第 12 条：安全施設
＜目

次＞

1.

基本方針
1.1 要求事項の整理

2.

追加要求事項に対する適合方針
2.1 静的機器の単一故障
2.1.1 安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち単一の設計とする箇所の確認
2.1.2 非常用ガス処理系
2.1.2.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果
2.1.2.2 基準適合性
2.1.3 格納容器スプレイ冷却系
2.1.3.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果
2.1.3.2 基準適合性
2.1.4 中央制御室換気空調系
2.1.4.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果
2.1.4.2 基準適合性
2.2 安全施設の共用・相互接続
2.2.1 共用・相互接続設備の抽出
2.2.2 基準適合性（可燃性ガス濃度制御系を除く）
2.2.2.1 重要安全施設
2.2.2.2 安全施設（重要安全施設を除く）
2.2.3 基準適合性（可燃性ガス濃度制御系）

3. 別紙別紙 1 単一故障
別紙 1-1 重要度の特に高い安全機能を有する系統 抽出表
別紙 1-2 重要度の特に高い安全機能を有する系統 整理表
別紙 1-3 設計基準事故解析で期待する異常状態緩和系
別紙 1-4 地震，溢水，火災以外の共通要因について
別紙 1-5 被ばく評価に用いた気象資料の代表性について
別紙 1-参考 1 単一設計採用時の安全確保基本方針
別紙 1-参考 2 非常用ガス処理系・中央制御室換気空調系システム信頼性・事
故シーケンス頻度評価（ランダム要因・地震要因）について
別紙 1-参考 3 福島第二原子力発電所の知見（サプレッションプール水温度検出器中継端子箱について）
別紙 2 共用・相互接続
別紙 2-1 共用・相互接続設備 抽出表
別紙 2-2 共用・相互接続設備 概略図
4. 別添
別添 1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
運用，手順説明資料
安全施設

1. 基本方針
1.1
要求事項の整理設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条，第 15 条を表 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。
表 1.1-1 表

設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条，第 15 条
要求事項

設置許可基準規則第 12 条
（安全施設）

技術基準規則第 14 条
（安全設備）

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保

変更なし－

されたものでなければならない。
２

安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安 全機能を 有するもの
は、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失う
こと（従属要因による多重故障を含む。）をいう。以下同じ。）が発生した場合であって、外部電源が利用できない
場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又
は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければ
ならない。

備考

第二条第二項第九号ハ及びホに 変更なし
掲げる安全設備は、当該安全設 （ 静 的 機 器
備を構成する機械又は器具の単 の 単 一 故 障
一故障（設置許可基準規則第十 に 関 す る 考
二条第二項に規定する単一故障 え 方 の 明 確をいう。以下同じ。）が発生した 化）場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保する
よう、施設しなければならない。

12 条－1－1

設置許可基準規則第 12 条
（安全施設）

技術基準規則第 14 条
（安全設備）

備考３

安全施設は、設計基準事故 ２ 安全設備は、設計基準事故 変更なし
時及び設計基準事故に至るま
時及び当該事故に至るまでのでの間に想定される全ての環間に想定される全ての環境条
境条件において、その機能を件において、その機能を発揮
発揮することができるものですることができるよう、施設なければならない。
しなければならない。

設置許可基準規則第 12 条
（安全施設）

技術基準規則第 15 条
（設計基準対象施設の機能）

備考

設計基準対象施設は、通常運転時に 変更なし－

おいて発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ、運転時の異常な過渡変化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するもの
でなければならない。

４

安全施設は、その健全性 ２ 設計基準対象施設は、その健全 変更なし
及び能力を確認するため、性及び能力を確認するため、発電その安全機能の重要度に用原子炉の運転中又は停止中に必応じ、発電用原子炉の運転要な箇所の保守点検（試験及び検中又は停止中に試験又は査を含む。）ができるよう、施設し検査ができるものでなけ
なければならない。
ればならない。
３－

設計基準対象施設は、通常運転 変更なし
時において容器、配管、ポンプ、弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいす
る場合は、流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。

12 条－1－2

設置許可基準規則第 12 条
（安全施設）

技術基準規則第 15 条
（設計基準対象施設の機能）

備考

５

安全施設は、蒸気タービ ４ 設計基準対象施設に属する設備 変更なし
ン、ポンプその他の機器又であって、蒸気タービン、ポンプそは配管の損壊に伴う飛散の他の機器又は配管の損壊に伴う物により、安全性を損なわ
飛散物により損傷を受け、発電用ないものでなければなら
原子炉施設の安全性を損なうことない。
が想定されるものには、防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。

６

重要安全施設は、二以上 ５ 設計基準対象施設に属する安全 追 加 要 求の発電用原子炉施設にお設備であって、第二条第二項第九 事項
いて共用し、又は相互に接号ハに掲げるものは、二以上の発続するものであってはな
電用原子炉施設において共用し、らない。ただし、二以上の又は相互に接続するものであって発電用原子炉施設と共用はならない。ただし、二以上の発電
し、又は相互に接続するこ用原子炉施設と共用し、又は相互とによって当該二以上のに接続することによって当該二以
発電用原子炉施設の安全上の発電用原子炉施設の安全性が性が向上する場合は、この向上する場合は、この限りでない。
限りでない。

７

安全施設（重要安全施設 ６ 前項の安全設備以外の安全設備 追 加 要 求を除く。）は、二以上の発電
を二以上の発電用原子炉施設と共 事項
用原子炉施設と共用し、又用し、又は相互に接続する場合には相互に接続する場合には、発電用原子炉施の安全性を損
は、発電用原子炉施設の安
なわないよう、施設しなければな
全性を損なわないものでらない。
なければならない。

12 条－1－3

2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 静的機器の単一故障
静的機器の単一故障に関する要求事項が明確となった設置許可基準規則第 12条第２項に対する適合方針を説明する。
2.1.1

安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち単一の設計とする箇所の確認
設置許可基準規則第 12 条の解釈において，「安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」は以下の機能を有するものとされている。
一

その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能
・ 原子炉の緊急停止機能
・ 未臨界維持機能
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・ 原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能
・ 原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機
能・ 原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能・ 事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能・ 事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能・ 事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
・ 格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
・ 格納容器の冷却機能
・ 格納容器内の可燃性ガス制御機能
・ 非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
・ 非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
・ 非常用の交流電源機能
・ 非常用の直流電源機能
・ 非常用の計測制御用直流電源機能
・ 補機冷却機能

12 条－2.1－1

・ 冷却用海水供給機能
・ 原子炉制御室非常用換気空調機能
・ 圧縮空気供給機能
二

その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について多重性又
は多様性を要求する安全機能
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
・ 原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
・ 原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
・ 工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能・ 事故時の原子炉の停止状態の把握機能
・ 事故時の炉心冷却状態の把握機能
・ 事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
・ 事故時のプラント操作のための情報の把握機能

また，設置許可基準規則第 12 条の解釈において，以下の記載がなされている。
４

５

第２項に規定する「単一故障」は、動的機器の単一故障及び静的機器の単一故障に分けられる。重要度の特に高い安全機能を有する系統は、短期間では動的機器の単一故障を仮定しても、長期間では動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても、所定の安全機能を達成できるように設計されていることが必要である。
第２項について、短期間と長期間の境界は 24 時間を基本とし、運転モー
ドの切替えを行う場合はその時点を短期間と長期間の境界とする。例えば運転モードの切替えとして、加圧水型軽水炉の非常用炉心冷却系及び格納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切替えがある。
また、動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定すべき長期間の安全機能の評価に当たっては、想定される最も過酷な条件下においても、その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば、その単一故障を仮定しなくてよい。
さらに、単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合、あるいは、単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場
合であっても、他の系統を用いて、その機能を代替できることが安全解析
等により確認できれば、当該機器に対する多重性の要求は適用しない。

12 条－2.1－2

これらの要求により，重要度の特に高い安全機能を有する系統のうち，長期間（24 時間以上もしくは運転モード切替え以降）にわたって機能が要求される静的機器についての単一故障の仮定の適用に関する考え方が明確となったため，
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉において，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（重要度分類指針）に示される安全施設の中から各安全機能を担保する系統を抽出し，多重性又は多様性及び独立性の確保について整理した。なお，系統の抽出にあたっては，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612-2010，社団法人日本電気協会）及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009，社団法人日本電気協会）
を参考とした。また，独立性の確保においては，設置許可基準規則第 12 条に関する適合性の確認として，共通要因（地震，溢水，火災）についての整理を行った。あわせて，設計基準事故解析において期待する異常状態緩和系が全て含まれていることを確認した。各安全機能を担保する系統の抽出結果を別紙 1-1 に，整理結果を別紙 1-2 に，設計基準事故解析において期待する異常状態緩和系の確認結果を別紙 1-3 に示す。また，別紙 1-2 で整理した共通要因（地震，溢水，
火災）以外の共通要因故障の起因となりうるハザードについての整理結果を別
紙 1-4 に示す。
なお，設置許可基準規則第 2 条において，多重性，多様性，独立性は以下の通り定義されている。
十七 「多重性」とは、同一の機能を有し、かつ、同一の構造、動作原理その他の性質を有する二以上の系統又は機器が同一の発電用原子炉施設に存在することをいう。
十八 「多様性」とは、同一の機能を有する二以上の系統又は機器が、想定される環境条件及び運転状態において、これらの構造、動作原理その他の性質が異なることにより、共通要因（二以上の系統又は機器に同時に影響を及ぼすことによりその機能を失わせる要因をいう。以下同じ。）又は従属要因（単一の原因によって確実に系統又は機器に故障を発生させることとなる要因をいう。以下同じ。）によって同時にその機能が損なわれないことをいう。
十九 「独立性」とは、二以上の系統又は機器が、想定される環境条件及び運
転状態において、物理的方法その他の方法によりそれぞれ互いに分離することにより、共通要因又は従属要因によって同時にその機能が損なわれないことをいう。

12 条－2.1－3

別紙 1-2 の整理結果に基づき，安全機能を担保する系統が単一の種類の系統
であり，かつ単一設計箇所を有するために多重性又は多様性の確保についての基準適合性に関する更なる検討が必要な系統を抽出した結果，以下の３系統が抽出された。
（1）非常用ガス処理系（単一設計箇所：配管及びフィルタユニット）（2）格納容器スプレイ冷却系（単一設計箇所：格納容器スプレイ・ヘッダ）（3）中央制御室換気空調系 （単一設計箇所：ダクト及び再循環フィルタ）
なお，柏崎刈羽原子力発電所原子炉設置変更許可申請書（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号原子炉施設の変更）（平成 22 年 4 月 19 日付け，
平成 21･08･12 原第 11 号をもって設置変更許可）の添付書類八の「1.2 発電用
軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針への適合」のうち，「指針 7. 共用に関する設計上の考慮（平成 2 年 8 月 30 日）」及び「指針 45. 可燃性ガス濃度制御系」に記載していた可燃性ガス濃度制御系及び同系統可搬式再結合装置（6 号及び 7 号炉共用，既設）については，「柏崎刈羽原子力発電所６号及び 7号炉 共用に関する設計上の考慮について」（平成 27 年 4 月）に記載の通り，
単一設計となっている配管の二重化を行うとともに，再結合装置を各号炉 1 台ずつ追加し，かつ常設設備に変更することから，別紙 1-2 の整理の通り，上記抽出の対象外となった。
別紙 1-2 の整理結果から，これらの系統はいずれも長期間にわたって機能が要求されるため，原則として静的機器の単一故障を仮定しても所定の安全機能を達成できるように設計されていることが必要な系統となることを確認した。
これらの系統について，設置許可基準規則第 12 条の解釈において静的機器の単一故障の想定は不要と記載されている下記の３条件のいずれに該当するかを
整理した。
①
②
③

想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実である場合
単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合
単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等により確認できる場合

その結果，下記の通り，①～③のいずれかに該当するため，設置許可基準規則

12 条－2.1－4

に適合することを確認した。
（1）非常用ガス処理系（2）格納容器スプレイ冷却系（3）中央制御室換気空調系

：①
：③
：①

詳細を 2.1.2 以降で示す。

12 条－2.1－5

2.1.2 非常用ガス処理系
2.1.2.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果（1）設備概要
非常用ガス処理系は，事故時の格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能を有する系統である。
非常用ガス処理系の系統概略図を第 2.1.2-1 図に示す。

よう素用チャコール・フィルタ
湿分除去装置ドライウェル 原子炉
区域
運転階
原子炉
圧力
容器

プレフィルタ
加熱コイル

主排気筒へ
スペースヒータ
（補２）

（補１）
排気ファン

高性能粒子フィルタ

原子炉・タービン区域
換気空調系へ
パージ用ファン
サプレッ（補１）ＳＧＴＳ乾燥装置（湿分除去装置，加熱コイル）は１００％×２系列
ション・（補２）スペースヒータは１００％×２系列
チェンバ（よう素用チャコール・フィルタの上流及び下流に２式，合計４個）

第 2.1.2-1 図 非常用ガス処理系 系統概略図（：単一設計の静的機器）
第 2.1.2-1 図に示す通り，非常用ガス処理系の動的機器である弁・乾燥装置（湿分除去装置・加熱コイル）・排気ファン・スペースヒータは全て二重化しており，配管の一部とフィルタユニット（スペースヒータ除く）が単一設計となっている。
これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を第 2.1.2-1 表に示す。

12 条－2.1－6

第 2.1.2-1 表

非常用ガス処理系

単一設計静的機器

6 号炉
配管

7 号炉
フィルタ
ユニット

材質

炭素鋼

塗装

有（錆止め） 有
（外面）
（外面）

内
部
流
体

通 常 屋内空気
時

炭素鋼

屋内空気

事故 ［乾燥装置 乾燥した空
時
上流］
気（ＦＰ含
湿 分 の 多 い む）
空気（放射性物質（ＦＰ）
含む）
［乾燥装置
下流］
乾燥した空
気（ＦＰ含
む）

設置場所

屋内

屋内

配管
炭素鋼

フィルタ
ユニット
炭素鋼

有（錆止め） 有
（外面）
（外面）
屋内空気

屋内空気

［乾燥装置 乾燥した空
上流］
気（ＦＰ含
湿 分 の 多 い む）
空気（放射性物質（ＦＰ）
含む）
［乾燥装置
下流］
乾燥した空
気（ＦＰ含
む）
屋内

屋内

（2）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い
単一設計となっている静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合いを確認するため，仮に事故発生から 24 時間後に非常用ガス処理系が使用できなくなった後はそのままＦＰを地上放散したと仮定して評価した。影響度合いを確認するための目安として，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv との比較を行った。
原子炉冷却材喪失時，格納容器の漏えい率に従って原子炉区域内に漏れ出たＦＰは，事故発生から 24 時間までの間は非常用ガス処理系によって処理し，非常用ガス処理系の排気口から放出する。一方，24 時間後以降は原子炉区域
内から原子炉区域外に漏えいして地上放散すると仮定する。
このときの評価条件の中で原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.4
原子炉冷却材喪失から変更したものを第 2.1.2-2 表に示す。

12 条－2.1－7

第 2.1.2-2 表

非常用ガス処理系故障時影響評価条件（ＬＯＣＡ，変更点）
項目

評価条件

原子炉建屋からの換気 0～24 時間：0.5 回/d（非常用ガス処理系）
率
24 時間以降：0.5 回/d（建屋漏えい）
よう素除去効率

0～24 時間：99.99％（非常用ガス処理系）
24 時間以降：0％（－）

実効放出継続時間

0～24 時間（非常用ガス処理系の排気口放出）
相対濃度χ／Ｑ[s/m3]：10 時間
相対線量Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：10 時間
24 時間以降（地上放散）
χ／Ｑ[s/m3]：350 時間
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：200 時間

環境に放出された放射性物質の大気拡散条件

0～24 時間（非常用ガス処理系の排気口放出）
χ／Ｑ[s/m3]：6 号炉 2.5×10-6
7 号炉 2.1×10-6（気象データは変更な
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：6 号炉 1.0×10-19
し※1
7 号炉 8.9×10-20（1985 年 10 月
24 時間以降（地上放散）～1986 年 9 月））
χ／Ｑ[s/m3]：6 号炉 7.2×10-6
7 号炉 5.6×10-6
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：6 号炉 1.1×10-19
7 号炉 9.8×10-20※1 気象データの代表性については別紙 1-5 に示す。
以上の条件を用いて評価した結果，敷地境界外の実効線量は 6 号炉では約4.3×10-3mSv，7 号炉では約 3.4×10-3mSv となった。
（なお，原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.4 原子炉冷却材喪失における評価結果は，6 号炉で約 1.6×10-5mSv，7 号炉で約 1.5×10-5mSv である。）
また，原子炉区域運転階にてＦＰが発生する燃料集合体の落下時にも非常用ガス処理系の機能に期待していることから，仮に燃料集合体の落下から 24
時間後に非常用ガス処理系が使用できなくなった場合の影響度合いをあわせて確認した。
原子炉停止から 3 日後の原子炉の燃料交換時に発生することを想定している燃料集合体の落下時，原子炉区域運転階に発生したＦＰは，事故発生から 24
時間までの間は非常用ガス処理系によって処理し，非常用ガス処理系の排気12 条－2.1－8

口から放出する。一方，24 時間後以降は原子炉区域内から原子炉区域外に漏えいして地上放散すると仮定する。
このときの評価条件の中で原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.3
燃料集合体の落下から変更したものを第 2.1.2-3 表に示す。
第 2.1.2-3 表

非常用ガス処理系故障時影響評価条件（ＦＨＡ，変更点）
項目

評価条件

原子炉建屋からの換気 0～24 時間：0.5 回/d（非常用ガス処理系）
率
24 時間以降：0.5 回/d（建屋漏えい）
よう素除去効率

0～24 時間：99.99％（非常用ガス処理系）
24 時間以降：0％（－）

実効放出継続時間

0～24 時間（非常用ガス処理系の排気口放出）
χ／Ｑ[s/m3]：10 時間
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：10 時間
24 時間以降（地上放散）
χ／Ｑ[s/m3]：40 時間
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：30 時間

環境に放出された放射性物質の大気拡散条件

0～24 時間（非常用ガス処理系の排気口放出）
χ／Ｑ[s/m3]：6 号炉 2.5×10-6
7 号炉 2.1×10-6（気象データは変更な
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：6 号炉 1.0×10-19
し※1
7 号炉 8.9×10-20（1985 年 10 月
24 時間以降（地上放散）～1986 年 9 月））
χ／Ｑ[s/m3]：6 号炉 1.3×10-5
7 号炉 9.9×10-6
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：6 号炉 2.5×10-19
7 号炉 2.2×10-19
呼吸率5.16[m3/d]（事故全体としての実効放出継続時間が 24 時
間以上であるため，呼吸率は小児の 1 日平均の呼吸率を使用）以上の条件を用いて評価した結果，敷地境界外の実効線量は 6 号炉では約4.0×10-1mSv，7 号炉では約 3.1×10-1mSv となった。
（なお，原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.3 燃料集合体の落下における評価結果は，6 号炉で約 1.1×10-2mSv，7 号炉で約 1.1×10-2mSv である。）
12 条－2.1－9

以上の通り，静的機器の単一故障が発生し，かつ（3）に示す修復を行わないと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv
を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これにより，（3）に示す
修復作業期間は，安全上支障のない期間であることを確認した。
（3）静的機器の単一故障が発生した場合の修復可能性
仮に事故発生から 24 時間後に単一故障が発生した後，当該単一故障箇所の修復が可能か否かを確認した。
なお，上記単一故障発生時，プラントは既に停止状態にあり，本修復はあくまでも応急処置として実施するものである。事故収束後に，技術基準に適合す
る修復を改めて実施する。
①故障の想定非常用ガス処理系において単一設計を採用している静的機器である配管及びフィルタユニットについて，第 2.1.2-4 表に示す破損もしくは閉塞が発生することを想定する。
ただし，配管閉塞の原因となりうるほこり等については運用管理の中で排除することから，配管閉塞は想定不要とした。
また，破損の規模としては，構造及び運転条件等から瞬時に全周破断に至ることは考えにくいため，配管及びフィルタユニットについて亀裂やピンホール等によるリークの発生を損傷モードとして想定する。ただし，配管について
は，損傷モードを保守的に考え，全周破断についても想定する。
以上から，想定すべき故障として以下の３種類を選定した。
・配管破損（リーク発生，全周破断）・フィルタユニット破損（リーク発生）・フィルタユニット閉塞

12 条－2.1－10

第 2.1.2-4 表

非常用ガス処理系 機能達成に必要な項目別の故障モード整理表

項 部位
目多重化／ 想定故障 故障原 対応設備
多様化
モード
因

流 配管
体
移
送

一部無

Ｆ
Ｐ
除
去

排気
ファン

有

弁

有

フ ィ ル
タ
ユ ニ ッ
ト（よう
素 用 チ
ャ コ ー
ル・フィ
ルタ）

無

破損

対応設備の多重化／多様化

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

閉塞

異物 －
（ｃ）

－

破損

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

湿分

湿分除去
装置

有

加熱コイ
ル

有

スペース
ヒータ

有

異物 プレフィ（ｄ） ルタ

無

高性能粒
子フィル
タ

無

閉塞

（ａ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの腐食による破損（ｂ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの外力による破損（ｃ）単一設計となっている一部の配管の異物による閉塞（ｄ）フィルタユニットの異物による閉塞

12 条－2.1－11

②配管破損（リーク発生，全周破断）時の修復可能性
非常用ガス処理系において単一設計を採用している配管を第 2.1.2-2 図に示す。

よう素用チャコール・フィルタ
湿分除去装置ドライウェル 原子炉
区域
運転階
原子炉
圧力
容器

主排気筒へ
スペースヒータ
（補２）

（補１）
排気ファン

高性能粒子フィルタ

原子炉・タービン区域
換気空調系へ
パージ用ファン
サプレッ
ション・
チェンバ

第 2.1.2-2 図

プレフィルタ
加熱コイル

非常用ガス処理系配管のうち単一設計箇所

第 2.1.2-2 図に示す単一設計箇所のうち，排気ファンより上流側で配管破損が発生した場合は，原子炉建屋原子炉区域内からの給気が維持されるため，非常用ガス処理系の機能も維持されることから，修復は不要である。
また，フィルタユニットより下流側でかつ原子炉建屋原子炉区域外に出た
後で配管破損が発生した場合は，原子炉建屋原子炉区域内からの給気及びフィルタユニットによるＦＰの濃度低減機能が維持されることから，同様に当該機能復旧のための修復は不要である。なお，この場合，放出高さが低所側に変化することとなるが，その影響は（2）の影響度合いに包絡される。
以上から，排気ファン下流側かつ原子炉建屋原子炉区域内の配管にリーク
あるいは全周破断が発生することを想定し，修復可能性を検討する。
（ア）検知性
事故時の非常用ガス処理系作動時において，中央制御室内では原子炉建
屋内の負圧維持を監視計器により確認する。当該系統配管の破損により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，原子炉建屋内の負圧に影響を与える
ため，原子炉建屋差圧を監視することにより，系統機能への悪影響を検知することが可能である。

12 条－2.1－12

また，系統機能に悪影響を与えるような損傷については，現場においては目視等で破損位置を特定可能と考えている。
（イ）修復作業性
非常用ガス処理系の単一設計箇所の配管については，単一故障で損傷した場合は配管直管部，及び，壁貫通部，エルボ部，ティ継手部の配管破損箇所に応じた修復が可能である。配管の修復方法としては，損傷モードによって柔軟に対応できるように，ベロメタル補修，ホースバンド固定，耐圧ホース取付け等の複数の方法を準備している。配管の損傷を確認後，現場状況，
損傷状況に応じた最適な方法を選択することで，確実な修復が可能である。
これらの修復用資機材は発電所構内に保管する計画としている。
以下に，損傷状況に応じた方法の例として，「（ａ）配管部にピンホール・
亀裂が生じた場合」，「（ｂ）配管が全周破断した場合」について，それぞれ修復方法を示す。
（ａ）配管部にピンホール・亀裂が生じた場合（補修方法の例）
配管部にピンホール・亀裂が生じた場合は，損傷部にベロメタル補修を実施することが妥当と考えている。作業方法は，第 2.1.2-3 図に示すイメージの通り，配管破断位置を確認後に，破断位置についてガラスクロステ
ープ等のテープ類を巻き付けて固定し，そのテープの上からベロメタルを塗り，硬化させることで配管破断部を埋め，配管機能を修復する方法である。第 2.1.2-4 図に，小口径配管でのベロメタル補修の例を示す。
＜ベロメタル補修詳細＞①亀裂部にテープを巻く②テープの上からベロメタルを塗る
ベローメタルガラスクロステープ

配管

ベロメタル補修箇所
亀裂箇所①破断位置確認②ベロメタル補修

第 2.1.2-3 図③補修完了後イメージ

ベロメタル補修の作業方法

12 条－2.1－13

第 2.1.2-4 図

ベロメタル補修の例示（修復方法の妥当性）
ベロメタル補修については一般的な配管補修方法であるため，配管機能を修復する方法として妥当と判断している。しかしながら，更なる知見拡充として，修復方法の妥当性を，モックアップ試験によって確認している。
第 2.1.2-5 図にモックアップ試験の試験装置，第 2.1.2-6 図にモックア
ップ試験時の写真を示す。本試験では，非常用ガス処理系配管と同じような鋼材配管を準備し，配管に亀裂損傷を模擬して，それらの損傷位置についてベロメタル補修を行い，その後に当該配管の耐圧試験を行い試験圧力12 条－2.1－14

に耐えられることを確認している。試験の結果，非常用ガス処理系配管の最高使用圧力 24.52kPa を超える 32kPa に対し，漏えいが無いことを確認しており，当該配管の補修方法として妥当であることが確認できている。

第 2.1.2-5 図

ベロメタル補修のモックアップ試験計画概要

第 2.1.2-6 図

ベロメタル補修後の耐圧試験概要（作業工程）
作業工程の概略予定を第 2.1.2-5 表に示す。破断位置を確認後に作業方法を検討し，作業計画を立てる。作業開始１日目は，主に足場組立作業を実施し，ベロメタル補修作業のための環境を整える。２日目でベロメタル補修作業を行い，ベロメタル硬化を待つ。その後，漏えい確認を実施し３日以内に修復作業を完了させる作業工程を考えている。

12 条－2.1－15

第 2.1.2-5 表
作業開始からの日数

亀裂補修時の作業工程の概略予定
１日

２日

３日

４日

(1)亀裂補修
・作業準備
・足場組立
・亀裂補修
・補修材養生期間
・漏えい確認（作業訓練）
ベロメタル補修作業は，事故時に修復作業が必要になった際に，当社社員で対応できるよう訓練を実施する計画を検討している。本作業に必要な訓練は，第 2.1.2-5 表の作業工程でも示す通り足場組立作業とベロメ
タル補修作業であり，これらの作業について技量が必要なものについて
は訓練計画を定め，計画に従って訓練することで修復作業の対応性を高めていく。
これまでに実施している修復作業訓練のうち，当社社員による足場組
立及び足場解体作業訓練の状況を第 2.1.2-7 図～第 2.1.2-9 図に示す。
非常用ガス処理系配管損傷時における補修作業用の足場については，損
傷箇所，損傷状況に応じて足場敷設方法を検討していくことになるが，これらが柔軟に対応できるように屋内での作業，屋外での作業を複数のケースで足場組立・解体作業訓練を実施している。これまでの訓練実績としては平成 27 年 6 月 22～24 日，平成 27 年 6 月 29・30 日，平成 27 年 10 月
19～21 日・23 日に実施しているが，今後も事故発生に備え，当社社員による足場組立・解体作業の技量を高めるため，訓練計画を立案し定期的に訓練を行うこととする。
なお，非常用ガス処理系配管補修と同様に，中央制御室換気空調系ダク
トの補修についても足場が必要になることから，足場組立・解体作業の訓
練は中央制御室換気空調系ダクト補修の訓練としても実施している。

12 条－2.1－16

第 2.1.2-7 図

足場組立・解体作業訓練（屋外①）

第 2.1.2-8 図

足場組立・解体作業訓練（屋外②）

第 2.1.2-9 図

足場組立・解体作業訓練（屋内）12 条－2.1－17

（ｂ）配管が全周破断した場合（補修方法の例）
配管が全周破断した場合は，破断・損傷部を切断・撤去し，その間に耐圧ホースを取付る「耐圧ホース取付補修」を実施することが妥当と考えている。作業方法は第 2.1.2-10 図で直管部，エルボ部，ティ継手部がそれぞれ破断した場合について図示しているが，破断位置確認後，その破断面等の損傷部を配管切断装置等で切断し，切断したスペースに耐圧ホース
をホースバンド等で取付けることで配管機能を修復する方法である。

損傷位置①破断位置確認②損傷部を撤去（配管切断作業）③耐圧ホース取付（ホースバンド等で取付）

破断箇所

直管部

エルボ部

ティ継手部

第 2.1.2-10 図

耐圧ホース取付補修イメージ（修復方法の妥当性）
耐圧ホース取付補修作業は，非常用ガス処理系配管の系統設計圧力，温度に応じた耐圧ホースを選定し，配管機能を修復する方法として妥当である。修復方法の妥当性については，モックアップ試験によって確認している。第 2.1.2-11 図に耐圧ホース取付補修作業概要，第 2.1.2-12 図にモックアップ試験の計画概要を示す。
非常用ガス処理系配管の補修作業は，損傷部を配管ごと切断し，切断した部分に耐圧ホースを取り付ける工法である。配管切断面については，耐圧ホースを取り付け易くするため，火災防護対策を施した上で切断面の磨きを行い，耐圧ホースと配管の口径調整のために，磨き面に接着剤を塗布

12 条－2.1－18

しシリコンゴムを巻き付ける。その後，磨き面に耐圧ホースを接続しバンドで固縛し，密閉性を高めるためにシリコンゴムと耐圧ホースの接続部をコーキング剤で密閉する。
上記の通り配管に取り付けた耐圧ホースについて，ブロアにより通気試
験を実施し，流路を確保するための十分な機能が確保できることを確認している。

第 2.1.2-11 図

耐圧ホース取付補修の概要

12 条－2.1－19

第 2.1.2-12 図

耐圧ホース取付補修のモックアップ試験計画概要（作業工程）
作業工程の概略予定を第 2.1.2-6 表に示す。破断位置を確認後に作業方法を検討し，作業計画を立てる。作業開始１日目は，主に足場組立作業を実施し，耐圧ホース取付補修作業のための環境を整える。２日目で損傷
配管の切断及び干渉物撤去等を行い，３日目に耐圧ホースを取付け，漏えい確認を実施し３日以内に修復作業を完了させる作業工程を考えている。
第 2.1.2-6 表
作業開始からの日数

全周破断時の作業工程の概略予定
１日

２日

３日

４日

(2)全周破断補修
・作業準備
・足場組立
・配管切断、干渉物撤去等
・ホース取付・漏えい確認（作業訓練）
耐圧ホース取付補修作業は，事故時に修復作業が必要になった際に当社社員または発電所構内企業により対応ができるよう体制を整備する。
本作業工程にある足場組立作業，配管切断作業，ホース取付作業について技量が必要となるものにつては訓練計画を定め，計画に従って訓練することで修復作業の対応性を高めていく。

12 条－2.1－20

（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
修復作業時は，原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる被ばくに加えて，フィルタに補集されたＦＰからの直接ガンマ線による被ばくも考慮する必要がある。このとき，原子炉建屋原子炉区域内は一定のＦＰ濃度と考えると，（2）で示した設計基準事故（原子炉冷却材喪失，燃料集合体の落下）時において，作業員の被ばくの観点から最も過酷な条件となるのは，フィルタユ
ニットを設置している部屋（ＳＧＴＳ室）での修復作業となることから，Ｓ
ＧＴＳ室における線量率の評価を実施した。
原子炉冷却材喪失時の評価条件の中で原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.4 原子炉冷却材喪失から変更したものを第 2.1.2-7 表に，評価結果を第 2.1.2-8 表に示す。
第 2.1.2-7 表

非常用ガス処理系配管修復時（ＬＯＣＡ，変更点）

項目

線量率評価条件

評価条件

原子炉建屋からの換気 0～24 時間：0.5 回/d（非常用ガス処理系）
率
24 時間以降：0 回/d（－）
よう素除去効率

0～24 時間：99.99％（内外部被ばく評価時）100％（直接線評価時）
24 時間以降：0％（－）

修復作業開始時間

単一故障発生（24 時間）時点

修復作業エリア容積980[m3]（ＳＧＴＳ室）

直接線評価点フィルタ表面から 1m

線量換算係数

よう素の吸入摂取に対して，成人実効線量換算
係数を使用
I-131：2.0×10-5mSv/Bq
I-132：3.1×10-7mSv/Bq
I-133：4.0×10-6mSv/Bq
I-134：1.5×10-7mSv/Bq
I-135：9.2×10-7mSv/Bq

呼吸率

1.2m3/h（成人活動時の呼吸率）

マスクによる防護係数

DF100012 条－2.1－21

第 2.1.2-8 表

非常用ガス処理系配管修復時
Ａ）
被ばく経路

線量率評価結果（ＬＯＣ
線量率(mSv/h)

原子炉建屋原子炉区域内ＦＰ

内部被ばく

約 4.4×10-3

原子炉建屋原子炉区域内ＦＰ

外部被ばく

約 6.8×10-3フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 6.0×10-1

合計

約 6.1×10-1

作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.2-8 表より原子炉冷却材喪失時の配管修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約
4.9mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
このとき，修復作業を３日間と仮定すると，（2）第 2.1.2-2 表の条件で評価した総放出量のうち，希ガス約 62％，よう素約 81％が修復作業によって非常用ガス処理系によるよう素除去有り・非常用ガス処理系の排気口放出に変わることとなる。その結果，大気拡散条件を第 2.1.2-2 表の放出位置毎の値の通りとすると，敷地境界外の実効線量は 6 号炉では約 8.6×10-4mSv，7 号炉では約 6.7×10-4mSv となり，修復作業によって実効線量が約５分の１になることを確認した。
また，燃料集合体の落下時の評価条件の中で原子炉設置変更許可申請書
添付書類十 3.4.3 燃料集合体の落下から変更したものを第 2.1.2-9 表に，評価結果を第 2.1.2-10 表に示す。

12 条－2.1－22

第 2.1.2-9 表

非常用ガス処理系配管修復時（ＦＨＡ，変更点）

項目

線量率評価条件

評価条件

原子炉建屋からの換気 0～24 時間：0.5 回/d（非常用ガス処理系）
率
24 時間以降：0 回/d（－）
よう素除去効率

0～24 時間：99.99％（内外部被ばく評価時）100％（直接線評価時）
24 時間以降：0％（－）

修復作業開始時間

単一故障発生（24 時間）から 30 日後時点

修復作業エリア容積980[m3]（ＳＧＴＳ室）

直接線評価点フィルタ表面から 1m

線量換算係数

よう素の吸入摂取に対して，成人実効線量換算
係数を使用
I-131：2.0×10-5mSv/Bq
I-132：3.1×10-7mSv/Bq
I-133：4.0×10-6mSv/Bq
I-134：1.5×10-7mSv/Bq
I-135：9.2×10-7mSv/Bq

呼吸率

1.2m3/h（成人活動時の呼吸率）

マスクによる防護係数

DF1000

第 2.1.2-10 表 非常用ガス処理系配管修復時
線量率評価結果（ＦＨＡ）
被ばく経路

線量率(mSv/h)

原子炉建屋原子炉区域内ＦＰ

内部被ばく

約 6.6×10-2

原子炉建屋原子炉区域内ＦＰ

外部被ばく

約 8.3×10-2

フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 7.3

合計

約 7.4

作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.2-10 表より燃料集合体の落下時のダクト修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大
約 59mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
このとき，修復作業を３日間と仮定すると，（2）第 2.1.2-3 表の条件で評価した総放出量のうち，希ガス約 0.00000005％，よう素約 0.0000004％が12 条－2.1－23

修復作業によって非常用ガス処理系によるよう素除去有り・非常用ガス処
理系の排気口放出に変わることとなる。その結果，大気拡散条件を第 2.1.23 表の放出位置毎の値の通りとすると，敷地境界外の実効線量は 6 号炉では
約 4.0×10-1mSv，7 号炉では約 3.1×10-1mSv となり，修復作業を行っても実
効線量はほぼ変わらないことを確認した。
以上から，（2）で示した設計基準事故（原子炉冷却材喪失，燃料集合体の落下）時において，線量の観点からは修復可能であることを確認した。
③フィルタユニット破損（リーク発生）時の修復可能性
非常用ガス処理系において単一設計を採用しているフィルタユニットを第2.1.2-13 図に示す。
DPI

Ｍ

ｽﾍﾟｰｽﾋｰﾀ

第 2.1.2-13 図ＭＭ

高性能粒子フィルタ

Ｍ

DPI

チャコールフィルタ

高性能粒子フィルタ

プレフィルタ

入口

DPI

DPI

ｽﾍﾟｰｽﾋｰﾀ

出口：型枠

非常用ガス処理系フィルタユニット

第 2.1.2-13 図に示すフィルタユニットにリークが発生することを想定し，修復可能性を検討する。
（ア）検知性
事故時の非常用ガス処理系作動時において，中央制御室内では原子炉建
屋内の負圧維持を監視計器により確認する。当該系統フィルタユニットの破損（リーク発生）により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，原子炉建
屋内の負圧に影響を与えるため，原子炉建屋差圧を監視することにより，系
統機能への悪影響を検知することが可能である。
また，系統機能に悪影響を与えるような損傷については，現場においては目視等で破損位置を特定可能と考えている。

12 条－2.1－24

（イ）修復作業性
フィルタユニットの破損に対する修復は，配管破損に対する修復と同様に，ベロメタル等による方法から現場状況に応じた最適な方法を選択する
ことで，確実な修復が可能である。これらの修復用資機材は発電所構内に保管する計画としている。
イメージを第 2.1.2-14 図に示す。
ベローメタルガラスクロステープ

フィルタトレイン

ベローメタル
手順
①資材準備
②面手入れ
ガラスクロステープ③穴仕舞、コーキング処理
④硬化

トレイン

第 2.1.2-14 図

フィルタユニットのベロメタル補修イメージ（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
フィルタユニットを設置している部屋（ＳＧＴＳ室）での修復作業となることから，線量率の評価結果は②と同様に，第 2.1.2-8 表及び第 2.1.2-10
表となる。
作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.2-8 表より原子炉冷却材喪失時のフィルタユニット修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 4.9mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
また，第 2.1.2-10 表より燃料集合体の落下時のフィルタユニット修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 59mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。

12 条－2.1－25

以上から，（2）で示した設計基準事故（原子炉冷却材喪失，燃料集合体の落下）時において，線量の観点からは修復可能であることを確認した。
④フィルタユニット閉塞時の修復可能性
第 2.1.2-13 図に示すフィルタユニットに閉塞が発生することを想定し，修復可能性を検討する。
（ア）検知性
事故時の非常用ガス処理系作動時において，中央制御室内では原子炉建
屋内の負圧維持を監視計器により確認する。当該系統フィルタユニットの閉塞により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，原子炉建屋内の負圧に影響を与えるため，原子炉建屋差圧を監視することにより，系統機能への悪影響を検知することが可能である。
また，系統機能に悪影響を与えるような閉塞については，各フィルタ差圧の傾向を確認することで位置を特定可能と考えている。
（イ）修復作業性
フィルタユニット閉塞時に対する修復箇所として，チャコールフィルタ，
プレフィルタ，高性能フィルタがある。それらフィルタ交換作業のうち，最も時間を要するチャコールフィルタ取替作業を代表として，以下に手順を示す。
ⅰ．作業準備（修復資機材運搬等）
フィルタの予備品は発電所構内に保管する計画としており，台車等で運搬可能である。チャコール充填排出装置は非常用ガス処理系フィ
ルタ装置室内で保管しており運搬不要である。
ⅱ．チャコール充填用足場設置
ⅲ．充填排出装置設置
ⅳ．フィルタユニット開放
ⅴ．既設チャコール排出ⅵ．新チャコール充填
ⅶ．フィルタユニット復旧
チャコールフィルタの取り替えについては，検知後，３日間で可能である。
（内訳：ⅰⅱⅲ１日，ⅳⅴ１日，ⅵⅶ１日，計３日間）
チャコールフィルタ活性炭抜き取り作業（ⅴ）のイメージを第 2.1.2-15

12 条－2.1－26

図に，チャコールフィルタ活性炭充填作業（ⅵ）のイメージを第 2.1.2-16
図に示す。
修復作業については，協力企業にて取替実績もあり施工手順も配備されている。

第 2.1.2-15 図

チャコールフィルタ活性炭抜き取り作業

第 2.1.2-16 図

チャコールフィルタ活性炭充填作業（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
フィルタユニットを設置している部屋（ＳＧＴＳ室）での修復作業となることから，線量率の評価結果は②と同様に，第 2.1.2-8 表及び第 2.1.2-10
表となる。

12 条－2.1－27

作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.2-8 表より原子炉冷却材喪失時のフィルタユニット修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 4.9mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
また，第 2.1.2-10 表より燃料集合体の落下時のフィルタユニット修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 59mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
以上から，（2）で示した設計基準事故（原子炉冷却材喪失，燃料集合体の落下）時において，線量の観点からは修復可能であることを確認した。

2.1.2.2 基準適合性
2.1.2.1（2）及び（3）の通り，非常用ガス処理系の静的機器のうち単一設計を採用している配管及びフィルタユニットにおいて，非常用ガス処理系に要求される「格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能」に影響を及ぼすような故障が発生した場合には，安全上支障のない期間に修復が可能であることを確認した。従って，静的機器の単一故障の想定は不要と記載されている３条件のうちの①想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実である場合に該当することを確認した。
以上から，非常用ガス処理系の静的機器のうち単一設計を採用している配管及びフィルタユニットについては，設置許可基準規則第 12 条の解釈に従い，その単一故障を仮定しないこととする。

12 条－2.1－28

2.1.3 格納容器スプレイ冷却系
2.1.3.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果（1）設備概要
格納容器スプレイ冷却系は，残留熱除去系のうち２系統が有する格納容器
スプレイ冷却モードとしての機能であり，事故時の格納容器の冷却機能を有する系統である。
格納容器スプレイ冷却系の系統概略図を第 2.1.3-1 図に示す。

ドライウェル
原子炉
圧力容器

残留熱除去系
熱交換器

サプレッ
ション・
チェンバ
残留熱除去系
ポンプ

残留熱除去系
熱交換器
残留熱除去系
ポンプ：ストレーナ

格納容器スプレイ・ヘッダ

スプレイノズル
配管（それぞれ異なる残留熱除去系に接続）
第 2.1.3-1 図（

格納容器スプレイ冷却系 系統概略図：単一設計の静的機器）

第 2.1.3-1 図に示す通り，格納容器スプレイ冷却系の動的機器である残留熱除去系ポンプ・弁は全て二重化しており，格納容器スプレイ・ヘッダ（ドライウェル，サプレッション・チェンバ）が単一設計となっている。

12 条－2.1－29

これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を第 2.1.3-1 表に示す。
第 2.1.3-1 表

格納容器スプレイ冷却系

単一設計静的機器

6 号炉
格納容器スプレイ・ヘッダ（ドライウェ
ル）

7 号炉

格納容器スプ 格納容器スプ 格納容器スプ
レイ・ヘッダ レイ・ヘッダ レイ・ヘッダ（サプレッシ （ドライウェ （サプレッション・チェンル）ョン・チェン
バ）
バ）

材質

炭素鋼

炭素鋼

炭素鋼

炭素鋼

塗装

有

有

有

有

（外面）

（外面）

（外面）

（外面）

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

内 通常時
部
流
体

ただし定例試験時
水（サプレッション・プール水）

ただし定例試験時
水（サプレッション・プール水）

事故時

水（サプレッ 水（サプレッ 水（サプレッ 水（サプレッション・プー ション・プー ション・プー ション・プー
ル水）
ル水）
ル水）
ル水）

設置場所

原子炉格納容 原子炉格納容 原子炉格納容 原子炉格納容
器内
器内
器内
器内

（2）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い
単一設計となっている格納容器スプレイ・ヘッダにおいて，仮に閉塞が発生した場合においても，格納容器スプレイ・ヘッダは円状に繋がっており，かつ流体を移送する二重化した系統は異なる箇所で接続しているため，閉塞箇所を迂回して流体を移送することが可能であり，影響はない。
従って，仮に破損が発生した場合の影響度合いを確認するため，これによって事故発生から 15 分後の格納容器スプレイ冷却モードへの運転モード切替時に格納容器スプレイ冷却系のスプレイ機能が使用できなくなったと仮定して12 条－2.1－30

評価した。
設計基準事故の中で格納容器スプレイ冷却系の機能に期待しているのは，
原子炉冷却材喪失時である。ただし，格納容器内圧力及びドライウェル内温度のピークは破断した配管からの高温の水の流出が終了するタイミングであり，非常用炉心冷却系によって原子炉圧力容器内に注水した低温の水が破断した
配管から溢水し始めた時点で格納容器内圧力及びドライウェル内温度は大きく低下する。格納容器スプレイ冷却系に期待しているのは，この非常用炉心冷
却系の水が溢水した後である。その後，格納容器内圧力，温度は緩やかに上昇し，残留熱除去系熱交換器の性能によって規定される格納容器スプレイ冷却
系の除熱量と崩壊熱が等しくなる時点から緩やかに下降する。このタイミン
グがサプレッション・チェンバ内温度のピークである。（第 2.1.3-2 図，第2.1.3-3 図参照）
このような事象の特徴から，格納容器スプレイ・ヘッダの破損によって格納
容器スプレイ冷却系のスプレイ機能が使用不可となっても，切り替え操作なしに格納容器スプレイ・ヘッダの破損箇所からそのまま格納容器内に注水することで，格納容器圧力・温度のピーク値に変化を与えることなく，動的機器の単一故障を仮定した場合と同等の性能で格納容器内の除熱を行うことができることを確認した。
なお，格納容器スプレイ冷却系を用いず，残留熱除去系熱交換器を用いて除熱しつつ原子炉圧力容器内に低圧注水を行うことでも，原子炉圧力容器と格納容器が破断した配管を通じて繋がっているため，格納容器内の除熱を行う
ことができる。
また，静的機器の単一故障を想定する場合は，使用可能な動的機器が増える
ことから，格納容器内の除熱を行う系統を増やすことも可能であり，更なる格
納容器内の除熱を行うことも可能である。

12 条－2.1－31

格納容器スプレイ冷却系
作動
ピーク値

非常用炉心冷却系の水の溢水
除熱量と 崩壊 熱が等しくなる時点

第 2.1.3-2 図 格納容器圧力変化（設置変更許可申請書 添付書類十 3.5.1）

非常用炉心冷却系の水の溢水
ピーク値
格納容器スプレイ冷却系
作動
ピーク値

除熱量と 崩壊 熱が等しくなる時点

第 2.1.3-3 図 格納容器温度変化（設置変更許可申請書 添付書類十 3.5.1）

12 条－2.1－32

また，設計基準事故の中でスプレイ機能によるＦＰ低減効果を期待している事象があることから，仮に事故発生から 15 分後の格納容器スプレイ冷却モードへの運転モード切替時に格納容器スプレイ冷却系のスプレイ機能が使用できなくなったと仮定して評価した。影響度合いを確認するための目安として，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv との比較を行った。
スプレイ機能によるＦＰ低減効果を期待している事象は設計基準事故の中
では原子炉冷却材喪失時である。スプレイ機能によるＦＰ低減効果がなくな
り，分配係数 1 になったと仮定する。その他の評価条件は全て原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.4 原子炉冷却材喪失から変更しないものとする。
この条件を用いて評価した結果，敷地境界外の実効線量は 6 号炉では約1.6×10-5mSv，7 号炉では約 1.5×10-5mSv となり，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。
（なお，原子炉設置変更許可申請書添付書類十 3.4.4 原子炉冷却材喪失における評価結果は，6 号炉で約 1.6×10-5mSv，7 号炉で約 1.5×10-5mSv である。）
以上の通り，静的機器の単一故障が発生したと仮定しても，その影響度合い
は設計基準事故時の判断基準を下回る程度であり，格納容器の冷却機能は維持されることを確認した。
なお，格納容器スプレイ冷却系において単一設計を採用している静的機器である格納容器スプレイ・ヘッダは格納容器内に存在し，かつ，当該設備の機能に期待するのは格納容器内において設計基準事故が発生している状態である。
従って，格納容器内にて修復作業を行うことは不可能である。
2.1.3.2 基準適合性
2.1.3.1（2）の通り，格納容器スプレイ冷却系の静的機器のうち単一設計を採用している格納容器スプレイ・ヘッダにおいて，スプレイ機能に影響を及ぼすよ
うな破損が発生した場合にも，格納容器スプレイ冷却系に要求される「格納容器の冷却機能」は同等の性能で維持されることを確認した。従って，静的機器の単一故障の想定は不要と記載されている３条件のうちの③単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても，他の系
統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等により確認できる場合

12 条－2.1－33

の要求の通り，同等の機能を達成できることから，本条件に該当することを確認した。
以上から，格納容器スプレイ冷却系の静的機器のうち単一設計を採用している格納容器スプレイ・ヘッダについては，設置許可基準規則第 12 条の解釈に従い，多重性の要求は適用しないこととする。

12 条－2.1－34

2.1.4 中央制御室換気空調系
2.1.4.1 単一故障仮定時の安全機能の確認結果（1）設備概要
中央制御室換気空調系は，事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を有する系統である。
中央制御室換気空調系の系統概略図を第 2.1.4-1 図に示す。

給気処理装置（外

給気処理装置
再循環フィルタ

再循環フィルタ
送風機
電動ダンパ

（外

送風機
中央制御室
6 号炉 7 号炉
再循環送風機

再循環送風機第 2.1.4-1 図
（

電動ダンパ

中央制御室換気空調系 系統概略図：単一設計の静的機器）

第 2.1.4-1 図に示す通り，中央制御室換気空調系の動的機器である送風機・電動ダンパ及び静的機器である給気処理装置は全て二重化しており，静的機器であるダクトの一部と再循環フィルタが単一設計となっている。
これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を第 2.1.4-1 表に示す。
第 2.1.4-1 表

中央制御室換気空調系
ダクト

単一設計静的機器
再循環フィルタ

材質

炭素鋼［ケーシング］
炭素鋼［フィルタ］
活性炭，ガラス繊維

塗装

無（一部保温あり）有（ケーシング）（外面）

内 部 通常時流体 事故時空気

屋内空気

空気（ＦＰ含む）

空気（ＦＰ含む）

設置場所

屋内

屋内

12 条－2.1－35

なお，事故時には酸欠防止のために外気取入れラインを用いて非常時外気取込運転を行う場合もあるが，当該機能は運転員の過度の被ばくを防止する
機能ではなく，外気取入れライン破損時は破損箇所から外気が流入し，同ライン閉塞時は運転員が適宜扉を開放する等により酸欠を防止する。従って，外気取り入れラインは中央制御室換気空調系の事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を担保するラインからは除外する。
（2）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い
単一設計となっている静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合いを確認するため，仮に事故発生から 24 時間後に中央制御室換気空調系のＦＰ除去機能が使用できなくなったと仮定して評価した。なお，設計基準事故の中で中央制御室換気空調系の機能に直接期待している事象はないが，技術基準規則第 38 条の解釈において以下の記載があることから，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時について検討し，仮想事故相当のソースタームを想定した。
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。

影響度合いを確認するための目安として，上述の判断基準である運転員の線

12 条－2.1－36

量限度 100mSv との比較を行った。
また，被ばく評価手法（内規）において以下の記載があることから，より大きな実効線量となる原子炉冷却材喪失時で代表した。
4.1 BWR 型原子炉施設
原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とする。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。
①

6 号炉
原子炉冷却材喪失時，中央制御室換気空調系は運転員が事故時運転モードを投入するまでの 15 分間通常時の運転状態を維持すると仮定する。さらに，
外気の取り入れ量を多くするため保守的に 6 号炉だけではなく 7 号炉の換気
空調系も通常時の運転状態で運転していると仮定する。事故発生から 15 分後に 6 号炉の事故時運転モード（再循環）を投入し，かつ外気少量取込を行うこととする。この時点で 7 号炉の換気空調系は停止状態と仮定する。その後，事故発生から 24 時間後に 6 号炉の再循環フィルタのＦＰ除去機能が使用できな
くなると仮定する。評価条件を第 2.1.4-2 表に示す。

12 条－2.1－37

第 2.1.4-2 表

6 号炉

中央制御室換気空調系故障時影響評価条件

項目

評価条件

想定事故

原子炉冷却材喪失（仮想事故）

よう素除去効率

0～15 分 ：0％（通常運転状態）
15 分～24 時間：90％（再循環）
24 時間～30 日：0％（再循環フィルタ機能喪失）

実効放出継続時間

χ／Ｑ[s/m3]：340 時間
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：110 時間

環境に放出された放射 中央制御室内性物質の大気拡散条件
χ／Ｑ[s/m3]（よう素）：1.5×10-4
χ／Ｑ[s/m3]（希ガス）：1.8×10-4
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：1.4×10-18
入退域時
χ／Ｑ[s/m3]：7.6×10-5
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：8.1×10-19（気象データは設計基準事故時被ばくと同様※1（1985 年 10 月～1986 年 9 月））
呼吸率1.2[m3/h]（成人の活動時の呼吸率を使用）

外気リークイン量

0.5[回/h]（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御
室空気流入率測定試験結果 0.3[回/h]に余裕
をみた値）

外気取込量

0～15 分：10,000[m3/h]（２プラント通常運転状態）
15 分～30 日：500[m3/h]（少量取込）

空間容積20,800[m3]

運転員勤務

５直２交代

（6 号及び 7 号炉中央制御室全体）以上の条件を用いて評価した結果，運転員の実効線量は約 19mSv となった。（なお，当該故障を仮定しない場合の評価結果は，約 13mSv である。
（26 条別添 2「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」に記載））②

7 号炉
原子炉冷却材喪失時，中央制御室換気空調系は運転員が事故時運転モー
12 条－2.1－38

ドを投入するまでの 15 分間通常時の運転状態を維持すると仮定する。さらに，外気の取り入れ量を多くするため保守的に 7 号炉だけではなく 6 号炉の換気空調系も通常時の運転状態で運転していると仮定する。事故発生から 15 分後に 7 号炉の事故時運転モード（再循環）を投入し，かつ外気少量取込を行うこととする。この時点で 6 号炉の換気空調系は停止状態と仮定する。その後，事故発生から 24 時間後に 7 号炉の再循環フィルタのＦＰ除去機能が使用できなくなると仮定する。評価条件を第 2.1.4-3 表に示す。
第 2.1.4-3 表

7 号炉

中央制御室換気空調系故障時影響評価条件

項目

評価条件

想定事故

原子炉冷却材喪失（仮想事故）

よう素除去効率

0～15 分 ：0％（通常運転状態）
15 分～24 時間：90％（再循環）
24 時間～30 日：0％（再循環フィルタ機能喪失）

実効放出継続時間

χ／Ｑ[s/m3]：340 時間
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：110 時間

環境に放出された放射 中央制御室内性物質の大気拡散条件
χ／Ｑ[s/m3]（よう素）：2.7×10-4
χ／Ｑ[s/m3]（希ガス）：3.0×10-4
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：2.3×10-18
入退域時
χ／Ｑ[s/m3]：7.7×10-5
Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]：8.2×10-19（気象データは設計基準事故時被ばくと同様※1（1985 年 10 月～1986 年 9 月））
呼吸率1.2[m3/h]（成人の活動時の呼吸率を使用）

外気リークイン量

0.5[回/h]（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御
室空気流入率測定試験結果 0.3[回/h]に余裕
をみた値）

外気取込量

0～15 分：10,000[m3/h]（２プラント通常運転状態）
15 分～30 日：2,000[m3/h]（少量取込）

空間容積20,800[m3]

運転員勤務

５直２交代

（6 号及び 7 号炉中央制御室全体）

12 条－2.1－39

以上の条件を用いて評価した結果，運転員の実効線量は約 34mSv となった。（なお，当該故障を仮定しない場合の評価結果は，約 22mSv である。
（26 条別添 2「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」に記載））
以上①②の通り，静的機器の単一故障が発生し，かつ（3）に示す修復を行わないと仮定しても，判断基準である運転員の線量限度 100mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これにより，（3）に示す修復作業期間
は，安全上支障のない期間であることを確認した。
（3）静的機器の単一故障が発生した場合の修復可能性
仮に事故発生から 24 時間後に単一故障が発生した後，当該単一故障箇所の修復が可能か否かを確認した。
なお，上記単一故障発生時，プラントは既に停止状態にあり，本修復はあくまでも応急処置として実施するものである。事故収束後に，技術基準に適合す
る修復を改めて実施する。
①故障の想定中央制御室換気空調系において単一設計を採用している静的機器であるダ
クト及び再循環フィルタについて，第 2.1.4-4 表に示す破損もしくは閉塞が発生することを想定する。
ただし，ダクト閉塞の原因となりうるほこり等については運用管理の中で排除することから，ダクト閉塞は想定不要とした。
また，破損の規模としては，構造及び運転条件等から瞬時に全周破断に至ることは考えにくいため，ダクト及び再循環フィルタケーシングについて亀裂やピンホール等によるリークの発生を損傷モードとして想定する。ただし，ダクトについては，損傷モードを保守的に考え，全周破断についても想定する。
以上から，想定すべき故障として以下の３種類を選定した。
・ダクト破損（リーク発生，全周破断）
・再循環フィルタケーシング破損（リーク発生）
・再循環フィルタ閉塞

12 条－2.1－40

第 2.1.4-4 表 中央制御室換気空調系
機能達成に必要な項目別の故障モード整理表
項 部位
目
流 ダクト
体
移
送

多 重 化 ／ 想定故障 故障原 対応設備
多様化
モード
因
一部無

送風機

有

給気処
理装置

有

再循環
送風機

有

電動
ダンパ

有

Ｆ 再循環
Ｐ フィル
除 タ
去

無

破損

対応設備の多重化／多様化

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

閉塞

異物 －
（ｃ）

－

破損

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

湿分 －
（ｄ）

－

異物 プレフィル
（ｅ） タ

無

高性能粒子
フィルタ

無

閉塞

（ａ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの腐食による破損（ｂ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの外力による破損（ｃ）単一設計となっている一部のダクトの異物による閉塞（ｄ）再循環フィルタの湿分による閉塞（ｅ）再循環フィルタの異物による閉塞

12 条－2.1－41

②ダクト破損（リーク発生，全周破断）時の修復可能性
中央制御室換気空調系において単一設計を採用しているダクトを第 2.1.42 図に示す。

：ＭＣＲバウンダリ壁
給気：単一設計箇所

排気：ＭＣＲバウンダリ外ダクト

ＲＦＭＯ

通常時外気取入れ隔離ダンパ
ＭＯ

ＭＯ
ＭＯ
中
性
能
フ

ィ

冷
却
コ
イ
ル

ＭＯ

ル
タ

ＭＯ

ＭＯ

中
性
能
フ

冷
却
コ
イ
ル

ィ

ＭＯ

２Ｆ

非常時
外気取入れ
隔離ダンパ

ル
タ

再循環
フィルタ装置
入口ダンパ

排風機

中央制御室

送風機

給気処理装置

高
性
能
フ

活
性
炭
フ

ィ

高
性
能
フ

ル
タ

ル
タ

ル
タ

ル
タ

ィ

中
性
能
フ

ィ

①

ィ

②

③

④

再循環送風機
再循環フィルタ装置

１Ｆ

第 2.1.4-2 図

中央制御室換気空調系ダクトのうち単一設計箇所

第 2.1.4-2 図に示す単一設計箇所のうち，中央制御室バウンダリ内でダク
ト破損が発生した場合は，中央制御室バウンダリ内での給排気が可能である
ため，中央制御室換気空調系の機能も維持されることから，修復は不要である。
従って，中央制御室バウンダリ外のダクト（７号炉）にリークあるいは全周破断が発生することを想定し，修復可能性を検討する。
ここで，第 2.1.4-2 図に示すバウンダリ外のダクト①～④の敷設状況を第2.1.4-3 図に示す。
なお，ダクト③にリークあるいは全周破断が発生することを想定した場合，給気処理装置を通過して冷却した空気がダクト③の先にある下部中央制御室に全量は到達しないこととなるが，非常時においては下部中央制御室内の主な熱源となる計算機等への電源供給を短時間で遮断することから，温度の観点から著しい悪影響を及ぼすことはない。

12 条－2.1－42

第 2.1.4-3 図

バウンダリ外ダクト敷設状況（ア）検知性
事故時の中央制御室換気空調系作動時において，中央制御室内では再循
環流量を監視計器により確認するとともに，線量計による空間線量率の測定を実施する。当該系統ダクト（バウンダリ外）の破損により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，再循環流量に影響を与えるとともに，中央制御室
内の空間線量率の上昇傾向を変化させるため，再循環流量を監視しつつ，異常発生時に空間線量率の上昇傾向をあわせて確認することにより，系統機能への悪影響を検知することが可能である。
また，系統機能に悪影響を与えるような損傷については，現場においては目視等で破損位置を特定可能と考えている。
（イ）修復作業性（補修方法の例）
ダクト直管部，及び，ダクト貫通部，ダクトコーナー部等のダクト破損箇所に応じた修復が可能である。また，ダクトの修復は，ジャバラ内装ダクト工法，及び，当て板（金属板），紫外線硬化型ＦＲＰシート，不燃性樹脂シート等による複数の方法から現場状況に応じた最適な方法を選択することで，確実な修復が可能である。これらの修復用資機材は発電所構内に保管する計画としている。
第 2.1.4-5 表に，ダクトの修復方法の例として，ダクト直管部，ダクト貫通部（周辺），ダクト貫通部（内部），及びダクトコーナー部の損傷状況に対する補修方法の一例を示す。
また，第 2.1.4-4 図に当て板によるダクト直管部の亀裂補修の例を示す。

12 条－2.1－43

第 2.1.4-5 表中央制御室換気空調系ダクト

修復方法の一例（１／２）

ダクト破損状況
部分的な亀裂、穴あき

全周破断

鉄板ビス

鉄板ビス

ダ
ク
ト
直
管
部

亀裂

当て板（金属板）

アルミテープ又はコーキング

）

周
辺
ダ
ク
ト
破
損
箇
所

アルミテープ又はコーキング

当て板（金属板）

シール材（コーキング、パテ等）

壁

壁

亀裂
破断面

（

ダ
ク
ト
貫
通
部

シール材
（コーキング、パテ等）

破断面

アルミテープ壁

壁
アルミテープ

シール材（コーキング、パテ等）

当て板（金属板曲げ加工）

シール材（コーキング、パテ等）
壁

壁

ダ
ク
ト
貫
通
部

当て板
（金属板曲げ加工）

亀裂

破断面

（
）

内
部

壁

アルミテープ又はコーキング

鉄板ビス

アルミテープ又はコーキング

壁

鉄板ビス

鉄板ビス

ダ
ク
ト
コ

ー

鉄板ビス

ー

ナ

破断面
亀裂

部
当て板（金属板）

アルミテープ又はコーキング

12 条－2.1－44

当て板（金属板）

アルミテープ又はコーキング

第 2.1.4-5 表中央制御室換気空調系ダクト

修復方法の一例（２／２）

ダクト補修方法
広範囲のダクト破損に対する補修方法案
ダクト破損

ャ

ジ

バ
ラ
内
装
ダ
ク
ト
工
法

突起物（ダクトフランジ、ダクト補強、ダクトサポート等）周辺の破損に対する補修方法案⇒シート状のため、曲げ加工が不要。切断が容易。

紫
外
ダ 線
ク 硬
ト 化
補 型
修 Ｆ
方 Ｒ
法 Ｐ
シ

紫外線硬化型ＦＲＰシート

ー

ト

ダクト破損

ダクトフランジ部の軽微なダクト破損箇所に対する作業時間短縮方法案⇒樹脂層に粘着性があるため、破損部に張るだけで施工可能。

亀裂

ー

不
燃
性
樹
脂
シ
ト

不燃性樹脂シート

12 条－2.1－45

（ⅰ）

（ⅱ）

（ⅲ）

（ⅳ）

（ⅴ）

（ⅵ）

第 2.1.4-4 図

中央制御室換気空調系ダクト

12 条－2.1－46

亀裂補修の例

（修復方法の妥当性）
ダクト修復方法の妥当性確認として，モックアップ試験によってダクト修
復の妥当性確認を実施する。第 2.1.4-5 図にモックアップ試験概要図を示す。モックアップ試験では，部分的な亀裂及び穴あきと全周破断に対して，
当て板，紫外線硬化樹脂シート，及び不燃性樹脂シートを用いた修復を行い，その後に耐圧試験を行い試験圧力に耐えられることを確認する。
ダクト破損箇所の修復状況として，紫外線硬化樹脂シートによる修復状況（欠陥 1A，1B）を第 2.1.4-6 図に，不燃性樹脂シートによる修復状況（欠陥 2A，2B）を第 2.1.4-7 図に示す。
耐圧試験では，ダクト内の動圧が最大となる中央制御室送風機出口ダクト
における動圧約 0.5kPa（風量 100,000m3/h，φ約 1.1m）に対し保守的な 0.6kPa
で 10 分間保持した状態で，発泡液を用いて著しい漏えいがないことを確認した。

第 2.1.4-5 図

ダクト修復のモックアップ試験概要図

12 条－2.1－47

（欠陥 1A）（欠陥 1B）
第 2.1.4-6 図

紫外線硬化樹脂シートによる修復状況（欠陥 1A，1B）

12 条－2.1－48

（欠陥 2A）（欠陥 2B）
第 2.1.4-7 図

不燃性樹脂シートによる修復状況（欠陥 2A，2B）

12 条－2.1－49

（作業工程）作業工程の概略予定を第 2.1.4-6 表に示す。破損箇所を確認後に修復方法を検 討し，作業計画を立てる。作業開始１日目は，補修材や工具類搬入，足場組立て作業等の作業準備を実施し，ダクト補修のための作業環境を整える。２日目でダクト補修作業を実施し，３日目に漏えい確認を実施し３日以内に修復作業を完了させる作業工程を考えている。
第 2.1.4-6 表
作業内容

日

付

ダクト修復の概略工程
1日目（１）ダクト補修
・作業準備（補修材、工具類搬入）・足場組立（必要な場合）
・保温取り外し（必要な場合）
・亀裂補修
・補修材養生期間
・漏えい確認12 条－2.1－50

2日目

3日目

4日目

（作業訓練）中央制御室換気空調系ダクトの補修方法については，発電所員により補修作業が行えるよう事故時に備えて訓練を実施している。当て板（金属板）による補修及び紫外線硬化樹脂シートによる補修の訓練について第 2.1.4-8 図に示す。訓練では，中央制御室換気空調系ダクトを模擬したダクトを，実際の現場
状況を踏まえて高所に設置し，ダクトの全周破断，半周破損（上面コーナー部），
半周破損（下面コーナー部）のように，複数の損傷をダクトに設けて，これらを補修する作業を実施している。よって，高所のダクトについて補修作業エリアを確保するための足場設置作業についても本訓練にて実施し，足場組立完成
後に，当て板（金属板）や樹脂シートによる補修を行い，補修の妥当性を確認するためにダクトの漏えい確認を行い，補修方法の効果を確認している。これ
らの訓練を当社社員により平成 26 年 6 月 25～26 日，平成 27 年 3 月 16～17 日に実施しており，中央制御室空調系ダクトの補修方法の信頼性を確認することができている。なお，今後も補修方法について改善検討または新規補修方法検討を行い，訓練を継続または新たに実施する必要があると判断する作業については，訓練を実施することとし，補修作業を確実に実施できるようにする。

12 条－2.1－51

第 2.1.4-8 図

ダクト修復

12 条－2.1－52

作業訓練の例

（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
修復作業時は，外気と同等と整理している中央制御室バウンダリ外のＦ
Ｐによる被ばくに加えて，再循環フィルタに補集されたＦＰからの直接ガンマ線による被ばくも考慮する必要がある。再循環フィルタからの直接ガ
ンマ線の影響は距離に依存することから，各作業エリアにおける線量率の評価を実施した。なお，（2）同様，より大きな実効線量となる原子炉冷却材喪失時で代表して評価を実施した。
評価条件を第 2.1.4-7 表に，評価結果を第 2.1.4-8 表～第 2.1.4-10 表に示す。
第 2.1.4-7 表中央制御室換気空調系ダクト（７号炉）修復時
線量率評価条件（第 2.1.4-3 表からの変更点）

項目

評価条件

よう素除去効率

0～15 分 ：0％（通常運転状態）
15 分～24 時間：90％（内外部被ばく評価時）100％（直接線評価時）
24 時間～30 日：0％（－）

修復作業開始時間

単一故障発生（24 時間）時点

修復作業エリア容積

ダクト①，②：629.8[m3]ダクト③：477.0[m3]ダクト④：234.0[m3]直接線評価点ダクト①，②：フィルタ表面から 350cm
ダクト③：フィルタ表面から 1160cm
ダクト④：フィルタ表面から 390cm

線量換算係数

よう素の吸入摂取に対して，成人実効線量換算
係数を使用
I-131：2.0×10-5mSv/Bq
I-132：3.1×10-7mSv/Bq
I-133：4.0×10-6mSv/Bq
I-134：1.5×10-7mSv/Bq
I-135：9.2×10-7mSv/Bq

マスクによる防護係数

DF100012 条－2.1－53

第 2.1.4-8 表中央制御室換気空調系ダクト①②修復時
線量率評価結果

被ばく経路

線量率(mSv/h)

作業エリア内ＦＰ

内部被ばく

約 2.2×10-4

作業エリア内ＦＰ

外部被ばく

約 1.8×10-2

再循環フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 1.2×10-2

原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる外部被ばく（直接線・スカイシャイン線）

約 1.7×10-1

大気中に放出された放出放射能による外部被ばく

約 1.9×10-2

合計

約 2.2×10-1

第 2.1.4-9 表中央制御室換気空調系ダクト③修復時

線量率評価結果

被ばく経路

線量率(mSv/h)

作業エリア内ＦＰ

内部被ばく

約 2.2×10-4

作業エリア内ＦＰ

外部被ばく

約 1.6×10-2

再循環フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 2.1×10-6

原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる外部被ばく（直接線・スカイシャイン線）

約 1.7×10-1

大気中に放出された放出放射能による外部被ばく

約 1.9×10-2

合計

約 2.1×10-1

第 2.1.4-10 表

中央制御室換気空調系ダクト④修復時
線量率評価結果

被ばく経路

線量率(mSv/h)

作業エリア内ＦＰ

内部被ばく

約 2.2×10-4

作業エリア内ＦＰ

外部被ばく

約 1.3×10-2

再循環フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 2.0×10-5

原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる外部被ばく（直接線・スカイシャイン線）

約 1.7×10-1

大気中に放出された放出放射能による外部被ばく

約 1.9×10-2

合計

約 2.0×10-1

作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.4-8 表～第2.1.4-10 表より原子炉冷却材喪失時のダクト修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 1.8mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv

12 条－2.1－54

に照らしても，修復可能であることを確認した。
③再循環フィルタケーシング破損（リーク発生）時の修復可能性
中央制御室換気空調系において単一設計を採用している再循環フィルタを
第 2.1.4-9 図に示す。
給気

排気
DPI

DPI

DPI

DPI

点検扉
中性能フィルタ

高性能フィルタ第 2.1.4-9 図

活性炭フィルタ

高性能フィルタ

中央制御室換気空調系再循環フィルタ

第 2.1.4-9 図に示す再循環フィルタケーシングにリークが発生することを想定し，修復可能性を検討する。
（ア）検知性
再循環フィルタは現場計器により常時差圧を測定している。中央制御室
換気空調系再循環フィルタケーシングの破損（リーク発生）により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，定期的なパトロールによるフィルタ差圧の確認により，系統機能への悪影響を検知することが可能である。
また，系統機能に悪影響を与えるような損傷については，現場においては目視等で破損位置を特定可能と考えている。
（イ）修復作業性
再循環フィルタケーシングの破損に対する修復は，ダクト破損に対する修復と同様に，紫外線硬化型ＦＲＰシート，不燃性樹脂シート等による複数の方法から現場状況に応じた最適な方法を選択することで，確実な修復が可能である。これらの修復用資機材は発電所構内に保管する計画としている。

12 条－2.1－55

（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
再循環フィルタを設置している部屋（中央制御室バウンダリ内）での修復作業となる。７号炉について，②の評価条件である第 2.1.4-7 表からの変更
点を第 2.1.4-11 表に，線量率の評価結果を第 2.1.4-12 表に示す。
第 2.1.4-11 表 中央制御室換気空調系フィルタケーシング修復時
線量率評価条件（第 2.1.4-7 表からの変更点）
項目

評価条件

修復作業エリア容積20,800[m3]直接線評価点フィルタ表面から 50cm

第 2.1.4-12 表

中央制御室換気空調系フィルタケーシング修復時
線量率評価結果（７号炉）
被ばく経路

線量率(mSv/h)

作業エリア内ＦＰ

内部被ばく

約 1.3×10-4

作業エリア内ＦＰ

外部被ばく

約 5.1×10-2

再循環フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 5.9×10-1

原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる外部被ばく（直接線・スカイシャイン線）

約 1.9×10-5

大気中に放出された放出放射能による外部被ばく

約 1.5×10-3

合計

約 6.4×10-1

同様に６号炉についての線量率の評価結果を第 2.1.4-13 表に示す。
第 2.1.4-13 表

中央制御室換気空調系フィルタケーシング修復時
線量率評価結果（６号炉）
被ばく経路

線量率(mSv/h)

作業エリア内ＦＰ

内部被ばく

約 7.1×10-5

作業エリア内ＦＰ

外部被ばく

約 3.1×10-2

再循環フィルタからの直接ガンマ線による被ばく

約 2.8×10-1

原子炉建屋原子炉区域内のＦＰによる外部被ばく（直接線・スカイシャイン線）

約 5.6×10-4

大気中に放出された放出放射能による外部被ばく

約 9.4×10-4

合計

約 3.1×10-1

12 条－2.1－56

作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.4-12 表及び第2.1.4-13 表より原子炉冷却材喪失時の再循環フィルタケーシング修復における被ばく線量は作業員１人当たり最大約 5.1mSv となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。
④再循環フィルタ閉塞時の修復可能性
第 2.1.4-9 図に示す再循環フィルタに閉塞が発生することを想定し，修復可能性を検討する。
（ア）検知性
再循環フィルタは現場計器により常時差圧を測定している。中央制御室
換気空調系フィルタの閉塞により系統の機能維持に悪影響が生じた場合，定期的なパトロールによるフィルタ差圧の確認により，系統機能への悪影
響を検知することが可能である。
また，系統機能に悪影響を与えるような閉塞については，各フィルタ差圧の傾向を確認することで位置を特定可能と考えている。
（イ）修復作業性
再循環フィルタの仕様を第 2.1.4-14 表に，再循環フィルタの取付け状態
を第 2.1.4-10 図に示す。活性炭フィルタ，及び，高性能フィルタ，中性能
フィルタは寸法及び重量ともに，作業員２名により，１日以内で運搬や取付
け・取外しが可能である。これらのフィルタの予備品は発電所構内に保管する計画としている。
第 2.1.4-14 表号 フィルタ数量（個）炉 活性炭 高性能 中性能

再循環フィルタの仕様
フィルタ寸法(mm)

活性炭

高性能

フィルタ重量(kg/個)
中性能

活性炭 高性能 中性能

６

16

10

5

654×700×197 610×610×292 594×594×150

約30

20

4.5

７

16

12

4

654×700×197 610×610×292 594×594×293

約30

18

8

12 条－2.1－57

（高性能フィルタの取付け状態）（活性炭フィルタの取付け状態）
第 2.1.4-10 図 再循環フィルタの取付け状態（ウ）修復作業時の作業環境に係る線量評価
再循環フィルタを設置している部屋（中央制御室バウンダリ内）での修復作業となることから，線量率の評価結果は③と同様に，第 2.1.4-12 表及び第 2.1.4-13 表となる。
作業員１人当たりの作業時間を８時間とすると，第 2.1.4-12 表及び第2.1.4-13 表より原子炉冷却材喪失時の再循環フィルタ修復における被ばく
線量は作業員１人当たり最大約 5.1mSv となり，緊急時作業に係る線量限度
100mSv に照らしても，修復可能であることを確認した。

2.1.4.2 基準適合性
2.1.4.1（2）及び（3）の通り，中央制御室換気空調系の静的機器のうち単一設計を採用しているダクト及び再循環フィルタにおいて，中央制御室換気空調系に要求される「原子炉制御室非常用換気空調機能」に影響を及ぼすような故障が発生した場合には，安全上支障のない期間に修復が可能であることを確認した。従って，静的機器の単一故障の想定は不要と記載されている３条件のうちの①想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実である場合に該当することを確認した。
以上から，中央制御室換気空調系の静的機器のうち単一設計を採用しているダクト及び再循環フィルタについては，設置許可基準規則第 12 条の解釈に従い，その単一故障を仮定しないこととする。

12 条－2.1－58

2.2 安全施設の共用・相互接続
設置許可基準規則第 12 条第６項及び第７項に対する基準適合性を説明する。
2.2.1 共用・相互接続設備の抽出設置許可基準規則第 12 条の解釈において，以下の記載がなされている。
１

第１項に規定する「安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたもの」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」による。ここで、当該指針における「安全機能を有する構築物、系統及び機器」は本規定の「安全施設」に読み替える。
１１ 第６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」においてクラスＭＳ－１に分類される下記の機能を有する構築物等を対象とする 。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減機能（ただし、可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物）を除く。）
・工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能・安全上特に重要な関連機能（ただし、原子炉制御室遮蔽、取水口及び排水口を除く。）
これらの要求により，設置許可基準規則第 12 条第６項及び第７項の対象となる系統は，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（重要度分類指針）に示される安全機能を有する構築物、系統及び機器（安全施設）となる。
安全施設については，２基以上の原子炉施設間で共用する場合は原子炉の安
全性を損なうことのない設計としており，設置許可基準規則第 12 条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。また，設置許可基準規則第 12条第７項の相互接続設備に関する規則については，復水補給水系等が該当する系統であるが，同様に原子炉の安全性を損なうことのない設計としており，適合することを確認した。

12 条－2.2－1

ただし，可燃性ガス濃度制御系の可搬式再結合装置については，常設設備に変更し，かつ原子炉施設間で共用しない設計に変更する。詳細を 2.2.3 に示す。
一方，安全施設のうち重要安全施設については，該当する構築物等のうち，・安全上特に重要な関連機能を有する中央制御室（下部中央制御室を除く）
・安全上特に重要な関連機能を有する中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）
が２基以上の原子炉施設間で共用する施設，・安全上特に重要な関連機能を有する非常用所内電源系が２基以上の原子炉施設間で相互に接続する施設となる。これらの施設については，共用又は相互に接続することで安全性が向上することから，設置許可基準
規則第 12 条第６項に適合することを確認した。
これらの確認を行うにあたり，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉において，重要度分類指針に示される安全施設の中から２基以上の原子炉施設間で共用する系統を抽出した結果を別紙 2-1 に示す。系統の抽出にあたっては，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612-2010，社団法人日本電気協会）及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009，
社団法人日本電気協会）を参考とし，第 2.2.1-1 図に示す抽出フローに従って実施した。抽出された対象施設の一覧を第 2.2.1-1 表に示す。また，抽出した系統の概略図を別紙 2-2 に示す。

12 条－2.2－2

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉の全ての構築物，系統又は機器
安全施設（MS-1,2,3，PS-1,2,3 のいずれかに該当）
No
重要安全施設かYes

No

共用又は相互接続
している設備か

共用又は相互接続
している設備か

Yes

Yes

対象施設
（重要安全施対象外

設置許可基準規則 第 12 条第６項
技術基準規則第 15 条第５項（共用化にて「安全性向上」）

第 2.2.1-1 図

No

対象施設
（安全施設（重要安全施設を除く。））

対象外

設置許可基準規則 第 12 条第７項
技術基準規則第 15 条第６項（共用化にて「安全性を損なわない」）

共用又は相互接続している安全施設の抽出フロー

12 条－2.2－3

第 2.2.1-1 表

共用・相互接続設備の抽出結果一覧（１／２）

共用・相互接続設備

重要度分類

共用／相互接続

中央制御室（下部中央制御室を除く）

MS-1

共用

中央制御室換気空調系（下部中央制
御室の換気を除く）

MS-1

共用

非常用所内電源系

MS-1

相互接続

中央制御室遮蔽MS-1

共用・使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
・燃料プール冷却浄化系
・燃料取替機・原子炉建屋クレーン
・燃料プール冷却浄化系の燃料プー
ル入口逆止弁

PS-2

共用

サプレッション・プール水排水系（サプレッション・プール水サージ
タンク，ポンプ等）

PS-3

共用

液体廃棄物処理系（低電導度廃液系，高電導度廃液系）

PS-3

共用

固体廃棄物処理系（冷却材浄化系沈降分離槽，使用済
樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫）

PS-3

共用

・取水設備
・放水設備

PS-3
PS-3

共用

・500kV 及び 154kV 送電線
・変圧器（起動用開閉所変圧器，起動変圧器，
予備電源変圧器，工事用変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線）
・開閉所（超高圧開閉所機器，起動用開閉所
機器，154kV 開閉所機器）

PS-3
PS-3

共用

重要安全施設安全施設（重要安全施設を除く。）

12 条－2.2－4

PS-3
PS-2
PS-2
MS-2

PS-3

第 2.2.1-1 表

共用・相互接続設備の抽出結果一覧（２／２）

共用・相互接続設備

重要度分類

共用／相互接続・補助ボイラ・所内蒸気系及び戻り系

PS-3
PS-3

共用

不活性ガス系

MS-3

共用

・免震重要棟内緊急時対策所
・３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

MS-3
MS-3

共用

通信連絡設備（1～7 号炉共用，6 号
及び 7 号炉共用）

MS-3

共用

放射能監視設備（固定モニタリング設備，気象観測
設備）

MS-3

共用

放射能監視設備（焼却炉建屋排気筒放射線モニタ，焼却炉建屋放射線モニタ）

MS-3

共用

消火系
（圧力調整用消火ポンプ，電動駆動
消火ポンプ，ディーゼル駆動消火
ポンプ，ろ過水タンク，防火扉等）

MS-3

共用

・安全避難通路・非常用照明

MS-3
MS-3

共用

・復水貯蔵槽・復水補給水系

PS-3
PS-3

相互接続

・計装用圧縮空気系
・計装用圧縮空気設備

MS-3
PS-3

相互接続

安全施設（重要安全施設を除く。）

これらの確認において，「安全性を損なうことのない」こと，及び「安全性が向上する」ことの判断基準は以下の通りとした。
・「安全性を損なうことのない」こと：共用又は相互に接続することによって，要求される安全機能が阻害されることがないよう配慮していること
・「安全性が向上する」こと：各設備に要求される安全機能を満たしつつ，共用又は相互に接続すること
12 条－2.2－5

のメリットを期待できるよう配慮していること
詳細を 2.2.2 以降で示す。

12 条－2.2－6

2.2.2 基準適合性（可燃性ガス濃度制御系を除く）
2.2.2.1 重要安全施設
第 2.2.1-1 表に示す通り，重要安全施設のうち，２基以上の原子炉施設間で共用する施設として，・中央制御室（下部中央制御室を除く）
・中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）
２基以上の原子炉施設間で相互に接続する施設として，・非常用所内電源系がある。
これらの施設について，共用又は相互接続による安全性への影響を確認した
結果を第 2.2.2-1 表及び第 2.2.2-2 表に示す。
第 2.2.2-1 表
相互接続設備

重要度
分類

中央制御室
（下部中央制御室
を除く）

MS-1

重要安全施設共用の適切性（１／２）

相互接続により安全性が向上することの説明（6,7 号炉共用）
6 号炉中央制御室（下部中央制御室を除く）及び
7 号炉中央制御室（下部中央制御室を除く）は，それぞれの空間に対して要求される安全機能を満たすとともに，共用することで，下記の通り安全性が向上する。
○運転員の融通等各号炉で必要な人員を確保したうえで，共用により 6，7 号炉中央制御室を自由に行き来できる空間とすることにより，片方の号炉で事故等が発生した場合の人員融通を可能にするとともに，両方の号炉で事故等が発生した場合にお互いの号炉での対応状況を参考としたより適切な対応が可能となることから，安全性が向上する。

12 条－2.2－7

第 2.2.2-1 表
相互接続設備重要度
分類

中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）MS-1

重要安全施設共用の適切性（２／２）

相互接続により安全性が向上することの説明（6,7 号炉共用）
6 号炉中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）及び 7 号炉中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）は，要求される安全機能をそれぞれ満たすとともに，共用することで，下記の通り安全性が向上する。
○更なる多重性の確保
各換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）
は，共用空間である 6 号炉中央制御室（下部中央制御室を除く）及び 7 号炉中央制御室（下部中央制御室を除く）に対して，100％容量のものを 2系統ずつ設置しており，共用により更に多重性が増すことから，安全性が向上する。
また，2.1.4 で設置許可基準規則第 12 条の解釈に従い単一故障を仮定しないこととした各号
炉単一設計の再循環フィルタについても，共用により多重性が増すことから，安全性が向上する。

12 条－2.2－8

第 2.2.2-2 表
相互接続設備重要度分類

非常用所内電源系

MS-1

重要安全施設

相互接続の適切性

相互接続により安全性が向上することの説明（5,6,7 号炉相互接続）
6 号炉非常用所内電源系及び 7 号炉非常用所内電
源系は，要求される安全機能をそれぞれ満たすとともに，5/6/7 号炉の非常用モーターコントロー
ルセンターを連絡ケーブルにて相互に接続する
ことで，下記の通り安全性が向上する。
○電源の融通
通常時は，5/6/7 号炉間連絡ケーブルの両端の遮断器を開放するにより，6 号炉非常用所内電源
系及び 7 号炉非常用所内電源系の分離を図っており，非常用所内電源系としての技術的要件が満たされなくなることのない設計としている。そのうえで，重大事故等発生時においては，5/6/7 号
炉間連絡ケーブルの両端の遮断器を投入することにより，迅速かつ安全に電源融通を可能とする設備であることから，安全性が向上する。

第 2.2.2-1 表及び第 2.2.2-2 表の通り，共用又は相互に接続することで安全性が向上することから，設置許可基準規則第 12 条第６項に適合することを確認した。

12 条－2.2－9

2.2.2.2 安全施設（重要安全施設を除く）
第 2.2.1-1 表に示す通り，重要安全施設を除く安全施設のうち，２基以上の原子炉施設間で共用する施設は以下の通りである。
・中央制御室遮蔽・使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
・燃料プール冷却浄化系，燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁・燃料取替機・原子炉建屋クレーン・サプレッション・プール水排水系（サプレッション・プール水サージタンク，ポンプ等）
・液体廃棄物処理系（低電導度廃液系，高電導度廃液系）
・固体廃棄物処理系（冷却材浄化系沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，
固体廃棄物貯蔵庫）
・取水設備
・放水設備
・500kV 及び 154kV 送電線
・変圧器（起動用開閉所変圧器，起動変圧器，予備電源変圧器，工事用変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線）
・開閉所（超高圧開閉所機器，起動用開閉所機器，154kV 開閉所機器）
・補助ボイラ・所内蒸気系及び戻り系・不活性ガス系
・免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・通信連絡設備（1～7 号炉共用，6 号及び 7 号炉共用）
・放射能監視設備（固定モニタリング設備，気象観測設備，焼却炉建屋排気筒放射線モニタ，焼却炉建屋放射線モニタ）
・消火系（圧力調整用消火ポンプ，電動駆動消火ポンプ，
ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，防火扉等）
・安全避難通路・非常用照明12 条－2.2－10

これらの施設のうち，・３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）
・消火系（防火扉等）
を除く施設については，共用により安全性を損なわない設計とすることで設置（変更）許可を得ている。
共用による安全性への影響を確認した結果を第 2.2.2-3 表に示す。

12 条－2.2－11

第 2.2.2-3 表
共用設備

重要度
分類

中央制御室遮蔽

MS-1

安全施設

共用の適切性（１／５）

共用により安全性を損なわないことの説明（6,7 号炉共用）
6 号炉中央制御室及び 7 号炉中央制御室内の運転員を防護するための設備であり，一体となった遮蔽を条件として居住性評価を行って，要求される安全機能を達成できることを確認している。従って，安全性を損なうことはない。

・使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
・燃料プール冷却
浄化系
・燃料取替機・原子炉建屋クレーン
・燃料プール冷却
浄化系の燃料プール入口逆止弁

PS-2（6 号炉：1,2,5,6 号炉共用
7 号炉：1,2,5,7 号炉共用）

PS-3

1,2,5,6 号炉の使用済燃料を 6 号炉の使用済燃料
プールに，また，1,2,5,7 号炉の使用済燃料を 7号炉の使用済燃料プールに貯蔵することが可能な運用としているが，設備容量の範囲内で運用するため，冷却能力が不足する等は発生せず，安全性を損なうことはない。（※1）

PS-2
PS-2
MS-2

なお，6 号炉燃料は 6 号炉使用済燃料プールのみに，7 号炉燃料は 7 号炉使用済燃料プールのみに貯蔵可能な運用としている。

（※1）使用済燃料の号炉間輸送に用いる使用済燃料構内輸送容器については，「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」における技術上の基準に適合した容器（核燃料輸送物設計承認及び容器承認を取得した容器）を用いることから，発電用原子炉施設としての重要度
分類は対象外である。なお，本容器は号炉に関わらず使用するものであり，号炉間輸送時は実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則第８８条（工場又は事業所において行われる運搬）を遵守し，輸送を行うことから，事業所外運搬と同様に安全性が損なわれることはない。

12 条－2.2－12

第 2.2.2-3 表
共用設備

重要度
分類

サプレッション・
プール水排水系（サプレッション・プール水サー
ジタンク，ポンプ
等）

PS-3

安全施設

共用の適切性（２／５）

共用により安全性を損なわないことの説明（5,6,7 号炉共用）
各号炉に必要な容量を確保しており，何らかの要因で個別号炉側の設備が損傷した場合にも，号炉間接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。従って，安全性を損なうことはない。
ただし，サプレッション・プール水サージタンク
は溢水対策完了までの間，運用を停止することとしている。

液体廃棄物処理系（低電導度廃液
系，高電導度廃液系）

PS-3

固体廃棄物処理系（冷却材浄化系沈降分離槽，使用済
樹脂槽，濃縮廃液
タンク，固体廃棄
物貯蔵庫）

PS-3

（低電導度廃液系：6,7 号炉共用
高電導度廃液系：5,6,7 号炉共用）
液体廃棄物処理系はその性状に応じて処理する設計としており，その処理容量は共用対象号炉における合計の予想発生量を考慮して設計している。また，何らかの要因で個別号炉側の設備が損傷した場合にも，号炉間接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。従って，安全性を損なうことはない。（※2）（冷却材浄化系沈降分離槽：6,7 号炉共用
使用済樹脂槽：6,7 号炉共用
濃縮廃液タンク：5,6,7 号炉共用
固体廃棄物貯蔵庫：1～7 号炉共用）
固体廃棄物処理系はその性状に応じて処理する設計としており，その処理容量は共用対象号炉における合計の予想発生量を考慮して設計しているため，安全性を損なうことはない。（※2）（※2）集中監視制御を行う 5 号炉廃棄物処理系制御室については，居住性の確保等の安全機能を有する施設ではないことから，発電用原子炉施設としての重要度分類は対象外である。

12 条－2.2－13

第 2.2.2-3 表
共用設備
・取水設備
・放水設備

重要度
分類
PS-3
PS-3

・500kV 及び 154kV PS-3
送電線
・変圧器
PS-3
（起動用開閉所変
圧器，起動変圧器，
予備電源変圧器，
工事用変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線）・開閉所
PS-3（超高圧開閉所機
器，起動用開閉所
機器，154kV 開閉
所機器）

安全施設

共用の適切性（３／５）

共用により安全性を損なわないことの説明（5,6,7 号炉共用）
各号炉に必要な容量を確保しており，取水を阻害する等の悪影響のない設計としているため，安全性を損なうことはない。
（500kV 及び 154kV 送電線：1～7 号炉共用
起動用開閉所変圧器：1～7 号炉共用
起動変圧器：6,7 号炉共用
予備電源変圧器：1～7 号炉共用
工事用変圧器：1～7 号炉共用
共通用高圧母線：6,7 号炉共用
共通用低圧母線：6,7 号炉共用
超高圧開閉所機器：1～7 号炉共用
起動用開閉所機器：1～7 号炉共用
154kV 開閉所機器：1～7 号炉共用）
各号炉に必要な容量を確保しているため，安全性を損なうことはない。
ただし，予備電源変圧器については，各号炉の非常用ディーゼル発電機 1 系統分の電源を供給できる容量を確保している。
外部電源の受電ルートには遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の系統への影響を及ぼさない設計としている。共用箇所の故障により外部電源を受電できなくなった場
合は，非常用ディーゼル発電機により各号炉の非常用所内電源系に給電する。
なお，6 号炉非常用高圧母線と 7 号炉非常用高圧
母線は，重大事故等対処設備である緊急用高圧母線を介して相互にケーブルが接続されているが，遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の号炉への影響を及ぼさない設計としている。
12 条－2.2－14

第 2.2.2-3 表
共用設備

重要度
分類

・補助ボイラ・所内蒸気系及び
戻り系

PS-3
PS-3

不活性ガス系

MS-3

安全施設共用の適切性（４／５）

共用により安全性を損なわないことの説明（5,6,7 号炉共用）
各号炉に必要な容量を確保している。また，何らかの要因で個別号炉側の設備が損傷した場合にも，号炉間接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。従って，安全性を損なうことはない。
（5,6,7 号炉共用）
各号炉に必要な容量を確保している。また，何らかの要因で個別号炉側の設備が損傷した場合にも，号炉間接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。従って，安全性を損なうことはない。

・免震重要棟内緊
急時対策所
・３号炉原子炉建
屋内緊急時対策所

MS-3
MS-3

（免震重要棟内緊急時対策所：1～7 号炉共用
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所：6,7 号炉共用）
共用対象号炉に対して同時に対応するために必要な機能及び居住性を有しているため，安全性を損なうことはない。

通信連絡設備（1～7 号炉共用，
6 号及び 7 号炉共
用）

MS-3

（平成 22 年 4 月 19 日設置変更許可後に設置したもの：6,7 号炉共用
上記以外：1～7 号炉共用）
共用対象号炉内で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設備としているため，安全性を損なうことはない。

放射能監視設備（固定モニタリン
グ設備，気象観測設備）

MS-3（1～7 号炉共用）
共用対象号炉内で共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視するための設備であり，監視に必要な仕様を満足する設備としているため，安全性を損なうことはない。

12 条－2.2－15

第 2.2.2-3 表
共用設備

重要度
分類

放射能監視設備（焼却炉建屋排気筒放射線モニタ，
焼却炉建屋放射線
モニタ）

MS-3

消火系
（圧力調整用消火

MS-3

安全施設

共用の適切性（５／５）

共用により安全性を損なわないことの説明（1～7 号炉共用）
発電所内に２つある焼却炉建屋にそれぞれ設置しており，共用対象号炉内で共通の対象である共用エリアにおける放射線量率等を測定する設備であり，測定に必要な仕様を満足する設備としているため，安全性を損なうことはない。

ポンプ，電動駆動
消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポ
ンプ，ろ過水タン
ク，防火扉等）（圧力調整用消火ポンプ：5,6,7 号炉共用
電動駆動消火ポンプ：5,6,7 号炉共用
ディーゼル駆動消火ポンプ：5,6,7 号炉共用
ろ過水タンク：5,6,7 号炉共用 及び
1～7 号炉共用
防火扉等：6,7 号炉共用）
各ポンプ及びタンクは，各号炉の消火活動に必要な容量を確保している。また，何らかの要因で個別号炉側の設備が損傷した場合にも，号炉間接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。従って，安全性を損なうことはない。
防火扉等は，共用対象号炉内で共通の対象を防護するために必要な耐火能力を有する設計としているため，安全性を損なうことはない。

・安全避難通路・非常用照明MS-3
MS-3（6,7 号炉共用）
安全に避難するために使用するものであり，共用
対象号炉内で同時に避難するために必要な仕様を満足する設備としているため，安全性を損なうことはない。

12 条－2.2－16

また，第 2.2.1-1 表に示す通り，重要安全施設を除く安全施設のうち，２基以上の原子炉施設間で相互に接続する施設は以下の通りである。
・復水貯蔵槽，復水補給水系
・計装用圧縮空気系，計装用圧縮空気設備
これらの施設について，相互接続による安全性への影響を確認した結果を第2.2.2-4 表に示す。
第 2.2.2-4 表
相互接続設備重要度
分類

・復水貯蔵槽・復水補給水系

PS-3
PS-3

安全施設

相互接続の適切性

相互接続により安全性を損なわないことの説明（6,7 号炉相互接続）
各号炉で要求される安全機能をそれぞれ満たす
容量を確保するとともに，何らかの要因で一方の号炉で損傷が発生した場合にも号炉間接続部の弁は常時閉であるため，安全性を損なうことはない。
連絡時においても，各号炉にて設計された圧力に差異はないことから，安全性を損なうことはない。

・計装用圧縮空気
系
・計装用圧縮空気
設備

MS-3（5,6,7 号炉相互接続）

PS-3

各号炉で要求される安全機能をそれぞれ満たす
容量を確保するとともに，何らかの要因で一方の号炉で損傷が発生した場合にも号炉間接続部の弁は常時閉であるため，安全性を損なうことはない。
連絡時においても，各号炉にて設計された圧力に差異はないことから，安全性を損なうことはない。

第 2.2.2-3 表及び第 2.2.2-4 表の通り，共用又は相互に接続することで安全性を損なわないことから，設置許可基準規則第 12 条第７項に適合することを確認した。

12 条－2.2－17

2.2.3 基準適合性（可燃性ガス濃度制御系）
可燃性ガス濃度制御系は，第 2.2.3-1 図に示す通り，6,7 号炉共用の可搬式再結合装置を採用している。
他の可搬式再結合装置を接続する

ドライウェル
原子炉
圧力
容器

加熱器
ブロワ

再結合器

セパレータ 冷却器
サプレッション・チェンバ第 2.2.3-1 図（可搬式再結合装置）

可燃性ガス濃度制御系

系統概略図（変更前）

しかし，本系統については，第 2.2.3-2 図に示す通り，単一設計となっている
配管の二重化を行うとともに，再結合装置を各号炉 1 台ずつ追加し，かつ常設設備に変更することとしている。
加熱器
ブロワ

再結合器

ドライウェル
セパレータ 冷却器
原子炉
圧力
容器

加熱器
ブロワ

サプレッション・チェンバ第 2.2.3-2 図

再結合器

セパレータ 冷却器

可燃性ガス濃度制御系

系統概略図（変更後）

従って，２基以上の原子炉施設間で共用又は相互に接続することのない施設となることから，設置許可基準規則第 12 条第６項及び第７項に適合することを確認した。

12 条－2.2－18

重要度の特に高い安全機能を有する系統

重要度分類指針
分類 定義

機能

抽出表

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

別紙1-1

6号及び7号炉
重要度が特に高い安全機能

原子炉圧力容器（対象外）

原子炉再循環系ポンプ
原子炉冷却材圧力バウ
配管，弁ンダリを構成する機
1)原子炉冷却材圧力バ器・配管系（計装等のウンダリ機能小口径配管・機器は除 隔離弁
く。）
制御棒駆動機構ハウジング（対象外）

中性子束計装管ハウジング

（対象外）

（対象外）
【No.22】原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能（対象外）

制御棒カップリング
2)過剰反応度の印加防制御棒カップリング止機能

制御棒駆動機構カップリング【No.2】未臨界維持機能

制御棒駆動機構ラッチ機構

その損傷又は故障により発生する事象によって，(a)炉心の著しい損傷又はPS-1(b)燃料の大量の破損を引き起こす恐れのある
構築物，系統及び機器

炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウ 燃料支持金具
ドサポート，上部格子3)炉心形状の維持機能 板，炉心支持板，制御 制御棒案内管
棒案内管）燃料集合体（但し，燃料を除制御棒駆動機構ハウジングく。）
燃料集合体（上部タイプレート）（対象外）

燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
直接関連系（燃料集合体）チャンネルボックス

制御棒
原子炉停止系の制御棒 制御棒案内管
１）原子炉の緊急停止 による系（制御棒及び機能
制御棒駆動系（スクラ 制御棒駆動機構
ム機能））
直接関連系
（原子炉停止系の制御棒による系）【No.1】原子炉の緊急停止機能
水圧制御ユニット（ｽｸﾗﾑﾊﾟｲﾛｯﾄ弁，ｽｸﾗﾑ弁，
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，窒素容器，配管，弁)制御棒
制御棒カップリング

２）未臨界維持機能

制御棒駆動機構カップリング
原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注 直接関連系
制御棒駆動機構入系）（原子炉停止系の制御棒による系） 制御棒駆動機構ハウジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ,注入弁,タンク出口弁,ほう酸水貯蔵タンク,ポンプ吸込配管及び弁,注入配管及び弁）

３）原子炉冷却材圧力逃がし安全弁（安全弁
逃がし安全弁（安全弁開機能）
バウンダリの過圧防止としての開機能）機能
残留熱除去系 （ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁）
直接関連系（残留熱除去系）

熱交換器バイパス配管及び弁【No.2】未臨界維持機能【No.2】未臨界維持機能【No.3】原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機
能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能

原子炉隔離時冷却系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ﾀｰﾋﾞﾝ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁）ﾀｰﾋﾞﾝへの蒸気供給配管，弁ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ
直接関連系（原子炉隔離時冷
却系）【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能

復水貯蔵槽
復水貯蔵槽出口水源切換弁
ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁残留熱を除去する系統（（残留熱除去系（原 高圧炉心注水系
子炉停止時冷却モー
ダ）ド），原子炉隔離時冷４）原子炉停止後の除却系，高圧炉心注水
熱機能系,逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機
直接関連系
能））
（高圧炉心注水系）

潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却供給配管（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，配管，弁，注入ヘッ
ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能

復水貯蔵槽
復水貯蔵槽出口水源切換弁
ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁逃がし安全弁（手動逃がし機能）【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉
直接関連系（逃がし安全弁（手動逃がし機
能））原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸 が隔離された場合の圧力逃がし機能
気配管
駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃が【No.21】圧縮空気供給機能
し安全弁までの配管，弁）12条-別紙1-1-1

重要度の特に高い安全機能を有する系統

重要度分類指針
分類 定義

機能

抽出表

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

6号及び7号炉
重要度が特に高い安全機能

自動減圧系（手動逃がし機能）
直接関連系（自動減圧系（手動逃がし機
能））原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能

駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃が【No.21】圧縮空気供給機能
し安全弁までの配管，弁）残留熱除去系（低圧注水モード） （ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟ
ﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁（熱交換器ﾊﾞｲﾊﾟｽﾗｲﾝ含む），注水ﾍｯﾀﾞ）
直接関連系（残留熱除去系（低圧注水モード））１）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝの配管，弁

【No.8】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ

原子炉隔離時冷却系 （ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ﾀｰﾋﾞﾝ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁）ﾀｰﾋﾞﾝへの蒸気供給配管，弁ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ
直接関連系（原子炉隔離時冷
却系）

復水貯蔵槽

【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

復水貯蔵槽出口水源切換弁
ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁５）炉心冷却機能

非常用炉心冷却系（低圧注水系，原子炉隔離
時冷却系，高圧炉心注
水系，自動減圧系）

潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管
高圧炉心注水系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁，注水ﾍｯﾀﾞ）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ
ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁
直接関連系（高圧炉心注水系）

復水貯蔵槽【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能【No.8】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能

復水貯蔵槽出口水源切換弁

MS-1

ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管
自動減圧系（逃がし安全弁）【No.9】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸 機能
気配管

直接関連系
（自動減圧系（逃がし安全弁））

駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃が【No.21】圧縮空気供給機能
し安全弁までの配管，弁）

原子炉格納容器 （格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，
機器搬入ハッチ，座部鉄筋コンクリートマット）
ダイヤフラムフロア
ベント管
直接関連系
（原子炉格納容
器）

（対象外）

スプレイ管
ベント管付真空破壊弁
逃がし安全弁排気管のｸｴﾝﾁｬ

原子炉建屋（原子炉建屋原子炉棟）

直接関連系（原子炉建屋）（対象外）
原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

原子炉格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原６）放射性物質の閉じ 子炉格納容器ｽﾌﾟﾚｲ冷
込め機能，放射線の遮 却系，原子炉建屋，非蔽及び放出低減機能
常用ガス処理系，非常
用再循環ガス処理系，可燃性ガス濃度制御系

直接関連系（原子炉格納容器
隔離弁及び格納容器バウンダリ配管）【No.23】原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能

主蒸気隔離弁駆動用空気又は窒素源（ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから主蒸気隔離弁までの 【No.21】圧縮空気供給機能
配管，弁）

主蒸気流量制限器（対象外）

残留熱除去系（原子炉格納容器ｽﾌﾟﾚｲ冷却ﾓｰﾄﾞ） （ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙからｽﾌﾟﾚｲ先（ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ及びｻ
ﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ気相部）までの配管，弁，ｽﾌﾟﾚｲ・ﾍｯﾀﾞ（ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ及びｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ））【No.11】格納容器の冷却機能
直接関連系
ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝの配管，弁（残留熱除去系（原子炉格納容器ｽ
ﾌﾟﾚｲ冷却ﾓｰﾄﾞ）） ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ
非常用ガス処理系（乾燥装置，排風機，ﾌｨﾙﾀ装置，原子炉建屋原
子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）直接関連系（非常用ガス処理系）

乾燥装置（乾燥機能部分）【No.10】格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能

排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機
能）

可燃性ガス濃度制御系 （再結合装置，格納容器から再結合装置
までの配管，弁，再結合装置から格納容器までの配管，弁）【No.12】格納容器内の可燃性ガス制御機能
直接関連系（可燃性ガス濃度制御系）

残留熱除去系（再結合装置への冷却水供給を司る部分）

遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）

12条-別紙1-1-2（対象外）

重要度の特に高い安全機能を有する系統

重要度分類指針
分類 定義

機能

抽出表

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

１）工学的安全施設及び原子炉停止系の作動 安全保護系
信号の発生機能6号及び7号炉
重要度が特に高い安全機能

原子炉緊急停止の安全保護回路【No.24】原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能

・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
・主蒸気隔離の安全保護回路
・原子炉格納容器隔離の安全保護回路
・非常用ガス処理系作動の安全保護回路【No.25】工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能

非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系（軽油タンク～機関）
直接関連系（非常用所内電源系）

始動用空気系（空気だめ～機関）【No.13】非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能【No.15】非常用の交流電源機能

吸気系
冷却水系

中央制御室及び中央制御室遮蔽
２）安全上必須なその他の構築物，系統及び機器（対象外）

中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環ﾌｨﾙﾀ装置，空調ﾕﾆｯﾄ，送風 【No.20】原子炉制御室非常用換気空調機能
非常用所内電源系，制 機，排風機，ダクト及びダンパ）
御室及びその遮蔽，非原子炉補機冷却水系
2)安全上特に重要な関 常用換気空調系，非常（ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，非常用系負荷冷却ﾗｲﾝ配管，弁）連機能
用補機冷却水系，直流【No.18】補機冷却機能
電源系（いずれも，
直接関連系
MS-1関連のもの）（原子炉補機冷却 ｻｰｼﾞﾀﾝｸ
水系）
原子炉補機冷却海水系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，配管，弁，ｽﾄﾚｰﾅ（MS-1関連））
ｽﾄﾚｰﾅ（異物除去機能を司る部分）

直接関連系（原子炉補機冷却
海水系）

直流電源系
び電路）

PS-2

1)原子炉冷却材を内蔵する機能（ただし，原
子炉冷却材圧力バウン
ダリから除外されている計装等の小口径のもの及びバウンダリに直接接続されていないも
1)その損傷又は故障によ のは除く。）
り発生する事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直 2)原子炉冷却材圧力バ
ちに引き起こす恐れはな ウンダリに直接接続さいが，敷地外への過度の れていないものであっ
放射性物質の放出の恐れ て，放射性物質を貯蔵のある構築物，系統，お する機能
よび機器

取水路（屋外トレンチ含む）（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及計測制御電源系
備及び電路）【No.19】冷却用海水供給機能（蓄電池から非常用計測制御装置までの配電設【No.14】非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能【No.16】非常用の直流電源機能【No.17】非常用の計測制御用直流電源機能

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分）
主蒸気系，原子炉冷却材浄化系（いずれも， 主蒸気系（対象外）
格納容器隔離弁の外側のみ）
原子炉隔離時冷却系ﾀｰﾋﾞﾝ蒸気供給ﾗｲﾝ（原子炉冷却材圧力バウン
ダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）
放射性気体廃棄物処理系 （活性炭式希ガスホールドアップ装
放射性廃棄物処理施設 置）（放射能インベントリの大きいもの），使用 使用済燃料プール （使用済燃料貯蔵ラックを含む）（対象外）
済燃料プール（使用済
燃料貯蔵ラックを含
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）
む）（減速材流入防止堰又は新燃料貯蔵ラック）
燃料交換機

3)燃料を安全に取り扱
燃料取扱設備う機能

原子炉建屋クレーン
直接関連系（燃料取扱設備）（対象外）
原子炉ウェル2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるもので逃がし安全弁（吹き止1)安全弁及び逃がし弁
あって，その故障によりまり機能に関連する部 逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）（対象外）の吹き止まり機能
炉心冷却が損なわれる可分）
能性の高い構築物，系統
及び機器
残留熱除去系（ポンプ，サプレッションプール，サプレッション
プールから燃料プールまでの配管，弁）
1)燃料プール水の補給
非常用補給水系（対象外）
ポンプミニマムフローラインの配管，弁機能
直接関連系（残留熱除去系） サンプレッションプールストレーナ

1)PS-2の構築物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくするようにする構築
2)放射性物質放出の防物，系統及び機器
止機能

放射性気体廃棄物処理系（OG系）隔離弁
放射性気体廃棄物処理
系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排 排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外の部分）
気管の支持機能以外）（対象外）

燃料プール冷却材浄化系の燃料プール入口逆止弁
原子炉建屋原子炉棟
直接関連系（原子炉建屋）（対象外）
原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

燃料集合体落下事故時
放射能放出を低減する 非常用ガス処理系
系
直接関連系（非常用ガス処理系）

乾燥装置（乾燥機能部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機
能）12条-別紙1-1-3（対象外）

重要度の特に高い安全機能を有する系統

重要度分類指針
分類 定義

機能

抽出表

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

MS-2

6号及び7号炉
重要度が特に高い安全機能

・中性子束（起動領域モニタ）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置【No.26】事故時の原子炉の停止状態の把握機能

・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力【No.27】事故時の炉心冷却状態の把握機能

・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率【No.28】事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能

1)事故時のプラント状
事故時監視計器の一部 ［低温停止への移行］
態の把握機能・原子炉圧力2)異常状態への対応上特
・原子炉水位（広帯域）に重要な構築物，系統及［ドライウェルスプレイ］
び機器
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度2)異常状態の緩和機能 BWRには対象機能なし。

【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握
機能

（対象外）

制御室外原子炉停止装
3)制御室外からの安全置（安全停止に関連す 制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路 （対象外）
停止機能
るもの）
計装配管，弁原子炉冷却材圧力バウ
1)原子炉冷却材保持機ンダリから除外される 試料採取系配管，弁能（PS-1,2以外のも計装等の小口径配管， ドレン配管，弁の）弁
ベント配管，弁（対象外）

2)原子炉冷却材の循環
原子炉再循環系
機能（対象外）

原子炉再循環ポンプ
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水排水系（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水ｻｰｼﾞﾀﾝｸ）

放射性廃棄物処理施設 復水貯蔵槽（放射能インベントリの小さいもの） 注） 液体廃棄物処理系 （低電導度廃液系，高電導度廃液系）
3)放射性物質の貯蔵機 液体廃棄物処理系
固体廃棄物処理系 （冷却材浄化系沈降分離槽，使用済樹脂槽， （対象外）
能注）現状では，液体及 濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫）
び固体の放射性廃棄物処理系が考えられる。 新燃料貯蔵庫
新燃料貯蔵ラック
発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
直接関連系（発電機及び励磁装置）

発電機水素ガス冷却装置（対象外）

軸密封油装置
励磁電源系

蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
直接関連系（蒸気タービン）（対象外）
タービン制御系
タービン潤滑油系

復水系（復水器を含む）

タービン，
発電機及びその励磁装置，
復水系（復水器を含4)電源供給機能（非常 む）
用を除く）
給水系，
循環水系，
送電線，
変圧器，
開閉所
1)異常状態の起因事象となるものであってPS-1及びPS-2以外の構築物，系
統及び機器

PS-3

直接関連系
（復水系（復水器含む））（復水器，復水ポンプ，配管／弁）（対象外）

復水器空気抽出系（蒸気式空気抽出系，配管／弁）

給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポンプ，給水加熱器，配管／弁）
（対象外）
直接関連系
（給水系）

駆動用蒸気

循環水系

（循環水ポンプ，配管／弁）
（対象外）

直接関連系
（循環水系）

取水設備（屋外トレンチを含む）

常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電（対象外）
設備及び電路（MS-1関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電（対象外）
路（MS-1関連以外））
計装制御電源系（電源装置から常用計測制御装置までの配電設備（対象外）
及び電路（MS-1関連以外））
500kV及び154kV送電線（対象外）

変圧器（所内変圧器，起動用開閉所変圧器，起動変圧器，予備電源変圧器，工事用変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線）
直接関連系
（変圧器）

油劣化防止装置

（対象外）

冷却装置

開閉所（母線，遮断器，断路器，電路）
原子炉制御系，
運転監視補助装置（制・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
5)プラント計測・制御 御棒価値ミニマイ・原子炉核計装機能（安全保護機能を ザ），除く）
原子炉格計装の一部， ・原子炉プラントプロセス計装
原子炉プラントプロセ
ス計装の一部12条-別紙1-1-4

（対象外）

（対象外）

重要度の特に高い安全機能を有する系統

重要度分類指針
分類 定義

機能

抽出表

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

6号及び7号炉
重要度が特に高い安全機能

補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポンプ，配管／弁）
直接関連系（補助ボイラ設
備）

補助ボイラ用変圧器から補助ボイラ給電部ま
での配電設備及び電路

所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，弁）直接関連系（計装用圧縮空気
設備）

後部冷却器
気水分離器

空気貯蔵
6)プラント運転補助機 補助ボイラ設備，計装
能用圧縮空気系
原子炉補機冷却水系(MS-1)関連以外（配管／弁）（対象外）

タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配
管／弁）
直接関連系
（タービン補機冷
却水系）

サージタンク

タービン補機冷却海水系（タービン補機冷却海水ポンプ，配管／
弁，ストレーナ）
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）
直接関連系（復水補給水系）
1)核分裂生成物の原子
炉冷却材中の放散防止 燃料被覆管
2)原子炉冷却材中放射性 機能
物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物系統及び機器
2)原子炉冷却材の浄化 原子炉冷却材浄化系，
機能
復水浄化系

復水貯蔵槽

燃料被覆管
（対象外）

上/下部端栓
タイロッド

原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ポンプ，
ろ過脱塩装置，配管，弁）（対象外）
復水浄化系（復水ろ過装置，復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸
直接関連系
（対象外）
気配管
（逃がし安全弁（逃がし弁機
駆動用窒素源（アキュムレータ，アキュム
レータから逃がし安全弁までの配管，弁）逃がし安全弁（逃がし 能））1)原子炉圧力上昇の緩弁機能），タービンバ タービンバイパス弁
和機能
イパス弁
原子炉圧力容器からタービンバイパス弁までの主蒸気配管
直接関連系（対象外）（タービンバイパ 駆動用油圧源（アキュムレータ，アキュム
ス弁）
レータからタービンバイパス弁までの配管，
弁）

2)出力上昇の抑制機能
1)運転時の異常な過渡変化があっても，MSｰ1,2とあいまって事象を緩和する構築物，系統及び機器

原子炉冷却材再循環系
・原子炉再循環制御系（再循環ポンプトリッ
・制御棒引抜阻止インターロック
プ機能），制御棒引抜・選択制御棒挿入系の操作回路
監視装置

（対象外）

制圧棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵槽，復水貯蔵槽から制御棒
駆動機構までの配管及び弁）
直接関連系（制御棒駆動水圧系）

ポンプサクションフィルタ（対象外）

ポンプミニマムフローライン配管，弁3)原子炉冷却材の補給 制御棒駆動水圧系，原原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，復水貯蔵槽，復水貯蔵機能
子炉隔離時冷却系
槽から注入先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁
直接関連系（原子炉隔離時冷
却系）

潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供
給配管

4)原子炉冷却材の再循 原子炉冷却材再循環ポ
原子炉冷却材再循環ポンプMGセット
環流量低下の緩和機能 ンプMGセット
MS-3

5)タービントリップ（対象外）

ポンプミニマムフローライン配管，弁BWRには対象機能なし。

（対象外）
（対象外）

免震重要棟内緊急時対策所，
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
直接関連系（免震重要棟内緊
急時対策所，
３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所）

情報収集設備
通信連絡設備（対象外）

資料及び器材遮へい設備

試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの，原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，原子炉格納容器雰囲気放 （対象外）
射性物質濃度サンプリング分析）
通信連絡設備（1つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連
絡設備）
原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通 放射能監視設備
2)異常状態への対応上必 1)緊急時対策上重要な 信連絡設備，放射能監
要な構築物，系統及び機 もの及び異常状態の把 視設備，事故時監視計器
握機能器の一部，消火系，安 事故時監視計器の一部
全避難通路，非常用照消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設備，等）
明（対象外）
気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタのみ【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握
機能
（対象外）

圧力調整用消火ポンプ，電動駆動消火ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク

直接関連系
（消火系）

（対象外）

火災検出装置（受信機含む）
防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設
備の機能を維持担保するために必要なもの）

安全避難通路直接関連系（安全避難通路）（対象外）
安全避難用扉

非常用照明

（対象外）

※間接関連系は，当該系の機能遂行に直接必要ない構築物，系統及び機器であるため，記載を省略した。

12条-別紙1-1-5

別紙 1-2

No.
安全
機能
対象系
統・機器
多重性/
多様性

独立性

重要度の特に高い安全機能を有する系統
1《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》
原子炉の緊急停止機能
制御棒 及び 制御棒駆動系（制御棒駆動機構／水圧制御ユニット（スクラム機能））
制御棒は 205 本，制御棒を動作させる制御棒駆動機構は 205 体，制御棒をスクラム動作させる水圧制御ユニットは 103 基（水圧制御ユニット１基に対し制御棒 2 本が動作（１基だけ制御棒 1 本を動作させるものがある））設置されている。
制御棒駆動機構は１本の制御棒に対して１体ずつ設けられており，他の制御棒駆動機構との接続箇所はない。また，水圧制御ユニットは
当該ユニットがスクラム動作させる制御棒とのみ接続しており，ユ
ニット毎に分離している。さらに，スクラム動作を行うためのスクラ
ム弁，及びスクラムパイロット弁は各水圧制御ユニットに個別に設けられている。
上記より，制御棒及び制御棒駆動系は，独立した複数個の停止機能を持ち，その数が高温停止に必要な数に対し十分な余裕を持っており，
実質的に幾つかの独立した停止機能とみなせることから，多重性を有している。
（１）制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）制御棒及び制御棒駆動系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災による機器の損傷が発生した場合でも制御棒が緊急挿入されるフェイルセーフ設計となっており，スク
ラム機能への影響はない。
（３）電源喪失が発生した場合でも制御棒が緊急挿入されるフェイ
ルセーフ設計となっており，スクラム機能への影響はない。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。

期間

使用時間はスクラム挿入時間である 2.80 秒以下（短期間）

12 条-別紙 1-2-1-1

系統概略
図

12 条-別紙 1-2-1-2

2. 制御棒・ほう酸水注入系
No.
2
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
未臨界維持機能
対象系
制御棒
統・機器
ほう酸水注入系
多重性/ 制御棒は内部に固体状のボロンカーバイドが充填されており，中性
多様性 子を吸収する構造となっている。原子炉スクラムにより挿入された
制御棒は，ラッチ機構により機械的に全挿入位置に保持される。
一方，ほう酸水注入系は，制御棒の後備設備として，五ほう酸ナトリ
ウム水溶液を高圧ポンプにより原子炉内に注入し，五ほう酸ナトリ
ウム水溶液が原子炉内全域に行き渡ることにより中性子を吸収する構造となっている。
制御棒とほう酸水注入系は異なる機構により未臨界を維持することが可能な設計となっており，多様性を有している。
独立性 （１）制御棒及びほう酸水注入系は，想定される最も過酷な環境条件（制御棒：原子炉冷却材喪失事故時，ほう酸水注入系：制御棒が炉心に挿入できない状態が生じた事象初期）において健全に動作するよう設計している。
（２）制御棒及びほう酸水注入系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，制御棒とほう酸水注
入系の位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）ほう酸水注入系のサポート系については，電源についてはそれ
ぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間

制御棒の使用時間は挿入後その位置を維持する時間となるため 24 時
間以上（長期間）
ほう酸水注入系の使用時間はタンク内のほう酸水を全て注入するまでの 3 時間（短期間）

12 条-別紙 1-2-2-1

系統概略
図

12 条-別紙 1-2-2-2

3. 逃がし安全弁
No.
3
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
対象系
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
統・機器
多重性/ 逃がし安全弁（安全弁としての開機能）は 18 弁あり，各弁に対して多様性 個別に駆動用バネが設置されており，多重性を有している。
独立性 （１）逃がし安全弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）逃がし安全弁は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については冷却材喪失事故時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁が窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失
しない設計としている。
（３）逃がし安全弁は４本の主蒸気配管に分散して配置する設計としており，また，安全弁としての機能は各弁に個別に設置された駆動バネにより確保しており，サポート系を必要としない設計としている。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間

1 回あたりの使用時間は極短時間であり，事象全体での使用時間も 24
時間未満（短期間）
系統概略
12 条-別紙 1-2-3-2 ページ参照
図12 条-別紙 1-2-3-1

NO

アキュムレータ

アキュムレータ

12 条-別紙 1-2-3-2

NO

電磁弁

NO

NO

（自動減圧系）（自動減圧系）

NO

NO

NO

NO

（自動減圧系）（自動減圧系）

NO

B

A

C

D

NO

NO

（自動減圧系）（自動減圧系）

NO

NO

NO

NO

電磁弁

（自動減圧系）（自動減圧系）NONO

アキュムレータNO

区分Ⅱより電源供給

区分Ⅰより電源供給

アキュムレータ

電磁弁

原子炉圧力容器

電磁弁

4. 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
No.
4
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能
対象系
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
統・機器
多重性/ 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は３系統あり，それぞれの多様性 系統を用いて崩壊熱の除去が可能であることから，多重性を有している。
独立性 （１）残留熱除去系は３系統とも，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）残留熱除去系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，３系統が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他のすべての系統に波及しな
いよう，それぞれ区画されたエリアに分離，又は位置的分散を図るよ
うに配置する設計としている。サポート系についても，電源については基本的にはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
なお，格納容器外側隔離弁の電源区分については，残留熱除去系による注水機能よりも格納容器バウンダリ機能を優先することから，
主系統と電源を分離している。そこで，主系統が他の系統の故障により機能喪失することを防ぐために，格納容器外側隔離弁については
以下の通り手動操作ができるよう設計している。
・区分Ⅰ電源喪失時：区分Ⅱの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ｂ）を使用し，区分Ⅰ電源の外側隔離弁１弁を手動開
区分Ⅲの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ｃ）を使用し，区分Ⅰ電源の外側隔離弁１弁を手動開・区分Ⅱ電源喪失時：区分Ⅰの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ａ）を使用し，区分Ⅱ電源の外側隔離弁１弁を手動開
区分Ⅲの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ｃ）を使用し，区分Ⅰ電源の外側隔離弁１弁を電動又は手動開12 条-別紙 1-2-4-1

・区分Ⅲ電源喪失時：区分Ⅰの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ａ）を使用し，区分Ⅱ電源の外側隔離弁１弁を電動又は手動開
区分Ⅱの電源が使用可能な場合は残留熱除去系ポンプ（Ｂ）を使用し，区分Ⅰ電源の外側隔離弁１弁を電動又は手動開
この手動操作性について簡易評価したところ，原子炉停止時冷却モードが必要な状況下において，弁操作場所の線量率は 1mSv/h を下回り，弁開操作も 20 分程度の作業であることから，弁操作時の被ば
く線量は 100mSv を下回ることを確認している。
また，残留熱除去系にはタイラインがあるが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置しており，その弁も耐震Ｓクラス設備として設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-4-3 ページ参照

12 条-別紙 1-2-4-2

RCW系※

MO

AO

※

RCW系

MO

MO

MO

MO

MO

12 条-別紙 1-2-4-3
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO
残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※

MO

MO
残留熱除去系ポンプ(C)

MO

MO

AO

MO

MO

MO

AO

MO

MO
残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

給水系から

使用済燃料
プールへ

RCW系※

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(C)

MO

RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)MO

MO

AO

原子炉格納容器MO

サプレッション・チェンバ

原子炉圧力容器

MO

MO

MO

ドライウェル

残留熱除去系(A),(B),(C)各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されているMO

残留熱除去系
熱交換器(B)

空調機

MO

MO

MO
MO
MO

MO
MO

MO

MO

※RCW系：原子炉補機冷却水系

タイライン

区分Ⅲ より電源供給

区分Ⅱ より電源供給

区分Ⅰ より電源供給

原子炉停止時冷却モード

スキマサージタンクから

5. 原子炉隔離時冷却系・高圧炉心注水系
No.
5
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
対象系
原子炉隔離時冷却系
統・機器
高圧炉心注水系
多重性/ 原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，いずれも高圧で原子炉へ多様性 の注水を行う系統であるが，原子炉隔離時冷却系は，原子炉で発生する蒸気を用いてタービンを回転させ，このタービンにより駆動されるポンプにより原子炉への注水を行う。一方，高圧炉心注水系は，電動機により駆動されるポンプにより原子炉への注水を行う系統であり，２系統設置されている。
これら異なる駆動原理により，複数の高圧注水手段を確保していることから，多重性／多様性を有している。
独立性 （１）原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，３系統が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他のすべての系統に波及しな
いよう，それぞれ区画されたエリアに分離して配置する設計としている。サポート系についても，電源については，原子炉隔離時冷却系の原子炉格納容器隔離弁を除きそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート
系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
なお，原子炉隔離時冷却系の原子炉格納容器隔離弁は，原子炉格納容器バウンダリ機能を持つことから，内側隔離弁と外側隔離弁の電源を分離している。しかし，高圧炉心注水系の 1 系統は，原子炉格納容器隔離弁と異なる区分から給電しており，少なくとも 1 系統の高圧注水機能を確保できる設計としている。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
なお，水源はサプレッション・プール及び復水貯蔵槽の独立した２つの水源を有している。

12 条-別紙 1-2-5-1

期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間未満（短期間）

空調機

原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系(B),(C)各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている
区分Ⅰ より電源供給
区分Ⅱ より電源供給

原子炉格納容器

区分Ⅲ より電源供給

MO

復水給水系

MO

AO

MO

MO

AO
AO

AO

HO

MO

高圧炉心注水系（Ｂ）※

原子炉隔離時MO
MO

ﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

ｽﾄﾚｰﾅ

ｽﾄﾚｰﾅ

ｽﾄﾚｰﾅ

MO

MO

MO
MO

冷却系ポンプﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

ﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

MO

RCW※1

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心注水系（Ｃ）

原子炉圧力容器

MO

MO※ポンプ吐出水を潤滑油冷却器に供給。なお，潤滑油は原子炉隔離時冷却系ポンプ
軸直結の油ポンプで供給する構造になっている。

RCW※1

MO

復水貯蔵槽
(C)

MO

(B)

※1 RCW：原子炉補機冷却水系

MO

HPCF※2ポンプ※2 HPCF：高圧炉心注水系(HPCFポンプは100%×2台）

12 条-別紙 1-2-5-2

6. 逃がし安全弁（手動逃がし機能）・自動減圧系（手動逃がし機能）
No.
6
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能
対象系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
統・機器
自動減圧系（手動逃がし機能）
多重性/ 逃がし安全弁（手動逃がし機能）は 18 弁設置されており，このうち多様性 8 弁は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。これらの弁には，全ての弁に対してそれぞれ個別にアキュムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。
独立性 （１）逃がし安全弁及び自動減圧系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）自動減圧系（手動逃がし機能）は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失事故時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁が窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
（３）逃がし安全弁は４本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。サポート系について，自動減圧系（手動逃がし機能）の電源については２区分から供給しており，１区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は減圧状態維持のため 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-3-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-6-1

7. 原子炉隔離時冷却系・高圧炉心注水系
No.
7
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能
対象系
原子炉隔離時冷却系
統・機器
高圧炉心注水系
多重性/ 原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，いずれも高圧で原子炉へ多様性 の注水を行う系統であるが，原子炉隔離時冷却系は，原子炉で発生する蒸気を用いてタービンを回転させ，このタービンにより駆動されるポンプにより原子炉への注水を行う。一方，高圧炉心注水系は，電動機により駆動されるポンプにより原子炉への注水を行う系統であり，２系統設置されている。
これら異なる駆動原理により，複数の高圧注水手段を確保していることから，多重性／多様性を有している。
独立性 （１）原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，３系統が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他のすべての系統に波及しな
いよう，それぞれ区画されたエリアに分離して配置する設計としている。サポート系についても，電源については，原子炉隔離時冷却系の原子炉格納容器隔離弁を除きそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート
系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
なお，原子炉隔離時冷却系の原子炉格納容器隔離弁は，原子炉格納容器バウンダリ機能を持つことから，内側隔離弁と外側隔離弁の電源を分離している。しかし，高圧炉心注水系の 1 系統は，原子炉格納容器隔離弁と異なる区分から給電しており，少なくとも 1 系統の高圧注水機能を確保できる設計としている。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
なお，水源はサプレッション・プール及び復水貯蔵槽の独立した２つの水源を有している。

12 条-別紙 1-2-7-1

使用時間は 24 時間未満（短期間）
空調機

原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系(B),(C)各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている

区分Ⅰ より電源供給
区分Ⅱ より電源供給

原子炉格納容器

区分Ⅲ より電源供給

MO

復水給水系

MO

AO

MO

MO

AO
AO

AO

HO

MO

高圧炉心注水系（Ｂ）※

原子炉隔離時MO
MO

ﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

ｽﾄﾚｰﾅ

ｽﾄﾚｰﾅ

ｽﾄﾚｰﾅ

MO

MO

MO
MO

冷却系ポンプﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

ﾐﾆﾌﾛｰﾗｲﾝ

MO

RCW※1

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心注水系（Ｃ）

原子炉圧力容器

MO

MO※ポンプ吐出水を潤滑油冷却器に供給。なお，潤滑油は原子炉隔離時冷却系ポンプ
軸直結の油ポンプで供給する構造になっている。

RCW※1
復水貯蔵槽

MO

期間
系統概略
図

(C)

MO

(B)

※1 RCW：原子炉補機冷却水系

MO

HPCF※2ポンプ※2 HPCF：高圧炉心注水系(HPCFポンプは100%×2台）

12 条-別紙 1-2-7-2

8. 残留熱除去系（低圧注水モード）
No.
8
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
対象系
残留熱除去系（低圧注水モード）
統・機器
高圧炉心注水系
多重性/ 残留熱除去系（低圧注水モード）は３系統，高圧炉心注水系は２系統
多様性 あり，それぞれの系統を用いて原子炉への注水が可能であることか
ら，多重性を有している。
独立性 （１）残留熱除去系と高圧炉心注水系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）残留熱除去系と高圧炉心注水系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，３系統がすべて機能喪失しないよう位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）各系統の設備は，１系統の故障が他のすべての系統に波及しな
いよう，それぞれ区画されたエリアに分離，又は位置的分散を図るよう配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
また，残留熱除去系にはタイラインがあるが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置しており，その弁も耐震Ｓクラス設備として設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
使用時間は 24 時間以上（長期間）
系統概略
残留熱除去系は 12 条-別紙 1-2-8-2 ページ参照
図
高圧炉心注水系は 12 条-別紙 1-2-7-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-8-1

RCW系 ※

MO

AO

RCW系※

MO

MO

MO

ドライウェルMOMO

12 条-別紙 1-2-8-2
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO
残留熱除去系
ポンプ (A)

RCW系※

MO

MO
残留熱除去系
ポンプ (C)

MO

MO

AO

MO

MO

MO

AO

MO

MO
残留熱除去系
熱交換器 (A)MO

給水系 から

使用済燃料
プールへ

RCW系 ※

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器 (C)MO

RCW系 ※

残留熱除去系
ポンプ (B)

MO

MO

AO

原子炉格納容器MO

サプレッション ・チェンバ

原子炉圧 力容器

MO

MO

MO

残留熱除去系(A),(B),(C)各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されているMO

残留熱除去系
熱交換器 (B)

空調機

MO

MO

MO
MO
MO

MO
MO

MO

MO

より電源供給区分 Ⅲ※RCW系：原子炉補機冷却水系

タイライン

より電源供給より電源供給区分 Ⅱ

区分 Ⅰ

低圧注水モード

スキマサージタンクから

9. 自動減圧系
No.
9
安全《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
対象系
自動減圧系
統・機器
多重性/ 逃がし安全弁は 18 弁設置されており，このうち 8 弁は自動減圧系（自多様性 動逃がし機能）を兼ねている。これらの弁には，全ての弁に対してそれぞれ個別にアキュムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。
独立性 （１）自動減圧系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）自動減圧系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失事故時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁が窒素充填された格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しないよう設計している。
（３）逃がし安全弁は４本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。サポート系について，自動減圧系の電源については２区分から供給しており，１区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
逃がし安全弁（手動逃がし機能）にて減圧維持後は使用しないため，使用時間は 24 時間未満（短期間）
系統概略
12 条-別紙 1-2-3-2 ページ参照
図12 条-別紙 1-2-9-1

10.非常用ガス処理系
No.
10
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
対象系
非常用ガス処理系
統・機器
多重性/ 非常用ガス処理系排風機及び出入口弁は２系統設置されており，多多様性 重性を有している。
一方，静的機器の一部（配管の一部，フィルタユニット）は単一設計であり，基準適合性に関する更なる検討が必要である。
独立性 （１）非常用ガス処理系は，２系統とも，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）非常用ガス処理系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施するとともに２系統の排気ファン・乾燥装置並
びにサポート系である室内空調機間への耐火壁及び感知設備・自動消火設備を設置することで，機能喪失しないよう設計している。
（３）２系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう配置する設計としている。また，サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故
障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-10-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-10-1

12 条-別紙 1-2-10-2

FO

AO

FO
MO

MO

スペースヒータ（※２）

原子炉・タービン区域
換気空調系へ

区分Ⅱ より電源供給

区分Ⅰ より電源供給

主排気筒へ

よう素用チャコール・フィルタ

高性能粒子フィルタ

プレフィルタ

排気ファン

ドレンライン（※３）

パージ用ファン

MO

MO

加熱コイル
（※１）

空調機

非常用ガス処理系室の空調機には，A系B系それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている（※１）ＳＧＴＳ乾燥装置（湿分除去装置、加熱コイル）は１００％×２系列（※２）スペースヒータは１００％×２系列（よう素用チャコール・フィルタの上流及び下流に２式、合計４個）（※３）乾燥装置ドレンラインは，A系及びB系で独立配管によりファンネルへドレン水を移送するため，ドレン配管閉塞により乾燥装置が同時に機能喪失することはない。

サプレッション・
チェンバ

原子炉
圧力
容器

ドライウェル

原子炉区域
運転階

AO

湿分除去装置（※１）

11.格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
）
No.
11
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
格納容器の冷却機能
対象系
格納容器スプレイ冷却系
統・機器（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード））多重性/ 格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー
多様性 ド））は２系統あり，それぞれの系統を用いて格納容器スプレイ冷却が可能であることから，多重性を有している。
一方，静的機器の一部（格納容器スプレイ・ヘッダ（ドライウェル，
サプレッション・チェンバ））は単一設計であり，基準適合性に関する更なる検討が必要である。
独立性 （１）格納容器スプレイ冷却系は，２系統とも，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）格納容器スプレイ冷却系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，原子炉建屋内の機器は２系統がすべて機能喪失しないよう位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）２系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離，又は位置的分散を図るよう配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間

使用時間は 24 時間以上（長期間）

12 条-別紙 1-2-11-1

系統概略
図
空調機

残留熱除去系(B),(C)各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている

区分Ⅱ より電源供給
ドライウェルMO

MO

区分Ⅲ より電源供給
MO

MO

原子炉
圧力
容器
MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

サプレッ
ション・
チェンバ

残留熱除去系
ポンプ

ｽﾄﾚｰﾅ
残留熱除去系
熱交換器
残留熱除去系
ポンプ

原子炉補機冷却水系

原子炉補機冷却水系

12 条-別紙 1-2-11-2

12.可燃性ガス濃度制御系
No.
12
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
対象系
可燃性ガス濃度制御系
統・機器
多重性/ 可燃性ガス濃度制御系は２系統あり，それぞれの系統を用いて可燃
多様性 性ガスの制御が可能であることから，多重性を有している。
独立性 （１）可燃性ガス濃度制御系は，２系統とも，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）可燃性ガス濃度制御系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施するとともに２系統の再結合装置
並びにサポート系の室内空調機間への耐火壁及び感知設備・自動消火設備を設置することで，機能喪失しないよう設計している。
（３）２系統の再結合装置は，１系統の故障が他の系統に波及しない
よう，それぞれ位置的分散を考慮して配置する設計としている。また，サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-12-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-12-1

MO
MO

MO
MO

MO
MO

MO
MO

空調機

12 条-別紙 1-2-12-2

残留熱除去系＜冷却水＞

冷却器

ブロワ

再結合装置（Ａ）

再結合器

加熱器

再結合装置（Ｂ）

再結合器

加熱器

可燃性ガス濃度制御系室の空調機には，A系B系それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている

セパレータ

MO

冷却器

ブロワ

残留熱除去系＜冷却水＞

セパレータ

MO

MO

サプレッション・チェンバ

原子炉
圧力
容器

ドライウェル

区分Ⅱ MCCより電源供給

区分Ⅰ MCCより電源供給MO

13.非常用電源系
No.
13
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
対象系
非常用電源系
統・機器
多重性/ 非常用電源系は３区分あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）非常用電源系は，いずれも二次格納施設外の環境条件として，非常用換気空調系によって温度制御された状態において健全に動作するよう設計している。一部の電路については，想定される最も苛酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）非常用電源系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離，又は必要な離隔距離を確保して配置する設計としている。また，外部電源の受電ルートには遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の系統へ影響を及ぼさない設計としている。サポート系についても，空調系についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-13-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-13-1

12 条-別紙 1-2-13-2

14.直流電源系（非常用所内電源）
No.
14
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
対象系
直流電源系
統・機器
多重性/ 直流電源系は４区分あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）直流電源系は，いずれも二次格納施設外の環境条件として，非常用換気空調系によって温度制御された状態において健全に動作するよう設計している。一部の電路については，想定される最も苛酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）直流電源系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，４系統のうち２系統
以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）４系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離，又は必要な離隔距離を確保して配置する設計としている。また，異なる区分の非常用電源系を接続する場合，充電器に遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の系統へ影響を及ぼさない設計としている。サポート系の空調系については，１系統の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-14-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-14-1

12 条-別紙 1-2-14-2

15.非常用ディーゼル発電機
No.
15
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
非常用の交流電源機能
対象系
非常用ディーゼル発電機
統・機器
多重性/ 非常用ディーゼル発電機は３系統あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）非常用ディーゼル発電機は，いずれも二次格納施設外の環境条件として，非常用換気空調系によって温度制御された状態において健全に動作するよう設計している。一部の電路については，想定される最も苛酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）非常用ディーゼル発電機は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，２系統以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）非常用ディーゼル発電機は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，それぞれ区画されたエリアに分離，又は必要な離隔距離を確保して配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から，空調系についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，
１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-15-2～5 ページ参照

12 条-別紙 1-2-15-1

12 条-別紙 1-2-15-2※2

空気だめ(A)（自動）※1

ディーゼル機関(A)

潤滑油プライミング
潤滑油
ポンプ(A)
加熱器(A)

電気ヒーター

発電機軸受
潤滑油冷却器(A)

潤滑油フィルタ(A)

機関付潤滑油ポンプ(A)RCW(A)より

RCW(A)より

潤滑油
冷却器(A)

排気系

軸受

潤滑油補給
タンク(A)

発電機(A)

潤滑油補給
ポンプ(A)

軸受

機関付清水ポンプ(A)※1

非常用ディーゼル発電機(A)
非常用送風機(B)

空気冷却器

給気系

非常用ディーゼル発電機(A)
非常用送風機(A)清水加熱器(A)

電気ヒーター

清水加熱器
ポンプ(A)

清水
冷却
器(A)

清水膨張
タンク(A)：始動空気系※1：ディーゼル機関の軸動力にて駆動
RCW：原子炉補機冷却水系※2：ディーゼル機関運転には必須とならない設備：区分Ⅰより電源供給（ディーゼル発電機(A)起動後は、ディーゼル発電機(A)より電源供給）

空気圧縮機(A-1) 空気圧縮機(A-2)※2

空気だめ(A)（手動）

非常用ディーゼル発電機(A)室RCW(A)より

12 条-別紙 1-2-15-3※2

空気だめ(B)（自動）※1

ディーゼル機関(B)

潤滑油プライミング
潤滑油
ポンプ(B)
加熱器(B)

電気ヒーター

発電機軸受
潤滑油冷却器(B)

潤滑油フィルタ(B)

機関付潤滑油ポンプ(B)

RCW(B)より

RCW(B)より

潤滑油
冷却器(B)

排気系

軸受

潤滑油補給
タンク(B)

発電機(B)

潤滑油補給
ポンプ(B)

軸受

機関付清水ポンプ(B)※1

非常用ディーゼル発電機(B)
非常用送風機(B)

空気冷却器

給気系

非常用ディーゼル発電機(B)
非常用送風機(A)清水加熱器(B)

電気ヒーター

清水加熱器
ポンプ(B)

清水
冷却
器(B)

清水膨張
タンク(B)：始動空気系※1：ディーゼル機関の軸動力にて駆動
RCW：原子炉補機冷却水系※2：ディーゼル機関運転には必須とならない設備：区分Ⅱより電源供給（ディーゼル発電機(B)起動後は、ディーゼル発電機(B)より電源供給）

空気圧縮機(B-1) 空気圧縮機(B-2)※2

空気だめ(B)（手動）

非常用ディーゼル発電機(B)室RCW(B)より

12 条-別紙 1-2-15-4※2

空気だめ(C)（自動）※1

ディーゼル機関(C)

潤滑油プライミング
潤滑油
ポンプ(C)
加熱器(C)

電気ヒーター

発電機軸受
潤滑油冷却器(C)

潤滑油フィルタ(C)

機関付潤滑油ポンプ(C)RCW(C)より

RCW(C)より

潤滑油
冷却器(C)

排気系

軸受

潤滑油補給
タンク(C)

発電機(C)

潤滑油補給
ポンプ(C)

軸受

機関付清水ポンプ(C)※1

非常用ディーゼル発電機(C)
非常用送風機(B)

空気冷却器

給気系

非常用ディーゼル発電機(C)
非常用送風機(A)清水加熱器(C)

電気ヒーター

清水加熱器
ポンプ(C)

清水
冷却
器(C)

清水膨張
タンク(C)：始動空気系※1：ディーゼル機関の軸動力にて駆動
RCW：原子炉補機冷却水系※2：ディーゼル機関運転には必須とならない設備：区分Ⅲより電源供給（ディーゼル発電機(C)起動後は、ディーゼル発電機(C)より電源供給）

空気圧縮機(C-1) 空気圧縮機(C-2)※2

空気だめ(C)（手動）

非常用ディーゼル発電機(C)室RCW(C)より

12 条-別紙 1-2-15-5：区分Ⅲより電源供給：区分Ⅱより電源供給：区分Ⅰより電源供給

軽油
タンク(B)

軽油
タンク(A)

燃料移送ポンプ(B)

燃料移送ポンプ(C)

燃料移送ポンプ(A)

燃料
ディタンク(B)

燃料
ディタンク(C)

燃料
ディタンク(A)

燃料油
ドレンタンク(B)

燃料油
ドレンポンプ(B)ディーゼル機関(B)

燃料油
ドレンタンク(C)

燃料油
ドレンポンプ(C)ディーゼル機関(C)

燃料油
ドレンタンク(A)

燃料油
ドレンポンプ(A)ディーゼル機関(A)16.直流電源設備（非常用所内電源）
No.
16
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
非常用の直流電源機能
対象系
直流電源系（非常用所内電源）
統・機器
多重性/ 直流電源系（非常用所内電源）は４区分あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）直流電源系は，いずれも二次格納施設外の環境条件として，非常用換気空調系によって温度制御された状態において健全に動作するよう設計している。一部の電路については，想定される最も苛酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）直流電源系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，４系統のうち２系統
以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）４系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離，又は必要な離隔距離を確保して配置する設計としている。また，異なる区分の非常用電源系を接続する場合，充電器に遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の系統へ影響を及ぼさない設計としている。サポート系の空調系については，１系統の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-14-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-16-1

17.計測制御電源設備
No.
17
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
非常用の計測制御用直流電源機能
対象系
計測制御電源系
統・機器
多重性/ 計測制御電源系は４区分あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）計測制御電源系は，いずれも二次格納施設外の環境条件として，非常用換気空調系によって温度制御された状態において健全に動作するよう設計している。一部の電路については，想定される最も苛酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）計測制御電源系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，２系統以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）４系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離，又は必要な離隔距離を確保して配置する設計としている。サポート系の空調系については，１系統の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-17-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-17-1

12 条-別紙 1-2-17-2

18.原子炉補機冷却系
No.
18
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
補機冷却機能
対象系
原子炉補機冷却水系
統・機器
多重性/ 原子炉補機冷却水系は３系統あり，それぞれの系統を用いて補機の多様性 冷却が可能であることから，多重性を有している（なお，１区分あたりポンプは２台（１台は通常時予備））。
独立性 （１）原子炉補機冷却水系は，二次格納施設内外の環境条件として通常運転時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉補機冷却水系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，２系統以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離して配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水（海水系）については主系統と同一の区分から供給しており，１系
統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。また，原子炉補機冷却水系にはタイラインがあるが，タイライ
ンの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置しており，その弁も耐震Ｓクラス設備として設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-18-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-18-1

12 条-別紙 1-2-18-2

原子炉建屋内補機等

残留熱除去系機器等

非常用ディーゼル
発電設備(A)

残留熱除去系熱交換器

(D)

(D)

(D)

区分Ⅱ電源供給

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

区分Ⅰ電源供給

(A)

(A)

FC
AO
MO

空調機

(B)

(B)

区分Ⅲ電源供給FC
AO

原子炉建屋内補機等
廃棄物処理系機器等

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

非常用ディーゼル
発電設備

(C)

MO

MO

残留熱除去系熱交換器

(F)

(F)

(F)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

タイライン

(C)

(C)

原子炉補機冷却水ポンプ
(C)

MO

区分Ⅲ

原子炉補機冷却水系ポンプ(A/D),(B/E),(C/F)の空調機には、それぞれの区分に応じた
電源，冷却水が供給されている

(E)

(E)

(E)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

原子炉補機冷却水ポンプ(B)

原子炉建屋内補機等

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

MO

非常用ディーゼル
発電設備(B)

残留熱除去系熱交換器

MO

MO

区分Ⅱ

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ
MO

原子炉補機冷却水ポンプ
(A)

FC
AO MO

区分Ⅰ

19.原子炉補機冷却海水系
No.
19
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
冷却用海水供給機能
対象系
原子炉補機冷却海水系
統・機器
多重性/ 原子炉補機冷却海水系は３系統あり，それぞれの系統を用いて補機
多様性 の除熱が可能であることから，多重性を有している（なお，１区分あたりポンプは２台（１台は通常時予備））。
独立性 （１）原子炉補機冷却海水系は，二次格納施設外の環境条件として通常運転時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉補機冷却海水系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，２系統以上が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）３系統の設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，
それぞれ区画されたエリアに分離して配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
また，残留熱除去系にはタイラインがあるが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置しており，その弁も耐震Ｓクラス設備として設計している。

前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-19-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-19-1

12 条-別紙 1-2-19-2

空調機

RCW※

取水路

(D)

(D)

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)

取水路

RCW※

海水ストレーナ

原子炉補機冷却海水ポンプ (B)

(B)

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(B)

RCW※

取水路

(E)

区分Ⅱ

区分Ⅲ電源供給

区分Ⅱ電源供給

取水路

RCW※

海水ストレーナ

原子炉補機冷却海水ポンプ (C)

(C)

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(C)区分Ⅰ電源供給

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(E)(E)

原子炉補機冷却海水系ポンプ(A/D),(B/E),(C/F)の空調機には、それぞれの区分に応じた電源，冷却水が供給されている※ RCW：原子炉補機冷却水系

取水路

RCW※

海水ストレーナ

原子炉補機冷却海水ポンプ (A)

(A)

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)

区分Ⅰ

RCW※

取水路

(F)

(F)

放水ピット

原子炉補機冷却水系熱交換器(F)区分Ⅲ

20.中央制御室換気空調系
No.
20
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
対象系
中央制御室換気空調系
統・機器
多重性/ 中央制御室換気空調系送排風機及び出入口ダンパは二重化してお多様性 り，多重性を有している。
一方，静的機器の一部（ダクトの一部，再循環フィルタ）は単一設計であり，基準適合性に関する更なる検討が必要である。
独立性 （１）中央制御室換気空調系は，二次格納施設外の環境条件において健全に動作するよう設計している。
（２）中央制御室換気空調系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施するとともに２系統の送風機・排風機・再循環送風機間への耐火壁及び感知設備・自動消火設備を設置することで，機能喪失しないよう設計している。
（３）中央制御室換気空調系のサポート系は，電源についてそれぞれ異なる区分から，冷却水について主系統と同一の区分から供給して
おり，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-20-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-20-1

12 条-別紙 1-2-20-2
MO

MO：区分Ⅱより電源供給：区分Ⅰより電源供給

MO

MO

MO

MO

MO

中央制御室
排風機(B)

中央制御室
排風機(A)

HECW：換気空調補機非常用冷却水系

外気

大気

MO

中央制御室
再循環
フィルタ装置HECW(B)系より

中央制御室
給気処理
装置(B)

中央制御室
給気処理
装置(A)

HECW(A)系より

中央制御室
再循環送風機(B)

中央制御室
再循環送風機(A)

計算機室及び
機械室等

中央制御室

中央制御室
送風機(B)

中央制御室
送風機(A)

21.駆動用窒素源（逃がし安全弁への供給，主蒸気隔離弁への供給）
No.
21
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
圧縮空気供給機能
対象系
駆動用窒素源（逃がし安全弁への供給，主蒸気隔離弁への供給）
統・機器
多重性/ 駆動用窒素源（アキュムレータ）は逃がし安全弁，主蒸気隔離弁とも多様性 に個別についており，逃がし安全弁，主蒸気隔離弁そのものが多重性を有しているため，駆動用窒素源も多重性を有している。
主蒸気隔離弁については，アキュムレータが機能喪失した場合は，バ
ネ力にて自動で動作可能な設計としており，駆動源として多様性を有している。
独立性 （１）アキュムレータは逃がし安全弁（自動減圧系），主蒸気隔離弁
ともに，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事
故時において健全に動作するよう設計している。
（２）アキュムレータは逃がし安全弁，主蒸気隔離弁ともに，耐震Ｓ
クラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失事故時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁が窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
（３）アキュムレータは逃がし安全弁，主蒸気隔離弁ともにそれぞれ分離しており，４本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。サポート系についても，逃がし安全弁（自動減圧系），主蒸気隔離弁の電源については２区分から供給しており，１区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間

駆動用窒素源（逃がし安全弁への供給）の使用時間は 24 時間以上（長期間）
駆動用窒素源（主蒸気隔離弁への供給）の使用時間は 24 時間未満（短期間）

12 条-別紙 1-2-21-1

系統概略
図

区分Ⅰより電源供給

NO

NO

NO

NO

NO

NO
A

NO

NO

（自動減圧系）

NO

NO
B（自動減圧系）

NO

電磁弁

NO

C

（自動減圧系）

電磁弁

NO

NO

（自動減圧系）

原子炉圧力容器

アキュムレータ（自動減圧系）NO

アキュムレータ

電磁弁

NO

NO

アキュムレータ

アキュムレータ

区分Ⅱより電源供給

電磁弁

NO

D

（自動減圧系）（自動減圧系）（自動減圧系）

駆動用窒素源（逃がし安全弁への供給）
アキュム
レータ

AO

アキュム
レータ

NO

主蒸気隔離弁（外側）

主蒸気隔離弁
（内側）

流量制限器

主蒸気
逃がし安全弁

アキュム
レータ

NO
FC

FC

主蒸気隔離弁（外側）

主蒸気隔離弁
（内側）

流量制限器

流量制限器

原子炉圧力容器

FC

AO

AO

NO

FC

アキュム
レータ

アキュム
レータ

アキュム
レータ

主蒸気
逃がし安全弁

FC

FC

主蒸気隔離弁（内側）

主蒸気隔離弁
（外側）

アキュム
レータ

アキュム
レータ

AO

NO
流量制限器

主蒸気
逃がし安全弁

主蒸気逃がし安全弁

FC

FC

主蒸気隔離弁（内側）

主蒸気隔離弁（外側）

駆動用窒素源（主蒸気隔離弁への供給（動作原理については 12 条別紙 1-2-21-3 参照））

12 条-別紙 1-2-21-2

四方向空気パイロット弁

主蒸気隔離弁アキュムレータ

速度調節弁

【励磁】

【励磁】

計装用空気系（内側）
不活性ガス系（外側）主蒸気隔離弁「開」状態

四方向空気パイロット弁

主蒸気隔離弁アキュムレータ

主蒸気隔離弁「閉」状態

区分Ⅰより電源供給
区分Ⅱより電源供給

12 条-別紙 1-2-21-3

速度調節弁

【無励磁】

【無励磁】

計装用空気系（内側）
不活性ガス系（外側）

流量調節弁

22.原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁
No.
22
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
対象系
原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁
統・機器
多重性/ 原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁は，JEAC4602-2004「原子炉冷却材
多様性 圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリの範囲を定める規程」に基づき設置されており，かつ，設置許可基準規則 17 条への適合性を有していることから多重性／多様性を有している。
独立性 （１）原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設
備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁（第１隔離弁，第２隔離弁）の位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁（第１隔離弁，第２隔離弁）
は，弁駆動源である電源，空気が単一故障で喪失した場合でも，もう一方の隔離弁機能に波及しないよう，下記のとおり駆動方法を分離した設計にしている。
・第１隔離弁，第２隔離弁がともに電動弁の場合には，互いに電源の区分を分離するよう設計している。
・第１隔離弁，第２隔離弁がともに空気作動弁の場合には，駆動源喪失時にフェイルクローズとするよう設計している。
・第１隔離弁，第２隔離弁のうち，いずれかに逆止弁がある場合は，もう一方の隔離弁駆動源が喪失した場合でも，逆止弁で隔離機能が確保可能となるよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
隔離時間は極短時間だが，隔離状態を維持するための使用時間は 24時間以上（長期間）
系統概略
12 条-別紙 1-2-22-2 ページ参照
図12 条-別紙 1-2-22-1

12 条-別紙 1-2-22-2
MO

MO

MO

MO

MO

MO

AO

AO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

AO

FC
AO

MO

MO

MO

MO

AO

FC
AO

残留熱除去系(A)

残留熱除去系(B)

原子炉冷却材浄化系

残留熱除去系(B)（RHR（A），CUW，RCIC共用）

復水・給水系

主蒸気系

区分Ⅲより電源供給

区分Ⅱより電源供給

区分Ⅰより電源供給

本図で示す原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁は、「通常運転時の原子炉冷却材補給系によって通常停止等の安全上十分な措置がとれるまでの間、原子炉冷却材系への冷却水の補給が十分可能なほど破断時の流出流量が少ない小口径配管」のものについては省略している。また、通常時または事故時に開となるおそれが無いものについても省略している。

残留熱除去系(C)

残留熱除去系(C)

高圧炉心注水系(C)

高圧炉心注水系(B)

原子炉隔離時冷却系

原子炉冷却材浄化系

原子炉格納容器原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁概要図

原子炉圧力容器

23.原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
No.
23
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
対象系
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
統・機器
多重性/ 原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，JEAC4602-2004「原子炉冷却材
多様性 圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリの範囲を定める規程」に基づき設置されており，多重性／多様性を有している。
独立性 （１）原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設
備として設計している。また，溢水，火災については，影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）原子炉格納容器バウンダリ隔離弁が２弁あるものについて，弁駆動源である電源供給，空気供給が単一故障で喪失した場合でも，もう一方の隔離弁機能に波及しないよう，下記の通り駆動方法を分離するよう設計している。
・第１隔離弁，第２隔離弁がともに電動弁の場合には，互いに電源の区分を分離するよう設計している。
・第１隔離弁，第２隔離弁がともに空気作動弁の場合には，駆動源喪失時にフェイルクローズとするよう設計している。
・第１隔離弁，第２隔離弁のうち，いずれかに逆止弁がある場合は，もう一方の隔離弁駆動源が喪失した場合でも，逆止弁で隔離機能確保可能となるよう設計している。
・原子炉圧力容器に接続される計装配管の場合には，エクセスフロ
ーチェック弁（過流量阻止弁），又は駆動源喪失時にフェイルク
ローズとなる電磁弁により，隔離できるよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
隔離時間は極短時間だが，隔離状態を維持するための使用時間は 24時間以上（長期間）
系統概略
12 条-別紙 1-2-23-2 ページ参照
図12 条-別紙 1-2-23-1

計装

計装

12 条-別紙 1-2-23-2
MO

MO

MO

MO
MO

MO
MO

MO

FC
AO

MO

MO

MO

MO

FC
AO

MO

MO

FC
AO

FC
AO

高電導度廃液系

低電導度廃液系

試料採取系

弁グランド部漏えい処理系

高圧窒素ガス供給系

高圧窒素ガス供給系

主蒸気ドレン

主蒸気系

試料採取系

区分Ⅱより電源供給

区分Ⅰより電源供給

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁で「通常時閉、事故時閉」のもの、「原子炉格納容器の内側、外側、又は内外で閉じた系を構成する配管」のものについては隔離弁が１弁要求であり、本図では省略している。

本図で示す原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は、原子炉格納容器を貫通する配管のうち、JEAC4602-2004「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の範囲を定める規程」に基づき隔離弁が２弁要求されるもので、通常時開、事故時閉のものを抜粋して記載している。

原子炉隔離時冷却系ﾀｰﾋﾞﾝｸﾞﾗﾝﾄﾞｼｰﾙ

原子炉隔離時冷却系タービン排気

計装用空気系

原子炉隔離時冷却系

原子炉格納容器

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁概要図

原子炉圧力容器

24.原子炉緊急停止の安全保護回路
No.
24
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
対象系
原子炉緊急停止の安全保護回路
統・機器
多重性/ 原子炉緊急停止の安全保護回路は４区分の検出器から得られた信号
多様性 を用い，４区分のトリップ論理回路（2 out of 4）を通じてトリップ信号を発生させており，多重性を有している。
独立性 （１）原子炉緊急停止の安全保護回路は，想定される最も過酷な環境
条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）原子炉緊急停止の安全保護回路は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災による機器の損傷が発生した
場合においてもトリップさせるフェイルセーフ設計となっており，機能への影響はない。
（３）原子炉緊急停止の安全保護回路は，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。また，他区分で故障が生じても影響がないよう，信号の取り合いは光伝送により電気的な分離が図られている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間はスクラムのタイミングのみ（短期間）
12 条-別紙 1-2-24-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-24-1

12 条-別紙 1-2-24-2

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

Ⅱ

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

A

Ⅱ

Ⅰ

B

Ⅳ

Ⅲ

ソレノイド
（Ｂ）

Ⅱ

盤

※グループ ２～４も同様

スクラムパイロット弁

ソレノイド
（Ａ）

Ⅳ

光伝送
メタル伝送

Ⅲ

Ⅰ

手動スクラムグループ １

25.非常用炉心冷却系作動 他 安全保護回路
No.
25
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能
対象系
非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
統・機器
主蒸気隔離の安全保護回路
原子炉格納容器隔離の安全保護回路
非常用ガス処理系作動の安全保護回路
多重性/ 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路は４区分の検出器から得られ多様性 た信号を用い，３区分の安全論理回路（2 out of 4）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
主蒸気隔離の安全保護回路は４区分の検出器から得られた信号を用
い，４区分の論理回路（2 out of 4）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉格納容器隔離の安全保護回路は４区分の検出器から得られた信号を用い，２区分の論理回路（2 out of 4）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
非常用ガス処理系作動の安全保護回路は４区分の検出器から得られた信号を用い，２区分の論理回路（2 out of 4）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
独立性 （１）各回路は，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）各回路は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，下記のいずれかの対策を行い，溢水，火災の影響により機能喪失しないよう設計している。
①機器の損傷が発生した場合においてもトリップさせるフェ
イルセーフ設計とする。
②４区分のうち２区分以上（可燃性ガス濃度制御系については，
２区分のうち１区分）が機能喪失しないよう溢水，火災の影響軽減対策等を実施する。
（３）各回路は，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。また，他区分で故障が生じても影響がないよう，信号を取り合う場合は光伝送により電気的な分離が図られている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

12 条-別紙 1-2-25-1

前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-25-3～6 ページ参照

12 条-別紙 1-2-25-2

12 条-別紙 1-2-25-3

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

Ⅱ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

（非常用炉心冷却系作動の安全保護回路）

2 out of 4論理

作動回路

2 out of 4論理

作動回路

2 out of 4論理

作動回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

・高圧炉心注水系（Ｃ）
・低圧注水系（Ｃ）

非常用炉心冷却系 作動

・高圧炉心注水系（Ｂ）
・低圧注水系（Ｂ）
・自動減圧系（Ｂ）

非常用炉心冷却系 作動・原子炉隔離時冷却系
・低圧注水系（Ａ）
・自動減圧系（Ａ）

非常用炉心冷却系 作動

12 条-別紙 1-2-25-4

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（主蒸気隔離の安全保護回路）

Ⅱ
Ⅲ

Ⅱ
Ⅳ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

Ⅱ

A

Ⅲ

Ⅰ

Ⅰ

B

Ⅳ
電磁弁（Ｂ）
ソレノイド

Ⅲ

盤

光伝送
メタル伝送

※主蒸気外側隔離弁（Ｂ）～（Ｄ），
内側隔離弁（Ａ）～（Ｄ）も同様

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

電磁弁（Ａ）
ソレノイド

ⅣⅡ

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

12 条-別紙 1-2-25-5

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較
Ⅱ Ⅲ Ⅳ

（原子炉格納容器隔離の安全保護回路）

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

原子炉格納容器
隔離弁 閉鎖原子炉格納容器
隔離弁 閉鎖12 条-別紙 1-2-25-6

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（非常用ガス処理系作動の安全保護回路）

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

非常用ガス処理系 作動

非常用ガス処理系 作動

26.中性子束（起動領域モニタ）他
No.
26
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
事故時の原子炉の停止状態の把握機能
対象系
中性子束（起動領域モニタ）
統・機器
原子炉スクラム用電磁接触器の状態 及び 制御棒位置
多重性/ 中性子束（起動領域モニタ）は４区分あり，多重性を有している。
多様性 原子炉スクラム用電磁接触器の状態と制御棒位置は，この２種で多様性を有している。
独立性 ＜中性子束（起動領域モニタ）＞（１）起動領域モニタは，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）起動領域モニタは，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計している。
（３）起動領域モニタは，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。

＜原子炉スクラム用電磁接触器の状態 及び 制御棒位置＞
原子炉の停止状態を原子炉スクラム用電磁接触器の状態と制御棒位置で判断することにより，炉心の停止状態を把握する。
（１）原子炉スクラム用電磁接触器の状態は，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
制御棒位置は，通常運転時の環境条件下において動作するよう設計している。
12 条-別紙 1-2-26-1

（２）原子炉スクラム用電磁接触器の状態は，いずれも耐震Ｓクラス
設備として設計している。また，溢水については，中央制御室は溢水源が無いこと，火災については常駐する運転員による早期感知・消火が可能であることから，機能に影響を及ぼすものではない。
制御棒位置は，耐震Ｃクラス設備として設計している。
（３）原子炉スクラム用電磁接触器の状態は，区分毎に盤筐体に収納し，物理的分離を行っている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
制御棒位置と原子炉スクラム用電磁接触器の状態を監視するために必要な設備とは，物理的分離を行っている。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
中性子束（起動領域モニタ）は 12 条-別紙 1-2-26-3 ページ参照
原子炉スクラム用電磁接触器の状態 及び 制御棒位置は
12 条-別紙 1-2-26-4 ページ参照

12 条-別紙 1-2-26-2

12 条-別紙 1-2-26-3

検出器
Ｅ

検出器
Ｊ

指示計

指示計

指示計

前置増幅器 前置増幅器 前置増幅器

検出器
Ａ

区分Ⅰ

検出器
Ｆ

指示計

指示計

前置増幅器 前置増幅器

検出器
Ｂ

区分Ⅱ

（中性子束（起動領域モニタ））

検出器
Ｇ

検出器
Ｌ

指示計

指示計

指示計

前置増幅器 前置増幅器 前置増幅器

検出器
Ｃ

区分Ⅲ

検出器
Ｈ

指示計

盤

光伝送
メタル伝送

指示計

前置増幅器 前置増幅器

検出器
Ｄ

区分Ⅳ

中央制御室

格納容器内

12 条-別紙 1-2-26-4

原子炉圧力容器

制御棒位置
検出スイッチ（フル・イン信号）

格納容器内

配管ペネト
レーション

電気ペネト
レーション

計装用
空気系

窒素

水

制御棒
駆動水

制御棒位置）

原子炉スクラム用
電磁接触器

現場盤

及び

空気駆動弁

（原子炉スクラム用電磁接触器の状態

RPS LD盤

表示器(大型表示盤)

表示器(大型表示盤)

表示器(主盤)【制御棒位置】

盤

光伝送
メタル伝送

【原子炉スクラム用
電磁接触器の状態】

安全保護系盤

制御棒操作
監視制御盤

中央制御室

27.原子炉水位（広帯域，燃料域）・原子炉圧力
No.
27
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
事故時の炉心冷却状態の把握機能
対象系
原子炉水位（広帯域，燃料域）
統・機器
原子炉圧力
多重性/ 原子炉水位（広帯域）は４区分あり，多重性を有している。
多様性 原子炉水位（燃料域）は２区分あり，多重性を有している。
原子炉圧力は４区分あり，多重性を有している。
独立性 （１）各計装は，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計している。
（３）各計装は，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照

12 条-別紙 1-2-27-1

12 条-別紙 1-2-27-2

区分Ⅳ

区分Ⅲ

区分Ⅱ

区分Ⅰ

格納容器内

PT

指示計

指示計

LT
現場多重
伝送

指示計

現場多重
伝送

PT

広帯域

広帯域

指示計

指示計

指示計

指示計

指示計

LT

現場多重
伝送

現場多重
伝送

指示計

燃料域

広帯域

燃料域

広帯域

指示計

PT

LT

LT

PT

LT

LT

中央制御室

燃
料
域

区分Ⅱ

域

広

LT
LT 帯

PT

区分Ⅳ
PT

広
帯
域

LT

PT

LT
圧力検出器

水位検出器

基準面器

広
帯
域

LT

区分Ⅲ

広
帯
域

PT

区分Ⅰ

燃
料
域 LT

LT

PT

盤

光伝送
メタル伝送

28.原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度
No.
28
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
対象系
原子炉格納容器圧力
統・機器
サプレッション・プール水温度
原子炉格納容器エリア放射線量率
多重性/ 原子炉格納容器圧力は２区分あり，多重性を有している。
多様性 サプレッション・プール水温度は２区分あり，多重性を有している。
原子炉格納容器エリア放射線量率は２区分あり，多重性を有している。
独立性 （１）各計装は，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（２）各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計している。
（３）各計装は，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
原子炉格納容器圧力，サプレッション・プール水温度は12 条-別紙 1-2-28-2 ページ参照
原子炉格納容器エリア放射線量率は12 条-別紙 1-2-29-4 ページ参照

12 条-別紙 1-2-28-1

12 条-別紙 1-2-28-2

現場多重
伝送

現場多重
伝送

指示計

指示計

中央制御室

区分Ⅱ

PT

TE

格納容器内

TE

PT

指示計

指示計

現場多重
伝送

現場多重
伝送

中央制御室

盤

圧力検出器

PT

区分Ⅰ

光伝送
メタル伝送

温度検出器

TE

29.［低温停止への移行］原子炉圧力 他
No.
29
安全
《その機能を有する複数の系統があり、それぞれの系統について
機能
多重性又は多様性を要求する安全機能》
事故時のプラント操作のための情報の把握機能
対象系 ［低温停止への移行］
統・機器
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］原子炉水位（広帯域，燃料域）
サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
原子炉格納容器水素濃度
原子炉格納容器酸素濃度［放射性気体廃棄物処理系の隔離］
気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタ
多重性/ ［低温停止への移行］
多様性
原子炉圧力は４区分あり，多重性を有している。
原子炉水位（広帯域）は４区分あり，多重性を有している。
［ドライウェルスプレイ］
原子炉水位（広帯域）は４区分あり，多重性を有している。
原子炉水位（燃料域）は２区分あり，多重性を有している。
原子炉格納容器圧力は２区分あり，多重性を有している。
［サプレッション・プール冷却］原子炉水位（広帯域）は４区分あり，多重性を有している。
原子炉水位（燃料域）は２区分あり，多重性を有している。
サプレッション・プール 水温度は２区分あり，多重性を有している。
［可燃性ガス濃度制御系起動］
原子炉格納容器水素濃度は２区分あり，多重性を有している。
原子炉格納容器酸素濃度は２区分あり，多重性を有している。
［放射性気体廃棄物処理系の隔離］
気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタは２区分あり，多重性を有している。
独立性 （１）各計装は，想定される最も過酷な環境条件として原子炉冷却材喪失事故時において健全に動作するよう設計している。
（気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタは，放射性気体廃
棄物処理施設の破損時に想定される状態）
なお，原子炉格納容器水素濃度及び酸素濃度は，格納容器内のガスを除湿，冷却及び減圧して計器に導き，格納容器内の温度の影響を直接
12 条-別紙 1-2-29-1

受けない設計としている。
（２）各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計している。
（気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタは，上記の対応を今後実施する）（３）各計装は，それぞれ区画されたエリアに設置，又は必要な離隔距離を確保して配置しており，物理的分離を行っている。
サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，１系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
（気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタは，上記の対応を今後実施する）
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
使用時間は 24 時間以上（長期間）
系統概略 ［低温停止への移行］
図
原子炉圧力は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照
原子炉水位（広帯域）は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照［ドライウェルスプレイ］
原子炉水位（広帯域）は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照
原子炉水位（燃料域）は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照
原子炉格納容器圧力は 12 条-別紙 1-2-28-2 ページ参照［サプレッション・プール冷却］原子炉水位（広帯域）は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照
原子炉水位（燃料域）は 12 条-別紙 1-2-27-2 ページ参照
サプレッション・プール水温度は 12 条-別紙 1-2-28-2 ページ参照［可燃性ガス濃度制御系起動］
原子炉格納容器水素濃度は 12 条-別紙 1-2-29-3 ページ参照
原子炉格納容器酸素濃度は 12 条-別紙 1-2-29-3 ページ参照

12 条-別紙 1-2-29-2

12 条-別紙 1-2-29-3

H2E

O2E

指示計

指示計

指示計

指示計

中央制御室

原子炉補機
冷却系

冷却器

区分Ⅱ

RE

RE
格納容器内

H2E

RE

RE

酸素検出器

原子炉補機
冷却系

O2E

H2E

区分Ⅰ

O2E

冷却器

水素検出器
RE

指示計

指示計

指示計

指示計

中央制御室

盤

放射線検出器参考

非常用電気品区域換気空調系
No.
その他１
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
対象系
非常用電気品区域換気空調系
統・機器
多重性/ 非常用電気品区域換気空調系は３系統あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）非常用電気品区域換気空調系は，いずれも二次格納施設外の環境条件において健全に動作するよう設計されている。
（２）非常用電気品区域換気空調系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，影響軽減対策等を実施することにより，同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）非常用電気品区域換気空調系は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，位置的分散を考慮して配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，１系統のサポー
ト系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-その他-2～4 ページ参照

12 条-別紙 1-2-その他-1

12 条-別紙 1-2-その他-2

外気
DG(A)
ゾーン
送風機(B)：区分Ⅰより電源供給
DG：非常用ディーゼル発電機
HECW：換気空調補機非常用冷却水系

DG(A)ゾーン
給気処理装置DG(A)ゾーン
送風機(A)HECW(A)より

A系非常用電気品室

A系DG燃料デイタンク室

A系DG室

DG(A）非常用送風機(A)（B)

DG(A)
ゾーン
排風機(B)

DG(A)ゾーン
排風機(A)

大気

12 条-別紙 1-2-その他-3

外気
DG(B)
ゾーン
送風機(B)：区分Ⅱより電源供給
DG：非常用ディーゼル発電機
HECW：換気空調補機非常用冷却水系

DG(B)ゾーン
給気処理装置DG(B)ゾーン
送風機(A)HECW(B)より

B系非常用電気品室

B系DG燃料デイタンク室

B系DG室

DG(B）非常用送風機(A)（B)

DG(B)
ゾーン
排風機(B)

DG(B)ゾーン
排風機(A)

大気

12 条-別紙 1-2-その他-4
DG(C)
ゾーン
送風機(B)：区分Ⅲより電源供給
DG：非常用ディーゼル発電機
HNCW：換気空調補機常用冷却水系

外気

DG(C)ゾーン
給気処理装置DG(C)ゾーン
送風機(A)HNCWよりC系非常用電気品室

C系DG燃料デイタンク室

C系DG室

DG(C）非常用送風機(A)（B)

DG(C)
ゾーン
排風機(B)DG(C)ゾーン
排風機(A)

大気

参考

換気空調補機非常用冷却水系
No.
その他 2
安全
《その機能を有する系統の多重性又は多様性を要求する安全機能》機能
対象系
換気空調補機非常用冷却水系
統・機器
多重性/ 換気空調補機非常用冷却水系は２系統あり，多重性を有している。
多様性
独立性 （１）換気空調補機非常用冷却水系は，いずれも二次格納施設外の環境条件として通常運転時において健全に動作するよう設計している。
（２）換気空調補機非常用冷却水系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，２系統が同時に機能喪失しないよう設計している。
（３）換気空調補機非常用冷却水系は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，それぞれ区画されたエリアに分離して配置する設計としている。サポート系についても，電源についてはそれぞれ異なる区分から，冷却水については主系統と同一の区分から供給しており，
１系統のサポート系の故障が他のすべての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
前述（１）～（３）により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
期間
系統概略
図

使用時間は 24 時間以上（長期間）
12 条-別紙 1-2-その他-6 ページ参照

12 条-別紙 1-2-その他-5

12 条-別紙 1-2-その他-6

DG：非常用ディーゼル発電機
HECW：換気空調補機非常用冷却水系
MCR：中央制御室換気空調系
RCW：原子炉補機冷却水系
C/B：コントロール建屋

HECW
冷凍機(D)HECW
ポンプ(D)PCV

HECW
冷凍機(C)HECW
ポンプ(C)

RCW(B)より：区分Ⅰより電源供給：区分Ⅱより電源供給
PCV：圧力調整弁
TCV：温度調整弁

RCWサージタンク(B)

RCWサージタンク(A)

TCV

TCV

TCV

TCV

HECW
冷凍機(B)

HECW
ポンプ(B)

PCV

TCV

HECW
冷凍機(A)HECW
ポンプ(A)HECW防食剤
注入タンク

TCV

RCW(A)より

C/B計測制御
電源盤区域（B)
給気処理装置MCR給気処理装置(B)

DG(B)ゾーン
給気処理装置C/B計測制御
電源盤区域（A)
給気処理装置MCR給気処理装置(A)

DG(A)ゾーン
給気処理装置別紙 1-3
設計基準事故解析で期待する異常状態緩和系
1.

確認方針
設計基準事故解析においては，異常状態緩和系によって，原則として運転員の介在なしで事象が収束することを確認している。安全保護回路等が動作することで必要な機能は満足され，プラント状態把握は事象収束のためには必要とならない。ただし，運転員の介在をもって事象を収束させる設計基準事故もあり，
このためにプラント状態把握を行う場合もある。
これら設計基準事故解析で期待する異常状態緩和系について，全て別紙 1-1，
別紙 1-2 に含まれていることを確認する。
2.

確認結果
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉の設計基準事故解析において，期待する異常状態緩和系を以下に示す。
設計基準事故

期待する異常状態緩和系

重要度分類

制御棒 及び 制御棒駆動系

ＭＳ－１

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・原子炉冷却材喪失原子炉緊急停止の安全保護回路
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系（※）
残留熱除去系（低圧注水モード）
自動減圧系
非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機
・原子炉冷却材流量の喪失

制御棒 及び 制御棒駆動系
原子炉緊急停止の安全保護回路
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

12 条-別紙 1-3-1

ＭＳ－１

・原子炉冷却材流量の喪失（続き）

残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）

ＭＳ－１

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
逃がし安全弁（手動逃がし機
能）自動減圧系（手動逃がし機能）
非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機
反応度の異常な投入又は原子炉
出力の急激な変化
・制御棒落下

制御棒 及び 制御棒駆動系

ＭＳ－１

原子炉緊急停止の安全保護回路
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
逃がし安全弁（手動逃がし機
能）自動減圧系（手動逃がし機能）
非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機
環境への放射性物質の異常な放出・放射性気体廃棄物処理施設の破損

気体廃棄物処理系設備エリア
排気放射線モニタＭＳ－３

気体廃棄物処理系隔離弁

ＭＳ－２

排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外の部分）
・主蒸気管破断

制御棒 及び 制御棒駆動系
原子炉緊急停止の安全保護回路

12 条-別紙 1-3-2

ＭＳ－１

・主蒸気管破断（続き）

原子炉格納容器隔離弁（主蒸
気隔離弁）

ＭＳ－１

主蒸気隔離の安全保護回路
主蒸気流量制限器
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
逃がし安全弁（手動逃がし機
能）自動減圧系（手動逃がし機能）
非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機
・燃料集合体の落下

原子炉建屋原子炉棟

ＭＳ－２

非常用ガス処理系
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能）・原子炉冷却材喪失

非常用ガス処理系作動の安全
保護回路

ＭＳ－１

原子炉格納容器ＭＳ－１

原子炉格納容器隔離弁
原子炉建屋原子炉棟
非常用ガス処理系
非常用ガス処理系作動の安全保護回路
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能）・制御棒落下主蒸気隔離の安全保護回路

ＭＳ－１

原子炉格納容器（真空破壊装
置）

ＭＳ－１

原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化・原子炉冷却材喪失格納容器スプレイ冷却系
事故時監視計器（原子炉格納容器圧力）12 条-別紙 1-3-3

ＭＳ－２

・原子炉冷却材喪失
・可燃性ガスの発生（続き）

非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機

ＭＳ－１

可燃性ガス濃度制御系

ＭＳ－１

事故時監視計器（原子炉格納容器水素濃度，原子炉格納容器酸素濃度）

ＭＳ－２

原子炉格納容器（真空破壊装
置）

ＭＳ－１

非常用電源系，非常用ディー
ゼル発電機（※）燃料被覆管温度が最大となるよう一系統は配管両端破断を想定しており，残る一系統は給電するディーゼル発電機の単一故障によって機能を喪失すると仮定している系統
これらの設計基準事故解析で期待する異常状態緩和系は全て別紙 1-1，別紙 12 に含まれていることを確認した。
なお，設計基準事故解析において期待するＭＳ－３の異常状態緩和系は，
気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタ（ＭＳ－３，事故時のプラント操作のための情報の把握機能）のみである。

12 条-別紙 1-3-4

別紙 1-4
地震，溢水，火災以外の共通要因について
1.

考慮するハザード
重要度の特に高い安全機能を有する系統における独立性の確認として，地震，
溢水（内部溢水），火災（内部火災）による共通要因故障の有無を別紙 1-2 にて整理している。ここでは，地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうるハザードについて整理する。
設計基準対象施設について考慮するハザードは，設置許可基準規則の以下の条文に該当するものである。
第四条 地震による損傷の防止
第五条 津波による損傷の防止
第六条 外部からの衝撃による損傷の防止
第八条 火災による損傷の防止
第九条 溢水による損傷の防止等
これらの条文のうち，地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうる
ハザードは，
第五条 津波による損傷の防止
第六条 外部からの衝撃による損傷の防止である。
2.

津波による損傷の防止（設置許可基準規則第五条）
津波による損傷の防止については，設置許可基準規則第五条に対する適合性の説明の中で整理するが，重要度の特に高い安全機能を有する系統に対しては，
同別記３の通り，以下の対策をとることで基準津波に対して安全機能を損なわない設計としている。
・津波による遡上波が到達しない高い場所への配置
・津波が流入することを防止するための設備の設置等の津波防護対策
・基準津波による水位の低下に対する海水ポンプの機能保持対策
3.

外部からの衝撃による損傷の防止（設置許可基準規則第六条）
外部からの衝撃による損傷の防止については，設置許可基準規則第六条に対する適合性の説明の中で整理するが，重要度の特に高い安全機能を有する系統に対しては，以下の通り，安全機能を損なわない設計としている。
・発電所敷地で想定される風（台風），竜巻，低温（凍結），積雪，落雷，火山の影響の自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合において，
自然現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12 条-別紙 1-4-1

る環境条件においても安全機能を損なわない設計
・「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」に示される重要安全施設は，科学的技術的知見を踏まえ，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じる応力について，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた設計
・発電所敷地又はその周辺において想定される火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスの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。）に対して安全機能を損なわない設計
・自然現象，人為事象の組み合わせについても，地震，津波，風（台風），
竜巻，低温（凍結），積雪，落雷，火山，森林火災等の影響を考慮し，事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組み合わせを特定し，その組合せの影響に対しても安全機能を損なわない設計
各ハザードに対する具体的な設計上の考慮は表１の通りである。

12 条-別紙 1-4-2

表１

設置許可基準規則第六条のハザードに対する設計上の考慮（１／２）

ハザード

設計上の考慮

風（台風） 基準風速による風荷重に対して，安全施設及び安全施設を内包する区画の構造健全性の確保，若しくは，風（台風）による損傷を考慮し安全上支障のない期間での修復等の対
応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なうことのない設計とする。
竜巻

設計竜巻の風圧力による荷重，気圧差による荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた設計竜巻荷重等を適切に組み合わせた設計荷重に対して，安全施設及び安全施設を内包する区画の構造健全性の確保，若しくは，飛来物による損傷を考慮し安全上支障のない期間での修復等の対応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なわない設計とする。

低温（凍結） 基準温度による凍結に対し，安全施設の低温に対する健全性の確保，若しくは，低温による凍結を考慮し，安全上支
障のない期間での修復等の対応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なうことのない設計とする。
積雪基準積雪量による荷重，閉塞に対し，安全施設の荷重，閉塞に対する健全性の確保，若しくは，積雪による損傷を考慮し，安全上支障のない期間での修復等の対応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なうことのない設計とする。

落雷

基準電流値による雷サージに対し，安全施設の雷サージに対する健全性の確保，若しくは，雷サージによる損傷を考慮し，安全上支障のない期間での修復等の対応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なうことのない設計とする。

12 条-別紙 1-4-3

表１

設置許可基準規則第六条のハザードに対する設計上の考慮（２／２）

ハザード

設計上の考慮

火山

想定される降下火砕物に対し，その静的負荷等の直接的影響に対し，安全施設の健全性の確保，若しくは，降下火砕物による損傷を考慮し，安全上支障のない期間での修復等の対応，又は，それらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なうことのない設計とする。
また，降下火砕物の間接的影響である 7 日間の外部電源喪失等に対して，発電所の安全性を維持するために必要となる電源の供給が継続でき，安全機能を損なわない設計とす
る。

森林火災，
近隣工場等
の火災・爆
発，航空機
落下火災

想定される森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下に伴う火災について，防火帯の設置又は離隔距離の確保等により，安全機能を損なわない設計とする。
また，二次的影響であるばい煙等による影響については，
換気空調設備に適切な防護対策を講じること等により安全
施設の安全機能を損なわない設計とする。

有毒ガス想定される有毒ガスの発生については，発生源からの離隔を確保すること等により，安全施設の安全機能を損なわない設計とする。

重畳

事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組み合わせを特定し，その中から荷重の大きさ等の観点で代表性のある，地震，
積雪，火山等の組み合わせの影響に対し，安全機能を損なわない設計とする。

4.

結論
地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうるハザードについて整理した結果，設置許可基準規則第五条及び第六条に対する適合性を有しており，各々に対して安全機能を損なわない設計としていることを確認した。

12 条-別紙 1-4-4

別 紙 1-5

被ばく評価に用いた気象資料の代表性について

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年
９ 月 ま で の １ 年 間 の 気 象 デ ー タ を 用 い て 評 価 を 行 う に 当 た り ，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た。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要
な 排 気 筒 高 風 を 用 い て 検 定 す る も の の ，被 ば く 評 価 で は 保 守 的 に 地 上 風を 使 用 す る こ と も あ る こ と か ら ， 排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍの 観 測 デ ー タ に 加 え ， 参 考 と し て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定
を行った。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行っ
た。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い ては ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E，SSE，風 速 階 級：5.5～ 6.4m/s） で あ っ た 。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ，風 向（ E，SSE）に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向
か う 風 で あ る こ と 及 び 風 速（ 5.5～ 6.4m/s）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か
12 条－別紙 1－5－1

に 超 え た 程 度 で あ る こ と か ら ，評 価 に 使 用 し て い る 気 象 デ ー タ は ，長 期 間の気象状態を代表しているものと判断した。
な お ，標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た のは 11 項 目 で あ っ た も の の ， 排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測
デ ー タ に よ り 代 表 性 は 確 認 で き て い る こ と か ら ，当 該 デ ー タ の 使 用 に は 特段の問題はないものと判断した。
検定結果を第１表から第４表に示す。

12 条－別紙 1－5－2

第１表 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界
上限

下限

12 条－別紙 1－5－3

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

判定

○採択
×棄却
○
○
○
○
×
○
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○

第２表 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

12 条－別紙 1－5－4

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

第３表 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界

判定
○採択

上限

下限

×棄却

12 条－別紙 1－5－5

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

第４表 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

12 条－別紙 1－5－6

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

別紙 1-参考 1
単一設計採用時の安全確保基本方針
1.

安全確保方針重要度の特に高い安全機能を有する系統については，設計基準の範疇において機能を確実に維持できるよう原則として多重性又は多様性及び独立性を確保する。
ただし，長期間にわたって機能が要求される静的機器において，その故障の発生確率が合理的に見て極めて小さいと判断できることを前提に，その故障を仮定しても他の系統を用いて当該機能を代替できることを安全解析等によって確認できること，あるいはその故障が想定される最も過酷な条件下においても安全上支障のない時間内に除去若しくは修復ができることを確認した場合は，単一設計を採用する場合もある。
このように，長期間にわたって機能が要求される静的機器において単一設計を採用している系統についての安全確保の基本方針を図１に示す。

［前提］信頼性
当該静的機器の故障の発生
確率が極めて小さいこと（システム全体が十分な信頼性を有していること）

対応可否・影響評価
プラント全体として代替手段や影響緩和策を準備すること，
当該静的機器の故障が発生しても重大な影響がないこと

単一設計の静的機器を有する系統の安全確保

修復性
当該静的機器の故障が発生した場合の除去
若しくは修復手段を可能な限り確立すること

図１

単一設計の静的機器を有する系統の安全確保の基本方針

図１に示す通り，単一設計を採用する場合の前提は，上述の３条件のうち，そ12 条－別紙 1－参考 1－1

の故障の発生確率が合理的に見て極めて小さいと判断できることである。このとき，系統の特徴を鑑み，必要に応じてシステム全体の信頼性を定量的に評価し，単一設計を採用してもシステム全体が十分な信頼性を有していることを確認する。
これを前提に，仮に静的機器の単一故障が発生した場合を想定し，深層防護の観点からプラント全体として代替手段や影響緩和策を準備するとともに，当該事象の影響度合いを評価し，重大な影響がないことを確認する。
さらに，仮に静的機器の単一故障が発生した場合に除去若しくは修復を行うことを想定し，除去若しくは修復が可能であればその手段を確立することで，可能な限り早期に機能を復旧させ，更なる安全性の確保に努めることとする。

12 条－別紙 1－参考 1－2

2. 安全確保方針に基づく検討結果
2.1 非常用ガス処理系（1）設備概要
非常用ガス処理系は，事故時の格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能を有する系統である。
非常用ガス処理系の系統概略図を図２に示す。

よう素用チャコール・フィルタ
湿分除去装置ドライウェル 原子炉
区域
運転階
原子炉
圧力
容器

プレフィルタ
加熱コイル

主排気筒へ
スペースヒータ
（補２）

（補１）
排気ファン

高性能粒子フィルタ

原子炉・タービン区域
換気空調系へ
パージ用ファン
サプレッ（補１）ＳＧＴＳ乾燥装置（湿分除去装置，加熱コイル）は１００％×２系列
ション・（補２）スペースヒータは１００％×２系列
チェンバ（よう素用チャコール・フィルタの上流及び下流に２式，合計４個）

図２ 非常用ガス処理系 系統概略図（：単一設計の静的機器）（2）前提条件の確認（静的機器の単一故障の発生の可能性）
図２に示す通り，非常用ガス処理系の動的機器である弁・乾燥装置（湿分除去装置・加熱コイル）・排気ファン・スペースヒータは全て二重化しており，配管の一部とフィルタユニット（スペースヒータ除く）が単一設計となっている。これらの設備について，事故時の格納容器内又は放射性物質（ＦＰ）が格
納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中のＦＰの濃度低減機能を達成するために必要な項目別に整理を行った結果を表１に示す。

12 条－別紙 1－参考 1－3

表１

非常用ガス処理系

機能達成に必要な項目別の整理表

項 部位
目

多重化／ 想定故障 故障原 対応設備
多様化
モード
因

流 配管
体
移
送

一部無

Ｆ
Ｐ
除
去

排気
ファン

有

弁

有

フ ィ ル
タ
ユ ニ ッ
ト（よう
素 用 チ
ャ コ ー
ル・フィ
ルタ）

無

破損

対応設備の多重化／多様化

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

閉塞

異物 －
（ｃ）

－

破損

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

湿分

湿分除去
装置

有

加熱コイ
ル

有

スペース
ヒータ

有

異物 プレフィ（ｄ） ルタ

無

高性能粒
子フィル
タ

無

閉塞

表１の結果から，（ａ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの腐食による破損（ｂ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの外力による破損（ｃ）単一設計となっている一部の配管の異物による閉塞（ｄ）フィルタユニットの異物による閉塞の発生可能性についての検討が必要であると整理できる。
12 条－別紙 1－参考 1－4

これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を表２に示す。
表２

非常用ガス処理系

単一設計静的機器

6 号炉
配管

7 号炉
フィルタ
ユニット

材質

炭素鋼

塗装

有（錆止め） 有
（外面）
（外面）

内
部
流
体

炭素鋼

通 常 屋内空気時

屋内空気

事故 ［乾燥装置 乾燥した空
時
上流］
気（ＦＰ含
湿 分 の 多 い む）
空気（放射性物質（ＦＰ）
含む）
［乾燥装置
下流］
乾燥した空
気（ＦＰ含
む）

設置場所

屋内

屋内

配管
炭素鋼

フィルタ
ユニット
炭素鋼

有（錆止め） 有
（外面）
（外面）
屋内空気

屋内空気

［乾燥装置 乾燥した空
上流］
気（ＦＰ含
湿 分 の 多 い む）
空気（放射性物質（ＦＰ）
含む）
［乾燥装置
下流］
乾燥した空
気（ＦＰ含
む）
屋内

屋内

表２の通り，通常時の内部流体は屋内空気である。従って，内部流体の特性から，通常時に（ａ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの腐食による破損（ｃ）単一設計となっている一部の配管の異物による閉塞（ｄ）フィルタユニットの異物による閉塞が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これは，（ａ）については図３に示す鋼材の大気暴露試験結果から腐食量が非常に少ないことを確認できているため，（ｃ）（ｄ）については閉塞の原因となりうるほこり等については運用管理の中で排除することを設計の前提条件としているためである。
12 条－別紙 1－参考 1－5

これらの結果は，表３に示す点検実績からも明らかである。
経過年数 10 年で板厚の減少量は 0.5mm 弱であり，経過年数 40 年を想定した場合でも 2mm程度と推定できる。
（非常用ガス処理系
最小板厚 7mm 強）
従って，大気環境下で腐食による故障が発生することは考えられない。

図３ 普通鋼および耐候性鋼の暴露試験結果（出典：腐食・防食ハンドブック，腐食防食協会）
表３配管

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉
点検実績

非常用ガス処理系

点検時期及び頻度

点検内容

点検結果

中越沖地震後点検

外観点検

異常なし

フ ィ ル タ 定期検査
ユニット （毎定検）

外観点検
これまでの点検に（腐食，フィルタ おいて異常は確認の 破 損 が な い こ されていないと）また，当該系統は耐震Ｓクラスであり，耐震計算を行って設計している。そのため，設計基準の範疇において，地震によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
津波については，設計基準の範疇において，建屋内の当該系統構成機器まで到達することはない。そのため，津波によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
地震・津波以外の外部事象（風（台風含む），竜巻，積雪，低温，落雷，火山，降水，外部火災）については，当該系統は防護対象ではないと整理しているが，設計基準の範疇において，建屋内の当該系統構成機器まで影響を及ぼす

12 条－別紙 1－参考 1－6

ことは考えられない。そのため，地震・津波以外の外部事象によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，（ｂ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの外力による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
事故時においても，内部流体は空気であるが，湿分とＦＰを多く含む点が異なる。
湿分については，表１に示した通り，多重化した乾燥装置（湿分除去装置・加熱コイル）を設置している。これらの設備によって，直径数μm の水滴を 99％以上除去したうえで，相対湿度を 70％以下にしているため，乾燥装置下流では湿分の影響はない。加えて，多重化したスペースヒータを設置して相対湿度
を 70％以下に保持し，フィルタユニットにおける湿分の影響を極力排除している。
一方，乾燥装置上流は湿分の多い空気であるが，非常用ガス処理系の機能に期待する設計基準事故の実効放出継続時間は最大でも 360 時間と限定的であり，当該事故期間中に腐食による配管の破損が発生する可能性は極めて小さ
いと判断できる。
また，系統を通過するＦＰ（希ガス，よう素等）については，気体または揮発性の高い物質であるため，物質の特性から，フィルタ閉塞の原因となる可能性は極めて小さいと判断できる。
粒子状ＦＰについても，事故時に想定される通過量が非常に少ないことから，フィルタ閉塞の原因となる可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，事故時も通常時と同様に，（ａ）単一設計となっている一部の配管及びフィルタユニットの腐食による破損（ｃ）単一設計となっている一部の配管の異物による閉塞（ｄ）フィルタユニットの異物による閉塞が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
一方，ニューシア（原子力施設情報公開ライブラリー）及びＢＷＲ事業者協
議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会，電気事業連合会において共有している過去の故障事例を確認しても，当該単一設計箇所に該当する機器のトラブル事例はない。加えて，福島第二原子力発電所において東北地方
太平洋沖地震後に以下の通り長期間連続運転を行っているものの，いずれの12 条－別紙 1－参考 1－7

号機においても故障は発生していないという実績がある。
福島第二原子力発電所

1 号炉：約４ヶ月連続運転（Ｂ系統）
2 号炉：１週間毎に切替運転（両系統とも約１週間連続運転）
3 号炉：１週間毎に切替運転（同上）4 号炉：１週間毎に切替運転（同上）

従って，運転実績からも，故障が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これらの評価結果は，有限責任中間法人 日本原子力技術協会（現 原子力安全推進協会）が 2009 年にとりまとめた「故障件数の不確実さを考慮した国
内一般機器故障率の推定」における国内一般故障率（21 ヵ年データ）時間故
障率（平均値）にて，配管（３インチ未満）：リーク
6.6×10-10 [/h]※1
配管（３インチ以上）：リーク
1.0×10-9 [/h]※1※1 機器，材質変更箇所や分岐によって区分される
１セクション間当たりの故障率
ファン／ブロア：起動失敗
1.3×10-7 [/h]
継続運転失敗 6.0×10-7 [/h]と整理されており，静的機器である配管の故障発生確率が，動的機器であるファン／ブロアの故障発生確率に比べて十分小さいとされている知見とも整合する。これらのデータを用いてシステム全体の信頼性を評価した結果を別紙
1-参考 2 に示す。
なお，上記配管故障率データは内部流体が液体のものであり，内部流体が気体である非常用ガス処理系においては，より小さい故障発生確率になると推測できる。
また，この知見は米国においても同様であり，NUREG/CR-6928「IndustryAverage Performance for Components and Initiating Events at U.S.
Commercial Nuclear Power Plants」においては，

12 条－別紙 1－参考 1－8

Pipe Non-Emergency service water（Mean）
external leak small：2.53×10-10 [/h-ft]※2external leak large：2.53×10-11 [/h-ft]※2※2 単位時間・単位長さあたりの故障率
Fan（Standby）（Mean）
fail to run for 1 hour of operation：1.91×10-3 [/h]fail to run after 1 hour of operation：1.11×10-4 [/h]と整理されているほか，EPRI TR-3002000079「Pipe Rupture Frequencies forInternal Flooding Probabilistic Risk Assessments：Revision 3」においても，とされている。
一方，石油・ガスの海洋施設の設備に関する信頼性データベースである
OREDA（Offshore Reliability DAta）においても，と整理されており，この知見とも整合する。
なお，ドイツの PRA データベースである ZEDB や，スウェーデン及びフィンランドの PRA データベースである T-book においては，ことを確認している。
このように，国内外の知見としても，静的機器の故障の発生の可能性は極めて小さく，系統全体の信頼性の支配的な要因にはならないと整理されていることを確認している。

12 条－別紙 1－参考 1－9

以上の理由から，通常時・事故時を通して，（ａ）～（ｄ）の発生の可能性
は極めて小さいと判断できることから，前提条件を満たすことを確認した。
（3）深層防護の観点から見た対応の可否
仮にフィルタユニットの閉塞等の静的機器の単一故障が発生した場合を想定し，これによって非常用ガス処理系が使用できなくなった場合，第３層設備の１つが使用不可となるため，深層防護の観点から，第４層設備も含めてプラント全体として対応可能か否かを検討した。
設計基準事故の中で非常用ガス処理系の機能に期待しているのは，格納容器内にて発生したＦＰが格納容器外に漏れ出る事象である原子炉冷却材喪失時である。このとき，非常用ガス処理系が使用不可となれば，耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバの排気ラインを使用する場合）や格納容器圧力逃がし装置を用いることで，格納容器内のＦＰを直接濃度低減しつつ格納容
器外に放出することができる。
また，設計基準事故の中では，原子炉区域運転階にてＦＰが発生する燃料集合体の落下時にも非常用ガス処理系の機能に期待している。この事故は原子炉の燃料交換時に発生することを想定しているため，外部電源が健全な状態
であると整理できる。このとき，非常用ガス処理系が使用不可となれば，原子炉・タービン区域換気空調系を用いることで，主排気筒を通じてＦＰを含む空気を高所から放出することができる。これにより，周辺公衆への影響を低減することができる。
以上の通り，深層防護の観点から見たとき，非常用ガス処理系の静的機器の単一故障が発生した場合でも対応可能である。
（4）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い（3）の通り，深層防護の観点からは非常用ガス処理系の静的機器の単一故障が発生した場合でも対応可能であるが，仮に事故発生から 24 時間後に非常用ガス処理系が使用できなくなった後はそのままＦＰを地上放散したと仮定して，その影響度合いを確認した。
なお，このような状態は，発生の可能性が極めて小さいと評価できる単一故
障をあえて想定した状態であるため，設計基準の範疇を超えるものであると評価できるが，影響度合いを確認するための目安として，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv との比較を行った。

12 条－別紙 1－参考 1－10

確認の結果は 2.1.2.1（2）の通りであり，静的機器の単一故障が発生したと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。
（5）静的機器の単一故障が発生した場合の修復可能性（3）の通り，深層防護の観点からは非常用ガス処理系の静的機器の単一故障が発生した場合でも対応可能であるが，仮に事故発生から 24 時間後に単一故障が発生した後，当該単一故障箇所の修復が可能か否かを確認した。
なお，上記単一故障発生時，プラントは既に停止状態にあり，本修復はあくまでも応急処置として実施するものである。事故収束後に，技術基準に適合す
る修復を改めて実施する。
確認の結果は 2.1.2.1（3）の通りであり，単一故障箇所の修復が可能であることを確認した。
（6）検討結果（2）～（5）の通り，長期間にわたって機能が要求される静的機器において単一設計を採用している非常用ガス処理系について，1.の安全確保方針に基づく安全性の確保がなされていることを確認した。

12 条－別紙 1－参考 1－11

2.2 格納容器スプレイ冷却系（1）設備概要
格納容器スプレイ冷却系は，残留熱除去系のうち２系統が有する格納容器
スプレイ冷却モードとしての機能であり，事故時の格納容器の冷却機能を有する系統である。
格納容器スプレイ冷却系の系統概略図を図４に示す。

ドライウェル
原子炉
圧力容器

残留熱除去系
熱交換器

サプレッ
ション・
チェンバ
残留熱除去系
ポンプ

残留熱除去系
熱交換器
残留熱除去系
ポンプ：ストレーナ

格納容器スプレイ・ヘッダ

スプレイノズル
配管（それぞれ異なる残留熱除去系に接続）
図４

格納容器スプレイ冷却系 系統概略図（：単一設計の静的機器）（2）前提条件の確認（静的機器の単一故障の発生の可能性）
図４に示す通り，格納容器スプレイ冷却系の動的機器である残留熱除去系
ポンプ・弁は全て二重化しており，格納容器スプレイ・ヘッダ（ドライウェル，
サプレッション・チェンバ）が単一設計となっている。これらの設備について，

12 条－別紙 1－参考 1－12

事故時の格納容器の冷却機能を達成するために必要な項目別に整理を行った
結果を表４に示す。
表４

格納容器スプレイ冷却系

項 部位
目
流
体
移
送
流
体
放
出

機能達成に必要な項目別の整理表

多重化／ 想定故障 故障原 対応設備
多様化
モード
因

配管

有

ポンプ

有

熱 交 換
器

有

弁

有

格 納 容
器 ス プ
レイ・ヘ
ッダ（ド
ラ イ ウ
ェル）

無

格 納 容
器 ス プ
レイ・ヘ
ッダ（サ
プ レ ッ
ション・
チ ェ ン
バ）

無

破損

対応設備の多重化／多様化

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

閉塞

異物

有

破損

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

異物

有

閉塞

ストレー
ナ

ストレー
ナ

表４の結果から，（ａ）格納容器スプレイ・ヘッダの腐食による破損（ｂ）格納容器スプレイ・ヘッダの外力による破損の発生可能性についての検討が必要であると整理できる。
これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を表５に示す。

12 条－別紙 1－参考 1－13

表５

格納容器スプレイ冷却系

単一設計静的機器

6 号炉
格納容器スプレイ・ヘッダ（ドライウェ
ル）

7 号炉

格納容器スプ 格納容器スプ 格納容器スプ
レイ・ヘッダ レイ・ヘッダ レイ・ヘッダ（サプレッシ （ドライウェ （サプレッション・チェンル）ョン・チェン
バ）
バ）

材質

炭素鋼

炭素鋼

炭素鋼

炭素鋼

塗装

有
（外面）

有
（外面）

有
（外面）

有
（外面）

内 通常時
部
流
体

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

窒素
（定検時は
室内空気）

ただし定例試験時
水（サプレッション・プール水）

ただし定例試験時
水（サプレッション・プール水）

事故時

水（サプレッ 水（サプレッ 水（サプレッ 水（サプレッション・プー ション・プー ション・プー ション・プー
ル水）
ル水）
ル水）
ル水）

設置場所

原子炉格納容 原子炉格納容 原子炉格納容 原子炉格納容
器内
器内
器内
器内

表５の通り，通常時の内部流体は基本的に窒素である。従って，内部流体の特性から，通常時に（ａ）格納容器スプレイ・ヘッダの腐食による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
なお，定期検査中の格納容器開放時の内部流体は屋内空気となるが，図３に示す鋼材の大気暴露試験結果から腐食量が非常に少ないことを確認できているため，同様に腐食による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。（格納容器スプレイ・ヘッダの呼び厚さは 8mm 以上）
また，格納容器スプレイ・ヘッダ（サプレッション・チェンバ）は定例試験において，水（サプレッション・プール水）を通水し，適切な流量が出ることを確認しているが，その時間は短時間であり，配管内部が腐食することは考え

12 条－別紙 1－参考 1－14

にくく，腐食による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これは，表６に示す点検実績からも明らかである。
表６

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉
格納容器スプレイ冷却系 点検実績
点 検 時 期 及 び 点検内容
頻度

格納容器スプレイ・ 定期検査
ヘッダ（ドライウェ （毎定検）ル，サプレッショ
ン・チェンバ）外観点検（変形，腐食，詰まりがないこと）

点検結果
これまでの点検において異常は確認されていない

また，当該系統は耐震Ｓクラスであり，耐震計算を行って設計している。そのため，設計基準の範疇において，地震によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
津波については，設計基準の範疇において，建屋内の当該系統構成機器まで到達することはない。そのため，津波によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
地震・津波以外の外部事象（風（台風含む），竜巻，積雪，低温，落雷，火山，降水，外部火災）については，設計基準の範疇において，建屋内の当該系
統構成機器まで影響を及ぼすことは考えられない。そのため，地震・津波以外の外部事象によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，（ｂ）格納容器スプレイ・ヘッダの外力による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
事故時においても，内部流体は水であるものの格納容器圧力，温度ともに300 時間程度で静定し，その後は間欠的に格納容器の除熱を行うことで事象収束することから使用時間は限定的であるため，事故期間中に腐食による格納
容器スプレイ・ヘッダの破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，事故時も通常時と同様に，（ａ）格納容器スプレイ・ヘッダの腐食による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
なお，表４に示した通り，事故時の閉塞による故障の発生の可能性について
は，吸込口にストレーナを設置し，かつ系統として二重化することで対応して

12 条－別紙 1－参考 1－15

いる。また，格納容器スプレイ・ヘッダの閉塞を防止するために，吸込口のス
トレーナの孔径は最小通路サイズ(６号炉は格納容器スプレイ最小通路サイズ
mm，７号炉は残留熱除去系ポンプ付属サイクロンセパレータ入口オ
リフィス最小径mm)以下の設計としている。
また，格納容器スプレイ・ヘッダ（サプレッション・チェンバ）は定例試験において通水しており，閉塞が発生していないことを確認する運用としている。
一方，ニューシア及びＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会，電気事業連合会において共有している過去の故障事例を確認しても，当該単一設計箇所に該当する機器のトラブル事例はない。
従って，運転実績からも，故障が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これらの評価結果は，「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定」における国内一般故障率（21 ヵ年データ）時間故障率（平均値）にて，配管（３インチ未満）：リーク
配管（３インチ以上）：リーク
電動ポンプ（非常用待機，純水）：起動失敗
電動ポンプ（常用運転，純水） ：継続運転失敗

6.6×10-10 [/h]※1
1.0×10-9 [/h]※1
1.3×10-7 [/h]1.1×10-6 [/h]と整理されており，静的機器である配管の故障発生確率が，動的機器である電動ポンプの故障発生確率に比べて十分小さいとされている知見とも整合する。
また，この知見は米国においても同様であり，NUREG/CR-6928 においては，
Pipe Non-Emergency service water（Mean）
external leak small：2.53×10-10 [/h-ft]※2external leak large：2.53×10-11 [/h-ft]※2Motor-Driven Pump（Standby）（Mean）
fail to run for 1 hour of operation：3.78×10-4 [/h]fail to run after 1 hour of operation：5.79×10-6 [/h]と整理されているほか，EPRI TR-3002000079 においても，

12 条－別紙 1－参考 1－16

とされている。
一方，OREDA においても，と整理されており，この知見とも整合する。
なお，ドイツの PRA データベースである ZEDB や，スウェーデン及びフィンランドの PRA データベースである T-book においては，ことを確認している。
このように，国内外の知見としても，静的機器の故障の発生の可能性は極めて小さく，系統全体の信頼性の支配的な要因にはならないと整理されていることを確認している。
以上の理由から，通常時・事故時を通して，（ａ）・（ｂ）の発生の可能性
は極めて小さいと判断できることから，前提条件を満たすことを確認した。
（3）深層防護の観点から見た対応の可否
仮に格納容器スプレイ・ヘッダの閉塞が発生した場合においても，格納容器
スプレイ・ヘッダは円状に繋がっており，かつ流体を移送する二重化した系統は異なる箇所で接続しているため，閉塞箇所を迂回して流体を移送することが可能であり，影響はない。
従って，仮に格納容器スプレイ・ヘッダの破損が発生した場合を想定し，これによって格納容器スプレイ冷却系のスプレイ機能が使用できなくなった場
合，第３層設備の１つが使用不可となるため，深層防護の観点から，第４層設
備も含めてプラント全体として対応可能か否かを検討した。
確認の結果は 2.1.3.1（2）の通りであり，格納容器の冷却機能は維持されることを確認した。

12 条－別紙 1－参考 1－17

加えて，耐圧強化ベント系や格納容器圧力逃がし装置を用いることで，格納容器内の高温の気体を放出し，格納容器内の除熱を行うことも可能である。
以上の通り，深層防護の観点から見たとき，格納容器スプレイ冷却系の静的機器の単一故障が発生した場合でも対応可能である。
（4）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い（3）の通り，深層防護の観点からは格納容器スプレイ冷却系の静的機器の単一故障が発生した場合でも対応可能であり，かつ格納容器内圧力，温度のピーク値には影響はないが，スプレイ機能によるＦＰ低減効果を期待している事象があることから，仮に事故発生から 15 分後の格納容器スプレイ冷却モードへの運転モード切替時に格納容器スプレイ冷却系のスプレイ機能が使用できなくなったと仮定して，その影響度合いを確認した。
なお，このような状態は，発生の可能性が極めて小さいと評価できる単一故
障をあえて想定した状態であるため，設計基準の範疇を超えるものであると評価できるが，影響度合いを確認するための目安として，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv との比較を行った。
確認の結果は 2.1.3.1（2）の通りであり，静的機器の単一故障が発生したと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。
（5）検討結果（2）～（4）の通り，長期間にわたって機能が要求される静的機器において単一設計を採用している格納容器スプレイ冷却系について，1.の安全確保方針に基づく安全性の確保がなされていることを確認した。
なお，格納容器スプレイ冷却系において単一設計を採用している静的機器である格納容器スプレイ・ヘッダは格納容器内に存在し，かつ，当該設備の機能に期待するのは格納容器内において設計基準事故が発生している状態である。
従って，格納容器内にて修復作業を行うことは不可能である。

12 条－別紙 1－参考 1－18

2.3 中央制御室換気空調系（1）設備概要
中央制御室換気空調系は，事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を有する系統である。
中央制御室換気空調系の系統概略図を図５に示す。

給気処理装置（外

給気処理装置
再循環フィルタ

再循環フィルタ
送風機
電動ダンパ

（外

再循環送風機

図５

送風機
中央制御室
6 号炉 7 号炉
再循環送風機

電動ダンパ

中央制御室換気空調系 系統概略図（：単一設計の静的機器）（2）前提条件の確認（静的機器の単一故障の発生の可能性）
図５に示す通り，中央制御室換気空調系の動的機器である送風機・電動ダンパ及び静的機器である給気処理装置は全て二重化しており，静的機器であるダクトの一部と再循環フィルタが単一設計となっている。これらの設備について，事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するために必要な項
目別に整理を行った結果を表７に示す。
なお，事故時には酸欠防止のために外気取入れラインを用いて非常時外気取込運転を行う場合もあるが，当該機能は運転員の過度の被ばくを防止する
機能ではなく，外気取入れライン破損時は破損箇所から外気が流入し，同ライン閉塞時は運転員が適宜扉を開放する等により酸欠を防止する。従って，外気取り入れラインは中央制御室換気空調系の事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を担保するラインからは除外する。

12 条－別紙 1－参考 1－19

表７中央制御室換気空調系

項 部位
目
流 ダクト
体
移
送

機能達成に必要な項目別整理表

多 重 化 ／ 想定故障 故障原 対応設備
多様化
モード
因
一部無

送風機

有

給気処
理装置

有

再循環
送風機

有

電動
ダンパ

有

Ｆ 再循環
Ｐ フィル
除 タ
去

無

破損

対応設備の多重化／多様化

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

閉塞

異物 －
（ｃ）

－

破損

腐食 －
（ａ）

－

外力 －
（ｂ）

－

湿分 －
（ｄ）

－

異物 プレフィル
（ｅ） タ

無

高性能粒子
フィルタ

無

閉塞

表７の結果から，（ａ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの腐食による破損（ｂ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの外力による破損（ｃ）単一設計となっている一部のダクトの異物による閉塞（ｄ）再循環フィルタの湿分による閉塞（ｅ）再循環フィルタの異物による閉塞の発生可能性について検討が必要であると整理できる。
12 条－別紙 1－参考 1－20

これらの単一設計箇所の材質・塗装有無・内部流体（通常時，設計基準事故時）・設置場所を表８に示す。
表８

中央制御室換気空調系
ダクト

単一設計静的機器
再循環フィルタ

材質

炭素鋼［ケーシング］
炭素鋼［フィルタ］
活性炭，ガラス繊維

塗装

無（一部保温あり）有（ケーシング）（外面）

内 部 通常時

空気

屋内空気

流体

空気（ＦＰ含む）

空気（ＦＰ含む）

屋内

屋内

事故時

設置場所

表８の通り，通常時の内部流体は空気又は屋内空気であることから，通常時に（ｃ）単一設計となっている一部のダクトの異物による閉塞（ｄ）再循環フィルタの湿分による閉塞（ｅ）再循環フィルタの異物による閉塞が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これは，（ｃ）（ｅ）については閉塞の原因となりうるほこり等については運用管理の中で排除することを設計の前提条件としているため，（ｄ）については再循環フィルタの設計値である相対湿度 70％以下を維持できるよう給気処理装置にて湿度調整することを前提条件としているためである。
同様に，通常時の内部流体が空気又は屋内空気であることから，腐食による故障についても軽微であり，適切に保全を実施することで機能喪失に至る故障が発生することはないと判断できる。従って，通常時に（ａ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの腐食による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
これは，図３に示す鋼材の大気暴露試験結果から腐食量が非常に少ないことを確認できているためである。
これらは，表９に示す点検実績からも明らかである。

12 条－別紙 1－参考 1－21

表９柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉
中央制御室換気空調系 点検実績

点検時期及び頻度

点検内容

点検結果

ダクト

中越沖地震後点検

外観点検

異常なし

再循環
フィルタ

定期検査
（毎定検）

外観点検
これまでの点検に（腐食，フィルタ おいて異常は確認の 破 損 が な い こ されていないと）また，当該系統は耐震Ｓクラスであり，耐震計算を行って設計している。そのため，設計基準の範疇において，地震によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
津波については，設計基準の範疇において，建屋内の当該系統構成機器まで到達することはない。そのため，津波によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
地震・津波以外の外部事象（風（台風含む），竜巻，積雪，低温，落雷，火山，降水，外部火災）については，設計基準の範疇において，建屋内の当該系
統構成機器まで影響を及ぼすことは考えられない。そのため，地震・津波以外の外部事象によって破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，（ｂ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの外力による破損が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
事故時においても，内部流体は空気であるが，ＦＰを多く含む点が異なる。
この系統を通過するＦＰ（希ガス，よう素等）については，気体または揮発性の高い物質であるため，フィルタ閉塞の原因となる可能性は極めて小さいと判断できる。
粒子状ＦＰについても，事故時に想定される通過量が非常に少ないことから，フィルタ閉塞の原因となる可能性は極めて小さいと判断できる。
従って，事故時も通常時と同様に，（ａ）単一設計となっている一部のダクト及び再循環フィルタの腐食による破損（ｃ）単一設計となっている一部のダクトの異物による閉塞（ｅ）再循環フィルタの異物による閉塞が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。

12 条－別紙 1－参考 1－22

また，非常用ガス処理系と異なり，乾燥装置やスペースヒータといった湿分に対応する設備は設置していないが，事故時に発生する水蒸気を直接吸い込
む系統ではないことから，湿分がフィルタ閉塞の原因となる可能性は極めて小さいと判断できる。従って，事故時も通常時と同様に，（ｄ）再循環フィルタの湿分による閉塞が発生する可能性は極めて小さいと判断できる。
一方，ニューシア及びＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会，電気事業連合会において共有している過去の故障事例を確認すると，以下の４件が発生していたことが分かるが，過去約 50 年分のニューシア登録情報 5,811 件（2014 年 3 月末時点）のうちのわずか４件であり，故障の発生の可能性は極めて小さいと判断できる。
①ニューシア通番 3004
「中央操作室の換気空調系ダクトの一部破損について」（2003 年 7 月 3 日発生）
②ニューシア通番 10103「中央制御室換気空調系外気取り入れダクトの腐食について」（2008 年 12 月 11 日発生）
③ニューシア通番 10991「福島第一原子力発電所５号機 タービン建屋内における空調ダクトへの空気の吸い込みについて」（2010 年 6 月 10 日発生）
④ニューシア通番 11926「中央制御室換気空調系ダクト腐食」（2014 年 1 月 7 日発生）
なお，これらの故障事例から，腐食のリスクが懸念される箇所は外気取り入
れダクトであると整理できる。当該ダクトについては，これらの事象を鑑みて，点検長期計画を作成して定期的に点検・交換を行っており，状況に応じてダク
ト交換等の対応を検討することから，同様の故障の発生の可能性は極めて小さいと判断できる。
また，福島第二原子力発電所において東北地方太平洋沖地震後に以下の通り長期間連続運転を行っているものの，故障は発生していないという実績がある。

12 条－別紙 1－参考 1－23

福島第二原子力発電所

1 号炉：約３ヶ月連続再循環運転

従って，運転実績からも，故障が発生する可能性は極めて小さいと評価できる。
これらの評価結果は，「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定」における国内一般故障率（21 ヵ年データ）時間故障率（平均値）にて，配管（３インチ未満）：リーク
配管（３インチ以上）：リーク
ファン／ブロア：起動失敗
継続運転失敗6.6×10-10 [/h]※1
1.0×10-9 [/h]※1
1.3×10-7 [/h]6.0×10-7 [/h]と整理されており，静的機器である配管の故障発生確率が，動的機器であるファン／ブロアの故障発生確率に比べて十分小さいとされている知見とも整合する。これらのデータを用いてシステム全体の信頼性を評価した結果を別紙
1-参考 2 に示す。
なお，この知見は米国においても同様であり，NUREG/CR-6928 においては，
Pipe Non-Emergency service water（Mean）
external leak small：2.53×10-10 [/h-ft]※2external leak large：2.53×10-11 [/h-ft]※2
Fan（Standby）（Mean）
fail to run for 1 hour of operation：1.91×10-3 [/h]fail to run after 1 hour of operation：1.11×10-4 [/h]と整理されているほか，EPRI TR-3002000079 においても，とされている。
また，OREDA においても，

12 条－別紙 1－参考 1－24

と整理されており，この知見とも整合する。
なお，ドイツの PRA データベースである ZEDB や，スウェーデン及びフィンランドの PRA データベースである T-book においては，ことを確認している。
このように，国内外の知見としても，静的機器の故障の発生の可能性は極めて小さく，系統全体の信頼性の支配的な要因にはならないと整理されていることを確認している。
以上の理由から，通常時・事故時を通して，（ａ）～（ｅ）の発生の可能性
は極めて小さいと判断できることから，前提条件を満たすことを確認した。
（3）深層防護の観点から見た対応の可否
仮に再循環フィルタの閉塞等の静的機器の単一故障が発生した場合を想定し，これによって中央制御室換気空調系が使用できなくなった場合，深層防護の観点から，第４層設備も含めてプラント全体として対応可能か否かを検討した。
なお，設計基準事故の中で中央制御室換気空調系の機能に直接期待している事象はないが，技術基準規則第 38 条の解釈において以下の記載があることから，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時について検討する。
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。

12 条－別紙 1－参考 1－25

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。
原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において，中央制御室換気空調系が使用不可となれば，中央制御室内に流入したＦＰを除去することができなくなる。
すなわち，深層防護の観点から見たとき，中央制御室換気空調系の静的機器の単一故障が発生した場合はＦＰ除去のための代替手段がない状態となる。
ただし，6 号炉及び 7 号炉は中央制御室（下部中央制御室を除く）及び中央制御室換気空調系（共用空間の居住性に係るものに限る）を共用しており，片方の号炉のＦＰ除去機能が使用できない場合でも，残る号炉のＦＰ除去機能
によってＦＰを低減することが可能である。また，重大事故等時においても同じ中央制御室を使用することから，運転員が中央制御室内にとどまり必要な操作措置がとれるような構造とするため，一定の放射線防護措置をとることは可能である。
（4）静的機器の単一故障が発生した場合の影響度合い（3）の通り，深層防護の観点から見たとき，中央制御室換気空調系の静的機器の単一故障が発生した場合はＦＰ除去のための代替手段がない状態となるため，仮に事故発生から 24 時間後に中央制御室換気空調系のＦＰ除去機能が使用できなくなったと仮定して，その影響度合いを確認した。ただし，被ばく評価手法（内規）に基づき，仮想事故相当のソースタームを想定した。
ここで，影響度合いを確認するための目安として，（3）に示した判断基準
である運転員の線量限度 100mSv との比較を行った。
確認の結果は 2.1.4.1（2）の通りであり，静的機器の単一故障が発生したと仮定しても，判断基準である運転員の線量限度 100mSv を下回る程度の影響

12 条－別紙 1－参考 1－26

度合いであることを確認した。
（5）静的機器の単一故障が発生した場合の修復可能性（3）の通り，深層防護の観点から見たとき，中央制御室換気空調系の静的機器の単一故障が発生した場合はＦＰ除去のための代替手段がない状態となるため，仮に事故発生から 24 時間後に単一故障が発生した後，当該単一故障箇所の修復が可能か否かを確認した。
なお，上記単一故障発生時，プラントは既に停止状態にあり，本修復はあくまでも応急処置として実施するものである。事故収束後に，技術基準に適合す
る修復を改めて実施する。
確認の結果は 2.1.4.1（3）の通りであり，単一故障箇所の修復が可能であることを確認した。
（6）検討結果（2）～（5）の通り，長期間にわたって機能が要求される静的機器において単一設計を採用している中央制御室換気空調系について，1.の安全確保方針に基づく安全性の確保がなされていることを確認した。

12 条－別紙 1－参考 1－27

別紙 1-参考 2
非常用ガス処理系・中央制御室換気空調系
システム信頼性・事故シーケンス頻度評価（ランダム要因・地震要因）について
1. 概要
単一の静的機器関連の系統について，確率論的リスク評価（PRA）を参考に
システム信頼性及び事故シーケンス頻度の概略評価を実施した。得られた結果及び考察をまとめたものを表１に示す。
表１

システム信頼性及び事故シーケンス頻度評価結果のまとめ

ランダム

システム
非信頼度

SGTS

MCR
空調

単一の
静的機器

5.2E-5

1.5E-4

冗長化
機器

2.5E-4

5.4E-4

考察

単一の静的機器は冗長化
機器と同等の信頼性を有する

地震

LOCA 時事故単一の
1.8E-9シーケンス
静的機器 (/炉年)
頻度

単一の静的機器関連の事
1.8E-9
故シーケンス頻度は極め
(/炉年)
て小さい

フラジリティ 単一の
最弱機器
静的機器

HCLPF
1.27

HCLPF
1.66

単一の静的機器は地震に対して十分な耐性を有する

12 条－別紙 1－参考 2－1

2. ランダム要因
2.1 システム信頼性
非常用ガス処理系（SGTS）及び中央制御室換気空調系（MCR 空調）のランダ
ム要因の非信頼度を概略評価した結果，点推定値で SGTS が 3.0×10-4，MCR 空
調が 6.8×10-4（単位無し）1となった。内訳は以下の通り。
表２

ランダム要因の非信頼度
SGTS

MCR 空調単一の静的機器（配管・フィルタ）5.2E-5

1.5E-4

冗長化機器*1（ポンプ・弁等）

2.5E-4

5.4E-4

合計
3.0E-4
6.8E-4*1: 冗長化機器の非信頼度の値は，冗長化ラインがすべて機能喪失する確率を記載している。
非信頼度の概略評価のイメージをフォールトツリーとして表したものを図１（SGTS），図２（MCR 空調）に示す。評価に使用したパラメータを表４，表５に示す。
上記の値算出の際，単一の静的機器（配管・フィルタ）の故障率として，国内 21 ヵ年データ記載の液体輸送の機器故障率を用いているが，SGTS 及び MCR
空調は気体輸送（大気圧）であるため，実際の故障発生事例の環境等を考慮す
ると，上記の単一の静的機器（配管・フィルタ）の非信頼度は更に小さい値になると予想される。☆
SGTS 及び MCR 空調は動的機器について冗長化されているため，冗長化機器と単一の静的機器の非信頼度（冗長化機器については，冗長化ラインが全て機能喪失する確率）は同等となっており，図１，図２に示したとおり機器・設備毎に見ても特に寄与が高いものは存在せず，バランスのとれたシステム構成となっている。また，SGTS，MCR 空調共に，システム全体としての非信頼度は 10-4
オーダーとなっており，他のシステムの非信頼度（表６参照）と比較しても小さい値であり，現状で十分な信頼性を有しているものと考えられる。
1

SGTS の使命時間としては，設計基準事故で想定している SGTS の使用時間で最長のものである，360 時間を採用。MCR 空調の使命時間としては，技術基準で定められている評価日数 30 日（720 時間）に余裕をみた時間として 1000 時間を採用。
12 条－別紙 1－参考 2－2

2.2 事故シーケンス評価
SGTS，MCR 空調はそれぞれ LOCA 時に機能要求されるため，LOCA が発生した
場合に単一の静的機器が故障することにより系統が機能喪失する事故シーケンス（単一の静的機器関連事故シーケンス）の発生頻度評価を実施した。事故シーケンス評価の使命時間については，内的事象運転時 L1PRA 評価（以下，内運
L1PRA 評価）と同様の仮定2をおいて 24 時間を設定した。更に以下の事故シー
ケンスの発生頻度との比較を実施した。
＜比較①＞
LOCA 発生時に炉心損傷に至るシナリオ（TW,TC,LOCA 時注水不能シーケンス(AE,S1E,S2E)）＜比較②＞
仮に SGTS の動的機器（ファン）が冗長化されていない（単一の）場合，その動的機器の故障により系統が機能喪失する事故シーケンス
事故シーケンス評価結果を表３に示す。
LOCA 発生時の単一の静的機器関連事故シーケンスの発生頻度は 10-9/炉年オ
ーダーとなり，極めて小さい3ことがわかる。また比較①の結果から，LOCA 発
生時の事故シーケンスとしては，炉心損傷シーケンス（TW シーケンス，LOCA
時注水不能シーケンス(AE,S1E,S2E)）の発生頻度と比較しても単一の静的機器関連事故シーケンスの発生頻度が小さいことがわかる。

2

事故シナリオの特性及び緩和設備の能力に基づいて，設定した使命時間中に安定したプラント状態をもたらすことが可能。更に内的事象は，設備のランダ
ム故障を取り扱っており，地震等の外的事象に比べて設備の復旧に期待しやすい。また，単独プラントの事象であることが想定されるため，同じサイト内からの支援(物的，人的)にも期待できる。
3
航空機落下評価や海外の PRA 基準でスクリーニング基準としている 10-7/年より小さい。
12 条－別紙 1－参考 2－3

表３

LOCA 時事故シーケンス評価（単位：/炉年）

単一の静的機器関連事故 Sq＜比較①＞炉心損傷 Sq

SGTS
機能喪失
(3.5E-6)

MCR 空調機能喪失(3.5E-6)

TW

TC

AE/S1E/S2E

大 LOCA

7.0E-11

7.0E-11

3.0E-95.2E-15

5.0E-10

1.2E-9中 LOCA

7.0E-107.0E-103.0E-85.2E-14

4.0E-9

1.2E-8

小 LOCA

1.1E-91.1E-95.0E-8

7.9E-14

4.0E-12

1.8E-8

LOCA 合計

1.8E-91.8E-98.3E-8

1.4E-13

4.5E-93.2E-8

起因事象
12 条－別紙 1－参考 2－4＜比較②＞
単一の動的機器が存在した場合の当該機器による SGTS 機能喪失

※ 起因事象発生頻度 大 LOCA:2.0E-5, 中 LOCA:2.0E-4, 小 LOCA:3.0E-4（/炉年）※ TW,TC,LOCA 時注水不能シーケンス(AE,S1E,S2E)の頻度は内運 L1PRA 評価結果より

☆ 実際の故障事例＜配管リーク＞
連番

件名

概要・原因

192

再生熱交換器連絡配管からの一次冷却材漏えいについて

バイパス流と主流の混合による比較的短周期の温度ゆらぎが発生し，熱疲労
割れ239

余熱除去系配管破断に伴う原子炉手動停止について

水素爆発

1714*

補機冷却水系海水配管からの海水漏えいに伴う原子炉手動停止
について

貝等の異物によりライニングに傷ができ，海水による材料の腐食減肉が進行*登録日の関係で，21 ヵ年データの実績には入っていない。
＜ストレーナ/フィルタ（海水）閉塞＞※システム信頼性評価では，本実績を考慮した故障率は使用していない。
（ストレーナ/フィルタ（淡水）の故障率を使用）
連番

件名

概要・原因

924

高圧注水系ストレーナ清掃に伴う待機除外について

貝殻等の付着砂・貝等の流入1876

タービン機器冷却水海水系（TCWS）渦流ストレーナ（B）洗浄ラインの詰まりについて

12 条－別紙 1－参考 2－5

表４

評価に使用した主なパラメータ一覧（故障率）
時間故障率[/h]リーク
1.0E-9配管３インチ以上*1
閉塞
3.2E-10作動失敗
4.8E-8電動弁（淡水）閉塞
9.7E-9外部リーク
2.5E-9作動失敗
1.1E-7空気作動弁
閉塞
1.0E-8外部リーク
1.0E-8開失敗
7.1E-9逆止弁
外部リーク
2.8E-9
起動失敗（常用待機）2.6E-7電動ポンプ（純水）
継続運転失敗1.1E-6
起動失敗
1.3E-7
ファン/ブロワ
継続運転失敗6.0E-7
作動失敗
1.1E-8閉塞5.5E-9ダンパ
外部リーク
5.5E-9内部リーク
5.5E-9ヒータ
機能喪失
1.3E-8外部リーク
9.9E-9
ストレーナ/フィルタ
内部破損
9.9E-9（淡水）閉塞
9.9E-9不動作
3.4E-8
放射線検出器
高出力/低出力
7.3E-8*1 機器，材料変更箇所や分岐によって区分される 1 セクション当たりの故障率
表５

評価に使用した主なパラメータ一覧（共通原因故障因子）
β
γ
備考
弁/ダンパ
0.13
0.565
代用（弁）
ポンプ/ファン/ブロワ/ヒータ
0.039
0.52
代用（ポンプ）
計装/制御機器
0.082
0.67

12 条－別紙 1－参考 2－6

表６ KK-7 号機 内的事象運転時 L1
代表的なフォールトツリーの非信頼度（平均値）
システム
スクラム系
再循環ポンプトリップ

高圧炉心冷却系

原子炉減圧系

低圧炉心冷却系

崩壊熱除去系

非常用電源系
SLC

非信頼度

備

考

3.9E-7

スクラム電気系の非信頼度

5.9E-4

ARI の非信頼度

2.6E-11

スクラム機械系の非信頼度

6.9E-10

RPT の非信頼度

4.0E-2給水系の非信頼度（隔離事象時）

1.5E-2給水系の非信頼度（非隔離事象時）

3.2E-3

HPCF-B 非信頼度（過渡変化時）

3.2E-3

HPCF-C 非信頼度（過渡変化時）

5.8E-3

RCIC 非信頼度（過渡変化時）

6.0E-3

HPCF-B 非信頼度（LOCA 時）

6.5E-3

HPCF-C 非信頼度（LOCA 時）

5.2E-3

RCIC 非信頼度（LOCA 時）

1.2E-2手動減圧の非信頼度（過渡変化時）

6.8E-6

自動減圧及び手動減圧の非信頼度（LOCA 時）

3.5E-2

復水系の非信頼度

6.2E-3

LPFL-A 非信頼度（過渡変化時）

6.4E-3

LPFL-B 非信頼度（過渡変化時）

6.8E-3

LPFL-C 非信頼度（過渡変化時）

6.4E-3

LPFL-A 非信頼度（LOCA 時）

6.5E-3

LPFL-B 非信頼度（LOCA 時）

6.9E-3

LPFL-C 非信頼度（LOCA 時）

1.3E-2

PCS の非信頼度(過渡変化時)

6.7E-3

RHR-A の非信頼度(過渡変化時)

6.6E-3

RHR-B の非信頼度(過渡変化時)

7.0E-3

RHR-C の非信頼度(過渡変化時)

1.5E-4

非常用電源 C 系の非信頼度

1.6E-4

非常用電源 D 系の非信頼度

1.6E-4

非常用電源 E 系の非信頼度

3.4E-1SLC の非信頼度※使命時間は 24 時間

12 条－別紙 1－参考 2－7

SGTS機能喪失
3.0E-412 条－別紙 1－参考 2－8

空気作動弁
・作動失敗
・閉塞
・外部リーク
5.1E-6

電動弁
・作動失敗
・閉塞
・外部リーク
2.2E-6

フィルタ周り故障
4.6E-5排風機周り故障
1.3E-5

ヒータ
・機能喪失

排風機
・起動失敗
・継続運転失敗

3.7E-7

1.0E-5フィルタ(4枚)・内部破損
・閉塞
・外部リーク
4.3E-5

図１

ヒータ
7.3E-7

起動信号故障

配管故障
・リーク
・閉塞

3.0E-5

9.5E-6

電動弁
・作動失敗
・閉塞
・外部リーク
2.2E-6

第一ヒータ
・機能喪失

第二ヒータ
・機能喪失

3.7E-7

3.7E-7

概略フォールトツリー（SGTS）

SGTS室空調機能喪失
2.0E-4

SGTS室空調機
・起動失敗
・継続運転失敗

起動信号故障RCW/RSW故障

1.0E-5

3.8E-6

1.9E-4

MCR空調機能喪失
6.8E-4

再循環フィルタ装
置周り故障
1.5E-4

起動信号故障給気処理装置周り故障
4.9E-4

配管故障
・リーク
・閉塞

8.6E-612 条－別紙 1－参考 2－9

2.6E-5フィルタ(4枚)・内部破損
・閉塞
・外部リーク
1.2E-4

電動ダンパ
・作動失敗
・閉塞
・外部リーク
9.5E-6

再循環送風機

送風機

・起動失敗
・継続運転失敗

・起動失敗
・継続運転失敗

2.5E-5

2.3E-5

図２

HECW
4.7E-4HECWポンプ

HECW冷凍機・起動失敗
・継続運転失敗

・起動失敗
・継続運転失敗

2.2E-5

2.2E-5

概略フォールトツリー（MCR 空調）

RCW/RSW

4.3E-4

3. 地震要因非信頼度
SGTS 及び MCR 空調の地震要因の非信頼度を評価した。それぞれの評価結果を
図３及び図４に示す。非信頼度評価に使用したフラジリティ評価結果については表７に示す。
図３及び図４に示したとおり地震要因については，SGTS，MCR 空調共に冗長化機器の非信頼度がシステム全体の非信頼度に対して支配的となっている4。
機器・設備毎に見ると，表７に示したとおり，静的機器のフラジリティについては SGTS フィルタ装置の HCLPF が 1.66，MCR 空調ダクトの HCLPF が 1.27 となっており，冗長化機器と比べて特段弱くはない。また，RCW 熱交換器のHCLPF が 0.98 と小さく，SGTS，MCR 空調共に，支配的な要因となっている。
主要なシナリオは，RCW 熱交換器が機能喪失し，SGTS についてはローカル空調の冷却，MCR 空調については HECW の冷却ができなくなり，系統の機能喪失となるシナリオである。
1.00.9『単一の静的機器』＋『冗長化機器』

0.8

単一の静的機器

非信頼度

0.7

冗長化機器

0.6
0.5
0.4
0.3
0.2

0.0

90
150
200
250
300
350
400
450
500
550
600
650
700
750
800
850
900
950
1000
1050
1100
1150
1200
1250
1300
1350
1400
1450
1500
1550
1600
1650
1700
1750
1800
1850
1900
1950
2000
2200
2400
2600
2800
3000
3200
3400
3600
3800

0.1

地震加速度（評価代表点） [gal]図３

地震要因の非信頼度（SGTS）

4

機器の相関性の評価手法については，研究レベルの検討がなされている段階であるため，多重化されている機器については地震 PRA と同様に完全相関を想定している。したがって，例えば RCW 熱交換器を多重化している効果は結果に現れていないため，冗長化機器の非信頼度は実際よりも大きめに算定されている可能性がある。
12 条－別紙 1－参考 2－10

0.9

0.8

0.7

0.6

0.0
90
150
200
250
300
350
400
450
500
550
600
650
700
750
800
850
900
950
1000
1050
1100
1150
1200
1250
1300
1350
1400
1450
1500
1550
1600
1650
1700
1750
1800
1850
1900
1950
2000
2200
2400
2600
2800
3000
3200
3400
3600
3800

非信頼度
1.0

『単一の静的機器』＋『冗長化機器』

単一の静的機器

冗長化機器

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

地震加速度（評価代表点） [gal]図４
地震要因の非信頼度（MCR 空調）

12 条－別紙 1－参考 2－11

表７

フラジリティ評価結果

対象設備
単一ラ
イン/
系統名
冗長ラ
イン

MCR
空調

損傷モード

SGTS配管フィルタ装置
排風機
乾燥装置
SGTS弁
SGTS室空調機
タービン建屋（T/B）
非常用取水路RCWポンプ
冗長 RCW熱交換器
RCWサージタンク
RCW配管
RCW弁
RSWポンプ
RSWストレーナ
RSW配管
RSW弁
ダクト
単一
中央制御室再循環フィルタ装置
中央制御室再循環送風機
中央制御室送風機
MCR給気処理装置
MCR再循環フィルタ装置入口ダンパ
HECW配管
HECWポンプ
HECW冷凍機
HECW弁
タービン建屋（T/B）
冗長 非常用取水路
RCWポンプ
RCW熱交換器
RCWサージタンク
RCW配管
RCW弁
RSWポンプ
RSWストレーナ
RSW配管
RSW弁
単一

SGTS

機器名称

フラジリティ評価結果

評価部位

評価項目
（応力分類）

構造損傷
配管サポート
組合せ
構造損傷
取付ボルト
組合せ
機能損傷
ファン
水平加速度
構造損傷
取付ボルト
組合せ
機能損傷
弁駆動部
水平加速度
機能損傷
ファン
鉛直加速度
せん断 WCOM
隔壁
機能損傷
ポンプ
鉛直加速度
構造損傷
耐震強化サポート
組合せ
構造損傷
基礎ボルト
組合せ
構造損傷
配管本体
一次応力
機能損傷
弁駆動部
水平加速度
機能損傷
モータ
水平加速度
構造損傷
基礎ボルト
組合せ
構造損傷
配管サポ―ト
曲げ引張+軸引張
機能損傷
弁駆動部
水平加速度
構造損傷
ダクト本体
曲げ座屈
構造損傷
基礎ボルト
組合せ
機能損傷
ファン
鉛直加速度
機能損傷
ファン
水平加速度
構造損傷
MCR外気処理装置
引張+せん断
機能損傷
ダンパ
水平加速度
構造損傷
配管本体
一次応力
機能損傷
ポンプ
鉛直加速度
機能損傷
HECW冷凍機
鉛直加速度
機能損傷
弁駆動部
水平加速度
せん断 WCOM
隔壁
機能損傷
ポンプ
鉛直加速度
構造損傷
耐震強化サポート
組合せ
構造損傷
基礎ボルト
組合せ
構造損傷
配管本体
一次応力
機能損傷
弁駆動部
水平加速度
機能損傷
モータ
水平加速度
構造損傷
基礎ボルト
組合せ
構造損傷
配管サポ―ト
曲げ引張+軸引張
機能損傷
弁駆動部
水平加速度

12 条－別紙 1－参考 2－12

Am
（G）

βc

βr

βu

HCLPF
（G）

3.95
3.06
3.01
4.02
8.01
3.59
2.65
2.20
3.92
1.81
4.87
2.58
3.62
2.75
75.45
3.34
5.44
2.72
5.04
2.64
2.71
3.93
5.61
3.21
2.91
2.91
5.15
2.65
2.20
3.92
1.81
4.87
2.58
3.62
2.75
75.45
3.34
5.44

0.36
0.26
0.25
0.26
0.36
0.18
0.20
0.25
0.18
0.26
0.26
0.36
0.36
0.25
0.26
0.36
0.36
0.33
0.26
0.18
0.25
0.26
0.25
0.35
0.18
0.18
0.35
0.20
0.25
0.18
0.26
0.26
0.36
0.36
0.25
0.26
0.36
0.36

0.26
0.20
0.20
0.20
0.26
0.10
0.13
0.07
0.10
0.20
0.20
0.26
0.26
0.20
0.20
0.26
0.26
0.24
0.20
0.10
0.20
0.20
0.20
0.25
0.10
0.10
0.25
0.13
0.07
0.10
0.20
0.20
0.26
0.26
0.20
0.20
0.26
0.26

0.25
0.17
0.15
0.17
0.25
0.15
0.15
0.24
0.15
0.17
0.17
0.25
0.25
0.15
0.17
0.25
0.25
0.22
0.17
0.15
0.15
0.17
0.15
0.25
0.15
0.15
0.24
0.15
0.24
0.15
0.17
0.17
0.25
0.25
0.15
0.17
0.25
0.25

1.70
1.66
1.69
2.18
3.45
2.38
1.67
1.33
2.60
0.98
2.64
1.11
1.56
1.54
40.98
1.44
2.34
1.27
2.74
1.75
1.52
2.13
3.15
1.41
1.93
1.93
2.29
1.67
1.33
2.60
0.98
2.64
1.11
1.56
1.54
40.98
1.44
2.34

別紙 1-参考 3
福島第二原子力発電所の知見（サプレッションプール水温度検出器中継端子箱について）
福島第二原子力発電所１号機は，東北地方太平洋沖地震により原子炉除熱機能喪失ならびに圧力抑制機能喪失に陥り，格納容器内の環境が通常とは異なる状態になった。
事故後に，計測設備の点検を実施したところ，サプレッションプール水温度検出器の絶縁抵抗低下が確認された。絶縁抵抗低下の原因は，格納容器内に設置されている中継端子箱の浸水により，端子台の吸湿及び発錆によるものであった。
端子台を使用しない直ジョイント部については絶縁抵抗低下の程度が低く判定
基準を満足していた。中継端子箱への浸水は，事故対応中のサプレッションプー
ル水位上昇によるものであった。
柏崎刈羽原子力発電所６，７号機のサプレッションプール水温度検出器中継端子箱設備状況について確認した内容を以下に整理する。
６号機

７号機

中継端子箱設置高さ

TMSL

（箱上端）

TMSL

（箱上端）

W/W ベント配管高さ

TMSL（配管中央）

TMSL（配管中央）

W/W ベント配管高さ
－１ｍ

TMSL

TMSL

Ｓ／Ｃ水位計（ＮＷＬ） TMSL

TMSL

端子台
中継端子箱内ケーブル（直ジョイント化に変更 直ジョイント
接続方法
中）
設計基準事故時には，サプレッションプールを水源とする残留熱除去系が運転するため，サプレッションプール水位が上昇し中継端子箱が水没することはない。
重大事故等発生時は，外部水源からの注水により，サプレッションプール水位が上昇する可能性がある。その場合，Ｗ／Ｗベント配管高さ－１ｍ到達時に外部水源による格納容器スプレイを停止することになっている。この水位と比べ，サプレッションプール水温度計中継端子箱は低い位置にあるため水没することになる。このため，端子台を使用している６号機については，直ジョイントに変更することで，事故時の耐環境性向上を図る設計とする。
また，サプレッションプール水温度が測定不能になった場合は，他のパラメー
タにより推定することができる。
以上

12 条－別紙 1－参考 3－1

別紙2-1

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

機能

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに○）

原子炉圧力容器原子炉再循環系ポンプ
原子炉冷却材圧力バウ
配管，弁ンダリを構成する機
1)原子炉冷却材圧力バ器・配管系（計装等のウンダリ機能小口径配管・機器は除 隔離弁
く。）
制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
2)過剰反応度の印加防制御棒カップリング止機能

制御棒駆動機構カップリング
制御棒駆動機構ラッチ機構

その損傷又は故障により発生する事象によって，(a)炉心の著しい損傷又はPS-1(b)燃料の大量の破損を引き起こす恐れのある
構築物，系統及び機器

炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウ 燃料支持金具
ドサポート，上部格子3)炉心形状の維持機能 板，炉心支持板，制御 制御棒案内管
棒案内管）燃料集合体（但し，燃料を除制御棒駆動機構ハウジングく。）
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
直接関連系（燃料集合体）チャンネルボックス

○

制御棒

○

原子炉停止系の制御棒 制御棒案内管
１）原子炉の緊急停止 による系（制御棒及び機能
制御棒駆動系（スクラ 制御棒駆動機構
ム機能））
直接関連系
（原子炉停止系の制御棒による系）

２）未臨界維持機能○
水圧制御ユニット（ｽｸﾗﾑﾊﾟｲﾛｯﾄ弁，ｽｸﾗﾑ弁，
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，窒素容器，配管，弁)

○

制御棒

○

制御棒カップリング○

制御棒駆動機構カップリング
原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注 直接関連系
制御棒駆動機構入系）（原子炉停止系の制御棒による系） 制御棒駆動機構ハウジング○

ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ,注入弁,タンク出口弁,ほう酸水貯蔵タンク,ポンプ吸込配管及び弁,注入配管及び弁）
３）原子炉冷却材圧力逃がし安全弁（安全弁
逃がし安全弁（安全弁開機能）
バウンダリの過圧防止としての開機能）機能○○○

残留熱除去系 （ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁）

○

直接関連系
（残留熱除去系）○

熱交換器バイパス配管及び弁

原子炉隔離時冷却系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ﾀｰﾋﾞﾝ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁）

直接関連系（原子炉隔離時冷
却系）

残留熱を除去する系統（（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷４）原子炉停止後の除却系，高圧炉心注水
熱機能系,逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機
能））○

高圧炉心注水系
ダ）

直接関連系（高圧炉心注水系）

ﾀｰﾋﾞﾝへの蒸気供給配管，弁○ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁○ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ

○

復水貯蔵槽

○

復水貯蔵槽出口水源切換弁○

ポンプの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁○潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却供給配管○（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，配管，弁，注入ヘッ○

ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁○ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ

○

復水貯蔵槽

○

復水貯蔵槽出口水源切換弁○

ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁○逃がし安全弁（手動逃がし機能）

直接関連系（逃がし安全弁（手動逃がし機
能））○○原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管○

駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃がし安全弁までの配管，弁）○12条-別紙2-1-1

共用／相互接続あり

関連する別系統の共用／相互接続あり

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器機能

自動減圧系（手動逃がし機能）○

駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃がし安全弁までの配管，弁）○残留熱除去系（低圧注水モード） （ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟ
ﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁（熱交換器ﾊﾞｲﾊﾟｽﾗｲﾝ含む），注水ﾍｯﾀﾞ）

○

直接関連系
（残留熱除去系（低圧注水モード））

ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝの配管，弁○ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ○

原子炉隔離時冷却系 （ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ﾀｰﾋﾞﾝ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁）ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管，弁潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管○

高圧炉心注水系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙから注水先までの配管，弁，注水ﾍｯﾀﾞ）○

ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ
直接関連系（原子炉隔離時冷
却系）５）炉心冷却機能

非常用炉心冷却系（低圧注水系，原子炉隔離
時冷却系，高圧炉心注
水系，自動減圧系）

直接関連系（高圧炉心注水
系）
MS-1

復水貯蔵槽
復水貯蔵槽出口水源切換弁

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ○

ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝ配管，弁

○

復水貯蔵槽

○

復水貯蔵槽出口水源切換弁○

ﾎﾟﾝﾌﾟの復水貯蔵槽からの吸込配管○

自動減圧系（逃がし安全弁）○

駆動用窒素源 （ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから逃がし安全弁までの配管，弁）○

原子炉格納容器 （格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，
機器搬入ハッチ，座部鉄筋コンクリートマット）

○

直接関連系
（原子炉格納容器）

原子炉建屋

ダイヤフラムフロア

○

ベント管

○

スプレイ管

○

ベント管付真空破壊弁○

逃がし安全弁排気管のｸｴﾝﾁｬ○（原子炉建屋原子炉棟）

直接関連系（原子炉建屋）

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原６）放射性物質の閉じ 子炉格納容器ｽﾌﾟﾚｲ冷
込め機能，放射線の遮 却系，原子炉建屋，非蔽及び放出低減機能
常用ガス処理系，非常
用再循環ガス処理系，可燃性ガス濃度制御系○

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸
気配管

直接関連系
（自動減圧系（逃がし安全弁））

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

○

○

直接関連系
（原子炉格納容器
隔離弁及び格納容器バウンダリ配管）○○

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（原子炉格納容器ｽﾌﾟﾚｲ冷却ﾓｰﾄﾞ） （ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ，ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙからｽﾌﾟﾚｲ先（ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ及びｻ
ﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ気相部）までの配管，弁，ｽﾌﾟﾚｲ・ﾍｯﾀﾞ（ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ及びｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ））
直接関連系
ﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾏﾑﾌﾛｰﾗｲﾝの配管，弁（残留熱除去系（原子炉格納容器ｽ
ﾌﾟﾚｲ冷却ﾓｰﾄﾞ）） ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙｽﾄﾚｰﾅ○○○

非常用ガス処理系（乾燥装置，排風機，ﾌｨﾙﾀ装置，原子炉建屋原
子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）

○

直接関連系
（非常用ガス処理系）○

乾燥装置（乾燥機能部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機
能）

可燃性ガス濃度制御系 （再結合装置，格納容器から再結合装置
までの配管，弁，再結合装置から格納容器までの配管，弁）直接関連系
残留熱除去系（再結合装置への冷却水供給を（可燃性ガス濃度
司る部分）制御系）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）

12条-別紙2-1-2

共用（不活性ガス系（MS-3））

相互接続（計装用圧縮空気系（MS-3））○

原子炉格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管

主蒸気隔離弁駆動用空気又は窒素源（ｱｷｭﾑﾚｰﾀ，ｱｷｭﾑﾚｰﾀから主蒸気隔離弁までの配管，弁）関連する別系統の共用／相互接続
あり

○
○
○
○
○
○
○

ﾀｰﾋﾞﾝへの蒸気供給配管，弁共用／相互接続あり○

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸
気配管

直接関連系
（自動減圧系（手動逃がし機能））１）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに
○）

○
○
○

共用
（不活性ガス系（MS-3））

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

機能

１）工学的安全施設及び原子炉停止系の作動 安全保護系
信号の発生機能

原子炉緊急停止の安全保護回路○

・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
・主蒸気隔離の安全保護回路
・原子炉格納容器隔離の安全保護回路
・非常用ガス処理系作動の安全保護回路○

非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路）

○

直接関連系
（非常用所内電源系）

燃料系（軽油タンク～機関）○

始動用空気系（空気だめ～機関）

○

吸気系

○

冷却水系

○
○

中央制御室
２）安全上必須なその他の構築物，系統及び機器共用／相互接続あり

共用（下部中央制御室を除く）

共用

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽，非2)安全上特に重要な関 常用換気空調系，非常 中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガス防護機
連機能
用補機冷却水系，直流 能） （非常用再循環送風機，非常用再循環ﾌｨﾙﾀ装置，空調ﾕﾆｯ
ﾄ，送風機，排風機，ダクト及びダンパ）
電源系（いずれも，
MS-1関連のもの）（下部中央制御室の換気を除
く）

○
○

直接関連系
（原子炉補機冷却水系）○

原子炉補機冷却海水系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，配管，弁，ｽﾄﾚｰﾅ（MS-1関連））

○

直接関連系
（原子炉補機冷却海水系）○

ｽﾄﾚｰﾅ（異物除去機能を司る部分）
取水路（屋外トレンチ含む）（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及計測制御電源系
備及び電路）
1)原子炉冷却材を内蔵する機能（ただし，原
子炉冷却材圧力バウン
ダリから除外されている計装等の小口径のもの及びバウンダリに直接接続されていないも
1)その損傷又は故障によ のは除く。）
り発生する事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直 2)原子炉冷却材圧力バ
ちに引き起こす恐れはな ウンダリに直接接続さいが，敷地外への過度の れていないものであっ
放射性物質の放出の恐れ て，放射性物質を貯蔵のある構築物，系統，お する機能
よび機器

共用

原子炉補機冷却水系（ﾎﾟﾝﾌﾟ，熱交換器，非常用系負荷冷却ﾗｲﾝ配管，弁）ｻｰｼﾞﾀﾝｸ

関連する別系統の共用／相互接続あり

相互接続

中央制御室遮蔽

直流電源系
び電路）

PS-2

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに○）（蓄電池から非常用計測制御装置までの配電設○○

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分）

主蒸気系，原子炉冷却材浄化系（いずれも， 主蒸気系
格納容器隔離弁の外側のみ）
原子炉隔離時冷却系ﾀｰﾋﾞﾝ蒸気供給ﾗｲﾝ（原子炉冷却材圧力バウン
ダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）
放射性気体廃棄物処理系 （活性炭式希ガスホールドアップ装
置）
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの），使用 使用済燃料プール （使用済燃料貯蔵ラックを含む）
済燃料プール（使用済
燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（減速材流入防止堰又は新燃料貯蔵ラック）
燃料取替機

3)燃料を安全に取り扱
燃料取扱設備う機能

原子炉建屋クレーン
直接関連系（燃料取扱設備）

共用

共用（燃料プール冷却
浄化系（PS-3））

共用
共用

原子炉ウェル2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるもので逃がし安全弁（吹き止1)安全弁及び逃がし弁
あって，その故障によりまり機能に関連する部 逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）の吹き止まり機能
炉心冷却が損なわれる可分）
能性の高い構築物，系統
及び機器
残留熱除去系（ポンプ，サプレッションプール，サプレッション
プールから燃料プールまでの配管，弁）
1)燃料プール水の補給
非常用補給水系
ポンプミニマムフローラインの配管，弁機能
直接関連系（残留熱除去系） サンプレッションプールストレーナ

1)PS-2の構築物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくするようにする構築
2)放射性物質放出の防物，系統及び機器
止機能

放射性気体廃棄物処理系（OG系）隔離弁
放射性気体廃棄物処理
系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排 排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外の部分）
気管の支持機能以外）
燃料プール冷却材浄化系の燃料プール入口逆止弁

共用

原子炉建屋原子炉棟
直接関連系（原子炉建屋）

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

燃料集合体落下事故時
放射能放出を低減する
非常用ガス処理系
系
直接関連系（非常用ガス処理系）

乾燥装置（乾燥機能部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機
能）

MS-2

12条-別紙2-1-3

相互接続（計装用圧縮空気系（MS-3））

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

機能

MS-2

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに○）共用／相互接続あり

関連する別系統の共用／相互接続あり

・中性子束（起動領域モニタ）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率1)事故時のプラント状
事故時監視計器の一部 ［低温停止への移行］
態の把握機能・原子炉圧力2)異常状態への対応上特
・原子炉水位（広帯域）に重要な構築物，系統及［ドライウェルスプレイ］
び機器
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度2)異常状態の緩和機能 BWRには対象機能なし。
制御室外原子炉停止装
3)制御室外からの安全置（安全停止に関連す 制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路
停止機能
るもの）
計装配管，弁原子炉冷却材圧力バウ
1)原子炉冷却材保持機ンダリから除外される 試料採取系配管，弁能（PS-1,2以外のも計装等の小口径配管， ドレン配管，弁の）弁
ベント配管，弁2)原子炉冷却材の循環
原子炉再循環系
機能

原子炉再循環ポンプ

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水排水系（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水ｻｰｼﾞﾀﾝｸ）

復水貯蔵槽
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの） 注）
液体廃棄物処理系 （低電導度廃液系，高電導度廃液系）
3)放射性物質の貯蔵機 液体廃棄物処理系
能注）現状では，液体及び固体の放射性廃棄物 固体廃棄物処理系 （冷却材浄化系沈降分離槽，使用済樹脂
処理系が考えられる。 槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫）

共用（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ排
水系）

相互接続
共用
（液体廃棄物処理系）

共用（固体廃棄物処理系）

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック
発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
直接関連系（発電機及び励磁装置）

発電機水素ガス冷却装置
軸密封油装置
励磁電源系

蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
直接関連系（蒸気タービン）

タービン制御系
タービン潤滑油系

復水系（復水器を含む）

タービン，
発電機及びその励磁装置，
復水系（復水器を含4)電源供給機能（非常 む）
用を除く）
給水系，
循環水系，
1)異常状態の起因事象と送電線，なるものであってPS-1及
変圧器，
びPS-2以外の構築物，系
開閉所
統及び機器

PS-3

直接関連系
（復水系（復水器含む））（復水器，復水ポンプ，配管／弁）復水器空気抽出系（蒸気式空気抽出系，配管／弁）

給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポンプ，給水加熱器，配管／弁）
直接関連系
（給水系）

駆動用蒸気

循環水系

（循環水ポンプ，配管／弁）

直接関連系（循環水系）

取水設備（屋外トレンチを含む）

共用

常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（MS-1関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（MS-1関連以外））
計装制御電源系（電源装置から常用計測制御装置までの配電設備及び電路（MS-1関連以外））
500kV及び154kV送電線

共用

変圧器（所内変圧器）
変圧器（起動用開閉所変圧器，起動変圧器，予備電源変圧器，工事用変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線）
直接関連系
（変圧器）

共用

油劣化防止装置
冷却装置

開閉所（母線，遮断器，断路器，電路）

12条-別紙2-1-4

共用

共用（放水設備（PS3））

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

機能

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに○）共用／相互接続あり

原子炉制御系，
運転監視補助装置（制・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
5)プラント計測・制御 御棒価値ミニマイ・原子炉核計装機能（安全保護機能を ザ），除く）
原子炉格計装の一部， ・原子炉プラントプロセス計装
原子炉プラントプロセ
ス計装の一部
補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポンプ，配管
／弁）

共用

直接関連系
（補助ボイラ設
備）

共用

補助ボイラ用変圧器から補助ボイラ給電部
までの配電設備及び電路

所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，弁）
後部冷却器
直接関連系
（計装用圧縮空気 気水分離器
設備）
空気貯槽6)プラント運転補助機 補助ボイラ設備，計装
能用圧縮空気系
原子炉補機冷却水系(MS-1)関連以外（配管／弁）

共用
相互接続

相互接続

タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配
管／弁）
直接関連系
（タービン補機冷
却水系）

サージタンク

タービン補機冷却海水系（タービン補機冷却海水ポンプ，配管／
弁，ストレーナ）

1)核分裂生成物の原子
炉冷却材中の放散防止 燃料被覆管
2)原子炉冷却材中放射性 機能
物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物系統及び機器
2)原子炉冷却材の浄化 原子炉冷却材浄化系，
機能
復水浄化系

復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）

相互接続

直接関連系
復水貯蔵槽
（復水補給水系）

相互接続

燃料被覆管
上/下部端栓
タイロッド
原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ポンプ，
ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水ろ過装置，復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸
直接関連系
気配管
（逃がし安全弁（逃がし弁機
駆動用窒素源（アキュムレータ，アキュム
逃がし安全弁（逃がし 能））1)原子炉圧力上昇の緩レータから逃がし安全弁までの配管，弁）弁機能），タービンバ
和機能
イパス弁
タービンバイパス弁
直接関連系（タービンバイパ
ス弁）

2)出力上昇の抑制機能
1)運転時の異常な過渡変化があっても，MSｰ1,2とあいまって事象を緩和する構築物，系統及び機器

原子炉圧力容器からタービンバイパス弁までの主蒸気配管駆動用油圧源（アキュムレータ，アキュム
レータからタービンバイパス弁までの配管，弁）

原子炉冷却材再循環系
・原子炉再循環制御系（再循環ポンプトリッ
・制御棒引抜阻止インターロック
プ機能），制御棒引抜・選択制御棒挿入系の操作回路
監視装置
制圧棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵槽，復水貯蔵槽から制御棒
駆動機構までの配管及び弁）
直接関連系（制御棒駆動水圧系）

ポンプサクションフィルタ
ポンプミニマムフローライン配管，弁3)原子炉冷却材の補給 制御棒駆動水圧系，原原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，復水貯蔵槽，復水貯蔵機能
子炉隔離時冷却系
槽から注入先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁
直接関連系（原子炉隔離時冷却系）

ポンプミニマムフローライン配管，弁潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供
給配管

4)原子炉冷却材の再循 原子炉冷却材再循環ポ
原子炉冷却材再循環ポンプMGセット
環流量低下の緩和機能 ンプMGセット
5)タービントリップ

MS-3

BWRには対象機能なし。
免震重要棟内緊急時対策所，
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

共用

情報収集設備

共用
共用
共用
共用

直接関連系
（免震重要棟内緊
急時対策所，
３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所）

通信連絡設備資料及び器材遮へい設備

試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの，原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，原子炉格納容器雰囲気放
射性物質濃度サンプリング分析）
通信連絡設備（1つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連
絡設備）

共用
共用

放射能監視設備
原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通2)異常状態への対応上必 1)緊急時対策上重要な 信連絡設備，放射能監
要な構築物，系統及び機 もの及び異常状態の把 視設備，事故時監視計器
握機能器の一部，消火系，安 事故時監視計器の一部
全避難通路，非常用照明12条-別紙2-1-5（固定モニタリン
グ設備，気象観測設備，焼却炉建屋
排気筒放射線モニ
タ，焼却炉建屋放射線モニタ）

関連する別系統の共用／相互接続あり

共用・相互接続設備 抽出表

重要度分類指針
分類

定義

柏崎刈羽原子力発電所
構築物，系統又は機器

機能
明

消火系（水消火設備，泡消火設備）

6号及び7号炉
重要安全施設（該当するものに○）共用／相互接続あり

共用

消火系（二酸化炭素消火設備，等）

直接関連系
（消火系）

圧力調整用消火ポンプ，電動駆動消火ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポンプ

共用

ろ過水タンク

共用

火災検出装置（受信機含む）
防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設備の機能を維持担保するために必要なもの）共用

安全避難通路共用

直接関連系
安全避難用扉（安全避難通路）

共用

非常用照明

共用

12条-別紙2-1-6

関連する別系統の共用／相互接続あり

別紙 2-2

共用・相互接続設備

概略図（１）非常用所内電源系，500kV 及び 154kV 送電線，変圧器（起動用開閉所変圧器，起動変圧器，予備電源変圧器，共通用高圧母線，共通用低圧母線），開閉所（超高圧開閉所機器，起動用開閉所機器，154kV 開閉所機器）

12 条－別紙 2－2－1

12 条－別紙 2－2－2

（２）中央制御室（下部中央制御室を除く），
中央制御室換気空調系（下部中央制御室の換気を除く）
中央制御室

再循環
フィルタ

再循環
フィルタ
再循環
送風機

7 号炉

6 号炉

制御盤

制御盤

再循環
送風機

給気処理
装置

給気処理
装置

送風機
100%×2 台

送風機
100%×2 台

７号炉中央制御室
換気空調系

６号炉中央制御室
換気空調系（３）使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む），燃料プール冷却浄化系，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，燃料プール冷却浄化系の燃料
プール入口逆止弁
原子炉建屋クレーン

燃料取替機
スキマサージ
タンク

燃料プール

燃料ラック

ポンプ
ろ過脱塩装置12 条－別紙 2－2－3

熱交換器

：共用範囲

（４）サプレッション・プール水排水系

屋外トレンチ

圧力抑制室プール水
サージポンプ室

圧力抑制室プール水
サージタンク室

圧力抑制室プール水
サージポンプ

圧力抑制室プール水
サージタンク

５，６，７号機
共用

５号機残留熱除去系

５号機
タービン
建屋

５号機液体廃棄物処理系

系統境界

５号機原子炉建屋

連絡トレンチ

６号機残留熱除去系
６号機原子炉建屋

６，７号機
共用

６／７号機液体廃棄物処理系

系統境界
６／７号機廃棄物処理建屋
連絡トレンチ

７号機残留熱除去系
７号機原子炉建屋

12 条－別紙 2－2－4

（５）液体廃棄物処理系
低電導度廃液系
低電導度廃液系
低電導度廃液系

低電導度廃液系

収集ポンプ

通水ポンプ

（Ａ）
，（Ｂ）

（Ａ）
，（Ｂ）

サンプルポンプ
（Ａ）
，
（Ｂ）

６，７号機

低電導度

低電導度

低電導度

低電導度

廃液系収

廃液系ろ

廃液系脱

廃液系サ

集槽（Ａ）

過器（Ａ）

塩塔（Ａ）

ンプル槽
（Ａ）

６号機
復水貯蔵槽

各建屋低電導度廃液系サンプ等

低電導度
廃液系収
集槽（Ｂ）

７号機
復水貯蔵槽
低電導度

低電導度

低電導度

低電導度

廃液系収

廃液系ろ

廃液系脱

廃液系サ

集槽（Ｃ）

過器（Ｂ）

塩塔（Ｂ）

ンプル槽
（Ａ）

部：６，７号機共用、設置場所：６／７号機廃棄物処理建屋

高電導度廃液系
５号機
高電導度廃液系
サンプルポンプ
高電導度廃液系
収集ポンプ

高電導度

（Ａ）
，
（Ｂ）
，
（Ｃ）

廃液系サ

６，７号機

廃液系収

ンプル槽

復水貯蔵槽

集タンク

（Ａ）

高電導度
６，７号機 各建屋高電導度廃液系サンプ等（Ａ）

高電導度廃液系
蒸留水ポンプ

高電導度

高電導度廃
液系

高電導度

廃液系収

高電導度

廃液系

高電導度

サンプル

集タンク

廃液系

蒸留水

廃液系

ポンプ

（Ｂ）

濃縮装置

タンク

脱塩塔

（Ａ）
，
（Ｂ）
６号機タービン建屋

連絡トレンチ

高電導度

高電導度

６号機

廃液系収

廃液系サ

放出カナル

集タンク

ンプル槽

（Ｃ）

（Ｂ）

７号機
放出カナル

５号機
高電導度廃液系

７号機タービン建屋（収集タンク）
５号機原子炉建屋

連絡トレンチ

５号機

連絡トレンチ

放出カナル、
高電導度廃液系
連絡トレンチ部：６，７号機共用、設置場所：６／７号機廃棄物処理建屋

貯留水ポンプ部：５，６，７号機共用
５号機タービン建屋、原子炉建屋

12 条－別紙 2－2－5

（６）固体廃棄物処理系
濃縮廃液系（5 号，6 号及び 7 号炉共用，一部既設）
高電導度廃液系
濃縮装置濃縮廃液
濃縮廃液タンク

固化装置

固体廃棄物
貯 蔵 庫

5 号，6 号及び7 号炉共用，既設

1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉
共用，既設使用済樹脂系（6 号及び 7 号炉共用）

原子炉冷却材浄化系
使用済樹脂
燃料プール冷却浄化
系使用済樹脂復水浄化系復水ろ過装置廃スラッジ
低電導度廃液系ろ過装置廃スラッジ

冷却材浄化系
沈降分離槽

復水浄化系
脱塩装置使用済樹脂
低電導度廃液系
脱塩装置使用済樹脂
高電導度廃液系
脱塩装置使用済樹脂

使用済樹脂槽雑固体系（可燃性雑固体廃棄物）

雑固体廃棄物
焼 却 設 備
1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉
共用，一般既設（不燃性雑固体廃棄物）

減 容 装 置5 号，6 号及び 7 号
炉共用，既設12 条－別紙 2－2－6

（７）取水設備，放水設備
取水設備（カーテン・ウォール）

南防波堤（5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設）

作成中
放水設備
（5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設）

（８）
北防波堤

南防波堤

作成中

#1

#3

#4

#2

#7

#7

12 条－別紙 2－2－7#6 #5

（８）補助ボイラ，所内蒸気系及び戻り系
所内ボイラ及び所内蒸気系
７号機
原子炉建屋

タービン建屋

６，７号機
廃棄物処理建屋

６号機
原子炉建屋

５号機
タービン建屋

原子炉建屋

５号機

タービン建屋

洗濯設備

連絡ト
レンチ

給水タンク

給水タンク

（Ａ）

（Ｂ）

大気放出

給水ポンプ

蒸気だめ

蒸気だめ

（Ａ）
，（Ｂ），（Ｃ），

（Ａ）

（Ｂ）

補助ボイラー

補助ボイラー

補助ボイラー

（４Ａ）

（４Ｂ）

（４Ｃ）

補助ボイラー建屋

補助ボイラー変圧器
（Ａ），
（Ｂ），
（Ｃ）
№３高起動変圧器

６６ＫＶ北側開閉所

部：６，７号機共用、部：５，６，７号機共用

部：１～７号機共用

12 条－別紙 2－2－8

所内蒸気戻り系
７号機

６，７号機

６号機

５号機

原子炉建屋

原子炉建屋

廃棄物処理建屋
原子炉建屋

凝縮水回収
タービ建屋

凝縮水回収
ポンプ

凝縮水回収

タービ建屋

ポンプ

補助ボイラー建屋

ポンプ

タービ建屋

連絡ト

連絡ト

レンチ

レンチ

部：６，７号機共用、

給水タンク

給水タンク

（Ａ）

（Ｂ）

部：５，６，７号機共用（９）不活性ガス系
７号機

６号機

５号機

液体窒素貯蔵タンク

蒸発器
７号機

６号機

格納容器

格納容器へ

AO

AO
５号機
格納容器へ

AO

：共用範囲

12 条－別紙 2－2－9

（１０）固定モニタリング設備

モニタリングポスト設置状況
モニタリングポスト（№9）●
モニタリングポスト（№1）

モニタリングポスト（№8）●●
モニタリングポスト（№2）

モニタリングポスト（№7）

●

●
●

●
●

モニタリングポスト（№6）●

モニタリングポスト（№3）

モニタリングポスト（№4）
モニタリングポスト（№5）

凡例●モニタリングポスト

12 条－別紙 2－2－10

（１１）気象観測設備

放射収支計

日射計

風車型風向風速計（地上高10m）

ドップラー型風向風速計（標高85m，160m）●

12 条－別紙 2－2－11

（１２）消火系
No.１
ろ過水タンクNo.２
ろ過水タンク

ろ過水
移送ポンプ

No.３
ろ過水タンクNo.４
ろ過水タンク

圧力調整用
消火ポンプ×2

5 号機

電動駆動

ディーゼル駆動

消火ポンプ

消火ポンプ

6 号機

12 条－別紙 2－2－12

7 号機

（１３）安全避難通路

12 条－別紙 2－2－13

12 条－別紙 2－2－14

（１４）復水貯蔵槽，復水補給水系

7 号炉
復水貯蔵槽

6 号炉
復水貯蔵槽

7 号炉
復水補給水系

6 号炉
復水補給水系

ポンプ

ポンプ

12 条－別紙 2－2－15

（１５）計装用圧縮空気系
５号機

タービン建屋５号機

高圧窒素ガス供給系

気水分離器

空気圧縮機

原子炉建屋

空気貯槽

所内圧縮空気系

６号機

タービン建屋

６号機
気水分離器

空気圧縮機

原子炉建屋
高圧窒素ガス供給系

空気貯槽

所内圧縮空気系

７号機

タービン建屋

７号機
気水分離器

空気圧縮機

原子炉建屋
高圧窒素ガス供給系

空気貯槽

所内圧縮空気系：相互接続部12 条－別紙 2－2－16

別添 1

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

運用，手順説明資料
安全施設

（第１２条 安全施設）
安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。
）をいう。以下同じ。
）が発生した
場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統を構成する設備のうち静的機器の単一系統（単一設計）であり，設計基準事故が発生した場合に，長時間（24 時間以上もしくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される設備

12 条－別添 1－1

単一故障を仮定した場合に所定の安全機能を達成できない設備

単一故障を仮定した場合に所定の安全機能を達成できる設備

単一設計箇所の故障を安全上支障のない期間に除去又は修復（対象箇所）（対象箇所）

・格納容器スプレイ冷却系

・非常用ガス処理系の配管の一部及びフィルタユニット
・中央制御室換気空調系のダクトの一部及び再循環フィルタ
保・配管，ダクト又はフィルタケーシングの修復
・フィルタの取替【運用，手順との関係】

設計基準事故時に長時間にわたって機能を要求する単一設計の静的機器において単一故障を仮定した場合でも，同等の原子炉格納容器冷却機能を有するよう設計する【添付六，八への反映事項】

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）：添付六，八に反映

核：核防規定（下位文書含む）：当該条文に該当しない（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
第１２条
安全施設

対象項目

区分

運用対策等

・非常用ガス処理系の配管の一部及びフィルタユニット・中央制御室換気空調系のダクトの一部
及び再循環フィルタ

運用・手順

－

体制

－

・格納容器スプレイ冷却系

保守・点検

日常点検
定期点検
損傷時の補修12 条－別添 1－2

教育・訓練

－

運用・手順

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

第 14 条 全交流動力電源対策設備
＜目
1.

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

2.

追加要求事項に対する適合方針
2.1 重大事故等に対処するために必要な電力の供給開始までに要する時間
2.2 全交流動力電源喪失時に電源供給が必要な直流設備について
2.3 電気容量の設定
2.3.1 非常用の常設蓄電池の容量について
2.3.1.1 非常用の常設蓄電池の運用方法について
2.3.1.2 直流 125V 蓄電池 6A の容量（柏崎刈羽 6 号炉）
2.3.1.3 直流 125V 蓄電池 6A-2 の容量（柏崎刈羽 6 号炉）
2.3.1.4 直流 125V 蓄電池 6B の容量（柏崎刈羽 6 号炉）
2.3.1.5 直流 125V 蓄電池 6C の容量（柏崎刈羽 6 号炉）
2.3.1.6 直流 125V 蓄電池 6D の容量（柏崎刈羽 6 号炉）
2.3.1.7 直流 125V 蓄電池 7A の容量（柏崎刈羽 7 号炉）
2.3.1.8 直流 125V 蓄電池 7A-2 の容量（柏崎刈羽 7 号炉）
2.3.1.9 直流 125V 蓄電池 7B の容量（柏崎刈羽 7 号炉）
2.3.1.10 直流 125V 蓄電池 7C の容量（柏崎刈羽 7 号炉）
2.3.1.11 直流 125V 蓄電池 7D の容量（柏崎刈羽 7 号炉）
2.3.1.12 まとめ
2.3.2 非常用の常設蓄電池の配置の基本方針
2.3.2.1 非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性3.

別添
別添 1 蓄電池の容量算出方法
別添 2 蓄電池の容量換算時間 K 値一覧
別添 3 蓄電池の放電終止電圧
別添 4 蓄電池容量の保守性の考え方
別添 5 所内常設蓄電式直流電源設備
別添 6 計測制御用電源
別添 7 常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）から電源供給を開始する時間
別添 8 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
運用，手順説明資料
全交流動力電源対策設備

1.

基本方針

1.1 要求事項の整理
全交流動力電源喪失対策設備について，設置許可基準規則第 14 条及び技術基準規則第 16 条
において，追加要求事項を明確化する（第 1.1-1 表）。

14 条－1

第 1.1-1 表 設置許可基準規則第 14 条及び技術基準規則第 16 条 要求事項
設置許可基準規則

技術基準規則第 14 条（全交流動力電源喪失対策設備）

第 16 条（全交流動力電源喪失対策設備）

発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から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（重大重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準

流動力電源設備から開始されるまでの間，発電用原事故を除く。以下同じ。
）又は重大事故をいう。以下同じ。）に対処す

子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後にるために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまで

炉心を冷却するための設備が動作するとともに，原の間，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子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作

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することができるよう，これらの設備の動作に必要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，これらの設な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処

備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備（安全施設に属するものに限するための電源設備を施設しなければならない。

る。
）を設けなければならない。

14 条－2

備考追加要求事項1.2 適合のための基本方針
蓄電池（非常用）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交流動力電源設備から開始されるまでの約 70 分を包絡した
約 12 時間に対し，原子炉を安全に停止し，かつ，原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備の動作に必要な容量を有する設計とする。

14 条－3

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1 重大事故等に対処するために必要な電力の供給開始までに要する時間(1) 直流電源設備の概要
非常用の常設直流電源設備は，4 系統 4 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 である。主要な負荷は DG 初期励磁，M/C，P/C 投
入及び引き外し，計測制御系統施設，無停電電源装置等であり，設計基準事故時に非常用の常設直流電源設備のいずれの 1 系統が故障しても残りの 3 系統で原子炉の安全は確保できる。
また，万一，全交流動力電源が喪失した場合でも，安全保護系及び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。
非常用の常設直流電源設備の主要機器仕様を第 2.1-1 表及び第 2.1-2 表に，単線結線
図を第 2.1-1 図及び第 2.1-2 図に示す。非常用の常設蓄電池は鉛蓄電池で，独立したもの
を 4 系統 4 組設置し，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。
（計測制御用電源の単線結線図については，添付 2-6 図参照）
なお，非常用の常設蓄電池と別に，タービン発電機及び原子炉関係の常用系計測制御負荷，タービンの非常用油ポンプ，発電機の非常用密封油ポンプ等へ給電する常用の蓄電池を設けている。常用の蓄電池は，125V 1 系統（300Ah）及び 250V 1 系統（3,000Ah）を設けている。

(2) 蓄電池からの電源供給開始時間
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原子炉の安全停止，停止後の冷却に必要な電源を一定時間，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（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）から約 70 分以内（別添 7 参照）に給電を行うが，万一常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）が使用できない場合は，可搬型代替交
流電源設備である電源車から約 12 時間以内に給電を行う。非常用の常設蓄電池は，常設
代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）が使用できない場合も考慮し，電源が必要な設備に約 12 時間供給できる容量とする。
重大事故等対処施設の各条文にて炉心の著しい損傷，原子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止するために設けている設備への電源供給時間は，約 24 時間とする。
（添付 2-5 参照）

14 条－4

第 2.1-1 表 非常用の常設直流電源設備の主要機器仕様（6 号炉）
設計基準事故対処設備（参考）重大事故等対処設備

直流 125V
蓄電池 6A，

直流 125V

直流 125V

直流 125V

AM 用直流 125V

直流 125V

蓄電池 6B蓄電池 6C蓄電池 6D

蓄電池

蓄電池 6A-2

（区分Ⅱ）

（区分Ⅲ）

（区分Ⅳ）

（6 号炉）

（区分Ⅰ）
蓄電池
電圧

125V

125V

125V

125V

125V

容量

約 6,000Ah

約 3,000Ah

約 3,000Ah

約 2,200Ah

約 3,000Ah（直流 125V（直流 125V（直流 125V（直流 125V（AM 用直流 125V

蓄電池 6A）

蓄電池 6B）

蓄電池 6C）

蓄電池 6D）

蓄電池（6 号炉））

約 4,000Ah（直流 125V
蓄電池 6A-2）
充電器
台数

1（直流 125V 蓄電池 6A 用）

1（直流 125V 蓄電池 6C 用）

1（AM 用直流 125V 蓄電池用）

1（直流 125V 蓄電池 6A-2 用）

1（直流 125V 蓄電池 6D 用）

1（直流 125V 蓄電池 6B 用）

1（予備）

1（予備）

浮動（常時）

浮動（常時）（6 号炉）

1（予備）
充電方式

浮動（常時）

14 条－5

第 2.1-2 表 非常用の常設直流電源設備の主要機器仕様（7 号炉）
設計基準事故対処設備（参考）重大事故等対処設備

直流 125V
蓄電池 7A，

直流 125V

直流 125V

直流 125V

AM 用直流 125V

直流 125V

蓄電池 7B蓄電池 7C蓄電池 7D

蓄電池

蓄電池 7A-2

（区分Ⅱ）

（区分Ⅲ）

（区分Ⅳ）

（7 号炉）

（区分Ⅰ）
蓄電池
電圧

125V

125V

125V

125V

125V

容量

約 6,000Ah

約 3,000Ah

約 3,000Ah

約 2,200Ah

約 3,000Ah（直流 125V（直流 125V（直流 125V（直流 125V（AM 用直流 125V

蓄電池 7A）

蓄電池 7B）

蓄電池 7C）

蓄電池 7D）

蓄電池（7 号炉））

約 4,000Ah（直流 125V
蓄電池 7A-2）
充電器
台数

1（直流 125V 蓄電池 7A 用）

1（直流 125V 蓄電池 7C 用）

1（AM 用直流 125V 蓄電池用）

1（直流 125V 蓄電池 7A-2 用）

1（直流 125V 蓄電池 7D 用）

1（直流 125V 蓄電池 7B 用）

1（予備）

1（予備）

浮動（常時）

浮動（常時）（7 号炉）

1（予備）
充電方式

浮動（常時）

14 条－6

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備
（蓄電池）
（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅱ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅳ

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅲ（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

充電器

直流125V
蓄電池D
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※
（区分Ⅱ）

（区分Ⅲ）

直流125V主母線盤B

125V DC分電盤

125V DC分電盤

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁

）

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

直流125V主母線盤D

逃
が
し
安
全
弁
自
動
減
圧
機
能
付
き

125V DC分電盤

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

タ

ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

区分Ⅱ

区分Ⅲ

設計基準事故対処設備

第 2.1-1 図 非常用の常設直流電源設備 単線結線図（6 号炉）

14 条－7

（凡例）
ＭＣＣＢ

蓄電池

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

遮
断
器
操
作
回
路

ー

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

直流125V主母線盤C

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅳ）

区分Ⅳ

常設代替直流電源設備（蓄電池）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅱ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅳ

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅲ（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

充電器

直流125V
蓄電池D
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

）

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁
自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

125V DC分電盤

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

タ

ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

（凡例）
ＭＣＣＢ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

直流125V主母線盤D

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

ー

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅳ）

直流125V主母線盤C

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅲ）

直流125V主母線盤B

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅱ）

区分Ⅱ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

区分Ⅲ

設計基準事故対処設備

第 2.1-2 図 非常用の常設直流電源設備 単線結線図（7 号炉）

14 条－8区分Ⅳ

蓄電池

2.2 全交流動力電源喪失時に電源供給が必要な直流設備について
全交流動力電源喪失時は，安全保護系及び原子炉停止系の動作による原子炉の安全停止，原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却，及び原子炉格納容器の健全性の確保に必要な設備（制御電源を含む）に電源供給が可能な設計とする。これに加えて，設計基準事故から重大事故等に連続的に移行する場合に使用する設備，及び全交流動力電源喪失時に必要ないものの負荷切り離しまでは蓄電池に接続されている設備にも電源供給が可能な設計とする。
全交流動力電源喪失時に蓄電池から電源供給を行う設備の選定の考え方及び対象設備については，以下のとおりである。

14 条－9

（1）選定の対象となる直流設備
ａ．設計基準事故対処設備
設置許可基準規則の第 3 条～第 36 条において，以下のとおり直流電源の供給が必要な設備を対象とする。
（ａ）建設時，直流電源の供給を必要とした設備（ｂ）追加要求事項がある設置許可基準規則の第 4 条，第 5 条，第 6 条，第 7
条，第 8 条，第 9 条，第 10 条，第 11 条，第 12 条，第 14 条，第 16 条，
第 17 条，第 24 条，第 26 条，第 31 条，第 33 条，第 34 条，第 35 条において，直流電源の供給を必要とする設備
ｂ．重大事故等対処設備
設置許可基準規則の第 37 条～第 62 条において，以下のとおり直流電源の供給が必要な設備を対象とする。
（ａ）有効性評価のうち全交流動電源喪失を想定している以下のシナリオに用いる設備（交流動力電源復旧後用いる設備は除く）
2．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
2.3 全交流動力電源喪失
2.3.1 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
2.3.2 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗
2.3.3 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋直流電源喪失
2.3.4 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗
3．重大事故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）
3.1.2 代替循環冷却を使用する場合
3.1.3 代替循環冷却を使用しない場合
5．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
5.2 全交流動力電源喪失（ｂ）設置許可基準規則の第 44 条～第 58 条において，炉心の著しい損傷，原
子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止す
るために必要となる設備

14 条－10

（2）時系列を考慮した直流設備の選定
ａ．外部電源喪失時に蓄電池から電源供給を行う設計基準事故対処設備(a) 外部電源喪失から 1 分まで
外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機の自動起動に必要な設備として，区
分Ⅰ～Ⅲの各非常用の常設蓄電池から非常用ディーゼル発電機初期励磁，非常用
ディーゼル発電機制御回路，M/C，P/C 遮断器の制御回路に電源供給を行う。電源
供給時間は非常用ディーゼル発電機が起動するまでの約 1 分間給電可能な設計とする。
直流設備：非常用ディーゼル発電機初期励磁，非常用ディーゼル発電機制御回路，M/C,P/C 遮断器の制御回路（第 2.2-1 表）（下線部：建設時，直流電源の供給を必要とした設備）

ｂ．全交流動力電源喪失時に蓄電池から電源供給を行う設計基準事故対処設備(a) 全交流動力電源喪失から 60 分まで
非常用ディーゼル発電機から電源供給できない場合（全交流動力電源喪失）を考慮し，蓄電池に接続される全ての負荷に 60 分電源供給を行う設計とする。
直流設備：蓄電池に接続される全ての負荷（(2),(3)b,(3)c,(４),(５)の対象
設備）（第 2.2-1 表）（火災防護対策設備，監視測定装置及び緊急時対策所電源は専用電源から供給しているため，非常用の常設蓄電池から電源供給を行わない。
）(b) 全交流動力電源喪失 60 分後から 70 分まで
蓄電池は全交流動力電源喪失時に電源が必要な負荷に必要時間電源を供給するため，60 分後に以下の負荷の切り離し※1 を行い，残りの負荷に対して 70 分電源供給を行う設計とする。
（ⅰ）交流電源が回復するまでは系統として機能しない設備の負荷（(５)参照）（ⅱ）原子炉緊急停止系作動回路，平均出力領域モニタ，起動領域モニタ，原子炉スクラム用電磁接触器の状態※2（下線部：建設時，直流電源の供給を必要とした設備）※1．区分Ⅰの非常用の常設蓄電池は，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原
子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原
子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を供給するための設備に電源供給を行う設備を兼用していることから，設置許可基準規14 条－11

則 57 条電源設備 解釈第 1 項 b)を考慮し，全交流動力電源喪失後約 8 時間後まで（ⅰ）（ⅱ）項に該当する負荷切り離しを行わない設計とする。
※2．原子炉緊急停止系作動回路による原子炉停止，及び平均出力領域モニタ，
起動領域モニタ，原子炉スクラム用電磁接触器の状態による原子炉スク
ラム確認は全交流動力電源喪失直後に行うので，全交流動力電源喪失後 1
時間以降で負荷切り離しして問題ない。なお，原子炉の停止状態の確認として，起動領域モニタ（区分Ⅰ）及び制御棒位置については，全交流動力
電源喪失後 12 時間以上電源供給を行う設計とする。
直流設備：津波監視カメラ，蓄電池室水素濃度，直流非常灯，使用済燃料貯蔵
プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯
蔵プール温度，使用済燃料プールライナ漏洩検出，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁，原子炉水位，原子炉圧力，格納容器内圧力，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水温度(DB)，格納容器内雰囲気放射線レベル，サプ
レッション・チェンバ・プール水位(DB)，復水貯蔵槽水位(DB)，無線連絡設備，衛星電話設備，データ伝送装置（第 2.2-1 表）（下線部：建設時，直流電源の供給を必要とした設備）(c) 全交流動力電源喪失 70 分後から 12 時間まで
全交流動力電源喪失から 70 分後には，常設代替交流電源設備（第一ガスタービ
ン発電機又は第二ガスタービン発電機）から電源供給を行うため，蓄電池からの電源供給は不要となるが，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）が起動できない場合を考慮し，以下の負荷については電源車から給電できる 12 時間後まで電源供給が可能な設計とする。
（ⅰ）設計基準事故が拡張して全交流動力電源喪失に至ることを考慮し，設置許可基準規則第 12 条「安全施設」のうち，「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」に該当する設備（交流動力電源復旧後用いる設備は除く）（第 2.2-1 表）（ⅱ）
「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」に該当しない設備であるが，電源車からの交流動力電源
復旧作業に必要な外の状況を監視する設備，通信連絡設備及び直流非常灯に該当するユーティリティー設備

14 条－12直流設備：津波監視カメラ(ii)，直流非常灯(ii)，原子炉隔離時冷却系(i)，逃がし安全弁(i)，原子炉水位(i)，原子炉圧力(i)，格納容器内圧力(i)，サプレッション・
チェンバ・プール水温度(DB)(i)，格納容器内雰囲気放射線レベル(i)，サプレ
ッション・チェンバ・プール水位(DB)(i)，復水貯蔵槽水位(DB)(i)，無線連絡設備(ii)，衛星電話設備(ii)，データ伝送装置(ii)（第 2.2-1 表）（下線部：建設時，直流電源の供給を必要とした設備）

ｃ．全交流動力電源喪失時に蓄電池から電源供給を行う重大事故等対処設備(a) 全交流動力電源喪失から 24 時間まで
非常用ディーゼル発電機から電源供給できない場合（全交流動力電源喪失）を考慮し，（1）ｂ項で選定した設備（第 2.2-2 表，第 2.2-3 表）については，24 時間
電源供給を行う。
直流設備：原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，逃がし安全弁，耐圧強化ベン
ト装置，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置，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，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
，使用済燃料プール水位・温度（SA），使用済燃料プール放射線モニタ，原子炉水位（SA），原子炉圧力（SA），原子炉圧力容器温度，格納容器内圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ・プ
ール気体温度，サプレッション・チェンバ・プール水温度，格納容器内水素濃度（SA），格納容器内雰囲気放射線レベル，サプレッション・チェンバ・プ
ール水位，格納容器下部水位，復水貯蔵槽水位（SA）（第 2.2-1 表）

ｄ．蓄電池から電源供給を行うその他の設備
交流電源の瞬時電圧低下対策が必要な一部の設備にも，非常用の常設蓄電池から電源供給が可能な設計としている。これらの設備は，交流電源が回復するまでは系統として機能しない設備であるため，全交流動力電源喪失後に切り離しても問題ない。
直流設備：高圧炉心注水系制御装置，残留熱除去系制御装置，非常用ガス処理系
制御装置，タービン制御系（第 2.2-1 表）（下線部：建設時，直流電源の供給を必要とした設備）

14 条－13

第 2.2-1 表 非常用の常設蓄電池から電源供給する設備

追加要
条文

内容

求事項
の有無

特に

番

電源供給する設備号

設計基準対象施設の地盤

無

-

4条

地震による損傷の防止

有

-

5条

津波による損傷の防止

有

5-1

6条

外部からの衝撃による損傷の防止

有

-

有

-

発電用原子炉施設への人の不法な侵入
等の防止

8-1
8条

火災による損傷の防止

有
8-2

9条

溢水による損傷の防止等

有

-

10 条

誤操作の防止有-11 条

安全避難通路等

有

11-1

12 条
13 条

安全施設
運転時の異常な過都変化及び設計基準
事故の拡大の防止

重要
※7

3条

7条

機能

有

-

無

-

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

有

-

15 条

炉心等

無

-

（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）津波監視カメラ

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

供給可能時間AM 用直流
125V 蓄電池

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

DB

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

12
時間

12 時間

-

以上

第 26 条（原子炉制御室等）で抽出した設備により監視を行う（電源が必要な設備が要求されない）蓄電池室水素濃度
火災防護対策設備※5（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）
直流非常灯

-

-

-

-

-

DB

-

-

-

-

-

-

-

70

24 時間以上（区分Ⅰ分

のみで 12 時間以上）

DB

専用電源から供給

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

DB

-

-

-

-

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

12 時間

12 時間

時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上

以上

-

-

-

-

-

-

-

-

（電源が必要な具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う）（電源が必要な設備が要求されない）

-

-

-

-

-

-

（電源が必要な具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う）（電源が必要な設備が要求されない）-14 条－14

-

-

-

-

-

追加要
条文

内容

求事項
の有無

特に

番

電源供給する設備

号

※9

※10

時間

DB/SA

-

-

-

○
-

16-3

使用済燃料貯蔵プール温度

DB

-

-

-

-

DB

-

-

-

-

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

有

-

18 条

蒸気タービン

無

19-1
19-2
19-3

無
19-4
19-5
19-6
-

使用済燃料貯蔵プール
ライナー漏洩検出
燃料プール冷却浄化系ポンプ
入口温度
燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ
燃料取替エリア
排気放射線モニタ
原子炉区域換気空調系
排気放射線モニタ（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）24 時間以上（区分Ⅰ分

のみで 12 時間以上）

70

24 時間以上（区分Ⅰ分

のみで 12 時間以上）

70

24 時間以上（区分Ⅰ分

のみで 12 時間以上）

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

全交流動力電源喪失時は重大事故対処設備である
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（54-5）にて監視
全交流動力電源喪失時は重大事故対処設備である
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（54-5）にて監視
-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

○

-

-

-

-

-

○

○

○

-

1 時間

-

-

1 時間

1 時間

-

DB/SA
DB

(45-3 と同じ)

拡張
DB
拡張

残留熱除去系DB(47-2,49-2 と同じ)

拡張要求されない）

70

区分Ⅳ

-

高圧炉心注水系（電源が必要な設備が24 時間以上（区分Ⅰのみで 12 時間以上）

区分Ⅲ

全交流動力電源喪失時は重大事故対処設備である

DBDB

残留熱除去系制御装置

24

区分Ⅱ

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（54-5）にて監視

DB

拡張

高圧炉心注水系制御装置

区分Ⅰ

交流電源復旧後に使用

DB（45-2 と同じ）
（46-1 と同じ）

AM 用直流時間

DB

原子炉隔離時冷却系逃がし安全弁

供給可能時間125V 蓄電池

-

有

無

※8

-

16-7

一次冷却材の減少分を補給する設備

要求

-

16-8

20 条

燃料

DB

16-6

非常用炉心冷却設備（SA 広域）（54-1 と同じ）

格納

使用済燃料貯蔵プール水位

16-5

19 条

使用済燃料貯蔵プール水位・温度

炉心

16-2

16-4
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

重要
※7

16-1

16 条

機能

DB
拡張
-

14 条－1524

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）
交流電源復旧後に使用

○

-

-

-

-

-

-

交流電源復旧後に使用
○

-

-

-

-

-

8 時間

1 時間

1 時間

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

追加要
条文

内容

求事項
の有無

残留熱を除去することができる設備

無
21-2

22 条

最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備

22-1
無
22-2
23-1
23-2
23-3

計測制御系統施設

無残留熱除去系DB(47-2,49-2 と同じ)

拡張

DB

（48-5 と同じ）

拡張

原子炉補機冷却海水系

DB（48-6 と同じ）

拡張

平均出力領域モニタ※1（58-1 と同じ）
起動領域モニタ※1（58-2 と同じ）原子炉スクラム用
電磁接触器の状態

原子炉水位※1123-9

拡張

原子炉補機冷却系

23-5

23-8

DB

残留熱除去系制御装置

制御棒位置

23-7

機能

重要
※7

23-4

23-6
23 条

電源供給する設備

号

21-1
21 条

特に

番

原子炉圧力※11

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

○

-

-

-

格納容器

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ・ﾁｪﾝﾊﾞ・ﾌﾟｰﾙ

内温度

水温度(DB)

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

8 時間

1 時間

1 時間

-

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

-

-

(12 時間

交流電源復旧後に使用
○

-

-

DB/SA

○

○

-

-

DB

○

○

-

-

DB

○

-

-

-

DB/SA

○

-

-

-

DB

区分Ⅰ

交流電源復旧後に使用-

DB

AM 用直流交流電源復旧後に使用

○

-

-

-

1
時間
1
時間
1
時間
1
時間

-

8 時間
12 時間
以上
8 時間
12 時間
以上

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

12 時間

時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上

以上)

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

12 時間

(12 時間時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上

以上)

DB

格納容器内圧力

供給可能時間125V 蓄電池

DB/SA

DB/SA

圧力容器胴部温度

炉心

交流電源復旧後に使用
○
○

-

-

-

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間(12 時間(12 時間時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上)

以上)

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

時間

のみで 12 時間以上）

以上

-

-

23-10

格納容器内水素濃度DB/SA

交流電源復旧後に使用

23-11

格納容器内酸素濃度

DB/SA

格納容器内放射線レベル（23-12）及び格納容器内圧力（23-8）により推定が可能である

23-12
23-13
23-14

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W,S/C）（（58-11 と同じ）

格納容器

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ・ﾁｪﾝﾊﾞ・ﾌﾟｰﾙ

内水位

水位(DB)

復水貯蔵槽水位（DB）

DB/SA

○

-

○

-

DB

-

-

-

-

DB

14 条－16

-

-

-

-

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）--(12 時間12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

12 時間

時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上

以上)

12

24 時間以上（区分Ⅰ

12 時間

12 時間

(12 時間時間

のみで 12 時間以上）

以上

以上

以上)

追加要
条文

内容

求事項
の有無

特に

番

電源供給する設備

号

安全保護回路

有

24-1

25 条

反応度制御系統及び原子炉制御系統

無

25-1
26-1

原子炉制御室等

有
26-2

27 条

放射性廃棄物の処理施設

無

-

28 条

放射性廃棄物の貯蔵施設

無

-

無

-

29 条

工場等周辺における直接ガンマ線等か
らの防護

30 条

放射線からの放射線業務従事者の防護

無

-

31 条

監視設備

有

31-1
32-1

32 条

原子炉格納施設

無

32-2
32-3

33 条

34 条

保安電源設備緊急時対策所

通信連絡設備

ほう酸水注入系（44-3 と同じ）外の状況を監視する設備※6中央制御室換気空調系（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）モニタリング・ポスト
非常用ガス処理系
非常用ガス処理系
制御装置
可燃性ガス濃度制御系

M/C,P/C 遮断器

33-2

D/G 初期励磁

34-1

有
35-2

DB

作動回路

33-1

35-1
35 条

原子炉緊急停止系

有

有

重要
※7

24 条

26 条

機能

緊急時対策所電源
無線連絡設備（62-1 と同じ）
衛星電話設備（62-2 と同じ）

○

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

供給可能時間AM 用直流
125V 蓄電池

-

-

-

1
時間

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

1 時間

1 時間

-

-

DB/SA

交流電源復旧後に使用

DB「津波監視カメラ」にて対応可能

DB

交流電源復旧後に使用

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

1 時間

-

-

DB

専用電源から供給

DB

交流電源復旧後に使用

DB

○

-

-

-

-

DB
DB/SA
DB
拡張

8 時間

交流電源復旧後に使用
○

-

-

-

○

-

-

-

1
分
1
分

DB

-

1 分間

1 分間

1 分間

-

-

1 分間

1 分間

1 分間

-

-

-

-

-

-

-

専用電源から供給

DB/SA

-

-

-

-

DB/SA

-

-

-

-

14 条－17

-

12
時間
12
時間

-

12 時間
以上
12 時間
以上

追加要
条文

内容

求事項
の有無

特に

番

電源供給する設備号

通信連絡設備

有

35-3

36 条

補助ボイラー

有-37 条

重大事故等の拡大の防止等

有

-

38 条

重大事故等対処施設の地盤

有

-

39 条

地震による損傷の防止

有

-

40 条

津波による損傷の防止

有

-

41 条

火災による損傷の防止

有

41-1

42 条

特定重大事故等対処施設

有

-

43 条

重大事故等対処設備

有44-1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

有

44-2
44-3
45-1

45 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

有

45-2
45-3

46 条
47 条

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

重要
※7

35 条

44 条

機能

有

46-1

有

47-1

データ伝送装置（62-3 と同じ）（電源が必要な設備が要求されない）

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

供給可能時間AM 用直流
125V 蓄電池

DB/SA

-

-

-

-

-

-

-

-

-

12

-

時間
-

区分Ⅰ
12 時間
以上

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

-

-

-

-

-

（電源が必要な具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う）（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）火災防護対策設備※5（申請対象外）

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

1 時間

-

-

(DB)
-

専用電源から供給
-

-

-

-

-

-

（電源が必要な具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う）
代替制御棒挿入機能
代替冷却材再循環ポンプ
トリップ機能ほう酸水注入系
高圧代替注水系

SA

交流電源復旧後に使用

SA

交流電源復旧後に使用

DB/SA

交流電源復旧後に使用

SA

原子炉隔離時冷却系

DB(19-1 と同じ)

拡張

高圧炉心注水系DB(19-3 と同じ)

拡張

逃がし安全弁
（19-2 と同じ）
低圧代替注水系

DB/SA
SA

14 条－18

-

○

-

-

○

○

-

-

24

24 時間

時間

以上

-

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）
交流電源復旧後に使用

○

○

○

-

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）
交流電源復旧後に使用

追加要
条文

内容

求事項
の有無

47 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

有

47-2

48-2

48 条

めの設備

48-3
有
48-4
48-5
48-6

49 条

原子炉格納容器内の冷却等のための
設備

49-1
有
49-2
50-1

50 条

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

有

50-2
50-3

51 条

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

有

51-1
52-1

52 条

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設備

有

52-2
52-3

53 条

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

有

電源供給する設備号

48-1

最終ヒートシンクへ熱を輸送するた

特に

番

53-1

機能

重要
※7

残留熱除去系

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

格納容器圧力逃がし装置※3
代替格納容器圧力逃がし装置※3
代替原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系

DB

SA

-

○

○

-

SA

-

-

○

-

SA

-

-

○

-

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

SA

冷却系
残留熱除去系

DB

逃がし装置※3
代替格納容器圧力逃がし装置※3
代替循環冷却系
格納容器下部注水系
格納容器圧力逃がし装置※3
代替格納容器圧力逃がし装置※3
耐圧強化ベント装置※2
原子炉建屋水素濃度

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

交流電源復旧後に使用

DB

交流電源復旧後に使用

SA

交流電源復旧後に使用

DB

交流電源復旧後に使用

拡張
格納容器圧力

区分Ⅱ

交流電源復旧後に使用

拡張
代替格納容器スプレイ

区分Ⅰ

交流電源復旧後に使用

拡張
原子炉補機冷却海水系

AM 用直流
125V 蓄電池

拡張
耐圧強化ベント装置※2

供給可能時間

SA

-

-

○

-

SA

-

-

○

-

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

SA

交流電源復旧後に使用

SA

交流電源復旧後に使用

SA

-

-

○

-

SA

-

-

○

-

SA

-

○

○

-

SA

-

○

-

-

14 条－19

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

追加要
条文

内容

求事項
の有無

53 条

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

有

特に

番

電源供給する設備

号

53-2

54-2
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための
設備

有

54-3
54-5
54-6

55 条
56 条
57 条

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備重大事故等の収束に必要となる水の
供給設備
電源設備

有

-

有

-

有

58-1
58-2

58 条

重要
※7

54-1

54 条

機能

静的触媒式水素再結合器動作監視装置
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（16-1 と同じ）
使用済燃料貯蔵プール水位（SA）
使用済燃料貯蔵プール温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール
放射線モニタ
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ※4（電源が必要な設備が要求されない）（電源が必要な設備が要求されない）

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間
24

24 時間

時間

以上

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

SA

-

○

-

-

DB/SA

-

-

-

○

SA

-

-

-

○

SA

-

-

-

○

SA

-

-

-

○

SA

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

8 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

1 時間

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24
時間

-

12 時間
以上

（電源が必要な具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う）
平均出力領域モニタ※1（23-1 と同じ）
起動領域モニタ※1（23-2 と同じ）

DB/SA

-

○

-

-

DB/SA

-

○

-

-

原子炉水位（SA）

SA

-

○

○

-

58-4

原子炉圧力（SA）

DB/SA

-

○

○

-

58-5

原子炉圧力容器温度

SA

-

○

-

-

58-6

格納容器内圧力（D/W,S/C）

DB/SA

-

○

○

-

SA

-

○

○

-

SA

-

○

○

-

計装設備

58-8

AM 用直流
125V 蓄電池

58-3

58-7

供給可能時間格納容器

ドライウェル

内温度

雰囲気温度
サプレッション・
チェンバ気体温度

14 条－20

1
時間
1
時間

-

24

24 時間

時間

以上

12 時間
以上
-

24

24 時間

12 時間

時間

以上

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

追加要
条文

内容

求事項
の有無

特に

番

電源供給する設備

号

58-10
58-11
58-12

サプレッション・チェ
ンバ・プール水温度

格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W,S/C）（23-12 と同じ）

格納容器

サプレッション・チェ

内水位

ンバ・プール水位

58-13
計装設備

有

58-14
58-15
58-16
58-17
58-18
58-19

59 条

原子炉制御室有-60 条

監視測定設備

有

60-1
61-1

61 条

緊急時対策所

有
61-2
62-1

62 条

通信連絡を行うために必要な設備

重要
※7

58-9

58 条

機能

有
62-2

格納容器下部水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉隔離時冷却系
系統流量

○

-

DB/SA

-

○

○

-

SA

-

○

○

-

SA

-

-

○

-

SA

-

○

○

○

DB/SA

○

○

-

-

残留熱除去系熱交換器

DB

出口温度

拡張

残留熱除去系

DB

系統流量

拡張

無線連絡設備（35-1 と同じ）
衛星電話設備（35-2 と同じ）-供給可能時間AM 用直流
125V 蓄電池-

DB

緊急時対策所電源

時間

-

拡張

3 号炉原子炉建屋内

※10

SA

入口温度

緊急時対策所電源※9-

残留熱除去系熱交換器

免震重要棟内※8○DB

モニタリング・ポスト

要求

-

拡張

可搬型

燃料

-

系統流量

要求されない）格納SA

高圧炉心注水系（電源が必要な設備が

炉心

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間

時間

以上

24

24 時間以上（区分Ⅰ

時間

のみで 12 時間以上）
交流電源復旧後に使用
交流電源復旧後に使用
交流電源復旧後に使用
交流電源復旧後に使用

-

-

-

-

-

-

-

SA

専用電源から供給SA

専用電源から供給SA

専用電源から供給

DB/SA

-

-

-

-

DB/SA

-

-

-

-

14 条－21

12
時間
12
時間

-

12 時間
以上
12 時間
以上

追加要
条文

内容

求事項
の有無

62 条
-

特に

番

電源供給する設備号

通信連絡を行うために必要な設備

有

62-3

-

無

0-1

機能

重要
※7

データ伝送装置

DB/SA（35-3 と同じ）

(常用

タービン制御系

系)

炉心

格納

燃料

要求

※8

※9

※10

時間

-

-

-

-

-

-

-

-

■：区分Ⅰの蓄電池（直流 125V 蓄電池 A）から電源供給■：区分Ⅱの蓄電池（直流 125V 蓄電池 B）から電源供給■：区分Ⅲの蓄電池（直流 125V 蓄電池 C）から電源供給■：区分Ⅳの蓄電池（直流 125V 蓄電池 D）から電源供給■：区分Ⅰの蓄電池（直流 125V 蓄電池 A 及び A-2）から電源供給（全交流動力電源喪失から 12 時間以降は重大事故等対処設備として電源供給）■：交流電源が回復するまでは系統として機能しない設備：建設時，直流電源の供給を必要とした設備

14 条－22

AM 用直流
125V 蓄電池（凡例）■：AM 用直流 125V 蓄電池から電源供給

供給可能時間

12
時間
-

-

区分Ⅰ
12 時間
以上
-

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

-

-

-

1 時間

-

-

（略語）
D/W：ドライウェル
S/P：サプレッション・チェンバ・プール※1：平均出力領域モニタによる原子炉停止確認は全交流動力電源喪失直後に行うので，全交流動力電源喪失後 1 時間以降で負荷切り離しして問題ない。なお，原子炉停止
維持確認として，起動領域モニタ及び制御棒位置は全交流動力電源喪失後 12 時間以上監視可能である。
※2：耐圧強化ベント装置には，耐圧強化ベント系放射線モニタを含む。
※3：格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置には，フィルタ装置水位，フィルタ装置入口圧力，フィルタ装置出口放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度，フィルタ装置金属フィルタ差圧，フィルタ装置スクラバ水 pH を含む。
※4：使用済燃料貯蔵プール監視カメラは貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の防止のための設備であるが，使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プール温度，及び使用済燃料貯蔵プール上部空間線量率にて使用済燃料貯蔵プールの状態を把握できることから，電源供給時間を 12 時間以上としている。
※5：火災防護対策設備で電源が必要な設備は，火災感知設備（火災感知器（アナログ式を含む）及び受信器）及び消火設備（全域ガス消火設備，二酸化炭素消火設備，及び局所ガス消火設備）であるが，全交流動力電源喪失後常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）から給電されるまでの約 70 分
間は専用電源から給電可能な設計とする。
※6：外の状況を監視する設備は，津波監視カメラ，構内監視カメラ，大気圧，気温，高温水（海水温高），湿度，雨量，風向，取水槽水位があるが，全交流動力電源喪失時においては，津波監視カメラにて概ね監視可能であることから交流電源復旧後に使用する。
空間線量率については，専用電源から給電可能な設計としている。
※7：設置許可基準規則第 12 条「安全施設」のうち，「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」に該当する設備※8：重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷防止のために必要な設備※9：重大事故等が発生した場合において，原子炉格納容器の破損防止のために必要な設
備※10：重大事故等が発生した場合において，貯蔵槽内燃料体の著しい損傷防止のために必
要な設備※11：原子炉水位と原子炉圧力の監視は重大事故等対処設備の「原子炉水位（SA）」及び「原子炉圧力（SA）」でも可能であるため，AM 用直流 125V 蓄電池から電源供給することは必須ではない。

14 条－23

第 2.2-2 表 全交流動力電源喪失時に電源供給が必要な計装設備
設置許可基準規則
主要設備
44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

原子炉圧力容器温度

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

原子炉圧力

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

原子炉圧力（ＳＡ）

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

原子炉水位

-

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

原子炉水位(ＳＡ)

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

高圧代替注水系系統流量

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）

-

-

-

○

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

○

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

○

ドライウェル雰囲気温度

-

-

-

-

○

○

○

○

○

-

-

-

-

-

○

サプレッション・チェンバ気体温度

-

-

-

-

○

○

○

-

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

-

-

-

-

○

○

○

-

○

-

-

-

-

-

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

-

-

-

-

○

○

○

-

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

○

-

○

格納容器下部水位

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

○

格納容器内水素濃度

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

起動領域モニタ

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

平均出力領域モニタ

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

○

フィルタ装置水位

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

フィルタ装置入口圧力

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

復水補給水系流量（原子炉格納容器）*格納容器スプレイ
復水補給水系流量（原子炉格納容器）*格納容器下部注水

サプレッション・チェンバ・
プール水温度サプレッション・チェンバ・
プール水位

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

14 条－24

設置許可基準規則
主要設備
44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

フィルタ装置出口放射線モニタ

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

フィルタ装置水素濃度

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

フィルタ装置スクラバ水 pH

-

-

-

-

○

-

○

-

○

-

-

-

-

-

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

-

-

-

-

○

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

○

復水移送ポンプ吐出圧力

-

-

-

○

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

○

原子炉建屋水素濃度

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

○

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

-

-

-

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

高圧炉心注水系系統流量

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

残留熱除去系系統流量

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

残留熱除去系熱交換器入口温度

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

原子炉補機冷却系系統流量

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）（凡例）■：交流電源復旧後に使用する設備

14 条－25

第 2.2-3 表 有効性評価の各シナリオで直流電源から電源供給が必要な設備
有効性評価
主要設備
2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.3.4

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

原子炉隔離時冷却系

-

-

○

-

-

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

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-

-

-

-

高圧代替注水系

-

-

-

○

○

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-

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

逃がし安全弁

-

-

○

○

○

○

○

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-

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-

-

-

-

○

-

-

格納容器圧力逃がし装置

-

-

○

○

○

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-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

代替格納容器圧力逃がし装置

-

-

○

○

○

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-

○

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-

-

-

-

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-

-

-

-

原子炉圧力容器温度

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○

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○

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-

原子炉圧力

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○

○

○

○

○

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○

○

○

○

○

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-

-

-

-

○

○

-

-

原子炉圧力（ＳＡ）

○

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○

○

○

○

○

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○

○

○

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○

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-

-

-

-

○

○

-

-

原子炉水位

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

-

-

○

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-

-

-

-

○

○

○

-

原子炉水位(ＳＡ)

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

-

-

○

-

-

-

-

-

○

○

○

-

高圧代替注水系系統流量

-

-

-

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）

○

-

○

○

○

○

○

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○

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○

○

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-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

【動力電源供給対象】【制御電源供給対象】

復水補給水系流量（原子炉格納容器）*格納容器スプレイ
復水補給水系流量（原子炉格納容器）*格納容器下部注水14 条－26

有効性評価
主要設備
2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.3.4

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

ドライウェル雰囲気温度

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

○

○

○

-

-

-

-

-

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-

-

サプレッション・チェンバ気体温度

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○

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○

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○

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-

-

-

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-

-

-

-

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

-

○

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○

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○

○

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○

○

○

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-

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-

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-

-

-

-

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

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○

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○

○

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○

-

格納容器下部水位

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○

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-

--

-

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-

-

-

格納容器内水素濃度

-

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-

-

-

-

-

-

-

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-

-

-

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

-

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○

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-

起動領域モニタ

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○

平均出力領域モニタ

○

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○

○

○

○

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○

○

○

○

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-

-

-

-

復水補給水系温度（代替循環冷却）

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

フィルタ装置水位

○

-

○

○

○

-

-

○

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○

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-

○

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

フィルタ装置入口圧力

○

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○

○

○

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-

○

-

○

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

サプレッション・チェンバ・
プール水温度サプレッション・チェンバ・
プール水位

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

14 条－27

有効性評価
主要設備
2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.3.4

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

フィルタ装置出口放射線モニタ

○

-

○

○

○

-

-

○

-

○

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

フィルタ装置水素濃度

-

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-

-

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-

-

-

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

-

○

○

○

-

-

○

-

○

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

フィルタ装置スクラバ水 pH

-

-

-

-

-

-

-

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

耐圧強化ベント系放射線モニタ

-

-

-

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-

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

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-

-

-

-

復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

○

-

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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-

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-

○

-

-

復水移送ポンプ吐出圧力

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-

-

原子炉建屋水素濃度

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○

○

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○

○

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○

○

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-

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

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○

○

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-

原子炉隔離時冷却系系統流量

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○

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-

高圧炉心注水系系統流量

○

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○

○

○

○

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

14 条－28

有効性評価
主要設備
2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.3.4

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

残留熱除去系系統流量

-

○

○

○

○

○

○

○

○

-

○

○

○

-

-

-

-

-

-

○

○

○

-

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

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-

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○

○

○

○

○

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-

○

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-

残留熱除去系熱交換器入口温度

-

○

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○

○

○

-

残留熱除去系熱交換器出口温度

-

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-

原子炉補機冷却系系統流量

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-

-

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

-

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-

-

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-

-

-

-

-

-

-

-

-

（凡例）
□：有効性評価のうち全交流動電源喪失を想定しているシナリオ■：交流電源復旧後に使用する設備

14 条－29

（3）全交流動力電源喪失時の電源供給の方法
直流 125V 蓄電池 A，A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池から 24 時間電源供給が必要な直流設備に電源供給を行う場合，各蓄電池の容量を考慮し，下記の通り直流 125V 蓄電池 A から A-2，及び直流 125V 蓄電池 A-2 から AM 用直流 125V 蓄電池にそれぞれ電源切替を行う運用とする。

【全交流動力電源喪失から 8 時間後】
・直流 125V 蓄電池 A の不要な負荷の切り離し
・直流 125V 蓄電池 A→A-2 への負荷切替【全交流動力電源喪失から 19 時間後】
・直流 125V 蓄電池 A-2→AM 用直流 125V 蓄電池への負荷切替

全交流動力電源喪失直後から 24 時間後までの直流電源供給方法と，電源供給が必要な直流設備を第 2.2-1 図に示す。

14 条－30全交流動力電源喪失から1分後
・非常用ディーゼル発電機の起動
・M/C，P/Cの遮断器操作

全交流動力電源喪失から60分後
・直流125V蓄電池B，C，Dの不要な負荷の切り離し

全交流動力電源喪失から70分後
・第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機から電源供給
全交流動力電源喪失から8時間後
・直流125V蓄電池Aの不要な負荷の切り離し
・直流125V蓄電池A→A-2への負荷切替
全交流動力電源喪失から12時間後・電源車から電源供給

全交流動力電源喪失から19時間後
・直流125V蓄電池A-2→AM用直流125V蓄電池への負荷切替

全交流動力電源喪失から24時間後・交流電源の復旧

外部電源喪失全交流動力電源喪失からの時間経過
第 2.2-1 図 全交流動力電源喪失後の各時間において発生する設備操作の時系列

14 条－312.3 電気容量の設定
2.3.1 非常用の常設蓄電池の容量について
2.3.1.1 非常用の常設蓄電池の運用方法について
非常用の常設蓄電池の運用方法は以下の通り。

（区分Ⅰ）
全交流動力電源喪失から 8 時間後に直流 125V 蓄電池 6A の不要な負荷の切り離しと，
原子炉隔離時冷却系を含めた一部の負荷を直流 125V 蓄電池 6A-2 に切替えを行う。その後，直流 125V 蓄電池 6A 及び直流 125V 蓄電池 6A-2 を 4 時間以上使用する。

（区分Ⅱ）
全交流動力電源喪失から 1 時間後に直流 125V 蓄電池 6B の不要な負荷の切り離しを行う。その後，直流 125V 蓄電池 6B を 11 時間以上使用する。

（区分Ⅲ）
全交流動力電源喪失から 1 時間後に直流 125V 蓄電池 6C の不要な負荷の切り離しを行う。その後，直流 125V 蓄電池 6C を 11 時間以上使用する。

（区分Ⅳ）
全交流動力電源喪失から 1 時間後に直流 125V 蓄電池 6D の不要な負荷の切り離しを行う。その後，直流 125V 蓄電池 6D を 11 時間以上使用する。

なお，上記は 6 号炉の例であるが，7 号炉でも同様の運用とする。
（容量計算の詳細については，別添 1，2，3，4 参照）

14 条－32

2.3.1.2 直流 125V 蓄電池 6A の容量（柏崎刈羽 6 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 6A の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 6A は，以下の第 2.3.1-1 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 6A による負荷給電パターンを第 2.3.1-1 図に示す。

第 2.3.1-1 表 直流 125V 蓄電池 6A 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～480 分 480～720 分

RCIC 真空ポンプ

89

44.5

-

RCIC 復水ポンプ

113

56.5

-

220

-

-

(100)

-

-

※1

DG 初期励磁

M/C，P/C 投入及び引外し※1
その他の負荷※2
合計(A)

939

439

154

1,361

540

154

※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計，原子炉隔離時冷却系系統流量計，格納容器
内圧力計，格納容器内雰囲気放射線レベル計，サプレッション・チェンバ・プール
水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500

1200

第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

1361A D/G起動シーケンス完了及び遮断器動作完了及び電動機起動完了による減（自動的な負荷電流の減）

900

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600

540A

300
154A
0
1分

480分

720分

第 2.3.1-1 図 直流 125V 蓄電池 6A 負荷給電パターン

14 条－33t(2) 直流 125V 蓄電池 6A の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(0.69×1361) = 1,174Ah

1
C2 =

C3 =

0.8
1
0.8

{8.69×1361＋8.69×(540－1361)} = 5,866Ah{12.20×1361＋12.20×(540－1361)＋5.20×(154－540)} = 5,726Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 6A の蓄電池容量は 6,000Ah で問題ない。

14 条－34

2.3.1.3 直流 125V 蓄電池 6A-2 の容量（柏崎刈羽 6 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 6A-2 の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 6A-2 は，以下の第 2.3.1-2 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流 125V 蓄電池 6A-2 による負荷給電パターンを第 2.3.1-2 図に示す。

第 2.3.1-2 表 直流 125V 蓄電池 6A-2 負荷一覧表
負荷名称480～481 分 481～720 分

RCIC 真空ポンプ

89

44.5

RCIC 復水ポンプ

113

56.5

※1

624

124

826

225

その他の負荷合計(A)※1：原子炉水位計，原子炉隔離時冷却系系統流量計，格納容器内圧力計，格納容器内
雰囲気放射線レベル計，サプレッション・チェンバ・プール水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

1200
電動機起動完了による減（自動的な負荷電流の減）
900

826A

600

300

225A

0
480分 481分

720分

第 2.3.1-2 図 直流 125V 蓄電池 6A-2 負荷給電パターン

14 条－35t

(2) 直流 125V 蓄電池 6A-2 の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×826) = 1,880Ah

1
C2 =

0.8

{6.20×826＋6.18×(225－826)} = 1,759Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 6A-2 の蓄電池容量は 4,000Ah で問題ない。

14 条－36

2.3.1.4 直流 125V 蓄電池 6B の容量（柏崎刈羽 6 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 6B の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 6B は，以下の第 2.3.1-3 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 6B による負荷給電パターンを第 2.3.1-3 図に示す。

第 2.3.1-3 表 直流 125V 蓄電池 6B 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～60 分 60～720 分

DG 初期励磁※1
M/C，P/C 投入及び引外し※1

220

-

-

(100)

-

-

※2

その他の負荷
合計(A)

809

809

88

1,029

809

88

※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計，格納容器内圧力計，サプレッション・チェ
ンバ・プール水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

D/G起動シーケンス完了
及び遮断器動作完了による減（自動的な負荷電流の減）

1200
1029A
900

809A

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600

300
88A
0
1分

60分

720分

第 2.3.1-3 図 直流 125V 蓄電池 6B 負荷給電パターン

14 条－37t

(2)直流 125V 蓄電池 6B の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×1029) = 2,341Ah

1
C2 =

0.8

{2.80×1029＋2.78×(809－1029)} = 2,837Ah

1
C3 =

0.8

{13.70×1029＋13.70×(809－1029)＋12.70×(88－809)} = 2,409Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 6B の蓄電池容量は 3,000Ah で問題ない。

14 条－38

2.3.1.5 直流 125V 蓄電池 6C の容量（柏崎刈羽 6 号炉）(1)

直流 125V 蓄電池 6C の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 6C は，以下の第 2.3.1-4 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 6C による負荷給電パターンを第 2.3.1-4 図に示す。

第 2.3.1-4 表 直流 125V 蓄電池 6C 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～60 分 60～720 分

DG 初期励磁※1
M/C，P/C 投入及び引外し※1

220

-

-

(100)

-

-

※2

その他の負荷

757

757

32

合計(A)

977

757

32

※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計を含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

D/G起動シーケンス完了
及び遮断器動作完了による減（自動的な負荷電流の減）

1200
977A
900

757A

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600

300

32A

0
1分

60分

720分

第 2.3.1-4 図 直流 125V 蓄電池 6C 負荷給電パターン

14 条－39t(2) 直流 125V 蓄電池 6C の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×977) = 2,223Ah

1
C2 =

0.8

{2.80×977＋2.78×(757－977)} = 2,655Ah

1
C3 =

0.8

{13.70×977＋13.70×(757－977)＋12.70×(32－757)} = 1,455Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 6C の蓄電池容量は 3,000Ah で問題ない。

14 条－40

2.3.1.6 直流 125V 蓄電池 6D の容量（柏崎刈羽 6 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 6D の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 6D は，以下の第 2.3.1-5 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 6D による負荷給電パターンを第 2.3.1-5 図に示す。

第 2.3.1-5 表 直流 125V 蓄電池 6D 負荷一覧表
負荷名称0～60 分 60～720 分

DG 初期励磁
M/C，P/C 投入及び引外し
※1

-

-

-

-

その他の負荷

414

5

合計(A)

414

5

※1：平均出力領域モニタを含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

1200

900

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600
414A
300

5A

0
60分

720分

第 2.3.1-5 図 直流 125V 蓄電池 6D 負荷給電パターン

14 条－41t

(2) 直流 125V 蓄電池 6D の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(2.68×414) = 1,387Ah

1
C2 =

0.8

{13.00×414＋12.00×(5－414) } = 593Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 6D の蓄電池容量は 2,200Ah で問題ない。

14 条－422.3.1.7 直流 125V 蓄電池 7A の容量（柏崎刈羽 7 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 7A の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 7A は，以下の第 2.3.1-6 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 7A による負荷給電パターンを第 2.3.1-6 図に示す。

第 2.3.1-6 表 直流 125V 蓄電池 7A 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～480 分 480～720 分

RCIC 真空ポンプ

130

52

-

RCIC 復水ポンプ

113

45

-

※1

DG 初期励磁

M/C，P/C 投入及び引外し※1

(105)

-

-

185

-

-

その他の負荷※2

1,000

446

160

合計(A)

1,428

543

160

※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計，原子炉隔離時冷却系系統流量計，格納容器
内圧力計，格納容器内雰囲気放射線レベル計，サプレッション・チェンバ・プー
ル水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500

1428A

第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

D/G起動シーケンス完了
及び遮断器動作完了による減（自動的な負荷電流の減）

1200

900

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600

543A

300
160A
0
1分

480分

720分

第 2.3.1-6 図 直流 125V 蓄電池 7A 負荷給電パターン

14 条－43t(2) 直流 125V 蓄電池 7A の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(0.66×1428) = 1,179Ah

1
C2 =

0.8

{8.72×1428＋8.72×(543－1428)} = 5,919Ah

1
C3 =

0.8

{12.32×1428＋12.32×(543－1428)＋5.30×(160－543)} = 5,825Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 7A の蓄電池容量は 6,000Ah で問題ない。

14 条－44

2.3.1.8 直流 125V 蓄電池 7A-2 の容量（柏崎刈羽 7 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 7A-2 の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 7A-2 は，以下の第 2.3.1-7 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流 125V 蓄電池 7A-2 による負荷給電パターンを第 2.3.1-7 図に示す。

第 2.3.1-7 表 直流 125V 蓄電池 7A-2 負荷一覧表
負荷名称480～481 分 481～720 分

RCIC 真空ポンプ

130

52

RCIC 復水ポンプ

113

45

※1

696

142

939

239

その他の負荷合計(A)※1：原子炉水位計，原子炉隔離時冷却系系統流量計，格納容器内圧力計，格納容器内
雰囲気放射線レベル計，サプレッション・チェンバ・プール水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

1200

900

電動機起動完了による減（自動的な負荷電流の減）939A

600

300

239A

0
480分 481分

720分

第 2.3.1-7 図 直流 125V 蓄電池 7A-2 負荷給電パターン

14 条－45t(2) 直流 125V 蓄電池 7A-2 の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×939) = 2,137Ah

1
C2 =

0.8

{6.20×939＋6.18×(239－939)} = 1,870Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 7A-2 の蓄電池容量は 4,000Ah で問題ない。

14 条－46

2.3.1.9 直流 125V 蓄電池 7B の容量（柏崎刈羽 7 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 7B の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 7B は，以下の第 2.3.1-8 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 7B による負荷給電パターンを第 2.3.1-8 図に示す。

第 2.3.1-8 表 直流 125V 蓄電池 7B 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～60 分 60～480 分

DG 初期励磁※1

(105)

-

-

M/C，P/C 投入及び引外し※1

180

-

-

※2

848

848

109

1,028

848

109

その他の負荷合計(A)※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計，格納容器内圧力計，サプレッション・チェ
ンバ・プール水位計，サプレッション・チェンバ・プール水温度計を含む。

I

1500
D/G起動シーケンス完了及び遮断器動作完了による減（自動的な負荷電流の減）

1200
1028A
900

848A

第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600

300
109A
0
1分

60分

720分

第 2.3.1-8 図 直流 125V 蓄電池 7B 負荷給電パターン

14 条－47t

(2) 直流 125V 蓄電池 7B の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×1028) = 2,339Ah

1
C2 =

0.8

{2.80×1028＋2.78×(848－1028)} = 2,973Ah

1
C3 =

0.8

{13.70×1028＋13.70×(848－1028)＋12.70×(109－848)} = 2,791Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 7B の蓄電池容量は 3,000Ah で問題ない。

14 条－48

2.3.1.10 直流 125V 蓄電池 7C の容量（柏崎刈羽 7 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 7C の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 7C は，以下の第 2.3.1-9 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流125V 蓄電池 7C による負荷給電パターンを第 2.3.1-9 図に示す。

第 2.3.1-9 表 直流 125V 蓄電池 7C 負荷一覧表
負荷名称

0～1 分 1～60 分 60～480 分

DG 初期励磁※1

105

-

-

M/C，P/C 投入及び引外し※1

(36)

-

-

※2

その他の負荷

706

706

43

合計(A)

811

706

43

※1：DG 初期励磁と M/C，P/C 投入及び引外しは重なって操作されることがないため，値の大きいほうのみを，蓄電池容量計算上含める。
※2：平均出力領域モニタ，原子炉水位計を含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

D/G起動シーケンス完了
及び遮断器動作完了による減（自動的な負荷電流の減）

1200

900

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

811A
706A
600

300

43A

0
1分

60分

720分

第 2.3.1-9 図 直流 125V 蓄電池 7C 負荷給電パターン

14 条－49t(2) 直流 125V 蓄電池 7C の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(1.82×811) = 1,846Ah

1
C2 =

0.8

{2.80×811＋2.78×(706－811)} = 2,474Ah

1
C3 =

0.8

{13.70×811＋13.70×(706－811)＋12.70×(43－706)} = 1,566Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 7C の蓄電池容量は 3,000Ah で問題ない。

14 条－50

2.3.1.11 直流 125V 蓄電池 7D の容量（柏崎刈羽 7 号炉）(1) 直流 125V 蓄電池 7D の負荷内訳
直流 125V 蓄電池 7D は，以下の第 2.3.1-10 表に示す負荷に電力を供給する。また，直流 125V 蓄電池 7D による負荷給電パターンを第 2.3.1-10 図に示す。

第 2.3.1-10 表 直流 125V 蓄電池 7D 負荷一覧
負荷名称

0～60 分 60～720 分

DG 初期励磁
M/C，P/C 投入及び引外し
※1

-

-

-

-

その他の負荷

436

14

合計(A)

436

14

※1：平均出力領域モニタを含む。

I

1500
第一ガスタービン
発電機
又は第二ガスタービン
発電機給電開始

1200

900

負荷切り離しによる減（手動による負荷電流の減）

600
436A
300

14A

0
60分

720分

第 2.3.1-10 図 直流 125V 蓄電池 7D 負荷給電パターン

14 条－51t

(2)直流 125V 蓄電池 7D の容量計算結果
1
C1 =

0.8

(2.68×436) = 1,461Ah

1
C2 =

0.8

{13.00×436＋12.00×(14－436)} = 755Ah

上記計算より，直流 125V 蓄電池 7D の蓄電池容量は 2,200Ah で問題ない。

14 条－52

2.3.1.12 まとめ
非常用の常設蓄電池の定格容量及び保守率を考慮した必要容量の算出結果を第 2.3.111 表に示す。
本結果より，全交流動力電源喪失に備えて，非常用の常設蓄電池が，原子炉の安全停止，
停止後の冷却及び原子炉格納容器の健全性の確保のために必要とする電気容量を一定時間（12 時間）確保でき，設置許可基準規則第 14 条の要求事項を満足する。

第 2.3.1-11 表 非常用の常設蓄電池の容量判定
定格
容量
直流 125V
蓄電池 6A直流 125V
蓄電池 6A-2
直流 125V
蓄電池 6B
直流 125V
蓄電池 6C直流 125V
蓄電池 6D
直流 125V
蓄電池 7A直流 125V
蓄電池 7A-2
直流 125V
蓄電池 7B
直流 125V
蓄電池 7C直流 125V
蓄電池 7D

各時間までの保守率を判定

保守率を考慮した

考慮した（保守率を考慮した必要容量

必要容量

必要容量

＜定格容量）

5,866Ah○

1,880Ah○

2,837Ah○

2,655Ah○

1,387Ah○

5,919Ah○

2,137Ah○

2,973Ah○

2,474Ah○

1,461Ah○

1 分間→1,174Ah
6,000Ah

8 時間→5,866Ah
12 時間→5,726Ah

4,000Ah

1 分間→1,880Ah
4 時間→1,759Ah
1 分間→2,341Ah

3,000Ah

1 時間→2,837Ah
12 時間→2,409Ah
1 分間→2,223Ah

3,000Ah

1 時間→2,655Ah
12 時間→1,455Ah

2,200Ah

1 時間→1,387Ah
12 時間→ 593Ah
1 分間→1,179Ah

6,000Ah

8 時間→5,919Ah
12 時間→5,825Ah

4,000Ah

1 分間→2,137Ah
4 時間→1,870Ah
1 分間→2,339Ah

3,000Ah

1 時間→2,973Ah
12 時間→2,791Ah
1 分間→1,846Ah

3,000Ah

1 時間→2,474Ah
12 時間→1,566Ah

2,200Ah

1 時間→1,461Ah
12 時間→ 755Ah

14 条－53

2.3.2 非常用の常設蓄電池の配置の基本方針
2.3.2.1 非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性
非常用の常設蓄電池の配置を第 2.3.2-1 図，第 2.3.2-2 図に示す。非常用の常設蓄電池
およびその附属設備は，非常用 4 系統を別の場所に設置しており，共通要因により機能を喪失しないよう多重性及び独立性を確保することとし，第 2.3.2-1 表の通り，地震，津波，内部火災，溢水の観点から，これら共通要因により機能が喪失しないよう頑健性を有していることを確認している。

第 2.3.2-1 表 共通要因に対する頑強性
共通要因

地震

対応（確認）方針

状況

設計基準地震動に対し設計基準地震動に対して，建屋及び非常用の電気て，十分な耐震性を有す設備が機能維持できる設計としている。

る設計とする。
設計基準津波に対して， 施設の設置された敷地において，基準津波による
津波

火災

浸水や波力等により機遡上波を地上部から施設に到達又は流入させない

能喪失しない設計とす設計としている。また，取水路及び放水路等から施る。

設へ流入させない設計としている。

適切な耐火能力を有す

非常用の常設蓄電池およびその附属設備を設置しる耐火壁（障壁）で分離ている蓄電池室，計測制御用電源盤室は，3 時間耐を行うか，適切な遠隔距

火能力を有する耐火壁（障壁）により分離した設計

離で分離した配置設計

とする。

とする。
想定すべき溢水（没水， 内部溢水に対して蓄電池室，計測制御用電源盤室
蒸気及び被水）に対し， の機能を失わないことを内部溢水影響評価で確認
溢水

影響のないことを確認， している。
もしくは溢水影響のな

なお，蓄電池室，計測制御用電源盤室には，溢水源

いよう設備対策を実施

はない。

する。

14 条－54

第 2.3.2-1 図 非常用の常設蓄電池配置図（1）14 条－55

第 2.3.2-2 図 非常用の常設蓄電池配置図（2）14 条－56

3.

別添

別添 1 蓄電池の容量算出方法

1.

計算条件

（1）蓄電池容量算定法は下記規格による。
電池工業会規格「据置蓄電池の容量算出法」（SBA S 0601-2014）（2）蓄電池温度は ＋10℃ とする。
（3）放電終止電圧は下記の通りとする（別添 3）。
直流 125V 蓄電池 6A，7A：1.80V/セル
直流 125V 蓄電池 6A-2，6B，6C，6D，7A-2，7B，7C，7D：1.75V/セル（4）保守率は 0.8 とする。
（5）容量算出の一般式

Cn ＝

1

〔K1I1＋K2(I2-I1)＋K3(I3-I2)＋････････＋Kn(In-In-1)〕

L
ここで，
Ci：＋10℃における定格放電率換算容量(Ah)
L：保守率
Ki：放電時間 Ti，蓄電池の最低温度及び放電終止電圧によって決められる容量換算
時間（時）Ii：放電電流（A）
サフィックス i = 1,2,3･･････,n：放電電流の変化に順に付番
Ci（i = 1,2,3･･････,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

14 条－別添 1－1

2.

計算例（直流 125V 蓄電池 6A）
直流 125V 蓄電池 6A の場合，1 分間（第 1 図参照）
，8 時間（第 2 図参照）
，12 時間（第3 図参照）給電での蓄電池容量の内，最大となる C2 ＝ 5866Ah が保守率を考慮した必要容量となる。

1 分間給電C1

1
0 .69 1361
0 .81174 Ah

8 時間給電C2

1
8 .69 1361
0 .8

8 .69

540

1361

5866 Ah

12 時間給電C3

1
12 .20 1361 12 .20
0 .8

540

1361

5 .20

154

540

5726 Ah

給電開始から 1 分後までの蓄電池容量 C1 = 1174Ah である。
I

1分

L = 0.8
I = 1361

C1
1361A

T = 1

1
KI
L
1
0.69 1361
0.8
1174Ah1分T

第 1 図 給電開始から 1 分後までの負荷曲線

14 条－別添 1－2

K = 0.69

給電開始から 8 時間後までの蓄電池容量 C2 = 5866Ah である。
I

480分

L = 0.8
I1 = 1361

T1 = 480

K1 = 8.69

I2 = 540

T2 = 479

K2 = 8.69

C2
1361A

479分

1
[ K1 I1 K 2 ( I 2 I1 )]L
1[8.69 1361 8.69 (540 1361)]
0.8
5866Ah

540A

T

8時間

第 2 図 給電開始から 8 時間後までの負荷曲線

給電開始から 12 時間後までの蓄電池容量 C3 = 5726Ah である。
I

720分

L = 0.8
I1 = 1361

T1 = 720

K1 = 12.20

I2 = 540

T2 = 719

K2 = 12.20

I3 = 154

T3 = 240

K3 = 5.20

1[ K1 I1 K 2 ( I 2 I1 ) K 3 ( I 3 I 2 )]L
1
[12.20 1361 12.20 (540 1361)
1361A 0.8
5.20 (154 540)]
C3

719分

5726Ah
540A
240分
154A
T

12時間

第 3 図 給電開始から 12 時間後までの負荷曲線

14 条－別添 1－3

別添 2 蓄電池の容量換算時間 K 値一覧

非常用の常設蓄電池の容量換算時間を第 1～6 表に示す。

第 1 表 6 号炉 直流 125V 蓄電池 6A（制御弁式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

1

0.69

240

5.20

479

8.69

480

8.69

719

12.20

720

12.20

第 2 表 6 号炉 直流 125V 蓄電池 6A-2，6B，6C（クラッド式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

1

1.82

59

2.78

60

2.80

239

6.18

240

6.20

660

12.70

719

13.70

720

13.70

第 3 表 6 号炉 直流 125V 蓄電池 6D（クラッド式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

60

2.68

660

12.00

720

13.00

14 条－別添 2－1

第 4 表 7 号炉 直流 125V 蓄電池 7A（制御弁式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

1

0.66

240

5.30

479

8.72

480

8.72

719

12.32

720

12.32

第 5 表 7 号炉 直流 125V 蓄電池 7A-2，7B，7C（クラッド式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

1

1.82

59

2.78

60

2.80

239

6.18

240

6.20

660

12.70

719

13.70

720

13.70

第 6 表 7 号炉 直流 125V 蓄電池 7D（クラッド式）
放電時間 T（分）容量換算時間 K（時）

60

2.68

660

12.00

720

13.00

14 条－別添 2－2

別添 3 蓄電池の放電終止電圧

蓄電池の容量換算時間 K 値は，蓄電池の放電終止電圧に依存する。蓄電池の放電終止電
圧は，蓄電池から電源供給を行う負荷の最低動作電圧に，蓄電池から負荷までの電路での電圧降下を加味して決定される。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉では，放電終止電圧を次の通りとする。
○直流 125V 蓄電池 6A，7A：1.80V/セル○直流 125V 蓄電池 6A-2，6B，6C，6D，7A-2，7B，7C，7D：1.75V/セル
直流 125V 蓄電池 6A，7A で放電終止電圧を高めに設定している理由は，蓄電池移設に伴い蓄電池から充電器盤のケーブルが長くなり，電圧降下が大きくなったため，それを補償する電圧が必要であるためである。
なお，直流 125V 蓄電池 6A-2，7A-2 は建設時の直流 125V 蓄電池 6A，7A とそれぞれ同一の設備であるため，建設時の直流 125V 蓄電池 6A，7A と同じ放電終止電圧を設定する。

【計算例】
移設前の直流 125V 蓄電池 7A～直流 125V 充電器 7A：45m
移設後の直流 125V 蓄電池 7A～直流 125V 充電器 7A：95m
ケーブルサイズ：400mm2→0.0462Ω/km
条数：4 条
最大電流値：1,426A

この時の電圧降下は（0.095[km] - 0.045[km]）×2×0.0462[Ω/km]÷4×1361[A] = 1.57[V]これを蓄電池 1 セルあたりの値に変更すると
1.57[V]÷60[セル] = 0.0262[V/セル]
よって1.75 [V/セル] + 0.0262 [V/セル] ≒ 1.80[V/セル]を選定する。

14 条－別添 3－1

別添 4 蓄電池容量の保守性の考え方
蓄電池の容量は，使用開始から寿命までの間変化し，使用年数を経るに従い容量低下する。蓄電池容量は次の理由から必要容量に対し容量に余裕を持った設計とする。
(1) 当社原子力発電所では電池工業会規格「据置蓄電池の容量算出法」（SBA S 06012014）による保守率 0.8 を採用しており，必要容量に対して余裕を持った定格容量を設定している。
（定格容量＞必要容量／保守率 0.8）
なお，次の理由からも蓄電池容量が必要容量を満足している。
(2) 各負荷の電流値，運転時間は実負荷電流ではなく設計値を用いている。

14 条－別添 4－1

別添 5 所内常設蓄電式直流電源設備

直流 125V 蓄電池 6A，6A-2，7A，7A-2 は，重大事故対処等設備として要求される所内常設蓄電式直流電源設備と兼用しており，設置許可基準規則 57 条電源設備 解釈第 1 項 b)にて以下の規定がある。

所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに 8 時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり，電気の供給を行うことが可能な設計としている。

上記の要求事項を満足するために，代替電源設備を含む交流電源の復旧に時間を要す
る場合は，全交流動力電源喪失発生後 8 時間後以降にコントロール建屋地下 1 階の非常用電気品室の直流分電盤で直流 125V 蓄電池 6A，7A の不要負荷の切り離し，並びに必要負荷の電源供給元を直流 125V 蓄電池 6A，7A から直流 125V 蓄電池 6A-2，7A-2 に切り替
え，さらに全交流動力電源喪失発生後 19 時間後以降に必要負荷の電源供給元を重大事故対処等設備である AM 用直流 125V 蓄電池（6 号炉，7 号炉）に切り替える手順を整備している。
（単線結線図は第 1 図～第 6 図参照，負荷曲線は第 7 図及び第 8 図参照）また所内
常設蓄電式直流電源設備の定格容量及び保守率を考慮した必要容量の算出結果を第 1 表に示す。

14 条－別添 5－1

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（蓄電池）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2（区分Ⅰ）
480V母線

（凡例）

高
圧
代
替
注
水
系

125V DC分電盤

計
装
設
備

非
常
用
照
明

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

蓄電池

区分Ⅰ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を

重大事故等
対処設備

（区分Ⅱ）

直流母線
（分電盤側）

直流母線（MCC側）

）

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

125V DC分電盤
蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

（区分Ⅱ）
480V母線

※区分Ⅰ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故 兼用している設備
対処設備

充
電
器

※

（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

）

電
動
機

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

（

逃
が
し
安
全
弁

遮
断
器
操
作
回
路

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2充電
器

125V DC分電盤

（

逃
が
し
安
全
弁

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

ＭＣＣＢ

125V DC分電盤

）

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

（凡例）

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）
480V母線

充電器

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

AM用MCC※

直流母線（分電盤側）
125V DC分電盤

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A※

直流母線（MCC側）（区分Ⅱ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

※

（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（蓄電池）

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

※

（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（蓄電池）

設計基準事故 兼用している設備
対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を

重大事故等
対処設備

設計基準事故 兼用している設備
対処設備

第 1 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（6 号炉）

第 2 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（6 号炉）

第 3 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）

（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）

（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）

14 条－別添 5－2

MCCB切常設代替直流電源設備
（蓄電池）
（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充電器

常設代替直流電源設備（蓄電池）

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

充
電
器

※

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

充
電
器

充
電
器

計
装
設
備

非
常
用
照
明

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

MCCB切

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

（区分Ⅱ）

自
動
減
圧
機
能
付
き

125V DC分電盤
（凡例）
ＭＣＣＢ

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

自
動
減
圧
機
能
付
き

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

遮
断
器
操
作
回
路

充
電
器

※

）

）

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備
対処設備

充
電
器

（区分Ⅰ）

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅱ）
480V母線

※

）

電
動
機

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

充
電
器

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

ＭＣＣＢ

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

（区分Ⅰ）

125V DC分電盤
（凡例）

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

（

逃
が
し
安
全
弁

遮
断
器
操
作
回
路

（

逃
が
し
安
全
弁

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

）

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤A

直流母線

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）
480V母線

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ※（区分Ⅰ）

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅱ）
480V母線

※

※

直流母線

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

常設代替直流電源設備（蓄電池）

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備
対処設備

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備
対処設備

第 4 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（7 号炉）

第 5 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（7 号炉）

第 6 図 所内蓄電式直流電源設備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）

（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）

（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）

14 条－別添 5－3

蓄電池

MCCB切

経過時間
8時間

負荷名称
0～1分

1361A

遮断器引き外しD/G初期励磁
バイタル交流電源A

直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池
６
Ａ

1～480分

19時間

12時間

480～481分

481～720分

720～1140分

24時間

1140～1141分 1141分～1440分

負荷電流[A]

1400

蓄電池切替（6A→6A-2）

1300・遮断器引き外し完了
・D/G初期励磁完了
・原子炉隔離時冷却系
起動完了

非常用照明
計測制御設備（非常用ガス処理系A，残留熱除去系A）
原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機

1200

・一部不要負荷切り離し
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を6A→6A-2に変更

1100
1000
900
800

原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

700
600

540A

500
400
300
：直流125V蓄電池6Aから電源供給する負荷：直流125V蓄電池6A，直流125V蓄電池6A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

200

154A

100
0
6,000Ah

―

直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池
６
Ａ

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

蓄電池切替（6A→6A-2）

蓄電池切替（6A-2→AM用）

1000
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を6A→6A-2に変更

900

826A

800
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を6A-2→AM用に変更

・原子炉隔離時冷却系
起動完了

700
600
500
400
300

225A

200

：直流125V蓄電池6A，直流125V蓄電池6A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

100
0

２

4,000Ah

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機

Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池

1100

1100

蓄電池切替（6A-2→AM用）

原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

1000
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を6A-2→AM用に変更

格納容器圧力逃がし装置
代替格納容器圧力逃がし装置
高圧代替注水系

861A

900
800
・原子炉隔離時冷却系
起動完了

700
600
500
400

260A
：直流125V蓄電池6A，直流125V蓄電池6A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷：AM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

300
200
100

35A

0
3,000Ah

第 7 図 直流 125V 蓄電池 6A，6A-2，AM 用直流 125V 蓄電池（6 号炉） 負荷曲線

14 条－別添 5－4

経過時間
8時間

負荷名称
0～1分

12時間

480～481分

481～720分

19時間

720～1140分

24時間

1140～1141分 1141分～1440分

1428A

遮断器引き外しD/G初期励磁
バイタル交流電源A

直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池
７
Ａ

1～480分負荷電流[A]

1400

蓄電池切替（7A→7A-2）

1300
1200

非常用照明
計測制御設備（非常用ガス処理系A，残留熱除去系A）
原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機

・遮断器引き外し完了
・D/G初期励磁完了
・原子炉隔離時冷却系
起動完了

原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

543

1100
1000
・一部不要負荷切り離し
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を7A→7A-2に変更

900
800
700
600
500
400
300

：直流125V蓄電池7Aから電源供給する負荷：直流125V蓄電池7A，直流125V蓄電池7A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

200

160A

100
0
6,000Ah

―

直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池
７
Ａ

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

蓄電池切替（7A→7A-2）・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を7A→7A-2に変更

1000
900
800
・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を7A-2→AM用に変更

・原子炉隔離時冷却系
起動完了

700
600
500
400
300

239A

200

：直流125V蓄電池7A，直流125V蓄電池7A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

100
0

２

4,000Ah

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ用電動機

Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
蓄
電
池

1100

蓄電池切替（7A-2→AM用）

939A

1100

蓄電池切替（7A-2→AM用）
973A

原子炉隔離時冷却系復水ポンプ用電動機
原子炉隔離時冷却系電動弁用電動機
計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）

1000
900

・原子炉隔離時冷却系，計測制御設備（原子炉隔離時冷却系，自動減圧系）
を7A-2→AM用に変更

格納容器圧力逃がし装置
代替格納容器圧力逃がし装置
高圧代替注水系

800
700
・原子炉隔離時冷却系
起動完了

600
500
400

273A
：直流125V蓄電池7A，直流125V蓄電池7A-2，
及びAM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷：AM用直流125V蓄電池から電源供給する負荷

300
200
100

34A

0
3,000Ah

第 8 図 直流 125V 蓄電池 7A，7A-2，AM 用直流 125V 蓄電池（7 号炉） 負荷曲線

14 条－別添 5－5

第 1 表 所内常設蓄電式直流電源設備の容量判定
定格
容量
直流 125V
蓄電池 6A直流 125V
蓄電池 6A-2

蓄電池

6,000Ah

蓄電池 7A直流 125V
蓄電池 7A-2

4,000Ah

蓄電池（7 号炉）

保守率を考慮した

考慮した（保守率を考慮した必要容量

必要容量

必要容量

＜定格容量）

5,866Ah○

3,572Ah○

2,786Ah○

5,919Ah○

3,795Ah○

2,886Ah○

8 時間→5,866Ah
1 分間→1,880Ah
11 時間→3,572Ah
19 時間→ 840Ah

3,000Ah

19 時間+1 分間→1,553Ah
24 時間→2,786Ah
1 分間→1,179Ah

6,000Ah

8 時間→5,919Ah
12 時間→5,825Ah

4,000Ah

AM 用
直流 125V

判定

12 時間→5,726Ah（6 号炉）
直流 125V

保守率を

1 分間→1,174Ah

AM 用
直流 125V

各時間までの

1 分間→2,137Ah
11 時間→3,795Ah
19 時間→ 822Ah

3,000Ah

19 時間+1 分間→1,596Ah
24 時間→2,886Ah

14 条－別添 5－6

別添 6 計測制御用電源（区分Ⅰ）
125VDC480VMCC

480VMCC（区分Ⅱ）
480VMCC

125VDC480VMCC

DC-AC

（区分Ⅲ）

480VMCC

120V

120Vバイ タル母線B

隔
離
弁
制
御
系

480VMCC

プ
ロ
セ
ス
計
装

タ

ビ
ン
制
御
系

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

120V

隔
離
弁
制
御
系

（区分Ⅳ）
480VMCC（区分Ⅰ）

125VDC480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅱ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

DC-AC

120Vバイ タル母線C

120V

計測母線B

ー

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

480VMCC

DC-AC

計測母線A

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅰ

125VDC

DC-AC

120Vバイ タル母線A

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

120Vバイ タル母線D

計測母線C

プ
ロ
セ
ス
計
装

起
動
領
域
中
性
子
計
装

（区分Ⅰ）
480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅲ

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

（区分Ⅲ）
480VMCC

120V/240V
計測母線

プ
ロ
セ
ス
計
装

第1図 計測制御用電源単線結線図

14 条－別添 6－1

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅳ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

別添 7

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）
から電源供給を開始する時間

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）からの電源供給開始に要する時間は，「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉「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，詳細を提示している。第一ガスタービン発電機から非常用高圧母線 C 系及び D 系を受電するまでのタイムチャートを第 1 図に，第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線 C 系及び D 系を受電するまでのタイムチャートを第 2 図に示す。
第一ガスタービン発電機から非常用高圧母線 C 系及び D 系を受電するまでは約 45 分で可能である。第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線 C 系及び D 系を受電するまでは約 50 分で可能である。よって常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機）
から電源供給が開始される時間を 70 分とするのは保守的である。

10

手順の項目

20

30

経過時間（分）

40

50

60

70

第一ガスタービ ン 発電機によ るＭ／Ｃ７Ｄ受電 45分

要員（数）

90

80

備考

75分 第一ガスタービ ン 発電機によるＭ／Ｃ７Ｃ受電

通信手段確保，M/C(7C)(7D)受電前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

M/C（7D）受電操作

2

M/C（7C）受電操作

ガスタービン発電機及び電源車によるM/C 7C･7D受電

移動，M/C（7D）受電前準備
M/C（7D）受電確認

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

M/C（7C）受電前準備
M/C（7C）受電確認（第一ガスタービン発電機の使用の場合）
移動

現場運転員Ｅ，Ｆ

ＧＴＧ起動前点検

2

ＧＴＧ起動準備
ＧＴＧ起動，給電

第 1 図 常設代替交流電源設備による M/C7C 及び 7D 受電のタイムチャート（第一ガスタービン発電機の使用の場合）

10

手順の項目

20

30

経過時間（分）4050

第二ガスタービン発電機による Ｍ／Ｃ７Ｄ 受電

要員（数）

60

50分

70

90

80

80 分 第二ガスタービン発電機
によるＭ／Ｃ７Ｃ受電

通信手段確保，M/C（7C）(7D)受電前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

M/C（7D）受電操作

2

M/C（7C）受電操作

移動，M/C（7D）受電前準備

ガスタービン発電機及び電源車によるM/C 7C･7D受電

移動・電路構成
移動

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

M/C（7D）受電確認
M/C（7C）受電前準備（第二ガスタービン発電機（緊急用M/C経由）使用の場合）

M/C（7C）受電確認

移動
ＧＴＧ起動前点検

緊急時対策要員

6

ＧＴＧ起動準備
ＧＴＧ起動
給電

第 2 図 常設代替交流電源設備による M/C7C 及び 7D 受電のタイムチャート（第二ガスタービン発電機（緊急用高圧母線経由）の使用の場合）

14 条－別添 7－1

備考

別添 8

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

運用，手順説明資料
全交流動力電源喪失対策設備

14 条－別添 8－1

第 14 条 全交流動力電源喪失対策設備
設置許可基準規則 第 14 条
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交流動力電
源設備から開始されるまでの間、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蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。

蓄電池

電源供給時間の確保

必要な負荷への電源供給

原子炉停止後，交流電源が回復するまでは，逃がし安全弁と原子炉蒸気で駆動する原子炉隔離時冷却系により，復水貯蔵槽水又はサプレッション・チェンバのプール水を原子炉へ注水し，約12時間程度は原子炉の冷却を確保できる設計とする。

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交流動力電源設備から開始されるまでの約70分間電源供給が可能であること。

工・保蓄電池（非常用）の設置【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）

14 条－別添 8－2【添付六，八への反映事項】:添付六，八に反映:当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

運用，手順に係る対策等（設計基準）
設置許可
基準対象

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

－
－

条文
第 14 条
全交流動力

蓄電池

体制

電源喪失対

（非常用）

保守・点検

策設備

14 条－別添 8－3－

第 16 条：燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設＜目次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 使用済燃料プールへの重量物落下について
2.2 使用済燃料プールを監視する機能の確保について
3. 別添
別添 1 使用済燃料プールへの重量物落下について
別添 2 使用済燃料プール監視設備について別添 3 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
別添 4 使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
設置許可基準規則第 16 条並びに技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47 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。
第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 16 条及び技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第47 条 要求事項

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）
発電用原子炉施設には、次に掲げる

備考（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
第二十六条

通常運転時に使用する燃料 変更なし

ところにより、通常運転時に使用する 体又は使用済燃料（以下この条において「燃燃料体又は使用済燃料（以下この条に 料体等」という。）を取り扱う設備は、次において「燃料体等」という。）の取扱 定めるところにより施設しなければならな施設（安全施設に係るものに限る。） い。
を設けなければならない。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。
二 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
三 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

－

一

燃料体等を取り扱う能力を有するものであること。
二

燃料体等が臨界に達するおそれがな

い構造であること。
三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
四取扱中に燃料体等が破損しないこと。 変更なし

五

燃料体等を封入する容器は、取扱中における衝撃、熱その他の容器に加わる負荷に耐え、かつ、容易に破損しないもの
であること。

四 使用済燃料からの放射線に対し

六前号の容器は、内部に燃料体等を入れ 変更なして適切な遮蔽能力を有するものとた場合に、放射線障害を防止するため、すること。

その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量
率がそれぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし、管理区域内においてのみ使用されるものについては、この限りでない。

16 条－1

五 燃料体等の取扱中における燃料

七

燃料体等の取扱中に燃料体等を取り 変更なし

体等の落下を防止できるものとす扱うための動力源がなくなった場合に、ること。

燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることにより燃料体等の落下を防止できること。

２ 発電用原子炉施設には、次に掲

２燃料体等を貯蔵する設備は、次に定め 変更なし

げるところにより、燃料体等の貯るところにより施設しなければならな

蔵施設（安全施設に属するものにい。

限る。以下この項において同じ。）
を設けなければならない。
一 燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
イ 燃料体等の落下により燃料体等

五燃料体等の落下により燃料体等が破が破損して放射性物質の放出によ損して放射性物質が放出されることにり公衆に放射線障害を及ぼすおそ伴い公衆に放射線障害を及ぼすおそれ

れがある場合において、放射性物がある場合、放射性物質による敷地外へ質の放出による公衆への影響を低の影響を低減するため、燃料貯蔵設備の減するため、燃料貯蔵設備を格納格納施設及び放射性物質の放出を低減するもの及び放射性物質の放出をする発電用原子炉施設を施設すること。

低減するものとすること。
ロ 燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものとすること。
ハ 燃料体等が臨界に達するおそれ三

燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものであること。
一燃料体等が臨界に達するおそれがな

い構造であること。

がないものとすること。
二 使用済燃料の貯蔵施設（使用済四

使用済燃料その他高放射性の燃料体 変更なし

燃料を工場等内に貯蔵する乾式キを貯蔵する水槽（以下「使用済燃料貯蔵ャスク（以下「キャスク」という。）

槽」という。）は、次に定めるところにを除く。）にあっては、前号に掲よること。

げるもののほか、次に掲げるもの
であること。
イ 使用済燃料からの放射線に対し

ロ

使用済燃料その他高放射性の燃料体て適切な遮蔽能力を有するものとの放射線を遮蔽するために必要な量のすること。

水があること。
二

ロ 貯蔵された使用済燃料が崩壊熱

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

により溶融しないものであって、

16 条－2

最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
ハ 使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下この項及イ

放射性物質を含む水があふれ、又は漏れない構造であること。

び次項において同じ。）から放射性物質を含む水があふれ、又は漏れないものであって、使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。
ハ

使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある
場合は、これを防止すること。
ニ 燃料体等の取扱中に想定される

ニ

燃料体等の取扱中に想定される燃料 追加要求事項

燃料体等の落下時及び重量物の落

体等の落下時及び重量物の落下時にお下時においてもその機能が損なわいてもその機能が損なわれないこと。

れないものとすること。
－

七

取扱者以外の者がみだりに立ち入ら 変更なし

ないようにすること。

16 条－3

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 34 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）

備考（計測装置）
発電用原子炉施設には、次に掲げる事項 追加要求事項

３

発電用原子炉施設には、次に掲 を計測する装置を施設しなければならなげるところにより、使用済燃料貯 い。ただし、直接計測することが困難な場合
蔵槽の水位及び水温並びに燃料取 は、当該事項を間接的に測定する装置を施扱場所の放射線量を測定できる設 設することをもって、これに代えることが備を設けなければならない。
一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水

温並びに燃料取扱場所の放射線量

できる。
十四

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位の異常を検知し、それを原子炉制御室に伝え、又は異常が生じた水
位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
二３

第一項第十二号から第十四号までに外部電源が利用できない場合に掲げる事項を計測する装置（第一項第おいても温度、水位その他の発電十二号に掲げる事項を計測する装置に用原子炉施設の状態を示す事項

あっては、燃料取扱設備及び燃料貯蔵（以下「パラメータ」という。）を設備に属するものに限る。）にあって監視することができるものとする

は、外部電源が喪失した場合においてこと。

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。
４

第一項第一号及び第三号から第十五 追加要求事項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。

16 条－4

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 47 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）（再掲）

考（計測装置等）２

発電用原子炉施設には、使用済燃料 追加要求事項

３ 発電用原子炉施設には、次に掲げ

貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用るところにより、使用済燃料貯蔵槽

済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下をの水位及び水温並びに燃料取扱場

確実に検知し、自動的に警報する装置

所の放射線量を測定できる設備をを施設しなければならない。ただし、設けなければならない。

発電用原子炉施設が、使用済燃料貯蔵

一備

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水槽の水温の著しい上昇又は使用済燃

温並びに燃料取扱場所の放射線量

料貯蔵槽の水位の著しい低下に自動の異常を検知し、それを原子炉制御的に対処する機能を有している場合室に伝え、又は異常が生じた水位及は、この限りでない。

び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。

16 条－5

2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 使用済燃料プールへの重量物落下について
使用済燃料プールへの重量物落下した場合においても，使用済燃料プールの機能が損なわれないようにするため，使用済燃料プールへの落下が想定される重量物を抽出し，抽出された重量物が基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
（１）使用済燃料プールへの落下が想定される重量物の抽出
a．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器配置
図，機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備等を類似
機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認している。
b．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
上記（１）で抽出及び項目分類したものについて，項目毎に使用済燃料プー
ルとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討すべき重量物を抽出する。
（２）使用済燃料プールへの落下防止対策
a．耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動Ssに対して耐震評価
により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
b．設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイ
ルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設計とする。
c．運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。

16 条－6

また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機
運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料
プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定にて示す。

2.2 使用済燃料プールを監視する機能の確保について
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を中央制御室において監視し，異常時に警報を発信する設計とする。また，これら計測設備については非常用所内電源から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。

16 条－7

別添１

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
使用済燃料プールへの重量物落下について目次
１．新規制基準の追加要件について
1.1 概 要２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
３．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出3.1 評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方
3.1.1 現場確認による抽出
3.1.2 図面等による抽出
3.1.3 使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
3.2 評価フローⅠの抽出結果
3.2.1 現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等
４．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1 評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の考
え方
4.1.1 設置状況による抽出
4.1.2 落下エネルギーによる抽出
4.1.3 落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出
4.2 評価フローⅡの抽出結果
4.2.1 設置状況による抽出結果
4.2.2 落下エネルギーによる抽出結果
4.2.3 落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果
５．落下防止の対応状況確認
5.1 評価フローⅢ（落下防止とその適切性の確認）の考え方
5.2 評価フローⅢの評価
5.2.1 耐震性確保による落下防止対策
5.2.2 設備構造による落下防止対策
5.2.3 運用による落下防止対策
5.3 評価フローⅢの抽出結果
5.3.1 落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの
６．重量物の評価結果

16 条-別添 1-目次 1

（別紙）１．燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
２．使用済燃料プールと運転床面上設備等との離隔概要について
３．燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について
４．原子炉建屋クレーンのインターロックについて
５．使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて（補足説明資料）
１．７号炉 使用済燃料プール上部ダクトの健全性評価
２．燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
３．原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
４．燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策
５．過去不具合事象に対する対応状況について
６．新燃料の取扱いにおける落下防止対策
７．キャスク取扱い作業時における使用済燃料プールへの影響
８．キャスク吊具によるキャスクの吊り方について
９．６号炉と７号炉における評価内容の差異について

16 条-別添 1-目次 2

１．新規制基準の追加要件について
1.1 概 要平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，下記の規則において重量物の落下時の貯蔵施設の機能に関する規制要件が新たに追加された。
このため使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出するとともに，新規制基準への適合状況について確認した。
なお，当該規制については，使用済燃料の貯蔵施設における機能維持が要件となっているため，柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉使用済燃料プールのライニング健全性維持について評価した。
また，燃料集合体の落下に関する規制要件については変更されていない（安全設計審査指針 指針 49 と同じ）ため，ここでは燃料集合体以外の重量物を対象とし，燃料集合体に関しては参考として確認した。
＜重量物落下に関する規制要件が新たに追加となった規則＞
ａ．実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則
第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） 第２項 第二号 ニ
ｂ.「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」
第二十六条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備） 第２項 第四号 ニ16 条−別添 1−1

２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。
Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器配置図，
機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。
Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出及び項目分類したものについて，項目毎に使用済燃料プー
ルとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討すべき重量物を抽出する。
Ⅲ．落下防止対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況を踏まえて落下防止対策の要否を検討する。

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，対策の有効性を検証するため，使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで対策不要としたものは，落下時影響評価は不要とする。

16 条−別添 1−2

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出検討不要

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき
重量物の抽出検討要

対策不要
Ⅲ．落下防止対策の要否判断

対策要Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が必要なもの

図2.1

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が不要なもの

評価フロー16 条−別添 1−3

３．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロアに設置されている設備等。

図面等※による抽出使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図や設計仕様書の図面等を用いて抽出する。

3.1.2

※

建屋機器配置図
機器設計仕様書（燃料取扱機器，燃料取替機 等）
系統設計仕様書（原子炉建屋クレーン，燃料取扱及びプール一般設備等）（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロアに設置されている設備等。

3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロアの作業において，燃料取替機または原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等。

また，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とする。

16 条−別添 1−4

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により，以下の設備等を抽出した。
抽出した設備等の各項目の詳細については，表 3.1 及び表 3.2 に示す。
【抽出した設備等の項目】
・原子炉建屋・燃料取替機・原子炉建屋クレーン・その他クレーン類
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）・ＲＰＶ（取扱具含む）・内挿物（取扱具含む）
・プール内ラック類
・プールゲート類
・キャスク（取扱具含む）
・電源盤類
・フェンス･ラダー類
・装置類
・作業機材類・計器･カメラ･通信機器類
・試験･検査用機材類
・コンクリートプラグ･ハッチ類
・空調機
・その他

使用済燃料プール周辺の主な作業としては，燃料集合体等の使用済燃料プール
内に保管される内挿物の移送作業がある。この作業で使用する燃料取替機は，原子炉圧力容器と使用済燃料プール内ラック間の燃料集合体，内挿物の移動，キャ
スクへの使用済燃料集合体の移動，原子炉冷却材再循環ポンプ（以下，RIP という）の取扱作業を行う。原子炉建屋クレーンにおいては，キャスクの移動，プラント定検時の運転床面における各機器の配置変更，搬入及び搬出を行う。

16 条−別添 1−5

（１）柏崎刈羽６号炉
柏崎刈羽６号炉の現場状況を以下に示す。

原子炉建屋内オペフロ全体

燃料取替機

使用済燃料プール天井

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋内運転床面概略平面図①使用済燃料プール全体②使用済燃料プール側面③使用済燃料プール側面③使用済燃料プールラック側

図 3.2.1

６号炉 原子炉建屋内運転床面（オペレーティングフロア）概要

16 条−別添 1−6

（２）柏崎刈羽７号炉
柏崎刈羽７号炉の現場状況を以下に示す。

原子炉建屋内オペフロ全体

使用済燃料プール天井

燃料取替機

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋内運転床面概略平面図①使用済燃料プール全体②使用済燃料プール側面

図 3.2.2③使用済燃料プール側面③使用済燃料プールラック側

７号炉 原子炉建屋内運転床面概要

16 条−別添 1−7

燃料取替機本体

内挿物（制御棒）図 3.2.3

燃料集合体

制御棒つかみ具

使用済燃料ラック

原子炉冷却材再循環ポンプ
インペラ・シャフトつかみ具

燃料取替機本体及び取扱い設備等（６号炉）

16 条−別添 1−8

燃料取替機本体

内挿物（制御棒）図 3.2.4

燃料集合体

制御棒つかみ具

使用済燃料ラック

原子炉冷却材再循環ポンプ
インペラ・シャフト

燃料取替機本体及び取扱い設備等（７号炉）

16 条−別添 1−9

原子炉建屋クレ^ン

キャスク吊具図 3.2.5

キャスク(吊具含む)

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取扱い重量物（６号炉）

16 条−別添 1−10

原子炉建屋クレ^ン

キャスク吊具図 3.2.6

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取扱い重量物（７号炉）

16 条−別添 1−11

表 3.1 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）（その１）
番号

抽出項目

1

原子炉建屋

2
3

燃料取替機
原子炉建屋クレーン

4

その他クレーン類

5RCCV（取扱具含む）

6

RPV（取扱具含む）

7

内挿物（取扱具含む）

詳細
屋根トラス、耐震壁等
照明
クレーンランウェイガータ
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
燃料プール用ジブクレーン
燃料コンテナ起立台
新燃料検査台
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊り具
RPV ヘッド(＋スタッドテンショナ(RPV ヘッド自動着脱機))
ＲＰＶヘッド自動着脱機 変圧器盤
RPV オーリング
RPV ヘッド保温材
圧力容器上蓋仮置除染ピット 上蓋支持台
スタッドボルトラック
ボルトスタンド
シュラウドヘッド＋気水分離器
シュラウドヘッドボルト
シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器・気水分離器吊り具
MS ラインプラグ
主蒸気ラインプラグ 操作ユニット
ガイドロッドガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
挿入ガイド用一時保管具
インコア挿入ガイド
サーベランス試験片
上部格子板
操作ポール＋その他プール工具
RIP インペラ・シャフト（保管ラック含む）
RIP インペラ・シャフトつかみ具
RIP 運搬用仮設レール
RIP 仮置台
RIP 検査水槽
RIP 検査水槽用リール
RIP 上部取扱接続ロッド
RIP ディフューザ･ストレッチチューブ（保管ラック含む）
RIP ディフューザ・ストレッチチューブつかみ具
RIP ストレッチチューブネジ部保護具
RIP ディフューザウェアリング
RIP ディフューザウェアリングつかみ具

16 条−別添 1−12

表 3.1 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）（その２）
番
号

抽出項目

7

内挿物（取扱具含む）

8

プール内ラック類

9

プールゲート類

10

キャスク（取扱具含む）

詳細
RIP 取扱具保管棚
RIP モータ用上部プラグ
LPRM 検出器
LPRM／ドライチューブ移送具
LPRM／ドライチューブ取扱具
引抜きＩＨＴ用錘
挿入用ＩＨＴ
LPRM 吊下げハンガ
インコアストロングバック（炉内計装管搬出入装置）
SRNM
中性子源
起動用中性子源ホルダ
燃料集合体
制御棒＋燃料サポート
制御棒・燃料サポート同時つかみ具
制御棒
制御棒つかみ具
燃料チャンネル着脱機
チャンネル
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具チャンネル取扱ブーム
チャンネルボルトレンチ
ブレードガイド（ダブル）ブレードガイド（短尺）
他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）
ブレードガイド貯蔵ラック
チャンネル貯蔵ラック
使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック
使用済 LPRM 保管ラック
制御棒貯蔵ハンガ
D/S プールゲート
燃料プールゲート G1
燃料プールゲート G2
キャスクピットゲート G3
キャスク
キャスク吊り具
転倒防止架台16 条−別添 1−13

表 3.1 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）（その３）
番
号

抽出項目

11

電源盤類

12

フェンス･ラダー類

13

装置類

14

作業機材類

15

計器･カメラ･通信機器類

詳細
照明用トランス
照明用分電盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
燃料プール状態表示盤
作業用電源箱使用済燃料貯蔵プール温度中継端子箱
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱
無線通信設備補助増幅器
RPV ヘッド自動着脱機電源箱
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱
燃料取替機制御室空調機現場盤
RIP 検査水槽用制御盤
インペラ・シャフト検査装置制御盤
手摺り（収納箱含む）
新燃料検査台ピット用ラダー
D/S プール用梯子
原子炉ウェル用梯子
伸縮式電動ハッチ駆動装置
PAR
除染装置（収納コンテナ含む）
真空清掃設備清掃用具格納箱
R/B オペフロハッチカバー 支点用カバー収納箱
水中テレビカメラビデオ装置
水中テレビカメラコントローラ
SFP 操作プラットホーム
横向水中照明具
広域水中照明具
ドロップライトビューイングエイド
水中カメラ
燃料グループ 工具棚
潤滑油保管棚
保管棚（A)
保管棚（B)
保管棚（C)
保管棚（D)
R/B-外気差圧（北側）発信器
エリア放射線モニタ
R/B-外気差圧（西側）発信器
R/A-外気差圧計
SGTS 排気流量発信器
ページング

16 条−別添 1−14

表 3.1 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）（その４）
番
号

抽出項目

15

計器･カメラ･通信機器類

16

試験･検査用機材類

17

コンクリートプラグ･ハッチ
類

詳細
ITV カメラ
IAEA カメラ
燃料取替エリア排気放射線モニタ（安全系）
光ジャンクションボックス ch3
R/B-外気差圧（東側）発信器
使用済燃料貯蔵プール温度計
使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
スタックドレン配管 U シール水位計
R/B-外気差圧（南側）発信器
インペラ・シャフト検査装置
スタッドボルト探傷装置（保管棚含む）
スタッドボルト用試験片
テストウェイト（180KG 用）
テストウェイト（300KG、480KG 用）
原子炉冷却材再循環ポンプホイスト用テストウェイト
機器搬出入口ハッチカバー
新燃料検査台ピットカバー
燃料把握機調整ピットカバー
キャスク洗浄ピットカバー
D/S カナルプラグ A
D/S カナルプラグ B
D/S カナルプラグ C
ウェルシールドプラグ A
ウェルシールドプラグ B
ウェルシールドプラグ C
ウェルシールドプラグ D
ウェルシールドプラグ E
スキマサージタンク用ハッチカバーA
スキマサージタンク用ハッチカバーB
新燃料貯蔵庫ハッチカバーA
新燃料貯蔵庫ハッチカバーB
新燃料貯蔵庫ハッチカバーC
新燃料貯蔵庫ハッチカバーD
新燃料貯蔵庫ハッチカバーE
新燃料貯蔵庫ハッチカバーF
SFP スロットプラグ A
SFP スロットプラグ B
SFP スロットプラグ C
SFP スロットプラグ D
D/S プールカバーA
D/S プールカバーB

16 条−別添 1−15

表 3.1 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）（その５）
番
号

抽出項目

詳細

17

コンクリートプラグ･
ハッチ類

18
19

空調機
その他

D/S プールカバーC
D/S プールカバーD
D/S プールカバーE
燃料取替機制御室空調機
配管
チェッカ―プレート
非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル
ケーブル
放送機材
救命用具
定検資機材

16 条−別添 1−16

表 3.2 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）（その１）
番
号

抽出項目

1

原子炉建屋

2
3

燃料取替機
原子炉建屋クレーン

4

その他クレーン類

5RCCV(取扱具含む）

6

RPV(取扱具含む）

7

内挿物（取扱具含む）

詳細
鉄骨、天井トラス、屋根等
照明
クレーンランウェイガータ
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
新燃料検査台プール用ジブクレーン
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊り具
RPV ヘッド（＋スタッドテンショナ（RPV ヘッド自動着脱機）
RPV ヘッド自動着脱機制御盤
RPV ヘッド保温材
RPV 上蓋除染パン 上蓋支持台
ボルトシャンク部清掃装置
スタッドボルトラック
RPV オーリング
ボルト着脱装置
油圧装置・集塵装置（RPV ヘッド自動着脱装置用）
テンショナー予備品収納箱
ボルトスタンド
シュラウドヘッド＋気水分離器
シュラウドヘッドボルト
シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
D/S スリング
MS ラインプラグ
主蒸気ラインプラグ操作ユニット
ガイドロッド（収納ケース含む）
ガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
インコア挿入ガイド
挿入ガイド一時保管台
上部格子板
操作ポール＋その他プール工具
ミラーアタッチメント
計測器取扱具（ＩＨＴ）
中性子源
起動用中性子源立掛具RIP 検査水槽
RIP 検査水槽用作業架台
RIP 検査水槽用仮設レール
RIP 上部取扱装置保管用移動レール
RIP 上部取扱装置保管用吊り天秤
RIP 取扱装置仮置台

16 条−別添 1−17

表 3.2 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）（その２）
番
号

抽出項目

7

内挿物（取扱具含む）

8

プール内ラック類

9

ゲート類

10

キャスク（取扱具含む）

詳細
インペラ・シャフトクラッド除去治具
RIP 上部共通吊り具（保管箱含む）
RIP 上部取扱接続ロッド
RIP 上部プラグ
RIP ディフューザ・ストレッチチューブつかみ具
RIP ディフューザウェアリングつかみ具
RIP インペラ・シャフト（保管ラック含む）
RIP インペラ・シャフトつかみ具
RIP ディフューザ・ストレッチチューブ（保管ラック含む）
RIP ディフューザウェアリング
燃料集合体
他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）
燃料チャンネル
燃料チャンネル着脱機
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具チャンネル取扱ブーム
チャンネルボルトレンチ
制御棒
制御棒つかみ具CR・FS
CR・FS 同時つかみ具（保管架台含む）
LPRM 検出器
LPRM 吊下げハンガ
SRNM
LPRM 切断機
LPRM ドライチューブ移送具
インコアマニプレーター
ブレードガイド
インコアストロングバック（炉内計装管搬出入装置）
サーベランス試験片RIP 取扱具保管棚
使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラックチャンネル貯蔵ラック
制御棒貯蔵ハンガ
使用済 LPRM 保管ラック
ブレードガイド貯蔵ラック
SFP ゲート（小）SFP ゲート（大）キャスクピットゲート
DSP ゲート
キャスク
キャスク吊り具
転倒防止架台16 条−別添 1−18

表 3.2 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）（その３）
番
号

抽出項目

11

電源盤類

12

フェンス･ラダー類

13

装置類

14

作業機材類

詳細
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
炉内 ISI 装置用制御盤
RIP インペラ・シャフト検査台用操作盤
ジャンクション BOX
R/B 天井クレーンケーブル切替箱
R/B 天井クレーン操作箱
RPV ヘッド自動着脱機トランス盤
照明用トランス
照明用分電盤
作業用電源箱原子炉建屋クレーン点検用照明電源スイッチ箱
原子炉建屋クレーンジョイントボックス
無線通信設備補助増幅器
手摺り（収納箱含む）
DSP 用梯子
原子炉ウェル用梯子
新燃料検査台ピット用ラダー
SFP スロット部ブリッジ
伸縮式電動ハッチ駆動装置
除染装置（収納コンテナ含む）
DSP ゲートエアーパッキン供給装置
PAR
清掃装置
工具収納ラック A
工具収納ラック B
工具収納ラック C
工具箱（１）
工具箱（２）
工具箱（３）
スリング類収納ハンガ
長物類収納ラック A
長物類収納ラック B
ポール類収納ラック
搬入口ハッチカバー部品収納箱
RIP インペラ・シャフト検査台用水中 TV カメラユニット
RIP 取扱装置用水中 TV カメラ操作ラック
清掃油棚
RIP 取扱機器用水中 TV カメラ
型気中投光式照明灯
ビューイングエイド
燃料チャンネル着脱機テレビカメラ
燃料取替監視用テレビ装置 SFP 側テレビカメラ
燃料取替監視用テレビ装置炉心側テレビカメラ

16 条−別添 1−19

表 3.2 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）（その４）
番
号

抽出項目

15

計器･カメラ･通信機器類

16

試験･検査用機材類

17

コンクリートプラグ･ハッチ
類

18

空調機

詳細
IAEA カメラ
ITV カメラ
ARM（エリアモニタ）
プロセスモニタ
ページング
使用済燃料貯蔵プール温度計
使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
フィルタ装置出口配管 U シール水位計
R/B-外気差圧（南側）発信器
R/B-外気差圧（西側）発信器
R/B-外気差圧（東側）発信器
R/B-外気差圧（北側）発信器
SGTS イオンチェンバ検出器
SGTS 排気流量発信器
RIP 検査台
シッパーキャップ（シッピング検査用）
炉内 ISI 装置収納庫
SFP スロットプラグ(A)SFP スロットプラグ(B)SFP スロットプラグ(C)SFP スロットプラグ(D)DS スロットプラグ（A)DS スロットプラグ（B)DS スロットプラグ（C)D/S プールカバー
原子炉ウェルカバー（A)原子炉ウェルカバー（B)原子炉ウェルカバー（C)原子炉ウェルカバー（D)原子炉ウェルカバー（E)大物搬入口ハッチカバー
新燃料貯蔵庫カバー
スキマサージタンク用ハッチカバーA
スキマサージタンク用ハッチカバーB
新燃料検査台ピットカバー
燃料把握機調整ピットカバー
キャスク洗浄ピットカバー
燃料取替機制御室空調機

16 条−別添 1−20

表 3.2 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）（その５）
番
号

19

抽出項目

その他

詳細
配管
チェッカ―プレート
非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル
ケーブル
放送機材
救命用具
定検資機材

16 条−別添 1−21

４．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の考え方

4.1.1

設置状況による抽出使用済燃料プールとの離隔や設置方法等を考慮して，使用済燃料プール内に落下するおそれのあるものを検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出
する。

4.1.2

落下エネルギーによる抽出
4.1.1「設置状況による選定」にて検討要となった重量物について，落下エ
ネルギーを算出し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（約 15.5kJ※）を超える重量物となる設備等を検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。
※燃料集合体の気中落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について（別紙１）参照。

（落下エネルギーの算出方法）
Ｅ＝ｍ×ｇ×ｈ
Ｅ：落下エネルギー[J]ｍ：質量[kg]
ｇ：重力加速度[m/s2]
ｈ：落下高さ[m]
ここで，落下高さは，各設備等の最大吊り上げ高さ（＝フック最高高さ−プール
最深床高さ−吊荷本体高さ）とし，基準面は使用済燃料プール最深床高さとする。
原子炉建屋クレーンレール
原子炉建屋クレーントロリ

吊荷

Ｄ／Ｓプール

原子炉ウェル

使用済燃料貯蔵プール

フック最高高さ
吊荷本体高さ

落下高さ（最大吊り上げ高さ）

基準面（使用済燃料貯蔵プール最深床高さ）

図4.1.1

落下高さ算出概要

4.1.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出4.1.1「設置状況による選定」及び4.1.2「落下エネルギーによる選定」により検討要となるものを，評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断が必要となる重量物として抽出する。
16 条−別添 1−22

4.2 評価フローⅡの抽出結果
4.2.1 設置状況による抽出結果
使用済燃料プールとの離隔は，使用済燃料プールと離隔距離が確保され，且つ，手摺りにより区画された外側に設置されていることとする。
下記項目の設備等は，使用済燃料プールの手摺の外側に設置されており，使用済燃料プールとの離隔が確保されているとともに，設置方法として，転倒防止対策（電源盤類，空調機については床や壁面にボルト等にて固定または固縛）がとられており，仮に地震等により損壊・転倒したとしても使用済燃料プールまでの離隔がとれていることから，落下は防止される（詳細は，使用済燃料プールと運
転床面上設備との離隔概要について（別紙２）参照）。
＜検討不要となる項目※＞（６号炉）
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）
・空調機
（７号炉）
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）
・空調機

・電源盤類

・電源盤類

※各項目の詳細は表 3.1 及び表 3.2 を参照（６号炉の状況）

原子炉建屋運転床上設備

離隔距離の概要（７号炉の状況）

原子炉建屋運転床上設備

離隔距離の概要

16 条−別添 1−23

4.2.2 落下エネルギーによる抽出結果
4.1.1「設置状況による選定」に示す落下エネルギーの算出方法により算出された落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さくなり，検討不要となる＜検討不要の項目※＞（６号炉）
・作業機材類・計器・カメラ・通信機器類（７号炉）
・作業機材類・計器・カメラ・通信機器類※各項目の詳細は表 3.1 及び表 3.2 を参照
上記項目の設備等は，使用中に仮に使用済燃料プールへ落下した場合においても，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さいことから，検討不要とした。

16 条−別添 1−24

4.2.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果
4.2.1「設置状況による選定」及び4.2.2「落下エネルギーによる選定」により検討要となる重量物として抽出した項目を下記に示す。
これらの項目は，落下により使用済燃料プールの機能を損なう恐れがあることから，後段の評価フローⅢで落使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断を実施する。

＜検討要となる項目※＞（６号炉）
・原子炉建屋・原子炉建屋クレーン
・ＲＰＶ（取扱具含む）
・プール内ラック類
・キャスク（取扱具含む）・装置類
・コンクリートプラグ・ハッチ類

・燃料取替機・その他クレーン類
・内挿物（取扱具含む）・プールゲート類
・フェンス・ラダー類
・試験・検査用機材類
・その他

（７号炉）
・原子炉建屋・原子炉建屋クレーン
・ＲＰＶ（取扱具含む）
・プール内ラック類
・キャスク（取扱具含む）・装置類
・コンクリートプラグ・ハッチ類

・燃料取替機・その他クレーン類
・内挿物（取扱具含む）・プールゲート類
・フェンス・ラダー類
・試験・検査用機材類
・その他※各項目の詳細は表3.1及び表3.2を参照

16 条−別添 1−25

５．落下防止対策の要否判断
5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
評価フローⅡで検討要として抽出した重量物について，使用済燃料プールへの落下原因に応じて，落下防止対策を適切に実施する設計とする。
抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理について表5.1に示す。
表5.1

抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理
該当する落下原因（a〜d）及び落下対策（①〜③）ｂ．吊荷取扱装置の ｃ．吊荷取扱装置の誤 ｄ．吊荷取扱設備
故障等操作の待機位置等
②
③
②
③
③
−
−
−
−
−
−
○
−
○
○
.
−
○
−
○
○

原子炉建屋

ａ．地震による設
備等の破損
①
○

燃料取替機

○

原子炉建屋クレーン○

その他クレーン類

○

○

○

○

○

−

RPV（取扱具含む）

−

○

○

○

○

−

内挿物（取扱具含む）

−

○

○

○

○

−

プール内ラック類

○

○

○

○

○

−

プールゲート類

−

○

○

○

○

−

キャスク（取扱具含む）

−

○

○

○

○

○

フェンス･ラダー類

−

○

○

○

○

−

装置類

−

○

○

○

○

−

試験･検査用機材類

−

○

○

○

○

−

コンクリートプラグ･ハッチ類

−

○

○

○

○

−

その他

○

−

−

−

−

−

抽出した設備等※※項目の詳細は表3.1及び表3.2参照
ここで，吊荷取扱設備とは，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンであり，吊荷取扱装置とは，吊荷取扱設備に設けている安全装置等をいう。
上記落下防止対策①〜③については，具体的に以下により確認する。
① 耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動Ssに対して耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
② 設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設計とする。
16 条−別添 1−26

③ 運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，
原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定にて示す。

16 条−別添 1−27

5.2 評価フローⅢの評価
5.2.1 耐震性確保による落下防止対策（１）原子炉建屋及び使用済燃料プール上部にある常設設備（６号炉）
原子炉建屋については，運転床面（T.M.S.L. 31.7ｍ）より上部の鉄筋コンクリート造の壁および鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地震
動 Ss に対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局応力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。なお，屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はな
い。運転床面より上部を構成する壁は鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，
運転床面より下部の耐震壁とあわせて基準地震動 Ss に対して落下しない設計とする。

モデル化範囲６号炉 原子炉建屋屋根トラス詳細評価モデル

概略断面図

図 5.2.1

原子炉建屋屋根評価モデル

16 条−別添 1−28

（７号炉）
原子炉建屋については，運転床面（T.M.S.L. 31.7ｍ）より上部の鉄筋コンクリート造の壁および鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地震
動 Ss に対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局応力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。なお，屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はな
い。運転床面より上部を構成する壁は鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，
運転床面より下部の耐震壁とあわせて基準地震動 Ss に対して落下しない設計とする。
また，７号炉においては使用済燃料プール上部には常設のダクトが設置されており，評価フローⅡの設置状況により必要な離隔がとられていないと判断される使用済燃料プールの手摺の内側エリア直上のダクトを評価対象として，基準地震動 Ss に対し落下しない設計とする（補足説明資料１参照）。
モデル化範囲７号炉 原子炉建屋屋根トラス詳細評価モデル

概略断面図

図 5.2.2

原子炉建屋屋根評価モデル

16 条−別添 1−29

（２）燃料取替機
燃料取替機※は，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びＤ／Ｓピットをまたぐ
レール上を走行する取替機であり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置している。脱線防止装置は，走行レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。
※耐震性評価においては燃料取替機の使用済燃料プール上で取扱う吊荷は，下記のように燃料取替機の吊荷となる全ての項目を包絡する重量とする。
○燃料集合体○ブレードガイド○原子炉冷却材再循環ポンプ
○制御棒
等
（６号炉）
燃料取替機本体及びレールの詳細図面を以下に示す。

図 5.2.3

燃料取替機本体及び走行レール詳細

16 条−別添 1−30

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，燃料取替機対する耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果について
は，工事認計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして燃料取替機の３次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

図 5.2.4

燃料取替機

解析モデル（イメージ）

ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条−別添 1−31

ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行用レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）及びトロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造としている。
これらのトロリ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

両爪タイプ

燃料取替機（トロリ）外観

片爪タイプ

燃料取替機（トロリ）脱線防止ラグ

図 5.2.5 トロリ脱線防止ラグ詳細

16 条−別添 1−32

ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
運転床面上の走行用レールの頭部をブリッジ脱線防止ラグ（両爪タイプ）
つめ部にて両側から抱き込む構造とし，燃料取替機が浮上り，走行レールより脱線しない構造としている。
ブリッジ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

図 5.2.6 ブリッジ脱線防止ラグ詳細
ⅳ．走行レール
走行レールは運転床面に設置され，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

図 5.2.7

走行レール

16 条−別添 1−33

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，
ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，ワイヤロー
プ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震性評価方法を示す。
耐震性評価結果については，工事認計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
燃料取替機本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び RIP ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料２に，主ホイストにおける評価例を示す。

16 条−別添 1−34

（７号炉）
燃料取替機本体及びレールの詳細図面を以下に示す。
（トロリ部）

トロリ

ブリッジ

燃料取替機本体

走行レール上面

図 5.2.8

走行レール断面燃料取替機本体及び走行レール詳細

16 条−別添 1−35

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，燃料取替機に対する耐震性評価方法を示す。耐震評価結果について
は，工事計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして燃料取替機の３次元はりモデルを作成し，スペクトル
モーダル解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

図 5.2.9

燃料取替機

解析モデル（イメージ）

ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，基準地震動Ssに対し使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条−別添 1−36

ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行用レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造とする。
トロリ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止す
る設計とする。

燃料取替機（トロリ）外観

燃料取替機（トロリ）脱線防止ラグ

図 5.2.10 トロリ脱線防止ラグ詳細

16 条−別添 1−37

ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
運転床面上の走行用レールの頭部をブリッジ脱線防止ラグ（両爪タイプ）
つめ部にて両側から抱き込む構造とし，燃料取替機が浮上り，走行レールより脱線しない構造とする。
ブリッジ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

図 5.2.11 ブリッジ脱線防止ラグ詳細
ⅳ．走行レール
走行レールは運転床面に設置され，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

図 5.2.12

走行レール

16 条−別添 1−38

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，
ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，ワイヤロー
プ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
吊荷位置（上限〜下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロープの固有周期帯より，最も大きな震度を床応答スペクトルから算出し，ワイヤ
ロープ，フック及びブレーキに作用する荷重を算出する。当該算出荷重により，各部の強度評価を行う。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，基準地震動Ssの上下方向床
応答スペクトルでの応答震度を用いて，ワイヤロープ長さを考慮し算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び RIP ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料３に，主ホイストにおける評価例を示す。

16 条−別添 1−39

（３）原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーン※は，原子炉建屋内壁に沿って設置された走行レール上を走行＊するクレーンであり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置している。脱線防止装置は，ランウェイガーダ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
原子炉建屋クレーンは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
※耐震性評価においては原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール上で取扱う
吊荷は，下記のように燃料取替機によりつられる項目を包絡する重量とする。
○キャスク○プールゲート○燃料集合体等（６号炉）
原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

図 5.2.13

原子炉建屋クレーン本体

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料
プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することから，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料
プールへの落下を防止する設計とする。耐震評価結果については，工事計画認
可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの３次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

16 条−別添 1−40

図5.2.14

原子炉建屋クレーン

解析モデル（イメージ）

ⅰ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．脱線防止ラグ
脱線防止ラグは，ランウェイガーダ当り面に対し浮上り代を設けた構造とし，原子炉建屋クレーンが浮上り，ランウェイガーダより脱線しない構造とする。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条−別添 1−41

原子炉建屋クレーン外観

図5.2.15

走行脱線防止ラグ

原子炉建屋クレーン本体及び走行脱線防止ラグ

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，横行レールに対し浮上り代を設けた構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造とする。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

原子炉建屋クレーン外観

トロリ本体

図 5.2.16

トロリストッパ

トロリ本体及びトロリストッパ
16 条−別添 1−42

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象
として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び RIP ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料２に，主巻における評価例を示す。

16 条−別添 1−43

（７号炉）
原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

図 5.2.17

原子炉建屋クレーン本体

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料
プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することから，脱線防止
ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，原子炉建屋クレーンに対する耐震評価方法を示す。
耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの３次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

16 条−別添 1−44

図5.2.18

原子炉建屋クレーン

解析モデル（イメージ）

ⅰ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．脱線防止ラグ
脱線防止ラグは，ランウェイガーダ当り面に対し浮上り代を設けた構造とし，原子炉建屋クレーンが浮上り，ランウェイガーダより脱線しない構造としている。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条−別添 1−45

原子炉建屋クレーン外観

原子炉建屋クレーン本体

走行脱線防止ラグ

図5.2.19

原子炉建屋クレーン本体及び走行脱線防止ラグ

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，横行レールに対し浮上り代を設けた構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造としている。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

原子炉建屋クレーン外観

トロリストッパ

トロリ本体

図 5.2.20

トロリ本体及びトロリストッパ

16 条−別添 1−46

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象
として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準
地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
（ａ）評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び RIP ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料２に，主巻における評価例を示す。

16 条−別添 1−47

5.2.2設備構造による落下防止対策（１）燃料取替機
使用済燃料プール上において，燃料取替機で扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。
ａ．駆動電源の喪失対策
燃料取替機は，動力源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
（ａ）動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を図 5.2.20 及び図 5.2.21 に示す。
燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても図 5.2.20 及び図5.2.21 の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

図 5.2.21

直流電磁ブレーキの概要（６号炉）

図 5.2.22

直流電磁ブレーキの概要（７号炉）
16 条−別添 1−48

（ｂ）駆動用空気喪失時のブレーキ機能について
燃料つかみ具機構の概要について図 5.2.23 に示す。
燃料つかみ具機構の駆動用空気喪失時のブレーキ機能を以下に示す。
①燃料つかみ具の操作用圧縮空気が喪失した場合でも，フックがつかみ方向に動作するようバネを内蔵するフェイルセーフ設計とする。
②燃料が吊られている状態では，メカニカルインターロック機構により，燃料集合体は外れない設計とする。
③燃料つかみ具に燃料集合体の荷重があってもフック閉信号が出ていない場
合には，燃料集合体を確実につかんでいないものとして吊り上げができない
ようインターロックを設ける。

図 5.2.23

燃料つかみ具機構概要

16 条−別添 1−49

ｂ．ワイヤロープ２重化対策
ワイヤロープを２重化することで，仮にワイヤロープが１本切れた場合でも，残りのワイヤロープで重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。

図 5.2.24

燃料取替機ワイヤロープ 2 重化構造

16 条−別添 1−50

ｃ．速度制限
燃料取替機は，操作員からの入力指示に従い，計算機システムより駆動制御
装置に運転指令を与え，一連の燃料取替作業，RIP 取扱作業の一部を自動的に行える機能を有しており，この駆動を制御するための駆動制御装置及び駆動制御装置に指令を与える判断装置としての計算機システムにより，速度制限を行い，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。
具体的には，運転員の入力指示に従い，計算機が安全な移送ルート，及び速度パターンを決定し，運転指令信号を出力することで，ブリッジ等を駆動し，速度制限による運転が行われる。
この他，手動による操作も可能であり，本操作時においても運転速度は制限
され，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止する設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示す通りとなる。
表 5.2.1 手動により調整可能な運転速度（６号炉）
単位：m/min
運転モード
速度設定
ブリッジ
トロリ
主ホイスト RIP用ホイスト
高速１
自動
高速２
半自動
低速
手動
微速
※１ 自動／半自動時のみ※２ 補助ホイストについては，ペンダントにより，高速（m/min），低速（
m/min）の選択が可能。但し，高速選択時においても起動時の３秒は衝撃緩和のため低速となる。
表 5.2.2 手動により調整可能な運転速度（７号炉）
単位：m/min
運転モード
速度設定
ブリッジ
トロリ
主ホイスト RIP用ホイスト
３ノッチ
手動
１ノッチ
低速
自動・半自動−※１ 補助ホイストについては，ペンダントにより，高速（ m/min），低速（
m/min）の選択が可能。

ｄ．過巻防止主ホイスト，補助ホイスト及びRIP用ホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けており，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。

16 条−別添 1−51

（２）原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール上において，原子炉建屋クレーンで扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。
ａ．駆動電源の喪失対策
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
（ａ）動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を図 5.2.25 及び図 5.2.26 に示す。
燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても図 5.2.25 及び図
5.2.26 の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

図 5.2.25

直流電磁ブレーキ構造の概要（６号炉）

図 5.2.26

直流電磁ブレーキ構造の概要（７号炉）
16 条−別添 1−52

ｂ．ワイヤロープ２重化対策及びフックの外れ止め金具
ワイヤロープを２重化することで，仮にワイヤロープが１本切れた場合でも，残りのワイヤロープで重量物が落下せず，安全に保持できる構造とする。
また，フックには，外れ止め金具を装備し，フックとワイヤロープが外れて重量物が落下しない設計とする。

二重ドラム方式の巻上げ機

主巻フック構造

図 5.2.27

ワイヤロープ２重化構造及び主巻フック構造（６号炉）

二重ドラム方式の巻上げ機

主巻フック構造

図 5.2.28

ワイヤロープ２重化構造及び主巻フック構造（７号炉）
16 条−別添 1−53

ｃ．速度制限６号炉における原子炉建屋クレーンは，運転室からの操作と無線操作による運転が可能であり，運転室で操作する場合は，ステップレスな速度制御運転が可能であり，無線操作による運転では，高速，中速，低速の３段階速度で運転が可能な設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示す通りとなる。

運転操作

表 5.2.3 運転速度（６号炉）
運転室操作
ステップレス
１速
１速

単位：m/min
無線操作
２速

３速

主巻上
補巻上
横 行
走 行
補助ホイス
ト巻上
補助ホイス
ト横行
注記）① （ ）内数値は，無負荷時最高速度② 補助ホイストは運転室操作及び無線操作において，１速での運転が可能。
７号炉における原子炉建屋クレーンは，運転室からの操作とクレーンから懸垂された押ボタンスイッチによるペンダント操作が可能であり，運転室で操作する場合は，低速−高速の切替運転が可能であり，ペンダント操作による運転
では，可変抵抗器により 10 段階速度で運転が可能な設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示す通りとなる。

運転操作

表 5.2.4 運転速度（７号炉）
単位：m/min
運転室操作
ペンダント操作高速
低速
速度／可変抵抗器目盛

主巻上
補巻上
横 行
走 行
補助ホイス
ト巻上
補助ホイス
ト横行
運転操作，無線操作における各設備操作の運転速度制限により，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。

16 条−別添 1−54

ｄ．過巻防止
主巻上，補巻上，補助ホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けることにより，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
リミットスイッチは，図5.2.30及び図5.2.32に示す，リミットレバーをクレーンフックが機械的に押し上げることでリミットスイッチを動作させる機構とする。

図 5.2.29

過巻防止用リミットスイッチ（主巻，補巻上装置）（６号炉）
図 5.2.30

図 5.2.31

過巻防止用リミットスイッチ（主巻，補巻上装置）（７号炉）

図 5.2.32

16 条−別添 1−55

過巻防止用リミットスイッチ（補助ホイスト巻上装置）（６号炉）

過巻防止用リミットスイッチ（補助ホイスト巻上装置）（７号炉）

5.2.3運用による落下防止対策（１）法令点検等による落下防止措置
クレーン等安全規則には，点検の実施や玉掛け作業は有資格者が実施することなどが規定されている。原子炉建屋クレーンによる燃料集合体や内挿物の移送作業においても，この規定に基づく作業前点検等を行い，クレーンや玉掛用具の故
障や不具合によって取扱工具などが使用済燃料プールに落下することは防止す
る設計とする。
また，燃料取替機においても，作業前点検等を実施することにより，原子炉建屋クレーン同様，取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
クレーン等安全規則（抜粋）（定期自主検査）第三十四条 事業者は，クレーンを設置した後，一年以内ごとに一回，定期に，当該クレーンについて自主検査を行なわなければならない。ただし，一年をこえる期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する際に，自主検査を行なわなければならない。
３
事業者は，前二項の自主検査においては，荷重試験を行わなければならない。ただし，次の各号のいずれかに該当するクレーンについては，この限りでない。
一
当該自主検査を行う日前二月以内に第四十条第一項の規定に基づく荷重試験を行ったクレーン又は当該自主検査を行う日後二月以内にクレーン検査証の有効期間が満了するクレーン
二発電所，変電所等の場所で荷重試験を行うことが著しく困難なところに設置されており，かつ，所轄労働基準監督署長が荷重試験の必要がないと認めたクレーン
４
前項の荷重試験は，クレーンに定格荷重に相当する荷重の荷をつって，つり上げ，走行，旋回，トロリの横行等の作動を定格速度により行なうものとする。
第三十五条
事業者は，クレーンについて，一月以内ごとに一回，定期に，次の事項について自主検査を行なわなければならない。ただし，一月をこえる期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
一巻過防止装置その他の安全装置，過負荷警報装置その他の警報装置，ブレーキ及びクラツチの異常の有無
二ワイヤロープ及びつりチェーンの損傷の有無
三
フック，グラブバケット等のつり具の損傷の有無
四配線，集電装置，配電盤，開閉器及びコントローラーの異常の有無
五ケーブルクレーンにあっては，メインロープ，レールロープ及びガイロープを緊結している部分の異常の有無並びにウインチの据付けの状態
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する際に，同項各号に掲げる事項について自主検査を行なわなければならない。
（作業開始前の点検）第三十六条 事業者は，クレーンを用いて作業を行うときは，その日の作業を開始する前に，次の事項について点検を行なわなければならない。
一
巻過防止装置，ブレーキ，クラツチ及びコントローラーの機能
二ランウェイの上及びトロリが横行するレールの状態
三ワイヤロープが通っている箇所の状態

16 条−別添 1−56

（作業開始前の点検）
第二百二十条事業者は、クレーン、移動式クレーン又はデリツクの玉掛用具であるワイヤロープ、つりチエーン、繊維ロープ、繊維ベルト又はフツク、シヤツクル、リング等の金具（以下この条において「ワイヤロープ等」という。）を用いて玉掛けの作業を行な
うときは、その日の作業を開始する前に当該ワイヤロープ等の異常の有無について点検を行なわなければならない。
２
事業者は、前項の点検を行なつた場合において、異常を認めたときは、直ちに補修しなければならない。
（就業制限）
第二百二十一条 事業者は，令第二十条第十六号に掲げる業務※（制限荷重が一トン以上の揚貨装置の玉掛けの業務を除く。）については，次の各号のいずれかに該当する者でなければ，当該業務に就かせてはならない。
一
玉掛け技能講習を修了した者
二
職業能力開発促進法 （昭和四十四年法律第六十四号。以下「能開法」という。）第二十七条第一項 の準則訓練である普通職業訓練のうち，職業能力開発促進法施行規則（昭和四十四年労働省令第二十四号。以下「能開法規則」という。）別表第四の訓練科の欄に掲げる玉掛け科の訓練（通信の方法によって行うものを除く。）を修了した者
三その他厚生労働大臣が定める者※令第二十条第十六号に掲げる業務とは，つり上げ荷重が一トン以上のクレーンの玉掛けの業務が含まれる。

（２）吊荷取扱設備の待機場所等による落下防止措置
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上への待機配置を行わないこととし，使用済燃料プール上に落下することを防止する設計とする。
また，原子炉建屋クレーンを使用した吊荷作業時においては，可動範囲をイ
ンターロックにより制限することで，吊荷等が使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
別紙３に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける待機場所等について，
別紙４に原子炉建屋クレーンのインターロックについて示す。
（３）異物混入防止対策による落下防止措置
使用済燃料プールは，異物混入防止エリアを設置することで，異物混入による使用済燃料プールの損傷を未然に防止することとしている。管理項目として，作業員による当該エリアでの物品の持込み，持出しについては専任監視員による確認等を行い，不要物品等の持込みを制限することで，落下防止対策が図る設計とする。
また，当該エリアの出入口は，原則１箇所とし，管理レベルの向上を図る設計とする。
別紙５に，使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアの概要を示す。

16 条−別添 1−57

5.3 評価フローⅢの抽出結果
5.3.1 落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの
評価フローⅡで検討要となった重量物について，5.2.1「耐震評価による落下防止対策」，5.2.2「設備構造による落下防止対策」，及び 5.2.3「運用による落下防止対策」を実施することで，使用済燃料プールへの落下時影響評価は不要とする。
なお，5.2.1「耐震評価による落下防止対策」において，７号炉の使用済燃料プール上部には，「その他」項目のダクト（原子炉建屋空調系（常用））が設置されていることから，当該ダクトについては，「耐震評価」により当該ダク
トに対する基準地震動 Ss を用いた耐震評価を実施するとともに，「落下時影響
評価」により仮に当該ダクトが落下した場合における使用済燃料プールライニ
ングの健全性への影響についての評価し，基準地震動 Ss に対して使用済燃料
プールへの落下を防止する設計であることを確認した。

16 条−別添 1−58

６．重量物の評価結果（１）評価結果
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価結果について，６号炉を図 7.1 に，７号炉の整理表を図 7.2 に示す。
（抽出した機器の重量物は，系
統設計仕様書，機器設計仕様書，外形図，構造図及び製造図を参照した。）（２）まとめ
今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件への適合状況を確認するため，「２．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出」に基づき，落下時影響評価が必要な重量物を抽出した。
評価フローⅠ及び評価フローⅡにおいて，使用済燃料プールへの落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがある重量物として，原子炉建屋，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び吊荷等の設備を抽出した。
評価フローⅢにおいて，設備構造上の落下防止措置の確認及び運用状況の確認を実施し，落下防止対策が適切に実施されていることを確認した。また，耐震評
価による確認として，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な強度を有する設計とする。
７号炉の使用済燃料プール上部の常用空調系のダクトについては，耐震評価及び落下時影響評価を実施し，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な強度を有する設計であることを確認した。

以上のことから，今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件について，適合性を示すことが可能である。

今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取扱う設備等については，本評価フローの考え方に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

16 条−別添 1−59

表 7.1

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表（６号炉）

評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価②

評価①
番号抽出した設備等

配置

重量

高さ

1

原子炉建屋

×

特定不可 〜約50m

2

燃料取替機

×

約47000kg

3

原子炉建屋クレーン

×

約320t

落下
ｴﾈﾙｷﾞｰ

選定
結果

−

×

約12m

約6MJ

×

約20m

約63MJ

×

ａ．地震による設備等の破損

対策①
○
耐震評価
○
耐震評価
○
耐震評価

4

その他クレーン類

×

約1100kg

約17m

約184kJ

×

○
耐震評価

5

RCCV（取扱具含む）

○

−

−

−

○

−

6

RPV（取扱具含む）×

約2920kg

約20m

約573kJ×−7

内挿物（取扱具含む）

×約2150kg

約5m

約106kJ×−8

プール内ラック類

×約700kg

約4m

約28kJ

×

○
耐震評価

9

プールゲート類

×約5600kg

約13m

約714kJ×−10

キャスク（取扱具含む）

×約119000kg 約15m

約18MJ

×

−

11

電源盤類

○

−

○

−

−

−

12

フェンス･ラダー類

×約200kg

約13m

約26kJ

×

−

13

装置類

×

約2200kg

約19m

約410kJ

×

−

14
15

作業機材類
計器･カメラ･通信機器類

×
×

約30kg
約110kg

約20m
約4m

約6kJ
約12kJ

○
○

−
−

16

試験･検査用機材類

×約1500kg

約12m

約177kJ×−

17

コンクリートプラグ･ハッチ類

×約10000kg

約19m

約1864kJ

×

−

18

空調機

○

−

−

−

○

ｂ．吊荷取扱装置の故障等
対策②
対策③
−
−
−
○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構
−

−
○
点検
○
点検
○
点検
−
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
−
○
点検
○
点検
−
−
○
点検
○
点検

評価フローⅢ
評価③
ｃ．吊荷取扱装置の誤操作
対策②
対策③
−
−
−
○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−

評価フローⅣｄ．吊荷取扱設備の待機位置等
対策③

選定※
結果

落下時の※
影響評価

〇

不要

〇

不要

〇

不要

−

−

○
有資格者作業○
有資格者作業○
使用済燃料貯蔵プール外待機○
使用済燃料貯蔵プール外待機○有資格者作業

−

〇

不要

−

−

−

不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業○
可動範囲制限

〇

不要

−

−

−

不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業

−

〇

不要

−
−

−
−

−
−

不要
不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業

−

〇

不要

−
−
−
−
−
○
19
その他
×
約150kg
約12m
約18kJ
×
−
−
−
−
−
〇
耐震評価
【凡例の説明】○：次ステップの評価は不要 ×：次ステップの評価が必要 −：対象外または評価不要【評価フローⅡによる評価基準】 ・評価① ：設置状況等により，使用済燃料貯蔵プールへの落下が想定されない設備等は「○」，落下が想定される設備等は「×」・評価② ：模擬燃料集合体の落下エネルギー＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以上の場合は「×」、未満の場合は「○」・選定結果：評価①もしくは②が「○」であれば選定結果を「○」，落下時影響評価は「不要」。選定結果が「×」の場合，評価フローⅢによる評価を実施。
【評価フローⅢによる評価基準】 ・評価③ ：a.b.c.d.の落下原因に対して適切な落下防止措置が確認された場合は「○」，それ以外は「×」・選定結果：a.b.c.d.の項目すべてが「○」であれば評価フローⅢの選定結果を「○」，落下時の影響評価は「不要」。a.b.c.d.の項目に一つでも「×」があれば選定結果を「×」，落下時の影響評価を「必要」。
※耐震評価による確認をもって，選定結果を「〇」とし，落下時の影響評価を「不要」とする。

16 条−別添 1−60

不要
不要

表 7.2

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表（７号炉）

評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価②

評価①
番号抽出した設備等

配置

重量

高さ

1

原子炉建屋

×

特定不可 〜約50m

2

燃料取替機

×

約49000kg

3

原子炉建屋クレーン

×

約270t

落下
ｴﾈﾙｷﾞｰ

選定
結果

−

×

約12m

約6MJ

×

約20m

約53MJ

×

ａ．地震による設備等の破損

対策①
○
耐震評価
○
耐震評価
○
耐震評価

4

その他クレーン類

×

約1100kg

約17m

約184kJ

×

○
耐震評価

5

RCCV（取扱具含む）

○

−

−

−

○

−

6

RPV（取扱具含む）

×約3700kg

約17m

約617kJ×−7

内挿物（取扱具含む）

×

約870kg

約12m

約103kJ

×

○
耐震評価

8

プール内ラック類

×約1080kg

約5m

約53kJ

×

○
耐震評価

9

プールゲート類

×約2300kg

約13m

約294kJ×−10

キャスク（取扱具含む）

×約119000kg 約16m

約19MJ

×

−

11

電源盤類

○

−

○

−

−

−

12

フェンス･ラダー類

×約230kg

約20m

約46kJ

×

−

13

装置類

×

約2200kg

約18m

約389kJ

×

−

14
15

作業機材類
計器･カメラ･通信機器類

××＜100kg
約180kg

約12m
約5m

約12kJ
約9kJ

○
○

−
−

16

試験･検査用機材類

×約3300kg

約19m

約615kJ×−

17

コンクリートプラグ･ハッチ類

×約1000kg

約19m

約1864kJ

×

−

18

空調機

○

−

−

−

○

ｂ．吊荷取扱装置の故障等
対策②
対策③
−
−
−
○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構−−○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構
−

−
○
点検
○
点検
○
点検
−
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
−
○
点検
○
点検
−
−
○
点検
○
点検

評価フローⅢ
評価③
ｃ．吊荷取扱装置の誤操作
対策②
対策③
−
−
−
○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−−○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め−

評価フローⅣｄ．吊荷取扱設備の待機位置等
対策③

選定※
結果

落下時の※
影響評価

〇

不要

〇

不要

〇

不要

−

−

○
有資格者作業○
有資格者作業○
使用済燃料貯蔵プール外待機○
使用済燃料貯蔵プール外待機○有資格者作業

−

〇

不要

−

−

−

不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業○
可動範囲制限

〇

不要

−

−

−

不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業

−

〇

不要

−
−

−
−

−
−

不要
不要

○
有資格者作業−〇不要○
有資格者作業

−

〇

不要

−
−
−
−
−
不要
×
19
その他
×
約270kg
約24m
約64kJ
×
−
−
−
−
−
〇
不要
耐震評価
【凡例の説明】○：次ステップの評価は不要 ×：次ステップの評価が必要 −：対象外または評価不要【評価フローⅡによる評価基準】 ・評価① ：設置状況等により，使用済燃料貯蔵プールへの落下が想定されない設備等は「○」，落下が想定される設備等は「×」・評価② ：模擬燃料集合体の落下エネルギー＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以上の場合は「×」、未満の場合は「○」・選定結果：評価①もしくは②が「○」であれば選定結果を「○」，落下時影響評価は「不要」とする。選定結果が「×」の場合は評価フローⅢによる評価を実施する。
【評価フローⅢによる評価基準】 ・評価③ ：a.b.c.d.の落下原因に対して適切な落下防止措置が確認された場合は「○」，それ以外は「×」・選定結果：a.b.c.d.の項目すべてが「○」であれば評価フローⅢの選定結果を「○」，落下時の影響評価は「不要」。a.b.c.d.の項目に一つでも「×」があれば選定結果を「×」，落下時の影響評価を「必要」。
※耐震評価による確認をもって，選定結果を「〇」とし，落下時の影響評価を「不要」とする。

16 条−別添 1−61

別紙１

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。
指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
(４) 貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。
使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた気中落
下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，ライニングが健全性を確保することを確認している※１。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値3.85mmに対して0.7mmであった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。
※１ 「沸騰水型原子力発電所について」（HLR-050）

燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性

16 条−別添 1−62

図１は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。
また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

図１

模擬燃料集合体落下試験方法

図1に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボックスを含めた状態で310kgと保守的※２であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1mと安全側である。
※２

柏崎刈羽６号及び７号炉にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネル
ボックス含む）は，310kg未満である。

16 条−別添 1−63

別紙２

使用済燃料プールと運転床面上設備等との離隔概要について
評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて「検討不要」とした各項目の設備等については，使用済燃料プール手摺り外側にて設置，保管及び取扱う設備等であり，使用済燃料プールと離隔距離を確保し，使用済燃料プールへ落下す
るおそれはない。
また，分電盤，制御盤等については，離隔距離を確保し配置されていることに加え，床や壁面にボルト等にて固定または固縛されている設備等であることから，使用済燃料プールへ落下することはない。
表１に，評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設
備等の落下防止分類を示し，図１にこれら設備等と使用済燃料プールとの配置関係を示す。

表１．評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類（６号炉の例）
抽出項目
RCCV（取扱具含む）

電源盤類

空調機

No.

詳細

落下防止
分類

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17

RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊り具
照明用トランス
照明用分電盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
燃料プール状態表示盤
作業用電源箱使用済燃料貯蔵プール温度中継端子箱
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱
無線通信設備補助増幅器
RPV ヘッド自動着脱機電源箱
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱
燃料取替機制御室空調機現場盤
RIP 検査水槽用制御盤
インペラ・シャフト検査装置制御盤
燃料取替機制御室空調機

①
①
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②

【落下防止分類】① 使用済燃料プールから離隔距離を確保した手摺り外側に設置，保管及び扱い② 床または壁面への固定

16 条−別添 1−64

図１

使用済燃料プールと周辺設備の配置図（６号炉の例）

ロープによる固縛

ボルトによる壁面固定

16 条−別添 1−65

別紙３

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上へ待機配置しない運用とすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。
以下に，柏崎刈羽６号及び７号炉における燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの通常時待機範囲を示す。

図１

燃料取替機

待機範囲（６号炉）

16 条−別添 1−66

図２

燃料取替機

待機範囲（７号炉）

16 条−別添 1−67

図３

原子炉建屋クレーン待機範囲（６号炉）

16 条−別添 1−68

図４

原子炉建屋クレーン待機範囲（７号炉）

16 条−別添 1−69

別紙４

原子炉建屋クレーンのインターロックについて
原子炉建屋クレーンは，使用済燃料プール上を重量物及びキャスクが走行及び横行
できないように可動範囲を制限するインターロックを設る。
原子炉建屋クレーン走行レール及び横行レールは原子炉建屋運転床面全域を走行及び横行できるよう敷設し，重量物及びキャスクの移送を行う際には，重量物及びキャスクが使用済燃料プール上を通過しないよう，レールに沿って設置されたリミット
スイッチ，及び，インターロックによる移送範囲の制限により，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止する設計とする。
原子炉建屋クレーンの走行，横行用リミットスイッチの構造図を図１及び図２に示す。また，原子炉建屋クレーンの重量物移送及びキャスク移送のインターロックによる移送範囲とリミットスイッチ展開図の関係を図３〜６に示す。リミットスイッチは，
原子炉建屋クレーンがレバーを機械的に動作させることで，インターロックが動作す
る設計とする。

図１

原子炉建屋クレーンの走行，横行用リミットスイッチの構造図（６号炉）

図２

原子炉建屋クレーンの走行，横行用リミットスイッチの構造図（７号炉）

16 条−別添 1−70

図３

原子炉建屋クレーンのインターロックによる重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図（６号炉）
16 条−別添 1−71

図４

原子炉建屋クレーンのインターロックによるキャスク移送範囲とリミットスイッチ展開図（６号炉）
16 条−別添 1−72

図５

原子炉建屋クレーンのインターロックによる重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図（７号炉）
16 条−別添 1−73

図６

原子炉建屋クレーンのインターロックによるキャスク移送範囲とリミットスイッチ展開図（７号炉）
16 条−別添 1−74

別紙５

使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて
柏崎刈羽６号及び７号炉における使用済燃料プール周りは，図 1 に示す通り，定検中及び運転中において，使用済燃料プールと離隔距離を確保した手摺り（フェンス）により異物混入防止エリアを設定し，異物等の持ち込みを制限することで，使用済燃料プールへの異物混入による損傷を未然に防止している。

図１

原子炉建屋運転床面

異物混入防止エリア設置概要（定検中・運転中）

16 条−別添 1−75

補足説明資料１７号炉 使用済燃料プール上部ダクトの健全性評価
１．概要
７号炉の使用済燃料プール上部には，「その他」項目のダクト（原子炉建屋空調
系（常用））が設置されている。
当該ダクトについては，「耐震評価」により当該ダクトに対する基準地震動 Ssを用いた耐震評価を実施するとともに，「落下時影響評価」により仮に当該ダクトが落下した場合における使用済燃料プールライニングの健全性への影響についての評価を実施する。
図１に上記ダクトの使用済燃料プール上部への設置状況を示す。

図１

原子炉建屋運転床上のダクト

16 条−別添 1−76

設置状況（７号炉）

２．耐震評価
本評価の対象範囲は，下図に示す通り，使用済燃料プールから離隔距離を確保
した手摺りの内側の，使用済燃料プール直上のダクト，及びこのダクトを支持するダクトサポートとし，当該機器に対して基準地震動 Ss を用いた下記の耐震評価を実施する。

図1

７号炉原子炉建屋４階

ダクト配置図（１）評価条件①荷重条件
評価に用いる地震動は，原子炉建屋のフロアレベルの最高レベルとなる
T.M.S.L.49700（当該ダクト設置レベルは T.M.S.L.49100）とし，本地震動の水平方向と鉛直方向の発生荷重（モーメント及び反力）の組合せとして下記の動的及び静的解析のいずれか大きくなる結果を採用する。
評価対象
動的解析
静的解析
※1
※2
ダクト
SRSS
1.2ZPA 解析による絶対値和※1
ダクトサポート
SRSS
1.2ZPA※2 解析による絶対値和※１：SRSS＝√｛(水平震度)2＋(鉛直震度＋1.0)2｝※２：1.2ZPa＝Sa 波の 1.2 倍

16 条−別添 1−77

②ダクト評価
ダクトは，図１に示す範囲について多質点連続梁モデルにモデル化し，解析により曲げモーメントを求め，許容座屈曲げモーメントに対する評価を実施した。
ダクト及びダクトサポート解析モデル図を図２に示す。

図２

ダクト及びダクトサポート解析モデル図

評価においては，ダクトが基準地震動 Ss に対して機能維持できること（換
気機能及び支持機能を維持すること）を評価した。
なお，許容座屈曲げモーメントは下記の算出式を用い，評価結果は(裕度)＝(許容座屈曲げモーメント)／(ダクトに発生するモーメント（解析結果）)で表す。安全係数は設計裕度として S＝を用いた。

Ｍ ：許容座屈曲げモーメントＳ ：座屈曲げモーメントの安全係数
γ ：座屈限界曲げモーメントの安全係数
ＭＴ ：座屈限界曲げモーメント
λ ：座屈限界曲げモーメントの補正係数
π ：円周率Ｉ ：断面二次モーメントν ：ポアソン比ｂ ：ダクト幅Ｅ ：縦弾性係数
σｙ ：降伏応力
16 条−別添 1−78

③サポート評価
サポートの評価においても，限界評価として供用状態を Ds（F 値＝min(1.2Sy,0.7Su)※）とし，ダクト解析による支持点反力にて解析評価を実施した。評価結果は(裕度)＝(許容応力 F 値)／(ダクトサポートに発生する応力（解析結果）)で表す。
※JEAC4601-2008 原子力発電所耐震設計技術規定における，その他支持構造物に対する許容応力算出の際の F 値の規定

（２）評価結果
本ダクト及びダクトサポートの耐震評価の結果，ダクト及びダクトサポートに発生する最大のモーメント及び応力は最大でも下記の表１の基準地震動に対して裕度を確保しており落下することはないと判断する。
図３に，ダクト及びダクトサポートに発生する最大モーメント及び最大応力発
生箇所について示す。
表１

ダクト及びダクトサポートに発生する最大のモーメント及び応力の裕度
対象設備
裕度
判定基準
ダクト
ダクトサポート

図３

ダクト及びダクトサポートの最大モーメント及び最大応力発生箇所

16 条−別添 1−79

３．落下時影響評価
ダクトは中空の形状であり，表面積が広いため，水中では水の抵抗を受け易い。そのため，空調ダクトが使用済燃料プールに落下した場合，水中での浮力及び水の抵抗により落下エネルギーは消費され，使用済燃料プールライニングへの影響は軽微なものになると考えられる。
本評価では，最大支持間隔のダクトが自由落下した場合における，落下時影
響評価を実施する。
ダクト落下時影響評価のイメージを図４に，ダクト落下速度の時間変化のグラフを図５（垂直落下），図６（水平落下）に示す。
ダクトが落下した場合のプールライニングに到達時のダクトの速度エネルギ
ーは，水の浮力と抵抗のみを考慮すると，①鉛直落下した場合，②水平落下した場合のどちらの条件においても，気中落下試験時の燃料集合体の「落下エネルギー（約 15.5kJ）」未満となることから，空調ダクトが落下した場合においても使用済燃料プールライニングの健全性は確保されると判断する。

図４

ダクトの使用済燃料プールへの落下評価（イメージ）

16 条−別添 1−80

図５

図６

鉛直落下した場合のダクト落下速度の時間変化

水平落下した場合のダクト落下速度の時間変化

16 条−別添 1−81

４．まとめ
７号炉の使用済燃料プール上部ダクトに対して，耐震評価及び落下時影響評価を実施し，当該ダクトは基準地震動 Ss に対して落下しないことを確認するとともに，
仮に落下した場合においても，使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることを確認した。

16 条−別添 1−82

補足説明資料２

燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
１．評価方法吊荷位置（上限〜下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロー
プの固有周期帯より，最も大きな震度を床応答スペクトルから算出し，各部に作用する荷重を算出する。当該算出荷重により，各部の強度評価を行う。
２．評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上下方向床応答スペクトルとワイヤロープの固有周期を考慮した位置
３．評価結果燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価結果の裕度整理表について表１，２に示す。
表１
設備

燃料取替機

表２

取替機 主ホイスト各部
部位

裕度整理表（６号炉）
裕度

判定基準値

ワイヤロープ※1
フック※1
グラップル
ヘッド
シャフト※1
ブレーキ※1
取替機 主ホイスト各部

裕度整理表（７号炉）

設備

部位

燃料取替機

ワイヤロープ※1
フック※1
グラップル
ヘッド
シャフト※1
ブレーキ※1

裕度

判定基準値※1 燃料取替機のワイヤロープ，フック，シャフトの構造については図 5.2.23
参照，ブレーキの構造については図 5.2.21 及び図 5.2.22 参照。
※2 本評価結果は，静的荷重によるものであり，地震動による吊荷の衝撃荷重等は考慮していない。

16 条−別添 1−83

補足説明資料３

原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
１．評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
２．評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：水平、鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上端
トロリ位置：ブリッジ中央
３．評価結果
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価結果の裕度整理表について表１，２に示す。
表１

原子炉建屋クレーン 主巻各部

設備

部位

原子炉建屋クレーン

ワイヤロープ※1
フック※1
ブレーキ※1

表２

原子炉建屋クレーン 主巻各部

設備

部位

原子炉建屋クレーン

ワイヤロープ※1
フック※1
ブレーキ※1

裕度整理表（６号炉）
裕度

判定基準値

裕度整理表（７号炉）
裕度

判定基準値

※1 原子炉建屋クレーンのワイヤロープ，フック，シャフトの構造については図5.2.28 及び図 5.2.29 参照，ブレーキの構造については図 5.2.26 及び図 5.2.27
参照。
※2 ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生し，スリップすることが考えられるが，地震による加速度は交番加速度であり，スリップは一時的なものと考えられ，大きく落下することはない。なお，基準地震動 Ss 時における定格荷重での滑り量としては，約cm 程度であることを確認している。

16 条−別添 1−84

補足説明資料４

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策○燃料取替機
燃料取替機は，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置しており，脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を燃料取替機，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについてはトロリの幅より建屋壁面との離隔距離の幅の方が短いことから，燃料取替機がレールから脱線するおそれは無く，横行レールについては，ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリア外）へ脱線することから，使用済燃料プールに落下することはない。

図１

燃料取替機走行レールと壁面距離（６号炉）

図２

燃料取替機走行レールと壁面距離（７号炉）
16 条−別添 1−85

○原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置しており，脱線防止装置は，ランウェイガーダ当り面，横行レー
ルに対し，浮上り代を設けた構造とし，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向への脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を原子炉建屋クレーン，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，各レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン，トロリがレールから脱線するおそれは無く，使用済燃料プールに落下す
ることはない。

図３

原子炉建屋クレーン走行，横行レールと壁面距離（６号炉）

図４

原子炉建屋クレーン走行，横行レールと壁面距離（７号炉）
16 条−別添 1−86

補足説明資料５

過去不具合事象に対する対応状況について
１．女川原子力発電所１号炉及び福島第二原子力発電所３号炉 原子炉建屋天井クレーン走行部損傷事象について
１．１ 事象概要
女川原子力発電所１号炉の原子炉建屋天井クレーンについて，平成 23 年 9 月 12 日に東北地方太平洋沖地震後の走行確認を実施していたところ，異音が確認された。その後の詳細点検において，走行部内部の軸受が損傷していることが確認された（図１参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・東北地方太平洋沖地震に伴う軸方向の地震荷重により軸受つば部が損傷した。
・損傷したつば部の破片が，軸受コロに挟まれ，その後の当該クレーンの異音調査のための走行に伴い，軸受の損傷が拡大した。
また，本事象の再発防止対策として女川原子力発電所１号炉では，当該走行部を含む全ての走行部について，軸方向の荷重影響を受けにくい軸受を採用した新品の走行部に交換している（図２参照）。
なお，東北地方太平洋沖地震に伴う類似の事象は福島第二原子力発電所３号炉においても確認されている（図３参照）。
１．２ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉への水平展開の必要性について
以下の観点から，本事象の柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉への水平展開は不要と判断している。
・本事象は，原子炉建屋天井クレーン走行部の軸受の一部が損傷していたものであるが，仮に全ての走行部軸受が機能喪失したとしても，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋クレーンは脱線防止ラグがあることから，ランウェイ
上から落下することはない。
・柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋クレーン走行部の軸受については，月次点検や年次点検時に行う走行確認で異常を検知することが可能であり，異常が検知された場合に当該部を交換することで復旧可能である。

16 条−別添 1−87

図１

女川原子力発電所１号炉 原子炉建屋天井クレーン走行部等構造図（平成 25 年 11 月 21 日 東北電力プレス資料より抜粋）

図２ 女川原子力発電所１号炉 従来軸受と取替軸受の比較（平成 25 年 11 月 21 日 東北電力プレス資料より抜粋）

16 条−別添 1−88

図３

福島第二原子力発電所３号炉 原子炉建屋クレーンの損傷状況について（平成 25 年 12 月 25 日 東京電力プレス資料より抜粋）

16 条−別添 1−89

２．柏崎刈羽原子力発電所６号炉 原子炉建屋クレーン走行伝動用継手部の破損事象
について
２．１ 事象概要
柏崎刈羽原子力発電所６号炉の原子炉建屋クレーンについて，平成 19 年 7 月 24 日に新潟県中越沖地震後の設備点検を実施していたところ，走行伝動用継手（以下、ユニバーサルジョイントという。）が南側走行装置と北側走行装置の両側で破損していることを確認した（図４参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・地震発生時、原子炉建屋クレーンは停止している状態であり，走行車輪はブレー
キ（電動機側に設置されている）が掛かっている状態であった。
・地震動により強制的にクレーン走行方向の力が発生し，走行車輪に回転しようとする力が作用したが，電動機側の回転を阻止する力（ブレーキ）の相反する作用により，走行車輪と電動機をつなぐユニバーサルジョイントに過大なトルクが発生し，破損に至った※。
※６号炉の原子炉建屋クレーンは摺動痕よりブレーキが効かない状態で，約 30cm程度移動したものと推定される。
２．２ 柏崎刈羽原子力発電所６号炉の再発防止対策及び７号炉への水平展開の必要性について
本事象の再発防止対策については，以下の観点から不要と考えられるものの，クレーンの早期復旧を目的に，現在ではユニバーサルジョイント一式の予備品を保有しておくこととしている。
・ユニバーサルジョイントはクレーンの走行機能を担うものであり，当該部品が破損しても，本部品は車輪への回転エネルギーを伝える機能であり，本部品が機能喪失した場合においても，脱線防止ラグが設置されていることから，原子炉建屋
クレーンはランウェイ上から落下することはない。
・当該部が損傷することで，発生応力が緩和され減速機や電動機等の重要部品の損傷が回避された側面がある。
なお，設備構造上の違いから７号炉の原子炉建屋クレーンはユニバーサルジョイン
トを使用していないため，上記観点も考慮し，水平展開は不要と判断している。

16 条−別添 1−90

図４

柏崎刈羽原子力発電所６号炉

原子炉建屋クレーンの損傷状況について

16 条−別添 1−91（平成 20 年 9 月 25 日 東京電力プレス資料より抜粋）
３．その他不具合事象に対する対応状況について
原子炉建屋クレーンに限らず，社外で発生した不具合事象については，海外情報を含め，WANO，原子力安全推進協会，BWR 事業者協会等を通じて情報を収集している。
入手した情報については，社内要領に従い，社内検討会にてスクリーニングを行い，対応が必要と判断された案件については，当社における現状調査や予防処置の検討を実施することとしている。不具合情報の処理フローについて図５に示す。
処理方法の詳細については以下の通り。（下記番号とフロー図内の番号が対応）① 原子力安全・統括部は入手した海外情報について、データベースに登録する。
② 原子力安全・統括部は本社主管部並びに各発電所と共に登録された情報についてスクリーニングを実施する。
③ 原子力安全・統括部はスクリーニング結果についてデータベースに登録し、原
子力安全・統括部長の承認を得る。
④ 原子力安全・統括部は検討要と判断された情報について、本社不適合管理委員
会に諮り、その後の対応方針について協議する。
⑤ 本社主管部は予防処置を検討の上、影響評価書を作成し、不適合管理委員会の確認を得る。
⑥ 予防処置実施箇所は予防処置を実施し完了したものについて不適合報告書を作成し、不適合管理委員会に報告する。
⑦ 原子力安全・統括部は予防処置が完了したことを確認しデータベースに完了登録する。

16 条−別添 1−92

不具合情報受付登録①【原子力安全・統括部】

社内検討会(スクリーニングの実施)②【原子力安全・統括部他】

スクリーニング結果の承認③【原子力安全・統括部】

不適合管理委員会（方針の決定）④【原子力安全・統括部】

影響評価書の作成（予防処置の検討）【主管箇所】⑤
不適合管理委員会（予防処置内容の確認）【原子力安全・統括部】

予防処置の計画の立案
予防処置の実施【主管箇所】⑥
不適合管理委員会（予防処置の完了確認）【主管箇所および
原子力安全・統括部】

完了登録⑦【原子力安全・統括部】

図５

不具合情報の処理フロー

16 条−別添 1−93

補足説明資料６

新燃料の取扱いにおける落下防止対策
新燃料は，原子炉建屋クレーン及び燃料取替機にて取り扱い，原子炉建屋内に搬入
後，検査を行い，所定の場所（新燃料貯蔵庫，又は使用済燃料プール）へ保管され，燃料装荷の際に炉心へと移送する。
新燃料の取扱いに係る移送フロー及び経路（例）を図１に示す。
＜新燃料移送フロー＞①原子炉建屋運転床面への搬入②新燃料検査台への移送（バイパスすることもある）③新燃料貯蔵庫へ移送・保管④燃料チャンネル着脱機への移送⑤使用済燃料プールへの移送⑥炉心への移送図１

新燃料の取扱いに係る経路（例）図１に示す通り，新燃料の取扱いに係る移送時においては，可能な限り使用済燃料
プール上を移送しない運用にて新燃料の使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。なお，燃料チャンネル着脱機※に装荷する際には使用済燃料プール上を移送することとなる。
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具を装備し，新燃料の落下を防止する構造としており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチにより，誤操作等による新燃料の落下を防止する設計とする。
炉心への燃料装荷の際には，燃料取替機による新燃料移送作業を行うこととなるが，燃料取替機についても，駆動源喪失時等における種々のインターロックが設けられており，新燃料落下を防止する設計とする。
※燃料チャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋クレーンから燃料取替機へ受け渡す
中継作業時に使用。
16 条−別添 1−94

補足説明資料７

キャスク取扱い作業時における使用済燃料プールへの影響
キャスクの取扱い作業は，原子炉建屋クレーンを使用し行われ，作業概要について
図１に示す。
キャスクの取扱い作業は，図１に示す通り機器搬出入口ハッチより運転床面へキャスクの移送を行い，除染ピット及びキャスクピットにて燃料の装荷作業が行われる。
本作業時における原子炉建屋クレーンの運転は，キャスクが使用済燃料プール上を通過することが無いよう，インターロック（キャスク移送モード）運転を行うことで，使用済燃料プールへのキャスクの落下を防止する設計とする。
また，原子炉建屋クレーンはインターロックによる運転の他，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有し，フックには外れ止め金具を装備し，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチも設けることにより，キャスクの落下を防止する設計とする。
なお，キャスクピットでのキャスク取扱い時に，仮に地震等にて原子炉建屋クレーンの各ブレーキ（横行，走行，巻上下）の機能が喪失した場合，キャスクは横行，走行方向及び鉛直方向に滑る恐れがあるが，図１に示す通り，キャスクをキャスクピッ
トにて取り扱う際には，キャスクピットを使用済燃料プールと隔離して，キャスクピット単独で水抜き等を実施するためのキャスクピットゲートが設置され，キャスクが横行，走行方向に滑り※１，鉛直方向に滑った※２としてもキャスクは NWL 以下に落下することはないことから，使用済燃料プール水位維持のためのライニング健全性は維
持される。
※１

過去事例にて，中越沖地震時，6 号炉の原子炉建屋クレーンは摺動痕よりブレーキが効かない状態で，約 30cm 移動したものと推定され，インターロッ
ク（キャスク移送モード）運転による可動範囲から，キャスク取扱い時にキ
ャスクがキャスクピットエリア外の使用済燃料プール内に落下することはなかった。
※２ 鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生した場合の滑り量は，基準地震動 Ss 時の評価結果において，約cm であることを確認している。

16 条−別添 1−95

図１

キャスク取扱い作業フロー
16 条−別添 1−96

図２

キャスクとキャスクピットゲートの距離関係

16 条−別添 1−97

補足説明資料８

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について
キャスクは，原子炉建屋クレーンにキャスク吊具を取付けて移送する。現場での使用状況を図１に示す。
キャスクを移送する場合，キャスクとキャスク吊具は４か所のキャスクトラニオ
ンをキャスク吊具で支持されている。また，キャスク吊具と原子炉建屋クレーンは
キャスク吊具の支持ピンとクレーンフックで支持されているのに加えて，キャスク
吊具の安全板とクレーンにおいても補助的に支持されており二重化されている。

図１ キャスク吊具の現場での使用状況（７号炉の原子炉建屋クレーンを使用する場合）

図２

キャスク吊具の構造図（６号炉の原子炉建屋クレーンを使用する場合）
16 条−別添 1−98

補足説明資料９６号炉と７号炉における評価内容の差異について
差異の内容
６号炉
７号炉
―
―

Ⅲ.落下防止の対応状況の確認

Ⅱ.使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出Ⅰ.使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

評価項目
現場確認による抽出

備考―

機器配置等による抽出

―

―

―

使用済燃料プール周辺作業
実績からの抽出―――

設置状況による選定―――

落下エネルギーによる選定

―

―

―

使用済燃料プールの機能を損なう恐れのある重量物として選定した設備等（「検討要」の項目）―――

耐震評価による落下防止対策（原子炉建屋）

燃料プール上部にダクトなし燃料プール上部にダクトが設置

耐震評価による落下防止対策（燃料取替機）

評価方法：
時刻歴解析

評価方法：
スペクトルモーダル解析

耐震評価による落下防止対策（原子炉建屋クレーン）
設備構造による落下防止対策運用による落下防止対策――

7 号炉の燃料プール上部ダクトに対して，落下評価及び基準地震動 Ss を用いた耐震評価により，使用済燃料プー
ルライニングの健全性が確保されることを確認
レールと本体の取合い構造が下記の通り相違がある
６号炉：レールに期待せず，レールとは別に設置したガイドプレートにより落下を防止する構造のため，浮上りを考慮した時刻歴解析を実施
７号炉：従来通り，レールと脱線防止ラグにより落下を防止する構造のため，浮上りを考慮しない静的荷重を考慮したスペクトルモーダル解析を実
施
―

―

―

―

―

―

―

凡例）「−」は差異なしを示す。

16 条−別添 1−99

別添 2

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
使用済燃料プール監視設備について

目
1.

次

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1 概要1.2 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について
1.3 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について
1.4 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
1.5 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（別紙 1）各計測装置の記録及び保存について（別紙 2）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）について（別紙 3）警報設定値について

1.1

概要
平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，「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）」
第十六条第３項（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）において，『使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備』の設置が要求されている。
このため，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，設計基準対象施設である使用済燃料プール監視設備について，以下のとおり基準適合性を確認した。

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について設置許可基準規則第十六条第３項にて要求されている『使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備』については，使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出，燃料プール冷却浄化
系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタを設置している。また使用済燃料プー
ルの水位低下，上昇及び温度上昇並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，中央制御室に警報を発信する機能を有している。（表 1.2.1 及び表 1.2.2 参照）
さらに，外部電源が利用できない場合においても，『発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下，「パラメータ」という。）』として，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プ
ールエリア放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ，燃料取替エリ
ア排気放射線モニタについて，非常用所内電源からの電源供給により監視可能であるとともに，測定結果については，表示し，記録し，これを保存することとしている。

16 条－別添 2－1

表 1.2.1
名称

使用済燃料貯蔵
プール水位

検出器種類

フロート式

16 条－別添 2－2

使用済燃料貯蔵プールライナ漏
えい検出

フロート式

燃料プール冷却浄化系ポンプ
入口温度

熱電対式

使用済燃料貯蔵
プール温度

熱電対式

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

熱電対式

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象設備）の一覧

測定範囲の考え方

水位が通常水位(6 号炉：T.M.S.L.
31395mm，7 号炉：T.M.S.L.31390mm)
近傍であること。

使用済燃料プールライナ部からの漏えいを検知できること。

燃料プール冷却浄化系の系統より
プール温度は 52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度としている。

使用済燃料プール上端近傍からプール下端まで計測できる。

測定範囲

警報設定値

設置場所

個数

耐震重要
度分類

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 1 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 2 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C（Ss）※

6 号炉
水位低
通常水位-162mm(T.M.S.L.31233mm)
水位高
通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)
―
7 号炉
水位低
通常水位-250mm(T.M.S.L.31140mm)
水位高
通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)
6 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)+523mm(T.M.S.L.13219mm)―
7 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)+650mm(T.M.S.L.13307mm)
6 号炉 温度高

57℃

0～100℃
7 号炉 温度高

55℃

6 号炉 温度高

57℃

0～100℃
7 号炉 温度高水位：
6 号炉
T.M.S.L.20180 ～
31170mm
7 号炉
T.M.S.L.20180 ～
31123mm
温度：0～150℃※基準地震動 Ss による地震力に対して，機能を維持する設計とする。

55℃

6 号炉
水位低 通常水位-225mm(T.M.S.L.31170mm)
温度高 57℃
7 号炉
水位低 通常水位-267mm(T.M.S.L.31123mm）
温度高 55℃表 1.2.2
名称
燃料貯蔵プール
エリア放射線モ
ニタ

燃料取替エリア
排気放射線モニタ

原子炉区域換気
空調系排気放射線モニタ

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象設備）の一覧

検出器種類

測定範囲の考え方

測定範囲

半導体式

使用済燃料プールの遮蔽設計区分はＦとなり（遮蔽設計区分 Ｆ≧
1mSv/h）1mSv/h 以上が計測できる設定とする。

1～104mSv/h

半導体式

燃料取扱場所の放射能レベルを連続的に監視し，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバックグラ
ウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。

10-3～10mSv/h

半導体式

原子炉区域から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，非常用
ガス処理系を起動する設定値であるバックグラウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。

-4

10 ～1mSv/h

設置場所

個数

耐震重要
度分類

5.0×100mSv/h

原子炉建屋 4 階

6 号炉：27 号炉：2

C

高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍

原子炉建屋 4 階

6 号炉：47 号炉：4S

高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍

6 号炉：
原子炉建屋中 4 階
7 号炉：
原子炉建屋 3 階

6 号炉：47 号炉：4

S

警報設定値

16 条－別添 2－3

（1） 使用済燃料貯蔵プール水位○計測目的：使用済燃料プールの通常補給レベルの監視及び基準水位レベ
ル（6 号炉 T.M.S.L.31395mm，7 号炉 T.M.S.L.31390mm）からの水位の異常な低下及び上昇の早期監視。
○構成概略：水位検出器（フロート式）で検出された使用済燃料プールの水位は，所定の警報設定値に達した場合，水位低及び水位高の検出信号が，中央制御室の演算装置に発信され，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機からタイプライタに出力し記録する。
○警報設定：
水位高：使用済燃料プール水位の異常な上昇によって運転操作床面へ
プール水が溢れるのを事前に検知する設定値を設ける。
6 号炉：通常水位 +32mm (T.M.S.L.31427mm）
7 号炉：通常水位 +109mm (T.M.S.L.31499mm）
水位低：燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位低下を考慮し，想定していない異常な水位低下を早期に検知するため
燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位より下に設定値を設ける。
6 号炉：通常水位 -162mm（T.M.S.L.31233mm）
7 号炉：通常水位 -250mm（T.M.S.L.31140mm）

図 1.2.1

使用済燃料貯蔵プール水位の概略構成図
検出器

T.M.S.L.31427mm(水位高)T.M.S.L.31395mm(通常水位)

T.M.S.L.31233mm(水位低)使用済燃料プール

図 1.2.2

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値（6 号炉）
16 条－別添 2－4

検出器

T.M.S.L.31499mm(水位高)T.M.S.L.31390mm(通常水位)
T.M.S.L.31140mm(水位低)使用済燃料プール

図 1.2.3

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値（7 号炉）（設備仕様）個
数 ： 6 号炉 1 個
7 号炉 1 個
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
水位高:通常水位 ＋32mm (T.M.S.L.31427mm）
水位低:通常水位 -162mm（T.M.S.L.31233mm）
7 号炉
水位高:通常水位＋109mm (T.M.S.L.31499mm）
水位低:通常水位 -250mm（T.M.S.L.31140mm）
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： 燃料プール水位低，燃料プール水位高16 条－別添 2－5

（2） 使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出○計測目的：使用済燃料プールライナからの漏えいの早期監視。
使用済燃料プールライナから漏えいがある場合，漏えいしたプール水は使用済燃料プールライナドレン漏えい検出系配管を通じドレン溜にたまる。このドレン水位を検出することで使用済燃料プールライナからの漏えいを監視する。
○構成概略：使用済燃料プールライナドレン漏えい検出系配管を通じドレン溜にたまった漏えい水を水位検出器（フロート式）で検出し，使用済燃料プールライナからの漏えい量が，所定の警報設定値に達した場合，漏えい水検出信号を発し，水位検出器から中央制御室の演算装置に発信され，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機からタイプライタに出力し記録を行う。
○警報設定：使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出は，漏えい水検出器の下流側に設けたドレン止め弁からの水位により早期に漏えいを検出する。
６号炉はドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)より+523mm(T.M.S.L.13219mm)，
7 号炉はドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)より+650mm(T.M.S.L.13307mm)としている。

図 1.2.4

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の概略構成図

16 条－別添 2－6

使用済燃料プール

使用済燃料

漏えい目視箱検出器
T.M.S.L.13219mm(水位高)T.M.S.L.12696mm(ドレン止め弁)

図 1.2.5

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値（6 号炉）

使用済燃料プール

使用済燃料

漏えい目視箱検出器
T.M.S.L.13219mm(水位高)T.M.S.L.12696mm(ドレン止め弁)

図 1.2.6

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値（7 号炉）

16 条－別添 2－7

（設備仕様）個
数 ： 6 号炉 1 個
7 号炉 1 個
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 1 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)より+523mm(T.M.S.L.13219mm)
7 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)より+650mm(T.M.S.L.13307mm)
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： 燃料プールライナドレン漏えい大16 条－別添 2－8

（3） 使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の把握。
○構成概略：熱電対により検出された使用済燃料プールの水温は，中央制御室の演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
○計測範囲：冷却水の過熱状態を監視できるよう，0～100℃の温度計測を可能としている。
〇警報設定：使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度の設定値は，燃料プール冷却浄化系の系統よりプール温度は52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度（6 号炉：57℃，7 号炉：55℃）としている。

図 1.2.7

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の概略構成図

図 1.2.8

使用済燃料貯蔵プール温度の概略構成図

16 条－別添 2－9

使用済燃料プール

スキマサージ
タンク

検出器

使用済燃料
プールへ

使用済燃料
燃料プール冷却浄化系ポンプ

図 1.2.9

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の設置図

【7号炉】

【6号炉】

検出器
検出器

T.M.S.L.31395mm(通常水位)

T.M.S.L.31390mm(通常水位)
T.M.S.L.31106mm

T.M.S.L.31095mm
使用済燃料プール

使用済燃料プール

図 1.2.10

使用済燃料貯蔵プール温度の設置図（設備仕様）
計 測 範 囲 ： 0～100℃
個
数 ： 6 号炉 2 個
7 号炉 2 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 2 階（燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度）
原子炉建屋 4 階（使用済燃料貯蔵プール温度）
警 報 設 定 値 ： 6 号炉 温度高 57℃
7 号炉 温度高 55℃
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： FPC ポンプ入口温度高使用済燃料貯蔵プール水温度高16 条－別添 2－10

（4） 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）○計測目的（水位）：使用済燃料プール水位の異常な低下の監視。
○計測目的（温度）：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の把握。
○構成概略：使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，熱電対を用いて使用済燃料プールの温度を電気信号として検出する。
また，使用済燃料プール上端近傍からプール底部まで，14 箇所に設置した熱電対及び気相に設置した熱電対を用いて電気信号として検出する。気相と液相の差温度を確認することにより水位を監視する。
検出された電気信号は，記録計にて温度信号に変換することで，中央制御室に記録及び保存する。また，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。
中央制御室
検出器
警報
指示
記録

図 1.2.11

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）〇計測範囲（水位）：使用済燃料プール上端近傍からプール下端まで計測が可能としている。
なお，基準地震動 Ss によるスロッシングを考慮した溢水時（通常水位から約 2.9m 低下）においても計測可能な範囲としている。
○計測範囲（温度）：冷却水の過熱状態を監視できるよう，0～150℃の温度計測を可能としている。

〇警報設定（水位）：水位低：使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）の設定値
は，燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場
合の水位低下を考慮し，想定していない異常な水位低下を早期に検知するため燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位より下に設定値を設ける。
6 号炉：通常水位-225mm（T.M.S.L.31170mm）
7 号炉：通常水位-267mm（T.M.S.L.31123mm）
16 条－別添 2－11

〇警報設定（温度）：使用済燃料貯蔵プール温度（SA 広域）の設定値は，燃料プール冷却浄化系の系統よりプール温度は 52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度（6 号炉：57℃，7 号炉：
55℃）としている。

16 条－別添 2－12

単位：mm●：熱電対

T.M.S.L.31700

T.M.S.L.31395（通常水位）

T.M.S.L.31575

T.M.S.L.30983（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.31170

T.M.S.L.28495（スロッシング時の水位低下）
計測
範囲

T.M.S.L.24420
使用済燃料
ラック
T.M.S.L.20180
T.M.S.L.19880（底部）

図 1.2.12

6 号炉使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

単位：mm
●：熱電対

T.M.S.L.31700
T.M.S.L.31575

T.M.S.L.31390（通常水位）

T.M.S.L.31123

T.M.S.L.30890（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.28490（スロッシング時の水位低下）
計測
範囲

T.M.S.L.24373
使用済燃料
ラック
T.M.S.L.20180
T.M.S.L.19880（底部）

図 1.2.13

7 号炉使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
16 条－別添 2－13

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 【水位】
6 号炉：T.M.S.L.20180 ～ 31170mm
7 号炉：T.M.S.L.20180 ～ 31123mm【温度】
6/7 号炉：0～150℃
個
数 ： 6 号炉 1 個（検出点 14 箇所）
7 号炉 1 個（検出点 14 箇所）
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
水位低 ：通常水位 -225mm（T.M.S.L.31170mm）
温度高 ：57℃（T.M.S.L.29920mm）
7 号炉
水位低
温度高

：通常水位 -267mm（T.M.S.L.31123mm）：55℃（T.M.S.L.29873mm）

個 別 警 報 ： 燃料プール水位低，燃料プール水温度高16 条－別添 2－14

（5） 燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ○計測目的：通常時及び燃料取扱事故（燃料集合体の落下）において燃料取扱
場所の放射線量について変動する可能性のある範囲を測定し監視する。
○構成概略：使用済燃料プールエリアの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制
御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した
場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
○計測範囲：燃料貯蔵プールエリア放射線モニタの計測範囲の計測下限値は，使用済燃料プールの遮蔽設計区分はＦとなり（遮蔽設計区分 Ｆ≧1mSv/h）1mSv/h 以上が計測できる設定とする。検出器は 4 デカードまでの測定が可能であり，当該エリアモニタの計測範囲は，
1～104mSv/h の線量率が計測可能とする。
〇警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定値は，5mSv/h としている。
中央制御室
検出器
演算装置

警報
指示
記録

図 1.2.14 燃料貯蔵プールエリア放射線モニタの概略構成図（設備仕様）
計 測 範 囲 ： 1～104mSv/h
個
数 ： 6 号炉 2 個
7 号炉 2 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 5.0×100mSv/h
一 括 警 報 ： 放射線モニタ高／高高
個 別 警 報 ： 原子炉建屋放射線レベル高16 条－別添 2－15

（6） 燃料取替エリア排気放射線モニタ○計測目的：燃料取扱場所での燃料取扱事故（燃料集合体の落下）により放出される核分裂生成物を検出し，原子炉建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系に切り替えるため，
燃料取替エリア排気の放射線量を監視する。
○構成概略：使用済燃料プールエリアの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制
御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した
場合，放射線レベル高または高高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また高高信号で非常用ガス処理系を起動する。
○計測範囲：燃料取扱場所の放射能レベルを連続的に監視し，異常な放射能上昇を検知した場合に，原子炉建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバッ
クグラウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。
〇警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定値は，バックグラウンドの 5 倍及び 10 倍としている。

図 1.2.15

燃料取替エリア排気放射線モニタ（設備仕様）
計 測 範
個

囲 ： 10-3～10mSv/h
数 ： 6 号炉 4 個
7 号炉 4 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍
一 括 警 報 ： 高高 燃取床放射能高高高
放射線モニタ高/高高
個 別 警 報 ： 高高 燃料取替エリア排気放射能高高高
燃料取替エリア排気放射能高16 条－別添 2－16

（7） 原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ○計測目的：燃料取扱場所での燃料取扱事故（燃料集合体の落下）により放出される核分裂生成物を検出し，原子炉建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系に切り替えるため，
原子炉区域換気空調系排気の放射線量を監視する。
○構成概略：原子炉区域換気空調系の線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場
合，放射線レベル高または高高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，高高信号で非常用ガス処理系を起動する。
○計測範囲：原子炉区域から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，異常な放射能上昇を検知した場合に，原子炉建屋原子炉棟の通常換
気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバックグラウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。
〇警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定値は，バックグラウンドの 5 倍及び 10 倍としている。

図 1.2.16 原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ（設備仕様）
計 測 範 囲 ： 10-4～1mSv/h
個
数 ： 6 号炉 4 個
7 号炉 4 個設 置 場 所 ： 6 号炉 原子炉建屋中 4 階
7 号炉 原子炉建屋 3 階
警 報 設 定 値 ： 高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍
一 括 警 報 ： 高高 R/B 放射能高高高
放射線モニタ高/高高
個 別 警 報 ： 高高 原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ高高高原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ高16 条－別添 2－17

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について「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」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び燃料取扱場所の放射線量について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定 第11 章記録及び報告 第 120 条に定める保安に関する記録及び社内マニュアルに基づき保存期間等を定めて保管することとしている。
表 1.3.1
要求項目
十二

十四

使用済燃料プール監視設備の記録保管期間
計測装置
記録方法

保存期間

管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）の線量当量率

燃料貯蔵プール
エリア放射線モ
ニタ

記録紙

10 年

原子炉区域換気
空調系排気放射線モニタ
燃料取替エリア
排気放射線モニタ

記録紙

5年

使用済燃料その他の高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位

使用済燃料貯蔵プール水位
使用済燃料貯蔵
プール温度

日常点検表

5年

日常点検表

5年

16 条－別添 2－18

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
外部電源が利用できない場合においても使用済燃料プールの水位，温度及び燃料取扱場所の放射線量を監視することが要求されていることから使用済燃料プール
監視設備は，非常用所内電源より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できるようにしている。（第十六条 第３項）

16 条－別添 2－19

②直流125V充電器

16 条－別添 2－20

図 1.4.1 計測装置の電源構成概略図（6 号炉）
直流125V分電盤* 電源切替スイッチにより，直流125V分電盤又はAM用直流125V主母線盤から電源供給可能な設計

交流120V
バイタル分電盤

動力変圧器*

AM用直流125V主母線盤

AM用
直流125V
蓄電池

D/G

M/C 6D

MCC 6D-1-5

代替交流電源設備

MCC 6C-1-5

・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(B)・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(B)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(B)

直流母線（分電盤側）

直流125V
主母線盤6B

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 6D-1-8

P/C 6D-1

GTG

直流125V
充電器

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）*
・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プール温度
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度・使用済燃料貯蔵プール
ライナー漏えい検出

直流125V蓄電池
6A-2

直流125V
充電器(予備)

直流125V
蓄電池6B(6A)

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤6A

直流125V
蓄電池6A

MCC 6D-1-7

D/G

GTG

直流125V
充電器

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

④

MCC 6C-1-7

電源車

緊急用M/C

2号起動用
開閉所変圧器

500kV送電線（新新潟幹線）
2回線①

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
直流125V
主母線盤6D
充電器盤
6Ｄ

直流125V
蓄電池6D

②

動力変圧器

M/C 6E(6C)

MCC：モータ・コントロール・センタ

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(C)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(C)

交流120V
バイタル
電源装置

P/C 6E-1：Ｙ結線

MCC 6E-1-4

P/C：パワーセンタ：直流125V蓄電池

直流125V
直流125V
主母線盤6C
充電器盤
6Ｃ

直流125V
蓄電池6C

交流120V
バイタル分電盤(予備)

D/G

M/C：メタルクラッド開閉装置

：切替装置

：変圧器

D/G：非常用ディーゼル発電機：配線用遮断器

（略語）

：遮断器

【凡例】

MCC 6E-1-3

工事用変圧器

予備電源変圧器

154kV送電線（荒浜線）
1回線

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(D)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(D)③

交流120V
バイタル
電源装置

④

(6B)

66kV起動用開閉所（南側）1号起動用
開閉所変圧器

直流125V
充電器

・使用済燃料貯蔵 ・使用済燃料貯蔵プールエリア
プール
放射線モニタ(A)
温度記録計
・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(A)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(A)③

P/C 6C-1

接続箱

動力変圧器

M/C 6C

電源
車

起動変圧器
6SB

500kV超高圧開閉所

直流125V
充電器

交流120V
中央制御室
計測用分電盤①

MCC 6C-1-8

起動変圧器
6SA

66kV起動用開閉所（北側）3号起動用
開閉所変圧器

500kV送電線（南新潟幹線）
2回線

直流125V充電器

16 条－別添 2－21
(7A)

直流125V
充電器

図 1.4.2 計測装置の電源構成概略図（7 号炉）
直流125V
分電盤

直流母線

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 7D-1-6

P/C 7D-1

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
主母線盤7B

直流125V
蓄電池7B

D/G

直流125V
充電器

直流125V
蓄電池
7A-2

(予備)

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7A

直流125V
蓄電池7A

MCC 7D-1-7

電源
車

・原子炉区域換気空調系
排気放射線モニタ(A)・燃料取替エリア放射線
モニタ(A)

(7B)

*

充電器盤

AM用
直流125V
蓄電池

MCC 7D-1-4

D/G

M/C 7D

代替交流電源設備

MCC 7C-1-4

直流125V
充電器

・使用済燃料プール
温度記録計

GTG

動力変圧器

GTG

直流125V
充電器

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

②

接続箱

動力変圧器

電源
車

緊急用M/C

2号起動用
開閉所変圧器

直流125V
主母線盤7C

直流125V
蓄電池7C

交流120V
バイタル分電盤③

MCC 7E-1-3

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(C)・燃料取替エリア放射線
モニタ(C)

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 7E-1-1A

P/C 7E-1

66kV起動用開閉所（南側）1号起動用
開閉所変圧器

直流125V
充電器

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度 ・原子炉区域換気空調系排気（SA広域）*
放射線モニタ(B)・使用済燃料貯蔵プール水位・燃料取替エリア放射線・使用済燃料貯蔵プール温度
モニタ(B)
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度・使用済燃料貯蔵プールライナー
漏えい検出* 電源切替スイッチにより，直流125V分電盤又は充電器盤から電源供給可能な設計①

MCC 7C-1-7

P/C 7C-1

M/C 7C

起動変圧器
6SB

500kV超高圧開閉所

500kV送電線（新新潟幹線）
2回線

M/C 7E②①

MCC 7C-1-6

D/G

：Ｙ結線

直流125V
主母線盤7D

交流120V
バイタル
電源装置
交流120V
中央制御室
計測用
主母線盤7C

交流120V
中央制御室
計測用分電盤③

MCC：モータ・コントロール・センタ：直流125V蓄電池

・原子炉区域換気空調系排気 ・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(A)放射線モニタ(D)・使用済燃料貯蔵プールエリア
・燃料取替エリア放射線
放射線モニタ(B)
モニタ(D)

交流120V
バイタル分電盤(予備)

直流125V
蓄電池7D

P/C：パワーセンタ(7C)

M/C：メタルクラッド開閉装置

：切替装置

：変圧器

D/G：非常用ディーゼル発電機：配線用遮断器

（略語）

：遮断器

【凡例】

動力変圧器

工事用変圧器

予備電源変圧器

154kV送電線（荒浜線）
1回線

直流125V
充電器

交流120V
中央制御室
計測用分電盤

交流120V
中央制御室
計測用
主母線盤7A

起動変圧器
6SA

66kV起動用開閉所（北側）3号起動用
開閉所変圧器

500kV送電線（南新潟幹線）
2回線

直流125V
充電器

1.5 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（1） 6 号炉の使用済燃料プール監視設備
図 1.5.1 に 6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所を示す。

図 1.5.1

6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(1/4)

16 条－別添 2－22

図 1.5.1

6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(2/4)

16 条－別添 2－23

図 1.5.1

6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(3/4)

16 条－別添 2－24

図 1.5.1

6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(4/4)

16 条－別添 2－25

（2）7 号炉の使用済燃料プール監視設備
図 1.5.2 に 7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所を示す。

図 1.5.2

7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(1/4)

16 条－別添 2－26

図 1.5.2

7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(2/4)

16 条－別添 2－27

図 1.5.2

7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(3/4)

16 条－別添 2－28

図 1.5.2

7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(4/4)

16 条－別添 2－29

別紙１
各計測装置の記録及び保存について「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」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び線量当量率について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定 第 11 章記録及び報告 第 120 条に定める保安に関する記録及び社内マニュアルに基づき保存期間等を定めて保管することとしている。
要求項目

一

計測装置
起動領域モニタ
炉心における中性子束密
平均出力領域モ
度
ニタ

記録方法
記録紙

保存期間
10 年

記録紙

10 年

運転日誌

１年

運転日誌

１年

運転日誌
運転日誌

10 年
10 年

運転日誌
運転日誌
運転日誌
運転日誌

10 年
10 年
10 年
10 年

運転日誌

※１

運転日誌

※１

運転日誌

※１

三

制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあ 制御棒位置っては、その濃度

四一次冷却剤に関する次の事項
放射性物質及び不純物の 原子炉水導電率
濃度
主蒸気圧力
主蒸気流量
原子炉圧力容器の入口及 主蒸気温度
び出口における圧力、温度
給水圧力
及び流量
給水流量
給水温度
原子炉水位(停止域)
原子炉水位(燃
原子炉圧力容器（加熱器が 料域)ある場合は、加熱器）内及原子炉水位(広び蒸気発生器内の水位
帯域)
原子炉水位(狭帯域)
格納容器内圧力

運転日誌

※１

日常点検表

5年

格納容器内温度

運転日誌

※１

イ

ロ

五

六

七

原子炉格納容器内の圧力、 格納容器内酸素
温度、可燃性ガスの濃度、 ガス濃度
放射性物質の濃度及び線格納容器内線量
量当量率
等量率
格納容器内放射
性物質濃度

運転日誌

※１

日常点検表

5年

運転日誌

※１

主蒸気管中及び空気抽出 主蒸気管放射線器その他の蒸気タービン モニタ

記録紙

5年

16 条－別添 2－30

要求項目
計測装置
又は復水器に接続する設備であって放射性物質を 空気抽出器排ガ内包する設備の排ガス中 ス放射線モニタの放射性物質の濃度
蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度 PWR に対する要求及び流量並びに二次冷却材中の放射性物質の濃度

記録方法

保存期間

記録紙

※１

主排気筒放射線
排気筒の出口又はこれに モニタ
近接する箇所における排SGTS 系放射線モ
水中の放射性物質の濃度
ニタ

気体廃棄物管
理月報

10 年

気体廃棄物管
理月報

10 年

排水口又はこれに近接す
る箇所における排水中の 液体プロセス放
射線モニタ
放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染する可能性がある管理
区域（管理区域のうち、その場所における外部
放射線に係わる線量のみが実用炉規則第二条
第二項第四号に規定す 対象なし
る線量を超えるおそれがある場合を除いた場所をいう。以下同じ。）
内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度
R/B 4F 北西側エリア
燃料貯蔵プール
エリア(A)
燃料貯蔵プール
エリア(B)
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に 原子炉区域(A)必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線 原子炉区域(B)
業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場 R/B 4F 南東
側所をいう。）の線量当量
MSIV/SRV ラッピ
率ング室

放射性液体廃棄物管理月報

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B 3F 南東
側エリア

記録紙

10 年

R/B 2F 北西
側エリア

記録紙

10 年

八

九

十

16 条－別添 2－31

要求項目

計測装置
R/B 2F 南東
側エリア
R/B 1F 北西
側エリア
R/B 機器搬出入口
R/B 1F 南東
側エリア

記録方法

保存期間

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

原子炉冷却材浄化系操作エリア

記録紙

10 年

炉水サンプリング室
計装ラック室
(A)
計装ラック室
(D)

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B B1F
南東側エリア

記録紙

10 年

TIP 駆動装置室

記録紙

10 年

ＴＩＰ装置室CRD/RIP
補修室

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B B2F
南東側エリア

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

モニタリング
スト月報

5年

日常点検表

5年

日常点検表

5年

CRD 水圧制御ユニットエリア(A)
CRD 水圧制御ユニットエリア(B)
R/B B3F
南東側エリア
十三周辺監視区域に隣接する地域における空間線 モニタリングポ
量率及び放射性物質の スト
濃度十四 使用済燃料その他の高 使用済燃料貯蔵
放射性の燃料体を貯蔵 プール温度する水槽の水温及び水 使用済燃料貯蔵
位
プール水位
十五

敷地内における風向及 風向・風速計
気象記録チャ
10 年
び風速ート※1：永久（原子炉施設を解体または廃棄した後 5 年が経過するまでの期間）

16 条－別添 2－32

別紙 2
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）について
1.

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の計測性能(1) 検出原理
使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）は，金属シースとヒータ線・熱電対の間に絶縁材を充てん封入したヒータ付熱電対を使用した水位計である。ヒータ付
熱電対の検出点が気中にあるときにヒータを加熱すると，熱電対が検出する温度はヒータ加熱時間にほぼ比例して上昇する。一方，検出点が水中にあるときにヒータを加熱すると，熱電対が検出する温度はヒータ加熱開始後，数十秒で飽和する（図１）。これは気中と水中とで熱伝達率が異なっているためである。この特性を利用して，ヒータ加熱開始前後の熱電対の温度変化から検出点が水中にあるか気中にあるかを判定する。検出点をプールの深さ方向に複数並べることによって検出点の配置間隔でプール水位を計測することができる。
ヒータ加温開始後 30 秒以上で水中／気中を判定することが可能だが，確実に水中／気中を判定するため，ヒータ加温時間は 60 秒としている。
また，ヒータ付熱電対は，ヒータを加熱しない状態では，通常の熱電対と同様に温度を計測することが可能である。

図１

熱電対（ヒータ付）による水位検出原理

16 条－別添 2－33

(2)事故時の計測性能の信頼性について
使用済燃料プールの重大事故等時において，プール水温の上昇に伴う沸騰による水位低下が想定される。その場合は，気相部分の熱電対が蒸気に覆われることが想定されるため，そのような状態を模擬した試験を実施している。
試験容器内に水位計を設置し，水温を 100℃まで加熱（沸騰状態）した状態か
ら水位を低下させた試験を実施している。
ヒータ付熱電対の応答性について,水位を低下させて JP2（真ん中の温度計）
温度計の挙動を確認した。
JP2 温度計が水面下（水中）の場合は温度上昇すること無く水温を測定しているが,検出器が水面以上（気中）となった場合はヒータによる加熱で温度が顕著に上昇し始めることが確認されており，検出点をヒータで加熱することにより水中／気中の判定は可能であると言える。なお，ヒータ ON による水位判定は約 60秒であり，その後ヒータ OFF することで，水中にある熱電対の指示値は，ヒータ
ON 前の水温に約 60 秒で復帰する。
（図2 「高温状態の試験結果」参照。）

図2

高温状態の試験結果(3)

温度計及び水位計としての機能維持について
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，熱電対による温度にて水温及び水位を測定する二つの機能を持つ。
温度計に関しては液相にある 14 箇所の温度を測定することで多重性を持つ設計とする。また，ヒータ付きの熱電対であるが全ての熱電対に対して同時にヒータを使用しないことで使用済燃料プールの温度については連続して測定が可能である。
水位計に関しては，気相と液相の差温度を確認することにより水位を監視す
16 条－別添 2－34

ることができる。また，ヒータで加熱することによって熱電対の温度上昇によって熱電対が気相または液相にあるのか判定が可能である。
ヒータ加熱によって水温測定が不可とならないように，各熱電対に対して順番に一定時間ヒータ ON／OFF を繰り返して実施することで，同時に水位・温度計測が可能な設計とする（14 個の熱電対を上から交互に 2 グループに分けて，
1 分間ヒータ ON を繰り返して約 7 分で 1 周させる計画）。
なお，第五十四条第１項で要求される想定事故（第 37 条解釈 3-1(a)想定事
故 1（冷却機能又は注水機能喪失により水温が上昇し，蒸発により水位が低下する事故）及び(b)想定事故 2（サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し水位が低下する事故））における水位の低下速度は表 1 の通りと想定しており，上記の計測間隔（ヒータ ON）で水位をとらえることは問題無いと考える。
表1

想定事故時における使用済燃料プールの水位低下速度
水位低下速度
7 分間での水位低下
想定事故１
約 0.08m/h
約 10mm想定事故２
約 0.29m/h
約 34mm想定事故２
約 3.5m/h
約 409mm（配管全周破断を想定）※水位低下速度及び 7 分間での水位低下は燃料有効長冠水部以上の水位での値を示す。

16 条－別添 2－35

2.

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の設定点について(1) 目的
使用済燃料プールの水位低下が発生した場合に，使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）において使用済燃料プール底部まで複数の温度計（熱電対）にて使用済燃料プールの水位を検知する。
使用済燃料プールの検出点としては以下の目的を把握できるように検出点を設ける設計とする。
・使用済燃料プールの水位低下を早期に検知すること・使用済燃料プールの水位低下時にサイフォンブレーク孔が有効に機能しているか把握すること・使用済燃料プールの水位低下時に代替注水設備が有効に機能しているか把握すること
・使用済燃料の露出有無（燃料損傷の可能性）を把握すること
・使用済燃料プール底部付近の水位検知の有無を把握すること(2)

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の設定点について
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の各設定点は,検出点の単一故
障や水位低下・上昇傾向を把握可能とするため,下図のとおり設定する。

T.M.S.L.31395（通常水位）
T.M.S.L.30983

検出点
TMSL

検知目的

31575

水中にある検出器とのリファレンス用

31170

プール水位低下を早期検知

30920

サイフォンブレーク孔が有効に効いていれば，この水位まで早期低下しないため，計測可能とする

30420

上記検出点のバックアップ

29920

サイフォンブレークが停止し，13時間以内に注水が有効に実施されていればこの水位まで早期低下しないため，計測可能とする。

29420

上記検出点のバックアップ

28420

水位低下・上昇の傾向管理（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.30195（想定事故2）

使用済
制御棒

27420
T.M.S.L.24420

使用済
燃料

T.M.S.L.20360
T.M.S.L.19880

図１

同上

26420

原子力災害対策指針 全面緊急事態の判断基準のレベル

25420

使用済燃料の露出有無の確認（燃料が損傷する可能性を把握）

24420

同上

23420

同上

21420

同上

20180

プール底部付近の水位有無を把握

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の水位設定点（6 号炉）

16 条－別添 2－36

T.M.S.L.31390（通常水位）
T.M.S.L.30890

検出点
TMSL

検知目的

31575

水中にある検出器とのリファレンス用

31123

プール水位低下を早期検知

30873

サイフォンブレーク孔が有効に効いていれば，この水位まで早期低下しないため，計測可能とする

30373

上記検出点のバックアップ

29873

サイフォンブレークが停止し，13時間以内に注水が有効に実施されていればこの水位まで早期低下しないため，計測可能とする。

29373

上記検出点のバックアップ

28373

水位低下・上昇の傾向管理（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.30190（想定事故2）

使用済
制御棒

27373
T.M.S.L.24373

使用済
燃料

T.M.S.L.20360
T.M.S.L.19880

図2

同上

26373

原子力災害対策指針 全面緊急事態の判断基準のレベル

25373

使用済燃料の露出有無の確認（燃料が損傷する可能性を把握）

24373

同上

23373

同上

21373

同上

20180

プール底部付近の水位有無を把握

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の水位設定点（7 号炉）

なお，水位低の警報設定値は，使用済燃料貯蔵プール水位（フロート式）の警報設
定 値と 合 わ せ て水 位 低下 を早期 検 知す る 目 的か ら， 6 号炉 ： 通常水 位 -225mm（T.M.S.L.31170mm），7 号炉：通常水位 -267mm（T.M.S.L.31123mm）の設定点としている。
また，温度高の警報設定値は，使用済燃料貯蔵プール温度と同様の警報設定値 6 号
炉：57℃，7 号炉：55℃としている。

16 条－別添 2－37

別紙 3
警報設定値について
1． 使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料貯蔵プール水位の水位高及び水位低の警報設定範囲は下記の考えに基づき設定している。
（水位高）使用済燃料プール水位の異常上昇により運転操作床面へプール水が溢れることを事前に検知するため，通常水位（6 号炉 T.M.S.L.31395mm，
7 号炉 T.M.S.L.31390mm）～T.M.S.L.31700mm(運転操作床面)の間で設定をする。
（水位低）通常水位はスキマせきのせき板上部より高い位置にあるが，燃料プー
ル冷却浄化系ポンプが停止した場合プール水位は，せき板の位置によりスキマサージタンク開口部下端（6 号炉 T.M.S.L.31243mm，7 号炉
T.M.S.L.31240mm）になる可能性がある。そこから水位が更に低下した
場合は，想定していない異常な水位低下になることから，燃料プール
冷却浄化系ポンプ停止時のプール水位の位置より下に設定をする。
上記警報設定範囲を考慮し，使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値を表 1に示す。また図 2 に使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定範囲概要図を示す。
なお，計器誤差を考慮し，警報設定値をプラント毎に設定している。
表1
警報
水位低
水位高

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値
警報設定値
6 号炉：通常水位-162mm(T.M.S.L.31233mm)
7 号炉：通常水位-250mm(T.M.S.L.31140mm)
6 号炉：通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)
7 号炉：通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)

使用済燃料プール側

図1

スキマサージタンク側

使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要図

16 条－別添 2－38

7号炉

6号炉
T.M.S.L.31700mm(運転操作床)水位高警報からオーバーフローまでの到達時間約
69min

5mm(計器誤差)

T.M.S.L.31427mm(LS001 水位高)5mm(計器誤差)3mm(リセットスパン)

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間約
51min

T.M.S.L.31700mm(運転操作床)10mm(計器誤差)
T.M.S.L.31499mm(LS001 水位高)10mm(計器誤差)65mm(リセットスパン)

32mm
T.M.S.L.31395mm(通常水位)

5mm(計器誤差)
水遮へいに必要な水深通常水位から約
1.7m

3mm(リセットスパン)

162mm

T.M.S.L.31390mm(通常水位)

T.M.S.L.31243mm(スキマサージタン
ク開口部下端)T.M.S.L.31233mm(LS001 水位低)5mm(計器誤差)

65mm(リセットスパン)
水遮へいに必要な水深通常水位から約1.8m

水位低警報から水遮へいに必要な水深までの到達時間約19h

図2109mm

T.M.S.L.31240mm(スキマサージタンク
開口部下端)
250mm

10mm(計器誤差)10mm(計器誤差)

T.M.S.L.31140mm(LS001 水位低)

水位低警報から水遮へいに必要な水深までの到達時間約19h

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定範囲概要図(2)

運転操作における警報設定値の評価
以下の諸条件（有効性評価で使用）を用いて評価した。
・プール保有水量：6 号炉 約 2085m3，7 号炉 約 2093m3
・プール断面積：6 号炉 約 232m2，7 号炉 約 233m2
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水温上昇速度：約 5℃/h
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水位低下速度：約 0.08m/h
水位低警報設定値は 6 号炉で通常水位-162mm（T.M.S.L.31233mm），7 号炉で-250mm（T.M.S.L.31140mm）となっており，必要な水遮へい（1mSv/h の場合）は
通常水位から 6 号炉で約 1.7m，7 号炉で約 1.8m である。仮に使用済燃料プール
水の蒸発（水位低下速度：約 0.08m/h）を想定した場合，水位低警報発生から必要となる水遮へい（水位）が失われるまでの時間は 6 号炉，7 号炉ともに約 19時間となり，使用済燃料プールへの補給操作に余裕＊を持った設計としている。
水位高警報設定値は 6 号炉で通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)，7 号炉で通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)であり，仮に復水補給水系（約 55m3/h）により使用済燃料プールへ補給し続けてしまった場合，水位高警報発生から運転操作床面
へプール水がオーバーフローするまでに，6 号炉で約 69 分，7 号炉で約 51 分であり，警報発生から補給停止操作をする上で余裕＊を持った設計としている。
＊運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋補給開始または補給停止操作終了（約 5 分）を考慮しても余裕を持った設計としている。

16 条－別添 2－39

2．使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールライナからの微小漏えいを監視するために，計器の設置ス
ペースを考慮し警報を設定する。表 2 に使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検
出の警報設定値を，図 3 に使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定
概略図を示す。
表 2 使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値
警報
警報設定値
6 号炉：ドレン止め弁+523mm(T.M.S.L.13219mm)
水位高
7 号炉：ドレン止め弁+650mm(T.M.S.L.13307mm)
6号炉
5mm(計器誤差)
T.M.S.L.13219mm(水位高)5mm(計器誤差)
ライナードレン漏えい
検出時に配管に溜まる水の量

5mm(リセットスパン)
523mm→ 2.27×10-3 m3

T.M.S.L.12696mm(ドレン止め弁)

7号炉

5mm(計器誤差)

ライナードレン漏えい
検出時に配管に溜まる水の量

T.M.S.L.13307mm(水位高)5mm(計器誤差)→ 2.36×10-3 m3

650mm

30mm(リセットスパン)

T.M.S.L.12657mm(ドレン止め弁)

図3

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定概略図

16 条－別添 2－40

(2)運転操作における警報設定値の評価
使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の水位高警報設定値は 6 号炉でドレン
止 め 弁 +523mm(T.M.S.L.13219mm) ， 7 号 炉 で ド レ ン 止 め 弁 +650mm(T.M.S.L.
13307mm)であり，警報設定値までのドレン配管の容積は，6 号炉約 2.27×10-3m3，
7 号炉約 2.36×10-3m3 である。この容量は使用済燃料プールの容積（6 号炉約 2085m3，
7 号炉約 2093m3）に対して十分小さな値であり，プールライナ漏えいの早期検出において余裕＊を持った設計としている。
＊仮に 3.00×10-3m3 の水がドレン配管に溜まった場合，プールの水位低下は約 0.013mm 程度であり，必要な水遮へい（1mSv/h の場合）は通常水位から約 1.7m であることから，余裕を持った設計としている。

3． 使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プール水が通常温度よりも高くなったことを検出するため，通常時の使用済燃料プール水温度の上限値 52℃より高く，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度の間で設定する。表 3 に使用済燃料貯蔵プール温度の
警報設定値を，図 4 に使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定概要図を示す。
表3
警報
温度高

使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定値
警報設定値
6 号炉：57℃
7 号炉：55℃
7号炉

6号炉
65℃(最高許容温度)
温度高警報発生から65℃到達までの時間約1.6h

65℃(最高許容温度)
温度高警報発生から65℃到達までの時間約2h2.6℃(計器誤差)

1.7℃(計器誤差)55℃(温度高)

57℃(温度高)
2.6℃(計器誤差)

1.7℃(計器誤差)
0.5℃(リセットスパン)

1℃(リセットスパン)

52℃(常用値)

図4

52℃(常用値)

使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定概要図(2)

運転操作における警報設定値の評価
有効性評価における使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後の温度上昇は約5℃/h であり，6 号炉の温度高警報設定値 57℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 1.6 時間，7 号炉の温度高警報設定値 55℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 2 時間であり，余裕＊を持った設計としている。
＊運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋残留熱除去系の最大熱負荷モード切替（約 145 分）に対して，
使用済燃料プールの冷却系の機能喪失時の初期水温：約 40℃から警報設定値 57℃に達するまでに約 3.4
時間以上あり，
さらに警報発生から最高許容温度 65℃に達するまで約 1.6 時間であることを考慮すると，その間に残留熱除去系の最大熱負荷モードへ切替することは可能であり，余裕を持った設計としている。

16 条－別添 2－41

別添３

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

16条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準 第 16 条 第 2 項第二号二燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。
使用済燃料の貯蔵施設
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること

添付六，八への反映事項（設計・手順に関する事項）

現場及び機器配置図等の確認，作業実績より
使用済燃料プール周辺の設備等を抽出③

16 条－別添 3－1①②

日常作業等において必要最低限に制限し，落下防止措置を実施しているもの

使用済燃料プールとの離隔や固縛等の措置を行っている設
備等（例：分電盤等）①，②以外
抽出設備等の落下エネルギーによる評価（落下時における使用済燃料プールの損
傷有無）

工・保
落下エネルギーが15.5kJ 未満の設備等評価 OK※１

評価 OK※２

落下エネルギーが15.5kJ 以上の設備等

評価 OK

※３

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策①【耐震評価により必要な強度を有していることの確認】
基準地震動 Ss に対する耐震評価を実施し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する※４。

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策②※１

使用済燃料プール周辺は，異物混入防止エリア設置
区域であり，持込品については必要最低限に制限し，落下防止措置を講じていることから評価 OK とする。

※３

燃料集合体の気中落下試験時の落下エネルギーと比較し。設備等の落下エネルギーが小さいものについては，使用済燃料プールライニングに損傷を与えないことが確認されている。

※２

使用済燃料プールまでの離隔やボルト固定等による転倒防止が図られていることから評価 OK とする。

※４

原子炉建屋，燃料取替機，原子炉建屋クレーンの耐震評価による確認結果は，後段の工事計画認可申請にて示す。

【後段規制との対応】
工：工事計画認可申請（基本設計方針，添付書類）
保：保安規程（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）【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映【設備構造上の落下防止措置の確認】
燃料取替機，原子炉建屋クレーンの安全機能として，フック
外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備
構造上の落下防止措置を確認する。

工
評価 OK

工
評価 OK

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策③【運用状況による落下防止措置の確認】
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，有資格者作業等の要求事項による落下防止措置とその適切性について確認する。

〇上記にて評価ＮＧのもの
落下時の影響評価を実施する。

評価 OK

保
評価 OK

第１表
設置許可基準対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）
区分

運用対策等
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，吊荷に対するワイヤロープ二重化や動力源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手順等を整備し，的確に実施する。
・使用済燃料プール内にて取り扱う吊荷について，予め定めた評価フローに基づき評価を行い，運用・手順

使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。
・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限

燃料取替機における対策

する。
体制

－

16 条－別添 3－2

・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施す
保守・点検るとともに必要に応じて補修を行う。
教育・訓練
第16条

－

燃料体等の取扱・使用済燃料プールの健全性を維持するため，吊荷に対するワイヤロープ二重化や動力源喪失時

施設及び貯蔵施設

保持機能等の落下防止対策について，予め手順等を整備し，的確に実施する。
・使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷については，予め定めた評価フロー
運用・手順に基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。
・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

原子炉建屋クレーンにおける対策
体制－
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，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て補修を行う。

保守・点検・クレーン等安全規則に基づき，定期点検及び作業前点検を実施するとともに，クレーンの運転，玉掛は有資格者が実施する。
教育・訓練

－

16条 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
設置許可基準 第 16 条 第 3 項第一号
使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
設置許可基準 第 16 条 第 3 項第二号
外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。
）
を監視することができるものとすること。
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵プール水位，ライナ漏洩検出，温度，水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ）

16 条－別添 3－3

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱い場所の外部電源が利用できない場合において，使用済燃料プールの水位，温度及び放放射線量の異常を検知し，中央制御室での監視及び警報発信

使用済燃料プールの水位，温度及び放射射線量の計測結果を表示し，記録し，が可能であること。

線量の監視が可能であること。

及び保存することができること。

使用済燃料貯蔵プール水位，ライナ漏洩検
出，温度，水位・温度（SA 広域），燃料貯
蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エ
リア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの非常用所内電源からの給電。

使用済燃料貯蔵プール水位，ライナ漏洩検
出，温度，水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替
エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気
空調系排気放射線モニタの記録及び保

工

工・保

異常の検知

警報発信

使用済燃料貯蔵プール水位，ライナ漏洩検出，温度，
水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線
モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区
域換気空調系排気放射線モニタの設置。

中央制御室の警報発信回路。

工

工【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）

存。

【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

第２表
設置許可基準対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目

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

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プールライナ漏洩検出
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
・使用済燃料貯蔵プール温度
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
・燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ

16 条－別添 3－4・中央制御室の警報発信回路
第16条
使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏
洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料
燃料体等の取扱施設及貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），び貯蔵施設
燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの非常用所内電源からの給電
使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏
洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），
燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの記録
及び保存

以

上

別添４

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

１．基準要求【第16 条】 設置許可基準第16 条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）及び技
術基準第26 条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵施設）にて，燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないことを要求されている。
当該基準を満足するにあたっては，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とするとともに，燃料取替機及びクレーンはワイヤロ
ープ二重化等落下防止対策を行う設計としている。
また，使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出する必要があることから，使用済燃料プール周辺の設備等について現場確認を行うこととする。
２．確認項目及び内容
上記基準要求を満足するにあたっては，使用済燃料プール周辺の設備等が地震時に使用済燃料プールへの重量物とならないか調査する必要があり，現場確認及び機器配置図等を用いた机上検討，また，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取扱う重量物について，作業実績に基づき抽出を行った。
（１）現場確認による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により
使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出した。
具体的には，使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置（高さ），
物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。
（２）機器配置図等※による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出した。
※

建屋機器配置図
機器設計仕様書（燃料取扱機器，燃料取替機 等）
系統設計仕様書（原子炉建屋クレーン，燃料取扱及びプール一般設備

等）

具体的には，内挿物等現場で確認出来ない重量物について，機器配置図
等にて物量，重量，設置状況等確認し，使用済燃料プールへの落下物とな
16 条－別添 4－1

るおそれのあるものを抽出した。
（３）使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出した。
なお，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，
燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とした。
３．抽出物に対する評価
現場確認，機器配置図等の確認及び作業実績により抽出された設備については，設置状況や落下エネルギーによる評価及び落下防止対策の状況により使用済燃料プールへの影響評価を実施した。
４．今後の対応
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取扱う設備等については，添付資料２「使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料
プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

16 条－別添 4－2

添付資料１

現場確認等における抽出物の詳細
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場及び機器配置図等による確認，
また使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う重量物について，網羅的に抽出を行った。
詳細について，６号炉について表１に，７号炉について表２に整理する。

16 条－別添 4－3

表１

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その１）
評価フローⅠ
評価①

番号

抽出物

1

原子炉建屋

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

鉄骨、天井トラス、屋根等

×

×

×

照明
クレーンランウェイガータ

×
○

○
－

○
○

選定
結果

代表
重量物※２

○
（特定不可，～
約50m）

2

燃料取替機

燃料交換機

×

×

×

○
（約47000kg，
約13m）

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

×

×

×

○
（約320t，約20m）

燃料プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約1100kg，
約20m）

燃料コンテナ起立台
新燃料検査台
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCVヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊り具
RPVヘッド（＋スタッドテンショナ（RPVヘッド自動着脱機））
ＲＰＶヘッド自動着脱機 変圧器盤

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○

○

RPVオーリング×××

RPV保温材
圧力容器上蓋仮置除染ピット 上蓋支持台

○
○

－
－

○
○

スタッドボルトラック

×

×

×

4

5

6

7

その他クレーン類

RCCV（取扱具含む）

RPV（取扱具含む）

内挿物（取扱具含む）

ボルトスタンド×××

シュラウドヘッド＋気水分離器

○

－

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器・気水分離器吊り具
MSラインプラグ

×
○
○
○

×
－
－
－

○
○
○
○

主蒸気ラインプラグ 操作ユニット

×

×

×

ガイドロッドガイドロッドつかみ具
グリッドガイド

×
×
×

○
○
○

○
○
○

挿入ガイド用一時保管具

×

×

×

インコア挿入ガイド××

×

サーベランス試験片

×

×

×

上部格子板

○

－

○

操作ポール＋その他プール工具

×

○

○

RIPインペラ・シャフト（保管ラック含む）

×

×

×

RIPインペラ・シャフトつかみ具

×

×

×

RIP運搬用仮設レール

×

×

×

RIP仮置台×

×

×

RIP検査水槽
RIP検査水槽用リール
RIP上部取扱接続ロッド

○
○
×

－
－
○

○
○
○

RIPディフューザ･ストレッチチューブ（保管ラック含む）

×

×

×

RIPディフューザ・ストレッチチューブつかみ具

×

×

×

RIPストレッチチューブネジ部保護具

○

－

○

RIPディフューザウェアリング

×

×

×

RIPディフューザウェアリングつかみ具

×

×

×

－
RIP取扱具保管棚○※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－4○○（約2920kg，
約20m）○（約2150kg，
約5m）

表１

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その２）
評価フローⅠ
評価①

番号

7

8

9

10

抽出物

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要RIPモータ用上部プラグ

×

×

×

選定
結果

LPRM検出器×○○

LPRM／ドライチューブ移送具
LPRM／ドライチューブ取扱具

×
×

○
○

○
○

引抜きＩＨＴ用錘

×○○

挿入用ＩＨＴ×○○

LPRM吊下げハンガ

×

○

○

インコアストロングバック（炉内計装菅搬出入装置）

×

×

×

SRNM

×

○

○

中性子源

×

×

×

起動用中性子源ホルダ

×

○

○

燃料集合体

×

○

○

制御棒＋燃料サポート

×

×

×

制御棒・燃料サポート同時つかみ具

×

×

×

制御棒
制御棒つかみ具
燃料チャンネル着脱機
チャンネル
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具

×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

代表
※２
重量物

内挿物（取扱具含む）

プール内ラック類

チャンネル取扱ブーム

×

×

×

チャンネルボルトレンチ
ブレードガイド（ダブル）ブレードガイド（短尺）

×
×
×

○
○
○

○
○
○

他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）

×

○

○

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

チャンネル貯蔵ラック

×

○

×

使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック
使用済LPRM保管ラック
制御棒貯蔵ハンガ

×
×
×
×
×

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○

D/Sプールゲート○－○

燃料プールゲートG1

×

×

×

燃料プールゲートG2

×

×

×

キャスクピットゲートG3

×

×

×

キャスク

×

×

×

キャスク吊り具×

×

×

転倒防止架台×××

プールゲート類

燃料キャスク（取扱具含む）－
照明用トランス○－
照明用分電盤○－
燃料チャンネル着脱機制御盤○－
燃料プール状態表示盤○－
作業用電源箱○－使用済燃料貯プール温度中継端子箱○－
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
○
11
電源盤類
－
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱○－
無線通信設備補助増幅器○－
RPVヘッド自動着脱機電源箱○－
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱○－
燃料取替機制御室空調機現場盤○－
RIP検査水槽用制御盤○－
インペラ・シャフト検査装置制御盤○※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－5

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
（約700kg，約4m）○（約5600kg，
約13m）

○
（約
119000kg，約
15m）

○

表１

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その３）
評価フローⅠ
評価①

番号

12

13

14

15

16

抽出物

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

手摺り（収納箱含む）

×

○

○

新燃料検査台ピット用ラダ

×

○

○

D/Sプール用梯子

××

×

原子炉ウェル用梯子

×××

伸縮式電動ハッチ駆動装置
PAR

○
○

－
－

○
○

除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

真空清掃設備清掃用具格納箱
R/Bオペフロハッチカバー 支点用カバー収納箱
水中テレビカメラビデオ装置
水中テレビカメラコントローラ

○
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

SFP 操作プラットホーム

×

○

○

横向水中照明具×○○

広域水中照明具×○○

ドロップライト×○○

ビューイングエイド

×

○

○

水中カメラ

×

○

○

燃料グループ 工具棚
潤滑油保管棚
保管棚（A)
保管棚（B)
保管棚（C)
保管棚（D)
R/B-外気差圧（北側）発信器
エリア放射線モニタ
R/B-外気差圧（西側）発信器
R/A-外気差圧計
SGTS排気流量発信器
ページング
ITVカメラIAEAカメラ
燃料取替エリア排気放射線モニタ（安全系）
光ジャンクションボックスch3
R/B-外気差圧（東側）発信器

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

使用済燃料貯蔵プール温度計

×

○

○

使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
スタックドレン配管Uシール水位計
R/B-外気差圧（南側）発信器
RIPインペラ・シャフト検査装置

×
○
○
○
×

○
－
－
－
－

○
○
○
○
○

スタッドボルト探傷装置（保管棚含む）

×

○

○

スタッドボルト用試験片

×

×

×

テストウェイト（180KG用）

×

×

×

テストウェイト（300KG、480KG用）

×

×

×

原子炉冷却材再循環ポンプホイスト用テストウェイト

×

×

×

選定
結果

代表
重量物※２

フェンス･ラダー類

装置類○（約200kg，約13m）○（約2200kg，
約19m）○（約30kg，約
20m）

作業機材類

計器･カメラ･通信機器類

試験･検査用機材類※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－6○（約110kg，約4m）○（約1500kg，
約12m）

表１

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その４）
評価フローⅠ
評価①

番号

17

18

19

抽出物

コンクリートプラグ･ハッチ類

空調機

その他

詳細

配置

※１

評価フローⅡ
評価②
落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要選定
結果

機器搬出入口ハッチカバー

○

－

○

新燃料検査台ピットカバー

×

×

×

燃料把握機調整ピットカバー

×

×

×

キャスク洗浄ピットカバー

×

×

×

D/SカナルプラグA
D/SカナルプラグB
D/SカナルプラグC
ウェルシールドプラグA
ウェルシールドプラグB
ウェルシールドプラグC
ウェルシールドプラグD
ウェルシールドプラグE

○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○

スキマサージタンク用ハッチカバーA

×

×

×

スキマサージタンク用ハッチカバーB

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーA

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーB

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーC

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーD

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーE

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーF

×

×

×

SFPスロットプラグA

×

×

×

SFPスロットプラグB

×

×

×

SFPスロットプラグC

×

×

×

SFPスロットプラグD

×

×

×

D/SプールカバーA

×

×

×

D/SプールカバーB

×

×

×

D/SプールカバーC

×

×

×

D/SプールカバーD

×

×

×

D/SプールカバーE

×

×

×

燃料取替機制御室空調機

○

－

○

配管

○

－

○

チェッカ―プレート

○

－

○

非常誘導灯
消火設備
掲示物
窓ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○

ケーブル

×

○

○

放送機材

○

－

○

救命用具

×

○

○

定検資機材

×

○

○

※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－7

代表
※２
重量物

○
（約10000kg，
約19m）

○

○
（＜100kg，約
12m）

表２

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その１）
評価フローⅠ
評価①

番号

抽出物

1

原子炉建屋

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

鉄骨、天井トラス、屋根等

×

×

×

照明
クレーンランウェイガータ

×
○

○
－

○
○

選定
結果

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン×

×

×

新燃料検査台○－○4

その他クレーン類

プール用ジブクレーン

×

×

×

5

RCCV(取扱具含む）

機器搬出入口用ジブクレーン
RCCVヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I吊り具
RPVヘッド（＋スタッドテンショナ（RPVヘッド自動着脱機）

○
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

RPVヘッド自動着脱機制御盤

×

×

×

RPVヘッド保温材
RPV上蓋除染パン 上蓋支持台

○
○

－
－

○
○

ボルトシャンク部清掃装置

×

×

×

スタッドボルトラック

×

×

×

RPVオーリング××

×

ボルト着脱装置

××

×

油圧装置・集塵装置（RPVヘッド自動着脱装置用）
テンショナー予備品収納箱

○
○

－
－

○
○

ボルトスタンド×××

シュラウドヘッド＋気水分離器

○

－

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
D/Sスリング
MSラインプラグ

×
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

主蒸気ラインプラグ操作ユニット

×

×

×

ガイドロッド（収納ケース含む）

×

×

×

ガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
インコア挿入ガイド
挿入ガイド一時保管台
上部格子板
操作ポール＋その他プール工具

×
×
×
×
○
×

○
○
○
○
－
○

○
○
○
○
○
○

ミラーアタッチメント

×

○

○

計測器取扱具（ＩＨＴ）
中性子源

×
×

○
○

○
○

起動用中性子源立掛具

×

×

×

RIP検査水槽
RIP検査水槽用作業架台

○
○

－
－

○
○

RIP検査水槽用仮設レール

×

×

×

6

7

代表
重量物※２

○
（特定不可，～
約50m）○（約47000kg，
約13m）○（約270t，約20m）○（約1100kg，約17m）○

RPV(取扱具含む）

内挿物（取扱具含む）※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－8○（約3700kg，
約21m）

表２

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その２）
評価フローⅠ
評価①

番号

7

8

抽出物

内挿物（取扱具含む）

プール内ラック類

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要RIP上部取扱装置保管用移動レール

×

×

×

RIP上部取扱装置保管用吊り天秤

○

－

○

RIP取扱装置仮置台

×

×

×

インペラ・シャフトクラッド除去治具

×

×

×

RIP上部共通吊り具（保管箱含む）

×

×

×

RIP上部取扱接続ロッド

×

○

○

RIP上部プラグ××

×

RIPディフューザ・ストレッチチューブつかみ具

×

×

×

RIPディフューザウェアリングつかみ具

×

○

○

RIPインペラ・シャフト（保管ラック含む）

×

×

×

RIPインペラ・シャフトつかみ具

×

○

○

RIPディフューザ・ストレッチチューブ（保管ラック含む）

×

×

×

RIPディフューザウェアリング

×

×

○

燃料集合体

×

×

○

他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）

×

×

×

燃料チャンネル
燃料チャンネル着脱機
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具

×
×
×
×

○
○
○
○

○
○
○
○

チャンネル取扱ブーム

×

×

×

チャンネルボルトレンチ
制御棒
制御棒つかみ具

×
×
×

○
○
○

○
○
○

CR・FS

×

○

○

CR・FS同時つかみ具（保管架台含む）

×

×

×

LPRM切断機
LPRM吊下げハンガ
SRNM
LPRM検出器
LPRMドライチューブ移送具
インコアマニプレーター

×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

ブレードガイド×××

インコアストロングバック（炉内計装管搬出入装置）

×

×

×

サーベランス試験片

×

×

×
○

選定
結果

RIP取扱具保管棚○－

使用済燃料貯蔵ラック

×

×

○

制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック

×
×

○
○

○
○

チャンネル貯蔵ラック

×

×

×

制御棒貯蔵ハンガ
使用済LPRM保管ラック

×
×

×
×

○
○

ブレードガイド貯蔵ラック

×

×

○

※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－9

代表
重量物※２

○
（約870kg，約12m）○（約700kg，約4m）

表２

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その３）
評価フローⅠ
評価①

番号

9

10

11

12

抽出物

ゲート類

キャスク（取扱具含む）

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要SFPゲート（小）×××SFPゲート（大）×××

キャスクピットゲート

×

×

×

DSPゲート

○

－

○

キャスク

×

×

×

キャスク吊り具×

×

×

転倒防止架台×

×

×

機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
炉内ISI装置用制御盤
RIPインペラ・シャフト検査台用操作盤
ジャンクションBOX
R/B天井クレーンケーブル切替箱
R/B天井クレーン操作箱

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○

RPVヘッド自動着脱機トランス盤

○

－

○

照明用トランス○－○

照明用分電盤○－○

作業用電源箱○－○原子炉建屋クレーン点検用照明電源スイッチ箱
原子炉建屋クレーンジョイントボックス

○
○

－
－

○
○

無線通信設備補助増幅器

○

－

○

手摺り（収納箱含む）

×

○

○

DSP用梯子

×

×

×

選定
結果

○
（約2300kg，
約13m）

○
（約
121000kg，約
16m）

○

電源盤類

フェンス･ラダー類

原子炉ウェル用梯子

××

×

新燃料検査台ピット用ラダ

×

○

○

SFPスロット部ブリッジ

×

×

×

伸縮式電動ハッチ駆動装置

○

－

○

除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

○
DSPゲートエアーパッキン供給装置
×
－
PAR
○
※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

○
○

13

代表
重量物※２

装置類

16 条－別添 4－10○（約230kg，約20m）○（約2200kg，
約18m）

表２

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その４）
評価フローⅠ
評価①

番号

14

15

16

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要清掃装置
工具収納ラック A
工具収納ラック B
工具収納ラック C
工具箱（１）
工具箱（２）
工具箱（３）
スリング類収納ハンガ
長物類収納ラック A
長物類収納ラック B
ポール類収納ラック
搬入口ハッチカバー部品収納箱

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

RIPインペラ・シャフト検査台用水中TVカメラユニット

×

○

○

RIP取扱装置用水中TVカメラ操作ラック

×

○

○

清掃油棚

○

－

○

RIP取扱機器用水中TVカメラ

×

○

○

型気中投光式照明灯

×○○

ビューイングエイド

×○○

燃料チャンネル着脱機テレビカメラ

×

○

○

燃料取替監視用テレビ装置SFP側テレビカメラ

×

○

○

燃料取替監視用テレビ装置炉心側テレビカメラ
IAEAカメラ
ITVカメラARM（エリアモニタ）
プロセスモニタ
ページング

○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○

使用済燃料貯蔵プール温度計

×

○

○

使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
フィルタ装置出口配管Uシール水位計
R/B-外気差圧（南側）発信器
R/B-外気差圧（西側）発信器
R/B-外気差圧（東側）発信器
R/B-外気差圧（北側）発信器
SGTSイオンチェンバ検出器
SGTS排気流量発信器

×
○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○

RIP検査台×××

シッパーキャップ（シッピング検査用）

×

×

×

×

×

×

抽出物

選定
結果

代表
重量物※２

作業機材類

計器･カメラ･通信機器類

試験･検査用機材類

炉内

ISI装置収納庫※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－11○（＜100kg，約12m）○（約380kg，約4m）○（約3300kg，
約19m）

表２

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その５）
評価フローⅠ
評価①

番号

17

18

19

抽出物

コンクリートプラグ･
ハッチ類

空調機

その他

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要SFPスロットプラグ(A)

×

×

×

SFPスロットプラグ(B)

×

×

×

SFPスロットプラグ(C)

×

×

×

SFPスロットプラグ(D)

×

×

×

DSスロットプラグ（A)DSスロットプラグ（B)DSスロットプラグ（C)

○
○
○

－
－
－

○
○
○

D/Sプールカバー

××

×

原子炉ウェルカバー（A)原子炉ウェルカバー（B)原子炉ウェルカバー（C)原子炉ウェルカバー（D)原子炉ウェルカバー（E)大物搬入口ハッチカバー

○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○

新燃料貯蔵庫カバー×××

スキマサージタンク用ハッチカバーA

×

×

×

スキマサージタンク用ハッチカバーB

×

×

×

新燃料検査台ピットカバー

×

×

×

燃料把握機調整ピットカバー

×

×

×

キャスク洗浄ピットカバー

×

×

×

燃料取替機制御室空調機

○

－

○

配管

×

×

×

チェッカ―プレート

○

－

○

非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス

○
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

ダクト

×

×

×

トップベントブローアウトパネル

○
○

－
－

○
○

ケーブル

×

○

○

放送機材

○

－

○

救命用具

×

○

○

定検資機材

×

○

○

※１ 使用済燃料貯蔵プールとの離隔距離の確保またｊは運転床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

16 条－別添 4－12

選定
結果

代表
重量物※２

○
（約1000kg，
約19m）

○

○
（約270kg，約24m）

添付資料２

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等による確認及び使用済燃料プール周辺の作業実績から抽出し，抽出した設備等について項目分類を行う。
Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがないものは検討不要とする。
上記の対象外となった項目の設備等について，落下エネルギーと，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー※を比較し，使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物を選定する。
※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について（添付資料３）参照。

Ⅲ．落下防止の対応状況評価
評価フローⅡで使用済燃料プールへの落下を検討すべき項目とした設備等に対し，耐震評価，設備構造及び運用状況について適切性を評価する。
Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が不十分とした重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下
時影響評価を実施する。
Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで落下防止は適切としたものは，使用済燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影
響評価は不要とする。

16 条－別添 4－13

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへ

検討不要の落下を検討すべき重量物の抽出検討要適切Ⅲ．落下防止の対応状況評価

不十分

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が不要なもの

響評価が必要なもの

第１図 使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

16 条－別添 4－14

添付資料３

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査
指針」の指針 49 に以下の記載がある。
指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
(４) 貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。
使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している※１。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値3.85mmに対して0.7mmであった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。
※１「沸騰水型原子力発電所 燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

16 条－別添 4－15

図１は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

図１

模擬燃料集合体落下試験方法

図1に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボックス
を含めた状態で310kgと保守的※２であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1mと安全側である。
※２

柏崎刈羽６号及び７号炉にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネルボックス含む）は，310kg未満である。
16 条－別添 4－16

第 17 条：原子炉冷却材圧力バウンダリ＜目次＞
1．基本方針1.1 要求事項の整理
2．解釈変更に対する適合方針
2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について
2.3
2.4
2.5
2.6
2.7
2.8

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の強度について
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の漏えい検査方法，手順
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の品質保証上の取り扱い
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲のうち原子炉格納容器貫通部の扱い

3．別紙
別紙１ 原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
別紙２ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図
別紙３ 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて
別紙４ 原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方
4．別添
別添１ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

1．基本方針
1.1 要求事項の整理
原子炉冷却材圧力バウンダリについて，設置許可基準規則第17条並びに技術基準規則第27条及び第28条において，追加要求事項を明確化する（第１表）。
表１ 設置許可基準規則第17条並びに技術基準規則第27条及び第28条
設置許可基準規則

技術基準規則第 17 条（原子炉冷却材圧力バウン

第 27 条（原子炉冷却材圧力バウン

ダリ）

ダリ）

要求事項
備 考

発電用原子炉施設には、次に掲げる

変更なし

ところにより、原子炉冷却材圧力バ（ただし、解釈

ウンダリを構成する機器（安全施設－に属するものに限る。以下この条ににて、原子炉冷
却材圧力バウ

おいて同じ。）を設けなければならンダリの範囲

ない。

が拡大）

一

通常運転時、運転時の異常な 原子炉冷却材圧力バウンダリを構 変更なし

過渡変化時及び設計基準事故時に 成する機器は、一次冷却系統に係る生ずる衝撃、炉心の反応度の変化 発電用原子炉施設の損壊その他のによる荷重の増加その他の原子炉 異常に伴う衝撃、炉心の反応度の変冷却材圧力バウンダリを構成する 化による荷重の増加その他の原子機器に加わる負荷に耐えるものと 炉冷却材圧力バウンダリを構成すすること。

る機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。

二

原子炉冷却材の流出を制限す 原子炉冷却材圧力バウンダリには、 変更なし

るため隔離装置を有するものとす 原子炉冷却材の流出を制限するよること。

う、隔離装置を施設しなければならない。

三

通常運転時、運転時の異常な変更なし

過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう、十分－な破壊じん性を有するものとすること。
四

原子炉冷却材圧力バウンダリ ２ 発電用原子炉施設には、原子炉 変更なし

からの原子炉冷却材の漏えいを検

冷却材圧力バウンダリからの原出する装置を有するものとするこ子炉冷却材の漏えいを検出すると。

装置を施設しなければならない。

17 条‐2

2．解釈変更に対する適合方針
2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
原子炉冷却設備に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する
配管系には，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた場合において，原子炉冷却材の流出を制限するため，その配管系を通じての漏
えいが，通常運転時の制御棒駆動水圧系／原子炉隔離時冷却系ポンプによる補給水量等を考慮し，許容できる程度に小さいものを除いて，次のとおり隔離弁を設ける。
a． 通常運転時開，事故時閉の場合は２個の隔離弁
b． 通常運転時閉，事故時閉の場合は１個の隔離弁
c． 通常運転時閉，事故時開の非常用炉心冷却設備等は a．に準ずる。
なお，b．に準ずる隔離弁において，通常運転時又は事故時に開となるおそれのある場合は，２個の隔離弁を設ける。ここで，「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。また，通常運転時閉，
事故時閉となる手動弁のうち施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記ｂ．
に該当することから，１個の隔離弁を設けるものとする。
(1) 範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
設置許可基準規則第17条第1項の解釈（以下，「規則の解釈」という。）」に基づき，原子炉圧力容器に接続されるすべての配管系を対象として，従来は原子炉側から見て第１隔離弁までの範囲としていたものが第２隔離弁を含む範囲に拡大される箇所の有無について，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に別紙１のフローに基づき確認する。
このフローに基づき原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される各配管及び弁を選別した結果を別紙２に示す。
別紙２に示す通り，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲が拡大される可能性があるものとして以下のものが抽出された。
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン
・ほう酸水注入ライン(2) 拡大要否の検討
原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンラインの弁は，施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁である。
したがって，当該ラインの弁については，弁ハンドルの固定を行うことで弁の誤操作防止措置を講じており，「通常時又は事故時において開となるおそれはない」ことから，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲は拡大されないことを確認した。
17 条‐3

一方，残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン，ほう酸水注入ラインに設置している隔離弁については，以下の理由から「開となるおそれ」が否定できない。
a． 残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
当該ラインに設置された原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁については，通常運転時閉，事故時閉としている。当該弁については，通常運転時の原子炉停止操作における減圧後の冷却時に開，また，事故時に原子炉
減圧後の長期冷却を行う際に開とする運用である。
b． 原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
当該ラインに設置された原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁については，通常運転時閉，事故時閉としている。当該弁については，通常運転時の原子炉停止操作において，原子炉圧力容器上部の冷却を行う場合には，開となる。
c． ほう酸水注入ライン
ほう酸水注入系は，設置許可基準規則第25条（反応度制御系統及び原子炉
停止系統）において，設置を求められている系統であることから，設計基準の範疇においても使用する可能性のある系統であると判断し，「通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもの」に準ずる系統として，第2隔離弁までを原子炉冷却材圧力バウンダリとする。
よって，残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン及びほう酸水注入ラインについては，第１隔離弁から第２隔離弁を含むまでの範囲が新たに原子炉冷却材圧力バウンダリ
として拡大されることを確認した。

17 条‐4

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力容器（RPV）

クラス１設計（残留熱除去系

クラスMC設計 クラス１設計

停止時冷却モード吸込ライン）

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力
溶接部

容器（RPV）

クラス１設計（原子炉冷却材浄化系

クラスMC設計 クラス１設計

原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン）
旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力
溶接部

容器（RPV）

クラス１設計クラスMC設計 クラス１設計（ほう酸水注入ライン）
第１図

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図
17 条‐5

2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について
弁ハンドルの固定された手動弁（施錠弁）については，チェーンで弁ハンドルを固縛した上で南京錠による施錠を施しており，南京錠の鍵については，当直長の管理のもと，使用及び保管を行う。また，鍵の保管状況を３ヶ月に１度確認する。
当該弁については，原子炉格納容器内に設置している手動弁であり，通常運転中は現場へのアクセスができないため，開操作をすることはない。また，定期検査中においても，作業ごとに作業票とそれに基づく操作タグをもちいた管理を行い，定期検査中の点検作業終了時及び原子炉起動前に当該弁が正常な状態（閉止かつ施錠）であることをバルブチェックリストにより確認し，当直長が承認するものとする。

KK6原子炉圧力容器ドレン弁
第２図
表２
隔離弁となる手動弁の種類

KK7原子炉圧力容器ドレン弁

弁施錠状態の例

手動弁の施錠管理リスト
弁名称

通常時閉及び事故時閉となる KK6 原子炉冷却材浄化系弁を有するもの※１（第１隔離弁 原子炉圧力容器ドレン弁まで）
KK7 原子炉冷却材浄化系※２【水色○実線 】
原子炉圧力容器ドレン弁

弁番号G31-F500
G31-F500※１ 原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン，残留熱除去
系停止時冷却モード吸込ライン及びほう酸水注入ラインを除く※２ 原子炉冷却材圧力バウンダリ図（別紙２）の凡例による。

17 条‐6

2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウンダ
リとなる配管・弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作を行っている。この時にクラス１機器として工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，
寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）にも合格しており，現在に至るまでクラス１機器として扱っている。なお，当該ラインの仕様は表３～表 14 の通り。
表３

KK6残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

355.6

23.8

STS42

格納容器貫通部※１

8.62

302

355.6

23.8

SFVC2B

表４

材料

KK6残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

止め弁

第二隔離弁

止め弁

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62

302

350A

SCPH2

SCPH2

8.62

302

350A

SCPH2

SCPH2

電気
作動
電気
作動

表５ KK6原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの配管の仕様

第一隔離弁上流の配管
第一隔離弁から第２隔離
弁間の配管
格納容器貫通部※１

最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

SFVC2B

材料

表６ KK6原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの弁の仕様
種類
第一隔離弁

逆止め弁

第二隔離弁

止め弁

※１

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

－

8.62

302

150A

SCPH2

S25C

8.62

302

150A

SCPH2

SCPH2

電気
作動

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐7

表７

KK6ほう酸水注入ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

第一隔離弁上流の配管※１

格納容器貫通部

第一隔離弁から第二隔離
弁間の配管

表８
種類

材料

KK6ほう酸水注入ラインの弁の仕様
材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

第一隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

第二隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

表９

KK7残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

355.6

23.8

STS42

格納容器貫通部※１

8.62

302

355.6

23.8

SFVC2B

表10

KK7残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

止め弁

第二隔離弁

止め弁

※１

材料

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62

302

350A

SCPL1

SCPL1

8.62

302

350A

SCPL1

SCPL1

電気
作動
電気
作動

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐8

表11 KK7原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの配管の仕様

第一隔離弁上流の配管
第一隔離弁から第２隔離
弁間の配管
格納容器貫通部※１

最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

SFVC2B材料

表12 KK7原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの弁の仕様
種類
第一隔離弁

逆止め弁

第二隔離弁

止め弁

表13

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

－

8.62

302

150A

SCPH2

SF50A

8.62

302

150A

SCPH2

SCPH2

電気
作動

KK7ほう酸水注入ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

格納容器貫通部※１

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

第一隔離弁から第二隔離
弁間の配管

表14
種類

材料

KK7ほう酸水注入ラインの弁の仕様
駆動
方式

最高使用
圧力
[MPa]

最高使用
温度[℃]

主要寸法
（呼び
径）

材料
弁箱

弁ふた

第一隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

第二隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L※１

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐9

2.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の強度について
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる配管，弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作し，クラス１機器として要求される検査を実施している。さらに，プラント建設時に工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）にも合格しており、現在に至るまでクラス１機器として扱っている。
また，当該範囲（格納容器貫通部含む）については，従来より，耐震Ｓクラスであるため技術基準上の要求事項に変更はなく，上述の通り，プラント建設時よりクラス１機器として設計しているため，評価体系（許容値，計算式）も変更する必要はない。

17 条‐10

2.5 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について新たに原子炉冷却材圧力バウンダリに組み込まれた配管・弁については，従来はクラス２機器として供用期間中検査を実施していることから，今後は，クラス１機器として供用期間中検査に組み込み，検査を行っていく。
なお，クラス１機器の供用期間中検査に新たに組み込まれた部位については，クラス１機器としての現時点での健全性を確認するために，今施設定期検査時に全数の検査を実施する。
クラス２機器からクラス１機器へ組み込まれることに伴う試験方法の変更内容
を表15～17に示す。また，これまでに実施した供用前検査（ＰＳＩ），供用期間中
検査（ＩＳＩ）の内容についても合わせて示す。

17 条‐11

表 15

KK6/7 残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの検査項目
建設時の検査項目

名称

ＰＳＩ

適用規格

第１隔離弁
から
第２隔離弁

直近の検査項目（クラス２機器）
ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

適用規格

ＵＴ
主配管

※１

主配管の周溶接

ＵＴ

継手(100％）JEAC4205(7.5％)

JSME S

ＵＴ

ＵＴ

-1986

ＰＴ

NAI-2008(100％)

(25％)

ＶＴ

ＶＴ

JSME S（100%）（代表１台の25%）

NAI-2008

ＶＴ

ＶＴ（100%）（同一グループで１台）

間(7.5％)

第２隔離弁

圧力保持用ボルト・ナット

ＶＴ（弁のボルト締付け部）（100%）

弁本体内表面

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※２

―

―

―

―

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

-1986

（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）ＶＴ

JEAC4205（100%）

-1986

ＶＴ

※３

（100%）※１

全体積が対象。

※２

漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。

※３

建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐12

表 16

KK6/7 原子炉冷却材浄化系ヘッドスプレイラインの検査項目
建設時の検査項目

名称

第１隔離弁
から
第２隔離弁
間

主配管

主配管の周溶接

ＵＴ※２

継手(100％)

主配管の支持部材取
付溶接継手
支持構造物

圧力保持用ボルト・ナット（弁のボルト締付け部）
第２隔離弁

ＰＳＩ※１

圧力保持用ボルト・ナット（フランジのボルト締付け部）
弁本体の内表面

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※３

適用規格

ＰＴ

JEAC4205(100％)-1986

ＶＴ（100%）

直近の検査項目（クラス２機器）
ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

―

―

―

―

―

―

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

ＵＴ

ＵＴ(100％)

(25％)

ＰＴ

ＰＴ

(100％)(7.5％)

ＶＴ

ＶＴ（100%）

（25%）

ＶＴ

ＶＴ

JSME S（100%）（代表１台の25%）

NAI-2008

ＶＴ

ＶＴ（100%）

（25%）

ＶＴ

ＶＴ

（100%）（同一グループで１台）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

ＶＴ※４

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ（100%）-1986（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）

適用規格

※１

第２隔離弁までの範囲まで社内自主としてＰＳＩを実施。

※２

全体積を対象。

※３

漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。

※４

建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐13

表 17

KK6/7 ほう酸水注入ラインの検査項目

建設時の検査項目
名称

第１隔離弁
から
第２隔離弁
間
第２隔離弁

主配管

ＰＳＩ※１

適用規格

主配管の周溶接ＰＴ

継手(100％)JEAC4205

ＶＴ

-1986

支持構造物
圧力保持用ボルト・ナット（弁のボルト締付け部）

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※２ＶＴ※３（100%）

ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

ＰＴ

ＰＴ(100％)

(25％)

ＶＴ

ＶＴ

（100%）（25%）

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

NAI-2008（100%）（代表１台の25%）

―

―

―

―

―

―

―

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

-1986

（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）（100%）―

直近の検査項目（クラス２機器）

適用規格

※１

第２隔離弁までの範囲まで社内自主としてＰＳＩを実施。

※２

漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。

※３

建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐14

2.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の漏えい検査方法，手順
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲に対する漏えい検査の方法及び手順については，「日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格（2008 年版）JSME S NA12008」に基づき，実施する。
このため，クラス１機器の供用期間中検査における漏えい検査の圧力保持範囲は，原子炉起動に要求される開閉状態とする。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウ
ンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。

（バウンダリ範囲）
今回

従来
原子炉圧力
容器（RPV）

第３図

第１隔離弁

第２隔離弁

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図

17 条‐15

2.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の品質保証上の取り扱い
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる配管，弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作し，クラス１機器として要求される検査を実施している。また，プラント建設時に工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）並びに溶接検査に合格している。従って，供用開始前における当該範囲の品質保証上の取扱いは，従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同一である。
なお，供用期間中検査については，2.5 項に記載の通り，従来クラス２機器として検査を実施していたことから，今後は，クラス１機器として供用期間中検査に組み込み，検査を行う。

17 条‐16

2.8 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲のうち原子炉格納容器貫通部の扱い
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる範囲には，原子炉格納容器貫通部があり，原子炉格納容器貫通部には，一部に一次冷却材に直接接する配管（以下，プロセス配管と称する）が存在する。
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる範囲内の原子炉格納容器貫通部（プロセス配管含む）については，プラント建設時に旧告示 501 号に基づき，原子炉格納容器の一部としてクラス MC 容器の要求事項を満足するように設計し，工事計画の認可を受けている。
このため，プロセス配管についても原子炉格納容器の一部として扱っているが，下記に示す通りクラス１機器相当の性能を有することを確認している。また，供用
期間中検査についても，今後はクラス１機器相当の管理を行う。
原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）と原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大の概念図を第４図に示す。

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力容器（RPV）

プロセス配管

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管・弁 原子炉格納容器貫通部 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管・弁（プロセス配管）

第４図

原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の概念図(1) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の仕様について
表３，５，７，９，11，13 に記載の通り，プロセス配管は原子炉冷却材圧力バウ
ンダリと同一の設計条件（最高使用温度，最高使用圧力）を満足しており，また，
クラス１機器に適合する材料を使用している。
(2) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の強度評価について
プロセス配管が原子炉冷却材圧力バウンダリとしての強度を有することを確認するために，クラス１配管と同様に強度・耐震評価を行う。
確認結果を表 18～20 に示す。
17 条‐17

表18

残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン貫通部の強度・耐震評価結果

管
種

項目

KK6
最大発生応力

※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

許容値

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
供用状態Ｃ※２
管供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力累積疲労係数
一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。

表19

原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン貫通部の強度・耐震評価結果

管
種

項目

KK6
最大発生応力※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
一次＋二次応力供用状態Ｃ※２
管累積疲労係数供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。

17 条‐18

許容値

表20
管
種

ほう酸水注入ライン貫通部の強度・耐震評価結果
KK6

項目

最大発生応力※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

許容値

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
一次＋二次応力供用状態Ｃ※２
管累積疲労係数供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。
※３ 一次＋二次応力が許容値を超えるが，弾塑性解析による疲労評価を実施し，疲労累積係数が１以下であることを確認している｡

表18～20に示すとおり，プロセス配管に発生する応力が許容値以下であることを確認した。また，一部の系統において，一次＋二次応力が許容値を超えるが，弾塑性解析による疲労評価を実施し，疲労累積係数が１以下となり許容値を満足することを確認している。
(3) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の検査方法について
・製造時検査原子炉格納容器貫通部のプロセス配管について，クラス MC 容器，クラス１機器の製造時における検査項目を表 21 に示す。
表 21 の通り，クラス MC 容器では製造時の非破壊検査の要求はないが，クラス１
機器では非破壊検査の要求がある。このように，要求される検査項目に相違がある
ものの，プロセス配管は，建設時に耐圧試験を実施しており，また，クラス１機器と同様の強度・耐震評価を実施し，クラス１機器相当の性能を有することを確認している。
なお，KK6/7 におけるプロセス配管については，製造時に製造メーカにおいて自主的にクラス１機器として要求される検査を実施していることを確認している。
表 21
名称

プロセス配管の検査項目（製造時の検査）
クラスMC容器要求検査

クラス１機器要求検査

原子炉格納容器貫通部―

ＵＴ（プロセス配管）―ＰＴまたはＭＴ

17 条‐19

・供用期間中検査
原子炉格納容器貫通部については，これまでもクラス MC 容器として供用期間中
検査（全体漏えい率試験，ＶＴ）を実施しており，今後も継続して供用期間中検査を実施していく。
ただし，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧
力バウンダリとなるプロセス配管については，クラス１機器の漏えい試験におけるバウンダリ範囲に含まれていることから，2.6 章の通り，クラス１機器の供用期間中検査として漏えい試験を実施する。
なお，プロセス配管と原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する他の配管・弁との溶接部については，従来よりクラス１機器の溶接部として扱っていることから，検査方法に変更はない。

17 条‐20

別紙１

原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
17 条‐21

別紙２
原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）

ドライウェル（Ｄ/Ｗ）

原子炉冷却材浄化系（CUW）

主蒸気系（MS）
原子炉隔離時冷却系（RCIC）
主復水器
原子炉圧力容器計装系
復水・給水系（C・FDW）
高圧炉心注水系（HPCF）B（RHR（A），CUW，RCIC共用）

ほう酸水注入系（SLC）

残留熱除去系（RHR）B
原子炉冷却材浄化系（CUW）

高圧炉心注水系（HPCF）C
原子炉圧力
残留熱除去系（RHR）C

試料採取系

容器（RPV）

残留熱除去系（RHR）B

残留熱除去系（RHR）C

残留熱除去系（RHR）A

制御棒駆動
水圧系
N2

水圧制御
ユニット

i 通常時開及び事故時閉となる弁。通常時閉及び原子炉○原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲

冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等

従来範囲（第２隔離弁まで）

拡大範囲

ii 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び範囲外

事故時閉となる弁（第２隔離弁まで）
iii 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，ii以外のもの（第１隔離弁まで）
iV 「隔離弁」としなくても良いもの（原子炉の安全上重要な
計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，
過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの）

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉

原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図

17 条‐22

別紙３

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて
STEP０
原子炉冷却材系に接続する配管系

STEP１

Yes

・隔離弁を設けない配管※1

STEP２
範囲が拡大される可能性※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞
・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの
・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの

Noがあるものの抽出

イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管
ニ 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等

STEP３
拡大要否の検討

No

Yes

範囲が拡大されるものの抽出結果
・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
・原子炉冷却材浄化系RPVボトムドレンライン
・ほう酸水注入ライン

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある※2
通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管No※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとする。
（弁ハンドルの施錠管理）

Yesii）第２隔離弁を含むまでの範囲

iii）第１隔離弁までを

i）第２隔離弁までを含むまでの範囲

含むまでの範囲

・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン

・原子炉冷却材浄化系

・非常用炉心冷却系等

・ほう酸水注入ライン

RPVボトムドレンライン

・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン

拡大範囲iv）隔離弁を設けない
・ 計装配管・ ドレン・ベント配管等

従来範囲から変更なし

本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第17条第1項第3号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

■抽出プロセス
STEP0（母集団の確認）
・原子炉圧力容器全体構造図を用いて，原子炉圧力容器のノズルを抽出する。
・配管計装線図を用いて，ノズルに接続される配管を抽出する。
・第２隔離弁までの範囲について，要求される機能，配管口径，内部流体を確認する。
STEP1（隔離弁を設けない配管（規則の解釈第17条第3項に基づき除外される範囲）の抽出）・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのものを抽出する。
※その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないものとは，液相で25A以下，気相で50A以下の配管を指す（別紙２参照）
STEP2（範囲が拡大される可能性のあるものの抽出）
・通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
・通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系統等を抽出する。
STEP3（拡大要否の検討）
・通常時又は事故時に開となる「おそれがある」通常時及び事故時閉となる弁17 条‐23別紙３を有する配管を抽出する。
※弁の誤操作処置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとし，
第１隔離弁を含むまでの範囲とする（2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について参照）

17 条‐24

別紙４

原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方
KK6/7における原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方を以下に示す。
(1)前提条件
ａ．原子炉は通常運転状態とする。
ｂ．原子炉圧力容器の水位は一定とする。
ｃ．制御棒駆動機構からの補給水量は，制御棒１本当たりのパージ水量設計値（0.7～1.3 L/min）の最低流量（0.7 L/min）とし，全制御棒数205本分のパージ水量を，8.6×103 kg/hrとする。
ｄ．原子炉各隔離時冷却系（以下，RCICとする）の補給水量は，RCICポンプの定格流量188×103 kg/hrからRCIC補器への流量（約6.0×103 kg/hr）を差し引いた流量182×103 kg/hrとする。
ｅ．給水系の給水流量変動幅は考慮しない。
(2)算出方法①式及びＧは，W
Amax  ………①
F.J.MOODY “Maximum Flow Rate of aG
Ａmax :
最大破断面積Ｗ： 補給水量Ｇ ： 臨界質量速度
液相 40.7×103 kg/m2
気相 11.8×103 kg/m2

Dmax  2 

Amax



SingleComponent,
Mixture”
による。

Two-Phase

sec
sec

………②

Ｄmax 最大破断直径(3)算出結果(1)，(2)より，小口径配管が破断した場合でも原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径を表１に示す。
この結果から，小口径配管のうち原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径は，設計上の余裕をみて液相，気相それぞれ25A，50Aを最大としている。
表１

原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径

最大破断直径[mm]
RPV バウンダリから除外される配管口径

液相

気相

40.6

75.5

25A

50A

17 条‐25

別添 1
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

第１７条

原子炉冷却材圧力バウンダリ（設置許可基準規則 第17条）
一 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生ずる衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 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瞬間的破壊が生じないよう、十分な破壊じん性を有するものとすること。
四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。
（技術基準規則 第14条）安全設備
２ 安全施設は，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮することができるよう施設しなければならない。
（技術基準規則 第15条）設計基準対象施設の機能
３ 設計基準対象施設は通常運転時において容器，配管，ポンプ，弁その他の機能または器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
（技術基準規則 第17条）材料及び構造
一クラス１機器及びクラス１支持構造物に使用される材料は，次に定めるところによること。
八
クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。
十五 クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３容器，クラス３管，クラス４管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶接部（溶接金属及び熱影響部をいう。）は次に定めるところによること。
（技術基準規則 第18条）使用中の亀裂等による破壊の防止
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
（技術基準規則 第19条）流体振動等による損傷の防止
燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物、熱遮蔽材並びに一次冷却系統に係る容器、管、ポンプ及び弁は、一次冷却材又は二次冷却材の循環、沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受けないように施設しなければならない。
（技術基準規則 第27条）原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は、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に伴う衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉
冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。
（技術基準規則 第28条）原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
２ 発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を施設しなければならない。

（設置許可基準規則 第17条，技術基準規則 第27条 第28条）
一 変更なし 従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の耐圧強度，材料である。また，強度・耐震評価において基準を満足していることを確認している。
二 変更なし 隔離装置である第１隔離弁の範囲から第二隔離弁を含む範囲までに変更した。
三 変更なし 十分な破壊じん性を有するオーステナイト系ステンレス鋼､または、強度評価において，通常運転時，運転時の異常な過度変化時及び設計基準事故時に生じる圧力において，瞬間的破壊が生じないことを確認している。
四 変更なし 各種測定装置等を設けており，異常を検出した場合は，中央制御室に警報を発するよう設計している。
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリが拡大した範囲について，漏えいを検出する方法に変更はない。

（技術基準規則 第14条）２（技術基準規則 第15条）３（技術基準規則 第17条）一，八，十五（技術基準規則 第18条）２（技術基準規則 第19条）
上記，技術基準規則各条文については，変更内容が原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大のみであり，設備改良を伴わないことから変更
はない。

評価ＯＫ
○範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
規則の解釈に基づき，従来は原子炉側から見て第１隔離弁までの範囲としていたものが第２隔離弁を含む
範囲に拡大される箇所があるか，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に確認した。
その結果，範囲が拡大される可能性があるものとして以下のラインが抽出された。
①原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン②残留熱除去系停止時冷却モード吸込
ライン③原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン④ほう酸水注入ライン
このうち，①については，すでに施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁であり，弁の誤作動防止措置を講じていることから，バウンダリの範囲は拡大されない。また，②，③については，通常運転時に当該系統を使用する場合には，隔離弁を開とすることがあることから，バウンダリ拡大範囲とする。さらに，④については，設置許可基準規則第25条（反応度制御系統及び原子炉停止系統）において，設置を求められている系統であることから，設計基準の範疇においても使用する可能性のある系統であると判断し，バ
ウンダリ拡大範囲とする。

保○弁の施錠管理（①）
原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインについては，通常時又は事故時に開となるおそれがないよう施錠管理による弁ハンドルのロックを実施する。

工○弁の施錠管理（①）
残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン，ほう酸水注入ラインについては，第１隔離弁から第２隔離弁を含むまでの範囲が原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大される。

【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）

17 条－別添 1－1

設置許可基準対象
条文

第１７条
原子炉冷却材圧力
バウンダリ

対象項
目

区

運用・手
順

―

体制

―

・施錠
管理

運用対策等

分

・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器
保守・点検

ボトムドレン弁については，通常時又は事故時開となるおそれがないように施錠管理によるハンドルロックを適切に実施する。

教育・訓練

17 条－別添 1－2―

第24条：安全保護回路<目

次>

1． 基本方針
1.1 要求事項の整理
2． 追加要求事項に対する適合方針
2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について
2.2 安全保護系盤の概要
2.3 安全保護系制御装置のソフトウェア管理方法について
2.4 外部からの不正アクセス行為防止について
2.5 安全保護系の検証及び妥当性確認について
2.6 想定脅威に対する対策について
2.7 物理的分離及び電気的分離について
2.8 ソフトウェア変更作業におけるソフトウェア不具合対応
3． 別紙
別紙1 アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針別紙2 今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性別紙3 アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策
別紙4 ソフトウェア更新時の立会において，インサイダー等に対するセキ
ュリティ対策
別紙5 ディジタル型安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについて
別紙6 ディジタル型安全保護回路について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無
別紙7 安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の
反映事項
4． 別添
別添
柏崎刈羽原子力発電6号及び7号炉運用，手順説明資料
安全保護回路1. 基本方針
1.1
要求事項の整理
安全保護回路について，設置許可基準規則第２４条及び技術基準規則第３５条において，追加要求事項を明確化する（第 1.1 表）。

24 条－1

第 1.1 表 設置許可基準規則第２４条及び技術基準規則第３５条要求事項
設置許可基準規則
技術基準規則備 考第２４条（安全保護回路）
第３５条（安全保護回路）
発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、安全 発電用原子炉施設には、安全保護装置を次に定めると 変更なし
保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条に ころにより施設しなければならない。
おいて同じ。）を設けなければならない。

一24 条－2運転時の異常な過渡変化が発生する場合において、 一 運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震 変更なし
その異常な状態を検知し、及び原子炉停止系統その他の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場
系統と併せて機能することにより、燃料要素の許容損合において、原子炉停止系統その他系統と併せて機傷限界を超えないようにできるものとすること。
能することにより、燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものであること。

二

設計基準事故が発生する場合において、その異常な状態を検知し、原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

三

変更なし

安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチ 二 系統を構成する機械若しくは器具又はチャンネル 変更なし
ャンネルは、単一故障が起きた場合又は使用状態からは、単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の単一の取り外しを行った場合において、安全保護機の取り外しを行った場合において、安全保護機能を能を失わないよう、多重性を確保するものとするこ
失わないよう、多重性を確保すること。
と。

設置許可基準規則
第２４条（安全保護回路）

技術基準規則第３５条（安全保護回路）

備

考

四

安全保護回路を構成するチャンネルは、それぞれ互 三 系統を構成するチャンネルは、それぞれ互いに分離 変更なし
いに分離し、それぞれのチャンネル間において安全保し、それぞれのチャンネル間において安全保護機能を
護機能を失わないように独立性を確保するものとする
失わないように独立性を確保すること。
こと。

五

駆動源の喪失、系統の遮断その他の不利な状況が発 四 駆動源の喪失、系統の遮断その他の不利な状況が生 変更なし
生した場合においても、発電用原子炉施設をより安全じた場合においても、発電用原子炉施設をより安全なな状態に移行するか、又は当該状態を維持することに状態に移行するか、又は当該状態を維持することによ
より、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維り、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持持できるものとすること。
できること。

24 条－3六不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に 五 不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的 追加要求事項
沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作をに沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作させる行為による被害を防止することができるものとをさせる行為による被害を防止するために必要な措すること。
置が講じられているものであること。

七

計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する 六 計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合 変更なし
場合には、その安全保護機能を失わないよう、計測制には、その安全保護機能を失わないよう、計測制御系
御系統施設から機能的に分離されたものとすること。
から機能的に分離されたものであること。
七

発電用原子炉の運転中に、その能力を確認するため 変更なしの必要な試験ができるものであること。

－
八

運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであること。

2． 追加要求事項に対する適合方針
2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について「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」第二十四条（安全保護回路） 第１項第六号にて要求されている『不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。』に対して，ディジタル化している安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路，工学的安全施設作動回路）は下記の対策を実施している。
(1) 物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，電気的アクセスについては，安全保護系制御装置の保守ツールを施錠管理された場所に保管するとともに，安全保護系制御装置の保守ツールの接続部を施錠することや保守ツールのパスワード管理※により不要なソフトウェアへのアクセスを制限することで，管理されない変更を防止している。
(2) ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護系の信号は，安全保護系盤→プロセス計算機→防護装置→緊急時対策支援
システム伝送装置（ERSS）→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護系からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
(3) 外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護系の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置（送信元，送信先及び送信内容を制限することにより，目的外の通信を遮断）を介して安全保護系盤の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
(4) システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ
対策｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC4620）｣及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）がなされたソフトウェアを使用している。また，安全保護系は，固有のプログラム言語を使用（一般的なコンピュー
タウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なソフトウェアへのアクセス制限対策として入域制限や保守ツールの施錠管理及びパスワード管理※を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。
(5) 耐ノイズ・サージ対策
安全保護系は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部にラインフィルタや絶縁回路を設置，外部からの信号入出力部にラインフィルタや絶縁回路を設置，通信ラインにおける光ケーブルを適用している。また
開発検証時に耐ノイズ／サージに対する耐性を確認している。（電源ノイズ試験・誘導ノイズ試験／参考規格 ANSI C 37.90，静電ノイズ試験／参考規格 IEC-Pub801-2，電24 条－4波障害試験／参考規格 JEIDA-29「工業用計算機設置環境基準」，インパルス試験／参考規格 JEC-210,212）(6) ウイルス侵入防止について，供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
ウイルスの侵入防止対策も含め，当社の安全保護系への妨害行為又は破壊行為を防止するため，第2.1表のようなセキュリティ対策を安全保護系の設計に反映するよう，供給者へ要求することとしている。なお，当社は供給者に対し，品質保証に関する監査を継続的に実施することにより，適切に管理されているかを確認することとしている。
供給者はこれを受けて，インターネットへの直接接続の禁止，保守のための当該シ
ステムへの接続は許可された機器のみに限定している等の対応を実施している。
※

社内マニュアル3次文書「Z-29･KK業シス-01
ド」に規定

24 条－5

情報システムへのウイルス対策ガイ

第 2.1 表
項目

供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
当社の要求
供給者の対応

開発・
改造に
関する
設計上
の要求

媒体の
管理

保守に
関する
要求

教育
設定及
び設定
変更管
理

作業実
施

：防護上の観点から公開できません
24 条－6

2.2

安全保護系盤の概要
安全保護系盤は，プロセス信号（検出器からの信号）を処理，監視するとともに，設定値との比較を行い，原子炉緊急停止信号及び工学的安全施設作動に係わる信号を発信する設備である。
ディジタル設備の適用に当たっては，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に準じた検証及び妥当性確認を行っている。
グループ１

区分Ⅰ
設定 値比較 部

論理 回路部
手 動スクラム
※

※

※

※

※

※

※

※

※
※

ソフトウェアⅠ

Ⅲ

ソフト ウェア
※

※

検出器

Ⅲ

多重伝送装置Ⅰ

Ⅳ

Ⅱ

安全保護系盤
他区分へ Ⅳ Ⅲ Ⅱ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ 他区分 から

区分Ⅱ

Ⅱ

Ａ

Ⅳ

ソレ ノイド
（Ａ）

同上

Ｂ

ソレノイド
（ Ｂ）

スクラムパ イロット 弁※※グループ２～４も同様

検出器
多重伝送装置安全保護系盤
インターフェース部

警報

区分Ⅲ
※

ＡＮ Ｎ

※
※

プロセス計算機

ソフトウェア
※

同上

※
※

※

検出器
多重伝送装置安全保護系盤

区分Ⅳ

同上

凡例

※

：光伝送
：メタル伝送検出器
多重伝送装置※：光変換カード

安全保護系盤

第 2.2 図安全保護系盤構成図（例：原子炉緊急停止信号）

安全保護系は，相互干渉が起こらないように，物理的，電気的独立性を持たせている。盤内のソフトウェアは区分毎にそれぞれ設けており，ソフトウェアの故障，異常等の単一故障又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合でも，安全保護系機能を喪失することはない。また，誤信号発生等による誤動作・誤不動作を防止するため，区分毎に論理回路部を設け，2 out of 4ロジック回路を構成している。

24 条－7

2.3

安全保護系制御装置のソフトウェア管理方法について
安全保護系制御装置のソフトウェア変更にあたっては，保管庫内の施錠されたラッ
ク内に保管した保守ツールを使用して行い，使用時は安全保護系制御装置の保守ツー
ルの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。安
全保護系制御装置へソフトウェアをインストールする場合は，以下の手順で実施する。一連の作業は当社社員が立ち会い，正しくソフトウェア変更が行われたことを確認することとしている。
なお，多重伝送装置については，保守ツール等を接続する事ができない構成となっており，管理されない変更を防止している。

第 2.3 図安全保護系制御装置及び保守ツール：防護上の観点から公開できません
24 条－8

2.4

外部からの不正アクセス行為防止について
安全保護系盤は，外部ネットワークと直接接続は行っておらず，外部システムと接続する必要のあるデータ等については，防護装置を介して接続している。また，安全保護系盤の制御装置は固有のプログラム言語を使用するとともに，外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入等を防止している。
原子力発電所への入域については，出入管理により制限しており，外部からの人的妨害行為または破壊行為を防止している。また，安全保護系制御装置の保守ツールの接続部に対して施錠を行い，関係者以外のアクセスを防止している。

第 2.4 図ネットワーク概略図

24 条－92.5

安全保護系の検証及び妥当性確認について
安全保護系のソフトウェアは，工場製作段階から以下の品質保証活動に基づくライ
フサイクルプロセスにおける各段階での検証と妥当性確認（V&V）を適切に行うことで高い信頼性を実現している。

段階

第 2.5-1 表 ライフサイクルプロセスにおける各段階での対策
内容
対策

設計プロセス

製作プロセス

試験プロセス

装荷プロセス

変更プロセス

安全保護系設備に対するシ
ステムの要求事項からソフ
トウェア設計仕様を作成する。

安全保護系設備ソフトウェ
ア設計要求仕様より安全保護系設備ソフトウェアを製作する。
製作された安全保護系設備
ソフトウェアに対して，ハードウェアを統合し，その統合したシステムが設計要
求通り製作されていることを試験により確認する。
実機へ安全保護系設備ソフ
トウェアを実装する。
安全保護系設備ソフトウェ
アの変更が生じた場合，変更仕様を決定し，変更を行
うライフサイクルプロセス
から，変更の実施内容に応じて必要とされる各々のプロセスを順次実施する。

：防護上の観点から公開できません
ディジタル安全保護系ソフトウェアは，設計，製作，試験，変更管理の各段階で，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，供給者による検証及び妥当性確認の各段階において，確実に実施されていることを確認している。
なお，設計要求仕様の変更及びソフトウェアの変更が生じた際は，変更理由，変更箇所等を文書化し，変更の影響範囲を明確にした上で，変更を実施する。必要に応じ，変更箇所及び変更の影響を受ける部分について検証及び妥当性確認作業を再度実施する。
以下に，検証及び妥当性確認の流れと内容を示す。
24 条－10

供

給

者

当

社

ディジタル安全保護系
システム要求事項
基本計画

基本計画の確認【基本計画書】

システム設計要求仕様

検証１

ハードウェア
ソフトウェア
設計要求仕様検証２

検証と妥当性確認（Ｖ＆Ｖ）
要領書の審査報告書の確認

設計プロセス

ハード
ウェア
設計・製作

【要領書，報告書】

設計図書の審査

ソフト
ウェア
設計・製作

検証３，４

ハードウェア・ソフトウェア統合

検証５【設定値根拠書，インターロック
ブロック線図，ソフトウェア図他】

製作プロセス

試験プロセス

試験

装荷プロセス

装

荷

妥当性確認

変 更

変更プロセス

検証と妥当性確認（必要に応じ）

検証と妥当性確認（Ｖ＆Ｖ）
要領書の審査報告書の確認【要領書，報告書】

運転・保守プロセス

運 転 ・ 保 守

変 更変更プロセス

Ｖ＆Ｖ実施範囲
廃止プロセス

第 2.5 図廃止Ｖ＆Ｖ：検証と妥当性確認(Verification and Validation)

ディジタル安全保護系のソフトウェアに対する検証及び妥当性確認の流れ

第 2.5-2 表

検証項目及び検証内容
検証項目
検証内容
ディジタル安全保護系システム要求事項が正しくシステム設計要
検証１
求仕様に反映されていることを検証する。
システム設計要求仕様が正しくハードウェア・ソフトウェア設計
検証２
要求仕様に反映されていることを検証する。
ソフトウェア設計要求仕様が正しくソフトウェア設計に反映され検証３ていることを検証する。
ソフトウェア設計通りに正しくソフトウェアが製作されているこ
検証４とを検証する。
ハードウェアとソフトウェアを統合してハードウェア・ソフトウ
検証５
ェア設計要求仕様通りのシステムとなっていることを検証する。
ハードウェアとソフトウェアを統合して検証されたシステムが，妥当性確認 ディジタル安全保護系システム要求事項を満たしていることを確認する。

24 条－11

2.6

想定脅威に対する対策について
安全保護系のソフトウェアは，工場製作段階から以下の想定脅威に対する対策を適切に行うことで高い信頼性を実現している。
第 2.6 表 想定脅威に対する対策（工場製作及び出荷）想定脅威
対策：防護上の観点から公開できません

24 条－122.7

物理的分離及び電気的分離について
安全保護系盤からインターフェース部（計測制御系）の分離は，光変換カードによって送信側と受信側の物理的及び電気的分離（計測制御系で短絡等の故障が生じても安全保護系に影響を与えない）を行っている。
送信側

受信側
インターフェース部（計測制御系）

安全保護系

光変換カード光変換カード

電気信号
電気信号

光

物理的分離

電気的分離

第 2.7 図通信における分離概念図

24 条－13

2.8

ソフトウェア変更作業におけるソフトウェア不具合対応
ソフトウェア変更作業は，2.5 節にて説明した検証及び妥当性確認の品質保証活動に基づき適切な管理のもとに実施するが，変更作業において万が一，ウイルス，バグ等が安
全保護系盤に書き込まれることにより，ソフトウェアの演算処理に不具合が発生した場
合は，自己診断機能により演算処理の不具合を検知することが可能である。また，ウイル
ス，バグ等を発見した場合は，マスター用に保管している外部記録媒体から変更作業前のバージョンのソフトウェアを安全保護系盤に書き込み，変更作業前の状態に復元することが可能である。

【ソフトウェア変更前確認の流れ】（Ver.X から Ver.X+1 へ変更する例）①安全保護系盤に装荷されているソフトウェア（Ver.X）と，変更前マスター記録媒体（Ver.X）を照合確認し，全てが一致していることを確認する。
②変更ソフトウェア記録媒体（Ver.X+1）と変更前ソフトウェア(Ver.X)を保守ツールにて照合確認し，意図した箇所以外の変更がないことを確認する。

①照合確認
②照合確認

変更前マスター
記録媒体（Ver.X）

変更前
ソフトウェア（Ver.X）①照合確認

CPU
ソフトウェア（Ver.X）

保守ツール
安全保護系盤
変更ソフトウェア
記録媒体（Ver.X+1）

第 2.8-1 図

ソフトウェア変更作業の流れ（ソフトウェア変更前）

24 条－14

【変更ソフトウェアの安全保護系盤への書き込み及び確認の流れ】③変更ソフトウェア（Ver.X+1）を記録媒体から保守ツールへ読み込み，その後，照合確認にてソフトウェア（Ver.X+1）が保守ツールへ正しく読み込みされたことを確認する。
④変更ソフトウェア（Ver.X+1）を保守ツールより安全保護系盤に書き込み，その後，照合確認にて変更ソフトウェア（Ver.X+1）が正しく安全保護系盤へ書き込まれたことを確認する。
⑤実機に変更ソフトウェア（Ver.X+1）を書き込んだ後に，ウイルス，バグ等にて演算処理に不具合が発生した場合は，変更前マスター記録媒体（Ver.X）から変更前ソフトウ
ェアを戻し入れ，変更作業前の状態に復元する。
<通常のソフトウェア変更>
自己診断機能により，演算処理の不具合を検知可能③読み込み

ソフトウェア（Ver.X→Ver.X+1）③照合確認
変更ソフトウェア
記録媒体（Ver.X+1）④書き込み※

CPU④照合確認

ソフトウェア（④Ver.X→
Ver.X+1）

保守ツール<演算処理に不具合が発生した場合>⑤戻し入れ

ソフトウェア（Ver.X+1→Ver.X）

⑤照合確認

⑤照合確認
変更前マスター
記録媒体（Ver.X）

⑤戻し入れ

保守ツール

(⑤Ver.X+1→Ver.X)

安全保護系盤※保守ツールにて制御装置で動作可能な形式に変換したものを書き込む。

第 2.8-2 図

ソフトウェア変更作業の流れ（ソフトウェア変更）

24 条－15

別紙 1 アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針
アナログ型の安全保護回路はハードワイヤーロジック（リレーや配線によるアナログ回路）で構成されており，これらの回路に対し，承認されていない動作や変更を防ぐ措置として，以下を実施している。
・ 安全保護回路の変更が生じる場合は，上流図書から下流図書（第 1 図参照）へ変更内容が反映されていることを設備図書で承認する。
・ 改造後はインターロック試験や定期事業者検査等にて，安全保護回路が正しく動作する
ことを複数の人間でチェックしている。
・ なお，中央制御室への入域に対しては，出入管理により関係者以外のアクセスを防止している。

アナログ型安全保護系（参考）ディジタル型安全保護系

安全保護系
システム要求事項（設置許可申請書）

ディジタル安全保護系
システム要求事項（設置許可申請書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

ハードウェア設計要求仕様（インターロックブロック線図）

ハードウェア・ソフトウェア
設計要求仕様（機器設計仕様書，
インターロックブロック線図）

ハードウェア
設計・製作

ソフトウェア
設計・製作（展開接続図）（ソフトウェア図）

ハードウェア設計・製作（展開接続図）ハードウェア・ソフトウェア統合

試

第1図

試

験

験

安全保護系の設計・製作・試験の流れ（例）24 条－別紙 1－1

別紙 2 今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性
設置変更許可申請に関わる安全保護回路の変更は行っていない。なお，重大事故等対処
設備の設置（自主対策含む）に伴い，ディジタル安全保護系設備のソフトウェア改造を実施している事例が下記 2 件あるが，｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC4620）｣及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験等の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）を実施することで，ソフトウェア改造に伴う影響を防止する設計としている。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制
御棒挿入機能：ＡＲＩ）と代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）については，安全保護回路に変更を施しておらず，安全保護回路と電気的・物理的に分離されており安全保護回路に悪影響を与えない設計としている（参考１）。詳細は各条文の基準適合性説明資料
にて説明する。
「6 号炉及び 7 号炉 高圧代替注水設備（HPAC）設置に伴う弁操作機能の追加」
・ 重大事故等時に原子炉隔離時冷却系（RCIC）が機能喪失した場合において，高圧注水設
備の代替手段として，高圧代替注水設備（HPAC）を設置することとしている。
・ 高圧代替注水設備（HPAC）は原子炉隔離時冷却系（RCIC）と同様に原子炉からの主蒸気を駆動源としたタービン駆動のポンプであり，RCIC 蒸気管より分岐した蒸気系のライン構成となっている。
・ RCIC 起動失敗，または機能喪失時に，RCIC 蒸気入口弁操作不能（開状態で停止）で HPAC
起動後も HPAC 蒸気量低で定格流量が得られない状況を回避するため，RCIC 重大事故時
蒸気止め弁を設置しており，この弁操作を RCIC 系から実施可能とするためのソフトウ
ェア改造を実施することとしている。
ドライウェル
原子炉格納容器

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

給水系から

AO

AO

AO

タービン
MO

MO
MO

MO

MO

RCIC重大事故時蒸気止め弁
主蒸気

給水系
MO

MO
MO

サプレッション・チェンバ

MO

MO

MO

高圧代替注水系
タービン

復 水
貯蔵槽

MO
MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

HO

MO
MO

第1図

高圧代替注水系(HPAC)の系統概要
24 条－別紙 2－1

高圧代替注水系ポンプ「6 号炉 直流 125V 6A 蓄電池室 換気空調設備の制御回路の追加」
・ 直流 125V 蓄電池 6A の増容量に伴い，蓄電池室（換気空調設備含む）を新設しており，換気空調設備の制御回路追加のソフトウェア改造を実施することとしている。

24 条－別紙 2－2

参考１

新規制対応設備の安全保護系への影響について

１．ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）について（１）目的
代替制御棒挿入機能は，制御棒駆動機構を作動させる原子炉緊急停止系の故障によるATWS発生時に，スクラム用計装空気配管に取り付けられた排気弁を開放することによって制御棒を急速に挿入し，原子炉出力を低下させることを目的とする。
（２）原子炉緊急停止系への影響について
原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能のロジック回路は第１図のとおり，検出器からロジックまで，原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能は独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計としている。
なお，第２図のとおり原子炉緊急停止系の作動電磁弁についても，代替制御棒挿入機能と原子炉緊急停止系では独立した構成となっている。

第１図

原子炉緊急停止系及び代替制御棒挿入機能のロジック図

24 条－別紙 2－3

第２図 作動電磁弁について
24 条－別紙 2－4：常時励磁：常時無励磁ＮＥ

ＮＤ

凡例

２．代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（１）目的代替自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧系が有する原子炉の減圧機能喪失が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，原子炉
冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止することを目的とする。
（２）自動減圧系への影響について
自動減圧系と代替自動減圧機能の論理回路は第３図のとおりであり，論理回路を自動減圧系に対して独立した構成としており，自動減圧系に悪影響を与えない設計としている。
第４図のとおり検出器（原子炉水位低（レベル１），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの入力信号については共有しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。
また，論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。
なお，原子炉スクラム失敗時に自動減圧が自動起動すると，高圧炉心注水系及び低圧注
水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧機能の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計としている。自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，手動阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，ハードスイッチは単純な構造であり，スイッチ接点以降は分離していることから，自動減圧系に悪影響を与えない設計としている。

24 条－別紙 2－5

自動減圧機能ロジック回路

6号炉：H11-P662-1
7号炉：H11-P662-1

KOS
原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ
区分Ⅲ

凡例

阻
止

通
常

A系ロジックADS(A)起動信号
リセット

ADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止自動起動阻止キーSW：ADS及びSA-ADSで共有

阻止
2/4

通常

2/4

： 2 out of 4論理： AND論理

区分Ⅳ： OR論理(WO)
ドライウェル圧力高

(WO)

区分Ⅰ

通
常

T.D.
29秒

阻
止

通
常

自動減圧系

阻
止

代替自動減圧機能

区分Ⅱ
区分Ⅲ

2/4

(WO)

： 信号阻止TD： タイマー

区分Ⅳ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高A
BC

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力高BC

6号炉：H11-P662-2
7号炉：H11-P662-2

SV-C SV-B SV-A

代替自動減圧機能ロジック回路

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P652

ND

ND

ND

A系ロジック

原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

主蒸気逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止KOSＳＲＶアクチュエータ

B系ロジックA系と同様

主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁

阻止
通常

区分Ⅰ
区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.
10分

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高ABC

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P653

A系と同様

第３図

B系ロジック自動減圧機能及び代替自動減圧機能のロジック回路

24 条－別紙 2－6

配線用
遮断器

ロジック回路

自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,それぞれ分
離されており自動減圧系に悪影響を与えない設計とする（遮断器によって分離を実施）。

配線用
遮断器

ヒューズ
主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁

自動減圧系

検出器

ヒューズ

代替自動減圧機能

隔離装置

原子炉水位検出器信号

Ⅰ

自動減圧系

Ⅱ
Ⅲ
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

隔離装置

代替自動減圧機能
起動信号

Ry

Ry

自動減圧系
起動信号

A

残留熱除去系ポンプ吐出圧力信号

B

自動減圧系

C
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

電磁弁

隔離装置

隔離装置の概要図

論理回路からの作動用電磁弁制御
信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置（リレー）を用
いて信号を分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計とす
る。

警報設定器
検出器信号
設定値

Ry

出力信号

自動減圧系と隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。

第４図

信号の分離について

24 条－別紙 2－7

別紙 3 アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策
アナログ型安全保護回路の検出器から作動回路について，検出器はアナログ機器，作
動回路はハードワイヤーロジック（リレーや配線によるアナログ回路）で構成されており，一部の安全保護回路への出力信号処理でディジタル型制御装置を使用している（起動領域モニタ，平均出力領域モニタ，安全系放射線モニタ）。例として，原子炉緊急停止
系の構成例を第１図に示す。不正アクセス行為等による対策については，「2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について」に記載の設計方針としている（下記に，「2.1」の記載内容の一部再掲）。
(1) 物理的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，管理されない変更を防止している。
(2) ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護系の信号は，安全保護系盤→プロセス計算機→防護装置→緊急時対策支援シ
ステム伝送装置（ERSS）→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護系からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
(3) 外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護系の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置（送信元，送信先及び送信内容を制限することにより，目的外の通信を遮断）を介して安全保護系盤の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
(4) システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ
対策
アナログ型安全保護回路は別紙 1 の通り。
なお，ディジタル型制御装置（起動領域モニタ，平均出力領域モニタ，安全系放射線モニタ）については，｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（ JEAC4620）｣ 及び「デ ィジタ ル安全保護系の 検証及 び妥当性確 認に関する 指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）がなされたソフトウェアを使用している。また，安全保護系は，固有のプログ
ラム言語を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なソフトウェアへのアクセス制限対策として入域制限や保守ツールの施錠管理及びパスワード管理※を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。
(5) 耐ノイズ・サージ対策
安全保護系は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線す
24 条－別紙 3－1

る電源受電部にラインフィルタや絶縁回路を設置，外部からの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
(6) ウイルス侵入防止について，供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
ウイルスの侵入防止対策も含め，当社の安全保護系への妨害行為又は破壊行為を防止するため，第2.1表のようなセキュリティ対策を安全保護系の設計に反映するよう，供給者へ要求することとしている。なお，当社は供給者に対し，品質保証に関する監査を継続的に実施することにより，適切に管理されているかを確認することとしている。
供給者はこれを受けて，インターネットへの直接接続の禁止，保守のための当該シス
テムへの接続は許可された機器のみに限定している等の対応を実施している。
※社内マニュアル 3 次文書「Z-29･KK 業シス-01 情報システムへのウイルス対策ガイド」に規定
アナログ型安全保護回路（Ａ１チャンネル）の例
警報設定器
検出器

[起動領域モニタ]

手動スクラム

前置増幅器

起動領域モニタ

トリップ論理

Ry

A1

Ry

B1

Ry

A2

Ry

B2

Ｂ

ソレノイド

検出器

[平均出力領域モニタ]
ソレノイド
（Ａ）

Ａ

平均出力領域モニタ
検出器（Ｂ）

スクラムパイロット弁※他の区分も同様[安全系放射線モニタ]
前置増幅器：ディジタル機器

放射線モニタ

検出器（参考）ディジタル型安全保護回路（区分Ⅰ）の例
多重伝送装置

設定値比較部

検出器
手動スクラムⅠ[起動領域モニタ]
前置増幅器

Ⅲ

起動領域モニタ
Ⅲ

検出器

Ⅰ

Ⅳ

Ⅱ

論理回路部
[平均出力領域モニタ]ⅡⅣ

平均出力領域モニタ
Ａ

検出器

ソレノイド
（Ａ）

Ｂ

ソレノイド
（Ｂ）

スクラムパイロット弁※他の区分も同様[安全系放射線モニタ]
前置増幅器

放射線モニタ

検出器

第１図

安全保護回路の構成例（原子炉緊急停止系）
24 条－別紙 3－2：ディジタル機器

別紙 4 ソフトウェア更新時の立会において，インサイダー等に対するセキュリティ対策
安全保護系制御装置のソフトウェア変更にあたっては，以下の対策を実施している。
・ ソフトウェア変更に必要な保守ツール，記憶媒体については，保管庫内の施錠されたラック内に保管している。また，保守ツール使用時は安全保護系制御装置の保守ツールの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。
・ 保管庫内の施錠されたラック内に保管した保守ツール，記憶媒体は，使用の際に当社監
理員立ち会いの下，貸し出しを行っている。
・ 保守ツールの接続部の鍵は，当直長の許可を得た上で，貸し出しを行っている。

・ ソフトウェア変更に係わる者は，情報セキュリティ教育（１回／年）を受講している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 4－1

別紙 5 ディジタル型安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについて
安全保護回路等を含むネットワーク全体構成図は第 1 図及び第 2 図の通りであり，安
全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについては，安全保護回路へのネットワー
ク上の接続可能なアクセスと安全保護系制御装置のソフトウェアへ直接アクセス可能な保守ツール接続箇所となる。
安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについては，以下の通り対策をしている。

（２）外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路へのネットワーク上の接続可能なアクセスについては，機能的に分離する設計としている。具体的には，安全保護回路と計測制御系は第 3 図に示すように，通信コントローラとマイクロプロセッサとの間は，通信専用のメモリを介することにより，
通信コントローラが直接安全保護系のマイクロプロセッサの動作に関与しない設計とし，機能的に分離している為,計測制御系が安全保護回路のマイクロプロセッサの動作には関与しない。

（３）物理的アクセスの制限対策
安全保護系制御装置のソフトウェアへアクセス可能な保守ツールについては，保管庫内の施錠されたラック内に保管した保守ツールを使用して行い，使用時は安全保護系制
御装置の保守ツールの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 5－1

計測制御系

B

信号取合概念図は第3図参照

A
DCU区分ⅠFDTLU 区分Ⅰ

他区分も同様他区分 DTMOLULD

DTM 区分Ⅰ

他区分 TLU

現場RMU 区分Ⅰ
安全保護系

第1図

＜凡例＞
・TLU：論理回路部
・DTM：設定値比較部
・DCU：データ コミュニケーション ユニット
・LD：ロードドライバ
・RMU：多重伝送盤
・OLU：出力回路部
・FD：フラットディスプレイ
：通信カードネットワーク全体構成概念図（6 号炉 RPS/MSIV の例）

計測制御系

B

信号取合概念図は第3図参照

FD

A
OLU

LD

他区分も同様TLU 区分Ⅰ

他区分 DTMDTM 区分Ⅰ

他区分 TLU

現場RMU 区分Ⅰ

安全保護系

第2図

＜凡例＞
・TLU：論理回路部
・DTM：設定値比較部
・LD：ロードドライバ
・RMU：多重伝送盤
・OLU：出力回路部
・FD：フラットディスプレイ
：通信カードネットワーク全体構成概念図（7 号炉 RPS/MSIV の例）

24 条－別紙 5－2

第3図

安全保護回路と計測制御系との信号取合概念図：枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

24 条－別紙 5－3

別紙 6 ディジタル型安全保護回路について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無

システム設計に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，ディジタル安全保護系ソフトウェアは，設計，製作，試験，変更管理の各段階で，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に基づき，供給者による検証及び妥当性確認の各段階において，確実に実施されていることを確認している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 6－1

別紙 7 安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反映事項
安全保護系に関わる過去のトラブル情報を抽出し，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7号炉の安全保護系の設計面へ反映すべき事項を下記の通り確認した。
（１）過去の不具合事例の抽出
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象の抽出にあたり，以下を考慮した。
① 公開情報（原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」）を対象② キーワード検索（安全保護系，原子炉緊急停止系，工学的安全施設作動回路，雷，ノイズ，スクラム等）により抽出③ 間接的な影響（他設備のトラブル）によって安全保護系へ影響を与えた事象（安全保護系の正動作は除く）（２）反映が必要となる事象の選定
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象について，第 1 図及び第 1 表に基づき抽出した。抽出された過去の不具合事象を第 2 表に示す。
（３）過去の不具合事例への対応について
過去の不具合事例を抽出し，安全保護系の設計面への反映要否について検討を実施した結果，対応済み，もしくは，反映不要であることを確認した。

24 条－別紙 7－1

ニューシア情報

安全保護系に影響

YES
対象外を及ぼさない事象

NO

人的要因による

YES

操作・手順ミスによる不具合
事象（55 件）事象

NO

設備の不具合（設YES

計面への反映無

一過性及び基板故障等の設
備不具合（124 件）

し）による事象

NO
不具合事象に対して設計面の対策を実施した事象（１件）

第1図

設計面への反映すべき事項の抽出フロー

第1表
項目

設計面への反映を不要とする理由

事象例

理由

人的要因による事象

安全処置の実施又は復作業手順，作業管理等の人的要因によるもので旧時のミス，作業手順あり，設計面へ反映すべき事項ではない。
のミス等

設備の不具合（設計
面への反映無し）による事象

計器・部品の単品故故障した部品の交換等の対策を図ることが基
障・一過性故障・偶発本であり，設計面へ反映すべき事項ではない。
故障等

24 条－別紙 7－2

第2表

抽出された過去の不具合事象

件名

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機

会社名・

東京電力株式会社「主蒸気管放射能高」信号誤動作によるスクラムについて

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機

プラント
発生日
事象概要

2012 年 08 月 22 日
平成２４年８月２２日２０時１２分頃，定期検査中の６号機において，「主蒸気管放射能高」信号の誤動
作によりスクラム信号が発生し，原子炉スクラム（ゼロスクラム）が発生した。
なお，６号機は冷温停止状態であり，制御棒は全挿入状態であった。

＜時系列＞
8/22
20:12 「主蒸気管放射能高

区分（Ⅰ）
（Ⅲ）
」発生

主蒸気隔離弁（内側弁）「全閉」 実動作

主蒸気ドレン内側弁「全閉」 実動作（点検のため上記弁は「全開」であった。なお，主蒸気隔離弁（外側弁）は，「全閉」であった）「原子炉スクラム」発生（ゼロスクラム）「スクラムパイロットエアーヘッダー圧力低」発生「ＣＲＤ充てん水圧力低低」発生
20:22 主蒸気管放射線モニタ

中操確認

区分Ⅰ：レベル高・高高ランプ 点灯

スクラム後指示値

2.0E-13A

区分Ⅱ：警報発生なし

スクラム後指示値

2.0E-13A

区分Ⅲ：レベル高・高高ランプ・下限点灯 スクラム後指示値

2.2E-13A

区分Ⅳ：下限ダウンスケール

点灯

スクラム後指示値（スクラム前の指示については，記録計が停止中のため採取できず）
20:40 主蒸気隔離弁（内側弁）現場確認：異常なし
20:51～20:54 主蒸気管放射線モニタ（区分Ⅰ～Ⅳ）インターロック除外実施（機能要求はないため再発防止として実施）
21:01 スクラムリセット実施
21:08 ＨＣＵ廻り現場確認：異常なし
原因

雷によるノイズ対策(1) アナログ式モニタからディジタル式モニタへ変更。
(2) ケーブルルート見直し
雷サージ電流の進入ルートと考えられる信号ケーブルの電線管ルートを原子炉建屋外壁埋設から原子炉建屋内の露出電線管ルートへの変更を実施した。

24 条－別紙 7－3

別

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順説明資料
安全保護回路添第２４条 安全保護回路
設置許可基準 第２４条第１項第６号
不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。
（解釈）
第６号に想定する「不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止すること」とは，ハードウェアの物理的分離，機能的分離に加え，システムの導入段階，更新段階又は試験段階でコンピュータウイル
スが混入することを防止する等，承認されていない動作や変更を防ぐ設計のことをいう。

安全保護系盤

物理的分離

機能的分離

コンピュータウイルスの混入防止

不正なアクセスを

アクセス制限出入管理遮断する措置

施錠管理
（保守ツー
ルの施錠管
理，保守ツー
ルの接続部の施錠管理）

【第７条
（発電用原
子炉施設へ
の人の不法
な侵入）に
て整理】

検証及び妥
当性確認が
なされたソ
フトウェア
の使用

固有のプロ
グラム言語
を使用

変更管理
（検証及び
妥当性確認
を含む）

【第７条
（発電用原
子炉施設へ
の人の不法
な侵入）に
て整理】

パスワード
管理
（保守ツー
ルのパスワ
ード管理）

工

核

工

工

保

核

保

保

【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）

24 条－別添－1【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

第1表
設置許可基準対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順
施錠管理

第24条

変更管理

安全保護回路

パスワード
管理

体制

・施錠管理に関する管理方法を定める。
（運転員，保全員による識別及び施錠管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

・ソフトウェア変更に関する管理方法を定める。（検証及び妥当性の確認を含む）

体制（保全担当による変更管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

・管理（保守ツールのパスワード管理の手順整
運用・手順 備含む）・操作（パスワード入力手順の整備含む）
体制（保全担当によるパスワード管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

24 条－別添－2

第 26 条原子炉制御室等

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
1.2 適合のための設計方針
1.2.1 設置許可基準規則第 26 条第 1 項第 3 号に対する基本方針
2. 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・二酸化炭素濃度計
3. 別添
別添 1
別添 2
別添 3

原子炉制御室について（被ばく評価除く）
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
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。
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

26 条-1

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

発電用原子炉施設には、次に 発電用原子炉施設には、原子炉制 変更なし
掲げるところにより、原子炉 御室を施設しなければならない。
制御室（安全施設に属するも 2 原子炉制御室には、反応度制御のに限る。以下この条におい系統及び原子炉停止系統に係るて同じ。）を設けなければな
設備を操作する装置、非常用炉らない。
心冷却設備その他の非常時に発一 設計基準対象施設の健
電用原子炉の安全を確保するた
全性を確保するために必めの設備を操作する装置、発電
要なパラメータを監視で用原子炉及び一次冷却系統に係きるものとすること。
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。

26 条-2

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

二

発電用原子炉施設の外 3 原子炉制御室には、発電用原子 追加要求事項の状況を把握する設備を
炉施設の外部の状況を把握する有するものとすること。
ための装置を施設しなければならない。

三

発電用原子炉施設の安 第 2 項と同じ
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。

26 条-3

変更なし

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

2 発電用原子炉施設には、火 4 発電用原子炉施設には、火災そ 変更なし
災その他の異常な事態にの他の異常な事態により原子炉
より原子炉制御室が使用
制御室が使用できない場合に、できない場合において、原原子炉制御室以外の場所から発子炉制御室以外の場所か
電用原子炉の運転を停止し、から発電用原子炉を高温停つ、安全な状態に維持すること止の状態に直ちに移行さができる装置を施設しなければせ、及び必要なパラメータならない。
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-4

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

3 原子炉制御室及びこれに 5 原子炉制御室及びこれに連絡す 変更なし
連絡する通路並びに運転る通路並びに運転員その他の従員その他の従事者が原子
事者が原子炉制御室に出入りす
炉制御室に出入りするたるための区域には、一次冷却系
めの区域は、一次冷却系統
統に係る発電用原子炉施設の損に係る発電用原子炉施設
壊又は故障その他の異常が発生の損壊又は故障その他のした場合に発電用原子炉の運転異常が発生した場合に発の停止その他の発電用原子炉施
電用原子炉の運転の停止
設の安全性を確保するための措その他の発電用原子炉施置をとるため、従事者が支障な設の安全性を確保するた
く原子炉制御室に入り、又は一めの措置をとるため、従事定期間とどまり、かつ、当該措者が支障なく原子炉制御置をとるための操作を行うこと室に入り、又は一定期間とができるよう、遮蔽その他の適
どまり、かつ、当該措置を切な放射線防護措置、気体状のとるための操作を行うこ
放射性物質及び原子炉制御室外とができるよう、遮蔽そのの火災により発生する燃焼ガス
他の適切な放射線防護措に対する換気設備の隔離その他
置、気体状の放射性物質及の適切な防護措置を講じなけれび原子炉制御室外の火災ばならない。
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なければならない。
－

6 原子炉制御室には、酸素濃度計 追加要求事項
を施設しなければならない。

26 条-5

1.2 適合のための設計方針
1.2.1 設置許可基準規則第 26 条第 1 項第 3 号に対する基本方針
中央制御室においては，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
等や発電所構内の状況を昼夜にわたり把握するために，7 号炉原子炉建屋屋上他に設置した監視カメラの映像により，津波等の外部状況を昼夜にわたり監視可能な設計とする。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能な設計とする。
また，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御室内の FAX 等にて受信可能な設計とする。
中央制御室には酸素濃度・二酸化炭素濃度計を保管することで，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することが可能な設計とする。
2. 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(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，地滑り，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，及び，船舶の衝突）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，地滑り，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，
船舶の衝突）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監視カメラを設置する。
監視カメラは，津波監視カメラ（6 号及び 7 号炉共用），及び，構内監視カメ
ラで構成する。
津波監視カメラは，遠方からの津波の接近を適切に監視できる位置及び方向に設置するとともに，6 号及び 7 号炉放水口及び取水口における津波の来襲状
況を適切に監視できる位置及び方向に設置する。
構内監視カメラは，自然現象等の監視のため，原子炉施設周辺の高台，及び，海側に設置し，津波監視カメラの監視可能範囲を補足する。
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

26 条-6

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，津波監視設備として取水槽水位計を設置する。
(3) 公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の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，FAX 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・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，酸素濃度・二酸化炭素濃度計を保管する。

3. 別添
別添 1
別添 2
別添 3

原子炉制御室について（被ばく評価除く）
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
運用，手順説明資料 原子炉制御室等

26 条-7

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-i

目

次

1. 概要

1-1

1.1 新規制基準への適合方針

1-1

1.2 設計における想定シナリオ

1-8

2. 設計方針

2-1

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

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

2.1.2 監視カメラについて

2-5

2.1.3 監視カメラ映像サンプル

2-10

2.1.4 監視カメラにより把握可能な自然現象等

2-15

2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ2-16

2.2 酸素濃度計等について

2-17

2.2.1 酸素濃度 二酸化炭素濃度計の設備概要

2-17

2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2-18

2.3 汚染の持ち込み防止について

2-19

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

2-20

2.4.1 概要

2-20

2.4.2 中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの
設計差圧

2-22

2.4.3 中央制御室の居住性確保

2-23

2.4.4 中央制御室待避室の居住性確保

2-30

2.5 重大事故等時の電源設備について

2-42

3. 添付資料

3-1

3.1 中央制御室内待避室の運用について

3-1

3.2 配備する資機材の数量について

3-4

3.3 チェンジングエリアについて

3-5

3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響

3-18

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

3-22

3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性

3-23

3.7 6 号炉,7 号炉重大事故等時の格納容器ベント時の申請前号機における要員の待避先やプラントの対応

監視について

26 条-別添 1-ii

3-39

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 第二 十 六 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 三十 八 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表 1.1-1, 1.1-2のとおりである。
表 1.1-1 「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」 第二十六条（原子炉制御室）
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

実用発電用原子炉及びその附属施設の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る
規則の解釈（原子炉制御室等）

第２６条（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。

１ 第１項第１号に規定する「必要なパ 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握する設備を有するものとすること。

２ 第１項第２号に規定する「発電用原 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 1-1-1

適合方針（追加要求事項への適合方針は以下の通り）

・中央制御室には，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために ，7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 他 に 設 置 し た 監視カ
メラの 映 像 に よ り ，津 波等の外部状況を昼夜にわたり監視できる。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能である。そのほ
かにも，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御
室 内 の FAX 等 に て 受 信可能である。

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。

３ 第１項第３号において「必要な操作 を 手 動 に よ り 行 う 」と は、急 速 な 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。

４ 第２項に規定する「発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行」とは 、直 ち に 発 電 用 原 子 炉 を停 止 し 、残留熱を除去し及び高温停止状態を安全に維持することをいう。

３ 原子炉制 御室及 びこれに 連絡する通 ５ 第３項に規定する「従事者が支障
路 並 び に 運 転 員 そ の 他 の 従 事 者 が 原 子 炉 な く 原 子 炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期
制 御 室 に 出 入 り す る た め の 区 域 は 、 一 次 間 と ど ま り 」と は 、事 故 発 生 後 、事 故冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊 対 策 操 作 を す べ き 従 事 者 が 原 子 炉 制又は故障その他の異常が発生した場合に 御 室 に 接 近 で き る よ う 通 路 が 確 保 さ
発 電 用 原 子 炉 の 運 転 の 停 止 そ の 他 の 発 電 れ て い る こ と 、及 び 従 事 者 が 原 子 炉 制
用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す る た め の 御 室 に 適 切 な 期 間 滞 在 で き る こ と 、並措置をとるため、従事者が支障なく原子 び に 従 事 者 の 交 替 等 の た め 接 近 す る
炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期 間 と ど ま り 、 場 合 に お い て は 、放 射 線 レ ベ ル の 減 衰
かつ、当該措置をとるための操作を行う 及 び 時 間 経 過 と と も に 可 能 と な る 被ことができるよう、遮蔽その他の適切な ばく防護策が採り得ることをいう。
放射線防護措置、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なければならない。

表 1.1-2 「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」
第三十八条（原子炉制御室）
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

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（原子炉制御室等）

第３８条（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。

26 条-別添 1-1-2

適合方針

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。

８ 第３項に規定する「発電用原子炉
施設の外部の状況を把握するための装 置 」と は 、発 電 用 原 子 炉施 設 に 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。

・設置許可基準規則第二 十 六 条 第 1項 第 2号 に同じ。

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 で 以 外 の 場 所 」と は 、原 子 炉制 御 室 を 構
き な い 場 合 に 、 原 子 炉 制 御 室 以 外 の 場 所 成 す る 区 画 壁 の 外 で あ っ て 、原 子 炉 制
か ら 発 電 用 原 子 炉 の 運 転 を 停 止 し 、か つ 、 御 室 退 避 の 原 因 と な っ た 居 住 性 の 悪
安全な状態に維持することができる装置 化 の 影 響 が 及 ぶ お そ れ が な い 程 度 に
隔 離 さ れ た 場 所 を い い 、「安 全 な 状 態を施設しなければならない。
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 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には、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、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、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する換気設備の隔離その他の適切な防護措置を講じなければならない。

１ ０ 第 ５ 項 に 規 定 す る ｢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 ｣と は 、 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 施
設 の 故 障 、損 壊 等 が 生 じ た 場 合 に 原 子
炉制御室に直交替等のため入退域する通路及び区域をいう。
１１ 第５項においては、原子炉制御室 等 に は 事 故・異 常 時 に おい て も 従 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１００ｍＳ
ｖ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26 条-別添 1-1-3・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，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。

規 ）」（ 平 成 ２ １・０ ７・２ ７ 原 院 第１ 号（ 平 成 ２ １ 年 ８ 月 １ ２ 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「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」とは、原子炉制御室外の火災等により発生した有毒ガスを原子炉制御室換気設
備によって取り入れないように外気と の 連 絡 口 は 遮 断 可 能 で あ る こ と 、また 、隔 離 時 の 酸 欠 防 止 を 考 慮 し て 外 気
取 入 れ 等 の 再 開 が 可 能 で あ る こ と 。その 他 適 切 な 防 護 措 置 と 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も含まれる。

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。

・中央制御室には，酸１ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る「 酸素 濃 度 計 」
素濃度・二酸化炭素濃は 、設 計 基 準 事 故 時 に お いて 、外 気 か
度計を配備する。
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 1-1-4

（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表 1.1-3 のとおりである。
表 1.1-3 「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（原子炉制御室等）
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

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（原子炉制御室）

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「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備をいう。

（ な お ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る た
めに必要なパラメータについても 監 視 で き る 設 計 と す る 。）ａ ）原 子 炉 制 御 室 用 の 電 源（ 空 調 及び 照 明 等 ）は 、代 替 交 流 電 源 設 備 からの給電を可能とすること。

・中 央 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（ 可 搬型陽圧化空調機及び非常用照明）を設置している。
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（ 可
搬型陽圧化空調機及び非常用照明 ）は ，代 替 交 流 電 源 設 備か ら 給電可能としている。

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 過 圧 の 破損モードにおいて想定している，
大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉 心 冷 却
系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定する。

② 運転員はマスクの着用を考慮して 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。

・（ マ ス ク の 着 用 は 考 慮 しな い ）③ 交代要員体制を考慮してもよい 。た だ し そ の 場 合 は 、実 施 の た め

・運 転 員 は 5 直 2 交 代 勤 務を 前 提に 評 価 を 行 な う が ，積算の被ばく線

26 条-別添 1-1-5

適合方針

の体制を整備すること。
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。

量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。

ｃ ）原 子 炉 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 ・中央制御室の外側が放射性物質によ
質 に よ り 汚 染 し た よ う な 状 況 下 に り汚染した状況下で，モニタリング，
お い て 、原 子 炉 制 御 室 へ の 汚 染 の 持 作業服の着替え等により中央制御室
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン への汚染の持ち込みを防止するため
グ 及 び 作 業 服 の 着 替 え 等 を 行 う た の区画を，中央制御室出入口近傍に設めの区画を設けること。
けることとしている。

※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表 1.1-4に示す。

26 条-別添 1-1-6

表 1.1-4

系統機能

居住性の確保

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備

原子炉制御室）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

中央制御室

（中央制御室）
－

（S）
－

常設

（重大事故等対処施設）－

中央制御室遮蔽（中央制御室遮蔽）
－

（S）
－

常設

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－

中央制御室可搬型陽圧化空調機
フィルタユニット

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室可搬型陽圧化空調機
ブロワユニット

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室換気空調系
給排気隔離弁

常設

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－

中央制御室待避室－－

常設（重大事故等対処施設）－

中央制御室待避室遮蔽

－

－

常設

常設重大事故等緩和設備－

中央制御室待避室
空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）

－

－

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室待避室
空気ボンベ陽圧化装置（配管・弁）

－

－

常設

常設重大事故等緩和設備－

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室照明－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

差圧計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

酸素濃度・二酸化炭素濃度計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

無線連絡設備（常設）
（待避室）

－

－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

衛星電話設備（常設）
（待避室）

－

－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

データ表示装置（待避室）

－

－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

常設代替交流電源設備

57 条に記載※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります※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。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載

26 条-別添 1-1-7

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）単独プラント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」）の解釈第 38 条 12 に記載の通り，「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
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉においては，「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」）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」）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 時に非 常用炉 心冷却系 の機能 及び全 交流動力 電源が 喪失するシーケンス」（以下，「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）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 とので きる代 替循環冷 却系を 整備している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせ に基づき，６号及び ７号炉 におい て同時に 重大事 故が発 生したと 想定す る場合 ，第一に 両号炉 において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。
基本的な事象収束シナリオ
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

代替循環冷却

代替循環冷却
図 1.1-1

基本シナリオ

し かしな がら ，被ば く評 価にお いて は，片 方の 号炉に おい て代替 循環 冷却に 失敗
26 条-別添 1-1-8

す ること も考慮 し，当該 号炉に おいて 格納容器 圧力逃 がし装 置を用い た格納 容器ベントを行うことを想定する。これを被ばく評価における基本想定シナリオとする。

被ばく評価の基本想定シナリオ（６号炉ベントの例）
柏崎刈羽７号炉

柏崎刈羽６号炉

代替循環冷却

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-2

被ばく評価基本シナリオ例

な お，更 なる 安全性 向上 の観点 から ，さら に２ つのシ ナリ オを想 定し て，自 主的な 対策を 講じる こととす る。１ つ目の シナリオ として ，遮蔽 設計をよ り厳し くする
観 点から ，両方 の号炉に おいて 代替循 環冷却に 失敗し ，同時 に格納容 器圧力 逃がし
装 置を用 いた格 納容器ベ ントを 行うこ とを想定 する。 これに 応じた遮 蔽設計 を行うこととする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ①
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を《同時》用いた格納容器ベント
図 1.1-3

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ①（遮蔽）

２ つ目の シナリ オとして ，空調 設計を より厳し くする 観点か ら，両方 の号炉 において 代替循 環冷却 に失敗し ，非同 時に格 納容器圧 力逃が し装置 を用いた 格納容 器ベントを行うことを想定する。これに応じた自主的な対策を講じることとする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ②
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を《非同時》

用いた格納容器ベント
図 1.1-4

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ②（空調）26 条-別添 1-1-9

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 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外の 状 況 の 把 握 が 可 能 な 設 計 と し て い る 。概 略 を 図 2.1-1に ，配 置 を 図 2.1-2に示す。

（１）監視カメラ
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（ 洪 水 ，風（ 台風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，地 滑 り ，火 山 の 影 響 ，生 物 学 的 事
象 ，森 林 ・近 隣 工 場 等 の 火 災 ，飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ），船 舶 の 衝 突 ，及び 地 震 ，津 波 ）及 び 発 電 所 構 内 の 状 況 を ，７ 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒に 設 置 す る 津 波 監 視 カ メ ラ ，６ 号 炉 ，７ 号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 等 に 設 置 す る
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）取水槽水位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計としている。

（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している。
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している。

（４）公的機関等の情報を入手するための設備
公 的 機 関 か ら の 地 震 ，津 波 ，竜 巻 ，雷 ，降 雨 予 報 ，天 気 図 ，台 風 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 ，台 風 情 報 ，竜 巻
注 意 情 報 の ほ か 雷・降 雨 予 報 ，天 気 図 等 の 公 的 機 関 か ら の 情 報（ う ち 雷 に
つ い て は 社 内 シ ス テ ム に よ る 落 雷 位 置 情 報 を 含 む ）を 入 手 す る こ と が 可 能な設計としている。

26 条-別添 1-2-1：Ｄ Ｂ 範 囲

中央制御室【監視カメラの映像】
津波監視カメラ
（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）
監視モニター（イメージ写真）

構内監視カメラ（大湊側高台ヤード南面）
構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側）【公的機関等の情報】

構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側バースクリーン）

FAX

PC

一般テレビ

図 2.1-1 中 央 制 御 室 に お け る 外 部 状 況 把 握 の イ メ ー ジ：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-2

（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-2

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
26 条-別添 1-2-3：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-3

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図（ 6号 炉 ， 7号 炉 周 辺 拡 大 図 ）枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲
26 条-別添 1-2-4：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.2

監視カメラについて
監視カメラは，津波監視カメラ及び構内監視カメラにて構成する。
津 波 監 視 カ メ ラ は ，遠 方 か ら の 津 波 の 接 近 を 適 切 に 監 視 で き る 位 置・方向 に 設 置 す る と と も に ，放 水 口 及 び 取 水 口 に お け る 津 波 の 来 襲 状 況 を 適 切に 監 視 で き る 位 置・方 向 に 設 置 し て い る 。ま た 津 波 監 視 カ メ ラ は 基 準 津 波（ T.M.S.L.8,500） の 影 響 を 受 け る こ と が な い 高 所 （ ７ 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 主 排 気 筒 ）に １ 台 設 置 し て い る 。監 視 に 必 要 な 要 件 を 満 足 す る 仕 様 と して お り ，隣 接 す る ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 発 電 用 原 子 炉 施 設 に 迫 る 自 然 現 象 を 共
通 事 項 と し て 把 握 す る も の で あ る た め ，共 用 す る こ と に よ っ て 安 全 性 を 損
な う こ と は な い こ と か ら ， ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 共 用 と し て い る 。 表 2.1-1に
津波監視カメラの概要を示す。
ま た 構 内 監 視 カ メ ラ は ，自 然 現 象 等 の 監 視 強 化 の た め 原 子 炉 施 設 周 辺 高
台 ，及 び 海 側 に 設 置 し ，津 波 監 視 カ メ ラ の 監 視 可 能 範 囲 を 補 足 す る 。構 内
監 視 カ メ ラ の 配 置 を 図 2.1-3に ， 表 2.1-2に 構 内 監 視 カ メ ラ の 概 要 を 示 す 。
津 波 監 視 カ メ ラ 及 び 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出来るよう配慮し配置している 。各 々 の カ メ ラ に て 監 視 可 能 な ６ 号 炉 ，７ 号 炉 原 子 炉 施 設 及 び 周 辺 の 構
内 範 囲 に つ い て ，図 2.1-4～ 6に 示 す 。ま た ，構 内 監 視 カ メ ラ は 庇 を 有 し た
積 雪 等 影 響 を 受 け に く い 構 造 を 有 し た も の を 設 置 す る こ と で ，ま た 津 波 監
視 カ メ ラ 取 付 け は 7号 炉 主 排 気 筒 の 支 持 鋼 材 へ の 懸 垂 構 造 と す る こ と で 積
雪 の 影 響 を 受 け に く い 設 計 と し て い る 。 取 付 け 詳 細 を 図 2.1-7,8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 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 こ と と す る 。な お ，監 視 カ メ ラ の う ち ，海側に設置された構内監視カメラにおいてはカメラに照明設備が付属装備
さ れ て お り ，環 境 に よ っ て は 外 部 状 況 把 握 の 一 助 と す る 事 も で き る と 考 えている。

26 条-別添 1-2-5：Ｄ Ｂ 範 囲表 2.1-1

津波監視カメラの概要
津波監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光と赤外線のデュアルカメラ

ズーム

デジタルズーム４倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能あり（赤外線カメラ）

耐震性

基準地震動に対し機能維持

電源供給

代替交流電源設備から給電可能

風荷重

風 速 10 0m/secに よ る 荷 重 を 考 慮

積雪荷重

積 雪 10 0cmに よ る 荷 重 を 考 慮

台数7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 （ ６ 号 炉 ７ 号 炉 共 用 ） ２ 台

表 2.1-2

構内監視カメラの概要
構内監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光カメラズーム

光 学 ズ ー ム 18倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能

なし

耐震性

Ｃクラス

電源供給

常・非常用電源から給電可能

台数

大 湊 側 高 台 ヤ ー ド 南 面（ ６ 号 炉 ７ 号 炉 共 用 ）１ 台
６号炉スクリーン海側（６号炉設備）３台
７号炉スクリーン海側（７号炉設備）３台

26 条-別添 1-2-6：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-4 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 津 波 監 視 カ メ ラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）の監視可能な画角範囲
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26 条-別添 1-2-7：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-5 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（大湊側高台ヤード南面）の監視可能な画角範囲
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26 条-別添 1-2-8：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-6 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（6 号炉，7 号炉スクリーン海側）の監視可能な画角範囲
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26 条-別添 1-2-9：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-7

津波監視カメラ取り付け概要図

図 2.1-8

構内監視カメラ取り付け概要図

26 条-別添 1-2-10

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

中 央 制 御 室 に お い て ，監 視 カ メ ラ に よ り 監 視 で き る 映 像 の サ ン プ ル を 図
2.1-9及 び 図 2.1-11に 示 す 。

図 2.1-9（ 1/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟方向海沿い
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：Ｄ Ｂ 範 囲
26 条-別添 1-2-11

図 2.1-9（ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟方向海沿い
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：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-12

（ 補 足 ）「 図 2.1-9（ 1/2） 及 び （ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握
イ メ ー ジ（ 例 ）津 波 監 視 カ メ ラ（ 7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 ） に て 新
潟 方 向 」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-10） の と お り 。

図 2.1-10

津波監視カメラの撮影方角

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：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-13

図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて開閉所方向
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：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-14

（補足）「 図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（ 例 ）津波監視カメラ（7号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて
開閉所方向」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-12） の と お り 。

図 2.1-12

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
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26 条-別添 1-2-15：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.4 監視カメラにより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，監視カメラにより把握可能な自然現象等を表
2.1-3に示す。
表2.1-3 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

第 6 条選定事象*1
自然

地震

津波

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

人為

地震

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

〇

津波

〇

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
発電所構内の排水状況や原子炉施設への影響の有無。 *2

洪水
風（台風）

〇

竜巻

〇

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

凍結（低温）〇

設備周辺における凍結影響の有無
発電所構内の排水状況や降雨の状況

降水
積雪

〇

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

〇

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無
豪雨や地下水の浸透，地震に伴う地滑りや土砂崩れの有無や原子炉施設への影響の有無

地滑り
火山

〇

降下火砕物の有無や堆積状況

生物学的事象海生生物（クラゲ等）の来襲による原子炉施設への影響（取水口閉塞等）の有無

飛来物(航空機落下等)飛来物の有無や構内及び原子炉施設への影響の有無

森林，近隣工場等
の火災
船舶の衝突

〇

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（備考）*1 6条まとめ資料「柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照*2 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発電 所 周 辺 に は 氾 濫・決 壊 に よ り 影 響 を 及 ぼ す よ う な 河 川・湖 等 は な
い 。ま た 発 電 所 構 内 の 淡 水貯 水 池 は 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 で 崩 壊 す る お そ れ は な
く，送水配管の一部破損を想定した際にも原子炉施設やアクセスへの影響はない。
（ 9 条 ま と め 資 料 「 柏 崎 刈羽 原 子 力 発 電 所 6 号 及 び 7 号 炉 内 部 溢 水 の 影 響 評 価 に
つ い て 」，「 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 の う ち 添 付 資 料 1.0.2 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 保 管 場 所 及 び ア ク
セスルートについて）

26 条-別添 1-2-16：ＤＢ範囲

2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ
自然現象等監視カメラ以外に中央制御室内にて状況把握が可能なパラメータを表2.1-4に示す。

表2.1-4 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
パラメータ項目

測定レンジ

測定レンジの考え方

大 気圧

85～110kPa（絶 対圧）台 風等に よる原 子炉施設へ の風
影 響を把 握でき る設計とし ている。

気温-20.0～40.0℃

設計基準温度（低外気温）である-17.0℃が把握できる設計としている。

高温水（海水温高）
湿度

雨量
風向（ 標 高 20m,85m,160m）

0.0～50.0℃

設計基準温度（海水温高）の 30.0℃が把握できる設計としている。

0～99.9％―0～110.0mm（1 時間値）

敷地排水に係る設計降水量である
101.3mm（1 時間値）を把握できる設
計とする。

全方位

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計としている。

0～60.0m/s(20m)風速（標高 20m,85m,160m）（10 分間平均値）
0～30.0m/s(85m,160m)

設計基準風速である標高 20m（地上高 10m）で 40.1m/s（10 分間平均値）を把握できるものとする。

（10 分間平均値）(６号炉)
T.M.S.L. -6,500～1,500取水槽水位(７号炉)
T.M.S.L.-5,000～2,400空間線量率（モニタリング・ポスト
No.1～9）101～108nGy/h

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 号炉 T.M.S.L.-5,240，7 号炉
T.M.S.L.-4,920）を把握可能な設計としている。
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。（ 表 2.1-3）「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(10 8 nGy/h) を 満 足 す る 設 計 と す
る。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-2-17

2.2 酸素濃度計等について
2.2.1 酸素濃度・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，６号炉及び７号
炉中央制御室には酸素濃度・二酸化炭素濃度計を各号炉毎に１台配備している。

表2.2-1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の概要
機器名称及び外観

仕様等
検知原理

二酸化炭素： NDIR（非分散型赤外線）
酸素 ：ガルバニ式

検知範囲

二酸化炭素：0.04%～5.00%
酸素：5.0～30.0%

表示精度

二酸化炭素：±10%Rdg
酸素：3%FS

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

電源：乾電池（単三×4）
電源

台数

測定可能時間：約40時間（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）

6号及び7号炉に各１台（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 1-2-18

2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理は，労働安全衛生法及びJEAC4622-2009「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定」に基
づき，酸素濃度が18%を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が0.5%を上回るおそれがある場合に，外気をフィルタにて浄化しながら取り入れる運用としている。

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。

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

JEAC4622-2009「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CO2濃度の上昇による運転員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CO2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。

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-2-19

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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，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室
外で作業を行った後，再度，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コントロール建屋
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，乾電池内蔵型照明を配 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 図 2.3-1
に示す。

中央制御室

2 階へ

サーベイ
エリア

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

除染エリア
地下 1 階から脱衣エリア

図 2.3-1

26 条-別添 1-2-20
中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図
2 6 条 - 別 添 1 - 2 -20

靴脱ぎ場：Ｓ Ａ 範 囲

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
居 住 性 を 確 保 す る た め ，遮 蔽 設 備 及 び 陽 圧 化 設 備 を 備 え た 中 央 制 御 室 及 び
中央制御室待避室を設置する。
中 央 制 御 室 は ，６ 号 及 び ７ 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 隔 離 ダ ン パ を 閉
操 作 し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り ，中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 バ
ウ ン ダ リ に 放 射 性 物 質 を 浄 化 し た 外 気 を 供 給 す る こ と で ，中 央 制 御 室 換 気
空調系バウンダリ全体を陽圧化可能な設計とする。
中 央 制 御 室 待 避 室 は ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 に よ り 中 央 制 御 室 換 気 空 調系 バ ウ ン ダ リ 内 の 遮 蔽 に 囲 ま れ た 気 密 空 間 を 陽 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。
中央制御室待避室は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中央制御室内執務の運転員及び現場操作対応の運転員を収容
す る こ と に 加 え ，重 大 事 故 等 の 事 故 シ ー ケ ン ス を 組 み 合 わ せ 場 合 に お い ても 関 係 す る ６ 号 炉 ， ７ 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備 要 員 の 余 裕 を 持 た せ た 合
計 20 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と し ， か つ 十 分 な 資 機 材 類 を 配 備 し て い る 設 計と し て い る 。（ 事 故 シ ー ケ ン ス の 組 み 合 わ せ に つ い て は ，「 3.6

事故シー

ケ ン ス の 組 み 合 わ せ と 待 避 室 の 収 容 性 」 に 示 す 。）
ま た ，中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，可 搬 型 エ
リ ア モ ニ タ を 配 備 す る こ と で ，居 住 性 確 保 が で き て い る こ と を 常 時 確 認 でき る 設 計 と す る 。可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，デ ー タ 表
示 装 置 ，通 信 連 絡 設 備 を 配 備 す る こ と で ，中 央 制 御 室 待 避 室 に お い て も 継
続 的 に プ ラ ン ト の 監 視 を 行 う こ と が 可 能 な 設 計 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。
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 を 図 2.4-1に ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ を 図 2.4-2 に 示 す 。な お ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 中 央 制 御室 を 構 成 す る ，各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F TMSL
17,300） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 1F TMSL 12,300）

26 条-別添 1-2-21：Ｓ Ａ 範 囲

と は ，各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 さ れ た 設 計 と し て お
り ，上 部 中 央 制 御 室・下 部 中 央 制 御 室 一 体 と な っ た 中 央 制 御 室 陽 圧 化 バ ウ
ンダリを構成する。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-22

図 2.4-1

図 2.4-2

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化設備

系統概要図

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ図

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26 条-別添 1-2-23：Ｓ Ａ 範 囲

2.4.2中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計差圧

中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 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あるコントロール建屋の 設 計 最 高 温 度 40℃ ，隣 接 区 画 を 外 気 の 設 計 最 低 温 度 -17℃ と 仮 定 す る と ，
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 階 層 高 さ は 最 大 6m で あ る た め ， 以 下の と お り 約 15Pa 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＝ {(－ 17℃ の 乾 き 空 気 密 度 )－ (＋ 40℃ の 乾 き 空 気 の 密 度 )}×階 層 高 さ＝ （ 1.378－ 1.127） ×6＝ 1.506 kg/m 2≒ 15Paこ の た め ，陽 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＋ 20Pa と す る 。
ま た ，中 央 制 御 室 は 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 し ，中 央 制 御 室 待
避 室 は 中 央 制 御 室 及 び 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 す る 設 計 と し ，中央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 設 計 差 圧 は 図 2.4-3の よ う に ， 中 央 制 御 室 を 20Pa 以 上 40Pa 未 満 ， 中 央 制 御 室 待 避 室 を 60Pa以上とする。

図 2.4-3

中央制御室及び中央制御室待避室

陽圧化圧力：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-24

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2.4.3
(1)

中央制御室の居住性確保
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 。重 大 事 故 等 発 生 時 に は 外 気 取 り 入 れ の た め の
隔 離 ダ ン パ を 全 閉 と し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り 希 ガ ス 以 外の放射性物質をろ過した空気にて中央制御室バウンダリ全体を陽圧化す
る こ と で ，重 大 事 故 等 発 生 時 に 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 。中 央 制 御 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 出 入 口 には 二 重 扉 構 造 の 均 圧 室 を 設 け ，出 入 り に 伴 う 中 央 制 御 室 内 へ の 放 射 性 物 質の侵入を防止する。
重大事故等発生時の中央制御室の空気ボンベ陽圧化設備の系統概要を
図 2.4-4 に 示 す 。

図 2.4-4

中央制御室換気空調系（空気ボンベ陽圧化設備）
系統概要図（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）26 条-別添 1-2-25：Ｓ Ａ 範 囲

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(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 し て い る 。図 2.4-5に 中 央 制 御 室 遮 蔽 位 置 を ，ま た 図 2.4-6に 中 央 制 御室遮蔽の配置図を示す。

図 2.4-5

中 央 制 御 室 遮 蔽 の 概 要 （ NS 断 面 ）図 2.4-6

中央制御室の遮蔽

配置図：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-26

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(3)

可搬型陽圧化空調機
a． 設 計 風 量
可搬型陽圧化空調機の設計風量は，中央制御室を陽圧化する必要風量と し ， JIS A 2201 に 基 づ く 気 密 性 能 試 験 か ら 測 定 し 決 定 し た 。
試 験 結 果 を 図 2.4-7 に 示 す 。3 回 の 測 定 結 果 か ら 求 ま る 回 帰 曲 線（ 通気 特 性 式 ）よ り ，中 央 制 御 室 内 を 隣 接 区 画 ＋ 20Pa 以 上 ＋ 40Pa 未 満 の 範
囲内で陽圧化する必要風量は未満となる。

よ っ て ，設 計 風 量 は 上 記 風 量 に 設 計 裕 度 を も っ た 4,500～ 6,000m 3 /h（ 6号 炉 側 か ら 2,250～ 3,000m 3 /h， 7 号 炉 側 か ら 2,250～ 3,000m 3 /h） と する。

図 2.4-7中央制御室の気密性能試験結果

上 記 設計 風 量 を 満 足 す る ，可 搬 型 陽 圧化 空 調 機 の 定 格 風量 及 び 設 置 台
数 ， 場 所 に つ い て 表 2.4-1 に 示 す 。

表 2.4-1

可搬型陽圧化空調機の仕様，及び台数
仕様等

項目
定格風量及び
設置台数

1,500 ㎥ /Hr/台 ×４ 台 （ 予 備 ２ 台 ）（6 号及び 7 号炉共用）

設置場所

コントロール建屋地上 1 階

26 条-別添 1-2-27

6 号炉側及び 7 号炉側：Ｓ Ａ 範 囲

b． 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の フ ィ ル タ 性 能
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効
率 を 表 2.4-2 に 示 す 。 活 性 炭 フ ィ ル タ は 乾 燥 剤 を 封 入 し た 密 閉 容 器 に保管することで，通常時の捕集性能劣化を防止する。
表 2.4-2

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )c． 機 器 構 成
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 機 器 概 要 図 を 図 2.4-8 に ， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 の 設 置 及 び 保 管 エ リ ア を 図 2.4-9 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ブ
ロワ及び中性能フィルタ，高性能フィルタ，活性炭フィルタから構成
し，６号炉及び７号炉中央制御室にフィルタにより浄化された空気を供給することで中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化する。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-28

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図 2.4-8

可搬型陽圧化空調機

機器概要図

図 2.4-9

可搬型陽圧化空調機の設置エリア：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-29

６号炉及び７号炉中央制御室を構成する，各号炉の上部中央制御室エリア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F TMSL 17,300） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル
建 屋 1F TMSL 12,300） と は ， 各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 された設計としている。そのため６号炉及び７号炉中央制御室それぞれにフィルタにより浄化された空気を供給することで，上部中央制御室エリア，下部中央制御室エリアの中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化することができる
設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-30

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(4)中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ
重 大 事 故 等 発 生 時 に お い て ，中 央 制 御 室 を 陽 圧 化 す る た め に 閉 操 作 す る
中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-10 に 示 す 。 操 作
対 象 の 隔 離 ダ ン パ は ，６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 各 々 に 給 気 側 ４ 弁 ，排 気 側 ２ 弁 の合 計 １ ２ 弁 あ り ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に お い て も ，手 動 で ダ ン パ 閉 操 作
可能な構造となっている。
中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ の 配 置 図 を 図 2.4-11（ ７ 号 炉 ）， 図
2.4-12（ ６ 号 炉 ）に 示 す 。隔 離 ダ ン パ 閉 操 作 は 、中 央 制 御 室 の 隣 の 中 操 空
調 換 気 空 調 系 送・排 風 機 室 で 実 施 す る た め ア ク セ ス 性 に 問 題 は な く ，隔 離
ダ ン パ 閉 操 作 も ハ ン ド ル を 閉 側 に 回 す 作 業 の み で あ り ，各 号 炉 運 転 員 ２ 名に よ り 30 分 程 度 で 実 施 可 能 な 見 込 み で あ る 。

図 2.4-10

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

系統概略図

26 条-別添 1-2-31：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-11

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（７号炉）

図 2.4-12

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（６号炉）

26 条-別添 1-2-32：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.4
(1)

中央制御室待避室の居住性確保
設計方針
中央制御室待避室はコンクリート壁又は鉛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 ，
空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 に よ り 中 央 制 御 室 待 避 室 を 陽 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。空気ボンベ陽圧化設備には，設計拡張設備（自主的安全対策設備）として，屋外から可搬型のカードル式空気ボンベユニットを接続することで，空気ボン
ベ容量を追加可能な設計とする。

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 陽圧化設 備により陽圧 化すると ともに，
中 央 制 御 室 を 可 搬 型陽 圧 化 空 調 機に よ り 陽圧 化 す る こ と で ，中 央 制 御 室 の
遮 蔽 内 へ の 希 ガ スを 除 く 放 射 性 物 質 を 低 減 し ，待 避 室 で の 滞 在 中 に 中 央 制
御 室 内 に 取 り 込 ん だ 放 射 性 物 質 の か ら の 直 接 線 影 響 の 低 減 ，及 び 待 避 室 から 中 央 制 御 室 へ 出 る 場 合 に お い て ，マ ス ク を 着 用 し な く て も 放 射 性 物 質 の体内への取込みを低減可能な設計とする。
こ こ で ，陽 圧 化 の 差 圧 は ，中 央 制 御 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ，中 央 制 御 室
待 避 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 差 圧 を 差 圧 計 に よ り ，2.4.2 項 に 示 す 陽 圧 化
設 計 圧 力 値 を 監 視 す る こ と と し ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ／ 中 央 制 御 室 ／ 中 央 制
御室待避室の差圧は均圧室の扉閉により確保する。

なお，中央制御室待避室の空気ボンベ陽圧化設備の系統概要を図2.4-13 に ， カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 配 置 図 を 図 2.4-14 に 示 す 。

26 条-別添 1-2-33：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-13

中央制御室換気設備の系統概要図（重大事故発生時，プルーム通過中）

図 2.4-14

カードル式空気ボンベユニット配置場所

26 条-別添 1-2-34：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

収容人数及び設置場所
中 央 制 御 室 待 避 室 の 収 容 人 数 は ， ６ 号 炉 ， ７ 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備
要 員 の 余 裕 を 持 た せ た 合 計 20 名 が 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。 中 央 制 御 室 待
避 室 の レ イ ア ウ ト を 図 2.4-15 に 示 す 。

図 2.4-15(3)中央制御室待避室

レイアウト

遮蔽設備
中 央 制 御 室 待 避 室 の 壁 は ， コ ン ク リ ー ト 300mm， 若 し く は そ れ と 同 等 以
上 の 遮 蔽 能 力 を 期 待 で き る 鉛 壁（ 一 部 ，可 搬 遮 蔽 装 置 ），若 し く は コ ン ク
リ ー ト・鉛 の 複 合 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 。 概 要 は 図 2.4-14に 示 す と お り 。

26 条-別添 1-2-35：Ｓ Ａ 範 囲(4)空気ボンベ陽圧化設備

a． 系 統 構 成
中 央 制 御 室 待 避 室 の 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-16に示す。

図 2.4-16

空気ボンベ陽圧化設備

系統概要図

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＝ 20 名・ 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C＝ 0.5%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 大 気 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・ 呼 吸 に よ る 二 酸 化 炭 素 発 生 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 ： Q 1 ＝ 100×M×n／ （ C－ C 0 ） m 3 /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）
Q 1 ＝ 100×0.022×20÷(0.5－ 0.039)＝ 95.45≒ 95.5m 3 /h

26 条-別添 1-2-36：Ｓ Ａ 範 囲

②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・ 収 容 人 数 ： n＝ 20 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＝ 18%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 成 人 の 呼 吸 量 ： c＝ 0.48m 3 /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 ： Q 1 ＝ c×（ a－ d）×n／（ a－ b）m 3 /h（ 空 気 調 和 ・ 衛 生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q 1 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4)×20÷(20.95－ 18.0)＝ 14.81≒ 14.9m 3 /h

以上より，空気ボンベ陽圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基
準 の 95.5m 3 /h と す る 。

c． 必 要 ボ ン ベ 本 数
中 央 制 御 室 待 避 室 を 10 時 間 陽 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 95.5m 3 /h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 174 本 と な る 。 な お ， 中 央 制 御 室 待 避 室 に お
い て は 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 本 数 が 10 時 間 陽 圧 化 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・ 圧 力 調 整 弁 最 低 制 御 圧 力 ： 0.89MPa
・ ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量 ： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 174 本 以 上 と な る 。
95.5m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間＝ 173.7≒ 174 本26 条-別添 1-2-37：Ｓ Ａ 範 囲

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d． 空 気 ボ ン ベ 設 置 エ リ ア
空 気 ボ ン ベ の 配 置 を 図 2.4-17に 示 す 。空 気 ボ ン ベ は ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋
１ 階 及 び 廃 棄 物 処 理 建 屋 １ 階 に 配 置 し ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ２ 階 の 中 央 制 御室待避室に空気を供給する。

図 2.4-17

空気ボンベ設置

26 条-別添 1-2-38

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

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e． カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト （ 空 気 ボ ン ベ カ ー ド ル 車 ）運 転 員の 更 な る 被 ば く 線 量 低 減 と し て ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 時 間 の 延 長を可能とするため，空気ボンベカードル車を配備することで，外部から空気ボンベを接続可能な設計とする。
カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 概 念 図 を 図 2.4-18 に 示 す 。カ ー ド
ル式空気ボンベユニットは，重大事故等発生時において屋外の接続口に高圧ホースを介して接続することで，コントロール建屋内から常設の空気ボンベ陽圧化設備側との切り替え操作が可能な設計とする。
なお，カードル式空気ボンベユニットの空気ボンベは，常設の空気ボ
ン ベ 陽 圧 化 設 備 の 空 気 ボ ン ベ と 同 等 の 174 本 以 上 の 容 量 を 確 保 可 能 な 設計とする。ボンベユニット必要空気量，必要供給量については，前出
2.4.4(4) b.な ら び に c.の 通 り 。

図 2.4-18

カードル式空気ボンベユニット

概念図：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-39

(5)中央制御室換気空調系の運転状態比較

中央制御室の換気空調系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下の通りとなる。通常運転時，設計基準事故時の運 転 モ ー ド を 図 2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図

再循環運転モード（少量外気取入時）

再循環運転モード（外気隔離時）

通常運転モード（ 1/2） に 示 す 。

図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 1/2）
26 条-別添 1-2-40：Ｄ Ｂ 範 囲

重大事故時のプルーム通過前・後，及びプルーム通過中の運転モードを図

後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）（ 重 大 事 故 等 発 生 時 ，プ ル ー ム 通 過 前 及 び プ ル ー ム 通 過

2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2 / 2 ） に 示 す 。

図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2/2）

26 条-別添 1-2-41：Ｓ Ａ 範 囲(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，運転員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，原子炉格納容器内の状態，使用済燃料
プールの状態，水素爆発による原子炉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を設置する設計とする。データ表示装置は６号及び７号炉用に 1 台ずつ設置する。
なお，データ表示装置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 で 確 認 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.4-3，デ ー タ 表 示 装
置 に 関 す る デ ー タ 伝 送 の 概 要 を 図 2.4-20 に 示 す 。

また，中央制御室待避室において，運転員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 は ， 無 線 連 絡 設 備 （ 常 設 ）（ 待避 室 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） を 設 置 す る 設 計 と す る 。 無 線
連 絡 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） は ， ６号及び７号炉用に各々1 台ずつ設置する。
中 央 制 御 室 待 避 室 に お け る 通 信 連 絡 設 備 の 概 要 を 図 2.4-21 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-42

表 2.4-3目

データ表示装置で確認できる主なパラメータ（６号及び７号炉共通）

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

炉心冷却の状態確認

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
復水補給水系流量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）復水貯蔵槽水位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

格納容器内の状態確認

サプレッション・チェンバ・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
復水補給水系流量（ 原 子 炉 格 納 容 器 ）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
排気筒放射線レベル
使用済燃料貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA）
使用済燃料貯 蔵 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

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置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

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：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-43

図 2.4-20

データ表示装置に関するデータ伝送の概要

緊急時対策所（免震重要棟内，３号炉原子炉建屋内）

中央制御室
中央制御室
待避室
衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（常設）（待避室）

衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（可搬型）

無線連絡設備（常設）

無線連絡設備（可搬型）

（電話機）
端末装置
（本体） （電話機）

移動
無線連絡設備（常設）

無線連絡設備（常設）
（待避室）

切替
スイッチ

端末装置
（本体）
（ハンドマイク）（ハンドマイク）

衛星電話設備（可搬型）

無線連絡設備（可搬型）

現場（屋外）
凡 例:通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）:無線連絡回線（無線系）

図 2.4-21

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要（６号及び７号炉各々）26 条-別添 1-2-44：Ｓ Ａ 範 囲

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，格 納 容 器 圧 力 逃 し 装 置 作 動 時 に お い て 運 転 員 がと ど ま れ る よ う に す る た め ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，
酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタを配備する。
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 を ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 1 台 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 2 台 配 備
す る 。 表 2.4-4 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 し て い る 可 搬 型 照 明 を 示 す 。
表 2.4-4

中央制御室待避室に配備する可搬型照明

可搬型蓄電池内蔵型照明

保管場所

数量

中央制御室

３（予備１台）仕様
・ 定 格 電 圧 ： 交 流 1 00V・点 灯 可 能 時 間：12時 間 以 上

乾電池内蔵型照明（ ラ ン タ ン タ イ プ L EDラ イ ト ）中央制御室待避室２台（故障時及び保守点検に
中央制御室

よる待機除外時のバックアップ用としては中央制
御室の予備３台と共用する。）

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
（ 消 灯 し た 場 合 ，予 備 を 点 灯
さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 する。）：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-45

酸 素 濃 度・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 ，１ 台 配 備 す る 。表 2.4-5 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計を示す。
表 2.4-5

中央制御室待避室に配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計

機器名称及び外観

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

仕様等
検知原理

二 酸 化 炭 素 ： NDIR （ 非 分 散 型 赤 外 線 ）酸素：ガルバニ式

検知範囲

二 酸 化 炭 素 ： 0 .04% ～ 5.00 %酸 素 ： 5. 0～ 30 .0%

表示精度

二 酸 化 炭 素 ： ± 10%R dg
酸 素 ： 3% FS
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）
測 定 可 能 時 間 ： 約 4 0時 間
（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）
１台（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。）

電源

個数

可搬型エリアモニ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 。表 2.4-6 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 す
る可搬型エリアモニタを示す。
表 2.4-6

中央制御室待避室に配備する可搬型エリアモニタ

機器名称及び外観
可搬型エリアモニタ

仕様等
検出器の種類

検知範囲

半導体検出器0.001～ 99.99 mSv/h
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）

電源

台数

26 条-別添 1-2-46

測 定 可 能 時 間 ： 約 1 20時 間（ バ ッ テ リ 切 れ の 場 合 ，予 備 を 点
灯 さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 す る 。）

１台
（予備１台）：Ｓ Ａ 範 囲

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 （ 図 2.5-1 に 示 す 空 調 及 び 図 2.5-2 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 ， 図 2.5-3に 示 す と お り 代 替 交 流 電 源 設 備（ 第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 及 び 第 二 ガ ス タ ー ビン発電機，以下単にガスタービン発電機）からの給電を可能としている。
ガスタービン発電機の容量は，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として，冷却材喪失時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失（以下，大LOCA＋ 注 水 機 能 喪 失 ＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） に 対 し て ， 表 2.5-1 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ガスタービン発電機による給電 が 開 始 さ れ る ま で の 間 ，図 2.5-4 に 示 す 直 流 非 常 灯 に 加 え ，12 時 間 以 上 無 電源で点灯する 蓄電池内 蔵型照明を配 備してお り，ガスタ ービン発 電 機から給電を 再 開 す る ま で の 間 （ 事 故 発 生 後 70 分 以 内 ） の 照 明 は 確 保 で き る 。
ガスタービ ン発電機 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 備であるガス タービン 発電機から給 電する可 搬型蓄電池内蔵型照明により，必要な照度を確保する。
ま た ，運 転 員の シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 訓 練 に お い て 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 を 想 定 した訓練により ，直流 非 常灯下で対応 操作がで きることを確 認してい るとともに ，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，可搬型蓄電池内蔵型照明を配備する。仮にこれら照明が活用できない場
合 の た め ， ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ， 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おり，それらも活用した訓練を実施している。
空 調 に つ い て は ，ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 が 起 動 す る ま で の 間 は ，起 動 し な い が ，
居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 に お い て は ，中 央 制 御室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機の 設 置 時
間 を 考 慮 し ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 発 生 後 ，12 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 。（ 可 搬
空 調 機 の 起 動 時 間 に つ い て は 12 時 間 か ら 3 時 間 へ 短 縮 予 定 。）

26 条-別添 1-2-47：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-1

中央制御室空調設備の概要（重大事故等時）

A

拡大図Ａ（７号炉）

B

拡大図Ｂ（６号炉）【照明設備仕様】●非常用照明ベ ン チ 盤 操 作 部 エ リ ア ： 1,000 ル ク ス （ 設 計値）
鉛直にある計器面： 300～ 400 ル ク ス（ 設
計値）
●直流非常灯：床面１ルクス以上（設計値）

図 2.5-2

中央制御室照明設備の概要

26 条-別添 1-2-48：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-3

６号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条-別添 1-2-49：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-4

７号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条-別添 1-2-50：Ｓ Ａ 範 囲表 2.5-1 ガスタービン発電機(連続定格容量 2,950kW)の最大所要負荷（※第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機とも）

負荷

6 号炉

7 号炉

(1)

中央制御室可搬型陽圧化空調機

3kW

3kW

(2)

非常用照明

約 24kW

約 27kW(3)

直流 125V 充電器盤 A

約 94kW

約 94kW(4)

直流 125V 充電器盤 A-2

約 56kW

約 56kW(5)

AM 用直流 125V 充電器盤

約 41kW

約 41kW(6)

直流 125V 充電器盤 B

約 98kW

約 98kW(7)

交流 120V 中央制御室計測用分電盤 A,B

約 29kW

約 23kW(8)

復水移送ポンプ（２台）

110kW

110kW

(9)

残留熱除去系ポンプ※

540kW

540kW

(10)

その他機器

約 164kW

約 191kW小計

約 1,159kW

約 1,183kW

計

約 2,342kW※「大 LOCA＋注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」において不要であるが,保守的に容量としては見込む。なお，電源車からの給電時は不要である。

（通常点灯状態）（直流非常灯点灯状態）

図 2.5-5 非常灯照明下で中央制御室の状況：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-2-51

（１）可搬型蓄電池内蔵型照明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蓄電池内蔵型照明は,６号炉及び７号炉にて 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。可搬型蓄電池内蔵型照明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。
仮に可搬型蓄電池内蔵型照明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おり，それらも活用した訓練を実施している。
表 2.5-2 に中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。
表 2.5-2 中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明
保管場所
可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室

数量
３（予備１台）仕様
・定格電圧：交流100V
・点灯可能時間：12時間以上

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプLEDライト）

中央制御室

20台（６号炉，７号炉共用）（中央制御室対応として
中央制御室主盤ｴﾘｱ５台＋中

電源：乾電池（単一×3）
点灯可能時間：約72時間（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）

央制御室裏盤ｴﾘｱ10台＋中央制御室待避室２台＋予
備３台）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプLEDライト）

中央制御室※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

４台（６号炉，７号炉共用）

電源：乾電池（単三×6）（ランタンタイプLEDの補助）

点灯可能時間：約30時間※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

中央制御室

100台

電源：乾電池（単三×1）（６号炉及び７号炉の運転員全点灯可能時間：約8時間

員に配備）

26 条-別添 1-2-52（管理区域での作業可能な10時間点灯できるように予備乾電池を持参する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

：ＳＡ範囲

可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は，図 2.5-5 に示すとおり大型表示盤から約 5m の主盤位置と約8m の机位置に設置した場合で，直流照明の設計値である照度（１ルクス）に対し，大型表示盤表
面で約 20 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，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。）

大型
表示盤
主盤
机
当 直 長

（撮影方向）【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】
図 2.5-6 シミュレーション施設における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-2-53

同様に，重大事故等対処のための追加安全対策設備等を配置した裏盤について，図 2.5-6 に示すとおり可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は盤から約１m の位置に設置した場合で，制御盤表面で約10 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，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。）

裏（撮影方向）

盤【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】（上記撮影を逆方向から撮影，右端が照明設備）

図 2.5-7 裏盤における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-2-54

3.

添付資料

3.1 中 央 制 御 室 待 避 室 の 運 用 に つ い て
原子炉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 。 図 3.1-1 に 原 子 炉 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換気空調設備の運用の概要を示す。

（１）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
運 転 員 等 は 重 大 事 故 等 時 に お い て ，原 子 炉 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 ，
以下設備，資機材の運用準備を行う。
表 3.1-1
居住性対策設備

中央制御室待避室の運用準備（・可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を用 い る こ と に よ り ，中 央 制 御 室
バウンダリ全体が陽圧化されていること）
・中央制御室待避室の遮蔽設備の設置
・中央制御室待避室の空調隔離ダンパの閉止・中央制御室待避室の酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタの配置，電源入・空気ボンベ陽圧化設備による中央制御室待避室の加圧

監視設備
通信連絡設備・６号炉，７号炉のデータ表示装置（待避室）電源入
・現 場 要 員 や 緊 急 時 対 策 所 と の 通 信 連 絡 の た め の ，６ 号 炉 ，
７ 号 炉 各 々 の 無 線 連 絡 設 備（ 常 設 ）（ 待 避 室 ），衛 星 電 話
設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） の 準 備 （ 通 話 確 認 ）（２）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 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 と と も に ，中 央 制 御 室 待 避 室 に施 設 す る 中 央 制 御 室 待 避 室 内 外 差 圧 計 器 を 確 認 し ，中 央 制 御 室 待 避 室 へ 適
切 に 空 気 が 供 給 さ れ ，中 央 制 御 室 待 避 室 内 が 陽 圧 化 さ れ て い る こ と を 確 認
す る 。ま た 酸 素 濃 度・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 18％ 以 上 で あ る こ と ，二 酸 化 炭 素 濃 度 が 0.5%以 下 で あ る こ

26 条-別添 1-3-1：Ｓ Ａ 範 囲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 可 搬 型 エ リ ア
モニタにて監視する。
中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に も ，６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 の デ ー タ
表 示 装 置（ 待 避 室 ）を 用 い る こ と で ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動
状 況 は じ め と し た プ ラ ン ト の 監 視 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た 中 央 制 御 室 待
避 室 に 通 信 連 絡 設 備 を 設 置 し ，緊 急 時 対 策 所 本 部 等 と の 連 絡 が 常 時 可 能 な
設 計 と す る 。中 央 制 御 室 待 避 室 に こ れ ら 設 備 を 設 置 す る こ と で ，中 央 制 御
室 制 御 盤 エ リ ア に 居 る と き 同 様 ，タ イ ム リ ー な 監 視 操 作 が 可 能 な 設 計 と する。
な お ，中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に 中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ アに 出 る 際 に は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ
タ で 確 認 し た 上 で ，必 要 な 放 射 線 防 護 装 備 ，個 人 線 量 管 理 措 置 を 施 し た 上
で ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア に 出 る こ と に な る 。そ の た め に 必 要 な 資 機 材等を中央制御室待避室に備える設計とする。

（３）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 に 伴 う プ ル ー ム 放 出 後は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ で 確 認 した 上 で ，緊 急 時 対 策 所 本 部 と の 協 議 の 上 ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア で の 対応を再開する。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-2

図 3.1-1

原子炉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換気空調設備の運用の概要

26 条-別添 1-3-3：Ｓ Ａ 範 囲

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 表 3.2-1
及 び 表 3.2-2 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。

表 3.2-1 防 護 具
配 備 数 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名
免震重要棟内３号炉原子炉建屋内

緊急時対策所

緊急時対策所

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

全面マスク

810 個 ※ ３810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,000 個

3,780 個 ※ ２

3,780 個 ※ ２840 個 ※ ９

約 5,000 個

アノラック

945 着 ※ ４945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足タングステンベスト

14 着 ※ ６

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4 台

4 台

4 台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14

―

―

5 台

約 20 台チャコールフィルタ

中央制御室

構内
（参考）

※ １ ： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ ２ ： ※ １ ×２
※ ３ ： 180 名 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ ４ ： 180 名 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ ５ ： 80 名 （ １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ ６ ： 14 名 （ プ ル ー ム 通 過 時 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ ７： 予備 を含 む（ 今後 ，訓 練等 で見 直し を行 う）※ ８ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍※ ９ ： ※ ８ ×２
※ 10： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-4

・ 1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （ 1 日 目 ）， １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 1 6 4 名 ＋ 自衛 消 防 隊 10 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 84 名 ， 現 場 要 員 80 名 及 び 自 衛 消 防 隊
10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す
る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 1 2 時 間 に １ 回
交 代 す る た め ，２ 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 80 名 は ，１ 日 に６回現場に行くことを想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
プ ル ー ム 通 過 以 降（ 2 日 目 以 降 ），１ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は71 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 54 名 ， 現 場 要 員 17 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構
成 さ れ て い る 。こ のうち ，本 部 要 員 は ，緊 急時 対 策 所 を 陽 圧化 す るこ と に
よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は ７ 日 目 以 降 に １ 回 交 代
す る た め ，１ 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 は １ 日 に ６ 回 現 場 に行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具類を着用する必要がないため考慮しない。
174 名 ×2 交 代 ＋ 80 名 ×6 回 ＋ 71 名 ＋ 10 名 ＋ 17 名 ×6 回 ×6 日
＝ 1,521 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ） 7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ） 11 名 で 構 成 さ れている。このうち，運転員（中操）は，中央制御室内を陽圧化することに
よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。た だ し ，運 転 員 は ２ 交 代 を 考 慮 し ，
交代時の１回着用を想定する。また，運転員（現場）は，1 回現場に行くことを想定している。
18 名 ×1 回 ×２ 交 代 ×７ 日 ＋ 11 名 ×1 回 ×２ 交 代 ×７ 日 ＝ 406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班がいる場合を考慮しても，初動対応として十分な数量を確保している。

な お ，い ず れ の 場 合 も 防 護 具 類 が 不 足 す る 場 合 は ，構 内 よ り 適 宜 運 搬 することにより補充する。

表 3.2-2 計 測 器 （ 被 ば く 管 理 ， 汚 染 管 理 ）配備台数※５

品名

中 央 制 御 室 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）電子式線量計70 台 ※ １

ガラスバッチ70 台 ※ １

個人線量計
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

3 台※２

電離箱サーベイメータ

2 台※３

可搬型エリアモニタ

3 台※４※ １ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ＋
46 名 （ 引 継 班 ， 日 勤 班 ， 作 業 管 理 班 ） ＋ 余 裕※ ２： 中央 制御 室の モニ タリ ング 及び チェ ンジ ング エリ アに て使 用
※ ３： 中央 制御 室の モニ タリ ング に使 用
※ ４：各エ リア にて 使用 。設 置の タイ ミン グは ，チ ェン ジン グエ リア 設営 判断と 同 時 （ 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 ）※ ５ ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

： Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-5

（２）飲食料等
中 央 制 御 室 に 配 備 す る 飲 食 料 等 の 内 訳 を 表 3.2-3 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。

表 3.2-3 飲 食 料 等
配備数※４

品名

中 央 制 御 室 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）
飲食料等
・食料

420 食 ※ １・ 飲 料 水 （ 1.5 リ ッ ト ル ）280 本 ※ ２

簡易トイレ

１式

よう素剤

320 錠 ※ ３

※ １ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×７ 日 ×３ 食
※ ２ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×７ 日 ×２ 本
※ ３ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×（ 初 日 ２ 錠 ＋ 二 日 目 以 降 １ 錠 ／ １ 日 ＝ ８ ） ×２ 交 代※ ４ ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-6

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 設 備 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，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を基本的な考え方とする。
なお，チェンジングエリアは６号及び７号炉共用とする。

（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，除染エリアからなり，中央制御室バウンダリに隣接するとともに，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋内に設営する。
概 要 は 表 3.3-1 の と お り 。

表 3.3-1

チェンジングエリアの概要

項 目

理 由
中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た

設営
場所

コ ント ロー ル建 屋

よ う な 状 況 下 に お い て ， 中 央 制 御 室 へ の 汚 染 の地 下１ 階～ ２階

持 ち 込 み を 防 止 す る た め ， モ ニ タ リ ン グ 及 び 作

東 側エ リア
業 服の 着替 え等 を行 うた めの 区画 を設 ける 。
エ アー テン ト

設 営 の 容 易 さ 及 び 迅 速 化 の 観 点 か ら ， エ ア ー テ

形式

コ ント ロー ル
建 屋内

ン トを 採用 する 。

手 順

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象

中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 す る

着 手が 発 生 し た 後 ，保 安 班 長 が ，事 象 進 展 の 状 況 ，よ う な お そ れ が 発 生 し た 場 合 ， チ ェ ン ジ ン グ エの参 集 済 み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作

リ アの 設営 を行 う。

判 断

業 の 優 先 順 位 を 考 慮 し て ，チ ェ ン ジ グ エ リ ア

基 準

設 営 を 行 う と 判 断 し た 場 合 。

設営チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 速 や か に 設 営 で き る

実施
保 安班

よ う 定 期 的 に 訓 練 を 行 っ て い る 保 安 班 員 が者
設 営 を 行 う 。

26 条-別添 1-3-7：Ｓ Ａ 範 囲

（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 ， 図 3.3-1 の と お り 。

図 3.3-1

中央制御室チェンジングエリアの設営場所
及びアクセスルート

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-8

（４）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，図3 . 3 - 2 の 設 営 フ ロ ー に 従 い ，図 3 . 3 - 3 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 ，保 安 班 員 2 名 で ，
約 60 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。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，原 子 力 防 災 組 織 の 要 員（ 夜 間 ・
休 祭 日 ）の 保 安 班 ２ 名 ，ま た は 参 集 要 員（ 1 0 時 間 後 ま で に 参 集 ）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，保安班長が，原子力災害対策特別
措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ， 事 象 進 展 の 状 況 ， 参 集 済
みの陽員数及び保安班が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，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（ 乾
電池内蔵型照明の 設 置 ）②

エアーテントの展開，床・壁等の養生を実施③

回収箱・ヘルメット掛け・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・G M 汚 染 サーベイメータの配備

図 3.3-2

チェンジングエリア設営フロー：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-3-9

中 央 制 御 室
綿 手

靴 下

乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内の 照 度 を 確 保 す る

帽 子

エ ア ー テ ン ト
放 射 性 物 質 の 飛 散を 防 止 す る

サ ー ベ イエ リ ア

粘 着 マ ッ ト
靴 に 付 着 し た 放 射 性
物 質 を 持 ち 込 ま な い
よ う に 設 置 す る

約 5m

除 染
エ リ ア

約 5m

約 1.5m

約 2m

簡 易 シ ャ ワ ー
身 体 に 付 着 し た 放 射
性 物 質 の 除 染 は 原 則
拭 き 取 り に よ り 実 施
す る が ， 拭 き 取 れ な
い 場 合 を 考 慮 し ， あ
ら か じ め 準 備 す る

約 3m

靴 脱 ぎ 場脱 衣 エ リ ア
ゴ ム 手 袋 マ ス ク
不 織 布
カ バ ー オ ー ル（ 内 側 ）

約 1m

電 源 室

カ ー テ ン 区 画
脱 衣 時 に 入 室 者 と退 室 者 が 接 触 し な
い よ う 区 画 す る

図 3.3-3

ゴ ム 手 袋（ 外 側 ）

ア ノ ラ ッ ク 等（ 最 外 周 ）ヘ ル メ ッ ト
掛 け

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 （ 換 気 ）脱 衣 エ リ ア の 空 気 を 選 択 的に 浄 化 す る こ と で ，汚 染 拡 大を 防 止 す る

中央制御室チェンジングエリア

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-10

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 ，表 3.3-2 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。

表 3.3-2

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）エアーテント

1式

養生シート

2巻

バリア

1個

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

20 枚

テープ

2巻

ウエス

1箱

ウェットティッシュ

2巻

はさみ

1個

マジック

2本

簡易シャワー

1式

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

1 台 (予 備 １ 台 )乾電池内蔵型照明

2 台 (予 備 1 台 )根拠

チェンジングエリ
ア設営に必要な数
量：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-11

（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 に 待 機 し て い た 要 員 が ，中 央 制 御 室 外で 作 業 を 行 っ た 後 ，再 度 ，中 央 制 御 室 に 入 室 す る 際 等 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 図 3.3-3 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 サ ー ベ イ 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。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-12

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 ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 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，中央制御室へ入室する。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 ，保 安 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 ，保 安 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。

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。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・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 。）

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-13

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 ，帽 子 ，不 織 布 カ バ ー オ ー ル ，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，汚染区域用靴等を着用する。
・保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ .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 ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ 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 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 ，図 3.3-4 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ
スへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

図 3.3-4

除染及び汚染水処理イメージ図：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-14

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
保 安 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。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-15

（６）チェンジングエリアに係る補足事項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 を 1 台 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 のある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化し，脱衣エリアを換気することで，中央制御室外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。中 央 制
御 室 内 へ の 汚 染 持 込 防 止 の た め 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 で 換気ができていることの確認は，チェンジングエリアのエアーテント生地がしぼむ 状 態 に な っ て い る か ど う か を 目 視 で 確 認 す る 。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 図 3.3-5 に 示 す 。
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 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 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
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 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 3.3-5

可搬型空気浄化装置の仕様等

26 条-別添 1-3-16：Ｓ Ａ 範 囲

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン トに よ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 3.3-6 の と お り で あ り ，仕 様 は
表 3.3-3 の と お り 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 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 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短縮している。
ま た ，エ ア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補
修用の資機材を準備する。

図 3.3-6

表 3.3-3

エアーテントの外観

エアーテントの仕様
エアーテントサイズ

幅 2m×奥 行 5m×高 さ 2m 程 度

本体重量

約 40kg

サイズ（折り畳み時）

80cm×80cｍ ×35cm 程 度

送 風 時 間（ 高 圧 ボ ン ベ ※ ） 約 1 分※手動及びブロワによる送風による展開も可能な設計とする。

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

26 条-別添 1-3-17：Ｓ Ａ 範 囲

ｃ .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 ，一 定 の 気 密 性 が 確 保 さ れ た コ ン ト ロ
ー ル 建 屋 内 に 設 置 し ，図 3.3-7 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，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。
可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，脱 衣 を 行 う ホ ッ ト エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，
ホットエリアを換気することで脱衣による汚染拡大を防止するとともに，チェンジングエリア周辺を循環運転することによりチェンジングエリア
周辺の放射性物質を低減する。
図 3.3-7 の よ う に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 空 気 の 流 れ を つ く る こ と で ，中央制御室に汚染を持ち込まないよう管理を行う。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-18

中央制御室

サーベイ
エリア

除染
エリア

エアーテント
放射性物質の飛散を
防止する

靴脱ぎ場

脱衣エリア

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を
防止する

【凡例】

：サーベイエリア：中間エリア：ホットエリア：屋外相当の汚染レベルを想定

図 3.3-7中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-19

ｄ .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 移 行 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 大 き な 影 響 は 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 カ ー テ ン で 区 画 す る こと で ，脱 衣 時 の 接 触 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 。な お ，中 央
制 御 室 か ら 退 室 す る 要 員 は ，防 護 具 を 着 用 し て い る た め ，中 央 制 御 室 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。

（７）汚染の管理基準
表 3.3-4 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 ，表 3.3-4 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。

表 3.3-4
状況
状
況
①
状
況
②

汚染の管理基準

汚染の

根拠等

管理基準

屋 外 (発 電 所 構 内 全 般 )1,300cpm

法令に定める表面汚染密度限度

へ少量の放射性物質が2(ア ル フ ァ 線 を 放 出 し な い 放 射 性(4Bq/cm )漏えい又は放出される同位元素の表面汚染密度限度) ：ような原子力災害時

40Bq/cm 2 の 1/10

大規模プルームが放出

40,000cpm

原子力災害対策指針における2

されるような原子力災(120Bq/cm )OIL4 に 準 拠

害時

13,000cpm

原子力災害対策指針における2(40Bq/cm )OIL4【 1 ヶ 月 後 の 値 】 に 準 拠

26 条-別添 1-3-20：Ｓ Ａ 範 囲

（８）中央制御室におけるマスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室可搬型陽圧化空調機により陽圧化することで希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不要とする。

（９）乾電池内蔵型照明
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乾電池内蔵型照明は，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 含 む ）を 使 用 す る 。乾 電 池 内 蔵 型 照 明 の 仕 様 を 表 3.3-5 に 示 す 。

表 3.3-5

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明

保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
中央制御室

2台 （ 予 備 １ 台 ）（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）（１０）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は，２名１組で４組を想定し，
同 時 に ８ 名 の 運 転 員 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 ８ 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 21 分 で あ り ，全 て の 要 員 が 汚 染 し て い る 場 合 で も 約 36 分 であ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。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-21

（１１）保安班の緊急時対応のケーススタディー
保 安 班 は， チ ェン ジ ング エ リ アの 設 置以 外 に， 緊 急 時対 策 所の 可 搬型 陽 圧 化空 調 機
運転(35 分)，可搬型モニタリングポストの設置(最大 390 分)，可搬型気象観測装置の設置(90 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，保安班長が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートを示す。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，すべての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休祭日に事故が発生した場合で，10 条発生直後か
ら周辺環境が汚染してしまうような事象が発生した場合（ケース②）は，原子力防災組
織の要員の保安班 2 名で，チェンジングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリン
グポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日昼間の場合）
0
対応項目

要員

参 参
集 集
前 後

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

事象発生
10条

2 15
状況把握（モニタリングポストなど）

保安班（現場）

可搬型陽圧化空調機運転

保安班（現場）22

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）

対応項目
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型陽圧化空調機運転
可搬型モニタリングポストの設置
可搬型気象観測装置の設置
緊急時対策所チェンジングエリアの設営
中央制御室チェンジングエリアの設営要員
保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）

参
集
前
2
2
2
2
2
2
2

参
集
後
15

事故発生

参集完了

10条

※
※

※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-3-22

3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，津波，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，表 3.4-1 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
6 号炉及び 7 号炉中央制御室の大型表示盤付近で被災した場合，運転員は制御盤への 誤接触 ，自身 の転倒を 防止す るため ，制御盤 の手摺 にて安 全を確保 すると ともに
警 報発信 状況等 の把握に 努める 。また 地震時に おいて も運転 員が必要 な監視 操作を行 うこと ができ るよう， 中央制 御室は 耐震Ｓク ラスの コント ロール建 屋２階 に設置するとともに，制御盤は必要な耐震性を有する設計としている。

○ 津波
6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置する敷地における基準津波の最高水位は
T.M.S.L.8,500 程度である。6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置しているコントロー
ル建屋は敷地高さ T.M.S.L.12,000 に施設されており，また 6 号炉及び 7 号炉中央制
御 室 はコ ント ロー ル建屋 ２ 階フ ロア （T.M.S.L.17,300）に 設置 して いる 。 この ことより，6 号炉及び 7 号炉中央制御室及びアクセスルートは基準津波の影響を受けない設計としている。

○ 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している。
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。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-3-23

○ 溢水
中央制御室には溢水源は存在しないことを確認している。
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 1-3-24

表3.4-1
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
同時にもたらされる
中央制御室の環境条件(1/2)

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

内部火災
（地震起因
含む）

転員が火災状況を確認し，二酸化炭素消火器にて初期消火を行火災による中央制御室

う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し て い る た め ，中 央 制 御 室 の 機

内設備の機能喪失

能は維持される。
（ 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」に関する適合状況説明資料を参照）
中央制御室には溢水源がないことを確認している。
火 災 が 発 生 し た と し て も ，「 運 転 員 が 火 災 状 況 を 確 認し ，二 酸 化

内部溢水
（地震起因
含む）

炭 素 消 火 器 に て 初 期 消 火 を 行 う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し溢水による中央制御室ているため，内部溢水による影響がないことを確認している。

内設備の機能喪失

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 ことを確認している。
（ 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」に関する適合状況説明資料を参照）

地震時の誤接触等による誤操作

地 震 発 生 時 の 対 応 と し て「 運 転 員 は 地 震 が 発 生 し た 場 合 ，制 御 盤
か ら 離 れ て 誤 接 触 を 防 止 す る と と も に ，制 御 盤 の 手 摺 に て 身 体 の安全確保に努める」ことを規定類に定めることとしている。

地震

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※，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯
も 備 え て お り ，機 能 が 喪 失す る こ と は な い 。ま た ，蓄電 池 を 内 蔵
した可搬型照明を備えており，機能が喪失することはない。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 11条 「 安 全 避 難 通 路 等 」
竜巻・台風

に関する適合状況説明資料を参照）

積 雪（ 暴 風 雪 ）外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失
落雷

外部火災（森林火災）

火山※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ことを確認している。
地 震 ： 設 計 基 準 地 震 動 に 対 し て ， 耐 震 Sク ラ ス 設 計 で あ る た め ，健全性が確保される。
竜 巻：設 計 基 準 の 竜 巻 風 速 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 が 確保されることを確認。
風（ 台 風 ）：設 計 基 準 の 風速 に よ る 風 圧 に 対 し て ，外 殻 そ の 他 による防護で健全性が確保されることを確認。
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 よる防護で健全性が確保されることを確認。
落 雷：設 計 基 準 の 雷 撃 電 流値 に 対 し て ，避 雷 針 や 保 安 器 等 に よ る
防護で健全性が確保されることを確認。
森 林 火 災：防 火 帯 の 内 側 にあ る た め 延 焼 せ ず ，熱 影 響 を 評 価 し て
健 全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，ば い 煙 に 対 してもフィルタにより健全性が確保されることを確認。
火 山：設 計 基 準 の 火 山 灰 の堆 積 荷 重 に 対 し て ，外 殻 そ の 他 に よ る
防 護 で 健 全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，給 気 系は フィルタ交換等により閉塞せず健全性が確保されることを確認。
低温：原子炉建屋換気空調設備により温度制御されているため，
本 体 設 備 へ の 影 響 は な い 。屋 外 タ ン ク に 貯 蔵 さ れ て い る 軽油については，凍結等が発生しないことを確認。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-3-25

表3.4-1 中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
起因事象

同時にもたらされる(2/2)

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

外 部 の 状 況 を 監 視 カ メ ラ 等 で 確 認 し ，中 央 制 御 室 内 に有 毒 ガ
ス・降 下 火 砕 物 等 が 流 入 する 可 能 性 が あ る 場 合 ，及 び 中 央 制
御室内において有毒ガスが流入したことを煙や異臭で確認
し た 場 合 等 は ，中 央 制 御 室の 空 調 系 を 手 動 で 再 循 環 運 転 へ 切
外部火災（森林火災）

ばい煙や有毒ガスの発生にり 替 え る こ と で 外 気 を 遮 断 で き る こ と か ら ，中 央 制 御室 へ のよる中央制御室内換気設備

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

への影響

を【 補 足 1】，【 補 足 2】に 示 す 。た だ し ，影 響 が 長 期 化 す る
場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気する。
図 3.4-1に 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 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 ， 6/7号 炉 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 度 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 敷火山

降下火砕物による中央制御
室内換気設備への影響

地 内 屋 内 貯 蔵 有 毒 物 質 が 影 響 を 及 ぼ す こ と は 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 ）」，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 （ 火山）」に関する適合状況説明資料を参照）
中央制御室の換気空調設備により温度制御されているため，

低温

低温による中央制御室内設

中央制御室への影響はない。

備が凍結することによる機（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 6条 「 外 部 か ら の 衝

能喪失

撃 に よ る 損 傷 の 防 止（ 低 温 ）」に 関 す る 適 合 状 況 説 明 資 料 を
参照）

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-3-26

通常運転モード
再循環運転モード（外気隔離時）
再循環運転モード（少量外気取入時）

図 3.4-1

運転モード毎の中央制御室換気空調系系統概略図

26 条-別添 1-3-27

【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，中央制御室換気空調設
備は，隔離ダンパを閉操作することにより外気から遮断し再循環運転とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離ダンパを閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下の通り評価した。

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「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果
A 系：0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・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，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 l/min と する 。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表１の通りであり，720 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。
26 条-別添 1-3-28表１

外気隔離時の酸素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間酸素濃度20.91%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果 A 系：
0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・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，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表２の通りであり，720 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表２

外気隔離時の二酸化炭素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間二酸化炭素濃度0.06%

0.076%

0.078%

0.079%

0.079%

0.079%

26 条-別添 1-3-29

【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空調設備は全停止及び隔離ダンパを閉操作し，中央制御室陽圧化空調機
により外気を浄化した空気により中央制御室バウンダリを陽圧化する設計としている。
重大事故が発生時において，空調全停し中央制御室バウンダリを陽圧化した場合の中央制御室の居住性について，以下の通り評価した。

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「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・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，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 l/min と する 。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表１の通りであり，168 時間外気隔離した場合
26 条-別添 1-3-30

においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表１

外気隔離時の酸素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間酸素濃度20.92%

20.92%

20.92%

20.92%

20.92%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・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，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表２の通りであり，168 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表２

外気隔離時の二酸化炭素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間二酸化炭素濃度0.058%

0.060%

0.060%

0.060%

0.060%

26 条-別添 1-3-31

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

表 3.5-1
７）

デ ー タ 表 示 装 置（ 待 避 室 ）で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

目的対象パラメータ
ＡＰＲＭ平均値
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）
炉水温度

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

26 条-別添 1-3-32

６ 号 炉（ １ ／６号炉（２／７）
目的

対象パラメータ
ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量
原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

状態確認

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

26 条-別添 1-3-33

６号炉（３／７）
目的

対象パラメータ
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能
ドライウェル圧力（広帯域）（最大）格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
サプレッションチェンバ圧力（最大）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）サプレッションプール水位

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
Ｓ／Ｐ水温度（最大）サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ

全閉以外

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ

全閉以外

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ ラ ン ジ 部 雰 囲 気 温 度 ）ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ タ ー ン ラ イ ン 上 部 雰 囲 気 温 度 ）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）26 条-別添 1-3-34

６号炉（４／７）
目的

対象パラメータ
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）の状態確認

格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m)）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）
主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情
報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

26 条-別添 1-3-35

６号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

非常用炉

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

心冷却系

ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

Ｓ）の状態

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

等

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外
全制御棒全挿入総給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）

使用済燃料(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))

プールの状
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
態確認(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm))

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

26 条-別添 1-3-36

６号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃料
プールの状
態確認

+5000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+4000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）26 条-別添 1-3-37

６号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容
器の破損防
止確認

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）
フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷

原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）防止確認
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

26 条-別添 1-3-38

７号炉（１／７）
目的

対象パラメータＡＰＲＭ（平均値）
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

原子炉圧力

Ａ

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（Ｗ）Ａ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）ＣＵＷ再生熱交換器入口温度
ＳＲＶ開（ＣＲＴ）

26 条-別添 1-3-39

７号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量
炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

状態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

26 条-別添 1-3-40

７号炉（３／７）
目的

対象パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ
ドライウェル圧力（Ｗ）
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
Ｓ／Ｃ圧力（最大値）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
Ｄ／Ｗ温度（最大値）
Ｓ／Ｐ水温度最大値
Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）
サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内水素濃度（Ａ）
格納容器内

格納容器内水素濃度（Ｂ）の状態確認

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
格納容器内酸素濃度（Ａ）
格納容器内酸素濃度（Ｂ）
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

26 条-別添 1-3-41

７号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
格納容器内
の状態確認

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力
復水補給水系温度（代替循環冷却）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）
排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ
区分Ⅰ主蒸気管放射能高高区分Ⅱ主蒸気管放射能高高
区分Ⅲ主蒸気管放射能高高区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

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

全弁全閉

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

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

26 条-別添 1-3-42

７号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）
ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動
非常用炉心
冷 却 系（ Ｅ Ｃ
Ｃ Ｓ ）の 状 態
等

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲポンプ（Ａ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉
全制御棒全挿入全給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))

使用済燃料
プールの状
態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

26 条-別添 1-3-43

７号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）料プール（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端の状態確

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）認（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5000mm)）+4000mm)）+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）26 条-別添 1-3-44

７号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）

器の破損防
止確認

フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）

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（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

26 条-別添 1-3-45

3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性
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留まる居住性を確保するため，中央制御室待避室を設置している。
中央制御室待避室は，重大事故等に対応する要員が留まることができなければならない。
そのため，中央制御室待避室の設計は収容可能人数を「20 名」としている。その内訳を表-1 に示す。
表-1 中央制御室収容人数設計内訳
当直長

1名

当直副長

2名

運転員

12 名

火災対応要員

3名

予備

2名

合計

20 名

また，複数号炉の同一中央制御室であるため，重大事故等の事故シーケンスが組み合わさった場合においても十分対応可能である必要がある。そのため，事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を評価した。
評価条件として，6 号炉において「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用しない場合）」（以下，「大ＬＯＣＡ」とする）の発生を想定
し，7 号炉側を事故シーケンス組合せとして，有効性評価における他の事故シナリオを想定した。なお，全交流動力電源喪失シナリオは 3 シナリオあるが，対応要員数が変わらないため「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)」で代表し，「格納容器雰囲気直接加熱(DCH)」「原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用(FCI)」「 溶融炉心・コンクリ
ート相互作用(MCCI)」の 3 シナリオについては現象評価であるため対象外とし，「停止中の反応度誤投入」シナリオについても，事故の終息が短時間で終了するため対象外とした。
表-2 に事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を整理し，図-1～14 まで
組み合せ毎の作業時間抜粋を示す。

26 条-別添 1-3-46

表-2 事故シーケンス組合せによる運転員の対応要員数
6 号炉事故シーケンス

７号炉事故シーケンス
高圧・低圧注水機能喪失

13 名

高圧注水・減圧機能喪失

13 名

全交流動力電源喪失

15 名

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系機能喪失)

大ＬＯＣＡ

対応要員数

15 名
13 名

原子炉停止機能喪失

11 名

LOCA 時注水機能喪失

13 名

格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)
大ＬＯＣＡ(代替循環冷却を使用する場合)

11 名
15 名

想定事故 1

11 名

想定事故 2

11 名

停止中崩壊熱除去機能喪失

12 名

停止中全交流動力電源喪失

12 名

停止中原子炉冷却材の流出

12 名

事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，必要な対応要員数は最大で「15 名」であり，
火災対応要員 3 名を含めても「18 名」である。中央制御室待避室は，６号炉，７号炉運転
員数 18 名に予備要員の余裕を持たせた合計 20 名を収容可能な設計としており，待避室に収容する人数により十分対応可能である。
なお，いずれの事故シーケンスの組み合わせにおいても，格納容器ベント操作後のプルーム通過中への対応のため中央制御室待避室に待避している間は，当直長，副長，運転員
はプラントの運転操作を行わずに，監視を継続することができるよう，図-1～14 に示す通り，待避所に待避する前に必要に応じて原子炉注水や格納容器スプレイの調整を行う。また「1.2 設計における想定シナリオ」にて記した重大事故時の想定シナリオのうち，拡張ケースとして想定した「両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う」場合も同様に，当直長，副長，運転員は待避室に待避し，プラントの運転操作を行わずに，監視を継続する。
（図-1～14 の上半部参照）
それでもなお，中央制御室にて操作を行わなければならない場合は，図-15，16 に示す通り，5 分間の作業で格納容器ベント直後に最大約 36mSv，格納容器ベント後 10 時間で約 3mSvの被ばくが想定されることから，可能な限り短時間で操作し，かつ同一要員が複数回操作

26 条-別添 1-3-47

することのないように対応する。

26 条-別添 1-3-48

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ
（１人）
Ａ
－

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待
避

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

６号
低圧代替注水系（常設） 注水操作

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

格納容器ベント準備操作

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

事象発生

操作の内容

緊急時対策要員（現場）
７号

4

６号

約1０時間 格納容器圧力
180kPa[gage]到達
約20分 低圧代替注水系 原子炉
注水開始

約17時間 格納容器圧力
310kPa[gage]到達

７号
格納容器スプレイ実施まで「レベル３～レベル８」維持「レベル８」到達後格納容器スプレイ切替「レベル３」到達後原子炉注水切替－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作

－

－

（１人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

（１人）
a

－

－

－

（２人）

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

（１人）
a

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

（２人）

・消防車への給油

２人
a, b

２人
c ,d

２人

「レベル３～レベル８」維持
格納容器圧力180KPa[gage]到達後は、適宜原子炉注水と格納容器
スプレイの切り替えを繰り返し実施

必要人員数 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補
給する

10分
60分

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

適宜実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-1 大ＬＯＣＡ＋高圧・低圧注水機能喪失

26 条-別添 1-3-49

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注水により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、低圧注水系の注入弁
操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約２７時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また、消防車への給油も不要となる。

格納容器ベント操作

燃料給油作業

現場確認中断（一時待避中）経過時間（時間）2・低圧注水系 注入弁操作－

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

－

a

する

一

－

（１人）

代替格納容器スプレイ操作

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

１４人

実施箇所・必要人員数
運転員
（中操）

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 ＴＱＵＶ

操作項目

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

一
時

継続実施

・消防車への給油する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 ＴＱＵＸ

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約12時間後 残留熱除去系
停止時冷却モード運転開始

約19分 重大事故等時の逃がし安全弁作動回路動作
約26分 低圧注水系 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号

７号

低圧注水系 注水操作（１人）
a

残留熱除去系（１人）

サプレッションプール水冷却モード操作

a
（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

７号
－

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁自動開確認
・低圧注水系 注入弁操作

ＲＨＲ（Ｂ）

ＲＨＲ（Ｃ）

・パラメータ監視

－

２人
c,d

－

・現場移動
・停止時冷却モード 現場ラインアップ

（１人）
a

－

－

・残留熱除去系 停止時冷却モード起動
・原子炉冷却材温度調整

a6号および7号炉
事故対応運転員総数＊２系列停止時冷却モード運転後は適宜原子炉注水実施

・停止時冷却モード ラインアップ－－

停止時冷却モード運転を継続

・停止時冷却モード ラインアップ

ＲＨＲ（Ｃ）

ＲＨＲ（Ａ）

・パラメータ監視90分

低圧注水系から停止時冷却モード切替

必要人員数 合計

ＲＨＲ（Ａ）
サプレッションプール水冷却モード運転を継続

90分

（１人）

残留熱除去系 停止時冷却モード運転

原子炉水位をレベル３～レベル８で維持・残留熱除去系 試験用調節弁操作

残留熱除去系 停止時冷却モード準備

残留熱除去系 停止時冷却モード運転

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約50分 原子炉水位高（レベル８）

運転員
（現場）

－

（２人）
c,d

－

・現場移動
・停止時冷却モード 現場ラインアップ

（１人）
a

－

－

・残留熱除去系 停止時冷却モード起動
・原子炉冷却材温度調整

２人
a, b

２人
c,d

０人

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に移行しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。

停止時冷却モード運転を継続

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-2 大ＬＯＣＡ＋高圧注水・減圧機能喪失

26 条-別添 1-3-50

ＲＨＲ（Ａ）

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

一
時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後格納容器ベント前に待避準備及び待避をとなる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

する

一
継続実施

・消防車への給油格納容器ベント前に待避準備及び待避を時
待

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 ＳＢＯ

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

約24時間
ガスタービン発電機による給電開始、残留熱除去系ポンプ起動

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

（１人）

原子炉注水操作a

常設代替交流電源設備 準備操作－

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

－

常設代替交流電源設備 運転

７号
－

（６人）
（２人）

（１人）
b
常設代替交流電源設備による受電－

代替原子炉補機冷却系 運転－－
格納容器ベント準備操作－（１人）
a
格納容器ベント操作－－

残留熱除去系 起動操作

（１人）
a
（１人）
a

低圧代替注水系（常設） 準備操作－

原子炉急速減圧操作
低圧注水モードによる原子炉注水

（１人）
a
（１人）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水a

格納容器ベント停止操作－

格納容器スプレイ冷却系 起動操作（１人）

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水

原子炉注水確認

原子炉隔離時冷却系での注水は、復水移送ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

・ガスタービン発電機起動
・ガスタービン発電機 運転状態監視

適宜実施

・Ｍ／Ｃ 受電確認

10分

（4人）
c,d

－

・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電

10分

(２人)
c,d

・現場移動
－

－

－
（２人）
e,f

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアッ

（参集）
（３人）

－

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備

（２人）

－

－

・ベント状態監視－・格納容器ベント操作

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整－－

・残留熱除去系ポンプ起動

－

－

（２人）
c,d

－

e,f

３３０分＋待避時間３０分

作業中断

２７０分＋待避時間（一時待避中）３０分

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

－

（２人）

３００分

プ
13人

（排水ライン水張り）

・復水移送ポンプ起動／運転確認
・低圧代替注水系 ラインアップ
・現場移動
・低圧代替注水系 現場ラインアップ

適宜実施

６0分

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
６0分
適時実施
５分
５分

３0分

※復水貯蔵槽吸込ライン切替－－－

・低圧注水系 注入弁操作

手動開放操作

（２人）
e,f

－

・格納容器ベント停止操作
・格納容器スプレイ弁操作

５分

・低圧注水モードによる原子炉注水
原子炉水位は「レベル３～レベル８」維持
３0分
格納容器圧力は「13.7～180kPa[gage]」維持

－

－

－

－

（１人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油・電源車への給油

適宜実施

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給必要人員数 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

a

２人

４人

２人

a.b

c , d, e , f（その他参集13人）

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水により原子炉水位を維持している。格納容器は
代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。また、格納容器スプレイ冷却制御のために格納
容器スプレイ弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため、代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し、サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し、主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ、開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェンバプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり、その場合は流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認および代替原子炉補機冷却系
運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は、約１８時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また、消防車への給油も不要となる。さらに、残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば、復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。
ただし、代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

６0分

・逃がし安全弁 ２弁
－

42

20分

・緊急用M/C遮断器投入－

代替原子炉補機冷却系 準備操作－

・原子炉隔離時冷却系

－

e,f
－

約24時間
原子炉急速減圧

約16時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達40

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-3 大ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

26 条-別添 1-3-51経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

７号

（１人）
Ａ

－

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

備考

50

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）

－

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への
補給

（１人）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

２人

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待避（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

約２時間後
ガスタービン発電機による給電開始
約180分 低圧代替注水系 注水準備完了、原子炉急速減圧開始
約229分 低圧代替注水系（常設） 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

（１人）

原子炉注水操作a

低圧代替注水系（常設） 注水操作

（１人）
a
（１人）

代替格納容器スプレイ操作

約２０時間 サプレッションプール冷却開始
約２５時間 格納容器スプレイ停止

約５時間 原子炉水位高（レベル８）

７号

６号

－

７号
－

・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水
原子炉隔離時冷却系での注水は、復水移送ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

・原子炉隔離時冷却系 手動停止－－

レベル８まで注水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
原子炉水位は「レベル３～レベル８」維持

・低圧注水系 注入弁操作

・低圧注水系 スプレイ弁操作

原子炉水位確保可能を条件に格納容器スプレイ開始
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

－

－

－

－

（２人）

・ガスタービン発電機 運転状態監視

－

－

（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適時実施

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適時実施

a

常設代替交流電源設備 運転

６号

緊急時対策要員（現場）

復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

（２人）
c,d

・現場移動
－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

300分

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

－

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

－

－

－

－

（２人）

２人
a, b

４人
c , d, e , f（その他参集１３人）

a

燃料給油作業

13人
（参集）

（１人）

残留熱除去系 起動操作

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

代替原子炉補機冷却系 準備操作

・サプレッションプール水冷却モード 起
動・消防車への給油・電源車への給油

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水により原子炉水位を維持している。格納容器は
代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系によるサプレッションチェンバプール水冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。なお、サプレッションチェンバプール水冷却時は流量調整等は不要である。
ただし、残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため、代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し、サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し、主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ、開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェンバプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり、その場合は流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認および代替原子炉補機冷却系
運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は、約37時間後に通常水位まで回復するため、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また、消防車への給油も不要となる。さらに、残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば、復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。

適時実施
60分

消防車による防火水槽から

46

１０時間

適時実施

5分

適時実施

２人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-4 大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）

26 条-別添 1-3-52

ただし、代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する

避待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約５.8時間 原子炉水位低（レベル１．５）

約10時間 格納容器圧力180kPa[gage]到達
約2２時間 代替格納容器スプレイ停止

運転員
（中操）
６号

７号
（１人）
a

原子炉注水操作（１人）

高圧注水機能 起動確認a

代替格納容器スプレイ冷却系 操作

格納容器圧力３１０kPa[gage]到達

運転員
（現場）

（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

７号

－

－

－

－

－

－

・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水・高圧炉心注水系

・代替格納容器スプレイ操作

復水移送ポン プトリップ水位付近でスプレイ停止

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

（１人）
a

格納容器ベント準備操作

－

－

－

－

（２人）

－

－

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

（２人）

・消防車への給油

２人
a, b

２人
c,d

２人

（１人）
a

10分

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約３７時間後には通常水位まで回復しており、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
一時待避前に防火水槽が枯渇しない であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
ように補給量を調整する
また、消防車への給油も不要となる。

原子炉水位「レベル３～レベル８」維持

自動起動確認60分

・格納容器ベント操作

格納容器ベント操作後，・ベント状態監視

適宜ベント状態監視

格納容器ベント操作

燃料給油作業

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

適宜実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-5 大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

26 条-別添 1-3-53

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、高圧注水系操作頻度を少なくすることができる。さらに、復水移送ポンプを使用した低圧代替注水系に移行していれば、更に操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。

中操からの連絡を受けて現場操作を実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

６号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

残留熱除去系 運転モード切替操作

原子炉水位調整操作

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数６号

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉はほう酸水注入系により未臨界状態を維持しており、原子炉水位は原子炉隔離時冷却系および高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、約３時間後にはほう酸水注入が完了し原子炉が未臨界状態になるため、原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

－

・低圧注水モード→サプレッションプール
水冷却モード

（１人）
a

－

－

・サプレッションプール冷却状況監視

（１人）
a

－

－

０人

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

７号

（１人）
b

２人
a, b

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

１４人

運転員
（現場）
７号

する

一

約１１分 ほう酸水全量注入開始

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 原子炉停止機能喪失

運転員
（中操）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

３系統ともサプレッションプール水冷却モードへ切り替え
適時実施

・原子炉隔離時冷却系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は、原子炉水位レベル１．５以上維持・高圧炉心注水系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は、原子炉水位レベル１．５以上維持０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-6 大ＬＯＣＡ＋原子炉停止機能喪失

26 条-別添 1-3-54経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約13分 原子炉水位低（レベル１）
約18分 原子炉急速減圧

約10時間
格納容器圧力180kPa[gage]到達

約24分 低圧代替注水系 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号
低圧代替注水系（常設） 注水操作

約17時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

７号
－

・低圧注水系 注入弁操作

格納容器スプレイ実施まで「レベル３～レベ
ル８」維持「レベル８」到達後格納容器スプレイ切替「レベル３」到達後原子炉注水切替「レベル３～レベル８」維持

（１人）
a

－

－

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

継続実施

現場確認中断（一時待避中）適時実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への補給

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

適時実施

（１人）
a

－

－

・ベント準備

－

－

（２人）

（１人）
a

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

適宜実施

・低圧注水系 スプレイ弁操作

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約２８時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また、消防車への給油も不要となる。

格納容器圧力180kPa[gage]到達後は、適宜原子炉注水と格納容器スプ
レイの切り替えを繰り返し実施

代替格納容器スプレイ操作

一時待避前に防火水槽が枯渇しない
ように補給量を調整する

10分

格納容器ベント準備操作
・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

60分

格納容器ベント操作

燃料給油作業

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

－

－

２人

２人

a, b

c, d

（２人）

・消防車への給油

継続実施

作業中断
（一時待避中）中操からの連絡を受けて現場操作を
実施する
適時実施

2人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（４名）＝１３名

図-7 大ＬＯＣＡ＋LOCA 時注水機能喪失

26 条-別添 1-3-55

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注水により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、低圧注水系の注入弁
操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給－

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始

操作の内容

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待避（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆる。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補
給する

１４人

経過時間（時間）

７号炉 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

約15分 高圧炉心注水系からの漏えい停止

運転員
（中操）
６号
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

６号

６号

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

７号
－

（１人）
a
（１人）
a

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

（１人）
a
２人
a, b

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は漏えい個所の隔離が完了し、原子炉水位は原子炉隔離時冷却系および高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、事故後早期に漏えい個所の隔離が完了しているため、原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。

緊急時対策要員（現場）
７号

・高圧炉心冷却系 電動弁閉操作

５分

・原子炉隔離時冷却系「レベル３～レベル８」維持・高圧炉心注水系（健全側）「レベル３～レベル８」維持

原子炉水位調整操作

残留熱除去系 運転モード切替操作

備考

－

－

０人

０人

・低圧注水モード→サプレッションプール水冷却モード

サプレッションプール水冷却モード

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-8 大ＬＯＣＡ＋格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

26 条-別添 1-3-56経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への
補給

（１人）

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

実施する

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用する場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

約70分 原子炉注水開始
約20時間 代替原子炉補機冷却系運転開始
約2時間 炉心冠水確認

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

６号

緊急時対策要員（現場）７号

６号

常設代替交流電源設備 運転

低圧代替注水系（常設） 注水操作

（１人）
a
（１人）

代替格納容器スプレイ操作

a

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給（２人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

（２人）
c,d

－

－

－

13人
（参集）

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

（３人）

－

代替循環冷却運転 準備操作

（２人）
a,b

－

－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

－

（２人）
a,b

－

代替循環冷却運転状態監視（１人）
a

必要人員数 合計

事故対応運転員総数

適宜実施

適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ
・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

３００分

10時間

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

適宜実施

－

・代替循環冷却運転 中央制御室ライン

30分

アップ

代替循環冷却運転開始

6号および7号炉

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・復水移送ポンプ停止

（２人）
e,f

燃料給油作業

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・現場移動

－

（系統構成2）

適時実施

・ガスタービン発電機 運転状態監視

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ
・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁

60分

５分

操作
－

－

－

－

（２人）

２人

４人

２人※

a, b

c , d, e , f

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状態監視・消防車への給油・電源車への給油

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替循環冷却により原子炉および格納容器の除熱を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、代替循環冷却運転開始
後は流量調整等は不要であり、原子炉及び格納容器の除熱状態の確認は待避所から可能である。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。

約20時間 代替循環冷却運転開始

７号
（２人）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

適宜実施

適宜実施

※有効性評価で考慮しない作業を含めると要員は（その他参集１３人） 「4人（その他参集18人）」となる

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-9 大ＬＯＣＡ＋大ＬＯＣＡ（代替循環冷却を使用する場合）

26 条-別添 1-3-57

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時
待

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

実施する

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

約60分 崩壊熱除去機能、補給水注水機能 喪失確認
約８時間 プール水温100℃到達

運転員
（現場）

a

６号

約12時間 補給開始

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

７号

－

－

・使用済燃料プール水位、温度監視

適宜実施

消防車による防火水槽からＳＦＰへの補給

－

－

２人

・消防車を用いたＳＦＰ補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油

適宜実施

１人
a

０人

２人

必要人員数（７号炉） 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

2

操作の内容

７号

現場確認中断（一時待避中）

１４人

操作項目

（１人）

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

事象発生

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

一実施箇所・必要人員数

状況判断

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 想定事故1 （燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）

運転員
（中操）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-10 大ＬＯＣＡ＋想定事故 1

26 条-別添 1-3-58

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの消防車による蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水
位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、7号炉の使用済燃料貯蔵
プールの状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし、使用済燃料プールへの補給を実施している消防車へ燃料補給が適時（約３時間毎）
必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため、連続運転をしないと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり、例えば１０時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」程度である。
これにより、６号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし、上記の運転員の記載の通り６号炉の格納容器ベント時は補給を停止し、待避することが可能となる。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

一
時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後格納容器ベント前に待避準備及び待避をとなる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

一
時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

実施する

待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

・消防車への給油

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 想定事故２（サイフォン効果等によるプール水の小規模な喪失）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

約1２時間 補給開始
事象発生
約５分 「燃料プール水位低」警報発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
６号

７号
（１人）

状況判断

６号

約60分 補給水注水機能 喪失確認、崩壊熱除去機能 喪失確認
約150分 サイフォン現象による漏えい停止

運転員
（現場）

緊急時対策要員（現場）約７時間 プール水温100℃到達

７号

６号

７号
適宜実施

－

－

・使用済燃料プール水位、温度監視

－

－

２人

・消防車を用いたＳＦＰ補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油

適宜実施

１人

２人

a

c,d

a

必要人員数（７号炉） 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数２人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-11 大ＬＯＣＡ＋想定事故 226 条-別添 1-3-59

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの消防車による蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水
位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、7号炉の使用済燃料貯蔵
プールの状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし、使用済燃料プールへの補給を実施している消防車へ燃料補給が適時（約３時間毎）
必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため、連続運転をしないと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり、例えば１０時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」程度である。
これにより、６号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし、上記の運転員の記載の通り６号炉の格納容器ベント時は補給を停止し、待避することが可能となる。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

避待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補避必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ給する

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の崩壊熱除去機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

事象発生
プラント状況確認（ＲＨＲ故障認知）

操作項目

操作の内容

６号
状況判断

必要人員数（７号炉） 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

運転員
（現場）
７号

６号

７号
－

１人

２人

a

c ,d

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約120分 注水開始

緊急時対策要員（現場）

（１人）
a

46

約60分 原子炉水温100℃到達実施箇所・必要人員数

運転員
（中操）

44

６号

７号
－

・原子炉水位、温度監視

適宜監視

０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-12 大ＬＯＣＡ＋停止中の崩壊熱除去機能喪失

26 条-別添 1-3-60経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号

－

操作の内容

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待
避

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

一
時
待

継続実施

・消防車への給油する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補避必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の全交流動力電源喪失

操作項目

６号
常設代替交流電源設備 運転

低圧代替注水系（常設） 注水操作

2

事故想定
７号炉にて本事象発生
６号炉は運転中であり、「全交流動力電源喪失」事象発生
運転員
（中操）

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

6

8

10

12

14

16

18

20

６号

（２人）

（１人）
a

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアッ
プ

（２人）
c,d

５分

・ガスタービン発電機 運転状態監視

13人
（参集）

－

－

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

残留熱除去系 準備起動

（１人）
a

－

－

・停止時冷却モード 起動準備

５分

残留熱除去系 起動操作

（１人）
a

－

－

・停止時冷却モード 起動

５分

－

－

－

・電源車への給油

２人
c,d

６人
（その他参集13人）

6号および7号炉
事故対応運転員総数

30

32

34

36

38

40

42

適時実施

10時間

適時実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-13 大ＬＯＣＡ＋停止中の全交流動力電源喪失

26 条-別添 1-3-61

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉の代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度逃がし安全弁による原子炉減圧維持および復水移送ポンプによる低圧代替注水を実施することも可能である。

３００分

－

１人
a

28

原子炉水位回復後、蒸発量に応じた注水－

必要人員数（７号炉） 合計

26

約60分 原子炉水温100℃到達

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

燃料給油作業

24

７号－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

代替原子炉補機冷却系 運転

22

約70分 注水開始

緊急時対策要員（現場）７号

4

約20時間 崩壊熱除去機能回復

－

－

給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

７号

（１人）
Ａ
－

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

約24分 炉心損傷開始

運転員
（現場）

（１人）
Ａ

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

一
時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

実施する

待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の原子炉冷却材流出

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

事象発生
約60分 原子炉ウェル水位低下検知

操作項目

操作の内容

６号
状況判断
必要人員数（７号炉） 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

運転員
（現場）
７号

６号

（１人）
a

－

１人

２人

a

c,d

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約２時間後 注水開始

緊急時対策要員（現場）７号

46

約２時間 Ｓ／Ｃへの冷却材流出停止

実施箇所・必要人員数

運転員
（中操）

44

６号

７号
－

・原子炉水位、温度監視

適宜監視
原子炉ウェル水位回復後停０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-14 大ＬＯＣＡ＋停止中の原子炉冷却材の流出

26 条-別添 1-3-62

1.0E+02
合計（内部被ばく＋外部被ばく）

5分当たりの被ばく量[mSv/5m]

最大値 約 22mSv

内部被ばく（マスク考慮せず）

1.0E+01

外部被ばく

48 時間後 約 2mSv

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
35

40

45

50

55

60

65

70

事故発生からの経過時間[h]図-15 6 号炉大ＬＯＣＡ時の中央制御室（待避室外）での 5 分当たりの被ばく量

5分当たりの被ばく量[mSv/5m]

1.0E+02

最大値 約 36mSv

合計（内部被ばく＋外部被ばく）

内部被ばく（マスク考慮せず）

1.0E+01

外部被ばく

48 時間後 約 3mSv
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
35

40

45

50

55

60

65

70

事故発生からの経過時間[h]図-16 7 号炉大ＬＯＣＡ時の中央制御室（待避室外）での 5 分当たりの被ばく量

26 条-別添 1-3-633.7

6 号炉,7 号炉重大事故等時の格納容器ベント時の申請前号炉における要員の待避先やプラントの対応・監視について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉重大事故等時の他号炉の対応において，格納容器ベント実施時は大気中に放出された放射性物質等による屋外環境の悪化が懸念されるため，マスク等の装備着用や一時待避が必要となる。それらについて以下にまとめた。図 3.7-1 に柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉中央制御室と他号炉中央制御室の配置図を示す。

図3.7-1

柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉中央制御室

配置図

１.評価及び対策の前提条件
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉においては，「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」）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26 条-別添 1-3-64

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」）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 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」（以下，「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）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のできる代替循環冷却系を整備している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせに基づき，6 号炉,7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなり，これを 6 号炉,7 号炉の重大事故収束シナリオのベースケース
として考えている。
なお 6 号炉,7 号炉中央制御室の被ばく評価及び居住性対策に際しては，一方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行うことを想定することとしている。
6 号炉,7 号炉申請における 1 号炉から 5 号炉までの各停止号炉においても上述の被ばく評価想定に基づき，被ばく評価及び居住性対策における基本想定ケースとして位置付けることとし，必要な放射線防護措置を施すこととする。

２. 5 号炉中央制御室の被ばく評価と対応
5 号炉は図 1 に示すとおり，6 号炉,7 号炉に近接した位置に設置しており，格納容器ベントによる現場環境の悪化の影響を受けやすいものと考えられる。そのため，以下の手段について整備を進めている。

〇運転員が中央制御室に滞在し続けることができる中央制御室待避室の整備
・中央制御室待避室の整備（遮へい強化，気密設計及び空気ボンベ陽圧化設備設置による室内居住性向上）
・チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，
マスク・着替え等放射線防護資機材の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

26 条-別添 1-3-65

〇運転員が中央制御室待避室にてプラント監視，通信連絡等が実施できる環境の整
備・デジタルレコーダー等を用いたプラントパラメータの遠隔監視機器・手順整備
・現場や緊急時対策所との通信連絡設備配備

中央制御室待避室における運転員の勤務サイクル毎の被ばく量の評価結果を表
3.7-1 に示す。また，最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の評価結果の内訳を
表 3.7-2 に示す。ここで，運転員は中央制御室待避室内では全面マスクを着用するものとし，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。また，待避室の陽圧化が終了した直後に入域する C 班の被ばく量が大きくなることから，2 日目以降は訓練直である B 班が待避室内に滞在するものとして評価した。最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の合計は，約 93mSv となる。
なお，本評価においては通常の勤務サイクルにおける滞在時間を用いているが，被ばく量が 100mSv に近くなる場合は早めに交替する等の対応を行い，被ばく量の低減に努める。

表 3.7-1

5 号炉中央制御室待避室における各勤務サイクルでの被ばく量（6 号炉放出時）(mSv)※2 ※3 ※4 ※5

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

A班

約 5.1

約 9.8

約 36

約 13

-

-

-

約 63

B班

-

-

-

約 26※1

約 23※1

約 21※1

-

約 71

C班

-

-

約 75

-

-

-

-

約 75

D班

-

-

-

-

約 21

約 30

約 3.7

約 54

E班

約 9.9

約 73

-

-

-

-

約 10

約 93

※1
※2
※3
※4

※5

B 班が C 班の代わりに中央制御室内待避室に滞在すると想定評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
5 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，より近接した 6 号炉を想定し被ばく評価実施
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉中央制御室待避室内での外部被ば
くは，6 号炉及び 7 号炉中央制御室待避室における値を参照しており，詳細評価が完了次
第その結果を反映予定。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として，DF1000 を想定

26 条-別添 1-3-66

表 3.7-2 5 号炉中央制御室待避室における被ばく量の内訳（6 号炉放出時）（最も被ばく量が大きくなる班）(mSv)※1 ※2
6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による5号炉中央制
御室待避室内での被ばく ※3

約1.0×10 0

0.1 以下

約 1.0×10 0

大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による5号炉中央制御室待避室内での被ばく

約 5.6×10 1－

約 5.6×10 1

地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による5号炉中央制御室
待避室内での被ばく

0.1 以下－0.1 以下室内に外気から取り込まれた放射性物質による5号炉中央制御室
待避室内での被ばく

約 5.5×10 0－

約 5.5×10 0

被ばく経路
①

②

室
内
作
業
時

③

④

（約5.1×10 0 ）（約4.5×10 -1 ）（内訳）内部被ばく※4
外部被ばく

⑤

⑥
入
退
域
時

⑦

⑧

※2
※3

※4

－
－

）
）

（約5.1×10 0 ）（約4.5×10 -1 ）小計（①＋②＋③＋④）

約 6.3×10 1

0.1 以下

約 6.3×10 1

原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく ※3

約 8.0×10 0

約 2.1×10 1

約 2.9×10 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

約 6.9×10 -1－

約 6.9×10 -1

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく

0.1 以下－0.1 以下大気中へ放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばく※4

約 3.4×10 -1－

約 3.4×10 -1

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.0×10 0

約 2.1×10 1

約 3.0×10 1

約7.2×10 1

約 2.1×10 1

約 93

合計
（① ＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1（（

評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
5 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，より近接した 6 号炉を想定し被ばく評価実施
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉中央制御室待避室内での外部被ば
くは，6 号炉及び 7 号炉中央制御室待避室における値を参照しており，詳細評価が完了次
第その結果を反映予定。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として DF1000 を，交代のための入退域時では DF50 を想定

26 条-別添 1-3-67

３. 1～4 号炉の中央制御室での対応
1～4 号炉の中央制御室においては以下の整備を進めている。

・チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，
マスク・着替え等放射線防護資機材の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

1～4 号炉の中央制御室における運転員の被ばく量の評価結果を表 3.7-3 に示す。
ここで，運転員は中央制御室待避室内では全面マスクを着用するものとし，着用時
間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。また，運転員の交替は考慮しないものとした。最も被ばく量が大きくなるのは 4 号炉中央制御室の運転員であり，約 17mSv となる。

26 条-別添 1-3-68

表 3.7-3

1～4 号炉中央制御室の居住性に係る被ばく評価結果（7 号炉放出時）（運転員の交替を考慮しない場合）(mSv)※1
実効線量（mSv/7 日間）
6 号炉及び 7 号炉からの寄与の合計

被ばく経路

2 号炉※23 号炉※24 号炉※20.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 6.7×10 -1

約 8.2×10 -1

約 7.4×10 0

約 1.0×10 1

約 1.2×10 1

約 1.6×10 1

①

室内
作業
時

※1
※2

※3

原子炉建屋内の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② 放射性雲中の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③ 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（内訳）内部被ばく※3
外部被ばく④ 大気中に放出され地表面に沈着した
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
実効線量（＝①＋②＋③＋④）

１号炉※2（ 約 3.6×10 0 ） （約 4.7×10 0 ）（約 3.8×10 0 ） （約 5.3×10 0 ）（ 約 5.8×10 0 ） （約 8.0×10 0 ）（約 6.3×10 0 ） （約 8.4×10 0 ）0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 7.5

約 10

約 13

約 17

評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
1～4 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，保守的により近接した 7 号炉を想定し被ばく評価実施。6 号炉代替循環冷却，7 号炉フィルタベント各々の寄与を合算して記載。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として，DF50 を想定

４．まとめ
以上の措置により，6 号炉,7 号炉いずれかのベント実施時においても停止号炉の運転員も著しい被ばくを受けることはない。また停止号炉のプラント状態は継続的に監視可能であり，必要な通信連絡が可能である。

26 条-別添 1-3-69

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

26 条-別添 2-i

目

次
本資料

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・・ 26 条-別添 2-1-1
1.1 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.2 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4 中央制御室の居住性に係る被ばく評価・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.1 建屋内の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①）・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制
御室内での被ばく（経路②）・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.3 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（経路③）・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.1 建屋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（経路④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.2 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（経路⑤）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.5 評価結果のまとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-5
2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について・・・・ 59-11-2-1
2.1 評価事象・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-1
2.2 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.3 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.4 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.5 中央制御室の居住性に係る被ばく評価・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.5.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ば
く（経路①）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.2 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②，③）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.3 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④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-4
2.5.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.5.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑥，⑦，⑧）・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.6 評価結果まとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-11

59 条補足説明資料 11 参照
26 条-別添 2-ii

本資料
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

26 条-別添 2-添 1-1-1

1-1 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 1-1-1

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 1-2-1

1-3 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-3-1

1-4 運転員の交替について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-4-1※1

1-5 内規 との整合性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-5-1

添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について

59-11-添 2-1-1

2-1 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価条件表・・・

59-11-添 2-1-1

2-2 事象の選定の考え方について・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-2-1

2-3 核分裂生成物の格納容器外への放出割合の設定について・・・・・・

59-11-添 2-3-1

2-4 無機よう素のスプレイによる除去効果について・・・・・・・・・・

59-11-添 2-4-1

2-5 中央制御室の居住性評価に用いる大気拡散評価について・・・・・・

59-11-添 2-5-1

2-6 地表面への沈着速度の設定について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-6-1

2-7 エアロゾルの乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-7-1

2-8 グランドシャイン線評価モデルについて・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-8-1

2-9 入退域時のよう素フィルタ内放射性物質からの被ばく評価モデルについて・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-9-1

2-10 運転員の勤務形態について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-10-1

2-11 原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響について

59-11-添 2-11-1

2-12 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい率の設定について・・

59-11-添 2-12-1

2-13 格納容器内pH制御の効果に期待することによる影響について・・・・

59-11-添 2-13-1

2-14 マスクによる防護係数について・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-14-1

2-15 格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響について・・・・・・

59-11-添 2-15-1

2-16 格納容器ベントを同時に実施する場合の影響について・・・・・・・

59-11-添 2-16-1

2-17 格納容器の漏えい孔におけるエアロゾルの捕集係数について・

59-11-添 2-17-1※2

2-18 審査ガイド への適合状況について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-18-1

59 条補足説明資料 11 参照（※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）（※2）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

26 条-別添 2-iii

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
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，評価を行った。

1.1 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。

1.2 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値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，1985年10月～1986年9月の１年間における気象データを使用した。

1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋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，形状等から評価した。直接ガンマ線については，QADCGGP2Rコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ANISN及びG33-GP2Rコードを用いて評価した。

1.4 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）を図1-1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。運転員の勤務形態
は5直2交替とし，30日間の積算線量を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。

26 条-別添 2-1-1

1.4.1 中央制御室内での被ばく
1.4.1.1 建屋内の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①）
事故期間中に建屋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1.3の方法で実効線量を評価した。

1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（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（以下「希ガス」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。

図1-1 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 2-1-2

運転モード

系統概要図

通常時

再循環
モード
非常時
運転
モード

外気
連続
少量
取込
モード
図1-2 6号及び7号炉中央制御室換気空調設備の概要図

26 条-別添 2-1-3

1.4.1.3 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（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設備の効果を考慮した。
(1) 非常時運転モード
中央制御室換気設備の非常時運転モードは，通常開いている外気取り込みダンパを閉止
し，再循環させてよう素をチャコールフィルタにより低減する運転モードであり，具体的な系統構成は図1-2に示すとおりである。なお，柏崎刈羽原子力発電所6号炉と7号炉の中央制御室（下部中央制御室を除く）は共用している。
(2) チャコールフィルタを通らない空気流入量
柏崎刈羽原子力発電所6号，7号炉中央制御室へのチャコールフィルタを通らない空気流
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0.5回/hを仮定して評価した。

1.4.2 入退域時の被ばく
1.4.2.1 建屋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（経路④）
事故期間中に建屋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，「1.4.1.1 建屋内の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，サービス建屋入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとして評価した。

1.4.2.2 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（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「1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）」と同様な手法で，希ガスのガンマ線による外部被ばく及びよう素の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に当たっては，上記1.4.2.1の仮定に同じで
26 条-別添 2-1-4

ある。

1.5 評価結果のまとめ
柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の設計基準事故時における中央制御室の運転員の被ばく評価を実施した結果，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断において被ばく評価手法（内規）の判断基準100mSvを超えないことを確認した。なお，評価結果を表1-1及び表1-2に，評価内訳を
表1-3及び表1-4に示す。

表1-1 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（6号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の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

約1.1×10-1

約1.6×10-5② 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

約1.9×10-1

約9.0×10-4③ 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

約1.1×101

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.2×101

約3.9×10-1④ 建屋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

約1.0×100

約5.5×10-4⑤ 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

約4.8×10-1

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約1.5×100

約1.0×10-2

約13

約0.40

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-5

表1-2

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（7号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の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

約3.8×10-3

約9.0×10-4② 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

約3.1×10-1

約1.3×10-3③ 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

約2.0×101

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約2.1×101

約5.7×10-1④ 建屋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

約1.4×100

約5.6×10-4⑤ 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

約4.8×10-1

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約1.8×100

約1.3×10-2

約22

約0.58

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-6

表1-3 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内訳（6号炉）
原子炉冷却材喪失
被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の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－

約1.1×10-1

約1.1×10-1－

約1.6×10-5

約1.6×10-5② 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－

約1.9×10-1

約1.9×10-1－

約9.0×10-4

約9.0×10-4③ 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

約9.4×100

約1.9×100

約1.1×101

約3.8×10-1

約1.2×10-2

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約9.4×100

約2.2×100

約1.2×101

約3.8×10-1

約1.3×10-2

約3.9×10-1④ 建屋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－

約1.0×100

約1.0×100－

約5.5×10-4

約5.5×10-4⑤ 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

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約9.1×10-3

約5.3×10-4

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.2×100

約1.5×100

約9.1×10-3

約1.1×10-3

約1.0×10-2

約9.8×100

約3.4×100

約13

約3.9×10-1

約1.4×10-2

約0.40

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-7

表1-4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内訳（7号炉）
原子炉冷却材喪失

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の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－

約3.8×10-3

約3.8×10-3－

約9.0×10-4

約9.0×10-4② 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

－

約3.1×10-1

約3.1×10-1－

約1.3×10-3

約1.3×10-3③ 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

約1.7×101

約3.2×100

約2.0×101

約5.5×10-1

約1.8×10-2

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.7×101

約3.5×100

約2.1×101

約5.5×10-1

約2.1×10-2

約5.7×10-1④ 建屋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－

約1.4×100

約1.4×100－

約5.6×10-4

約5.6×10-4⑤ 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

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約1.2×10-2

約5.3×10-4

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.5×100

約1.8×100

約1.2×10-2

約1.1×10-3

約1.3×10-2

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約1.7×101

約5.1×100

約22

約5.6×10-1

約2.2×10-2

約0.58

26 条-別添 2-1-8表1-5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① 建屋内の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（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（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく）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（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からのガンマ線による外部被ばく）④ 建屋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（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

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（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく，吸入摂取による内部被ばく）

26 条-別添 2-1-9表1-6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

主な評価条件大項目

中項目

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

炉心熱出力

原子炉格納
容器内での低減効果
環境への放出原子炉運転時間
格納容器に放出される
核分裂生成物割合
原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果
サプレッション・チェンバのプール水による無機よう
素の気液分配係数
原子炉格納容器からの
漏えい率
気象資料

大気拡散

実効放出継続時間
累積出現頻度
着目方位（滞在時）

運転員の
被ばく評価

非常用ガス処理系
よう素除去効率
非常用ガス処理系
換気率
交代要員体制の考慮
直接線，スカイシャイン線
評価コード
評価期間

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日希ガス：100%
よう素：50%50%100
事故後1時間まで：0.6%/日
1時間以降：0.3%/日
1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス：110時間
よう素：340時間
小さい方から97%
6号炉：6方位
7号炉：9方位99%0.5回/日
5直2交替
直接線：QAD-CGGP2R
スカイシャイン線：ANISN及びG33-GP2R
30日間

26 条-別添 2-1-10

評価イメージ（原子炉冷却材喪失）被ばく評価結果（原子炉冷却材喪失）30 日間の実効線量
6 号炉：約 13mSv
7 号炉：約 22mSv

表1-7

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

主な評価条件
大項目

中項目
炉心熱出力
原子炉運転時間

原子炉格納容器に放出される核分裂生成物量

事象発生前の原子炉冷却材
中の放射性物質濃度
燃料棒から追加放出される
核分裂生成物の量

主蒸気隔離弁からの放出

主蒸気隔離弁閉止前の破断口からの放出
追加放出される核分裂生成物のうち主蒸気隔離弁閉止までの破断口からの放出
主蒸気隔離弁から建物内への漏えい
気象資料

大気拡散

実効放出継続時間
累積出現頻度
着目方位（滞在時）

運転員の
被ばく評価

交代要員体制の考慮
直接線，スカイシャイン線
評価コード
評価期間

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日I-131を1.3×103Bq/gとし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮
I-131を7.4×1013Bqとし，それに応じ他のハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする

主排気筒

原子炉建屋
スカイシャインガンマ線
放射性雲からのガンマ線
ブローアウトパネル

直接ガンマ線
ガンマ線

吸入摂取
吸入摂取
中央制御室

入退域での被ばく

放出冷却材に含まれる量1%

コントロール建屋
タービン建屋

中央制御室内での被ばく評価イメージ（主蒸気管破断）

120%/日1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス・ハロゲン：1時間
よう素：20時間
小さい方から97%
6号炉：6方位
7号炉：9方位
5直2交替
直接線：QAD-CGGP2R
スカイシャイン線：ANISN及びG33-GP2R
30日間
26 条-別添 2-1-11

被ばく評価結果（主蒸気管破断）
30 日間の実効線量
6 号炉：約 0.40mSv
7 号炉：約 0.58mSv

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

1-1 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

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）（1/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定炉心熱出力

定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

原子炉格納容器に放出される核
分裂生成物量

希ガス：100%
よう素： 50%

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

原子炉格納容器
等への無機（元素状）よう素の沈着効果50％が瞬時に沈着

同上

サプレッション
プール水の無機
よう素に対する除去効果

分配係数：100

同上

26 条-別添 2-添 1-1-1

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。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。
4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
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。
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)e) サプレッションプー
ル水に無機よう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。

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記
載

原子炉格納容器
内での放射性物
質の自然減衰考慮する

漏えいまでの自然減衰を考慮－

0～1 時間：0.6％/日
1 時間～30 日：0.3％/日

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定4.1.1(2)f) 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だ値とする。

0.5回/日

同上

原子炉格納容器からの漏えい率

換気率
非
常
用
ガ
ス
処
理
系

よう素用
チャコー
ル・フィ
ルタ除去
効率

99％

同上

瞬時に起動

原子炉水位低，ドライウェル圧力高又は原子炉建屋原
子炉区域放射能高の信号により瞬時に切り替えられるものとする。

原子炉建屋内での放射性物質の
自然減衰

考慮する

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定事故の評価期間

30 日間

同上

起動遅れ
時間

26 条-別添 2-添 1-1-2

4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィルタを含む。）
は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系
等の容量は，設計で定められた値とする。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する。

4.1.1(2)g) 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，自然崩壊のみを考える。
【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）（1/2）
項 目

評価事象

評 価 条 件

主蒸気管破断（仮想事故相当）

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

冷却材流出量

蒸気：16ton
水：24ton

内規に示されたとおりの条件による
事故解析結果

事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質濃度

I-131を1.3×103Bq/gとし、それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成
として考慮

炉心熱出力

同上

26 条-別添 2-添 1-1-3

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。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。
4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
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する。
(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。
(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することができる。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えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象発生後，原子炉圧力は，長時間，逃し安全弁の設定圧に保たれる。

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する。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件

燃料棒から追加放出される放射性物質の量I-131を7.4×1013Bqとし、それに応じ他のハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定4.1.2(7)c) 原子炉圧力の減尐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求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
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1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁閉
止前に破断口より放出される追加放出された放射性物質の量

追加放出された放射性物
質の1％

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

有機よう素が気相部に移行する割合
有機よう素が分解したよう素，
無機よう素,その他ハロゲンのキャリーオーバ
ー割合

10％

同上

2％

同上

主蒸気隔離弁
漏えい率

120％/日同上

主蒸気隔離弁からの漏えい期間

無限期間

同上

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。
4.1.2(7)h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。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込
んだ値とし，この漏えい率は一定とする。

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの換気率

原子炉圧力容器気相体積の100倍/日

同上

4.1.2(7)i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプール
に移行する。

タービン建屋内
で床・壁等に沈着する割合

0％

保守的に仮定－事故の評価期間

30 日間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

26 条-別添 2-添 1-1-4

表1-1-3 放射性物質の大気中への放出量（30日間積算値）（6号及び7号炉共通）
評価事象

評 価 条 件

希ガス
原子炉冷却材喪失

放出量（Bq）
約1.6×1016（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素

約5.8×1013（I-131等価量（成人実効線量係数換算））
希ガス及びハロゲン等
主蒸気管破断約3.4×1013（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素（I-131等価量（成人実効線量係数換算））

26 条-別添 2-添 1-1-5

約 7.4×1011

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（1/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定気象条件

柏崎刈羽原子力発電所の1985.10～1986.9
1年間の気象データ

同上（原子炉冷却材喪失）
主排気筒
放出源及び放出
源高さ（主蒸気管破断）

同上

原子炉建屋ブローアウト
パネル

実効放出継続時
間（原子炉冷却材喪失）
希ガス：110時間
よう素：340時間

同上（主蒸気管破断）
希ガス・ハロゲン：1時間
よう素：20時間

26 条-別添 2-添 1-1-6

被ばく評価手法（内規）での記載

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場合には，(5.1)式の
通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タであるσy及びσzに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タ
σyo,σzoを加算した総合的な拡散パラメータΣy，Σzを適用する。
5.1.1(2) d) 気象データ
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。
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。
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。
【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。
実効放出継続時間が8時間を超える場合は，長時間放出とみなして計算する。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（2/4）
項 目

累積出現頻度

建物の影響

巻き込みを生じる代表建屋

評 価 条 件

小さい方から97%

考慮する

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定同上（原子炉冷却材喪失）
原子炉建屋（主蒸気管破断）
原子炉建屋

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26 条-別添 2-添 1-1-7

被ばく評価手法（内規）での記載

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する。
5.1.2(1)a) 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。
5.1.2(3)a)2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格
納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在す
るすべての建屋が対象となるが，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することは，保守的な結果を与える。
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1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（3/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)b)3)ⅰ) 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。

大気拡散
評価地点

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口（主蒸気管破断）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定7.2(3) 相対線量D/Qの評価
点は，中央制御室内の中
心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
7.3.2(5) 相対濃度χ/Qの評
価点は，外気取入れを行う
場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。
7.5.1(5)a),7.5.2(5)a) 管理
建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位着目方位同上（主蒸気管破断）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位26 条-別添 2-添 1-1-8

5.1.2(3)c)1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，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。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（4/4）
項 目

評 価 条 件

（原子炉冷却材喪失）1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
建物の投影面積（主蒸気管破断）
1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
巻き込みを生じる代表建屋の形
状係数1/2

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定同上

26 条-別添 2-添 1-1-9

被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)d)2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
5.1.1(2)b) 形状係数cの値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2を用いる。

表1-1-5 相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）
評価点

原
子
炉
冷
却
材
喪
失

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

評価距離

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

主
蒸
気
管
破
断

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

サービス
建屋入口

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

サービス
建屋入口

評価方位

相対濃度／相対線量
6号炉（よう素）1.5×10-4（希ガス）1.8×10-4

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

7号炉
（よう素）2.7×10-4（希ガス）3.0×10-4
6号炉
1.4×10-18
7号炉
2.3×10-18
7.6×10-5
7号炉
7.7×10-5
8.1×10-19
7号炉
8.2×10-19
6号炉（よう素）5.0×10-4（希ガス・ハロゲン）1.0×10-3

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

26 条-別添 2-添 1-1-10

7号炉（よう素）8.3×10-4（希ガス・ハロゲン）1.7×10-3
6号炉
3.8×10-18
7号炉
6.0×10-18
2.7×10-4
7号炉
3.6×10-4
2.4×10-18
7号炉
2.4×10-18

表1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（原子炉冷却材喪失）
項目
線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-1に基づき，以下の通り評価する。
原子炉建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとお
り設定

原子炉建屋
同上
遮蔽厚さ

内規での記載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する。
7.1.1(1)c)
7.1.2(1)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。

中央制御室
同上

同上

遮蔽厚さ
計
算
モ
デ
ル

（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口

同上（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

26 条-別添 2-添 1-1-11

7.1.1(1)d)
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。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もよい。
6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図1-1-1 6号炉原子炉建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

図1-1-2 7号炉原子炉建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

26 条-別添 2-添 1-1-12

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（主蒸気管破断）（1/2）
項目

線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-2に基づき，以下の通り評価する。

タービン建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

タービン建屋
同上
遮蔽厚さ

計
算
モ
デ
ル

内規での記載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。
7.1.1(3)c)
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。

中央制御室遮同上

同上

同上

7.1.1(3)d)
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。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もよい。

蔽厚さ（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口

26 条-別添 2-添 1-1-13

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件
項目

計
算
モ
デ
ル

（主蒸気管破断）（2/2）
評価条件
選 定 理 由
表1-2に基づき，以下の通り評価する。

（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

26 条-別添 2-添 1-1-14

内規での記載6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図 1-1-3

6 号炉タービン建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

図 1-1-4

7 号炉タービン建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

26 条-別添 2-添 1-1-15

表1-1-8 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建物内の積算線源強度（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）
代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

17

1.5

1.34＜ E≦1.5

6.0×1015

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1017

2.0

1.66＜ E≦2.0

1.2×1014

2.5

2.0＜ E≦2.5

3.0×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.1×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

3.0×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

0.0×1019

0.01

E≦0.01

1.2×100.02

0.01＜ E≦0.02

3.2×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.6×100.045

0.03＜ E≦0.045

9.7×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

7.9×1021

4.5

4.0＜ E≦4.5

0.0×100.15

0.10＜ E≦0.15

1.4×1018

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×100.20

0.15＜ E≦0.20

5.1×1019

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×100.30

0.20＜ E≦0.30

5.0×1020

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

7.4×1020

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×100.45

0.40＜ E≦0.45

1.5×1019

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×100.51

0.45＜ E≦0.51

3.3×1019

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.9×1018

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×100.6

0.512＜ E≦0.6

1.9×1020

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×100.7

0.6＜ E≦0.7

7.4×1020

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.6×1020

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×101.0

0.8＜ E≦1.0

1.6×1020

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

6.9×1019

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

5.2×1016

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×1026 条-別添 2-添 1-1-16

18
19
19

18
16
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表1-1-9 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建物内の積算線源強度（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）
代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

14

1.5

1.34＜ E≦1.5

3.8×1013

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1014

2.0

1.66＜ E≦2.0

6.1×1016

2.5

2.0＜ E≦2.5

2.1×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.5×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

6.9×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

2.1×1017

4.5

4.0＜ E≦4.5

7.8×1017

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×1017

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×1017

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×1017

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×1015

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×1015

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×1015

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×1016

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×1016

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×1016

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×1016

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×1016

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×1013

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×100.01

E≦0.01

1.5×100.02

0.01＜ E≦0.02

1.3×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.0×100.045

0.03＜ E≦0.045

1.5×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

9.4×100.15

0.10＜ E≦0.15

2.4×100.20

0.15＜ E≦0.20

2.5×100.30

0.20＜ E≦0.30

2.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

3.8×100.45

0.40＜ E≦0.45

8.3×100.51

0.45＜ E≦0.51

2.4×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.1×100.6

0.512＜ E≦0.6

6.5×100.7

0.6＜ E≦0.7

4.6×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.8×101.0

0.8＜ E≦1.0

2.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

2.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

8.5×1026 条-別添 2-添 1-1-17

15
15
15
16

15
13
13
11
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 1/2）
評 価 条 件項 目

中央制御室換
気空調系

6 号炉

7 号炉

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(15分 ～ )
6号 炉
外気少量
取込※
7号 炉
停止

(15分 ～ )
6号 炉
停止
7号 炉
外気少量
取込※

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

7.3.2(6) 中 央 制 御 室 の自動隔離を期待する場合には，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。

7.3.2(7)b) 中 央 制 御 室 に相当する区画の容積は，中20,800m
央制御室バウンダリ内体積（容積）とする。
2.定 義 b) 別 添 の 「 原 子力発電所の中央制御室の空試 験 結 果 （ 0.3 気 流 入 率 測 定 試 験 手 法 」 に
中央制御室バ
10,400m 3 /h回 /h） を 基 に 余
ウンダリへの（空気流入率おいて定められた空気流入裕を見込んだ値
空気流入量
0.5回 /h）率に，中央制御室バウンダとして設定
リ内体積（容積）を乗じたものである。
※ 外気少量取込時には排風機を使用するが，排風機は定格風量でのみ運転可能な設備であり，風量バランスはあらかじめ設定しているダンパ開度によって調整することから，排風機によって過剰な空気流入を発生させることはない。
なお，風量バランス，ダンパ開度については試験によって確認を行っている。
中央制御室換気空調系処理
空間容積3

設計値を基に設定

26 条-別添 2-添 1-1-18

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 2/2）
評 価 条 件項 目
6 号炉

チャコール・
フィルタの除去効率

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

設計値を基に設定

7.3.2(3) 中 央 制 御 室 換 気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。

7 号炉

90％

マスクによる
防護係数

考慮しない

－

交代要員の考慮

5直 2交 替

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

26 条-別添 2-添 1-1-19

7.3.3(3) 被 ば く 低 減 方 策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
7.（ 3） 運 転 員 の 勤 務 状 態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。

1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年 ９月までの１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，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た。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要 な
排 気筒 高 風 を 用い て 検 定す る も の の，被 ば く評 価 で は 保守 的 に 地上 風 を 使
用 す る こ と も あ る こ と か ら ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デー タ に 加 え ， 参 考 と し て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定 を 行 っ た 。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E ，S S E ，風 速 階 級：5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）であった。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ， 風 向 （ E， SSE） に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向 かう 風 で あ る こ と 及 び 風 速（ 5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か に 超えた程度であることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
な お ，標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は
1 1 項 目 で あ っ た も の の ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に
26 条-別添 2-添 1-2-1

より代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検 定 結 果 を 表 1-2-1 か ら 表 1-2-4 に 示 す 。

26 条-別添 2-添 1-2-2

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

5.69 5.93 6.42
2.37 2.67 2.64
3.72 3.22 2.93
4.01 3.08 3.35
5.00 4.09 4.96
9.57 7.00 8.17
12.55 11.46 15.22
9.61 10.11 11.19
3.94 5.28 4.47
2.77 3.13 2.26
6.53 5.31 2.40
7.34 6.87 5.49
6.83 6.61 7.40
7.98 7.58 9.82
7.25 11.76 8.16
4.37 5.38 4.54
0.47 0.53 0.58

表 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
6.24 6.96 7.84 4.80 5.14 6.46 6.16 5.73 8.40 3.93○
2.52 2.71 2.71 1.81 2.64 2.59 2.52 2.05 3.21 1.82○
2.63 2.78 3.67 2.67 2.58 1.80 2.89 1.91 4.33 1.44○
3.21 3.41 3.89 2.26 3.21 2.67 3.23 2.80 4.55 1.91○
4.36 4.91 4.24 4.05 4.77 3.46 4.43 5.73 5.70 3.15
×7.24 7.57 6.22 5.91 6.72 6.61 7.22 9.16 9.93 4.52○
14.10 16.82 14.55 14.59 16.25 16.02 14.62 15.18 18.86 10.38○
11.20 10.09 12.53 13.86 12.30 11.71 11.40 7.24 14.71 8.08
×
4.64 3.53 4.94 5.03 4.38 4.19 4.49 4.26 5.84 3.14○
2.75 2.23 2.74 2.40 2.33 2.10 2.52 2.09 3.34 1.70○
3.02 2.64 2.71 3.47 2.66 2.59 3.48 3.00 7.00 0.00○
6.14 4.57 4.82 5.57 5.09 4.89 5.64 6.90 7.98 3.31○
7.14 7.03 6.69 7.91 6.47 6.30 6.93 6.96 8.15 5.71○
9.34 9.38 7.14 8.94 7.54 9.23 8.55 9.82 10.95 6.15○
9.98 10.21 8.06 10.81 11.02 12.59 9.98 10.97 14.38 5.58○
4.59 4.37 4.94 5.46 6.03 5.81 5.05 5.30 6.60 3.51○
0.89 0.80 2.31 0.47 0.86 1.00 0.88 0.91 2.26 0.00○
26 条-別添 2-添 1-2-3

統計年

表 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却

2004

2005

2006

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4 11.41 11.40 12.47 13.01 12.69 12.88 12.03 12.79 12.87 12.40 11.37 13.93 10.86○

2.5～3.4 13.48 14.54 16.18 15.98 15.91 15.58 14.65 14.25 13.59 14.91 15.33 17.43 12.38○

3.5～4.4 13.37 13.96 14.49 14.81 13.94 13.26 14.43 14.30 12.81 13.93 14.83 15.53 12.33○

4.5～5.4 13.08 11.42 13.71 12.68 11.37 11.06 12.54 12.17 10.20 12.03 11.51 14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上20.11 19.50 14.87 15.12 14.90 13.26 17.59 16.18 19.20 16.75 17.07 22.68 10.81

○

風速
(m/s)

26 条-別添 2-添 1-2-4

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

6.69 6.51 7.04
1.16 1.25 1.61
2.05 2.04 2.54
2.23 1.98 2.39
7.67 7.29 8.01
11.24 9.56 9.53
16.89 17.03 19.17
2.90 2.67 2.73
2.80 2.94 3.00
1.25 1.43 1.12
2.56 3.19 2.76
7.22 6.41 5.70
8.17 9.30 10.30
8.14 9.96 7.98
8.73 9.09 6.53
3.74 3.60 2.70
6.55 5.75 6.88

表 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
7.31 7.68 7.57 4.58 6.12 6.88 6.71 7.29 9.00 4.42○
1.52 1.46 2.26 1.08 1.82 1.37 1.50 1.83 2.39 0.62○
2.44 2.71 2.92 2.23 2.69 1.85 2.38 1.76 3.27 1.50○
1.87 2.22 2.69 2.21 2.87 2.03 2.28 3.37 3.07 1.48
×
7.76 9.52 10.10 9.25 9.08 9.49 8.68 5.30 11.13 6.24
×8.74 8.87 8.91 9.27 9.60 10.55 9.59 12.40 11.60 7.58
×18.62 16.29 14.20 16.10 13.36 12.51 16.02 14.47 21.54 10.49○
2.69 2.52 1.89 2.46 2.57 1.89 2.48 5.59 3.35 1.61
×2.92 2.33 2.22 2.56 2.82 2.54 2.68 2.56 3.37 2.00○
1.48 1.12 1.12 1.54 1.66 1.21 1.33 1.85 1.82 0.83
×3.57 2.81 2.86 3.23 3.19 2.97 3.02 2.93 3.76 2.27○
5.69 5.24 5.80 5.88 5.30 5.25 5.83 6.56 7.39 4.28○
9.31 9.11 8.53 10.63 7.79 8.87 9.11 8.66 11.35 6.87○
7.75 8.04 7.21 8.33 7.40 9.02 8.20 9.11 10.25 6.15○
8.78 8.31 7.85 8.26 9.57 10.52 8.63 8.56 11.34 5.92○
2.37 2.60 3.72 4.27 3.76 3.60 3.38 4.31 4.95 1.80○
7.16 9.17 10.14 8.11 10.41 9.43 8.18 3.45 12.27 4.09
×
26 条-別添 2-添 1-2-5

統計
年
風速
(m/s)
0.0～0.4

2004

2005

2006

6.55

5.75

6.88

表 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012年
択値
1985 上限 下限
×棄
却
7.16

9.17 10.14

8.11 10.41

9.43

3.45 12.27

4.09

×

0.5～1.4 44.91 45.66 49.32 47.96 47.40 47.44 48.83 49.05 46.74 47.48 28.26 51.17 43.80

×1.5～2.4 16.53 15.25 16.39 15.74 16.31 15.49 15.64 13.87 14.91 15.57 30.49 17.60 13.53

×2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96 10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

26 条-別添 2-添 1-2-68.18

線量評価に用いる大気拡散評価

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，着目方位は，図12-1～図1-2-8に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

図1-2-1 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-7

図1-2-2 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-8

図1-2-3 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-9図1-2-4 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-10図1-2-5 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉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 1-2-11

図1-2-6 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-12図1-2-7 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉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 1-2-13

図1-2-8 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-14

1-3 空気流入率試験結果について
被ばく評価手法（内規）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、柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室について平成22年3月に試験を実施した結果、空気流入率は最大で0.30回／ｈ（±0.0063（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細を以下に示す。
表1-3-1 空気流入率試験結果
項目

内容

試験日程

平成22年3月16日～平成22年3月17日（6号炉運転中，7号炉運転中）試験の特徴

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室

均一化の程度

試験手法

系統

トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ：（測定値－平均値）／平均値（％）

A系-9.3～9.5%

B系-9.7～9.6%

全サンプリング点による試験手法
内容

適用条件

試験結果

特記事項

適用

備考

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。

－＊均一化の目安を満足している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。

－※1②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。

－＊特異点の除外はない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。

－＊特定の区画を除外せず，全ての区画を包含するリーク率で 評価している系統

空気流入率（±以下は95％信頼限界値）

決定係数R2

A系

0.30回／h （±0.0063）－

B系

0.25回／h （±0.0057）－※１ 下部中央制御室も中央制御室と見なした。

26 条-別添 2-添 1-3-1

1-4 運転員の交替について
運転員の交替を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するにあたり，平常時の直交替である5直2交替を考慮した。直交替サイクルを表
1-4-1に，評価期間30日間の直交替スケジュールを表1-4-2に示す。なお，表1-4-2においては，Ａ班が訓練明けの１直に入った際に事故が発生したと仮定している。

表1-4-1 直交替サイクル
1直2直中央制御室の滞在時間
8：30～21：25（12時間55分）
21：00～8：55（11時間55分）

表1-4-2 直交替スケジュール（①：１直，②：２直）
Ａ班
Ｂ班
Ｃ班
Ｄ班
Ｅ班

1
①

2
①

3
②
①

②

②

4
②
①

5

②
①

6

②
①

7

②
①

8

②
①

9
①

②

10
①

11
②
①

12
②
①

13

14

②

②

①

①

②

15

②
①

16

②
①

17
①

②

18
①

②

19
②
①

20
②
①

21

22

②
①

②
①

23

②

②

①

①

Ａ班の最初の入域もカウントし，30日間の中央制御室滞在時間及び入退域滞在時間の最大値を評価すると，Ａ班の中央制御室滞在時間：198時間40分（1直8回＋2直8回）
入 退 域 滞 在 時 間： 8時間 0分（入退域数32回，１回あたり15分）
が最大となる。

26 条-別添 2-添 1-4-1

24

25
①

②

26
①

②

27
②
①

28
②
①

29

30

②
①

②
①

1-5 内規※1との整合性について
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）3. 評価項目（評価の手順，判断基準含む）
3.1 想定事故(1) 想定事故の種類
原子炉施設の構造，特性及び安全上の諸対策から，放射性物質の放出の拡大の可能性のある事故の態様として，原子炉格納容器内放出と原子炉格納容器外放出の2種類を考える【解説3.1】。
a) BWR型原子炉施設の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
気管破断とする。
b) PWR型原子炉施設の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蒸気発生器伝熱管破損とする。
c) 原子炉格納容器内放出及び原子炉格納容器外放出は，一方の事故で包含できる場合は，いずれかで代表してもよい。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

3.1(1) →内規のとおり

3.1(1)a) 柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉はBWR型原子炉施設なので，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。

3.2 →内規のとおり
3.2 評価項目(1) 被ばく経路
中央制御室内及び入退域時において，次の被ばく経路による被ばくを評価する（図3.1）。
a) 中央制御室内での被ばく評価
1) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による中央制御室内での被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 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外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく
2) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
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被ばくを計算する。
3) 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
中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばくを，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 中央制御室内へ外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 中央制御室内へ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外部被ばくb) 入退域時の被ばく評価
4) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による入退域時の被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 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外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

26 条-別添 2-添 1-5-1

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(1)a)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
中央制御室での外部被ばくは，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。

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）5) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
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を，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく(2) 評価の手順
評価の手順を図3.2に示す。
a) 大気中への放出量の計算及び放射性物質の施設内分布
想定事故に対して，大気中への放射性物質放出量を計算する。また，放射性物質の施設内の存在量分布を計算する。（「4.大気中への放出量の評価」）
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計算する。（「5.大気拡散の評価」）
c) 放射性物質の施設内の存在量分布から建屋内の線源強度を計算する。（「6.建屋からのスカ
イシャインガンマ線及び直接ガンマ線の評価」）
d) 中央制御室室内での運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線，
直接ガンマ線）による被ばくを計算する。（「7.1建屋内の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」）
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計算する。
（「7.2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) 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）を計算する。（「7.3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」）e) 入退域時の運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋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）による被ばくを計算する。（「7.4建屋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」）
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）を計算する。（「7.5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」）
f) 文書化
評価条件及び評価結果を文書化する。
g) 評価の手順のa)からc)までのうち，b)は他の評価と並列に進めてもよい。またd)及びe)は，
並列に進めてもよい。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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建屋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，建屋内の放射性物質からのガンマ線（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)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)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)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。

26 条-別添 2-添 1-5-2

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）3.3 判断基準「3.1想定事故」に対して，「3.2評価項目」の(1)a)中央制御室内での被ばく評価及び(1)b)入退域時の被ばく評価で計算した線量の合計値が，次の判断基準を満足すること。
- 1人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合算値が，100mSvを超えない（参1）【解説3.2】。

図3.1 中央制御室居住性に係る被ばく経路

図3.2 評価の手順

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.3 →内規のとおり「1人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合算値が，100mSvを超えない」ことを満足していることを確認している。

→図3.1のとおり被ばく経路を考慮している。

→図3.2のとおり評価の手順に従って評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-3

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）4. 大気中への放出量の評価
4.1 BWR型原子炉施設
原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とする。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。
4.1.1 原子炉冷却材喪失(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(2) 大気中への放出量の計算
a) 希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示す放出経路で大気中へ放出されるとする。
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％の割合とする。
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。
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。
e) サプレッションプール水に無機よう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。
f) 希ガス及びよう素は，原子炉格納容器からの漏えいを計算する。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だ値とする。
g) 原子炉建屋の非常用換気系等(フィルタを含む。)は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系等の容量は，設計で定められた値とする。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する【解説4.2】。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，自然崩壊のみを考える。
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。再循環水中には，事象発生直後，よう素の炉心内蓄積量の50％が溶解するとし，ECCSの再循環系から原子炉建屋に漏えいしたよう素の気相への移行率は5％，
原子炉建屋内でのよう素の沈着率は50％と仮定する。
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。

26 条-別添 2-添 1-5-4

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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合
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だ値として評価している。
4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用ガス処理系は，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。非常用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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

図4.1 原子炉冷却材喪失の希ガスの放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

図4.2 原子炉冷却材喪失のよう素の放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.2の放出経路でよう素を評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-5

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）4.1.2 主蒸気管破断(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(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する。
(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。
(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することができる。
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えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象故発生後，原子炉圧力は，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれる。
(7) 大気中への放出量の計算
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する。
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する。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とする。
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求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
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1％が破断口から放出する。
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。
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。
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。
h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。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込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプールに移行する。

26 条-別添 2-添 1-5-6

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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間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，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれ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。
4.1.2(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

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）図4.3 主蒸気管破断の希ガスの放出経路（BWR 型原子炉施設）

図4.4 主蒸気管破断のハロゲン等の放出経路（BWR 型原子炉施設）

26 条-別添 2-添 1-5-7

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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，サプレッションプールに移行するものとして評価している。

→図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

→図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

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）5. 大気拡散の評価
5.1 放射性物質の大気拡散
5.1.1 大気拡散の計算式
大気拡散モデルについては，国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計の場合には適用しない。
(1) 建屋の影響を受けない場合の基本拡散式【解説5.1】a) ガウスプルームモデルの適用
1) ガウスプルームモデル
放射性物質の空気中濃度は，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ームモデル（参3）を適用して計算する。

拡散式の座標は，放出源直下の地表を原点に，風下方向をx 軸，その直角方向をy 軸，鉛直方向をz 軸とする直角座標である。
2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.1)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。

b) σy及びσzは，中央制御室が設置されている建屋が，放出源から比較的近距離にあることを考えて，5.1.3 項に示す方法で計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-8

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。
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。

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）c) 気象データ
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。
(2) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式【解説5.2】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場合には，(5.1)式の通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タであるσy及びσzに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タσyo,σzoを加算した総合的な拡散パラメータΣy，Σzを適用する。
1） 建屋影響を受ける場合は，次の(5.3)式を基本拡散式とする。

26 条-別添 2-添 1-5-9

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。
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。

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）2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.3)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。これは，(5.2)式の場合と同じである。

b) 形状係数c の値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2 を用いる。これは，Gifford により示された範囲（1/2＜c＜2）において保守的に最も大きな濃度を与えるためである。
c) 中央制御室の評価においては，放出源又は巻き込みを生じる建屋から近距離にあるため，拡散パラメ－タの値はσyo，σzoが支配的となる。このため，(5.3)式の計算で，σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
d) 気象データ
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。
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」に従う。
(3) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式の適用についてa) (5.3)式を適用する場合，「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する。
b) 放出源の高さで濃度を計算する場合
1) 放出源と評価点で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）式で濃度を求める【解説5.3】【解説5.4】。

26 条-別添 2-添 1-5-10

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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)c) σy=0及びσz=0とした計算は行っていない。

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) 放出源と評価点で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。

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）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るため，右辺の指数減衰項は１に比べて小さくなることを確認できれば，無視してよい【解説5.5】。
c) 地上面の高さで濃度を計算する場合
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）式で求める【解説5.3】【解説5.4】。

5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散(1) 原子炉施設の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件
a) 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。
中央制御室の被ばく評価においては，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ついて，以下に示す条件すべてに該当した場合，放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達するものとする。
放出点から評価点までの距離は，保守的な評価となるように水平距離を用いる。
1) 放出点の高さが建屋の高さの2.5 倍に満たない場合
2) 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風上とした風向n について，放出点の位
置が風向n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲(図5.1 の領域An)の中にある場
合3) 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合
上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響はないものとして大気拡散評価を行うものとする（参4）。
ただし，放出点と評価点が隣接するような場合の濃度予測には適用しない。
建屋の影響の有無の判断手順を，図5.2 に示す。

26 条-別添 2-添 1-5-11

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点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き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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.1 建屋影響を考慮する条件（水平断面での位置関係）b) 実験等によって，より具体的な最新知見が得られた場合，例えば風洞実験の結果から建屋の影響を受けていないことが明らかになった場合にはこの限りではない。

26 条-別添 2-添 1-5-12

5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)にしたがって評価している。

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）図5.2 建屋影響の有無の判断手順

26 条-別添 2-添 1-5-13

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）(2) 建屋後流の巻き込みによる放射性物質の拡散の考え方a) 「5.1.2原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」(1)a)項で，建屋後流での巻き込みが生じると判定された場合，プルームは，通常の大気拡散によって放射性物質が拡がる前に，巻込み現象によって放射性物質の拡散が行われたと考える。このような場合には，風下着目方位を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，すべ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る。
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
は正規分布と仮定する。
建屋影響を受けない通常の拡散の基本式(5.1)式と同様，建屋影響を取入れた基本拡散式(5.3)式も正規分布を仮定しているが，建屋の巻き込みによる初期拡散効果によって，ゆるやかな分布となる。（図5.3）

図5.3 建屋による巻込み現象を考えた建屋周辺の濃度分布の考え方

26 条-別添 2-添 1-5-14

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(2)a) 風下着目方位を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。

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。

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）(3) 建屋による巻き込みの評価条件
a) 巻き込みを生じる代表建屋1) 原子炉施設の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。
2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン
建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが，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
相対濃度を算出することは，保守的な結果を与える【解説5.6】。
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。

b) 放射性物質濃度の評価点
1) 中央制御室が属する建屋の代表面の選定
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。
2) 建屋の影響が生じる場合，中央制御室を含む当該建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。このため，中央制御室換気設備の非常時の運転モードに応じて，次のi)又はii)によって，当該建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は，給気口が設置されている当該建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は，中央制御室が属する当該建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

26 条-別添 2-添 1-5-15

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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，主蒸気管破断の場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。

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，同時に外気少量取込を行うため，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。

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）3) 代表面における評価点i) 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。
ii) 中央制御室が属する当該建屋とは，原子炉建屋，原子炉補助建屋又はコントロ－ル建屋などが相当する。
iii)代表評価面は，当該建屋の屋上面とすることは適切な選定である。また，中央制御室
が屋上面から離れている場合は，当該建屋の側面を代表評価面として，それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iv) 屋上面を代表面とする場合，評価点として中央制御室の中心点を選定し，対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。また σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
c) 着目方位
1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，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【解説5.7】。

図5.4 建屋後流での巻き込み影響を受ける場合の考慮すべき方位

26 条-別添 2-添 1-5-16

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)b)3) 中央制御室が属するコントロール建屋の屋上面を代表とし，中央制御室の中心点を評価点としている。

5.1.2(3)c)1) 代表建屋の風下後流側での広範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。

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）評価対象とする方位は，放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること，及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には，全16方位について以下の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する。
i） 放出点が評価点の風上にあることii）放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に，放出点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には，図5.5のような方法を用いることができる。図5.5の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ，ｍ１Ｂのうち，放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となる。
放出点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.5のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

図5.5 建屋の風下側で放射性物質が巻き込まれる風向の方位ｍ１の選定方法(水平断面での位置関係)
iii)建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図5.6に示す方法を用いることができる。
評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.6のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

26 条-別添 2-添 1-5-17

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.6 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達する
風向の方位ｍ２の選定方法(水平断面での位置関係)
図5.5及び図5.6は，断面が円筒形状の建屋を例として示しているが，断面形状が矩形の建屋についても，同じ要領で評価対象の方位を決定することができる【解説5.9】。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を，図5.7に示す。

図5.7 建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順

26 条-別添 2-添 1-5-18→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したがって，建屋の巻き込み評価をしている。

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）2) 具体的には，図5.8のとおり，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る。【解説5.7】幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して，気象評価上の方位とのずれによって，評価すべき方位の数が増加することが考えられるが，この場合，幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい【解説5.10】。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

図5.8 評価対象方位の設定
d) 建屋投影面積1) 図5.9に示すとおり，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【解説5.11】。
2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
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。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに地表面高さから上の面積を求める。また，方位によって，代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも，原則地表面から上の代表建屋の投影面積を用いる【解説5.12】。

図5.9 風向に垂直な建屋投影面積の考え方

26 条-別添 2-添 1-5-19

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，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)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，地表面から上の代表建屋の投影面積を用いるため，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。

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）(4) 建屋の影響がない場合の計算に必要な具体的な条件a) 放射性物質濃度の評価点の選定
建屋の影響がない場合の放射性物質の拡がりのパラメ－タはσy 及びσz のみとなり，放出点からの風下距離の影響が大きいことを考慮して，以下のとおりとする。
1) 非常時に外気の取入れを行う場合
外気取入口の設置されている点を評価点とする。
2) 非常時に外気の取入れを遮断する場合
当該建屋表面において以下を満たす点を評価点とする。
① 風下距離：放出点から中央制御室の最近接点までの距離② 放出点との高度差が最小となる建屋面b) 風向の方位建屋の影響がない場合は，放出点から評価点を結ぶ風向を含む1 方位のみについて計算を行う。
5.1.3 濃度分布の拡がりのパラメータσy,σz(1) 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，図5.10 又はそれに対応する相関式によって求める。
(2) 相関式から求める場合は，次のとおりとする（参3）。

a) 角度因子θは，θ(0.1km) /θ(100km) = 2とし，図 5.10 の風下距離を対数にとった片対数軸で直線内挿とした経験式のパラメータである。θ(0.1km)の値を表 5.2 に示す。
b) (5.6)式のσ1,a1,a2,a3の値を，表 5.3 に示す。

26 条-別添 2-添 1-5-20

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(4) 建屋の影響を考慮して評価している。

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。

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-添 1-5-21

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）図5.10 は，Pasquill-Meade の，いわゆる鉛直1/10 濃度幅h の図及び水平1/10 濃度幅を見込む
角θ の記述にほぼ忠実に従って作成したもので，中央制御室の計算に適用できる。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

h 及びθは，次のとおりである（参3）。

5.2 相対濃度(χ/Q)
5.2.1 実効放出継続時間内の気象変動の扱いの考え方
事故後に放射性物質の放出が継続している時間を踏まえた相対濃度は，次のとおり計算する。
(1) 相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間的変化か
ら定めるもので，以下実効放出継続時間という）をもとに，評価点ごとに計算する。
(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する【解説5.13】。
5.2.2 実効放出継続時間に応じた水平方向濃度の扱い(1) 相対濃度χ/Qは，(5.10)式（参3）によって計算する【解説 5.13】。

a) この場合，(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する。
b) 風洞実験の結果等によって(χ/Q)i の補正が必要なときは，適切な補正を行う。

26 条-別添 2-添 1-5-22

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的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間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。

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。

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）(2) (χ/Q) i の計算式a) 建屋の影響を受けない場合の計算式
建屋の巻き込みによる影響を受けない場合は，相対濃度は，次の1)及び2)のとおり，短時間放出又は長時間放出に応じて計算する。
1) 短時間放出の場合
短時間放出の場合，(χ/Q) iの計算は，風向が一定と仮定して(5.11)式（参3）によって計算する。

2) 長時間放出の場合
実効放出時間が8 時間を超える場合には，(χ/Q)i の計算に当たっては，放出放射性物質の全量が一方位内のみに一様分布すると仮定して(5.12)式（参3）によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-23

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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）b) 建屋の影響を受ける場合の計算式
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もつ濃度分布として計算する。また，実効放出継続時間に応じて，次の1)又は2)によって，相対濃度を計算する。
1) 短時間放出の場合
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の幅と高さに相当する拡がりの中で，放出点からの軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定する。
短時間放出の計算の場合には保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点に存在
し風向が一定であるものとして，(5.13)式（参3）によって計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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も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。

2) 長時間放出の場合
ⅰ) 長時間放出の場合には，建屋の影響のない場合と同様に，1 方位内で平均した濃度として求めてもよい。

5.2.2(2)b)2) 保守的かつ簡便な計算を行うため，平均化処理を行うかわりに，短時間の計算式による最大濃度として計算している。

26 条-別添 2-添 1-5-24

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，放出点からの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に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。

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）ⅱ) ただし，建屋の影響による拡がりの幅が風向の１方位の幅よりも拡がり隣接の方位にまで及ぶ場合には，建屋の影響がない場合の(5.12)式のような，放射性物質の拡がりの全量を計算し１方位の幅で平均すると，短時間放出の(5.13)式で得られる最大濃度より大きな値となり不合理な結果となることがある【解説5.14】。
ⅲ) ⅱ)の場合，1 方位内に分布する放射性物質の量を求め，1 方位の幅で平均化処理することは適切な例である。
ⅳ) ⅱ)の場合，平均化処理を行うかわりに，長時間でも短時間の計算式による最大濃度として計算を行うことは保守的であり，かつ計算も簡便となる。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.3 相対線量(D /Q)(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する。
(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 とする。
(3) 評価点(x,y,0)における空気カーマ率は，(5.14)式（参5）によって計算する。

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。

(4) 建屋影響を受ける場合は，χ(x’,y’,z’)の計算において，建屋影響の効果を取入れてもよい。
（「5.2.2(2)b)建屋の影響を受ける場合の計算式」参照）

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。

26 条-別添 2-添 1-5-25

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）(5) 評価点を放出点と同じ高さ（風下軸上）に設定し，χ(x’,y’,z’)を計算する場合の建屋の巻き込み効果を見込まずに計算することは，合理的かつ保守的である。
ただし，建屋影響を受ける場合は，この影響を見込んだ複数方位を，着目方位とする必要がある。（「5.1.2(3)c)着目方位」参照）

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

6. 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(1) 次のa)，b)及びc)を，6.1から6.3までに示す方法によって計算する。
a) 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b) スカイシャインガンマ線の計算
c) 直接ガンマ線の計算(3) 地形及び施設の構造上の理由によって，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量が大気中に放出された放射性物質による線量に対し明らかに有意な寄与とならない場合には，評価を省略することができる。

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。

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(1) 原子炉冷却材喪失（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.1原子炉冷却材喪失」とする。
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。
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。
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する。
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する【解説6.1】。
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としなくてもよい【解説6.2】。
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蓄積量に対する割合は，希ガス100％，よう素50％とする。
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する。

26 条-別添 2-添 1-5-26

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極めて短いもの及びエネルギの小さいもの
は，計算の対象としない。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内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。

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）(2) 主蒸気管破断（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.2主蒸気管破断」とする。
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。
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する。
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない【解説6.2】。
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，大気中へ放出量の計算条件（「4.1.2主蒸気管破断」参照）と同じとする。
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
ルギ範囲別に区分して計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない。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。

6.2 スカイシャインガンマ線の計算(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。
(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 とする。
(4) スカイシャインガンマ線の計算方法a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。ただし，(6.1)式の内容と同等で技術的妥当性が認められる
場合には，特に使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式を(6.1)式（参6，参7，参8）とする。

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。

26 条-別添 2-添 1-5-27

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）c) 散乱点におけるガンマ線束は，次のi)又はii)のいずれかの方法によって計算する。
i) 遮へいの影響を，ビルドアップ係数を用いて求める場合（参8）26 条-別添 2-添 1-5-28

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）ii) 遮へいの影響を，輸送計算で求める場合（参6，参7）

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

6.3 直接ガンマ線の計算(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する。
(2) 空気カーマから全身に対する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とする。
(3) 直接ガンマ線の計算方法
a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。ただし，(6.4)式の内容と同等で，技術的妥当性が認められる場合には，使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式は(6.4)式（参6，参7，参9）とする。

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する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。

26 条-別添 2-添 1-5-29

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7. 中央制御室居住性に係る被ばく評価(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する。
(2) 次のa)及びb)のとおり，想定事故に対し，すべての被ばく経路の評価が必要となるものではない【解説7.1】。
b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出及びPWR 型原子炉施設の蒸気発生器伝熱管破損時の二次系への漏えい停止までの放出など，事故発生直後の時間に集中して放出される
放射性物質に対しては，入退域時の線量の評価は不要である。
(3) 運転員の勤務状態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。

7 →内規のとおり
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。

7.1 建屋内の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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路について，運転員の被ばくを，7.1.1 から7.1.2 までに示す方法に
よって計算する（図7.1）。
a) 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b) 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

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。

26 条-別添 2-添 1-5-30

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(3) 運転員の勤務状態については，平常時の直交替を基に設定している。

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）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(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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計算する（図7.2）。
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る。
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，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁や天井に対して，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。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心点，操作盤位置等を代表点とする。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もよい。
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する。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-31

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.1 →内規のとおり
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(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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.4）。
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る。
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。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

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。

26 条-別添 2-添 1-5-32

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）7.1.2 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(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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計算する（図7.5）。
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る。
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。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-33

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.2 →内規のとおり
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(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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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計算する（図7.7）。
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る。
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。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

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(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被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-34

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.2 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(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)によって計算する（図7.8）。

7.2 →内規のとおり
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。

(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計算する。

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。

26 条-別添 2-添 1-5-35

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）(3) 相対線量D/Qの評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
(4) 中央制御室の天井・側壁によるガンマ線（Eγ≧1.5MeV以上）の遮へい効果を計算する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝大気中へ放出された希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等のガンマ線（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1 ＋（半球状雲による線量）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。

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，次の1)及び2)に示す方法によって計算する。
1) 原子炉冷却材喪失時及び蒸気発生器伝熱管破損時

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。

上式のうちコンクリートによる減衰効果 Bexp(-μ’/X’)は，テーラー型ビルドアップ係数を用いて計算してもよい。

26 条-別添 2-添 1-5-36

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）2) 主蒸気管破断時i) 半球雲通過時の線量（参5）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

ii) 主蒸気隔離弁からの漏えい，放出放射能による線量

7.3 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(1) 次のa)及びb)について，7.3.1から7.3.2までに示す方法によって計算する。
a) 建屋表面の空気中の放射性物質濃度b) 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の放射性物質濃度
なお，中央制御室の空気流入率については，「原子力発電所の中央制御室の空気流入測定試験手法」に従うこと。
(2) 次のa)及びb)の被ばく経路による運転員の被ばくを，7.3.3から7.3.4までに示す方法によって計算する。（図7.9）a) 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b) 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

26 条-別添 2-添 1-5-37

7.3 →内規のとおり
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(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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.3.1 中央制御室が属する建屋周辺の放射性物質の濃度(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（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する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.10）。

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。

b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，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る（図7.11）。

26 条-別添 2-添 1-5-38

7.3.1(1)a) 建屋の影響を考慮して評価している。

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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図7.11 中央制御室建屋付近への放射性物質の拡散
7.3.2 中央制御室内の放射性物質濃度(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(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する。
(3) 中央制御室換気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。
(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る。
(5) 相対濃度χ/Qの評価点は，外気取入れを行う場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。（(7.4)式の中央制御室の区画の濃度とする。）(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合には，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。
(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，次のとおり計算する。
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【解説7.2】。

26 条-別添 2-添 1-5-39

7.3.2 →内規のとおり
7.3.2(1) 建屋の表面空気中から，中央制御室換気空調系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能濃度に基づき，換気空調系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。

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）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）とする。

26 条-別添 2-添 1-5-40

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）7.3.3 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(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計算する（図7.12）。
(2) 線量の計算にあたっては，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する。
(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝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実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，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)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-41

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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) 線量の計算にあたっては，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。
7.3.3(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。
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。

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）(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する。
内部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取よる実効線量
×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，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)式によって計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

7.3.4 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(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する（図7.13）。
(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する。
(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）とする。
a) ただし，エンベロープの一部が，ガンマ線を遮へいできる躯体で区画され，運転員がその区画内のみに立入る場合には，当該区画の容積を用いてもよい。
b) ガンマ線による被ばくの計算では，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。
(4) 線量の計算にあたっては，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する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
a) 外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による運転員の実効線量は，(7.7)式（参5）によって計算する。

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。

26 条-別添 2-添 1-5-42

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。

7.3.4(4) 線量の計算にあたっては，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。

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）b) また，(7.7)式以外に，(7.8)式（参5）によって計算することも妥当である。

26 条-別添 2-添 1-5-43

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）(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する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の外部ガンマ線による実効線量×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式（参5）によって計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

7.4 建屋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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.4.1 から7.4.2 までに示す方法によって計算する（図7.14）。
a) 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入退域時の被ばくb) 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく

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。

26 条-別添 2-添 1-5-44

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。

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）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による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.15）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-45

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1 →内規のとおり
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(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。

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）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.17）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-46

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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の計算」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(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。

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）7.4.2 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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する（図7.18）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f） 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-47

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2 →内規のとおり
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(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(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。
7.4.2(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。

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）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.20）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-48

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

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）7.5 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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.5.1 から7.5.2 までに示す方法で計算する。
a) 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b) 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(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うえで（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する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.21）。
b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，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る（図7.22）。

26 条-別添 2-添 1-5-49

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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
うえで（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。

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）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(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被ばくを計算する（図7.23）。
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，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量について
は，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(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する。
(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）の放出率を乗じて求める。
(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する。
(5） 入退域時の計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】(6) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による入退所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，ガンマ線による運転員の実効線量は，(7.10)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-50

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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放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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.5.2 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(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する（図7.24）。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，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量については，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(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求める。線量換算係数，呼吸率を乗じて求める。
(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する。
(4) 被ばく低減方策として，例えば，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(5) 計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。

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。

26 条-別添 2-添 1-5-51

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）(6) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝放出よう素の吸入摂取による実効線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.11)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-52

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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ている。

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】（設置許可基準規則第２６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。
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。
【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・二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備酸素濃度・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

気象観測設備等の用した公的機関か設置

らの情報入手工・保工・保26 条-別添 3-2

工・保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・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・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。

体制

－

保守・点検

－

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原 子 炉 制 御 室 等（技術基準規則対象条文
第 38 条 原 子 炉 制 御 室 等 ）運用対策等

酸素濃度・二酸
化炭素濃度計

教育・訓練

26 条-別添 3-3－

表１

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（警報装置を含む）

ハンドセット，
スピーカー

点検項目

点検頻度

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

固定電話機
電力保安通信用
電話設備

PHS 端 末FAX

テレビ会議システム

テレビ会議システム(社 内 向 )

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

携帯型音声呼出電話設備

携帯型音声呼出電話機

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

常設

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

可搬型

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

常設

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

可搬型

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

プロセス計算機

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
機能確認

1 回／年

SPDS 表 示 装 置

外観点検
機能確認

1 回／年

加入電話機

外観点検
機能確認

1 回／6 ヶ月

外観点検
機能確認

1 回／6 ヶ月

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

外観点検
機能確認

1 回／年

衛星電話設備

無線連絡設備必要な情報を把握
データ伝送装置できる設備（安全パラメータ
緊急時対策支援
表示システムシステム伝送装置（ SPDS））

局線加入電話設備

加 入 FAX
専用電話設備

専用電話設備（ホットライン）統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

TV 会 議 シ ス テ ム

データ伝送設備

IP－ 電 話 機IP－ FAX
緊急時対策支援システム伝送装置

26 条-別添 3-4

第３１条：

監視設備< 目 次 >

1． 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
1.2.1 設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 第 1 項 に 対 す る 基 本 方 針
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
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
3. 別 添別添 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
運用，手順説明資料
監視設備

1．
1.1

基本方針
要求事項の整理設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 及 び 技 術 基 準 規 則 第 34 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。

31 条-1

第 1.1-1 表 設置許可基準規則第 31 条，技術基準規則第 34 条 要求事項
設置許可基準規則
第 31 条（監視設備）

技術基準規則第 34 条（計測装置）

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。
一 炉心における中性子束密度
二 炉周期
三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあっては、その濃度四 一次冷却材に関する次の事項
イ 放射性物質及び不純物の濃度
ロ 原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）内及び蒸気発生器内の水位
六 原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、
放射性物質の濃度及び線量当量率
七 主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する
設備の排ガス中の放射性物質の濃度
八 蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷却材中の放射性物質の濃度
九 排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度
十 排水口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理区域（管理区域のうち、その場所における外部放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する線量を超えるおそれがある場所を除いた場所をいう。以下同
31 条-2

備考
追加要求事項
設置許可基準規則（解釈５）

設置許可基準規則
第 31 条（監視設備）－－

技術基準規則第 34 条（計測装置）

備考

じ。）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する
箇所における排水中の放射性物質の濃度
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。
）の線量当量率
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十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位十五 敷地内における風向及び風速
３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計 追加要求事項
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。
４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる追加要求事項
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。

31 条-31.2

適合のための基本方針

1.2.1

設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 第 1 項 に 対 す る 基 本 方 針

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う。
モニタリング・ポストは，常用電源に接続しており，常用電源復
旧 ま で の 期 間 ，無 停 電 電 源 装 置 に よ り 電 源 を 供 給 で き る 設 計 と す る 。
また， モニタリング・ポストから中央制御室，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所までのデータ伝送系は，
有線及び無線により，多様性を有し ，指示値は中央制御室，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内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，免震重要棟内緊急時対策所
及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所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。

31 条-4

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 ，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 9 台を設けており，連続測定したデータは，中央制御室 及 び 緊 急 時 対 策 所 に 表 示 し ，監 視 を 行 う こ と が で き る 設 計 と す る 。
また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
な お ，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，直ちに中央制御室及び緊急時対策所に警報を発信できる設計 と す る 。 配 置 図 を 第 2.1-1 図 ， 計 測 範 囲 等 を 第 2.1-1 表 に 示 す 。

31 条-5

第 2.1-1 図

モニタリング・ポストの配置図

31 条-6

第 2.1-1 表

モニタリング・ポストの計測範囲等
取付

名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲個数
箇所

NaI（ Tl ）モニタリング・

シンチレーション式

10

各 1

～
計測範囲で可変

周辺監視区
域境界付近

10 8 nGy/ h

ポスト
イオンチェンバ

各 1

イオンチェンバ

NaI（ Tl） シ ン チ レ ー シ ョ ン 式（モニタリング・ポストの写真）

31 条-7(9 箇 所 )2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストの電源は，常用電源 2 系統に接続しており，
常用電源喪失時は，専用の無停電電源装置により常用電源復旧までの期間の機能を維持できる設計とする。また，重大事故等の発生によ り ， 12 時 間 以 上 常 用 電 源 が 復 旧 し な い 場 合 に ， 重 大 事 故 等 対 処 設
備 で あ る モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 に よ る 給 電 が 可 能 な 設 計 とす る 。 モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 は ， 約 19 時 間 ご と に 給 油 を 行う。
無 停 電 電 源 装 置 及 び モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 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 等 を 第 2.1-2
図に示す。

第 2.1-2 表
名称

無停電電源装置及びモニタリング・ポスト用発電機の設備仕様
個数

発電

バックアップ

燃

方式

時間※３

料

出力

備考

常用電源喪失時に自局舎毎1.5k VAに 1台(3.0 kVA) ※ １

計 9台(5.0 kVA) ※ ２

動 起 動 し ，常 用 電 源 復

無停電
蓄電池

約 15 時 間 以 上－

旧までの期間を担保

電源装置
する。

常 用 電 源 喪 失 後 15基準地震動による地

時間以内に手動起震力に対する耐震性

1台
モニタリン

が確認できないため，

動 さ せ ， 約 19 時 間／

グ・ポ ス ト 用

ディーゼル
40kV A

3局

軽ごとに給油を行い

エンジン

発電機

油

機能喪失した場合は，

つ つ ，常 用 電 源 復 旧

可搬型モニタリング

までの期間を担保ポストにより対応す

する。

る。

計 3台

※１

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 1， 5

※２モニタリング・ポスト 8※３

バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷より算出。

31 条-8○電源構成概略（ 3 局 毎 の 構 成 を 示 す 。 MP-4～ MP-6， MP-7～ MP-9 に つ い て も 同 様 。）
５号 炉 常 用 A 系 電 源

５号 炉 常 用 B系 電 源

モニタリング・
ポスト用発電機

第 2.1-2 図

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

MP-１

MP-２

MP-３

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 1/2）

31 条-9

○外観写真（無停電電源装置の写真）
第 2.1-2 図（モニタリング・ポスト用発電機の写真）

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 2/2）

31 条-10

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 は ，建 屋 間 に お い て有線と，衛星回線又は無線回線により多様性を有した設計とする。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送 概 略 図 を 第 2.1-3 図 に 示 す 。

凡例： 有線： 衛星回線： 無線回線

衛星回線

通信機器

無線回線

通信機器

モニタリング・ポスト局舎

第 2.1-3 図

モニタリングポスト等
データ表示装置

免震重要棟内緊急時対策所

６/７号炉中央制御室

通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

モニタリング・ポストの伝送概略図

31 条-11

モニタリングポスト等
データ表示装置

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視，測定，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，測定する装置等を搭載した放射能観測車を 1 台配備する。
ま た ，福 島 第 一 及 び 第 二 原 子 力 発 電 所 に 放 射 能 観 測 車 を 各 1 台 ，合計 2 台保有しており，融通を受けることが可能である。更に，原子力 事 業 者 間 協 力 協 定 に 基 づ き ，放 射 能 観 測 車 11 台 の 融 通 を 受 け る ことが可能である。
放 射 能 観 測 車 搭 載 の 各 計 測 器 の 計 測 範 囲 等 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
名称

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

空間ガンマ

10

個数

サンプリング記録

1

サンプリング記録

1

サンプリング記録

1～

電離箱
10 8 nGy/h

線測定装置
放射能

1
GM 計 数 装 置

記録方法

～

GM 管
10 6

観測車
よう素測定

NaI(Tl)装置

シンチレーション（その他主な搭載機器）個数

：

カウント
1

10 6

～
カウント

各 1台

・ダスト・よう素サンプラ
・ＰＨＳ端末・衛星電話設備（携帯型）
・風向，風速計（放射能観測車の写真）

31 条-12

第 2.2-1 図

放射能観測車の保管場所

31 条-132.3

気象観測設備気 象 観 測 設 備 は ，放 射 性 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，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，中央制御室及び緊 急 時 対 策 所 に 表 示 で き る 設 計 と す る 。ま た ，そ の デ ー タ を 記 録 し ，保存することができる設計とする。
気 象 観 測 設 備 の 配 置 図 を 第 2.3-1 図 ，測 定 項 目 等 を 第 2.3-1 表 ，伝送 概 略 図 を 第 2.3-2 図 に 示 す 。

31 条-14

第 2.3-1 図

気象観測設備の配置図

31 条-15

第 2.3-1 表

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備

放射収支計

日射計

風車型風向風速計（地 上 高 10m）

ドップラー型 風 向 風 速 計（標 高 85m，160m）（気象観測設備の写真）
台数：各 1 台（記録）（測定項目）

有線回線及び無線回線にて中央制御室

風向※，風速※及び緊急時対策所に表示する。また，

日射量※，放射収支量※

そのデータを記録し，保存する。

雨量，温度等※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目

31 条-16

凡例： 有線： 無線回線通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

６/７号炉中央制御室
無線回線

通信機器

気象観測設備

モニタリングポスト等
データ表示装置

免震重要棟内緊急時対策所

第 2.3-2 図

通信機器

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

気象観測設備の伝送概略図

31 条-17

モニタリングポスト等
データ表示装置

別添

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

運用，手順説明資料
監視設備

31 条-別添-1

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 ３ １ 条 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する

無停電電源装置で担保

常用電源の復旧

有線回線【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】

無線回線

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（下位文章含む）：当該条文に関係しない

核：核防規定（下位文章含む）（他条文での反映事項他）

31 条-別添-2

運用，手順に係る運用対策等（設計基準）
設置許可条文対象項目

区分

無停電電源装置

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

第 31 条

体制

―

監視設備

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

有線回線

無線回線

31 条-別添-3

運用対策等