資料番号：SA技-7-1 改0

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】

2018年3月22日
日本原子力発電株式会社

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

第 1.6.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/7）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

東二は設計基準事故対処設備
に対し，重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除（設計基準拡張）ではなく重大熱）

事故等対処設備として位置付

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

同様）
残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1

ける。
（以下，第 1.6−1 表において重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

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

重大事故対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱−

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）対応
手段

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による原子炉格納容器内の除熱

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備)

重大事故等対処設備（設計基準拡張）−

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1
非常用交流電源設備 ※2

第1.6−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

重大事故対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系 格(納容器スプレイ冷却モード
による原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／9）

分類
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1
非常用交流電源設備 ※2

東海第二

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

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／9）

東二は残留熱除去系が有する（炉心損傷前のフロントライン系故障時）

格納容器除熱機能を代替する

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

フロントライン系故障

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ原子炉格納容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

自主対策設備代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

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

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※１※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

2

内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設。

可搬型代替注水大型ポンプ※１
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプ

手順書

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／9）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

対処設備

対応手段

対処設備

手順書

東二は代替格納容器スプレイの常設設備として，新設の常設

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

自主対策
設備
自主対策設備消火系による
原子炉格納容器内の冷却AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイヘ
ッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

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

補給水系を使用する。
東二は，常設代替交流電源設備
を常設代替高圧電源装置 5 台でし，1 台予備を確保している。
主対策設備は設置していない。
（以下，第 1.6−1 表において同様）

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

柏崎の「代替格納容器スプレイ
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却」に係る記載は比較表ページ 4 に記載。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

3

使用するが，柏崎は既設の復水定格とし，故障や点検を想定

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

替注水系）及び代替淡水貯槽をよって，柏崎で記載している自代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第二代替交流電源設備 ※2

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

低圧代替注水系ポンプ（低圧代

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

非常用交流電源設備 ※2

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※3
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電 源設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

対応
手段

手順書

重大事故等対処設備

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）

柏崎の「消火系による原子炉格（炉心損傷前のフロントライン系故障時）

納容器内の冷却」に係る記載は

分類

対応
手段

対処設備

手順書

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレイ）」※1

非常用交流電源設備 ※2

対処設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

比較表ページ 3 に記載。
東二は常用電源が使用可能で非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領ある場合，電動駆動消火ポンプを使用する。
東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。
東二は補給水系を代替格納容

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイヘ
ッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３器スプレイ（自主対策設備）と自主対策設備

フロントライン系故障

自主対策
設備

※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプ補給水系による原子炉格納容器内の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2対応
手段

自主対策設備

重大事故等対処設備

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流 電源設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／9）

消火系による原子炉格納容器内の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東海第二非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

して使用する。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二は炉心損傷前でもドライ
炉格納容器内の除熱（自主対策
ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ル
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

自主対策設備

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

ウェル内ガス冷却装置を原子

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｄ／Ｗ温度制御」
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

4設備）として使用する。

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

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/7）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応手段（炉心損傷前のサポート系故障時）

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

崎は原子炉補機冷却系を設置している。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
ＡＭ設備別操作手順書

可搬型代替注水大型ポンプ※１

自主対策
設備

自主対策設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

可搬型代替注水大型ポンプ※１

東二は残留熱除去系海水系，柏

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

手順書

残留熱除去系の冷却水として，残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

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

重大事故等
対処設備

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション
・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

サポート系故障

自主対策
設備

サポート系故障 時

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

対処設備

自主対策設備

第二代替交流電源設備 ※2

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2対応
手段

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1

手順書

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
復旧後の原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／9）

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

東海第二重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／9）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

東二は残留熱除去系が有する

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱冷却系を新設。
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※１

内部水源設備として,代替循環

ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ原子炉格納容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

格納容器除熱機能を代替する
重大事故等対処設備

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水大型ポンプ※１
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプ

手順書

重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

非常用交流電源設備 ※2

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

低圧代替注水系ポンプ（低圧代替注水系）及び代替淡水貯槽を使用するが，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

重大事故等対策要領

柏崎の「代替格納容器スプレイ
可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイヘ
ッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

冷却系（可搬型）による原子炉
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等

格納容器内の冷却」に係る記載は比較表ページ 8 に記載。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎の「消火系による原子炉格
自主対策設備※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）の常設設備として，新設の常設

重大事故等対処設備

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

手順書

東二は代替格納容器スプレイ

消火系による原子炉格納容器内の冷却事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」「PCV 制御」

フロントライン系故障

自主対策
設備

消火系による
原子炉格納容器内の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※3
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電 源設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

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

対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第二代替交流電源設備 ※2対応
手段

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／9）

対処設備

対応手段

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

納容器内の冷却」に係る記載は比較表ページ 6 に記載。
東二は常用電源が使用可能である場合，電動駆動消火ポンプ

重大事故等対策要領を使用する。

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

東二はろ過水貯蔵タンクを代※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備（炉心損傷後のフロントライン系故障時）

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレイ）」※1

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

対処設備

手順書

東二は補給水系を代替格納容
復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ル
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備

自主対策
設備
自主対策設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」「PCV 制御」

対応
手段

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

フロントライン系故障

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

ドライウェル冷却系送風機
ドライウェル冷却系冷却器
原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」「PCV 制御」

非常用交流電源設備 ※2

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2

分類

自主対策設備

重大事故等対処設備

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流 電源設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

補給水系による原子炉格納容器内の冷却残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／9）

対処設備

対応手段

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW−A 系）」「DW クーラ代替除熱（RCW−B 系)」※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）8

器スプレイ（自主対策設備）として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備，手順書一覧（7/7）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応手段（炉心損傷後のサポート系故障時）

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

可搬型代替注水大型ポンプ※１

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

可搬型代替注水大型ポンプ※１

自主対策
設備

自主対策設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）※1:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

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

対処設備

重大事故等

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション
・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

サポート系故障

自主対策
設備

サポート系故障時

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）

対処設備

自主対策設備

第二代替交流電源設備 ※2

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2対応
手段

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉補機冷却系 ※1

手順書

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
復旧後の原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／9）

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

東海第二重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

9

している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第 1.6−2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第 1.6.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／20）

監視計器一覧（1/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ

柏崎の設計基準拡張に係る監重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）載。

1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

位置付けている。

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力用いる際，これらの設計基準事

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

水源の確保

サプレッション・プール水位

けている。

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

残留熱除去系の冷却水として，原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

10

操作

操作

原子炉格納容器内の圧力水源の確保が健全で重大事故等の対処に故対処設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）と位置付

崎は原子炉補機冷却系を設置している。

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

補機監視機能柏崎は設計基準事故対処設備

東二は残留熱除去系海水系，柏

水源の確保

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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

東二は重大事故等対処設備と原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器温度

判断基準

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

視計器は比較表ページ 21 に記柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／20）

監視計器一覧（2/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

視計器は比較表ページ 22 に記

1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

電源

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

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

操作格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

サプレッション・プール水位載。
東二は重大事故等対処設備と位置付けている。
柏崎は設計基準事故対処設備が健全で重大事故等の対処に原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

用いる際，これらの設計基準事
故対処設備を重大事故等対処

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力設備（設計基準拡張）と位置付けている。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

水源の確保

操作

判断基準

原子炉格納容器内の水位

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

柏崎の設計基準拡張に係る監

している。

11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／20）

監視計器一覧（3/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

格納容器除熱機能を代替する

1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

12

東二は残留熱除去系が有する
内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設。

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ出口流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（4/14）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

格納容器除熱機能を代替する

1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設。

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

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

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

判断基準

電源

操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
ＡＭ設備別操作手順書

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

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

13

東二は残留熱除去系が有する

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（5/14）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

操作

最終ヒートシンクの確保

原子炉格納容器内の水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

納容器内の冷却」に係る監視計
器は比較表ページ 10 に記載。

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

サプレッション・チェンバ・プール水位

14の常設設備として，新設の常設
低圧代替注水系ポンプ（低圧代替注水系）及び代替淡水貯槽を

ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力冷却系（常設）による原子炉格

東二は代替格納容器スプレイ

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

判断基準

電源

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

柏崎の「代替格納容器スプレイ

使用するが，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／20）

監視計器一覧（6/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

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

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

判断基準

判断基準

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

水源の確保

操作

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ
イン用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等
ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）操作

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

水源の確保

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の圧力

補機監視機能サプレッション・チェンバ圧力

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力電源

原子炉格納容器内の圧力

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

15

柏崎の「代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却」に係る監視計器は比較表ページ 12 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／20）

監視計器一覧（7/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

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

サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

補機監視機能

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

判断基準

判断基準

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

東二は常用電源が使用可能である場合，電動駆動消火ポンプ

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

操作

水源の確保

器は比較表ページ 11 に記載。

原子炉格納容器内の圧力AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度

柏崎の「消火系による原子炉格
納容器内の冷却」に係る監視計

1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(c) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位16を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／20）

監視計器一覧(8/14)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

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

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度
多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

水源の確保

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

判断基準

判断基準

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

電源

して使用する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

操作

操作

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

17

東二は補給水系を代替格納容器スプレイ（自主対策設備）と1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(d) 補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／20）

監視計器一覧（9/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
b.格納容器代替除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

電源

原子炉圧力容器温度操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ＡＭ設備別操作手順書

操作

断判基準

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｄ／Ｗ温度制御」

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ
イン用）

判断基準

AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW−A 系)」「DW クーラ代替除熱（RCW−B 系)」

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

18

東二は炉心損傷前でもドライ
ウェル内ガス冷却装置を原子炉格納容器内の除熱（自主対策
設備）として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／20）

監視計器一覧（10/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能電源

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

判断基準

判 断基 準原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

東二は残留熱除去系海水系，柏

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

最終ヒートシンクの確保

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

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力 1 号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

操作

原子炉格納容器内の圧力19

る監視計器は比較表ページ 13

原子炉圧力容器内の水位

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

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

レイ冷却モード）の復旧」に係に記載。

サプレッション・チェンバ・プール水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ圧力制御」等

る残留熱除去系（格納容器スプ

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

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度

柏崎の「代替交流電源設備によ残留熱除去系の冷却水として，崎は原子炉補機冷却系を設置している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／20）

監視計器一覧（11/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.2 炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の温度
AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

電源

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

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

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

電源

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等

最終ヒートシンクの確保

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

ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度操作

原子炉格納容器内の水位

判断基準

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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

操作
最終ヒートシンクの確保

原子炉格納容器内の水位

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

サプレッション・チェンバ・プール水位

20柏崎の「代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧」に係る監視計器
は比較表ページ 14 に記載。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／20）

監視計器一覧（12/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

判断基準
電源

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

内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設。
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

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

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ出口流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

補機監視機能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

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作

操作

原子炉格納容器内の圧力

21

東二は残留熱除去系が有する格納容器除熱機能を代替する

原子炉格納容器内の放射線量率

判断基準

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

補機監視機能監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

1.6.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（13／20）

監視計器一覧（13/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

電源

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

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の水位監視パラメータ（計器）サプレッション・チェンバ・プール水位22

東二は残留熱除去系が有する格納容器除熱機能を代替する

1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ

判断基準

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設。

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

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

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／20）

監視計器一覧（14/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
原子炉格納容器内の温度

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

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

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

柏崎の「代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による原子炉格
納容器内の冷却」に係る監視計
器は比較表ページ 15 に記載。
東二は代替格納容器スプレイの常設設備として，新設の常設
低圧代替注水系ポンプ（低圧代替注水系）及び代替淡水貯槽を使用するが，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の水位監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

判断基準

操作
最終ヒートシンクの確保

サプレッション・チェンバ・プール水温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

サプレッション・チェンバ・プール水位操作

23柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（15／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ
イン用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作24

柏崎の「代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却」に係る監視計器は比較表ページ 17 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（16／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

納容器内の冷却」に係る監視計

1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(c) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
原子炉格納容器内の放射線量率

器は比較表ページ 16 に記載。

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

判断基準

原子炉圧力容器内の温度操作

25

柏崎の「消火系による原子炉格

東二は常用電源が使用可能である場合，電動駆動消火ポンプを使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

監視計器一覧（17／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）器スプレイ（自主対策設備）と1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．代替格納容器スプレイ(d) 補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイして使用する。

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン）
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

26

東二は補給水系を代替格納容

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（18／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）よる原子炉格納容器内の代替

1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

操作

27

除熱」に係る監視計器は比較表
ページ 18 に記載。

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ＡＭ設備別操作手順書

柏崎の「ドライウェル冷却系に

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（19／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ
原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

最終ヒートシンクの確保

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

電源

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

柏崎の「代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）の復旧」に係る監視計器は比較表ページ 19に記載。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置
している。

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作28

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（20／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器破損を防止するための対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱
原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

電源

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

最終ヒートシンクの確保

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

柏崎の「代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧」に係る監視計器
は比較表ページ 20 に記載。
残留熱除去系の冷却水として，
東二は残留熱除去系海水系，柏

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作29

崎は原子炉補機冷却系を設置している。