H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

資料番号：SA技-3-1 改0

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）
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

東海第二
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＜＜ 目 次 ＞
1.2.1 対応手段と設備の選定

目 次 ＞

1.2.1 対応手段と設備の選定(1)対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果
ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備

a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による原子炉注水(b)重大事故等対処設備(b) 重大事故等対処設備(a) 全交流動力電源喪失時及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水(b)復旧(b) 全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧(c)重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(a) 監視及び制御(b)重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a)重大事故等の進展抑制(a) 重大事故等の進展抑制(b)重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

e.手順等
1.2.2 重大事故等時の手順

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉の冷却

ｆ．手順等
1.2.2 重大事故等時の手順
1.2.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

記載方針の相違（柏崎は 1．2.2．

(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

4 で記載）(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

設備の相違

1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉注水

a.中央制御室からの高圧代替注水系起動

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

b.現場手動操作による高圧代替注水系起動

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動(2)重大事故等時の対応手段の選択

記載方針の相違（明確化）

ｄ．監視及び制御(a)監視及び制御
d.重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

記載方針の相違ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却

c.監視及び制御

記載方針の相違ｂ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a)高圧代替注水系による原子炉の冷却b.サポート系故障時の対応手段及び設備

備考(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）
1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却

東海第二

備考

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動記載方針の相違
設備の相違

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動
a.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(2)復旧(2) 全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

a.代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

b.可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電記載方針の相違（明確化）
設備の相違

c.直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電(3)重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制(3) 重大事故等時の対応手段の選択
ａ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合の対応

記載方針の相違（東二は目次に

ｂ．全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

記載）

1.2.2.4 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制

a.ほう酸水注入系による原子炉注水

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

b.制御棒駆動系による原子炉注水

ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水
設備の相違

c.高圧炉心注水系緊急注水(2)重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択
記載方針の相違（東二は 1．2.2．

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

1 で記載）(2)高圧炉心注水系による原子炉注水

設備の相違

1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.2.2.5 その他の手順項目にて考慮する手順

2

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二添付資料 1.2.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.2.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.2.2 対応手順として選定した設備の電源構成図

添付資料1.2.2 対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.2.3 重大事故対策の成立性

添付資料1.2.3 重大事故対策の成立性

備考

1．現場手動操作による高圧代替注水系起動

1.現場手動操作による高圧代替注水系起動(1) 高圧代替注水系現場起動

記載方針の相違（東二は目次に
記載）
設備の相違

2.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
3.現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷系
起動における可搬式原子炉水位計接続
2．ほう酸水注入系による原子炉注水

4.ほう酸水注入系による原子炉注水(1) ほう酸水注入系による原子炉注水（現場操作）

記載方針の相違（東二は目次に記載）

添付資料 1.2.4 解釈一覧

添付資料1.2.4 解釈一覧

1.判断基準の解釈一覧

1．判断基準の解釈一覧

2.操作手順の解釈一覧

2．操作手順の解釈一覧

3

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
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

東海第二
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【要求事項】【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、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が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却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、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等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。

備される方針が適切に示されていること。
【解釈】

【解釈】
１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（RCIC）若し

若しくは非常用復水器（ＢＷＲの場合）又はタービン動補助給水ポンプ（ＰＷＲの場合）（以くは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWRの場合）（以下「RCIC

下「ＲＣＩＣ等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこ等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこれらと同等以れらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。

上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。

ａ）可搬型重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備

ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により、ＲＣＩＣ等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備

作により、RCIC等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を等）を整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合

整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。

を除く。
ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により、ＲＣＩＣ等の起動及び十分な期間※の運転継続を

ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により、RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。

う手順等（手順及び装備等）を整備すること。

※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。
ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（ＢＷＲ及びＰＷＲ）及び蒸気発生器水位（ＰＷＲの場合）を推定する手順
等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）ＲＣＩＣ等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備すること。

却対策の準備が整うまでの期間のこと。
ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（BWR 及びPWR）及び蒸気発生器水位（PWR の場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）RCIC 等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備すること。

4

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
（２）復旧

東海第二
（２）復旧

ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び

ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続がで原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（ＢＷＲの場合）きること。（BWR の場合）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（ＰＷＲの場合）（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（ＳＬＣＳ）又は制御棒駆動機構（ＣＲＤ）等から注水する手順等を整備すること。（ＢＷＲの場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉へ注水するための設計基準事故対処ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（PWR の場合）
（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機構（CRD）等
から注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，発電用原子炉（以下「原子炉」という。
）を冷却する 記載方針の相違（略称定義）

設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉内ための設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ

高圧時における注水機能である。

イ系による原子炉内高圧時における注水機能である。

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，原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

備考

設備の相違（機能は同等）

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
設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

5

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

1.2.1 対応手段と設備の選定

1.2.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1)対応手段と設備の選定の考え方
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防止止するための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系を設置しするための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ 記載方針の相違（東二は機器名ている。

及びサプレッション・プールを設置している。

で記載），設備の相違（機能は同等）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故 記載方針の相違

張）と位置づけ重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）上で，想定する故障に対応でき「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故

る対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
（第1.2−1図）

等対処設備を選定する（図 1.2.1）。
また，原子炉を冷却するために原子炉水位を監視及び制御する対応手段及び重大事故等対処
設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
※１

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備

を選定

また，原子炉を冷却するために原子炉水位を監視及び制御する対応手段並びに重大事故等対処
設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，設計基準事故対処設備により重大事故等の対応を行うための対応 記載方針の相違
手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張）※１及び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主する。

対策設備※２を選定する。
※1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設の機能を重大事故等時に期待する設備であって，新たに重大事故等に対処する機能が付加されていない設備。
※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況にお※2 自主対策設備

いて使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは応に有効な設備。

困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下，「審査基準」という。）

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけでだけでなく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下，「基準規則」となく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。
）の要いう。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自主処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

対策設備との関係を明確にする。

6

記載方針の相違（定義付け）H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）(2)対応手段と設備の選定の結果

東海第二

備考

(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高 記載方針の相違（柏崎は比較表
圧炉心スプレイ系ポンプの故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失 8 ページに記載）
及び常設直流電源系統喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準
規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.2−1表に整理する。
ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心注水系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

記載方針の相違（題目追記）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプレイ系が 設備の相違（機能は同等）
健全であれば重大事故等の対処に用いる。
設計基準事故の対処に用いる水源はサプレッション・プール又は復水貯蔵タンクであり，重大事故時に期待する水源はサプレッション・プールである。復水貯蔵タンクは重大事故時運用の相違（水源の運用の相違）において，サプレッション・プールの水位低下，又はサプレッション・プール水の温度上昇
時に水源として使用可能であれば切り替える。
なお，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの切り替えについては，「1.13 重大事
故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・プール

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・主蒸気系配管・弁備のみ記載）

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・直流 125V 蓄電池 A
・直流 125V 充電器 A

7

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

記載方針の相違（東二は主要設

また，上記直流125V充電器Aへの継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。

備のみ記載）

・非常用交流電源設備
高圧炉心注水系による原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ

備考

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心スプレイ系ポンプ

設備の相違（機能は同等）
，記載
方針の相違

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・プール

・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

記載方針の相違（東二は主要設・復水補給水系配管・弁備のみ記載）

・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
記載方針の相違（東二は比較表

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧

7 ページに記載）

炉心注水系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電
源系統の喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を表 1.2.1 に整理する。

8

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）
a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a)高圧代替注水系による原子炉の冷却設計基準事故対処設備である高圧注水系（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系）の故障

東海第二

備考

ｂ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による原子炉注水
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプ

記載方針の相違
記載方針の相違（東二は機器名

により原子炉の冷却ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動しの高圧注水系が故障により原子炉注水ができない場合には，中央制御室からの操作により高 で記載），設備の相違（機能は同原子炉を冷却する手段がある。

圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する手段がある。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉を冷却する手段がある。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

等）

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する手段がある。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉へ注水を継続することができ 記載方針の相違る。

ⅰ.高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

ⅰ) 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水

記載方針の相違

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する設備は以下のとおり。

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設備の相違

・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・主蒸気系配管・弁備のみ記載）

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替直流電源設備
また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・可搬型直流電源設備
設備の相違

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

9

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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東海第二ⅱ.高圧代替注水系の現場操作による原子炉の冷却備考
記載方針の相違ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水

現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する設備は以下のとおり。

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設備の相違

・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・主蒸気系配管・弁備のみ記載）

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
設備の相違

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。
(b)重大事故等対処設備(b) 重大事故等対処設備

高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による原子炉の冷却で使用する設備「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水」で使のうち，高圧代替注水系ポンプ，復水貯蔵槽，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系用する設備のうち，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールは重大事故等対設備の相違

配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，復処設備として位置づける。

記載方針の相違（東二は主要設

水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ），給水「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水」で使用する設備の 備のみ記載）

系配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，うち，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールは重大事故等対処設備として可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置づける。

位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，原
子炉内高圧時における注水機能が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。

（添付資料1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で冷却機能 記載方針の相違が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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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：１．２ 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手順等】

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b.サポート系故障時の対応手段及び設備(a)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却

東海第二ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全交流動力電源喪失時及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である高圧注

設計基準事故対処設備である高圧注水系が全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪水系による原子炉の冷却ができない場合は，「1.2.1(2)a.(a)高圧代替注水系による原子炉の冷失により使用できない場合には，常設代替直流電源設備から給電される高圧代替注水系を中却」の手段に加え，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉を

央制御室からの操作により起動し原子炉へ注水する手段がある。

冷却する手段がある。

低圧時に原子炉を冷却する手段が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

記載方針の相違

また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する手段がある。

この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ

備考

設備の相違

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。 設備の相違
ⅰ) 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水

設備の相違

中 央制 御 室 か ら の 操 作 に よ り 高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 し 原 子 炉 へ 注 水 す る 設 備 は「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水」で選定した対応手段及び設備と同様である。
ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水
現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する設備は「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水」で選定した対応手段及び設備と同様である。
設備の相違

ⅰ.原子炉隔離時冷却系の現場操作による原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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(b)復旧

東海第二
(b) 全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

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直流電源を所内

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直流電源を所

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する

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），可搬型直流電源設備及び直流給電車により原子炉前に代替交流電源設備（常設又は可搬型）及び代替直流電源設備（常設又は可搬型）により隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ.代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

備考
記載方針の相違（明確化）

設備の相違ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備のう

記載方針の相違

ち直流125V充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

・サプレッション・チェンバ・復水貯蔵タンク記載方針の相違

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・主蒸気系配管・弁備のみ記載）

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
なお，代替交流電源設備へ給油し，復水貯蔵槽へ補給することにより，原子炉冷却材圧力

なお，代替交流電源設備へ燃料を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの 運用の相違

バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整うま

減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原での期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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ⅱ.可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

東海第二ⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

備考
設備の相違

常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は記載方針の相違

以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

・サプレッション・チェンバ・復水貯蔵タンク

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・主蒸気系配管・弁備のみ記載）

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・可搬型直流電源設備
なお，可搬型直流電源設備へ給油し，復水貯蔵槽へ補給することにより，原子炉冷却材圧

なお，可搬型代替直流電源設備へ燃料を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウン 運用の相違

力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整う

ダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでのまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考
設備の相違

ⅲ.直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・直流給電車及び可搬型代替交流電源設備
なお，直流給電車へ接続する可搬型代替交流電源設備へ給油し，復水貯蔵槽へ補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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備考

(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c)重大事故等対処設備と自主対策設備「1.2.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水」及び 設備の相違「1.2.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水」として使用する設備
における重大事故等対処設備の位置づけは，「1.2.1(2)ｂ．(b) 重大事故等対処設備」と同
様である。
設備の相違

原子炉隔離時冷却系の現場操作による原子炉の冷却で使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置づける。また，
原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原
子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系
配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
復旧にて使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設
備として位置づける。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・，記載方「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用す 設備の相違（位置づけ）
る設備のうち，サプレッション・プールは重大事故等対処設備として位置づける。

「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用す 記載）

弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系

る設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位

配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設置づける。

計基準拡張）として位置づける。

「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用する設備のうち，サプレッション・プールは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

針の相違（東二は主要設備のみ

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料1.2.1）（添付資料1.2.1）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，原
子炉内高圧時における注水機能が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

東海第二

備考

以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で冷却機能 記載方針の相違が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・復水貯蔵タンク設備の相違（位置づけ）

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，水源として使用する復水貯蔵
タンクは原子炉隔離時冷却系の運転継続のための手段として有効である。
設備の相違

・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，原子炉隔離時冷却系の運転に必要な直流電源を供給することで，原子炉隔離時冷却系の運転継続が可能となることから，原子炉を冷却するための直流電源を確保する手段として有効である。
c.監視及び制御(a)監視及び制御
上記「1.2.1(2)a.(a)高圧代替注水系による原子炉の冷却」及び「1.2.1(2)b.(a)全交流動力

ｄ．監視及び制御(a) 監視及び制御
上記「1.2.1(2)ｂ．(a) 高圧代替注水系による原子炉注水」及び「1.2.1(2)ｃ．(a) 全 記載方針の相違

電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却」により原子炉を冷却する際には，原子交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水」により原子炉へ注水する際に炉を冷却するための原子炉水位を監視する手段がある。

は，原子炉水位を監視する手段がある。

また，原子炉へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認す

また，原子炉へ注水するための高圧代替注水系の作動状況を確認する手段がある。

設備の相違

る手段がある。
さらに，原子炉を冷却するための原子炉水位を制御する手段がある。

さらに，原子炉を冷却するための原子炉水位を制御する手段がある。

監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）

監視計器の相違

・原子炉圧力・原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

記載方針の相違

・原子炉圧力（SA）
・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・復水貯蔵槽水位・サプレッション・プール水位・復水貯蔵槽水位（SA）

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監視計器の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

東海第二

備考

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（狭帯域，広帯域※１，燃料域※１，ＳＡ広帯域※１，ＳＡ燃料域※１）

・可搬式原子炉水位計

・可搬型計測器

・高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・高圧代替注水系ポンプ吐出圧力※１

監視計器の相違

・高圧代替注水系ポンプ入口圧力・高圧代替注水系タービン入口圧力・高圧代替注水系タービン入口圧力・高圧代替注水系タービン排気圧力・高圧代替注水系タービン排気圧力・高圧代替注水系ポンプ吸込圧力※1：中央制御室にて監視するが，現場においても監視可能。

設備の相違
設備の相違

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器
・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）
・可搬式原子炉水位計
・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
・可搬型回転計17

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b)重大事故等対処設備と自主対策設備
監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原「1.2.1(2)ｄ．監視及び制御」で使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位

子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵槽水（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力位（SA）は重大事故等対処設備として位置づける。

（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量，サプレッション・プール水位及び可搬型計測器は重大事

監視計器の相違

故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料1.2.1）（添付資料1.2.1）

以上の重大事故等対処設備を監視することにより，原子炉を冷却するために，原子炉水位を以上の重大事故等対処設備により監視することで，原子炉を冷却するために，原子炉水位

監視及び制御できる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・監視及び制御で使用する原子炉水位（狭帯域），復水貯蔵槽水位及び現場計器を監視及び制御することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・監視及び制御で使用する原子炉水位（狭帯域）及び現場計器

高圧代替注水系の操作盤は中央制御室裏盤に設置されており，高圧代替注水系を中央制御

監視計器の相違

原子炉水位（狭帯域）の伝送器は耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できない室裏盤から起動した際は，中央制御室表盤に設置されている原子炉水位（狭帯域）及び復水が，複数の計器で監視する手段として有効である。なお，高圧代替注水系の現場計器は 監視計器の相違

貯蔵槽水位は監視に適さないが，複数の計器で監視する手段としては有効である。なお，現現場起動時に，個別のパラメータを確認することで，原子炉水位等の監視及び制御を行

場計器は中央制御室での監視には適さないため重大事故等対処設備としては位置づけていうことに対して有効であるが，中央制御室での監視に適さないため重大事故等対処設備

ないが，耐震性は有しており，現場起動時は監視可能であることことから，原子炉水位の監として位置づけない。しかし，現場計器はＳＳ機能維持を担保する設計とすることから，

視及び制御を行う手段として有効である。

現場起動時には，原子炉水位の監視及び制御を行う手段として有効である。

18

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
d.重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a)重大事故等の進展抑制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉への高圧注水により原子炉水位が維

東海第二ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重大事故等の進展抑制
高圧代替注水系による原子炉注水により原子炉水位が維持できない場合には，重大事故等 設備の相違

持できない場合には，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系，制御棒駆動系及び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手段

高圧炉心注水系により原子炉へ注水する手段がある。

がある。

ⅰ.ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水注入系貯蔵タン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。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テスト
タンクに補給することで，ほう酸水注入系による原子炉への注水を継続する。
ほう酸水注入系により原子炉へほう酸水を注入する設備及び注水を継続する設備は以下の
とおり。

備考

設備の相違

ⅰ) ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水貯蔵タン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。
さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水注入系に設備の相違よる原子炉注水を継続する。
ほう酸水注入系により原子炉へほう酸水を注入する設備及び純水系による注水を継続

記載方針の相違する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

・ほう酸水注入系テストタンク

記載方針の相違（東二は主要設

・ほう酸水注入系配管・弁備のみ記載）

・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系
・消火系
・純水補給水系
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
ⅱ.制御棒駆動系による進展抑制ⅱ) 制御棒駆動水圧系による進展抑制

復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉への注水を実施する。

復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉注水を実施する。

制御棒駆動系により原子炉へ注水する設備は以下のとおり。

制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する設備は以下のとおり。

・制御棒駆動水系ポンプ

・制御棒駆動水ポンプ

・復水貯蔵槽・復水貯蔵タンク・制御棒駆動系配管・弁記載方針の相違（東二は主要設

・原子炉圧力容器

備のみ記載）

・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備

19H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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東海第二

備考
設備の設備

ⅲ.高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制
常設代替交流電源を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで高圧炉心注水系を一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉への緊急注水を実施する。
高圧炉心注水系により原子炉へ緊急注水する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b)重大事故等対処設備と自主対策設備
ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注
入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧「1.2.1(2)ｅ．(a)ⅰ) ほう酸水注入系による進展抑制」で使用する設備のうち，ほう酸
水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置づける。

記載方針の相違

力容器，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，原
子炉内高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制すること（添付資料1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で冷却機能 記載方針の相違が喪失した場合においても重大事故等の進展を抑制することができる。

ができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・ほう酸水注入系（原子炉への注水を継続する場合）

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・ほう酸水注入系（原子炉へ注水を継続させる場合）

原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えてほう酸水注入系貯蔵タンク

ほう酸水貯蔵タンクへの補給に使用する純水系は耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持への補給ラインの耐震性が確保されていないが，復水補給水系等を水源としてほう酸水注を担保できないが，使用可能であれば，ほう酸水貯蔵タンクに補給することができ，ほ入系貯蔵タンクに補給することができればほう酸水注入系による原子炉への注水を継続

う酸水注入系による原子炉への注水を継続することが可能となることから，原子炉冷却することが可能となることから，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等

材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。

の進展を抑制する手段として有効である。

20

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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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：１．２ 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手順等】

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東海第二・制御棒駆動系

備考
記載方針の相違（東二は機器名

・制御棒駆動水ポンプ及び復水貯蔵タンク

で記載）
原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていない

原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できない。また，制御棒駆動水ポンプ等

が，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段としては耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉冷有効である。

却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展抑制のための手段として有効で記載方針の相違ある。
設備の相違

・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできないが，原子炉への高圧注水により原子炉水位が維持できない場合には，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整うまでの期間，重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
e.手順等

ｆ．手順等

上記「a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「b.サポート系故障時の対応手段

上記「ａ．重大事故等対処設備（設計基準拡張）の対応手段及び設備」，「ｂ．フロントライ

及び設備」，「c.監視及び制御」及び「d.重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備」によ

ン系故障時の対応手段及び設備」，「ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備」，「ｄ．監視及り選定した対応手段に係る手順を整備する。

び制御」及び「ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に記載方針の相違係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下，「EOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める

これらの手順は，運転員等※１及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴体制の相違
記載方針の相違（略称定義）
，整

候ベース）
」及び「重大事故等対策要領」に定める。
（第1.2−1表）

備する手順書類の相違（表 1.2.1）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（表 1.2.2，表 1.2.3）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する。（第1.2−2表，第1.2−3表）※1 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

（添付資料 1.2.2）(添付資料1.2.2)

21

体制の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
1.2.2 重大事故等時の手順

東海第二

備考

1.2.2 重大事故等時の手順
1.2.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

記載方針の相違（柏崎は比較表(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

47〜48 ページに記載）

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル２））による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・プー
ルを水源とした原子炉への注水を実施する。
なお，原子炉圧力容器内の圧力低下により原子炉隔離時冷却系が停止した場合，又は原子炉

運用の相違

圧力容器内の圧力低下により原子炉隔離時冷却系系統流量が確保できず，原子炉圧力容器内の水位低下が継続している場合に，原子炉隔離時冷却系を手動停止する。ただし，原子炉圧力容
器内の水位が原子炉水位異常低下（レベル１）設定点未満で，原子炉圧力容器内の圧力が確保された場合に，原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部に到達するまでに原子炉への注水を開始する。
原子炉隔離時冷却系はサプレッション・プールを第一水源として用いるが，サプレッション・ 運用の相違（水源の運用の相
プールの水位低下，又はサプレッション・プール水の温度上昇時に，原子炉隔離時冷却系の水源 違）を復水貯蔵タンクに手動で切り替える。
水源の切り替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源の切り替えが可能である。
ａ．手順着手の判断基準
給水系による原子炉注水ができず，原子炉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において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順原子炉隔離時冷却系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2−4図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系の中央制御室からの操作による起動及び原子炉への注水開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，手動起動操作又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２））により，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統
流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するよう指示する。

22

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点 記載方針の相違（柏崎は比較表
以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。

47〜48 ページに記載）

なお，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源を切り替える場合は，原子炉 運用の相違
隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁の全開操作を実施後，原子炉隔離時冷却系サプレッ
ション・プール水供給弁を全閉とすることで水源の切り替えを実施する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等1名により操作を実施する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水設備の相違（柏崎は比較表 49〜

高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライ 50 ページに記載）
ウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレイ系を起動し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
高圧炉心スプレイ系はサプレッション・プールを第一水源として用いるが，サプレッション・ 運用の相違（水源の運用の相
プールの水位低下，又はサプレッション・プール水の温度上昇時に，高圧炉心スプレイ系の水源 違）を復水貯蔵タンクに手動で切り替える。
水源の切り替えにおいては，運転中の高圧炉心スプレイ系を停止することなく水源の切り替えが可能である。
ａ．手順着手の判断基準
給水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水ができず，原子炉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おいて，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

23

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二ｂ．操作手順

備考
設備の相違（柏崎は比較表 49〜

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2−5図に示 50 ページに記載）す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧炉心スプレイ系の起動及び原子炉への注水開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系を手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル圧力高）により起動し，高圧炉心スプレ
イ系原子炉注入弁を開として原子炉注水を開始する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを高圧炉心スプレイ系系統
流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するよう指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点
以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
なお，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源を切り替える場合は，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）の全開操作を実施後，高圧炉心スプレ
イ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）を全閉とすることで水源の切り替えを実施する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等1名により操作を実施する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため ，速やかに対応できる。

24

運用の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉の冷却
a.中央制御室からの高圧代替注水系起動
高圧注水系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉注水を実施する。

東海第二

備考

1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順
記載方針の相違(1) 高圧代替注水系による原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動
高圧注水系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原記載方針の相違（柏崎は水源

子炉への注水を実施する。

を記載）
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原

なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点

子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）にから原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃より監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲(把握能力)を超えた場合，当該パ

料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範 監視計器の相違

ラメータの値を推定する手順を整備する。

囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15

等にて整備する。

順等」にて整備する。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

給水系，復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合。

事故時の計装に関する手

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器 記載方針の相違，設備の相違
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において，サプレッシ（機能は同等）ョン・プールの水位が確保されている場合。

記載方針の相違（東二は水源を記載）(b)操作手順
中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図 1.2.4 に，タイムチャートを図 1.2.5 に示す。

(b) 操作手順
中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.2−2図及び第1.2−3図に，概要図を第1.2−6図に，タイムチャー 記載方針の相違（柏崎は記載な
トを第1.2−7図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧
代替注水系起動による原子炉注水の準備開始を指示する。

し）①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系 体制の相違
起動の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系起動による原子炉注水に必要な原子炉隔

設備の相違

離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の受電操作を実施し，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
②中央制御室運転員A及びBは，中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

③運転員等は中央制御室にて，中央制御室からの高圧代替注水系起動に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。 記載方針の相違

25

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考

④発電長は，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の系統構 記載方針の相違成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉にする。
③中央制御室運転員A及びBは，中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の系統構成として，高圧代替注水系注入弁の全開操作を実施し，当直副長に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ライン

設備の相違⑥運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁を開にする。

体制の相違⑦運転員等は，発電長に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。

設備の相違を隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
④当直副長は，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注
水の開始を指示する。
⑤中央制御室運転員A及びBは，高圧代替注水系タービン止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉注水を開始する。
⑥中央制御室運転員A及びBは，原子炉注水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原
子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の間で維持する。

⑧発電長は，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の開始を 体制の相違指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開操作することにより，高圧代替注水系を起動する。

記載方針の相違⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

記載方針の相違，体制の相違⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上 記載方針の相違から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するよう指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系を起動又は停止することにより原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設
定点の間で維持し，発電長に報告する。

記載方針の相違
設備の相違⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c)操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実

上記の中央制御室対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開始を判断してから中央制 設備の相違施した場合，作業開始を判断してから中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水

御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水開始まで10分以内と想定する。中央制御室 記載方針の相違

開始まで 15 分以内で可能である。

に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

26

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
b.現場手動操作による高圧代替注水系起動
高圧注水系が機能喪失した場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起

東海第二

備考

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動
高圧注水系が機能喪失した場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽

動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉注水を 記載方針の相違（柏崎は水源を水源とした原子炉注水を実施する。

実施する。

を記載）

なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原

なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点

子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）及から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲(把握能料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）及び可搬型計測器により監視する。また，これらの計測機器

力)を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備す

監視計器の相違る。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15

等」にて整備する。

順等」にて整備する。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

給水系，復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉注水ができず，原子事故時の計装に関する手

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器 記載方針の相違，設備の相違

炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合で，中央制御室からの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，中央制御室からの （機能は同等）

操作により高圧代替注水系を起動できない場合。

操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，サプレッション・プールの水位が 記載方針の相違（東二は水源を確保されている場合。

(b)操作手順
高圧代替注水系現場起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を図 1.2.4 に、タイムチャートを図 1.2.6 に示す。

(b) 操作手順
高圧代替注水系現場起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.2−2図及び第1.2−3図に，概要図を第1.2−8図に，タイムチャー 記載方針の相違（柏崎は記載な
トを第1.2−9図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の準備開始を指示する。
②現場運転員E及びFは，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地上1階北西
通路(管理区域)の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の

記載）

し）

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に現場手動操作による高圧代替注水 体制の相違
系起動の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，可搬型計測器の接続を実施し，原子炉水位指示値を確認す 設備及び体制の相違る。

水位を報告する。
③現場運転員C及びDは，高圧代替注水系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原子炉建③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，トリップ・スロットル弁の閉及び高圧代替注水

屋地下3階原子炉隔離時冷却系ポンプ室(管理区域)の原子炉隔離時冷却系タービン入口圧系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示

力指示値が規定値以上であることにより確認する。

値が0.93MPa［gage］以上であることにより確認する。
④運転員等は，発電長に現場手動操作による高圧代替注水系起動の準備が完了したことを報告する。

27

設備の相違，記載方針の相違
記載方針の相違
記載方針の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

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備考

⑤発電長は，運転員等に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の系統構成を指示す 記載方針の相違る。
④現場運転員C及びDは，高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の系統構成として，高圧代替注水系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作し，当直副長に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ライン⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁を開にする。

設備及び体制の相違⑦運転員等は，発電長に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の系統構成が完了した
ことを報告する。

設備の相違を隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
⑤当直副長は，現場運転員に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の開始を指示す⑧発電長は，運転員等に高圧代替注水系現場起動による原子炉注水の開始を指示する。

体制及び設備の相違る。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。
⑥現場運転員C及びDは，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて全開
操作することにより高圧代替注水系を起動する。また，現場監視計器により高圧代替注⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開操作すること 設備の相違
により，高圧代替注水系を起動する。

水系の作動状況を確認し，現場運転員E及びFへ作動状況に異常がないことを報告する。
⑦現場運転員E及びFは，原子炉注水が開始されたことを原子炉建屋地上1階北西通路(管理区域)の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の間で原
子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場
合には，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。

⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを可搬型計測器の原子炉
水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。

設備の相違（計器場所）
記載方針の相違，体制の相違⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上 記載方針の相違から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう指示する。
⑫運転員等は中央制御室及び原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系の起動又は停止に 設備及び体制の相違
より，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。

記載方針の相違
設備の相違⑧中央制御室運転員Aは，原子炉注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

28

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考

(c) 操作の成立性(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 4 名にて作業を実施

上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等4名にて実施した場合，作業開した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系現場起動による原子炉注水開始まで約 40始を判断してから高圧代替注水系現場起動による原子炉注水開始まで58分以内と想定する。

分で可能である。

設備の相違，記載方針の相違

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
(添付資料1.2.3-1，1.2.3-3)(2)重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ

記載方針の相違備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.2.3−1）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2−14図に示す。

ャートを図 1.2.18 に示す。
記載方針の相違

重大事故等が発生し原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉の冷却が必要となった場合，設計基準事故対処設備である高圧注水系により原子炉を冷却する。

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作に 記載方針の相違（東二は明確に
高圧注水系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作により重大事故等対処設備である
高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁より重大事故等対処設備である高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。

の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。

29

記載）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却

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備考

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順
記載方針の相違(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水

設備の相違

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，高圧注水系による原子炉の冷却ができない場合に，常設代替直流電源装置から給電される高圧代替注水系を中央制御室からの操作により起動し原子炉への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電系統が喪失し，中央制御室からの操作による高圧注水系で原子炉注水ができず，原子炉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において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却手順については，「1.2.2.2(1)ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却手順については，「1.2.2.2(1)ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動」の操作の成立性と同様である。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，高圧注水系で原子炉の冷却ができない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失し，高圧注水系で原子炉注水ができず，
原子炉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，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，サプレッション・
プールの水位が確保されている場合。
(b) 操作手順
現場手動操作による高圧代替注水系起動手順については，「1.2.2.2(1)ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
現場手動操作による高圧代替注水系起動手順については，「1.2.2.2(1)ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動」の操作の成立性と同様である。
（添付資料1.2.3）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違

a.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により高圧注水系での原子炉の冷却ができない場合において，高圧代替注水系が起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉注水を実施する。
また，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生する排水により原子炉隔離時冷却系ポンプ本体が水没する前に排水処理を実施する。
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原
子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）及
び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲(把握能力)を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(a)手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による高圧注
水系での原子炉注水ができない場合において，中央制御室からの操作若しくは現場手動操作による高圧代替注水系の起動にて原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合，又は中央制御室からの操作及び現場手動操作による高圧代替注水系の起動ができない場合。
(b)操作手順
原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図1.2.7，図 1.2.8 に，タイムチャートを図 1.2.9 に示す。
ⅰ．原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水（運転員操作）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉隔離時冷却系現場起動に伴う排水処理として仮設ポンプの設置及び排水を依頼する。
③現場運転員E及びFは，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地下1階北西通路(管理区域)の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。
④現場運転員C及びDは，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原子炉
建屋地下3階原子炉隔離時冷却系ポンプ室(管理区域)の原子炉隔離時冷却系タービン入口圧
力指示値が規定値以上であることにより確認する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違

⑤現場運転員C及びDは，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用している潤滑油冷却
器への冷却水確保として原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及び原子炉隔離
時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施し，当直副長に原子炉隔離時冷却系の冷却水確保完了を報告する。
⑥現場運転員C及びDは，原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水の系統構成として，
原子炉隔離時冷却系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え保護具(酸素呼吸器及び耐熱服)を装着し(現場運転員E及びFはこれを補助する)当直副長に原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水の開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。
⑧現場運転員C及びDは，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，現場監視計器により原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認し，現場運転員E及びFへ作動状況に異常がないことを報告する。
⑨現場運転員E及びFは，原子炉注水が開始されたことを原子炉建屋地下1階北西通路(管理区域)の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場
合には，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑩中央制御室運転員Aは，原子炉注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
ⅱ．原子炉隔離時冷却系排水処理(緊急時対策要員操作)①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。
②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御盤，水中ポンプ，電源ケーブル，消防ホース及び消防ホース用吐出弁の準備を行い，6/7号炉サービス建屋屋外入口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違

④緊急時対策要員は，防護扉手前に発電機を設置，6/7号炉廃棄物処理建屋地上1階(管理区域)に制御盤を設置，原子炉建屋地下3階 残留熱除去系(A)ポンプ室内(管理区域)の高電導度廃液系サンプ(A)に水中ポンプ及び消防ホース用吐出弁を設置，6/7号炉コントロール建屋地上1階(管理区域)に電源ケーブル及び消防ホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機−制御盤間の電源ケーブルを敷設し，発電機及び制御盤各端子
へ電源ケーブルの接続をする。
⑥緊急時対策要員は，制御盤−水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポン
プ各端子へ電源ケーブルの接続をする。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側に消防ホースを接続，接続した消防ホースを原子炉建屋地下3階 高電導度廃液系サンプ(D)室内(管理区域)の高電導度廃液系サンプ(D)まで敷設し，吐出口に消防ホース用吐出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，原子炉建屋地下3階 残留熱除去系(A)ポンプ室水密扉及び高電導度廃液
系サンプ(D)室扉を開放し固縛する。
⑨緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機本体より起動操作を行い発電機を起動させる。
⑩緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤より起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導度廃液系サンプ(D)室内サンプへ送水を開始する。
⑪緊急時対策要員は，制御盤より水中ポンプの運転状態を状態表示にて確認する。
⑫緊急時対策要員は，原子炉隔離時冷却系現場起動による排水処理開始を緊急時対策本部経由で当直長へ報告する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 4 名，緊急時対策要
員 4 名にて作業を実施する。
作業開始を判断してから現場運転員による原子炉隔離時冷却系起動まで約 90 分で可能である。また，緊急時対策要員による排水処理開始まで約 180 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，保護具(酸素呼吸器及び耐熱服)，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
(添付資料1.2.3-2，1.2.3-3)

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）(2)復旧
a.代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
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直流電源を所内

東海第二(2) 全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

備考
記載方針の相違（明確化）

ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源の喪失により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器が機能喪失し，原 記載方針の相違

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する

子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備の蓄電池に前に常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時より給電している場合には，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源

冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。

設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器を受電 記載方針の相違
し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷

なお，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が実施されており，崩壊熱除去機能である残留 設備の相違

却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が必要な間は原子

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が喪失している場合には，サプレッション・プー

炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

ル水の温度が上昇することを考慮し，原子炉への注水を確保する観点から，低圧代替注水系（可搬型）を準備する。
サプレッション・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場
合には，原子炉への注水を低圧代替注水系（可搬型）に切り替える。
また，原子炉隔離時冷却系の第一水源はサプレッション・プールであるが，サプレッション・ 運用の相違（水源の運用の相
プールの水位低下，又はサプレッション・プール水の温度上昇時に自主対策設備である復水貯 違）
蔵タンクが使用できる場合は，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンクに手動で切り替える手段もある。水源の切り替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく
水源の切り替えが可能である。

(a)手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時, 原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池
A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な所内常設直流電源設備の 記載方針の相違
蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合。

場合で，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備が使用可能な場合。
(b)操作手順
代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(b) 操作手順
常設代替交流電源設備に関する手順及び可搬型代替交流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c)操作の成立性
代替交流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

(c) 操作の成立性
常設代替交流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替交流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作は，中央制御室対応を運転員等 1 名にて 記載方針の相違作業を実施した場合，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備により電源復旧後，原子炉隔離時冷却系の原子炉注水操作まで 16 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

35

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）
b.可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

東海第二ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

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直流電源を所内

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直流電源を所内

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する

常設直流電源設備の蓄電池により給電している場合には，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯前に可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して渇する前に常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により受電し，原子炉隔離時冷原子炉注水を実施する。

却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷

備考
設備の相違

設備の相違

なお，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が実施されており，崩壊熱除去機能である残留 設備の相違

却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が必要な間は原子

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が喪失している場合には，サプレッション・プー

炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

ル水の温度が上昇することを考慮し，原子炉への注水を確保する観点から，低圧代替注水系（可搬型）を準備する。
サプレッション・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場
合には，原子炉への注水を低圧代替注水系（可搬型）に切り替える。
また，原子炉隔離時冷却系の第一水源はサプレッション・プールであるが，サプレッション・ 運用の相違（水源の運用の相
プールの水位低下，又はサプレッション・プール水の温度上昇時に自主対策設備である復水貯 違）
蔵タンクが使用できる場合は，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンクに手動で切り替える手段もある。水源の切り替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく
水源の切り替えが可能である。

(a)手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時, 原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な所内常設直流電源設備の 記載方針の相違

A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合に常設代替交流電源設備又は可搬型

場合で，代替交流電源設備により直流電源を確保できない場合。

代替交流電源設備により必要な直流電源を確保できない場合。

(b)操作手順
可搬型直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(b) 操作手順
常設代替直流電源設備に関する手順及び可搬型代替直流電源設備に関する手順について 設備の相違
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c)操作の成立性
可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

(c) 操作の成立性
常設代替直流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替直流電源設備に関する操作 設備の相違の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作は，中央制御室対応を運転員等 1 名にて 記載方針の相違作業を実施した場合，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備により電源復旧後，原子炉隔離時冷却系の原子炉注水操作まで 16 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考
設備の設備

c.直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
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直流電源を所内
蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する
前に直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。
(a)手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時, 原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池
A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合で，代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備により直流電源を確保できない場合。
(b)操作手順
直流給電車に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
(c)操作の成立性
直流給電車に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎（平成２９年１月２０日版）(3)重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを図 1.2.18 に示す。
a.全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応
中央制御室からの操作により重大事故等対処設備である高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。

東海第二

備考

(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2−14図に示す。
ａ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合の対応
中央制御室からの操作により重大事故等対処設備である高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。

設備の相違

いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉へ注水する。
b.全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

ｂ．全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

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直流電源を所内

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直流電源を所内

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する

常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に前に常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備のうち直流 記載方針の相違

冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

125V充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

代替交流電源設備による給電ができない場合は，可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

代替交流電源設備による給電ができない場合は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流設備の相違

電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水す
る。
設備の相違

代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備による給電ができない場合は，直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウン

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バ

ダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続させウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続するこる。

とができる。

38

記載方針の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）
1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
a.ほう酸水注入系による原子炉注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子東海第二1.2.2.4 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，原子炉隔離時冷却系 設備の相違（機能は同等）

炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない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水位低（レベル３）設定点以上に場合は，ほう酸水注入系貯蔵タン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

維持できない場合には，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉へのほ入を実施する。

う酸水注入を実施する。

さらに，原子炉注水を継続するため，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タン
クに補給することで，ほう酸水注入系を用いて原子炉注水を継続させる。

備考

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水注入系による設備の相違

原子炉への注水を継続させる。
設備の相違

また、復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給することで，ほう酸水注入系を用いて原子炉注水を実施することも可能である。
(a)手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系に(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態の場合で，原子炉隔離時 記載方針の相違

より原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合で，ほう酸水

冷却系及び高圧代替注水系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水注入系が使用可能な場合。

位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合で，ほう酸水貯蔵タンクの液位が確保され 記載方針の相違ている場合。

(b)操作手順
ほう酸水注入系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図 1.2.10 に，タイ
ムチャートを図 1.2.11 に示す。

(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.2−2図及び第1.2−3図に，概要図を第1.2−10図に，タイムチャートを第1.2−11図に示す。

ほう酸水注入の準備開始を指示する。

し）記載方針の相違[ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入]①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉への記載方針の相違（柏崎は記載な①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にほう酸水注入系による原子炉への 体制の相違
ほう酸水注入の準備を指示する。
設備の相違②現場運転員E及びFは，ほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員A及びBは，ほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入に必要なポ②運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入に必要なポンプ，電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態

ンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発 記載方針の相違

表示にて確認する。

電長に報告する。

39

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考
設備の相違

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可
能か確認する。
⑤中央制御室運転員A及びBは，ほう酸水注入系ポンプの吸込圧力を確保するため，復水移送ポンプが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

③発電長は，運転員等にほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入の開始を指示す 記載方針の相違る。
⑥中央制御室運転員A及びBは，ほう酸水注入系ポンプA(又はB)の起動操作(ほう酸水注入系④運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプＡ（Ｂ）起動操作（ほう酸水注入系起起動用キー・スイッチを「ポンプA」位置(B系を起動する場合は「ポンプB」位置)にする

動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ（Ｂ）
」位置にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口

ことで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が「全開」となり，ほ弁及びほう酸水注入系爆破弁が開となり，ほう酸水注入ポンプが起動する。）を実施す

う酸水注入系ポンプが起動する。)を実施する。

る。

⑦現場運転員C及びDは，原子炉へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水タンク液位
指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉へのほう酸水注水が開始されたことをほう酸水貯蔵 設備の相違（計器場所）
タンク液位の低下により確認し，発電長に報告する。

体制の相違[ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水]【ほう酸水貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水】⑧当直副長は，原子炉への継続注水が必要と判断した場合は，運転員にほう酸水注入系に⑥発電長は，原子炉への継続注水が必要と判断した場合に，運転員等にほう酸水注入系に 体制の相違

よる原子炉への継続注水の準備開始を指示する。

よる原子炉への継続注水の準備を開始するように指示する。
設備の相違※[ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入]の準備と併せて実
施する。

設備の相違

⑨現場運転員C及びDは，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水の系統構成として，仮設ホース接続(復水補給水系〜純水補給水系の間)を実施し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給
水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系
MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑩現場運転員C及びDは，ほう酸水注入系封水供給弁，ほう酸水注入系テストタンク純水供
給元弁の全閉及びほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁の全開操作実施後，当直副長にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水の準備完了を報告する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
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備考
記載方針の相違

⑪当直副長は，運転員にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水の開始を指示する。
⑫現場操作員C及びDは，ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁を調整開とし，ほう酸水注入系貯蔵タンクに補給を行う。

⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，ほう酸水貯蔵タンク純水補給ライン元弁及びほう 記載方針の相違
酸水貯蔵タンク純水補給水弁を開とし，ほう酸水注入系による原子炉への注水を継続し，発電長に報告する。
設備の相違⑬現場運転員C及びDは，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作(復水補給水系常/非常用連絡管一次，二次止め弁の全開操作)を実施する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼す
る。

設備の相違

[ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水]①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水の準備開始を指示する。
②現場運転員E及びFは，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水に必要なポン
プ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員A及びBは，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水に必要なポンプ，電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可
能か確認する。
⑤中央制御室運転員A及びBは，ほう酸水注入系ポンプ吸込圧力確保のため，復水移送ポン
プが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥現場運転員C及びDは，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水の系統構成として，仮設ホース接続(復水補給水系〜純水補給水系の間)を実施し，復水補給水系積算
計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系
MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。

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青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違

⑦現場運転員C及びDは，ほう酸水注入系封水供給弁及びほう酸水注入系テストタンク純水
供給元弁の全閉，ほう酸水注入系テストタンク出口弁の全開操作完了後，当直副長にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉注水の開始を指示する。
⑨現場運転員C及びDは，ほう酸水注入系ほう酸水注入弁の全開操作を実施した後，ほう酸水注入ポンプA又はBを起動する。ほう酸水注入ポンプ出口圧力指示値の上昇を確認後速
やかに，ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁を調整開とし，ほう酸水注入系テス
トタンクに補給を行う。
⑩中央制御室運転員A及びBは，原子炉注水が開始されたことを原子炉水位指示値及び復水
貯蔵槽水位指示値により確認し，当直副長に報告する。
⑪現場運転員C及びDは，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作(復水補給水系常/非常用連絡管一次，二次止め弁の全開操作)を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性(c)操作の成立性
上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入は，1

上記のほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入は，中央制御室対応を運ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実

転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子炉注水開 設備及び体制の相違施した場合，作業開始を判断してからほう原子炉へのほう酸水注入開始まで約 20 分で可能で始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため， 記載方針の相違ある。

速やかに対応できる。

さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉への継続

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給し，原子炉への継続注水を行う場 設備の相違

注水を行う場合は，1 ユニット当たり現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判

合は，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉への継続 記載方針の相違

断してから原子炉への継続注水準備完了まで約 65 分で可能である。

注水準備完了まで60分以内と想定する。
設備の相違

また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給し，原子炉注水を行う場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名
にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉注水開始まで約 75 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整記載方針の相違備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(添付資料1.2.3-4)（添付資料1.2.3）

42

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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b.制御棒駆動系による原子炉注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子

東海第二

備考

ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水
高圧炉心スプレイ系，原子炉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 記載方針の相違，設備の相違

炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない

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に，非常用交流電源設備により場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系によ電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉への注 記載方針の相違

る原子炉注水を実施する。

水を実施する。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却 設備の相違

より原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合で，制御棒駆系及び高圧代替注水系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低 記載方針の相違

動系が使用可能な場合。

（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

(b)操作手順
制御棒駆動系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図 1.2.12 に，タイムチャートを図 1.2.13 に示す。

(b) 操作手順
制御棒駆動水圧系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.2−2図及び第1.2−3図に，概要図を第1.2−12図に，タイムチャートを第1.2−13図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，制御棒駆動系の起動に必要なポンプ，監視計器の電源及び冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉注記載方針の相違（柏崎は記載な
し）
体制の相違

水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系による原子炉注水に必要なポンプ，電動 設備の相違
弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等による確認及び，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

記載方針の相違，
設備の相違③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，制御棒駆動系が使用可能か確認する。
③発電長は，運転員等に制御棒駆動水ポンプの起動を指示する

記載方針の相違④運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水ポンプを起動し，発電長に報告する。
④当直副長は，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉注水開始を指示する。

⑤発電長は，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉注水の開始を指示する。

体制の相違
記載方針の相違⑤中央制御室運転員A及びBは，制御棒駆動水系ポンプ(A)の起動操作を実施し，制御棒駆動
水系ポンプ(A)が起動したことを確認する。

43

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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東海第二

備考

⑥運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系流量調整弁及び制御棒駆動水圧系駆動水 設備の相違
圧力調整弁を開にする。
⑥中央制御室運転員A及びBは，原子炉注水が開始されたことを制御棒駆動系系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。

⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉へ注水が開始されたことを制御棒駆動水圧系系統流
量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。

体制の相違
設備の相違

⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実(c) 操作の成立性
上記の中央制御室操作を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから制御棒

設備及び体制の相違施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉注水開始まで約 20 分で可能

駆動水圧系による原子炉注水開始まで3分以内と想定する。中央制御室に設置されている操 記載方針の相違である。

作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
設備の設備

c.高圧炉心注水系緊急注水
全交流動力電源喪失時において, 高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧
力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合は，常設代替交流電源により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で短時間起動させて，復水貯蔵槽を水源とした原子炉への緊急注水を実施する。
(a)手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合で，常設代替
交流電源設備による M/C D 系への給電が可能となった場合。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考
設備の相違

(b)操作手順
高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図 1.2.14に、タイムチャートを図 1.2.15 に示す。
※高圧炉心注水系ポンプ無冷却状態では許容運転時間が定められており，起動後は運転許容時間内にポンプを停止させ高圧炉心注水系の機能を温存させる。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，高圧炉心注水系が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員A及びBは，高圧炉心注水系ポンプ(B)の起動操作を実施し，高圧炉心注
水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認するとともに，当直副長に
高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水の開始を指示する。
⑥中央制御室運転員A及びBは，高圧炉心注水系注入隔離弁(B)を全開として原子炉への緊急注水を開始する。
⑦中央制御室運転員A及びBは，原子炉への緊急注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇及び高圧炉心注水系(B)系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプの運転許可時間経過後に高圧炉
心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
⑨中央制御室運転員A及びBは，高圧炉心注水系注入隔離弁(B)を全閉とし，高圧炉心注水系
ポンプ(B)を停止する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉への緊急注水開始まで約 25分で可能である。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
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柏崎（平成２９年１月２０日版）(2)重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチ
ャートを図 1.2.18 に示す。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態において，全交流動力電源が喪失し，高圧代替注水

東海第二

備考

(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2−14図に示す。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系に 記載方針の相違

系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維

より原子炉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は，制持できない場合は，常設代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注

御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する。制御棒駆動水圧系が使用できない場合は，ほう酸水注 設備の相違，記載方針の相違

水系の冷却水がない状態での短時間運転により原子炉へ一時的に注水することで，原子炉冷却入系により原子炉へ注水する。ただし，制御棒駆動水圧系及びほう酸水注入系では原子炉を冷却材圧力バウンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段がするには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷整うまでの期間，重大事故等の進展を抑制する。

却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，重大事故等の進展抑制として使

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において, 高圧代替注水系及び原用する。

子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できな記載方針の相違い場合は，常設代替交流電源設備により制御棒駆動系又はほう酸水注入系の電源を復旧して原子炉へ注水する。また，常設代替交流電源設備により電源が確保できない場合は，可搬型代替
交流電源設備によりほう酸水注入系の電源を復旧して原子炉へ注水する。制御棒駆動系及びほう酸水注入系は原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却する手段が整うまでの期間，重大事故等の進展抑制として使用する。
なお，ほう酸水注入系による原子炉への継続注水を行う場合の水源は，通常時の補給にて使用する純水補給水系が使用できない場合は，復水補給水系又は消火系から補給する。

なお，ほう酸水注入系による原子炉への継続注水を行う場合の水源は，純水系を使用してほう 設備の相違，記載方針の相違
酸水貯蔵タンクに補給する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
記載方針の相違（東二は比較表

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

22〜23 ページに記載）(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル2 若しくはレベル1.5）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子
炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
原子炉隔離時冷却系の第一水源は復水貯蔵槽であり，LOCA信号（原子炉水位低（レベル1.5）又はドライウェル圧力高）かつサプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプ
レッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・
チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合には，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に保持させる。
a.手順着手の判断基準
給水系，復水系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）以上に維持できない場合。
b.操作手順原子炉隔離時冷却系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図1.2.16 に示す。
（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始を指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル2若しくはレベル1.5）又はドライウェル圧力高）により原子炉隔離時
冷却系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
記載方針の相違（東二は比較表③中央制御室運転員A及びBは，原子炉注水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統流

22〜23 ページに記載）

量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の間で維持する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
（原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合））①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉
隔離時冷却系の設計温度を超える前に原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッション・チ
ェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，CSP側吸込隔離弁が全開，その後S/C側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッ
ション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認する。
c.操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考
設備の相違（東二は比較表 23〜(2)高圧炉心注水系による原子炉注水

24 ページに記載）

高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル1.5）又はドライウ
ェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
高圧炉心注水系の第一水源は復水貯蔵槽であり，サプレッション・チェンバ・プールの水
位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心注水系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超えると想定された場合には，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすること
で，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に保持させる。
a.手順着手の判断基準
給水系，復水系，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）以上に維持できない場合。
b.操作手順高圧炉心注水系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。概要図を図1.2.17 に示す。
（高圧炉心注水系による原子炉注水）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による
原子炉注水開始を指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動
し，高圧炉心注水系注入隔離弁を全開として原子炉注水を開始する。あるいは，高圧炉心注水系が自動起動信号（原子炉水位低（レベル1.5）又はドライウェル圧力高）により起動したことを確認する。

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青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
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備考
設備の相違（東二は比較表 23〜③中央制御室運転員A及びBは，原子炉注水が開始されたことを高圧炉心注水系系統流量指24 ページに記載）

示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原
子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の間で維持する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
（高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合））①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉
心注水系の設計温度を超える前に高圧炉心注水系の水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員A及びBは，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，CSP側吸込隔離弁が全開，その後S/C側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッショ
ン・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認する。
c.操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二

備考

1.2.2.5 その他の手順項目にて考慮する手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水手順については，「1.4 原子炉冷却材圧力バウ 設備の相違
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
重大事故等

設備の相違

電源の確保に関す

設備の相違

サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水系ポンプ，電動弁及び中操監視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備への燃料補給手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系への電源供給手順については，「1.14
る手順等」にて整備する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備への燃料補給手順
については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
設備の相違

復水貯蔵槽への水の補給手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
原子炉水位の監視又は推定に係る計装設備に関する手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

原子炉水位の監視及び推定する手順については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15
等」にて整備する。

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事故時の計装に関する手順

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青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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東海第二

備考

表 1.2.1 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

第1.2−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／15）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における原子炉隔離時冷却による原子炉注水）

分類

対応
手段

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ対応設備を主要設備と関連設
備に分けて記載（以下同様）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備※１
非常用交流電源設備※１
燃料補給設備※１

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器

整備する手順書

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

−

重大事故等
対処設備

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

高圧炉心注水系による原子炉の冷却

高圧炉心注水系ポンプ
高圧炉心注水系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
復水補給水系配管・弁
非常用交流電源設備 ※1

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等
対処設備

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
直流125V 蓄電池A ※1
直流125V 充電器A

分類

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備 ※1

手順書

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

−

対応設備

重大事故等対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

52

自主対策設備による対応手段の明確化（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／15）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

対応
手段

対応設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール※２※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備
高圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ
燃料補給設備※１
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機※１

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等−

高圧炉心スプレイ系ポンプ

整備する手順書

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

高圧代替注水系ポンプ
復水貯蔵槽
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器分類

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

高圧代替注水系ポンプ
復水貯蔵槽
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1
可搬型直流電源設備 ※1

手順書

重大事故等対処設備

高圧代替注水系の現場操作による原子炉の冷却

フロントライン系故障時

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系

備考※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

53

柏崎は比較表 52 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二
対応手段，対応設備，手順書一覧（3／15）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）（フロントライン系故障時）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

対応
手段

重大事故等
対処設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※１
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
可搬型代替直流電源設備※１
燃料補給設備※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
可搬型直流電源設備 ※1

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

高圧炉心スプレイ系ポン
プ

関連設備

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

重大事故等
対処設備

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障時

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

原子炉隔離時冷却系ポン
プ

対応設備

主要設備

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

フロントライン系故障

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器分類

柏崎は比較表 53 ページに記載
対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等
対処設備

原子炉隔離時冷却系の現場操作による原子炉の冷却

全交流動力電源原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

手順書

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

全交流動力電源
常設直流電源系統

対応設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

54

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二
対応手段，対応設備，手順書一覧（4／15）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）（フロントライン系故障時）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

対応
手段

分類

関連設備

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ

高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水

フロントライン系故障

原子炉隔離時冷却系ポン
プ

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障時

原子炉隔離時冷却系ポンプ
復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
直流給電車及び可搬型代替交流電源設
備 ※1

手順書

柏崎は比較表 53 ページに記載
対応
手段

重大事故等対処設備

全交流動力電源対応設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領

原子炉圧力容器※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

55

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／15）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備（サポート系故障時）
対応
手段

対応設備

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※１
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
可搬型代替直流電源設備※１
燃料補給設備※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等対処設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応設備

関連設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

重大事故等対策要領※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
可搬型回転計

重大事故等
対処設備

原子炉隔離時冷却系︵現場起動時︶の監視計器

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

対応
手段

主要設備

自主対策設備

高圧代替注水系︵現場起動時︶の監視計器

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉注水

重大事故等対処設備

原子炉水位（狭帯域）
復水貯蔵槽水位分類

サポート系故障

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位（SA）

重大事故等
対処設備

高圧代替注水系︵中央制御室起動時︶の監視計器

監視及び制御−備考※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

56

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／15）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考（サポート系故障時）
対応
手段

対応
手段

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

対応設備

主要設備

AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子
炉注水」

サポート系故障

自主対策設備高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制

高圧炉心注水系ポンプ
復水貯蔵槽
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1

自主対策設備

制御棒駆動系による進展抑制

制御棒駆動水系ポンプ
復水貯蔵槽
制御棒駆動系配管・弁
原子炉圧力容器
原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備 ※1

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備

ほう酸水注入系による進展抑制︵継続注水︶

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系テストタンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系
消火系
純水補給水系
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

分類

高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

手順書

重大事故等対処設備

ほう酸水注入系による進展抑制︵ほう酸水注入︶

重大事故等の進展抑制

−

対応設備

重大事故等対策要領

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注
水」※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

57

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／15）
柏崎は比較表 54 ページに記載（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

対応設備により重大事故等対処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
燃料補給設備※１

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

58

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／15）
柏崎は比較表 54 ページに記載（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備

処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶
自主対策設備補給水系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

対応設備により重大事故等対自主対策設備原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
燃料補給設備※１

関連設備

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電②サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

59

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／15）
柏崎は比較表 54 ページに記載（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

対応設備により重大事故等対処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※１
可搬型代替直流電源設備※１
燃料補給設備※１

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電①サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

60

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／15）
柏崎は比較表 54 ページに記載（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備

処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶
自主対策設備補給水系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

対応設備により重大事故等対自主対策設備原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※１
可搬型代替直流電源設備※１
燃料補給設備※１

関連設備

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電②サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／15）
柏崎は比較表 56 ページに記載（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
サプレッション・プール水位

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

高圧代替注水系︵中央制御室起動時︶の監視

監視及び制御−対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

62

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／15）
柏崎は比較表 56 ページに記載（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

整備する手順書

重大事故等対処設備

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
可搬型計測器

主要設備

高圧代替注水系︵現場起動時︶の監視

監視及び制御−対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

63

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／15）
柏崎は比較表 57 ページに記載（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
燃料補給設備※１

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

ほう酸水注入系による進展抑制﹁ほう酸水注入﹂

重大事故等の進展抑制

−

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／15）
柏崎は比較表 57 ページに記載（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備純水系

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※１
可搬型代替交流電源設備※１
燃料補給設備※１

重大事故等対処設備

主要設備
ほう酸水注入系による進展抑制﹁継続注水﹂

重大事故等の進展抑制−

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／15）
柏崎は比較表 57 ページに記載（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備

制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器自主対策設備

主要設備
制御棒駆動水圧系による進展抑制

重大事故等の進展抑制−

制御棒駆動水ポンプ
復水貯蔵タンク

整備する手順書※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

66

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

表 1.2.2 重大事故等対処に係る監視計器

第1.2−2表 重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧(1/5)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉の冷却
電源

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

操作
原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量
水源の確保

判断基準

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

電源

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保
原子炉圧力容器内の水位判断基準

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

電源

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

東二は対応手順，柏崎は手順書の記載をしている（以下同1.2.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順様）

原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)AM 用直流 125V 充電器電圧AM 用直流 125V 蓄電池電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
可搬式原子炉水位計
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤電圧AM 用直流 125V 蓄電池電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)操作

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計

補機監視機能可搬型回転計原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能給水ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

監視パラメータ（計器）AM 用直流 125V 充電器電圧AM 用直流 125V 蓄電池電圧

操作

操作
補機監視機能重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

柏崎は比較表 70 ページに記載

監視計器一覧（1／8）

手順書

事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

備考※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

67

監視パラメータ（計器）の位置
づけを示す。
（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二
監視計器一覧（2／8）

監視計器一覧(2/5)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

電源

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

操作

原子炉圧力容器内の圧力

補機監視機能判断基準

AM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」

電源

原子炉圧力容器内の水位
補機監視機能水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器への注水流量
補機監視機能
水源の確保

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
水源(以下のうち，いずれか一つ)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
ろ過水タンク水位
純水タンク水位
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
ほう酸水注入ポンプ出口圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
M/C C 電圧
P/C C-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉補機冷却系(A)系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度制御棒駆動系系統流量
制御棒駆動系充てん水ライン圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
給水ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作

事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

判断基準

判断基準

AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

備考※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)68

柏崎は比較表 71 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

監視計器一覧(3/5)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）判断基準

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

電源

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

操作

原子炉圧力容器内の圧力

M/C D 電圧P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)

原子炉圧力容器への注水流量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)サプレッション・チェンバ・プール水位

監視パラメータ（計器）1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位柏崎は比較表 67 ページに記載
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

監視計器一覧（3／8）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

ａ．中央制御室からの高圧
代替注水系起動操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

69

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

監視計器一覧(4/5)

備考

監視計器一覧（4／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等

電源判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤電圧AM 用直流 125V 蓄電池電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)

補機監視機能復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位可搬型計測器補機監視機能高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動

操作

原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉隔離時冷却系タービン軸受給油圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
原子炉隔離時冷却系タービン反カップリング
側軸受戻り油温度
原子炉隔離時冷却系タービンカップリング側
軸受戻り油温度操作

原子炉圧力容器への注水流量

水源の確保

監視パラメータ（計器）1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉注水

判断基準

水源の確保

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

70

柏崎は比較表 67 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

監視計器一覧(5/5)

備考

監視計器一覧（5／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)高圧炉心注水系による原子炉注水
事故時運転操作手順書(徴候ベース)「水位確保」等
電源判断基準
原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水流量
補機監視機能

水源の確保

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
M/C D 電圧
M/C E 電圧P/C D-1 電圧
P/C E-1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)サプレッション・チェンバ・プール水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
直流 125V 主母線盤２Ａ
直流 125V 主母線盤２Ｂ

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

ａ．中央制御室からの高圧
代替注水系起動操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

71

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水

判断基準

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
直流 125V 主母線盤２Ａ
直流 125V 主母線盤２Ｂ

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位可搬型計測器補機監視機能高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

72

東二固有の対応H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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備考

監視計器一覧（7／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３

水源の確保

ほう酸水貯蔵タンク液位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

補機監視機能ほう酸水注入ポンプ吐出圧力
純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

ａ．ほう酸水注入系による
原子炉注水

操作
※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

73

柏崎は比較表 68 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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備考

監視計器一覧（8／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動水圧系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能制御棒駆動系冷却水ライン流量

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

74

柏崎は比較表 68 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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表 1.2.3 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

第1.2−3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文
【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

給電元
給電母線

供給対象設備
高圧代替注水系弁対象条文

常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備

供給対象設備

所内蓄電式直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A-2 系
AM 用直流 125V

ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ・弁

高圧代替注水系ポンプ・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
緊急用直流 125V 主母線盤

ほう酸水注入ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

中央制御室監視計器類

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
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流 125V 主母線盤

【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

MCC C 系
MCC D 系
中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用A 系電源
計測用 B 系電源

75

給電元
給電母線
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
直流125V主母線盤２Ａ
緊急用直流125V主母線盤

AM 用直流125V
原子炉隔離時冷却系弁

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

対応手段に主要設備の記載を

図 1.2.1 機能喪失原因対策分析

第 1.2−1 図 機能喪失原因対策分析（1／2）

追記（以下同様）

76

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.2−1 図 機能喪失原因対策分析（2／2）

柏崎は比較表 76 ページに記載

77H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎固有の記載※ 本資料は，「機能喪失原因対策分析」を基に，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すな
わち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，
AND 条件，OR 条件については表現していないため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

図 1.2.1 機能喪失原因対策分析(補足)78

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

図 1.2.2 EOP 「水位確保」における対応フロー

第 1.2−2 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」における対応フロー

79

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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東海第二

備考

図 1.2.3 EOP 「水位回復」における対応フロー

第 1.2−3 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位回復」における対応フロー

柏崎（平成２９年１月２０日版）

80

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

柏崎は比較表 97 ページに記載

操作手順

弁名称

※１

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

②

※２

②
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.2−4 図 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

81

記載例を追記（以下同様）
概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎は比較表 99 ページに記載

操作手順

弁名称
高圧炉心スプレイ系原子炉注入弁②

記載例 ① ：操作手順番号を示す。

第 1.2−5 図 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

82

概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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東海第二

図 1.2.4 中央制御室からの高圧代替注水系起動，現場手動操作による高圧代替注水系起動 概要図

柏崎（平成２９年１月２０日版）

操作手順

備考

弁名称

⑤

原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁※１⑥高圧代替注水系注入弁⑥※２

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁⑨
高圧代替注水系タービン止め弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.2−6 図 中央制御室からの高圧代替注水系起動

83

概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

タイムチャート

東海第二第 1.2−7 図 中央制御室からの高圧代替注水系起動

図 1.2.6 現場手動操作による高圧代替注水系起動 タイムチャート

図 1.2.5 中央制御室からの高圧代替注水系起動 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

84

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎は比較表 83 ページに記載

操作手順

弁名称

③

トリップ・スロットル弁※１⑥

高圧代替注水系注入弁⑥※２

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁⑨

高圧代替注水系タービン止め弁

記載例 ① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.2−8 図 現場手動操作による高圧代替注水系起動 概要図85

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.2−9 図 現場手動操作による高圧代替注水系起動 タイムチャート

柏崎は比較表 84 ページに記載

86H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.7 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動 概要図

柏崎固有の対応87

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.8 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動に伴う排水処理 概要図

柏崎固有の対応88

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

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柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.9 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理 タイムチャート

柏崎固有の対応89

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

記載例

① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

備考

90

第 1.2−10 図 ほう酸水注入系による原子炉注水 概要図

東海第二

図 1.2.10 ほう酸水注入系による原子炉注水(ほう酸水注入系貯蔵タンク使用) 概要図(1/2)

柏崎（平成２９年１月２０日版）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.10 ほう酸水注入系による原子炉注水(ほう酸水注入系テストタンク使用) 概要図(2/2)

柏崎固有の対応

91H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

東海第二

図 1.2.11 ほう酸水注入系による原子炉注水 タイムチャート

第 1.2−11 図 ほう酸水注入系による原子炉注水 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

92

備考

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.12 制御棒駆動系による原子炉注水 概要図

操作手順

弁名称

※１

制御棒駆動水圧系流量調整弁

⑥

※２

⑥
制御棒駆動水圧系駆動水圧力調整弁
記載例 ① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.2−12 図 制御棒駆動水圧系による原子炉注水

93

概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

東海第二

第 1.2−13 図 制御棒駆動水圧系による原子炉注水

図 1.2.13 制御棒駆動系による原子炉注水 タイムチャート

タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

94

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎固有の設備

図 1.2.14 高圧炉心注水系緊急注水 概要図95

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.2.15 高圧炉心注水系緊急注水 タイムチャート

柏崎固有の設備96H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

東二は比較表 81 ページに記載

図 1.2.16 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水 概要図（1/2）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）

97

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎固有の対応

図 1.2.16 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水 概要図（2/2）（原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽））

98

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

東二は比較表 82 ページに記載

図 1.2.17 高圧炉心注水系による原子炉注水 概要図（1/2）（高圧炉心注水系による原子炉注水）

99

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎固有の対応

図 1.2.17 高圧炉心注水系による原子炉注水 概要図（2/2）（高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽））

100

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二(1) フロントライン系故障時の対応手段の選択

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）(2) サポート系故障時の対応手段の選択

図 1.2.18 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）
第 1.2−14 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／3）

101

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

柏崎は比較表 101 ページに記載

第 1.2−14 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／3）

102

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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：１．２ 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手順等】

柏ｋザキ

柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二(3) 重大事故等の進展抑制時の対応手段の選択

図 1.2.18 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

第 1.2−14 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（3／3）

103

備考