制における緊急時対策所の収容人数（夜間及び休日対応要員）

体制

①

②

③

④

⑤

事象発生

初動態勢
（警戒態勢）

要員招集（非常招集
から 2 時間
後）

プルーム通
過直前及び
通過時

プルーム
通過後

緊急時
対策所

その
他
建屋

中央
制御
室

現場

7

―

―

7

―

4

―

3

1

―

要員数
（最低必要人数）
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員

0

39

26

―

11

―

15

2

―

2

―

―

7

―

―

7

―

4

3

―

1

―

―

1〜3

15〜
23
0〜2

3〜
10

26

0〜10

2

0〜2

―

―

7

―

―

7

49

48

―

1

―

43

0〜27

―

1〜3

15〜
40

4

0〜4

―

―

0〜4

7

4

―

3

―

48

48

―

―

―

47〜
78

66
10

―

―

3

4

4

―

―

―

7

―

―

7

―

48

47

―

1

―

13

0〜12

―

1〜3

0〜10

4

0〜4

―

―

0〜4

103

72

（注）※重大事故等対応要員には，初期消火要員（11 名）を含む。
原子力オフサイトセンター派遣者（8 名）を除く。
要員数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性あり。

34 条-別添 1-3-4

39

72

13

47〜
64

合
計

3.2

事象発生後の要員の動きについて(1)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が発生した場合，送受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ），所 内 放 送 等 に て 発 電 所 構 内 の 災 害 対 策 本 部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行う。
ま た ，夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に 警 戒 事 態 又 は 非常事態が発生した場合，一斉通報システムにて災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき非常招集の連絡がなくても自主的に参集する。
発電所外からの災害対策要員の招集に関する概要は以下のとおり で あ る 。重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，一 斉 通 報 シ ス テ ム ，通 信 連
絡手段等を活用した連絡により，発電所緊急時対策所又は発電所
外集合場所である第三滝坂寮へ参集する。なお，地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
第 三 滝 坂 寮 は ，面 積 約 53,000m ２ の 厚 生 施 設 敷 地 内 に 建 て ら れ た ，
延 床 面 積 2,000m ２ ， 建 築 基 準 法 の 新 耐 震 設 計 法 に 基 づ き 設 計 さ れた鉄筋コンクリート製の構築物であり，東日本大震災でも大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有している。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接発電所緊急時対策所へ参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電 所 外 の 集 合 場 所 に 参 集 し ，災 害 対 策 本 部 の 指 示 に 従 い 対 応 す る 。
34 条-別添 1-3-5

発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下①〜⑤の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
①

発電所の状況（設備及び所員の被災等）②

参集した要員の確認（人数，体調等）③

重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な 装 備（ 汚 染 防 護 具 ，マ ス ク ，線 量 計等）④

発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤

気象及び災害情報等

一 斉 通 報 シ ス テ ム の 概 要 を 第 3.2− 1 図 に ，夜 間 及 び 休 日 に お ける 災 害 対 策 要 員 の 招 集 に つ い て 第 3.2− 1 表 に 示 す 。
【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 3.2− 1 図

一斉通報システムの概要

34 条-別添 1-3-6

34 条-別添 1-3-7※放射線管理要員を除く※火災時現場出動

発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生した場合は，災害対策要員は自主的に参集する。

※発電所の緊急時対策所（災害対策本部）又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。

災害対策要員※[参集要員（自宅，寮等からの参集）]《非常招集連絡》
通報連絡要員（又は当直発電長）（一斉通報システム）

・消火活動要員：11名※
・放射線管理要員：2名

・統括待機当番(本部長代理)：1名
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名
・情報班要員：1名
・重大事故等対応要員(現場要員):15名※※中央制御室常駐1名[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）]《事象発生，招集連絡》
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員※○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム
等により招集の連絡を行う。

非常招集の連絡

非常招集のための準備

夜間及び休日における災害対策要員の招集
非常招集の実施又は本部長代理の指揮のもとに活動を開始する。

緊急時対策所（災害対策本部）に参集し，本部長

員，各班長及びその他必要な要員）は，発電所の確認を行う。
○発電所参集手段の選定
・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定する。 ○緊急時対策所への参集・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部要○発電所参集ルートの選定○非常招集中の連絡
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話等
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定する。
により，災害対策要員の参集状況等について適宜○参集する災害対策要員の指名と参集場所指定○非常招集の開始①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員
・発電所構内及び発電所近傍に常駐する初動対応：発電所緊急時対策所（災害対策本部）
要員は，発電所の緊急時対策所（災害対策本部）②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策要に参集，又は災害対策本部の指示により現場対応
員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡 を行う。
・あらかじめ指名されている発電所参集要員（拘を取り合う。
束当番）である災害対策要員（本部長，本部長代○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設 理，各本部要員，各班長及び各班の要員）は，直備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名
接発電所に向け参集を開始する。
《発電所参集時の確認項目》
・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束当・発電所の状況（設備及び所員の被災等）
番）以外の災害対策要員は，発電所外集合場所（第・参集した要員の確認（人数，体調等）
三滝坂寮）に参集し，災害対策本部と参集に係る・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
情報確認を行い，災害対策本部からの要員派遣の・持参品（通信連絡設備，照明機器等）
要請に従い，集団で発電所に移動する。
・気象，災害情報等

第 3.2−1 表

(2)

災害対策要員の所在と発電所外からの参集ルート
東海村の大半は東二から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半径5〜10km 圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東二から半径10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。
東海第二発電所とその周辺の図を第 3.2−2 図に，居住地別の発電所員
数（平成 28 年 7 月時点）を第 3.2−2 表に示す。

第 3.2−2 図

東二とその周辺

34 条-別添 1-3-8

第 3.2−2 表

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

居住地

東海村
（半径 5km 圏内）

居住者数

133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5〜10km 圏
内）
58 名
（23%）

その他の地域（半径 10km 圏外）
64 名
（25%）

発電所外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，第3.2−3 図に示すとおりである。
東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状
況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3.2−3 図に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民
34 条-別添 1-3-9

避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

第 3.2−3 図

主要な参集ルート

津波の浸水について，東海村津波ハザードマップ（第 3.2−4 図）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定
し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する。
34 条-別添 1-3-10

第 3.2−4 図

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（第 3.2−5 図）から，発電所周辺に浸水を受ける範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影
34 条-別添 1-3-11

響がない範囲も確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

第 3.2−5 図

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

34 条-別添 1-3-12

(3)災害対策要員の参集時間等について参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を第 3.2−3 表に示す。

第 3.2−3 表

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係 （平成 28 年 7 月時点）

参集に係る所要時間（発災 30 分後に自宅出発）

参集する災害対策要員数
参 考
徒 歩
徒 歩
自転車
（4.0km／h）（4.8km／h） （12km／h）

60 分以内

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

第 3.2−3 表により，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する
災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。
また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。

(4)

緊急時対策所の立ち上げについて
緊急時対策所は，常用系2系統，非常用系1系統の電源から受電可能となっており，加えてこれらの電源が喪失した場合でも，緊急時対策所に設置された専用非常用発電機により，緊急時対策所全体に給電が可能な設計となっている。また，通信連絡設備も常設され，常時充電されているため，電源設備の立ち上げ等の作業は伴わない。参集後は，10分程度で緊急時対策所を立ち上げることができる。

34 条-別添 1-3-13

(5)発電所からの一時退避
緊急時対策所周辺に，大量のプルームが放出されるような事態においては，緊急時対策所に収容する要員以外は，以下の要領にて発電所から構外へ一時退避させる。
なお，プルーム通過の判断については，可搬型モニタリング・ポスト等の指示値により行う。発電所災害対策本部長は，プルームの影響により可
搬型モニタリング・ポスト等の線量率が上昇した後に線量率が下降に転じ，更に線量率が安定的な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。
ａ．発電所災害対策本部長は，要員の退避に係る判断を行う。また，必要に応じて，原子炉主任技術者の助言等を受ける。
ｂ．発電所災害対策本部長は，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる
要員と，発電所から一時退避する要員とを明確にし，指示する。
ｃ．発電所から一時退避する要員は，退避に係る体制を確立するとともに，通信連絡手段，移動手段を確保する。
ｄ．対策本部の指示に従い，放射性物質による影響の少ない場所に退避する。

34 条-別添 1-3-14

3.3

汚染持ち込み防止について
緊急時対策所には，プルーム通過後など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，緊急時対策所への汚染の持込みを防止することを目的として，防護具の脱衣，身体の汚染検査及び除染を行うための区画として，チェンジングエリアを設ける。
屋外にて作業を行った現場作業員等が緊急時対策所に入室する際に利用する。
チェンジングエリアの設置場所及び概略図を第 3.3−1 図に示す。

第 3.3−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設置場所及び概略図

34 条-別添 1-3-153.4配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所建屋には，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，資機材等を配備する。
配備する資機材等を第 3.4−1 表に，保管スペースを第 3.4−1 図に示す。

第 3.4−1 表

配備する資機材等(注)今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

区

分

放射線
管理用
資機材

資料

計器
食料等
※1
※2
※3
※4

品

名

数 量

単 位

タイベック

1,166

着

アノラック
全面マスク

462
333

着
個

チャコールフィルタ

2,332

個

個人線量計
ＧＭ汚染サーベイメータ
電離箱サーベイメータ
緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト ※４
ダストサンプラ
発電所周辺地図
発電所周辺人口関連データ
主要系統模式図
系統図及びプラント配置図
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
食料
飲料水（1.5 /本）

333
5
5
2
2
2
1
1
1
1
2
2
2,331
1,554

台
台
台
台
台
台
式
式
式
式
台
台
食
本

現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数
3 日目以降は除染で対応する。
2 個を 1 セットで使用する。
「監視測定設備」と兼用

34 条-別添 1-3-16

備考

111 名×7 日×1.5 倍＝1165.5 着→1,166 着
44 名 ※１ ×7 日×1.5 倍
111 名×2 日 ※２ ×1.5 倍
111 名×7 日×2 倍 ※３ ×1.5
倍＝2,331 個→2,332 個
111 名×2 台×1.5
2 台+3 台(予備)4 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)

予備含む
予備含む
111名×3食×7日
111名×2本×7日

第 3.4−1 図

配備する主な資機材等の保管場所

緊急時対策所には緊急時対策所エリアモニタ（可搬型）を配備し，重大事
故等発生時に緊急時対策所室内に設置し，緊急時対策所の線量率を監視，測定する。また，当該緊急時対策所エリアモニタは，プルーム放出後の緊急時対策所への到達及び通過の時期を把握して，換気設備の運転変更や加圧設備への切り替えの判断に使用する。
緊急時対策所エリアモニタの仕様を第 3.4−2 表に示す。
第 3.4−2 表
名称

緊急時対策所エリアモニタの仕様

検出器の種類

計測範囲

配備場所

台数

半導体式検出器

B.G〜
999.9mSv／h

緊急時対策所1（予備 1）

緊急時対策所
エリアモニタ

緊急対策所には，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備し，対策要員の活動に支障がない範囲にあることを把握できるようにする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様を第 3.4−3 表に示す。
34 条-別添 1-3-17

第 3.4−3 表
機器名称及び外観
酸素濃度計

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様
仕様等
検知原理

ガルバニ電池式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源
個数
二酸化炭素濃度計

電源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）
1 個（故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源
個数

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）
1 個（故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個を保有する。）

緊急時対策所エリアモニタ及び酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の配置を第3.4−2 図に示す。

※設置場所については今後の訓練等により変更となる可能性あり

第 3.4−2 図

エリアモニタ及び酸素濃度,二酸化炭素濃度計の配置場所
34 条-別添 1-3-18

3.5

廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合について
緊急時対策所は，東海第二発電所の重大事故等発生時に廃止措置中の東海発電所の事故が同時に発生した場合において，双方のプラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があり，総合的な管理を行うことにより安全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所で共用することとし，共用した場合においても廃止措置中の東海発電所の災害対策要員を収容できるスペースを確保する。また，プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，東海第二発電所重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員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散を抑制するために必要な要員，合計 66 名に加え，廃止措置中の東海発電所の災害対策要員として 4 名の合計 70 名を想定している。
なお，廃止措置中の東海発電所の事故対応に必要な資機材等は，衛星電話
設備（固定型）及び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，ＩＰ−ＦＡＸ）を除き，廃止措置中の東海発電所専用に確保するとともに，これらの設備については，廃止措置中の東海発電所において同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設備とす
ることで東海第二発電所へ影響を及ぼすことはない。

34 条-別添 1-3-19

34 条-別添 1-3-20

第 3.5−1 図

緊急時対策所

必要要員の考え方（廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合）

34 条-別添 1-3-21
緊急時対策所

事故発生からプルーム通過後までの要員の動き（廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合）

第 3.5−2 図4.

耐震設計方針について
緊急時対策所に必要な機能として，第 4−1 表に示す設備がある。
これら必要な機能に対して，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する，又は適切に固縛，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しない設計とする。

第 4−1 表緊急時対策所に必要な機能及び主な設備

必要な機能

代替電源設備

非常用換気設備

主な設備
緊急時対策所用発電機
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プ
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計
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
緊急時対策所用差圧計
緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・排気配管

加圧設備

空気ボンベラック，配管，弁通信連絡設備

発電所内用
無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置
発電所内外用衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）
発電所外用
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）

重大事故等に対処するために必要な情報を把握す
る設備

ＳＰＤＳ

居住性の確保，放射線量の測定

緊急時対策所遮蔽
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリアモニタ

34 条-別添 1-4-1

(1)緊急時対策所に設置する代替電源設備について代替電源設備について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−2 表代替電源設備に係る耐震性評価

設備

機器

代替電源設備(2)

評価内容

緊急時対策所用発電機

耐震計算

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク

耐震計算

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

耐震計算

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

耐震計算

燃料移送配管・弁，電路

耐震計算

緊急時対策所に設置する換気設備等について
換気設備等について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−3 表換気設備等に係る耐震性評価

設備

機器

評価内容

緊急時対策所非常用送風機

耐震計算

緊急時対策所非常用フィルタ装置

耐震計算

緊急時対策所用差圧計

耐震計算

緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・
排気配管

耐震計算

空気ボンベラック

耐震計算

配管，弁

耐震計算

非常用換気設備

加圧設備

34 条-別添 1-4-2

(3)①

緊急時対策所に設置する通信連絡設備等について通信連絡設備について重大事故等発生時に使用する通信連絡設備については，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−4 表

通信種
別

発電所
内外

発電所
内

発電所
外

通信連絡設備に係る耐震性評価

主要設備

耐震措置

衛星電話
設備
（携帯
型）

・衛星電話設備（固定型）は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（固定型）の衛星電話設備（屋外アンテナ）及び衛星制御装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・衛星制御装置から衛星電話設備（屋外アンテナ）までのケーブル
は，耐震性を有する電線管等に布設する。
・衛星電話設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認す
る。

無線連
絡
設備

無線連絡
設備
（携帯
型）

・無線連絡設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認す
る。

携行型
有線
通話装
置

携行型有
線
通話装置

・携行型有線通話装置は，耐震性を有する緊急時対策所に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準
地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

テレビ会
議
システム

・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）は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・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）の衛星無線通信装置及び通信機器は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・通信機器から衛星無線通信装置までのケーブルは，耐震性を有す
る電線管等に布設する。

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

衛星電話
設備
（固定
型）

ＩＰ電話

ＩＰ−Ｆ
ＡＸ

34 条-別添 1-4-3

②

ＳＰＤＳについて
緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，基準地震動による地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−5 表

通信種別

主要設備

データ伝送装置
原子炉
建屋
付属棟

建屋間

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

建屋間伝送ルート

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

緊急時
対策所

ＳＰＤＳに係る耐震性評価

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ表示装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する原子炉建屋内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・データ伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブ
ルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・建屋間伝送ルートは有線系及び無線系回線を確保する設計とする。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋及び緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・無線連絡装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・緊急時対策支援システム伝送装置から無線通信用アン
テナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する
緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・ＳＰＤＳデータ表示装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

34 条-別添 1-4-4

無線
原子炉建屋付属棟

統合原子力防災ネッ
トワーク（衛星系）
緊急時対策所建屋

統合原子力防災ネットワーク︵
有線系︶

無線通信装置SPDSデータ
表示装置
無線通信装置
中央制御室待避室
データ
表示装置
（待避室）

有線
（光ケーブル）

データ
表示装置

データ
伝送装置

※

(1)

緊急時対策
支援システ
ム伝送装置

プロセス
計算機

発電所内 発電所外※
可搬型気象 可搬型
観測設備
モニタリング・ポスト

現場計器等

緊急時対策支援システム（ERSS）【凡例】：有線系：無線又は衛星系(1) 可搬型気象観測設備及び可搬型モニタリング・ポストデータ表示装置：通常伝送ライン：バックアップ伝送ライン

第 4−1 図(4)

ＳＰＤＳの概要

居住性の確保，放射線量を測定する設備について
緊急時対策所遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリ
アモニタについては，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。

第 4−6 表居住性の確保，放射線量の測定する設備に係る耐震性評価

設備

機器

耐震措置

緊急時対策所遮蔽
居住性の確保，放射線量の測定酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリア
モニタ

・耐震性を有する緊急時対策所に設置
し，転倒防止の措置を実施する。
・加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する。

34 条-別添 1-4-5

5.

添付資料

5.1

チェンジングエリアについて

5.1.1

チェンジングエリアの基本的な考え方

チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策
所建屋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，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
なお，チェンジングエリアは東海発電所及び東海第二発電所共用とする。

（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈第 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）
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等を行うための区画を設けること。

34 条-別添 1-5-1

5.1.2

チェンジングエリアの概要

チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからな
り，緊急時対策所建屋入口に設置する。概要は第 5.1−1 表のとおり。

第 5.1−1 表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所建屋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，緊急時対策所

緊急時対策所建屋への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚
1 階入口

染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける。

設営
形式

シート区画化

通常時より壁，床等について，あらかじめシー（緊急時対策所建屋）

ト及びテープにより区画養生を行っておく。
緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により

手順着手の
判断基準

汚染するおそれが発生した場合，チェンジング
原子力災害対策特別措置法
第 10 条特定事象が発生し， エリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，
災害対策本部長の指示があ 参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班
った場合が実施する作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよ
放射線管理班

う定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

5.1.3

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

チェンジングエリアは，緊急時対策所入口に設置する。チェンジングエリ
アの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第 5.1−1 図のとおり。

34 条-別添 1-5-2

第 5.1−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

5.1.4

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）

(1)

考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 5.1−2 図の設営フローに従い，第 5.1−3 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分（資機
材運搬に約 4 分を想定及び資機材の設置に訓練実績から約 13 分を確認）を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定
34 条-別添 1-5-3

期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班 7名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備

第 5.1−2 図

チェンジングエリア設営フロー

34 条-別添 1-5-4

※今後，訓練等で見直しを行う。

第 5.1−3 図(2)

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 5.1−2 表のとおりとする。

34 条-別添 1-5-5

第5.1−2表

チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エ リ ア 設 バリア
営用
簡易シャワー

消耗品

8個 ※２
1式 ※３

簡易水槽

1個 ※３

バケツ

1個 ※３

水タンク

1式 ※３

可搬型空気浄化装置

3台 ※４

はさみ，カッター

各3本 ※５

筆記用具

2式 ※６

養生シート

4巻 ※７

粘着マット

3枚 ※８

脱衣収納袋

9個 ※９

難燃袋

525枚 ※１０

難燃テープ

12巻 ※１１

クリーンウェス

32缶 ※１２

吸水シート

933枚 ※１３※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m２ ／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 111名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝31.8→32缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
111名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝932.4枚→933枚

34 条-別添 1-5-6

5.1.5チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場

合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋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，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策所建屋外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，
緊急時対策所建屋外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 5.1−3 図のとおりであり，チェ
ンジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア(2)

脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内34 条-別添 1-5-7側）を脱衣する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
34 条-別添 1-5-8

・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベッ
ク，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 5.1−4 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。
除染エリア

サーベイエリアにて
汚染確認

【除染①】
クリーンウエス
による
拭き取り

【除染②】
簡易シャワーによる洗浄

汚染拡大
防止処置

緊急時
対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
移動

除染不可

ポリ袋

除染不可
テープ等で養生

ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第 5.1−4 図

簡易水槽

除染及び汚染水処理イメージ図

34 条-別添 1-5-9

移動

移動︐再度除染ができる施設へ

汚染箇所

(7)

廃棄物管理
緊急時対策所建屋外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇
及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェン
ジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

(9) 災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード中の緊急時対策所への入室
放射線管理班員は，緊急時対策所が空気加圧されている換気系運転状態（災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード）での緊急時対策所への万一の入室に備え，脱衣，汚染検査，除染を行うための資機材を緊急時対策所に予め保管し，外部からの入室時はエアロック内にて，脱衣，汚染検査，除染を実施する。また，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定の結果，エアロック内に汚染が認められた場合は除染を実施する。

34 条-別添 1-5-10

5.1.6(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査を行うためのサーベイエリア，脱衣を行うための脱衣エリア及び身体に付着した放射性物質の除染を行うための除染エリアを設けるとともに，緊急時対策所非常用換気設備により，緊急時対策所の空気を浄化し，緊急時対策所の放射性物質を低減する設計とする。

(2)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリア及び靴・ヘルメット置場の空気を浄化するよう配置し，汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を
第 5.1−5 図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保34 条-別添 1-5-11管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気が濾材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 5.1−5 図(3)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込
まないように粘着マットを設置する。

(4)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所建屋内の 1 階に専用で設置し，第 5.1−6 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
34 条-別添 1-5-12

また，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エリ
アの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェ
ンジングエリアに第 5.1−6 図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

第 5.1−6 図(5)

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所建屋に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合
34 条-別添 1-5-13

は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替
え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベ
イエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

5.1.7

汚染の管理基準
第 5.1−3 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 5.1−3 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。
第 5.1−3 表
状況
状
況
①

状
況
②

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全般）へ少量の放射性1,300cpm
物質が漏えい又は（4Bq／㎝２相当）
放出されるような
原子力災害時
大規模プルームが放出されるような
原子力災害時根拠等
法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性同位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝２の 1／10

40,000cpm
原子力災害対策指針における２（120Bq／㎝ 相当） ＯＩＬ4 に準拠
13,000cpm（40Bq／㎝２相当）

34 条-別添 1-5-14

原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

5.1.8チェンジングエリアのスペースについて

緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェン
ジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェ
ンジングエリアを退域するまで約 42 分（１人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。

34 条-別添 1-5-15

5.2

配備資機材等の数量等について

(1)
通信
種別

発電所
内用

通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
台数 ※２

無線連絡設備（固定型）

2台

無線連絡設備（携帯型）

20台

充電池

送受信機（ページング）

3台

非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

携行型有線通話装置

4台

乾電池

電力保安通信用
電話設備 ※１
発電所
内外用

衛星電話設備テレビ会議システム（社内）
統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連
絡設備発電所
外用

電源設備（代替電源含
む）
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機

主要設備

専用電話設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機

固定型

4台

携帯型

40台

ＦＡＸ

1台

固定型

7台

携帯型

12台

充電池

テレビ会議システム（社内）

2台

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機

テレビ会議シス
テム

1式

ＩＰ電話

6台

ＩＰ−ＦＡＸ

3台

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

1台

加入電話

9台

加入ＦＡＸ

1台

加入電話設備

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機※１：通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む。台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

34 条-別添 1-5-16

(2)放射線管理用資機材○放射線防護具類品

配備数 ※１

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※２

タイベック

1,166着 ※３

17 着 ※１５

靴下2,332足 ※４

34 足 ※１６帽子

1,166個 ※５

17 個 ※１７

綿手袋

1,166双 ※６

17 双 ※１８

ゴム手袋2,332双 ※７

34 双 ※１９

全面マスク

333個 ※８

17 個 ※１７

チャコールフィルタ

2,332個 ※９34 個 ※２０

アノラック

462着 ※１０

17 着 ※１５

長靴

132足 ※１１

9 足 ※２１

胴長靴

12足 ※１２

9 足 ※２１

遮蔽ベスト

15着 ※１３―

自給式呼吸用保護具―

9 式 ※２２

バックパック

66個 ※１４17個 ※１７※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5着→1,166着※4 111名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,331足→2,332足※5 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5個→1,166個※6 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5双→1,166双※7 111名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,331双→2,332双※8 111名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝333個※9 111名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,331個→2,332個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個

34 条-別添 1-5-17

※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所建屋】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は111名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員48名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）
及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このう
ち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，交替時の放射線防護具類については，交替要員が発電所外から発電所に向かう際（往路）に，発電所外へ移動する（復路）分の防護具類を持参し，原則緊急時対策所建屋内の防護具類は使用しないため考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋111名×2交替＋44名×2回×6日＝926 ＜ 1,155
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋111名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,852 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して222個（要員数分×2倍）であり，配備数（333個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，遮蔽ベスト，自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数
は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10〜14参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※１

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

333台 ※３33 台 ※８

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※４

3 台 ※９

電離箱サーベイメータ

5台 ※５

3 台 ※１０

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※６

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※６

―

ダストサンプラ2台 ※７

2 台 ※７

※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポストについては「監視測定設備」の可搬型モニ
タリング・ポストと兼用する。
111名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝333台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台

34 条-別添 1-5-18

※5 現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6 加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7 室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エリア
設営用

消耗品

バリア

8個 ※２

簡易シャワー

1式 ※３

簡易水槽

1個 ※３

バケツ

1個 ※３

水タンク

1式 ※３

可搬型空気浄化装置

3台 ※４

はさみ，カッター

各3本 ※５

筆記用具

2式 ※６

養生シート

4巻 ※７

粘着マット

3枚 ※８

脱衣収納袋

9個 ※９

難燃袋

525枚 ※１０

難燃テープ

12巻 ※１１

クリーンウェス

32缶 ※１２

吸水シート

933枚 ※１３※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 111名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝31.08→32缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
111名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝932.4枚→933枚

34 条-別添 1-5-19

(3)

測定計器
機器名称

酸素濃度計

仕様等
検知原理

ガルバニ電池式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

個数

二酸化炭素濃度計

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

個数(4)1 個（故障時及び保守点検による待機除外時の予備用として予備 1 個を保有する。）

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時の予備用として予備 1 個を保有する。）

情報共有設備等
資機材名

仕様等

社内パソコン（回線，端末）緊急時対策所での情報共有や必要な資料や書類等を作成するために配備する。

大型メインモニタ

災害対策本部内の要員が必要な情報の共有を行いやすいよう，資料等を表示する大型のモニタを配備する。

34 条-別添 1-5-20

(5)原子力災害対策活動で使用する主な資料
資１．組織及 び体制 に関する資料
２．放射能影響推 定に関する資料

３．事業所
外運搬に関
する資料

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織資料①東海第二発電所原子力事業者防災業務計画②東海第二発電所原子炉施設保安規定③災害対策規程④東海第二発電所災害対策要領⑤東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料①東海第二発電所災害対策要領②東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連
絡要領（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料①空間線量モニタリング配置図②環境試料サンプリング位置図③環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料①主要系統模式図②原子炉設置（変更）許可申請書③系統図④施設配置図⑤プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥主要設備概要⑦原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ①方位別人口分布図②集落別人口分布図③周辺市町村人口表（５）周辺環境資料①周辺航空写真②周辺地図（2万5千分の１）③周辺地図（5万分の１）④市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

34 条-別添 1-5-21

(6)その他資機材等
品

名

保管数

考え方

食料

2,331 食111 名×7 日×3 食

飲料水

1,554 本111 名×7 日×2 本（1.5 ／本） ※１

安定よう素剤

1,776 錠111 名×(初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠×6 日)×2 倍

簡易トイレ ※２

一式

−

※1
※2

飲料水1.5 容器での保管の場合（要員１名あたり１日３ を目安に配備）
プルーム通過中に災害対策本部から退出する必要がないように，連続使用可能なトイレを配備する。

(7)

放射線計測器について①

緊急時対策所エリアモニタ
ａ．使用目的
緊急時対策所の放射線量率の監視，測定及び緊急時対策所等の加圧エリアの加圧判断に用いる。
ｂ．配備台数故障等により使用できない場合を考慮し，予備も含め2台配備する。
ｃ．測定範囲：B.G〜999.9mSv／hｄ．電源：AC100V

第 5.2−1 図

可搬型エリアモニタ

34 条-別添 1-5-22

②

ＧＭ汚染サーベイメータ
ａ．使用目的
屋外で作業した要員の身体等に放射性物質が付着していないことを確認する。
ｂ．配備台数・チェンジングエリア内のサーベイエリアにて汚染検査のために 1 台，
除染エリアにて除染後の再検査のために 1 台使用する。
・また，緊急時対策所の環境測定のためダストサンプラとあわせて空気中の放射性物質の濃度を測定するために 1 台使用する。
・3 台に加えて汚染検査の多レーン化等柔軟なチェンジングエリアの運用及び故障点検時のバックアップとして予備 2 台の計 5 台を配備する。
ｃ．測定範囲：0 〜 1×10 ２ kcpm
ｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−2 図③

ＧＭ汚染サーベイメータ

電離箱サーベイメータ
ａ．使用目的現場作業を行う要員等の過剰な被ばくを防止するため，作業現
34 条-別添 1-5-23

場等の放射線量の測定に使用する。
ｂ．配備台数線量が高くなることが想定される原子炉建屋等近傍の作業用 3 台，
緊急時対策所の環境測定用 1 台及び故障等により使用できない場
合の予備用 1 台の計 5 台配備する。
ｃ．測定範囲：0.001 〜 1000mSv／hｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−3 図

電離箱サーベイメータ

34 条-別添 1-5-24

○電離箱サーベイメータの配備数根拠について
・電離箱サーベイメータは，屋外作業現場等の放射線測定を行い，要員の過剰な被ばくを防止するために使用する。
・電離箱サーベイメータは，線量が高くなることが想定される場所にて行う作業で使用できるよう，大気への放射性物質の拡散を抑制するための作業用として１台（①）及び格納容器ベントの実施により屋外の線量が上昇した状況
下において原子炉建屋等近傍で行う作業用として２台（②，③）並びに緊急時対策所の環境測定用として１台（④）の計４台を配備するとともに，さらに，故障点検時の予備用の１台を配備する。
・なお，各要員の着用する電子式個人線量計の発する音により，要員周辺の線量率の上昇を把握することで，過剰な被ばくを防止することも可能である。
電離箱サーベイメータを携行する作業

作

業①放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制備

考

配備数（台）

・原子炉建屋近傍で行う作業・作業場所（放水砲設置場所）は１ヶ所のた１

め，１台で対応可能
・格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍作業（格②格納容器圧力逃がし装置
スクラビング水補給作業

納容器ベント実施に伴い高線量化することを想定）

１

・作業場所は１ヶ所のため１台で対応可能③可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給作業，
タンクローリによる燃料補給操作④緊急時対策所（チェンジ
ングエリアを含む）の環

・原子炉建屋近傍を通過する作業
・水源補給作業開始後に燃料補給操作を行うた

１

め１台で対応可能
・緊急時対策所の環境測定（居住性確保）
・緊急時対策所を携行して使用するため，１台

１

で対応可能

境測定
合

計

―

34 条-別添 1-5-25

４
(予備１)

○ＧＭ汚染サーベイメータの配備数根拠について
・ＧＭ汚染サーベイメータは，屋外から緊急時対策へ入室する現場で作業を行った要員の身体等の汚染検査を行うために使用する。
・チェンジングエリア内のサーベイエリアにて汚染検査のために 1 台，除染エ
リアにて除染後の再検査のために 1 台使用する。
・また，緊急時対策所の環境測定のためダストサンプラとあわせて空気中の放射性物質の濃度を測定するために 1 台使用する。
・３台に加えて汚染検査の多レーン化等柔軟なチェンジングエリアの運用及び故障点検時の予備として予備 2 台の計 5 台を配備する。

34 条-別添 1-5-26

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は第 5.3−1 表のとおりである。

第 5.3−1 表
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
主要設備

通信事業者
回線
衛星系回線

有線系回線

衛星電話設備

回線容量

主要設備

その他 ※３384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続 ※１

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話
（固定型）

9 回線

−

9 回線

9 回線

衛星電話
（携帯型）

13 回線

−

13 回線

13 回線

2 回線

−

2 回線

2 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

電力保安通信用電話設備 ※１（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）

加入電話設備

必要回線容量 ※２

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

2.9Mbps

有線系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

34 条-別添 1-5-27

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて
緊急時対策所建屋に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，中央制御室に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所建屋に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所建屋に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより中央制御室に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2 週間分（1 分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデー
タ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。
ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「格納容器内の状態」，「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」が把握できる設計とする。
また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」，「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」，「津波監視」に必要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とすると共に，今後の監視パラメータ追加や機能拡張等を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第 5.4−1 表に示す。
34 条-別添 1-5-28

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)

目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

−

○

平均出力領域計装

B

○

−

○

平均出力領域計装

C

○

−

○

平均出力領域計装

D

○

−

○

平均出力領域計装

E

○

−

○

平均出力領域計装
炉心反応度
起動領域計装 Aの状態確認
起動領域計装 B

F

○

−

○

○

○

○

○

○

○

起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

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)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○34 条-別添 1-5-29

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(2/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器温度○−○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A−2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−2 電圧
炉心冷却の6.9kV 母線 2C 電圧
状態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格納容器内
ドライウェル圧力（広帯域）の状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ34 条-別添 1-5-30

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(3/6)

目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度
（平均値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

格納容器下部水温○−○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

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

○

−

○

対象パラメータ

格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内
の状態確認
格納容器内酸素濃度(SA)34 条-別添 1-5-31

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(4/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）B
放射能隔離
NS4 内側隔離の状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

環 境 の 情 報 SGTS B 作動
確認
SGTS モニタ（高レンジ）A

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内
格納容器内スプレイ弁 B（全開）の状態確認
主蒸気管放射線モニタ(A)34 条-別添 1-5-32

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(5/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T−2)

○

○

○

モニタリング・ポスト(A)

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)

○

○

−

モニタリング・ポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値
環境の情報
18m ベクトル平均風速 10 分値
確認

○

○

−

○

○

−

71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時
対策所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

34 条-別添 1-5-33

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(6/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

−

○

○

−

○

○

−

○

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

○

−

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非常用炉心冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開却系(ECCS)の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

対象パラメータ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プ 使用済燃料プール温度（SA）
ールの状態確
使用済燃料プール温度
認

水素爆発によ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
水素爆発によ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の損傷防止確 静 的 触 媒 式 水 素 再 結 合 器 動 作 監 視 装
置
認

津波監視

34 条-別添 1-5-34

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について
収容場所・収容可能人数

災害対策本部室（約350ｍ ２ ）
100名
宿泊・休憩室（約70ｍ ２ ）収容する要員収容場所の対策

・重大事故等に対処するために必要な指示をする要員
・事故の抑制に必要な要員等
・重大事故等の対処，抑制をするための交替要
員，待機要員プルーム通過時の希ガス対策（空気ボン
ベによる正圧維持）実施

緊急時対策所（災害対策本部室及び宿泊・休憩室）のレイアウトを第 5.5−1
図に示す。

第 5.5−1 図

緊急時対策所のレイアウト（建屋 2 階平面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

プルーム通過に伴い緊急時対策所にとどまる要員については，プルーム通過中の被ばくを極力抑える観点から最小要員にて対応する及びプルーム通過
中及び通過後に必要な業務に対応できるようにするとの考え方から，第 5.5−2 図に基づく要員数を確保する。
34 条-別添 1-5-35

第 5.5−2 図

プルーム通過に伴い発電所内（緊急時対策所他）にとどまる要員

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある最低必要な要員は，休憩・仮眠をとるための交替要員を考慮して，(1)重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 48 名と，(2)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制するために必要な要員 18 名の合計の 66 名としている。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

(1)

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
プルーム通過中の状況監視及び通過後においても継続して，緊急時対策所において発電所災害対策本部機能を維持し，必要な指揮・対応を行うために必要な要員数を確保する。必要な要員数については第 5.5−1 表に示す。
34 条-別添 1-5-36

要員

考え方

人数

重大事故等に対処するための指揮を行う
発電所災害対策ために必要な本部要員として，本部長，本本部長他
部長代理，原子炉主任技術者がとどまる。

4名

各班本部員，
班長

各作業班の要員については，本部長からの指揮を受け，重大事故等に対処するために，各本部員及び各班長がとどまる。

20 名

交替要員

上記，本部長，本部長代理，原子炉主任技
術者の交替要員 5 名及び各作業班の本部
員，班長の交替要員 18 名を確保する。

24 名

合計

48 名

（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 5.5−1 表(2)

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員

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制するための対策に対処するために必要な要員
原子炉格納容器の破損等重大事故等に対して，プルーム通過後に放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置を行うための必要な要員数を確保する。必要な要員数については第 5.5−2 表に示す。

34 条-別添 1-5-37

34 条-別添 1-5-38

ハイドロポンプ車による使用済燃料プールへの水の補給操作，水源確保

モニタリング
合計

作業現場の放射線モニタリングの実施

電源供給・確保 電源車の運転操作・監視

水源確保・注水

18 名

4名

2名

2名

6名

−

−

−

−

−

3名

計

24 名

合

第 5.5−2 表

34 条-別添 1-5-37

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制するための対策に対処するために必要な要員（緊急時対策所及び現場待避室に退避する要員）（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定し，訓練実施することにより必要な力量を習得・維持する。

放射線管理班要員

保修班要員

放射性物質の拡 ・可搬型代替注水大型ポンプ車（放水用）のポンプ操作・監視（2 名）
散抑制対応
・放水砲設備の操作，管理(2 名)

4名

2名

ポンプ車，電源車等の可搬型設備への燃料給油（タンクローリーの
運転操作）

庶務班要員

燃料の給油

−

格納容器ベント 格納容器ベントの弁操作に関する現場対応として，弁操作室（付属対応
棟 3 階）に待避する。

運転班要員

3名

待避室

人数
緊対所
4名

運転状態の監視運転員(当直運転員)

対応内容及び必要な要員
プルームの通過に伴い，3 名が中央制御室の待避室へ，4 名が緊急時対策所に退避する。

対応

対応班

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について
原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，第 5.6−1 表に定める異常・緊急時の情勢に応じて防災体制を区分する。

34 条-別添 1-5-39

34 条-別添 1-5-40

非常事態

警戒事態

警戒事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

緊急事態
の区分

防災体制
施設の状況

その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜
巻等の発生
○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失または喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能の全て喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部
喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必
要な事象発生(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失または喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による一部注水不能(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失

事象の種類

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）（1/2）

異常・緊急時の情勢

第5.6−1表

34 条-別添 1-5-41

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原
災法第15条第2項に基づく
原子力緊急事態宣言を行
ったとき。

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

非常事態(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁の喪失及び１つの障壁の喪失または喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生

事象の種類※EAL：Emergency Action Level AL：Alert SE：Site area Emergency GE：General Emergency

施設の状況

異常・緊急時の情勢

緊急事態
の区分

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
（2/2）

防災体制

第 5.6−1 表5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について
災害対策本部内における各機能班，本店対策本部との基本的な情報共有方法は以下のとおりである。（第 5.7−1 図参照）
今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．原子炉の状態，重大事故等への対応状況の情報共有①

情報班が通信連絡設備を用い発電長又は情報班員から原子炉の状態を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報については災害対策本部に報告する。

②

技術班は，ＳＰＤＳデータ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。

③

各作業班は，適宜，入手した原子炉の状態，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④

災害対策本部長は，本部と各機能班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，原子炉の状
態，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。

⑤

災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部要員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。

⑥

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。
34 条-別添 1-5-42

ｂ．指示・命令，報告①

災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，原子炉の状態や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。

②

災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命
令を出す。

③

各本部員は，配下の各班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について適宜発話・報告することで情報共有する。

④

各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。

⑤

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯＡ
機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

34 条-別添 1-5-43

宿泊・休憩室(注) 緊急時対策所災害対策本部内の配置については，今後訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 5.7−1 図

緊急時対策所災害対策本部における各機能班，本店対策本部との情報共有イメージ

34 条-別添 1-5-44

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について(1)

緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は第5.8−1表から第5.8−3
表のとおりである。

第5.8−1表

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
要求事項

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。次項において同じ。）が発生した
場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
１ 第６条は、設計基準において想定される自然現象（地震及び津波を除く。）に対して、安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは、敷地の自然環境を基に、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、火山の影響、生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないもの」とは、設計上の考慮を要する自然現象又はその組
み合わせに遭遇した場合において、自然事象
そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件において、その設備が有する安全機能が達成されることをいう。
４ 第２項に規定する「重要安全施設」については、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）の「Ⅴ．２．（２）自然現象に対する設計上の考慮」に示されるものとする。

34 条-別添 1-5-45

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
５第２項に規定する「大きな影響を及ぼす
おそれがあると想定される自然現象」とは、対象となる自然現象に対応して、最新の科学的技術的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお、過去の記録、現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとする。
６ 第２項に規定する「適切に考慮したもの」とは、大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するものではなく、それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切
３ 安全施設は、工場等内又はその周辺においに組み合わせた場合をいう。
て想定される発電用原子炉施設の安全性を損 ７ 第３項は、設計基準において想定されるなわせる原因となるおそれがある事象であっ発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原て人為によるもの（故意によるものを除く。）
因となるおそれがある事象であって人為にに対して安全機能を損なわないものでなけれよるもの（故意によるものを除く。）に対しばならない。
て、安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安
全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは、敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり、飛来物（航空機落下）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。なお、上記の飛来物（航空機落下）については、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成14・07・29原院第4号（平成１４年７月３０日原子力安全・保安院制定））等に基づき、防護設計の要否について確認する。

34 条-別添 1-5-46

第 5.8−2 表
自然現象
洪水

風（台風）

竜巻

凍結

降水
積雪

落雷

火山の影響

生物学的事象森林火災

高潮想定される自然現象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害が生じることはない。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準風
速 30m／s に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・風（台風）の発生による飛来物の影響は，竜巻影響評価において想定している影響に包絡されている。
・緊急時対策所は，最大風速 100m／s の竜巻による設計荷重（風圧力による荷重，気圧差による荷重，飛来物による衝撃及びその他組
合せ荷重）を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
なお，緊急時対策所建屋に対する竜巻飛来物の影響評価を行い，緊急時対策所に期待する機能（内部設備の外殻防護，遮蔽）は維持されると判断した。
・主要設備類は換気空調設備により環境温度を維持した建屋内に配備する設計としている事から影響は生じない。また，屋外設備については保温等の凍結防止対策を行うことにより，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・構内排水路による排水等により緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準積
雪深は 30cm に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，除雪を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，避雷設備を設置するとともに，構内接地網の布設による接地抵抗の低減等の対策を行うことにより，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，発電所で想定される堆積厚さ 50cm の降下火砕物，
積雪及び風荷重を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，降下火砕物の除去を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，ネズミ等の小動物に対して侵入防止対策を施す
ことで，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・緊急時対策所は，森林火災からの延焼を防止するため防火帯内側に設置する。また，森林火災の輻射熱の影響に対して，森林との間に適切な離隔距離を確保することで，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・ばい煙等の二次的影響に対して，外気取込の給気口を森林部と反対の建屋側面に敷設することで，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。

34 条-別添 1-5-47

第 5.8−3 表
外部人為事象
飛来物（航空
機落下）

ダムの崩壊

爆発

近隣工場等の火災
有毒ガス想定される外部人為事象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・原子炉施設等への航空機の落下確率は防護設計の要否を判断する基準である 10 −７ 回／炉・年を超えないため，飛来物（航空機落下）による防護については考慮不要である。
・発電所敷地の北側に久慈川が位置しており，その支線の上流約 30kmにダムが存在するが，久慈川は敷地の北方を太平洋に向かい東進していること，久慈川河口に対して標高 3 21m の上り勾配となっていることから，発電所敷地がダムの崩壊により影響をうけることはない。
・石油コンビナート，近隣工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物の衝撃を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・石油コンビナート，近隣工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸
送車両，発電所周辺を航行する燃料輸送船及び敷地内の危険物貯蔵施設の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・固定施設（石油コンビナート等）及び可動施設（陸上輸送，海上輸送）において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されてい
る。

船舶の衝突

・緊急時対策所は，船舶の衝突の影響を受けない敷地高さに設置する。

電磁的障害

・日本工業規格（JIS）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置によりサージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計とする。

34 条-別添 1-5-48

(2)緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。

第 5.8−4 表

設置許可基準規則第８条（火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第８条（火災による損傷の防止）
設計基準対象施設は、火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよ
う、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい、安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。

２ 消火設備（安全施設に属するものに限る。）は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわな
いものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第８条（火災による損傷の防止）
１ 第８条については、設計基準において発生する火災により、発電用原子炉
施設の安全性が損なわれないようにするため、設計基準対象施設に対して必要な機能（火災の発生防止、感知及び消
火並びに火災による影響の軽減）を有することを求めている。
また、上記の「発電用原子炉施設の安全性が損なわれない」とは、安全施設が安全機能を損なわないことを求めている。
したがって、安全施設の安全機能が損なわれるおそれがある火災に対して、発電用原子炉施設に対して必要な措置が求められる。
２ 第８条について、別途定める「実用発
電用原子炉及びその付属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第1306195号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に適合するものであること。
３ 第２項の規定について、消火設備の破損、誤作動又は誤操作が起きた場合のほか、火災感知設備の破損、誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても、発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものであること。

34 条-別添 1-5-49

第 5.8−5 表

設置許可基準規則第４１条(火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第４１条（火災による損傷の防止）
重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対 処するた め に必要な機 能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災感知設備及び消火設備を 有するも の でなければ ならない。

第 5.8−6 表

設置許可基準規則の解釈第４１条（火災による損傷の防止）
１ 第４１条の適用に当たっては、第８条第１項の解釈に準ずるものとする。

火災による損傷の防止への適合方針

事象

適合方針（方策・評価等）

内部火災

・火災の発生防止並びに火災の影響軽減を考慮した火災防護対策（不燃性・難燃性内装材料，耐火壁等）を講じ，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・火災の早期感知については，火災時に炎が生じる前の発煙段階から感知できるよう，異なる２種類の感知器（熱感知器と煙感知器）を組み合わせて設置する設計とする。感知器は，外部電源が喪失場合においても電源を確保する設計とし，中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
・消火設備については，各種消火器を適切に設置するとともに，火災によって煙が充満し消火が困難となる可能性のある建屋内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

34 条-別添 1-5-50

別添２

運用，手順説明資料

34 条-別添 2-ⅰ

34 条-別添 2-1
原子炉の状態を把握するための設備

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

設置場所及び収容人員

中央制御室以外の場所に，緊急時対策所を設置
する。

【解釈】
−

通信連絡設備発電所内外関連箇所との通信連絡設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度系

酸素濃度及び二酸化炭素濃度の把握【要求事項】
工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため、緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

34 条 緊急時対策所

34 条-別添 2-2

対象項目

緊急時対策所

設置許可基準対象条文

第34条
緊急時対策所
教育・訓練

区分
運用・手順
体制
保守・点検

運用対策等
−
−
緊急時対策所に要求される機能を維持するため，保守計画に基づ
き適切に保守管理，点検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。
保守・点検に関する教育を定期的に行う。

表 1 技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

東海第二発電所

通信連絡設備本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 35 条

通信連絡設備＜目

次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
1.2 追加要求事項に対する適合方針
1.3 気象等
1.4 設備等（手順等含む）

2. 通信連絡設備
2.1 通信連絡設備の概要
2.2 警報装置及び通信設備（発電所内）
2.3 通信設備（発電所外）
2.4 データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）
2.5 多様性を確保した通信回線
2.6 通信連絡設備の電源設備

別紙１ 通信連絡設備の一覧
別紙２

機能ごとに必要な通信連絡設備

別紙３携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所

別紙４

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）の構成について

別紙５

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータ表示装置

別紙６

ＳＰＤＳのデータ伝送概要と確認できるパラメータ

別紙７

過去のプラントパラメータ閲覧について

別紙８

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置について
35 条-目-1

別紙９

緊急時対策所における通信連絡設備の電源について

別紙１０ 緊急時対策所の無停電電源装置の仕様について
別紙１１ 多様性を確保した通信回線の容量について
別紙１２ 主要な通信連絡設備の配置について
別紙１３ 協力会社との通信連絡
別紙１４ 現場退避指示について

3. 運用，手順説明資料（別添資料）通信連絡設備

35 条-目-2

＜概要＞１．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事
項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

２．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

３．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

35 条-目-31. 基本方針
1.1 要求事項の整理
通信連絡設備について，設置許可基準規則第 35 条及び技術基準規則第 47 条
において，追加要求事項を明確化する。（第 1.1−1 表）

第 1.1−1 表

設置許可基準規則第 35 条及び技術基準規則第 47 条要求事項

設置許可基準規則
技術基準規則第 35 条
第 47 条備 考（通信連絡設備）（警報装置等）
工場等には、設計基準事故が ４ 工場等には、一次冷却系統 一 部 追 加 要 求
発生した場合において工場に係る発電用原子炉施設の 事項

等内の人に対し必要な指示

損壊又は故障の際に発電用ができるよう、警報装置（安原子炉施設内の人に対し必全施設に属するものに限要な指示ができるよう、警報る。）及び多様性を確保した装置及び多様性を確保した

通信連絡設備（安全施設に属

通信連絡設備を施設しなけ

するものに限る。）を設けなればならない。

ければならない。
２ 工場等には、設計基準事故 ５ 工場等には、設計基準事故 追加要求事項が発生した場合において発が発生した場合において当

電用原子炉施設外の通信連

該発電用原子炉施設外の通絡をする必要がある場所と信連絡をする必要がある場

通信連絡ができるよう、多様所と通信連絡ができるよう、性を確保した専用通信回線

多様性を確保した専用通信を設けなければならない。

回線を施設しなければならない。

35 条-1

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1) 位置，構造及び設備
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(ad)

通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），データ伝送設

備（発電所内），通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋
等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置
及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所内）を設置する設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設
備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）
35 条-2

へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所外）を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，
有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
これらの通信連絡設備については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
【説明資料（2.1：P35 条-14,15）（2.2：P35 条-16〜18）（2.3：P35 条-19〜23）（2.4：P35 条-24〜26）（2.5：P35 条-27,28）（2.6：P35 条-29〜35）】

ヌ

その他の発電用原子炉の附属施設の構造及び設備(3) その他の主要な事項(ⅶ) 通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），データ伝送設備（発電所内），通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制
御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋
内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）等の多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
35 条-3

また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデー
タ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所
外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型）等の通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必
要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，
有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
通信連絡設備の一覧を以下に示す。
・送受話器(ページング)（警報装置を含む。）

一式（「緊急時対策所」と兼用）
・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二35 条-4

発電所共用）一式（「緊急時対策所」と兼用）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

一式（「緊急時対策所」と兼用）
・テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
一式（「緊急時対策所」と兼用）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）

一式（「緊急時対策所」と兼用）
・無線連絡設備（固定型）

一式（「緊急時対策所」と兼用）［常設重大事故等対処設備］
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
一式（「緊急時対策所」と兼用）
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

一式（「計測制御系統施設」及び「緊急時対策所」と兼用）
・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）（東海発電所及び東海第二発電
所共用）

一式

（「緊急時対策所」と兼用）
・データ伝送設備一式［可搬型重大事故等対処設備］
35 条-5

・携行型有線通話装置

一式（「緊急時対策所」と兼用）
・無線連絡設備（携帯型）

一式（「緊急時対策所」と兼用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
一式（「緊急時対策所」と兼用）

携行型有線通話装置，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），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），安全パラメ
ータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
【説明資料（2.1：P35 条-14,15）（2.2：P35 条-16〜18）（2.3：P35 条-19〜23）（2.4：P35 条-24〜26）（2.5：P35 条-27,28）（2.6：P35 条-29〜35）】

35 条-6

(2) 適合性説明（通信連絡設備）第三十五条

工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、警報装置（安全施設に属するものに限る。）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。
２

工場等には、設計基準事故が発生した場合において発電用原子炉施設外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう、多様性を確保した専用通信回線を設けなければならない。

適合のための設計方針
第１項について
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への必要な操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故
状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所内）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

第２項について
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公
35 条-7

共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所外）を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

1.3 気象等
該当なし

1.4 設備等（手順等含む）
10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.12 通信連絡設備
10.12.1 通常運転時等
10.12.1.1 概要
設計基準事故が発生した場合において，発電所内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設置又は保管する。
また，発電所外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう，多様性を確保した専用通信回線に接続する。
35 条-8

10.12.1.2 設計方針
(1)

設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への必要な操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所内）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）は，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(2)

設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備（発電所外）を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）は，非常用所
内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない
場合でも動作可能な設計とする。
35 条-910.12.1.3 主要設備の仕様
通信連絡設備の主要仕様を第 10.12−1 表に示す。
10.12.1.4 主要設備
(1)

警報装置及び通信設備（発電所内）
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への必要な操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）等の多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する。
また，警報装置及び通信設備（発電所内）は，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

(2)

データ伝送設備（発電所内）
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送
設備（発電所内）として，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データ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。
また，データ伝送設備（発電所内）は，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計と
する。

(3)

通信設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），
35 条-10

衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）等の通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
通信設備（発電所外）は，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，通信設備（発電所外）は，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
なお，通信設備（発電所外）は，定期的に点検を行うことにより，専用通信
回線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。
(4)

データ伝送設備（発電所外）
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム
伝送装置を設置する設計とする。
データ伝送設備（発電所外）は，有線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，データ伝送設備（発電所外）は，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
なお，データ伝送設備（発電所外）は，定期的に点検を行うことにより，専用通信回線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。

10.12.1.5 試験検査
警報装置，通信設備（発電所内），通信設備（発電所外），データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）は，発電用原子炉の運転中又は停止中
35 条-11に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

10.12.1.6 手順等
通信連絡設備については，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

通信連絡設備の操作については，予め手順を整備し，的確に実施する。

(2) 専用通信回線，データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）については，通信が正常に行われていることを確認するため，定期的に点検を行うとともに，異常時の対応に関する手順を整備する。
(3)

社内外の関係先へ，的確かつ迅速に通報連絡ができるよう，原子力防災訓練
等を定期的に実施する。

35 条-12

35 条-13

通信種別

外

所

外

社

内

社

所内

充電池

（注１）
（注３）
衛星電話設備（携帯型）

35 条-13

非常用所内電源，無停電電源装置

通信事業者回線から給電，非常用所内電源，無停電電源装置

専用電話設備（注３）

緊急時対策支援システム伝送装置（注１）

充電池
専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

非常用所内電源，無停電電源装置

非常用所内電源，無停電電源装置

（注１）
（注３）
衛星電話設備（携帯型）

ＩＰ−ＦＡＸ

ＩＰ電話

テレビ会議システム

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

（注１）
（注３）
衛星電話設備（固定型）

通信連絡設備（注３）

統合原子力防災ネットワークに接続する

加入電話：通信事業者回線から給電

加入ＦＡＸ

充電池

（注１）
（注３）
衛星電話設備（携帯型）

加入電話

非常用所内電源，無停電電源装置

加入電話設備（注３）

非常用所内電源，無停電電源装置

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

ＦＡＸ

（注１）
（注３）
衛星電話設備（固定型）

ＰＨＳ端末：非常用所内電源，充電池

固定電話機：非常用所内電源，蓄電池

ＰＨＳ端末（注１）

固定電話機（注１）（注３）
テレビ会議システム（社内）

電力保安通信用電話設備（注３）

ＳＰＤＳデータ表示装置

非常用所内電源，無停電電源装置

非常用所内電源系，無停電電源装置

（注１）
（注３）
衛星電話設備（固定型）

緊急時対策支援システム伝送装置（注１）

充電池

ＳＰＤＳ

非常用所内電源，無停電電源装置

無線連絡設備（携帯型）

データ伝送装置

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

ＦＡＸ
乾電池

ＰＨＳ端末：非常用所内電源，充電池

ＰＨＳ端末（注１）

無線連絡設備（固定型）

携行型有線通話装置

電力保安通信用電話設備（注３）

非常用所内電源，蓄電池

電源

固定電話機：非常用所内電源，蓄電池

送受話器（ページング）
固定電話機（注１）

非常用所内電源，蓄電池

主要設備

通信連絡設備の一覧表

送受話器（ページング）

データ伝送設備（発電所内）
注１：発電所内用と発電所外用で共用
注２：災害時優先回線含む
注３：東海発電所及び東海第二発電所共用

データ伝送設備（発電所外）

通信設備（発電所内）

データ伝送設備（発電所内）

通信設備

警報装置

第 10.12−1 表

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線（通信事業者回線））

衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線（通信事業者回線（注２））

衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）線）

有線系回線及び無線系回線（専用の電力保安通信用回

−

通信回線

2. 通信連絡設備
2.1

通信連絡設備の概要
発電所内及び発電所外との通信連絡設備として，以下の通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），
データ伝送設備（発電所内），通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）から構成される。通信連絡設備の概要を第 2.1−1 図に示す。

(1) 警報装置事故等が発生した場合に，建屋内外の者へ退避の指示を行う。
(2)

通信設備（発電所内）
中央制御室等から建屋内外各所の者へ操作，作業又は退避の指示及び連絡
を行う。

(3)

データ伝送設備（発電所内）
事故状態等の把握に必要な情報（プラントパラメータ）を把握するため，緊急時対策所へデータを伝送する。

(4)

通信設備（発電所外）
発電所外の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行う。

(5)

データ伝送設備（発電所外）
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する。

35 条-14

35 条-15

ＳＰＤＳデータ
表示装置

衛星電話設備（固定型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

中央制御室

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（固定型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）

緊急時対策所建屋

データ伝送装置

送受話器（ページング）

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

緊急時対策支援システム伝送装置

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

テレビ会議システム（社内）

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））※２：緊急時対策所内で通信連絡が可能である。
※４：国の緊急時対策支援システム。

無線連絡設備
（固定型）

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置※２無線連絡設備（固定型）

送受話器（ページング）

統合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）

35 条-15

第 2.1−1 図 通信連絡設備の概要※１：加入電話設備に接続されており，発電所外への通信連絡が可能である。
※３：隣接事業所を含む。

送受話器（ページング）

無線連絡設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）

衛星電話設備（携帯型）

現場（屋外）

携行型有線
通話装置

送受話器
（ページング）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

現場（屋内）

東海第二発電所

発電所内

【凡例】

発電所外

：データの流れ：通信の流れ使用する設備

重大事故等対処設備として：設計基準対象施設及び（発電所内用及び発電所外用）：通信連絡設備：通信連絡設備（発電所外用）：通信連絡設備（発電所内用）

データセンター（ＥＲＳＳ※４原子力規制庁）

発電所外（社外）

その他関係機関等（社外）※３

関係自治体（茨城県，東海村等）

国（原子力規制委員会等）

発電所外（社外）

その他関係箇所（社内）

本店（東京）（即応センター等）

発電所外（社内）

2.2

警報装置及び通信設備（発電所内）
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），衛星
電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連
絡設備（携帯型）及び携行型有線電話装置を設置又は保管する設計とする。概要を第 2.2−1 図に示す。
通信設備（発電所内）の多様性を第 2.2−1 表に示す。
また，通信設備（発電所内）のうち，設計基準対象施設である衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線
電話装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等時においても機能維持を図る設計とする。
万が一，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，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）の機能が喪失した場合，発電所建屋外は無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備（携帯型），発電所建屋内は携行型有線通話装置及び衛星電話設備（固定型）により，発電所内の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。
警報装置及び通信設備（発電所内）については，定期的な機能・性能の確認
及び外観の確認により適切な保守管理を行い，常時使用できることを確認する。

35 条-16

第 2.2−1 表
主要設備

送受話器
（ページング）（警報装置を含む。）

電力保安通信
用電話設備

通信設備（発電所内）の多様性
機能

通信回線種別通信連絡の場所※１
・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・中央制御室−現場（屋外）・緊急時対策所−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋外）・現場（屋内）−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋内）・現場（屋内）−現場（屋内）・現場（屋内）−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・中央制御室−現場（屋外）・緊急時対策所−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋外）

送受話器（ページング）（警報装置を含
む。）

電話

有線系回線

固定電話機

電話

有線系回線

ＰＨＳ端末

電話

有線系／
無線系回線

ＦＡＸ

ＦＡＸ

有線系回線

・緊急時対策所−中央制御室

衛星系回線

・緊急時対策所−中央制御室
・緊急時対策所−現場（屋外）・中央制御室−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）

衛星電話設備衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型）

無線連絡設備

無線連絡設備（固定型），
無線連絡設備
（携帯型）

電話

無線系回線

・緊急時対策所−中央制御室
・緊急時対策所−現場（屋外）・中央制御室−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）

携行型有線
通話装置

携行型有線通話
装置

電話

有線系回線

・中央制御室−現場（屋内）・緊急時対策所※２

電話※１：現場（屋内）：原子炉建屋，タービン建屋等※２：緊急時対策所内で通信連絡を行う。

35 条-17

35 条-18
第 2.2−1 図

35 条-18

通信設備（発電所内）の概要

2.3

通信設備（発電所外）(1)

所外必要箇所の選定
発電所外の通信連絡をする必要がある場所として，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等を選定する。

(2)

通信設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の必要箇所と事故の発生等に係る連絡を音声等により行うため，通信設備（発電所外）として，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），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（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），テレビ会議シ
ステム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入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））を設置又は保管する設計とし，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信
回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。概要を第 2.3−1 図，第 2.3−2 図及び第 2.3−3 図に示す。
また，通信設備（発電所外）のうち，設計基準対象施設である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），衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）は，重大事故等時においても使用し，重大事故等が発生した場合においても機能維持を図る設計とする。
ａ．電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
当社及び東京電力パワーグリッド株式会社が構築する専用通信回線（無線系及び有線系）に接続している固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ
ｂ．テレビ会議システム（社内）35 条-19

通信事業者が提供する通信回線（有線系及び衛星系）に接続しているテレビ会議システム（社内）ｃ．加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
通信事業者が提供する通信回線（有線系）に接続している加入電話及び加入ＦＡＸｄ．統合原子力防災ネットワークに接続している通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）
通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災ネットワーク（有線系及び衛星系）に接続しているテレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−
ＦＡＸ
ｅ．専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））通信事業者が提供する専用通信回線（有線系）に接続している専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）ｆ．衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）
通信事業者が提供する通信回線（衛星系）に接続している衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）
万が一，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）の機能が喪失した場合，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）等の衛星系回線により，発電所外の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。
通信設備（発電所外）については，定期的な機能・性能検査及び外観検査により適切な保守管理を行い，常時使用できることを確認する。

35 条-20

35 条-21
通信設備（発電所外〔社内関係箇所〕）の概要

35 条-21（電力保安通信用電話設備，加入電話設備，衛星電話設備，テレビ会議システム（社内））第 2.3−1 図

35 条-22
通信設備（発電所外〔社外関係箇所〕）の概要（その１）35 条-22（電力保安通信用電話設備，加入電話設備，衛星電話設備，専用電話設備）

第 2.3−2 図35 条-23
通信設備（発電所外〔社外関係箇所〕）の概要（その２）35 条-23（統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備）

第 2.3−3 図2.4

データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送設
備（発電所内）として，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データ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として緊急時対策支援シス
テム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，データ伝送装置からデータを収集し，緊急時対策支援シ
ステム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送可能な設計とし，常時使用できるよう通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災ネットワーク（有線系
及び衛星系）に接続し多様性を確保する設計とする。概要を第 2.4−1 図に示す。
なお，データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）のうち，設計基準対象施設であるデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等時においても機能維持を図る設計とする。
データ伝送設備（発電所内）における発電所内建屋間の有線系回線の構成は，原子炉建屋と緊急時対策所間を直接接続する設計とする。
万が一，有線系回線に損傷が発生し，有線系回線によるデータ伝送の機能が喪失した場合，無線通信装置により，発電所内建屋間のデータ伝送が継続可能な設計とする。
データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）について
は，定期的な機能・性能の確認及び外観の確認により適切な保守管理を行い，常時使用できることを確認する。

35 条-24

35 条-26

第 2.4−1 図

35 条-25

データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）の概要

2.5

多様性を確保した通信回線
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続
し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。多様性を確保した通信回線を第 2.5−1 表に記載するとともに，概要を第 2.5−1 図に示す。
第 2.5−1 表

多様性を確保した通信回線

通信回線種別電力保安通
信用回線

無線系（マイク
ロ波無線）及び
有線系回線

機能

専用

通信の
制限※２

固定電話機，
ＰＨＳ端末

電話

○

◎

ＦＡＸ

ＦＡＸ

○

◎

加入電話

電話

−

○

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

−

○

加入電話

電話

−

×

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

−

×

テレビ会議システム
（社内）

テレビ
会議

○

◎

○

◎

衛星電話設備
（固定型）

電話

−

○

衛星電話設備
（携帯型）

電話

−

○

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

電話

○

◎

ＩＰ電話

電話

○

◎

ＩＰ−ＦＡＸ

ＦＡＸ○◎

テレビ会議システム

テレビ
会議

○

◎

ＩＰ電話

電話

○

◎

ＩＰ−ＦＡＸ

ＦＡＸ○◎

テレビ会議システム

テレビ
会議

○

◎

緊急時対策支援システム伝送装置

データ
伝送

○

◎

主要設備
電力保安通信用電話設
備※１

有線系回線
（災害時優先
契約あり）
加入電話設備有線系回線（災害時優先
契約なし）
通信事業者
回線

有線系回線

テレビ会議システム
（社内）

衛星系回線
衛星電話設備

有線系回線

専用電話設備有線系回線（光ファイバ）

通信事業者
回線
（統合原子
力防災ネッ
トワーク）

統合原子力防災
ネットワークに接続する
通信連絡設備
衛星系回線

有線系回線（光ファイバ）
データ伝送設備
衛星系回線※1：加入電話設備にも接続されており，発電所外への連絡も可能※2：通信の制限とは，輻輳のほか，災害発生時の通信事業者による通信規制を想定【凡例】
・専用 ○：専用回線（帯域専有を含む） −：非専用回線
・通信の制限 ◎：制限なし ○：制限のおそれが少ない ×：制限のおそれがある

35 条-26

35 条-28
第 2.5−1 図

35 条-27

多様性を確保した通信回線の概要

2.6

通信連絡設備の電源設備(1) 中央制御室
中央制御室における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）から給電できる設計とする。
さらに，中央制御室における通信連絡設備は，常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電
源車から給電が可能な設計とする。
中央制御室における通信連絡設備の電源構成を，第 2.6−1 図に示す。
また，通信連絡設備の電源設備を，第 2.6−1 表，第 2.6−2 表及び第 2.6−
3 表に示す。

35 条-28

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む）：代替電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する通信連絡設備第 2.6−1 図

中央制御室における通信連絡設備の電源構成

35 条-29

(2) 緊急時対策所
緊急時対策所における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）から給電できる設計とする。
さらに，緊急時対策所における通信連絡設備は，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。緊急時対策所における通信連絡設備の電源構成を，第 2.6−2 図に示す。
また，通信連絡設備の電源設備を，第 2.6−1 表，第 2.6−2 表及び第 2.6−
3 表に示す。

35 条-30

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む）：代替電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する通信連絡設備第 2.6−2 図

緊急時対策所における通信連絡設備の電源構成

35 条-31

35 条-33

ＳＰＤＳ

無線連絡設備送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

原子炉建屋
付属棟
緊急時対策所

データ伝送装置
緊急時対策支援システ
ム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置
緊急時対策所

充電池※２

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車（充電池）

緊急時対策所用発電機

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車（乾電池）

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

乾電池※１

緊急時対策所

緊急時対策所

中央制御室

緊急時対策所

中央制御室

中央制御室

非常用所内電源又は無停電電源等

無線通話装置（携帯型）

無線通話装置（固定型）

携行型有線通話装置

携行型有線通話装置

主要施設

通信連絡設備（発電所内用）の電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

35 条-32：重大事故等対処設備※１：乾電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続しての通話が可能。
※２：充電池により約 14 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

発電所内

通信種別

第 2.6−1 表

35 条-34

テレビ会議システム（社内）

衛星電話設備

電力保安通信用
電話設備

テレビ会議システム（社内）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）

ＦＡＸ

ＰＨＳ端末

固定電話機

主要施設

（充電池）

充電池※１

緊急時対策所

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

中央制御室

緊急時対策所用発電機

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

中央制御室

中央制御室
非常用ディーゼル発電機
充電池

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車（充電池）
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用発電機
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
充電池

緊急時対策所

緊急時対策所

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

中央制御室

非常用所内電源又は無停電電源等

通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）の電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

35 条-33：重大事故等対処設備※１：充電池により約 4 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

発電所
内外

通信種別

第 2.6−2 表

35 条-35
緊急時対策所

緊急時対策支援システ
ム伝送装置

データ伝送設備

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

通信事業者回線からの給電
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

通信事業者回線からの給電

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用所内電源又は無停電電源装置等

35 条-34：重大事故等対処設備

緊急時対策所

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）緊急時対策所

加入電話

専用電話設備緊急時対策所

ＩＰ−ＦＡＸ（有線系，衛星系）

緊急時対策所

緊急時対策所

ＩＰ電話（有線系，衛星系）

緊急時対策所

加入ＦＡＸ

加入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（有線系，衛星系）

主要施設

通信連絡設備（発電所外用）の電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

発電所外

通信種別

第 2.6−3 表

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機−（通信事業者回線からの給電）

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

代替電源設備別紙１

通信連絡設備の一覧

発電所内及び発電所外において必要な箇所と通信連絡を行うための設備について，保管場所及び配備台数を別紙 第 1−1 表及び第 1−2 表に示す。
通信連絡設備の保管にあたっては，保管環境（温度，湿度，振動等）を考慮した設計とする。
重大事故等が発生した場合においても使用する通信連絡設備についての保管にあたっては，有効性評価において想定する時間に対して影響がなく速やかに使用できるよう考慮した設計とする。また，保守点検時及び設備が故障した場合においても速やかに代替機器を準備できるよう予備品を配備する。
保管場所及び配備台数については，訓練により実効性を確認し，必要に応じ適宜改善を図ることとする。

35 条-別紙 1-1

35 条-別紙 1-2

約 330 台
送受話器
・緊急時対策所：3 台（ページング）・中央制御室 ：9 台
（警報装置を含む。） ・原子炉建屋他：約 290 台
屋外：約 20 台

台数・設置場所

35 条-参考 1-2○

新規性基準要求
既存
新規

通信連絡設備（発電所内用）（１／３）

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

主要設備

別紙 第 1−1 表

送受話器

スピーカ

写真

35 条-別紙 1-3
○

○

12 台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台・原子炉建屋他：10 台

ＦＡＸ○

新規性基準要求
既存
新規

ＰＨＳ端末

35 条-参考 1-3

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

電力保安通信用電話設備

約 210 台・緊急時対策所：4 台
・中央制御室 ：5 台・原子炉建屋他：約 200 台

台数・設置場所

通信連絡設備（発電所内用）（２／３）

約 300 台・緊急時対策所 ：約 40 台
・中央制御室：4 台
・発電所員他配備：約 250 台

固定電話機

主要設備

別紙 第 1−1 表
写真35 条-別紙 1-4○

8 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
・中央制御室 ：2 台

約 50 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：19 台（予備 1 台）・守衛所他：約 30 台

35 条-参考 1-4

○

○

3台
・緊急時対策所：2 台
・中央制御室 ：1 台

無線連絡設備（固定型）

無線連絡設備（携帯型）○

12 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：11 台（予備 1 台）・原子力館：1 台

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備
（固定型）

○

12 台
・各現場：12 台

中継用ケーブルドラム

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

無線連絡設備衛星電話設備携行型有線通話装置○

新規性基準要求
既存
新規

15 台（予備 2 台）
・緊急時対策所：3 台（予備 1 台）
・中央制御室 ：12 台（予備 1 台）

台数・設置場所

通信連絡設備（発電所内用）（３／３）

携行型有線通話装置

主要設備

別紙 第 1−1 表
写真35 条-別紙 1-5
2台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台

2台
・緊急時対策所：2 台

加入ＦＡＸ

テレビ会議
システム
（社内）

10 台
・緊急時対策所：9 台
・中央制御室 ：1 台※：災害時優先契約あり

台数・設置場所

35 条-参考 1-5

○

○

○

新規性基準要求
既存
新規

通信連絡設備（発電所外用）（１／４）

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

テレビ会議
システム
（社内）

加入電話設備

加入電話機

主要設備

別紙 第 1−2 表
写真35 条-別紙 1-6○○○

約 210 台・緊急時対策所：4 台
・中央制御室 ：5 台・原子炉建屋他：約 200 台
約 300 台・緊急時対策所 ：約 40 台
・中央制御室：4 台
・発電所員他配備：約 250 台
12 台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台・原子炉建屋他：10 台

ＰＨＳ端末

ＦＡＸ

固定電話機

○

新規性基準要求
既存
新規

1台
・緊急時対策所：1 台

台数・設置場所

通信連絡設備（発電所外用）（２／４）

35 条-参考 1-6

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

電力保安通信用電話設備

専用電話設備

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

主要設備

別紙 第 1−2 表
写真35 条-別紙 1-7
3 台（有線系：2 台，衛星系：1 台）
・緊急時対策所：3 台（有線系：2 台，衛星系：1 台）

1台
・緊急時対策所：1 台

ＩＰ−ＦＡＸ

テレビ会議
システム

6 台（有線系：4 台（予備 1 台），衛星系；2 台）・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
（有線系：4 台（予備 1 台），
衛星系：2 台）

台数・設置場所

35 条-参考 1-7

○

○

○

新規性基準要求
既存
新規

通信連絡設備（発電所外用）（３／４）

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

統合原子力防災
ネットワークに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話

主要設備

別紙 第 1−2 表
写真35 条-別紙 1-8

衛星電話設備（携帯型）

12 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：11 台（予備 1 台）・原子力館：1 台

8 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
・中央制御室：2 台

台数・設置場所

35 条-参考 1-8○○

新規性基準要求
既存
新規

通信連絡設備（発電所外用）（４／４）

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

衛星電話設備衛星電話設備（固定型）

主要設備

別紙 第 1−2 表
写真

別紙２

機能ごとに必要な通信連絡設備

発電所内における「退避の指示」及び「操作・作業の指示」，発電所外への「連絡・通報等」に必要な通信連絡の種類，配備台数等について，通信連絡が必要な箇所ごとに整理した通信連絡の指揮系統図を別紙 第 2−1 図，別紙 第 2−2 図，
別紙 第 2−3 図に示す。
通信連絡設備は，使用する要員，連絡先（地方公共団体，その他関係機関等）に，より速やかに連絡が実施できるよう必要な台数を整備する。また，予備品の台数は，これまでの使用実績や新規購入時の納期の実績等を踏まえ，設備が故障した場合も速やかに代替機器を準備できる台数を整備する。

35 条-別紙 2-1

機能

使用する通信連絡設備

緊急時対策所

中央制御室

現場（屋内）※１

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台
・衛星電話設備（固定型）：6 台・送受話器（ページング）：9 台・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：5 台,ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台
・衛星電話設備（固定型）：2 台・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）発電所内

現場（屋外）

退避の指示

中央制御室等から発電所内への退避の指示等は，送受話器（ページング）で行う。
送受話器は，ブザー鳴動により発電所内の人に避難指示等を行う警報機
能とハンドセットを使用して音声で中央制御室から発電所内の人に避難指示等を行う機能があり、ブザー鳴動による避難指示等は，原子炉自動停止等が発生した場合に，運転員等に原子炉自動停止確認・処置及び退避を指示するために使用する。
また，送受話器（ページング）の機能を喪失するような保守作業を行う
際は，代替手段として電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）
等により，運転員等に必要な連絡を行う。

・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 330 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台
・衛星電話設備（携帯型）：11 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2−1 図「退避の指示」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-2

機能使用する通信連絡設備○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、ＰＨＳ端末）等が使用できる場合
現場（屋内）※１

緊急時対策所・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）

現場（屋外）※２

発電所内・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）・無線連絡設備（携帯型）

中央制御室

操作・作業
の連絡

・送受話器（ページング）：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台、ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 330 台
・固定電話機：約 210 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台
※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む

・台数については、今後、訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。
使用する通信連絡設備機能○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、ＰＨＳ端末）等が使用できない場合
現場（屋内）※１

緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台・携行型有線通話装置：3 台・携行型有線通話装置：10 台

現場（屋外）※２
・衛星電話設備（携帯型）：10 台
・無線連絡設備（携帯型）：19 台※３

発電所内

中央制御室

操作・作業
の連絡

・衛星電話設備（固定型）：2 台・携行型有線通話装置：2 台

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む※３：屋外現場連絡用

重大事故等が発生した場合においても、設置又は保管する通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等が発生した場合（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））における必要な通信連絡設備は以下の通り
衛星電話設備（固定型）
・中央制御室 ：1 台
・緊急時対策所：3 台

衛星電話設備（携帯型）
・現場（屋外）：2 台

無線連絡設備（携帯型）
・現場（屋外）：5 台

携行型有線通話装置
・中央制御室 ：2 台・現場（屋内）：10 台

・台数については、今後、訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2−2 図「操作・作業の連絡」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-3

機能使用する通信連絡設備○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，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）が使用できる場合
緊急時対策所・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・加入電話：（加入電話：2 台，加入ＦＡＸ：2 台）・テレビ会議システム（社内）：一式
・専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）：１台
・衛星電話設備（固定型）：6 台

本店（即応センター）

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：3 台，ＰＨＳ端末：3 台，
ＦＡＸ：3 台）・テレビ会議システム（社内）：一式

発電所外

国（原子力規制委員会等）

連絡・通報等地方公共団体他（茨城県、東海村等）

中央制御室
・送受話器（ページング）：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台，ＰＨＳ端末：4 台）

その他関係機関等（社外）※１

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※1：隣接事業所を含む。

・台数については、今後、訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○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，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）が使用できない場合
緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台・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：一式，
ＩＰ電話：6 台（衛星系：2 台，有線系：4 台），
ＩＰ−ＦＡＸ：3 台（衛星系：1 台，有線系：2 台））

本店（即応センター）
・衛星電話設備（固定型）：2 台・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：一式
ＩＰ電話：8 台（衛星系：2 台，有線系：6 台）
ＩＰ−ＦＡＸ：4 台（衛星系：1 台，有線系：3 台）

発電所外

国（原子力規制委員会等）

中央制御室

連絡・通報等地方公共団体（茨城県、東海村等）

・衛星電話設備（固定型）：2 台
その他関係機関等（社外）※１

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※1：隣接事業所を含む。

・台数については、今後、訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2−3 図「連絡・通報等」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-4

別紙３携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所

通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，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ため，以下の通信連絡設備を使用する。
○携行型有線通話装置
中央制御室に保管する携行型有線通話設備は，中央制御室と各現場（屋内）間に布設している専用通信線を用い，携行型有線通話装置を専用接続箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルを布設することにより中央制御室と各現場（屋内）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
なお，専用接続箱については，地震起因による溢水の影響を受けない箇所に設置し，溢水時においても使用可能な設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各事故シーケンスグループ
等で使用する台数とし，中央制御室及び現場（屋内）にて対応する運転員及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員は各自 1 台を携行し使用する。な
お，屋外より合流する重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が使用する携行型有線通話装置は，合流する運転員が中央制御室より携行する。
○衛星電話設備（固定型）
中央制御室及び緊急時対策所に設置する衛星電話設備（固定型）は，中央制
御室と緊急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
また，屋外の災害対策要員は衛星電話設備（携帯型）を使用することにより緊急時対策所と現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各事故シーケンスグループ
等で使用する台数とし，中央制御室と緊急時対策所間として各 1 台，緊急時対策所と現場（屋外）間として緊急時対策所に作業ごとに各 1 台使用する。
35 条-別紙 3-1

○衛星電話設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する衛星電話設備（携帯型）は，現場（屋外）と緊急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各事故シーケンスグループ
等で使用する台数とし，現場（屋外）と緊急時対策所間連絡用として屋外の災害対策要員の作業ごとに各 1 台を携行し使用する。
○無線連絡設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する無線連絡設備（携帯型）は，現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各事故シーケンスグループ
等で使用する台数とし，現場（屋外）間連絡用として屋外の災害対策要員はツーマンルールであるため 2 名ごとに 1 台を携行し使用する。
携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要及び衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要について，別紙 第 3−1 図及び別紙 第 3−2 図に示す。また，各事故シーケンスグループ等で使用する携行型有線通話装置を使用する通話場所の例を別紙 第 3−1 表，各事故シーケンスグループ等で使用する携行型有線通話装置及び衛星電話設備等の台数を別紙 第 3−2 表及び別紙 第 3−3 表に示す。

35 条-別紙 3-2

・使用方法については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 3−1 図

携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要（重大事故シーケンス

全交流電源喪失（長期ＴＢ）の例）

35 条-別紙 3-3

別紙 第 3−1 表

携行型有線通話装置を使用する通話場所の例（重大事故シーケンス

全交流電源喪失（長期ＴＢ）の例）

作業・操作内容

作業・操作場所

不要負荷の切り離し操作

原子炉建屋付属棟 1 階

Ｃ／Ｓ電気室

受電前準備

原子炉建屋付属棟地下 1,2 階 Ｃ／Ｓ電気室

原子炉建屋内系統構成
原子炉建屋原子炉棟 4 階

北西通路

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ＭＳＩＶ保修室

原子炉建屋原子炉棟 2 階

南側通路

原子炉建屋原子炉棟 1 階

南側通路（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）
原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）

35 条-別紙 3-4

別紙 第 3−2 図

衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要

35 条-別紙 3-5

35 条-別紙 3-6
水素 燃焼
溶融 炉心 ・ コン クリ ー ト相 互 作用

②-4

②-5

原子 炉冷 却 材の 流出
反応 度の 誤 投入

④-3

④-4

全交 流動 力 電源 喪失

−

−

2

2

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系の 故 障に よる 停 止時 冷却 機 能喪 失 ）

④-1

④-2

−

想定 事故 ２

−

2

2

2

2

2

2

2

2

2

−

2

2

2

2

③-2

想定 事故 １

原子 炉圧 力 容器 外の 溶 融燃 料 −冷 却材 相 互作 用

②-3

③-1

高圧 溶融 物 放出 ／格 納 容器 雰 囲気 直接 加 熱

でき ない 場 合）

②-2

②-1-2

雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 系を 使用

津波 浸水 に よる 注水 機 能喪 失
雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 系を 使用
する 場合 ）

①-8

②-1-1

格納 容器 バ イパ ス（ イ ンタ ー フェ イス シ ステ ムＬ Ｏ ＣＡ ）ＬＯ ＣＡ 時 注水 機能 喪 失

①-7

①-6

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た場 合 ）①-4-2
原子 炉停 止 機能 喪失

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 取水 機 能が 喪失 し た場 合）

①-4-1

①-5

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｐ ）①-3-3

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｄ ，Ｔ ＢＵ ）

①-3-2

2

−

高圧 注水 ・ 減圧 機能 喪 失
全交 流動 力 電源 喪失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

2

中央 制御 室−： 作業 無

−

−

2

2

−

−

2

2

2

2

2

2

2

−

−

−

−

2

2

2

2

−

−

原子 炉建 屋 付属 棟−： 作業 無高圧 ・低 圧 注水 機能 喪 失

①-3-1

①-2

①-1

使用 場所

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

4

−

−

−

−

8

8

8

−

−

原子 炉建 屋
原子 炉棟−： 作業 無各事故シーケンスグループ等で使用する携行型有線通話装置の台数

35 条-参考 4-1

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ現場用（中央制御室必要分含め）として 12 台（予備 1 台）を保管するため，重大事故等においても対応できる。

（運転停 止 中原 子炉 内 の燃 料 損傷 の防 止 ）るおそれ が ある 事故

運転停止 中 の原 子炉 に おけ る 重大 事故 に 至（使用済 燃 料貯 蔵槽 内 の燃 料 破損 の防 止 ）るおそれ が ある 事故

使用済燃 料 プー ルに お ける 重 大辞 事故 に 至

重大事故（原子炉 格 納容 器の 破 損の 防 止）

運転中の 原 子炉 にお け る重 大 事故 に至 る お
それがあ る 事故（炉心の 著 しい 損傷 防 止）各事故シ ー ケン スグ ル ープ 等

別紙 第 3−2 表

−
−

−

4

4

−

−

7

7

7

7

7

4

4

6

5

−

5

4

12

12

12

−

5

計（注１）

−

−

−

−

−

3

3

3

3

3

−

−

−

3

−

3

−

−

−

−

−

3

原子炉建 屋
廃棄物処 理 棟−：作業 無単位：台35 条-別紙 3-7

3

1

3

1

②-1-1

全交 流動 力 電源 喪失
原子 炉冷 却 材の 流出
反応 度の 誤 投入

④-3

④-4

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系の 故 障に よる 停 止時 冷却 機 能喪 失 ）

④-1

④-2

想定 事故 ２溶融 炉心 ・ コン クリ ー ト相 互 作用

②-5

③-2

水素 燃焼

②-4
想定 事故 １

原子 炉圧 力 容器 外の 溶 融燃 料 −冷 却材 相 互作 用

②-3

③-1

高圧 溶融 物 放出 ／格 納 容器 雰 囲気 直接 加 熱

②-2

−

−

−

35 条-参考 4-2

−

−

−

−

3

1
−

3

−

−

−

1

−

−

−

−

−

−

雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 系を 使用す る場 合 ）雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 系を 使用で きな い 場合 ）

−

3

1

津波 浸水 に よる 注水 機 能喪 失

②-1-2

−

−

格納 容器 バ イパ ス（ イ ンタ ー フェ イス シ ステ ムＬ Ｏ ＣＡ ）

①-8

3

−

①-7

1

−

3

3

1

1

3

1

ＬＯ ＣＡ 時 注水 機能 喪 失

原子 炉停 止 機能 喪失

3
−

1
−

−

衛星 電話 設 備
（固 定型 ） ※ １

衛星 電話 設 備
（固 定型 ） ※ １−

屋内（緊 急時 対 策所 ）−： 作業 無屋内（中 央制 御 室）−： 作業 無①-6

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た場 合 ）①-5

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｐ ）

①-3-3

①-4-2

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｄ ，Ｔ ＢＵ ）①-3-2

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 取水 機 能が 喪失 し た場 合）

全交 流動 力 電源 喪失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

①-3-1

①-4-1

高圧 ・低 圧 注水 機能 喪 失
高圧 注水 ・ 減圧 機能 喪 失

①-1
①-2

設備

使用 場所

各事故シーケンスグループ等で使用する衛星電話設備等の台数

・台数については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。
※１：中央制御室へ 2 台，緊急時対策所へ 6 台（予備 1 台）を設置するため，重大事故等においても対応できる。
※２：緊急時対策所へ 11 台（予備 1 台）を保管するため，重大事故等においても対応できる。
※３：緊急時対策所へ 19 台（予備 1 台）を保管するため，重大事故等においても対応できる。

運転停止 中 の原 子炉 に おけ る 重大 事故 に 至
るおそれ が ある 事故（運転停 止 中原 子炉 内 の燃 料 損傷 の防 止 ）使用済燃 料 プー ルに お ける 重 大事 故に 至 る
おそれが あ る事 故
（使用済 燃 料貯 蔵槽 内 の燃 料 破損 の防 止 ）重大事故（原子炉 格 納容 器の 破 損の 防 止）

運転中の 原 子炉 にお け る重 大 事故 に至 る お
それがあ る 事故（炉心の 著 しい 損傷 防 止）各事故シ ー ケン スグ ル ープ 等

別紙 第 3−3 表

−

−

−

−

2

2

−

−

−

−

2

−

2

−

2

−

2

−

2

2

2

2
−

衛星電話 設 備（携帯型 ） ※ ２

単位：台

−

−

−

−

5

5

−

−

−

−

5

−

5

−

5

−

5

−

5

5

5

5
−

無線 連絡 設 備
（携 帯型 ） ※ ３

屋外−： 作業 無35 条-別紙 4-1

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）の構成について

加入電話設備の構成

35 条-参考 4-3

別紙 第 4−1 図

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）の概要を別紙 第 4−1 図に示す。

ない仕様となっている。

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）の電源については，通信事業者から給電されるため，発電所内の電源に依存し

別紙４

別紙５

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータ表示装置

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータの表示については，ＳＰＤＳデータ表
示装置の画面に表示させることで，プラントの状態を共有することが可能な設計とする。
なお，大型モニタを配備し，ＳＰＤＳデータ表示装置の画面を表示させることが可能な設計とする。
概要を別紙 第 5−1 図に示す。

大型モニタ
大型

ＳＰＤＳデータ

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。
別紙 第 5−1 図

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータ表示の概要

35 条-別紙 5-1

別紙６

ＳＰＤＳのデータ伝送概要と確認できるパラメータ

通常，緊急時対策所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳデータ表
示装置にて確認できる設計とする。
緊急時対策所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置に入力されるパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）は，緊急時対策所において，データを確認（主要なバルブの開閉表示も確認可能である）することができるとともに，国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ伝送できる設計とする。
通常のデータ伝送ラインである有線系回線が使用できない場合，緊急時対策
所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインである無線系回線により原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデー
タを収集し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
原子炉水位，圧力等の主要なパラメータの計測が困難となった場合においても，緊急時対策所において推定できるように可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。
なお，今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮し，余裕のあるデータ伝送容量を持つとともに表示機能の拡張性を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳのデータ伝送概要を別紙 第 6−1 図に示す。
また，ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを別紙 第 6−1 表に示す。

35 条-別紙 6-1

35 条-別紙 6-2
別紙 第 6−1 図

35 条-参考 6-2

ＳＰＤＳのデータ伝送概要

別紙 第 6−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(1/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

平均出力領域計装 平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

−

○

平均出力領域計装

B

○

−

○

平均出力領域計装

C

○

−

○

平均出力領域計装

D

○

−

○

平均出力領域計装

E

○

−

○

平均出力領域計装炉 心 反応 度 の起動領域計装 A
状態確認
起動領域計装 B

F

○

−

○

○

○

○

○

○

○

目的

対象パラメータ

起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

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)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷却 の 状 高圧炉心スプレイ系系統流量態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○35 条-別紙 6-3

別紙 第 6−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(2/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器温度○−○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A-2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-2 電圧
炉 心冷却の状
6.9kV 母線 2C 電圧
態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2B 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格 納容器内のドライウェル圧力（広帯域）状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ35 条-別紙 6-4

別紙 第 6−1 表
目的

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(3/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度（平均値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

対象パラメータ

格納容器内水素濃度(SA)格 納容器内の格納容器内酸素濃度(SA)
状態確認
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

格納容器下部水温○−○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

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

○

−

○

35 条-別紙 6-5

別紙 第 6−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(4/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開
格 納 容器 内 の残留熱除去系 C 注入弁全開
状態確認
格納容器内スプレイ弁 A（全開）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

格納容器内スプレイ弁 B（全開）

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(A)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）B
放 射 能隔 離 のNS4 内側隔離状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動
環 境 の情 報 確
SGTS モニタ（高レンジ）A認
SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

目的

対象パラメータ
残留熱除去系 A 注入弁全開

35 条-別紙 6-6

別紙 第 6−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(5/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T-2)

○

○

○

モニタリングポスト(A)

○

○

−

モニタリングポスト(B)

○

○

−

モニタリングポスト(C)

○

○

−

モニタリングポスト(D)

○

○

−

モニタリングポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

環 境の 情報確 18m ベクトル平均風速 10 分値
認71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（A）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（B）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（C）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（D）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策
所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（NE）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（E）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（SW）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（S）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（SE）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

35 条-別紙 6-7

別紙 第 6−1 表
目的

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(6/6)
対象パラメータ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使 用 済 燃 料 プ 使用済燃料プール温度（SA）
ー ル の 状 態 確 使用済燃料プール温度
認
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
水 素 爆 発 に よ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

水 素 爆 発 に よ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の損傷防止確静的触媒式水素再結合器動作監視装置
認

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非 常 用 炉 心 冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
却 系 (ECCS) の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

津波監視

35 条-別紙 6-8

別紙７

過去のプラントパラメータ閲覧について

緊急時対策支援システム伝送装置に収集されるプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）は，緊急時対策支援システム伝送装置で 2 週間分（1 分周期）のデータを保存（自動収集）できる設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置に保存されたデータについては，緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示装置から専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存できる設計とする。
重大事故等が発生した場合には，緊急時対策所において，プラントパラメー
タ（ＳＰＤＳパラメータ）を専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存し保管する手順を整備する。これにより，ＳＰＤＳデータ表示装置にて外部記
憶媒体に保存されたプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）の過去のデー
タを閲覧することができる設計とする。
また，ＳＰＤＳデータ表示装置にてプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメー
タ）の監視も可能な設計とする。
概要を別紙 第 7−1 図に示す。

別紙 第 7−1 図

過去のプラントパラメータ閲覧の概要
35 条-別紙 7-1

別紙８

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置について

緊急時対策所内に設置又は保管する通信連絡設備は，転倒防止措置等を施す設計とする。さらに，緊急時対策所に設置又は保管する重大事故等対処設備
は，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送するためのＳＰＤＳ
及びデータ伝送設備については，固縛又は転倒防止措置等を講じる等，基準地
震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。また，建屋間の伝送ルートは，無線系回線により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
緊急時対策所における通信連絡設備，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の耐震措置について，別紙 第 8−1 表及び別紙 第 8−2 表に示す。

35 条-別添 8-1

35 条-別紙 8-2

発電所外

発電所内

発電所
内外

通信種別

統合原子力
防災ネットワークに接続する通信連絡設
備

携行型有線
通話装置

無線連絡
設備

衛星電話
設備

ＩＰ−ＦＡＸ

ＩＰ電話

テレビ会議
システム

携行型有線
通話装置

35 条-参考 8-2

・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）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・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）の衛星無線通信装置及び通信機器は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・通信機器から衛星無線通信装置までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

・携行型有線通話装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

・無線連絡設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

衛星電話設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）

・衛星電話設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

衛星電話設備（固定型）

耐震措置

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置

・衛星電話設備（固定型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（固定型）の衛星電話設備（屋外アンテナ）及び衛星制御装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能喪失
しないことを確認する。
・衛星制御装置から衛星電話設備（屋外アンテナ）までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

主要設備

別紙 第 8−1 表

35 条-別紙 8-3

緊急時
対策所

建屋間

原子炉
建屋
付属棟

通信種別

・無線連絡装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・緊急時対策支援システム伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

35 条-参考 8-3

・ＳＰＤＳデータ表示装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

・建屋間伝送ルートは有線系及び無線系回線を確保する設計とする。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋及び緊急時対策所に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認す
る。

建屋間
伝送ルート

ＳＰＤＳデータ表示装置

・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。
・データ伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

・データ伝送装置は，耐震性を有する原子炉建屋内に設置し，固縛又は転倒防止措置を講じるとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しないことを確認する。

データ伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置

耐震措置

緊急時対策所のＳＰＤＳ及びデータ伝送設備に係る耐震措置

主要設備

別紙 第 8−2 表別紙９

緊急時対策所における通信連絡設備の電源について

緊急時対策所の必要な負荷は，通常時，東海第二発電所の常用高圧母線から受電可能とする。また，緊急時対策所の必要な負荷のうち，主な通信連絡設備については，非常用低圧母線から受電可能とする。
緊急時対策所における主な通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機から受電可能とする。
さらに，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて全交流
動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。給電の切替えは自動又は手動により行える設計とする。
緊急時対策所用発電機の仕様を別紙 第 9−1 表に示す。

別紙 第 9−1 表
容量
電圧
力率

緊急時対策所用発電機の仕様
約 1,725kVA
6.6kV
0.8

緊急時対策所用発電機の燃料系統は，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプ，配管等で構成される。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，緊急時対策所横の地下に設置され，重大事故等時に緊急時対策所に電源供給した場合，約 7 日間の連続運転が可能な設計とする。

35 条-別紙 9-1

別紙１０

緊急時対策所の無停電電源装置の仕様について

緊急時対策所における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用交流電源設
備である非常用ディーゼル発電機から受電可能である。
さらに，非常用ディーゼル発電機から受電できない場合，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から約 1 分程度で受電可能であり，受電するまでの間，以下に示すとおり，緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設計とする。
緊急時対策所用無停電原装置の仕様を別紙 第 10−1 表に示す。

別紙 第 10−1 表

緊急時対策所用無停電電源装置の仕様

定格出力容量

給電可能時間（停電補償時間）

50kVA

1 時間以上緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設備の負荷
緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設備
ＳＰＤＳデータ表示装置
緊急時対策支援システム伝送装置
衛星電話設備（固定型）
無線連絡設備（固定型）
通信連絡
ＦＡＸ
設備
テレビ会議システム（社内）
統合原子力防災ネッ ＩＰ電話
トワークに接続する ＩＰ−ＦＡＸ
通信連絡設備テレビ会議システム
放射線管理設備
その他設備
合計

負荷
［kVA］
1.0
3.9
2.0
0.5
2.0
1.6
4.0
1.0
6.6
22.6

各負荷容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

35 条-別紙 10-1

無停電電源装置
定格出力容量
［kVA］

50.0

別紙１１

多様性を確保した通信回線の容量について発電所外との通信連絡設備及びデータ伝送設備が接続する多様性を確保した通信回線は，別紙 第 11−1 表に示すとおり，必要回線容量を確保した回線容量を有している。

別紙 第 11−1 表
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

多様性を確保した通信回線の回線容量
主要設備

有線系回線

回線容量

主要設備

その他※３

電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続※１

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話
（固定型）

8 回線

−

8 回線

8 回線

衛星電話
（携帯型）

12 回線

−

12 回線

12 回線

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）

1 回線

−

1 回線

1 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

加入電話設備

通信事業者
回線
衛星系回線

必要回線容量※２

衛星電話設備

2.9Mbps

有線系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

35 条-別紙 11-1

別紙１２

主要な通信連絡設備の配置について

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12−1 図

主要な通信連絡設備の配置図（原子炉建屋付属棟 3 階中央制御室）

35 条-別紙 12-1

・配備又は保管場所については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12−2 図

主要な通信連絡設備の配置図（原子炉建屋付属棟 4 階計算機室）

35 条-別紙 12-2

別紙 第 12−3 図

主要な通信連絡設備の配置図（サービス建屋 3 階）

35 条-別紙 12-3

別紙 第 12−4 図

主要な通信連絡設備の配置図（事務本館 3 階）

35 条-別紙 12-4

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等をとおして見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12−5 図

主要な通信連絡設備の配置図（緊急時対策所 2 階）

35 条-別紙 12-5

別紙１３

協力会社との通信連絡

重大事故等時におけるプラントメーカ及び協力会社からの支援については，協定を締結する等して，事故発生後に必要な支援を受けられる体制を確立しており，
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）等を使用し，支援を要請する。

○プラントメーカ
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，プ
ラント状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカとの間で支援体制を整備する。
なお，支援が必要な場合は，緊急時対策所の重大事故等対応要員から衛星電話
設備（固定型）等により直接又は本店（東京）を経由してプラントメーカによる支援を要請する。

○協力会社による支援
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，事
故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社との間で支援体制を整備する。
なお，支援が必要な場合は，緊急時対策所の緊急時対策本部要員から，衛星電話設備（固定型）等により直接又は本店（東京）を経由して協力会社による支援を要請する。

35 条-別紙 13-1

別紙１４

現場退避指示について

１．はじめに設置許可基準規則第３５条第１項の要求事項「工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、警報装置（安全施設に属するものに限る。）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
」に対し，警報装置として送受話器（ページング）による一斉放送等により，退避の指示が可能な設計としている。
ここでは，警報装置に多様性の要求はないものの，更なる安全性確認の観点か
ら，警報装置の機能が喪失した場合の退避指示に関して，電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨＳ端末）が代替手段となるかについて評価した。

２．送受話器（ページング）が使用できない場合の退避指示について○通常運転時送受話器（ページング）の機能喪失するような保守作業を行う際や，仮に単一故障時を想定した場合にあっても，以下の社内規程等にて整備する連絡体制に基づき，代替手段として送受話器（ページング）に対し多様性を有した電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）を使用することにより，必要な退避指示の連絡を行うこととしている。
発電所員：所内組織体制
現場作業員：緊急連絡体制※１※1：緊急連絡体制：作業を実施する際の発注時に調達上要求する事故等が発生した場合の当社への連絡系統も含めた連絡体制

35 条-別紙 14-1

連絡体制に基づく連絡に対する実行性については，定期的に実施している防災訓練等で，事象発生時に，ＰＨＳ端末等を用いて発電所所員の所在確認が行えることを訓練により実証しており，現場からの避難時間を考慮しても，重大事故等に至るまでの時間に余裕を持って退避指示及び退避できると評価する。

なお，万が一，地震による共通要因故障を想定した場合でも，地震随伴によって生じる建屋照明の停電発生時や建屋倒壊の危険性がある場合は，警報装置によ
る指示によらず退避する体制・運用を整備しており，教育等を通じて周知徹底を図っている。
また，上記教育を受けない一時入域者については，当該教育を受けた随伴者が必ず同行する体制・運用が確立しており，随伴者の指示に従い退避を行う。

○重大事故等時
重大事故等時においては，連絡体制を確立してから作業を行うとともに，各現場は，あらかじめ定められた要員に限定されることから，耐震性を有した携行型
有線通話装置等を使用することにより，退避指示等の連絡が可能である。

35 条-別紙 14-2

別添

東海第二発電所
運用，手順説明資料
通信連絡設備35 条 135 条-別添-1

35 条-別添-2

・送受話器（ページング）（警報装置を含む。
）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）
・携行型有線通話装置
・無線連絡設備（固定型）
・無線連絡設備（携帯型）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・ＳＰＤＳ① 警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）及びＳＰ
ＤＳを設ける（発電所内）

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・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（ホットライン）（地方公共団体向））・データ伝送設備
・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）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）

通信設備（発電所外）及びデー
タ伝送設備を設ける

35 条 1

・定期試験
・常時監視

通信設備（発電所外）
及びデータ伝送設備を常時使用できるようにする② 通信連絡設備及び緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備を常時使用出来る（発電所外）

・電力保安通信用回線（無線系）
・通信事業者回線（有線系及び衛星系）③ 多様性を確保した
専用通信回線を設
ける（発電所外）

・非常用ディーゼル発電機
・無停電電源装置
・蓄電池
・充電池
・乾電池

④ 非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池）に接続するを含む。

【要求事項】
発電所内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設けなければならない
発電所外に通信連絡をする必要がある場所と通信連絡できるよう多様性を確保した専用回線を設けなければならない【解釈】① 発電所内の通信連絡については，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設ける。
② 発電所外の必要箇所へ連絡を行うことができる通信連絡設備及び緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）等へ必要なデータを伝送できる設備を常時使用できる。
③ 発電所外の通信連絡設備については，多様性を確保した専用通信回線を設ける。
④ 通信連絡設備の電源については，非常用所内電源系又は無停電電源に接続する。

35 条 通信連絡設備

35 条-別添-3

第 35 条
通信連絡設備

設置許可条文・使用者を特定せず通信連絡設備が使用できるよう通信連絡設備の操作手順を定める。
・通信連絡設備の操作
・各主管グループによる点検及び補修
・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修

・通報連絡に関する訓練

運用・手順

保守・点検

教育・訓練

体制

35 条 1・通報連絡に関する訓練

教育・訓練

体制
保守・点検

運用・手順

（発電所内）
・送受話器（ページング）（警報装置を含む。）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
ＡＸ）
・携行型有線通話設備
・無線連絡設備（固定型）
・無線連絡設備（携帯型）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・ＳＰＤＳ（発電所外）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・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（ホットライン）（地方公共団体向））・衛星電話設備（固定型）
・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（テレビ会議システム，ＩＰ電話
及びＩＰ−ＦＡＸ）
・データ伝送設備

運用対策等
・使用者を特定せず通信連絡設備が使用できるよう通信連絡設備の操作手順を定める。
・通信連絡設備の操作
・各主管グループによる点検及び補修
・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修

区分

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）（１／２）

35 条-別添-4

第 35 条
通信連絡設備

設置許可条文

※１ ＰＨＳ端末等の端末装置に関しては，定期試験（点検）による監視とする。また，データ伝送設備に関しては，常時監視を行う。

・定期試験
・常時監視※１・非常用ディーゼル発電機
・無停電電源装置
・蓄電池
・充電池
・乾電池

・電力保安通信用回線（無線系及び有線系回線）
・通信事業者回線（有線系及び衛星系回線）

対象項目

−

運用・手順

教育・訓練

−

教育・訓練

35 条 1

・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。

・各主管グループによる点検及び補修

保守・点検

体制

・専用通信回線，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の異常時における対応手順

−

保守・点検

運用・手順

・点検計画に基づく点検・充電池及び乾電池については，通信連絡設備の定期試験（点検）時に合わせて確認する。定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修

・各主管グループによる点検及び補修

−

教育・訓練
体制

・通信連絡設備の定期試験（点検）時に合わせて確認する。
定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。

・各主管グループによる点検

−

運用対策等

保守・点検

体制

運用・手順

区分

運用，手順に係る対策等（設計基準）（２／２）

別添第 1 表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度

設計基準対象施設
送受話器
送受話器（ページング）（ページング）（警報装置を含む。） （警報装置を含む。）
固定電話機
電力保安通信用
ＰＨＳ端末
電話設備
ＦＡＸ
テレビ会議
テレビ会議システム
システム（社内）（社内）
携行型有線
携行型有線通話装置
通話装置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

加入電話設備緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ
表示装置
加入電話
加入ＦＡＸ

専用電話（ホットラ
専用電話設備イン）（地方公共団体
向）統合原子力防災ネッ テレビ会議システム
トワークに接続する ＩＰ電話
通信連絡設備ＩＰ―ＦＡＸ
データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

点検項目

点検基準

外観検査
機能・性能検査

１回／年

外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月※１

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査１回／年※１：緊急時対策所に設置している端末を対象とする。中央制御室等に設置している端末は，通常時から使用しているため，通話することで健全性を確認している。また，故障が発生した場合は，適切に補修を行う。
35 条-別添-5