赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

46赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

47赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

48赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

49赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

50赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

51赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

52赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

53赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

54赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

55赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

56赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

57赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

58赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

59赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
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東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

60赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

61赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

62赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

63赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

記載方針の相違（※１）

64赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

設備構成の相違65赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違（実質的な相違なし）
黄色塗りつぶし：ヒアリングコメント対応

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：1.19 通信連絡等に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書（平成29年8月15日）

東海第二発電所

備考

設備構成の相違66

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
2.1 可搬型設備等による対応

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
2.1 可搬型設備等による対応

備

考

【凡例】

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る発電

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る発電

赤文字：設備，運用又は体制の相違

用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。
）が発生した場合における体用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。
）が発生した場合における体（設計方針の相違）制の整備に関し、以下の項目に関する手順書を適切に整備し、また、当該手順書に従っ制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書に従って 青文字：記載箇所と記載内容の相違て活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは、発電用原子炉施設にとって活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは，発電用原子炉施設にとって過過酷な大規模損壊が発生した場合においても、当該の手順書等を活用した対策によって酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書等を活用した対策によって緩 緑文字：記載表現の修正，設備名称の緩和措置を講じることができることを説明する。

和措置を講じることができることを説明する。

一一

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

二
三

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
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。

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四料体の著しい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大規模な火災が発生した場合における消火活動

ること。

こと。
四

相違等（実質的な差異なし）

に関すること。

ること。
二（記載方針の相違）

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損傷を緩和するための対策に関すること。

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。

2.1.1

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への対応 2.1.1に係る基本的な考え方

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に係る基本的な考え方【KK6,7 補正書（2017/8/15）との相違】
2.1.1 項における主な相違は，
以下のとおり

2.1.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備

2.1.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備○設備，運用又は体制の相違

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

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

・KK6,7 は，大規模損壊時は当直副長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の指揮の下，事故時運転手順書に

ロリズムを想定する。

ロリズムを想定する。

基づいて対応することを基本としている

大規模な自然災害については、多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模

大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模（東二は，原子力防災管理者の指揮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

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下，大規模損壊時の手順に基づ可能性を考慮した対応手順書を整備する。

可能性を考慮した対応手順書を整備する。

いて対応する）上記に加え、確率論的リスク評価の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて

上記に加え，確率論的リスク評価の結果に基づく事故シーケンスグループの選定にお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への対応を含いて抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンスについても対応できる手順書

む手順書として、また、発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いたとして，また，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低いため抽出し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整備する。

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。

・KK6,7 は，複数号炉を考慮した手順としている（東二は，単独プラント）○記載箇所と記載内容の相違
・対応拠点

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（東二は，2.1.2.2 (4)項に記載）

提とした対応手順書を整備する。

提とした対応手順書を整備する。

・パラメータ採取の優先順位

1

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考（東二は，2.1.2.1 (3)項に記載）（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(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・手順に対する PRA 結果，NEI ガイドの考慮

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては、国内外大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては国内外のの基準等で示されている外部事象を網羅的に収集し、その中から考慮すべき自然災基準などで示されている外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自然災害（東二は，2.1.2.1 (3)ｅ項，ｆ項に害に対して、設計基準又はそれに準じた基準を超えるような規模を想定し、発電用に対して，設計基準又は観測記録を超えるような規模を想定し，発電用原子炉施設の記載）

原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組み安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組合せについても考合わせについても考慮する。

慮する。

また、事前予測が可能な自然現象については、影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに、事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮す

また，事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮する。

る。
（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応における考慮(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

テロリズムには様々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損テロリズムには様々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損

壊、不特定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壊，不特定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大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し、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のテロリズムを想定し，その上の上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるよう考慮する。

で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。

（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(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

大規模損壊発生時の対応手順書については、c.項に示す５つの項目に関する緩和

大規模損壊発生時の対応手順書については，ｃ．項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため、可搬型重大事故等対処設備による対応を中心とした多様性等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び及び柔軟性を有するものとして、また、c.項に示すとおり重大事故等対策において柔軟性を有するものとして整備する。
・東海第二では，個別の対応手段につ整備する手順書等に対して更なる多様性を持たせたものとして整備する。
大規模損壊により発電用原子炉施設が受ける被害範囲は広範囲であり不確定性

大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施

いては，主に重大事故等対策においが大きく、重大事故等対策のようにあらかじめシナリオ設定した対応操作は困難で設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ設定した対応操作は困て整備する手順と共通のものを活用あると考えられる。そこで、施設等の被害状況の把握を迅速に試みるとともに断片難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断して対応する的に得られる情報、確保できる要員及び使用可能な設備により、炉心の著しい損傷

片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，炉心の著しい損傷の緩和、原子炉格納容器の破損緩和、使用済燃料ピットの水位確保及び燃料体等のの緩和，原子炉格納容器の破損緩和，使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著し

著しい損傷の緩和又は発電所外への放射性物質の放出低減のために効果的な対応

い損傷緩和又は放射性物質の放出低減のために効果的な対応操作を速やか，かつ臨機操作を速やかに、かつ臨機応変に選択及び実行する必要があることから、発電用原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

子炉施設の被害状況を把握するための手段及び各対応操作の実行判断を行うため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の手段を手順として定め整備する。

を整備する。

また、当該の手順書については、大規模な自然災害及び故意による大型航空機のまた，当該の手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝衝突その他のテロリズム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た場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実行性を確認し整備する。

の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。

a.

ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー

大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー
大規模損壊発生時は、発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断が大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断がで

2

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）できない場合、プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるよう判きない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように対断フローを整備する。また、手順書を有効かつ効果的に活用するため、適用開始

応フローを整備する。大規模損壊発生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用条件を明確化するとともに、緩和操作を選択するための判断フローを明示するこするため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，対応フローをとにより必要な個別対応手段への移行基準を明確にする。

明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。

（a） 大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準(a) 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突その他のテロリズム

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，衝撃音，衝突音

撃音、衝突音等により検知した場合、中央制御室の状況、プラント状態の大等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把まかな確認及び把握を行うとともに、大規模損壊発生（又は発生が疑われる

握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又場合）の判断を原子力防災管理者又は当直課長が行う。また、原子力防災管は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，理者又は当直課長が以下の適用開始条件に該当すると判断すれば、大規模損

原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した

壊時に対応する手順に基づき事故の進展防止及び影響を緩和するための活場合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和す

動を開始する。

るための活動を開始する。

イ.

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

ⅰ)

備

考

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原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合

ムにより、発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発・ プラント監視機能又は制御機能が喪失した場合（中央制御室の喪失生した場合（中央制御室の機能喪失を含む。
）

を含む）
・

・使用済燃料プールの損傷により漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位

使用済燃料ピットが損傷し、漏えいが発生した場合が維持できない場合
・原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性がある

・ 炉心冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性がような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントにあるような大規模な損壊が発生した場合発生した場合・ロ.

・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合

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

ⅱ)

した場合

展防止及び影響緩和が必要と判断した場合
ハ.

原子力防災管理者が大規模損壊時に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合（b） 緩和操作を選択するための判断フロー

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

ⅲ)

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(b) 大規模損壊発生時の対応フロー

大規模損壊時に対応する手順による対応を判断した後、発電用原子炉施設

大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントのの被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態

状態等を把握し、各対応操作の実行判断を行うための手段に基づいて、事象等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略における対応操作の必要性及び進展に応じた対応操作を選択する。緩和操作を選択するための判断フロー

実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制

は、中央制御室の監視及び制御機能の喪失により原子炉停止状況などのプラ

御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把

ント状況把握が困難な場合には、外からの目視による確認及び可搬型計測器

握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位

による優先順位に従った内部の状況確認を順次行い、必要の都度緩和措置をに従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室又は緊3

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）行う。また、中央制御室又は代替緊急時対策所若しくは緊急時対策所（緊急急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機能等の状況把握が時対策棟内）での監視機能の一部が健全であり、速やかな安全機能等の状況可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況から全体を速やかに把握し，把握が可能な場合には、外からの目視に加えて内部の状況から全体を速やか優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。

に把握し、優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩また，適切な個別戦略を速やかに選択できるように，対応フローに個別戦略への和措置を行う。また、適切な個別操作を速やかに選択できるように、緩和操移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否について作を選択するための判断フローに個別操作への移行基準を明確にする。

は，大規模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

なお、個別操作を実行するために必要な重大事故等対処設備又は設計基準

備考することにより判断する。

事故対処設備の使用可否については、大規模損壊時に対応する手順に基づき
当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
b.

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、炉心損傷の潜在的可能性を最

ｂ．優先順位に係る基本的な考え方

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を行う

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を行うとと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し、事故をもに，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，確保でき収束させる対応を行う。

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し，事故を収束させまた、設計基準事故対処設備の安全機能の喪失、大規模な火災の発生及び緊急時対策本部要員（指揮者等）、運転員（当直員）、重大事故等対策要員、専属自衛消防隊員の一部が被災した場合も対応できるようにするとともに、可搬型重大事る対応を行う。
また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合でも対応できるようにする。

故等対処設備等を活用することによって、c.（a）項に示す５つの項目に関する緩このような状況においても，可搬型重大事故等対処設備等を活用することによっ

和等の措置の対応を行う。人命救助が必要な場合は原子力災害へ対応しつつ、人て，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，

命の救助を要員の安全を確保しながら行う。

「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原
子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保しながら行う。

さらに、環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から、重大事故等

さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，重大事故等対対策におけるアクセスルート確保の考え方を基本に被害状況を確認し、早急に復策におけるアクセスルートの確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧

旧可能なルートを選定しホイールローダ、その他重機を用いて斜面崩壊による土可能なルートを選定し，ホイールローダ等を用いてがれき等の撤去作業を実施する

砂、建屋等の損壊によるがれきの撤去活動を実施することでアクセスルートの確ことでアクセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルート

保を行う。また、事故対応を行うためのアクセスルート及び操作場所に支障とな及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡る火災並びに延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

活動を優先的に実施する。
対応の優先順位については、把握した対応可能な要員数、使用可能な設備及び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

施設の状態に応じて選定する。

に応じて選定する。

（a） 発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合

ⅰ) 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状況把握が困難な場合に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おいては、外観から施設の状況を把握するとともに、対応可能な要員の状況

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可を可能な範囲で把握し、原子炉格納容器又は使用済燃料ピットから環境への能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，以下に示

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東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

放射性物質の放出低減を最優先に考え、大規模火災の発生に対しても迅速にす当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその実効性を対応する。また、監視機能を復旧させるため、代替電源による給電により、総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。

監視機能の復旧措置を試みるとともに、可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的に状態把握に努める。

備

考・東海第二では，当面達成すべき目標を設定し，対応の優先順位を決定

当面達成すべき目標については，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注

外観から原子炉格納容器が健全であることや原子炉施設周辺の線量率が水等の「炉心損傷回避又は緩和」を目標として設定し，緩和措置を優先的に行正常であることが確認できた場合は、原子炉格納容器破損の緩和措置を優先う。ただし，速やかな原子炉注水の実施が困難であり，原子炉圧力容器の破損して実施し、炉心が損傷していないこと等を確認できた場合には、炉心損傷を確認した場合又は破損のおそれがある場合は，炉心損傷後における「原子炉緩和の措置を実施する。

格納容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

応については，外観から原子炉建屋が健全であることが確認できた場合は，「使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

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は緩和」のための措置

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、常を行う。また，外観から原子炉格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念さ

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れるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合

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。

は，「放射性物質の放出低減」のための措置を行う。
また，監視機能を復旧させるため，代替電源による供給により監視機能の復・記載箇所の違い

旧を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的にプラントの状況把握に努める。
（b） 発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合

ⅱ) 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（当直員）、緊急時対策本

プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況及び発電用部要員（指揮者等）及び重大事故等対策要員により発電用原子炉施設の状況

原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「止める」，「冷やす」，「閉じを速やかに把握し、緩和操作を選択するための判断フローに基づいて「止め込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射る」、「冷やす」、「閉じ込める」機能の確保を基本とし、状況把握が困難な場

性物質の放出低減を最優先の目的に考え，当面達成すべき目標を設定し，必要合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な緩和措置を実施する。

応操作とその実行性を総合的に判断し、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は、可搬型計測器等により確認を試みる。
c.

大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書

なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合は，代替電源からの電源供給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

・東海第二では，代替電源からの電源供給による復旧について記載

ｃ．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いては、以下の（a）項の５つの大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す5つの項目

活動又は緩和対策を行うための手順書として重大事故等対策で整備する設備をに関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮活用した手順等に加えて、重大事故等時では有効に機能しない設備等が大規模損した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。

壊のような状況下では有効に機能する場合も考えられるため、事象進展の抑制及び緩和に資するための多様性を持たせた設備等を活用した手段を可搬型設備等による対応手順等として整備する。
また、以下の（b）項から（n）項の手順等を基本に、共通要因で同時に機能喪

また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することの失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監ない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室における監視及び制御

視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータ

機能が喪失した場合でも対応できるように現場にてプラントパラメータを監視すを計測するための手順、重大事故等対策と異なる判断基準により事故対応を行う

るための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物 ・東海第二では，目視による状況確認

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東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）ための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
なお、（b）項から（n）項で整備した手順のうち大規模損壊に特化した手順を

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるため

備考手順等について記載の手順等を整備する。また，大規模損壊に特化した手順を(o)項に示す。

（o）項に示す。
（a） ５つの活動又は緩和対策を行うための手順書
イ. 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(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．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

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，放水砲等を定し、放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必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。

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よって発電所内の油また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災等の複数

タンク火災等の大規模な火災が発生した場合においても、同様な対応がの危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なように多様な消火手可能なように多様な消火手段を整備する。

段を整備する。

手順書については、以下の（l）項に該当する手順等を含むものとして手順については，以下の(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

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の優先順位は、放水砲

大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用い ・緩和手段，設備の違い等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに、火災の状況に応た泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可能な化学消防自動

じて小型放水砲等による泡消火を準備する。また、早期に準備可能な消車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実防自動車による延焼防止のための消火を実施する。

施する。

また、重大事故等対策要員による消火活動を行う場合でも、事故対応

・東海第二では，重大事故等時に使用とは独立した通信手段を用いるために、消火活動専用の無線連絡設備のする無線設備で，消火対応専用の周回線を使用することとし、全体指揮者の指揮の下対応を行う。

波数で対応する。

ロ. 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

ロ．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

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、

炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，以下の(b)以下の（b）項から（f）項、（m）項及び（n）項に該当する手順等を含む

項から(e)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。炉ものとして整備する。炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な心の著しい損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場合における対応手段の優先順位は以下のとおりである。

おりとする。

・

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却及び減圧を優先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失している場合は、１次冷却系統の減圧及び原子炉への注水を行う。

・

・

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において１次冷却材喪失事象が・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉再循環ポン ・緩和手段，設備の違い
プ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入又は原子炉水位低下による原子炉出力抑制を行う。

発生している場合は、多様な炉心注水手段から早期に準備可能な常設

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ系及び原子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

炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代替注水による炉心注水により原子炉を冷却する。また、１次冷却材喪失事象

系により原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源設備が発生していない場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却を喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電行う。

される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動

最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却及び格納容器内自然対流冷却によりにより原子炉を冷却する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態におい6

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
最終ヒートシンクへ熱を輸送する。
・

原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合は、格納容器内自然対

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
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原子炉の冷却を行う場合は，高ことから、使用開始するまでの間に格納容器圧力が最高使用圧力以上

圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系をに達した場合は、多様な格納容器スプレイ手段から早期に準備可能な使用する。これらの系統により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注

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。

給水系により原子炉を冷却する。
ハ．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

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

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については，以下のは、以下の（c）項から（j）項、（m）項及び（n）項に該当する手順等を(f)項から(i)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

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必要な場合における対考て，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している注水機能が使用でき

流冷却に移動式大容量ポンプ車を使用するため準備に時間がかかる

ハ. 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

備

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段
は次のとおりである。

応手段の優先順位は以下のとおりである。
・

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却及び減圧を優先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失しシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と合わせて残留熱除去系ている場合は１次冷却系統の減圧及び原子炉への注水を行う。また、（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原子炉停止

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する手段により、高圧溶融物放出時冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

及び格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止する。
・

炉心が溶融し、溶融デブリが原子炉容器内に残存する場合は、原子炉格納容器の破損を緩和するため、多様な格納容器スプレイ手段から

・

・

・

・残留熱除去系海水ポンプの故障等又は全交流動力電源喪失により最終ヒート ・緩和手段，設備の違い

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力電源喪失に
より機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（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格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

早期に準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・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防い場合は可搬型設備により原子炉格納容器内に注水し、原子炉容器内止するため，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系により，原子炉格の残存溶融デブリを冷却する。

納容器内の減圧及び除熱を行う。

最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は、２次冷却・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

系からの除熱による原子炉冷却及び格納容器内自然対流冷却により用による原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常最終ヒートシンクへ熱を輸送する。

設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタ

原子炉格納容器内の冷却又は破損を緩和するため、格納容器内自然

ル（ドライウェル部）へ注水する。

対流冷却又は、多様な格納容器スプレイ手段から早期に準備可能な常・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉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、可搬型設格納容器の破損を防止するために原子炉運転中の原子炉格納容器内は不活

備により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態にな

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っているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水のがり原子炉格納容器バウンダリへの接触を防止するため、多様な格納

放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれが容器スプレイ手段から早期に準備可能な常設設備を優先して使用し、ある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。

常設設備が使用できない場合は、可搬型設備により、原子炉格納容器

可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合などにおいては，可搬型窒素供給の下部に落下した溶融炉心を冷却する。また、溶融炉心の原子炉格納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，さ7

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
容器下部への落下を遅延又は防止するため、多様な炉心注水手段からら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水早期に準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素及び酸素を原子炉格納容器外に排出する手段を有している。

い場合は、可搬型設備により原子炉を冷却する。
・

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考・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

さらに、原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素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爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な水素濃度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

低減及び水素濃度監視を実施し、水素が原子炉格納容器から原子炉格

理系による水素排出を行う。

納容器周囲のアニュラス部に漏えいした場合にも、水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため、アニュラス内の水素排出及び水素濃度監視を実施する。
ニ.

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損ニ．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

傷を緩和するための対策に関する手順等するための対策に関する手順等

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

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（k）項、（m）和するための対策に関する手順については，以下の(k)項，(m)項及び(n)項に該項及び（n）項に該当する手順等を含むものとして整備する。

当する手順等を含む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及び燃料体等の著しい損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の優先順位
は、外観から燃料取扱棟が健全であること、周辺の線量率が正常である
ことが確認できた場合、建屋内部にて可能な限り代替水位計の設置等の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が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使 ・緩和手段，設備の違い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し用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プール監視カメラを使て実施し、常設設備による注水ができない場合は、可搬型設備による注用する。

水、内部からのスプレイ等を実施し、使用済燃料ピットの近傍に立ち入・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えることができない場合は、外部からのスプレイを実施する。また、注水操

い，その他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合は，常設低作を行っても使用済燃料ピットの水位維持ができない大量の漏えいが発

圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポン

生した場合、燃料取扱棟の損壊又は現場線量率の上昇により燃料取扱棟

プ，補給水系又は消火系により使用済燃料プール注水を行うことで，使用済に近づけない場合は、放水砲により燃料体等の著しい損傷の進行を緩和

燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。

する。

・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
ールの水位維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替
注水大型ポンプによる使用済燃料プールスプレイにより，使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による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。

ホ. 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
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

ホ．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
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プール内の燃料

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東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）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ための対減するための対策に関する手順書については、以下の（f）項及び（k）項

策に関する手順については，以下の(j)項，(l)項及び(m)項に該当する手順等をから（m）項に該当する手順等を含むものとして整備する。

含む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な場合における対応手段は次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、原子炉格納容器の閉じ込め機能が喪失した場合、格納

備

考・緩和手段，設備の違いのとおりとする。

容器スプレイが実施可能であれば、早期に準備が可能な常設設備による・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ

スプレイを優先して実施し、常設設備によるスプレイができない場合は、及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制す

可搬型設備による代替格納容器スプレイを実施する。すべての格納容器る。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止

スプレイが使用不能な場合又は放水砲による放水が必要と判断した場合

膜及び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

は、放水砲による放射性物質の放出低減を実施する。

を行う。

使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は、使用済
燃料ピットへの外部からのスプレイによる放射性物質の放出低減を優先して実施し、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、放水砲による放射性物質の放出低減を実施する。
（b） 「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(b)「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」

めの手順等」

重大事故等対策にて整備する1.2の手順を用いた手順等を整備する。

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

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（ピット）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（c） 「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」(c) 「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 の手順に加えて、以下の手順を整備す

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（ピット）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（d） 「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」(d)「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」

9

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
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

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
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。

備

考・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（e） 「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(e) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・

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（f） 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
重大事故等対策にて整備する 1.6 の手順に加えて、以下の手順を整備す(f) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.6の手順を用いた手順等を整備する。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（g） 「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(g) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（h） 「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(h) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（i） 「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。
（j） 「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(i) 「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。
(j) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・

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装置に電源を供給する手順（k） 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」(k) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

10

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
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

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
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。

備

考・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（l） 「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(l) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（m） 「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(m) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 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（n） 「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(n) 「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。

・緩和手段，設備の違いる。
・ 非常用母線２系統が損傷した場合に、発電機車（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（o） 「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、大規模損壊に特化した手順を以下に示す。

(o) 「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，柔軟な対応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下に示す。
イ．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

イ. Ｂ充てんポンプ（自己冷却）で注入し、加圧器逃がし弁を開とする手順
ロ. 消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプと同じ接続口に接続し、原・緩和手段，設備の違い

ロ．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
ハ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
ニ．原子炉建屋からの水素の排出手順

11東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
子炉に注水する手順
ハ. 消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプと同じ接続口に接続し、原子炉格納容器に注水する手順
ニ. 使用済燃料ピットへ可搬型ディーゼル注入ポンプで注水する手順
ホ. 使用済燃料ピットへ消防自動車でスプレイする手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

ホ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
ヘ．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
ト．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
チ．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順へ. 大津波警報発令時、八田浦貯水池を移動式大容量ポンプ車の取水源とする手順
ト. 可搬型バッテリを使用してアニュラス水素濃度を計測する手順
チ.

可搬型代替所内電気設備による原子炉格納容器破損を防止するための設備へ給電する手順
リ. 可搬型計測器を現場盤に接続し計測する手順
ヌ.

移動式大容量ポンプ車によるＡ 系格納容器再循環ユニットへの海水通水を実施する際、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
これら手順のうち、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は、イ項からハ項及びリ項が該当する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等について
は、イ項からハ項及びヘ項からヌ項が該当する。
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

これらの手順のうち，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については，ホ項が該当する。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は，チ項が該当する。原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等については，イ項からニ項及びチ項が該当する。
放射性物質の放出を低減させるための対策に関する手順等については，ヘ項及びト項が該当する。

ための対策に関する手順等については、ニ項からヘ項が該当する。
c.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ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪対応できるよう整備するが、中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能

失した場合も対応できるように整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に性も十分に考えられることから、運転手順書も並行して活用した事故対応も考慮期待できる可能性も十分に考えられることから，運転手順書を活用した事故対応したものとする。

も考慮したものとする。

d.

2.1.1.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

2.1.1.2 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、組織が最も有効に機能すると考えられる通常の大規模損の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる通常の災害対策

緊急時対策本部の体制を基本としつつ、通常とは異なる対応が必要となる状況において本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性をも流動性を持って対応できるように整備する。また、重大事故等を超えるような状況を持って対応できるように整備する。

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し、中央制御室

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できるよう教育、訓練の実施及び体制の整備を図る。

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及び訓練の実施並びに体制の整備を図る。

12

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（1） 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(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災害対策要員への教育及び訓練については，重大事故

大規模損壊への対応のための緊急時対策本部要員への教育及び訓練については、
重大事故等対策にて実施する教育及び訓練を基に、専属自衛消防隊員への教育及び等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順，資機材 ・自衛消防隊への教育等についても重訓練については、火災防護の対応に関する教育及び訓練を基に、大規模損壊発生時の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。また，原子力防災管理者及び大事故等対策にて実施する教育に含における各要員の役割に応じた任務を遂行するに当たり必要となる力量を習得及副原子力防災管理者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別

めて整理しているび維持するため、教育及び訓練を実施する。また、通常の指揮命令系統が機能しなの教育及び訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流い場合を想定した緊急時対策本部要員（指揮者等）への個別の教育及び訓練を実施

動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割をする。さらに、要員の役割に応じて付与される力量に加え、流動性をもって対応で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。

きるような力量を確保していくことにより、期待する要員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。
（2） 大規模損壊発生時の体制(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損壊のような原子力災害が発発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊のような原子力災害が発生

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力災害の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力災害の拡大

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，災害対策本部体制を

防災組織の体制を基本とする緊急時対策本部の体制を整える。

整備する

また、休日、時間外（夜間）においても、発電所構内又は近傍に運転員（当直員）

また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に災害対策要12 名、緊急時対策本部要員（指揮者等）４名、重大事故等対策要員 36 名、専属自員 39 名（当直要員 7 名及び自衛消防隊 11 名含む。
）を常時確保し，大規模損壊の発

衛消防隊員８名を確保し、大規模損壊の発生により中央制御室（運転員（当直員）

生により中央制御室（当直要員を含む。
）が機能しない場合においても，対応できるよを含む。
）が機能しない場合においても、対応できるよう体制を整備する。

うに体制を整備する。
さらに，発電所構内に常時確保する災害対策要員により，参集要員が参集するまで

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。
（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間，事故対応を行えるように体制を整備する。
(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の基本的な考え方

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の指揮命令系統が機能しない場

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もに指揮命も考えられる。このような状況においても，発電所構内に必要な要員を確保するとと令系統を確立できるよう、大規模損壊時に対応するための体制を基本的な考え方にもに指揮命令系統を確立できるように，大規模損壊発生時に対応するための体制を基基づき整備する。

本的な考え方に基づき整備する。

a.

b.

休日、時間外（夜間）における副原子力防災管理者を含む対応要員は、地震、

a. 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力

津波等の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

防災管理者）を含む初動対応要員は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故ズムが発生した場合にも対応できるよう分散して待機する。また、建物の損壊

意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応でき等により対応要員が被災するような状況においても、発電所構内に勤務しているように，分散して待機する。万一，待機場所となる建屋の一部が倒壊し，一る他の要員を緊急時対策本部での役務に割り当てる等の措置を講じる。

部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散待機する初動対応要員

プルーム放出時は、代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。
）は代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）に留まり、プルーム通過後、活動を再開する。プ・体制の違いで対応する。
b.

プルーム放出時は，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。
）は緊急時対策所，中央制御室

・東海第二では，プルーム通過時に中央制御室の運転員の一部は中央制御室待避室に留まる運用

13

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

ルーム通過時、最低限必要な要員以外の要員は発電所外へ一時避難し、その後、待避室及び二次隔離弁操作室に留まり，プルーム通過後，活動を再開する。プ

最低限必要な要員と交代する要員として発電所へ再度非常召集する。

ルーム通過時，最低限必要な要員以外の要員は発電所構外へ一時退避し，その備

考後，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。
c.

大規模損壊と同時に大規模火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命対応の指揮命令系統の下、専属自衛消防隊は消火活動を実施する。また、原子令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力防災管理者が，

力防災管理者が、事故対応を実施又は継続するために、放水砲等による泡消火

事故対応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判の実施が必要と判断した場合は、重大事故等対策要員を火災対応の指揮命令系

断した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，放水砲等の対応を行う要員

統の下で消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応についてを消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜は、休日、時間外（夜間）時には副原子力防災管理者の指揮命令系統の下で消間及び休日（平日の勤務時間帯以外）時には統括待機当番者（副原子力防災管

火活動を行う。

理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

（4） 大規模損壊発生時の支援体制の確立
a.

c.

大規模損壊と同時に大規模火災が発生している場合、緊急時対策本部の火災

本店対策本部体制の確立(4) 大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，技術

発電用原子炉施設において大規模損壊が発生した場合の支援を実施するため、社長を本部長とする本店対策本部が速やかに確立できるよう体制を整備する。

的能力審査基準 1.0 に基づき整備する支援体制と同様である。
・体制の違い

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.

外部支援体制の確立

ｂ．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，技術的能力審査基準 1.0 に基づき整備

大規模損壊発生時における外部支援体制は、「1.0.1(3) 支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。
2.1.1.3 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に従って活動を行うために必する外部支援体制と同様である。
2.1.1.3 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。

要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。

（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(1)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

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

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

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を基に同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と基に，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。

に機能喪失することのないよう，外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，

また、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共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共通要因

14東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
通要因で、同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮す

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮する。

る。
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、

ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は,地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液液状化及び揺すり込みによる不等沈下、地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊

状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の等の影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する。また、基準津波を一定

影響により必要な機能を喪失しない場所に保管する。また，基準津波を超える津波

程度超える津波に対して、裕度を有する高台に保管するとともに、竜巻により同に対して裕度を有する高所に保管する。

a.

載時に機能喪失させないよう位置的分散を図り複数箇所に保管する。
b.

屋外の可搬型重大事故等対処設備は、設計基準事故対処設備等及び常設重大事

・位置的分散に関しては，b.以降に記

ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備及び常設重大事故等

故等対処設備が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又は対処設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数 ・原子炉建屋の他，格納槽，屋外設置

常設重大事故等対処設備のそれぞれから 100m の離隔距離を確保した上で、複数箇所に分散して保管する。

個所があることを踏まえて記載箇所に分散して保管する。
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ｃ．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。また、速るとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。また，速やかにやかに消火及びがれき撤去できる資機材を当該事象による影響を受けにくい場

消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにくい場所に所に保管する。

保管する。

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(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

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

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及び外部支援

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及び外部支援が受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き待できるよう原子炉建屋及び原子炉補助建屋から 100m 以上離隔をとった場所に分るように，原子炉建屋から 100ｍ以上離隔をとった保管場所に分散して配備する。

・設計の違い散して配備する。
炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において、事故対応すａ．炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のたるために着用するマスク、高線量対応防護服及び線量計等の必要な資機材を配備めに着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。

a.

する。
b.

地震及び津波の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ｂ．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 ・設備の違い（なお，東海第二の放水

空機の衝突による大規模な燃料火災の発生時に備え、必要な消火活動を実施する

航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するたために着用する防護具、消火薬剤等の資機材及び小型放水砲等を配備する。

めに着用する防護具，消火薬剤等の資機材を配備する。

c.

大規模損壊の発生時において、指揮者と現場間、発電所の内外との連絡に必要な通信手段を確保するため、多様な複数の通信手段を整備する。また、消火活動専用の通信連絡が可能な無線連絡設備を配備する。

銃は消火設備として整理）

ｃ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要 ・東海第二では，消火活動においても，な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。

その他現場活動で使用する通信連絡設備を使用する。

15

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
2.1.2

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

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 2.1.2

考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
における事項における事項＜要求事項>

備＜要求事項＞
発電用原子炉設置者において，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発電用原子炉設置者において，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）が他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規損な損壊(以下「大規模損壊」という。)が 他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規損な損壊（以下「大規模損壊」という。
発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書が適切に整備され 発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。また，当該手順書に従って活 ているか，又は整備される方針が適切に示されていること。また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に 動を行うための体制及び資機材が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。

一

示されていること。

一

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。

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。

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。

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

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。

こと。
四

四

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損傷を緩和するための対策に関すること。

料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
五１

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。

【解釈】

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。

【解釈】

発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突 1

発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突そその他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合においの他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合において，て，第 1 号から第 5 号までに掲げる活動を実施するために必要な手順書，体制及び資第 1 号から第 5 号までに掲げる活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材

機材等を適切に整備する方針であること。

等を適切に整備する方針であること。

２ 第 1 号に規定する「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 2

第 1 号に規定する「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る消火活動」について，発電用原子炉設置者は，故意による大型航空機の衝突による消火活動」について，発電用原子炉設置者は，故意による大型航空機の衝突による外部

外部火災を想定し，泡放水砲等を用いた消火活動についての手順等を整備する方針で火災を想定し，泡放水砲等を用いた消火活動についての手順等を整備する方針である

あること。

こと。

３

発電用原子炉設置者は，本規程における「1.重大事故等対策における要求事項」の 3

以下の項目について，大規模な自然災害を想定した手順等を整備する方針であるこ

発電用原子炉設置者は，本規程における「1. 重大事故等対策における要求事項」の以下の項目について，大規模な自然災害を想定した手順等を整備する方針であること。

と。
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

1.2 原子炉冷却材圧カ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

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

1.3 原子炉冷却材圧カバウンダリを減圧するための手順等

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

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

1.5 最終ヒートシンクヘ熱を輸送するための手順等

1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

16

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

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

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

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

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

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

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

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

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

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.ll 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

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

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

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14 電源の確保に関する手順等
４ 発電用原子炉設置者は，上記３の項目について，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムも想定した手順等を整備する方針であること。

2.1.2.1 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、大規模損壊を発生させる可能性

備考1.14 電源の確保に関する手順等
4

発電用原子炉設置者は，上記 3 の項目について，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムも想定した手順等を整備する方針であること。

2.1.2.1 大規模損壊発生時の手順書の整備【KK6,7 補正書（2017/8/15 との相違】

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 2.1.2.1 (1)項，(2)項における主な相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 違は，以下のとおり

ロリズムを想定する。

ロリズムを想定する。

○設備，運用又は体制の相違

大規模な自然災害については、多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模

大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模・KK6,7 は，特にプラントに影響を損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定した上で、当該の自然災害により発電用損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定した上で，当該の自然災害により発電用

与える自然現象として，風（台原子炉施設に重大事故又は大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整

原子炉施設に重大事故，大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備す風），降水を抽出備する。これに加え、確率論的リスク評価（以下「PRA」という。
）の結果に基づく事故る。これに加え，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。
）の結果に基づく事故シ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して発生すーケンスグループの選定において抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンス

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、大規模損についても対応できる手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可 ○記載箇所と記載内容の相違

壊への対応を含む手順書として、また、発生確率や地理的な理由により発生する可能性

能性が極め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が極め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整備する。

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ては、大規模損壊を発生させ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提とした対応手順書を整備する。

提とした対応手順書を整備する。

以下において、大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象について整理する。検討プロセスの概要を第 2.1.1 図に、大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定するため、国内外の基準等※1※2 で示されている外部事象を網羅的に収集し、外部事象 77 事象を抽出した。
その内の自然災害 54 事象の中で、発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然災害として、地震、津波、風（台風）、竜巻、凍結、積雪、火山の絡されるものとして評価）
・ケーススタディとして扱う事象（東二は，別冊Ⅱ，別冊Ⅲに記
載）以下において，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象について整理する。検討プロセスの概要を第 2.1.1 図に示す。
・記載箇所の違い

災害の影響を整理した結果を第 2.1.1 表及び第 2.1.2 表にそれぞれ示す。
（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（東二は，それぞれ竜巻，津波に包(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
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を網羅的に抽出するため，国内外の基準等で示されている外部事象を網羅的に収集し，自然災害 55 事象，外部人為事象 ・東海第二では，自然災害として「水23 事象を抽出した。

蒸気」を抽出

そのうちの自然災害 55 事象について，設計基準又は観測記録を超えるような非常 ・記載箇所の違い

影響、生物学的事象、森林火災、落雷及び隕石の 11 事象（以下「自然災害 11 事に苛酷な状況を想定した場合にプラントの安全性が損なわれる可能性について評価

象」という。
）を選定する。

し，発生し得るプラント状態（起因事象）を特定した。その結果，特にプラントの安17

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
選定した自然災害 11 事象に対して、万一の事態に備えるため、基準地震動、基東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考全性に影響を与える可能性のある自然災害として，地震，津波，竜巻，凍結，積雪， ・選定していない 2 事象は以下のとお

準津波等の設計基準又はそれに準じた基準を超えるような規模を想定し、当該事

落雷，火山の影響，森林火災，隕石の 9 事象を選定した。また，重畳することが想定

象が発電用原子炉施設の安全性に与える影響を整理する。また、重畳することがされる自然災害である，地震と津波が重畳して発生した場合，地震による影響への対 ○風（台風）：竜巻の評価に包絡され考えられる自然現象の組合せについても考慮する。

応が津波によって遅れる等，事故対応に影響を及ぼす可能性があることから，選定し事前予測が可能な自然災害については、影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。

りるためたそれぞれの単独事象と同様にプラントへの影響評価を実施した。なお，事前予測が ○生物学的事象：海生生物等への対策
可能な自然災害については，影響を低減させるために必要な安全措置を講じることを（除塵装置）及び小動物の侵入対策考慮した。特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害の影響を整理を実施しており，設備が損傷，機能した結果を第 2.1.1 表及び第 2.1.2 表に示す。

喪失するシナリオは考え難いため

また，外部人為事象 23 事象について，自然災害と同様の評価を行い，特にプラン ・記載箇所の違い
トの安全性に影響を与える可能性のある外部人為事象として，衛星の落下，航空機落下を選定した。特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある外部人為事象の影 ・東海第二では，外部人為事象につい響を整理した結果を第 2.1.3 表に示す。

a.

自然災害の規模の想定ても影響評価を実施

ａ．自然災害の規模の想定

発電用原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然災害に対して、万大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の抽出に当たっては，自然災害に一の事態に備えるため、基準地震動、基準津波等の設計基準又はそれに準じた基

対して，設計基準又は観測記録を超えるような非常に苛酷な状況を想定し，当該事準を超えるような規模を想定する。

象が発電用原子炉施設の安全性に与える影響を評価している。以下に，特にプラントの安全性に影響を与える自然災害として選定した事象において，想定した自然災
害の規模を示す。また，特にプラントの安全性に影響を与える外部人為事象として選定した事象の規模も合わせて示す。

（a） 地震基準地震動を超えるような大規模な地震が発生する可能性は低いものと考えるが、基準地震動を一定程度超える規模を想定する。
なお、地震の事前の予測については、現在確立した手法が存在しないこと
から予兆なく発生することを想定する。
（b） 津波基準津波を超えるような大規模な津波が発生する可能性は低いが、基準津波を一定程度超える規模を想定する。

(a) 地震基準地震動を超えるような大規模な地震が発生する可能性は低いものと考えるが，基準地震動を一定程度超える規模を想定する。
なお，地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生することを想定する。
(b) 津波敷地遡上津波を超えるような大規模な津波が発生する可能性は低いが，敷地遡上津波を一定程度超える規模を想定する。

なお、津波の事前の予測については、施設近傍で津波が発生する可能性は

なお，津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性は低い

低いものと考えるが、襲来までの時間的余裕の少ない津波が発生することをものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。

想定する。
・東海第二では風（台風）は対象とし（c） 風（台風）て選定していない

敷地近傍で観測された最大瞬間風速（53.2m／s）を超える規模を想定する。
なお、風（台風）は事前の予測が可能であることから、飛散防止措置等の必要な安全措置を講じることができる。
（d） 竜巻
過去における国内最大級の竜巻（F3 クラス：５秒間の平均風速 70m／s～(c) 竜巻
最大風速 100m／s を超えるような竜巻が発生する可能性は低いが，100m／s を18

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
92m／s）を超えるような規模の竜巻が発生する可能性は低いが、風速 100m／
s を超える規模を想定する。
なお、必要に応じ、飛来物の発生防止対策及び竜巻防護対策等を講じておく。
（e） 凍結敷地付近で観測された最低気温（－5.8℃）を下回る気温を想定する。

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）
を講じることが可能である。
(d) 凍結敷地付近で観測された最低気温－12.7℃を下回る気温が発生する可能性は低・観測記録の違い

いが，最低気温－12.7℃を下回る規模を想定する。
なお、低温は事前の予測が可能であることから、凍結防止等の必要な安全措置を講じることができる。

なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。

（f） 積雪敷地付近の観測所で観測された積雪量（12cm）を超える積雪量を想定する。

(e) 積雪
建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量 30cm を超える積雪が発生する ・設計基準の違い
可能性は低いが，垂直積雪量 30 ㎝を超える規模を想定する。

なお、積雪は事前の予測が可能であることから、除雪等の必要な安全措置を講じることができる。
（j） 落雷設計想定以上の雷サージが発生する可能性は低いが、設計想定以上の雷サージの規模を想定する。
なお、雷の発生までの時間的余裕はないものとする。
（g） 火山の影響
文献調査及び地質調査結果から、考慮すべき火山灰の厚さを 10cm と評価している。そこで 10cm の降灰を超える規模を想定する。
なお、火山（降灰）は事前の予測が可能であることから、除灰等の必要な安全措置を講じることができる。

なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。
(f) 落雷敷地付近で設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サージが発生する可能性は低いが，設計基準雷撃電流 220kA を超える規模を想定する。
なお，雷発生までの時間的余裕はないものとする。
(g) 火山の影響
敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さ 50 ㎝を超える降下火砕物が発 ・設計基準の違い
生する可能性は低いが，堆積厚さ 50 ㎝を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去等）を（h） 生物学的事象

講じることが可能である。
・東海第二では生物学的事象は対象と海水取水の機能が喪失するような規模の海生生物の襲来を想定する。まして選定していない

た、電気系統への小動物等による悪影響も想定する。
なお、生物学的事象の発生までの時間的余裕はないものとする。
（i） 森林火災
森林火災による安全上重要な機器への影響を防止するため防火帯を設けるが、この防火帯を越えるような規模の森林火災の発生を想定する。
なお、森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分にあることから、あらかじめ放水する等の必要な安全措置を講じることができる。

(h) 森林火災
防火帯を超えるような規模の森林火災が発生する可能性は低いが，防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
なお，森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。

（k） 隕石敷地内に隕石が落下する可能性は低いが、発電用原子炉施設の広範なエリ(i) 隕石敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな

19

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
アが損壊する規模を想定する。
なお、隕石の落下までの時間的余裕はないものとする。
（l） 地震と津波の重畳
大規模地震による影響に対する対策である重大事故等対策（水源確保等）
が、大規模津波による影響によって遅れる可能性がある。
地震による斜面崩壊、地盤の陥没、津波による漂流物等によりアクセスル
ートの通行に支障をきたし、重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
両事象の重畳が発生した場合においても、影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和措置に期待

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

損傷を及ぼし得る規模を想定する。
なお，隕石落下までの時間的余裕はないものとする。
(j) 地震と津波の重畳
大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスル
ートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
両事象の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和措置に期待できる。

・東海第二では，火山の影響と積雪の重畳を，以下の理由により選定していない①両事象によりプラントに及ぼされる影響は同種のものであり，新たな事故シナリオが発生することはないこと②両事象とも事前予測が可能であできる。

り，地震と津波のように重畳す（m） 火山の影響（降灰）と積雪の重畳ることで事故対応に影響が及ぼ

火山の影響（降灰）と積雪が重畳した場合においても、事前の予測が可能

されることがないこと

であることから、あらかじめ体制を強化して対策（除灰、除雪）を講じることにより、プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。
(k) 衛星の落下

敷地内に衛星が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな ・東海第二では，外部人為事象につい損傷を及ぼし得る規模を想定する。

ても影響評価を実施

なお，衛星落下までの時間的余裕はないものとする。
(l) 航空機落下
敷地内に航空機が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。

b.

大規模損壊を発生させる可能性のある起因事象の特定

ｂ．大規模損壊を発生させる可能性のある事象の特定

自然災害による大規模損壊発生の起因事象（プラント状態）を特定するため、

特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害について，それぞれ自然災害 11 事象に対して生じうるプラント状態を特定する。また、プラント状で特定した起因事象・シナリオからプラントへ与える影響を評価し，大規模損壊を態を特定するに当たっては、大規模損壊の事態収束に必要と考えられる以下の機発生させる可能性のある自然災害を検討する。

能の状態に着目して作成したイベントツリーにより、事象の進展を考慮する。

プラント状態を特定するに当たっては，大規模損壊の事象収束に必要と考えられる以下の機能の状態に着目して作成したイベントツリーによる事象進展評価を考（a） 異常発生防止系
イ. 原子炉建屋及び原子炉補助建屋

慮した。
(a) 建屋・構築物，機器の損傷により直接炉心損傷に至るおそれのあるもの

ロ. 原子炉制御系ⅰ) 原子炉建屋・原子炉格納容器機能維持

ハ. 原子炉冷却材圧力バウンダリ機能ⅱ) 計装・制御（b） 異常影響緩和系
イ. 原子炉格納容器ⅲ) 原子炉冷却材圧力バウンダリ(b) 安全機能に広範な影響を及ぼすサポート機能

ロ. 安全保護系ⅰ) 最終ヒートシンク

ハ. ２次冷却系からの除熱機能（補助給水、主蒸気逃がし弁等）

ⅱ) 非常用電源

ニ. 炉心冷却機能（ECCS 等）

・イベントツリーによる評価の違い(c) 安全機能

20

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（c） 関連系（安全上特に重要なもの）
イ. 原子炉補機冷却機能

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考ⅰ) 炉心冷却ⅱ) 崩壊熱除去

ロ. 非常用所内電源c.

イベントツリーによる整理
イベントツリーによる整理結果を第 2.1.2 図に示す。ここで、最終的なプラン

ｃ．イベントツリーによる整理
イベントツリーによる整理結果を第 2.1.2 図に示す。ここで，最終的なプラント ・同様なプラント状態となる重畳ケー

ト状態については、代表性を持たせ同様なプラント状態となるケースについては状態が単独事象を考慮した場合と同様となる地震と津波の重畳については示して

スをイベントツリーで示していない

示していない。また、隕石については、大型航空機の衝突と同様プラントに大きいない。また，自然災害である隕石並びに外部人為事象である衛星の落下及び航空ことを記載

な影響を与える事象であることは明らかなことから、イベントツリーで示していない。

機落下については，大型航空機の衝突と同様にプラントに大きな影響を与える事象 ・外部人為事象について，イベントツ
であることは明らかなことから，イベントツリーで示していない。
リーで示していない理由を記載（a） 地震(a) 地震大規模地震の想定では、変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失、海水ポンプ

大規模な地震の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失，設計基準事故の損傷による原子炉補機冷却機能の喪失及びタービン動補助給水ポンプが対処設備の損傷に伴う炉心冷却機能喪失及び崩壊熱除去機能喪失に至る可能性

機能喪失することにより、全交流動力電源喪失及び最終ヒートシンク喪失にがある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失や交流電源設

至る可能性があり、その状態において、１次冷却材喪失（LOCA）等の事故が備又は直流電源設備の損傷により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。こ

発生した場合には、設計基準事故対処設備が機能喪失していることから重大れに加えて原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（ＬＯＣＡ）等の事故が発生した場事故に至る可能性がある。さらに、原子炉格納容器等の機能の喪失又は安全

合には，設計基準事故対処設備が機能喪失していることから重大事故に至る可能 ・東海第二では，ＳＢＯ時に，地震に保護系、原子炉制御系の機能喪失により大規模損壊へ至る可能性がある。

性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧

より代替電源が喪失することにより電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合には，重大事故から大規模

大規模損壊に至る可能性について記

損壊に至る可能性がある。

載

また、有効な炉心損傷防止対策の確保が困難な事故シーケンスとしてレベ

また，レベル１ＰＲＡの知見から原子炉建屋損傷，原子炉格納容器損傷，格納

ル１PRA の知見より、蒸気発生器伝熱管破損（複数本破損）、原子炉建屋損傷、

容器バイパス，原子炉圧力容器損傷，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ，計装・制原子炉格納容器損傷、原子炉補助建屋損傷、複数の信号系損傷、炉内構造物

御系喪失により大規模損壊に至る可能性がある。その他，地震によりスクラム信損傷（過渡事象＋補助給水失敗）及び大破断 LOCA を上回る規模の LOCA 等の号が発信した場合は，現実的には炉内構造物等が損傷に至るおそれのある最大加ECCS 注水機能喪失が考えられる。また、レベル 1.5PRA の知見より、温度誘速度による荷重を受けるより前に制御棒挿入が完了するものと考えられるが，万因蒸気発生器伝熱管破損（TI-SGTR）が考えられる。原子炉格納容器破損等に

一，地震による炉内構造物等の損傷により制御棒挿入が失敗し，さらに直流電源

より、閉じ込め機能が喪失した場合は、大量の放射性物質の放出に至る可能

喪失又は交流電源喪失が重畳した場合（直流電源喪失＋原子炉停止失敗，交流電性がある。

源喪失＋原子炉停止失敗），大規模損壊に至る可能性がある。

・設備の違い及びイベントツリーによる評価の違い・地震レベル１ＰＲＡの評価の違い

また，レベル１．５ＰＲＡの知見により，地震により重大事故が発生した場合 ・レベル１．５ＰＲＡの評価の違い
において，事象発生前に原子炉格納容器隔離失敗が発生していた場合，大規模損壊に至る可能性がある。
その他、斜面崩壊、地盤の陥没等によりアクセスルートの通行に支障をきたし、重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

その他，モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性や斜面の崩壊，地・東海第二では，モニタリング・ポス

盤の陥没等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響

トの機能喪失による影響を記載を及ぼす可能性がある。
（b） 津波
大規模津波の想定では、地震と同様に変圧器等の損傷に伴う外部電源喪(b) 津波大規模な津波の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性が ・設備の違い及びイベントツリーによ失、海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの水没による原子炉補機冷却機ある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失により崩壊熱除能の喪失、電気盤（メタクラ、パワーセンタ等）の水没による非常用所内電去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合

る評価の違い21

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

源喪失、電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの水没による２には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。また，原子炉建屋内浸水による

・東海第二では，ＳＢＯ時に，地震に次冷却系からの除熱機能喪失及び安全保護系、原子炉制御系の機能喪失によ複数の緩和機能喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，より代替電源が喪失することによりり、重大事故から大規模損壊へ至る可能性がある。さらに、重大事故等対処

代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が津波により機大規模損壊に至る可能性について記

設備である代替注水設備及び代替電源設備が機能しない場合は、原子炉格納能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。

載・津波レベル１ＰＲＡの評価の違い

容器過温破損により大量の放射性物質の放出に至る可能性がある。
また、有効な炉心損傷防止対策の確保が困難な事故シーケンスとして、レベル１PRA の知見より、複数の信号系損傷及び原子炉補機冷却機能喪失＋補また，レベル１ＰＲＡの知見から，防潮堤損傷により大規模損壊に至る可能性がある。

・東海第二では，モニタリング・ポス
トの機能喪失による影響を記載

助給水失敗が発生し、大規模損壊へ至る可能性がある。
その他、漂流物、油タンク火災等により比較的標高が低い場所のアクセス

その他，保管している危険物による火災の発生の可能性，モニタリング・ポス

ルートの通行に支障をきたし、重大事故等対策に影響を及ぼす可能性があトの監視機能が喪失する可能性，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセる。

スルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
(c) 地震と津波の重畳(a)項の地震及び（b）項の津波の想定において発生する可能性のあるとしたプ ・東海第二では，地震と津波の重畳にラント状態が，地震と津波の重畳の想定では同様に発生する可能性があり，大規より大規模損壊に至る可能性がある

模損壊に至る可能性がある。

ことを記載

大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスル（c） 竜巻大規模な竜巻の想定では、変圧器等の機能喪失により外部電源喪失に至る可能性がある。飛来物等による海水ポンプの機能喪失及びそれに伴うディーートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
(d) 竜巻大規模な竜巻の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性が ・設備の違い及びイベントツリーによゼル発電機の機能喪失によって、全交流動力電源喪失に至る可能性がある。

ある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失により崩壊熱除その他、飛来物等によりアクセスルートの通行に支障をきたし、重大事故

去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合等対策に影響を及ぼす可能性がある。

る評価の違いには，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に・東海第二では，竜巻によりＳＢＯ時

加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が竜巻にに代替電源が喪失し，大規模損壊により機能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。ただ至る可能性はあるものの，その対応

し，竜巻については，竜巻進路周辺に影響が集中すると考えられ，可搬型重大事

は地震及び津波の対応に代表され同故等対処設備は分散配置していることから，進路から離れた所に設置しているも様の手順で対応できることを記載のは竜巻の影響を免れること，また，飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性があるものの，その影響は地震及び津波と比較して小さいと考えられることから，竜巻により，全交流動力電源喪失の発生に加え代替電源が喪失した場合における対応は，地震及び津波のシナリオに代表されると考えられる。
(e) 凍結送電線や碍子への着氷により影響を与える可能性があることから，外部電源喪 ・東海第二では，凍結は外部電源喪失
失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制をが発生する可能性がある事象として強化して凍結防止等の必要な安全対策を講じることにより，プラントの安全性に評価

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東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（d） 積雪、火山の影響（降灰）
これらの事象によって、送電系統の異常等による外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし、これらの自然災害２事象については、事前の予測が東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

影響を与える可能性は低い。
(f) 積雪送電線や碍子への着雪により影響を与える可能性があることから，外部電源喪可能であることから体制を強化して除雪及び除灰等の必要な安全措置を講失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を ・記載箇所の違い

じることにより、プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。

強化して除雪等の必要な安全対策を講じることにより，プラントの安全性に影響 （（h）火山の影響）（e） 生物学的事象

考を与える可能性は低い。

大量の海生生物の襲来により、海水ポンプの機能喪失による原子炉補機冷・東海第二では生物学的事象は対象と却機能喪失に至る可能性がある。ただし、除塵装置により塵芥を除去する運して選定していない用としており、原子炉補機冷却海水系統等に影響を与える場合には、運転手順により発電所を安全に停止できる運用としている。
（g） 落雷大規模な落雷によって、外部電源喪失が発生する可能性がある。また、サージ電流により機器が誤動作する可能性がある。
なお、雷害防止対策を講じている。

(g) 落雷
落雷の影響により，外部電源喪失が発生する可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失により崩壊熱除去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源

・設備の違い及びイベントツリーによる評価の違い

喪失に至る可能性がある。
なお，雷害防止対策を講じている。
(h) 火山の影響

・記載箇所の違い

送電線や碍子への降下火砕物の付着により影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であるこ（f） 森林火災
送電系統へ影響を与える可能性があることから、外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし、発電用原子炉施設への影響がないよう防火帯幅を確保しており、予防放水等の対策を講じる十分な時間的余裕があることから、プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。

とから，体制を強化して降下火砕物の除去等の必要な安全対策を講じることにより，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。
(i) 森林火災
送電鉄塔や送電線へ影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，発電用原子炉施設へ影響がないように防火帯幅を確保しており，予防散水等の対策を講じる十分な時間余裕があることから，プラン（h） 隕石隕石による影響については、大型航空機の衝突と同様と考えられる。

トの安全性に影響を与える可能性は低い。
(j) 隕石隕石による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝突又は津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。
隕石の落下による影響については，歴史的には地球規模の災害をもたらすもの
から，家屋に損傷を与える程度のものまで様々であるが，影響緩和対策を講ずる

・東海第二では，隕石による影響について，大型航空機の衝突又は津波の影響に代表されるとした考え方について記載ことを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの隕石の落下を想定する。この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への隕石の落下に伴う津波については，津波と同様の手順で対応できる。
(k) 衛星の落下

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

衛星の落下による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝突又 ・東海第二では，外部人為事象についは津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。

て記載

人工衛星の落下による地上施設の損傷事例はこれまでないものの，大型の宇宙
ステーション等が地上に落下した場合には被害の発生を否定できないため，影響緩和対策を講ずることを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの衛星の落下を想定する。この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への衛星の落下に伴う津波については，津波と同様の手順で対応できる。
(l) 航空機落下
航空機落下による影響については，故意による大型航空機の衝突と同様と考えられる。
これらの結果から、最終的なプラントの状態は以下に類型化された。類型化
したプラント状態を第 2.1.3 表に示す。

これらの整理から，プラントの最終状態は次の 3 項目に類型化することができる。第 2.1.4 表に事象ごとに整理した結果を示す。

・

大規模損壊（重大事故を上回る状態）

・大規模損壊（重大事故を上回る状態）

・

重大事故等

・重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故

・

設計基準事故・設計基準事故

第 2.1.3 表に示すとおり、発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させ

第 2.1.4 表に示すとおり，発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させる

る可能性のある自然災害又は安全性に大きな影響を与える可能性のある自然

可能性のある自然災害については，地震，津波並びに地震及び津波の重畳の 3 事 ・東海第二では，地震，津波並びに地

災害は、地震及び津波の２事象を代表として整理する。また、当該の２事象以象を代表として整理する。また，上記 3 事象以外の自然災害，外部人為事象につ

震と津波の重畳を代表として整理す

外の自然災害については、発電所の安全性に影響を与える可能性はあるもののいては，発電所の安全性に影響を与える可能性はあるものの大規模損壊に至るこることを記載大規模損壊に至ることはないと考えるが、仮に大規模損壊に至ったとしても、とはない事象又は大規模損壊に至ったとしても，上記 3 事象の自然災害又は(2) ・東海第二では，外部人為事象についこれら２事象に包含され被害の態様から同様の手順で対応できる。

項に示す故意による大型航空機の衝突に代表され，被害の様態から同様の手順でて記載対応できる。

（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応における考慮(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、その中でも施設の広範囲にわたる

テロリズムには様々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損

損壊、不特定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壊，不特定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設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定

大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，そし、その上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。

の上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。

・記載箇所の違い

なお、飛来物（航空機衝突）、爆発等の発電用原子炉施設の安全性を損なわせる（1）項にて，抽出した外部人為事原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）

象の影響評価を行い，故意による大による発電用原子炉施設への影響については、故意による大型航空機の衝突その型航空機の衝突その他のテロリズム

他のテロリズムによる影響に包含でき同様の手順で対応できる。

による影響に代表され，同様の手順

以上より、大規模損壊発生時の対応手順書の整備に当たっては、（1）項及び（2）以上より大規模損壊の対応手順の整備に当たっては，(1)項及び(2)項において整項において整理した大規模損壊の発生によって、多量の放射性物質が環境中に放理した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物質が環境中に放出されるような出されるような万一の事態に至る可能性も想定し、発電用原子炉施設において使万一の事態に至る可能性も想定し，発電用原子炉施設において使える可能性のあるで対応できることを記載

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）える可能性のある設備、資機材及び要員を最大限に活用した柔軟で多様性のある設備，資機材及び要員を活用した柔軟で多様性のある手段を構築するように考慮す手段を構築するよう考慮する。

る。
（ 添付資料 2.1.1､2.1.2）

備考（添付資料 2.1.1，2.1.2，2.1.3，2.1.4，2.1.5，2.1.6，2.1.7，2.1.8，2.1.9）

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

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備

考

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備

考

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東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

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東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

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備

考

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備

考

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

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備

考

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備

考

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備

考

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備

考

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備

考

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備

考

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備

考

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備

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備

考

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備

考

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備

考

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

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備

考

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備

考

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備

考

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（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
大規模損壊発生時の対応手順書については、以下の c.（a）項に示す５つの項目

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）(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

備考【KK6,7 補正書（2017/8/15）との相違】

大規模損壊発生時の対応手順書については，以下のｃ．(a)項に示す 5 つの項目に 2.1.2.1(3)a.項，b.項における主な相に関する緩和等の措置を講じるため、可搬型重大事故等対処設備による対応を中心

関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した 違は，以下のとおりとした多様性及び柔軟性を有するものとして、また、c.項に示すとおり重大事故等

多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。

○設備，運用又は体制の相違
・KK6,7 は，大規模損壊時は当直副長対策において整備する手順書等に対して更なる多様性を持たせたものとして整備の指揮の下，事故時運転手順書にする。

基づいて対応することを基本とし当該の手順書による対応操作は、大規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける

大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施被害範囲は不確定性が大きく、重大事故等対策のようにあらかじめシナリオ設定し設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ設定した対応操作は困た対応操作は困難であると考えられることから、施設の損壊状況等の把握を迅速に難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断（東二は，原子力防災管理者の指揮試みるとともに断片的に得られる情報、確保できる要員及び使用可能な設備によ

片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，大規模火災への対の下，大規模損壊時の手順に基づり、原子炉格納容器の破損緩和又は放射性物質の放出低減等のために効果的な対応

応，炉心の著しい損傷の緩和，原子炉格納容器の破損緩和，使用済燃料プールの水位

いて対応する）

操作を速やかにかつ、臨機応変に選択及び実行する必要がある。

確保及び燃料体の著しい損傷緩和，放射性物質の放出低減等のために効果的な対応操作を速やか，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チェックシート及び以

このため，発電用原子炉施設の状態を把握するためのチェックシート及び以下に示ている

・KK6,7 は，複数号炉を考慮した手順としている（東二は，単独プラント）

下に示す項目を目的とした各対応操作の実行判断を行うための初動対応フロー等

す項目を目的とした対応操作の優先順位付けや対策決定の判断をするための災害対 ○記載箇所と記載内容の相違を大規模損壊時に対応する手順として定め整備する。

策本部で使用する対応フロー等を大規模損壊時に対応する手順として整備する。ま・対応拠点

また、当該の手順書については、大規模な自然災害及び故意による大型航空機のた，この手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突が発（東二は，2.1.2.2 (4)項に記載）

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以下

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以下の事象進展の事象進展の抑制及び緩和対策の実行性を確認し整備する。

の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
＜炉心の著しい損傷を緩和するための対策＞

・

電源確保

・

炉心損傷緩和・

原子炉格納容器破損緩和

・

放射性物質放出低減

・

使用済燃料ピット水位確保及び燃料体の損傷緩和

・

水源確保

・

大規模火災への対応

るための対策＞・その他（原子炉停止操作、アクセスルート確保、燃料補給）

・ 使用済燃料プールの水位異常低下時の使用済燃料プールへの注水

・ 炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止及び原子炉への注水＜原子炉格納容器の破損を緩和するための対策＞
・ 炉心損傷回避及び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・東海第二では，個別の対応手段については，主に重大事故等対策において整備する手順と共通のものを活用して対応する

除熱並びに原子炉格納容器破損回避＜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＜放射性物質の放出を低減するための対策＞
・ 放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制＜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＜その他の対策＞
・ 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給油
上記の各項目に対応する操作の一覧を第 2.1.4 表に示す。

上記の各項目に対応する操作の一覧を第 2.1.5 表に示す。

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

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大規模損壊発生時において、上記の大規模損壊時に対応する手順に基づく対応

大規模損壊発生時において，上記の大規模損壊時に対応する手順に基づく対応（火（火災対応を含む）の優先順位に係る基本的な考え方及び優先順位に従った具体的

災対応を含む。
）の優先順位に係る基本的な考え方及び優先順位に従った具体的な対な対応について以下に示す。

応について以下に示す。

a.

ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー

大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー
大規模損壊発生時は、発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断が大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断がでできない場合は、プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるようきない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように対判断フローを整備する。また、大規模損壊発生時に使用するこれらの手順書を有

応フローを整備する。また，大規模損壊発生時に使用する手順書を有効，かつ効果

効かつ効果的に活用するため、対応手順書において適用開始条件を明確化すると的に使用するため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，対応

ともに、緩和操作を選択するための判断フローを明示することにより必要な個別フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。

備

考対応手段への移行基準を明確化する。
（a） 大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準(a) 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（地震、津波等）又は故意による大型航空機の衝突その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，衝撃音，衝突音報連絡等又は衝撃音、衝突音等により検知した場合、中央制御室の状況、プ等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把ラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無、建屋の損壊状況等）

握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又を行うとともに、大規模損壊発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，

力防災管理者又は当直課長が行う。また、以下の適用開始条件に該当すると

原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した

原子力防災管理者又は当直課長が判断すれば、大規模損壊時に対応する手順

場合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和すに基づき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。

るための活動を開始する。

イ.

ⅰ)

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

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ムにより発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又はより発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場

疑われる場合合・ プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障・ プラント監視機能又は制御機能が喪失した場合（中央制御室の喪失が発生した場合（中央制御室の機能喪失を含む。
）

を含む）
・

・ 使用済燃料プールの損傷により水の漏えいが発生し，使用済燃料プール

使用済燃料ピットが損傷し、漏えいが発生した場合の水位が維持できない場合
・・ 原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性が炉心冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性

あるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラがあるような大規模な損壊が発生した場合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

・ 大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合
ロ.

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和が必要と判断した場合

ハ.

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

ⅱ)

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※
ⅲ)

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※※ 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とは，重大事故等発生時に期待する設備等が機能喪失し，事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合をいう。

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

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東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(b) 大規模損壊発生時の対応フロー（b） 緩和操作を選択するための判断フロー
大規模損壊時に対応する手順による対応を判断後、発電用原子炉施設の被大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設

害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態等を把握し、各対応操作の実行判断を行うための手段に基づいて、事象進展等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略における対応操作の必要性及びに応じた対応操作を選定する。緩和操作を選択するための判断フローは、中実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制央制御室の監視及び制御機能の喪失により原子炉停止状況などのプラント

御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把の状況把握が困難な場合には、外からの目視による確認及び可搬型計測器に握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位

よる優先順位に従った内部の状況確認を順次行い、必要の都度緩和措置を行に従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室又は緊う。また、中央制御室又は代替緊急時対策所若しくは緊急時対策所（緊急時急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機能等の状況把握が対策棟内）での監視機能の一部が健全であり、速やかな安全機能等の状況把可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況から全体を速やかに把握し，握が可能な場合には、外からの目視に加えて内部の状況から全体を速やかに優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。

把握し、優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和

また，適切な個別戦略を速やかに選択できるように，対応フローに個別戦略への措置を行う。また、適切な個別操作を速やかに選択できるように、当該フロ移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否について

ーに個別操作への移行基準を明確化する。個別操作実行のために必要な重大は，大規模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

事故等対処設備又は設計基準事故対処設備の使用可否については、大規模損することにより判断する。
（添付資料 2.1.10，2.1.11）

壊時に対応する手順に基づき当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
（添付資料 2.1.3、2.1.4）
b.

優先順位に係る基本的な考え方

ｂ．優先順位に係る基本的な考え方

大規模損壊発生時には、環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え、炉心大規模損壊発生時には，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考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え，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

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、火災の状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，火災

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，かつ効な対応を選定し、事故を収束させる対応を行う。

果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。

また、大規模損壊発生時においては、設計基準事故対処設備の安全機能の喪失、大規模な火災の発生及び緊急時対策本部要員（指揮者等）、運転員（当直員）、重

また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合でも対応できるようにする。

大事故等対策要員、専属自衛消防隊員の一部が被災した場合も対応できるようにする。
このような状況においても可搬型重大事故等対処設備等を活用することによこのような状況においても，可搬型重大事故等対処設備等を活用することによっって、「大規模な火災が発生した場合における消火活動」、「炉心の著しい損傷緩て，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，

和」、「原子炉格納容器の破損緩和」、「使用済燃料貯蔵槽水位確保及び燃料体の著「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損

しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原

場合は原子力災害へ対応しつつ、発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を

員の安全を確保しながら行う。

確保しながら行う。

さらに、環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から、事故対応を

さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行行うためのアクセスルート及び操作場所に支障となる火災及び延焼することにうためのアクセスルート及び操作場所に支障となる火災及び延焼することによりより被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

48

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

上記の火災への対応を含む優先順位に係る基本的な考え方に基づく、大規模損

上記の火災への対応を含む優先順位に係る基本的な考え方に基づく，大規模損壊

壊発生時の初動対応及び大規模火災への対応について、優先順位に従った具体的発生時の初動対応及び大規模火災への対応について，優先順位に従った具体的な対な対応を以下に示す。

応を以下に示す。

（a） 大規模損壊が発生又は発生するおそれがある場合、原子力防災管理者又は当直課長は事象に応じた以下の対応及び確認を行う。
イ.

事前の予測ができない自然災害（地震）又は大型航空機の衝突その他のテ

備考(a) 大規模損壊が発生又は発生するおそれがある場合，原子力防災管理者又は当直
発電長は事象に応じた以下の対応及び確認を行う。
ⅰ) 事前の予測ができない自然災害（地震）又は大型航空機の衝突その他のテロ

ロリズムが発生した場合

リズムが発生した場合

中央制御室が機能している場合は、当直課長が地震発生時は緊急地震速報

中央制御室が機能している場合は，当直発電長が，地震発生時は緊急地震速及び地震に伴う警報等により、大型航空機の衝突その他テロリズム発生時は、報及び地震に伴う警報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時

衝撃音及び衝突音、外部からの通報等により事象を検知し、被災状況、運転状

は，衝撃音，衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，被災状況，運転況の確認を行い原子力防災管理者へ状況報告を行う。また、中央制御室が機状況の確認を行い，原子力防災管理者へ状況報告を行うとともに，要員の非常能していない場合又は当直課長から原子力防災管理者へ連絡がない場合は、招集及び外部への通報連絡を行う。

原子力防災管理者が地震は緊急地震速報等により、大型航空機の衝突その他

中央制御室が機能していない場合又は当直発電長から原子力防災管理者へ

テロリズム発生時は衝撃音及び衝突音、外部からの通報等により事象を検知

連絡がない場合は，原子力防災管理者が，地震発生時は緊急地震速報等により，し、中央制御室へ状況の確認、連絡を行うとともに、代替緊急時対策所又は緊大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時は，衝撃音，衝突音，外部からの急時対策所（緊急時対策棟内）へ要員の非常召集及び外部への通報連絡を行通報等により事象を検知し，中央制御室へ状況の確認，連絡を行うとともに，う。

要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。

・中央制御室が機能している場合における非常招集，外部への通報連絡について記載

なお，外部からの通報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズムの予 ・事前に情報を入手した場合における兆情報を事前に入手した場合は，事前対応として大規模損壊発生時の影響を緩対応について記載

和するため，原子炉停止操作等の必要な措置を行う。
ロ. 事前の予測が可能な自然災害（津波）が発生した場合ⅱ) 事前の予測ができる自然災害（津波）が発生した場合

大津波警報が発令された場合、当直課長は原則として原子炉を停止し冷却

大津波警報が発表された場合，当直発電長は原子炉停止操作を開始するとと操作を開始するとともに、原子力防災管理者への連絡及び所内一斉放送によもに，原子力防災管理者への連絡及び所内一斉放送による所内関係者への避難る所内関係者への退避指示並びに関係各所への連絡を行う。連絡を受けた原子力防災管理者は，第 2指示並びに関係箇所へ状況連絡を行う。連絡を受けた原子力防災管理者は、

波，第 3 波の津波襲来等の情報収集及び海面状態の監視を行う。また，緊急時

要員を一旦高所へ避難させた後、第２、第３波の津波襲来等の情報収集及び海対策所へ要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。

面状態の常時監視を行う。また、代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）へ要員の非常召集及び外部への通報連絡を行う。
（b） 原子力防災管理者は、非常召集した各要員から発電用原子炉施設の被災状況(b) 原子力防災管理者は，非常招集した各要員から発電用原子炉施設の被災状況にに関する情報を収集し、大まかな状況の確認及び把握（火災発生の有無、建屋関する情報を収集し，大まかな状況の確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損の損壊状況、アクセスルート損傷）を行う。原子力防災管理者が発電用原子炉

壊状況，アクセスルート損傷状況）を行う。原子力防災管理者が発電用原子炉施施設の被害状況を把握するためのチェックシートを用いた状況把握が必要と設の被害状況を把握するためのチェックシートを用いた状況把握が必要と判断判断すれば、大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始する。

すれば，大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始する。

（c） 緊急時対策本部は、以下の項目の確認及び対応を最優先に実施する。

(c) 災害対策本部は，以下の項目の確認及び対応を最優先に実施する。

イ. 初期状態の確認

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
・

中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視可否

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認（中央制御室と連絡が取れない場合等，当直発電長の指揮下で対応できない ・発電長の指揮下で対応できない場合

・ 原子炉停止確認（停止していない場合は、原子炉手動停止を速やかに試みる。
）
・ タービン動補助給水ポンプ起動確認（起動していない場合は、起動操作を速やかに試みる。
）
ロ.

放射線モニタ指示値の確認（モニタ指示値により事故、炉心及び使用済燃料ピットの状況を推測する。
）

ハ.

火災の確認（火災が発生している場合は、事故対応への支障の有無を確認する。
）（d） 緊急時対策本部は、上記の確認及び対応を実施した後、詳細な状況を把握するため以下の項目を確認する。

場合は，当直要員又は災害対策要員の中から運転操作に係る対応の責任者をにおける運転操作に係る対応責任者

定め対応に当たらせる）について記載・原子炉停止確認（原子炉が停止していない場合，原子炉停止操作を速やかに試みる）
・原子炉注水確認・対応方針，設備の違い（原子炉への注水が確認できない場合，原子炉注水操作を速やかに試みる）
・放射線モニタ指示値の確認（モニタ指示値により事故，炉心及び使用済燃料プールの状況を推測する）
・火災の確認（火災が発生している場合は，事故対応への支障の有無を確認する）(d) 災害対策本部は，上記の確認及び対応を実施した後，詳細な状況を把握するため以下の項目を確認する。

イ. 対応可能な要員の確認

ⅰ) 対応可能な要員の確認

ロ. 通信連絡設備の確認

ⅱ) 通信設備の確認

ハ. 電源系統の確認

ⅲ) 建屋等へのアクセス性確認

ニ. 建屋等へのアクセス性確認ⅳ) 施設損壊状態確認

ホ. 建屋等の健全性確認ⅴ) 電源系統の確認

へ. 建屋等内部の確認

ⅵ) 常設設備の確認

ト. 機器状態の確認

ⅶ) 可搬型設備，資機材等の確認

・チェックシートの確認項目の違い

ⅷ) 水源の確認（e） 緊急時対策本部は、（c）項の確認と並行して以下の対応を実施する。
また、対応の優先順位については、把握した対応可能な緊急時対策本部要員
数、使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。
イ. 発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合(e) 災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認と並行して以下の対応を実施する。
その際，対応の優先順位については，把握した対応可能な災害対策要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。
ⅰ) 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状況把握が困難な場合に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

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可を可能な範囲で把握し、原子炉格納容器又は使用済燃料ピットから環境への能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考

放射性物質の放出低減を最優先に考え、大規模火災の発生に対しても迅速なえ，(f)項に示す当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作と ・東海第二では，当面達成すべき目標

対応ができるよう移動式大容量ポンプ車の準備を開始する。また、監視機能

その実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。また，監視機能をを復旧させるため、代替電源による供給により監視機能の復旧措置を試みる

復旧させるため，代替電源からの電源供給により監視機能の復旧を試みるとととともに、可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的にプラントの状態把握

もに，可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的にプラントの状況把握に努めに努める。

る。発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合の概略フローを第 2.1.3 図に示外観から原子炉格納容器又は燃料取扱棟の損傷が確認され周辺の線量率がを設定し，対応の優先順位を決定す。

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考上昇している場合は、あらかじめ準備を開始している移動式大容量ポンプ車と放水砲を用いた放射性物質の放出低減を行う。
外観から原子炉格納容器が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は、原子炉格納容器破損の緩和措置を優先して実施する。
炉心が損傷していないこと、１次冷却系から大規模な漏えいが発生していないこと及び原子炉格納容器の減圧が必要ないことを確認できた場合には、
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使用済燃料ピットへの注水を行う。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。
発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合のフローを第 2.1.3 図に示す。
ロ. 発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合

ⅱ) 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（当直員）、緊急時対策本

プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況，発電用原部要員（指揮者等）及び重大事故等対策要員により発電用原子炉施設の状況

子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「止める」，「冷やす」，「閉じ込を速やかに把握し、判断フローに基づいて「止める」、「冷やす」、「閉じ込めめる」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射性る」機能の確保を基本とし、状況把握が困難な場合と同様に、環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，(f)項に示す当面達成すべき目標 ・東海第二では，当面達成すべき目標

物質の放出低減を目的に、優先して実施すべき対応操作とその実行性を総合を設定し，必要な緩和措置を実施する。

を設定し，対応の優先順位を決定的に判断し、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は，代替電源からの電源供

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給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

り確認を試みる。
(f)・東海第二では，代替電源からの電源供給による復旧について記載(e)項の対策の実施に当たっては，災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認項目を ・東海第二では，当面達成すべき目標

基に，当面達成すべき目標を以下のとおり設定し，必要な緩和措置を実施する。

を設定することにより，個別戦略等

ⅰ) 炉心損傷回避又は緩和の優先順位を決定

炉心が損傷していないこと，又は炉心損傷しているものの原子炉圧力容器が健全であることが確認された場合は，原子炉注水等の炉心損傷回避又は緩和の措置を優先的に行う。
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，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注水等の炉心損傷回避又は緩和のための措置を優先的に行う。
ⅱ) 原子炉格納容器破損回避又は緩和
原子炉圧力容器が破損するまでにⅰ)項の措置による速やかな原子炉注水が困難である場合は，事象の進展に伴いペデスタル（ドライウェル部）に落下す

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考る溶融炉心冷却等の炉心損傷後における原子炉格納容器破損回避又は緩和のための措置を優先的に行う。
ⅲ) 使用済燃料プール水位確保及び燃料体の損傷回避及び緩和
使用済燃料プール水位低下が確認された場合又は使用済燃料プール冷却機能の喪失が確認された場合は，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は緩和のための措置を行う。
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は，外観から原子炉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
内の燃料体への対応として使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損
傷回避又は緩和のための措置を行う。
ⅳ) 放射性物質の放出低減
炉心損傷及び原子炉格納容器の損傷が確認された場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。
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，外観から原子炉格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。
これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。その場合の優先順位は，環境への放射性物質放出等の影響緩和を最優先として，プラントの事
象進展により決定する。また，プラントの事象進展に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。

（f） （c）項から（e）項の各対策の実施に当たっては、重大事故等対策における(g)(c)項から(e)項の各対策の実施に当たっては，重大事故等対策におけるアクセ

アクセスルート確保の考え方を基本に被害状況を確認し、早急に復旧可能なルスルートの確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートをートを選定し、ホイールローダ、その他重機を用いて斜面崩壊による土砂、建選定し，ホイールローダ等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアクセ ・設備の違い屋の損壊によるがれき等の撤去活動を実施することでアクセスルートの確保

スルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響を行う。また、事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につな

作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のがる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

ある火災の消火活動を優先的に実施する。
（添付資料 2.1.3、2.1.4）

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（1／7）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策備

原子炉再循環ポン
プ停止による原子
炉出力抑制

ほう酸水注入原子炉水位低下による原子炉出力抑制
制御棒挿入

高圧代替注水系による原子炉注水

原子炉隔離時冷却系による注水継続

ほう酸水注入系又は制御棒駆動水圧系による進展抑制

内容技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項（1.1）

原子炉緊急停止（原子炉スクラ
ム）ができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した
場合に，代替原子炉再循環ポン
プトリップ機能又は原子炉再循
環ポンプ手動停止により，原子炉出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界とする。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉の出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉手動スクラム又は代替制御
棒挿入機能による制御棒全挿入が確認できない場合，手動操作により，制御棒を挿入する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉 ・第 3 項，4 項
心スプレイ系の故障又は全交流 （1.2），（1.13）
動力電源喪失及び常設直流電源
系統の喪失により原子炉注水ができない場合，中央制御室又は現場手動での高圧代替注水系の起動により，原子炉の冷却を行う。
原子炉隔離時冷却系が全交流動
力電源喪失により原子炉注水を継続できない場合，代替電源を接続し，原子炉注水を継続する。
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系
による原子炉注水で原子炉水位維持ができない場合，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系及び制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する。

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／7）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策備

原子炉減圧操作

逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続による減圧

非常用逃がし安全
弁駆動系による減圧

高圧窒素ガス供給
系（非常用）による窒素確保

低圧代替注水内

容

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，低圧で注水可能な設備による原子炉への注水を行うために，逃がし安全
弁，タービン・バイパス弁，原
子炉隔離時冷却系により原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，原子炉の減圧ができない場合，逃がし安全弁の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，原子炉を減圧する。
非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートに窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な逃がし安全弁機
能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供給系（非常用）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保し，原子炉を減圧する。
残留熱除去系（低圧注水系）及 ・第 3 項，4 項
び低圧炉心スプレイ系の故障等（1.4）,（1.13）により原子炉注水ができない場
合には，低圧代替注水系（常設），
代替循環冷却系，低圧代替注水系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉へ注水する。

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（3／7）

対応操作
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

備

緊急用海水系による除熱

代替残留熱除去系
海水系による除熱

代替格納容器スプレイ

格納容器圧力逃がし装置による減圧及び除熱

代替循環冷却系による減圧及び除熱

ペデスタル（ドライウェル部）への注水

内

容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.5）

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，緊急用海水系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
緊急用海水系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，代替残留熱除去
系海水系により最終ヒートシン
ク（海洋）へ熱を輸送する。
残留熱除去系（格納容器スプレ ・第 3 項，4 項
イ冷却系）の故障等により原子（1.6）
炉格納容器内の冷却ができない
場合には，代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設），代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項
合において，原子炉格納容器の(1.7)ｓ
過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，代替
循環冷却系により原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項
合において，ペデスタル（ドラ（1.8）
イウェル部）の床面に落下した
溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系
及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

56

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（4／7）

対応操作
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

備

可搬型窒素供給装置により原子炉格
納容器内を不活性化

格納容器圧力逃がし装置による水素
及び酸素排出

可燃性ガス濃度制
御系による水素濃度制御

原子炉建屋ガス処
理系による水素排出

原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度監
視内

容

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する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格
納容器内を不活性化する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水
反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により水素及び酸素を原
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，ジルコニウム－水
反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，可燃性ガス濃度制
御系にて水素及び酸素を再結合する。
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，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉
棟内での水素の滞留を防止する。
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，原子炉建屋水素濃度にて原子炉
建屋原子炉棟内の水素濃度を監視する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.9）

・第 3 項，4 項（1.10）

57

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表

燃料プール代替注
水

燃料プールスプレ
イ

代替燃料プール冷
却系による使用済
燃料プール冷却
放射性物質の放出を低減するための対策考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（5／7）

対応操作
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備

大気への拡散抑制

海洋への拡散抑制

内容

使用済燃料プールの冷却機能若
しくは注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型
代替注水中型ポンプ，補給水系
及び消火系により使用済燃料プールへ注水し，使用済燃料プー
ル内の燃料体等を冷却し，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が発生した場合，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへスプレイし，燃料損傷を緩和し，臨界を防止
し，及び放射性物質の放出を低減する。
使用済燃料プールの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
ルを冷却する。
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プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合，可搬型代替注水
大型ポンプ及び放水砲により，大気への拡散抑制を行う。
放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材により海洋への拡散抑制を行う。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.11）,（1.13）

・第 3 項，4 項（1.12）

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東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.5 表

備考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（6／7）

対応操作対応に必要な
アクセスルー
トの確保

アクセスルートの確保

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

電源確保

常設代替交流電源
設備による非常用
所内電気設備及び
代替所内電気設備への給電

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備又は代替所内電気設
備への給電

可搬型代替直流電
源設備による直流
125V 主 母 線 盤 ２
Ａ・２Ｂへの給電

内容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項，2 項(2.1)

大規模損壊発生時に可搬型設備や要員の移動に使用するアクセ
スルート上にがれき等によって障害が発生した場合，がれき撤去等のアクセスルートの確保の活動を行う。
大規模な火災又はアクセスルー ・第 2 項トの確保において障害となる火(2.1)
災が発生した場合，可搬型代替
注水大型ポンプ，放水砲，可搬型代替注水中型ポンプ，放水銃，
化学消防自動車又は水槽付消防
ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。
外部電源が喪失した場合，常設 ・第 3 項，4 項
代替交流電源設備から代替所内(1.14)，(1.15)
電気設備に給電するとともに，非常用ディーゼル発電機から非常用所内電気設備への給電ができない場合は，代替所内電気設
備から非常用所内電気設備へ給電する。
常設代替交流電源設備又は代替
所内電気設備である緊急用Ｍ／
Ｃから非常用所内電気設備への給電ができない場合は，可搬型
代替交流電源設備から非常用所
内電気設備へ給電する。また，
常設代替交流電源設備から代替
所内電気設備への給電ができな
い場合は，可搬型代替交流電源
設備から代替所内電気設備へ給電する。
外部電源喪失及び非常用ディー
ゼル発電機の故障により直流
125V 充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失し，所内常設直流電源設備である直流 125V 蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇により直流 125V
主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源
設備により直流 125V 主母線盤
２Ａ・２Ｂへ給電する。

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電源確保

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（7／7）

対応操作

内 容

可搬型代替直流電
源設備による緊急用 125V 主母線盤への給電

代替電源等による
計測，監視

水源確保

代替淡水貯槽への補給

西側淡水貯水設備
への補給

燃料給油

備

燃料給油

考

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項(1.14)，(1.15)

代替所内電気設備から緊急用直流 125V 充電器への交流入力電源が喪失し，緊急用 125V 蓄電池の枯渇により緊急用 125V 主母
線盤への給電ができない場合
は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により緊急用 125V 主母線盤へ給電する。
監視する計器に供給する電源が喪失し，監視機能が喪失した場
合に，蓄電池，代替電源（交流，直流）より給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視する。 また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型計器を用いて計測又は監視する。
重大事故等の収束のために代替 ・第 3 項，4 項
淡水貯槽を使用する場合は，可（1.13）
搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給し，注水を継続する。
重大事故等の収束のために西側
淡水貯水設備を使用する場合
は，可搬型代替注水大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給
し，注水を継続する。
可搬型重大事故等対処設備等への給油が必要な場合，タンクローリにより，可搬型設備用軽油
タンクの軽油を可搬型重大事故等対処設備等へ給油する。

・第 1 項(1.14)

60

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c.

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いては、（a）項の５つの活動を

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ｃ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書

備考【KK6,7 補正書（2017/8/15）との相違】

大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す5つの項目 2.1.2.1(3)c.項における主な相違は，又は緩和対策行うための手順書として重大事故等対策で整備する設備を活用しに関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮 以下のとおり

た手順等に加えて、重大事故等時では有効に機能しない設備等が大規模損壊のよした多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。また，(b)項から(n)項の手順 ○設備，運用又は体制の相違

うな状況下では有効に機能する場合も考えられるため、事象進展の抑制及び緩和等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備

・KK6,7 は，大規模損壊時は当直副長に資するための多様性を持たせた設備等を活用した手段を可搬型設備等による等を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合でも対応での指揮の下，事故時運転手順書に対応手順等として整備する。

きるように現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にて基づいて対応することを基本としまた、（b）項から（n）項のとおりの手順等を基本に、共通要因で同時に機能喪プラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するている

失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監ための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。また，大規視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータ

模損壊に特化した手順を(o)項に示す。

（東二は，原子力防災管理者の指揮の下，大規模損壊時の手順に基づいて対応する）を計測するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備

・KK6,7 は，複数号炉を考慮した手順

する。
なお，プラントパラメータの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一優先とし，監視機能の喪失により採取できないとしている（東二は，単独プラント）

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二優先とする。中 ○記載箇所と記載内容の相違

第 2.1.5 表から第 2.1.17 表に 1.2 から 1.14 における重大事故等及び大規模損
壊対応設備と整備する手順を、また第 2.1.18 表に大規模損壊に特化した対応手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

・パラメータ採取の優先順位を使用して採取する。

（東二は，本 c 項冒頭に記載）

第2.1.6表から第2.1.18表に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を，第2.1.19表に大規模損壊に特化した手順を示す。

・手順に対する PRA 結果，NEI ガイ
ドの考慮（東二は，本ｅ項，ｆ項に記載）

段と対応設備並びに整備する手順を示す。
なお、（b）項から（n）項で整備した手順のうち大規模損壊に特化した手順を（o） 項に示す。
（a） ５つの活動又は緩和対策を行うための手順書
イ. 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(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．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

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、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，放水砲等を放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。

いては，主に重大事故等対策において整備する手順と共通のものを活用して対応する・記載箇所の相違
・東海第二では，プラントパラメータ配備する。
また、地震及び津波のような大規模な自然災害によって発電所内の油タン

また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災等の複数

ク火災等の大規模な火災が発生した場合においても、同様な対応が可能となの危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なように多様な消火手るよう多様な消火手段を整備する。

段を整備する。

手順書については、以下の（l）項に該当する手順等を含むものとして整備

・東海第二では，個別の対応手段につ採取の優先順位について記載

手順については，(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は、放水砲等を大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用い用いた泡消火について速やかに準備するとともに、火災の状況に応じて小型た泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可能な化学消防自動 ・設備の違い（なお，東海第二の放水放水砲等による泡消火を準備する。また、早期に準備が可能な消防自動車に車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実

銃は消火設備として整理）

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よる延焼防止のための消火を実施する。

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備

考

施する。

地震により建屋内部に火災が発生した場合において、当該火災により建屋

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

内の設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の一部の機能が喪失する

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，これらの設備を中ような場合でも、屋外に配備する可搬型重大事故等対処設備等は火災の影響心とした事故対応を行うことが可能である。

を受けないことが考えられるため、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る。
なお、当該対応において、可搬型重大事故等対処設備等と常設配管への接なお，当該の対応において，可搬型重大事故等対処設備の常設配管への接続場

続場所又は系統構成のために操作が必要な弁等の設置場所において火災が発所又は系統構成のために操作が必要な弁等の設置場所において火災が発生して生している場合は、建屋内に設置している消火器等による消火活動を速やかいる場合は，消火活動を速やかに実施し，接続箇所までのアクセスルート等を確に実施し、接続箇所までのアクセスルート等を確保する。

保する。

当該の消火活動を行うに当たっては、以下のとおり、緊急時対策本部と専

具体的には，次の手順で対応を行う。

属自衛消防隊員との連絡を密に行い、火災の影響により対応が困難な場合は①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。

別の手段を試みる等、要員の安全確保に配慮して実施する。

②複数ある接続箇所へのいずれのアクセスルートにも障害がある場合，最も確・ 現場において事故対応操作等を行う場合には、並行して消火活動が必要になることを想定し複数名で活動する。
・ 再燃又は延焼の可能性を考慮し、火災への監視を強化する。

保しやすい接続箇所へのアクセスルートを優先的に確保する。
③①又は②で接続箇所へのアクセスルートを確保した後，予備として他の接続箇所1箇所へのアクセスルートを確保する。

・ 消火活動を含む屋内での活動の際には、火災対応用の装備品（例：防火服、消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す区分の消火活動の優

空気呼吸器等）を確実に装着する。当該の装備品を装着しての消火活動に先度に基づき消火対象を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施す

ついては、あらかじめ活動できる時間（ 仕様） を確認した上で行う。

る。

・ 屋内での消火活動は、１組２名以上で行動するとともに被害の発生場所を(1) アクセスルート・活動場所の確保のための消火①アクセスルート確保

概ね想定し、安全と考えられるアクセスルートを選定する。

②車両及びホースルートの設置エリアの確保

・ 消火活動を行うに当たっては、現場との通信用として配備している無線連（初期消火に用いる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車等）

絡設備を活用し、緊急時対策本部と専属自衛消防隊員との連絡を密にする。無線連絡設備での連絡が困難な建屋内において火災が発生している場(2) 原子力安全の確保のための消火合には、複数ある別の対応手段を選択して事故対応を試みるとともに、火③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災に対しては連絡要員を配置する等により外部との通信ルート及び専属④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

自衛消防隊員の安全を確保した上で、対応可能な範囲の消火活動を行う。

⑤可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲の設置エリア並びにホースルー

用することとし、全体指揮者の指揮の下対応を行う。

・東海第二では，重大事故等時に使用する無線設備で，消火対応専用の周波数で対応する。

トの確保

また、重大事故等対策要員による消火活動を行う場合でも、事故対応とは独立した通信手段を用いるために、消火活動専用の無線連絡設備の回線を使・緩和手段，設備の違い(3)

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災の消火⑥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(4) その他火災の消火(1)から(3)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62

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備

考

施する。

ロ. 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
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（b）項から（f）項、（m）項及び（n）項に該当する手順等を含むものとし

ロ．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
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，(b)項から(f)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

て整備する。
炉心の著しい損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の優先順位は以下のとおりである。
・・・

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷却系からの除熱による原のとおりとする。
・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉再循環ポン ・緩和手段，設備の違い

子炉冷却及び減圧を優先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失している場

プ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能による制合は、１次冷却系統の減圧及び原子炉への注水を行う。

御棒挿入又は原子炉水位低下による原子炉出力抑制を行う。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において１次冷却材喪失事象が発生

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ系及び原子している場合は、多様な炉心注入手段から早期に準備可能な常設設備を優炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない場合に，高圧代替注水

先して使用し、常設設備が使用できない場合は、可搬型設備による炉心注系により原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源設備

水により原子炉冷却を行う。また、１次冷却材喪失事象が発生していない喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電

場合は２次冷却系からの除熱による原子炉冷却を行う。

される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動

最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却及び格納容器内自然対流冷却により最終ヒート
シンクへ熱を輸送する。

・

炉心の著しい損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原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合は、格納容器内自然対流冷により原子炉を冷却する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している注水機能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。

却には移動式大容量ポンプ車を使用するため準備に時間がかかることか・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉の冷却を行う場合は，高ら、使用開始するまでの間に原子炉格納容器内の圧力が最高使用圧力以上

圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系をに達した場合は、多様な格納容器スプレイ手段より早期に準備可能な常設使用する。これらの系統により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注

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，消火系又は補原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

給水系により原子炉を冷却する。

ハ. 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
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（c）項から（j）項、（m）項及び（n）項に該当する手順等を含むもの

ハ．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
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については，(c)項から(j)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

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必要な場合における対応手
段の優先順位は以下のとおりである。
・

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時は、２次冷却系からの除熱による原原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段
は次のとおりである。
・残留熱除去系海水ポンプの故障等又は全交流動力電源喪失により最終ヒート ・緩和手段，設備の違い

子炉冷却及び減圧を優先し、２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合は、シンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と合わせて残留熱除去系

１次冷却系統の減圧及び原子炉への注水を行う。また、原子炉冷却材圧力（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原子炉停止

バウンダリを減圧する手段により、高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直時冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

接加熱による原子炉格納容器破損を防止する。

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力電源喪失に63

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・

炉心が溶融し、溶融デブリが原子炉容器内に残存する場合は、原子炉格より機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納納容器の破損を緩和するため、多様な格納容器スプレイ手段から早期に準容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系によ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

り原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

型設備により原子炉格納容器内に注水し、原子炉容器内の残存溶融デブリ
最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は、２次冷却系からの除熱による原子炉冷却及び格納容器内自然対流冷却により最終ヒート
原子炉格納容器内の冷却又は破損を緩和するため、格納容器内自然対流
冷却又は多様な格納容器スプレイ手段から早期に準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・・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防
納容器内の減圧及び除熱を行う。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ＭＣＣＩによる原子炉格納容器（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉
格納容器の破損を防止するために原子炉運転中の原子炉格納容器内は不活格納容器の圧力及び温度を低下させる。
・考の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系

シンクへ熱を輸送する。
・備

止するため，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系により，原子炉格を冷却する。
・

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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性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態にな

原子炉格納容器バウンダリへの接触を防止するため、多様な格納容器スプっているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水のレイ手段から早期に準備可能な常設設備を優先して使用し、常設設備が使

放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれが用できない場合は可搬型設備により、原子炉格納容器の下部に落下した溶ある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。

融炉心を冷却する。また、溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延

可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合等においては，可搬型窒素供給装又は防止するため、多様な炉心注入手段から早期に準備可能な常設設備を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，さら優先して使用し、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水素を冷却する。

及び酸素を原子炉格納容器外に排出する。

さらに、原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発

・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による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な水素濃度低減及び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

素濃度監視を実施し、水素が原子炉格納容器から原子炉格納容器周囲のア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

ニュラス部に漏えいした場合にも、水素爆発による原子炉建屋等の損傷を理系による水素排出を行う。

防止するため、アニュラス内の水素排出及び水素濃度監視を実施する。
また、電気式水素燃焼装置の起動に関しては緊急時対策本部で実効性と悪影響を考慮し判断する。
（添付資料 2.1.5）
ニ.

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損傷をニ．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

緩和するための対策に関する手順等するための対策に関する手順等

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等の著しい損傷

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（k）項、（m）項及和するための対策に関する手順については，(k)項，(m)項及び(n)項に該当する

び（n）項に該当する手順等を含むものとして整備する。

手順等を含む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及び燃料体等の著しい損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の優先順位は、外観から燃料取扱棟が健全であること、周辺の線量率が正常であることが確認できた場合、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、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が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使 ・緩和手段，設備の違い
用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プール監視カメラを使64

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備

考

用する。

早期に準備が可能な常設設備による注水を優先して実施し、常設設備による注水ができない場合は、可搬型設備による注水、建屋内部からのスプレイ等

・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えを実施し、使用済燃料ピットの近傍に立ち入ることができない場合は、外部

い，その他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合は，常設低からのスプレイを実施する。また、注水操作を行っても使用済燃料ピットの圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポン

水位維持ができない大量の漏えいが発生した場合、燃料取扱棟の損壊又は現プ，補給水系又は消火系により使用済燃料プール注水を行うことで，使用済場線量率の上昇により燃料取扱棟に近づけない場合は、放水砲により燃料体

燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽する。
・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等の著しい損傷の進行を緩和する。

ールの水位維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替
注水大型ポンプによる使用済燃料プールスプレイにより，使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による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。

ホ. 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

ホ．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

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

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プール内の燃料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た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ための対めの対策に関する手順書については、以下の（f）項及び（k）項から（n）項

策に関する手順については，(l)項及び(m)項に該当する手順等を含むものとしてに該当する手順等を含むものとして整備する。

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な場合における対応手段は次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、原子炉格納容器の閉じ込め機能が喪失した場合、格納容器スプのとおりとする。
・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ ・緩和手段，設備の違い

レイが実施可能であれば、早期に準備が可能な常設設備によるスプレイを優先して実施し、常設設備によるスプレイができない場合は可搬型設備による及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制す

代替格納容器スプレイを実施する。すべての格納容器スプレイが使用不能なる。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止

場合又は放水砲による放水が必要と判断した場合は、放水砲による放射性物

膜及び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

質の放出低減を実施する。

を行う。

使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は、使用済燃料
ピットへの外部からのスプレイによる放射性物質の放出低減を優先して実施
し、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、放水砲による燃料取扱棟への放水により放射性物質の放出低減を実施する。
(b) 「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

(b)

「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」

等」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、設計基準事故対処設備がイ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉を冷却するための65

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
有する発電用原子炉の冷却機能は、２次冷却系からの除熱機能である。

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

設計基準事故対処設備が有する機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ ・緩和手段，設備の違い
イ系による注水機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。

原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため、重大事故等対大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型

重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失し重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失た場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及びした場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手

現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の ・東海第二では，目視による状況確認
状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順

手順等について記載等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1. 2 の手順に加えて、原子炉冷却材圧力バウン
ダリが高圧の状態において、全ての蒸気発生器の除熱が期待できない場合に、フ大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原子炉を冷・緩和手段，設備の違い却するための手順の例を次に示す。（第2.1.6表参照）

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を想定し、燃料取替用
水タンク（ ピット）水をＢ 充てんポンプ（ 自己冷却）により原子炉へ注入す

・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による冷却機能が喪失した場

る操作と加圧器逃がし弁により原子炉格納容器内部へ原子炉冷却材を放出する操合，中央制御室又は現場手動による高圧代替注水系の起動により原子炉の冷作を組み合わせて原子炉を冷却する手順を整備する。

却を行う。
・全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な・ 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失により原子炉への注水機能が直流電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流喪失した場合、大容量空冷式発電機により受電したＢ 充てんポンプ（ 自己冷電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備（常設又は可搬型）又は却）により充てんラインを使用して燃料取替用水タンク（ ピット）水を原子炉

代替直流電源設備（常設又は可搬型）により原子炉隔離時冷却系の運転継続へ注入する操作に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

・制御用空気喪失時において、加圧器逃がし弁の機能を回復させるため、窒素ボン

・高圧炉心スプレイ系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，原子炉

ベ（ 加圧器逃がし弁用）を空気配管に接続し、原子炉格納容器内部へ原子炉冷隔離時冷却系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉

却材を放出する操作

水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合には，ほう酸水貯蔵タン

・直流電源喪失時において、加圧器逃がし弁の開弁が必要である場合、加圧器逃がクを水源としたほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入を実施する。

し弁の機能を回復させるため、可搬型バッテリ（ 加圧器逃がし弁用）により直・原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系により原子炉流電源を供給し、原子炉格納容器内部へ原子炉冷却材を放出する操作

圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場
合で，非常用交流電源設備により電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンク

これらの手順により、２次冷却系の除熱機能が喪失した場合の対応であるＢを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉への注水を実施する。

充てんポンプ（ 自己冷却）による原子炉への注水及び加圧器逃がし弁等を用いた１ 次冷却系の減圧を行う。また、タービン動補助給水ポンプ、主蒸気逃がし
弁等の機能回復を行う。
（添付資料 2.1.4）

66

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

67

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（c） 「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」
イ. 重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能は、２次冷却系からの除熱による減圧機能又は加東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(c) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象施設が有する原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁による減圧機能である。

圧器逃がし弁による減圧機能である。なお、加圧器逃がし弁による減圧は、２ 次

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の冷却系からの除熱により１ 次冷却系のサブクール度を確保した上で実施する。２

破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備

次冷却系からの除熱機能が喪失した場合は、高圧注入ポンプによる原子炉への注及び手順を整備する。

・緩和手段，設備の違い
・記載箇所の違い

水機能を確保した後に加圧器逃がし弁による減圧を実施する。
蒸気発生器伝熱管破損事象発生時は、破損した蒸気発生器の隔離を行い、健全側蒸気発生器の主蒸気逃がし弁による冷却・減圧と加圧器逃がし弁による減圧操作により１ 次系と２ 次系の圧力を均圧させることで１次冷却材の漏えいを抑制する。
インターフェイスシステム LOCA 発生時は、主蒸気逃がし弁による冷却・減圧と加圧器逃がし弁による減圧操作を行うとともに、漏えい箇所を隔離することで１次冷却材の漏えいを抑制する。どちらの事象も隔離ができない場合は、主蒸気逃がし弁による冷却・減圧と加圧器逃がし弁による減圧で１次冷却材の漏えい量を抑また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウ

・緩和手段，設備の違い

ンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。
なお，損傷箇所が隔離できない場合は，逃がし安全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。

制する。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備及び手順を整備する。
ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を和するため、重大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室

監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータにおける監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラを計測するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備す

ントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータる。

を監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1.3 の手順に加えて、原子炉冷却材圧力バウンダ
リが高圧の状態において、全ての蒸気発生器の除熱が期待できず、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、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、加圧器逃がし弁を用大規模損壊発生時に原子炉冷却圧力バウンダリを減圧するための手順の例を・緩和手段，設備の違い次に示す。（第2.1.7表参照）
・低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系による原子炉注水準備が完了した後，逃がし安全弁の手動操作により原子炉を減圧する。

いて１次冷却系を減圧する手順を整備する。また、サポート系の機能喪失を想定

・常設直流電源喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，し、燃料取替用水タンク（ ピット）水をＢ充てんポンプ（自己冷却）により充て原子炉の減圧ができない場合，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電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を整備す

源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機

る。

能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。

68

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

・ 制御用空気喪失時において、加圧器逃がし弁の開弁が必要である場合、加圧器

・逃がし安全弁作動の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動逃がし弁の機能を回復させるため、窒素ボンベ（ 加圧器逃がし弁用）を空気配

減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供管に接続し、原子炉格納容器内部へ原子炉冷却材を放出する操作

給系（非常用）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保し，・ 直流電源喪失時において、加圧器逃がし弁の開弁が必要である場合、加圧器逃
がし弁の機能を回復させるため、可搬型バッテリ（ 加圧器逃がし弁用）により考逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
・全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失により逃がし安全弁による原子直流電源を供給し、原子炉格納容器内部へ原子炉冷却材を放出する操作

炉の減圧機能が喪失した場合に，代替電源により逃がし安全弁の作動に必・ 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時において、原子炉への注水

要な直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧することで原子炉を減機能が喪失した場合、大容量空冷式発電機から受電したＢ 充てんポンプ（ 自

備

圧する。

己冷却）により燃料取替用水タンク（ ピット）水を原子炉へ注入する操作
これらの手順により、２次冷却系からの除熱による減圧機能が喪失した場合の対応であるＢ 充てんポンプ（ 自己冷却）を用いた原子炉への注水、加圧器逃がし弁等を用いた１次冷却系の減圧を行う。また、タービン動補助給水ポンプ、主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁の機能回復を行う。
（ 添付資料 2. 1 . 4）

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玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（d） 「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」
イ. 重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は、以下のとおりである。
１次冷却材喪失事象が発生して１次冷却系統の保有水量を確保する必要がある場合に非常用炉心冷却設備を用いて燃料取替用水タンク（ ピット）水を炉心へ注入する冷却機能。

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
(d)

「1.4

備

考

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」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，原子炉を冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及・緩和手段，設備の違い

び低圧炉心スプレイ系による注水機能である。
また，原子炉を長期的に冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能である。

また、長期的な原子炉の冷却として、水源を燃料取替用水タンク（ ピット）から格納容器再循環サンプに切り替えた後の再循環運転による冷却機能。１ 次冷却材喪失事象が発生していない場合又は運転停止中に余熱除去設備を用いた崩壊熱除去機能。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備す

容器の破損を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。

る。

ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損緩和するため、重大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同能喪失することのないように分散配置した可搬型重大事故等対処設備等を用いた

時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央

手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう現場に制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場てプラントパラメータを計測するための手順及び現場にて直接機器を作動させるにてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラント

・東海第二では，目視による状況確認ための手順等を整備する。

パラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するた

手順等について記載めの手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1 . 4 の手順に加えて、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じ接続口を使用し、消防自動車
から原子炉に注水する手順を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉を・緩和手段，設備の違い冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.8表参照）
・残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプが故

これらの手順により、安全注入設備を用いて原子炉に注水することにより原

障により原子炉注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧

子炉を冷却する機能が喪失した場合の対応である常設電動注入ポンプ、ディーゼ

代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原ル消火ポンプ、消防自動車又は可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入

子炉へ注水する。

を行う。また、Ｂ 充てんポンプ（ 自己冷却）、Ｂ 格納容器スプレイポンプ（ 自己冷却）（ RH R S - C S S タイライン使用） の機能回復を行う。さらに、余熱除去設備による除熱機能が喪失した場合の対応であるタービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による２ 次冷却系からの除熱、可搬型ディーゼル
注入ポンプによる蒸気発生器への注水を行う。
（ 添付資料 2. 1 . 4）71

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

72

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ e） 「1 . 5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(e) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

イ. 重大事故等対策に係る手順
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能は、原子炉補機冷却海水設備及び原子炉補機冷却水設備による冷却機能である。

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格・緩和手段，設備の違い

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系海水系による除熱機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納の破損（ 炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。） を防止するた容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止

め、最終ヒートシンクへ熱を輸送するための対処設備及び手順を整備する。

するため，最終ヒートシンクへ輸送するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ． 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（ 炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。） を緩和するため、重を緩和するため，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故

大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することの等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失したない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手能が喪失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するため順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設の手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるた・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

めの手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1. 5 の手順に加えて、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を整備す

大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次

・緩和手段，設備の違いに示す。（第 2.1.9 表参照）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及る。
これらの手順により、原子炉補機冷却海水設備及び原子炉補機冷却水設備によび格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により最終ヒートシンクへ熱る冷却機能が喪失した場合の対応であるタービン動補助給水ポンプ又は可搬型デを輸送できない場合には，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント

ィーゼル注入ポンプによる蒸気発生器への注水及び移動式大容量ポンプ車を用い系により最終ヒートシンクへ熱を輸送する。

たＡ 、Ｂ 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を行う。ま・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，緊急用海水系により最終ヒート

た、主蒸気逃がし弁の機能回復を行う。
（ 添付資料 2. 1 . 4）

シンク（海洋）へ熱を輸送する手段を確保する。緊急用海水系と合わせて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系
又は格納容器スプレイ冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが起動できない場合には，常設代替交流電源設備により緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「Ｍ／Ｃ」という。）を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給することにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷
却系及び格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

73

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

74

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）（ f） 「1 . 6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」(f) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

イ. 重大事故等対策に係る手順

イ．重大事故等対策に係る手順

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は、原子炉格納容器スプレイ設備による冷却機能である。

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は，残留熱除去

備考・緩和手段，設備の違い

系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉
格納容器内の圧力及び温度を低下させ、また、炉心の著しい損傷が発生した場合この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。

において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器内の破損

度並びに放射性物質の濃度を低下させるための対処設備及び手順を整備する。

を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備及び手順を整備する。

ロ． 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損の緩

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を和、並びに放射性物質の濃度を低下させるため、重大事故等対策で整備した手順緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時にを基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設

機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室

備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できにおける監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及び現場にて直接機器

ントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを作動させるための手順等を整備する。

を監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1. 6 の手順に加えて、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じ接続口を使用し、消防自動車から原子炉格納容器へ注水する手順及び 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を整備する。
これらの手順により、格納容器スプレイ設備による冷却機能が喪失した場合の対応である常設電動注入ポンプ、ディーゼル消火ポンプ、消防自動車、可搬型デ大規模損壊発生時に原子炉格納容器内を冷却するための手順の例を次に示

・緩和手段，設備の違いす。（第2.1.10表参照）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内を冷却する。

ィーゼル注入ポンプによる代替格納容器スプレイ、移動式大容量ポンプ車を用い・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却

たＡ 、Ｂ 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を行う。ま系）が全交流動力電源喪失により使用できない場合には，常設代替交流電

た、Ｂ 格納容器スプレイポンプ（ 自己冷却） の機能回復を行う。

源設備により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ（ 添付資料 2. 1 . 4）

又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，
緊急用海水ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保すること
により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）を復旧する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合には，緊急用海水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール
冷却系）を復旧する。

75

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

76

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ g） 「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」
イ. 重大事故等対策に係る手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）考(g) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器の破損を防止す

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備るため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整

する。

備する。

ロ． 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

備ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉格

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉

納容器の破損を緩和するため、重大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた

順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう現場にて手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう

プラントパラメータを計測するための手順及び現場にて直接機器を作動させるたに，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプめの手順等を整備する。

ラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認す・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載るための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1. 7 の手順に加えて、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じ接続口を使用し、消防自動車から原子炉格納容器へ注水する手順及び 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を整備する。
これらの手順により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる機能が喪

大規模損壊発生時に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順の例を・緩和手段，設備の違い次に示す。（第2.1.11表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するた
め，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

失した場合の対応である常設電動注入ポンプ、ディーゼル消火ポンプ、消防自動車、可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替格納容器スプレイ、移動式大容量ポ
ンプ車を用いたＡ 、Ｂ 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を行う。また、Ｂ 格納容器スプレイポンプ（ 自己冷却） の機能回復を行う。
（添付資料 2.1.4）

77

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

78

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ h） 「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」
イ. 重大事故等対策に係る手順
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

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(h) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
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（MCCI）を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリへの接触用による原子炉格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェルを防止することにより原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し原子炉格納容部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する対処設備及び手順を整備する。

・設計の違い器の下部に落下した炉心を冷却する対処設備及び手順を整備する。
また、溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉を冷却するための対処設備及び手順を整備する。
ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても溶融炉心による原子炉格納容器の破損を緩和するた

大規模損壊発生時においても溶融炉心による原子炉格納容器の破損を緩和す

め及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は緩和するため、重大事故るため及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止する等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬ため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失

型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失しすることのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室におけるた場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及び現監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラ

場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

メータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1. 8 の手順に加えて、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じ接続口を使用し、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を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.12表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル

これらの手順により、炉心の著しい損傷、溶融が発生し、原子炉格納容器の下部部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常に落下した場合において、常設電動注入ポンプ、ディーゼル消火ポンプ、消防自動設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系及び補給水系によりペデス車、可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替格納容器スプレイを行う。

タル（ドライウェル部）へ注水する。

また、Ｂ 格納容器スプレイポンプ（ 自己冷却）の機能回復を行う。

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル

さらに、溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延するため、常設電動注入部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉隔離時冷却系，高圧ポンプ、ディーゼル消火ポンプ、消防自動車、可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替注水系，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替

代替炉心注入を行う。また、Ｂ 充てんポンプ（ 自己冷却）の機能回復を行う。

循環冷却系，消火系，補給水系及びほう酸水注入系により原子炉圧力容器（ 添付資料 2.1.4）

・緩和手段，設備の違いへ注水する。

79

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

80

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ h） 「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」
イ. 重大事故等対策に係る手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(i) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において、ジルコニウム－ 水反応及び水の放炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発射線分解による水素が、原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発に生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆

よる原子炉格納容器の破損を防止する対処設備及び手順を整備する。

発により原子炉格納容器が破損することを防止するための対処設備及び手順を整備する。

ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が発生し、水素が原子炉格納容器

大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和す

内に放出された場合の水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和するため、重大るため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない

失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室におけ

可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪る監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパ

失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及ラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視

び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

直接機器を作動させるための手順等を整備する。
これらの手順により、炉心の著しい損傷が発生し、大量の水素が原子炉格納容器内に放出された場合においても静的触媒式水素再結合装置及び電気式水素燃焼装置
による水素濃度低減及び可搬型格納容器水素濃度計測装置及びガス分析計による水素濃度監視を行う。
また、大規模損壊時における電気式水素燃焼装置の起動に関しては、事故発生から１ 時間以上経過した場合は水素爆轟による原子炉格納容器破損の脅威が予想されるため実効性があり、かつ水素燃焼による原子炉格納容器の健全性に悪影響を与大規模損壊発生時に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・緩和手段，設備の違い

手順の例を次に示す。（第2.1.13表参照）
・残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱時において，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内を不活性化する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応によりえないと判断できる場合に起動する手順とする。

発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器圧（添付資料 2.1.4、2.1.5）

力逃がし装置により原子炉格納容器外に排出し，水素爆発による原子炉格
納容器破損を防止する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素が変動する可能性のある範囲にわたって水素濃度及び酸素濃度監視設備にて原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングし，水素濃度及び酸素濃度を測定し，
監視する。

81

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

82

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ j） 「1 . 1 0 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」
イ. 重大事故等対策に係る手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(j) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器内に水素が放出さ

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れ、原子炉格納容器内から原子炉格納容器周囲のアニュラス部に漏えいした場合に素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉

おいても、水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対処設備及び手順

建屋原子炉棟の損傷を防止するための対処設備及び手順を整備する。

・設計の違いを整備する。
ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても原子炉格納容器から原子炉格納容器周囲のアニュラ

大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を緩ス部に漏えいした水素による原子炉建屋等の損傷を緩和するため、重大事故等対策和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室に事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合

おける監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプランも対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及び現場にてトパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを

直接機器を作動させるための手順等を整備する。

監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1.10 の手順に加えて、可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）を用いてアニュラス水素濃度計測装置により計測する手順を整備する。
これらの手順により、炉心の著しい損傷が発生し、水素が原子炉格納容器内に放出され、原子炉格納容器から原子炉格納容器周囲のアニュラス部に漏えいした場合大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するた・緩和手段，設備の違い

めの手順の例を次に示す。（第2.1.14表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視する。

においてもアニュラス内の水素濃度を低減するためのアニュラス空気浄化ファン、・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

アニュラス空気浄化フィルタユニット等による水素排出及びアニュラス水素濃度計

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

測装置、可搬型格納容器水素濃度計測装置等による水素濃度監視を行う。

建屋等の損傷を防止するため，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を行（添付資料 2.1.4）

う。

83

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

84

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ k） 「1 . 1 1 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
イ． 重大事故等対策に係る手順
使用済燃料ピットの冷却機能は、使用済燃料ピット水浄化冷却設備による冷却機

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(k) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール能である。注水機能は、使用済燃料ピット水補給設備による注水機能である。

からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した

これらの機能が喪失し、又は使用済燃料ピットからの水の漏えいその他の要因によ

場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃り当該使用済燃料ピットの水位が低下した場合において使用済燃料ピット内の燃料料プール内の燃料体等」という。
）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

体等を冷却し、放射線を遮へいし、及び臨界を防止するための対処設備を整備してするための対処設備及び手順を整備する。

・設備の違いいる。
また、使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済

また，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当該使

燃料ピットの水位が異常に低下した場合において使用済燃料ピット内の燃料体等の用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃著しい損傷の進行を緩和し、臨界を防止し、放射性物質の放出を低減する対処設備

料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減

及び手順を整備する。

するための対応設備及び手順を整備する。

ロ． 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

・設備の違いロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても使用済燃料ピット内の燃料体又は使用済燃料を冷却

大規模損壊発生時においても使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のし、放射線を遮へいし及び臨界を防止するため、また、使用済燃料ピット内の燃料進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，重大事故等

体等の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するため、重大事故等対策で整備

対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等

搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能

対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するできるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順及び現場にて直接機ための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建器を作動させるための手順等を整備する。

物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させ・設備の違い・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載るための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1.11 の手順に加えて、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を整備する。

大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.15表参照）
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，若しくは使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時に，常設低圧代替注水系ポンプによまた、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る代替燃料プール注水系（注水ライン），可搬型代替注水中型ポンプ又は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

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），補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

給水系及び消火系を使用した使用済燃料プール注水により冷却し，放射線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を遮蔽し，及び臨界を防止する。

のスプレイを行う手順を整備する。

・使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に，常設低圧代替注水系

これらの手順により、使用済燃料ピットの冷却機能若しくは注水機能が喪失し又ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使は使用済燃料ピットからの水の漏えいその他要因により当該使用済燃料ピットの水

用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー位が低下した場合においても、使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、ディーゼル消ル注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ及

火ポンプ及び消防自動車による注水に加え、可搬型ディーゼル注入ポンプによる注

び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

水を行う。

イノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイにより使用済燃料プール

さらに、使用済燃料ピットからの大量の水の漏えい発生時においても、消防自動・緩和手段，設備の違い

内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，及び放射性物85

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
車、可搬型ディーゼル注入ポンプにより使用済燃料ピットへ接近せずにスプレイする操作、資機材等を用いた漏えい抑制対策及びロープ式水位計等を用いた使用済燃
料ピットの監視を行う。
使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいが発生した場合における使用済燃料ピットの優先順位に従った事故対応例について以下に示す。

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

質の放出を低減する。
・使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，緊急用海水系又は可搬型
代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，代替燃料プール冷却系にて使用済燃料プールを冷却する。
（添付資料2.1.12）① 使用済燃料ピット水の漏えい緩和のための操作を実行するに当たり最も重要な判断は、使用済燃料ピット（燃料取扱棟）へのアクセス可否となる。これは現場の被害状況（火災発生の有無、線量等）に依存する。
② 使用済燃料ピットへアクセス可能な場合には、準備から注水するまでの時間が比較的短い常設設備（ディーゼル消火ポンプ）を用いた注水操作を実施する。
③ ②の操作により使用済燃料ピットの水位維持ができない場合、消防自動車、使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、可搬型ディーゼル注入ポンプを用いて使用済燃料ピットへ注水操作を試みる。
④ ③の操作を行っても水位が維持できない場合、燃料取扱棟内部からのスプレイが可能であれば、消防自動車、可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイ操作を実施する。
⑤ ④と並行して、使用済燃料ピット水の漏えいを抑制するため、あらかじめ準備している漏えい抑制のための資機材を用いた手段により、使用済燃料ピット内側からの漏えい緩和を試みる。
⑥ 使用済燃料ピットへアクセスできない場合や建屋内部での使用済燃料ピットス
プレイが困難な場合、消防自動車、可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた外部からのスプレイを実施する。また、移動式大容量ポンプ車及び放水砲を用いた燃料取扱棟への放水操作を実施する。
（添付資料 2.1.4、2.1.6）

86

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

87

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（l） 「1 . 1 2 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」
イ. 重大事故等対策に係る手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備(l) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順

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燃料体等の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プール内の燃料

著しい損傷に至った場合において、発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため

体等の著しい損傷に至った場合において，発電所敷地外への放射性物質の拡散の設備及び手順を整備する。

を抑制するための対処設備及び手順を整備する。

・設備の違い・記載箇所の相違

また、原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合（航空機燃料火災が発生した場合におにおいて、航空機燃料火災への泡消火により、火災に対応する手順等を整備する。
ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

考

ける消火活動に関する手順等につい

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても発電所外への放射性物質の放出を低減するため、重大規模損壊発生時においても発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失することのな制するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機い可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順、中央制御室での監視及び制御機能が能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室に喪失した場合も対応できるよう現場にてプラントパラメータを計測するための手順

おける監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラン及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

トパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場ては，(o)「2.1 可搬型設備等による対応手順等」ホ項に記載）

・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1.12 の手順に加えて、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を整備する。

大規模損壊発生時に発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための手順の例を次に示す。（第2.1.16表参照）
・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合，原子炉建屋への放水にこれらの手順により、移動式大容量ポンプ車及び放水砲による原子炉格納容器へ

より大気への放射性物質の拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質の放水に加え、放水砲を準備するまでの間、スプレイラインが使用可能な場合は、を含む汚染水が発生する場合，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材により，常設電動注入ポンプ、Ｂ格納容器スプレイポンプ（自己冷却）、ディーゼル消火ポ

海洋への拡散抑制を行う。

ンプ、消防自動車、可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた代替格納容器スプレイ操・緩和手段，設備の違い（添付資料 2.1.13）

作等を実施することにより、放射性物質の放出低減を行う。
放水砲の設置位置については、複数箇所をあらかじめ設定しているが、現場からの情報等を勘案し、原子力防災管理者が総合的に判断する。また、放水砲の放射方法としては、原子炉格納容器の破損範囲を覆うような噴霧放射を基本とする。
使用済燃料ピットからの放射性物質の放出低減対策については、「1 .11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」における注水手段及びスプレイ手段により行うが、当該の手段が有効ではない場合に、本項における放水砲による放射性物質の放出低減対策を実施する。
以下に、放水砲を使用した具体的な事故対応を示す。
① 放水砲の使用判断
大規模損壊の発生により、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至るような場合には、「大規模損壊時に対応する手順」に基づく初動対応フローに従い、プラント状態を把握すると88東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考ともに、放射性物質の放出低減に対して迅速な対応ができるよう移動式大容量ポンプ車の準備を行う。
原子炉格納容器圧力の低下、エリアモニタ、モニタリングステーション及びモ
ニタリングポストの指示値の上昇、目視による原子炉格納容器の破損等を確認した場合には、初動対応フローの優先順位に従い「放射性物質放出低減フロー」を選択する。当該フローにおいては、格納容器スプレイラインが使用可能な場合
は、準備時間が比較的短い格納容器スプレイ操作を実行する。なお、格納容器ス
プレイラインが使用不能な場合又は放水砲による放水が必要と判断された場合には、放水砲による放射性物質の放出低減のための操作を選択する。
② 放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として、原子炉格納容器へ放水する場合に備え複数箇所をあらかじめ設定しているが、現場からの情報（ 風向き、火災の状況、損傷位置（ 高さ、方位）） 等を勘案し、原子力防災管理者が総合的に判断して、適切な位置からの放水を重大事故等対策要員へ指示する。
③ 放水砲の設置位置と原子炉格納容器又は燃料取扱棟への放水可能性[原子炉格納容器へ放水する場合]
前述のとおり、放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉格納容器から約 80 m の範囲内、かつ敷地高さ EL .＋ 11 m に放水砲を設置すれば、原子炉
格納容器頂部までの放水が可能である。
また、海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに、ホースの布設ルートについても、その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができる
よう複数のアクセスルートを想定した手順及び設備構成とする。
[使用済燃料ピットへ放水する場合]
使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいが発生した場合における対応では、「1 . 1 1 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」に示す可搬型ディーゼル
注入ポンプでの使用済燃料ピットスプレイヘッダによる内部又は外部からのスプレイに加え、消防自動車での使用済燃料ピットスプレイヘッダによる内部又は外部からのスプレイを実施する。
さらに、本操作を実施することが困難な状況（ 大規模な火災等により燃料取扱棟に接近できない場合）においては、放水砲により燃料取扱棟へ放水する手段もある。この場合、原子炉格納容器へ放水する場合と同様、風向き、火災の状況、
損傷位置（ 高さ、方位） 等に応じて放水砲を設置する。
放水砲による原子炉格納容器等への放水により、放射性物質を含む汚染水が発生することから、発電所外への流出を抑制するため、放射性物質吸着剤設置及びシルトフェンスにより汚染水の海洋への放出低減を行う。
シルトフェンス設置前に放水砲で放水を実施した場合、放射性物質を含む汚染
水は、雨水排水の流路を通って海へ流れるため、３ 号炉及び４ 号炉放水口側雨89

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

水排水処理槽等に放射性物質吸着剤を設置し、雨水排水の流路から流れてきた汚染水が通過することにより放射性物質を吸着させ、海洋への放射性物質の放出低減を図る。
シルトフェンスは、３ 号炉及び４ 号炉放水口側雨水排水処理槽放水箇所付近等に設置する。
また、１ 号炉及び２ 号炉側においては、３ 号炉及び４号炉のシルトフェンス設
置後、吐口水槽等に放射性物質吸着剤を設置し、その後、吐口水槽放水箇所付近
等にシルトフェンスを設置する。
（ 添付資料 2 . 1 . 4、2 . 1 . 6、2 . 1 . 7）90

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

91

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ m） 「1 . 1 3 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
イ. 重大事故等対策に係る手順

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）考(m) 「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

設計基準事故の収束に必要な水源は、復水タンク（ピット）、燃料取替用水タン

重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とはク（ピット）である。これらの水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分

別に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することな量の水を有する水源を確保することに加えて、設計基準事故対処設備及び重大事に加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故

故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給する対処

等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び手順を整設備及び手順を整備する。

備する。

ロ. 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

備ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給する

大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給ため、重大事故等対策で整備した手順を基本とし、共通要因で同時に機能喪失するするため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能ことのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順等を整備する。

喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室にお当該手順は、「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ける監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントするための手順等」及び「1 . 3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手パラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監順等」に示す２ 次冷却系からの除熱手段、「1. 4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場に圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」に示す原子炉への注水手段、「1 . 5て直接機器を作動させるための手順等を整備する。

・東海第二では，目視による状況確認
手順等について記載

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」、「1. 6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」、｢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」
及び「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」に示す原子炉
格納容器への注水等の手段、「1. 1 1 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」に示す使用済燃料ピットへの注水手段並びに「1 . 1 2 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」に示す原子炉格納容器等への放水等を行うために必要となる水源の確保に関する手順である。
これらの手順により、代替淡水源を使用した中間受槽への供給及び海水（ 取水ピット、取水口）を水源とした中間受槽への供給を行う。また、その他の代替手段として２次系純水タンク及び原水タンクを水源とすることにより中間受槽への供給を行う。

大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。
（第2.1.17表参照）
・代替淡水貯槽を水源とした各種注水時において，可搬型代替注水中型ポン
プにより西側淡水貯水設備又は可搬型代替注水大型ポンプにより淡水タン

重大事故等対策にて整備する 1. 1 3 の手順に加えて、長期間にわたる大津波警報

クから代替淡水貯槽へ補給する。なお，代替淡水貯槽へ淡水を補給できな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い場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより海から代替淡水貯槽へ海水源を確保する手順を整備する。

を補給する。

（添付資料 2. 1 . 4）

・緩和手段，設備の違い

・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる注水時において，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽又は淡水タンクから西側淡水貯水設備へ補給する。なお，西側淡水貯水設備へ淡水を補給できない場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより海から西側淡水貯水設
備へ海水を補給する。

92

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

93

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（ n） 「1 . 1 4 電源の確保に関する手順等」
イ． 重大事故等対策に係る手順
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(n) 「1.14 電源の確保に関する手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい傷、原子炉格納容器の破損、使用済燃料ピット内燃料体等の著しい損傷及び運転停

損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び ・設備の違い

止中における原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保す

運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から ・東海第二では，代替電源からの電源る設備及び手順を整備する。

給電するための対処設備及び手順を整備する。

ロ． 大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

供給による復旧について記載

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷、原子炉格納容器の破損、使用済

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用

燃料ピット内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料緩和するための代替電源を供給するため、重大事故等対策で整備した手順を基本と体の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共し、共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用い通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手た手順等を整備する。

順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように， ・東海第二では，目視による状況確認
現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラント

手順等について記載

パラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
重大事故等対策にて整備する 1.14 の手順に加えて、非常用母線２系統が損傷した

大規模損壊発生時の電源の確保手順の例を次に示す。（第2.1.18表参照）

場合に、発電機車（ 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

・非常用ディーゼル発電機の故障により非常用所内電源設備への交流電源の給盤により、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電ができない場合，常設代替交流電源設備により代替所内電気設備を介して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を整備する。

非常用所内電気設備へ給電する。

これらの手順により、電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合にお・非常用ディーゼル発電機の故障により直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力

いても大容量空冷式発電機、号炉間電力融通電路、発電機車（ 高圧発電機車又は中電源が喪失し，直流125V蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇により直流125V主母線盤２容量発電機車） 及び直流電源用発電機等による電源の確保を行う。

Ａ・２Ｂへの給電ができない場合，常設代替直流電源設備により緊急用直流全交流動力電源及び直流電源喪失が発生した場合における対応手段の優先順位
は、早期に準備が可能な常設設備による給電を優先して実施し、その後、可搬型設

・緩和手段，設備の違い

125V主母線盤及び可搬型代替直流電源設備電源切替盤を介して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。

備による給電を実施する。また、電源機能が喪失し、監視パラメータの計測が不能になった場合には、可搬型計測器によるパラメータ監視を実施する。
（添付資料 2. 1 . 4）

94

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備

考

95

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）o） 「2 . 1 可搬型設備等による対応手順等」

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(o) 「2.1 可搬型設備等による対応手順等」

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時に使用する設備と手順については、先に記載した（ b）項から大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，先に記載した（b）項から（ n）項で示した重大事故等対策で整備する手順等を活用することで「炉心の著しい（n）項で示した重大事故等対策で整備する手順等を活用することで「炉心の著し損傷を緩和するための対策」、「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」、

い損傷を緩和するための対策」，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対「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等の著しい損傷を緩和す策」，「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

るための対策」、「放射性物質の放出を低減させるための対策」、「大規模な火災がを緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」及び発生した場合の消火活動」の措置を行う。

「大規模な火災が発生した場合における消火活動」の措置を行う。

なお、可搬型設備等による対応手順等のうち、柔軟な対応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下に示す。
イ. Ｂ 充てんポンプ（ 自己冷却）で注入し、加圧器逃がし弁を開とする手順
ロ. 消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプと同じ接続口に接続し、原子炉に注水する手順
ハ. 消防自動車を可搬型ディーゼル注入ポンプと同じ接続口に接続し、原子炉格納容器に注水する手順
ニ. 使用済燃料ピットへ可搬型ディーゼル注入ポンプで注水する手順
ホ. 使用済燃料ピットへ消防自動車でスプレイする手順
へ. 大津波警報発令時、八田浦貯水池を移動式大容量ポンプ車の取水源とする手順

さらに，柔軟な対応を行うため上記の手順に加えて，以下の大規模損壊に特化した手順を整備する。（第2.1.19表参照）
イ．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
大規模損壊では，炉心損傷後，放射線モニタ類の指示値の急激な上昇等から原子炉格納容器からの異常な漏えいを検知した場合や格納容器スプレイ機能を有する重大事故等対処設備が機能喪失した場合等を想定し，原子炉格納容器破損緩和や放射性物質の放出低減を目的とした格納容器圧力逃がし装置を用いた原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順を整備する。
ロ．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
原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器トップヘッドフランジから

ト. 可搬型バッテリを使用してアニュラス水素濃度を計測する手順の水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納容器

チ. 可搬型代替所内電気設備による原子炉格納容器破損を防止するための設備へ給頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順を整備する。

電する手順
リ. 可搬型計測器を現場盤に接続し計測する手順
ヌ. 移動式大容量ポンプ車によるＡ 系格納容器再循環ユニットへの海水通水を実施する際、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

・緩和手段，設備の違い

ハ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納容器
頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順を整備する。
ニ．原子炉建屋からの水素の排出手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出ができず，原子炉
建屋水素濃度の上昇が継続する場合を想定し，ブローアウトパネルの開放（ブローアウトパネル閉止装置が閉止状態である場合は，ブローアウトパネル閉止装置の開放）による原子炉建屋からの水素排出手順を整備する。
ホ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
化学消防車，水槽付消防ポンプ自動車，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合を想定し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた消火手順を整備する。
ヘ．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
大規模な地震等により使用済燃料プールが損傷し，技術的能力「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて水位が維持できない場合，ブロー

96

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考

アウトパネルの開放（ブローアウトパネル閉止装置が閉止状態である場合は，
ブローアウトパネル閉止装置の開放）を行い，その開口部を介して，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を整備する。
ト．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建屋への放水手順
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使用済燃料乾式貯蔵設備に大規模な損壊が発生した場合を想定し，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建屋への放水手順を整備する。
チ．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順
中央制御室が機能喪失する場合を想定し，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。
これら手順のうち、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は、イ項からハ項及びリ項が該当する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等については、イ項からハ項及びヘ項からヌ項が該当する。
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

これらの手順のうち，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については，ホ項が該当する。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は，チ項が該当する。原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等については，イ項からニ項及びチ項が該当する。
放射性物質の放出を低減させるための対策に関する手順等については，ヘ項及びト項が該当する。

る手順等については、ニ項からヘ項が該当する。
（添付資料 2. 1 . 8）

97

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.19 表
想定

対応手段

対応手順

対応設備

格納容器圧力逃がし装置による
原子炉格納容器
内の減圧及び除熱手順

フィルタ装置第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁
圧力開放板
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
可搬型窒素供給装置
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
燃料給油設備

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

関連設備

原子炉ウェルへの注水

主要 設備
主要 設 備原子炉ウェルへの注水

格納容器頂部注
水系（可搬型）による原子炉ウェ
ルへの注水手順

関連設備

原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生す
る場合

原子炉格納容器内の減圧及び除熱

関連設備

原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生す
る場合

考

大規模損壊に特化した手順(1／2)

主要設備

炉心損傷後，原子炉格納容器破損緩和又は放射性物質の放出低減を目的とした格納容器ベントを行
う場合

備

整備する手
順書の分類

大規模損壊
時に対応す
る手順

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
燃料給油設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料給油設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁98

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まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.19 表
想定

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル閉止装置
可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備消火

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放水手順

主要設備

監視機能の回復

現場での可搬型計
測器によるパラメ
ータ計測，監視手
順ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備

関連 設備

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

燃料給油設備

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル閉止装置 大規模損壊
可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ 時に対応す
る手順
（放水用）
放水砲

主要 設備

使用済燃料乾式貯蔵設備への放水可搬型代替注水中型ポンプ
泡消火薬剤容器（消防車用）
放水銃

関連設備

放水砲による使用済燃料プール
への注水

可搬型代替注水中型ポンプによる消
火手順

整備する手
順書の分類

主要 設備

中央制御室の機能喪失等により，中央制御室にて可搬型計測器の接続が不可能となった場合

原子炉建屋からの水素の排出手順

対応設備

関連 設備

使用済燃料乾式貯蔵設備に大規模な損壊が発生した場合

原子炉建屋原子炉棟の水素排出

対応手順

主要設備

使用済燃料プールが損傷し，常設及び可搬設備による注水を行うが，水位が維持できない場合

対応手段

関連 設備

化学消防車，水槽付消防
ポンプ自動車，可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合

考

大規模損壊に特化した手順（2／2）

主要設備

格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の水素排出ができず，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続する場合

備

可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備

可搬型計測器99

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備c.項に示す大規模損壊への対応手順書は、万一を考慮し中央制御室の機能が喪ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備するが、中央制御室での監視及び制御機能に期失した場合も対応できるように整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから、運転手順書も並行して活用した事待できる可能性も十分に考えられることから，運転手順書を活用した事故対応も考

故対応も考慮したものとする。例えば、重大事故等発生時において運転手順書で慮したものとする。

d.

考・緩和手段，設備の違い

対応中に、期待する重大事故等対処設備等（例：大容量空冷式発電機、常設電動注入ポンプ等）の複数の機能が同時に喪失する等、重大事故シナリオベースから外れて大規模損壊へ至る可能性のあるフェーズへ移行した場合にも活用できるものとする。すなわち、原因となった事象により喪失した機能に着目して、その機能を代替するための対策が行える手順書の構成とする。
（添付資料 2.1.3）
c.項に示す大規模損壊への対応手順書については、地震及び津波により発生すｅ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波等の大規模な自る可能性のある大規模損壊に対して、また、PRA の結果に基づく事故シーケンス

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生する可能・東海第二では，故意による大型航空

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して発生する事性のある大規模損壊への対応を考慮する。また，ＰＲＡの結果に基づく事故シーケ

機の衝突その他のテロリズムへの考

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

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して発生する慮について記載

損壊への対応も考慮する。加えて、大規模損壊発生時に、同等の機能を有する可事故シーケンス等について，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対処設備が模損壊への対応も考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可

同時に機能喪失することなく、炉心注水、電源確保、放射性物質放出低減等の各

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対処設備が同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る。

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

e.

（添付資料 2.1.2、2.1.9、2.1.10）が上記設備のいずれかにより達成できるように構成する。
(添付資料2.1.14，2.1.15)

発電用原子炉施設において整備する大規模損壊時に対応する手順については、

ｆ．発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時に対応する手順について

大規模損壊に関する考慮事項等、米国における NEI ガイドの考え方も参考とす

は，大規模損壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とる。また、当該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る。また，当該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

する。

する。

f.

（ 添付資料 2.1.11）(添付資料2.1.16)

100

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
2.1.2.2 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、組織が最も有効に機能すると考えられる通常の東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
2.1.2.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

備考【KK6,7 補正書（2017/8/15）との相違】

大規模損壊発生時の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる通常の 2.1.2.2 項における主な相違は，
以下の緊急時対策本部の体制により対応することを基本としつつ、通常とは異なる対応が必要

災害対策本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても とおりとなる状況においても流動性を持って対応できるように整備する。

流動性を持って対応できるように整備する。

○設備，運用又は体制の相違

また、重大事故等を超えるような状況を想定した 2.1.2.1 項における大規模損壊発生

また，2.1.2.1項の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し，・KK6.7 は，運転員及び緊急時対策

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要員を対象として，要員の多能化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にするとともに、にも対応できるように，重大事故等対策では考慮されていない大規模損壊に対する脆弱を計画的に実施する重大事故等対策では考慮されない大規模損壊に対するぜい弱性を補完する手順書を用性を補完する手順書を用いた活動を行うための教育及び訓練の実施並びに体制の整備

いた活動を行うための教育、訓練の実施及び体制の整備を図る。

を図る。

（東二は，重大事故等対応要員に対して，担当する役割以外の教育及び訓練の充実を図る）（1） 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施(1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施

・KK6,7 は，複数号炉の同時被災を考

大規模損壊時への対応のための緊急時対策本部要員への教育及び訓練について

大規模損壊への対応のための災害対策要員への教育及び訓練については，重大事故

慮した体制としている

は、重大事故等対策にて実施する教育及び訓練を基に、専属自衛消防隊員への教等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順，資機材（東二は，単独プラント）

育及び訓練については、火災防護の対応に関する教育及び訓練を基に、大規模損の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。実施に当たり，各要員の役割

壊発生時における各要員の役割に応じた任務を遂行するに当たり必要となる力量に応じた任務を遂行するために必要となる力量を習得及び維持できるように，以下の ・自衛消防隊への教育等についても重を習得及び維持するため、以下の教育及び訓練を実施する。また、重大事故等対策

教育及び訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動大事故等対策にて実施する教育に含要員のうち保修対応要員（以下「保修対応要員」という。
） については、電制系に性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担めて整理している

係る力量、機械系に係る力量といった要員の役割に応じて付与される力量に加え、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。必要となる力量を第

流動性をもって対応できるような力量を確保していくことにより、期待する要員

2.1.20表に示す。

以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。その他、発電所構内に勤務する緊急時対策本部要員以外の人員を割り当てなければならない事態を想定して、原子力災害への活動に協力するための教育を実施する。必要となる力量を第 2.1.19 表に示す。
a.

大規模損壊時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための教育を定期的に実施する。

ａ．大規模損壊発生時に対応する手順，資機材の取扱い等を習得するための要素訓練
を，訓練ごとに実施頻度を定めて実施する。

保修対応要員は、役割に応じて付与される力量に加え、例えば保修対応要員

ｂ．重大事故等対応要員については，初動で対応する要員を最大限に活用する観点かの被災又は想定より多い要員が必要となった場合において、優先順位の高い緩ら，期待する要員以外の要員でも流動性を持って柔軟に対応できるように，要員の和措置の実施に遅れが生じることがないよう、臨機応変な配員変更に対応でき

役割に応じて付与される力量に加え臨機応変な配置変更に対応できる知識及び技る知識及び技能を習得する等、流動性を持って柔軟に対応できるよう保修対応能を習得する等，担当する役割以外の教育及び訓練の充実を図る。

b.

要員の多能化を図るための教育及び訓練を計画的に実施する。
緊急時対策本部要員（指揮者等）に対し、通常の指揮命令系統が機能しない場

ｃ．原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命令系統が機能し合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別

ない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定したの教育及び訓練を実施する。また、専属自衛消防隊員に対し大規模損壊発生時

個別の教育及び訓練を実施する。

c.

大事故等対策にて実施する教育に含に対応するための教育及び訓練を実施する。
d.

大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。

・自衛消防隊への教育等についても重ｄ．大規模損壊発生時に対応する組織及びそれを支援する組織の実効性等を確認する

めて整理している

ための定期的な総合訓練を継続的に実施する。

101

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（2） 大規模損壊発生時の体制

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(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損壊（大規模火災の発生含む）

発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊（大規模火災の発生を含む。
）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かつ円滑に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かつ円滑に実施す実施するため、所長（原子力防災管理者）は、発電所に事務系社員を含む通常の原るため，所長（原子力防災管理者）は，災害対策本部体制を整備する。

子力防災組織の体制を基本とする緊急時対策本部の体制を整える。
a.

休日、時間外（夜間）において、重大事故等及び大規模損壊のような原子力災

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等及び大規模損壊の害が発生した場合にも、速やかに対応を行うための対応要員として、発電所構

ような原子力災害が発生した場合にも，速やかに対応を行うため，発電所構内に災内又は近傍に運転員（当直員）12 名、緊急時対策本部要員（指揮者等）４名、害対策要員39名（当直要員7名，自衛消防隊11名を含む。）を常時確保した体制を整

重大事故等対策要員 36 名、専属自衛消防隊員８名を確保し、体制を整備する。

備する。

また、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より、中央

また，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より，中央制御

制御室（運転員（当直員）を含む）が機能しない場合においても、重大事故等対室（当直要員を含む。）が機能しない場合も想定し，あらかじめ定められた災害対策要員及び緊急時対策本部要員（指揮者等）にて初動及び初動後対策を実施す

策要員の役割を変更することで迅速な対応を可能とする。

・体制の違いる。
大規模損壊発生時において、緊急時対策本部要員として非常召集が期待され

ｂ．大規模損壊発生時において，災害対策要員として参集を期待されている社員寮，

る社員寮及び社宅の召集要員の非常召集ルートは複数ルートを確保し、その中社宅等の要員の発電所へのアクセスルートは複数確保されており，当該要員はそのから適応可能なルートを選択し発電所へ非常召集する。

中から通行可能なルートを選択し発電所へ参集する。なお，あらかじめ指名された ・運用の違い
発電所参集要員以外の要員は発電所外集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従b.

なお、発電所周辺（社員寮、社宅等）から非常召集される召集要員は、集合場

い対応する。

所に集合し、発電所の状況等の確認を行い、発電所への移動を開始する。
c.

休日、時間外（夜間）において、大規模な自然災害が発生した場合には、上記

ｃ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生したのアクセスルートにより社員寮、社宅等からの召集要員に期待できると想定さ場合においても，上記アクセスルートで社員寮，社宅等からの参集に期待できるとれるが、万一召集までに時間を要する場合であっても、発電所構内及び近傍の想定されるが，万一，要員参集に時間を要する場合であっても，要員が参集するま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備する。

での間，発電所構内に待機する災害対策要員により，事故対応を行えるように体制を整備する。

（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(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考え方

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

大規模損壊発生時には，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場場合も考えられる。このような状況においても、対応要員を確保するとともに指合も考えられる。このような状況においても，対応要員を確保するとともに指揮命令

揮命令系統を確立できるよう、大規模損壊時に対応するための体制を以下の基本系統を確立できるように，大規模損壊発生時に対応するための体制を次の基本的な考的な考え方に基づき整備する。

え方に基づき整備する。

a.

大規模損壊への対応要員を常時確保するため、休日、時間外（夜間）におけるａ．大規模損壊への対応要員を常時確保するため，夜間及び休日（平日の勤務時間帯

副原子力防災管理者を含む対応要員は、地震、津波等の大規模な自然災害又は以外）において，発電所構内に常時確保する初動対応要員39名（当直要員7名，自衛故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応でき

消防隊11名を含む。）は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航るよう、分散して待機する。また、地震、津波等の大規模な自然災害によって、空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるように，分散して待待機場所への影響が考えられる場合は、屋外への退避及び高台への避難等を実機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害による待機場所への影響が考えら102

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

施する。なお、建物の損壊等により上記要員の一部が被災するような状況におれる場合は，屋外への退避及び高所への避難等を行う。なお，万一，待機場所とな

いても、発電所構内に勤務している他の要員を緊急時対策本部での役務に割りる建屋の一部が倒壊し，一部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散当てる等の措置を講じる。

待機する初動対応要員や発電所構内で勤務している他の要員を活用する等の措置

さらに、人命救助や物品の移動等の必要な活動については、発電所構内に勤を講じて対応する。

備

考・記載箇所の違い務している他の人員を可能な範囲で割り当てる等の措置を講じる。
地震、津波等の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

ｂ．地震，津波等の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

テロリズムの発生により、通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しなリズムの発生により，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場合

い場合も考慮し、原子力防災管理者の代行者をあらかじめ複数定めることで体も考慮し，原子力防災管理者の代行者（副原子力防災管理者）をあらかじめ複数定制を維持する。

めることで体制を維持する。

b.

c.

大規模損壊等により炉心が損傷した場合において、原子炉格納容器の破損のｃ．大規模損壊等により炉心が損傷した場合において，原子炉格納容器の破損のおそおそれ又は破損した場合、代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟

れがある場合又は破損した場合，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁 ・設計の違い

内）に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。
）以外を玄海エネルギーパ

操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。
）以外を緊急時対策所で待機

ーク等で待機させるか発電所外へ一時避難させるかを判断する。

させるか発電所構外へ一時退避させるかを判断する。プルーム放出時は，最低限必

プルーム放出時は、最低限必要な要員は代替緊急時対策所又は緊急時対策所

要な要員は，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室に留まり，プ（緊急時対策棟内）に留まり、プルーム通過後、活動を再開する。プルーム通過

ルーム通過後，活動を再開する。プルーム通過時は，最低限必要な要員以外の要員

時、最低限必要な要員以外の要員は発電所外へ一時避難し、その後、最低限必要

は発電所構外へ一時退避し，その後，災害対策本部長の指示により再参集する。たな要員と交代する要員として発電所へ再度非常召集する。

だし，原子炉格納容器が破損している場合等，一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。

大規模損壊と同時に大規模火災が発生している場合、緊急時対策本部の火災

ｄ．大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命令

対応の指揮命令系統の下、専属自衛消防隊は消火活動を実施する。また、原子力

系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力防災管理者が，事故対防災管理者が、事故対応を実施及び継続するために、放水砲等による泡消火の応を実施及び継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合実施が必要と判断した場合は、重大事故等対策要員を火災対応の指揮命令系統

は，災害対策本部の指揮命令系統の下，放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従の下で消火活動に従事させる。

事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜間及び休日（平日の ・体制の違い

d.

なお、緊急時対策本部の体制が整った後は、本部長の判断により、自衛消防組
織を設置し、自衛消防組織による消火活動を実施する。
（4） 大規模損壊発生時の対応拠点
大規模損壊が発生した場合において、本部長を含む緊急時対策本部要員が対応

勤務時間帯以外）には統括待機当番者（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。
(4) 大規模損壊発生時の対応拠点
大規模損壊が発生した場合において，災害対策本部長を含む災害対策本部の要員がを行うに当たっての拠点は、代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟対応を行う拠点は，緊急時対策所を基本とする。また，代替可能なスペースとして， ・設計の違い

内）が基本となる。また、運転員（当直員）の拠点については、中央制御室が機能

緊急時対策室建屋（免震構造）を状況に応じて活用する。

している場合は中央制御室とするが、中央制御室が機能していない場合や火災等当直要員の拠点については，中央制御室が機能している場合は中央制御室とするにより運転員（当直員）に危険が及ぶおそれがある場合は、施設の損壊状況及び対が，中央制御室が機能していない場合や火災等により当直要員に危険が及ぶおそれが応可能な要員等を勘案し緊急時対策本部が判断する。

ある場合は，施設の損壊状況及び対応可能な要員等を勘案し災害対策本部が適切な拠

なお、代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）以外の代替可能な点を判断する。

・記載箇所の違い

・記載箇所の違い

スペースも状況に応じて活用する。

103

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）（5） 大規模損壊発生時の支援体制の確立
a.

本店対策本部体制の確立（a） 発電用原子炉施設において大規模損壊が発生した場合の本店からの支援を実施するため、社長を本店の本部長とする本店対策本部が速やかに確立でき

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考(5) 大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，技
術的能力審査基準1.0に基づき整備する支援体制と同様である。

るよう体制を整備する。
（b） 社長は、原子力事業所災害対策支援拠点の設置が必要と判断した場合、あらかじめ選定しておいた施設の候補の中から放射性物質の影響等を勘案した上で適切な拠点を選定し、先遣隊として本店対策本部の要員及びその他必要な要員を派遣するとともに、原子力事業所災害対策支援拠点に必要な資機材等の輸送を、陸路を原則として実施する。
・体制の違い（c） 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.

外部支援体制の確立（a） 大規模損壊発生時における発電所への外部支援体制は、「1.0.2(3)支援に係る事項」で整備する原子力災害発生時の外部支援体制と同様である。

ｂ．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，技術的能力審査基準1.0に基づき整備する外部支援体制と同様である。

104

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

第 2.1.20 表

備

大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

要員

必要な作業

災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員○発電所における災害対策
活動の実施○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

災害対策要員・上記及び当直要員以外の要員○発電所における災害対策
活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○所掌内容の理解○対策本部との情報共有○各班との連携

当直要員○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運
転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解

実施組織

支援組織

考

○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの
注水等
○消火活動
○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・
連絡

必要な力量

○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い105

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）
2.1.2.3 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、2.1.2.1 項における大規模損壊発生時の対応手順に従って

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
2.1.2.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

備【KK6,7 補正書（2017/8/15）との相違】

以下の大規模損壊の発生に備え，2.1.2.1項における大規模損壊発生時の対応手順に従って 2.1.2.3 項における主な相違は，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。

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。

とおり

（1）

(1)

・特になし

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

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

大規模損壊発生時において、可搬型重大事故等対処設備は、重大事故等対策で大規模損壊時において，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

配備する設備の基本的な考え方を基に、同等の機能を有する設計基準事故対処設

設備の基本的な考え方を基に，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重

備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないように，外部事象の影響を受けに影響を受けにくい場所に保管する。また、大規模な自然災害又は故意による大型

くい場所に保管する。また，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航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で、同時に複数の可搬型重大事故等

他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失し対処設備が機能喪失しないように考慮する。

ないように考慮する。

a.

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、

ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液液状化及び揺すり込みによる不等沈下、地盤支持力の不足及び地下構造物の損状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する。

影響を受けない場所に保管する。

可搬型重大事故等対処設備は、津波により常設重大事故等対処設備又は設計

ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，津波により設計基準事故対処設備又は常設基準事故対処設備と同時に機能喪失させないよう基準津波を一定程度超える津重大事故等対処設備と同時に機能喪失させないように基準津波を一定程度超える波に対して裕度を有する高台に保管する。

津波に対して裕度を有する高所に保管する。

b.

c.

屋外の可搬型重大事故等対処設備は、設計基準事故対処設備等及び常設重大考

ｃ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準を一定程度超える竜巻及び故意に ・記載箇所の違い

事故等対処設備が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又よる大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮して，同等の機能を有 ・原子炉建屋の他，格納槽，屋外設置

は常設重大事故等対処設備のそれぞれから 100m の離隔距離を確保した上で、複する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備が設置されている原子炉

数箇所に分散して保管する。

建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。

原子炉建屋外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備は、竜巻

ｄ． 原子力建屋外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備は，可搬型及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮し、可搬型重大事

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もに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。

d.

個所があることを踏まえて記載に、常設設備への接続口、アクセスルートを複数設ける。
地震、津波、大規模火災等の発生に備え、アクセスルートを確保するために、

ｅ．地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やかに消火及びがれき撤去できる資機材を当該事象による影響を受けにくい

速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにく場所に保管する。特に、ホイールローダ等のアクセスルート復旧用重機についい場所に保管する。

e.

・復旧用重機も可搬型設備と同じ保管場所に配備するため，改めて記載はては、比較的標高が高い場所（EL.＋16m、＋28m）に分散して保管する。

していない（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(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

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

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及び外部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及び外部支援が受け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きる

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 以上離隔をとった

ように，原子炉建屋から100m以上離隔をとった場所に分散して配備する。

・運用の違い場所に分散して配備する。

106

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）a.

全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）
機材を配備する。
ｂ．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空機の衝突による大規模な燃料火災の発生時において、必要な消火活動を実施

航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するたするために着用する防護具、消火薬剤等の資機材及び小型放水砲等を配備する。

めに着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消火設備を配備する。

炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において事故対応すｃ．炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のたるために着用するマスク、高線量対応防護服及び線量計等の必要な資機材を配めに着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。

c.

考ａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資

地震及び津波の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b.

備・設備の相違（なお，東海第二の放水銃は消火設備として整理）

備する。
d.

化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク、長靴等の資機材を配備する。

e.

ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応を行うために着用するマスク，長靴等の資機材を配備する。

移動式大容量ポンプ車によるＡ系格納容器再循環ユニットへの海水通水を実・設備の違い施する際、原子炉補機冷却水冷却器室が浸水した場合に排水するための可搬型
ポンプ等の資機材を配備する。
f.

大規模な自然災害により外部支援が受けられないことを想定して防護具、放射線管理用資機材及び食料等の資機材を確保する。
g.

大規模損壊発生時において、指揮者と現場間、発電所の内外との連絡に必要な通信手段を確保するため、多様な複数の通信手段を整備する。
また、通常の通信手段が使用不能な場合を想定した通信連絡手段として、携帯型通話装置、無線連絡設備、衛星携帯電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を配備するとともに、消火活動専用の通信連絡がｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を配備する。
ｆ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。
また，通常の通信連絡手段が使用不能な場合を想定し，無線連絡設備，携行型有線通話装置，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設 ・東海第二では，消火活動において備を配備する。
も，その他現場活動で使用する通信可能な無線連絡設備を配備する。
2.1.3 まとめ連絡設備を使用する。
2.1.3 まとめ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、玄海

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，東海

原子力発電所において、プラント監視機能の喪失、建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪

第二発電所において，プラント監視機能の喪失，建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失

失等の大規模な損壊が発生した場合の対応措置として、プラント内において有効に機能等の大規模な損壊が発生した場合の対応措置として，プラント内において有効に機能すする運転員を含む人的資源、設計基準事故対処設備、重大事故等対処設備等の物的資源る運転員を含む人的資源，設計基準事故対処設備，重大事故等対処設備等の物的資源及及びその時点で得られる発電所内外の情報を活用することにより、様々な事態においてびその時点で得られる発電所構内外の情報を活用することにより，様々な事態において柔軟に対応できる「手順書の整備」、「体制の整備」及び「設備・資機材の整備」を行う

柔軟に対応できる「手順書の整備」，「体制の整備」及び「設備・資機材の整備」を行方針とする。

う方針とする。

室での監視・制御機能が喪失する場合等も対応できるよう想定し、可搬型重大事故等対「手順書の整備」においては，大規模な火災が発生した場合及び中央制御室での監視・ ・常設による対応も想定しているため制御機能が喪失する場合も想定し，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多 ・記載箇所の違い

処設備による対応を中心とした多様性及び柔軟性を有するものとして手順書を整備す

様性及び柔軟性を有するものとして整備する。

「手順書の整備」「体制の整備」においては、大規模な火災が発生した場合や中央制御る。また、通常の指揮命令系統が機能しない場合も想定した対応できるよう体制を整備「体制の整備」においては，通常の指揮命令系統が機能しなくなる等の体制の一部がするとともに、大規模損壊発生時に必要となる力量を習得及び維持するための教育及び機能しない場合を考慮した対応体制を構築するとともに，要員に対して大規模損壊時に訓練を実施する。

必要となる力量を習得及び維持するための教育・訓練を実施する。

「設備・資機材の整備」においては、可搬型重大事故等対処設備は、同等の機能を有「設備・資機材の整備」においては，可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有107

東海第二発電所

まとめ資料比較表（大規模損壊）

玄海 3 号炉及び 4 号炉（2017 年 1 月 18 日一式提出）

東海第二発電所（2017 年 11 月補正申請）

備考する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのする設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することの・表現の違いないよう、発電所の敷地特性を活かし、構内に分散配置するとともに、原子炉建屋からないように，構内の高所に分散配置するとともに，原子炉建屋等から離隔距離を置いて・原子炉建屋以外に設置する設備との離隔距離を置いて配備する。また、淡水や海水から取水した用水を中間受槽に一旦貯水配備する。

離隔もあるためすることにより、淡水や海水の取水用水中ポンプの小型化による資機材準備の作業性向
・手段の違い

上や事故時の状況（がれき、線量等）により場所の選定を柔軟にするとともに、ホース
展張回収車等を採用することにより可搬型重大事故等対処設備を使用した代替給水作業等の対応時間の短縮と作業員の被ばく低減に努める。
大規模損壊への対応として整備する「手順書」「体制」「設備・資機材」については、

大規模損壊への対応として整備する「手順書」,「体制」及び「設備・資機材」につい

今後とも、新たな知見や教育及び訓練の結果を取り入れることで、継続的に改善を図っては，今後とも新たな知見や教育・訓練の結果を取り入れることで，継続的に改善を図

ていく。

っていく。

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