玄海原子力発電所／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：2.1 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項（その 1）】
玄海 3 号（ ⅱ ） 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムへの対応における事項
a. 可搬型設備等による対応

資料番号：SA技-21-14 改0

2018年4月4日
日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

KK-6,7 炉(ⅱ)大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項
a.可搬型設備等による対応(ⅱ)

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における事項

ａ．可搬型設備等による対応

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突

突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模

その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模

規模な損壊（ 以下「大規模損壊」という。）が発生な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生するおそな損壊（以下「大規模損壊」という。
）が発生するおそした場合における体制の整備に関し、以下の項目にれがある場合又は発生した場合における体制の整備にれがある場合又は発生した場合における体制の整備に関する手順書を適切に整備し、また、当該手順書に関し，以下の項目に関する手順書を適切に整備し，ま関し，次以下の項目に関する手順書を適切に整備し，ま従って活動を行うための体制及び資機材を整備す

た，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資

た，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資る。ここでは、発電用原子炉施設にとって過酷な大機材を整備する。ここでは，発電用原子炉施設にとって機材を整備する。ここでは，発電用原子炉施設にとって規模損壊が発生した場合においても、当該の手順書

過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の等を活用した対策によって緩和措置を講じることが手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じるこ

手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じるこできることを説明する。

とができることを説明する。

とができることを説明する。

一 大規模損壊発生時における大規模な火災が発生

a)大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

した場合における消火活動に関すること。

二 大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を

b)大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
三 大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

一した場合における消火活動に関すること。
二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

緩和するための対策に関すること。
c)大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破大規模損壊発生時における大規模な火災が発生

三大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

損を緩和するための対策に関すること。
四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の四 大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽のd)大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい水位を確保するための対策及び燃料体の著しい水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

損傷を緩和するための対策に関すること。

損傷を緩和するための対策に関すること。
五 大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。
（a）大規模損壊発生時の手順書の整備

e)大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

(a) 大規模損壊発生時の手順書の整備(a)大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては、大大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として、大規規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，設計

規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテ

基準を超えるような規模の自然災害及び故意による大型航模な設計基準を超えるような規模の自然災害及び故意によロリズムを想定する。

空機の衝突その他のテロリズムを想定する。ただし，特定のる大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。ただ事象の発生や検知がなくても，運転操作手順書及び緊急時

し，特定の事象の発生や検知がなくても，非常時運転手順書

対策本部用手順書の延長で対応可能なよう配慮する。

及び重大事故等対策要領（重大事故編）に加え，重大事故等

また，発電用原子炉施設の被災状況を把握するための手順及び被災状況を踏まえた優先実施事項の実行判断を行う

対策要領（大規模損壊編）で対応可能なよう配慮する。
また，発電用原子炉施設の被災状況を把握するための手順及び被災状況を踏まえた優先実施事項の実行判断を行うための手順を整備する。

ための手順を整備する。
大規模な自然災害については、多数ある自然災害の中か

自然災害については，大規模損壊を発生させる可能性の1/29

大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中か

備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉

ら発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のあある自然災害の事象を選定した上で，整備した対応手順書

ら発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害により、重大事故又は大規模損壊等が発生するの有効性を確認する。

る自然災害によりの事象を選定した上で，重大事故又は大規模損壊等がの発生する可能性を考慮した対応手順書を整可能性を考慮した対応手順書を整備する。

備する。
上記に加え、確率論的リスク評価の結果に基づく事故シ

これに加え，確率論的リスク評価（以下「PRA」という。
）

上記これに加え，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」とーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しいう。
）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にお特有の事象として発生する事故シーケンスへの対応を含むなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シー

いて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生す手順書として、また、発生確率や地理的な理由により発生す

ケンスについても対応できる手順書として整備する。

る事故シーケンスについても対応できる手順書として，まる可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対した，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めても緩和措置が行えるよう整備する。

て低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるように整備する。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについ故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについ故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては、大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であるこては，様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲ては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから、大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前にわたる損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災がとから，大規模損壊及び大規模な火災が発生すること様々提とした対応手順書を整備する。

発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる提とした対応手順書を整備する。

損壊，多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える事象を前提とした対応手順書を整備する。

（a-1）大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応(a-1)

における考慮

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対(a-1)

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮

応における考慮

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想するに当たっては、国内外の基準等で示されている外定するに当たっては，国内外の基準等で示されている

定するに当たっては，国内外の基準など等で示されて部事象を網羅的に収集し、その中から考慮すべき自然外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自いる外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべ

災害に対して、設計基準又はそれに準じた基準を超え

然災害に対して，設計基準を超えるような規模を想定

き自然災害に対して，設計基準又は観測記録を超える

るような規模を想定し、発電用原子炉施設の安全性にし，発電用原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳ような規模を想定し，発電用原子炉施設の安全性に与与える影響及び重畳することが考えられる自然災害のすることが考えられる自然災害の組み合わせについてえる影響及び重畳することが考えられる自然災害の組

組み合わせについても考慮する。

も考慮する。

合せについても考慮する。

また、事前予測が可能な自然現象については、影響をまた，事前予測が可能な自然現象については，影響

また，事前予測が可能な自然災害については，影響低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮を低減させるための必要な安全措置を講じることを考を低減させるための必要な安全措置を講じることを考

する。

慮する。

慮する。

応における考慮

着目して事象の進展を考慮する。

着目して事象の進展を考慮する。

目して事象の進展を考慮する。
（a-2）故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対

さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態にさらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態にさらに、事態収束に必要と考えられる機能の状態に着(a-2)

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの(a-2)

故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における考慮対応における考慮

テロリズムには様々な状況が想定されるが、その中でテロリズムには様々な状況が想定されるが，その中テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中も施設の広範囲にわたる損壊、不特定多数の機器の機でも施設の広範囲にわたる損壊，多数の機器の機能喪でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の

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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設

失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突そきな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他

設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突の他のテロリズムを想定し、その上で流用性を持たせのテロリズムを想定し，多様性及び柔軟性を有する手

その他のテロリズムを想定し，その上で流用性を持たた柔軟で多様性のある対応ができるよう考慮する。

段を構築する。

せた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する多様性及び柔軟性を有する手段を構築する。

（a-3） 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操
作

(a-3)

大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操(a-3)

大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対
応操作

作

大規模損壊発生時の対応手順書については、（a-3-

大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子大規模損壊では，重大事故等時に比べて発電用原子

3）項に示す５つの項目に関する緩和等の措置を講じる

炉施設が受ける影響及び被害の程度が大きく，その被炉施設が受ける影響及び被害の程度が大きく，その被ため、可搬型重大事故等対処設備による対応を中心と害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじ

害範囲は広範囲で不確定なものと想定され，あらかじ

した多様性及び柔軟性を有するものとして、また、めシナリオを設定して対応することが困難であると考めシナリオを設定して対応することが困難であると考（a-3-3）項に示すとおり重大事故等対策において整備

えられることから，発電所対策本部における情報収集，えられることから，災害対策本部における情報収集，する手順書等に対して更なる多様性を持たせたものと運転員が実施する発電用原子炉施設の操作に対する支当直（運転員）が実施する発電用原子炉施設の操作にして整備する。

援が重要となる。

対する支援が重要となる。

大規模損壊により発電用原子炉施設が受ける被害範囲

大規模損壊発生時の対応手順書については，(a-3-は広範囲であり不確定性が大きく、重大事故等対策の3)項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じようにあらかじめシナリオ設定した対応操作は困難でるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考あると考えられる。そこで、施設等の被害状況の把握

慮した多様性及び柔軟性を有するものとして，また，を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報、確保(a-3-3)項に示すとおり重大事故等対策において整できる要員及び使用可能な設備により、炉心の著しい備する手順書等に加えて更なる多様性を持たせたも損傷の緩和、原子炉格納容器の破損緩和、使用済燃料のとして整備する。

ピットの水位確保及び燃料体等の著しい損傷の緩和又大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大は発電所外への放射性物質の放出低減のために効果的

規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける被害範な対応操作を速やかに、かつ臨機応変に選択及び実行

囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ設定しする必要があることから、発電用原子炉施設の被害状

た対応操作は困難であると考えられることから，施況を把握するための手段及び各対応操作の実行判断を設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片行うための手段を手順として定め整備する。

的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な

また、当該の手順書については、大規模な自然災害及設備により，大規模火災への対応，炉心の著しい損傷

び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムがの緩和，原子炉格納容器の破損緩和，使用済燃料プー

発電用原子炉施設に及ぼす影響等、様々な状況を想定

ルの水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和又は放射した場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実行

性物質の放出低減のために効果的な対応操作を速や性を確認し整備する。

か，かつ臨機応変に選択及び実行する必要がある。このため，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手順及び被害状況を踏まえた優先実施事項の実行判断を行うための手順を整備する。
また，当該の手順書については，大規模な自然災害
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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉及び故意による大型航空機の衝突が発電用原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
a)炉心の著しい損傷を緩和するための対策
・炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止と発電a)炉心の著しい損傷を緩和するための対策
・炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止と発電用原子炉への注水用原子炉への注水b)原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

b)原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の・炉心損傷回避，著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱と原子炉格納容器の破原子炉格納容器からの除熱と原子炉格納容器の破

損回避

損回避

c)使用済燃料プールの水位を確保するための対策及びc)使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策

燃料体の著しい損傷を緩和するための対策

・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの・使用済燃料プールの水位異常低下時のプールへの注水

注水d)放射性物質の放出を低減するための対策
・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するため

d)放射性物質の放出を低減するための対策
・水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策の対策
・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋

・放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制への放水による拡散抑制e)大規模な火災が発生した場合における消火活動e)大規模な火災が発生した場合における消火活動

・消火活動

・消火活動

f)その他の対策

f)その他の対策

・要員の安全確保・対応に必要なアクセスルートの確保

・対応に必要なアクセスルートの確保

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・電源及び水源の確保並びに燃料補給

・人命救助（a-3-1）大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判（a-3-1）

大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と(a-3-1)

大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と初

断フロー

判断フロー

動対応フロー

大規模損壊発生時は、発電用原子炉施設の状況

大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生

大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把把握が困難で事故対応の判断ができない場合、プ

した場合は，当直副長の指揮の下で事故時運転操作握が困難で事故対応の判断ができない場合は，プララント状態が悪化した等の安全側に判断した措置

手順書（事象ベース，徴候ベース及びシビアアクシデ

ント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとをとるよう判断フローを整備する。また、手順書

ント等）に基づいて対応操作することを基本とする。

るように初動対応フローを整備する。大規模損壊発を有効かつ効果的に活用するため、適用開始条件

また，発電所対策本部は，発電用原子炉施設の影響

生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用するを明確化するとともに、緩和操作を選択するため予測を行い，その結果を基に各機能班の責任者は必ため，対応手順書において適用開始条件を明確化すの判断フローを明示することにより必要な個別対

要となる対応を予想して先行的に準備を行う。

るとともに，初動対応フローを明示することにより応手段への移行基準を明確にする。

発電所対策本部長は，これらの情報を収集し，発電
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必要な個別戦略への移行基準を明確化する。

備考

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KK-6,7 炉

所全体の対応について総括的な責任を負う。
（a-3-1-1）大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基(a-3-1-1)

準大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基

準

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝

自然災害が大規模になり，常設の設備では事故収束が大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝

突その他のテロリズムの発生について、緊急地震速

行えない場合は，発電所対策本部の支援を受け，多様な突その他のテロリズムの発生について，緊急地震速報、大津波警報、外部からの情報連絡等又は衝撃音、ハザード対応手順等の「(ⅰ)，d.手順書の整備，教育及報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突衝突音等により検知した場合、中央制御室の状況、プび訓練の実施並びに体制の整備」で判断基準を明確化し音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラン

ラント状態の大まかな確認及び把握を行うとともて整備する手順を使用する。また，非常招集を行った場

ト状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建に、大規模損壊発生（又は発生が疑われる場合）の判

合，初動対応要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生

断を原子力防災管理者又は当直課長が行う。また、原へ移動する。ただし，地震発生後防潮堤を超える津波に（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管

子力防災管理者又は当直課長が以下の適用開始条件

より 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所も使用できない場

理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者に該当すると判断すれば、大規模損壊時に対応する

合は，屋内外の利用できる施設を緊急時対策所として利又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると手順に基づき事故の進展防止及び影響を緩和するた用する。

判断した場合は，大規模損壊時に対応する手順に基めの活動を開始する。

づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。

（a-3-1-1-1）大規模な自然災害又は故意による大型航空(a-3-1-1-1)

大規模な自然災害又は故意による大型航空

機の衝突その他のテロリズムにより、発電用機の衝突その他のテロリズムにより発電用原

原子炉施設が以下のいずれかの状態となった

子炉施設が以下のいずれかの状態となった場場合又は疑われる場合

合又は疑われる場合

・プラント監視機能又は制御機能が喪失した場合（中・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラン央制御室の喪失を含む)

ト状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の機・使用済燃料ピットが損傷し、漏えいが発生した場合能喪失を含む。
）

・炉心冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を・使用済燃料プールの損傷により漏えいが発生し，使用与える可能性があるような大規模な損壊が発生し済燃料プールの水位が維持できない場合

た場合

・原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響

・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊合に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントに発生した場
合・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場
合(a-3-1-1-2)（a-3-1-1-2）当直課長が重大事故等発生時に期待する安全機能が喪失し、事故の進展防止及び影響緩

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合和が必要と判断した場合(a-3-1-1-3)（a-3-1-1-3）原子力防災管理者が大規模損壊時に対応す

当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合る手順を活用した支援が必要と判断した場合
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備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉（a-3-1-2）緩和操作を選択するための判断フロー(a-3-1-2) 大規模損壊発生時の初動対応フロー

大規模損壊時に対応する手順による対応を判断し発電所全体の状態を把握するための「プラント状態確

大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判た後、発電用原子炉施設の被害状況を把握するため

認チェックシート」及び各号炉における対応操作の優先断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するの手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態

順位付けや対策決定の判断をするための発電所対策本ための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの等を把握し、各対応操作の実行判断を行うための手部で使用する対応フローを整備する。この対応フロー

状態等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦

段に基づいて、事象進展に応じた対応操作を選択す

は，事故時運転操作手順書，多様なハザード対応手順及略における対応操作の必要性及び実施可否を判断する。緩和操作を選択するための判断フローは、中央制び発電所対策本部の各機能班の対応ガイド等の相互関ることにより，事象進展に応じた対応操作を選定す

御室の監視及び制御機能の喪失により原子炉停止状係の概略をまとめ，全体像を把握するツールとして発電る。中央制御室の監視及び制御機能並びに緊急時対況などのプラント状況把握が困難な場合には、外か所対策本部の運営を支援するために整備するものであ

策所の監視機能の喪失により，原子炉停止状況など

らの目視による確認及び可搬型計測器による優先順

り，具体的な操作手順は個別の手順書等に記載する。

のプラントの状況把握が困難な場合には，外からの位に従った内部の状況確認を順次行い、必要の都度また，(a-3-2-2)項から(a-3-2-14)項の手順の中で使目視による確認及び可搬型計測器による優先順位に緩和措置を行う。また、中央制御室又は代替緊急時対用することを想定している設備については，チェックシ

従った内部の状況確認を順次行った上で，当面達成

策所若しくは緊急時対策所（緊急時対策棟内）での監ートの項目に盛り込むこととしている。

すべき目標を設定し，緩和措置を行う。また，中央制

視機能の一部が健全であり、速やかな安全機能等の当該号炉に関する対応操作の優先順位付けや実施の御室又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全で状況把握が可能な場合には、外からの目視に加えて判断は，一義的に事故発生号炉の当直副長が行う。万一，あり，速やかな安全機能等の状況把握が可能な場合

内部の状況から全体を速やかに把握し、優先順位を

中央制御室の機能喪失時や中央制御室から運転員が撤には，外からの目視に加えて内部の状況から全体を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により退する必要が生じた場合等，当直副長の指揮下で対応で速やかに把握した上で，当面達成すべき目標を設定

緩和措置を行う。また、適切な個別操作を速やかに選きない場合については，次に掲げる(a-3-1-1)，(a-3-1-

し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替

択できるように、緩和操作を選択するための判断フ

2)及び(a-3-1-3)項を実施し，それ以外の場合についてさせる等により緩和措置を行う。また，適切な個別戦

ローに個別操作への移行基準を明確にする。

は，次に掲げる(a-3-1-2)及び(a-3-1-3)項を実施する。

略を速やかに選択できるように，初動対応フローに

なお、個別操作を実行するために必要な重大事故等

当直副長又は当該号炉の対応操作の責任者が判断した個別戦略への移行基準を明確化する。個別戦略実行

対処設備又は設計基準事故対処設備の使用可否につい結果及びそれに基づき実施した監視や操作については，のために必要な設備の使用可否については，大規模ては、大規模損壊時に対応する手順に基づき当該設備

発電所対策本部に報告し，各機能班の責任者（統括又は損壊時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。

班長）は，その時点における他号炉の状況，人的リソーの状況確認を実施することにより判断する。

スや資機材の確保状況，対応の優先順位付け等を判断し，必要な支援や対応を行う。
（a-3-2）優先順位に係る基本的な考え方(a-3-2) 優先順位に係る基本的な考え方

環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え、環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること、炉心炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること，炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動

損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに、事故対応への影響を把握するため、を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また、確保できる要員及び残火災の状況を確認する。また，確保できる要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定

存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定

し、事故を収束させる対応を行う。

し，事故を収束させる対応を行う。

また、設計基準事故対処設備の安全機能の喪失、大また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な規模な火災の発生及び緊急時対策本部要員（指揮者

火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合
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備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉

等）、運転員（当直員）、重大事故等対策要員、専属でも対応できるようにする。

自衛消防隊員の一部が被災した場合も対応できるよ

このような状況においても，可搬型重大事故等対うにするとともに、可搬型重大事故等対処設備等を

処設備等を活用することによって，「大規模な火災が活用することによって、（a-3-3-1）項に示す５つの発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損項目に関する緩和等の措置の対応を行う。人命救助

傷緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料が必要な場合は原子力災害へ対応しつつ、人命の救プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び助を要員の安全を確保しながら行う。

「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助がさらに、環境への放射性物質の放出低減を最優先

必要な場合は原子力災害に対応しつつ，発電所構内とする観点から、重大事故等対策におけるアクセスの人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保

ルート確保の考え方を基本に被害状況を確認し、早しながら行う。

急に復旧可能なルートを選定しホイールローダ、そさらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先の他重機を用いて斜面崩壊による土砂、建屋等の損とする観点から，重大事故等対策におけるアクセス

壊によるがれきの撤去活動を実施することでアクセルートの確保の考え方を基本に被害状況を確認し，スルートの確保を行う。また、事故対応を行うための早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダ

アクセスルート及び操作場所に支障となる火災並び等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアに延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のクセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うた

ある火災の消火活動を優先的に実施する。

めのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支対応の優先順位については、把握した対応可能な障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散

要員数、使用可能な設備及び施設の状態に応じて選につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に

定する。

実施する。
対応の優先順位については，対応可能な要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。

（a-3-2-1）発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合(a-3-2-1) 発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合

プラント監視機能が喪失し、発電用原子炉施設のまた，重大事故等時に対処するために直接監視するこプラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては、外観から施設のとが必要なパラメータが中央制御室及び緊急時対策所

状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに、対応可能な要員の状況をのいずれでも確認できない場合は，放射線測定器，可搬状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し、原子炉格納容器又は使用済燃型直流電源装置やテスタ等の代替の監視手段と無線連

可能な範囲で把握することに努める。また，監視機能

料ピットから環境への放射性物質の放出低減を最優絡設備等の通信連絡設備を準備し，アクセスルートが確を復旧させるため，代替電源からの電源供給により先に考え、大規模火災の発生に対しても迅速に対応保され次第，パラメータ監視のための運転員，号機班員

監視機能の復旧を試みるとともに，可搬型計測器等する。また、監視機能を復旧させるため、代替電源に等を現場に出動させ，先ず外からの目視による確認を行を用いて可能な限り継続的にプラントの状況把握による給電により、監視機能の復旧措置を試みるととい，その後，確認できないパラメータを対象に代替監視努める。

もに、可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的に手段を用いた可能な限り継続的なプラント状況の把握

状態把握に努める。

に努める。
パラメータが中央制御室及び緊急時対策所において部分的に確認できる場合は，確認したパラメータを基に安全機能等の状況把握を行った上で，他のパラメータに
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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉

ついては，パラメータが確認できない場合と同様の対応を行う。
初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素
として必要になる主要パラメータが採取できない場合
は，判断要素として代替できる他のパラメータを採取する。採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央
制御室等の常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計測器等の使用を第 2 優先とする。中央
制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。
また，初動対応での目標設定や個別戦略における判断要素として必要になる主要パラメータ及び代替できる
他のパラメータのいずれもが採取できない場合は，先ず外からの目視による確認を行い，目標設定や個別戦略の判断に最も影響を与えるパラメータから優先順位を付
けて監視機能を回復させ，使用可能な設備を用いて緩和措置を行う。
(a-3-1-1)当直副長の指揮下での対応操作が困難な場合
中央制御室の機能喪失時や中央制御室との連絡が取れない場合等，当直副長の指揮下で対応できない場合には，発電所対策本部長は当該号炉の運転員又は号機班の中から当該号炉の対応操作の責任者を定め対応に当たらせる。当直副長の指揮下での対応操作不可の判断基準
は次のとおりとする。
・中央制御室の監視機能又は制御機能が喪失した場合
・中央制御室と連絡が取れない場合
・運転員による対応操作では限界があり，発電所対策本部の指揮下で対応操作を行う必要があると当直副長が判断した場合(a-3-1-2）当面達成すべき目標の設定

外観から原子炉格納容器が健全であることや原子炉発電所対策本部は，プラント状況，対応可能な要員数，

プラントの状況把握後は，環境への放射性物質の使用可能な設備，屋外の放射線量率，建屋の損傷状況及放出低減を最優先に考え，以下に示す当面達成すべび火災発生状況等を把握し，チェックシートに記載した

き目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその上で，その情報を基に当面達成すべき目標を設定し，優実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施す

先すべき号炉及び戦略を決定する。

る。

当面達成すべき目標設定の考え方を次に示す。活動に
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当面達成すべき目標については，外観から原子炉

備考

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KK-6,7 炉

施設周辺の線量率が正常であることが確認できた場合

当たっては，緊急時対策要員の安全確保を最優先とす

建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であるは、原子炉格納容器破損の緩和措置を優先して実施

る。

ことが確認できた場合は，第一義目的として原子炉し、炉心が損傷していないこと等を確認できた場合に・第一義的目標は炉心損傷を回避するため，速やかに発注水等の「炉心損傷回避又は緩和」を目標として設

電用原子炉を停止し，注水することである。炉心損傷

定し，緩和措置を優先的に行う。ただし，原子炉圧力に至った場合においても発電用原子炉への注水は必容器の破損までに速やかな原子炉注水の実施が困難

要となる。

である場合は，炉心損傷後における「原子炉格納容は、炉心損傷緩和の措置を実施する。
使用済燃料ピットへの対応については、外観から燃料取扱棟が健全であることや使用済燃料ピット周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は、建屋内部にて可能な限り代替水位計の設置等の措置を行うとともに、常設設備又は可搬型設備による注水を行う。
また、水位の維持が不可能又は不明と判断した場合は建屋内部又は外部からのスプレイを行う。

（a-3-2-2）発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能
な場合
プラント監視機能が健全である場合には、運転員・炉心損傷が回避できない場合は，原子炉格納容器の破器破損回避又は緩和」の措置を優先的に行う。使用済燃料プールへの対応については，外観から原子炉損を回避する。
・使用済燃料プールの水位が低下している場合は，速や建屋が健全であることが確認できた場合は，「使用済
燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷回避又かに注水する。
・これらの努力を最大限行った場合においても，炉心損は緩和」のための措置を行う。また，外観から原子炉

傷，かつ，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プー

格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念される

ル水位の異常低下の回避が困難な場合は放射性物質

ほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率の拡散抑制を行う。

が上昇している場合は，「放射性物質の放出低減」の

これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケース

ための措置を行う。

も想定される。また，プラント状況に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。
(a-3-1-3) 個別戦略を選択するための判断フロー(a-3-2-2)

発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能

な場合
プラント監視機能が健全である場合には，外から（当直員）、緊急時対策本部要員（指揮者等）及び重発電所対策本部は，(a-3-1-2)項で決定した目標設定の目視に加えて内部の状況から対応可能な要員及び大事故等対策要員により発電用原子炉施設の状況をに基づき，個別戦略を実施していく。設定目標と実施す

発電用原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把

速やかに把握し、緩和操作を選択するための判断フる個別戦略の考え方を次に示す。

握し，
「止める」
，
「冷やす」，「閉じ込める」機能の確

ローに基づいて「止める」、「冷やす」、「閉じ込めa)

保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境る」機能の確保を基本とし、状況把握が困難な場合

判断し、必要な緩和措置を実施する。

発電用原子炉の「止める」，「冷やす」機能を優先b)

設定目標：原子炉格納容器の破損回避

は，代替電源からの電源供給による復旧，可搬型計

基本的に炉心損傷が発生した場合においても，原測器等による確認を試みる。

子炉圧力容器への注水は継続して必要となるが，使用可能な設備や対応可能要員の観点から，一時的に原子炉格納容器の破損回避の対応を優先せざるを得ない状況になることが想定される。この際に「閉じ込め」機能を維持するための個別戦略を実施する。
原子炉格納容器の損傷が発生し，原子炉建屋内に放射性物質が漏えいする状況が想定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
c)

成すべき目標を設定し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合的に実施する。

なお、部分的にパラメータ等を確認できない場合
は、可搬型計測器等により確認を試みる。

への放射性物質の放出低減を最優先に考え，当面達への注水と同様に環境への放射性物質の放出低減を目的に優先的に実施すべき対応操作とその実行性を総合的に設定目標：炉心損傷回避のための原子炉圧力容器

設定目標：使用済燃料プール水位確保
使用済燃料プール内の燃料の冷却のための個別戦
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備考

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KK-6,7 炉略を実施する。使用済燃料プール内の燃料損傷が発生し，原子炉建屋内の放射性物質濃度が上昇する状況が想定される場合は，放射性物質拡散抑制戦略を
実施する。
d)

設定目標：放射性物質拡散抑制
炉心損傷が発生するとともに原子炉圧力容器への注水が行えない場合，使用済燃料プール水位の低下が継続している場合又は原子炉建屋が損傷している
場合は，放射性物質拡散抑制戦略を実施する。
（a-3-3）大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手
順書(a-3-2) 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手
順書(a-3-3)

大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手

順書

大規模損壊が発生した場合に対応する手順につ大規模損壊が発生した場合に対応する手順について

大規模損壊が発生した場合に対応する手順については、以下の（a-3-3-1）項の５つの活動又は緩和は，(a-3-2-1)項に示す 5 つの活動を行うための手順をいては，(a-3-3-1)項に示す 5 つの項目に関する緩対策を行うための手順書として重大事故等対策で網羅する。

和等の措置を講じるため，重大事故等対策で整備す整備する設備を活用した手順等に加えて、重大事故る設備を活用した手順等に加えて，重大事故等時で等時では有効に機能しない設備等が大規模損壊のは有効に機能しない設備等が大規模損壊のようなような状況下では有効に機能する場合も考えられ状況下では有効に機能する場合も考えられるため，るため、事象進展の抑制及び緩和に資するための多事象進展の抑制及び緩和に資するための可搬型重様性を持たせた設備等を活用した手段を可搬型設

大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及備等による対応手順等として整備する。

び柔軟性を有するものとして整備活動を行うための手順を網羅する。

また、以下の（a-3-3-2）項から（a-3-3-14）項

また，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順

また，(a-3-3-2)項から(a-3-3-14)項の手順等をの手順等を基本に、共通要因で同時に機能喪失する等に加えて共通要因で同時に機能喪失することのない

基本に，重大事故等対策で整備する設備を活用したことのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた

可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室

手順等に加えて共通要因で同時に機能喪失するこ

手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失したでの監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるとのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手場合も対応できるよう現場にてプラントパラメー

よう現場にてプラントパラメータを監視するための手順，中央制御室におけるでの監視及び制御機能が喪タを計測するための手順、重大事故等対策と異なる

順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するた

失した場合でも対応できるように現場にてプラン判断基準により事故対応を行うための手順及び現めの手順，建物や設備の状況を目視にて確認するためのトパラメータを監視するための手順，可搬型計測器

場にて直接機器を作動させるための手順等を整備

手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等

にてプラントパラメータを監視するための手順，建する。

を整備する。なお，プラントパラメータの採取手段の優物や設備の状況を目視にて確認するための手順，及先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計

び現場にて直接機器を作動させるための手順等を器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失により採取整備する。なお，プラントパラメータの採取手段のできない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計

優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の測器等の使用を第 2 優先とする。中央制御室内でパラメ

常設計器等の使用を第 1 優先とし，監視機能の喪失

ータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤

計測器を使用して採取する。

内にて可搬型計測器等の使用を第 2 優先とする。中
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備考

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KK-6,7 炉

央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。

これらの手順のうち，(a-3-3-1)項に示す 5 つの項
なお、（a-3-3-2）項から（a-3-3-14）項で整備技術的能力に係る審査基準 1.2 から 1.14 における重目に対応する技術的能力に係る審査基準 1.2 からした手順のうち大規模損壊に特化した手順を（a-3-

大事故等対処設備と整備する手順を(a-3-2-2)項から

1.14 における重大事故等対処設備と整備する手順

3-15）項に示す。

(a-3-2-14)項に示す。

を(a-3-3-2)項から(a-3-3-14)項に示す。また，大規模損壊に特化した手順を(a-3-3-15)項に示す。

（a-3-3-1）５つの活動又は緩和対策を行うための手順書(a-3-2-1) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書(a-3-3-1) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書（a-3-3-1-1）大規模な火災が発生した場合における消火(a-3-2-1-1) 大規模な火災が発生した場合における消火(a-3-3-1-1)

活動に関する手順等

大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等

活動に関する手順等

大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場

大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場

大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場

合における消火活動として、故意による大型航空機

合における消火活動として，故意による大型航空機

合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し、放の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備す

水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備す

水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。

る。

るとともに必要な設備を配備する。

また、地震及び津波のような大規模な自然災害に

また，地震及び津波のような大規模な自然災害に

また，地震や津波のような大規模な自然現象におよって発電所内の油タンク火災等の大規模な火災

おいては，施設内の油タンク火災等の複数の危険物

いては，施設内の油タンク火災等の複数の危険物内が発生した場合においても、同様な対応が可能なよ内包設備の火災が発生した場合においても，同様な包設備の火災が発生した場合においても，同様な対

うに多様な消火手段を整備する。

対応が可能なように多様な消火手段を整備する。

応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順については，以下の(a-3-3-12)項に該当する

手順書については、以下の（a-3-3-12）項に該当

手順等を含むものとして整備する。

する手順等を含むものとして整備する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段

大型航空機の衝突による大規模な火災が発生し大型航空機の衝突による大規模な火災が発生しの優先順位は、放水砲等を用いた泡消火について速た場合における対応手段の優先順位は，放水砲等をた場合における対応手段の優先順位は，放水砲等をやかに準備するとともに、火災の状況に応じて小型用いた泡消火について速やかに準備し，早期に準備用いた泡消火について速やかに準備するとともに放水砲等による泡消火を準備する。また、早期に準が可能な大型化学高所放水車あるいは化学消防自し，早期に準備が可能な化学消防自動車及び，水槽備可能な消防自動車による延焼防止のための消火動車，水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止を実施する。

延焼防止のための消火を実施する。

のための消火を実施する。

地震により建屋内部に火災が発生した場合にお地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重大事故等対処設備は

いて，屋外に配備する可搬型重大事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中心とした事故対応を行うことが可能であ

設備を中心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において事故対応を行うためる。なお，当該の対応において事故対応を行うためのアクセスルート若しくは操作箇所での復旧活動のアクセスルート若しくは操作箇所での復旧活動

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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉に支障となる火災が発生している場合は，消火活動に支障となる火災が発生している場合は，消火活動を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルート

を速やかに実施し，操作箇所までのアクセスルート等を確保する。具体的には，次の手順で対応を行う。

等を確保する。具体的には，次の手順で対応を行う。

a) アクセスルートに障害がない箇所があれば，そa) アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。

の箇所を使用する。

b) 複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートb) 複数の操作箇所のいずれもがアクセスルートに障害がある場合，最もアクセスルートを確保に障害がある場合，最もアクセスルートを確保

しやすい箇所を優先的に確保する。

しやすい箇所を優先的に確保する。

c) a)及び b)いずれの場合も，予備としてもう１つc) a)及び b)いずれの場合も，予備としてもう１つの操作箇所へのアクセスルートを確保する。

の操作箇所へのアクセスルートを確保する。

消火活動を行うに当たっては，火災発見の都

消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す a)～d)の区分を基本に消火活動の優度，次に示す a)～d)の区分を基本に消火活動の優

先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

動を実施する。

a) アクセスルート・操作箇所の確保のための消a) アクセスルート・操作箇所の確保のための消火火・アクセスルート確保

・アクセスルート確保

・車両及びホースルートの設置エリアの確保（初・車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，大型化学高期消火に用いる化学消防自動車，可搬型代替

所放水車等）

注水大型ポンプによる放水砲等）

b) 原子力安全の確保のための消火b) 原子力安全の確保のための消火・重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性・重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋

物質内包の建屋・可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及・可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保

び設置エリアの確保
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及びホースルート，放水砲の設置エリアの確保

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水砲用）及びホースルート，放水砲の設置エリアの確保

c) 火災の波及性が考えられ，事故終息に向けてc) 火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて

原子力安全に影響を与える可能性がある火

原子力安全に影響を与える可能性がある火

災の消火

災の消火

・可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保

・可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保

・代替熱交換器車の設置エリアの確保
d) その他火災の消火

d) その他火災の消火a)から c)以外の火災は，対応可能な段階になっa)から c)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火する
12/29てから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火する

備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉が，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時が，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施す

は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

る。

また，自衛消防隊以外の緊急時対策要員が消火活

また，自衛消防隊以外の災害対策要員が消火活動動の支援を行う場合は，発電所対策本部の火災対応の支援を行う場合は，災害対策本部の指揮命令系統の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮の下で活動する。

下で活動する。
また、重大事故等対策要員による消火活動を行う

また，消火活動に当たっては，事故対応とは独立

場合でも、事故対応とは独立した通信手段を用いる

した通信手段を用いるために，消火活動専用の無線ために、消火活動専用の無線連絡設備の回線を使用

連絡設備の回線を使用し，災害対策本部の指揮命令することとし、全体指揮者の指揮の下対応を行う。

系統の下，対応を行う。

（a-3-3-1-2）炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等(a-3-2-1-2) 炉心の著しい損傷を緩和するための対策に(a-3-3-1-2)

炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等関する手順等

炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関す

炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については、以下の（a-3-3-2）項から（a-る手順については，以下の(a-3-3-2)項から(a-3-3-

3-3-6）項、（a-3-3-13）項及び（a-3-3-14）項に該

6)項，(a-3-3-13)項及び(a-3-3-14)項に該当する手

当する手順等を含むものとして整備する。炉心の著順等を含むものとして整備する。

しい損傷を緩和するための対策が必要な場合にお炉心の著しい損傷を緩和するための対応手段は

炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要

次のとおりとする。

な場合における対応手段は次のとおりとする。

・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動

スクラム，冷却材再循環ポンプ停止による原子スクラム，原子炉再循環系ポンプ停止による原炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機

子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入

能又は手動挿入による制御棒緊急挿入及び原子

機能又は手動挿入による制御棒緊急挿入及び原

炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

子炉水位低下による原子炉出力抑制を試みる。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，却系からの除熱による原子炉冷却及び減圧を優

高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系の故障

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失していにより発電用原子炉の冷却が行えない場合に，故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合

る場合は、１次冷却系統の減圧及び原子炉への高圧代替注水系により発電用原子炉を冷却すに，高圧代替注水系，ほう酸水注入系，制御棒

注水を行う。

る。全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統

駆動水圧系により発電用原子炉を冷却する。全喪失により発電用原子炉の冷却が行えない場合

交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失には，常設代替直流電源設備より給電される高圧より発電用原子炉の冷却が行えない場合は，常代替注水系による発電用原子炉の冷却又は原子設代替直流電源設備より給電される高圧代替注

炉隔離時冷却系の現場起動による発電用原子炉

水系による発電用原子炉の冷却又は高圧代替注の冷却を試みる。

水系の現場起動による発電用原子炉の冷却を試ける対応手段の優先順位は以下のとおりである。

みる。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能
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・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能

備考玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉が喪失している状態において，原子炉内低圧時が喪失している状態において，原子炉冷却材圧に期待している注水機能が使用できる場合は，力バウンダリ内低圧時に期待している注水機能

逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。

が使用できる場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において１

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において発次冷却材喪失事象が発生している場合は、多様

子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，残電用原子炉の冷却を行う場合は，高圧炉心スプ

な炉心注水手段から早期に準備可能な常設設備

留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）を優先

レイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧を優先して使用し、常設設備が使用できない場

し，全交流動力電源喪失により発電用原子炉の炉心スプレイ系を使用する。これらの系統によ合は、可搬型設備による炉心注水により原子炉冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常り発電用原子炉の冷却が行えない場合は，低圧を冷却する。また、１次冷却材喪失事象が発生

設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系に代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬していない場合は、２次冷却系からの除熱によよる発電用原子炉の冷却を試みる。

型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

る原子炉冷却を行う。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失し・残留熱除去系ポンプの故障により最終ヒートシ

た場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉

ンクへ熱を輸送できない場合には，格納容器圧

冷却及び格納容器内自然対流冷却により最終ヒ

力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により最終

ートシンクへ熱を輸送する。

ヒートシンクへ熱を輸送する。残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と併せて残留熱除去系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

・原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故は、格納容器内自然対流冷却に移動式大容量ポ

障又は全交流動力電源喪失により機能喪失した

ンプ車を使用するため準備に時間がかかること

場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常から、使用開始するまでの間に格納容器圧力が設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬最高使用圧力以上に達した場合は、多様な格納型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系に容器スプレイ手段から早期に準備可能な常設設

より原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下さ備を優先して使用し、常設設備が使用できないせる。

場合は、可搬型設備により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
（a-3-3-1-3）原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等(a-3-2-1-3) 原子炉格納容器の破損を緩和するための対(a-3-3-1-3)

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等

策に関する手順等

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順書については、以下の（a-3-3-3）項から関する手順については，以下の(a-3-3-3)項から(a-（a-3-3-10）項、（a-3-3-13）項及び（a-3-3-14）

3-3-10)項，(a-3-3-13)項及び(a-3-3-14)項に該当

項に該当する手順等を含むものとして整備する。

する手順等を含むものとして整備する。

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が原子炉格納容器の破損を緩和するための対応手
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原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が備考玄海 3 号

必要な場合における対応手段の優先順位は以下の東海第二発電所

KK-6,7 炉

必要な場合における対応手段は次のとおりである。

段は次のとおりとする。

とおりである。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，却系からの除熱による原子炉冷却及び減圧を優

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失してい故障により発電用原子炉の冷却が行えない場合

る場合は１次冷却系統の減圧及び原子炉への注に，高圧代替注水系，ほう酸水注入系，制御棒水を行う。また、原子炉冷却材圧力バウンダリ

駆動水圧系により原子炉を冷却する。

を減圧する手段により、高圧溶融物放出及び格・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能

納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器のが喪失している場合には，逃がし安全弁による破損を防止する。

原子炉減圧を行い，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

・炉心が溶融し、溶融デブリが原子炉容器内に残・残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モ・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故存する場合は、原子炉格納容器の破損を緩和すード）が故障又は全交流動力電源喪失により機障又は全交流動力電源喪失により機能喪失した

るため、多様な格納容器スプレイ手段から早期能が喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷

場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常に準備可能な常設設備を優先して使用し、常設

却系，消火系及び可搬型代替注水ポンプにより設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬設備が使用できない場合は可搬型設備により原原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系に子炉格納容器内に注水し、原子炉容器内の残存る。

より原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

溶融デブリを冷却する。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失し・最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失し・残留熱除去系ポンプの故障により最終ヒートシ

た場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉た場合は，代替原子炉補機冷却系によりサプレ

ンクへ熱を輸送できない場合には，格納容器圧

冷却及び格納容器内自然対流冷却により最終ヒッション・チェンバから最終ヒートシンク（海力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により最終

ートシンクへ熱を輸送する。

洋）へ熱を輸送する。

ヒートシンクへ熱を輸送する。残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と併せて残留熱除去系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

・原子炉格納容器内の冷却又は破損を緩和するた

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格・原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格め、格納容器内自然対流冷却又は、多様な格納

納容器圧力逃がし装置により，原子炉格納容器

納容器圧力逃がし装置により，原子炉格納容器

容器スプレイ手段から早期に準備可能な常設設内の減圧及び除熱を行う。

内の減圧及び除熱を行う。

備を優先して使用し、常設設備が使用できない・炉心の著しい損傷が発生した場合において原子・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原場合は、可搬型設備により原子炉格納容器の圧炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷

子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納力及び温度を低下させる。

却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下

容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系によさせる。

り，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う圧力及び温度を低下させる。

・溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）の抑制及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウン

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，
MCCIや溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの
15/29

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用による原子炉格

備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉

ダリへの接触を防止するため、多様な格納容器

接触による原子炉格納容器の破損を防止するた

納容器の破損を防止するため，格納容器下部注

スプレイ手段から早期に準備可能な常設設備をめ，原子炉格納容器下部注水を行う。

水系（常設），格納容器下部注水系（可搬優先して使用し、常設設備が使用できない場合型），消火系又は補給水系によりペデスタル

は、可搬型設備により、原子炉格納容器の下部（ドライウェル部）へ注水するMCCIや溶融炉心に落下した溶融炉心を冷却する。また、溶融炉と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子

心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納止するため、多様な炉心注水手段から早期に準容器下部注水を行う。。

備可能な常設設備を優先して使用し、常設設備が使用できない場合は可搬型設備により原子炉を冷却する。
・さらに、原子炉格納容器内に水素が放出された・原子炉格納容器内に水素ガスが放出された場合にお・原子炉格納容器内に水素が放出された場合にお場合においても水素爆発による原子炉格納容器

いても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防いても水素爆発による原子炉格納容器の破損をの破損を防止するために必要な水素濃度低減及止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内防止するために原子炉プラント運転中の原子炉

び水素濃度監視を実施し、水素が原子炉格納容は不活性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器

格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により原器から原子炉格納容器周囲のアニュラス部に漏内雰囲気を不活性化した状態になっているが，炉子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態になえいした場合にも、水素爆発による原子炉建屋

心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応っているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジル等の損傷を防止するため、アニュラス内の水素及び水の放射線分解等による水素ガス及び酸素ガ

コニウム－水反応並びに水の放射線分解等によ排出及び水素濃度監視を実施する。

スの発生によって水素濃度が可燃限界を超えるおる水素ガス及び酸素ガスの発生によって水素濃それがある場合は，可燃性ガス濃度制御系による度が可燃限界を超えるおそれがある場合は，可水素ガス又は酸素ガスの濃度を抑制する。さら

燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度に，格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを原を抑制する。可燃性ガス濃度制御系が使用でき

子炉格納容器外に排出する手段を有している。

ない場合などにおいては，可搬型窒素供給装置
により原子炉格納容器への窒素注入を行うこと
で酸素濃度を抑制し，更に酸素濃度が上昇する
場合においては，格納容器圧力逃がし装置によりる水素ガス及び酸素ガスを原子炉格納容器外に排出する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原
子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するため，水素濃度を監視するとともに，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を行う。
(a-3-3-1-4)

使用済燃料プールの水位を確保するための（a-3-3-1-4）使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための(a-3-2-1-4）使用済燃料プールの水位を確保するための対対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するた策及び燃料体の著しい損傷を緩和するため対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等の対策に関する手順等

めの対策に関する手順等
使用済燃料プールの水位を確保するための対策

使用済燃料ピットの水位を確保するための対策
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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については、以下の（a-3-3-11）項、関する手順については，以下の(a-3-3-11)項，(a-3-（a-3-3-13）項及び（a-3-3-14）項に該当する手順

3-13)項及び(a-3-3-14)項に該当する手順等を含む

等を含むものとして整備する。

ものとして整備する。

使用済燃料ピットの水位を確保するための対策

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ス

使用済燃料プール内の燃料体等は，ボロン添加ス

及び燃料体等の著しい損傷を緩和するための対策

テンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨

テンレス鋼製ラックセルに貯蔵しているため，未臨が必要な場合における対応手段の優先順位は、外観界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確界は維持されている。使用済燃料プールの水位を確から燃料取扱棟が健全であること、周辺の線量率が保するための対応手段及び燃料体の著しい損傷を保するための対策対応手段及び燃料体の著しい損正常であることが確認できた場合、建屋内部にて可緩和するための対応手段は次のとおりとする。

傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。

能な限り代替水位計の設置等の措置を行うとともに、早期に準備が可能な常設設備による注水を優先・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用して実施し、常設設備による注水ができない場合

済燃料貯蔵プール水位計，使用済燃料貯蔵プー

済燃料プール水位・温度，使用済燃料プールエ

は、可搬型設備による注水、内部からのスプレイ等

ル温度計，燃料取替機エリア放射線モニタ，使リア放射線モニタ及び使用済燃料プール監視カを実施し、使用済燃料ピットの近傍に立ち入ること

用済燃料貯蔵プール監視カメラを使用する。

メラを使用する。

ができない場合は、外部からのスプレイを実施す

・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済

・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済る。また、注水操作を行っても使用済燃料ピットの燃料プールからの水の漏えい，その他の要因に燃料プールからの水の漏えい，その他の要因に水位維持ができない大量の漏えいが発生した場合、より使用済燃料プールの水位が低下した場合より使用済燃料プールの水位が低下した場合

燃料取扱棟の損壊又は現場線量率の上昇により燃は，燃料プール代替注水系（常設），燃料プーは，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注料取扱棟に近づけない場合は、放水砲により燃料体

ル代替注水系（可搬型）及び消火系により使用

水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，補等の著しい損傷の進行を緩和する。

済燃料プールへ注水することにより，使用済燃

給水系又は消火系により使用済燃料プール注水料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽を行うことで，使用済燃料プール内の燃料体等し，臨界を防止する。

を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。

・使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその・使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位維持が他の要因により使用済燃料プールの水位維持が行えない場合，常設スプレイヘッダ又は可搬型行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，

スプレイヘッダを使用したスプレイを実施する

可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プことで，使用済燃料プール内の燃料体等の著し

ールスプレイによりを使用したスプレイを実施

い損傷の進行を緩和し，臨界を防止するとともすることで，使用済燃料プール内の燃料体等のに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低著しい損傷の進行を緩和するとともにし，臨界減させる。

を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。

・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合は，放水砲により

原子炉建屋に近づけない場合は，放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。

燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による

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備考

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KK-6,7 炉

使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールの除熱を実施する。
（a-3-3-1-5）放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等(a-3-2-1-5）放射性物質の放出を低減するための対策に関(a-3-3-1-5)

放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等

する手順等

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷には使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放射性物質の放出を低減する

至った場合において，放射性物質の放出を低減する

ための対策に関する手順書については、以下の（a-ための対策に関する手順については，以下の(a-3-

3-3-6）項及び（a-3-3-11）項から（a-3-3-13）項に

3-12)項及び(a-3-3-13)項に該当する手順等を含む

該当する手順等を含むものとして整備する。

ものとして整備する。

放射性物質の放出を低減するための対策が必要

放射性物質の放出を低減するための対応手段は放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応手順の優先順位は、原子炉格納次のとおりとする。

な場合における対応手段は次のとおりとする。

容器の閉じ込め機能が喪失した場合、格納容器スプ・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場

・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場

レイが実施可能であれば、早期に準備が可能な常設

合，大容量送水車，放水砲により原子炉建屋に合，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲によ設備によるスプレイを優先して実施し、常設設備に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑り原子炉建屋へに海水を放水し，大気への放射よるスプレイができない場合は、可搬型設備による制する。

性物質の拡散を抑制する。

代替格納容器スプレイを実施する。すべての格納容・その際，防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設・その際，放水することで放射性物質を含む汚染器スプレイが使用不能な場合又は放水砲による放置することにより汚染水の海洋への拡散抑制を水が発生するため，汚濁防止膜及び防潮堤の内水が必要と判断した場合は、放水砲による放射性物行う。

側で放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への拡散抑制を行う。

質の放出低減を実施する。
使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷に・放水することで放射性物質を含む汚染水が構内・放水することで放射性物質を含む汚染水が一般至った場合は、使用済燃料ピットへの外部からのス排水路を通って北放水口から海へ流れ出すた排水路を通って雨水排水路集水桝又は放水路かプレイによる放射性物質の放出低減を優先して実め，汚濁防止膜を設置することで，海洋への拡ら海へ流れ出すため，汚濁防止膜を設置するこ施し、燃料取扱棟の損壊又は現場線量率の上昇によ

散範囲を抑制する。

とで，海洋への拡散範囲を抑制する。

り燃料取扱棟に近づけない場合は、放水砲による放射性物質の放出低減を実施する。

・また，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波
警報や津波警報が出ている状況）である場合，大津波警報又は津波警報が解除された後に汚濁防止膜の設置を開始する。

（a-3-3-2）「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.2 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-2) 「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に(a-3-3-2) 「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」

発電用原子炉を冷却するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.2 の手順を用い重大事故等対策にて整備する 1.2 の手順を用いた手順等を整備する。

た手順等を整備する。

・ 原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、全ての蒸気発生器が除熱を期待できない場
合、フロントライン系の機能喪失に加えてサポート系の機能喪失も想定し、燃料取替用水タンク水
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備考

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KK-6,7 炉をＢ充てんポンプ（自己冷却）により充てんラインを使用して原子炉へ注入する操作と加圧器逃がし弁による原子炉格納容器内部へ原子炉冷却材を放出する操作を組み合わせて原子炉を冷却する手
順（a-3-3-3）「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-3) 「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」(a-3-3-3) 「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、全ての蒸気発生器が除熱を期待できない状況において、蒸気発生器２次側による炉心冷却を用いた１次冷却系の減圧機能が喪失した場合、サポート系の機能喪失を想定し、加圧器逃がし弁を用いて１次冷却系を減圧する手順
・ フロントライン系の機能喪失に加えてサポート
系の機能喪失も想定し、燃料取替用水タンク水をＢ充てんポンプ（自己冷却）により充てんライン
を使用して原子炉へ注入し、加圧器逃がし弁を開とする手順（a-3-3-4）「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.4 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-4) 「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.4 の手順を用いた手順等を整備する。

(a-3-3-4) 「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.4 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 消火用水系統が使用できない場合は、可搬型ディーゼル注入ポンプと同様の接続口を使用し、消防自動車から原子炉に注水する手順（a-3-3-5）「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.5 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-5) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」(a-3-3-5) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.5 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.5 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 1.5の手順を実施するに当たり、原子炉補機冷却水冷却器室が浸水した場合に排水する手順（a-3-3-6）「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順
等」(a-3-2-6) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

順等」

重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順を用い重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順に加え(a-3-3-6) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手た手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順を用いた手順等を整備する。

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備考

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KK-6,7 炉て、以下の手順を整備する。
・ 消火用水系統が使用できない場合は、可搬型ディーゼル注入ポンプと同様の接続口を使用し、消防自動車から原子炉格納容器へ注水する手順
・ 1.6の手順を実施するに当たり、原子炉補機冷却水冷却器室が浸水した場合に排水する手順（a-3-3-7）「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.7 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-7) 「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」(a-3-3-7) 「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.7 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.7 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 消火用水系統が使用できない場合は、可搬型ディーゼル注入ポンプと同様の接続口を使用し、消防自動車から原子炉格納容器へ注水する手順
・ 1.7の手順を実施するに当たり、原子炉補機冷却水冷却器室が浸水した場合に排水する手順（a-3-3-8）「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.8 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-8) 「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」(a-3-3-8) 「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.8 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.8 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 消火用水系統が使用できない場合は、可搬型ディーゼル注入ポンプと同様の接続口を使用し、消防自動車から原子炉に注水する手順及び原子炉格
納容器へ注水する手順（a-3-3-9）「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.9 の手順を用いた手順等を整備する。

(a-3-2-9) 「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.9 の手順を用いた手順等を整備する。

(a-3-3-9) 「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.9 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 原子炉格納容器、原子炉周辺建屋等が破損している場合又は破損が不明な状況において、建屋周辺の線量率が上昇している場合は、代替格納容器
スプレイにより原子炉格納容器へ注水する手順（a-3-3-10）「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-10)「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順を用いた手順等を整備する。

(a-3-3-10) 「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 全交流動力電源及び直流電源が喪失した場合、可搬型バッテリにより、アニュラス水素濃度計測
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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉装置に電源を供給する手順（a-3-3-11）「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-11)「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」(a-3-3-11) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 使用済燃料ピットの冷却機能若しくは注水機能喪失又は使用済燃料ピット水の小規模な漏えいが発生した場合、可搬型ディーゼル注入ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料ピットへ注水する手
順
・ 使用済燃料ピットから大量の水の漏えいが発生し、使用済燃料ピットへの注水による水位維持が不可能又は不明と判断した場合で燃料取扱棟の損
壊又は現場線量率の上昇により燃料取扱棟に近づけない場合は、消防自動車及び使用済燃料ピット
スプレイヘッダの運搬、設置及び接続を行い、使用済燃料ピットへの外部からのスプレイを行う手
順（a-3-3-12）「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-12)「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」(a-3-3-12) 「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 原子炉格納容器、原子炉周辺建屋等が破損している場合又は破損が不明な状況において、建屋周辺の線量率が上昇している場合は、代替格納容器
スプレイにより原子炉格納容器へ注水する手順（a-3-3-13）「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.13 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-13)「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」(a-3-3-13) 「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

重大事故等対策にて整備する 1.13 の手順を用いた手順等を整備する。

重大事故等対策にて整備する 1.13 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 長期間にわたる大津波警報が発令されている状況等を考慮し、被災状況、場所により適切なルートで淡水の水源を確保する手順（a-3-3-14）「1.14 電源の確保に関する手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順に加えて、以下の手順を整備する。

(a-3-2-14)「1.14 電源の確保に関する手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順を用いた手順等を整備する。

(a-3-3-14) 「1.14 電源の確保に関する手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順を用いた手順等を整備する。

・ 非常用母線２系統が損傷した場合に、発電機車
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備考

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東海第二発電所

KK-6,7 炉（高圧発電機車又は中容量発電機車）、変圧器車
及び可搬型分電盤により、アニュラス空気浄化フ
ァン、電気式水素燃焼装置、可搬型格納容器水素濃度計電源盤及びサンプリング弁に電源を供給する手順（a-3-3-15）「2.1 可搬型設備等による対応手順等」(a-3-3-15) 「2.1 可搬型設備等による対応手順等」

可搬型設備等による対応手順等のうち、大規模損

可搬型設備等による対応手順等のうち，柔軟な対壊に特化した手順を以下に示す。

応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下（a-3-3-15-1）Ｂ充てんポンプ（自己冷却）で注入し、加に示す。

圧器逃がし弁を開とする手順(a-3-3-15-1)（a-3-3-15-2）消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプ

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格

納容器内の減圧及び除熱手順と同じ接続口に接続し、原子炉に注水する手(a-3-3-15-2) 格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェルへの注水手順順(a-3-3-15-3) 格納容器頂部注水系（可搬型）による原子（a-3-3-15-3）消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプ

炉ウェルへの注水手順と同じ接続口に接続し、原子炉格納容器に注(a-3-3-15-2) 原子炉建屋からの水素の排出手順

水する手順(a-3-3-15-3)（a-3-3-15-4）使用済燃料ピットへ可搬型ディーゼル注入

可搬型代替注水中型ポンプによる消火手

順

ポンプで注水する手順(a-3-3-15-4)（a-3-3-15-5）使用済燃料ピットへ消防自動車でスプレイ

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料プールへの注水手順

する手順(a-3-3-15-5)（a-3-3-15-6）大津波警報発令時、八田浦貯水池を移動式

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵設備への放水手順

大容量ポンプ車の取水源とする手順(a-3-3-15-6)（a-3-3-15-7）可搬型バッテリを使用してアニュラス水素

現場での可搬型計測器によるパラメータ

計測及び監視手順

濃度を計測する手順（a-3-3-15-8）可搬型代替所内電気設備による原子炉格納これらの手順のうち，大規模な火災が発生した場

容器破損を防止するための設備へ給電する手合における消火活動に関する手順等については，順(a-3-3-15-5)項が該当する。また，炉心の著しい損
傷を緩和するための対策に関する手順等について（a-3-3-15-9）可搬型計測器を現場盤に接続し計測する手は，(a-3-3-15-8)項が該当する。原子炉格納容器の順（a-3-3-15-10）移動式大容量ポンプ車によるＡ系格納容破損を緩和するための対策に関する手順等につい器再循環ユニットへの海水通水を実施するては，(a-3-3-15-1)項から(a-3-3-15-4)項及び(a-際、原子炉補機冷却水冷却器室が浸水した場

3-3-15-8)が該当する。放射性物質の放出を低減さ合に排水する手順これら手順のうち、炉心のせるための対策に関する手順等については，(a-3-

著しい損傷を緩和するための対策に関する手

3-15-6)項及び(a-3-3-15-7)項が該当する。

順等については、（a-3-3-15-1）項から（a-33-15-3）項及び（a-3-3-15-9）項が該当する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策
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備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉に関する手順等については、（a-3-3-15-1）項から（a-3-3-15-3）項及び（a-3-3-15-6）項から（a-3-3-15-10）項が該当する。
使用済燃料ピットの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等並びに放射性物質の放出を低減する
ための対策に関する手順等については、（a-3-3-154）項から（a-3-3-15-6）項が該当する。
（a-3-4）（a-3-3）項に示す大規模損壊への対応手順書は、(a-3-3) （a-3-2）項に示す大規模損壊への対応手順書は，中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよ

万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合もう整備するが、中央制御室での監視及び制御機能対応できるよう整備する。

対応できるように整備するが，中央制御室での監(a-3-4)(a-3-3)項に示す大規模損壊への対応手順書は，に期待できる可能性も十分に考えられることか

視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えら、運転手順書も並行して活用した事故対応も考られることから，運転手順書を活用した事故対応

慮したものとする。

も考慮したものとする。
(a-3-4) （a-3-2）項に示す大規模損壊への対応手順書につ(a-3-5) （a-3-3）項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津波の重畳により発いては，地震，津波及び地震と津波の重畳により発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，生する可能性のある大規模損壊に対して，また，Ｐ

PRA の結果に基づく事故シーケンスグループの選

ＲＡの結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象と定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケンスについて，当該事故して発生する事故シーケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応をも考慮する。加えて，大規模損壊発生壊への対応をも考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処

設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故

設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故

対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注

水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上

水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上

記設備のいずれかにより達成できるよう構成す

記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。

る。

(a-3-5) 発電用原子炉施設において整備する大規模損壊(a-3-6) 発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発発生時の対応する手順については，大規模損壊に生時の対応する手順については，大規模損壊に関関する考慮事項等，米国における NEI ガイドの考する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。また，当該のガイドの要求内容

え方も参考とする。また，当該のガイドの要求内容に照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認すに照らして発電用原子炉施設の対応状況を確認す

る。

る。

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備考

玄海 3 号（b）大規模損壊の発生に備えた体制の整備

東海第二発電所

KK-6,7 炉(b) 大規模損壊の発生に備えた体制の整備(b) 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊発生時の体制については、組織が最も有効に大規模損壊が発生するおそれがある場合又は発生した場

大規模損壊時のが発生するおそれがある場合又は発生し機能すると考えられる通常の緊急時対策本部の体制を基本

合における体制については，重大事故等対策に係る体制をた場合における体制については，組織が最も有効に機能すとしつつ、通常とは異なる対応が必要となる状況において基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等によると考えられる通常の災害対策本部の重大事故等対策に係も流動性を持って対応できるように整備する。

る非常時の体制が部分的に機能しない場合においても流動る体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる性を持って柔軟に対応できる体制を整備する。

状況にとするが，大規模損壊の発生により，要員の被災等による非常時の体制が部分的に機能しない場合おいても流動性を持って柔軟に対応できるように体制を整備する。

また、重大事故等を超えるような状況を想定した大規模

また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模

また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提と損壊対応のための体制を整備，充実するために，大規模損壊

損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提とし、中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制

対応に係る必要な計画の策定並びに運転員，緊急時対策要

し，中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制で活動しなければならない場合にも対応できるよう教育、員及び自衛消防隊に対する教育及び訓練を付加して実施しで活動しなければならない場合にも対応できるように教育訓練の実施及び体制の整備を図る。

体制の整備を図る。

及び訓練の実施並びに対応のための体制を整備，充実するために，大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに災害対策要員に対する教育及び訓練を付加して実施し体制体制の整備を図る。

（b-1）大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練(b-1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練(b-1)

大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練

大規模損壊への対応のための緊急時対策本部要員

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象

大規模損壊への対応のための発生時において，事への教育及び訓練については、重大事故等対策にての進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要

象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対実施する教育及び訓練を基に、専属自衛消防隊員へな力量を確保するため，運転員，緊急時対策要員及び処するために必要な力量を確保するため，災害対策の教育及び訓練については、火災防護の対応に関す

自衛消防隊への教育及び訓練については，重大事故要員への教育及び訓練については，重大事故等対策

る教育及び訓練を基に、大規模損壊発生時における等対策の対処に係る教育及び訓練に加え，過酷な状にて実施する教育及び訓練を基にに加え，過酷な状

各要員の役割に応じた任務を遂行するに当たり必要

況下においても柔軟に対処できるよう大規模損壊発

況下においても柔軟に対処できるよう大規模損壊発となる力量を習得及び維持するため、教育及び訓練生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱生時に対応する手順，及び事故対応用の資機材の取を実施する。また、通常の指揮命令系統が機能しないい等を習得するための教育及び訓練を実施する。ま扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。

場合を想定した緊急時対策本部要員（指揮者等）へのた，原子力防災管理者及びその代行者を対象に，通常

また，原子力防災管理者及び副原子力防災管理者そ個別の教育及び訓練を実施する。さらに、要員の役割の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別のの代行者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しなに応じて付与される力量に加え、流動性をもって対教育及び訓練を実施する。さらに，運転員及び緊急時

い場合を想定した個別の教育及び訓練を実施する。

応できるような力量を確保していくことにより、期対策要員の役割に応じて付与される力量に加え，流さらに，重大事故等対応要員（保修班）においては，待する要員以外の要員でも対応できるよう教育及び動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保し要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性訓練の充実を図る。

ていくことにより，本来の役割を担う要員以外の要をもって柔軟に対応できるような力量を確保してい員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。

くことにより，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるように教育の充実を図る。

（b-2）大規模損壊発生時の体制
発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模(b-2) 大規模損壊発生時の体制(b-2) 大規模損壊発生時の体制
大規模損壊の発生に備えた発電所対策本部及び本
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発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模

備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉損壊のような原子力災害が発生するおそれがある場

社対策本部の体制は，重大事故等対策に係る体制を損壊のような原子力災害が発生するおそれがある場

合又は発生した場合に、事故原因の除去並びに原子基本とする体制を整備する。

合又は発生した場合に，事故原因の除去並びに原子力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速

力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速かつ円滑に実施するため、通常の原子力防災組織のかつ円滑に実施するため，災害対策本部体制を整備

体制を基本とする緊急時対策本部の体制を整える。

する。
大規模損壊の発生に備えた災害対策本部及び本店対策本部の体制は，重大事故等対策に係る体制を基本とする体制を整備する。

また、休日、時間外（夜間）においても、発電所構

また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）におまた，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）にお内又は近傍に運転員（当直員）12 名、緊急時対策本

いても発電所構内に緊急時対策要員 50 名，運転員 40

いても，発電所構内に中央制御室の当直（運転員）7

部要員（指揮者等）４名、重大事故等対策要員 36 名、名，自衛消防隊 10 名を常時 100 名確保し，大規模損名に加え，災害対策要員（指揮者等）4 名，重大事故

専属自衛消防隊員８名を確保し、大規模損壊の発生

壊の発生により要員の被災等による非常時の体制が等対応要員 17 名，火災発生時の初期消火活動に対応

により中央制御室（運転員（当直員）を含む。）が機

部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含するための自衛消防隊 11 名を常時 39 名確保し，大能しない場合においても、対応できるよう体制を整む）においても，対応できる体制を整備する。

規模損壊の発生により中央制御室（当直要員を含む。
）が要員の被災等による非常時の体制が部分的に備する。

機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）においても，対応できるように体制を整備する。なお，原子炉運転停止中※については，中央制御室の当直要員を5 名とする。
※

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が100℃未満）及び燃料交換の期間

さらに、発電所構内及び近傍の最低要員により当面の間は事故対応を行えるよう体制を整える。

さらに，発電所構内に常駐する要員により交替要

さらに，発電所構内に常時確保常駐する災害対策員が到着するまでの間も事故対応を行えるよう体制

要員により，参集要員が参集するまでの間，も事故対を整備する。

応を行えるように体制を整備する。

（b-3）大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる(b-3) 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる

指揮命令系統の確立についての基本的な考え方

指揮命令系統の確立についての基本的な考え方(b-3)

大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる
指揮命令系統の確立についての基本的な考え方

大規模損壊発生時には、通常の原子力防災体制で大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制で大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。この指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。この指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても、対応要員を確保するととのような状況においても，発電所構内に勤務していのような状況においても，発電所構内に必要な要員

もに指揮命令系統を確立できるよう、大規模損壊時

る緊急時対策要員により指揮命令系統を確立できるを確保するとともに常駐している災害対策要員（初に対応するための体制を基本的な考え方に基づき整よう，大規模損壊発生時に対応するための体制を整動）により指揮命令系統を確立できるように，大規模

備する。

備する。

損壊発生時に対応するための体制を基本的な考え方に基づき整備する。

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備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉（b-3-1）休日、時間外（夜間）における副原子力防災管理(b-3-1) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における(b-3-1) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における者を含む対応要員は、地震、津波等の大規模な自然運転員及び緊急時対策要員並びに自衛消防隊初期

統括待機当番者（副原子力防災管理者）を含む災害

災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテ

消火班は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故対策要員（初動）は，地震，津波等の大規模な自然

ロリズムが発生した場合にも対応できるよう分散

意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテして待機する。また、建物の損壊等により対応要員

発生した場合にも対応できるよう，分散して待機

ロリズムが発生した場合にも対応できるように，が被災するような状況においても、発電所構内にする。また，建物の損壊等により要員が被災するよ

分散して待機する。万一，待機場所となる建屋の一勤務している他の要員を緊急時対策本部での役務

うな状況においても，発電所構内に勤務している部が倒壊し，一部の災害対策要員（初動）が被災しに割り当てる等の措置を講じる。

他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることをた場合は，発電所構内に分散待機する災害対策要基本とする。

員（初動）で対応する。また，建物の損壊等により要員が被災するような状況においても，発電所構内に常駐している他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることを基本とする。

（b-3-2）プルーム放出時は代替緊急時対策所又は緊急時(b-3-2) プルーム通過時は，大規模損壊対応への指示を行(b-3-2) プルーム放出時は，緊急時対策所，中央制御室待対策所（緊急時対策棟内）に残る要員（以下「最低う緊急時対策要員と発電所外への放射性物質の拡避室及び第二弁操作室に残る要員（以下「最低限必限必要な要員」という。
）は代替緊急時対策所又は散を抑制するために必要な緊急時対策要員は緊急要な要員」という。
）は緊急時対策所，中央制御室

緊急時対策所（緊急時対策棟内）に留まり、プルー

時対策所，運転員は中央制御室待避室にとどまり，待避室及び第二弁操作室に留まり，プルーム通過

ム通過後、活動を再開する。プルーム通過時、最低その他の緊急時対策要員及び自衛消防隊は発電所後，活動を再開する。プルーム通過時，最低限必要

限必要な要員以外の要員は発電所外へ一時避難

構外へ一時退避し，その後，発電所対策本部長の指な要員以外の要員は発電所構外へ一時退避し，そし、その後、最低限必要な要員と交代する要員とし示に基づき再参集する。

の後，災害対策本部長の指示により再参集する。ただし，原子炉格納容器が破損している場合など，一て発電所へ再度非常召集する。

時退避中に被ばくのおそれがある場合には，緊急時対策所に留まるものとする。
（b-3-3）大規模損壊と同時に大規模火災が発生している（b-3-3）大規模損壊と同時に大規模な火災が発生してい場合、緊急時対策本部の火災対応の指揮命令系統る場合，発電所対策本部の火災対応の指揮命令系

場合，災害対策本部の火災対応の指揮命令系統のの下、専属自衛消防隊は消火活動を実施する。ま統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子た、原子力防災管理者が、事故対応を実施又は継続発電所対策本部長が，事故対応を実施又は継続す力防災管理者が，事故対応を実施又は継続するたするために、放水砲等による泡消火の実施が必要るために，放水砲等による泡消火の実施が必要とめに，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断と判断した場合は、重大事故等対策要員を火災対判断した場合は，緊急時対策要員を火災対応の指した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，放応の指揮命令系統の下で消火活動に従事させる。

揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させ

これら大規模損壊発生時の火災対応については、消火活動に従事させる。

る。これら大規模損壊発生時の火災対応について(b-3-3)

大規模損壊と同時に大規模火災が発生している

休日、時間外（夜間）時には副原子力防災管理者のは，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）時には指揮命令系統の下で消火活動を行う。

統括待機当番者（副原子力防災管理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

（b-4）大規模損壊発生時の支援体制の確立(b-4) 大規模損壊発生時の支援体制の確立(b-4)大規模損壊発生時の支援体制の確立（b-4-1）本店対策本部体制の確立(b-4-1) 本社対策本部体制の確立(b-4-1) 本店対策本部体制の確立
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備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉

発電用原子炉施設において大規模損壊が発生し大規模損壊発生時における本社対策本部の設置

大規模損壊発生時における本店対策本部の設置た場合の支援を実施するため、社長を本部長とするによる発電所への支援体制は，「(ⅰ),d. 手順書のによる発電所への支援体制は，「(1)(ⅰ)ｄ．(c)体制

本店対策本部が速やかに確立できるよう体制を整整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備」で整の整備」で整備する支援体制と同様である。

備する。

備する支援体制と同様である。

原子力災害と非常災害（一般災害）の複合災害発
生時においては、原子力災害対策組織と非常災害（一般災害）対策組織を統合し、対策総本部（統合本部）として、一体となって対応を実施する。また、社長は総本部長として全社対策組織を指揮し、原子力災害対策組織については発電本部長が副総本部長、非常災害（一般災害）対策組織については副社長が副総本部長となり、それぞれの対策組織の責任者として指揮する。
（b-4-2）外部支援体制の確立(b-4-2) 外部支援体制の確立(b-4-2) 外部支援体制の確立

大規模損壊発生時における外部支援体制は、「（1）

大規模損壊発生時における外部支援体制は，大規模損壊発生時における外部支援体制は，（ⅰ）c.支援に係る事項」で整備する原子力災害発「(ⅰ),c. 支援に係る事項」で整備する原子力災害「(1)(ⅰ)ｃ．支援に係る事項」で整備する外部支援

生時の外部支援体制と同様である。

発生時の外部支援体制と同様である。

体制と同様である。

（c）大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備(c) 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備(c) 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え、大規模損壊発生時の対応手順

大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順

大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及びに従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及びに従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。

資機材を配備する。

資機材を配備する。

（c-1）大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝(c-1) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝(c-1)

突その他のテロリズムへの対応に必要な設備の配備

突その他のテロリズムへの対応に必要な設備の配備

突その他のテロリズムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方

及び当該設備の防護の基本的な考え方

及び当該設備の防護の基本的な考え方

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝

可搬型重大事故等対処設備は、重大事故等対策で可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に同等の機能配備する設備の基本的な考え方を基に配備し，同等配備する設備の基本的な考え方を基に配備し，同等を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重等対処設備と同時に機能喪失することのないよう

大事故等対処設備と同時に機能喪失することのな

大事故等対処設備と同時に機能喪失することのな

外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。まいよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管す

いように，外部事象の影響を受けにくい場所に保管た、大規模な自然災害又は故意による大型航空機のる。また，大規模な自然災害又は故意による大型航する。また，大規模な自然災害又は故意による大型衝突その他のテロリズムの共通要因で、同時に複数

空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないよに複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失し時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失うに考慮する。

ないように保管場所を分散し，かつ，十分離して配しないように考慮する保管場所を分散し，かつ，十備する。

分離して配備する。

（c-1-1）屋外の可搬型重大事故等対処設備は、地震により(c-1-1) 屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生じる敷地下斜面のすべり、液状化及び揺すり込み生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込み
27/29(c-1-1)

屋外の可搬型重大事故等対処設備は，基準地震

動ＳＳによる被害（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等

備考

玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉による不等沈下、地盤支持力の不足及び地下構造物

による不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊，周辺斜面の崩壊，敷地下斜面のすべり，液状の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置の損壊等の影響を受けない場所に保管する。また，基化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴に保管する。また、基準津波を一定程度超える津波に

準津波又はそれを超える津波に対して，裕度を有す

う浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の対して、裕度を有する高台に保管するとともに、竜巻る高台に保管する。

損壊）の影響を受けない場所に保管する。また，敷地により同時に機能喪失させないよう位置的分散を図

遡上津波の影響を受けない場所に保管する。

り複数箇所に保管する。
(c-1-2)

屋外のに保管する可搬型重大事故等対処設備（c-1-2）屋外の可搬型重大事故等対処設備は、設計基準事(c-1-2) 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原故対処設備等及び常設重大事故等対処設備が設置さ

子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋からは，設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処れている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等

100m 以上離隔距離を確保するとともに，当該可搬型設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離又は常設重大事故等対処設備のそれぞれから 100m の重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。

離隔距離を確保した上で、複数箇所に分散して保管計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備からする。

100m 以上の離隔距離を確保した上で，当該建屋及び当該設備と同時に影響を受けない場所に分散して配備する。
(c-1-3)

可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に（c-1-3）可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に(c-1-3) 可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに、常設

離して複数箇所に分散して保管する。原子炉建屋外

離して複数箇所に分散して保管する。とともに，常設設備への接続口、アクセスルートを複数設ける。まから電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設

設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。また、速やかに消火及びがれき撤去できる資機材を当

備は，アクセスルートを確保した複数の接続口を設た，速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備

該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

ける。

を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。原子炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型
重大事故等対処設備は，アクセスルートを確保した
複数の接続口を設ける。

（c-2）大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方(c-2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的(c-2)

大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的
な考え方

な考え方

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材につい大規模損壊発生時の対応に必要な資機材につい大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については、重大事故等対策で配備する資機材の基本的なては，重大事故等対策で配備する資機材の基本的なては，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に、高線量の環境、大規模な火災の発生

考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生

考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備す

及び外部支援が受けられない状況を想定し配備す

及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また、そのような状況においても使用を期待でる。また，そのような状況においても使用を期待でる。また，そのような状況においても使用を期待できるよう原子炉建屋及び原子炉補助建屋から 100m

きるよう，原子炉建屋及びコントロール建屋からきるように，原子炉建屋から 100m 以上離隔をとっ

以上離隔をとった場所に分散して配備する。

100m 以上離隔をとった場所に分散して配備する。

た保管場所に分散して配備する。
(c-2-1)

炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線（c-2-1）炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量(c-2-1) 炉心損傷及び原子炉格納容器の破損による高線の環境下において、事故対応するために着用するマ量の環境下において，事故対応のために着用するマ量の環境下において，事故対応のために着用する全

スク、高線量対応防護服及び線量計等の必要な資機

スク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な面マスク，タイベック，及び個人線量計等の必要な資材を配備する。

資機材を配備する。

機材を配備する。

（c-2-2）地震及び津波の大規模な自然災害による油タン(c-2-2) 地震及び津波のような大規模な自然災害によるク火災又は故意による大型航空機の衝突による大規

油タンク火災，又は故意による大型航空機の衝突に
28/29(c-2-2)

地震及び津波のような大規模な自然災害による

油タンク火災又は，故意による大型航空機の衝突に

備考玄海 3 号

東海第二発電所

KK-6,7 炉

模な燃料火災の発生時に備え、必要な消火活動を実伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な施するために着用する防護具、消火薬剤等の資機材

消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬

消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬及び小型放水砲等を配備する。

剤等の資機材及び大容量送水車（原子炉建屋放水設剤等の資機材，及び可搬型代替注水大型ポンプ（放水備用）や放水砲等の消火設備を配備する。

砲用）や，放水砲等の消火設備を配備する。
(c-2-3)

大規模損壊発生時において，災害対策本部と現（c-2-3）大規模損壊の発生時において、指揮者と現場間、(c-2-3) 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発発電所の内外との連絡に必要な通信手段を確保する

電所外等との連絡に必要な通信連絡設備を確保する

場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段をため、多様な複数の通信手段を整備する。また、消火ため，多様な複数の通信連絡設備を整備する。

確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備す

活動専用の通信連絡が可能な無線連絡設備を配備する。また，消火活動専用の通信連絡が可能な無線連絡る。

設備を配備する。

29/29

備考