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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考(b) 操作手順

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のと格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／おり。手順の対応フローを第 1.8.1 図に，概要図を第 1.8.5 図に，タイムチャートを第 1.8.6海水）手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口までの格納容器下部注水系（可東二は手順の対応フローは記載

図及び第 1.8.7 図に示す。

搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送しない。

水手順については，「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

設備運用・設計，体制の違いにる。

起因する記載の相違はあるが，①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な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。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥aMUWC 接続口内側隔離弁(B)を使用する場合

概要図を第1.8－3図に，タイムチャートを第1.8－4図に示す。

実態として記載内容に違いはな①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁いことから操作手順に限り色別の接続口への格納容器下部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水
系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
④発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）へ注水するための準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。

緊急時対策要員は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水⑥運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制の系統構成として，屋外にて MUWC 接続口内側隔離弁(B)の全開操作（遠隔手動弁操作設

限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント

備による操作）を実施する。

管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。

⑥bMUWC 接続口内側隔離弁(A)を使用する場合⑦運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラ現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部へのイウェル部）へ注水するため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注水の系統構成として，非管理区域にて MUWC 接続口内側隔離弁(A)の全開操作（遠隔手とを状態表示等により確認する。

動弁操作設備による操作）を実施する。

⑧運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェ
ル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注
水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調
整弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁を開にする。

29

化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドライウェル注
水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，格納容器下部注水系（可搬型）による送水準備完了について緊急時対策本部に

東海第二⑪運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェ
ル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ
インからの可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
下部への注水の確認を指示する。

イウェル部）へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連いことから操作手順に限り色別絡する。

化は省略する。

⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデ⑭災害対策本部長は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注⑪緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインから送水するた

水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，め，MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちら

原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁を開とし，格納容器

かの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水

策本部は当直長に報告する。

大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。

⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水補⑰災害対策本部長は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代

給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。

替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡すaる。

⑬ 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）到達⑱発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水が開始されたことの確認を指示する。

後，原子炉格納容器下部への注水の停止を緊急時対策本部に依頼する。
⑬b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】
3

起因する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いはな⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に格納容器下部注水系（可搬型）として使用⑩当直副長は，中央制御室運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器設備運用・設計，体制の違いに⑫発電長は，災害対策本部長に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。

報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

備考

当直長は，当直副長の依頼に基づき，崩壊熱除去に必要な注水流量（35～70m /h）を可⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラ

搬型代替注水ポンプ（A－2 級）にて継続して送水するよう緊急時対策本部に依頼する。

イウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

30

なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑳運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラ

設備運用・設計，体制の違いに

イウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流起因する記載の相違はあるが，量上昇により確認し，発電長に報告する。

実態として記載内容に違いはな

発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペいことから操作手順に限り色別

デスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。

化は省略する。

ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

なお，操作手順は発電長の指示

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリと運転員等，災害対策本部長の堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流報告が対となる構成としてい量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長る。

に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，運転員が上記の操作について，作業開始を判断してから，格納容器下部注水系（可搬型）による実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確

ペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のと認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合に必要な時間は約 35 分である。

おり。

また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での格納容器下部注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1
ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分【高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場合】（水
源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場合】（水
源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作は，作業開始を判て実施した場合，140分以内と想定する。

断してから原子炉格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 330 分で可能である。

31

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二【原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場
合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場
合】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
【高所東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内と想定する。
【高所西側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内と想定する。
【原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，格納容器下部注水系

業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

32

備考
設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 消火系による原子炉格納容器下部への注水

東海第二

備考

ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
記載方針の相違＊１

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水

全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系

タンクを水源とした消火系により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施す（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない

柏崎は後段「手順着手の判断基る。

場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源準」に記載。

とした消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しない

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す

設計方針の相違＊６

るため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。

設計方針の相違＊７

サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデように崩壊熱相当の流量とする。

スタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準】

損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器

・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設）によるペデス

設計方針の相違＊６

下部への注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するためにタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目

記載方針の相違＊１

消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの記載方針の相違＊４

安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準］【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器

記載方針の相違＊１

器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水設計方針の相違＊６

水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系によ系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，ろ記載方針の相違＊４

る消火が必要な火災が発生していない場合。

過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。

※1:「損傷炉心の冷却が未達成」は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場

東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順合。

着手の判断基準」にて整理。

※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

（比較表ページ 24）※3:「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表

記載方針の相違＊５

示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※4:「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

33

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順
消火系による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を第 1.8.1 図に，概要図を第 1.8.8 図に，タイムチャートを第 1.8.9 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉格納容器下部への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格納容器下部への注水に必要な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。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作及び下部ドライウェル注水ライ
ン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑨当直副長は中央制御室運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を指示
する。

東海第二

備考

(b) 操作手順
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要は以下のとおり。

東二は手順の対応フローは記載

概要図を第1.8－5図に，タイムチャートを第1.8－6図に示す。

しない。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系によるペデスタル（ドラ

設備運用・設計，体制の違いに

イウェル部）へ注水するための準備を指示する。

起因する記載の相違はあるが，②運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に実態として記載内容に違いはな

必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデいことから操作手順に限り色別

スタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデス化は省略する。

タル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の表

なお，操作手順は発電長の指示示灯が点灯したことを確認する。

と運転員等，災害対策本部長の③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制
限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。
④運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への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等により確認する。
⑤運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑦運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑧運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁を開にする。

34

報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑩a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合

東海第二

備考

【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】

設備運用・設計，体制の違いに

中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁の全開操作を実施し，⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を起因する記載の相違はあるが，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇（90m /h 程度）により注水さ開にし，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低実態として記載内容に違いはな

れたことを確認し，当直副長に報告する。

圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。

いことから操作手順に限り色別

なお，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）到達後，原子炉格納容器下部への注

なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ

化は省略する。

水を停止する。

イン流量調整弁により80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mをなお，操作手順は発電長の指示b

超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水をと運転員等，災害対策本部長の中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁を開とし，崩壊熱除去停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排報告が対となる構成としていに必要な注水流量（35～70m3/h）に調整し，注水を継続する。

水弁が自動で閉となることを確認する。

る。

⑩ 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開にし，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑯ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑯ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。

35

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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），現場運転

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（ドライウェル

員 2 名及び 5 号炉運転員 2 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格部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 30 分で可能である。

【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場合】

円滑に作業できるように， 移動経路を確保し， 防護具， 照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

備考

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，54分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内と想定する。
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備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

36

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

備考
設計方針の相違＊１

全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。
(a) 手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が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。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が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

操作手順は発電長の指示と運転補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の概要は以下のとおり。

員等，災害対策本部長の報告が概要図を第1.8－7図に，タイムチャートを第1.8－8図に示す。

対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。

37

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制

備考
設計方針の相違＊１

限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント

なお，操作手順は発電長の指示管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。

と運転員等，災害対策本部長の④運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への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等により確認する。
⑤運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑦災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑧重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑪発電長は，運転員等に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑫運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁を開にする。
⑬運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁を開にする。
⑮運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑯発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が 0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑱発電長は，運転員等に補給水系よるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を
指示する。

38

報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】

設計方針の相違＊１⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁をなお，操作手順は発電長の指示

開にし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことをと運転員等，災害対策本部長の低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。

報告が対となる構成としていなお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流る。

量調整弁により80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑳運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開にし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを
低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。

39

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(c) 操作の成立性

備考
設計方針の相違＊１

上記の操作について，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，103分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，1 分以内と想定する。
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備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第1.8－25図に示す。
全交流動力電源が喪失し，炉心損傷又は原子炉圧力容器の破損が発生した場合において，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流動力電源を確保し，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。
格納容器下部注水系（常設）が使用できない場合は，常設代替交流電源設備として使用する
常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により交流動力電源を確保し，消火系，補給水系又は格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。
格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段は，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段と同時並行で準備を開始する。
なお，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合に実施する。

40

柏崎は「1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択」にて整理。
（比較表ページ 67）
記載方針の相違＊３

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器へ注水することにより原子炉圧力容器の破損遅延又は防止を図る。

東海第二

備考

1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。
十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器の破損防止又は遅延を図る。
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大可搬型代替注水中型ポンプ又は型ポンプによる原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容

大型ポンプは準備に時間を要す

器への注水手段と同時並行で準備を開始する。

ることから先行して準備を並行開始することを記載。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明と判断した場合は，原子炉底部からジェットポンプ上端（以下「原子炉水位Ｌ０」という。
）以上まで水位を回復させるために必要な原子炉注水量を

東二は原子炉圧力容器の水位不明時の対応を記載。

注水する。その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するため崩壊熱相当の注水量以上での注水を継続的に実施する。
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
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の場合において，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ
リが高圧状態であり，原子炉圧力容器への注水ができない場合で，サプレッション・プー
ルの水位が確保されている場合。

41

設計方針の相違＊２

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 操作手順

備考
設計方針の相違＊２

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

なお，操作手順は発電長の指示

概要図を第1.8－9図に，タイムチャートを第1.8－10図に示す。

と運転員等，災害対策本部長の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による原子報告が対となる構成としてい炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水に必
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等により確認する。
③運転員等は，発電長に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，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を開にし，原子炉隔離時冷却系ポンプを起動させ，原子炉圧力容器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た後，発電長に報告する。
⑥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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑦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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで3分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

42る。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
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の場合において，原子炉隔離

備考
柏崎は「1.8.2.2(1)d. 高圧代
替注水系による原子炉圧力容器

時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，高圧代替注水系により原子炉圧への注水」にて整理。

力容器への注水を実施する。

（比較表ページ 58）

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ
リが高圧状態であり，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合
で，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

操作手順は発電長の指示と運転

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

員等，災害対策本部長の報告が概要図を第1.8－11図に，タイムチャートを第1.8－12図に示す。

対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水に必要な原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の電源切替え操作を実施し，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。
③運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への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等により確認する。

43

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は，発電長に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

備考
柏崎は「1.8.2.2(1)d. 高圧代
替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 58）⑥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。

なお，操作手順は発電長の指示⑦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と運転員等，災害対策本部長の入弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑩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とし，常設高圧代替
注水系ポンプを起動させ，原子炉圧力容器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た後，発電長に報告する。
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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑫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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで10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。

44

報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

東海第二

備考

ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水記載方針の相違＊１

炉心の著しい損傷が発生した場合において,給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，原子炉圧力炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器への注水を

柏崎は低圧代替注水系（常設）

搬型代替交流電源設備により低圧代替注水系（常設）の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系の電源確保を記載。

する。

及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設計方針の相違＊９設）の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。

東二は原子炉冷却材圧力バウン

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行う。

行で実施する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧

ダリが高圧時の対応を記載。

全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ

記載方針の相違＊１

力容器への注水ができず，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合※2。

リが低圧状態であり，原子炉圧力容器への注水ができない場合で，代替淡水貯槽の水位が記載方針の相違＊４※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基確保されている場合。

東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

着手の判断基準」にて整理。

（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

（比較表ページ 24）
記載方針の相違＊５※2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.10 図に，タイムチャートを第 1.8.11 図に示す。

(b) 操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

東二は手順の対応フローは記載

概要図を第1.8－13図に，タイムチャートを第1.8－14図に示す。

しない。
設備運用・設計，体制の違いに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低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。

起因する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いはな②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への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に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ｃ系注入化は省略する。

する。

弁の表示灯が点灯したことを確認する。

なお，操作手順は発電長の指示いことから操作手順に限り色別③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水と運転員等，災害対策本部長の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，低圧代替注水系（常設）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等によ報告が対となる構成としていが使用可能か確認する。

り確認する。

る。

45

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。

東海第二④運転員等は，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが，⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。

実態として記載内容に違いはな

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運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）の操作スイッチを隔離する。

いことから操作手順に限り色別

a⑦運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モードを選択し，低圧代化は省略する。

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送⑥ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

替注水系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注水系ポンプが起動し，常設低圧

なお，操作手順は発電長の指示b

代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認する。

と運転員等，災害対策本部長の⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁，原子炉注水弁及び原子報告が対となる構成としてい⑥ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力以下であることを確

炉圧力容器注水流量調整弁が自動開したことを確認する。

認後，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプの起動が完了したことを報告する。

a⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，⑧ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
b⑧ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｃ系注入弁を開にし，原子炉圧力容器への中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。

注水が開始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）の流量上昇aで確認した後，発電長に報告する。

⑨ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）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。

⑫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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑬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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。

⑨b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）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。
⑩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 1 次，2 次止め弁の開操作）を実施する。
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。

46

る。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性

東海第二(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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器へのしてから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで7分以内と想定す

注水開始まで残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)のいずれの注入配管を使用した場合にる。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

おいても約 12 分で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保をる。

実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

47

備考
設備及び体制の違いによる記載
内容の相違。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

東海第二

備考

ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）
記載方針の相違＊１

炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注

炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができな注水を実施する。

い場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原

東二は原子炉冷却材圧力バウン

子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系

ダリが高圧時の対応を記載。

による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行う。

行で実施する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※2。

全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ

記載方針の相違＊１

リが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系によ

記載方針の相違＊４る原子炉圧力容器への注水ができない場合で，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基

東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

着手の判断基準」にて整理。

（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

（比較表ページ 24）※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

記載方針の相違＊５48

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考(b) 操作手順

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）手順の概要は順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.12 図に，タイムチャートを第 1.8.13 図

以下のとおり。なお，水源から接続口までの低圧代替注水系（可搬型）として使用する可しない。

及び第 1.8.14 図に示す。

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

設備運用・設計，体制の違いに

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。

起因する記載の相違はあるが，①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，
ホース接続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への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。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。

概要図を第1.8－15図に，タイムチャートを第1.8－16図に示す（残留熱除去系Ｃ系配管

実態として記載内容に違いはなを使用する原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉圧力いことから操作手順に限り色別容器への注水及び低圧炉心スプレイ系配管を使用する原子炉建屋東側接続口による原子炉化は省略する。

圧力容器への注水の手順は，手順⑩以外同様。
）。

なお，操作手順は発電長の指示①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用した
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注a

水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の電源切替え操作

緊急時対策要員は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構を実施し，残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の表示灯が点灯し成として，屋外にて MUWC 接続口内側隔離弁(B)の全開操作（遠隔手動弁操作設備によるたことを確認する。

⑤ MUWC 接続口内側隔離弁(B)を使用する場合操作）を実施する。

⑥運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注b

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等により確認

現場運転員 C 及び D は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系する。

⑤ MUWC 接続口内側隔離弁(A)を使用する場合
統構成として，非管理区域にて MUWC 接続口内側隔離弁(A)の全開操作（遠隔手動弁操作
設備による操作）を実施する。

東二は手順の対応フローは記載⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系ポン
プの操作スイッチを隔離する。
⑧運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備が完了したことを報告する。

49と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

東海第二

備考

⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，設備運用・設計，体制の違いに

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作及び原子炉圧力指示

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

起因する記載の相違はあるが，値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁ａ

実態として記載内容に違いはな(B)の全開操作を実施する。

側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合いことから操作手順に限り色別b

運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力化は省略する。

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作及び原子炉圧力指示

容器注水流量調整弁を開にする。

なお，操作手順は発電長の指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁ｂと運転員等，災害対策本部長の注水の場合報告が対となる構成としてい運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧る。

⑥ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合(A)の全開操作を実施する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ
インからの可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑩緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインから送水するた
め，MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
a⑪ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合⑩ 残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東⑩ 低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への

力容器注水流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系
統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注
水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）として使用する
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口又は原系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

子炉建屋東側接続口の弁を開とし，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型

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）

代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

対策本部長に報告する。

⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合⑰災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。

系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認⑱発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開し，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。

始されたことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注
水系原子炉注水流量（常設ライン用）の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水が開始されたことを連絡する。

50

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

東海第二

備考

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Ｌ０以上に維持するよう

設備運用・設計，体制の違いにに指示する。

起因する記載の相違はあるが，運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器注水流量調整弁により原子炉圧力容器内

実態として記載内容に違いはなの水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。

いことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

(c) 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，運転員が実施する(c) 操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は約 20 分である。

【残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策
要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで約 330 分で可能である。

合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内と想定する。
【残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場
合】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内と想定する。
【低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注
水の場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内と想定する。
【低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注
水の場合】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，195分以内と想定する。

51

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，低圧代替注水系（可搬業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

備考
設備及び体制の違いによる記載
内容の相違。

に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注
水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系により原子
炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合
は，代替循環冷却系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ
リが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない
場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

52

設計方針の相違＊３

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（代替循
環冷却系Ｂ系による原子炉圧力容器への注水手順も同様。
）。

備考
設計方針の相違＊３
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の概要図を第1.8－17図に，タイムチャートを第1.8－18図に示す。

報告が対となる構成としてい①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子る。

炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系
熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への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等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
④運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミ
ニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ
イパス弁を閉にする。
⑧運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系
Ａ系テスト弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。

53

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を開にした後，代替循環冷却系
Ａ系注入弁を開にするとともに，代替循環冷却系Ａ系テスト弁を閉する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷
却系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑮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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑯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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで41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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370分
以内

54

備考
設計方針の相違＊３
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は， 消火系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

東海第二

備考

ｆ．消火系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注

記載方針の相違＊１

水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系
により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場

東二は原子炉冷却材圧力バウン合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができダリが高圧時の対応を記載。

ない場合は，消火系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ

記載方針の相違＊１

注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系にリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器

記載方針の相違＊４

よる消火が必要な火災が発生していない場合。

への注水ができない場合で，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている

炉心損傷を判断した場合場合。
ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計発生していない場合。

東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

着手の判断基準」にて整理。

ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

（比較表ページ 24）
記載方針の相違＊５※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

55

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8.2 図に，概要図を第 1.8.15 図に，タイムチャートを第 1.8.16 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

東海第二

備考

(b) 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

東二は手順の対応フローは記載

概要図を第1.8－19図に，タイムチャートを第1.8－20図に示す。

しない。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉圧力容器へ設備運用・設計，体制の違いにの注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉圧力容器への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等により確認する。
③運転員等は，発電長に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。

起因する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いはないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示④発電長は，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

と運転員等，災害対策本部長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⑤運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。

報告が対となる構成としていする。

⑥運転員等は，発電長に消火系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。

④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成としる。
⑦発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出て，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作を実施する。

ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告すaる。

⑦ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
b⑦ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を
緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。

⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去
系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑬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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑭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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。

⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。

56

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

備考
設備運用・設計，体制の違いに

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水

起因する記載の相違はあるが，系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

実態として記載内容に違いはな

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）いことから操作手順に限り色別

から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

化は省略する。

⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

なお，操作手順は発電長の指示

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水と運転員等，災害対策本部長の系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認報告が対となる構成としていし，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）る。

から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
(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），現場運転

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系によ員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水る原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)のいずれの注入開始まで56分以内と想定する。

配管を使用した場合においても約 30 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

57

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
東二は「1.8.2.2(1)b.高圧代替

d. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

注水系による原子炉圧力容器へ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常の注水」にて整理。

設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧（比較表ページ 43）

力容器へ注水する。

記載方針の相違＊５

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧代替注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:原子炉圧力指示値が規定値以上ある場合において，設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については，「1.2.2.1(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
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）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。

58

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：9 月 6 日からの変更点

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東海第二ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水

備考
設計方針の相違＊１

全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注
水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダ
リが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧
力容器への注水ができない場合で，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

操作手順は発電長の指示と運転補給水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

員等，災害対策本部長の報告が概要図を第1.8－21図に，タイムチャートを第1.8－22図に示す。

対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉圧力容器への注水に必要なポン
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等により確認する。
③運転員等は，発電長に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑥重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。

59

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑨発電長は，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁を開にする。
⑪運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。
⑬運転員等は，発電長に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了した
ことを報告する。
⑭発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，補給水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開にし，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑱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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑲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Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系
による原子炉圧力容器への注水開始まで105分以内と想定する。
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備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

60

備考
操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
e. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。

東海第二

備考

ｈ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
全交流動力電源喪失時，損傷炉心への注水を行う場合，ほう酸水注入系により原子炉圧力記載方針の相違＊１

容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合において，損傷炉心へ注水する場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合※2。

全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，損傷炉心に注水を実施する

記載方針の相違＊１場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計

東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

着手の判断基準」にて整理。

ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

（比較表ページ 24）
記載方針の相違＊５※2:設備に異常がなく，電源及び水源（ほう酸水注入系貯蔵タンク）が確保されている場合。

61

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考(b) 操作手順

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順の概要は以下のとおり。

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順の概要は以下のとおり。

手順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.17 図に，タイムチャートを第 1.8.18

概要図を第1.8－23図に，タイムチャートを第1.8－24図に示す。

東二は手順の対応フローは記載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圧

しない。

図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器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圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに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，緊急時対策本部に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。

力容器へのほう酸水注入の準備を指示する。
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圧力容器へのほう酸水注入起因する記載の相違はあるが，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等によ実態として記載内容に違いはな

り確認する。

いことから操作手順に限り色別③運転員等は，発電長にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ
Ｂ」位置にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が開と注入系起動用キー・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

なり，ほう酸水注入ポンプが起動する。
）を実施し，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力が原置）にすることで，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

子炉圧力容器内の圧力以上であることを確認する。

を実施し，発電用原子炉が未臨界であることを継続して監視する。

なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位の低下により確認し，発電長に報告する。

⑥当直副長は，ほう酸水注入系ポンプの運転時間によりほう酸水注入系貯蔵タンクの液位⑦発電長は，運転員等にほう酸水貯蔵タンク液位を監視し，ほう酸水が全量注入されたを推定し，ほう酸水の全量注入完了を確認後，中央制御室運転員にほう酸水注入系ポンことを確認した後，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）の停止

プの停止を指示する。

を指示する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプを停止し，当直副長に報告する。

化は省略する。

（Ｂ）の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ又はＳＹＳ⑤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（ほう酸水り，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）

設備運用・設計，体制の違いに⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へほう酸水の全量注入完了を確認した
後，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。

(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）及び現場運

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子炉圧してからほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで2分以内と想定す力容器へのほう酸水注入開始まで約 20 分で可能である。

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，速やかに対応でき円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

る。

室温は通常運転時と同程度である。

62

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊４f. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において,原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧
代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により制御棒駆動系の電源を確保し，原子炉圧力容器の下部への注水を実施することで，原子炉圧力容器の下部に落下した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器の破損の進展を抑制する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，制御棒駆動系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）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圧力容器への注水については，「1.2.2.3(1)b.制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
上記の現場操作は，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制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 20 分で可能である。

63

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊５g. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において,原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備
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一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧炉
心注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線
レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場
合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水については，「1.2.2.3(1)c.高圧炉心
注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」の操作手順と同様である。
(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圧力容器への緊急注水開始まで約 25 分で可能である。

64

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第1.8－25図に示す。
全交流動力電源が喪失し，炉心損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時の場合は，所内常設直流電源設備により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉隔離時冷却系が使用できない場合は，常設代替直流電源設備として使用する緊急用
125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により直流電源を確保し，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の場合は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全
弁により減圧し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
注水を行う際は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代
替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備を開始する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合に実施する。

65

備考
柏崎は「1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択」にて整理。
（比較表ページ 67）

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型
代替注水ポンプ（A－2 級）による送水手順については，「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。
復水移送ポンプ，高圧代替注水系，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ 高圧炉心注水系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）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。

東海第二

備考

1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
逃がし安全弁による減圧手順については，「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」にて整備する。
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
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え手順については，「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。
水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
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。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

東二は逃がし安全弁による減圧の具体的な手順を技術的能力「1.3 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するための手順
等」に，残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手
順を「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」に，サプレッション・プールか

常設低圧代替注水系ポンプ，復水移送ポンプ，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，代替循

ら復水貯蔵タンクへの水源切替

環冷却系ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14

手順を「1.13 重大事故等の収電源の確保に関する手順等」にて整備する。

束に必要となる水の供給手順

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可等」に，操作の判断，確認に係搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水中型ポンプ及び可る計装設備に関する手順を搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて「1.15 事故時の計装に関する整備する。

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

66

載。

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：9 月 6 日からの変更点

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東海第二

備考

1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

東二は「1.8.2.1(2) 重大事故

(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段の選択

等時の対応手段の選択」及び重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。

「1.8.2.2(2) 重大事故等時の対応手段の選択フローチャートを第 1.8.19 図に示す。

対応手段の選択」にて個別に整代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば格納容器

理。
（比較表ページ 40，65）

下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。また，原子炉圧力容器が破損し，原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心を冠水冷却する場合においても，初期水張りを実施する際と同様の順で対応手段を選択し，原子炉格納容器下部へ注水する。
なお，消火系による原子炉格納容器下部への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可
能が確認できた場合に実施する。

67

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
東二は「1.8.2.1(2) 重大事故

(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。

等時の対応手段の選択」及び対応手段の選択フローチャートを第 1.8.19 図に示す。

「1.8.2.2(2) 重大事故等時の代替交流電源設備により交流電源が確保できるまでは,交流電源を必要としない高圧代替注水

対応手段の選択」にて個別に整系により原子炉圧力容器へ注水し,代替交流電源設備により交流電源が確保できた段階で，高圧理。

代替注水系に併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入及び制御棒駆動系による原子炉圧力容（比較表ページ 40，65）

器への注水を行う。また，低圧代替注水系の運転が可能となり発電用原子炉の減圧が完了するまでの期間は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を継続するが，高圧代替注水系が使用できなくなった場合は高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する。
発電用原子炉の減圧が完了し，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。その際も併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入を行う。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために原子炉圧力容器へ注水を実施している際， 損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は， 原子炉格納容器下部への注水操作を開始する。

68

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
第 1.8.1 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（1/3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応手段

対処設備

復水貯蔵槽 ※1

手順書

第1.8－1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

東二は設計基準事故対処設備に対し，重大事故等対処設備（設計

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
第二代替交流電源設備 ※2

ホース・接続口コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
可 搬 型 代 替 交 流 電源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

防火水槽 ※1，※4
淡水貯水池 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2「MUWC による下部 D/W 注水」

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）「RPV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷
却）
」

自
主
対
策
設
備

ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアクシ

ろ過水タンク ※1

デント）

消火系による

原子炉格納容器下部への注水「RPV 制御」

消火系配管・弁復水補給水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備※2
第二代替交流電源設備※2
可搬型代替交流電源設備※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

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）

自
主
対
策
設
備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」

たるポンプ・除熱のための熱交

常設低圧代替注水系ポンプ
コリウムシールド

換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 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」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）69

東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在している。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」

重大事故等対処設備

原子炉格納容器「RPV 制御」

自
主
対
策
設
備

重
大
事
故
等
対
処
設
備

東二は対応設備を主要設備（主シデント）

AM 設備別操作手順書

基準拡張）としての位置付けを
しない。

関連設備

原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（可搬型）による復水補給水系配管・弁整備する手順書※１

対応設備

主要設備

コリウムシールド

対応
手段

重大事故等対処設備

原子炉格納容器

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

高圧炉心注水系配管・弁

重
大
事
故
等
対
処
設
備

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却

原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（常設）による復水補給水系配管・弁分類

事故時運転操作手順書（シビアアク

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）－

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）

復水移送ポンプ

原
子
炉
格
納
容
器
下
部
に
落
下
し
た
溶
融
炉
心
の
冷
却

東海第二

東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.8－1 表において同様）
設計方針の相違＊１～１１（以下，第 1.8－1 表において同様）

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
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

備考
柏崎は比較表ページ 69 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）
対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
自設主備対策

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

シデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

給水系配管・弁・スパージャ

常設代替交流電源設備 ※2
可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

淡水貯水池 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷却）」

自設主備対策防火水槽 ※1，※4

AM 設備別操作手順書

事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁

「R/B 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器自主対策設備消火系による

原子炉圧力容器への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

関連設備

原子炉圧力容器「R/B 制御」

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）可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３
コリウムシールド

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁ホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器「RPV 制御」

対応
手段

主要設備

高圧炉心注水系配管・弁機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

給水系配管・弁・スパージャ

分類

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却

原子炉圧力容器への注水

低圧代替注水系（常設）による残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁

－

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 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」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）70

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
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

備考
柏崎は比較表ページ 69 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）
対処設備

手順書

シデント）

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁「RPV 制御」

主蒸気系配管・弁「R/B 制御」※3

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

常設代替直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2

ほう酸水注入系貯蔵タンク

シデント）

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「RPV 制御」「R/B 制御」

原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書

可搬型代替交流電源設備 ※2「SLC ポンプによるほう酸水注入」
自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器自主対策設備

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

制御棒駆動水ポンプ「RPV 制御」「R/B 制御」

AM 設備別操作手順書

原子炉補機冷却系「CRD による原子炉注水」 ※3

高圧炉心注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ「RPV 制御」

復水補給水系配管原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」 ※3

関連設備

常設代替交流電源設備 ※2

コリウムシールド

ディーゼル駆動消火ポンプ

格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

自主対策設備

事故時運転操作手順書（シビアアク

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）整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

ほう酸水注入系ポンプ
重大事故等
対処設備

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

原子炉圧力容器

対応
手段

主要設備

高圧炉心注水系配管・弁ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

復水補給水系配管

重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対策設備

事故時運転操シビアアク

復水貯蔵槽

分類

重大事故等対処設備

高圧代替注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

－

東海第二

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 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」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）71

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
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

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備関連設備

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却復水移送ポンプ

重大事故等対処設備

コリウムシールド

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）整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

72

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
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

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール※４
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
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※５
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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）整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

73

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 71 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

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
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※５
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

常設高圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

74

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 70 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

75

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 70 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパー
ジャホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

76

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２
残留熱除去系熱交換器

重大事故等対設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水①

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

77

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２
残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水②

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

78

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
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

重大事故等対処設備

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ※２

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水③

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

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）整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

79

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 70 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策設備主要設備

消火系による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

80

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

復水移送ポンプ

自主対策設備主要設備

補給水系による原子炉圧力容器への注水

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

81

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 71 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ほう酸水注入ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水貯蔵タンク
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※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

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
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：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え手順については「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。
※5：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

82

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.8.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.8－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1/7）

監視計器一覧（1／12）
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）事故等対処設備としての要求
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）いるもの，そうでないものとの1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

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

1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

AM 設備別操作手順書「MUWC による下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力・原子炉圧力容器下鏡部温度
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）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉圧力原子炉圧力（SA）

格納容器内圧力（D/W）格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の水位判断基準

原子炉格納容器内の圧力
判
断
基
準

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧電源

P/C C-1 電圧

電源

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度制御棒位置指示

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

操
作

操作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)

補機監視機能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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

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
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）
２Ｃ電圧※２
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２

補機監視機能復水貯蔵槽水位復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の水位

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）※１
格納容器下部水位（満水管理用）※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

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

83（耐性等）を満たし設計されて区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手順等）にて整理する）。
（以下，第 1.8－2 表において同様）

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／12）
監視計器一覧（2/7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順
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）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

監視パラメータ（計器）

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

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷却）」

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）格納容器内圧力（S/C）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の温度

判断基準

判
断
基
準

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

電源

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

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

制御棒の位置

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧電源

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

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
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

操作

原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の水位

操作

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
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉格納容器への注水量

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）※１
格納容器下部水位（満水管理用）※１
低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

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

84

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／12）
監視計器一覧（3/7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

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

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

電源

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

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）格納容器内圧力（S/C）

判断基準

判
断
基
準

原子炉格納容器内の放射線量率

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系

ｃ．消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）
への注水

M/C C 電圧M/C D 電圧電源

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
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

操作

操
作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の水位

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）※１
格納容器下部水位（満水管理用）※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

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

85

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／12）
監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」
原子炉圧力容器内の温度
AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の水位
判
断基
準1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力(SA)
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

水源の確保

復水貯蔵槽水位復水貯蔵槽水位（SA）「R/B 制御」
原子炉圧力容器内の温度
AM 設備別操作手順書「消防車による送水（デブリ冷却）」

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

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

原子炉格納容器内の放射線量率「消防車による原子炉注水」

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

電源

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

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

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
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

補機監視機能事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器温度
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）
M/C C 電圧

原子炉圧力容器内の水位
判
断
基
準
電源

判断基準

水源の確保

操
作

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

M/C D 電圧
電源

ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（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）
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

原子炉格納容器内の温度

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

操作

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
水源の確保

操
作

原子炉格納容器内の水位

防火水槽

原子炉圧力容器内の圧力

淡水貯水池
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量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順

多様なハザード対応手順

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）※１
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）※１
格納容器下部水位（満水管理用）※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

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

86

設計方針の相違＊１

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（5/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」
判断基準「消火ポンプによる原子炉注水」

備考
設計方針の相違＊２

監視計器一覧（5／12）

手順書

AM 設備別操作手順書

東海第二原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位監視パラメータ（計器）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度

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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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）
M/C C 電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

高圧炉心スプレイ系系統流量※１
給水流量

電源

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

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※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

原子炉隔離時冷却系系統流量※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

M/C D 電圧電源

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
復水貯蔵槽水位

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

ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力容器内の温度
判断基準

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

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

ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器温度
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
復水貯蔵槽水位復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器への注水量

操作

水源の確保
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
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
補機監視機能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

水源の確保

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

87

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（6/7）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 87 に記載。

監視計器一覧（6／12）

重大事故等の対応に手順書必要となる監視項目
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」「SLC ポンプによるほう酸水注入」

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度

1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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）
M/C C 電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

高圧炉心スプレイ系系統流量※１
給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１

電源

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

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※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

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

M/C D 電圧
電源

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）

判断基準

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力
原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力(SA)

原子炉格納容器内の放射線量率

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

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「R/B 制御」
原子炉圧力容器内の温度
AM 設備別操作手順書
判断基準「CRD による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
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）
M/C C 電圧
P/C C-1 電圧

ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

直流 125V 主母線盤 A 電圧
補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
復水貯蔵槽水位復水貯蔵槽水位（SA）

水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器内の温度・原子炉圧力容器下鏡部温度

操作

原子炉圧力容器への注水量

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

制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

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

88

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（7/7）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 86 に記載。

監視計器一覧（7／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

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）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※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

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」
判断基
準

M/C D 電圧電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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）

操
作

ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水操作※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：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

89

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

操作

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
原子炉圧力容器への注水量
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）※１
西側淡水貯水設備水位※１
水源の確保
代替淡水貯槽水位※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

90

柏崎は比較表ページ 86 に記載。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン
用）※１

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※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

代替循環冷却系原子炉注水流量※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確認

サプレッション・プール水位※１

ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水操作※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：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

91

設計方針の相違＊３

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

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

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

ｆ．消火系による原子炉圧
力容器への注水操作※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：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

92

柏崎は比較表ページ 87 に記載。

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

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

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ｇ．補給水系による原子炉
圧力容器への注水操作※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：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

93

設計方針の相違＊１

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 88 に記載。

監視計器一覧（12／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

ｈ．ほう酸注入系による原子炉圧力容器へのほう
酸水注入

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※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

電源

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

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

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力※２

操作

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

94

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.8.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.8－3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

給電元
対象条文

供給対象設備対象条文

供給対象設備

給電母線【1.8】

復水移送ポンプ

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系

低圧代替注水系 弁

AM 用 MCC

復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

格納容器下部注水系 弁
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC
残留熱除去系弁

原子炉隔離時冷却系（注水系） 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系

高圧代替注水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V
ほう酸水注入系ポンプ・弁【1.8】
原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順
等

高圧代替注水系（注水系） 弁

残留熱除去系 弁

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

低圧炉心スプレイ系 弁

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

代替循環冷却系ポンプ
代替循環冷却系 弁

ほう酸水注入ポンプ

ほう酸水注入系 弁

95

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。
）
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系
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
直流125V主母線盤 ２Ａ

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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

高圧代替注水系（蒸気系） 弁

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

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
緊急用直流125V主母線盤

MCC D 系
AM 用 MCC

備考

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ
常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ
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
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

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

96

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

97

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 99 に記載。

98

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

99

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

100

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 102 に記載。

101

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

102

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

103

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

104

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

105

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

106

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 108 に記載。

107

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

108

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

109

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１110

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１111

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１112

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２113

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２114

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」の概要図を記載する。

115

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」のタ
イムチャートを記載する。

116

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

117

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

118

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

119

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

120

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

121

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

122

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３123

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊３124

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

125

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

126

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１127

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊１128

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

129

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
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東海第二

130

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

131

備考

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：9 月 6 日からの変更点

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：1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

132

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

東海第二

備考

1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.9.1 対応手段と設備の選定

1.9.1 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

目 次 ＞

a. 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(a) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視(c) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視(d) 代替電源による必要な設備への給電(d) 代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 手順等

ｂ．手順等

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(1) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止

a. 発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

ａ．不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

b. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止
東二は炉心損傷後に耐圧強化

b. 耐圧強化ベント系(W/W)による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

ベントは使用しない。
柏崎は格納容器圧力逃がし装置が使用出来ない場合の手段
として耐圧強化ベント系を使用して原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスの排出を実施する。
（以下，設計方針の相違＊１）
c. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

ｂ．可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御1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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a. 格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視

東海第二

備考

(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

東二は既設の格納容器雰囲気
モニタの水素濃度及び酸素濃度を自主対策設備として位置付けていることから，重大事故等対処設備として新設の格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）のを設置する。
柏崎は，既設の格納容器内雰囲
気計装の水素濃度及び酸素濃度を重大事故等対処設備として位置付けている。
また，新設の格納容器内水素濃度(SA)を設置する。
（以下，設計方針の相違＊２）

b. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視(4) 重大事故等時の対応手段の選択

東二は対応手順毎に「重大事故等時の対応手段の選択」を記載。

1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順
1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.2 代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電
手順
1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

2

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合

内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備され合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備ているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

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。

【解釈】
１ 「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」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）BWRａ)原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）PWR のうち必要な原子炉ａ)水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（３）BWR 及び PWR 共通【解釈】１「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」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）BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉
格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（３）BWR及びPWR共通ａ)原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要なａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

備考

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解による水素

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により発ガス及び酸素ガスが，原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器

生する水素及び酸素が，原子炉格納容器内に放出された場合においても，水素爆発による原子炉格の破損を防止するため，水素濃度制御を行う対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活

納容器の破損を防止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

東二は対処設備の本格的な設用した手順等について説明する。

説明する。

置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記
載とした。

3

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.9.1 対応手段と設備の選定

1.9.1 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

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により短期的に発生する水素

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素，水

ガス及び水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの水素爆発による原子炉格納容器の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破損すの破損を防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

ることを防止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ほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定す

備考

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及び自主対策設備※１を選

る。

定する。

※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いて使用※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いてすることは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

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。）だけで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。
）だけなく，設置許可基準規則第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」という。）のでなく，設置許可基準規則第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」とい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，自主対策設備との関係を明確う。）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，自主対策設備とのにする。

関係を明確にする。

(2)対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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

1.9.1 表に整理する。

を第1.9－1表に整理する。

a. 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(a) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止ⅰ) 不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発によ子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素ガス）置換により原子炉格納容器内雰囲気る原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性を不活性化した状態になっている。

ガス（窒素）により不活性化した状態としている。

原子炉格納容器内の不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のと不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。

おり。
・不活性ガス系

・不活性ガス系

4

東二は表題を記載。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
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東海第二ⅱ) 可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

また，中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。
この対応手段及び設備は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「原子炉格納容器負圧破損の防止」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型格納容器窒素供給設備(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ⅰ.格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

備考
東二は表題を記載。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱時に，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内を不活性化する手段がある。
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置

設計方針の相違＊１(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等に

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水より原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧

素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器圧力逃がし装置を使用した格

強化ベント系により原子炉格納容器外に排出することにより，水素爆発による原子炉格納容器

納容器ベントにより，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

設計方針の相違＊１の破損を防止する手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」におこの対応手段及び設備は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

ける「耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」及び「1.7 原子炉格納容器における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて選定すの過圧破損を防止するための手順等」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容る対応手段及び設備と同様である。

器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記載し，関連設備は「第 1.9－1 表」

・フィルタ装置出口放射線モニタに整理することとしている。

・フィルタ装置水素濃度（以下，記載方針の相違＊１）
なお，東二の格納容器圧力逃がし装置に関する設備については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」
にて整備する。

5

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊１

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・チェンバ・耐圧強化ベント系（W/W）
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度
ⅱ. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御ⅱ) 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等に

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水より原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを可燃性ガス濃度制御系により低減

素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を可燃性ガス濃度制御系にて再結合する

し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

ことにより水素及び酸素濃度を制御し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。

・可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ

・可燃性ガス濃度制御系ブロワ

・可燃性ガス濃度制御系再結合装置

・可燃性ガス濃度制御系加熱器

・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・可燃性ガス濃度制御系再結合器

・残留熱除去系

・可燃性ガス濃度制御系冷却器(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視

記載方針の相違＊１(c) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等に

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水より原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスの濃度を測定し，監視する手段がある。

素，水の放射線分解により発生する水素と酸素が変動する可能性のある範囲にわたって水素濃度及び酸素濃度監視設備にて原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングし，水素及び酸素濃度を測定する手段がある。

ⅰ.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視ⅰ) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器

設計方針の相違＊２内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内において変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度(SA)

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器

設計方針の相違＊２内の水素濃度及び酸素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

6

設計方針の相違＊２

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握するのに十分な計測範囲で水素濃度及び酸素濃度を測定する設備は以下のとおり。

東海第二

備考

ⅱ) 格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視で使用す記載方針の相違＊１

る設備は以下のとおり。

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度・緊急用海水ポンプ

東二は格納容器雰囲気モニタ

・残留熱除去系海水ポンプの冷却水に海水を使用する。

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

柏崎は補機冷却水を使用する。
（以下，設計方針の相違＊３）
東二で新規配備する可搬型代
替注水大型ポンプは，様々な手段に用いるため，使用目的を併記する。

(d)代替電源による必要な設備への給電(d) 代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電

上記「(b)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止」や「(c)水素濃度

上記「1.9.1(2)ａ．(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防及び酸素濃度の監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪失時に，代替電止」及び「1.9.1(2)ａ．(c)源設備から給電する手段がある。

る設備について，全交流動力電源喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視」で使用す

代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊１

・常設代替交流電源設備

・格納容器圧力逃がし装置

なお，東二は代替電源設備より・第二代替交流電源設備

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

給電される設備を整理。

・可搬型代替交流電源設備

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

設計方針の相違＊２

・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備
・代替所内電気設備

7

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備
格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，サプレッション・チェンバ，耐圧強化ベント系（W/W），

東海第二(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.9.1(2)ａ．(a)ⅱ) 可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化」で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置は重大事故等対処設備として位置づける。

備考
東二は対応手段ごとに対処設備を記載。
記載方針の相違＊１

フィルタ装置出口放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度，可搬型窒素供給装置，ホース・接続口

設計方針の相違＊１

及び耐圧強化ベント系放射線モニタは重大事故等対処設備として位置付ける。

設計方針の相違＊２

水素濃度及び酸素濃度の監視で使用する設備のうち，格納容器内水素濃度(SA)，格納容器内

東二の可搬型窒素供給装置は

水素濃度及び格納容器内酸素濃度は重大事故等対処設備として位置付ける。

原子炉格納容器が柏崎と比べ代替電源による必要な設備への給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代

小さく，重大事故等時に酸素濃替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備及び代替所内電気設備は重大事

度上昇が早いため，事故発生後

故等対処設備として位置付ける。

7 日間以内に窒素を供給し，酸素濃度を抑制する必要がある
ことから，重大事故等対処設備
として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(b)ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止」
で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅰ) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視」で使用する設備のうち，格納容器
内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は重大事故等対処設備として位置づ

設計方針の相違＊２

ける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅱ) 格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び設計方針の相違＊３

酸素濃度監視」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(d) 代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電」で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，格納容器内水
素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）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。

以上の重大事故等対処設備により，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止することが以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素できる。

爆発による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

8

設計方針の相違＊２

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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
として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系

東海第二

備考

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。
・可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，可燃性ガス濃度制御系
再結合器及び可燃性ガス濃度制御系冷却器

炉心損傷による大量の水素ガスが発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の処理

炉心損傷により大量の水素が発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の能力を超える水素ガスが発生することから，可燃性ガス濃度制御系による水素ガスの処理には処理能力を超える水素が発生することから，可燃性ガス濃度制御系による水素の処理期待できず，また原子炉格納容器圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限がかかに期待できず，また原子炉格納容器内の圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使るが，格納容器ベント又は格納容器スプレイにより原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度

用に制限がかかるが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替循環冷却系，代制御系運転可能圧力まで低下し，かつ電源復旧等により設計基準事故対処設備である可燃性ガ

替格納容器スプレイ冷却系又は格納容器ベントにより原子炉格納容器内の圧力を可燃

ス濃度制御系を運転することが可能であれば，中長期的な格納容器内水素対策として有効であ

性ガス濃度制御系運転可能圧力まで低下し，かつ電源等が復旧し，可燃性ガス濃度制る。

御系の運転が可能となれば，中長期的な原子炉格納容器内水素対策として有効である。
・格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度

東二の格納容器内水素濃度及重大事故等時における原子炉格納容器内の圧力では格納容器内水素濃度及び格納容

び格納容器内酸素濃度は，使用

器内酸素濃度を使用できない場合があるが，原子炉格納容器内の圧力が最高使用圧力

圧力に制限があるため自主対以下の状態においては，水素濃度及び酸素濃度を監視する手段として有効である。

策設備の位置づけとする。

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊３

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度が使用可能であれば，水素及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備

東二は柏崎と比べ原子炉格納発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，炉心損傷に伴い水容器が小さく，重大事故等時に素ガスが発生した場合においても，事故発生直後に酸素濃度が可燃限界に至ることはない。

酸素濃度上昇が早いため，事故有効性評価における原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度評価により，事故発生後 7 日間は原発生後 7 日間以内に窒素を供給

子炉格納容器への窒素ガス供給は不要であるが，その後の安定状態において，本設備を用いてし，酸素濃度を抑制する必要が原子炉格納容器へ窒素ガスを供給することで原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減できるあることから，重大事故等対処ことから，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止対策として有効である。

設備として位置づける。

9

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備の代替としての自主的な電源

耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全設備は設置しない。

性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
なお，原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止として使用する設備であ

なお，「1.9.1(2)ａ．(a)ⅰ) 不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化」

る不活性ガス系は，発電用原子炉運転中に原子炉格納容器内を常時不活性化する手段として使用

として使用する設備である不活性ガス系は，原子炉運転中に原子炉格納容器内雰囲気する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備

を常時不活性化する手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使とは位置付けない。

用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

b. 手順等
上記「a.水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に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（シビアアク

この手順は，運転員等※２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

東二は「技術的能力 1.0 重大シデント）（以下「SOP」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（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策

事故対策における共通事項（添（第 1.9.1 表）。

要領」に定める（第1.9－1表）。

付資料 1.0.10

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.9.2 表，第 1.9.3 表）。

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1.9－2表，第1.9－3表）。

重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。

※2 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。
1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(1) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止

a. 発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

ａ．不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素，

発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を

水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破防止するため，発電用原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素ガス）により置換損することを防止するため，原子炉格納容器内を不活性ガス系にて不活性化する。

し，発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持する。
これらの操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。

なお，原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換し，原子炉運転中は原子炉格納容器内を常時不活性化した状態としている。この操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。
概要図を第1.9－1図に示す。

10

運転員等の定義を追記。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給
設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

東海第二

備考

ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子

東二は残留熱除去系又は代替炉格納容器内の減圧及び除熱時に，原子炉格納容器内で発生する水素と酸素の反応による水循環冷却系による原子炉格納

素爆発により原子炉格納容器が破損することを防止するため，原子炉格納容器内を可搬型窒

容器内の減圧及び除熱時の可素供給装置により不活性化する。

燃性ガス濃度抑制のため，原子炉格納容器内の不活性化を行い，酸素濃度が規定値到達で，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントに移行する。
柏崎は事故発生後 7 日以降の安定状態における原子炉格納容
器内の可燃性ガス濃度低減を行う。

(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の除熱を開始した場合※2。

(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格

柏崎は注釈で記載。

納容器内の減圧及び除熱時に，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が3.5vol％に到達した場合。

東二は判断基準として原子炉※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪

格納容器内の酸素濃度の具体

事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放的なパラメータを記載する。

(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

（以下，記載方針の相違＊２）※2:代替循環冷却系又は残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱を開始した場合。

11

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二(b) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制等の違い

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違はあるり。概要図を第 1.9.2 図に，タイムチャートを第 1.9.3 図に示す。

概要図を第 1.9－2 図に，タイムチャートを第 1.9－3 図に示す。

が，実態として記載内容に違い①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ

はないことから色別化は省略

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給の手順は以下のとお

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格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。

側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内（Ｓ／Ｃ側）への不活性ガス（窒素）注入をするための接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋東側屋外に配備し，窒素供⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。

給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型格納容器窒素供給設備を接続する。

に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付け⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。

る。

⑧緊急時対策要員は，窒素ガス供給ユニット D/W 側止め弁又は窒素ガス供給ユニット S/C 側止⑤重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器

め弁を全開し，原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対策本部に（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備が完了したことを報告す報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

る。

⑨当直副長は，格納容器ベントによる水素ガス及び酸素ガスの排出を実施した場合，又はサプ
レッション・チェンバ・プール水温度指示値が 104℃以下になる前に，中央制御室運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス
濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

⑥災害対策本部長は，発電長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内に不活性ガス（窒素）を注入するための準備が完了したことを連絡する。
⑦発電長は，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度が，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入基準である4.0vol％に到達したことを確認し，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を依頼する。
⑧災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入開始を指示する。
⑨重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長に報告する。なお，原子炉格納容器内の酸素濃度を低下させることを目的として，水の放射線分解によって発生する酸素量の多い原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）から窒素を注入する。また，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入により原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇を抑制できない場合は，可搬型窒素供給装置を1個追加し，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始することで原子炉格納容器内の酸素濃度上昇を抑
制する。

12

する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）
内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度及び原子炉格納容器内の圧力の確認を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の酸素濃度上昇が抑制され格納容器内

備考
設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある
が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略する。

酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度指示値が4.3vol％未満であること，及びド

なお,操作手順は発電長の指示

ライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）にと運転員等,災害対策本部長の到達したことを確認し，発電長に報告する。なお，原子炉格納容器内の酸素濃度が報告が対となる構成としてい4.3vol％に到達した場合は，⑲から実施する。

る。

⑬発電長は，災害対策本部長に原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入停止を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止する。
⑯重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止したことを報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）
内への不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
⑱発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度の確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度指示値が4.3vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，運転員等にサプレッション・プール水温度の確認を指示する。
運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水温度指示値が100℃未満であることを確認し，発電長に報告する。

13

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

発電長は，サプレッション・プール水温度が100℃未満であることを確認し，災害対策

設備運用・設計，体制等の違い

本部長に原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）による注入を依頼すに起因する記載の相違はあるる。なお，サプレッション・プール水温度指示値が100℃以上の場合は，格納容器ベンが，実態として記載内容に違い

ト時にサプレッション・プール水が減圧沸騰する恐れがあるため，運転員等に外部水はないことから色別化は省略

源である低圧代替注水系（常設）等の起動及び内部水源である残留熱除去系又は代替する。

循環冷却系の停止を指示し，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不

なお,操作手順は発電長の指示

活性ガス（窒素）による注入を依頼する。

と運転員等,災害対策本部長の災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器報告が対となる構成としてい（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。

る。

重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）
内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
(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），現場運転員 2(c) 操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活名及び緊急時対策要員 16 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型格納容器性ガス（窒素）注入開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 480 分で可能である。

【格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活

なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

性ガス（窒素）注入の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内と想定する。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内と想定する。
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備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

14

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

東海第二(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度をウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が監視し，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容置を使用した格納容器ベントにより，原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止す

容器の破損を防止する。

る。

なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。

備考

記載方針の相違＊２

中央制御室から格納容器圧力逃がし装置の遠隔操作ができない場合は，遠隔人力操作機構

東二は格納容器逃がし装置のを使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。また，第二弁及び第二弁バイパス

遠隔人力操作機構による使用

弁を操作する第二弁操作室は必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作

に際し，プルームの影響による

室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，操作員の被ばくを低減するた

格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する。

め，第二弁操作室を設置する。

また，格納容器ベントを実施した際のプルームの影響による被ばくを低減するため，中央制
御室待避室へ待避及び第二弁操作室にて待機する。なお，プラントパラメータについては，
中央制御室待避室内でデータ表示装置（待避室）により継続して監視する。

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内

東二の格納容器ベント停止条の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ件は手順内に記載する。

可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。

（以下，記載方針の相違＊３）

なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子格納容器内の除熱機能が更に 1 系統
回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防※2

炉心損傷を判断した場合において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができ止のために必要な操作が完了した場合 。

ず，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合で，原子炉格納容器内へ不活※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準性ガス（窒素）が注入された場合。

記載方針の相違＊２

事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

東二は「※」にて行外注記する(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

ものについて，前段で説明済み
であれば以降は記載しない。
（以下，記載方針の相違＊４）※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場合，記載方針の相違＊３

又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

15

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要
は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.4 図に，タイムチャート
を第 1.9.5 図に示す。
なお，格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順は「1.7.2.1（1）a.格納容器圧力逃がし装置

東海第二

備考

(b) 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.9－4図に，タイムチャートを第1.9－5図に示す（Ｓ／Ｃ側ベント及びＤ／
Ｗ側ベントの手順は，手順⑫以外は同様。
）。

東二は手順の対応フローは記載しない。
設備運用・設計，体制等の違い

による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。また，原子炉格納容器ベント弁駆動源に起因する記載の相違はある

確保（予備ボンベ）の操作手順は「1.5.2.1（1）a.(b)原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予が，実態として記載内容に違い

備ボンベ）」にて整備する。

はないことから色別化は省略する。

ウェットウェルベント（以下「W/W ベント」という。）の場合(ドライウェルベント（以下「D/W

なお,操作手順は発電長の指示

ベント」という。）の場合，手順⑫以外は同様)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェ
ンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，格納容器
圧力逃がし装置によるウェットウェル（以下「W/W」という。）側からの格納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する(原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・
プール水位外部水源注水制限を越えている場合はドライウェル（以下「D/W」という。）側からの格納容器ベントの準備を開始するよう指示する)。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な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。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントのため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。
③発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント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。
⑤発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調系二次隔離弁の閉を
確認する。

16

と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑤中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認として，不活性ガス系（以下「AC 系」という。）隔離信号が発生している場合は，格納容器補助盤にて，AC 系隔離信号の除外操作
を

実施する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理

東海第二⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及び原子炉建屋ガス処
理系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次
隔離弁の閉を確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合には，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。
⑩運転員等は，発電長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。

系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔⑪発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を調整開（流路面積約 50%開）Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側によるとし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次格納容器ベントを指示する。

隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（流路面積約 50%開）とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ライ
ンドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を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，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の酸素濃度が 4.0vol%以上の場合は，代替格納容器スプレイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。

⑫ａＳ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止のため，第一弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，発電長に報告する。
⑫ｂＤ／Ｗ側ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合，運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止のため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，発電長に報告する。
⑬発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑭発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を指示する。

⑪当直副長は，原子炉格納容器内のウェット条件の酸素濃度が 4.0vol%に到達したこと，及びド⑮運転員等は中央制御室にて，第二弁を開とする。第二弁が開できない場合は，第二弁ライ条件の酸素濃度が 5.0vol%以下であることを確認し，運転員に格納容器圧力逃がし装置にバイパス弁を開とする。格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたよる格納容器ベント開始を指示する。

ことを格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素
濃度指示値の低下，並びにフィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。

17

備考
設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある
が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑫ａ W/W ベントの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給

東海第二⑯発電長は，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を連絡する。

備考
設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある

弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開⑰発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の水素濃度が格納容器内水素濃度（ＳＡ）及が，実態として記載内容に違い

操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室かび格納容器内酸素濃度にて可燃限界未満になったこと，及び可燃性ガス濃度制御系にはないことから色別化は省略

らの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（サプレッショ

よる水素濃度制御が可能となったことを確認し，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）をする。

ン・チェンバ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆

閉にするように指示する。

なお,操作手順は発電長の指示

操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給
弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開す
る手段がある。
⑫

ｂ⑱運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉とし，発電長に報告する。
⑲発電長は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉としたことを災害対策本部長に連絡する。

D/W ベントの場合

中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器
圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及びフィルタ装置出口放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員は，フィルタ装置出口放射線モニタから得た放射線量率及び事前にフィルタ装置出口配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。

18と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系に設備運用・設計，体制等の違い

よる原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃に起因する記載の相違はある

度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッシ

が，実態として記載内容に違いョン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置によるはないことから色別化は省略

格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系する。

統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

(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）及び現場運転員(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，格納容器ベント

2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格準備については，作業開始を判断してから格納容器ベント準備完了までＳ／Ｃ側は5分以納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出開始まで約 45 分で可能である。

内，Ｄ／Ｗ側は5分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室

格納容器ベント開始については，格納容器ベント準備完了から格納容器圧力逃がし装置

温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置

による格納容器ベント開始まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている制御盤かすることに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減していらの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

る。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
設計方針の相違＊１

b. 耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認され，格納容器圧力逃がし装置の機能が喪失した場合に，耐圧強化ベント系を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格
納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。
なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

19

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１(a) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が完了した場合※2 で格納容器圧力逃がし装置が使用できず※3，耐圧強化
ベント系が使用可能な場合。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準
事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
※3:「格納容器圧力逃がし装置が使用できない」とは，設備に故障が発生した場合。
ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.6 図に，タイムチャートを第1.9.7 図に示す。
なお，原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の操作手順は「1.5.2.1（1）b.(b)原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」にて整備する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チ
ェンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，耐圧強化ベント系による W/W 側からの格納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備開
始を緊急時対策本部に報告するとともに，緊急時対策要員による耐圧強化ラインの窒素ガス
パージ中であることの確認を行う。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

20

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な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。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに非常用ガ
ス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設
備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。また，中央制御室及び遠隔手動弁操作
設備からの操作以外の手段として，フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口弁を全閉する手段がある。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベント弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。更に耐圧強化ベン
ト弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（弁開度約 20％開）とする。開度指示は現場運転員 C 及び D にて確認する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイ
パス弁を調整開（弁開度約 20％開）とする。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。

21

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１⑫現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁を全開とし，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了
を緊急時対策本部に報告する。
⑭当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。
また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の酸素濃度が 4.0vol%以上の場合は，代替格納容器スプレイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
⑮当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を
緊急時対策本部に報告する。
⑯当直副長は，原子炉格納容器内のウェット条件の酸素濃度が 4.0vol%に到達したこと，ドラ
イ条件の酸素濃度が 5.0vol%以下であること，及び原子炉格納容器内の圧力が規定圧力以下であることを確認し，運転員に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給
弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作により，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給
弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開すること
で電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，耐圧強化ベント系放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及び耐圧強化ベント系放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員は，耐圧強化ベント系放射線モニタから得た放射線量率及び事前に耐圧強化ベント
系配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。

22

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考
設計方針の相違＊１⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全閉操作を実施し，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。
ⅲ. 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）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による水素ガス及び酸素ガス排出開始まで約 60 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
(b) 耐圧強化ラインの窒素ガスパージ
炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する際，耐圧強化ベントライン主排気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することにより，系統内の酸素濃度を可燃限界未満に保ち，水素爆発を防止する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷後，代替循環冷却系を長期使用し原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇を確認した場合。
ⅱ. 操作手順
耐圧強化ラインの窒素ガスパージ手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.9.8 図に，タイ
ムチャートを第 1.9.9 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に耐圧強化ベント系の窒素ガスパージを指示する。
②緊急時対策要員は，荒浜側高台保管場所にて，可搬型窒素供給装置の健全性を確認するとともに，タービン建屋西側大物搬入口前(屋外)に可搬型窒素供給装置を配備する。

23

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考
設計方針の相違＊１③緊急時対策要員は，タービン建屋－原子炉建屋連絡通路南西側(タービン建屋)にて，可搬型
窒素供給装置から接続口への送気ホース取付け操作を実施する。また，耐圧強化ベント系 N
パージ用元弁（二次格納施設側）及び耐圧強化ベント系 N パージ用元弁（タービン建屋側）の全開操作を実施した後，窒素ガス供給の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，可搬型窒素供給装置より窒素ガスの供給を開始し，耐圧強化ベント系への窒素ガスパージの開始を緊急時対策本部に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ラインの窒素ガスパージ完了まで約 360 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。
c. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，可燃性ガス濃度制御系により原子炉格

ｂ．可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視し，可燃性ガス濃度制御系により原子炉格納容器内の水素濃度を抑制する。

納容器内の水素濃度の抑制を行う。
なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制

なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃御系運転時の制限圧力(105kPa[gage])以下に維持する。

度制御系運転時の制限圧力（147kPa［gage］未満）に維持する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の水素濃度が 5vol%以下で，可燃性ガ※2ス濃度制御系が使用可能な場合 。

機器仕様の相違

炉心損傷を判断した場合において，以下のいずれかの状況に至った場合。
①残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱時に，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合。

東二は判断基準として具体的な条件を記載。

②可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）の注入を実施しており，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントを実施した場合。
記載方針の相違＊４※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準
事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:原子炉格納容器内の圧力が 105kPa[gage](可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力)以下で東二は電源等の状態確認を，手あり，設備に異常がなく，電源，残留熱除去系から供給される冷却水（サプレッション・チ

順の中で行う。

ェンバ・プール水）が確保されている場合。

24

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順
可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順の概要は以下のとおり。(可燃性ガス濃度制御系(B)による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順も同様)
手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.10 図に，タイムチャートを第 1.9.11 図

東海第二

備考

(b) 操作手順
可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順の概要は以下のとおり（可燃性ガス濃度制御系Ｂ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順の概要も同様）。

東二は手順の対応フローは記に示す。

概要図を第1.9－6図に，タイムチャートを第1.9－7図に示す。

載しない。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系によ設備運用・設計，体制等の違い

格納容器内の水素濃度制御の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，ヒータ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，可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，ヒータ，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る原子炉格納容器内の水素濃度制御のための準備を指示する。

に起因する記載の相違はある②運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水が，実態として記載内容に違い

素濃度制御に必要なブロワ，加熱器，電動弁及び監視計器の電源が確保されているこはないことから色別化は省略とを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発する。

電長に報告する。

なお,操作手順は発電長の指示③発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアップ運転を指示する。

と運転員等,災害対策本部長の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④運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系の起動操作を実施し，可燃性報告が対となる構成としていスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，可燃性ガス濃度制御系が使用可能か

ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量，可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量及び可燃確認する。

性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力の上昇を確認する。

れていることを状態表示にて確認する。

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プール水冷却⑤運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系ヒータが正常に作動していることモード)が運転中であり，可燃性ガス濃度制御系(A)冷却器への冷却水供給が可能であること

を可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度，可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度，可を確認する。

燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度，可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温⑥中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)起動準備として，可燃性ガス濃度制
御系(A)隔離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系室を二次格納施設として負圧管理とするため，可燃性ガス濃度制御系室連絡弁を「全開」とし,当直副長に可燃性ガス濃度制御系の起動準備完了を報告する。
⑧当直副長は，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力(105kPa[gage])以下であることを確認し，中央制御室運転員に可燃性ガス濃度制御系の起動操作を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)の起動操作を実施し，可燃性ガス濃度制御系入口ガス流量指示値，ブロワ吸込ガス流量指示値，ブロワ吸込圧力指示値の上昇後，系統が安定に運転していることを確認する。

度及び可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度指示値の上昇により確認し，ウォーム
アップ運転が開始したことを確認する。
⑥運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアップ運転を開始したことを報告する。
⑦運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系起動後約180分で可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度指示値が649℃に温度制御されることを確認し，可燃性ガ
ス濃度制御系Ａ系のウォームアップ運転が完了したことを確認する。
⑧運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアップ運転が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御の開始を指示する。

⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系ヒータが正常に動作していることを加熱管表面温度指示値及び再結合器表面温度指示値の上昇により確認し，予熱運転が開始したことを確認する。

25

る。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑪中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系起動後 180 分以内に可燃性ガス濃度制⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を格納容器内設備運用・設計，体制等の違い

御系の予熱運転が完了することを確認し，その後再結合器内ガス温度指示値が規定値で安定

水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内水素濃度及び格納に起因する記載の相違はある

し温度制御されることを確認する。

容器内酸素濃度で確認し，可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量と可燃性ガス濃が，実態として記載内容に違い

度制御系再循環ガス流量を調整する。

はないことから色別化は省略⑫中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値から可燃性ガス濃度制御系の吸引流量と再循環流量の調整を実施する。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御が行われていることを格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値が低下することにより確認
し，当直副長に報告する。

⑪運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御が行われていることを原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の低下に

なお,操作手順は発電長の指示より確認する。

と運転員等,災害対策本部長の⑫運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御を開始したことを報告する。

(c) 操作の成立性

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

2 名にて作業を実施し，作業開始判断から可燃性ガス濃度制御系起動まで約 30 分で可能である。

してから可燃性ガス濃度制御系起動まで6分以内と想定する。中央制御室に設置されている

また，可燃性ガス濃度制御系起動後，再結合運転開始までの予熱時間は約 180 分で可能である。

制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

は通常運転時と同程度である。

報告が対となる構成としている。

(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）及び現場運転員

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温する。

また，可燃性ガス濃度制御系起動から約180分でウォームアップ運転が完了し，再結合運転が可能である。

26

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a. 格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で原子炉格納容器内に発生する水素ガスの濃度を格納容器内水素濃度(SA)により監視する。
なお，格納容器内水素濃度(SA)は，通常時から常時監視が可能である。

東海第二

備考

(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の設計方針の相違＊２

水素濃度及び酸素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素，
水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングし，水素濃度及び酸素濃度を測定，及び監視する。
(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合

炉心損傷を判断した場合。
記載方針の相違＊４※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準
事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。
① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内水素濃度(SA)による原子炉
格納容器内の水素濃度の監視を指示する。
② 中央制御室運転員 A 又は B は，格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度の監視を強化する。

(b) 操作手順
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順の概要は以下のとおり。

設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある
が，実態として記載内容に違い

概要図を第1.9－8図に，タイムチャートを第1.9－9図に示す。

はないことから色別化は省略①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器内水素濃度（ＳＡ）及する。

び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

なお,操作手順は発電長の指示のための準備を指示する。

と運転員等,災害対策本部長の②運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

また，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されているこ（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視に必要な圧縮機，電動とを確認後，格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度の監視を強化する。

弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の暖気が開始※２又は完了し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。
③発電長は，運転員等に格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の起動を指示する。

27

報告が対となる構成としている。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

備考
設備運用・設計，体制等の違い（ＳＡ）の暖気完了を確認した後，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素に起因する記載の相違はある

濃度（ＳＡ）の起動操作を行い，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃が，実態として記載内容に違い度（ＳＡ）により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定※３が開始されたこはないことから色別化は省略とを確認し，発電長に報告する。

する。

※2：通常時から緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」

なお,操作手順は発電長の指示を「ＭＣＣ」という。
）は外部電源系にて受電され暖気しており，交流電源の喪失と運転員等,災害対策本部長の時は代替交流電源設備により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始され報告が対となる構成としている。

る。

※3：格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）によるＤ／Ｗ側，Ｓ／Ｃ側の雰囲気ガスのサンプリングは自動で切り替わる。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の中央制御室対応は運転員１名により確認を実施する。運転員による準備や起動操作はない。

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，交流電源を確保してから格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

（ＳＡ）による測定開始まで38分以内と想定する。なお，交流電源の喪失時には代替交流電源設備により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始され，最長38分で計測が可能である。また，中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
b. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素，
水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器雰囲気モニタにより監視する。

度により監視する。
(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合※2において，格納容器内雰囲気計装が使用可能な場合 。

炉心損傷を判断した場合。
記載方針の相違＊４※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準
事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び補機冷却水が確保されている場合。

東二は電源等の状態確認を，手順の中で行う。

28

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考(b) 操作手順

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視手順の概要は格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順

以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.12 図に，タイムチャートをの概要は以下のとおり（格納容器雰囲気モニタ（Ｂ）による原子炉格納容器内の水素濃度

東二は手順の対応フローは記

第 1.9.13 図に示す。

及び酸素濃度監視手順も同様）。

載しない。

なお，格納容器内雰囲気計装は，重大事故等時には代替交流電源設備からの給電により電源概要図を第1.9－10図に，タイムチャートを第1.9－11図に示す。

設備運用・設計，体制等の違いを確保し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保した後，計測を開に起因する記載の相違はある

始する。

が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略

代替交流電源設備からの電源供給手順については，「1.14.2.1(1)a.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による M/CC 系及び M/CD 系受電」手順にて対応する。

する。

代替原子炉補機冷却系による冷却水確保手順については，「1.5.2.2(1)a.代替原子炉補機冷却系

なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長のによる補機冷却水確保」手順にて対応する報告が対となる構成としてい①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内雰囲気計装による原子炉格
納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，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，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されている
こと，並びに冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，当直副長に報告する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器雰囲気モニタ（Ａ）にる。

よる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視に必要なポンプ，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等により確認するとともに，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。
③発電長は，運転員等に格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動操作を実施後，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，発電長に報告する。

(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）及び現場運転員

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから格納容器内雰囲気計装の計測開始まで約 25 分

した後，冷却水を確保してから格納容器雰囲気モニタの起動まで5分以内と想定する。中央

で可能である。

制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

なお，格納容器雰囲気モニタの起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370分
以内

29

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第1.9－12図に示す。
原子炉起動時に，原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）により置換し，原子炉運転中の原
子炉格納容器内を不活性化した状態とすることで，原子炉格納容器内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度にて監視する。
残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱時において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合に，可燃性ガス濃度制御系による原子炉
格納容器内の水素濃度及び酸素濃度制御を実施する。また，可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合で，原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度にて3.5vol％に到達した場合は，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する準備をする。原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納
容器内酸素濃度にて4.0vol％に到達した場合は，可搬型窒素供給装置により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する。
原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度にて4.3vol％に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントにより，原子炉格納容器水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントをする際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるＳ／Ｃ側の第一弁開操作を第一優先とする。Ｓ／Ｃ側の第一弁開操作が実施できない場合には，Ｄ／Ｗ側の第一弁開操作を実施する。その後，第二弁を開操作し，格納容器ベントを実施する。第二弁開操作が実施できない場合には，第二弁バイパス
弁を開操作し，格納容器ベントを実施する。

30

備考
柏崎は後段に記載。
（比較表ページ 32）

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給1.9.2.2 代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電

電する手順
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
代替電源設備により給電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。

備考

手順
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
なお，代替電源設備により給電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。

1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
中央制御室監視計器類への電源供給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等」にて整備する。
第二弁操作室の正圧化手順については，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

東二は格納容器雰囲気モニタ
冷却水確保に関する手順を「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等」，格納容器
内の水素及び酸素の排出操作に関する第二弁操作室の正圧化手順を「1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，電動弁及び監視計器への電源供給の手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
窒素供給装置用電源車，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型
代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交

東二は各設備への電源供給手
順について「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備していることを明確化。

流電源設備及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
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 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

東二は事故時の操作判断，確認に係る計装設備に関する手順
を技術的能力「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備することを記載。

31

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は前段に記載する。

1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択（比較表ページ 30）

重大事故等時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第 1.9.14
図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器内雰囲気計装により原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を，格納容器内水素濃度(SA)により原子炉格納容器内の水素濃度を監視する。
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合において，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力以下に維持可能で，原子炉格納容器内の水素濃度が規定値以下の場合は，可燃性ガス濃度制御系を起動し，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スを再結合させることで，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度が可燃限界へ到達することを防止する。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度の抑制ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できる W/W を経由する経路
を第一優先とする。W/W ベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，D/W を経由してフィルタ装置を通る経路を第二優先とする。
発電用原子炉起動時には，原子炉格納容器内の空気を窒素ガスにより置換し，発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持することで，原子炉格納容器内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。

32

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.9.1 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

第1.9－1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

東二は対応設備を主要設備（主対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）
分類

分類

対応
手段

対処設備

手順書

可搬型格納容器窒素供給設備－

AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（D/W））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（D/W））」

東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と不活性ガス系※２－※３

設備名による記載が混在している。
－※２

原子炉格納容器※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

多様なハザード対応手順「耐圧強化ベント系 N パージ」

※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

33

連設備（流路・電源等）に分けて整理している。

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

重大事故等
対処設備

サプレッション・チェンバ
耐圧強化ベント系（W/W） ※3
可搬型窒素供給装置
ホース・接続口
耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

重大事故等
対処設備

格納容器圧力逃がし装置等による原子 炉格 納容 器内の 水 素ガス及 び酸 素ガスの 排 出

格納容器圧力逃がし装置 ※2，※3
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素供給」

対応
手段

主要設備

－
※5

自主対策設備原子炉格納容器水素爆発防止

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

原子炉格納容器内不活性化による

－

－ ※1

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

不活性ガス系 ※1

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備たるポンプや冷却水源等），関対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）

東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.9－1 表において同様）

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

－ ※4

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

不活性ガス系配管・弁
原子炉格納容器
燃料給油設備※６・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

整備する手順書※１

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書(シビアアク
シデント)「PCV 制御」

関連設備

事故時運転操作手順書(シビアアク
シデント)「PCV 制御」－

柏崎は比較表ページ 33 に記載。
対応設備

主要設備

AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制
御」「FCS(B)による格納容器水素制
御」

対応
手段

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

重大事故等
対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※4

重大事故等対処設備

代替電源による

必要な設備への給電

常設代替交流電源設備 ※4
可搬型代替交流電源設備 ※4
常設代替直流電源設備 ※4
可搬型直流電源設備 ※4
代替所内電気設備 ※4

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

重大事故等対処設備

水素濃度及び酸素濃度の監視

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止－

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度分類

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ
可燃性ガス濃度制御系再結合装置
可燃性ガス濃度制御系配管・弁残留熱除去系

格納容器内水素濃度(SA)－

手順書

自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

－

対応
手段

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／9）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

東海第二

※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

34

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置※５

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※６・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

－

対応
手段

柏木は比較表ページ 33 に記載。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

35

設計方針の相違＊１

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）
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

整備する手順書※１

対応設備

可燃性ガス濃度制御系ブロワ
可燃性ガス濃度制御系加熱器
可燃性ガス濃度制御系再結合器
可燃性ガス濃度制御系冷却器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設備主要設備
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止－

柏崎は比較表ページ 34 に記載。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

36

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

－

対応手
段

柏崎は比較表ページ 34 に記載。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

37

設計方針の相違＊２

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）
分類

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設備

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視①

残留熱除去系海水ポンプ※４
残留熱除去系海水ストレーナ※４

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

柏崎は比較表ページ 34 に記載。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

38

関連設備

非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル－
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）
分類

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設備

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視②

緊急用海水ポンプ※４
緊急用海水ストレーナ※４

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

柏崎は比較表ページ 34 に記載。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

39

関連設備

非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル－
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
可搬型代替注水大型ポンプ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設備主要設備

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視③

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

－

対応
手段

柏崎は比較表ページ 34 に記載。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

40

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 34 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置※５
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

41

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.9－2 表

第 1.9.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧(1/3)
監視パラメータ(計器)判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

対応手順

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

判断基準

操作

―

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

監視パラメータ（計器）判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)いるもの，そうでないものとの原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位操作

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

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

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタ

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１順等）にて整理する）。

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１（以下，第 1.9－2 表において

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

同様）

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

補機監視機能残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ操
原子炉格納容器への注水量イン用）※１
作
残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１
最終ヒートシンクの確保
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
代替淡水貯槽水位※１
サプレッション・プール水位※１
水源の確保
ろ過水貯蔵タンク水位
復水貯蔵タンク水位
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力※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。
原子炉格納容器内の酸素濃度※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

42

区別を注記している（詳細は原子炉格納容器内の放射線量率

最終ヒートシンクの確保

ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化（耐性等）を満たし設計されて格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器温度－

東二は監視計器について，重大事故等対処設備としての要求

重大事故等の対応に必要となる監視項目

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
b.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベン
ト使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベン
ト使用（D/W））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン
使用（D/W））」

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

手順書

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備によるPCV 窒素供給」

備考

1.15（事故時の計装に関する手

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧(2/3)

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 42 に記載。

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)

原子炉格納容器内の水素濃度

AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制御」「FCS(B)による格納容器水素制御」

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

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

判断基準

格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

判断基準

原子炉格納容器内の酸素濃度

電源監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止c.可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止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

操作

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

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

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系(A)(B)入口ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込圧力
加熱管(A)(B)内ガス温度
加熱管(A)(B)出口ガス温度
加熱管(A)(B)表面温度
再結合器(A)(B)内ガス温度
再結合器(A)(B)表面温度

操
作

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置圧力※１
フィルタ装置水位※１
フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置入口水素濃度※１
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１

補機監視機能モニタリング・ポスト※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

43

設計方針の相違＊１

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／5）

監視計器一覧(3/3)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)

判断基準

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
b.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

柏崎は比較表ページ 43 に記載。

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

電源

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

操作

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度
可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度ｂ．可燃性ガス濃度制御系
による原子炉格納容器内の水素濃度制御

操
作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

44

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／5）

柏崎は比較表ページ 44 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

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準

ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

45

設計方針の相違＊２

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／5）

柏崎は比較表ページ 44 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

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準

ｂ．格納容器雰囲気モニタ
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素
濃度監視
操
作

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度※２

補機監視機能残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

46

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.9.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.9－3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

【1.9】
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため
の手順等

給電元
給電母線

供給対象設備

格納容器圧力逃がし装置

対象条文

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
可搬型直流電源設備

供給対象設備

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
可搬型直流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V
非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備【1.9】
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

MCC C 系
MCC D 系
フィルタ装置水素濃度

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
可搬型直流電源設備

給電元
給電母線

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁バイパス弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・低レ
ンジ)

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

AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁備考

AM 用直流 125V
フィルタ装置出口放射線モニタ

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
可搬型直流電源設備

AM 用直流 125V
耐圧強化ベント系放射線モニタ

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
可搬型直流電源設備

AM 用直流 125V
水素濃度及び酸素濃度監視計器類

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
可搬型直流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用直流 125V

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47

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

48

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「不燃性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化」の概要図を記載。

49

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

50

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

51

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

52

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 52 に記載。

53

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

54

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１55

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１56

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１57

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１58

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１59

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

60

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

61

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２62

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２63

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

64

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

65

備考

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は当該手順につながりのある手順との紐付けのため，全体フローチャートを作成。

66

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：9 月 19 日からの変更点

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：1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

67

備考

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

東海第二1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.10.1 対応手段と設備の選定

1.10.1 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. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備

備考

目 次 ＞

ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備(a) 水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止(b) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(c) 代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電

柏崎は「1.10.1(2)a.(a)代替電源による必要な設備への給電」内で整理している。
（比較表ページ 6）
東二は水素漏えい抑制につい(b) 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制ては「技術的能力 2.0 大規模損壊」にて整備する。
（以下，設計方針の相違＊１）(c) 水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備

東二は「1.10.1(2)ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」で使用する設備に自主対策設備はない。
（以下，設計方針の相違＊２）

b. 手順等1.10.2 重大事故等時の手順

ｂ．手順等
1.10.2 重大事故等時の手順
設計方針の相違＊１

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水
a. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）
b. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

東二はサプレッションプール
浄化系を設置しない。

1

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順

東海第二

備考

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出

東二は原子炉建屋原子炉棟内

ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順の水素排出を目的とし，原子ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順

炉建屋ガス処理系を使用する。
（以下，設計方針の相違＊３）(2) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(1) 原子炉建屋内の水素濃度監視

東二は表題を記載。

ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
設計方針の相違＊１(2) 原子炉建屋トップベント(3) 重大事故等時の対応手段の選択

柏崎は「1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択」にて整理。

1.10.2.3 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電

1.10.2.2 代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電手順

する手順
1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.10.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択

東二は「1.10.2.1（3）重大事
故等時の対応手段の選択」にて整理。

2

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設(以下「原子炉建屋等」

子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」とという。)の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建いう。
）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の屋等の損傷を防止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損傷を防止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

切に示されていること。

れていること。

【解釈】
１ 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げ【解釈】１「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止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。

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。

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止する

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するた

ため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷

め、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防を防止するために必要な手順等を整備すること。

止するために必要な手順等を整備すること。

ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

備考ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素ガスが原子炉格納容器内に放出され，原子炉格納

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内に水素が放出され，原子炉格納容

容器から原子炉建屋に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するた器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷をめの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。

防止するための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

東二は対処設備の本格的な設る。

置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

3

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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東海第二1.10.1 対応手段と設備の選定

1.10.1 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

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防の対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

止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。
設計方針の相違＊１

また，原子炉格納容器外への水素ガスの漏えい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ほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１ を選定する。

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及び自主対策設備※１を選定する。

※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いて使※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いて用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

備。

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。）だけで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。
）だけなく，設置許可基準規則第五十三条及び技術基準規則第六十八条（以下「基準規則」という。）のでなく，設置許可基準規則第五十三条及び技術基準規則第六十八条（以下「基準規則」とい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，自主対策設備との関係を明う。）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，自主対策設備との確にする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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 1.10.1 表に整理する。

備考(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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1.10－1表に整理する。

4

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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a. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備

東海第二

備考

ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備(a) 水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止

設計方針の相違＊３ⅰ) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉棟内での水素の滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋ガス処理系による水素排出で使用する設備は以下のとおり。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタユニット
・非常用ガス再循環系フィルタユニット(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止
ⅰ. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制(b) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ⅰ) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子

子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制

炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋原子炉棟内の水し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素ガスと酸素

素濃度の上昇を抑制し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えガスを触媒反応によって再結合させる手段がある。

いした水素と酸素を触媒反応によって再結合させる手段がある。

なお，静的触媒式水素再結合器は触媒反応により受動的に起動する設備であり，運転員による起動操作は必要としない。

なお，静的触媒式水素再結合器は運転員等による起動操作を必要とせず，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応により再結合させる設備である。

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器

合わせ，主要な設備を本文に記・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

載し，関連設備は「第 1.10－1

・原子炉建屋原子炉区域表」に整理することとしている。

ⅱ. 原子炉建屋内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定し，監視する手段がある。

ⅱ) 原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲で，水素濃度を測定し，監視する手段がある。

原子炉建屋内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

上記設備は原子炉建屋原子炉区域に 8 個（ そのうち，原子炉建屋オペレーティングフロ

上記設備は原子炉建屋原子炉棟内に5個（そのうち，原子炉建屋原子炉棟の最上階であアに 3 個）設置している。

（以下，記載方針の相違＊１）

る地上6階に2個）設置する。

5

建屋規模，形状等の違いに伴う選定箇所の相違。

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：9 月 25 日からの変更点

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ⅲ. 代替電源による必要な設備への給電

東海第二(c) 代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電

備考
記載方針の相違＊１

上記「ⅰ.静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「ⅱ.原子炉建屋内の水素濃上記「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出」，「1.10.1(2)ａ．

なお，東二は代替電源設備よ度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪失時に代替電源設備か(b)ⅰ) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「1.10.1(2)ａ．(b)ⅱ) 原子

り給電する設備を整理。柏崎ら給電する手段がある。

炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電は給電で使用する設備を整源が喪失した場合に代替電源設備から給電する手段がある。

理。

代替電源による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。

・常設代替直流電源設備

・非常用ガス処理系排風機

・可搬型直流電源設備

・非常用ガス再循環系排風機

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。

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・常設代替交流電源設備

・原子炉建屋水素濃度

設計方針の相違＊３

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
設計方針の相違＊１(b) 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉格納容器トップ
ヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制し，原子炉建屋等の水素爆発を防止する手段がある。

6

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊１ⅰ. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水
防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により原子炉ウ
ェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制する。
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口
・格納容器頂部注水系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・原子炉ウェル
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

設計方針の相違＊１

ⅱ. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水し，原子炉格

東二は，サプレッションプール

納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガスの漏浄化系は設置しない。

えいを抑制する。
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッションプール浄化系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッションプール浄化系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・原子炉ウェル
・原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）
なお，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，原子炉補機冷却系による冷却が不要である。

7

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊１(c) 水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止
ⅰ. 原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出
原子炉建屋内に水素ガスが漏えいし，原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合，原子炉建屋トップベントを開放し，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部の水素ガスを大気へ排出することで，原子炉建屋内における水素ガスの滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋トップベント
・大容量送水車（ 原子炉建屋放水設備用）
・ホース
・放水砲
・燃料補給設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備

設計方針の相違＊２

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出」で使用する設備のう合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置，原子炉建屋原子炉区域，原子炉建屋水素濃度，

ち，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユ

備を記載。

常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電

ニット及び非常用ガス再循環系フィルタユニットは重大事故等対処設備として位置づけ

記載方針の相違＊１

源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

る。
「1.10.1(2)ａ．(b)ⅰ) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(b)ⅱ) 原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」で使用する設備のうち，原子炉建屋水素濃度は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(c) 代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電」で使用する設備のうち，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，
静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度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。

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

8

東二は対応手段ごとに対処設

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止することができる。

東海第二

備考

以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止することができる。
設計方針の相違＊２

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
備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

設計方針の相違＊１

・原子炉ウェルに注水するための設備（格納容器頂部注水系，サプレッションプール浄化系）
原子炉格納容器からの水素ガス漏えいを防止する効果に不確かさはあるが，原子炉格
納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制できることから有効である。
・原子炉建屋トップベント
原子炉建屋オペレーティングフロア天井部を開放する操作であり放射性物質を低減す
る機能はないが，仮に原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合において，水素ガスを排出することで原子炉建屋内における水素ガ
スの滞留を防止する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備

東二は常設代替電源の代替と耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，しての自主的な電源設備は健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手設置していない。

段として有効である。

（以下，設計方針の相違＊４）

b. 手順等
上記「a.水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に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（シビアア

ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，運転員等※２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（徴東二は「技術的能力 1.0 重大

クシデント）（以下「SOP」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候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に

事故対策における共通事項

める（第 1.10.1 表）。

定める（第1.10－1表）。

（添付資料 1.0.10 重大事故

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第 1.10.2 表，第 1.10.3 表）。

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1.10－2表，第1.10－3表）。

等発生時の体制について）」より，当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしている。

※2 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。

9

運転員等の定義を追記。

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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1.10.2 重大事故等時の手順

東海第二

備考

1.10.2 重大事故等時の手順
設計方針の相違＊１

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水
a. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，防火水槽又は淡水貯水池を水源として格納容器頂部注水系により原子炉ウェルに注水することで原
子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。
(b) 操作手順
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応
フローを第 1.10.1 図に，概要図を第 1.10.2 図に，タイムチャートを第 1.10.3 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器頂部注水系による原子炉
ウェルへの注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配置，ホース接
続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水に必要な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緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配置，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤当直副長は，原子炉格納容器内の温度が 171℃に到達したことを確認し，当直長に報告する。

10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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始を依頼する。
⑦緊急時対策要員は， 緊急時ウェル注水ライン（南側）元弁又は（北側）元弁のどちらかを開操作して送水流量を必要流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A は，原子炉ウェルに注水が開始されたことを上部ドライウェル内雰
囲気温度指示値の低下により確認し，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，緊急時対策本部に原子炉格納容器トップヘッ
ドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を依頼する。
(c) 操作の成立性
防火水槽を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水操作は，1 ユニット
当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 110 分で可能である。
淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 115 分で可能である。
また，淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部
注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 330 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，防護具及び通信連絡設備を整備する。可搬型
代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより， 原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

11

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊１

b. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，復水

東二は，サプレッションプール

貯蔵槽を水源としてサプレッションプール浄化系により原子炉ウェルに注水することで原子炉

浄化系は設置しない。

格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
ただし，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，補機冷却水による冷却が不要である。
(b) 操作手順
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.10.1 図に， 概要図を第 1.10.4 図に， タイムチャートを第 1.10.5 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの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，サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注
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，緊急時対策本部に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，サプレッションプール浄化系が使用可能か確認する。
④現場運転員 C 及び D は，サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水の系統構成として，燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁の全閉操作，燃料プ
ール冷却浄化系ウェル再循環弁の全開操作を実施し，当直副長にサプレッションプール
浄化系による原子炉ウェルへの注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は， 原子炉格納容器内の温度が 171℃に到達したことを確認し，中央制御室運転員にサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水開始を指示する。

12

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊１⑥中央制御室運転員 A 及び B は，サプレッションプール浄化系ポンプを起動し，速やかにサプレッションプール浄化系燃料プール注入弁の開操作にて，サプレッションプール浄化系系統流量指示値が必要流量になるよう調整する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉ウェルへの注水が開始されたことを上部ドライウ
ェル内雰囲気温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑧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。
⑨当直副長は，中央制御室運転員 A 及び B に原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を指示する。
(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）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 40 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。
1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋
原子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉棟内での水素の滞留を防止する。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を起動し，原子炉建屋原子炉棟内の水素等を含む気体について放射線物質低減機能を有するよう素用チャコールフィルタを通して排気する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源を給電することが可能となるメタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
） ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である原子炉建屋ガス処理系Ａ系を優先して使用する。

13

設計方針の相違＊３

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順

備考
設計方針の相違＊３(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，外部電源又は非常用ディーゼル発電機により給電が可能な場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲
気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運

原子炉建屋ガス処理系による水素の排出手順の概要は以下のとおり。

転員等の報告が対となる構成

概要図を第1.10－1図に，タイムチャートを第1.10－2図に示す。

としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋ガス処理系Ｂ系の自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，自動起動信号（原子炉水位低（レベル３），ドライウェル
圧力高，原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ放射能高又は原子炉建屋換気系燃料取替
床排気ダクトモニタ放射能高信号）により非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用
ガス処理系排風機（Ｂ）並びに非常用ガス再循環系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循
環系排風機（Ｂ）が起動したことを確認するとともに，非常用ガス再循環系空気流量
及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレイン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。
④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋ガス処理系Ｂ系が自動起動したことを報告する。
⑤発電長は，環境へのガス放出量の増大，フィルタトレインに湿分を含んだ空気が流入すること等を考慮し，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系又は原子炉建屋ガス処理
系Ｂ系の停止を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系
排風機（Ａ）又は非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。

14

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：9 月 25 日からの変更点

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東海第二⑦発電長は，運転員等に原子炉建屋換気系が隔離していることを確認するように指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋換気系が隔離されていることを確認し，発電長に報告する。

備考
設計方針の相違＊３
操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで6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。
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順

設計方針の相違＊３(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／Ｃからモータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。
） ２Ｃ
又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了した場合。
(b) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運

原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素の排出手順の概要は以下のとおり（原子炉建屋ガ転員等の報告が対となる構成

ス処理系Ｂ系による水素の排出手順も同様。
）。
概要図を第1.10－1図に，タイムチャートを第1.10－2図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出に必要な排風機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する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレイン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。
なお，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁が閉でない場合，又は非常用
ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系
トレイン出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレイン出口
弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁が開でない場合は，中央制御室にて系統構成を実施する。

15としている。

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系による水素排出の準備が完了したことを
報告する。

備考
設計方針の相違＊３
なお，操作手順は発電長の指示⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の起動を指示する。

と運転員等の報告が対となる⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系

構成としている。

排風機（Ａ）を起動し，非常用ガス再循環系空気流量及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認した後，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで5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。
(2) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(1) 原子炉建屋内の水素濃度監視

ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格納容器か

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建

ら原子炉建屋に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋オペレー

屋原子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋原子炉棟地上6階，原

ティングフロア天井付近の水素濃度，非常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋

子炉建屋原子炉棟地上2階及び原子炉建屋原子炉棟地下1階の水素濃度を監視する。また，静オペレーティングフロア以外のエリアの水素濃度（以下「原子炉建屋内の水素濃度」という。）を的触媒式水素再結合器の作動状況を確認するため，静的触媒式水素再結合器動作監視装置に監視する。また，静的触媒式水素再結合器の動作状況を確認するため，静的触媒式水素再結合器動て静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度を監視する。

作監視装置にて静的触媒式水素再結合器の出入口温度を監視する。
また，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を確認した場合は，非常用ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，非常用ガス処理系を停止する。

東二は表題を記載。

また，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を確認した場合に，原子炉建屋ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，原子炉建屋ガス処理系を停止する。
全交流動力電源喪失時においては，代替電源設備から原子炉建屋水素濃度及び静的触媒式
水素再結合器動作監視装置に給電することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び静東二は全交流動力電源喪失時の監視方法を記載。

的触媒式水素再結合器の作動状況を監視する。
a. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基

東二は「※」にて行外注記する

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

ものについて，前段で説明済み（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

であれば以降は記載しない。

16

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：9 月 25 日からの変更点

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b. 操作手順

東海第二(b) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制等の違い

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違はある

概要図を第1.10－3図に示す。

が，実態として記載内容に違い①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉建屋水素濃度による原子炉①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋水素濃度による原子はないことから色別化は省略

建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素

炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置によるする。

再結合器の動作状況の監視を指示する。また，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素静的触媒式水素再結合器の作動状況の監視を指示する。

なお,操作手順は発電長の指示

原子炉建屋内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。

濃度が 1.3vol%に到達した場合は，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止するよう指示する。

②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器②中央制御室運転員 A は，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静の作動状況を監視し，発電長に報告する。なお，全交流動力電源又は直流電源が喪失

的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視を強した場合は，代替電源設備から給電されていることを確認した後，原子炉建屋水素濃化する。なお，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電され度による原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の作動ていることを確認後，原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況を監視する。

状況の監視を強化する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉建屋オペレーティングフロアの原子炉建屋水素濃度指示値
が 1.3vol%に到達したことを確認した場合は，非常用ガス処理系を停止する。

と運転員等の報告が対となる構成としている。

③発電長は，運転員等に原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上の場合に，原子炉建屋ガス処理系の停止を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋
水素濃度指示値が2.0vol％以上を確認した後，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ａ）並びに非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス
再循環系排風機（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。

c. 操作の成立性
原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視は，1 ユニット
当たり中央制御室運転員１名にて対応を実施する。
また，非常用ガス処理系の停止操作は，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非常用ガス処理系の停止まで約 5 分(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上であることを確認してから原子炉建屋ガス処理系の停止まで6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。

で可能である。

17

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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東海第二(3) 重大事故等時の対応手段の選択

備考
柏崎は「1.10.2.5 重大事故等

重大事故等時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第 1.10 時の対応手段の選択」に記－4 図に示す。

載。
（比較表ページ 21）ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，原子炉建屋ガス処理系
による水素排出を実施する。なお，全交流動力電源喪失により原子炉建屋ガス処理系が使用できない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流電源を確保し，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を実施する。
ｂ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，静的触媒式水素再結合器の作動状況を静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。また，原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上となった場合に，原子炉建屋ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，原子炉建屋ガス処理系を停止する。

(2) 原子炉建屋トップベント
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉設計方針の相違＊１

建屋トップベントを開放することにより，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部に滞留した水素ガスを大気へ排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。
また，原子炉建屋トップベントを開放する場合は，放水砲を用いた原子炉建屋への放水を実施する。なお，放水砲を用いた原子炉建屋への放水手順については，「1.12.2.1(1)a.大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」にて整備する。
a. 手順着手の判断基準
原子炉建屋内の水素濃度の上昇により格納容器ベントを実施したにもかかわらず，原子炉建
屋内の水素濃度が低下しない場合。

18

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

b. 操作手順
原子炉建屋トップベント操作の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.10.6 図に，概要図を第 1.10.7 図に，タイムチャートを第 1.10.8 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，当直長を経由して，原子炉建屋トップベントの実施を緊急時対策本部に依頼する。また，中央制御室運転員に原子炉建屋オペレーティ
ングフロア天井付近の水素濃度を継続的に監視するよう指示する。②中央制御室運転員 A
は，原子炉建屋内の水素濃度の監視に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
③緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の準備開始を緊急時対策要員に指示する。
④緊急時対策要員は，工具を準備し，原子炉建屋トップベントの開放の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の実施を緊急時対策要員に指示する。
⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋トップベントの開放を実施し， 緊急時対策本部に報告する。
また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑦中央制御室運転員 A は，原子炉建屋トップベントの開放により原子炉建屋オペレーティン
グフロアの原子炉建屋水素濃度指示値が低下したことを確認し，当直副長に報告する。
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 名及び緊急時対策要員 3 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建屋トップベントの開放まで約 55 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，通信連絡設備を整備する。反力用フック及びト
ップベント開放用ワイヤーロープのレバーブロックへの取り付け，レバーブロックの操作は容易に実施可能である。
また，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。なお，放射性物質の放出が予想されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。

19

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.10.2.3 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電

東海第二

備考

1.10.2.2 代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電手順

する手順
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による

子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。

原子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備す

代替電源設備により給電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。

る。
なお，代替電源設備により給電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。

1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
復水貯蔵槽，防火水槽への水の補給手段及び水源から接続口までの可搬型代替注水ポンプ（A－2級）による送水手順については，「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。
サプレッションプール浄化系ポンプ，電動弁及び中央制御室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，第二代替交流電源設備， 可搬型代替交流電源設備，可搬型直流電源設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）及び大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）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。

1.10.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機及び監視計器への電源供給手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

柏崎は復水貯蔵槽，防火水槽
への水の補給手段及び水源か常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可ら接続口までの可搬型代替注

搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び非常用交流電源設備への燃料給水ポンプ（A－2 級）による送油手順については，「1.14

水手順を技術的能力「1.13 重電源の確保に関する手順等」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 事故時の計装に関する手順 大事故等の収束に必要となる等」にて整備する。

水の供給手順等」に，放水砲を用いた原子炉建屋への放水放水砲を用いた原子炉建屋への放水については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制す

手順を「1.12 発電所外への放るための手順等」にて整備する。

射性物質の拡散を抑制するための手順等」整備することを記載。
東二は事故時の操作判断，確認に係る計装設備に関する手順を技術的能力「1.15 事故時の計装に関する手順等」に整備することを記載。

20

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は前段に記載。

1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択（比較表ページ 18）

重大事故等時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第 1.10.9
図に示す。
(1) 原子炉ウェル注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガス漏えいを抑制するため，原子炉格納容器内の温度の上昇が継続している場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能であればサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水を実施する。サプレッションプール浄化系が使用不可能な場合は，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水を実施する。この際の水源は防火水槽を優先し，防火水槽が使用不可能な場
合は淡水貯水池を使用する。
(2) 原子炉建屋内の水素濃度監視及び原子炉建屋トップベント
原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，静的触媒
式水素再結合器の動作状況を静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。
静的触媒式水素再結合器の動作により，原子炉建屋内の水素濃度の上昇は抑制されるが，仮に原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合は，水素ガスの発生源を断つため，格納容器ベント操作を実施する。それでもなお原子炉建屋内の水素濃度が低下しない場合は，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，原子炉建屋トップベントにより水素ガスの排出を実施する。

21

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第1.10－1表

第 1.10.1 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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

東二は対応設備を主要設備（主事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」
自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注
水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェ
ル注水）」（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在して非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度制御設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：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（シビアア
クシデント）「PCV 制御」
自主対策設備

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

サプレッションプール浄化系ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
サプレッションプール浄化系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）

非常用ガス処理系排気筒
非常用ガス処理系配管・弁
非常用ガス再循環系配管・弁
非常用交流電源設備※３・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※３・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※３・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

自主対策
設備

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）※3
防火水槽 ※3
淡水貯水池 ※3
ホース・接続口
格納容器頂部注水系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
燃料補給設備 ※2

AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

22

換器や冷却水源等），関連設備

いる。

関連設備

重大事故等
対処設備

第二代替交流電源設備 ※2－

原子炉建屋ガス処理系による水素排出－ ※2

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「R/B 制御」

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系フィルタユニット
非常用ガス再循環系フィルタユニット

整備する手順書

重大事故等対処設備

－ ※1

重大事故等
対処設備

代替電源による必要な設備への給電常設代替直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2たるポンプ・除熱のための熱交
※１

対応設備

主要設備

原子炉建屋水素濃度手順書

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

静的触媒式水素再結合器 ※1
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
原子炉建屋原子炉区域

原子炉建屋内の水素濃度監視

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制

－

対処設備

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応
手段

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，対応設備，手順書一覧（1／4）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）
分類

備考

東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.10－1 表において同様）
設計方針の相違＊３

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
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，対応設備，手順書一覧（2／4）
対処設備

手順書

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

柏崎は比較表ページ 22 に静的触媒式水素再結合器※２静的触媒式水素再結合器動作監視装置

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉建屋原子炉棟
常設代替交流電源設備※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源設備燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備－

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

多様なハザード対応手順「水素対策（原子炉建屋トップベ
ント）」

整備する手順書※１

対応設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「R/B 制御」

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

分類

主要設備

原子炉建屋トップベント
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用） ※4
ホース
放水砲 ※4
燃料補給設備 ※2

自主対策設備原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出

水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応
手段

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

23

記載。

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）
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

原子炉建屋水素濃度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止－

柏崎は比較表ページ 22 に整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

24

記載。

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
原子炉建屋水素濃度

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

25

柏崎は比較表ページ 22 に記載。

重大事故等対処設備

主要設備

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応
手段

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第1.10－2表

第 1.10.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）

監視計器一覧（1/2）
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）1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1)原子炉ウェル注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

判断基準

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注水」

備考

操作

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

判断基準
操作

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

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

電源

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

補機監視機能サプレッションプール浄化系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）（耐性等）を満たし設計されているもの，そうでないものとの区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１順等）にて整理する）。
（以下，第 1.10－2 表において

ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手
順操作AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

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

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」

事故等対処設備としての要求

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出

原子炉格納容器内の放射線量率

東二は監視計器について，重大

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

設計方針の相違＊３

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

26

同様）

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

備考

監視計器一覧（2／3）

監視計器一覧（2/2）
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）事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(2)原子炉建屋トップベント
判断基準

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

多様なハザード対応手順「水素対策(原子炉建屋トップベント)」

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

電源

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

操作

操作

原子炉建屋内の水素濃度

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手
順

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

電源重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1)原子炉建屋内の水素濃度監視

事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)「R/B 制御」

東海第二※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

操作

27

設計方針の相違＊３

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／3）
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）記載。

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(2) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度※１
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※１

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

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

28

柏崎は比較表ページ 27 に

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第1.10－3表

第 1.10.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
対象条文

供給対象設備【1.10】
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

静的触媒式水素再結合器動作監視装
置

給電元
給電母線

対象条文

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

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

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

給電元
給電母線

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

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

原子炉建屋水素濃度

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ＭＣＣ
緊急用直流 125V 主母線盤

非常用ガス処理系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス処理系 弁

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤 ２Ａ
直流125V主母線盤 ２Ｂ

非常用ガス再循環系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス再循環系 弁

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤 ２Ａ
直流125V主母線盤 ２Ｂ

AM 用直流 125V
原子炉建屋水素濃度

備考

AM 用直流 125V

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【1.10】
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源29

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

30

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１31

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１32

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１33

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１34

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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東海第二

備考

設計方針の相違＊１35

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊１36

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３37

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３38

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「原子炉建屋原子炉棟
内の水素濃度監視手順」の概要図を記載する。

39

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

40

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１41

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１42

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：9 月 25 日からの変更点

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：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

43

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

東海第二1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.11.1 対応手段と設備の選定

1.11.1 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. 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プール代替注水

備考

目 次 ＞

ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 使用済燃料プール代替注水
東二はサイフォンブレーク機能(b) 漏えい抑制が喪失した場合，サイフォンブ
レーク用配管に期待するが，柏崎は手動弁操作による対応を実施する。
なお，東二のサイフォンブレー
ク用配管は作動機構を有さない設備であるため，対応手段の選(c) 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

b. 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プールスプレイ(a) 使用済燃料プールスプレイ(b) 漏えい緩和(b) 漏えい緩和(c) 大気への放射性物質の拡散抑制(c) 大気への拡散抑制(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備

定は行わない。
（以下，設計方針の相違＊１）

東二は重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための設備は全て重大事故等対処設備と位置付ける。

c. 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a) 使用済燃料プールの監視(a) 使用済燃料プールの監視(b) 代替電源による給電(b) 代替電源による給電(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

東二は重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための設備は全て重大事故等対処設備と位置付ける。

1

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二d. 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手段及び設備

ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

備考

東二は使用済燃料プールを冷却する手段として代替燃料プール
冷却系を新設する。
柏崎は電源確保により既設の「燃料プール冷却浄化系」で使用済燃料プールの冷却する手段を選定。
（以下，設計方針の相違＊２）(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

ｅ．手順等

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プール代替注水

模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水

a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

東二は代替燃料プール注水系として常設注水ライン，常設スプ
レイヘッダ及び可搬スプレイヘ
ッダを設置し，起因事象により注水とスプレイを使い分ける。

（淡水/海水）柏崎は常設スプレイヘッダと可搬型スプレイヘッダにて注水とスプレイを行う。
なお，東二は常設低圧代替注水
系ポンプまたは可搬型の代替注
水ポンプにて送水するが，柏崎
は可搬型の代替注水ポンプのみとしている。
（以下，設計方針の相違＊３）
ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水

東二では補給水系を使用済燃料
プール注水（自主対策設備）として使用する。
（以下，設計方針の相違＊４）2

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二

備考

ｄ．消火系による使用済燃料プール注水
設計方針の相違＊１(2) 漏えい抑制
a. サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制(2) 重大事故等時の対処手段の選択

東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事
故等時の対応手順の選択」にて纏めて整理。
（比較表ページ 4）

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ(1) 使用済燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水/海水）b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水/海水）ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

東二は常設低圧代替注水系ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポン
プによる送水手段と常設スプレ
イヘッダ及び可搬型スプレイノ
ズルを使用した手順整備する。
柏崎は燃料プール代替注水と同等の手順を整備するが，送水容量の増加のための可搬型代替注(2) 漏えい緩和a. 使用済燃料プール漏えい緩和(2) 漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和(3) 大気への拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

水ポンプ組み合せを整理する。
（以下，設計方針の相違＊５）
東二及び柏崎ともに「大気への拡散抑制」については「1.12 発
電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて具体的な手順は整備しているが，東二は使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順としても整備し，「1.12 発
電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」に具体的な手順が明記されている旨記載した。

3

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(4) 重大事故等時の対処手段の選択

備考
東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事
故等時の対応手順の選択」にて纏めて整理。

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視(1) 使用済燃料プールの状態監視

a. 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

b. 代替電源による給電

ｂ．代替電源による給電

1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手順

1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却

設計方針の相違＊２

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保(1) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(2) 重大事故等時の対処手段の選択

東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事
故等時の対応手順の選択」にて纏めて整理。

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択

東二は対応手順毎に整理。

4

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】【要求事項】

１ 発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使

１

発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下し用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した

た場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」とい場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されう。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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。

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。

２ 発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該

２

発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進

使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備さを緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備されれる方針が適切に示されていること。

る方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯【解釈】
１第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」と蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原は、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第 1306193 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３－１(a)及規技発第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３－１(a)及びび(b)で定義する想定事故１及び想定事故２ において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をい

下をいう。

う。

２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために

２第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するため必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うためのに必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うため

手順等をいう。

の手順等をいう。

ａ）想定事故１ 及び想定事故２ が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料貯貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整

蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備備すること。

すること。

３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するた

３第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等」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

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。

ための手順等をいう。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備により、燃料損傷をａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備すること。

緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備する
こと。

5

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
４ 第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

東海第二
４

備考

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃プール」という。）の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。
）の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した

使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場

場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備している。

等」という。
）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備する。

東二は対処設備の本格的な設置

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水工事前であることから方針を示位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，し，他条文と整合を図る記載と臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備している。

臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備する。

した。

ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

6

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.11.1 対応手段と設備の選定

1.11.1 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

使用済燃料プールの冷却機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却モード）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，残留熱除去系（残留熱除去系ポンプに備考

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，補給水系を設置している。

よる補給機能），復水補給水系及びサプレッションプール浄化系（非常時補給モード）を設置して東二はサプレッションプール水いる。

を浄化する系統は設置していな
い。

これらの冷却及び注水機能が故障等により喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する配これらの冷却機能又は注水機能が故障等により機能喪失した場合，又は使用済燃料プールに管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生

その機能を代替するために，各設計基準対象施設が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機した場合は，その機能を代替するために，設計基準対象施設が有する機能，相互関係を明確に

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等対処設した（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る対応手段及び備を選定する（第 1.11.1 図）。

重大事故等対処設備を選定する（第1.11－1図）。

使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想

使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和想定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の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。なお，使用済燃料プール内の燃料体等

進行を緩和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。なお，使用済燃料プール

をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，未臨界は維持される。

内の燃料体等をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，臨界未満に維持される。

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模

えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プールの水

な水の漏えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料

位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための対応

プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定す

手段及び重大事故等対処設備を選定する。

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ほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※1 を選定する。

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及び自主対策設備※１を選定する。
また，資機材※２による使用済燃料プール水の漏えいを緩和する対応手段を選定する。

東二は使用済燃料プール漏えい
緩和について，対応手段と設備※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いて使※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いて用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効の選定の考え方を記載。

備。

な設備。

また，資機材を使用することか※2 資機材：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるシール材，接着剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープを示す。

7

ら具体的な資機材について定義を示した。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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。）だけで東海第二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。
）だけなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準規則第六十九条（以下「基準規則」という。）のでなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準規則第六十九条（以下「基準規則」とい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，自主対策設備との関係を明う。
）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，自主対策設備との確にする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果

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，使用済燃料プールの冷却設備若しくは注水設備が故障等により機能喪失原因対策分析の結果，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール

機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模水の冷却及び補給）が故障等により機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールから大量の水が漏えい断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使し，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定する。

用済燃料プールからの大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想

東二は系統名で記載定する。
設計基準対象施設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

設計基準対象施設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

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を以下に示す。

策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策

なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主設備と整備する手順についての関係を第 1.11.1 表に整理する。

対策設備と整備する手順についての関係を第1.11－1表に整理する。

a. 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模い発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プール代替注水

な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規

水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却

模な水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体

し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。

等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。なお，使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による使用済
燃料プール水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有す
るサイフォンブレーク用配管によりサイフォン現象の継続を停止する。また，サイフォン
ブレーク用配管は作動機構を有さない設備であり，電源及び操作を必要としない。

8

設計方針の相違＊１

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使備考
設計方針の相違＊３

用済燃料プール注水常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽
ⅰ. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水ⅱ) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

設計方針の相違＊３
東二は設備名，柏崎は系統名を記載。

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水（以下，記載方針の相違＊１）系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記載
し，関連設備は「第 1.11－1 表」に整理することとしている。
（以下，記載方針の相違＊２）

・可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ（代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用）

東二で新規配備する可搬型代替

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用）

注水中型ポンプ及び大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

は，様々な手段に用いるため，・淡水貯水池・代替淡水貯槽

使用目的を併記する。
（以下，記載方針の相違＊３）・ホース・接続口
・燃料プール代替注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

なお，注水ラインを使用した使用済燃料プールへの注水は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

東二の水源に関する具体的な記載は，1.13（重大事故等の収束

する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可に必要となる水の供給手順等）

搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

にて詳細整理しており，ここでまた，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水は，防火水槽又は淡水は記載しない。

貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

柏崎と記載内容相違なし。

9

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

ⅱ. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注
水
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口
・燃料プール代替注水系配管・弁・可搬型スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく， 海水も利用できる。
ⅲ) 補給水系による使用済燃料プール注水
補給水系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク10

設計方針の相違＊４

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二

備考

ⅳ) 消火系による使用済燃料プール注水

消火系による使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

消火系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊２・ディーゼル駆動消火ポンプ

・電動駆動消火ポンプ

東二は常用電源が使用可能であ・ろ過水タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ

る場合，電動駆動消火ポンプを使・消火系配管・弁・ろ過水貯蔵タンク用する。

・復水補給水系配管・弁・多目的タンク（以下，設計方針の相違＊６）

・残留熱除去系配管・弁東二はろ過水貯蔵タンクを代替

・燃料プール冷却浄化系配管・弁する淡水タンクとして，多目的タ・使用済燃料プール

ンクを設置している。

・常設代替交流電源設備（以下，設計方針の相違＊７）・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料補給設備
設計方針の相違＊１(b) 漏えい抑制
使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，使用済燃料プールディフューザ配管からサイフォン現象による使用済燃料プール水漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有するサイフォンブレーク孔によりサイフォン現象の継続を防止するとともに，現場手動弁の隔離操作により漏えいを停止する手段がある。
漏えい抑制で使用する設備は以下のとおり。
・サイフォン防止機能11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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

備考
東二は対応手段ごとに対処設備

燃料プール代替注水で使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級），可搬型代「1.11.1(2)ａ．(a)ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水

替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口，燃料プール代替注水系配管・弁，常設スプレイライン）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系（以下，記載方針の相違＊４）

ヘッダ，可搬型スプレイヘッダ，使用済燃料プール及び燃料補給設備は重大事故等対処設備

ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。

設計方針の相違＊３

として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。

「1.11.1(2)ａ．(a)ⅱ) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによを記載。

記載方針の相違＊２

る代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
設計方針の相違＊１

漏えい抑制で使用する設備のうち，サイフォン防止機能は重大事故等対処設備として位置付ける。また，重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
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
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
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。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク

設計方針の相違＊４

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，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク

耐震性は確保されていないが，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）と同等の機能（流量）

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，使用済燃を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生

料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有していない場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及効である。

設計方針の相違＊６
設計方針の相違＊７

び臨界を防止する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備

東二は常設代替交流電源設備の耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，代替としての自主的な電源設備

健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手は設置しない。

段として有効である。

（以下，設計方針の相違＊８）12

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二b. 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プールスプレイ(a) 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プールへのスプレイにより燃料損傷を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する手段がある。

備考

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物
質の放出を低減する手段がある。
ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使

設計方針の相違＊５

用した使用済燃料プールスプレイ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ
ⅰ. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプⅱ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使

レイ

用した使用済燃料プールスプレイ

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使とおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）

記載方針の相違＊１
記載方針の相違＊２

用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

記載方針の相違＊３

使用）

・防火水槽

・代替淡水貯槽・淡水貯水池・常設スプレイヘッダ

・ホース・接続口
・燃料プール代替注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

なお，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

東二の水源に関する具体的な記載は，1.13（重大事故等の収束

する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可に必要となる水の供給手順等）

搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

にて詳細整理しており，ここでまた，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，防火水槽又はは記載しない。

淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

柏崎と記載内容相違なし。

13

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのス

東海第二ⅲ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）をプレイ使用した使用済燃料プールスプレイ

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）をのとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）

備考
記載方針の相違＊１
記載方針の相違＊２

使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）とし・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

記載方針の相違＊３

て使用）

・防火水槽

・代替淡水貯槽・淡水貯水池・可搬型スプレイノズル

・ホース・接続口
・燃料プール代替注水系配管・弁・可搬型スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

なお，可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，代替淡水
貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

東二の水源に関する具体的な記載は，1.13（重大事故等の収束

する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可に必要となる水の供給手順等）

搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

にて詳細整理しており，ここでまた，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，防火水槽又は記載しない。

は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

柏崎と記載内容相違なし。

14

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 漏えい緩和

東海第二(b) 漏えい緩和

使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を張り付けたステンレス鋼板

使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を接着したステンレス鋼板を使用済燃料プール開口部付近までロープで吊り下ろし，漏えいするプール水の流れやプーに吊り降ろしロープを取り付け，漏えい箇所まで吊り下げることにより，使用済燃料プー

ル水による水圧を利用して開口部を塞ぐことで漏えいを緩和する手段がある。

ル水の漏えいを緩和するとともに，使用済燃料プールの水位低下を緩和する手段がある。

この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレス鋼板を使用するため

この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレス鋼板を使用するた作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取り入め作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取れていく。

り入れていく。

漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。

漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。

・シール材

・シール材

・接着剤

・接着剤

・ステンレス鋼板

・ステンレス鋼板

・吊り降ろしロープ・吊り降ろしロープ(c) 大気への放射性物質の拡散抑制

備考

記載方針の相違＊２(c) 大気への拡散抑制

重大事故等により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大重大事故等により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合におい気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合は，原子炉建屋放水設備により大気への放射性て，大気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合に，放水設備により大気への拡散を抑物質の拡散を抑制する手段がある。

制する手段がある。
大気への拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊２・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（大気への拡散抑制として使用）

記載方針の相違＊３

・ホース

・放水砲

大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

・放水砲
・燃料補給設備
なお，大気への放射性物質の拡散抑制の操作手順については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

なお，大気への拡散抑制の対応手段及び設備は，「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整理する。
(d) 重大事故等対処設備

記載方針の相違＊４
東二は重大事故等時における使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に使用する設備は全て重大事故等対処設備と位
置付ける。

15

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

燃料プールスプレイで使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級），可搬型代「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設

設計方針の相違＊５

替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口，燃料プール代替注水系配管・弁，常設スプレイ

スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ」で使用する設備のうち，常設低記載方針の相違＊２

ヘッダ，可搬型スプレイヘッダ，使用済燃料プール及び燃料補給設備は重大事故等対処設備

圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備としてとして位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供位置づける。

給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備のうち，大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用），ホース，放水砲及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ」で使用する設備のうち，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，代替
淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅲ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ」で使用する設備のうち，代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，
代替淡水貯槽及び可搬型スプレイノズルは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(c) 大気への拡散抑制」で使用する設備のうち，大気への拡散抑制として使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は重大事故等対処設備として位置づける。

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。

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

東二は資機材の位置付けで整理。

設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

（比較表ページ 7）

・シール材， 接着剤，ステンレス鋼板，吊り降ろしロープ漏えい箇所により漏えいを緩和
できない場合があり，また，プラントの状況によって使用済燃料プールへのアクセスができない場合があるが，使用できれば漏えいを抑制する手段として有効である。

16

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二c. 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a) 使用済燃料プールの監視(a) 使用済燃料プールの監視

重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。

備考

重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

記載方針の相違＊２

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

東二の使用済燃料貯蔵プール水・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

位は使用済燃料貯蔵プール上端

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

付近から底部まで測定可能なＳ

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（ 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

Ａ広域のみを設置する。
柏崎は測定範囲の異なる使用済
燃料貯蔵プール水位（SA 広域）
及び使用済燃料貯蔵プール水位（SA）を設置。
（以下，設計方針の相違＊９）(b) 代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合において，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源設備により使用済燃料プール監視計器へ給電する手段がある。

(b) 代替電源による給電
上記「1.11.1(2)ｃ．(a) 使用済燃料プールの監視」で使用する設備について，交流又は直流電源の喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。

代替電源による給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。

・常設代替交流電源設備

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

・第二代替交流電源設備

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・可搬型代替交流電源設備

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・所内蓄電式直流電源設備

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・可搬型直流電源設備

17

記載方針の相違＊２

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二(c) 重大事故等対処設備

備考
東二は重大事故等時における使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に使用する設備は全て重大事故等対処設備と位置付ける。

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）のうち，使用済燃料貯蔵プール水位・「1.11.1(2)ｃ．(a) 使用済燃料プールの監視」で使用する設備のうち，使用済燃料プ

記載方針の相違＊４

温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モ

ール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放設計方針の相違＊９ニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監

射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール

視カメラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置付ける。

監視カメラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。

代替電源による給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源，「1.11.1(2)ｃ．(b) 代替電源による給電」で使用する設備のうち，使用済燃料プール

設備所内蓄電式直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付け

水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線る。

モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視

記載方針の相違＊２

カメラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料貯蔵プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。

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

東二は重大事故等時における使設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に使用する設備は全て重大事故等対処設備と位置付ける。
設計方針の相違＊８・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

18

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
d. 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手段及び設備

東海第二

備考

ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

設計方針の相違＊２

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，緊急用海水ポンプ又は代替燃料プール
冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，代替燃
料プール冷却系にて使用済燃料プールを冷却する手段がある。
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）

記載方針の相違＊３
設計方針の相違＊２(a) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
燃料プール冷却浄化系が全交流動力電源喪失により起動できない場合は，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原子炉補機冷却系又は代替原
子炉補機冷却系により冷却水を確保することで使用済燃料プールを除熱する手段がある。
代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール冷却浄化系ポンプ
・使用済燃料プール
・燃料プール冷却浄化系熱交換器
・燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備(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「1.11.1(2)ｄ．(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却」で使用する設計方針の相違＊２

設備のうち，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海記載方針の相違＊２

水ポンプ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＊４19

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱で使用する設備のうち，燃料プール冷却浄化系ポンプ，使用済燃料プール，燃料プール冷却浄化系熱交換器，燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ，代替原子炉補機冷却系，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付ける。また，原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
以上の重大事故等対処設備により，燃料プール冷却浄化系が全交流動力電源喪失により起動できない場合においても，燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，使用済燃料プールを除

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合におい設計方針の相違＊２ても，使用済燃料プールを冷却することができる。

熱することができる。
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
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

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。
設計方針の相違＊８・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して設計方針の相違＊２
記載方針の相違＊３

有効性を確認できないが，代替燃料プール冷却系が使用可能であれば，使用済燃料プ

代替燃料プール冷却系の冷却水

ールを冷却する手段として有効である。

を確保する設備として，緊急用
海水ポンプのほかに可搬型代替
注水大型ポンプを整備する。

e. 手順等

ｅ．手順等

上記「a.使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小上記「ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールか

規模な漏えい発生時の対応手段及び設備」，「b.使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生

らの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｂ．使用済燃料プールからの大量の時の対応手段及び設備」，「c.重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段

水の漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監及び設備」及び「d.重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手段及び設備」

視のための対応手段及び設備」及び「ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のにより選定した対応手段に係る手順を整備する。

ための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

20

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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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。），事故時運転操作手順書（ シビアアクシデント）（以下「SOP」

東海第二
これらの手順は，運転員等※３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（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.11－1表）。

備考
東二は「技術的能力 1.0 重大事故対策における共通事項（添という。），事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）（以下「停止時 EOP」という。，AM 設付資料 1.0.10 重大事故等発生

備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.11.1 表）。

時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.11.2 表，第 1.11.3 表）。

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1.11－2表，第1.11－3表）。
※3 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。

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プール代替注水

運転員等の定義を追記。

模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイノズル設置，可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水と同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合
は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実
施する。

21

設計方針の相違＊３

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
①使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済
燃料プールの水位が低下していることを確認した場合。
②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合において，緊急用海水系による冷却水確保ができない場合，又は使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近に維持ができない場合。
(b) 操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－2図に，タイムチャートを第1.11－3図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること※１，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール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等により確認する。
④運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の開始を指示する。

22

操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及び使用済燃料プール注

操作手順は発電長の指示と運転

水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料員等の報告が対となる構成としプール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下にている。

より確認した後，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順による。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水開始まで15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。
a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

記載方針の相違＊１
設計方針の相違＊３

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模なえいが発生した場合に，防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプにより使水の漏えいが発生した場合に，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とし，代替燃料プ

用済燃料プールへ注水する。

ール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）1 台又は（A－2 級）1 台により，常設スプレイヘッダを使用

東二は可搬型代替注水大型ポン
プによる具体的な送水手順を技した使用済燃料プールへの注水が可能である。

術的能力「1.13 重大事故等の可搬型代替注水ポンプ（A－1 級） 及び（A－2 級）で送水が可能となるよう準備を行うが，可収束に必要となる水の供給手順

搬型代替注水ポンプ（A－1 級）の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）で等」に整備する。

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。

(a) 手順着手の判断基準

柏崎と判断基準は同等である

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいがが，東二は可搬型代替注水大型・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

発生し，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），補給水系

ポンプによる送水準備時間を考・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

及び消火系にて使用済燃料プールに注水ができない場合において，西側淡水貯水設備又は慮し整理している。

代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

23

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.6 図東海第二(b) 操作手順
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

東二は可搬型代替注水大型ポン（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおプによる具体的な送水手順を技り。なお，水源から接続口までの代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可術的能力「1.13 重大事故等の搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

収束に必要となる水の供給手順

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。

等」に整備することを記載。

概要図を第1.11－4図に，タイムチャートを第1.11－5図に示す。

スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

東二は手順の対応フローは記載しない。

に，タイムチャートを第 1.11.7 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による常設

備考①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁設備運用・設計，体制の違いに起の接続口への可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃

因する記載の相違はあるが,実態

料プール注水系（注水ライン）の接続を依頼する。

として記載内容に違いはないこ②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する低圧代
替注水系配管・弁の接続口を連絡する。

とから操作手順に限り色別化は省略する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によ③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替

なお,操作手順は発電長の指示とる常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備のため，可搬型代替注

注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プ

運転員等,災害対策本部長の報告

水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

ール注水の準備を指示する。

が対となる構成としている。

④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）の配備，ホース接④発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ

続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）による送水準る代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

示する。

⑤当直長は当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑥当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度による確認を指示する。

⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水に必⑦緊急時対策要員は，使用済燃料プール外部注水原子炉建屋北側注水ライン元弁又は使用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する。

済燃料プール外部注水原子炉建屋東側注水ライン元弁のどちらかを開操作して送水流量⑦運転員等は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによを規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本る代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完

部は当直長に報告する。

了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。

24

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑧中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料貯蔵⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。な

設備運用・設計，体制の違いに

プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度により確認し，当直副長に報告

お，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作に起因する記載の相違はあるが,実する。

より使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。

態として記載内容に違いはない
ことから操作手順に限り色別化⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ⑩運転員等は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによッダを使用した使用済燃料プールへの注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告す

る代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成

は省略する。

る。

が完了したことを報告する。

なお,操作手順は発電長の指示と⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール⑪発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン

水位低レベル以上に維持するよう，可搬型代替注水ポンプの間欠運転又は現場での流量

プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の原調整を緊急時対策本部に依頼する。

子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替
注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことの確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。

25

運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑲発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン

設備運用・設計，体制の違いにプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水が開起因する記載の相違はあるが,実始されたことを連絡する。

態として記載内容に違いはない⑳発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点は省略する。

運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃

なお,操作手順は発電長の指示と料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持

運転員等,災害対策本部長の報告

上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注

業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始まで 110 分以内で可能である。

水（淡水／海水）開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水

ッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及源：代替淡水貯槽）

び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にへの注水開始まで 115 分以内で可能である。
また，淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の常設て実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水

スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運源：西側淡水貯水設備）

転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に燃料プールへの注水開始まで 330 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
可搬型代替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

が対となる構成としている。

(c) 操作の成立性

防火水槽を水源とし，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1

淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースを使用した場合の常設スプレイヘ

ことから操作手順に限り色別化（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。

し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性

備考て実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場
合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。

26

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場
合）】（水源：西側淡水貯槽）

備考
設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：西側淡水貯槽）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
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備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
設計方針の相違＊３

b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）1 台又は（A－2 級）1 台により，可搬型スプレイヘッダを使用
した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）で可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水ができない場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

27

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊３(b) 操作手順
手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.8 図に，タイムチャートを第 1.11.9 図及び第 1.11.10 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
③a SFP 可搬式接続口使用の場合
当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備のため，可搬型代替
注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）の配備， ホース接続及び起動操作，並びに原子炉建屋扉外側の防潮扉の開放を依頼する。
④a SFP 可搬式接続口使用の場合
現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水の系統構成として，原子炉建屋地上 1 階 SFP 可搬式接続口（原子炉建屋南側）から南東側階段を経由して原子炉建屋オペレーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型スプレイヘッダを設置しホースと接続する。
④b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋扉内側から北西側階段を経由して原子炉建屋オペレ
ーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型
スプレイヘッダを設置しホースと接続する。
⑤a SFP 可搬式接続口使用の場合
現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水の系統構成として，SFP 接続口内側隔離弁の全開操作を実施する。
⑤b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，可搬型代替注水ポンプとのホースの接続のために原子炉建屋扉

28

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊３の開放を実施する。緊急時対策要員は，原子炉建屋扉外側の防潮扉を開放し，現場運転員
による原子炉建屋扉の開放操作完了後，原子炉建屋内に敷設されたホースとの接続を実施する。
⑥緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）の配備，ホース接
続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水状況について使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度による確認を指示する。
⑨a SFP 可搬式接続口使用の場合
緊急時対策要員は，SFP 接続口外側隔離弁を開操作して送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
緊急時対策要員は，送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑩中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料貯蔵
プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度により確認し，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，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール
水位低レベル以上に維持するよう，可搬型代替注水ポンプの間欠運転又は現場での流量調整を緊急時対策本部に依頼する。
(c) 操作の成立性
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 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 2 名にて作業を実施した場合に必要な時間は約 65 分である。
また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での燃料プール代替注水系による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。

29

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 2 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 110 分
緊急時対策要員 2 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 120 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 115 分
緊急時対策要員 4 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 120 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 330 分
緊急時対策要員 6 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 340 分
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，作業開始を判断してから燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水開始まで約 340 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，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。可搬型代
替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。
ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合に，復水貯蔵タンクを水源として復水移送ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合において，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）にて使用済燃料プールに注水ができず，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。ただし，原子炉
建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
(b) 操作手順
補給水系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－6図に，タイムチャートを第1.11－7図に示す。

30

設計方針の相違＊４

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による使用済燃料プー
ル注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系による使用済燃料プール注水に必要なポンプ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する。
④運転員等は，発電長に補給水系による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑨運転員等は中央制御室にて，補給水系により使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール
温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁により使用済
燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による使用済燃料プール注水開始まで55分以内と想定する。
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
整備する。

31

備考
操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二

備考

ｄ．消火系による使用済燃料プール注水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水からの小規模えいが発生した場合に，消火系による使用済燃料プールへの注水を行う。ろ過水タンクを水源

な水の漏えいが発生した場合に，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とし，電動駆動

設計方針の相違＊７

としてディーゼル駆動消火ポンプにより残留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプにより消火栓ホース又は残留熱除去系Ｂ系ライン

設計方針の相違＊６荷ラインを経由して使用済燃料プールへ注水する。

を経由して，使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，東二は，消火系による使用済燃

放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。

料プール注水の手順として，消火栓ホースによる使用済燃料プールへ注水と残留熱除去系Ｂ系
ラインを使用した手順を整備する。
柏崎は，残留熱除去系洗浄水ラ
インから残留熱除去系最大熱負荷ラインを使用した手順のみ整備。
（以下，設計方針の相違＊１０）(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が(a) 手順着手の判断基準【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】

東二の上記 2 種類の手順の着手

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが判断の基準を，弁操作場所の観発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合におい点から原子炉建屋原子炉棟地上・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

て，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）及び補給水系

6 階にアクセス可能か否かで分・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

にて使用済燃料プールに注水ができず，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保

けて記載している。

※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損必要な火災が発生していない場合。

なわれる火災が発生していない場合，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合において，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）及び補給水系にて使用済燃料プールに注水ができず，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセスができな
い場合。

32

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考(b) 操作手順

消火系による使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを消火系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。

東二は手順の対応フローは記載

第 1.11.2 図， 第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.11 図に，タイムチャート

概要図を第1.11－8図に，タイムチャートを第1.11－9図に示す。

しない。

を第 1.11.12 図に示す。

【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水に必要なポンプ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する。
④運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注
水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注
水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟地上6階の消火栓から
使用済燃料プールまでホースの敷設を行い，手すり等に固縛・固定する。
⑦運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プールへ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ※２又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プールへの注水を開始する。

33

設計方針の相違＊１０
操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑫運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プ

操作手順は発電長の指示と運転ール注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の員等の報告が対となる構成とし上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。

ている。

⑬発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，消火栓により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－
142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による使用済燃料プールへの注水準備のためディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③ 現場運転員 C 及び D は，消火系による使用済燃料プールへの注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による使用済燃料プールへの注水に必要な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。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による使用済燃料プールへの注水の系統構成とし①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）
による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
こと，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることから操作手順に限り色別化ことを確認する。

は省略する。

③運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール

なお,操作手順は発電長の指示とへの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

運転員等の報告が対となる構成

示等により確認する。

としている。

④運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。

出口弁(B)，第二出口弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による使用済燃料プール⑦運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水のる。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による使用済燃料プールへの注水開始
を緊急時対策本部に報告する。

起因する記載の相違はあるが,実態として記載内容に違いはない⑥運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。

⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告す

設備運用・設計，体制の違いに②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動しているて，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作及び残留熱除去系燃料プール側第一への注水準備完了を報告する。

設計方針の相違＊１０

系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。

34

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑨当直副長は，中央制御室運転員に消火系による使用済燃料プールへの注水開始を指示する。

東海第二⑩発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが,実⑩中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。

態として記載内容に違いはない⑪中央制御室運転員 A 及び B は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃⑫運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上3階にて，残留熱除去系Ｂ系燃料プール冷却浄化系

ことから操作手順に限り色別化

料貯蔵プール監視カメラ，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇，使用済燃料貯蔵プール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，使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による使用済燃料プールへの注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ライン隔離弁を開にする。

は省略する。

⑬運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイク

なお,操作手順は発電長の指示とル弁を開とし，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水を開始す

運転員等の報告が対となる構成

る。

としている。

⑭運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール
注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑯運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイク
ル弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－
142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
※2：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用する。

(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），現場運転員(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，消火系による使用済燃料プール注水開始まで

2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による使の必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

用済燃料プールへの注水開始まで約 30 分で可能である。

【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4名にて実施した場合，60分以内と想定する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，105分以内と想定する。
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
整備する。

35

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１(2) 漏えい抑制
a. サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制
サイフォン現象により使用済燃料プールディフューザ配管から使用済燃料プール水の漏えいが発生し，サイフォンブレーク孔位置まで使用済燃料プールの水位が低下した場合は，サイフォンブレーク孔からの空気の流入によりサイフォン現象の継続が停止し，使用済燃料プール水の流出が停止することを確認する。その後，現場の手動弁操作により破断箇所を系統から隔離する。
また，サイフォンブレーク孔の機能が喪失した場合は，サイフォン現象が継続することから，隔離により使用済燃料プール水の流出を停止させる。
(a) 手順着手の判断基準
燃料プール水位低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図から第 1.11.5 図に， 概要図を第 1.11.13 図に，タイムチャートを第 1.11.14 図に示す。
［有効性評価想定事故 2 残留熱除去系（最大熱負荷モード）運転時における配管からの漏えい発生の例］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に使用済燃料プール水位低下の要因の調査を指示する。
②中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールの漏えいを示す警報（使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい大，使用済燃料プールゲート/RPV・PCV 間漏えい大）の発生の有無を確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，要因調査の結果から漏えいの発生している残留熱除去系（最大熱負荷モード）の運転を停止し，隔離可能な電動弁にて隔離操作を実施する。
④当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（最大熱負荷モード）の運転の停止及び電動弁での隔離操作後，使用済燃料プールの水位がサイフォンブレーク孔露出水位付近で安定することの確認を指示する。
⑤中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度及び使用済燃料貯蔵プール監視
カメラにて使用済燃料プールの水位を監視し，サイフォンブレーク孔露出水位付近での水位低下状況を当直副長に報告する。

36

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１⑥当直副長は，使用済燃料プールの水位低下が継続している場合，サイフォン現象が継続していると判断し，現場運転員に現場での隔離操作を指示する。
⑦現場運転員 C 及び D は，破断箇所を系統から隔離するため，現場での手動操作による燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁の全閉操作を実施するとともに 隔離による漏えいの停止を確認する。
⑧中央制御室運転員 A は，現場での隔離操作によってサイフォン現象が停止し，使用済燃料プールの水位が安定したことを確認する。
また，使用済燃料プールの水位が使用済燃料プール水位低レベル以上となるまで注水する。
（注水手段及び手順については，「(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」，「(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」及び「(1)c.消火系による使用済燃料プールへの注水」の操作手順と同様である。)(c) 操作の成立性
上記の現場操作は，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）及び現場
運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサイフォン現象による使用済
燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制まで 90 分以内で可能である。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

37

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第
1.11－25図に示す。
使用済燃料プール冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）又は使用済燃料プール水位低警報により使用済燃料プールの水位低下を確認した場合は，事象を把握し使用済燃料プール監視カメラ
用空冷装置を起動するとともに，使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて状態の監視を行う。
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プ
ールの水位低下が確認された場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
なお，使用済燃料プール水位が遮蔽維持水位の判断基準とする線量率（10mSv／h）によりア
クセス可否を判断し，可搬型代替注水中型ポンプ若しくは可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水又は可搬型代替注水中型
ポンプ若しくは可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水と同時並行で実施する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）にて使用済燃料プー
ルへ注水ができず，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場
合，補給水系，消火系，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
また，消火系による使用済燃料プール注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。

38

備考
東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択」にて纏めて整理。
（比較表ページ 63）

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ(1) 使用済燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用し

備考

設計方針の相違＊５

た使用済燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することにより使用済燃料プール内の燃料
体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型ス
プレイノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系を使用した使用済燃料プール注水又は使用済燃料プール
スプレイと同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合
は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
(a) 手順着手の判断基準

東二は使用済燃料プールの冷却

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが系の配管破断によるサイフォン

発生した場合で，以下のいずれかの状況に至った場合において，代替淡水貯槽の水位が確現象等より発生した使用済燃料

保されている場合。

プール水の小規模な漏えい事象①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持できない場合。

か，その他の要因による使用済②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，燃料プールからの大規模な漏え「1.11.2.1(1) 使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。

い事象かを判断基準に設ける。

(b) 操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールスプレイ手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－10図に，タイムチャートを第1.11－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
イの準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。

39（以下，設計方針の相違＊１１）
東二の操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系

操作手順は発電長の指示と運転（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイに必要なポンプ，電動員等の報告が対となる構成とし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する。

ている。

④運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水又は可搬型代替注水中型ポンプ若し
くは可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を実施している場合は，使用済燃料プール注水ライン流量調
整弁及び使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及び使用済燃料プールス
プレイライン元弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料
プール水位及び使用済燃料プール温度により確認した後，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始まで15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。

40

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

東海第二ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用し（淡水/海水）た使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下

使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型代替注

した場合に，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

水ポンプ（A－1 級）1 台及び（A－2 級）2 台により，常設スプレイヘッダを使用したスプレイをダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することにより，使用済燃料プール内の燃実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減す

なお，可搬型代替注水ポンプは（A－2 級）2 台を並列に連結し，更に可搬型代替注水ポンプ

備考
記載方針の相違＊１

東二は可搬型代替注水大型ポン

る。

（A－1 級）1 台を直列に連結して使用する。（接続方法を第 1.11.15 図に示す。）

プによる具体的な送水手順を技
術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に整備する。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至った場合。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

を使用した使用済燃料プールスプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合・使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室にて確認可能な TV モニタにて確認したにおいて，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6場合。

設計方針の相違＊１１

階にアクセスができない場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1) 使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合(b) 操作手順
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5
図に，概要図を第 1.11.15 図に，タイムチャートを第 1.11.16 図に示す。

(b) 操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。

東二は可搬型代替注水大型ポン

なお，水源から接続口までの代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用

プによる具体的な送水手順を技する可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必術的能力「1.13 重大事故等の要となる水の供給手順等」にて整備する。

収束に必要となる水の供給手順

概要図を第1.11－12図に，タイムチャートを第1.11－13図に示す。

等」に整備することを記載。
東二は手順の対応フローは記載
しない。

41

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による常設①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁設備運用・設計，体制の違いに

スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示する。

の接続口への代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代

起因する記載の相違はあるが,実替注水大型ポンプの接続を依頼する。

態として記載内容に違いはない②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。

ことから操作手順に限り色別化は省略する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によ③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

なお,操作手順は発電長の指示とる常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備のため，可搬型

プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を運転員等,災害対策本部長の報告

代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

指示する。

が対となる構成としている。

④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A－2級）を第 1.11.15 図に示す接続方法となるよう配備し，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ④発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。

ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの開始を緊急時対策本部に依頼する。

⑥運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系⑥当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイに必要な電動弁及び監用した使用済燃料プールへのスプレイ状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
による確認を指示する。
⑦緊急時対策要員は，使用済燃料プール外部注水原子炉建屋北側注水ライン元弁又は使用済燃料プール外部注水原子炉建屋東側注水ライン元弁のどちらかを開操作して送水流量
を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

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する。
⑦運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの系統構成を指示する。

⑧中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用済燃料⑨運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系

貯蔵プール監視カメラにより確認し当直副長に報告するとともに，使用済燃料プール内（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水又は可搬型代替注水大型ポンプによの燃料へ均等にスプレイされていること及び使用済燃料プールがオーバーフローしている代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を実施してないことを監視する。

いる場合は，使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの原子炉建屋原子炉棟
内の系統構成が完了したことを連絡する。

42

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

設備運用・設計，体制の違いに

プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が起因する記載の相違はあるが,実完了したことを報告する。

態として記載内容に違いはない⑭災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用すことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

る可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

防火水槽を水源とし，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作

上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場

ール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始までの必要

合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 125 分以内で可能であな要員数及び所要時間は以下のとおり。

る。
淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースを使用した場合の常設スプレイヘ【高所東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合】（水源：代替淡水貯槽）

ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 140 分以内で可能である。
また，淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の常設
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合， 作業開始を判断してから使用て実施した場合，215分以内と想定する。
【原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合】（水源：代替淡水貯槽）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，165分以内と想定する。

済燃料プールへのスプレイ開始まで 330 分以内で可能である。

43

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

東海第二【原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合】（水源：代替淡水貯可搬型代替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペース

槽）を確保していることから，容易に実施可能である。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にまた，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

て実施した場合，535分以内と想定する。
【原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合】（水源：代替淡水貯槽）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，205分以内と想定する。
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備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具
及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

44

備考
設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水/海水）

東海第二ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

備考
記載方針の相違＊１

した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下

使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に常設スプレイヘ

した場合に，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ

ッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレイヘッダのル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施することにより使用済燃料プール内の燃料機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）1 台及び（A－2 級）1 台，又は（A－体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。

2 級）2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは（A－1 級）1 台及び（A－2 級）1 台を直列に連結，又は（A－

東二は可搬型代替注水大型ポン

2 級）2 台を直列に連結して使用する。（接続方法を第 1.11.17 図に示す。）

プによる具体的な送水手順を技
術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に整備する。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイができない場合。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

を使用した使用済燃料プールスプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合・使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室にて確認可能な TV モニタにて確認しにおいて，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6た場合。

設計方針の相違＊１１

階にアクセス可能な場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1) 使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。

(b) 操作手順(b) 操作手順（可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）1 台及び（A－2 級）1 台使用した場合）

東二は可搬型代替注水大型ポン
プによる具体的な送水手順を技
術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に整備する。

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5
図に，概要図を第 1.11.17 図に，タイムチャートを第 1.11.18 図及び第 1.11.19 図に示す。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－14図に，タイムチャートを第1.11－15図に示す。

45

東二は手順の対応フローは記載しない。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき， 運転員に燃料プール代替注水系による可搬①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポン

設備運用・設計，体制の違いに型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示する。

プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー

起因する記載の相違はあるが,実ルスプレイを依頼する。

態として記載内容に違いはない②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
③a SFP 可搬式接続口使用の場合
当直長は当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ準備のため，可搬型代
替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備は省略する。

として，可搬型代替注水大型ポンプの配置，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階に可搬型

なお,操作手順は発電長の指示とスプレイノズルの設置を指示する。

運転員等,災害対策本部長の報告③発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動している

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作，並こと，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できる

びに原子炉建屋扉外側の防潮扉の開放を依頼する。

ことを確認する。

a④ SFP 可搬式接続口使用の場合⑤運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した

した使用済燃料プールスプレイに必要な監視計器の電源が確保されていることを状態

使用済燃料プールへのスプレイの系統構成として，原子炉建屋地上 1 階 SFP 可搬式接続

表示等により確認する。

口（原子炉建屋南側）から南東側階段を経由して原子炉建屋オペレーティングフロアま⑥運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬でホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型スプレイヘッダを設型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したことを報置しホースと接続する。

告する。

b

④ 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合⑦発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋扉内側から北西側階段を経由して原子炉建屋オペレ（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備が完了したこーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型とを連絡する。

スプレイヘッダを設置しホースと接続する。

⑧重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可a

搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備として，可搬型代

現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した

替注水大型ポンプを配置するとともに，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建

使用済燃料プールへのスプレイの系統構成として，SFP 接続口内側隔離弁の全開操作を実

屋原子炉棟地上6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟地上6階にて可搬型施する。

スプレイノズルを設置しホースと接続する。原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用でb

きない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までの現場運転員 C 及び D は，可搬型代替注水ポンプとのホースの接続のために原子炉建屋扉

ホース敷設を実施する。

⑤ SFP 可搬式接続口使用の場合⑤ 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合ことから操作手順に限り色別化の開放を実施する。緊急時対策要員は，原子炉建屋扉外側の防潮扉を開放し，現場運転員⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

による原子炉建屋扉の開放操作完了後，原子炉建屋内に敷設されたホースとの接続を実

プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備施する。

が完了したことを報告する。

46

が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑥緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）と（A－2 ）が直列となるよう配備
し，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

東海第二⑩災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが,実態として記載内容に違いはない
ことから操作手順に限り色別化は省略する。

⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ⑫重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用

ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの開始を緊急時対策本部に依頼する。

する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張りを実施した後，代替燃料

なお,操作手順は発電長の指示と⑧当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを

プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプよ運転員等,災害対策本部長の報告

り送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。

が対となる構成としている。

使用した使用済燃料プールへのスプレイ状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラによる確認を指示する。
⑨a SFP 可搬式接続口使用の場合
緊急時対策要員は，SFP 接続口外側隔離弁を開操作して送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
b⑨ 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑭発電長は，運転員等に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

緊急時対策要員は，送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部にした使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。

⑩中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより確認し当直副長に報告するとともに，使用済燃料プール内の燃料へ均等にスプレイされていること及び使用済燃料プールがオーバーフローしていな
いことを監視する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に
報告する。

47

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作のうち，運転員が実

上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

施する原子炉建屋での系統構成を 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 2ール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始までの必名にて作業を実施した場合に必要な時間は約 65 分である。

要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での燃料プール代替注水系による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 2 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 125 分
緊急時対策要員 2 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 135 分【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，435分以内と想定する。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，370分以内と想定する。

［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］

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

緊急時対策要員 4 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 125 分整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材は作緊急時対策要員 4 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 135 分

業場所近傍に配備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替燃料［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］

プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管

緊急時対策要員 6 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 330 分
緊急時対策要員 6 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 340 分
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，作業開始を判断

備考

場所に使用工具及びホースを配備する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

してから燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへのスプレイ開始まで約 340 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，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。可搬型代
替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。

48

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 漏えい緩和a. 使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，あらかじめ準備している漏えい抑制のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和する。

東海第二

備考

(2) 漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，あらかじめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和するとともに，使用済燃料プールの水位低下を緩和する。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合において，以下のいずれかの状況に至った
場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持できない場合。

・使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室にて確認可能な TV モニタにて確認した②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，場合。
(b) 操作手順
使用済燃料プールからの漏えい緩和の手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第
1.11.20 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に資機材を用いた使用済燃料プール
からの漏えい緩和措置の開始を指示する。
②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
③現場運転員 E 及び F は，ステンレス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろし用のロープを取り付けた後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定し，漏えい緩和措置が完了したことを当直副長に報告する。
④中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認し，当直副長に報告する。

設計方針の相違＊１１「1.11.2.1(1) 使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。
(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

使用済燃料プール漏えい緩和手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違はあるが,実タイムチャートを第1.11－16図に示す。

態として記載内容に違いはない①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に資機材（シール材，接着ことから操作手順に限り色別化剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープ）を用いた使用済燃料プールからの漏えいは省略する。

緩和措置を依頼する。

なお,操作手順は発電長の指示と②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置を指示する。
③発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置に必要な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する。
⑥運転員等は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備が完了したことを報告する。
⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，ステンレス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろしロープを取り付けた後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定する。

49

運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏え 設備運用・設計，体制の違いにい緩和措置が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを連絡する。
⑩発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことの確認を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用
済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位にて確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施する。作業開始を判断してから使用済燃料プールからの漏えい緩和措置完了まで約 120 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，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。

起因する記載の相違はあるが,実態として記載内容に違いはない
ことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員4名にて実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール漏えい緩和措置完了まで

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

150分以内と想定する。
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備する。
(3) 大気への拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

東二及び柏崎ともに「大気への拡散抑制」については「1.12 発

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下

電所外への放射性物質の拡散をし，「1.11.2.2(1) 使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイを実施しても使用済燃料プ抑制するための手順等」にて具ールの水位が上昇しない場合，又は「1.11.2.2(1) 使用済燃料プールスプレイ」によるスプ体的な手順は整備しているが，レイが実施できない場合に，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉

東二は使用済燃料プールからの建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。なお，可搬型代替注水大型ポ

大量の水の漏えい発生時の対応

ンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制に関する手順については，手順としても整備し，「1.12 発「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」に具体的な手順が明記されている旨記
載した。

50

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第
1.11－25図に示す。
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，使用済
燃料プールの水位低下が確認された場合において，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り
配管水平部下端以上で，「1.11.1(2)ａ．(a) 使用済燃料プール代替注水」による注水ができな
い場合，又は「1.11.1(2)ａ．(a) 使用済燃料プール代替注水」による注水を実施している場
合で，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合に，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施するとともに資機材を用いた使用済燃料プール漏えい緩和を行う。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイにて使用済燃料プールへスプレイができない場合は，可搬型代替注
水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施する。
なお，「1.11.1(2)ｂ．(a) 使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイを実施しても使用済
燃料プールの水位が上昇しない場合，又は「1.11.1(2)ｂ．(a) 使用済燃料プールスプレイ」
によるスプレイが実施できない場合に，大気への拡散抑制を実施する。

51

備考
東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択」にて纏めて整理。
（比較表ページ 63）

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

東海第二1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な生時又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視計器の水の漏えい発生時若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃

環境条件は，使用済燃料プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため 100℃を超える

料プール監視設備の環境条件は，使用済燃料プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧ことはない。），高湿度の環境が考えられるが，監視計器の構造及び位置により直接検出器の電気回下のため100℃を超えることはない。
），高湿度の環境が考えられるが，使用済燃料プール監視設備

路部等に接しないことから，監視計器を事故時環境下においても使用できる。

の構造及び設置位置により，事故時環境下においても使用できる。

なお，使用済燃料貯蔵プール監視カメラについては，耐環境性向上のため冷気を供給することで
冷却する。

備考

なお，使用済燃料プール監視カメラは，耐環境性向上のため使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置にて空気を供給する設計とする。

使用済燃料プールの監視は，想定される重大事故等時においては，これらの計器を用いることで使用済燃料プール監視設備は，重大事故等時に変動する可能性のある範囲にわたり監視するこ東二は監視に用いる設備及び監変動する可能性のある範囲を各計器がオーバーラップして監視する。また，各計器の計測範囲を把とが可能であり，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び視に用いる設備の給電設備を具握した上で使用済燃料プールの水位，水温，上部空間線量率及び状態監視を行う。

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の計測範囲を把握した上で使用済

体的に記載。

燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の監視を行う。
また，使用済燃料プールの温度， 水位及び上部の空間線量率の監視設備並びに監視カメラは，非また，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

常用所内電源設備から給電され，交流又は直流電源が必要な場合は，代替電源設備から電源が給電プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは常設代替される。これらの監視設備を用いた使用済燃料プールの監視は運転員が行う。

直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備として使用する可
搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電され，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車から給電することにより，使用済燃料プールの監視を実施する。

(1) 使用済燃料プールの状態監視
通常時の使用済燃料プールの状態監視は，使用済燃料プール水位警報検出器（フロート式），使用済燃料プール温度及び燃料貯蔵プールエリア放射線モニタにより実施する。

(1) 使用済燃料プールの状態監視
通常時は，設計基準対象施設である使用済燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋

東二は具体的な監視パラメータ（計器）を記載。

換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタにより状態監視を実施する。
重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），

重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レ低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの水位，水温，上部空ンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）によ

間線量率及び状態監視を行う。上記の重大事故等対処設備による監視計器は，常設設備であり設り，使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の状態監視を行う。上記の重大事故等置を必要としない。また，通常時から常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。

対処設備である監視設備は，常設設備であり可搬型設備を必要としない。また，通常時より常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。

52

設計方針の相違＊９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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プールエリア放射線モニタンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（ 使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量（高レンジ・低レンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更率評価）し把握した相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。

ごとに行う空間線量率評価）し把握した水位と放射線線量率の相関（減衰率）関係により使用

備考

済燃料プールの空間線量率を推定する。
a. 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

以下のいずれかの状況に至った場合。

以下のいずれかの状況に至った場合。

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

①使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

燃料プールの水位が低下していることを確認した場合②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していること

東二は徴候を確認した時点で手順に着手できる判断基準としている。

を確認した場合(b) 操作手順
使用済燃料プールの状態監視に必要な監視カメラの空冷装置の起動手順の概要は以下のとおり。また， 概要図を第1.11.21 図に， タイムチャートを第1.11.22 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に使用済燃料貯蔵プール監視カメラの空冷装置の起動準備を指示する。
②中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できること及び空冷装置起動に必要な電源が確保されていることを確認する。
③現場運転員 C 及び D は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置冷却空気止め弁の全開操作後，空冷装置を起動する。
④中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラの状態に異常がないことを確認する。

(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違はあるが,実概要図を第1.11－17図に，タイムチャートを第1.11－18図に示す。

態として記載内容に違いはない①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に使用済燃料プール監視カメラ用ことから操作手順に限り色別化

空冷装置の起動を指示する。

は省略する。

②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料プール水

なお,操作手順は発電長の指示と位が視認できること，及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動に必要なコン

運転員等の報告が対となる構成

プレッサ，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としている。

する。
③運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁を開とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラの状態に異常がないことを確認する。
⑤運転員等は，発電長に使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了したことを報告する。

(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 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した場合， 作業開始を判断してから使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動まで約してから使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動まで7分以内と想定する。中央制御室

20 分で可能である。

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。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

53

設備及び体制の違いによる記載
内容の相違

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順を整備する。
代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電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。
1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手順

東海第二

備考

ｂ．代替電源による給電
交流又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電する手順を整備する。
なお，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電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。
1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順
設計方針の相違＊２(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合は，緊急用海水系又は代替
燃料プール冷却系して使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，代替燃料
プール冷却系により使用済燃料プール冷却を実施する。なお，使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近でない場合は，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」又は「1.11.2.2(1) 使用済燃料プールスプレイ」により使用済燃料プール水位をオーバーフロー
水位付近とし，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を実施する。
(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却ⅰ) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，代替燃料プール冷却系に必要な冷却水が確保されている場合において，使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近に維持可能な場合。
ⅱ) 操作手順

東二の操作手順は発電長の指示

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却手順の概要は以下のとおり。

と運転員等の報告が対となる構

概要図を第1.11－19図に，タイムチャートを第1.11－20図に示す。

成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却に必要なポンプ，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等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。

54

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，燃料プール冷却浄化系入口隔離弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁及び代替燃料プー
ル冷却系熱交換器出口弁を開とする。
⑧運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ※３を起動し，使用済燃料
プール冷却が開始されたことを使用済燃料プール温度の低下により確認した後，発電長に報告する。
※3：代替燃料プール冷却系は，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が復旧した場合に，代替燃料プール冷却系を停止
し，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）により使用済燃料プールの冷却を実施する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等から発生する崩壊熱により，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去
系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を選択し，使用済燃料プールの冷却を実施する。ただし，燃料プール冷却浄化系は非常用電源設備が復旧した場合に，使用済燃料プールの冷却に使用する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却開始まで15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。

55

備考
設計方針の相違＊２
東二の操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二

備考

(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

設計方針の相違＊２ⅰ) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場
合。
ⅱ) 操作手順

東二の操作手順は発電長の指示

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり。

と運転員等の報告が対となる構

概要図を第1.11－21図に，タイムチャートを第1.11－22図に示す。

成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水の確保に必要なポンプ，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等により確認する。
③運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ室空調機を起動する。
④運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替
え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
⑦運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）の起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）
を起動し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水の供給を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁を調整開とし，緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）の流量上昇を確認した後，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで20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。

56

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）備考
設計方針の相違＊２の確保
ⅰ) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系が使用できない場合。
ⅱ) 操作手順

東二の操作手順は発電長の指示

代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海と運転員等,災害対策本部長の報水）の確保手順の概要は以下のとおり（代替燃料プール冷却系東側接続口，代替燃料プ

告が対となる構成としている。

ール冷却系西側接続口，代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した手順は，手順⑨以外は同様。
）。
概要図を第1.11－23図に，タイムチャートを第1.11－24図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保のため，水源から接続口を決定し，発電長に使用する代替燃料プール冷却系の接続口を連絡する。なお，代替燃料
プール冷却系の接続口は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，西側接続口蓋開放，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる代替燃料プール冷却系東側接続口を優先する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保のため，使用する水源から代替燃料プー
ル冷却系の接続口を指示する。
④重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを海に配置し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海から代替燃料プール冷却系の接続口までホースの敷設を実施する。
⑥発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプによる冷却水確保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。

57

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：9 月 11 日からの変更点

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東海第二⑧発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポ

設計方針の相違＊２

ンプによる冷却水確保の系統構成を指示する。

東二の操作手順は発電長の指示

ａと運転員等,災害対策本部長の報

冷却水（海水）確保の場合

告が対となる構成としている。

⑨ 代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替燃料プール冷却系西側接続口を使用した
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁が閉していることを確認する。
⑨ｂ代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁を開とする。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替
え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
⑪運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプによる冷却水の送水開始を連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水の送水開始を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷却系
東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁が閉していることを確認した後，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張り及び空気抜きを実施する。
⑯重大事故等対応要員は，ホース内の水張り及び空気抜きが完了した後，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁を開とし，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注
水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプにより冷却水の送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを確認するように指示する。

58

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二⑲運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水

設計方針の相違＊２大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを緊急用海水系流量（代替燃料プ

東二の操作手順は発電長の指示ール冷却系熱交換器）の流量上昇により確認し，発電長に報告する。

と運転員等,災害対策本部長の報⑳発電長は，災害対策本部長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを連絡する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御するように指示する。
重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計にて圧力指示値を確認し，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御し，災害対策本部長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，370分以内と想定する。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。
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備する。また，ホース等の接続は速やかに作業できるように，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

59

備考

告が対となる構成としている。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊２(1) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
全交流動力電源の喪失により燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱機能の喪失が発生した場合，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱を実施する。なお，水源であるスキマサージタンクへの補給については，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」又は「1.11.2.1(1)c.消火
系による使用済燃料プールへの注水」と同様の手順にて実施する。また，常設代替交流電源設備及び第二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。
a. 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧
母線 C 系及び D 系の受電が完了し，燃料プール冷却浄化系が使用可能な状態※1 である場合。
※1:設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び原子炉補機冷却系又は代替原
子炉補機冷却系による補機冷却水が確保されている状態。
b. 操作手順（A 系のポンプ及び熱交換器を使用の例）
代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.23 図に,タイムチャートを第 1.11.24 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール冷却浄化系による使用済
燃料プールの除熱の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱に必要なポンプ，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，燃料プール冷却浄化系の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表
示及びパラメータにて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に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，燃料プール冷却浄化系が使用可能か確
認する。

60

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊２⑤中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱の系統構成として，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過
脱塩器第二入口弁及び燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁を全閉操作，燃料プール冷
却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)，(B)の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱効率を上げるため，補機冷却水を通水していない熱交換器の燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁の全閉操作を実施する。なお，燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁の操作場所は二次格納施設内であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱開始を緊急時対策本部に報告する。
⑧当直副長は， 中央制御室運転員に燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)を微開とし，燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)の起動操作を実施する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)を調整開とし，FPC ポンプ(A)吐出流量指示値の上昇及び使用済燃料貯蔵プール温度指示値の低下により使用済燃料プールの除熱が開始されたことを確認する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
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 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4名にて作業を実施し，作業開始を判断してから燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱開始まで約 45 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

61

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時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第
1.11－25図に示す。
使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合に，緊急用海水系による冷却水の確保を実施し，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プー

備考
東二は対応手順毎に整理。
なお，柏崎は「1.11.2.6 重大事
故等時の対応手段の選択」にて纏めて整理。
（比較表ページ 63）

ルを冷却する。
緊急用海水系が使用できない場合は，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプによる冷却水の確保を実施し，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却するが，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの運転開始までに使用済燃料プールの水位低下が確認された場合，又は冷却水を確保した後に使用済燃料プール
水位をオーバーフロー水位付近に維持できない場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）等により使用済燃料プールへ注水を実施する。
1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに可搬型代替注水ポンプへの燃料補給手
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。
防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代替注水ポンプによる送水手順については，「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。
原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
燃料プール冷却浄化系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順は，「1.5 最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
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。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「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。
常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，緊急用海水ポン
プ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替
注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
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 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

62

東二は 1.12～1.15 へ手順を参照
させる記載を詳細かつ番号順に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は各手順毎に，個別で対応手

1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択

段の選択方法を整理している。

重大事故等時の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手順の選択フローチャートを第 1.11.25（比較表ページ 38，51，62）

図に示す。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合は，燃料プール水位低又は温度高警報の発生により事象を把握するとともに，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて状態の監視を行う。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールの水位が低下した場合は，その程度によらず,可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）を使用した使用済燃料プールへの注水又はスプレイが可能となるように準備する。可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）が使用できない場合は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を準備するが，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）が使用できない
場合は，消火系による使用済燃料プールへの注水を実施する。
なお，消火系による使用済燃料プールへの注水は，発電所構内(大湊側)における火災への対応や消火系を用いた原子炉冷却等の用途に用いられる可能性があることから，可搬型代替注水ポンプの使用を優先する。
可搬型代替注水ポンプによる使用済燃料プールへの注水又はスプレイを実施する際は，防火水槽を水源として使用し，防火水槽が使用できない場合は淡水貯水池を使用する。また，可搬型スプレイ
ヘッダよりも系統構成が容易で使用済燃料プール近傍での現場操作がなく，スロッシング等により使用済燃料プールの水位が低下しても被ばくを低減できることから，常設スプレイヘッダの使用を優先する。
可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）による使用済燃料プールへの注水を実施しても使用済燃料プールの水位の低下が継続する場合は，漏えい量が緩和できればその後の対応に余裕が生じることから，漏えい緩和を実施する。ただし，漏えい緩和には不確定要素が多いことから，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）又は（A－2 級）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
可搬型代替注水ポンプが使用できず，使用済燃料プールへのスプレイが実施できない場合は，大気への放射性物質の拡散を抑制するための対応を実施する。
全交流動力電源の喪失により燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱機能の喪失が発生した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水の確保及び燃料プール代
替注水により水源であるスキマサージタンクへの補給を行うことで，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱を実施する。

63

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.11.1 表 機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

第1.11－1表 機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備に対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 可搬型スプレ
イ）」

東二は対応設備を主要設備（主た

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）るポンプ・除熱のための熱交換器
や冷却水源等），関連設備（水源・常設低圧代替注水系ポンプ

流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在している。
東二は１つの手段につき１つの表で示している。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

サイフォン防止機能※５
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64（以下，第 1.11－1 表において同様）
設計方針の相違＊１～１１（以下，第 1.11－1 表において同様）

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

基準拡張）としての位置付けをし
ない。

関連設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる SFP 注水」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）R/B 制御」事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

対応
手段

主要設備

※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

分類

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

重大事故等対処設備

漏えい抑制

－

自主対策設備サイフォン防止機能 ※4

自主対策設備消火系による使用済燃料プールへの注水

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
燃料補給設備 ※2

重大事故等対処設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

自主対策設備

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁可搬型スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

手順書
重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時

燃料プール代替注水系による常設スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応
手段

対し，重大事故等対処設備（設計

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
サイフォン防止機能※５
西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「大容量送水車及び放水砲による大気への拡散抑制」 ※3

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 漏えい緩和」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

燃料プール冷却浄化系

対応
手段

主要設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 可搬型スプレ
イ）」

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

分類

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」

自主対策設備

大気への放射性物質の拡散抑制

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
ホース
放水砲
燃料補給設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

自主対策設備シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ

重大事故等対処設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

自主対策設備

漏えい緩 和－燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時－

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁可搬型スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

手順書

重大事故等対処設備

燃料プール代替注水系による常設スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ－

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）

対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

東海第二※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

柏崎は比較表ページ 64 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

サイフォン防止機能※５
使用済燃料プール
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁重大事故等対処設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）復水移送ポンプ

自主対策設備

自主対策設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第二代替交流電源設備 ※2

対応
手段

主要設備

原子炉補機冷却系 ※6

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

補給水系による使用済燃料プール注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「FPC による SFP 除熱」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

分類

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

重大事故等対処設備

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

重大事故等時における使用済燃料プールの除熱

燃料プール冷却浄化系ポンプ
使用済燃料プール
燃料プール冷却浄化系熱交換器
燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ
代替原子炉補機冷却系 ※6
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2－

自主対策設備

代替電源による給電

全交流動力電源

第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

重大事故等対処設備－

手順書

重大事故等対処設備

使用済燃料プールの監視

重大事故等時における使用済燃料プールの監視

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
所内蓄電式直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）

対処設備

使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ(高レ
ンジ・低レンジ)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ(使用済
燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含
む)

東海第二

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

66

柏崎は比較表ページ 64 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁・ホース

重大事故等対処設備

サイフォン防止機能※５
使用済燃料プール

自主対策設備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）消火系による使用済燃料プール注水（消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合）

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

67

柏崎は比較表ページ 64 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

サイフォン防止機能※５
残留熱除去系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）消火系による使用済燃料プール注水（残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合）

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

68

柏崎は比較表ページ 64 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

重大事故等対処設備

関連設備

サイフォン防止機能※５
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

69

柏崎は比較表ページ 65 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ※３
常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等※５

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

70

柏崎は比較表ページ 65 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ※３
可搬型スプレイノズル

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽※３
ホース
使用済燃料プール
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

※５

関連設備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

71

柏崎は比較表ページ 65 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

漏えい緩和

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

－

対応
手段

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ－※６

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

72

柏崎は比較表ページ 65 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）※２
放水砲※２

大気への拡散抑制

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

関連設備

ホース
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時－整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

73

柏崎は比較表ページ 65 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール温度
燃料取替フロア燃料プー
ルエリア放射線モニタ

常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

重大事故等対処設備

原子炉建屋換気系排気ダ
クト放射線モニタ

関連設備

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モ
ニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大事故等対処設備

主要設備

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度

使用済燃料プールの監視

重大事故等時における使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

74

柏崎は比較表ページ 66 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大事故等対処設備

主要設備
代替電源による給電

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

関連設備

常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

重大事故等時における使用済燃料プールの監視－整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

75

柏崎は比較表ページ 66 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール
緊急用海水ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

緊急用海水ストレーナ
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
・緊急用海水ポンプピット
・緊急用海水取水管
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却①

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

76

柏崎は比較表ページ 66 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁ホース
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備関連設備

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却②

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対処設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：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。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

77

柏崎は比較表ページ 66 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.11.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.11－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大事

監視計器一覧（1/4）

監視計器一覧（1／12）
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）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)燃料プール代替注水

使用済燃料プールの監視

電源

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）
」

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

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

使用済燃料プールの監視

操作

防火水槽
淡水貯水池

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プ
ール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

操作

水源の確保

の，そうでないものとの区別を注記している（詳細は 1.15（事故時の計装に関する手順等）にて整理※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。

78（以下，第 1.11－2 表において同
様）

防火水槽
淡水貯水池

使用済燃料プールの監視等）を満たし設計されているもする）。

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
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水

判断基準

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

故等対処設備としての要求（耐性設計方針の相違＊３

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/4）
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）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)燃料プール代替注水

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

判断基準

ろ過水タンク水位

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

使用済燃料プールへの注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位操作

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プ
ール）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール
注水（淡水／海水）

操作

判断基準

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水

判断基準

水源の確保

操作

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(2)漏えい抑制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

備考

監視計器一覧（2／12）

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる SFP 注水」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

東海第二※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。

79

設計方針の相違＊３

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（3/4）
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）

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

操作

水源の確保

監視パラメータ（計器）

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

判断基準

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1)燃料プールスプレイ

ｃ．補給水系による使用済
燃料プール注水

防火水槽
淡水貯水池

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2)漏えい緩和操作

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

操作

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 漏えい緩和」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

備考

監視計器一覧（3／12）

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

東海第二※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。

80

設計方針の相違＊４

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（4/4）

備考

監視計器一覧（4／12）
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）事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

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）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プール代替注水

1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための対応手順(1)代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
FPC ポンプ（A）吐出流量
FPC ポンプ（B）吐出流量
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度操作

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位判断基準

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
スキマサージタンク水位

判断基準

AM 設備別操作手順書「FPC による SFP 除熱」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

東海第二ｄ．消火系による使用済燃料プール注水操作※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

81

柏崎は比較表ページ 79 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プ
ール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールス
プレイ

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。

82

設計方針の相違＊５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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プ
ール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールス
プレイ（淡水／海水）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。

83

柏崎は比較表ページ 80 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用
した使用済燃料プール
スプレイ（淡水／海水）

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。

84

柏崎は比較表ページ 80 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／12）
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）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2) 漏えい緩和

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタａ．使用済燃料プール漏え
い緩和

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。

85

柏崎は比較表ページ 80 に記載。

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／12）
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）載。

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール監視カメラ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視ａ．使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置起動

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。

86

柏崎は比較表ページ 78～81 に記

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位低 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プー
ル冷却操作※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。

87

設計方針の相違＊２

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器）

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

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。

88

設計方針の相違＊２

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／12）
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）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器）

補機監視機能代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度

判断基準(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型
代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１

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。

89

設計方針の相違＊２

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第 1.11.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.11－3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【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

給電元
給電母線

供給対象設備

使用済燃料プール監視計器類

対象条文

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
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
MCC C 系

燃料プール冷却浄化系ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系（6 号炉）
MCC D 系（6 号炉）
P/C C 系（7 号炉）
P/C D 系（7 号炉）
燃料プール冷却浄化系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

常設代替交流電源設備
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）

低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。
）

代替燃料プール注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系 弁常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

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
直流125V主母線盤 ２Ｂ

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

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

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プー
ル監視カメラ用空冷装置を含む）

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ＭＣＣ
緊急用直流125V主母線盤

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

90

給電元
給電母線

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
中央制御室監視計器類

供給対象設備備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

91

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

92

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。
柏崎は比較表 92 ページ，93 ペー
ジに記載。

93

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

94

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料には記載せず，「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事

故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

95

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料には記載せず，「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事

故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

96

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料には記載せず，「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事

故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

97

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャート
については個別の各逐条資料には記載せず，「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事

故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

98

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３99

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３100

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３101

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３102

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３103

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３104

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３105

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３106

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３107

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３108

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３109

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４110

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４111

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１０112

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１０113

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１０114

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１115

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１116

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊５117

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊５118

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

119

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

120

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

121

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

122

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

123

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

124

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

125

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

126

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

127

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

128

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２129

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２130

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２131

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２132

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２133

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２134

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２135

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２136

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

137

備考

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：9 月 11 日からの変更点

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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

138

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

東海第二1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

備考

東二は，規制要求の文言をそのまま使用した。
（以下，記載方針の相違※１）＜目次＞＜ 目 次 ＞
1.12.1 対応手段と設備の選定

1.12.1 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)(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. 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損対応手段と設備の選定の考え方

ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい傷時の対応手段及び設備損傷時の対応手段及び設備(a) 大気への放射性物質の拡散抑制(a) 大気への放射性物質の拡散抑制(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東二は，先行 PWR の記載に倣い，各項目毎に重大事故等対処設
備と自主対策設備を整理。柏崎は，「c. 重大事故等対処設備と自主対策設備」にて整理している。
（以下，記載方針の相違※２）b. 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備

ｂ．原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備(a) 初期対応における延焼防止処置

東二は，表題を記載。

(b) 航空機燃料火災への泡消火(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

記載方針の相違※２c. 重大事故等対処設備と自主対策設備(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制(b) 航空機燃料火災への泡消火
d. 手順等

ｃ．手順等

1.12.2 重大事故等時の手順

1.12.2 重大事故等発生時の手順

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい

1.12.2.1

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等

損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

記載方針の相違※２(1)

大気への放射性物質の拡散抑制
1赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

b. ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

備考

東二は，本手順が自主対策であること及び本手順が実施できない場合でも原子炉建屋全体に放水することを考慮していることから，放水開始後の拡散抑制効果確認のためにガンマカメラ又はサーモカメラを使用する手順として整理。柏崎は，放水開始前に漏えい箇所を特定する手順として整理。
（以下，設計方針の相違※１）(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制(2)

海洋への放射性物質の拡散抑制

a. 放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

東二は，放射性物質吸着材を自b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

主対策設備と整理していることから，「汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制」
を先に記載。柏崎は，どちらも重大事故等対処設備であり，「放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制」を優先する（「汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制」は，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された等）でなければ手順着手しない）ことからこちらを先に記載。
（以下，設計方針の相違※２）c. 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等発生時の対応手段の選択

東二は，「1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷時の手順等」における「重大事2赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
故等発生時の対応手段の選択」
として整理。柏崎は，「(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制」
における「重大事故等時の対応
手段の選択」として整理。
（以下，記載方針の相違※３）

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置
a. 化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1)

初期対応における延焼防止処置

ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止

東二は，初期対応における延焼防止処置として，化学消防自動処置車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を整備。大型化学高所放水車等は整備しない。
（以下，設計方針の相違※３）(2) 航空機燃料火災への泡消火
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火(2) 航空機燃料火災への対応
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

東二は，泡消火薬剤を容器に入れた状態で整備。柏崎は，泡原液搬送車を整備。
（以下，設計方針の相違※４）b. 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等発生時の対応手段の選択

1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順

1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順

記載方針の相違※３

添付資料 1.12.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

今回の比較表で柏崎は補正書添付資料 1.12.2 自主対策設備仕様

使用となるため，添付資料に関添付資料 1.12.3 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散しての記載は，目次及び本文中

抑制添付資料 1.12.4 放射性物質拡散抑制手順の作業時間について添付資料 1.12.5 放水砲の設置位置及び使用方法等について添付資料 1.12.6 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による放水開始の判断基準のうち「プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合」について添付資料 1.12.7 ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認
添付資料 1.12.8 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
3の括弧書きのみとする。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二添付資料 1.12.9 放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
添付資料 1.12.10

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置

添付資料 1.12.11 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火
添付資料 1.12.12 放水設備における泡消火薬剤の設定根拠について
添付資料 1.12.13 消火設備の消火性能について添付資料 1.12.14 手順のリンク先について

4

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等【要求事項】【要求事項】

１

１

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制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。

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。

【解釈】

【解釈】

１ 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置

１ 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置

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。

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。

ａ）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場

ａ）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場

合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。

等を整備すること。

ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷にった場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでは， 至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでこの設備を活用した手順等について説明する。

は，この設備を活用した手順等について説明する。

5

備考

記載方針の相違※１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

1.12.1 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

東海第二

備考

1.12.1 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

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損に至った場合において，発電所外へ放射性物質が拡散するおそれがある。発電所外へ放射性物質傷に至った場合において，原子炉建屋から発電所外へ放射性物質が拡散するおそれがある。原子東二は，放射性物質の拡散元をの拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

炉建屋から発電所外へ放射性物質の拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選

明記。

定する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，消火対応するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定する。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，消火対応するための対応手段と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，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定する。

※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いて※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い使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効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応に有効

な設備。

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。
）だけ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

でなく，設置許可基準規則第五十五条及び技術基準規則第七十条（以下「基準規則」という。）

けでなく，「設置許可基準規則」第五十五条及び「技術基準規則」第七十条（以下「基準規則」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，重大事故等対処設備，設という。）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

東二は，本手順で「設計基準事

計基準事故対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

故対処設備」を使用しないた
め，記載を省略した。

（2）対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び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，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 1.12.1 表に整理する。

第 1.12－1 表に整理する。

a. 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損

ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい傷時の対応手段及び設備損傷時の対応手段及び設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内

重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制，放射性物質を使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

散抑制，放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

(a) 大気への放射性物質の拡散抑制(a) 大気への放射性物質の拡散抑制
6赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合は，放水設備により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

東海第二

備考

重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又東二は，上記「ａ．炉心の著しは使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，原子炉建屋放水設備

い損傷及び原子炉格納容器のにより，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

破損時又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備」項で「○○のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制を図る。
」と宣言しているため，記載を統一した。

大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（原子炉建屋放水設備）は以下のとおり。

大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
東二は，関連設備と位置付ける

・ホース
・放水砲

・放水砲

（以下，記載方針の相違※４）・燃料補給設備・ガンマカメラ・ガンマカメラ・サーモカメラ・サーモカメラ(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制

設備は記載しない。

(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷

重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用に至った場合において，原子炉建屋への放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合

済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，原子炉建屋への放水によりは，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（海洋拡散抑制設備）は以下のとおり。

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備は以下のとおり。

・放射性物質吸着材

・汚濁防止膜・汚濁防止膜・放射性物質吸着材
東二は，汚濁防止膜設置用の小・小型船舶（汚濁防止膜設置用）

型船舶を使用しない。
（以下，設計方針の相違※５）＜参考：柏崎の当該箇所＞
審査基準及び基準規則に要求される，大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のうち，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），ホース，放水砲及び燃料補給設備は，いずれも重大事故等対処設備と位置付ける。
海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のうち，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備「(a)

大気への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，重大事故等対処設備と位置づける。
「(b)

記載方針の相違※４

海洋への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，汚濁防止膜は重大事故等対処設備と位置づける。

船舶（汚濁防止膜設置用）は重大事故等対処設備と位置付ける。

記載方針の相違※３

設計方針の相違※２
設計方針の相違※５7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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。

東海第二

備考

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 1.12.1）＜参考：柏崎の当該箇所＞
以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ガンマカメラ・サーモカメラ

以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能である。
また，ガンマカメラ，サーモカメラ及び放射性物質吸着材は，プラント状況によっては事

設計方針の相違※２

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。以下にその理由を示す。
・ガンマカメラ，サーモカメラ

屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする放射性物質や熱をこれらの設備については，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する手段ではなく， 設計方針の相違※１
ガンマカメラにおいては測定結果の可視化処理に時間を要し，測定と同時に放射性物質

検出する手段として有効である。

の放出状況を視認することはできないが，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放これらの設備については，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する手段ではないが，原子炉建水砲により原子炉建屋に海水を放水する際に，原子炉建屋から放射性物質が漏えいする箇所を絞り込み，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手段としては有効である。
なお，サーモカメラについては，測定と同時に結果を視認することが可能である。
・放射性物質吸着材
放射性物質吸着剤を設置するためには，地震発生後のアクセスルートの液状化による設計方針の相違※２

影響（一部のアクセスルートで車両通行不可）を踏まえると最短でも，作業開始を判断してから15時間程度要することになるが，放射性物質の吸着効果が期待され，海洋への放射性物質の拡散抑制及び放出量の低減を図る手段として有効である。
なお，アクセスルートに液状化の影響が無い場合は，作業開始を判断してから約 6.5時間と想定する。
b. 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備

ｂ．原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備(a) 初期対応における延焼防止処置

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合,初期対応における延焼防止処置により,火災に対応する手段がある。

東二は，表題を記載。

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，初期対応における延焼防止処置により火災に対応する手段がある。

初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。

初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。

・化学消防自動車

・化学消防自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・泡消火薬剤備蓄車

・泡消火薬剤容器（消防車用）

設計方針の相違※３・消火栓（原水タンク）

東二は，手順で使用する淡水源

・防火水槽

を主要設備と位置付けている

・大型化学高所放水車

8赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
ため記載。
（以下，記載方針の相違※５）
東二は，表題を記載。

(b) 航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合,航空機燃料火災の泡消火により火災に対応する手段がある。

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，航空機燃料火災への泡消火により火災に対応する手段がある。

航空機燃料火災への泡消火に使用する設備は以下のとおり。

航空機燃料火災への泡消火に使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
記載方針の相違※４

・ホース
・放水砲

・放水砲
・泡混合器

・泡原液搬送車

設計方針の相違※４・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

・泡原液混合装置
記載方針の相違※４・燃料補給設備＜参考：柏崎の当該箇所＞
基準規則に要求される,航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち,大容量送水車（原子炉記載方針の相違※３(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備
航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），

建屋放水設備用），ホース,放水砲，泡原液搬送車, 泡原液混合装置及び燃料補給設備は,重大事故

放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，重大事故等対処設備と位置づけ

記載方針の相違※４

等対処設備と位置付ける。

る。

設計方針の相違※４

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 1.12.1）＜参考：柏崎の当該箇所＞
以上の重大事故等対処設備により航空機燃料火災への泡消火が可能であることから，以下の設備
は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・化学消防自動車

以上の重大事故等対処設備により原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料
火災時の対応が可能である。
また，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓

設計方針の相違※３・水槽付消防ポンプ自動車（原水タンク）及び防火水槽は，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， 記載方針の相違※５

・泡消火薬剤備蓄車

自主対策設備と位置づける。以下にその理由を示す。

・大型化学高所放水車
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）
これらの設備については，航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ないため，同等の放水

航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ない※１ため，十分な放水効果は得られ効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能であり，航空機燃料の飛散によるアクセスルート及にくいが，早期に消火活動が可能となる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及びび建屋への延焼拡大防止の手段として有効である。

泡消火薬剤容器（消防車用）による初期対応を，航空機燃料の飛散によるアクセスルー
ト及び建屋への延焼防止に使用する手段としては有効である。
・消火栓（原水タンク），防火水槽
9

東二は，対応手段を記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，初期対応における延焼防止処

備考
記載方針の相違※５

置の水源として使用する手段としては有効である。
※1

空港に配備されるべき防災レベル等について記載されている，国際民間航空機関

東二は，放水量が少ない説明を（ＩＣＡＯ）発行の空港業務マニュアル（第 1 部）（以下，「空港業務マニュアル」 記載。
という。）では，離発着機の大きさにより空港カテゴリーが定められている。航空
機燃料火災への対応としては，空港業務マニュアルで最大となるカテゴリー10 を適用する。また，使用する泡消火薬剤が性能レベルＢであることから，必要放水流量は 672m３／h である。これに対し，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による初期対応での放水流量は 40.2m３／h である。
記載方針の相違※３c. 重大事故等対処設備と自主対策設備（内容の比較は，比較表ページ(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制

7～9 で実施。
）

審査基準及び基準規則に要求される，大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のう
ち，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），ホース，放水砲及び燃料補給設備は，いずれも重大事故等対処設備と位置付ける。
海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のうち，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は重大事故等対処設備と位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ガンマカメラ・サーモカメラ
これらの設備については，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する手段ではないが，原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として有効である。
(b) 航空機燃料火災への泡消火基準規則に要求される,航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち,大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），ホース,放水砲，泡原液搬送車, 泡原液混合装置及び燃料補給設
備は,重大事故等対処設備と位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により航空機燃料火災への泡消火が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
・泡消火薬剤備蓄車
・大型化学高所放水車
10赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

これらの設備については，航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ないため，同等の放水効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能であり，航空機燃料の飛散によるアクセスルート及び建屋への延焼拡大防止の手段として有効である。

d. 手順等
上記のａ．
，b .及び c .により選定した対応手段に係る手順を整備する。これらの手順は，緊急時対策要員の対応として，多様なハザード対応手順に定める（第 1.12.1 表）。

ｃ．手順等
上記の「ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料

東二は，項目名を記載。

体等の著しい損傷時の対応手段及び設備」及び「ｂ．原子炉建屋周辺における航空機衝突によまた，柏崎の c.項に記載されてる航空機燃料火災時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

いる内容は，東二では，ａ.項

これらの手順は，重大事故等対応要員の対応として，「重大事故等対策要領」及び自衛消防隊の対応として，「防火管理要領」に定める（第 1.12－1 表）。

及びｂ.項に記載している。
東二は，初期対応における延焼防止処置は，自衛消防隊が，防火管理要領に基づき実施する。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.12.2 表）。

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理する（第 1.12－2 表，第 1.12－3 表）。

11

東二は，事故時に給電が必要となる設備についても整理した。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
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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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.12.2 重大事故等時の手順

1.12.2 重大事故等発生時の手順

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい

1.12.2.1

a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等

損傷時の手順等（1）大気への放射性物質の拡散抑制(1)

大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容

容器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却によによる原子炉格納容器の減圧及び除熱させる手段がある。

る原子炉格納容器内の減圧及び除熱させる手段がある。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低低下し，使用済燃料プール注水設備で注水しても水位が維持できない場合は，燃料プールス

下し，使用済燃料プールの水位が維持できない場合は，可搬型又は常設スプレイヘッダから使プレイにより燃料損傷を緩和する手段がある。

用済燃料プールにスプレイすることで燃料損傷を緩和する手段がある。

しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気へ可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気へのの放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準

備考(a) 判断基準ⅰ）手順着手の判断基準

東二は，「手順着手の判断基準」と「放水開始の判断基準」を最初に記載するためこのような章立てとした。
（以下，記載方針の相違※6）

以下のいずれかが該当する場合とする。

以下のいずれかが該当する場合

・炉心損傷を判断した場合※1 において，あらゆる注水手段を講じても発電用原子炉への・炉心損傷を判断※１した場合において，原子炉注水を高圧代替注水系系統流量，低圧注水が確認できない場合
・使用済燃料プール水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位低下

代替注水系原子炉注水流量等により確認できない場合
・使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プールスプレイが実が継続する場合施できない場合，又は使用済燃料プールスプレイを実施しても水位が維持できない

東二は，「あらゆる注水手段」
を具体的に記載した。
東二は，「あらゆる注水手段」
を具体的に記載した。

場合・大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認した場合

・大型航空機の衝突等により，原子炉建屋の放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような建屋損壊を確認した場合
12

東二は，建屋損傷の程度を具体的に記載した。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉

東二は，γ線線量率の基準とな

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線

冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又はる設計基準事故の種類を記載

レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場

格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で

した。

合。

300℃以上を確認した場合。

※1※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計ⅱ）放水開始の判断基準

記載方針の相違※6＜参考：柏崎の当該箇所＞

以下のいずれかが該当する場合

・原子炉格納容器へあらゆる注水手段を講じても注水できず，原子炉格納容器の破損のおそれがあ・原子炉格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低東二は，「あらゆる注水手段」

圧代替注水系格納容器下部注水流量により確認できず，ドライウェル圧力，サプレを具体的に記載し，「原子炉格

ッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，原子炉格納容器の破損のおそれがある

納容器破損のおそれ」を判断すと判断した場合

るパラメータを記載した。

ると判断した場合

・原子炉格納容器からの異常な漏えいにより，格納容器圧力逃がし装置で原子炉格納容器の減圧及・原子炉建屋水素濃度が 2vol％に到達した場合，原子炉格納容器内の水素排出のため格納容器圧力逃がし装置によび除熱をしているものの，原子炉建屋内の水素濃度が低下しないことにより原子炉建屋トップベ

格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる水素排出ができず，原子る水素排出ができない場合に，ントを開放する場合

炉建屋水素濃度の上昇が継続することにより，ブローアウトパネルを開放する場合

ブローアウトパネルを開放する運用としている。

・燃料プール代替注水系（可搬型）による燃料プールスプレイができない場合

・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，又は使用済燃料プールスプレイを実施しても水位が維持できない場合

東二は，使用済燃料プールスプ
レイが実施できても，使用済燃料プールの水位が維持できな
い場合は放水必要と判断する。

・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオーダーレベルで上昇した場合・プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により， 東二は，モニタリング・ポスト
原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合

等の指示値の「オーダーレベル
で上昇」の記載について，技術的能力 1.17（監視測定に関する手順等）と整合を図った。

(b) 操作手順(b) 操作手順

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散を抑制

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制をする手順の概要は以下のとおり。手順の概要図を第 1.12.1 図に，タイムチャートを第 1.12.2

行う手順の概要は以下のとおり。手順の概要図を第 1.12－1 図に，タイムチャートを第 1.12

図に，ホース敷設ルート及び放水砲の設置位置を第 1.12.3 図に示す。

－2 図に，ホース敷設ルート及び放水砲の設置位置を第 1.12－3 図に示す。
13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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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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再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，当直長を経由して，大容量送水車（原子炉① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び

東二は，発電長が判断し災害対

建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備を緊急時対策本放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備を災害対策本部長に依頼する。

策本部長に依頼する。柏崎は，当直副長が判断し当直長が緊部に依頼する。

急時対策本部に依頼する。
（以下，設計方針の相違※６）②緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備開始を緊急時対策要員に指示する。
③緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）を海水取水箇所周辺に設置する。

② 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備開始を重大事故等対応要員に指示する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺に設置する。

東二は，本手順で想定している
海水取水箇所を具体的に記載した。
（以下，記載方針の相違※７）④緊急時対策要員は，ホースを取水ポンプに接続後，取水ポンプを取水箇所へ設置し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）吸込口にホースを接続する。
⑤緊急時対策要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用）から放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）取水ポンプを起動し，水張りを行う。

④ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）吸込口にホースを接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）から放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，ホースの水

東二は，この段階で放水砲まで張り及び空気抜きを行った後に，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を待機状態（アのホース水張り及び空気抜き

イドリング状態）にする。

を実施し，待機状態にする。柏
崎は取水ポンプから大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
までの水張りを実施している。
（以下，設計方針の相違※７）⑦緊急時対策要員は，放水砲噴射ノズルを原子炉建屋の破損口等の放射性物質放出箇所に向けて調整し，準備完了を緊急時対策本部に報告する。

⑦ 重大事故等対応要員は，放水砲の噴射ノズルを原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所に向けて調整し，準備完了を災害対策本部長に報告する。
⑧ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備完了について発電長に報告する。

東二は，準備完了の報告を発電長に実施する旨を記載した。

⑧当直副長は，手順着手を判断した時の状況が継続しており，以下の状況であると判断し⑨ 発電長は，放水開始の判断基準に基づき，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び設計方針の相違※６た場合は，当直長を経由して，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の開始を災害対策本部長に依頼する。

記載方針の相違※6

大気への放射性物質の拡散抑制実施を緊急時対策本部に依頼する。

（内容の比較は，比較表ページ

・原子炉格納容器へあらゆる注水手段を講じても注水できず，原子炉格納容器の破損の13 で実施。）

おそれがあると判断した場合
・原子炉格納容器からの異常な漏えいにより，格納容器圧力逃がし装置で原子炉格納容器の減圧及び除熱をしているものの，原子炉建屋内の水素濃度が低下しないことによ14赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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東海第二

備考

り原子炉建屋トップベントを開放する場合
・燃料プール代替注水系（可搬型）による燃料プールスプレイができない場合・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオーダーレベルで上昇した場
合⑨緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の実施を緊急時対策要員に指示する。

⑩ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の開始を重大事故等対応要員に指示する。

⑩緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の送水ポンプを起動し，放⑪ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を操作（昇圧）し，放水砲により原子炉建屋の破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，緊急時

水砲により原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，災害対策対策本部に報告する。

本部長に報告する。

⑪緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制開始について，当直長を経由して当直副長に報告する。

設計方針の相違※７⑫ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制開始について発電長に報告する。

⑫緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の運転状態を継続監視し，⑬ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視

定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。（燃料を給油しない

し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。
（燃料を給油し場合，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は約 2 時間の運転が可能）ない場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は約 3.5 時間の運転が可能）

設計方針の相違※６

設備性能（燃料タンク容量）の相違(c) 操作の成立性
上記(b) の現場対応は，準備段階では緊急時対策要員 8 名（水張りは 5 名）にて実施し，(c) 操作の成立性
上記の現場対応は準備段階では重大事故等対応要員 8 名（可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の起動，ホースの水張り及び空気抜きは 4 名）にて実施する。

東二は，訓練実績より，指揮者
1 名，可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）操作者 1 名，放水砲操作者 1 名，放水砲操作補助者 1 名の計 4 名で実施する。
（以下，設計方針の相違※８）

所要時間は，複数あるホース敷設ルートのうち，設置距離が短くなる 7 号炉南側からのルー作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから可東二は，本文に記載する時間

トを優先的に選択することで，手順着手から約 130 分（7 号炉の場合，6 号炉の場合は約搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備は，想定する最長時間を記載す

160 分）で大気への放射性物質の拡散抑制の準備を完了することとしている。（ホース敷設完了まで 210 分以内（ホース敷設距離が最長となるルートでホースを敷設した場合）と想定ることで統一した。柏崎は，想距離が長くなる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190 分で大気へのする。

定される最短時間を記載し，括弧書きで最長時間を記載して放射性物質の拡散抑制の準備を完了することとしている。）

いる。
（以下，記載方針の相違※８）
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。作

円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取り付けについては速やかに作業が通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取付けに15「等」は保護具や工具類を示

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二できるように大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の保管場所に使用工具及びホースを配

ついては速やかに作業ができるように可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使備する。

用工具及びホースを配備する。

備考
す。

緊急時対策本部からの指示を受けて，大気への放射性物質の拡散抑制を開始する。緊急時

大気への放射性物質の拡散抑制は，災害対策本部長からの指示を受けた，重大事故等対応

対策要員 5 名にて実施し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への要員 4 名にて実施し，作業開始を判断してから 210 分以内（ホース敷設距離が最長となるル

設計方針の相違※８放射性物質の拡散抑制の実施指示から 10 分で放水することが可能である。

ートでホースを敷設した場合）に放水可能と想定する。

設計方針の相違※７の通り，東二は，拡散抑制開始を指示されれば即座に放水可能となる。柏崎
は，大容量送水車（原子炉建屋
放水設備用）から放水砲までの水張り，空気抜きを実施するた
め 10 分を追加している。

放水砲は可搬型設備のため，任意に設置場所を設定することが可能であり，風向き等の天放水砲は可搬型設備のため任意に設置場所を設定することが可能であり，風向き等の天候候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋の破損口等，放射性物状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋破損口等の放射性物質放質の放出箇所に向けて放水する。なお，原子炉建屋への放水に当たっては，原子炉建屋から出箇所に向けて放水を実施する。原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所が確認できない漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として，必要に応じてガンマカメラ又はサーモカ

場合は，原子炉建屋の中心に向けて放水する。

設計方針の相違※１

メラを活用する。原子炉建屋の破損箇所や放射性物質の放出箇所が確認できない場合は，原
子炉建屋の中心に向けて放水する。
放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状又は噴霧状に調整で放水砲の放射方法としては，噴射ノズルを調整することで直状放射と噴霧放射の切替えがき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とすると直線状よりも可能であり，直状放射はより遠くまで放水できるが，噴霧放射は直状放射よりも，より細か

放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使用する。

い水滴径が期待できる。
微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1μm～0.5μm と考えられ，この粒子径の微粒子の水

東二は，噴霧状とすると直線状

滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径 0.3mmφ前後で最も衝突作用がよりも放射性物質の拡散抑制

大きくなる）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できるこ効果が期待できる理由を記載。

とから，直状放射よりも噴霧放射のほうが放射性物質の抑制効果がある。従って，なるべく噴霧放射を使用する。
また，直線状で放射する場合も到達点では，噴霧状になっているため放射性物質の拡散抑制効果がある。

ただし，直状放射の場合も，到達点では霧状になっているため放射性物質の抑制効果はある。
また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることでも，除去効果の増大が期待できる。

東二は，水の流量を大きくすることでも放射性物質除去効果を増大させることができる旨の説明を記載した。

なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲の準備にあたり，プラント状況やなお，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲の準備にあたり，プラント状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応の作周辺の現場状況，ホースの敷設時間などを考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応の業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。

作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。
また，大気への放射性物質の拡散抑制手順着手は，炉心損傷又は使用済燃料プールの水位
16

東二は，要員の被ばくについ赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

低下の兆候を確認した場合としている。重大事故等対応要員は，過剰被ばく防止の観点からて，現場環境等の説明を記載し現場環境を考慮し，適切な放射線防護具を装備する。

た。

（添付資料 1.12.3，1.12.4，1.12.5，1.12.6）
b. ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から放出される放可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制にて射性物質の漏えい箇所を把握し，大気への放射性物質の拡散抑制をより効果的なものとするた

原子炉建屋に海水を放水するが，原子炉建屋から放出される放射性物質の漏えい程度を把握す

め，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質や熱を検出し，放射性物質漏えい箇所をることにより，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認するため，ガンマカメラ又はサーモ

絞り込む手順を整備する。

カメラにより放射性物質や熱を検出し，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手順を

設計方針の相違※１
設計方針の相違※１

整備する。
(a) 手順着手の判断基準
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を(a) 手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放行う手順の着手を判断した場合において，放射性物質の漏えい箇所が原子炉建屋外観上で判

射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合（可搬型代替注水大型ポンプ（放水用） 設計方針の相違※１

断できない場合。

及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を開始した後に実施する）(b) 操作手順(b) 操作手順

ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を特定する手順の概要はガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手

以下のとおり。また，手順の概要図を第 1.12.4 図，タイムチャートを第 1.12.5 図に示す。

順の概要は以下の通り。また、手順の概要図を第 1.12－4 図に，タイムチャートを第 1.12

設計方針の相違※１－2 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を絞り込む作業の開始を指示する。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へガンマカメ
ラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する作業の開始

設計方針の相違※１を指示する。
②緊急時対策要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラを原子炉建屋が視認できる場所に運搬する。
③緊急時対策要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質の漏えい箇所を絞り込む。

② 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラを原子炉建屋が視認できる場
所に設置する。
③ 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質の漏えい程

設計方針の相違※１

度を確認する。
④重大事故等対応要員は，放射性物質の漏えい対して有効な放水箇所を特定し，放水砲の噴射ノズルの向きを調整する。
⑤ 重大事故等対応要員は，大気への放射性物質の拡散抑制効果を災害対策本部長に報告する。

東二は，放水砲の噴射ノズルの向きを調整する旨を記載した。
東二は，確認結果の報告を災害対策本部長に実施する旨を記載した。

(c) 操作の成立性
ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の特定は，緊急時対策要員 2名の体制である。

(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制にて放水作業に対応している重大事故等対応要員 2 名にて実施する。
17

設計方針の相違※１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

作業は，緊急時対策本部の指示に従い対応することとしており，ガンマカメラ又はサーモ

作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してからカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み手順着手から約 60 分で絞り込み作業を開始

ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する準備することとしている。

完了まで 225 分以内（大気への放射性物質の拡散抑制開始から 15 分以内）と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。
（添付資料 1.12.7）（2）海洋への放射性物質の拡散抑制(2)

海洋への放射性物質の拡散抑制＜参考：柏崎の当該箇所＞
b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，原子炉建屋から直接

ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料設計方針の相違※２
東二は，大気への放射性物質の

放射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲によ体等の著しい損傷に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し， 拡散抑制を開始する条件を正り原子炉建屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への確に記載した。

放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は構内排水路を通って放水口から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

放射性物質を含む汚染水は原子炉建屋周辺を取り囲む地上部の一般排水路で集水され，地下排水経路の相違

埋設の一般排水路を通って雨水排水路集水桝又は放水路から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
設計方針の相違※５

小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて，取水口 3 箇所，放水口 1 箇所の合計 4 箇所に汚濁防止膜は，雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計 12 箇所に設置するが，汚濁防止膜を設置する。設置に当たっては，放水した汚染水が海洋に流れ込むルートにある

放水した汚染水が直接流れ込む雨水排水路集水桝－８及び放水路－Ａ～Ｃの 4 箇所を優先的に排水経路の相違による設置箇

放水口 1 箇所を優先する。

設置し，その後，残り 8 箇所の雨水排水路集水桝に設置する。

所の相違。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

放射性物質吸着材の設置作業が完了した後において，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された等）である場合。
(b) 操作手順

重大事故等が発生し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放設計方針の相違※２

射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合(b) 操作手順

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとおり。ま汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12.8 図に，タイムチャートを第 1.12.9 図に示す。

た，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12－5 図に，タイムチャートを第 1.12－2 図に，汚濁防

東二は，汚濁防止膜の設置手順

止膜設置手順の概要図を第 1.12－6 図に示す。

が複雑なので，補足説明用の概要図を作成した。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ汚濁防止膜の設
置開始を指示する。
②緊急時対策要員は，汚濁防止膜と付属資機材及び海上作業に必要な小型船舶（汚濁防

東海第二

備考

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ汚濁防止膜設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜を設置箇所付近へ運搬する。

東二は，「付属資機材」は汚濁防止膜に含んでいると整理し止膜設置用）を設置位置背面に運搬する。

た。
設計方針の相違※５
東二は，1 箇所で必要となる汚③緊急時対策要員は，汚濁防止膜をシャックル及び，接続ロープ等で必要本数を連結さ濁防止膜の長さが短く，連結作

せる。

用が不要。

④緊急時対策要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，連結させた汚濁防止膜を順次，護岸から海面に投入し，片方の固定用ロープを護岸沿いに引き，汚濁防止膜を所定の位置に配置する。
⑤その際，緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜が水面上で支障物等に絡まないよう調整する。
⑥緊急時対策要員は，汚濁防止膜配置後，両端部の固定用ロープを護岸の所定の箇所へ固定する。
⑦緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜のカーテン③ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，他端を所定の箇所に固定する。合わせて，汚濁防止膜のフロート部を設置位置上部のグレーチング

設置箇所の形状，長さ等の違い
による設置手順の相違。

等にロープで固縛し，雨水排水路集水桝等内に吊り下げる。
④ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜のカーテン部を結束していたロープを外し，カー
テン部を開放する。
⑤ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜両端部の固定用ロープを保持しながらフロート部を固縛していたロープを解き，その後，固定用ロープを繰り出すことにより雨水排水路
集水桝等の所定の箇所へ設置する。

部を結束していたロープを切断し，カーテン部を開放する。
⑧緊急時対策要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。

⑥ 重大事故等対応要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。
⑦ 重大事故等対応要員は，次の設置箇所付近へ汚濁防止膜を運搬し，上記②～⑥の作業

東二は，計 12 箇所の設置箇所を繰り返すことにより，雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計 12 箇所に全てに汚濁防止膜を設置する

ついて，汚濁防止膜を 2 重に設置する。

事及び作業完了後に災害対策（放水した汚染水が直接流れ込む雨水排水路集水桝－８及び放水路－Ａ～Ｃの 4 箇所

本部長へ報告する事を手順とを優先的に設置する。）

して整備した。

⑧ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制開始について，災害対策本部長に報告する。

(c) 操作の成立性
汚濁防止膜の設置は，北放水口への 1 重目の汚濁防止膜の設置を緊急時対策要員 6 名で実施する。
その後の汚濁防止膜の設置については，積込み・運搬を緊急時対策要員 6 名，設置を
緊急時対策要員 7 名，合計 13 名で実施する。

(c) 操作の成立性
上記の 12 箇所における現場対応のうち，優先的に設置する 4 箇所については，最初の 1箇所（雨水排水路集水桝－８）を重大事故等対応要員 5 名にて実施し，残りの 3 箇所（放水路－Ａ～Ｃ）については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の現場対応にて，放水砲設置，ホース敷設準備作業完了後に重大事故等対応要員 2 名が合流し，重大事故等対応要員 7 名にて実施する。
また，現場対応のうち残る 8 箇所（雨水排水路集水桝－１～７，９）については，可搬型
19

作業体制（要員数）
，作業環境
の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の現場対応
にて，ホース敷設作業完了後に重大事故等対応要員 2 名が合流し，重大事故等対応要員 9 名にて実施する。

汚濁防止膜の設置作業は，北放水口（1 箇所）の設置を約 190 分，その後の取水口（3作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，優先的に設置する 4 箇所の東二は，汚濁防止膜は 2 重設置箇所）への設置を約 24 時間で行うこととしている。それぞれ 1 重目の汚濁防止膜の設置

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制は，作業開始を判断してから 190 分以内にが基本スタイルなので，2 重設完了後，緊急時対策本部の指示により，2 重目の汚濁防止膜を設置する。

開始されると想定する。

置に要する時間を記載。柏崎はまた，優先的に設置する 4 箇所を含む 12 箇所の汚濁防止膜による海洋への放射性物質の1 重設置の時間を記載。

拡散抑制は，作業開始を判断してから 6 時間以内に開始されると想定する。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明， 東二は，他手順と記載の統一を
通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。

さらに，積み込み，運搬等にユニック車を使用することで重量物である汚濁防止膜を効

更に，運搬に車両を使用することで，複数の汚濁防止膜を効率的に運搬できる。

図った。
東二は，1 本の汚濁防止膜重量率的に運搬でき，また，海上作業では小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用することで汚は軽いが，本数が多い。柏崎は，濁防止膜の展開作業が容易となり，作業安全を確保するとともに作業時間の短縮を図る。

汚濁防止膜の総量が多いことから重量物と記載している。
設計方針の相違※５（添付資料 1.12.8）

a. 放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物

ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料設計方針の相違※２
東二は，大気への放射性物質の質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建体等の著しい損傷に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し， 拡散抑制を開始する条件を正屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への確に記載した。

放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は原子炉建屋周辺を取り囲む地上部の一般排水路で集水され，地下埋設の一般排水路を通って雨水排水路集水桝から海へ流れ込むため，放射性物質吸着材を設置

東二は，排水経路の説明を記載。

することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
防潮堤内側の合計 6 箇所に放射性物質吸着材を設置することにより，海洋への放射性物質の

放射性物質吸着材は，雨水排水路集水桝－１～１０の計 10 箇所に設置する。

東二は，放射性物質吸着材の設拡散を抑制する手順を整備する。設置に当たっては，放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号

置に関しては優先順位を設け

炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先する。

ていないため，設置箇所数のみを記載。柏崎は，優先順位があるため，設置箇所数及び優先箇
所を記載。

20

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(a) 手順着手の判断基準
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合。

東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放設計方針の相違※２

射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合（汚濁防止膜による海洋への放射性物
質の拡散抑制を開始した後に実施する。
）(b) 操作手順(b) 操作手順

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとお

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要は以下のとおり。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第 1.12.6 図に，タイムチャートを第 1.12.7 図り。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第 1.12－7 図に，タイムチャートを第 1.12－2

に示す。

図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ放射性物質吸着材の設置開始を指示する。
②緊急時対策要員は，放射性物質吸着材を，設置位置近傍まで運搬する。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ放射性物質
吸着材の設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を車両に積載し，設置箇所付近へ運搬する。 東二は，汚濁防止膜の設置が完了し，空荷になった汚濁防止膜
運搬車に放射性物資吸着材を積載する必要がある。

③緊急時対策要員は，放射性物質吸着材を設置する。（6 号及び 7 号炉に放水した汚染水③ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を所定の箇所に設置する。

東二は，放射性物質吸着材の設が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置す置に関しては優先順位を設ける。
）ていないため，優先箇所の記載不要。
④ 重大事故等対応要員は，次の設置箇所付近へ放射性物質吸着材を運搬し，同様の手順

東二は，計 10 箇所の設置箇所

にて放射性物質吸着材を設置する。
（雨水排水路集水桝－１～１０の計 10 箇所に設置す全てに放射性物質吸着材を設る。）

置する事及び作業完了後に災⑤ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制開始について，災害対策本部長に報告する。
(c) 操作の成立性

害対策本部長へ報告する事を手順として整備した。

(c) 操作の成立性

放射性物質吸着材の設置は，緊急時対策要員 4 名の体制である。

上記の現場対応は，重大事故等対応要員 9 名にて実施する。

設置作業は，緊急時対策本部の指示に従い対応することとしており，放射性物質吸着材を作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，放射性物質吸着材による海放射性物質拡散抑制の手順着手から約 180 分で設置することとしている。
（6 号及び 7 号炉

洋への放射性物質の拡散抑制は，作業開始を判断してから 21 時間以内に開始されると想定

東二は，放射性物質吸着材の設に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所へ放射する。

置に関しては優先順位を設け作業体制（要員数）の相違。

ていないため，優先箇所の記載

性物質吸着材を約 100 分で設置することとしている。
）

不要。

21

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。

東海第二

備考

円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。

東二は，他手順と記載の統一を図った。

更に，運搬に車両を使用することで，重量物である放射性物質吸着材を効率的に運搬でき

東二は，他手順と記載の統一を図った。

る。
（添付資料 1.12.9）

設計方針の相違※２

b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制（内容の比較は，比較表ページ

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，原子炉建屋から直接放18～20 で実施。
）

射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は構内排水路を通って放水口から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて，取水口 3 箇所，放水口 1 箇所の合計 4 箇所に汚濁防止膜を設置する。設置に当たっては，放水した汚染水が海洋に流れ込むルートにある放水口 1 箇所を優先する。
(a) 手順着手の判断基準
放射性物質吸着材の設置作業が完了した後において，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された等）である場合。
(b) 操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12.8 図に，タイムチャートを第 1.12.9 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ汚濁防止膜の設置開始を指示する。
②緊急時対策要員は，汚濁防止膜と付属資機材及び海上作業に必要な小型船舶（汚濁防止膜設置用）を設置位置背面に運搬する。
③緊急時対策要員は，汚濁防止膜をシャックル及び，接続ロープ等で必要本数を連結させる。
④緊急時対策要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，連結させた汚濁防止膜を順次，護岸から海面に投入し，片方の固定用ロープを護岸沿いに引き，汚濁防止
膜を所定の位置に配置する。
⑤その際，緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜が水面上で支障物等に絡まないよう調整する。
⑥緊急時対策要員は，汚濁防止膜配置後，両端部の固定用ロープを護岸の所定の箇所へ固22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

定する。
⑦緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜のカーテン部
を結束していたロープを切断し，カーテン部を開放する。
⑧緊急時対策要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。
(c) 操作の成立性
汚濁防止膜の設置は，北放水口への 1 重目の汚濁防止膜の設置を緊急時対策要員 6 名で実施する。
その後の汚濁防止膜の設置については，積込み・運搬を緊急時対策要員 6 名，設置を緊急時対策要員 7 名，合計 13 名で実施する。
汚濁防止膜の設置作業は，北放水口（1 箇所）の設置を約 190 分，その後の取水口（3 箇所）への設置を約 24 時間で行うこととしている。それぞれ 1 重目の汚濁防止膜の設置完了
後，緊急時対策本部の指示により，2 重目の汚濁防止膜を設置する。
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。
さらに，積み込み，運搬等にユニック車を使用することで重量物である汚濁防止膜を効率的に運搬でき，また，海上作業では小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用することで汚濁防止膜の展開作業が容易となり，作業安全を確保するとともに作業時間の短縮を図る。
c. 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等発生時の対応手段の選択

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，大容量送水車（原子炉

発電所外への放射性物質の拡散抑制の対応では，大気への放射性物質の拡散を抑制するため

建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水することで放射性物質を含む汚染水に，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋へ放水することにより，が発生するため，放射性物質吸着材の設置による汚染水の海洋への拡散抑制を開始する。

放射性物質を含む汚染水が発生するため，放水が必要と判断すれば，汚濁防止膜及び放射性物質

記載方針の相違※３

吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制を開始する。
海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れを第 1.12.10 図に示す。

海洋への放射性物質の拡散抑制の手順の流れを第 1.12－8 図に示す。

放射性物質吸着材は，6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の汚濁防止膜は原子炉建屋に放水した汚染水が直接流れ込む雨水排水路集水桝－８及び放水路

構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 6 箇所設置することで，海－Ａ～Ｃの 4 箇所を優先的に設置するが，最終的に合計 12 箇所に設置することで，海洋への放排水経路の相違による設置箇

洋への放射性物質の拡散抑制を行う。

射性物質の拡散抑制を行う。

所の相違。

その後，汚濁防止膜を設置するが，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波警報，津波警報

設計方針の相違※２

その後，放射性物質吸着材を設置することで，更なる海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。 設計方針の相違※２が出ている状況等）である場合，汚濁防止膜の設置が可能な状況になり次第，汚濁防止膜の設

東二は，海洋への放射性物質の置を開始する。

拡散抑制作業を，全て防潮堤内で実施するため記載不要。
東二は，対応可能要員が想定よ

また，放射性物質吸着材の設置作業と汚濁防止膜の設置作業を異なる要員で対応できる場合

り多く確保できる場合は，重大は，並行して作業を実施することが可能である。
23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
事故等対処設備である「汚濁防止膜の設置」を優先させる方が得策であると考えることから，本記載は省略した。

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順（1）初期対応における延焼防止処置
a. 化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1)

初期対応における延焼防止処置

ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止

設計方針の相違※３

処置
設計方針の相違※３

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において,化学消

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，化学消防自動車単独，又は，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び大型化学高所放水車によ防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）により初期対応におけるり初期対応における泡消火を行う手順を整備する。使用可能な淡水源がある場合は，防火水槽

延焼防止処置を行う手順を整備する。水源は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽を使用する。 東二は，防火水槽の容量が少ない（40m３／基）ことから，消火や消火栓（淡水タンク），使用可能な淡水がなければ海水を使用する。

栓（原水タンク）を優先する。
また，海水取水箇所の地面から海水面までの高さとポンプ吸込み能力の関係から海水使用は想定しない。柏崎は，防火水槽の容量が大きい（100m３／基）ことから，防火水槽を優先する。また，海水使用も想定している。
（以下，設計方針の相違※９）(a) 手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合。
(b) 操作手順(a) 手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合(b) 操作手順

化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火を行う手順の概要は以下の化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防とおり。また，航空機燃料火災への対応の概要図を第 1.12.11 図に，タイムチャートを第

止処置を行う手順の概要は以下のとおり。また，初期対応における延焼防止処置の概要図を

1.12.12 図に，水利の配置図を第 1.12.13 図に示す。

第 1.12－9 図に，タイムチャートを第 1.12－10 図に，水利の配置図を第 1.12－11 図に示す。

①自衛消防隊の消防隊長は,発電所敷地内において航空機衝突による火災を確認した場① 自衛消防隊の現場指揮者は，手順着手の判断基準に基づき，自衛消防隊員へ化学消防

合，現場の火災状況及び安全を確保した後，初期消火に必要な設備の準備を開始する。

自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置

・周辺の状況（けが人の有無，モニタリングの状況）の開始を指示する。

・消火の水源に，防火水槽や消火栓（淡水タンク）を使用する場合は，水量が確保され使用できることを確認② 自衛消防隊は，放射線管理要員によるサーベイ結果，けが人の有無，水源の水量が確保され使用できることを確認し，現場火災状況を災害対策本部長へ報告する。

・化学消防自動車単独による泡消火又は大型化学高所放水車による泡消火の実施判断
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設計方針の相違※３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

は,現場火災状況を基に自衛消防隊の消防隊長が自衛消防隊へ指示②自衛消防隊の消防隊長は，現場火災状況を緊急時対策本部へ報告する。
・周辺の状況（けが人の有無，モニタリング実施結果）
・消火の水源・化学消防自動車単独による泡消火又は大型化学高所放水車による泡消火の実施判断の結果③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に大型化学高所放水車，大容量送水車（原子炉建屋

東二は，初期対応における延焼放水設備用）による泡消火の開始及び必要により淡水貯水池から防火水槽への送水を指防止処置の実施判断を自衛消示する。

防隊の現場指揮者が判断するため，災害対策本部長（緊急時対策本部）からの指示は不要。
設計方針の相違※３④緊急時対策要員は，自衛消防隊が使用する大型化学高所放水車及び泡原液搬送車を現場まで運転する。
⑤自衛消防隊は，緊急時対策要員から大型化学高所放水車及び泡原液搬送車を引き取る。
＜化学消防自動車単独での泡消火を選択した場合＞⑥自衛消防隊は，水源近傍に化学消防自動車を設置し，水利を確保する。

③ 自衛消防隊は，水源近傍に水槽付消防ポンプ自動車を設置し，吸管を消火栓（原水タ

設計方針の相違※３ンク）に接続又は防火水槽に投入し，吸水する。
⑦自衛消防隊は，初期消火活動場所へホースを敷設，接続及び準備作業を行う。

④ 自衛消防隊は，初期消火（延焼防止）活動場所へ化学消防自動車を設置し，水槽付消設計方針の相違※３防ポンプ自動車から化学消防自動車へのホース敷設，接続及び準備作業を行う。
⑧自衛消防隊は，消火用水と泡消火薬剤を混合させて，化学消防自動車による泡消火を開⑤ 自衛消防隊は，化学消防自動車にて延焼防止処置を実施する。

始する。
⑨自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤備蓄車から，泡原液の補給を実施する。

⑥ 自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤容器（消防車用）を運搬して泡消火薬剤の補給を実設計方針の相違※３

施するとともに延焼防止処置の実施状況を災害対策本部長へ報告する。
（添付資料 1.12.10，1.12.13）
設計方針の相違※３＜大型化学高所放水車等による泡消火を選択した場合＞⑩自衛消防隊は，水源近傍に化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を設置し, 水利を確保する。
⑪自衛消防隊は，初期消火活動場所へホースを敷設するとともに大型化学高所放水車の中継口へホースを接続する。
⑫自衛消防隊は，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車から取水し, 大型化学高所
放水車へ送水を開始する。
⑬自衛消防隊は, 大型化学高所放水車による泡消火を実施する。現場状況により化学消防
自動車からも泡消火又は延焼防止を実施する。
（必要に応じて，緊急時対策要員を活用
する。
）
25

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑭自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤備蓄車から，泡原液の補給を実施する。（泡原液搬送車を接続することも可能である。）(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，自衛消防隊 6 名及び緊急時対策要員 2 名の合計 8 名で対応する。化(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，自衛消防隊 9 名で実施する。

学消防自動車単独での泡消火を選択した場合，初期消火開始まで手順着手から約 35 分，大作業は，現場指揮者の指示に従い対応することとしており，化学消防自動車，水槽付消防型化学高所放水車等による泡消火を選択した場合，初期消火開始まで手順着手から 55 分でポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置は，作業開始を判断して対応することとしている。（緊急時対策要員 2 名は，大型化学高所放水車，泡原液搬送車をから 20 分以内に開始されると想定する。

設計方針の相違※３

運転し，自衛消防隊への引き渡し後，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火に向けた準備にとりかかる。）
なお, 大型化学高所放水車のテーブルは 360°旋回することが可能なため,火災現場の状況に応じて，最も効果的な方角から泡消火を実施する。
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。

（2）航空機燃料火災への泡消火
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航(2) 航空機燃料火災への対応
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ

空機燃料火災への泡消火用）による航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は,大容量送水車

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，海水を（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置により，海水を水源と水源として可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大した航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

航空機燃料火災が発生した場合。
(b) 操作手順

設計方針の相違※４

設計方針の相違※４

航空機燃料火災が発生した場合(b) 操作手順

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置によ可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンる泡消火手順の概要は以下のとおり。また，航空機燃料火災への対応の概要図を第 1.12.9 図

プ用）による泡消火手順の概要は以下のとおり。航空機燃料火災への泡消火の概要図を第に，タイムチャートを第 1.12.10 図に，水利の配置及び大容量送水車（原子炉建屋放水設備

1.12－12 図に，タイムチャートを第 1.12－10 図に，水利の配置及び可搬型代替注水大型ポ用）及び放水砲による泡消火に関するホース敷設ルートを第 1.12.11 図に示す。

ンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火に関

設計方針の相違※４するホース敷設ルートの例を第 1.12－13 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ大容量送水車（原① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ可搬型代替

子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置の設置開始を指示す

注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）にる。

よる泡消火の開始を指示する。
26

設計方針の相違※４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）②緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）を取水箇所周辺に設置する。

東海第二

備考

② 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を海水取水箇所（ＳＡ記載方針の相違※７用海水ピット）周辺に設置する。
③緊急時対策要員は，ホースを取水ポンプに接続後，取水ポンプを取水箇所へ設置し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）吸込口にホースを接続する。

③ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の吸込口にホースを接続する。

④緊急時対策要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，大容量送水車（原子炉建屋放水設④ 重大事故等対応要員は，放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置から放水砲までホースを敷設し，放水砲にホー置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）から泡混合器，泡消火薬剤

スを接続する。

容器（大型ポンプ用）及び放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。

⑤緊急時対策要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲噴射ノズルを火災発生箇所に向けて調整する。
⑥緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）送水ポンプを起動し，放水砲による消火を開始する。
⑦緊急時対策要員は，泡原液搬送車の弁操作を行い，泡消火を開始する。

設計方針の相違※４⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲の噴射ノズルを火災発生箇所に向けて調整する。
⑥ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，ホースの水設計方針の相違※４

張り及び空気抜きを行った後に泡混合器を起動し，放水砲による泡消火を開始し，災害

東二は，災害対策本部長への報対策本部長に報告する。

告までを手順として整備した。

⑧緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の運転状態を継続監視し，⑦ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視

定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，大容量し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，可送水車（原子炉建屋放水設備用）は約 2 時間の運転が可能）を実施する。

搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は約 3.5 時間の運転が可能）を実施する。

設備性能（燃料タンク容量）の相違(c) 操作の成立性
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置によ(c) 操作の成立性
上記の現場対応は，準備段階では重大事故等対応要員 8 名にて実施する。

る泡消火は，準備段階では現場にて 8 名で実施する。手順着手から約 130 分（7 号炉の場

作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，可搬型代替注水大型ポン

合，6 号炉の場合は約 160 分）で準備を完了することとしている。
（ホース敷設距離が長く

プ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火は，作なる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190 分で対応することとして業開始を判断してから 210 分以内（ホース敷設距離が最長となるルートでホースを敷設したいる。
）

場合）に開始されると想定する。

放水段階では緊急時対策要員 5 名にて実施する。1％濃縮用泡消火剤を 4,000L 配備し，放水開始から約 25 分の泡消火が可能である。
泡消火剤は，放水流量（15,000L/min）の 1％濃度で自動注入となる。

記載方針の相違※８

泡消火段階では，重大事故等対応要員 5 名にて実施する。
1％濃縮用泡消火薬剤を 5m３配備し，泡消火開始から約 20 分の泡消火が可能である。
３

泡消火薬剤は，放水流量（1,338m ／h）に対して 1％濃度で自動注入となる。

設備性能の相違。東二は，放水流量約 1,338m３／h に対し，柏崎は，約 900m３／h。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。ホ

円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，ース等の取付けについては，速やかに作業ができるように大容量送水車（原子炉建屋放水設

通信設備等を整備する。ホース等の取付けについては速やかに作業ができるように可搬型代備用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

替注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
（添付資料 1.12.11，1.12.12，1.12.13）

b. 重大事故等時の対応手段の選択
航空機燃料火災への対応は，各消火手段に対して異なる要員で対応することから，準備完了
したものから泡消火を開始する。

(3) 重大事故等発生時の対応手段の選択
航空機燃料火災への対応は，初期対応における延焼防止処置は自衛消防隊員，航空機燃料火災への泡消火は重大事故等対応要員と，異なる要員が対応することから，準備完了したものから泡消火を開始する。
27

記載方針の相違※３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤備蓄車又は大型化学高所放水車

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処

設計方針の相違※３は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲によ置は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポン設計方針の相違※４

る泡消火を開始するまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のためのプ用）による泡消火を開始するまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保

泡消火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。

のための泡消火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲による泡消火は，航空機燃料火災を約 900m3/h の流量で消火する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設計方針の相違※４による泡消火は，航空機燃料火災を約 1,338m３／h の流量で消火する。
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処

東二は，自主対策設備が重大事

置は，作業開始を判断してから約 20 分で開始できると想定しており，可搬型代替注水大型ポン

故等対処設備に悪影響を与え

プ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火を開始する

ない説明を記載。

までのアクセスルートを確保するための泡消火を最初に実施することにより，お互いの作業が干渉することはない。
初期対応において，アクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための泡消

柏崎は，設計方針の相違※３によ火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための消火活動については，大型化学高所放水車り使用する自主対策設備の優より車両の移動が容易で,機動性が高い化学消防自動車を優先する。

先順位を記載。

建屋等高所への消火活動を行える場合，大型化学高所放水車による泡消火を行う。
使用する水源について，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車又は大型化学高所放水車
は，防火水槽，消火栓（淡水タンク）のうち，準備時間が短く，大容量である防火水槽を優先

使用する水源について，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車は，消火栓（原水タンク） 設計方針の相違※３
設計方針の相違※９又は防火水槽のうち，準備時間が短い消火栓（原水タンク）を優先する。

する。防火水槽，消火栓（淡水タンク）が使用できなければ海水を使用する。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲による泡消火の水源は，大流量の放水であるため海水を使用する。
1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順
原子炉建屋トップベントに関する手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止する

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設計方針の相違※４による泡消火の水源は，大流量の放水であるため海水を使用する。
1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順
原子炉建屋からの水素の排出に関する手順は，「2.0

大規模損壊

別冊Ⅰ」にて整備する。

東二は，原子炉建屋からの水素の排出には，ブローアウトパネための手順等」にて整備する。

ルを開放する運用としている。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
大容量送水車等の車両への燃料補給に関する手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等の車両への燃料補給に関する手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」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は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて

東二は、関連する手順をすべて
記載。

整備する。
原子炉建屋周辺の線量を確認する手順は，「1.17 監視測定等に関する手順等」にて整備する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第 1.12－1 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

第 1.12.1 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（1／2）

対応手段，対応設備，手順書一覧
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

多様なハザード対応手順「大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」

東二は，対応設備を主要設備，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
放水砲

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備※２

ガンマカメラサーモカメラの表で示している。
（以下，1.12－1 表において同様）

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

汚濁防止膜

東二は，１つの手段につき１つ

自主対策設備主要設備

重大事故等対策要領

放射性物質吸着材

自主対策設備

主要設備

※2

る。
重大事故等対処設備

主要設備

海洋への放射性物質の拡散抑制②

自主対策設備※1

関連設備

海洋への放射性物質の拡散抑制①－

大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

多様なハザード対応手順「 初 期対 応に おけ る延焼 防止処
置」「航空機燃料火災への泡消火」

整備する
手順書※１

対応設備

主要設備

大気への放射性物質の拡散抑制

多様なハザード対応手順「放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制」「汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制」

対応
手段

関連設備に分けて整理してい炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損
使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

重大事故等対処設備

初期対応における
延焼防止処置

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤備蓄車
大型化学高所放水車

重大事故等対処設備

大容量送水車（原子炉建屋放水設備
用）
ホース
放水砲
泡原液搬送車
泡原液混合装置
燃料補給設備 ※１

機能喪失を想定する
設計基準対処設備分類

自主対策設備航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災

放射性物質吸着材
汚濁防止膜
小型船舶（汚濁防止膜設置用）

手順書

重大事故等対処設備

ガンマカメラサーモカメラ海洋への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損
使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷

大気への放射性物質の拡散抑制

大容量送水車（原子炉建屋放水設備
用）
ホース
放水砲
燃料補給設備 ※1

－

－

備考

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
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」にて整理する。

29

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.12－1 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
（2／2）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対処設備

対応
手段

重大事故等対処設備

関連設備

燃料給油設備※２

自主対策設備化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）

防火管理要領※３

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
防火水槽

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

主要設備

航空機燃料火災への泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

燃料給油設備※２

自主対策設備主要設備－

初期対応における延焼防止処置②

※2
※3

主要設備

初期対応における延焼防止処置①

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災

※1

整備する
手順書※１

対応設備

重大事故等対策要領

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
消防法に基づく社内規程
自主的に整備する対応手段を示す。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第 1.12－2 表

第 1.12.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

備考

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）

監視計器一覧（1/3）

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）東二は，監視計器について，重大事故等対処設備としての要

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

求（耐性等）を満たして設計されているもの，そうでないもの

原子炉格納容器内の放
射線量率

※１

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１との区別を注記している（詳細は，1.15（事故時の計装に関す

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度※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
水量

高圧代替注水系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１
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
残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１

原子炉格納容器への注
水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器下部注水流量※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１

原子炉建屋周辺の放射線量率モニタリング・ポスト
可搬型モニタリング・ポスト※１

る手順等）にて整理する）。
（以下，第 1.12－2 表において

手順着手の判断基準

判断基準

重大事故等の対応に
手順書
監視パラメータ（計器）必要となる監視項目
1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
「大容量送水車（原子炉建屋放水
原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
設備用）及び放水砲による大気へ
線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)の放射性物質の拡散抑制」
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量量
残留熱除去系(a) 系統流量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量量
残留熱除去系(a) 系統流量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
格納容器内圧力(D/W)
原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(S/C)
原子炉建屋内の水素濃度 原子炉建屋水素濃度
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
屋外の放射線量
モニタリング・ポスト

ａ．可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制操作

スプレイ開始の判断基準※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。

31

同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／3）

監視計器一覧（2/3）

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

ｂ．ガンマカメラ又はサーモ
カメラによる大気への放射性物質の拡散抑制
効果の確認

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度※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
水量

高圧代替注水系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１
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
残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１－

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制

ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制手順着手の判断基準

判断基準

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
b.汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
多様なハザード対応手順
原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
「汚濁防止膜による海洋への放線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)
射性物質の拡散抑制」
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量量
残留熱除去系(a) 系統流量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

手順着手の判断基準

重大事故等の対応に
監視パラメータ（計器）必要となる監視項目
1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
a.放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
多様なハザード対応手順
原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
「放射性物質吸着材による海洋
線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)
への放射性物質の拡散抑制」
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量量
残留熱除去系(a) 系統流量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
手順書

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度※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
水量

高圧代替注水系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１
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
残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１－※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。

32

柏崎は，本手順の記載なし。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／3）

監視計器一覧（3/3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初動対応における延焼防止処置
a.化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火
多様なハザード対応手順「初期対応における延焼防止処置」

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）監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
原子炉格納容器内の放射線量率－

柏崎は，比較表ページ 32 に記載。

ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の
拡散抑制

判断基準

手順着手の判断基準

操作－

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(2) 航空機燃料火災への泡消火
a.大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火
多様なハザード対応手順「航空機燃料火災への泡消火」

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

操作

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度

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
水量

高圧代替注水系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１
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
残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ）※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
使用済燃料プール監視カメラ※１

－

－

※１

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置

手順着手の判断基準

ａ．化学消防自動車，水槽付
消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置－－

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(2)
航空機燃料火災への対応※1

手順着手の判断基準

ａ．可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用），放水砲，
泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
による航空機燃料火災
への泡消火

－

－

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。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第 1.12－3 表
対象条文

備考

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備【1.12】
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

供給元
給電母線
常設代替交流電源設備

中央制御室監視計器類

直流 125V 蓄電池２Ａ
直流 125V 蓄電池２Ｂ
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
使用済燃料プール監視計器類
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
屋外放射線監視計器類
バイタルＣＶＣＦ

34

柏崎は，当該表無し。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

35

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，「大気への放射性物質の拡散抑制」手順と，「海洋への放射性物質の拡散抑制」手順のタイムチャートを 1 つで表現
し，それぞれ作業時間の相関が分かるようにしている。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

37

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.12.4 図 ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所の絞り込み手順の概略
図東二は，比較表ページ 36 に記載。

第 1.12.5 図 ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所の絞り込み手順 タイム
チャート

38

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は，比較表ページ 42 に記載。

39赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，汚濁防止膜の設置手順が複雑なので，補足説明用の概要図を作成した。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，比較表ページ 36 に記載。

41赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，比較表ページ 39 に記載。

東二は，比較表ページ 36 に記載。

42赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行うと判断した場合①汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

5 名）【操作概要】
・雨水排水路集水桝－８への汚濁防止膜（2 重）の設置②汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

7 名）【操作概要】
・放水路－Ａ～Ｃへの汚濁防止膜（2 重）の設置

放水砲による放水開始までに実施する手順③汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

9 名）【操作概要】
・雨水排水路集水桝－１～７，９への汚濁防止膜（2 重）の設置④放射性物質吸着材設置作業（重大事故等対応要員 9 名）

【操作概要】
・雨水排水路集水桝－１～１０への放射性物質吸着材の設置

第 1.12－8 図
43海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れ

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，「初期対応における延焼防止処置」のみの概要図とした。
「航空機燃料火災への泡消火」の概要図は，比較表ページ 47
に記載。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

45

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は，「初期対応における延焼防止処置」にて使用する水利の配置図のみの記載とした。
「航空機燃料火災への泡消火に関するホース敷設ルート図（例）」は，比較表ページ 47 に記載。

46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）

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：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書

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：11 月 2 日からの変更点

再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は，比較表ページ 44 に記載

柏崎は，比較表ページ 46 に記載。

47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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】

柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順＜＜ 目 次 ＞
1.13.1 対応手段と設備の選定

1.13.1 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

目 次 ＞

a. 水源を利用した対応手段と設備

ａ．水源を利用した対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽を水源とした対応手段と設備(a) 代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備

東二は常設低圧代替注水系（新設）の水源として代替淡水貯槽を（代替淡水源:重大事故等対処設備）新設。また，常設設備
による注水等の手段のほかに可搬設備による注水等の手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１）
柏崎は既設の復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）を水源とした
注水等の手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊２）(b) サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備(b) サプレッション・プールを水源とした対応手段と設備(c) ろ過水タンクを水源とした対応手段と設備

東二は「1.13.1(2)ａ．(d)ろ過
水貯蔵タンク又は多目的タンク（自主対策設備）を水源とした対応手段と設備」にて整理。
（比較表ページ 2）1

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）(d) 防火水槽を水源とした対応手段と設備

東海第二

備考

(c) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備

東二は可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡
水貯水設備（代替淡水源:重大事故等対処設備）を新設。
（以下，設計方針の相違＊３）
柏崎は可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽（代替淡水源：自主対策設備）を新設。本条文【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）。
（以下，設計方針の相違＊４）(d) ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備

柏崎は「1.13.1(2)ａ．(c)ろ過
水タンク（自主対策設備）を水源とした対応手段と設備」にて整理。
（比較表ページ 1）
東二はろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク（既設）を水源とした注水等の手段を整備。ろ過
水貯蔵タンクと多目的タンク間の連絡弁は通常「開」運用。
（以下，設計方針の相違＊５）(e) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備

東二は既設の復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした
注水等の手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊６）2

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は可搬設備による注水等(e) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）とに使用する水源として淡水貯設備

水池（代替淡水源：自主対策設(f) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）備）を新設。本条文【解釈】1b）と設備

項を満足するための代替淡水源（措置）。
（以下，設計方針の相違＊７）(f) 淡水タンクを水源とした対応手段と設備

東二は既設の淡水タンク（代替
淡水源：自主対策設備）を注水等に使用している水源への補給用の水源及びフィルタ装置
スクラビング水補給用の水源として整備。
（淡水タンク:ろ過水貯蔵タン
ク，多目的タンク，原水タン
ク，純水貯蔵タンク）（以下，設計方針の相違＊８）(g) 海を水源とした対応手段と設備(g) 海を水源とした対応手段と設備(h) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備(h) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備

3

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

b. 水源へ水を補給するための対応手段と設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手段と設備(a) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２(b) 防火水槽へ水を補給するための対応手段と設備(b) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４(c) 淡水タンクへ水を補給するための対応手段と設備

柏崎は既設の淡水タンク（自主対策設備）へ水を補給するための手段を整備。その他に淡水タンクを水源とした防火水槽への補給手段を整備。
（淡水タンク：ろ過水タンク，
純水タンク）（以下，設計方針の相違＊９）(d) 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

c. 水源の切替え

ｃ．水源の切替え(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替え(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え(b) 淡水から海水への切替え(b) 淡水から海水への切替え(c) 外部水源から内部水源への切替え

東二は外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレショ
ン・プール）への切替え手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１０）(d) 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
d. 手順等

ｄ．手順等
1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２(1) 復水貯蔵槽を水源とした対応手順

4

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は復水貯蔵槽を水源とし

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

た原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時の原子炉圧力容器への注水手段を整備。
東二はサプレッション・プール（重大事故等対処設備）及び復水貯蔵タンク（自主対策設備）
を水源とした注水手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１１）b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

ａ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

c. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

d. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２
設計方針の相違＊２

e. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

東二は水素漏えい抑制（原子炉
ウェルへの注水）について大規模損壊にて整備。
（以下，設計方針の相違＊１２）
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

設計方針の相違＊１
東二は常設の代替燃料プール
注水系を新設。また，常設設備
による注水等の手段のほかに可搬設備による注水等の手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１３）5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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

設計方針の相違＊１

ａ．代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

柏崎は可搬設備による注水等のｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水手段を「1.13.2.1(4)防火水槽をｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却水源とした対応手順」にて整理。

ｄ．代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給（比較表ページ 6，7）

ｅ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ(2) サプレッション・チェンバを水源とした対応手順
a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容
器への注水
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容
器への注水
ｂ．サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容
器への注水

c. サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱

d. サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱

ｄ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱

東二は代替循環による注水及び除熱が可能であるため，注水を追加して整理。
柏崎は低圧注水と代替循環は同じポンプを使用しているため，除熱のみの整理。
（以下，記載方針の相違＊１）(3) ろ過水タンクを水源とした対応手順

東二は「1.13.2.1(5)ろ過水貯蔵

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水タンク又は多目的タンクを水b. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却源とした対応手順」にて整理。

c. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水（比較表ページ 7）

d. ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水(4) 防火水槽を水源とした対応手順(4) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手順

a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（淡水/海水）

ａ．西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水

b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

6

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

c. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｃ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却設計方針の相違＊３d. 防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給

ｄ．西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給

設計方針の相違＊４e. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｅ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水
設計方針の相違＊４f. 防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

設計方針の相違＊１２
g. 防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
柏崎は防火水槽を水源とした
使用済燃料プールスプレイ手段を整備。
東二は代替淡水貯槽及び海を水源とした使用済燃料プール
スプレイ手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１４）(5) ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
ａ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

柏崎は「1.13.2.1(3)ろ過水タンクを水源とした対応手順」にて整理。東二の多目的タンクにつｂ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

いては，設計方針の相違 ＊５ 参

ｃ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水照。

ｄ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水（比較表ページ 6）(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水
ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水
ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

7

設計方針の相違＊６

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７(5) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）(6) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

8

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(7) 淡水タンクを水源とした対応手順

設計方針の相違＊８

ａ．淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水
ｂ．淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給(7) 海を水源とした対応手順
a. 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)(8) 海を水源とした対応手順
ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

による送水
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水

ｂ．海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

c. 海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｃ．海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

d. 海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
設計方針の相違＊１２

e. 海を水源とした原子炉ウェルへの注水
f. 海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイｅ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイｆ．海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保

東二は海を水源とした残留熱除去系海水系（既設）による冷却水の確保手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１５）

g. 海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

ｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

h. 海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

i. 海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
ｊ．海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保

東二は海を水源とした２Ｃ・２
Ｄ

非常用ディーゼル発電機

海水系又は高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系（既設）による冷却水の確保手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１６）9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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ｋ．海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水

東二は海を水源とした２Ｃ・２
Ｄ

非常用ディーゼル発電機

海水系又は高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系への代替送水手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１７）
ｌ．海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

東二は海を水源とした代替燃
料プール冷却系（新設）による
使用済燃料プール冷却手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１８）(8) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手順
a. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入(9) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順

a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水/海水）

ａ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２（淡水／海水）設計方針の相違＊２

b. 純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

柏崎は常設の純水補給水系（自主対策設備）による復水貯蔵槽
への補給手段を整備。
東二は可搬設備による代替淡
水貯槽への補給手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊１９）10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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(2) 防火水槽へ水を補給するための対応手順(2) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水）

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４

a. 淡水貯水池から防火水槽への補給

設計方針の相違＊７b. 淡水タンクから防火水槽への補給

東二は可搬型代替注水大型ポ

c. 海から防火水槽への補給

ンプによる西側淡水貯水設備への補給として項目を記載。
（水源：代替淡水貯槽，淡水タ
ンク，海）柏崎は補給水源毎に項目を分けて記載。

(3) 淡水タンクへ水を補給するための対応手順

設計方針の相違＊７

a. 淡水貯水池から淡水タンクへの補給

設計方針の相違＊９1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え(1) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え

a. 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え

東二は切替え手順名称で記載。

b. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

ｂ．高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え

柏崎は注水等の手順名称で記載。
（以下，記載方針の相違＊２）(2) 淡水から海水への切替え
a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合(2) 淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え

設計方針の相違＊１

ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊２
設計方針の相違＊７b. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）(3) 外部水源から内部水源への切替え
ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え

11

設計方針の相違＊１０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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載箇所の相違

1.13.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.13.2.5 重大事故等時の対応手段の選択

1.13.2.4 重大事故等時の対応手段の選択(1) 水源を利用した対応手段(1) 水源を利用した対応手段
ａ．送水に利用する水源の優先順位

東二は送水・補給に利用する水源の優先順位の考え方及び優
先順位について記載。
（以下，記載方針の相違＊３）(2) 水源へ水を補給するための対応手段(2) 水源へ水を補給するための対応手段
ａ．補給に利用する水源の優先順位

記載方針の相違＊３

a. 復水貯蔵槽への補給

柏崎は補給する設備毎に項目

b. 防火水槽への補給を分けて記載。

c. 淡水タンクへの補給

1.13.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

12

記載箇所の相違

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【要求事項】

備考【要求事項】

発電用原子炉設置者において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収発電用原子炉設置者において、設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために

び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給する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。

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。

【解釈】

【解釈】

１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重を有する水源を確保することに加えて、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な手順等」とは，以下に掲げる

して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な手順等」とは、以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。

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。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。

ｂ）複数の代替淡水源(貯水槽，ダム又は貯水池等)が確保されていること。

ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

ｃ）海を水源として利用できること。

ｃ）海を水源として利用できること。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。

ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。

ｆ）水の供給が中断することがないよう，水源の切替え手順等を定めること。

ｆ）水の供給が中断することがないよう、水源の切替え手順等を定めること。

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽である。重大事

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・プールである。重大事故等時において，柏崎は設計基準事故の収束に故等時において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大事故等の収束に必要となる十分な設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する

必要な水源としてサプレッシ

量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故

ョン・チェンバ及び復水貯蔵槽して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な対処設備を整備してお等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な対処設備を整備する。ここでは，これを設置。

り，ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

らの対処設備を活用した手順等について説明する。

東二はサプレッション・プール
を設置。
（以下，設計方針の相違＊２０）
東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから，方針
を示す。

13

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：10 月 2 日からの変更点

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東海第二1.13.1 対応手段と設備の選定

1.13.1 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

原子炉圧力容器への注水が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッ
ション・チェンバ及び復水貯蔵槽を設置する。
原子炉格納容器内の冷却が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッ
ション・チェンバを設置する。これらの設計基準事故の収束に必要な水源が枯渇又は破損した場

備考

原子炉圧力容器への注水が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・プールを設置する。

設計方針の相違＊２０

原子炉格納容器内の冷却が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・プールを設置する。

柏崎は設計基準事故の収束に合は，その機能を代替するために，各水源が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪設計基準事故の収束に必要な水源が枯渇又は破損した場合は，その機能を代替するために，必要な水源としてサプレッシ

失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる手段と重大事故等対処設備を選定

各水源が有する機能，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，ョン・チェンバ及び復水貯蔵槽する（第 1.13.1 図）。

想定する故障に対応できる手段と重大事故等対処設備を選定する（第 1.13－1 図）。

を設置。

また，原子炉圧力容器へのほう酸水注入，フィルタ装置への補給，代替循環冷却系による除また，原子炉圧力容器へのほう酸水注入，フィルタ装置スクラビング水補給，代替循環冷却熱，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプ系による除熱，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが必要を設置。

レイが必要な場合の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

な場合の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

（以下，記載方針の相違＊４）

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定

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※１を選定

する。

する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たしていないため全てのプラント状況で使※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いて用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

備。

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。）だけ

設計方針の相違＊１２

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

でなく，設置許可基準規則第五十六条及び技術基準規則第七十一条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第五十六条及び技術基準規則第七十一条（以下「基準規則」という。）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，自主対策設備とのう。
）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，自主対策設備との関係を明確にする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果

東二はサプレッション・プール(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，サプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽の故障を想定する。

機能喪失原因対策分析の結果，サプレッション・プールの故障を想定する。

設計方針の相違＊２０

これらの水源に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段と審査基準及び基準規則から

設計基準事故の収束に必要な水源に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段と，審記載方針の相違＊４の要求により選定した対応手段並びにその対応に使用する重大事故等対処設備と自主対策設備を査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段並びにその対応に使用する重大事故等

以下に示す。

対処設備と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，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第 1.13.1 表に整理する。

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，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第 1.13－1 表に整理する。

14

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

a. 水源を利用した対応手段と設備

ａ．水源を利用した対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽を水源とした対応手段と設備(a) 代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

重大事故等の収束に必要となる水源として復水貯蔵槽を利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源として代替淡水貯槽を利用する。

重大事故等時において，サプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，復重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，代水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器

替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用い

東二は代替淡水貯槽を水源と下部への注水及び原子炉ウェルへの注水を行う手段がある。

た原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。

した常設及び可搬設備によるまた，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポ

注水等の手段を整備。

ンプを用いた原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行設計方針の相違＊１２

う手段がある。

設計方針の相違＊１３

その他に，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプを用いたフィルタ装置
スクラビング水補給を行う手段がある。

東二は代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビン
グ水補給を行う手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊２１）

これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子設計方針の相違＊１１を冷却するための手順等」，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，

設計方針の相違＊１２

却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損

設計方針の相違＊１３

格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」及び「1.10 水素爆発による原子炉建屋等を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

設計方針の相違＊２１の損傷を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
設計方針の相違＊１１

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系（高圧代替注水系ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）
・高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）
・制御棒駆動系（制御棒駆動水ポンプ）

15

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）

東海第二

備考
代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注設計方針の相違＊１

水で使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊２ⅰ) 低圧代替注水系（常設）

東二は主要設備にて整理。関連・代替淡水貯槽設備は「第 1.13－1 表」に整理。

・常設低圧代替注水系ポンプ

柏崎は系統名称（ポンプ名称含ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）・代替淡水貯槽む）にて整理。
（以下，記載方針の相違＊５）・可搬型代替注水大型ポンプ
復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（復水移送ポンプ）

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２
記載方針の相違＊５・常設低圧代替注水系ポンプⅱ) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給で使用する設備は以下のと設計方針の相違＊２１おり。
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・フィルタ装置
復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器下部注水系（常設）（復水移送ポンプ）

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。 設計方針の相違＊１ⅰ) 格納容器下部注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
・コリウムシールドⅱ) 格納容器下部注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・コリウムシールド

16

設計方針の相違＊２
記載方針の相違＊５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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１２

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッションプール浄化系（サプレッションプール浄化系ポンプ）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下

設計方針の相違＊１３のとおり。
ⅰ) 代替燃料プール注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設スプレイヘッダⅱ) 代替燃料プール注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設スプレイヘッダ
・可搬型スプレイノズル(b) サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備

なお，上記代替淡水貯槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を代替淡水貯槽

東二は代替淡水貯槽への海水へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可

補給手段及び代替淡水貯槽を能である。ただし，代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置へのスクラビング水の補給水源としたフィルタ装置スク

は，原則淡水のみを利用する。

ラビング水補給手段を整備。

(b) サプレッション・プールを水源とした対応手段と設備

重大事故等の収束に必要となる水源としてサプレッション・チェンバを利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源としてサプレッション・プールを利用する。

重大事故等時において，復水貯蔵槽を水源として利用できない場合は，サプレッション・

重大事故等時において，サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水

チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。

及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。

記載方針の相違＊４
記載方針の相違＊１

これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子

これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

炉を冷却するための手順等」，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」及び「1.7 原子原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶東二は「1.8 原子炉格納容器下炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様であ

融炉心を冷却するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

部の溶融炉心を冷却するためる。

の手順等」にてサプレッション・プールを水源とした原子炉
圧力容器への注水手段を整備。

17

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

東海第二

備考
サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への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（原子炉隔離時冷却系ポンプ）

・サプレッション・プール

記載方針の相違＊５・高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）

・常設高圧代替注水系ポンプ

東二はサプレッション・プール

・原子炉隔離時冷却系ポンプを水源としたを常設高圧代替・高圧炉心スプレイ系ポンプ

注水系ポンプ（新設）による注
水手段を整備。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール

記載方針の相違＊５

・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系熱交換器
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

18

記載方針の相違＊５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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系（復水移送ポンプ）

東海第二

備考
サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の記載方針の相違＊１

除熱で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール

記載方針の相違＊５

・代替循環冷却系ポンプ

東二はサプレッション・プール

・残留熱除去系熱交換器を水源としたを代替循環冷却・残留熱除去系海水ポンプ

系ポンプ（新設）による注水等

・残留熱除去系海水ストレーナの手段を整備。

・緊急用海水ポンプ

柏崎は復水移送ポンプによる・緊急用海水ストレーナ

注水等の手段を整備。

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(c) ろ過水タンクを水源とした対応手段と設備

東二は「1.13.1(2)ａ．(d)ろ過重大事故等の収束に必要となる水源としてろ過水タンクを利用する。

水貯蔵タンク又は多目的タン

重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

クを水源とした対応手段と設ない場合は，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷備」にて整理。東二の多目的タ

却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。

ンクについては，設計方針の相違＊５参照。

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原（比較表ページ 21，22）

子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）
ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）
ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）
ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

19

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）(d) 防火水槽を水源とした対応手段と設備

東海第二

備考

(c) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備

設計方針の相違＊３

重大事故等の収束に必要となる水源として防火水槽を利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源として西側淡水貯水設備を利用する。

設計方針の相違＊４

重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，西設計方針の相違＊２０

ない場合は，防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子側淡水貯水設備を水源として可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水

炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。

部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段がある。

また，西側淡水貯水設備を水源として可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。

設計方針の相違＊１２
設計方針の相違＊１４

その他に，西側淡水貯水設備を水源として可搬型代替注水中型ポンプを用いたフィルタ
装置スクラビング水補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止する「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損ための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」，「1.10を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及びの冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

設備と同様である。

設計方針の相違＊１２

防火水槽を水源とした各接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。

柏崎は水源から接続口までの・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

送水で使用する設備を注水等・ホース・接続口の手段毎に選定した設備と分・燃料補給設備

けて記載。
東二は注水等の手段毎に設備を記載。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

・可搬型代替注水中型ポンプ

防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。 設計方針の相違＊３・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊４・可搬型代替注水中型ポンプ

記載方針の相違＊５

接続口等）

20

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。

東海第二

備考
西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ

・ホース・接続口

・フィルタ装置

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備

・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５・可搬型代替注水中型ポンプ
・コリウムシールド
設計方針の相違＊１２

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2

西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。 設計方針の相違＊３・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊４・可搬型代替注水中型ポンプ

設計方針の相違＊１４
記載方針の相違＊５級），ホース・接続口等）
なお，上記防火水槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を防火水槽へ供給する

なお，上記西側淡水貯水設備を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を西側淡水設計方針の相違＊３

ことにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。た貯水設備へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給する

設計方針の相違＊４

だし，フィルタ装置への補給は防火水槽を水源とした淡水のみを利用する。

ことが可能である。ただし，西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置へのスクラビン
グ水の補給は，原則淡水のみを利用する。

東二はフィルタ装置スクラビ
ング水補給に使用する水源は
原則淡水のみ利用。

(d) ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，ろ柏崎は「1.13.1(2)ａ．(c)ろ過
水タンクを水源とした対応手段と設備」にて整理。東二の多目的タンクについては，設計方

過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容

針の相違＊５参照。

器内の冷却を行う手段がある。

（比較表ページ 19）21

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
また，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子柏崎は「1.13.1(2)ａ．(c)ろ過
水タンクを水源とした対応手段と設備」にて整理。東二の多炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8

目的タンクについては，設計方原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽

針の相違＊５参照。

の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

（比較表ページ 19）

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ
・コリウムシールド
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ22

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(e) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として復水貯蔵タンクを利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。
また，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.4
却するための手順等」，「1.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉格

納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・制御棒駆動水ポンプ
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ・コリウムシールド
復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ

23

設計方針の相違＊６

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７(e) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水貯水池を利用する。
重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用し，淡水
貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」，「1.10
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
淡水貯水池を水源とした各接続口までの送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・ホース・接続口
・燃料補給設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・ホース・接続口
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口
等）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

24

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７

淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）(f) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水貯水池を利用する。
重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用できず，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合に，淡水貯水池から直接可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」，「1.10
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
淡水貯水池を水源とした各接続口までの送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・ホース・接続口
・燃料補給設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・ホース・接続口

25

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口
等）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）(f) 淡水タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水タンクを利用する。
重大事故等時において，淡水タンクを水源として可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプを用いたフィルタ装置へのスクラビング水の補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
及び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給で使用する設備は以下のとおり。
・淡水タンク※２
・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
・フィルタ装置※2 淡水タンク：多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンクを示す。

26

設計方針の相違＊８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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）(g) 海を水源とした対応手段と設備

東海第二

備考

(g) 海を水源とした対応手段と設備

重大事故等の収束に必要となる水源として海を利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源として海を利用する。

重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，海ない場合は，海を水源として大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級

水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水するこ又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器とで，海を水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段が下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段

ある。

がある。

設計方針の相違＊２０

設計方針の相違＊１２

また，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水することで，海を水源とした原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの
注水／スプレイを行う手段がある。

また，重大事故等が発生した場合は，海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制及び航空機燃料火災への泡消火を行う手段がある。

その他に，海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保，最終ヒートシンク

設計方針の相違＊１５（海洋）への代替熱輸送，大気への放射物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火，２

設計方針の相違＊１６

Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水設計方針の相違＊１７系による冷却水の確保，２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレ

設計方針の相違＊１８

イ系ディーゼル発電機海水系への代替送水及び代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融するための手順等」，「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順

炉心を冷却するための手順等」，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，

設計方針の相違＊１２

等」，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」及び「1.12 発電所外への放射性「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14 電源の確設計方針の相違＊１６

物質の拡散を抑制するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

保に関する手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

設計方針の相違＊１７

海を水源として原子炉圧力容器への注水等に用いる可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2

柏崎は水源から接続口までの級)までの送水で使用する設備は以下のとおり。

送水で使用する設備を注水等

・大容量送水車（海水取水用）の手段毎に選定した設備と分・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

けて記載。

・海水貯留堰

東二は注水等の手段毎に設備・スクリーン室を記載。

・取水路
・ホース・接続口
・燃料補給設備27

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，海を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-

東海第二

備考
海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ

記載方針の相違＊５2 級），ホース・接続口等）
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注

・可搬型代替注水大型ポンプ

記載方針の相違＊５

水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
海を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

・格納容器下部注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

記載方針の相違＊５・コリウムシールド

設計方針の相違＊１２

海を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）

海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下のとおり。

・燃料プール代替注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-1

・可搬型代替注水大型ポンプ級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

記載方針の相違＊５

・常設スプレイヘッダ
・可搬型スプレイノズル

海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保で使用する設備は以下のとおり。 設計方針の相違＊１５・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ストレーナ28

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送で使用する設備は以下のとおり。

東海第二

備考
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送で使用する設備は以下のとおり。

ⅰ) 緊急用海水系

東二は常設の緊急用海水系（新・緊急用海水ポンプ設）及び可搬設備による代替残・緊急用海水ストレーナ

留熱除去系海水系（新設）によ・残留熱除去系熱交換器

る海を水源とした最終ヒート

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

シンクへの代替熱輸送手段を・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ

整備。

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
・代替原子炉補機冷却系（大容量送水車（熱交換器ユニット用））

ⅱ) 代替残留熱除去系海水系

柏崎は可搬設備による代替原・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

子炉補機冷却系による海を水・残留熱除去系熱交換器源とした最終ヒートシンクへ・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプの代替熱輸送手段を整備。

・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ

記載方針の相違＊５

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・放水砲

・放水砲

記載方針の相違＊５・ホース
・燃料補給設備
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火で使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・放水砲

・放水砲

・ホース
・泡原液搬送車
・泡原液混合装置

・泡混合器
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

・燃料補給設備29

記載方針の相違＊５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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系デ設計方針の相違＊１６

ィーゼル発電機海水系による冷却水の確保で使用する設備は以下のとおり。
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機（以下「２Ｃ 非常用ディーゼル発電機」を「２ＣＤ／Ｇ」という。）
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機（以下「２Ｄ 非常用ディーゼル発電機」を「２ＤＤ／Ｇ」という。）
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機」を「ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ」という。）
・メタルクラッド開閉装置

ＨＰＣＳ（以下「メタルクラッド開閉装置 ＨＰＣＳ」を「Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ」という。）
・メタルクラッド開閉装置

２Ｅ（以下「メタルクラッド開閉装置 ２Ｅ」を「Ｍ／Ｃ２Ｅ」という。）
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系デ設計方針の相違＊１７

ィーゼル発電機海水系への代替送水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系として使用）
・２Ｃ Ｄ／Ｇ・２Ｄ Ｄ／Ｇ・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）

30

設計方針の相違＊１８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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）(h) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備

東海第二

備考

(h) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備

重大事故等の収束に必要となる水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクを利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源としてほう酸水貯蔵タンクを利用する。

重大事故等が発生した場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へ重大事故等時において，ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水のほう酸水注入を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするため注入を行う手段がある。
対応手段及び設備は，「1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順の手順等」，「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等」，「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

順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて選定する対応

東二は「1.8 原子炉格納容器下手段及び設備と同様である。

部の溶融炉心を冷却するための手順等」にてほう酸水貯蔵タ
ンクを水源とした原子炉圧力容器への注水手段を整備。

ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備
は以下のとおり。

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水貯蔵タンク

・ほう酸水注入系（ほう酸水注入系ポンプ）(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備

記載方針の相違＊５・ほう酸水注入ポンプ(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備

上記(a)～(h)で述べた水源のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水「1.13.1(2)ａ．(a)～1.13.1(2)ａ．(h)」で述べた水源のうち，代替淡水貯槽，サプレ

設計方針の相違＊１

注入系貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は本条ッション・プール，西側淡水貯水設備及びほう酸水貯蔵タンクは，重大事故等対処設備と設計方針の相違＊２

文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。

して位置づける。

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
設計方針の相違＊７「1.13.1(2)ａ．(a)～1.13.1(2)ａ．(h)」で述べた水を送水する設備のうち，可搬型代

東二は水源から接続口までの替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等対処設備として位置づけ送水に使用する主要設備の位る。

置づけを記載。

「1.13.1(2)ａ．(e)」で述べた復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダ

東二は本手順等にて復水貯蔵

リ高圧時の原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ及タンクを水源とした対応手順

び高圧炉心スプレイ系ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。

を整備。

31

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
また，水源を利用した対応手段で使用する設備の整理については，各条文の整理と同様で
ある。

東海第二

備考
また，上記以外の水源を利用した対応手段で使用する設備の整理については，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」，「1.2 原子炉冷却材圧力バ東二は関係する条文を全て記載。

ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.4 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14 電源の確保に関する手順等」の整理と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果から選定した設備は，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。
以上の重大事故等対処設備と代替淡水源から，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。
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
設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

これらの機能喪失原因対策分析の結果から選定した設備は，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。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給することができる。
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。

東二は注水等に使用する代替
淡水源は全て重大事故等対処設備であるため記載不要。
東二は基準規則の要求事項に基づく記載。

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク

水を送水する設備である消火系を含め耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対水を送水する設備である消火系を含め耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保でき処するために消火系を必要とする火災が発生していない場合において，重大事故等の収ないが，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災

束に必要となる水を確保する手段として有効である。

が発生していない場合において，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段と設計方針の相違＊５

して有効である。
・ホース（淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホース）

東二は可搬設備に使用するホ水を送水するホースとして耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要とースは重大事故等対処設備（関なる水を確保する手段として有効である。

連設備）と位置づける。
・復水貯蔵タンク
水を送水する設備である補給水系を含め耐震Ｓクラスではなく ＳＳ機能維持を担保できないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

32

設計方針の相違＊６

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

設計方針の相違＊８

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
b. 水源へ水を補給するための対応手段と設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手段と設備(a) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

通常時の復水貯蔵槽への補給は，純水補給水系にて実施するが，重大事故等時の復水貯蔵重大事故等の収束のために代替淡水貯槽を使用する場合は，西側淡水貯水設備から可搬

設計方針の相違＊１

槽への補給は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は純水補給水系（仮設発電機使用）にて型代替注水中型ポンプにより，淡水を補給する手段と淡水タンクから可搬型代替注水中型

設計方針の相違＊２

実施する。

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する手段がある。また，水源の東二は通常時の代替淡水貯槽

枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピッへの補給は可搬設備により実ト）から可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，海水を補給す

施。

る手段がある。

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊８
設計方針の相違＊１９
記載箇所の相違

設計方針の相違＊１

ⅰ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（防火水槽を水源とした場合）
防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。なお，防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊２
設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４級）による復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽へ補給した淡水を使用する手段だけでなく，防火水槽へ補給した海水を可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて補給する手段もある。

東二は補給源となる水源から代替淡水貯槽へ直接補給する手段を整備。
柏崎は淡水貯水池又は海から防火水槽へ補給した淡水及び海水を復水貯蔵槽へ補給する手段を整備。
記載箇所の相違33

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

東海第二

備考
・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊３・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊１

・可搬型代替注水中型ポンプ

設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５・防火水槽
・ホース・接続口
・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・燃料補給設備

設計方針の相違＊２

ⅱ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水貯水池を水源とし，あ設計方針の相違＊７

らかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用し，淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・淡水貯水池・ホース・接続口
・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・燃料補給設備

設計方針の相違＊２

ⅲ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水貯水池を水源とし，あ設計方針の相違＊７

らかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合に，直接可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・淡水貯水池・ホース・接続口
・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・燃料補給設備34

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊８
設計方針の相違＊１・淡水タンク・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡設計方針の相違＊１

水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ

設計方針の相違＊１

ⅳ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（海を水源とした場合）
海を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡設計方針の相違＊２

水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊１

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ

設計方針の相違＊２・ホース・接続口

・可搬型代替注水中型ポンプ

記載方針の相違＊５

・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・大容量送水車（海水取水用）
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・燃料補給設備35

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１９

ⅴ. 純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給
純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・純水移送ポンプ・純水タンク・純水補給水系配管・弁・復水貯蔵槽・仮設発電機・燃料補給設備(b) 防火水槽へ水を補給するための対応手段と設備(b) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備

設計方針の相違＊３

重大事故等の収束のために防火水槽を使用する場合は，淡水貯水池又は淡水タンク（ろ過重大事故等の収束のために西側淡水貯水設備を使用する場合は，代替淡水貯槽又は淡水設計方針の相違＊４

水タンク，純水タンク）から淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水のタンクから可搬型代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する手段がある。また，水源の設計方針の相違＊１

補給が継続できない場合においても，取水路（海水取水箇所）や護岸から海水を補給する手枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピッ

設計方針の相違＊７段がある。

ト）から可搬型代替注水大型ポンプにより，海水を補給する手段がある。

東二はＳＡ用海水ピットから海水を取水する手段を整備。
柏崎は取水路及び護岸から海水を取水する手段を整備。

設計方針の相違＊４ⅰ. 淡水貯水池から防火水槽への補給
淡水貯水池から防火水槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊７・淡水貯水池

柏崎は淡水貯水池から防火水・ホース槽への補給は高低差を利用。

・防火水槽（以下，設計方針の相違＊２２）

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ

36

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊３

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３ⅱ. 淡水タンクから防火水槽への補給
淡水タンクから防火水槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。

・ろ過水タンク

設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５・淡水タンク・純水タンク・ホース・防火水槽

・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ

東二は淡水タンクを水源とした補給は可搬型代替注水大型ポンプを使用。
柏崎は淡水タンクから防火水槽への補給は高低差を利用。
（以下，設計方針の相違＊２３）

設計方針の相違＊３ⅲ. 大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給
大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備

・大容量送水車（海水取水用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・ホース
・防火水槽
・燃料補給設備37

設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は代替原子炉補機冷却海ⅳ. 代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給

水ポンプによる防火水槽への代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給で使用する設備は以下のと海水補給手段を整備。

おり。

（以下，設計方針の相違＊２４）・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・ホース
・防火水槽
・可搬型代替交流電源設備
・移動式変圧器
・燃料補給設備

ⅴ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による防火水槽への海水補給

柏崎は護岸から可搬型代替注

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による防火水槽への海水補給で使用する設備は以下の水ポンプ（A-2 級）により海水とおり。

を取水し防火水槽へ補給する・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

手段を整備。

・ホース（以下，設計方針の相違＊２５）・防火水槽
・燃料補給設備

なお，「ⅰ.淡水貯水池から防火水槽への補給」及び「ⅱ.淡水タンクから防火水槽への設計方針の相違＊２２補給」は高低差を利用して水を送水する手段であるため，送水用のポンプは不要である。

設計方針の相違＊２３38

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池から淡水タ(c) 淡水タンクへ水を補給するための対応手段と設備

ンクに補給する手段を整備。

重大事故等の収束のために淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）を使用する場合
は，淡水貯水池から淡水を補給する手段がある。

（高低差を利用して補給）

ⅰ. 淡水貯水池から淡水タンクへの補給（以下，設計方針の相違＊２６）

淡水貯水池から淡水タンクへの補給で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池・ホース・ろ過水タンク・純水タンク
なお，「ⅰ.淡水貯水池から淡水タンクへの補給」は高低差を利用して水を送水する手段であるため，送水用のポンプは不要である。
(d) 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

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用

代替淡水貯槽への補給で使用する設備のうち，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，可搬

設計方針の相違＊１

する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等対処設備として位置

設計方針の相違＊２

弁，復水貯蔵槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

づける。

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４
記載方針の相違＊５

淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の可搬型代替

設計方針の相違＊２

注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備のうち，可搬型代替注水ポ

設計方針の相違＊７ンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・弁，復水貯蔵槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

海を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設

柏崎は復水貯蔵槽への補給に備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・弁，復使用する設備を水源毎に記載。

水貯蔵槽，大容量送水車（海水取水用），海水貯留堰，スクリーン室，取水路及び燃料補給

東二は代替淡水貯槽への補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

に使用する設備毎に整理し記載。
記載方針の相違＊５39

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
防火水槽への補給で使用する設備のうち，ホース，大容量送水車（海水取水用），海水貯留堰，スクリーン室，取水路及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防

東海第二

備考
西側淡水貯水設備への補給で使用する設備のうち，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及び可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等対処設備として位置づける。

設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４

火水槽及び淡水貯水池は本条文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として設計方針の相違＊１

位置付ける。

設計方針の相違＊７

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記載方針の相違＊５る。

以上の重大事故等対処設備と代替淡水源から，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。

以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。

東二は補給に使用する淡水源として代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，淡水タンクを設置。
東二の淡水タンクは自主対策設備であることから未記載。
東二は基準規則の要求事項に基づく記載。

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
設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

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。

・ホース（淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホース）

東二は可搬設備に使用するホ水を送水するホースとして耐震性は確保されていないが，淡水貯水池を水源とした可ースは重大事故等対処設備（関搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給手段及び淡水貯水池から防火連設備）と位置づける。

水槽への補給手段として有効である。
設計方針の相違＊１９・純水補給水系配管・弁，仮設発電機
耐震性は確保されていないが，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給ができない場合において，純水を利用した復水貯蔵槽への補給手段として有効である。
・淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）

・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

設計方針の相違＊８

耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，淡水貯耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できず，補給に必要な水量が確保できない

設計方針の相違＊９

水池から防火水槽への補給ができない場合において，淡水タンクの水を防火水槽へ補給場合があるが，重大事故等の収束に必要となる水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設

設計方針の相違＊７

する手段として有効である。

備へ補給する手段として有効である。

設計方針の相違＊４
設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊３40

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２４・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
給電設備が別に必要であり代替原子炉補機冷却海水ポンプ単独では使用できない上，補給開始までに時間を要するが，電源車及び移動式変圧器と組み合わせて使用すること
で，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として有効である。

設計方針の相違＊２５・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）取水箇所が防潮堤の外で津波の影響等により使用できない可能性がある上，補給量が小さく淡水貯水池や大容量送水車（海水取水用）による補給と同等の補給量を確保できない場合があるが，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として有効である。
c. 水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，各水源への補給手段を整

ｃ．水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，各水源への補給手段を備しているが，補給が不可能な場合は水源を切り替える手段がある。

整備しているが，補給が不可能な場合は水源を切り替える手段がある。

(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替え(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え

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及び高圧炉心注水系の水

重大事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の第一水源は，設計方針の相違＊２

源は，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバであり，通常時は復水貯蔵槽が水源として

サプレッション・プールであるが，サプレッション・プールの枯渇，破損又は水温上昇等

設計方針の相違＊６

選択されている。サプレッション・チェンバ・プール水の水位高の信号（原子炉隔離時冷却により使用できない場合において，復水貯蔵タンク（自主対策設備）の水位計が健全であ

東二は復水貯槽タンク（自主対系の場合は，同信号に加えて LOCA 信号）が発生した場合，又は復水貯蔵槽の水位低の信号

り，水位が確保されている場合は，水源をサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへ策設備）を原子炉隔離時冷却系が発生した場合は，水源がサプレッション・チェンバへ自動で切り替わる。また，原子炉隔切り替える手段がある。

及び高圧炉心スプレイ系の第離時冷却系及び高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，サプレッション・チ

二水源とし，手動操作による水ェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の設計温度を超える前に源の切替え手段を整備。

中央制御室からの手動操作により水源を復水貯蔵槽へ切り替える。
なお，自動及び手動操作による水源の切替えは，運転中の原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心注水系を停止することなく水源を切り替えることが可能である。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

なお，水源の切替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプ
レイ系ポンプを停止することなく水源を切替えることが可能である。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

・復水貯蔵槽・復水貯蔵タンク

設計方針の相違＊２・サプレッション・チェンバ・サプレッション・プール

設計方針の相違＊６
記載方針の相違＊５・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心注水系

41

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 淡水から海水への切替え

東海第二

備考

(b) 淡水から海水への切替え

重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。淡水貯水池及び淡水タ重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。代替淡水貯槽及び西

設計方針の相違＊１

ンクの枯渇等により，淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の供給に切り替

側淡水貯水設備の枯渇等により，淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の設計方針の相違＊３える。

供給に切り替える手段がある。

設計方針の相違＊７
設計方針の相違＊９

防火水槽から重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，水の供給が中断す
ることなく淡水から海水への切替えが可能である。

代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による重大事故等の収束に必要な水設計方針の相違＊１の供給を行っている場合は，水の供給が中断することなく淡水から海水への切替えが可能

設計方針の相違＊４である。

防火水槽へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

また，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備を水源とした低圧代替注水系（可搬型）によ

東二は淡水から海水への切替

る重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可搬型代替注水中

え手段は，淡水補給に使用して型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる水源切替え準備をすることにより，速やかいる可搬設備にて実施。

に淡水から海水への切替えが可能である。

（比較表ページ 43）

代替淡水貯槽へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊４・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊７・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊３・淡水タンク・淡水タンク

設計方針の相違＊２４・大容量送水車（海水取水用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

設計方針の相違＊２５・可搬型代替注水中型ポンプ

記載方針の相違＊５・淡水貯水池・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・防火水槽
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・ホース
・燃料補給設備
・可搬型代替交流電源設備
・移動式変圧器42

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

淡水貯水池から重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可搬

柏崎は淡水から海水への切替型代替注水ポンプ(A-2 級)の水源切替え準備をすることにより速やかに淡水から海水への切え手段は，淡水補給に使用して替えが可能である。

いる可搬設備へ海水補給用可搬設備を直列に接続し実施。
（比較表ページ 42）

水源を淡水貯水池から海への切替えで使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊７・淡水貯水池・大容量送水車（海水取水用）

設計方針の相違＊３・西側淡水貯水設備

設計方針の相違＊１・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊８・淡水タンク

記載方針の相違＊５・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・ホース
・燃料補給設備

43

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(c) 外部水源から内部水源への切替え

設計方針の相違＊１０

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）で想定される事故の収束に必要な対応には，外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への供給に切り替えて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・サプレッション・プール
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替えで使用する設備のうち，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは重大事故等対処設備として位置付ける。また，原子炉隔(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え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。

離時冷却系及び高圧炉心注水系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

設計方針の相違＊２
柏崎は重大事故等対処設備，重大事故等対処設備（設計基準拡張）及び自主対策設備に整理。
東二は重大事故等対処設備及び自主対策設備に整理。

淡水から海水への切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，可東二は淡水から海水への切替

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等対処設備として位えで使用する設備で整理し記

置づける。

載。
柏崎は各水源（淡水）から海水防火水槽へ補給する水源の切替えで使用する設備のうち，大容量送水車（海水取水用），

への切替えで使用する設備で海水貯留堰，スクリーン室，取水路，ホース及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として整理し記載。

位置付ける。

（以下，記載方針の相違＊６）
記載方針の相違＊５44

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

淡水から海水への切替えで使用する設備のうち，大容量送水車（海水取水用），可搬型代

記載方針の相違＊６

替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），海水貯留堰，スクリーン室，

記載方針の相違＊５取水路，ホース及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
設計方針の相違＊４

防火水槽及び淡水貯水池は本条文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）と設計方針の相違＊７

して位置付ける。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，サプレッショ

設計方針の相違＊１０ン・プール，常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナ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。

以上の重大事故等対処設備と代替淡水源により，重大事故等の収束に必要となる十分な量以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対の水を確保することができる。

して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。

東二は水源の切替えに使用する淡水源として代替淡水貯槽，
西側淡水貯水設備，淡水タンクを設置。東二の淡水タンクは自主対策設備であることから未記載。
東二は基準規則の要求事項に基づく記載。

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
設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

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

設計方針の相違＊６

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）

・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

設計方針の相違＊８
設計方針の相違＊９

耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，淡水貯耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できず，補給に必要な水量が確保できない

設計方針の相違＊１

水池から防火水槽への補給ができない場合において，淡水タンクの水を防火水槽へ補給場合があるが，重大事故等の収束に必要となる水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設

設計方針の相違＊３

する手段として有効である。

備へ補給する手段として有効である。

設計方針の相違＊７
設計方針の相違＊４45

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２４・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
給電設備が別に必要であり代替原子炉補機冷却海水ポンプ単独では使用できない上，補給開始までに時間を要するが，電源車及び移動式変圧器と組み合わせて使用すること
で，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として有効である。

設計方針の相違＊２５・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）取水箇所が防潮堤の外で津波の影響等により使用できない可能性がある上，補給量が小さく淡水貯水池や大容量送水車（海水取水用）による補給と同等の補給量を確保できない場合があるが，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

d. 手順等
上記「a.水源を利用した対応手段と設備」，「b.水源へ水を補給するための対応手段と設備」及び「c.水源の切替え」により選定した対応手段に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）及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.13.1 表）。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.13.2 表，第 1.13.3 表）。

東二は代替残留熱除去系海水車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して系に使用する可搬型代替注水

有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉圧力容器への大型ポンプを自主対策設備と注水又は原子炉格納容器内を除熱する手段として有効である。

位置づける。

ｄ．手順等
上記「ａ．水源を利用した対応手段と設備」，「ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備」及び「ｃ．水源の切替え」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等※３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

東二は「技術的能力 1.0 重大事（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要

故対策における共通事項（添付領」に定める（第 1.13－1 表）。

資料 1.0.10 重大事故等発生時

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.13－2 表，第 1.13－3 表）。

の体制について）」より,当直運
転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応実施。

※3 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。

46

東二は運転員等の定義を記載。

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 復水貯蔵槽を水源とした対応手順(1) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

重大事故等時，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び原子炉ウェルへの注水を行う手順を整備する。

備考

設計方針の相違＊１

重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷設計方針の相違＊２

却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手順を整備

設計方針の相違＊１２する。

設計方針の相違＊１３
設計方針の相違＊１１

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段
としては，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，高圧代替注水系及び制御棒駆動系がある。
(a) 原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室
操作）
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，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，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。
【1.2.2.4(1)】ⅱ. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（中央制御室操作）については「1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 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。
(b) 高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
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，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

47

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１１

ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，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。
【1.2.2.4(2)】ⅱ. 操作手順
高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.4(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 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。
(c) 高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室操作）
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が機能喪失した場合，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，中央制御室からの手動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圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)高圧注水系の機能喪失時の高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水判断基準
給水・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圧力容器への注水ができず，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。
【1.2.2.1(1)a.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，高圧代替注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)d.】48

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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備考
設計方針の相違＊１１ⅱ. 操作手順
高圧注水系が機能喪失した場合の高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.1(1)a.中央制御室からの高圧代替注水系起動」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水手順については「1.8.2.2(1)d.高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 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）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。
(d) 高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）
高圧注水系が機能喪失した場合，かつ中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，現場での弁の手動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圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・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圧力容器への注水ができず，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
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。
【1.2.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（現場手動操作）については「1.2.2.1(1)b.現場手動操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ. 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圧力容器への注水開始まで約 40 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，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。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

49

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：10 月 2 日からの変更点

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備考
設計方針の相違＊１１(e) 原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）
高圧注水系が機能喪失した場合，かつ高圧代替注水系が起動できない場合に，現場での弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 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原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制御室からの操作及び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できない場合，又は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）以上に維持できない場合。
【1.2.2.2(1)a.】ⅱ. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（現場手動操作）については「1.2.2.2(1)a.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動」にて整備する。
ⅲ. 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，現場運転員 4 名及び緊急時対策要員 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隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 90 分，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，防護具（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。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，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伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

50

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：10 月 2 日からの変更点

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備考
設計方針の相違＊１１(f) 制御棒駆動系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（進展抑制）
高圧注水系又は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)以上に維持できない場合，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，制御棒駆動系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)全交流動力電源喪失又は高圧炉心注水系の機能喪失時の制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水
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，制御棒駆動系が使用可能な場合。
【1.2.2.3(1)b.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，制御棒駆動系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場
合。
【1.8.2.2(1)f.】ⅱ. 操作手順
全交流動力電源喪失又は高圧炉心注水系の機能喪失時の制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.3(1)b.制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注
水」及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための制御棒駆動系
による原子炉圧力容器への注水手順については「1.8.2.2(1)f.制御棒駆動系による原子炉
圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 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制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 20 分で可能である。

51

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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備考
設計方針の相違＊１１(g) 高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源が喪失し，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，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，常設代替交
流電源設備又は第二代替交流電源設備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一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)全交流動力電源喪失時の高圧炉心注水系緊急注水
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又は第二代替交流電源設備による非常用高圧母線 D 系への給電が可能となった場合。
【1.2.2.3(1)c.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，高圧炉心注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)g.】ⅱ. 操作手順
全交流動力電源喪失時の高圧炉心注水系による緊急注水手順については「1.2.2.3(1)c.
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための原子炉圧力容器への緊急注水手順については「1.8.2.2(1)g.高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」にて整備する。
ⅲ. 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圧力容器への緊急
注水開始まで約 25 分で可能である。

52

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段

備考

ａ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

設計方針の相違＊１

代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

設計方針の相違＊２

手段としては，低圧代替注水系（常設）がある。

としては，低圧代替注水系（常設）がある。

なお，低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大東二は常設設備による注水等型ポンプによる原子炉への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水手段の手段と同時並行で可搬設備と同時並行で準備を開始する。

の準備を開始する。
（以下，設計方針の相違＊２７）(a) 低圧代替注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

設計方針の相違＊２(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

常設の原子炉圧力容器への注水設備が機能喪失した場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部

本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

東二は注水等の各手順等にて整理する記載。
（以下，記載方針の相違＊７）への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（常設）を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(a)】ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準(ⅰ)常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系(常設)による
原子炉圧力容器への注水

手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）によ

記載方針の相違＊７

る原子炉注水」にて整備する。

給水・復水系及び非常用炉心冷却系により原子炉圧力容器への注水ができず，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において，低圧代
替注水系(常設)及び注入配管が使用可能な場合※1※1:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.4.2.1(1)a.(a)】東二は「1.13.2.1(1)ａ．(b)低(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断し圧代替注水系（常設）による残※2

た場合において，低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合 。

存溶融炉心の冷却」にて整理。

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納（比較表ページ 56）

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35～70m3/h)が確保され，更に低圧代替注水系(常設)により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
【1.4.2.1(3)a.(a)】53

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(1)ａ．(c)低(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系

圧代替注水系（常設）による原(常設)による原子炉圧力容器への注水※1において，給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉

子炉圧力容器への注水（溶融炉

圧力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(常設)が使用可能な場合※2。

心のペデスタル（ドライウェル※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，部）の床面への落下遅延・防止

炉心損傷を判断した場合

設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気）」にて整理。

放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確（比較表ページ 56）

認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)a.】ⅱ. 操作手順
常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系(常設)による原
子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)a.(a)低圧代替注水系(常設)によるⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」にて整備する。

原子炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(常設)による原

東二は「1.13.2.1(1)ａ．(b)低子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(a)低圧代替注水系(常設)による

圧代替注水系（常設）による残残存溶融炉心の冷却」及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するた

存溶融炉心の冷却」及び「めの低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水手順については，

1.13.2.1(1)ａ．(c)低圧代替注「1.8.2.2(1)a.低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）」にて整理。
（比較表ページ 56）

54

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」にて整備する。

記載方針の相違＊７
東二は「1.13.2.1(1)ａ．(b)低確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(常設)による

圧代替注水系（常設）による残原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。

存溶融炉心の冷却」及び「残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内

1.13.2.1(1)ａ．(c)低圧代替注

残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内

水系（常設）による原子炉圧力残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した低容器への注水（溶融炉心のペデ

圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室

スタル（ドライウェル部）の床

運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始

面への落下遅延・防止）」にてを判断してから低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間

整理。

は以下のとおり。

（比較表ページ 56）

残留熱除去系(C)注入配管使用の場合:約 40 分
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合:約 25 分
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合:約 30 分
当該操作実施後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，
15 分以内で可能である。（「1.4.2.1(3)a.(a)低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却」，「1.8.2.2(1)a.低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(A)と残留熱除去系(B)注入配管のみを使用）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

55

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は「1.13.2.1(1)ｂ．(a)低(b) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための圧代替注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(a)】圧力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 53～55）ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）によ

記載方針の相違＊７

る残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融
炉心の冷却」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による残存
溶融炉心の冷却」にて整備する。
(c) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドラ柏崎は「1.13.2.1(1)ｂ．(a)低イウェル部）の床面への落下遅延・防止）

圧代替注水系（常設）による復本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備す

水貯蔵槽を水源とした原子炉る。

圧力容器への注水」にて整理。
リンク先【1.8.2.2(1)ｃ．
】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｃ． 低圧代替注水系（常設）による原
子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｃ． 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｃ． 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧
力容器への注水」にて整備する。

56（比較表ページ 53～55）
記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

c. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ

設計方針の相違＊２

冷却系（常設）がある。

系（常設）がある。

なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬

設計方針の相違＊２７型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）設計方針の相違＊２

本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

記載方針の相違＊７

冷却
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯蔵槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイ

リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(a)】する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整
又はスプレイの起動/停止を行う。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準(ⅰ)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの判断基
準（炉心損傷判断前）

手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合※1
で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。
※1:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
※2:「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，格納容器内圧力（D/W），格納容器内圧力（S/C），ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チ
ェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.1(1)a.(a)】57

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(1)ｂ．(b)代(ⅱ)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイの判断基準（炉心損傷

替格納容器スプレイ冷却系（常

判断時）
※1

において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）設）による原子炉格納容器内のによる格納容器スプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な冷却（炉心損傷後）」にて整理。

炉心損傷を判断した場合
場合

※2

※3

（比較表ページ 59）

で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合 。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線
レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
※3:「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，格納容器内圧力（D/W），格納容器内圧力（S/C），ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)a.(a)】ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(a)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に

設計方針の相違＊２

よる原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。

原子炉格納容器内へのスプレイ」及び「1.6.2.2(1)a.(a)代替格納容器スプレイ冷却系

東二は「1.13.2.1(1)ｂ．(b)代（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。

替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）」にて整理。
（比較表ページ 59）

ⅲ. 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代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常記載方針の相違＊７設）による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。

子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 25 分以内で可能である。その後，現場運転員 2 名

東二は「1.13.2.1(1)ｂ．(b)代にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。

替格納容器スプレイ冷却系（常円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す設）による原子炉格納容器内のる。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

冷却（炉心損傷後）」にて整理。
（比較表ページ 59）

58

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）

柏崎は「1.13.2.1(1)ｃ．(a)代

本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

替格納容器スプレイ冷却系（常リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(a)】ⅰ) 手順着手の判断基準

設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却」

手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。

にて整理。
（比較表ページ 57，58）
記載方針の相違＊７ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。

d. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（常設）がある。

設計方針の相違＊１ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水設計方針の相違＊２

系（常設）がある。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプによるペデスタル

設計方針の相違＊２７（ドライウェル部）への注水手段は，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a) 格納容器下部注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の損傷を防止するため，格納容器下部注水系（常設）を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器の下部に落下した(a) 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ａ．
】

溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。

59

設計方針の相違＊２
記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準

手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ａ． 格納容器下部注水系（常設）によ(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)が使用可能な場合※2。

記載方針の相違＊７

るペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。

(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)が使用可能な場合※2。
※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した
場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。
【1.8.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順
格納容器下部注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注
水手順については，「1.8.2.1(1)a.格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ａ． 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ

設計方針の相違＊２

ル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。

への注水」にて整備する。
ⅲ. 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）及び現場
運転員 2 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格納容器下部への初ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ａ． 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。

期水張り開始を確認するまで 35 分以内で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

60

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊１２

e. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，サプレッションプール浄化系がある。
(a) サプレッションプール浄化系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，サプレッションプール浄化系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施する。
原子炉ウェルへの注水を実施することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度上昇が 171℃を超えるおそれがある場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。ただし，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプ及びモータは空冷式の設備であるため，補機冷却水による冷却が不要である。
【1.10.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
サプレッションプール浄化系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手順については，「1.10.2.1(1)b.サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注
水」にて整備する。
ⅲ. 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）及び現場
運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサプレッションプール浄化
系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 40 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

61

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，代替燃料
プール注水系（常設）がある。
なお，代替燃料プール注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段及び可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールへの注水手段は，代替燃料プール注水系（常設）による使用済
燃料プールへの注水／スプレイ手段と同時並行で準備を開始する。
(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
本対応は，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ａ．】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ａ． 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ａ． 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ａ． 常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。
(b) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールスプレイ
本対応は，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ａ．】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ａ．

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
イ」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ａ． 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ」にて整備する。

62

設計方針の相違＊１３

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性

設計方針の相違＊１３

操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ａ． 常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ」にて整備する。
(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷利用した可搬設備による対応手却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへ

順「1.13.2.1(4)防火水槽を水源の注水／スプレイを行う手順を整備する。

とした対応手順」にて整理。
（比較表ページ 102～128）ａ．代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を

本手順では，災害対策本部による水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口利用した可搬設備による対応手

までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水までの手順を整備し，接続口か順「1.13.2.1(4)ａ．防火水槽をら注水等が必要な個所までの操作手順については，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧水源とした可搬型代替注水ポ

時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するためのンプ(A-1 級又はA-2級)による手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧送水(淡水/海水)」にて整理。

破損を防止するための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順（比較表ページ 102～109）等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて，それぞれ整備する。
（対
応手順については，1.13.2.1(2)ｂ．～1.13.2.1(2)ｆ．に示す。）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイに用いる常設の設備が使用できない場合に，代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水を行う。
また，フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に，代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水を行う。

63

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への柏崎は防火水槽（代替淡水源）を送水に使用する水源は，西側淡水貯水設備（淡水）を優先して使用するが，西側淡水貯水設

利用した可搬設備による対応手備を水源として使用できない場合は，代替淡水貯槽（淡水）を水源とした注水等を行う。ま

順「1.13.2.1(4)ａ．防火水槽をた，代替淡水貯槽への補給において，淡水の補給が枯渇等により継続できないおそれがある水源とした可搬型代替注水ポ

場合は，海水を水源とした代替淡水貯槽への補給に切り替えるが，海水を直接代替淡水貯槽

ンプ(A-1 級又はA-2級)によるへ補給することにより，重大事故等の収束に必要となる水の供給を継続しながら淡水から海送水(淡水/海水)」にて整理。

水への水源の切替えが可能である。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置（比較表ページ 102～109）

スクラビング水補給は，原則淡水のみとする。なお，代替淡水貯槽への淡水及び海水の補給は，「1.13.2.2(1)ａ． 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）」の手順にて実施する。
水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替
注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から接続口までの距離及び選択する接続口（送水能力）によりホース数量が決定する。
また，接続口の選択は，送水能力がある原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を優先する。原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口が使用できない場合は，高所東側接続口又は高所西側接続口を使用する。
原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プー
ルへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所西側接続口を優先して使用する。
なお，代替淡水貯槽から各接続口までのホース敷設図は第 1.13－18 図及び第 1.13－21 図参照。

64

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を

給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水機能が喪失し，低利用した可搬設備による対応手

圧代替注水系（常設）による注水等の準備を開始した場合において，代替淡水貯槽の水位順「1.13.2.1(4)ａ．防火水槽をが確保されている場合。

水源とした可搬型代替注水ポ

また，フィルタ装置スクラビング水の水位が 1,500 ㎜以下の場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
(b) 操作手順
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－2 図に，タイムチャートを第 1.13－3 図に示す。
【可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替淡水貯槽を水源とした送水のための接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽を水源とした送水準備のため，接続口の場所を指示する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑦ａ原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑦ｂ原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。

65

ンプ(A-1 級又はA-2級)による送水(淡水/海水)」にて整理。
（比較表ページ 102～109）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑬重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長に報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
⑮重大事故等対応要員は，送水中は可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水大型ポンプの回転数を操作する。
【可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプよる代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給準備のため，接続口の場所を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
④重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から接続口までのホースを敷設し，フィルタ装
置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。

66

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ａ．防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2級)による送水(淡水/海水)」にて整理。
（比較表ページ 102～109）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
⑩重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ａ．防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2級)による送水(淡水/海水)」にて整理。
（比較表ページ 102～109）(c) 操作の成立性
上記の現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始まで，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 535 分以内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 170 分以内，高所東側接続口に接続した場合において 215 分以内，高所西側接続口に接続した場合において 175 分以内，フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口に接続した場合において 180 分以内と想定する。
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備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して代替淡水貯槽から各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水利用した可搬設備による対応手手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。

順「1.13.2.1(4)ｂ．原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧
力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 109～112）67

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は防火水槽（代替淡水源）を(a) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注
水の場合）】
・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，175 分以内と想定する。

68

利用した可搬設備による対応手
注水系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 109～112）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を合）】利用した可搬設備による対応手・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応

順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子注水系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉圧力容

炉注水の場合）】器への注水」にて整理。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名（比較表ページ 109～112）にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場
合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
柏崎は防火水槽（代替淡水源）を(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶
融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。

69

利用した可搬設備による対応手
注水系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 109～112）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口に柏崎は防火水槽（代替淡水源）をよる原子炉圧力容器内への注水の場合）】利用した可搬設備による対応手・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替
注水系（可搬型）による防火水にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子槽を水源とした原子炉圧力容

炉圧力容器内への注水の場合）】器への注水」にて整理。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名（比較表ページ 109～112）にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
(c) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ド柏崎は防火水槽（代替淡水源）を

ライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

利用した可搬設備による対応手

本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備す順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替
注水系（可搬型）による防火水る。
リンク先【1.8.2.2(1)ｄ．
】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｄ． 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｄ． 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて作業を実施した場合，170 分以内と想定する。

70

槽を水源とした原子炉圧力容器への注水」にて整理。
（比較表ページ 109～112）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口に柏崎は防火水槽（代替淡水源）をよる原子炉圧力容器への注水の場合）】利用した可搬設備による対応手・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

順「1.13.2.1(4)ｂ．(a)低圧代替
注水系（可搬型）による防火水にて作業を実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子槽を水源とした原子炉圧力容

炉圧力容器への注水の場合）】器への注水」にて整理。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名（比較表ページ 109～112）

にて作業を実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて作業を実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｄ． 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。

柏崎は防火水槽（代替淡水源）をｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ

利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｃ．防火水槽を冷却系（可搬型）がある。

水源とした原子炉格納容器内の冷却」にて整理。
（比較表ページ 115～117）(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）
本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。

71

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｃ．(a)代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）による防火水槽を水源とした
原子炉格納容器内の冷却」にて整理。
（比較表ページ 115～117）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手

よる原子炉格納容器内の冷却開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

順「1.13.2.1(4)ｃ．(a)代替格納【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口によ容器スプレイ冷却系（可搬型）

る原子炉格納容器内の冷却の場合）】による防火水槽を水源とした・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

原子炉格納容器内の冷却」にてにて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，195 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，195 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，215 分以内と想定する。

72

整理。
（比較表ページ 115～117）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応
要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。

順「1.13.2.1(4)ｃ．(a)代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）による防火水槽を水源とした
原子炉格納容器内の冷却」にて整理。
（比較表ページ 115～117）(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）
本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，175 分以内と想定する。

73

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｃ．(a)代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）による防火水槽を水源とした
原子炉格納容器内の冷却」にて整理。
（比較表ページ 115～117）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子柏崎は防火水槽（代替淡水源）を

炉格納容器内の冷却の場合）】利用した可搬設備による対応手・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

順「1.13.2.1(4)ｃ．(a)代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b) 代替格納容器スプレイ冷による防火水槽を水源とした
原子炉格納容器内の冷却」にて

却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）」にて整備する。

整理。
（比較表ページ 115～117）

柏崎は防火水槽（代替淡水源）をｄ．代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給手段としては，可搬型代替注

利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｄ．防火水槽を

水大型ポンプによるフィルタ装置水位調整がある。

水源としたフィルタ装置への補給」にて整理。
（比較表ページ 119，120）
柏崎は防火水槽（代替淡水源）を(a) フィルタ装置スクラビング水補給
本対応は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び「1.7

原子炉格

納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(1)ｃ．
】ⅰ) 手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準に達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準については，「1.5.2.2(1)ａ．(b) フィ
ルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ． フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b) フィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ． フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。

74

利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｄ．(a)可搬型代
替注水ポンプ（A-2級）によるフ
ィルタ装置水位調整(水張り)」にて整理。
（比較表ページ 119，120）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は防火水槽（代替淡水源）をⅲ) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，フィルタ装置スクラビング水の補給開始まで 180 分以内と想定する。

利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｄ．(a)可搬型代

上記以外の操作の成立性については，「1.5.2.2(1)ａ．(b) フィルタ装置スクラビン

替注水ポンプ（A-2級）によるフ

グ水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ． フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。

ィルタ装置水位調整(水張り)」にて整理。
（比較表ページ 119，120）

柏崎は防火水槽（代替淡水源）をｅ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｅ．防火水槽を系（可搬型）がある。

水源とした原子炉格納容器下部への注水」にて整理。
（比較表ページ 120，121）(a) 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。 利用した可搬設備による対応手
リンク先【1.8.2.1(1)ｂ．
】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ｂ． 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｂ． 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。

75

順「1.13.2.1(4)ｅ．(a)格納容器
下部注水系(可搬型)による防火水槽を水源とした原子炉格
納容器下部への注水」
にて整理。
（比較表ページ 120，121）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を部）への注水の場合）】利用した可搬設備による対応手・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

順「1.13.2.1(4)ｅ．(a)格納容器
下部注水系(可搬型)による防にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）へ

火水槽を水源とした原子炉格の注水の場合）】納容器下部への注水」
にて整理。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名（比較表ページ 120，121）

にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｂ． 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，代替燃料

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｇ．防火水槽を

プール注水系（可搬型）がある。

水源とした使用済燃料プール
への注水/スプレイ」にて整理。
（比較表ページ 123～128）(a) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を済燃料プール注水

利用した可搬設備による対応手

本対応は，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

順「1.13.2.1(4)ｇ．(a)燃料プー

リンク先【1.11.2.1(1)ｂ．】

レイヘッダを使用した使用済ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｂ．

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。

76

ル代替注水系による常設スプ
燃料プールへの注水」
にて整理。
（比較表ページ 123，124）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ⅱ) 操作手順

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を操作手順については，「1.11.2.1(1)ｂ． 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替

利用した可搬設備による対応手

注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー順「1.13.2.1(4)ｇ．(a)燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。

ル代替注水系による常設スプⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水開始までの必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場
合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）
2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場
合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）
2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）
2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，215 分以内と想定する。

77

レイヘッダを使用した使用済
燃料プールへの注水」
にて整理。
（比較表ページ 123，124）

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）
2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を利用した可搬設備による対応手順「1.13.2.1(4)ｇ．(a)燃料プー

上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｂ． 可搬型代替注水中型ポンプ

ル代替注水系による常設スプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した

レイヘッダを使用した使用済

使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。

燃料プールへの注水」
にて整理。
（比較表ページ 123，124）(b) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用

柏崎は防火水槽（代替淡水源）をした使用済燃料プールスプレイ

利用した可搬設備による対応手

本対応は，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

順「1.13.2.1(4)ｇ．(c)燃料プー

リンク先【1.11.2.2(1)ｂ．】

レイヘッダを使用した使用済ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ｂ．

ル代替注水系による常設スプ

可搬型代替注水中型ポンプ又は燃料プールへのスプレイ」にて可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用

整理。

した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

（比較表ページ 126，127）ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｂ． 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替
注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて実施した場合，535 分以内と想定する。

78

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を合）】利用した可搬設備による対応手・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名

順「1.13.2.1(4)ｇ．(c)燃料プール代替注水系による常設スプにて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場

レイヘッダを使用した使用済

合）】燃料プールへのスプレイ」にて

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名整理。
（比較表ページ 126，127）

にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｂ． 可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
(c) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使

柏崎は防火水槽（代替淡水源）を用した使用済燃料プールスプレイ

利用した可搬設備による対応手

本対応は，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

順「1.13.2.1(4)ｇ．(d)燃料プー

リンク先【1.11.2.2(1)ｃ．】

プレイヘッダを使用した使用

ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ｃ．

ル代替注水系による可搬型ス

可搬型代替注水大型ポンプによ済燃料プールへのスプレイ」にる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレて整理。

イ（淡水／海水）」にて整備する。

（比較表ページ 127，128）ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｃ． 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／
海水）」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｃ． 可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

79

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(2) サプレッション・チェンバを水源とした対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順

重大事故等時，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の除熱及び代替循環冷却系による除熱を行う手順を整備する。

備考

重大事故等時，サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格
東二は水源での整理のため，サ

納容器内の除熱を行う手順を整備する。

プレッション・プールを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原
子炉格納容器内の除熱手段も含まれた記載としている。
a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容

ａ．サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容

器への注水

器への注水

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水手段としては原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系がある。

器への注水手段としては，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が東二はサプレッション・プールある。

を水源とした高圧代替注水系（新設）による原子炉圧力容器への注水手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊２８）(a) 高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）
本対応は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.2.2.2(1)ａ．
】，【1.2.2.3(1)ａ．
】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.2(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系
起動」及び「1.2.2.3(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.2.2.2(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系起動」及び「1.2.2.3(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.2(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系起動」
及び「1.2.2.3(1)ａ． 中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。

80

設計方針の相違＊２８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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(b) 高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力設計方針の相違＊２８

操作による高圧代替注水系起動）
本対応は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.2.2.3(1)ｂ．
】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.3(1)ｂ． 現場での人力操作による高圧代替
注水系起動」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.2.2.3(1)ｂ． 現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.3(1)ｂ． 現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
(a) 原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注(c) 原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水

水（中央制御室操作）
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

本対応は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための記載方針の相違＊７

手順等」にて整備する。
リンク先【1.2.2.1(1)】

子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ.手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子

手順着手の判断基準については，「1.2.2.1(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注記載方針の相違＊７

水」にて整備する。

炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
【1.2.2.4(1)】ⅱ. 操作手順
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水手順（中央制御室操作）については「1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.2.2.1(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」にて整備する。

力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 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ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.1(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」にて
整備する。

きる。

81

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 高圧炉心注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
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

備考(d) 高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水
本対応は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための記載方針の相違＊７

手順等」にて整備する。
リンク先【1.2.2.1(2)】し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉

手順着手の判断基準については，「1.2.2.1(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注記載方針の相違＊７

水」にて整備する。

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。
【1.2.2.4(2)】ⅱ. 操作手順
高圧炉心注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.4(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備すⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.2.2.1(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」にて整備する。

る。
ⅲ. 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ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.1(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」にて記載方針の相違＊７

整備する。

きる。
(e) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

東二はサプレッション・プール
を水源とした原子炉隔離時冷ル部）の床面への落下遅延・防止）

本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。 却系による原子炉圧力容器へ
リンク先【1.8.2.2(1)ａ．
】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉
圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

82の注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）手段を整備。

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考

(f) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部） 設計方針の相違＊２８の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｂ．
】
ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｂ． 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｂ． 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｂ．

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容

ｂ．サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器

器への注水

への注水

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水手段としては残留熱除去系がある。

器への注水手段としては，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系がある。

東二はサプレッション・プール
を水源とした低圧炉心スプレ
イ系による原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊２９）(a) 残留熱除去系による原子炉圧力容器への注水
残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベル 1）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残留熱除去系(低圧注水モード)を(a) 残留熱除去系による原子炉注水
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手 記載方針の相違＊７
順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.1(1)】，【1.4.2.2(2)ａ．(a)】起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
また，全交流動力電源の喪失又は原子炉補機冷却系の故障により常設設備による原子炉圧
力容器への注水機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系による冷却水を確保後に残留熱除去系(低圧注水モード)を起動し，サプレッション・チェ
ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

83

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：10 月 2 日からの変更点

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備考

ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準

手順着手の判断基準については，「1.4.2.1(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子 記載方針の相違＊７(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水
給水・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圧力容器への注水ができず，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

炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整備する。

場合。
【1.4.2.3(1)】(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系(低圧注水モード)が使用可能な状態※1 に復旧された場合。
※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保されている状態。
【1.4.2.1(2)a.(a)】ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.3(1)残操作手順については，「1.4.2.1(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」及

留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水」，残留熱除去系電源復旧

び「1.4.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整備する。

後の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧
後の原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水
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ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.1(1)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注

水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整
備する。

応できる。
(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
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残留熱除去系(低圧注水モード)による原子炉圧力容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

84

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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備考
設計方針の相違＊２９(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.1(2)】，【1.4.2.2(2)ａ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.1(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」
及び「1.4.2.2(2)ａ．(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水」にて整備する。

c．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱手段としては残留熱除去系

ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱手段としては，残留熱除去

がある。

系がある。

(a) 残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が健全で，格納容器スプレイ起動の判断基

本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.1(1)】，【1.6.2.2(2)ａ．(a)】，準に到達した場合は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を起動し，サプレッシ【1.6.2.3(2)ａ．(a)】ョン・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
また，全交流動力電源の喪失により常設設備による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系による冷却水を確保後に残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整
又はスプレイの起動/停止を行う。

85

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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備考

ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準

手順着手の判断基準については，「1.6.2.1(1)(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱
原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※1。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプ※1:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェン

レイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。

バ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器
内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.3(1)】(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 D 系の受電が完了し，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)が使用可能な状態※1 に復旧された
場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。
※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保されている状態。
※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェン
バ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器
内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.1(2)a.(a)】(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設
備により非常用高圧母線 D 系の受電が完了し，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)が使用可能な状態※2 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※3。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保されている状態。

86

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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備考
記載方針の相違＊７※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)又は格納容器内圧力(S/C)指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判
断基準に達した場合。
【1.6.2.2(2)a.(a)】ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.6.2.3(1)残操作手順については，「1.6.2.1(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ」，残子炉格納容器内の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）手順については，

復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器ス「1.6.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」，残留熱

プレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。

除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）手順については，「1.6.2.2(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱
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遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.1(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。

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，作業開始を判断してから残留熱除去系(B)(格納容器スプレイ冷却モード)
による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 15 分以内で可能である。
(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）
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，作業開始を判断してから残留熱除去系(B)(格納容器スプレイ冷却モード)
による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 15 分以内で可能である。

87

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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備考

(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱(b) 残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
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）が健全で，サプレッシ

本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

ョン・チェンバ・プールの除熱の判断基準に到達した場合は，残留熱除去系（サプレッショ

リンク先【1.6.2.1(2)】，【1.6.2.2(2)ａ．(b)】，ン・チェンバ・プール水冷却モード）を起動し，サプレッション・チェンバを水源としたサ【1.6.2.3(2)ａ．(b)】記載方針の相違＊７

プレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。
また，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プー
ルの除熱機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系による冷却水を確保後に残留熱除去系(サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード)にてサ
プレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱

手順着手の判断基準については，「1.6.2.1(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール

下記のいずれかの状態に該当した場合。

冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b)・逃がし安全弁開固着（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及び・サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温度以上「1.6.2.3(2)ａ．(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッ

・サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

ション・プール水の除熱」にて整備する。
【1.6.2.3(2)】(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱（炉心損傷前）
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系(S/P 冷却モード)が使用可能な状態※1 に復旧された場
合。
※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保されている状態。
【1.6.2.1(2)a.(b)】(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設
備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系(S/P 冷却モード)が使用可能な状態※2 に復旧された場合。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し
た場合。

88

残留熱除去系

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考
記載方針の相違＊７※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確保されている状態。
【1.6.2.2(2)a.(b)】ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱手順について

操作手順については，「1.6.2.1(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）には，「1.6.2.3(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によ

よるサプレッション・プール水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b) 残留熱除去系（サプレッシ

るサプレッション・チェンバ・プールの除熱」，残留熱除去系電源復旧後のサプレッショョン・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．

ン・チェンバ・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱手順については，(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水「1.6.2.1(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除の除熱」にて整備する。

熱」及び「1.6.2.2(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プー
ルの除熱」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱
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遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プール水除熱（炉心損傷前）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ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.1(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。

業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モード)によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内で可能である。
(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プール水除熱（炉心損傷後）
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，作業開始を判断してから残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モード)によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内で可能である。

89

記載方針の相違＊７

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）
d．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱手段については，代替循環冷却系がある。

東海第二

備考

ｄ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱記載方針の相違＊１

サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手段としては，代替循環冷却系がある。
(a) 代替循環冷却系による原子炉注水

東二はサプレッション・プール

本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

を水源とした代替循環冷却系（新設）による原子炉注水手段

リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(c)】を整備。
（以下，設計方針の相違＊３０）ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉
注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉注水」
にて整備する。

設計方針の相違＊３０(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
本対応は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(c)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(c) 代替循環冷却系による残存溶融
炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」
にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。

90

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(c) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷前)
本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ａ．(a)】東二はサプレッション・プール
を水源とした代替循環冷却（新設）によるサプレッション・プ
ール水の除熱及び原子炉格納ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレ

容器内の除熱手段を整備。
（以下，設計方針の相違＊３１）ッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・
プール水の除熱」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
(d) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷後)
本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ａ．(a)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレ
ッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・
プール水の除熱」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ａ．(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。

91

設計方針の相違＊３１

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(e) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷前)設計方針の相違＊３１

本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の除熱」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。

(f) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷後)
本対応は，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ａ．(b)】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の除熱」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ａ．(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の除熱」にて整備する。

92

設計方針の相違＊３１

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

備考
記載方針の相違＊7(g) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の除熱が困難な場合は，復水補給水

本対応は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

系を用いた代替循環冷却系により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準

リンク先【1.7.2.1(2)】ⅰ) 手順着手の判断基準※1※2

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく

原子炉格納・復水補給水系が使用可能

記載方針の相違＊7

内の減圧及び除熱」にて整備する。

容器内の除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合。
※3

手順着手の判断基準については，「1.7.2.1(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器であること。

・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。
・原子炉格納容器内の酸素濃度が 4vol%以下※4 であること。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは補機冷却水が確保できない場合。
※3:設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。
※4:ドライ条件の酸素濃度を確認する。格納容器内酸素濃度（CAMS）にて 4vol%以下を確認できない場合は，代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
【1.7.2.1(1)b.(a)】ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順については，「1.7.2.1(1)b.(a)代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備すⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.7.2.1(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。

る。
ⅲ. 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）及び現場
運転員 4 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格納ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.7.2.1(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。

容器内の減圧及び除熱開始まで約 90 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

93

記載方針の相違＊7

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

(h) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水(溶融炉心のペデスタル（ドライウェル

設計方針の相違＊３０部）の床面への落下遅延・防止)
本対応は，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｅ．
】ⅰ) 手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｅ． 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ) 操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ) 操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

(b) 代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

東二は代替循環冷却系の冷却

炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器の過圧破損を防止するために代替循環冷却系

水として，既設の残留熱除去系の運転を実施する場合，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保し，代替循環冷却系

海水系，緊急用海水系（新設）で使用する残留熱除去系熱交換器（B）及び代替循環冷却系の運転可否の判断で使用する格及び可搬設備による代替残留

納容器内酸素濃度（CAMS）へ供給する。

熱除去系海水系のいずれかを使用する。上記冷却水の確保手

ⅰ. 手順着手の判断基準

段は海を水源とした対応手順

炉心損傷を判断した場合※1 において，代替循環冷却系設備を使用する場合。

に記載。
（以下，設計方針の相違＊３２）※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
【1.7.2.1(1)b.(b)】ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順については，「1.7.2.1(1)b.(b)代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保」にて整備する。

94

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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備考
設計方針の相違＊３２ⅲ. 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），現場運
転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転員操作の系統構成完了まで約 115 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約540 分で可能である。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場
合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
(3) ろ過水タンクを水源とした対応手順

東二は「1.13.2.1(5)ろ過水貯重大事故等時，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷蔵タンク又は多目的タンクを却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。

水源とした対応手順」にて整理。東二の多目的タンクについては，設計方針の相違＊５参照。
（比較表ページ 129～132）

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

東二は「1.13.2.1(5)ａ．ろ過水

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水手貯蔵タンク又は多目的タンク段としては消火系がある。

を水源とした原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時の原子炉
圧力容器への注水」にて整理。
東二の多目的タンクについて
は，設計方針の相違＊５参照。
（比較表ページ 129，130）95

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(5)ａ．ろ過水(a) 消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水
常設の原子炉圧力容器への注水設備及び低圧代替注水系(常設)の注水機能が喪失した場

貯蔵タンク又は多目的タンク合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，を水源とした原子炉冷却材圧

又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，消火系を起動し，力バウンダリ低圧時の原子炉

ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

圧力容器への注水」にて整理。
東二の多目的タンクについて
は，設計方針の相違＊５参照。
（比較表ページ 129，130）

ⅰ. 手順着手の判断基準

東二は「1.13.2.1(5)ａ．(a)消(ⅰ)常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の消火系による原子炉注水」にて整

火系による原子炉圧力容器への注水理。

給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器へ（比較表ページ 129）の注水ができず，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において，消火系及び注入配管が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。
【1.4.2.1(1)a.(c)】東二は「1.13.2.1(5)ａ．(b)消(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器への注水※1

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化

火系による残存溶融炉心の冷により原子炉圧力容器の破損を判断却」にて整理。

した場合において，低圧代替注水系(常設)が使用できず，消火系による原子炉圧力容器※2（比較表ページ 130）への注水が可能な場合 。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必
要な火災が発生していない場合。
※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格
納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35～70m3/h)が確保され，さらに消火系により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
【1.4.2.1(3)a.(b)】96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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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備考
東二は「1.13.2.1(5)ａ．(c)消(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原子火系による原子炉圧力容器へ

炉圧力容器への注水※1において，低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタルの注水ができない場合において，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対（ドライウェル部）の床面への処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

落下遅延・防止）」にて整理。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，（比較表ページ 130）

炉心損傷を判断した場合

設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)c.】
東二は「1.13.2.1(5)ａ．ろ過水

ⅱ. 操作手順
常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の消火貯蔵タンク又は多目的タンク

系による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原子を水源とした原子炉冷却材圧

炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器への注力バウンダリ低圧時の原子炉

水手順については，「1.4.2.1(3)a.(b)消火系による残存溶融炉心の冷却」，溶融炉心の圧力容器への注水」にて整理。

原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原子炉圧力容器への

東二の多目的タンクについて

注水手順については，「1.8.2.2(1)c.消火系による原子炉圧力容器への注水」にて整備す

は，設計方針の相違＊５参照。

る。

（比較表ページ 129，130）

ⅲ. 操作の成立性
作業開始を判断してから，消火系による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員
及び所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)注入配管使用
・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），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 30 分
残留熱除去系(C)注入配管使用
・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），現場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 40 分
高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用
・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），現場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 30 分

97

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

（「1.4.2.1(3)a.(b)」消火系による残存溶融炉心の冷却」，「1.8.2.2(1)c.消火系

東二は「1.13.2.1(5)ａ．ろ過水による原子炉圧力容器への注水」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(A)と貯蔵タンク又は多目的タンク

残留熱除去系(B)注入配管のみを使用））

を水源とした原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時の原子炉円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

圧力容器への注水」にて整理。

る。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

東二の多目的タンクについて
は，設計方針の相違＊５参照。
（比較表ページ 129，130）
b. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

東二は「1.13.2.1(5)ｂ．ろ過水

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，消火系がある。

貯蔵タンク又は多目的タンク(a) 消火系による格納容器スプレイを水源とした原子炉格納容器

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に内の冷却」にて整理。東二の多よる原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源と目的タンクについては，設計方した原子炉格納容器へのスプレイを実施する。

針の相違＊５参照。

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整（比較表ページ 131）

又はスプレイの起動/停止を行う。
ⅰ. 手順着手の判断基準

東二は「1.13.2.1(5)ｂ．(a)消(ⅰ)消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）火系による原子炉格納容器内

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及び代替格納容器スプレイ冷却系（常の冷却（炉心損傷前）」にて整設）による原子炉格納容器内へのスプレイができず，消火系が使用可能な場合※1 で，原理。東二の多目的タンクについ※2

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合 。ただし，重大事故等へては，設計方針の相違＊５参照。

対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

（比較表ページ 131）

※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。
※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容
器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.1(1)a.(b)】98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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(5)ｂ．(b)消(ⅱ)消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及

火系による原子炉格納容器内

び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイができの冷却（炉心損傷後）」にて整ず，消火系が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到理。東二の多目的タンクについ※3達した場合 。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発ては，設計方針の相違＊５参照。

生していない場合。

（比較表ページ 131）

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射
線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場
合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。
※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡部
温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)a.(b)】ⅱ. 操作手順

東二は「1.13.2.1(5)ｂ．ろ過水

消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，貯蔵タンク又は多目的タンク「1.6.2.1(1)a.(b)消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」及び「1.6.2.2(1)a.(b)を水源とした原子炉格納容器

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。

内の冷却」にて整理。東二の多目的タンクについては，設計方針の相違＊５参照。

ⅲ. 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），現場運（比較表ページ 131）

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 30 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，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

99

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(5)ｃ．ろ過水

c. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水貯蔵タンク又は多目的タンク

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては消火系がある。

を水源とした原子炉格納容器(a) 消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部

下部への注水」にて整理。東二への注水機能が喪失した場合，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器の多目的タンクについては，設の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

計方針の相違＊５参照。

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじ（比較表ページ 132）

め原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部への注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部への注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した
場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。
※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇及び原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。
【1.8.2.1(1)c.】100

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：10 月 2 日からの変更点

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：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.13.2.1(5)ｃ．ろ過水

ⅱ. 操作手順

貯蔵タンク又は多目的タンク

消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水手順については，を水源とした原子炉格納容器「1.8.2.1(1)c.消火系による原子炉格納容器下部への注水」にて整備する。

下部への注水」にて整理。東二ⅲ. 操作の成立性の多目的タンクについては，設

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），現場運
転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 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計方針の相違＊５参照。

格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 30 分で可能である。

（比較表ページ 132）

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

d. ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

東二は「1.13.2.1(5)ｄ．ろ過水

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水手段としては，消火系がある。

貯蔵タンク又は多目的タンク(a) 消火系による使用済燃料プールへの注水を水源とした使用済燃料プー

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

ルへの注水」にて整理。東二のえいが発生した場合に，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの多目的タンクについては，設計注水を実施する。

方針の相違＊５参照。

消火系による使用済燃料プールへの注水については，ディーゼル駆動消火ポンプにより残（比較表ページ 132）

留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負荷ラインを経由して使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合【1.11.2.1(1)c.】ⅱ. 操作手順
消火系によるろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水手順については，「1.11.2.1(1)c.消火系による使用済燃料プールへの注水」にて整備する。

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