東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 106
提出年月日
平成 29 年 12 月 26 日

東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設
置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について

平成 29 年 12 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

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ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

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

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

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

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等＜

1.16.1目

次＞

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．重大事故等発生時において運転員等が中央制御室にとどまるために必要な対応手段及び設備
ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設，自主対策設備及び資機材
ｃ．手順等

1.16.2

重大事故等時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順

中央制御室換気系による居住性の確保
ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順（2） 原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保
ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合等の運転手順（3）原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止による居住性の確保
ａ．遠隔操作する場合の手順
ｂ．現場において人力による操作が必要な場合の手順
ｃ．原子炉建屋外側ブローアウトパネルの強制開放手順(4)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
ａ．中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
ｂ．中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順(5)

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
目―11ａ．中央制御室の照明を確保する手順
ｂ．中央制御室待避室の照明を確保する手順(6)

中央制御室待避室による居住性の確保
ａ．中央制御室待避室の準備手順
ｂ．データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順
ｃ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順(7)

その他の放射線防護措置等(8)

重大事故等時の対応手段の選択

1.16.2.2(1)

汚染の持ち込みの防止

チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止

1.16.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.16.1

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.16.2

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.16.3

中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室
使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

添付資料 1.16.4

可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

添付資料 1.16.5

チェンジングエリアについて

添付資料 1.16.6

中央制御室内に配備する資機材の数量について

添付資料 1.16.7

運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

添付資料 1.16.8

交替要員の放射線防護と移動経路について

添付資料 1.16.9

手順のリンク先について

目―2

2

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉制御室に関し、重大事故が発生した場合においても運転員がとどま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。
【解釈】
1「運転 員がとど まるため に必要な 手 順等」と は、以下 に 掲げる措 置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）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）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、運転員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が、代替交流電源設備
からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

重大事故等が発生した場合において，運転員等が原子炉制御室（以下「中央制御室」という。）にとどまるために必要な設備及び資機材を整備する。
ここでは，この対処設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

1.16―13

1.16.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合において，運転員等が中央制御室にとどまる

ために必要な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，重大事故等対処施設，自主対策設備 ※ １ の他に資機材 ※２ を用いた対応手段を選定する。
※1 自主対策設備：技術基準上全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況で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。
※2

資機材：放射線からの防護のために用いる防護具（全面マスク等）
及び汚染の持ち込み防止のために用いるチェンジングエリ
ア用資機材（テントハウス等）をいう。

また，選定した重大事故等対処設備及び重大事故等対処施設により，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五十九条及び技術基準規則第七十四条（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，自主対策設備及び資機材との関係を明確にする。
（添付資料 1.16.1，1.16.2）(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則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，重大事故等対処施設，自主対策設備及び資機材を以下に示す。
なお，重大事故等対処設備，重大事故等対処施設，自主対策設備及び資機材と整備する手順についての関係を第 1.16−1 表に示す。
1.16―2

4

ａ．重大事故等発生時において運転員等が中央制御室にとどまるために必要な対応手段及び設備(a)

中央制御室の居住性の確保
重大事故等時に環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため，中央制御室の居住性を確保する手段がある。また，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備から
中央制御室の電源を確保する手段がある。
ⅰ)

中央制御室換気系による居住性の確保
中央制御室換気系による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽ⅱ)

・中央制御室換気系

空気調和機ファン・中央制御室換気系

フィルタ系ファン・中央制御室換気系

フィルタユニット

原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保
原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・非常用ガス処理系
・非常用ガス再循環系
ⅲ)

排風機
排風機

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止による居住性の確保
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・ブローアウトパネル閉止装置
・ブローアウトパネル強制開放装置
1.16―35ⅳ)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
中央制御室及び中央制御室待避室の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室待避室
・酸素濃度計 ※３・二酸化炭素濃度計 ※３※3ⅴ)

計測器本体を示すため計器名を記載

可搬型照明（ＳＡ）による照明の確保
中央制御室及び中央制御室待避室の可搬型照明（ＳＡ）による照明を確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室待避室
・可搬型照明（ＳＡ）
ⅵ)

中央制御室待避室による居住性確保
データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視，中央制御室待避室の準備及び衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・データ表示装置（待避室）
・中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボンベ）

・衛星電話設備（可搬型）（待避室）
1.16―4

6

・差圧計
ⅶ)

その他の放射線防護措置等
放射線防護措置等に用いる設備及び資機材は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・防護具（全面マスク）(b)

チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する手段がある。
チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止に用いる設備及び資機材は以下のとおり。
・可搬型照明（ＳＡ）
・防護具及びチェンジングエリア用資機材
ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設，自主対策設備及び資機材「（ａ）中央制御室の居住性の確保」のために使用する設備のうち中央制御室遮蔽，中央制御室換気系
系

空気調和機ファン，中央制御室換気

フィルタ系ファン，中央制御室換気系

ガス処理系

排風機，非常用ガス再循環系

フィルタユニット，非常用
排風機，ブローアウトパネ

ル閉止装置，可搬型照明（ＳＡ），衛星電話設備（可搬型）（待避室），
差圧計，データ表示装置（待避室），中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボンベ），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，重大事故等対処設備と位置付ける。
「（ｂ）汚染の持ち込み防止」のために使用する設備のうち，可搬型
照明（ＳＡ）は重大事故等対処設備と位置付ける。
中央制御室及び中央制御室待避室は，重大事故等対処施設と位置付け
1.16―57

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すべて網羅されている。
以上の重大事故等対処設備及び重大事故等対処施設により中央制御室の居住性を確保し，汚染の持ち込みを防止することができるため以下の設備は，自主対策設備と位置付ける。あわせてその理由を示す。
・非常用照明非常用照明は，耐震性が確保されていないが，全交流電源喪失時に代替交流電源設備から給電可能であるため，照明を確保する手段として有効である。
・ブローアウトパネル強制開放装置
状況に応じて必要な箇所全てを開放するまでに時間を要するが，原
子炉建屋外側ブローアウトパネルを強制的に開放する必要が生じた場
合の手段として有効である。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）として位置付ける。
ｃ．手順等
上記の「ａ．重大事故等発生時において運転員等が中央制御室にとどまるために必要な対応手段および設備」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，運転員等 ※ ４ 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）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース」，「ＡＭ設備別運転手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める。（第 1.16−1 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
1.16―68

設備についても整備する（第 1.16−2 表，第 1.16−3 表）。
※4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。

1.16.2

重大事故等時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順

中央制御室換気系による居住性の確保
環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行い，中央制御室の空気を清浄に保つ。
全交流動力電源喪失により閉回路循環運転が停止した場合は，常設代替
交流電源設備により電源を確保した後に，手動で起動する手順に着手する。

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
重大事故等時に，交流動力電源が正常な場合において，中央制御室換
気系は原子炉水位低（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及び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の何れかの隔離信号(以下「隔離信号」という。)により自動的に閉回路循環運転となるため，閉回路循環運転状態を確認するための手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室換気系の電源が，外部電源又は非常用ディーゼル発電機から供給可能な場合で隔離信号の発信を確認した場合

(b)

操作手順
1.16―79自動起動した中央制御室換気の動作状況を確認する手順の概要は以下のとおり。
中央制御室換気系概要図を第 1.16−1 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中央制御室
換気系の自動起動の確認を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて中央制御室換気系給気隔離弁，排気隔離弁並びに排煙装置隔離弁が閉していること及び中央制御
室換気系空気調和機ファン並びに中央制御室換気系フィルタ系
ファンが運転していることを確認し，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室の運転員等1名にて作業を実施し，中央
制御室換気系が自動起動したことを確認するまでの所要時間を6分以内と想定する。

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
全交流動力電源喪失等により中央制御室換気系が自動で閉回路循環
運転に切り替わらない場合に，手動で起動し閉回路循環運転に切り替える手順を整備する。
全交流動力電源喪失時には，代替交流電源設備によりＭＣＣ
系又はＭＣＣ

２Ｃ

２Ｄ系が受電されたことを確認した後中央制御室換気系を起動する。
(a)

手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失等により，中央制御室換気系が自動で閉回路循
環運転に切り替わらない場合。全交流動力電源喪失後には，代替交流電
1.16―810

源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ
又はＭＣＣ
(b)

２Ｃ

２Ｄが受電完了した場合。

操作手順
全交流動力電源喪失により中央制御室換気系が停止している場合に，中央制御室換気系を再起動する手順の概要は以下のとおり。中央制御
室換気系概要図を第 1.16−1 図に，タイムチャートを第 1.16―2 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御
室換気系の起動の準備を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて中央制御室換気系による閉回路循
環運転を実施するために必要な電源が確保されていることを確認し，中央制御室換気系給気隔離弁，排気隔離弁及び排煙装置
隔離弁が閉していることを確認する。なお，中央制御室換気系
給気隔離弁，排気隔離弁及び排煙装置隔離弁が閉していないことを確認した場合，運転員等は中央制御室にて，中央制御室換
気系給気隔離弁，排気隔離弁及び排煙装置隔離弁を閉にし，発電長に報告する。
③ 発電長は，中央制御室換気系の起動を指示する。
④ 運転員等は，中央制御室にて中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンを起動し，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の運転員等 1 名にて作業を実施し，中央制
御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファン
1.16―911

の起動までの所要時間を 6 分以内と想定する。

(2)

原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保
原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持することで，重大事故等により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいしてくる放射性物質が環境へ放出される際の濃度を低減し，運転員等の被ばくを低減するために原子炉建屋ガス処理系を起動する手順を整備する。
全交流動力電源喪失により原子炉建屋ガス処理系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備により電源を確保した後に手動で起動する手順に着手する。

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
重大事故等時に，交流動力電源が正常な場合において，原子炉建屋ガ
ス処理系は原子炉水位低（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及び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の何れかの隔離信号(以下「隔離信号」という。)により自動的に起動するため，運転状態を確認する手順を整備する。
起動後に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，1 系列運転とする。
(a)

手順着手の判断基準
原子炉建屋ガス処理系の電源が，外部電源又は非常用ディーゼル発電機から供給可能な場合で，隔離信号の発信を確認した場合

(b)

操作手順
1.16―1012自動起動した原子炉建屋ガス処理系の動作状況を確認する手順の概要は以下のとおり。
原子炉建屋ガス処理系概要図を第 1.16−3 図に，タイムチャートを
第 1.16―4 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建
屋ガス処理系Ａ系及びＢ系の自動起動の確認を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて隔離信号により非常用ガス処理系
排風機（Ａ）及び（Ｂ）並びに非常用ガス再循環系排風機（Ａ）
及び（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，中央制御室にて発電長に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及びＢ系が自動起動したことを報告する。
⑤ 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。
⑥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。

(c)

操作の成立性1.16―1113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の起動を確認す
るまでの所要時間を6分以内と想定する。

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
全交流動力電源喪失等により原子炉建屋ガス処理系が自動起動しない
場合に原子炉建屋ガス処理系を手動で起動する手順を整備する。
全交流動力電源喪失時には，原子炉建屋ガス処理系が停止中であるため，代替交流電源設備によりＭＣＣ

２Ｃ系又はＭＣＣ

２Ｄ系が受電されたことを確認した後，原子炉建屋ガス処理系を起動する。
なお，原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合は，「(3)原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合の閉止手順」に従い閉止を行う。

(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失等により，原子炉建屋ガス処理系が自動起動しない場合。全交流動力電源喪失後には，代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ

２Ｃ又はＭＣＣ２Ｄが受電完了した場合。

(b)

操作手順
全交流動力電源喪失により原子炉建屋ガス処理系が停止している場
合に，原子炉建屋ガス処理系Ａ系を再起動する手順の概要は以下のとおり。（原子炉建屋ガス処理系Ｂ系の起動手順も同様。）原子炉建屋
ガス処理系概要図を第 1.16−3 図に，タイムチャートを第 1.16―5 図
1.16―1214

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
屋ガス処理系の起動の準備を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて原子炉建屋外側ブローアウトパネ
ルの閉止を確認し，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転を実施するために必要な排風機，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。
④ 運転員等は，中央制御室にて発電長に原子炉建屋ガス処理系の準備が完了したことを報告する。
⑤ 発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の起動を指示する。
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）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
1.16―1315

後，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の運転員等 1 名にて作業を実施し，中央制
御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系の起動までの所要時間を 5 分以内と想定する。

(3) 原子炉建屋外側ブローアウトパネル閉止による居住性の確保
重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生した際に，原子炉建
屋ガス処理系を起動するために，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部を閉止する必要がある場合には，ブローアウトパネル閉止装置を用いて，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部を閉止する手順を整備する。本手順により原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した箇所
について，1 台づつ確実に閉止操作する。原子炉建屋外側ブローアウト
パネルの閉止を行った後に「(2) 原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保 b. 全交流動力電源が喪失した場合の運転手順」に従い，原子炉建
屋ガス処理系の手動による起動手順に着手する。
なお，原子炉建屋ガス処理系の運転中に閉止操作する場合は，原子炉建屋ガス処理系を停止する。
また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを強制的に開放させてブローアウトパネル閉止装置による閉止を行う必要が生じた場合の手順を整備する。

a．遠隔操作する場合の手順(a)

手順着手の判断基準
1.16―1416

原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放していることを確認した
場合

(b)

操作手順
遠隔操作による原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止の手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―6 図に示す。
【原子炉建屋ガス処理系が運転していない場合】① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき原子炉建屋外側ブローア
ウトパネル開口部の閉止を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にてブローアウトパネル閉止装置の遠隔操作により原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止操作を行う。
③ 運転員等は，中央制御室に，原子炉建屋外側ブローアウトパネル
開口部の閉止を確認した後，発電長に報告する。
【原子炉建屋ガス処理系が運転している場合】① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき原子炉建屋外側ブローア
ウトパネル開口部の閉止を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて原子炉建屋ガス処理系の運転を停止する。
③ 運転員等は，中央制御室にてブローアウトパネル閉止装置の遠隔操作により原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止操作を行う。
④ 運転員等は，中央制御室にて原子炉建屋外側ブローアウトパネル
開口部の閉止を確認した後，発電長に報告する。

1.16―1517

(c)操作の成立性
上記の操作は，中央制御室の運転員等 1 名にて作業を実施する。原

子炉建屋外側ブローアウトパネルが，10 箇所全て開放した場合に全ての開口部を閉止するまでの所要時間を 17 分以内と想定する。
なお，遠隔操作による原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止操作を行い，その後に原子炉建屋ガス処理系を手動で起動するまでの所要時間を 22 分以内と想定する。

ｂ．現場において人力による操作が必要であると判断した場合の手順(a)

手順着手の判断基準
炉心が健全な場合において，原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合に遠隔でブローアウトパネル閉止装置を操作できない場
合

(b)

操作手順
現場においての人力によるブローアウトパネル閉止装置の操作手

順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―7 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止を指示する。
② 重大事故等対応要員は，現場にて，ウィンチを使用した人力でのブローアウトパネル閉止装置の操作により，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止を行う。
③ 重大事故等対応要員は，現場にて，原子炉建屋外側ブローアウト
パネル開口部の閉止を確認した後，災害対策本部長に報告する。

1.16―1618

(c)操作の成立性
上記の操作は重大事故等対応要員 2 名にて作業を実施し，１箇所を閉止するまでの所要時間を 40 分以内と想定する。
なお，現場において原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部の閉止操作を行い，その後に原子炉建屋ガス処理系を手動で起動するまでの所要時間を 45 分以内と想定する。

ｃ．原子炉建屋外側ブローアウトパネルの強制開放手順(a)

手順着手の判断基準
ブローアウトパネル閉止装置による閉止を行うために原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放を行う必要があると判断した場合

(b)

操作手順
現場においての油圧ジャッキによるブローアウトパネル強制開放

装置の操作手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―8
図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき原子炉建屋外側
ブローアウトパネルの開放を指示する。
② 重大事故等対応要員は，現場にて油圧ジャッキを使用したブロー
アウトパネル強制開放装置の操作により，原子炉建屋外側ブロー
アウトパネルの開放を行う。
③ 重大事故等対応要員は，現場にて原子炉建屋外側ブローアウトパ
ネルの開放を確認した後，災害対策本部長に報告する。

1.16―1719

(c)操作の成立性
上記の操作は重大事故等対応要員 2 名にて作業を実施し，１箇所を開放するまでの所要時間を 50 分以内と想定する。
その後にブローアウトパネル閉止装置による閉止を現場において人力で行う場合の閉止までの所要時間を 60 分以内と想定する。

(4)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
ａ．中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室内の酸素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室換気系にて閉回路循環運転を実施している場合

(b)

操作手順
中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要
は以下のとおり。

① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき運転員等に中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始し，発電長に報告する。
③ 運転員等は，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を定期的に確認し，中央制御室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している
1.16―1820

場合は，災害対策本部と換気のタイミングを協議により決定し，
二酸化炭素濃度が許容濃度の 1％を超えるまでに，中央制御室にて外気取入れによる換気を行い，室内の濃度管理を行う。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定・管理は，運転員等 1 名で行い，中央制御室換気系給気隔離弁及び排気隔離弁の開操作まで行った場合でも 10 分以内と想定する。
（添付資料 1.16.3）
ｂ．中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室待避室内の酸
素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室待避室を加圧している場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき運転員等に中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，中央制御室待避室にて酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始し，発電長に報告する。
③ 運転員等は，中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を1.16―1921

定期的に確認し，中央制御室待避室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している場合は，二酸化炭素濃度が許容濃度の 1％を超える
までに，中央制御室待避室にて中央制御室待避室圧力を中央制御室に対して正圧に維持しながら，中央制御室待避室空気ボンベユ
ニットの空気供給差圧調整弁を操作し，酸素濃度及び二酸化炭素
濃度を調整し，濃度管理を行う。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室待避室における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定・管理は，運転員等 1 名で行い，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の調整まで 10 分以内と想定する。
（添付資料 1.16.3）(5)

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
ａ．中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室の照明が使用できな
い場合において，可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備
する。

(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失や電気系統の故障により，中央制御室の照明が使用できない場合

(b)

操作手順
1.16―2022全交流動力電源喪失時の可搬型照明（ＳＡ）の設置手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―9 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中央制御室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，可搬型照
明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認のうえ，可搬型照明（ＳＡ）の設置により，中央制御室の照明を確保し，発電長に報告する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後においても非常用照明が使用できない場合は，常設代替交流電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため，可搬型照明（ＳＡ）を緊急用コンセン
トに接続しておく。

(c)

操作の成立性
上記の可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作は運転員等 1 名で実施

し，所要時間を 30 分以内と想定する。
運転員等は,中央制御室の照明が全て消灯した場合においても，配備されている乾電池内蔵型照明を用い，可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。
（添付資料 1.16.4）

ｂ．中央制御室待避室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備する。

1.16―2123

(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，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合※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
中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）を設置する手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―10 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中央制御室待避室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，可搬型照明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認のうえ，中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）を設置すること
により，中央制御室待避室の照明を確保し，発電長に報告する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後は，常設代替交流電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため，可搬型照明（ＳＡ）を緊急用コンセントに接続しておく。

(c)

操作の成立性上記，中央制御室待避室への可搬型照明（ＳＡ）の設置は運転員

等 1 名で実施し，所要時間を 15 分以内と想定する。
1.16―2224

運転員等は,中央制御室待避室の照明が全て消灯した場合においても，配備されている乾電池内蔵型照明を用い，可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。

(6)

中央制御室待避室による居住性の確保
ａ．中央制御室待避室の準備手順
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に待避する中央制御室待避室を
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室待避室の居住性を確保するための手順を整備する。

(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① 炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.4m ※２ に到達した場合② 炉心損傷を判断した場合 ※１ 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ず，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合※2

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,速やかに待避室の加圧を行えるよう設定している。なお，サプレッション・プール水位が通常水位+6.4mから＋6.5mに到達す
るまでは評価上約20分である。

(b)

操作手順
中央制御室待避室の中央制御室待避室空気ボンベユニットによる
1.16―2325

加圧手順の概要は以下のとおり。中央制御室待避室の正圧化バウンダ
リ構成図を第 1.16−11 図に，中央制御室待避室を加圧するための中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を第 1.16−12 図に示す。
タイムチャートを第 1.16―10 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中央制御室待避室の加圧を指示する。
② 運転員等は，中央制御室待避室空気ボンベユニットの空気ボンベ
集合弁及び空気供給差圧調整弁前後弁を開操作した後に，中央制
御室待避室内の空気供給差圧調整弁の調整開操作を実施し，中央
制御室待避室の加圧を開始し，発電長に報告する。
③ 発電長は，運転員等に中央制御室待避室の差圧計を確認し，中央制御室待避室の圧力を中央制御室に対し正圧に維持するように指示する。
④ 運転員等は，中央制御室待避室と中央制御室の差圧を確認しながら，中央制御室待避室空気ボンベユニットの空気供給差圧調整弁を操 作 し ，中 央 制 御 室待 避 室 圧力 を 中 央 制御 室 に 対し 正 圧 （約10Pa）に維持し，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
中央制御室待避室の加圧操作は運転員等 1 名で行い，加圧完了までの所要時間は 10 分以内と想定する。このうち，空気ボンベユニットの空気供給差圧調整弁の操作から正圧に達するまでの時間は１分以内である。また，手順着手の判断基準が炉心損傷の確認となっていることから，当該操作は運転員等の被ばく防護の観点から，事象発生後の短い時間で対応することが望ましい。よって，現状の有効性評価シー
1.16―24

26

ケンスにおいて，「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を含む雰囲気圧力・温度による静的負荷（原子炉格納容器過圧・過温破損）の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場
合）のタイムチャート（第 1.16−14 図，第 1.16−15 図）で作業項目の成立性を確認した。

ｂ．データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，データ表示装置（待避室）
にてプラントパラメータを継続して監視できるよう手順を整備する。

(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，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室にてデータ表示装置（待避室）を起動し，監視する手順の概要は以下のとおり。データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を第 1.16−13 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データ表示装
置（待避室）の起動，パラメータ監視を指示する。
② 運転員等は，データ表示装置（待避室）を電源に接続し，端末を起動し，プラントパラメータの監視準備を行い，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性1.16―2527

上記，データ表示装置（待避室）の起動操作は運転員等 1 名で実施
し，所要時間を 15 分以内と想定する。

ｃ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，衛星電話設備（可搬型）（待避室）にて発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できるように手順を整備する。

(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，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室に衛星電話設備（可搬型）（待避室）を設置する

手順は以下のとおり。タイムチャートを第 1.16―10 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に衛星電話設備（可搬型）（待避室）の設置を指示する。
② 運転員は，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を衛星制御装置に接続し，電源を「入」操作し，通信連絡準備を行い，発電長に報告する。
③ 通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室待避室における衛星電話設備（可搬型）（待避1.16―2628室）の設置は運転員 1 名で行い，所要時間を 5 分以内と想定する。

(7)

その他の放射線防護措置等
ａ．炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順
運転員等は，中央制御室又は中央制御室待避室に滞在中は，中央制御室・中央制御室待避室の設計上，全面マスクを着用する必要はないが，中央制御室換気系等の機能喪失時や現場作業等を考慮し，全面マスクを着用する手順を整備する。

(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① 炉心損傷を判断した場合 ※１ で，その後現場作業等を行う場合② 炉心損傷を判断した場合 ※ １ で，中央制御室換気系または原子炉建
屋ガス処理系が機能喪失した場合

(b)

操作手順
炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき炉心損傷判断後の現場作業等において，運転員等に全面マスク着用を指示する。
② 運転員等は，中央制御室内にて全面マスクを着用し，リークチェックを行い，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
全交流動力電源喪失時においても，内蔵蓄電池又は代替交流電源設
1.16―2729

備より受電可能な可搬型照明（ＳＡ）を設置することで照明を確保できるため，全面マスクの装着は可能である。

ｂ．放射線防護に関する教育等について
施設定期検査等においてマスク着用の機会があることから，基本的にマスクの着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教
育・訓練を実施している。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用したマスク着用訓練において，漏れ率（フィルタ透過率含む）
2％を担保できるよう正しくマスクを着用できることを確認する。

ｃ．重大事故等時の運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化
炉心損傷が予想される事態となった場合又は炉心損傷の兆候が見られた場合，運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化のため，発電長は災害対策本部と協議の上，長期的な保安の観点から運転員等の交代要員体制を整備する。交代要員体制は，交代要員として通常勤務帯の運転員等を当直交代サイクルに充て構成する等の運用を行うことで，被ばく線量の平準化を行う。また，運転員等について運転員等交代に伴う移動時の放射線防護措置や，チェンジングエリア等の各境界における汚染管理を行うことで運転員等の被ばく低減を図る。
（添付資料 1.16.5，添付資料 1.16.6，添付資料 1.16.7）(8)

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フローチャートを第 1.16−16 図に示す。

中央制御室の照明は，自主対策設備である非常用照明を優先して使用する。
1.16―2830非常用照明が使用できない場合は，重大事故等対処設備である可搬型照
明（ＳＡ）を設置し，内蔵蓄電池からの給電により使用することで照明を確保する。代替交流電源設備からの給電開始後においても非常用照明が使用できない場合は，可搬型照明（ＳＡ）を代替交流電源設備からの給電に切り替え，引き続き照明を確保する。

1.16―2931

1.16.2.2(1)

汚染の持ち込みの防止

チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止
中央制御室の外側が放射性物質により汚染した状況下において，中央制
御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置する手順を整備する。
また，チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合は，可搬型照明（ＳＡ）を設置する。

ａ．手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象 ※３ が発生した場合※3「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」

ｂ．操作手順
チェンジングエリアを設置するための手順の概要は以下のとおり。タ
イムチャートを第 1.16−17 図に示す。
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
要員に中央制御室の出入口付近に，チェンジングエリアを設置するよう指示する。
② 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所の照明が確保されていない場合，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，照明を確保する。
③ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所にてチェン
ジングエリア用資機材を移動・設置し，テントハウスを展開し，
1.16―3032

養生シート及びテープを用い，テントハウス間及び床・壁等を隙間なく養生する。
④ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所にて各エリ
アの間にバリア，入口に粘着マット等を設置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所にて簡易シ
ャワー等を設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所にて脱衣収
納袋，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名で行い，作業開始から 170 分以内と想定する。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設けることで，重大事故等対応要員
が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行うことが可能である。
なお，汚染検査方法に関してはチェンジングエリア内に案内を掲示する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーン
ウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染できない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物とすることで廃棄物管理が可能である。
全交流動力電源喪失時においても，可搬型照明（ＳＡ）を設置するこ1.16―3133

とでチェンジングエリアの設置及び運用のための照度の確保が可能である。
（添付資料 1.16.5

1.16.2.3

1.16.8）

その他の手順項目について考慮する手順

代替交流電源設備による中央制御室の電源への給電に関する手順は，「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」にて整備する。
中央制御室と屋内現場，緊急時対策所等通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手順は，「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.16―32

34

第 1.16−1 表
分類

機能喪失を想定する設計基
準対象施設

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（1／4）
対応
手段

室
の
居
住
性
の

主要
設備

確
保

空気調和機ファンフィルタ系ファンフィルタユニット

中央制御室換気系
中央制御室換気系
中央制御室換気系
中央制御室換気系

ダクト・ダンパ
給気隔離弁
排気隔離弁
排煙装置隔離弁

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
・可搬型代替低圧電源車
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
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
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
非常用ガス処理系 排風機
非常用ガス再循環系 排風機

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」等
非常時運転手順
書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時電源復
旧」ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」等

非常用ガス処理系 配管・弁・フィルタトレイン
非常用ガス再循環系 配管・弁・フィルタトレイン
原子炉建屋原子炉棟
非常用ガス処理系排気筒常設代替交流電源設備 ※３
非常時運転手順
・常設代替高圧電源装置
書Ⅱ
燃料給油設備 ※ ３（停止時徴候ベ・軽油貯蔵タンクース）
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ「停止時電源復交流電源設備 ※ 3
旧」・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
ＡＭ設備別操作・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
手順書
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※ 3
重大事故等対策・軽油貯蔵タンク要領
・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
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

重大事故等
対処設備

※2
※3
※4
※5

関連設備

※1

原子炉建屋ガス処 理系による居住 性の確 保−

中央制御室遮蔽中央制御室換気系
中央制御室換気系
中央制御室換気系

重大事故等対処設 備

御

中央制御室

重大事
故等対
処設備

制

関連設備

央

※1

重大事故等
対処施設

主要設備

中

中央制御室換気系 による居住性 の確保−

整備する手順書

対応設備

整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3335

第 1.16−1 表

分
類

機能喪失を
想定する
設計基準事
故対処設備

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（2／4）

対応手段

主要
設備

制
御

―

室
の
居
住
性
の
保

※2
※3
※4
※5

主要設備

※1

酸素濃 度計 及び二酸化 炭素 濃度
計によ る居 住性
の確保

―

主要設備

確

関連設備

央

原子炉建屋 外側ブ ローアウトパ ネルの閉止による 居住性の 確保

中

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）
「電源
供給回
復」等

ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル開閉状態表示
ブローアウトパネル閉止装置開閉状態表示
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・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
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
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

重大事故等
対処設備

非常時
運転手
順書Ⅱ
（停止
時徴候
ベ ー
ス）
「停止
時電源
復旧」
ＡＭ設
備別操
作手順
書

ブローアウトパネル強制開放装置

自主対策設
備

中央制御室
中央制御室待避室

重大事故等
対処施設

酸素濃度計 ※ ２
二酸化炭素濃度計 ※２

重大事故等
対処設備

重大事
故等対
策要領
領
ＡＭ設
備別操
作手順
書

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。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3436

第 1.16−1 表
分
類

機能喪失
を想定す
る設計基
準対象施
設

重大事
故等対
処施設
重大事
故等対
処設備

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
・可搬型代替低圧電源車
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

自主対
策設備

非常用照明

中央制御室
中央制御室待避室

御
室

―

重大事
故等対
処施設

制

ＡＭ設
備別操
作手順
書

重大事故等
対処設備

―

主要
設備

―

中央制御室
中央制御室待避室

可搬型照明（ＳＡ）

関連設備

央

整備す
る手順
書 ※1

対応設備

主要設備

中

対
応
手
段

可搬型照明（ＳＡ ）による居住 性の確保―

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（3／4）

の

の
確
保

−

中央制御室待避室

空気ボンベユニット（配管・弁）

ＡＭ設
備別操
作手順
書
重大事
故等対
策要領

重大事故等対処設 備

※2
※3
※4
※5

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置
衛星制御装置〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

関連設備

※1

中央制御室待避室 による居 住性 の確保

性

中央制御室遮蔽中央制御室待避室遮蔽
データ表示装置（待避室）
中央制御室待避室 空気ボンベユニット（空気ボンベ）
衛星電話設備（可搬型）（待避室）
差圧計 ※5

重大事故等対処設 備

住

主要設備

居

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
・可搬型代替低圧電源車
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

整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3537

第 1.16−1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対象施設と整備する手順（4／4）
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

の
居

−

住
性
の

中央制御室

中央制御室遮蔽

防護具(全面マスク)

確

重大事故等
対処設備

室

主要設備

御

その他の放射線防 護措置等

制

重大事故等
対処施設

中
央

整備す
る手順
書 ※1

対応設備

重 大 事
故 等 対
策要領

-※ 4

保

ち
込
み
防
止

※1
※2
※3
※4
※5

−

関連
設備

持

可搬型照明（ＳＡ）

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
・可搬型代替低圧電源車
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

防護具及びチェンジングエリア用資機材

重大事故等 対処設 備

の

主要設備

染

チェンジン グエリ アの設置及び 運用による汚染の持ち込みの防 止

汚

重 大 事
故 等 対
策要領

-※ 4

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。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3638

第1.16−2表

重大事故等対処に係る監視計器

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）1.16.2.1 居住性を確保するための手順(1) 中央制御室換気系居住性の確保
信号

電源（確保）

操作 判断基準操作

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運
転手順

判断基準

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手
順

原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※ １
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３

中央制御室換気系の運転

―
Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

電源（確保）

中央制御室換気系の運転

２Ｃ電圧 ※ ３
２Ｄ電圧 ※ ３２Ｃ電圧 ※ ３
２Ｄ電圧 ※ ３―

1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(2)
原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保

電源（確保）

操作 判断基準 操作

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運
転手順

判断基準

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手
順

信号

非常用ガス処理系運転状態
非常用ガス再循環系運転状態
電源（確保）

原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※ １
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
非常用ガス処理系流量 ※２
非常用ガス再循環系流量 ※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
非常用ガス処理系流量 ※２
非常用ガス再循環系流量 ※２

判断 操作 判断 操作
基準
基準

非常用ガス処理系運転状態
非常用ガス再循環系運転状態
1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(3)
原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合の閉止
原子炉建屋外側ブローアウト
ブローアウトパネル開閉状態表示 ※４
パネルの開放ａ．遠隔操作の場合の手順
原子炉建屋外側ブローアウト
ブローアウトパネル閉止装置開閉状態表示 ※４
パネルの閉止原子炉建屋外側ブローアウト
ブローアウトパネル開閉状態表示 ※４
ｂ．現場において人
パネルの開放力による操作が必要
原子炉建屋外側ブローアウト
な場合の手順
ブローアウトパネル閉止装置開閉状態表示 ※４
パネルの閉止※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。
※3 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。
※4 「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3739

第1.16−2表

重大事故等対処に係る監視計器

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

監視パラメータ（計器）判断基準1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(4) 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※１
信号
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※ ２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※ ２
ａ．中央制御室の酸Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
素及び二酸化炭素のＭ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
電源（確保）
濃度測定と濃度管理
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
酸素濃度計 ※４中央制御室内の環境監視
二酸化炭素濃度計 ※４

操作 判断基準 操作

ｂ．中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理

中央制御室内の環境監視

差圧計 ※ ４中央制御室待避室内の環境監視

酸素濃度計 ※４
二酸化炭素濃度計 ※４

ｂ．中央 制御室待避室の照明の確保電源（喪失）

判断基準

ａ．中央 制御室の照明の確保

判断基準 操作

1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(5) 可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保

原子炉格納容器内の放射線
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

原子炉圧力容器表面温度 ※１

操作

※1
※2
※3
※4

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

可搬型照明（ＳＡ）の設置

２Ｃ電圧 ※ ３
２Ｄ電圧 ※ ３２Ｃ電圧 ※ ３
２Ｄ電圧 ※ ３−

可搬型照明（ＳＡ）の設置−

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。
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。
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。
「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3840

第1.16−2表

重大事故等対処に係る監視計器

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）1.16.2.1 居住性を確保するための手順(7) 中央制御室待避室による居住性の確保
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

判断基準

ａ ．中 央制 御室 待避 室の準
備

操作
判断基準

ｂ．データ表示装置によるプラントパラメータの監視※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

原子炉圧力容器表面温度 ※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※ 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

中央制御室待避室の加圧

差圧計 ※ ４

原子炉格納容器内の放射線線量率※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

原子炉圧力容器温度

操作
判断基準

原子炉圧力容器表面温度 ※１

プラントパラメータの監視―
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

原子炉格納容器内の放射線線量率※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操作

ｃ．衛星電話装置（可搬型）（待避室）による通信
連絡

原子炉格納容器内の放射線線量率

衛星電話装置（可搬型）（待避室）による通信連絡

原子炉圧力容器表面温度 ※１―

1.16.2.2 汚染の持ち込みの防止(1) チェンジングエリアの設置及び運用手順

判断基準

※1
※2
※3
※4

操作

(1) チ ェ ン ジ ン グ エ リ アの設置及び運用手順―

チェンジングエリアの設置―

ＧＭ汚染サーベイメータ

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。
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。
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。
「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―3941

第 1.16−3 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【1.16】
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

給電元
給電母線

供給対象設備

中央制御室換気系

空気調和機ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

フィルタ系ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

給気隔離弁

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

中央制御室換気系

排気隔離弁

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

中央制御室換気系

排煙装置隔離弁Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

非常用ガス処理系

排風機

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

Ａ系：125V
Ｂ系：125V

Ａ系蓄電池
Ｂ系蓄電池

非常用ガス再循環系

排風機

原子炉建屋ガス処理系

AO 弁用制御電源

可搬型照明（ＳＡ）

緊急用ＭＣＣ

ブローアウトパネル閉止装置

緊急用ＭＣＣ

ブローアウトパネル開閉状態表示

緊急用 125V 系蓄電池

ブローアウトパネル閉止装置開閉状態表示

緊急用 125V 系蓄電池

1.16―4042

通常運転時（再循環方式）
外気隔離時（閉回路循環方式）② a※2 ② b※2② a※ 3 ④ b※ 1
② a※1 ② b※1② a※4 ④ b※ 2

外気取入れ時操作手順② a※1 ② b※1② a※2 ② b※2② a※3 ④ b※1② a※4 ④ b※2

名称
中央制御室換気系給気隔離弁
中央制御室換気系排気隔離弁
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン

記載例① a※1 a は交流動力電源が正常な場合の手順，b は全交流動力電源が喪失した場合を示す。
※1 同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16−1 図

中央制御室換気系概要図（Ａ系運転時）
1.16―4143

第 1.16―2 図

中央制御室換気系による居住性の確保タイムチャート（全交流動力電源が喪失した場合）

1.16―42

44

操作手順

名称

③ ※１ ，③ ※２③ ※３ ，③ ※４③ ※５ ，③ ※６③ ※７ ，③ ※８③ ※９ ，③ ※１ ０
③ ※１１ ，③ ※１ ２
③ ※１３ ，③ ※１ ４

非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁
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
非常用ガス再循環系系統再循環弁

記載例

○
○ ※1

操作手順番号を示す。
同一操作手順番号内の複数の操作又は確認を実施する対象便がある場合は，その実施順を示す。

第 1.16−3 図

原子炉建屋ガス処理系概要図（Ａ系運転時）1.16―4345

第 1.16―4 図

原子炉建屋ガス処理系（交流電源が正常な場合）運転のタイムチャート

第 1.16―5 図原子炉建屋ガス処理系（全交流動力電源が喪失した場合）運転のタイムチャート

第 1.16―6 図

原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合の閉止（遠隔操作の場合）のタイムチャート

第 1.16―7 図原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した場合の閉止（現場において人力による操作が必要な場合）のタイムチャート
1.16―4446

第 1.16―8 図

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの強制開放のタイムチャート

第 1.16―9 図

第 1.16―10 図

中央制御室の照明の確保のタイムチャート

中央制御室待避室による居住性の確保のタイムチャート

1.16―4547

第 1.16−11 図

中央制御室待避室正圧化バウンダリ構成図
1.16―4648

空気ボンベユニット
13 本(予備 7 本)

1.16―47

② ※1
② ※3④

② ※2
FI

流量計

気密扉

② ※2

中央制御室待避室

操作手順
② ※1
② ※2
② ※3④
③
記載例

DPI

名称
空気ボンベ集合弁
空気調整差圧調整弁前後弁
空気調整差圧調整弁
差圧計

差圧計

③

微差圧
調整ダンパ
気密扉

① ※1 ※１:同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16−12 図

前室

中央制御室待避室空気ボンベユニット概要図

1.16―4749

1.16―48※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）となる。

第 1.16−13 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

1.16―4850

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

65 分

原子炉水位Ｌ０到達判断

100

110

120

130

140

150

備考

操作の内容

責任者

実施箇所・必要要員数

事象発生【 】は他作業後に移動してきた要員

原子炉スクラム

当直発電長

1人

約4分
達）

中央監視
運転操作指揮炉心損傷開始（燃料被覆管温度 1,000K 到
約9分

操作項目
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

燃料被覆管温度 1,200℃到達

プラント状況判断

25 分

格納容器冷却及び原子炉注水開始

約 27 分
当直運転員(中央制御室)

当直運転員
（現場）

2 時間
原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動による負圧達成

炉心溶融開始（燃料温度 2,500K 到達）

重大事故等対応要員（現場）●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認●ＬＯＣＡ発生の確認

状況判断

2人
A，B

−

●再循環ポンプ停止の確認

−

10 分

●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉
圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●原子炉への注水機能喪失の確認●炉心損傷の確認

早期の電源回復不能の確認

電源確保操作対応
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替注水系（常設）の起動操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）水位の確保操作

【1 人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

1分

【1 人】
B

−

−

●非常用ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

2分

−

−

2人
a，b

●電源回復操作

【1 人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置 2 台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

【1 人】
B

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却に必要な負荷の電源切替操作

【1 人】
A

【1 人】
A

−

−

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作−−−●水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作

サプレッション・プール水ｐＨ制
御装置による薬液注入操作

【1 人】
A

−

−

●サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作

【1 人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

−

2人
C，D

−

●非常用母線の受電準備操作(現場）

原子炉建屋ガス処理系及び中央制
御室換気系の起動操作

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操作

【1 人】
B

【1 人】
B

【1人】
B

3分

6分

原子炉注水及び格納容器冷却開始後，適宜状態監視
6分●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）
注水に必要な負荷の電源切替操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）水位の調整操作

【1 人】
A

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作2分●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量調整操作−

解析上考慮しない

20 分

15 分

解析上考慮しない

75 分
8分

−

5分
5分

−

起動操作実施後，適宜状態監視
6分●中央制御室換気系の起動操作

起動操作実施後，適宜状態監視
2分●ほう酸水注入系の起動操作

第 1.16−14 図

適宜，格納容器内水素濃度及び酸素濃度の監視

通常運転時は外部電源で常時暖気状態であり，交流電源喪失時は代替交流電源設
備により緊急用母線受電
後，暖気が自動的に開始さ
れる

35 分

●原子炉建屋ガス処理系の起動操作−

水位調整後，適宜状態監視

8分●非常用母線の受電操作−

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視

解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更し，12時間以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施する

4分●常設代替高圧電源装置 3 台の追加起動操作−

解析上考慮しない

4分●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作【1 人】
A

水素濃度及び酸素濃度監視設備の
起動操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

適宜実施
4分

−

解析上考慮しない

ほう酸水全量注入完了まで適宜状態監視●ほう酸水注入系の注入状態監視「雰囲気圧力・温度による静的負荷（原子炉格納容器過圧・過温破損）」の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場合）（1／2）

1.16―49

51

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）

経過時間（時間）
4

約 3.9 時間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

原子炉水位の調整操作(低圧代
替注水系（常設）)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備操
作

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1 人】
A

−

−

−

20

格納容器圧力 465kPa［gage］到達

約 16 時間24●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作−●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備
操作（中央制御室での第一弁操作）−●第一弁現場操作場所への移動●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備
操作（現場での第一弁操作）●緊急時対策所への退避−−【2 人】＋1 人
C，D，E

1人
副発電長

【3 人】
C，D，E

−

−

3人
（参集）

【1 人】
B

−

【1 人】
B
1 人＋【2 人】
発電長，A，B

解析上では，約6分以上の間隔で格納
容器圧力が変動するが，実運用上ではスプレイ流量を調整することで可能 な 限り 連 続ス プレ イ する 手 順とし，並行した操作を極力減らすこととする

5分●第二弁現場操作場所への移動

45 分●中央制御室待避室内の正圧化準備操作

20 分
15 分
15 分

●データ表示装置（待避室）の起動操作

−

【3 人】
（参集）

−

第一弁操作完了後，緊急時対策所に
退避する

35 分

−

−

解析上考慮しない

125 分●可搬型照明（ＳＡ）の設置
−

【1 人】
A

5分

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた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停止操作●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作実施後
の状態監視

3分
2分

格納容器ベント実施後，適宜状態監視
10 分●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）30 分−●中央制御室待避室内の正圧化操作−−●中央制御室待避室内への退避

45 分
5分

−

−

−

−

−

−

2人
A，B

3人
C，D，E

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある
場合は代替燃料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施

−

20 分

8人
c〜j
【8人】
c〜j
【2人】
c，d
2人
（参集）

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

解析上考慮しない
25時間までに実施する

15 分●代替燃料プール冷却系の起動操作−

サプレッション・プール水位指示値
が通常水位＋6.4m到達時に待避室の加圧操作を行う

300 分●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作−

サプレッション・プール水位指示値
が通常水位＋6.4m到達時に待避室の加圧操作を行う

240 分●第二弁操作室への退避

−

−

備考

解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更し，12時間
以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施する

間欠スプレイにより格納容器圧力を●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への注水操作

タンクローリによる燃料給油操作

50

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m 到達●緊急時対策所への帰還

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操作

46

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視●第二弁操作室の正圧化操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

42400kPa［gage］から 465kPa［gage］の間に維持

【1 人】
A

使用済燃料プールの冷却操作

28

サプレッション・プール水位
通常水位＋5.5m 到達
約 19 時間●衛星電話設備（可搬型）（待避室）の設置

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

16

約 42.6 時間
代替淡水貯槽残量 1,000m３到達

−

【1 人】
A

−

中央制御室待避室の準備操作

12

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)

【1 人】
A

8

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行う

170 分
180 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

水源枯渇までは十分余裕がある

適宜実施●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

90 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜実施●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給油する

10 人 a〜j
及び参集 5 人

第 1.16−15 図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場合）（2／2）

1.16―50

52

第 1.16−16 図

対応手段選択フローチャート

1.16―51

53

20

手順の項目

要員（数）

40

60

経過時間（分）
80
100

120

140

160

備考

チェンジングエリア
設営完了（170 分）チェンジングエリア初期運用開始

活動開始

180

緊急時対策所から中央制御室
チェンジングエリア設営箇所へ移動
資機材準備
サーベイエリア・除染エリアテントハウス設営
チェンジングエリアの設
置及び運用

重大事故等対応要員

2
サーベイエリア・除染エリア機材設置
脱衣エリアテントハウス設営
脱衣エリア機材設置

第 1.16−17 図

中央制御室チェンジングエリア設置

1.16―52

タイムチャート

54

添付資料 1.16.1

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（1/2）

1.16―5355

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（2/2）

1.16―5456

添付資料 1.16.2
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／6）
技術的能力審査基準(1.16)【本文】
発電用原子炉設置者において，原子炉制御室に関し，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどま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。

番号

①

【解釈】

−

１ 「運転員等がとどまるために必要な手順等」とは，以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマ
ネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）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）重大事故が発生した場合においても，放射線防護措置等により，運転員等がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

−

−

②

③※１

設置許可基準規則(59 条)

技術基準規則(74 条)【本文】
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合（重大事故等対処設備（特定重大事
故等対処施設を構成するものを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合を除く。）に
おいても運転員が第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第 59 条に規定する「重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合」とは，第 49条，第 50 条，第 51 条又は第52 条の規定により設置されるいずれかの設備の原子炉格納容器の破損を防止するための機能が喪失した場合をいう。
２ 第 59 条に規定する「運転員が第 26 条第１項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備」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設備をいう。

【本文】
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合（重大事故等対処設備（特定重大事
故等対処施設を構成するものを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合を除く。）に
おいても運転員が第三十八条第一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備を設けなければならない。
【解釈】
１ 第 74 条に規定する「重大事故等対処設備（特定重大事故等対処施設を構成するものを除く。）が有する原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合」とは，第 64条，第 65 条，第 66 条又は第67 条の規定により設置されるいずれかの設備の原子炉格納容器の破損を防止するための機能が喪失した場合をいう。
２ 第 74 条に規定する「運転員が第三十八条第１項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備」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設備をいう。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

① 本規定第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原
子炉制御室の運転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シー
ケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし
装
置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

① 設置許可基準規則第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器
圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定す
ること。

番号

④

−

―

⑤※1

⑥

※1：原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）
は，技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順等」で整理

1.16―55

57

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／6）
技術的能力審査基準(1.16)

番号

設置許可基準規則(59 条)

技術基準規則(74 条)② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実
効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状
況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
ｄ）上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減する必要がある場合は，非常用ガス処理系等（ＢＷＲの場合）又はアニュラス空気再循環設備等（ＰＷＲの場合）を設置すること。
ｅ）ＢＷＲにあっては，上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルを閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作ができること。また，ブローアウトパネ
ルは，現場において人力による操作が可能なものとすること。

② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状
況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
ｄ）上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減する必要がある場合は，非常用ガス処理系等（ＢＷＲの場合）又はアニュラス空気再循環設備等（ＰＷＲの場合）を設置すること。
ｅ）ＢＷＲにあっては，上記ｂ）の原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルを閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作ができること。また，ブローアウトパネ
ルは，現場において人力による操作が可能なものとすること。

番号

⑥

⑦

⑧

⑨

※1：原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）
は，技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順等」で整理

1.16―56

58

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／6）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
既設新設

中央制御室換気系空気調和機ファン

既設

中央制御室換気系フィルタ系ファン

既設

中央制御室換気系フィルタユニット

既設

非常用ガス処理系排風機

既設

非常用ガス再循環系排風機

既設

中央制御室換気系ダクト・ダンパ

既設

中央制御室換気系 給排気隔離弁

既設

中央制御室換気系 排煙装置隔離弁

既設
既設
既設

非常用ガス処理系排気筒

既設

原子炉建屋原子炉棟

既設

ブローアウトパネル閉止装置

新設

ブローアウトパネル開閉状態表示

新設

−

−

機器名称

−

居住性の確保

非常用ガス処理系
配管・弁・フィルタトレイン
非常用ガス再循環系
配管・弁・フィルタトレイン

−

既設

−

中央制御室遮蔽

①②③④

既設

備考

①②③④⑧⑨

中央制御室

解釈
対応番号

手段

手段

機器名称

自主対策設備―

ブローアウトパネル閉止装置開閉状
新設
態表示
常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備新設

非常用交流電源設備

既設

燃料給油設備新設−−
既設

中央制御室待避室

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

新設

−

中央制御室

居住性 ブローアウトパネの確保 ル強制開放装置−※1：手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.16―57

59

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／6）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
機器名称

既設
新設

新設

中央制御室待避室遮蔽新設

可搬型照明（ＳＡ）

新設

常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料給油設備新設−−

居住性の確保中央制御室

既設

中央制御室遮蔽既設

中央制御室待避室

新設

中央制御室待避室遮蔽

新設

−

−

居住性
の確保

−

中央制御室待避室−

既設−

中央制御室遮蔽

手段

①②③④⑤

既設

備考

①②③④

中央制御室

解釈
対応番号

−

手段

自主対策設備
機器名称

−

非常用照明

中央制御室待避室 空気ボンベユニ
新設
ット（空気ボンベ）
データ表示装置（待避室）

新設

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

新設

差圧計

新設

衛星電話設備（屋外アンテナ）新設

衛星制御装置新設−

衛星制御装置〜衛星電話設備（屋外新設
アンテナ）電路
中央制御室待避室 空気ボンベユニ
新設
ット（配管・弁）常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料給油設備新設※1：手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.16―58

60

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／6）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
既設
新設

解釈
対応番号

備考

新設

可搬型代替交流電源設備

新設−

燃料給油設備新設

防護具及びチェンジングエリア用
資機材※1

新設

−

−

−

−

−

機器名称

①②④

−

常設代替高圧電源装置①②④

放射線防護に関す 運転員等の被ばく低減及
る教育等
び平準化

新設

①③④⑤⑥⑦

汚染持ち込み防止

可搬型照明（ＳＡ）

手段

手段

機器名称

自主対策設備

−

−

−

−

−

−

※1 本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材等（放射線防護措置）

1.16―59

61

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／6）
技術的能力審査基準(1.16)

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において，原子炉制御室に関し，重大事故が発生した
場合においても運転員等がとどま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。

重大事故が発生した場合においても中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，可搬型照明（ＳＡ）及び中央制御室待避室等により中央制御室に運転員がとどまるために必要な手順を整備する。

【解釈】
１ 「運転員等がとどまるために必要な手順等」とは，以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）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）重大事故が発生した場合においても，放射線防護措置等により，運転員
等がとどまるために必要な手順等を整備すること。

重大事故が発生した場合においても資機材等（防護具及びチェンジングエリ
ア用資機材）を用いた放射線防護措置により中央制御室に運転員がとどまる
ために必要な手順を整備する。

ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置または可搬型代
替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）は，技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順等」
で整備する。

1.16―6062添付資料 1.16.3
中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

中央制御室換気系が閉回路循環運転の場合，及び格納容器圧力逃し装置作動時に使用する中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の評価を，「空気調和・衛生工学便覧

1.

空気調和設備設計」に基づき実施した。

酸素濃度，二酸化炭素濃度に関する法令要求について
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理
は，労働安全衛生法，ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員
等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則に基づき，酸素濃度が 19％以上，かつ，二酸化炭素濃度が 1％以下で運用する。

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は、酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は、当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては、空気中の酸素の濃度を十八パー
セン ト以上、かつ 、硫化水素の濃 度を百万分の 十以下）に保つ ように換気し なければならな い。ただし、 爆
発、 酸化等を防止 するため換気す ることができ ない場合又は作 業の性質上換 気することが著 しく困難な場 合は、この限りでない。
鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し、又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし、炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
酸 素
濃 度
21％

通常の空気の状態

18％

安全限界だが連続換気が必要

16％
12％
8％
6％

頭痛、吐き気
目まい、筋力低下
失神昏倒、7〜8 分以内に死亡
瞬時に昏倒、呼吸停止、死亡

症

状

等

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

1.16―6163

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には、中央制御室内の CO２ 濃度の上昇による運転員等の操作
環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号、最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており、中央制御室の CO２ 濃度もこれに準拠する。
したがって、中央制御室居住性の評価にあたっては、上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

2.
(1)

中央制御室待避室の必要空気供給量
二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）ｃ．大気二酸化炭素濃度：C ０ ＝0.0336％（空気ボンベの二酸化炭素濃度）ｄ．呼吸による二酸化炭素発生量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生
工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
ｅ．必要換気量：Q １ ＝100×M×n／（C−C ０ ）m ３ ／h（空気調和・衛生工学
便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷（0.5−0.0336）＝14.15≒14.2 m ３ ／h

(2)酸素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．吸気酸素濃度：a＝20.95％（標準大気の酸素濃度）
ｃ．許容酸素濃度：b＝19％（鉱山保安法施行規則）
ｄ．成人の呼吸量：c＝0.48m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧）
ｅ．乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4％（空気調和・衛生工学便覧）
1.16―6264

ｆ．必要換気量：Q １ ＝c×（a−d）×n／（a−b）m３ ／h（空気調和・衛生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×（20.95−16.4）×3÷（20.95−19.0）＝3.36≒3.4m ３ ／h

以上により，中央制御室待避室使用に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基準の 14.2m ３ ／h とする。

3.

中央制御室待避室の必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は，二酸化炭素濃度基準換気量の 14.2m３ ／h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m ３ ／本から下記の通り 19 本となる。なお，中央制御室待避室の設置後に試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間正圧化維持するのに十分であることの確認を実施
し，予備のボンベ容量について決定する。

(1)

ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）(2)

ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ※※空気ボンベは標準圧力 14.7MPa で 6.8m３ /本であるが，安全側（残圧及び
使用温度補正）を考慮し 5.5m３ /本とする。
必要ボンベ本数＝14.2m３ ／h÷5.5m3 ／本×5 時間＝12.9 本≒13 本

1.16―6365

添付資料 1.16.4
可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

1.

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，
主制御盤エリア用 3 台，中央制御室待避室用 1 台，予備 1 台の計 5 台を配備する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認しているとともに，可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に，可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。第 1 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。

第1表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

中央制御室

5台
(予備 1 台含む)

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

中央制御室

20 個

電池：単一電池 4 本
点灯時間：45 時間

中央制御室

14 個

電池：単 3 電池 3 本
点灯時間：10 時間

可搬型照明（ＳＡ）

乾電池内蔵型照明（ランタン）

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

1.16―6466

2.

可搬型照明（ＳＡ）を用いた監視操作

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 1 図に示すとおり主制御盤から約 6m の位置に設置した場合で，直流非常灯の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，
室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

第1図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
1.16―6567添付資料 1.16.5
チェンジングエリアについて

1.

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「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」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，クリーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 1 表のとおり。

1.16―66

68

第1表

チェンジングエリアの概要
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御

設営場所

室への汚染の持ち込みを防止するため，
原子炉建屋付属棟 4 階
空調機械室

身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行
うための区画を設ける。
なお，空調機械室内への搬入口は地震竜
巻等でも開放せず，事故発生時でも外部

設営形式の風雨の影響を防止できる構造とする。
テントハウス（一部，通路区画化）

通路にテントハウスを設営し，テントハ
ウス内は扉付シート壁等により区画化す
る。
中央制御室の外側が放射性物質により汚

手順着手の
判断基準

染するようなおそれが発生した場合，チ
原子力災害対策特別措置 ェンジングエリアの設営を行う。なお，
法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の 事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の指示があった場合。
優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営でき
放射線管理班

るよう定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

3.

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 1 図，第 2 図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルー
トは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内外のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へのアクセスする。原子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセスルートの設定
1.16―6769

図を第 3 図に示す。作業員が携行する資機材（携行型有線通話装置，電離箱
サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバックパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

第1図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所

1.16―6870

（通行状態のイメージ）

①

②

④

既設の梯子は撤去③

中央制御室への気密扉

第2図

中央制御室へのアクセスルートの概要図

1.16―69

71

第3図

4.
(1)

中央制御室へのアクセスルート設定図

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 4 図の設営フ
ローに従い，第 5 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジン
グエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベ
イエリア，除染エリア及びクリーンエリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェ
ンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した
場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班員

1.16―70

72

4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生
し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。

1.16―71

73

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない
場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリア・クリーンエリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第4図

チェンジングエリアの設営フロー1.16―7274

第5図

中央制御室チェンジングエリア
1.16―7375

(2)チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。

第2表

チェンジングエリア用資機材
名

エ リ ア
設営用

消耗品

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13

今後，訓練等で見直しを行う。
エリアの設営に必要な数量
各エリア間の4個×1.5倍＝6個
1台×1.5倍＝1.5→2台
設置作業用，脱衣用，除染用の3本
サーベイエリア用，除染エリア用の2式
44.0 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻

1.16―7476

※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数 修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚

1.16―75

77

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 5 図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。
④クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア。

1.16―76

78

(2)

脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリ
アを通過して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリ
アに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。
1.16―77

79

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。（マスク及び帽子は除く）・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，
マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場合
は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定
し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
1.16―7880

簡易シャワーで発生した汚染水は，第 6 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】

サーベイエリアにて，汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第6図

(7)

簡易水槽

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

1.16―79

81

6.
(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シー
ト壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。

(2)

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，サーベイエリア，クリーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部
は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハ
ウスの外観は第 7 図のとおりであり，仕様は第 3 表のとおりである。また，第 8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は第 9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により 2 重に区画した上で 2 重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

1.16―8082

第7図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第3表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 0.7〜2.6m×奥行 1.1m〜5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※2

約 2 分 ※1構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て※1

幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2

手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

1.16―8183

第8図

テントハウスの設置状況（イメージ）
1.16―8284

① 接続前

② ファスナーによる接続③ マジックテープによる接続④ 難燃テープによるシール

第9図

(3)

各テントハウス間の接続（イメージ）

可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型
空気浄化装置の仕様等を第 10 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
1.16―8385ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェ
ンジングエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 10 図(4)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 11 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，エリア内で放射性物質が飛散した場合でも，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
第 11 図，第 12 図のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出
入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを確保する。

1.16―84

86

第 11 図中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

1.16―8587

第 12 図中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画

1.16―86

88

(5)チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合
は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。
さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。

7.

汚染の管理基準
第 4 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

1.16―87

89

第4表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような根拠等

法令に定める表面汚染密度限度
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射性2（4Bq／㎝ 相当）

同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時

原子力災害対策指針における40,000cpm
2状

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時（120Bq／㎝ 相当） ＯＩＬ4 に準拠

13,000cpm

原子力災害対策指針における2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

1.16―8890

8.

可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3 台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 5 表に示す。
第5表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

チェンジングエリア内は，第 13 図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。

1.16―8991

第 13 図チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況

9.

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了
し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2 分×4 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。

1.16―9092

10.

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型
エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト
及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設
置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジングエ
リアの運用については，エリア使用の都度放射線管理班員がチェンジングエ
リアまで移動して対応するがチェンジングエリアが使用されるのは直交代時
及び作業終了後に運転員が中央制御室に戻る際であり，多くとも1日数回程
度のため十分対応が行える。

1.16―9193

・ケース①（平日昼間の場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

2

3

事象発生
▽
10 条
▽

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員 A,B
放射線管理
班員 C,D・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置

放射線管理
班員 A,B

中央制御室チェンジングエリアの設置

放射線管理
班員 C,D

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

▽参集完了

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

第 14 図放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

1.16―92

94

11.

チェンジングエリア設置前の汚染の持ち込み防止について

夜間，休日は，参集要員によりチェンジングエリアの設置を行う可能性があるため，チェンジングエリアの初期運用の開始 ※１ まで事象発生から 3 時間程
度 ※２ 要する場合が考えられる。その場合において，チェンジングエリアの初期運用開始までは，下記の対応により中央制御室への過度な汚染の持ち込みを防止する。
※1： サーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアの設営※2： 2 時間（参集時間）＋1 時間（サーベイエリア及び除染エリアの設営）

運転員等は，自ら汚染検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスによる拭取り）を行った上で，中央制御室に入室する。
放射線管理班員は，チェンジングエリアの初期運用開始に必要なサーベイ
エリア及び除染エリアを設営後，運転員等の再検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスでの拭き取り又は簡易シャワーによる水洗）を行う。また，中央制御室内の環境測定を行う。
上記に加えて，中央制御室とチェンジングエリアの間に設置する気密扉により中央制御室バウンダリを区画する。
なお，仮に中央制御室に汚染が持ち込まれた場合でも，中央制御室換気系
により中央制御室内を浄化することで，中央制御室の居住性を確保する。

詳細な手順は「5.

チェンジングエリアの運用」に従う。

1.16―9395

添付資料 1.16.6
中央制御室内に配備する資機材の数量について
1.

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材の内訳を第 1 表及び第 2 表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。
第1表品

放射線防護具類
配備数 ※1

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足

1.16―9496

※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名 （ 重大事 故等対応要 員4名 ：放 水 砲対応 ）×2倍 （現 場での交替 を考 慮） ×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着※16 11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足※17 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個※18 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双※19 11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双※20 11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個※21 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足※22 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交替要員
が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

1.16―95

97

第2表
品

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）

配備数 ※1

名

緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※１
※２
※３
※４
※５

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※６

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※７

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台

※８
※９
※10

11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台
身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台
現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台

1.16―9698

添付資料 1.16.7
運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

１．被ばく評価
中央制御室等の運転員等の被ばく評価は，事故シーケンス「大破断ＬＯＣ
Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）で，転員の勤務体系（5 直 2交替）に基づき，中央制御室の滞在期間及び入退域の時間を考慮して評価する。想定する勤務体系を第 1 表に，対応のタイムチャートを第 1 図に示す。
第1表
1 日目
Ａ班

※

想定する勤務体系

2 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

3 日目

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班 ※

1直

1直

2直

1直
2直

2直

被ばくの平準化のため，事故直後に中央制御室に滞在している班（Ａ班）の代わり， 2 日目以降は日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとする。
中央制御室の滞在時間は， 1 直が 8:00〜 21:45， 2 直が 21:30〜 8:15 とする。
保守的にフィルタベント開始 1 時間前から 12 時間は中央制御室に滞在することとした。

タイムチャート
ベント放出

0h

2h

3h

19h

24h

168h

▽

ＭＣＲ空調
待避室への滞在
マスクの着用

第1図

中央制御室内での対応のタイムチャート

1.16―9799

この勤務形態での各班の被ばく評価を第 2 表に，最も厳しい被ばくとなる事故直後に中央制御室に滞在している班(A 班)の評価結果内訳を第 3 表に示す。
この評価結果より，運転員等の被ばく線量は 100mSv を超えないことを確
認した。

第2表

各班の被ばく評価結果（単位：mSv）

1 日目
2 日目
3 日目
4 日目
5 日目
6 日目
7 日目
Ａ
約 6.0×10 １
班
Ｂ
約 1.2×10 １ 約 9.3× 10 ０
約 5.5×10 ０ 約 2.7× 10 ０
班Ｃ
約 4.0×10 １
約 7.5× 10 ０ 約 6.2×10 ０
班Ｄ
約 1.4×10 １ 約 1.0×10 １
約 5.2× 10 ０
班
Ｅ
約 2.4×10 １
約 8.0× 10 ０ 約 6.6× 10 ０
班

第3表

合計
約 6.0×10 １
約 3.0×10 １
約 5.4×10 １
約 2.9×10 １
約 3.9×10 １

最大の線量となる班の被ばく評価結果の内訳
被ばく経路

実効線量 （ mSv）

中央制御室内作業時①建屋からのガンマ線による被ばく

約 7.8×10−１②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく

約 9.6×10−１③室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく

約 4.6×10１②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガン
マ線による被ばく
小計（①＋②＋③）

約 4.7×10０
約 5.2×10１

入退域時④建屋からのガンマ線による被ばく

約 2.6×10−１⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく

約 6.9×10−３⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガン
マ線による被ばく（④＋⑤）

約 8.3×10０

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 6.0×10１

小合

約 8.0×10０

計

２．マスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行うことで，希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不要とする。

1.16―98100

ただし，中央制御室換気系または原子炉建屋ガス処理系が機能喪失した場合は復旧後 1 時間が経過するまで中央制御室内でマスクを着用する。

1.16―99101

添付資料 1.16.8
交替要員の放射線防護と移動経路について

運転員の交替要員は，発電所への入域及び退域の際に放射線防護管理による被ばくの低減を行う。以下にその放射線防護措置と移動経路を第 1 図に示す。
①発電所に入域するにあたり原子力災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）にて発電所内の情報を入手し，必要な防護具を着用する。
②通行できる事が確認されたルートを通り発電所へ入域後，緊急時対策所
建屋で退室時用の防護具を受け取る。
③中央制御室入口付近に設置したチェンジングエリアで身体及び退室時用の防護具等の汚染検査を実施する。
④汚染が認められなければ中央制御室に入室し，運転員との引継ぎを実施する。
⑤引継ぎを終えた運転員は，入室時に持参した防護具を着用し，中央制御室を退室後，警戒区域境界の指定された場所へ移動を行い，防護具を脱衣し，警戒区域外の支援拠点にて身体の汚染検査を実施する。
○防護具外し身体の汚染検査

中央制御室◎退室用の防護具を持参

チェンジン グエリア

緊急時対 策所建屋

発電所構内

警戒区域境 界支援 拠点
●防護具着用・通行可能ルート確認
・発電所状況確認

●防護具着用○防護具外し（身体の汚染検査）

第 1 図 放射線防護措置と移動経路

1.16―100102

添付資料 1.16.9
手順のリンク先について

原子炉制御室の居住性等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１．

1.16.2.4

その他の手順項目について考慮する手順＜リンク先＞

1.14.2.1(1) 非常用交流電源設備による非常用電気設備
への給電
1.14.2.2(1)ａ．常設代替交流電源設備による非常用所
内電気設備への給電
1.14.2.2(1)ｂ．可搬型代替交流電源設備による非常用
所内電気設備への給電
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内
電気設備への給電
1.14.2.4(1)ｂ．可搬型代替交流電源設備による代替所
内電気設備への給電

1.16―101

103

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

＜

1.18

目

次

＞

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.18.1

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a) 居住性の確保(b) 必要な情報の把握及び通信連絡(c) 必要な数の要員の収容(d) 代替電源設備からの給電(e) 重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等
ｂ．手 順 等1.18.2

重大事故等時の手順等

1.18.2.1(1)

居住性の確保

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護
ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
目―1

104

(2)

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
手順(3)

放射線量の測定
ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順
ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順

1.18.2.2

必要な情報の把握及び通信連絡(1)

必要な情報の把握(2)

対策の検討に必要な資料の整備

(3)

通信連絡

1.18.2.3(1)

必要な数の要員の収容

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジングエリア
用資機材の維持管理
ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順(3)

飲料水，食料等の維持管理

1.18.2.4(1)

代替電源設備からの給電

緊急時対策所用代替電源設備による給電
ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順（2） 緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電
1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順
目―2

105

添付資料1.18.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表
添付資料1.18.2 居住性を確保するための手順等の説明について
添付資料1.18.3 必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付資料1.18.4 必要な数の要員の収容に係る手順等の説明について
添付資料1.18.5 手順のリンク先について

目―3

106

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合においても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊
急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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。

【解釈】
1「現地対策本部としての機能を維持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。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
ｄ）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
ｅ）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18―11072「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事
故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡を行う必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な設備及び資機材を整備する。ここでは，緊急時対策所の設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

1.18―2108

1.18.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な対応手
段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に自主対策設備 ※１ 及び資機材等 ※２ を用いた対応手段を選定する。
※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。

※2

資機材等

：緊急時対策所にとどまるため等に用いる「対策の検討に必要な資料」，「放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）」，「チェンジングエリア用資機材」及び「飲料水，食料等」をいう。

また，緊急時対策所の電源は，通常，設計基準対象施設の常用電源設備
から給電するが，常用電源設備からの給電が喪失した場合は，その機能を代替するための機能，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，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備を選定する（第1.18.1−1図）。
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六十一条及び技術基準
1.18―3109

規則第七十六条（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，自主対策設備及び資機材等との関係を明確にする。

(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，常用電源設備からの給電が喪失した場合を想定する。また，審査基準及び基準規則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，自主対策設備及び資機材等を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，重大事故等対処設備，自主対策設備，資機材等及び整備する手順についての関係を第1.18.1−1表に示す。

ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a)

居住性の確保
重大事故等時に，環境に放出された放射性物質等による放射線被ば
くから，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護するため，居住性を確保する手段がある。
居住性を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所遮蔽
・緊急時対策所非常用送風機
・緊急時対策所非常用フィルタ装置
・緊急時対策所加圧設備・緊急時対策所用差圧計 ※３・酸素濃度計 ※３
1.18―4110

・二酸化炭素濃度計 ※３
・緊急時対策所エリアモニタ
・可搬型モニタリング・ポスト※3(b)

計測器本体を示すため計器名を記載

必要な情報の把握及び通信連絡
緊急時対策所から重大事故等の対処に必要な指示を行うために，必要な情報を把握し，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡をするための手段がある。
必要な情報を把握するための設備，通信連絡を行うための設備及び資機材等は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※４ （以下「ＳＰＤＳ」という。）
・データ伝送設備 ※５
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））1.18―5111

・対策の検討に必要な資料※4

ＳＰＤＳとは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置から構成される。
※5

データ伝送設備とは緊急時対策支援システム伝送装置から構

成される。
(c)

必要な数の要員の収容
重大事故等に対処するために必要な数の要員を緊急時対策所で収容するための手段がある。この必要な数の要員を収容するために必要な資機材等は以下のとおり。
・放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）
・チェンジングエリア用資機材
・飲料水，食料等(d)

代替電源設備からの給電
緊急時対策所用代替電源設備による給電を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ
・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車(e)

重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等「(a) 居住性の確保」のために使用する設備のうち，緊急時対策所

遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時対策所用差圧計 ※３ ，酸素濃度計 ※３，二酸化炭素濃度計 ※３ ，緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニ

タリング・ポストは重大事故等対処設備と位置づける。
1.18―6112

「(b) 必要な情報の把握及び通信連絡手段の確保」のために使用する設備のうち，ＳＰＤＳ，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置及び統合
原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）は重大事故等対処設備と位置づける。
以上の重大事故等対処設備において，発電所内外との通信連絡を行うことが可能であり，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。
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））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，発電所内外の通信連絡を行う手段として有効である。

「(d) 代替電源設備からの給電」のために使用する設備のうち，緊急時対策所用発電機, 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは重大事故等対処設備と位置づける。
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。

1.18―7113

以上の重大事故等対処設備において，代替電源設備からの給電を行うことが可能であり，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。
・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車は，保管場所の耐震性が確保されておらずＳｓ機能維持を担保できない可能性があるうえ，移動，設置，ケーブルの接続等に時間を要するが，健全性が確認できた場合
は，重大事故等時に緊急時対策所用代替電源設備からの給電が出来ない場合の代替手段として有効である。

対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
(添付資料1.18.１)

ｂ．手順等
上記の「ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。（第1.18.1−1
表）
これらの手順は，災害対策要員の対応として「重大事故等対策要領」に定める。

また，事故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1.18.1−2表，第1.18.1−3表）
1.18―8114

また，通常時における，対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等の管理，運用を実施する。
（添付資料1.18.4(1)〜(5)）

1.18.2

重大事故等時の手順等

1.18.2.1

居住性の確保

重大事故等時においても，必要な指示を行う要員等の被ばく線量を 7 日間
で 100mSv を超えないようにするために必要な対応手段として，緊急時対策
所遮蔽及び緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用発電機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計により，緊急時対策所にとどまるために必要な居住性を確保する。
緊急時対策所付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・ポストにより，緊急時対策所に向かって放出される放射性物質による放射線量を測定，監視し，環境中に放射性物質が放出された場合，緊急時対策所加圧設備により希ガス等の放射性物質の取り込みを防止することで，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護する。
また，万が一，希ガス等の放射性物質が緊急時対策所に取り込まれた場
合においても，緊急時対策所エリアモニタにて監視，測定し対策をとることにより，緊急時対策所への希ガス等の放射性物質の取り込みを低減する。
緊急時対策所が事故対策のための活動に影響がない酸素濃度及び二酸化炭素濃度の範囲にあることを把握する。
これらを踏まえ事故状況の進展に応じた手順とする。

(1)

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線1.18―9115

防護
重大事故が発生するおそれがある場合等 ※１ ，発電所災害対策本部が緊
急時対策所を使用するための準備として，緊急時対策所を立上げるために
緊急時対策所非常用換気設備を運転する手順を整備する。
重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
をプルームから防護し，緊急時対策所の居住性を確保するための手順を整備する。
※1

緊急時対策所を立上げる場合として，運転時の異常な過渡変化，設計基準事故も含める。

ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
緊急時対策所非常用換気設備を起動し，通常運転から緊対建屋加圧モードに切り替え，放射性物質の取り込みを低減するための手順を整備する。
常用電源設備が喪失した場合は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策所非常用換気設備を起動する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断した場合※2 「原子力災害対策特別措置法施行令第4条第4号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」
1.18―10

116

(b)

操作手順
緊急時対策所立上げ時の緊急時対策所非常用換気設備運転の手順は以下のとおり。緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1−
1図に，手順のタイムチャートを第1.18.2.1−2図に示す。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所非常用換気設備の起動を指示する。
② 災害対策要員は，キースイッチを「通常運転モード」から「緊対
建屋加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時
対策所非常用換気設備の運転を開始する。
③ 災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は災害対策要員1名で行い，手順着手から流量の確認までの一連の操作完了まで約5分以内と想定する。

ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
プルーム放出時に緊急時対策所等に加圧設備から空気を供給するための準備を行う手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
次のいずれかの場合に着手する。

・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡があった場合，又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が炉心損
1.18―11117

傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合
・炉心損傷前であっても中央制御室から原子炉格納容器の破損が生じた旨の連絡があった場合又は，緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

(b)

操作手順
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備の手順は以下のとおり。
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャートを
第1.18.2.1-2図に示す。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備の系統構成を指示する。
② 災害対策要員は，各部に漏えい等がないことを高圧空気ボンベ出口圧力にて確認する。
③ 災害対策要員は，「待機時高圧空気ボンベ出口圧力低(L)」及び「空気供給量低」警報をバイパスさせる。

(c)

操作の成立性
上記の対応は災害対策要員 2 名で行い，着手から漏えい等がないことの確認までの一連の操作完了まで 65 分以内と想定する。

ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
プルーム放出のおそれがある場合，プルーム放出に備え，パラメータの監視強化及び緊急時対策所加圧設備による加圧操作の要員配置を行う
1.18―12118

ための手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
プルーム放出のおそれがある場合
具体的には，以下のいずれかに該当した場合・プルーム放出前の段階において，直接線，スカイシャイン線により，緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が有意な上昇傾向となった場合
・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が炉心損傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合
・炉心損傷前であって中央制御室から原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

(b)

操作手順
プルーム放出のおそれがある場合に実施する手順は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1−3図に，手順のタイムチャートを第1.18.2.1−4図に示す。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，プルーム放出に備え，重大事故等対応要員等ヘパラメータの監視強化及緊急時
対策所加圧設備による加圧操作の要員配置を指示する。
1.18―13119

② 重大事故等対応要員は可搬型モニタリング・ポストの監視強化を行う。
③ 災害対策要員は，加圧設備の操作に備え配置場所で待機する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所にて重大事故等対応要員1名及び災害対策要員1名で行う。室内での要員の配置等のみであるため，短時間での対応が可能であると想定する。
なお，直接線，スカイシャイン線により可搬型モニタリング・ポス
トのうち複数台の指示値上昇が予想されることから，緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト以外の可搬型モニタリ
ング・ポスト指示値も参考として監視する。

ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
原子炉格納容器から希ガス等の放射性物質が放出され，プルームが緊
急時対策所に接近した場合，緊急時対策所非常用換気設備からの給気を停止し，緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所等を加圧すること
で，緊対建屋加圧モード災害対策本部加圧モードに切り替える手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかに該当した場合

・緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストが重大事
故により指示値が20mSv/hとなった場合
・緊急時対策所エリアモニタが重大事故により指示値が0.5mSv/hとな
1.18―14120

った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.4m ※２ に到達した場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ １ 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ず，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の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（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。

※2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mにて実施）前に加圧設備への切替え操作を行う。

(b)

操作手順
緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所等を加圧する手順の概要は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1−3図に，切替手順のタイムチャートを第1.18.2.1−5図に示す。
(添付資料1.18.2(1)(2))①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備による緊急時対策所等の加圧開始を指示する。

②

災害対策要員は，キースイッチを「緊対建屋加圧モード」から
1.18―15121

「災害対策本部加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所用加圧設備空気ボンベによる加圧を開始する。
③

災害対策要員は，災害対策本部と隣接区画の差圧が正圧（約20Pa）であることを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて，災害対策要員 1 名で行い，一連の操作完了まで 5 分以内と想定する。このうち，緊急時対策所加圧設備の操作から正圧に達するまでの時間は１分未満である。

ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
緊急時対策所周辺から希ガス等の放射性物質の影響が減少した場合に緊急時対策所以外の建屋内のパージを目的に，外気取り込み量を増加させた緊対建屋浄化モードに切り替え，建屋内の浄化後に緊急時対策所加圧設備による緊急時対策所等の加圧を停止し，通常運転へ切り替る手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタにて放射線量を継続的に監視し，その指示値がプルーム接近時の指示値に比べ急激に低下し，安定した場合

(b)

操作手順
外気取り込み量を増加させ緊急時対策所以外の建屋内をパージする
1.18―16122浄化運転を行い，緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備に切り替える手順は以下のとおり。
緊 急 時 対 策 所 非 常 用 換 気 設 備 の 概 要 図 を 第 1.18.2.1 − 1 図 ， 第1.18.2.1−6図に，タイムチャートを第1.18.2.1−7図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替えを指示する。

②

災害対策要員は，キースイッチを「災害対策本部加圧モード」か
ら「緊対建屋浄化モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，建屋浄化モード運転を開始する。

③

災害対策要員は，建屋内の浄化運転が1時間継続されたことを確認し，キースイッチを「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋
加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケ
ンスにて，緊急時対策所非常換気設備の運転を開始する。

④

災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。
なお，緊急時対策所非常用換気設備を起動した後の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視手順については，「(2)度及び二酸化炭素濃度の測定

緊急時対策所の酸素濃ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸

化炭素濃度の測定手順」に示す。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内にて，災害対策要員 1 名で行い，一連の操作完了まで 67 分以内と想定する。
なお，緊急時対策所非常用換気設備への切替えを判断する場合は，可搬型エリアモニタ及び緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニ
1.18―17123

タリング・ポスト以外の可搬型モニタリング・ポストの指示値も参考として監視する。

(2)

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
酸素欠乏症防止のため，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所換気設備が「緊対建屋加圧モード」の場合

(b)

操作手順
緊急時対策所の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以下のとおり。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

災害対策要員は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

災害対策要員は，緊急時対策所の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が0.5％を超えるおそれがある場
合は，風量調整ダンパの開度調整により，換気率を調整する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて災害対策要員 1 名で操作を行うことが可能である。室内での測定，弁の開度調整のみであるため，短時
1.18―18124

間での対応が可能である。

ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手
順
緊急時対策所加圧設備運転中に緊急時対策所の居住性が確保されていることを確認するため，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所換気設備が「災害対策本部加圧モード」または「緊対建屋浄化モード」の場合

(b)

操作手順
緊急時対策所の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以下のとおり。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

災害対策要員は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

災害対策要員は，緊急時対策所の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が1％を超えるおそれがある場合
は，流量制御ユニットの開度調整により，空気流入量を調整する。

(3)

放射線量の測定1.18―19125

「原子力災害対策特別措置法第10条」特定事象が発生した場合に，緊急時対策所への放射性物質等の取り込み量を微量のうちに検知するため，緊急時対策所へ緊急時対策所エリアモニタを設置する手順を整備する。
なお，緊急時対策所建屋付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・
ポストについても緊急時対策所等を加圧するための判断に用いる。

ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断
した場合

(b)

操作手順
緊急時対策所エリアモニタ設置手順は以下のとおり。タイムチャー
トを第1.18.2.1−8図に示す。

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に緊急時対策所エリアモニタ設置を指示する。

②

重大事故等対応要員は，緊急時対策所に緊急時対策所エリアモニタを設置し起動する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所にて重大事故等対応要員１名で行い，一連の操作完了まで10分以内と想定する。

ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順
1.18―20126

緊急時対策所付近に可搬型モニタリング・ポストを設置する手順は「1.17

1.18.2.2

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

重大事故等に対処するために必要な情報の把握及び通信連絡重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
が，緊急時対策所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備により，必要なプラントパ
ラメータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに，重大事故等に対処するための対策の検討を行う。
また，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を，緊急時対策所に整備する。
重大事故等時において，緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所内外の通信連絡をするある場所と通信連絡を行う。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策
所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備を使用する。
（添付資料1.18.3）(1)

必要な情報の把握
重大事故等時に，緊急時対策所の緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により重大事故等に対処するために必要なプラン
トパラメータを監視する手順を整備する。
ａ．手順着手の判断基準
緊急時対策所を立上げた場合

ｂ．操作手順緊急時対策支援システム伝送装置については，常時，伝送が行われて
1.18―21127

おり，ＳＰＤＳデータ表示装置を起動し，監視する手順は以下のとおり。
ＳＰＤＳの概要を第1.18.2.2−1図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づきＳＰＤＳデータ表示装置によるプラントパラメータの監視を災害対策要員に指示する。

②

災害対策要員は，ＳＰＤＳデータ表示装置の接続を確認し，端末（ＰＣ）を起動する。

③

災害対策要員は，ＳＰＤＳデータ表示装置にて各パラメータを監視する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて災害対策要員1名で行う。
室内での装置の起動操作のみであるため，短時間での対応が可能であると想定する。

(2)

対策の検討に必要な資料の整備
重大事故等時に，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料

を緊急時対策所に配備し，資料が更新された場合には資料の差し替えを行
い，常に最新となるよう通常時から維持，管理する。
（添付資料1.18.4(9)）

(3)

通信連絡
重大事故等時に，緊急時対策所の通信連絡設備により，中央制御室，屋内外の作業場所，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の発電所内外との通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手
1.18―22128

順を整備する。
発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備の使用方法等，必要な手順の詳細は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18.2.3

必要な数の要員の収容

緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために，必要な現場作業を行う要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員として最大 100 名を収容する。
要員の収容にあたっては，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と現場作業を行う要員との輻輳を避けるレイアウトとなるように考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようにトイレ，休憩スペース等を整備するとともに，収容する要員に必要な放射線管理を行うための資機
材，チェンジングエリア用資機材，飲料水及び食料等を整備し，維持，管
理する。
(1)

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩，仮眠をとるための交代要員を考慮して，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員46名と，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な現場作業等を行う要員18名の合計64名と想定している。
プルーム放出のおそれがある場合，災害対策本部長は，この要員数を目安とし，最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時対策所にとどま1.18―23129

る要員を判断する。
(添付資料1.18.4(10))

ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
原子炉格納容器ベントを実施する場合に備え，プルーム通過中において，緊急時対策所にとどまる必要のない要員が発電所外へ一時退避する
手順及び緊急時対策所にとどまる要員が緊急時対策所に一時退避する手順を整備する。
(a)①

手順着手の判断基準
緊急時対策所にとどまる必要のない要員の発電所外への一時退避
以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋4.5m ※２ に到達した場合
・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の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（ＣＡＭＳ）が使用できない場
合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合※2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベントの前に,確実に発電所外への退避が行えるよう設定

なお，サプレッション・プール水位が通常水位+4.5mから＋6.5mに到達するまでは評価上約6.5時間である。
②

緊急時対策所にとどまる要員の緊急時対策所への一時退避
1.18―24130

以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋5.5m ※３ に到達した場合。
・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※3

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,確実に緊急時対策所への退避が行えるよう設定

なお，サプレッション・プール水位が通常水位+5.5mから＋6.5mに到達するまでは評価上約3時間である。

(b)

操作手順
プルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順は以下のとおり。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づきプルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必要のない要員又はとどまる要員の一時退避に関する判断を行う。

②

災害対策本部長は，プルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必
要のない要員又はとどまる要員を明確にする。

③

災害対策本部長は，一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移動手段を確保させ発電所外の放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への避難を指示する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所での災害対策本部長による判断及び指示
1.18―25131

のみであるため短時間での対応が可能である。

(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジングエリア
用資機材の維持管理
7日間外部からの支援がなくとも対策要員が使用するのに十分な数量の装備（タイベック，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジングエ
リア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理する。
放射線管理班は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
や現場作業を行う要員等に防護具等を適切に使用させるとともに，被ばく線量管理を行うため，個人線量計を常時装着させるとともに線量評価を行う。また，作業に必要な放射線管理用資機材（電離箱サーベイメー
タ等）を用いて作業現場の放射線量率測定等を行う。
（添付資料 1.18.4(7)）

ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置及び運用する手順を整備する。
(添付資料1.18.4(8))(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※４ が発生したと判断した場合
1.18―26132

※4 「原子力災害対策特別措置法施行令第4条第4号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項
目」

(b)

操作手順
チェンジングエリアを設置及び運用するための手順は以下のとおり。
チェンジングエリア設置手順のタイムチャートを第1.18.2.3−1図に示す。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，チェンジング
エリアの設置を指示する。事象進展の状況，参集済みの要員数
及び重大事故等対応要員が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに設営を行う。

②

重大事故等対応要員は，チェンジングエリア用資機材を準備し、設置場所に移動する。

③

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアの床・壁等のシート
養生の状態を確認する。

④

重大事故等対応要員は必要に応じシートの再養生を行い，チェン
ジングエリアが使用可能であることを確認する。

⑤

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアに脱衣収納袋，各エリア間の境界にバリア，粘着マット等を設置する。

⑥

重大事故等対応要員は，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。

1.18―27133

(c)操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員2名で行い，一連の操作完了まで20分以内と想定する。運用に関しては，チェンジングエリア内に掲示した案内に基づき，汚染の確認を速やかに実施することができる。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設け，重大事故等対応要員2名が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行う。
なお，身体の汚染検査を待つ現場作業を行う要員等は，周辺からの放射線影響を低減するため，遮蔽効果のある緊急時対策所で待機する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，必要に応じてウエスへ染み込ませる等に
より固体廃棄物として廃棄する。

(3)

飲料水，食料等の維持管理
重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，少なくとも外部からの支援なしに7日間，活動するために必要な飲料水，食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理する。
庶務班は，重大事故等時には，食料等の支給を適切に運用する。
（添付資料 1.18.4(9)）
放射線管理班は，適切な頻度で緊急時対策所の空気中放射性物質濃度の1.18―28134測定を行い，飲食しても問題ない環境であることを確認する。
ただし，緊急時対策所の空気中放射性物質濃度が目安（1×10 −３ Bq／cm
３未満）よりも高くなった場合であっても，災害対策本部長の判断により必要に応じて飲食を行う。

1.18.2.4

代替電源設備からの給電

緊急時対策所は，通常，常用電源設備から給電するが，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，代替電源設備として緊急時対策所用代替電源
設備により緊急時対策所へ給電する。
(1)

緊急時対策所用代替電源設備による給電
常用電源設備からの受電が喪失した場合は，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の１台が自動起動することにより緊急時対策所へ給電する。緊急時対策所電源系統概略図を第1.18.2.4−1図に示す。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を緊急時対策所の操作盤から手動起動することにより給電する。
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の運転中は，緊急時対策所
用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））から緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））により，自動で燃料給油を行うため，給油の操作は必要ない。緊急時対策所燃料系統概略図を第1.18.2.4−2図に示す。
なお、データ伝送設備については，緊急時対策所建屋の無停電電源装置
から電源供給されているため，緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
1.18―29135

が自動起動又は手動起動するまでの間の電圧低下時においても，データ伝送は途切れなく行うことができる。

ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順
緊急時対策所を使用する際に，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））による給電を確認する手順及び自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準【常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順の判断基準】
緊急時対策所の使用を開始した場合【緊急時対策所用発電機の手動起動手順の判断基準】
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止し
た場合

(b)

操作手順
常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順及び緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概要は以下のとおり。常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する場合のタイムチャートを第1.18.2.4−3図に示す。緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概略図を第1.18.2.4−4
図に，タイムチャートを第1.18.2.4−5図に示す。
1.18―30136

【常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき災害対策要員に
緊急時対策所の給電状態の確認を指示する。

②

災害対策要員は，災害対策本部長に常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器が投入されていることを確認し，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））により給電が行われていること，電圧及び周波数を確認し報告する。

【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき災害対策要員に
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電開始を指示する。

②

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，常用電源設備及び自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器の「切」操作を行う。（又は「切」を確認する。）③

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止」操作を行う。（又は「停止」を確認する。）④

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の起動操作を行い，自動で受電遮断器が投入され給電が行われたこと，電圧及び周波数を確認し報告する。

(c)

操作の成立性【常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電
1.18―31137

を確認する手順】
災害対策要員1名で行い，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電状態を確認するまでの一連の操作完了まで3分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】
災害対策要員1名で行い，緊急時対策所用発電機の手動起動による給電は一連の操作完了まで10分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。

(d)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時に常用電源設備からの受電が喪失した場合の対応手

段の選択方法は，選択スイッチにて，緊急時対策所用発電機（（Ａ）
又は（Ｂ））の自動起動する号機を選択し，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，選択している緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））から給電する。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を手動起動することにより給電する。

(2)

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場
合に，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車を配備することにより，緊
1.18―32138

急時対策所に給電する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止し
た場合

(b)

操作手順
緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による，緊急時対策所に給電する手順は以下のとおり。緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による手順の概要図を第1.18.2.4−6図に，タイムチャートを第1.18.2.4−7図に示す。

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対応要員に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電を指示する。

②

重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋の屋外に緊急時対策所
用可搬型代替低圧電源車を配置し，緊急時対策所用可搬型代替
低圧電源車から緊急時対策所用可搬型代替電源接続盤まで緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車用動力ケーブルを布設し，接続する。

③

重大事故等対応要員は，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車から緊急時対策所用Ｐ／Ｃ間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電が可能であることを報告する。

1.18―33139

(c)操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員6名で行い，緊急時対策所用可

搬型代替低圧電源車による給電が可能であることを確認するまで140分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。

1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

緊急時対策所加圧設備の操作等の判断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」にて整備する。

1.18―34140

第 1.18.1−1 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

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

緊急時対策所給気・排気配管
緊急時対策所給気・排気隔離弁※２
緊急 時対 策所 加 圧 設 備(配管 ・
弁) ※２

酸素濃度計
二酸化炭素濃度計３

重大事故等対策における共通事項

重大事故等
対処設備

緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト※

重大事故等
対処設備

主要設備

整備する手順の概要は「1.0

主要設備

緊急 時 対 策所 の 酸 素
濃度 及 び 二酸 化 炭 素
濃度の測定

※1

関連設備

居住性の確保

−緊急時対策所遮蔽
緊急時対策所非常用送風機 ※ ２
緊急時対策所非常用フィルタ装置
緊急時対策所加圧設備 ※ ２
緊急時対策所用差圧計

重大事故等対処設備

主要設備
緊急 時 対 策所 非 常 用
換気 設 備 及び 緊 急 時対策 所 加 圧設 備 に よる放射線防護

放射線量の測定

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

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

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―35141

第1.18.1−1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

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

整備する手順
書※１

対応設備
主要設備

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※ ２

無線通信装置
無線通信装置用アンテナ
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）〜無線

・２Ｄ非常用ディーゼル発電機―

必要な情報の把握・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
関連設備

必要な情報の把握及び通信連絡

非常用交流電源設備※5

常設代替交流電源設備※5・常設代替高圧電源装置

重大事故等対処設備

通信装置用アンテナ電重大事 故等対策要領

可搬型代替交流電源設備
・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
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポン
プ―※1

整備する手順の概要は「1.0対策の検討に必要な資料の整備対策の検討に必要な資料

重大事故等対策における共通事項

※４

―※４

重大事 故等対策要領

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

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―36142

第1.18.1−1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

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
設計基準対象施設

対応
手段

主要設備

送受話器（ページング）
電力保安通信用電 話設 備（ 固 定 電話 機 ， Ｐ Ｈ
Ｓ端末及びＦＡＸ）
テレビ会議システム（社内）加 入電 話設 備 （ 加入 電 話 及 び
加入ＦＡＸ）
専 用電 話設 備 （ 専用 電 話 （ ホットライン）（自治体向））衛星電話設備（固定型） ※ ２ ※ ６
衛星電話設備（携帯型） ※ ６
無線連絡設備（携帯型） ※ ６
携行型有線通話装置 ※ ６
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６

専用接続箱〜専用接続箱電路
衛星電話設備（屋外アンテナ） ※ ２
衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
衛星制御装置 ※ ２
衛星無線通信装置 ※ ２
通信機器 ※ ２
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）〜衛星無線通信装置電路※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 故等対策要領

自主対策設設備

無線連絡設備（固定型） ※ ２ ※ ６
送受話器（ページング） ※ ６
電力 保 安 通信 用 電 話設 備 （ 固定 電 話 機， Ｐ Ｈ Ｓ端 末及びＦＡＸ） ※ ６
テレビ会議システム（社内） ※ ２ ※ ６
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６専用 電 話 設備 （ 専 用電 話 （ ホッ ト ラ イン ） （ 地方 公
共団体向）） ※ ６

重大事故等対処設備

関連設備

通信連絡

必要な情報の把握及び通信連絡−整備する手順書※１

対応設備

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

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19 通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―37143

第1.18.1−1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

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
機能喪失を想定する
設計基準対象施設

分類

対応手段

必要な数の要員の収容

放射線管理

放射線管理用資機材（線量計及びマスク
等）
チェンジングエリア用資機材

飲料水，食料等の維持管理

飲料水，食料等−

主要設備

代替電源設備からの給電

常用電源設備緊急時対策所用発電機〜緊急時対策
所用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。）電路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ〜緊急時対策
所用動力変圧器電路
緊急時対策所用動力変圧器〜緊急時対策所用Ｐ／Ｃ電路
緊急時対策所用Ｐ／Ｃ〜緊急時対策
所用モーターコントロールセンタ（以下「モーターコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。）電路
緊急時対策所用ＭＣＣ〜緊急時対策
所用分電盤電路
緊急時対策所用 125V 系蓄電池〜緊急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
緊急時対策所用直流 125V 主母線盤〜
緊急時対策所用直流 125V 分電盤電路
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク〜緊急時対策所用発電機給油ポ
ンプ流路
緊急時対策所用発電機給油ポンプ〜
緊急時対策所用発電機流路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

関連設備

重大事故等対処設備

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源
車〜緊急時対策所用可搬型代替電源
接続盤電路
緊急時対策所用可搬型代替電源接続
盤〜緊急時対策所用Ｐ／Ｃ電路

自主対策設備

自主対策設備主要設備

整備する手順の概要は「1.0

重大事故等対策要領

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ

緊急時対策所用Ｐ／Ｃ〜緊急時対策
所用ＭＣＣ電路
緊急時対策所用ＭＣＣ〜緊急時対策
所用分電盤電路
緊急時対策所用 125V 系蓄電池〜緊急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
緊急時対策所用直流 125V 主母線盤〜
緊急時対策所用直流 125V 分電盤電路型代替低圧電源車に

※1

―※
４

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源
車

緊急時対策所用可搬
よる給電

―※
４

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備による給電整備する手順書 ※ １

対応設備

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

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―38144

第1.18.1−2表

重大事故等対処に係る監視計器

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

居住性の確保
緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護
判断基準

1.18.2.1(1)

監視計器

緊急 時 対策所 加圧設備への 切替
準備手順
操作
判断基準
緊急 時 対策所 加圧設備への 切替手順

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

監視強化

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２
緊急時対策所エリアモニタ ※ ３

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※ 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

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入率

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所の環境監視
判断基準
操作

緊急 時 対策所 加圧設備の停 止手
順緊急時対策所建屋付近の放射線量率

緊急時対策所換気空調設
備使用時の換気率

二酸化炭素濃度計 ※ ３
可搬型モニタリング・ポスト ※ ２
緊急時対策所エリアモニタ ※ ２
緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所の環境監視

※1
※2

※3

二酸化炭素濃度計 ※ ３

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。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―39145

第1.18.1−2表

重大事故等対処に係る監視計器

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
1.18.2.1(2)

監視計器

居住性の確保
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
判断基準
操作

ａ．緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
手順

−

−

緊急時対策所非常用換気空調設備使用時の換気率

緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所内の環境監視
判断基準
ｂ．緊急時対策所加圧設備運
転中の酸素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順

緊急時対策所加圧設備使用時の運転状態

操作

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入量

二酸化炭素濃度計 ※ ３

緊急時対策所用差圧計※３

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所内の環境監視

※1
※2

※3

二酸化炭素濃度計 ※ ３

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。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―40146

第1.18.1−2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要と対応手順
1.18.2.3(1)

監視計器

なる監視項目必要な数の要員の収容
緊急時対策所にとどまる要員
判断

基準

b ． ベ ント 実 施 によ る プ ル ー

原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の酸素濃ム通過時に要員が一時退操作避する対応の手順

度

サプレッション・プール水位 ※ １
格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※ １

避難指示
1.18.2.4―

代替電源設備からの給電(1) 緊急時対策所用代替電源設備による給電基準

判断・緊急時対策所用Ｍ / Ｃ電圧計 ※ ３

電源

a ．緊急時対策所用発電機に操作よる給電手順判断基準

b ．緊急時対策所用可搬型

※1
※2

※3

操作

代替低圧電源車による給電手順

・緊急時対策所用Ｍ / Ｃ電圧計 ※ ３
電源・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））電圧計，周波数計
・緊急時対策所用Ｍ / Ｃ電圧計 ※ ３

電源・緊急時対策所用Ｐ / Ｃ電圧計
電源

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車電圧計，周波数計

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。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―41147

第 1.18.1−3 表
対象条文【1.18】
緊急時対策所の居住性等に関する手順等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

給電元
給電母線

緊急時対策所非常用
送風機

緊急時対策所用ＭＣＣ

緊急時対策支援システム伝送装置

緊急時対策所用ＭＣＣ

ＳＰＤＳデータ表示装置

緊急時対策所用ＭＣＣ※通信連絡設備における給電対象設備は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―42148

緊急時対策所電源喪失対応手段及び設備①緊急時対策所用代替電源設備による給電（自動起動）
・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））（凡例）

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））：AND 条件②緊急時対策所用代替電源設備による給電（手動起動）
・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））：代替手段による対応

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））③緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電

1.18―43

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車

常用高圧母線（Ａ系）

常用高圧母線（Ｂ系）

電源喪失（常用電源設備）

電源喪失（常用電源設備）

第1.18.1−1図機能喪失原因対策分析

149

付−1−1.18−43

第 1.18.2.1−1 図

重大事故等時の緊急時対策所 非常用換気設備の概要図（緊対建屋加圧モード）

2

手順の項目

4

緊急時対策所立上げ
実施個所・必要要員数 非常用換気設備起動指示

経過時間（分）
8
10

6

30

加圧準備指示非常用換気設備起動(約 5 分)

60

70

80

備考

空気供給の準備完了(約 65 分)非常用換気設備操作盤へ移動
災害対策要員

緊急時対策所加圧設備による空気供給準備作
業手順

災害対策要
員

１

緊急時対策所非常用
換気設備運転手順

キースイッチ切替え操作
非常用換気設備起動確認(流量確認)

加圧空気ボンベラック室へ移動
２

第1.18.2.1−2図

加圧設備の系統構成，漏えい確認

緊急時対策所非常用換気設備運転及び加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャート

1.18-44150

第 1.18.2.1−3 図

重大事故等時の緊急時対策所 非常用換気設備の概要図（災害対策本部加圧モード）

5

手順の項目

緊急時対策所非常用換気設備から加圧設備への切替準備作業

実施個所・必要要員数

15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

監視強化，要員配置指示

災害対策要員1

重大事故等対応要員

1

第1.18.2.1−4図10パラメータ監視及び加圧操作要員配置

監視（エリアモニタ指示，記録計）

緊急時対策所非常用換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替準備手順のタイムチャート

1.18-45

151

1

2

3

経過時間（分）
4
5

手順の項目

6

7

8

9

備考

加圧設備運転（約 5 分）

加圧指示
実施個所・必要要員数
非常用換気設備操作盤へ移動

災害対策要員

第1.18.2.1−5図１

緊急時対策 所非常用換気設備から緊 急時対策所加圧設備への切替手順

キースイッチ切り替え操作(加圧開始)
圧力確認

緊急時対策所非常用換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替手順のタイムチャート

1.18-46152

第 1.18.2.1−6 図

重大事故等時の緊急時対策所（建屋浄化モード）

非常用換気設備の概要図

経過時間（分）
1

2

3

63

64

65

切替指示
手順の項目

66

67

備考

非常用換気設備起動(約 67 分)実施個所・必要要員数

プルーム接近時の指示値に比べ急激に低下，判断・操作指示
非常用換気設備操作盤へ移動

災害対策要員１

緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替手順

キースイッチ切り替え操作（建屋浄化モード）
建屋浄化運転キースイッチ切り替え操作（建屋加圧モード）
非常用換気設備起動確認(流量確認)

第1.18.2.1−7図

緊急時対策所加圧設備の停止手順のタイムチャート

1.18-47

153

1

手順の項目

実施個所・必要要員数

2

3

4

5

経過時間（分）6
7

緊急時対策所立上げ
設置指示

8

9

10

11

12

備考

エリアモニタ設置完了(約 10 分)
資機材準備

重大事故等対応要員

第1.18.2.1−8図

専用ケーブル，電源コンセントの接続

１

緊急時対策所エリアモニ
タ設置手順

エリアモニタ起動操作

緊急時対策所エリアモニタ設置手順のタイムチャート

1.18-48154

第1.18.2.2−1図

ＳＰＤＳの概要

1.18-49

155

5

手順の項目

実施個所・必要要員数

10

緊急時対策所立上げ
チェンジングエリア設置指示

15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

チェンジングエリア設置完了（約 20 分）

資機材準備，移動重大事故等対応要員

２

チェンジングエリア
設置手順

壁・床面養生確認及び脱衣収納袋，境界バリア，粘着マット等設置
ＧＭ汚染サーベイメータ等設置

第1.18.2.3−1図

緊急時対策所チェンジングエリア設置手順のタイムチャート

1.18-50156

第1.18.2.4−1図

緊急時対策所電源系統概略図

1.18-51157

第1.18.2.4−2図

緊急時対策所燃料系統概略図

1.18-52

158

1

手順の項目

実施個所・必要要員数

緊急時対策所立上げ
確認指示

2

経過時間（分）
4
5

3

6

7

8

9

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の自動起動による給電（約 3 分)

緊急時対策所の操作盤に移動
遮断器及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の状態確認
災害対策要員

第1.18.2.4−3図１

緊急時対策所用発電機 による給電（自動起動）

常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順のタイムチャート

1.18-53

159

②

②

②

④
④

③
※自動起動選択※○数字は，緊急時対策所用発電機（Ａ）を自動起動とし，緊急時対策所用発電機（Ｂ）を手動起動する場合の給電手順にて，操作する遮断器及び機器を示す。
第1.18.2.4−4図

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順の概略図

1.18-54

160

2

手順の項目

実施個所・必要要員数

4

6

経過時間（分）
8
10

12

14

16

18

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電（約 10 分)

起動指示
緊急時対策所の操作盤に移動

遮断器「切」操作及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止操作」，状態確認（起動準備）
災害対策要員１

緊急時対策所用発電機 による給電（手動起動）

第1.18.2.4−5図

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
手動起動、受電操作

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順のタイムチャート

1.18-55161

②※○数字は，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順にて，操作する機器を示す。
第 1.18.2.4−6 図

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順の概要図

1.18-56

162

20

手順の項目

実施個所・必要要員数

起動指示

40

60

経過時間（分）
80
100

120

140

160

180

備考

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車よる給電（約 140 分)

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車配備前準備
緊急時対策所用可搬型代替電源接続盤への移動・配置
重大事故等対応要員

第1.18.2.4−7図ケーブル布設６

緊急時対策所用可搬型代
替低圧電源車による給電

ケーブル接続緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順のタイムチャート

1.18-57163

添付資料1.18.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／8）
技術的能力審査基準(1.18)【本文】
発電用原子炉設置者において、
緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合においても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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。
【解釈】
１ 「現地対策本部としての機能を維持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。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
c）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
d）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
e）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料
水及び食料等を備蓄すること。
２ 「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なく
とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

番号

設置許可基準規則(61 条)

技術基準規則(76 条)

番号

【本文】
第四十六条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。

⑧①【本文】
第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講ずること。

⑨

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、
重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けるものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
２ 緊急時対策所には、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる
ものでなければならない。

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けること。
２ 緊急時対策所には、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる措置を講じなければならない。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、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
ための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、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
ための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

⑪

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

⑫

ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

⑬

ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

⑭

②

③

④
⑤

⑥

⑦

⑩

1.18-58

164

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／8）
技術的能力審査基準(1.18)―

番号

設置許可基準規則(61 条)

技術基準規則(76 条)

番
号ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

⑮―

ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため、
モ
ニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

ｆ）緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するた
め、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

⑯⑰

1.18-59165

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／8）

放射線量

の測定

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

新設

緊急時対策所非常用送風機新設

緊急時対策所非常用フィ
ルタ装置

新設

緊急時対策所加圧設備新設

緊急時対策所用差圧計新設

緊急時対策所給気・排気配管新設

緊急時対策所給気・排気隔離弁

新設

緊 急 時対 策所 加圧 設 備（配管・弁）

新設

緊急時対策所エリアモニ
タ

新設

可搬型モニタリング・ポ
スト

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

手段

機器名称

―

―

―

―

―

―

―

―

―

①②⑦⑧⑨⑪⑫⑭⑮⑰

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策

所加圧設備による放射線防護

緊急時対策所遮蔽

備
考

①②⑧⑨

手段

自主対策設備①②⑧⑨

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号

新設

※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及
びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-60

166

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号
新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク

新設

緊急時対策所用発電機給
油ポンプ

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
圧計新設

緊急時対策所用発電機〜
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
路

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ〜
緊急時対策所用動力変圧器電路新設

緊急時対策所用動力変圧器〜緊急時対策所用Ｐ／
Ｃ電路新設

緊急時対策所用Ｐ／Ｃ〜
緊急時対策所用ＭＣＣ電
路新設

緊急時対策所用ＭＣＣ〜
緊急時対策所用分電盤電
路新設

緊急時対策所用125V系蓄
電池〜緊急時対策所用直流125V主母線盤電路新設

緊急時対策所用直流125V
主母線盤〜緊急時対策所用直流125V分電盤電路新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク〜緊急時対策所用発電機給油ポン
プ流路新設

緊急時対策所用発電機給油ポンプ〜緊急時対策所
用発電機流路新設――①②③⑧⑨⑬

緊急時対策所用常設代替電源設備による給電

緊急時対策所用発電機

自主対策設備
備
考

手段

機器名称

―

―

可搬型代替交流電源設備による給電

可搬型代替交流電源設備―※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及
びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-61167

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号
新設

無線通信装置新設

無線通信用アンテナ
安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）〜無線通信装置用アンテナ電路
常設代替交流電源設備 ※新設

２

可搬型代替交流電源設備※２※２

非常用交流電源設備

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

既設

放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）

新設※1

飲料水，食料等※1

新設

携行型有線通話装置

新設

衛星電話設備（固定型）

新設

衛星電話設備（携帯型）

新設
新設

新設

―

発電所内外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡

新設①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

チェンジングエリア用資
機材※1

①②③⑥
⑧⑨⑩

飲料水，食料等の維持管理

―

①②③⑧⑨
⑯

放射線管理

―

新設

既設

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰＦＡＸ）

機器名称

新設

※1

無線連絡設備（携帯型）

手段

①②③⑤⑧
⑨⑩

対策の検討に必要な資料

対策の検討に必要な資料

新設

備
考

①②③⑤⑧⑨⑩

必要な情報の把握

安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）

自主対策設備送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）
無線連絡設備（固定型）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））テレビ会議システム（社内）※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及
びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-62168

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応
機器名称
新設
番号
専用接続箱〜専用接続
箱電路

新設

衛星電話設備（屋外ア
ンテナ）

新設

自主対策
備考

手段

機器名称

―

―

―

衛星制御装置新設
衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設備（屋外 新設
アンテナ）電路
新設

通信機器

新設

統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）〜衛星無線通信装置電路新設

常設代替交流電源設備※２新設①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

衛星無線通信装置

可搬型代替交流電源設備※新設

２

非常用交流電源設備※２

既設

無線連絡設備（固定型） 新設
送受話器（ページング） 新設
電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末及びＦＡＸ）
テレビ会議システム（社内）
加入電話設備（加入電
話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地
方公共団体向）
）

新設
新設
新設
新設

※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）
及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-63169

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／8）
技術的能力審査基準(1.18)【要求事項】

適合方針
重大事故が発生した場合においても緊急時

発電用原子炉設置者において、緊急時対策対策所に配備する設備により必要な指示を所に関し、重大事故等が発生した場合におい行う要員がとどまることができるよう，必要ても、重大事故等に対処するために必要な指な手順を整備する。

示を行う要員が緊急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信発電用原子炉施設の内外と通信連絡するた連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重めに必要な手順を整備する。

大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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。
【解釈】
１ 「現地対策本部としての機能を維持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。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放重大事故が発生した場合においても換気設

射線防護措置等により、重大事故等に対処す

備等を用いた放射線防護措置により必要なるために必要な指示を行う要員がとどまる指示を行う要員がとどまるために必要な手ために必要な手順等を整備すること。

順を整備する。

ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備から

緊急時対策所用の電源は、代替交流電源設備の給電を可能とすること。

である緊急時対策所用発電機からの給電を行うための手順を整備する。

c）対策要員の装備（線量計及びマスク等）

資機材等（放射線管理用資機材（線量計及びが配備され、放射線管理が十分できること。 マスク等）及びチェンジングエリア用資機材）により十分な放射線管理を行える手順等を整備する。
d）資機材及び対策の検討に必要な資料を整資機材等（対策の検討に必要な資料）を整備備すること。

する。

e）少なくとも外部からの支援なしに１週間、 資機材等（飲料水，食糧等）を備蓄する。
活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18-64170

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／8）
技術的能力審査基準(1.18)

適合方針

２ 「重大事故等に対処するために必要な数

緊急時対策所にとどまる要員は，重大事故等の要員」とは，「重大事故等に対処するために対処するために必要な指示を行う要員 46に必要な指示を行う要員」に加え、少なくと名と，原子炉格納容器の破損等による発電所

も原子炉格納容器の破損等による工場等外

外への放射性物質の拡散を抑制するためにへの放射性物質の拡散を抑制するための対必要な現場作業等を行う要員 18 名の合計 64

策に対処するために必要な数の要員を含む名とする。

ものとする。

1.18-65171

添付資料 1.18.2(1)
居住性を確保するための手順等の説明について
添付２−１

1.

緊急時対策所加圧設備の運転操作について

操作概要
緊急時対策所加圧設備の空気ボンベを運転し緊急時対策所を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。

2.

必要要員数・想定時間(1)

必要要員数：庶務班 1 名(2)

想定時間：約 5 分

1.18-66172

3. 系統構成
緊急時対策所 換気空調系概略図は第１図のとおり。

第1図（緊対建屋加圧モード）
重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（１／２）

1.18-67173

第1図（災害対策本部加圧モード）
重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（２／２）
1.18-68

174

4.

手

順

①換気空調設備操作盤で，キースイッチの「緊対建屋加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「通常モード」
から「緊対建屋加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切り替え動作は以下のとおり。）
排風機が停止し，排風機出口隔離弁が閉，差圧排気調整隔離弁が調整開，差圧排気出口隔離弁が開とすることで差圧制御ラインから排気する。その後，フィルタ装置入口隔離弁を開，非常用送風機を起動させ外気取入隔離弁を閉とする。さらに，非常用給気調整隔離弁を調整開，災害対策本部非常用給気隔離弁を開として，外気を非常フィルタ装置にてフィルタ処理し，緊急時対策所を加圧する。
②換気空調設備操作盤で，キースイッチの「災害対策本部加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「緊対
建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切り替え動作は以下のとおり。）
災害対策本部給気隔離弁，災害対策本部非常用給気隔離弁，災害対策本部
換気隔離弁を閉，加圧空気供給弁を開とし，緊急時対策所の加圧を開始する。また，非常用送風機風量切替隔離弁，非常用給気調整隔離弁を調整開とし外気取入量を調整する。
③緊急時対策所と隣接区画との差圧調整は災害対策本部差圧調整隔離弁にて自動制御する。また，緊急時対策所内の差圧計により，所定の差圧（約30Pa）に加圧されていることを確認する④災害対策本部加圧モード運転中においては，酸素濃度 19%以上及び二酸化炭素濃度 1%以下であることを，酸素濃度計又は二酸化炭素濃度計で適時確認する。
1.18-69175

添付資料 1.18.2(2)添付２−２

加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定及び空気ボンベの必要本数について

１．加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定加圧
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第１表に示す。加圧設備運
転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m ３ ／h に設定する。

第１表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m ３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制160以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
緊急時対策所はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，緊急時対策所のリークポテ
ンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。
(a)

ドア開口リーク量気密が要求される建屋／部屋に使用されるドアの気密性は JIS A 4702
1.18-70176

にて定義されている。最も気密性の高い等級 A-4 のドアにおいては，圧力差 30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約 6[m３ ／h・m２ ]であるため，ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Q ドア＝S×6
Q ドア：ドアからのリーク量[m ３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m ２ （緊急時対策所）

JIS A4702 気密性

６(b)

壁貫通部のリーク量

壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率 0.5
回／day を用いると，以下の式により算出できる。
Q 貫通部＝V×0.5÷24
V：室容積2,994ｍ ３

したがって，緊急時対策所のリーク量は以下の式により 120m ３ ／h となる。
Q＝Q ドア[m３ ／h]＋Q 貫通部[m３ ／h]＝S[m ２ ]×6[m３ ／h・m２ ]＋V[m ３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120[m３ ／h]
1.18-71177

Q:供給空気供給量[m ３ ／h]ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

0.0218 100
100
19.00 20.95
112 m3 /h
Ga ：酸素発生量-0.0218m３ ／h／人

P :人員

100人

K 0 :供給空気中酸素濃度20.95vol％K :許容最低酸素濃度

19.0vol％

ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は 1.0vol％以下 (「鉱山保安法施行規則」を準拠)，
空気中の二酸化炭素量は 0.03vol％，滞在人数 100 名の二酸化炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭
素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである。

Q

Ga P
K K0

100

0.022 100100
1.0 0.03
227 m 3 /h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の 10 時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した 2 時間を加え，さらに
1.18-72178

2 時間の余裕をもたせ 14 時間分とする。14 時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は 160m３ ／h となる。（14 時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）
K

K

K

K

P

G

e

Q
K

K

K

G

P

Q

e

K

G

P

Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度

0.5％

K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度

0.03％

Ga：ＣＯ ２ 発生量0.022m ３ ／(h・人)P ：滞在在人員

100人

Q ：空気供給量 [m３ ／h]
2,994m３

V ：室容積２．空気ボンベの必要本数について(a)

空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した
2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m ３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は，160m３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，
下記計算のとおりであり，320本を確保する。

・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa(at 35℃)
1.18-73179

・設置環境条件におけるボンベ初期圧力：18.01MPa(at 10℃)
・ボンベ内容積：46.7L・圧力調整弁最低制御圧力：3MPa

・ボンベ供給可能空気量：7.15m３ ／本(at 10℃)

計算式:

160 147 . 162313

1.18-74180添付資料1.18.3
必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付３−１

ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できるパラメータについて

通常，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳ
データ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所に設置する
緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2週間分（1分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデータ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。

ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
・「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「原子炉格納容器内の状態」「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握

また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による原子炉格納容器
1.18-75181

の破損防止」「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」「津波監視」に必
要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第1表に示す。

1.18-76

182

第1表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)

目的

対象パラメ−タ

SPDS
パラメ−タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

−

○

平均出力領域計装

B

○

−

○

平均出力領域計装

C

○

−

○

平均出力領域計装

D

○

−

○

平均出力領域計装

E

○

−

○

平均出力領域計装

F

○

−

○

○

○

○

○

○

○

炉心反応度
起動領域計装 Aの状態確認
起動領域計装 B
起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

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 広帯域)

○

−

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○1.18-77183

(2/6)SPDS
パラメ−
タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

原子炉圧力容器温度○−○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A−2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−2 電圧
炉心冷却の6.9kV 母線 2C 電圧
状態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)

○

○

○

○

○

○

○

−

○

○

−

○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プ−ル圧力

○

○

○

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プ−ル水温度（平均
値）

○

○

○

目的

対象パラメ−タ

ドライウェル圧力（広帯域）
原子炉格納
ドライウェル圧力（狭帯域）
容器内の状
態確認
ドライウェル圧力

1.18-78184

(3/6)SPDS
パラメ−タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

サプレッション・プ−ル水温度

○

○

○

サプレッション・プ−ル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プ−ル水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器内水素濃度(SA)

○

−

○

格納容器内酸素濃度(SA)

○

−

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量
原子炉格納容器内の状 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
態確認
格納容器下部水位

○

−

○

○

−

○

○

−

○

格納容器下部水温○−○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

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

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

−

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

−

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

格納容器内スプレイ弁 A（全開）

○

○

○

目的

対象パラメ−タ1.18-79185

(4/6)SPDS
パラメ−タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(A)
原子炉格納
容器内の状 主蒸気管放射線モニタ(B)態確認
主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホ−ルドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホ−ルドアップ）B
放射能隔離
NS4 内側隔離の状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動○○○

SGTS モニタ（高レンジ）A

○

○

○

環境の情報 SGTS モニタ（高レンジ）B
確認
SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T−2)

○

○

○

目的

対象パラメ−タ
格納容器内スプレイ弁 B（全開）1.18-80186

(5/6)SPDS
パラメ−タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

モニタリング・ポスト(A)

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)

○

○

−

モニタリング・ポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

18m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風速 10 分値
環境の情報
140m ベクトル平均風速 10 分値
確認
可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

○

−

○

○

−

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所）○−−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメ−タ

10 分値

1.18-81187

(6/6)
対象パラメ−タ

SPDS
パラメ−タ

ERSS 伝送
パラメ−タ

バック
アップ対象
パラメ−タ

使用済燃料プ−ル水位・温度（SA
広域）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

フィルタ装置スクラビング水温度

○

−

○

水 素 爆 発 に 原子炉建屋水素濃度
よる原子炉
建 屋 の 損 傷 静的触媒式水素再結合器動作監視
装置
防止確認

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動
非常用炉心
冷 却 系 低圧炉心スプレイ系注入弁全開(ECCS) の 状 残留熱除去系ポンプ A 起動
態等
残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

使 用 済 燃 料 使用済燃料プ−ル温度（SA）
プ−ルの状
使用済燃料プ−ル温度
態確認
使用済燃料プ−ルエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

水素爆発に
よ る 原 子 炉 フィルタ装置入口水素濃度
格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確
認
フィルタ装置水位

津波監視

1.18-82188

添付資料 1.18.4(1)
必要な要員の収容に係る手順等の説明について
添付４−１

東海第二発電所の原子力防災組織と指揮命令及び情報の流れについて当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，さまざまな
事故シーケンスやシビアアクシデントに至る事故を想定した緊急時対応訓練を繰り返し実施し，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在東海第二発電所において組織している発電所災
害対策本部体制について，以下に説明する。
1.

発電所災害対策本部の構成
発電所災害対策本部体制を第１図に示す。
発電所災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，下記の要員で構成される。
・発電所災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・発電所災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部員又は班長の指揮の下，活動を実施する。

(1)

情報班
事故に関する情報収集,整理及び連絡調整，本店総合対策本部及び社外機
関との連絡調整の実施

1.18-83

189

(2)

広報班
発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供の実施

(3)

庶務班
発電所災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措置，アクセス
ルート確保，消火活動，放射性物質拡散抑制対策の実施

(4)

技術班
事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言(5)

放射線管理班
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，
汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置の実
施

(6)

保修班
事故の影響緩和・拡大防止に関する対応，給水確保及び電源確保に伴う措置等，不具合設備の応急復旧及び技術的助言

(7)

運転班
プラント状態の把握及び発電所災害対策本部へのインプット，事故の影
響緩和・拡大防止に関する運転上の措置及び技術的助言

2.

発電所災害対策本部要員の権限等
発電所災害対策本部要員の権限等については，以下のとおり。

(1)

原子力防災管理者（所長）
原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し，状況の
1.18-84190

把握に努めるとともに原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行わせる。
(2)

副原子力防災管理者
原子力防災組織の統括について原子力防災管理者（所長）を補佐し，原子力防災管理者（所長）が不在の時は，その職務を代行する。

(3)

発電用原子炉主任技術者
原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。

(4)

本部員
各本部員の担当について原子力防災管理者（所長）を補佐し，担当業務を遂行する。また，原子力防災管理者（所長）及び副原子力防災管理者が不在の時は，あらかじめ定めた代行順位でその職務を代行する。

(5)

班長
各班の業務が円滑に行えるよう，各班の業務内容を整理し，各班の要員に指示する。また，各班の要員から作業状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ連絡する。

3.

指揮命令及び情報の流れについて
原子力防災組織において，指揮命令は基本的に本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本
部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直発電長）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
1.18-85

191

4.
(1)

その他
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した発電所災害対策本部体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこと
となる。

(2)

要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいないことが考えられる。こうした場
合には，同じ機能を担務する上位職者等が兼務するか，代行者を追加招集して対処できるようにする。

1.18-86192

第１図発電所災害対策本部体制
1.18-87193

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

添付資料 1.18.4(2)1.18−88194

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

添付資料 1.18.4(3)1.18−89195災害対策本部の要員（プルーム通過時）

添付資料 1.18.4(4)1.18−90196

緊急時対策所，中央制御室，現場

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

1.18−91
添付資料 1.18.4(5)197添付資料 1.18.4(6)添付４−２

緊急時対策所に最低限必要な要員について

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交替要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 46 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 24 名のうち，中央制御室退避
室にとどまる運転員 3 名，フィルタベント現場対応の保修班要員 3 名を除く 18名の合計 64 名を想定している。
なお，この要員数を目安として，災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる
要員を判断する。

1.

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
要員

考え方

人数

発 電 所 災 害 重大事故等に対処するための指揮を行うため
対 策 本 部 長 に必要な本部要員は本部長，本部長代理，原子他
炉主任技術者がとどまる。

5名

各班については，本部長からの指揮を受け，重各班本部員，
大事故等に対処するため，各本部員及び各班長班長がとどまる。

18 名

上記，本部長，本部長代理，原子炉主任技術者の交替要員 5 名，及び各班の本部員，班長の交替要員 18 名を確保する。

23 名

交替要員

合計
46 名

1.18−92198

2.

原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員
放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置として，プルーム通
過後の放水砲による放水の再開実施に必要な要員及びその他重大事故等に対して柔軟に対処するために必要な要員数を確保する。
要員

考え方

人数

運転員（当直員）

プル−ム通過時には，3 名が中央制御室退避室，4 名が緊急時対策所に退避する。

7名

放射性物質拡
庶務班要員

保修班要員

運転班要員

散抑制対応

放射性物質の拡散を抑制するために必要な放水砲設備

4名の運転，監視燃料確保

ポンプ車等の可搬型設備へ
の燃料給油

2名

水源確保

使用済燃料ピットへの補給
等

2名

電源確保

電源車の運転操作，監視2名

格納 容器 ベ ン 格納容器ベントの現場対応
ト対応(二次隔離弁操作室に退避)

放射線管理班要モニタリング員

合計

作業現場の放射線モニタリ
ング

24 名

3名
4名

（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度，運用の改善を図っていく。

1.18−93199

添付資料 1.18.4(7)
放射線管理用資機材○放射線防護具類
配備数 ※1
品

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※16遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417 個 ※17

自給式呼吸用保護具

バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）＝132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着

1.18−94

200

※14
※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍＝16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2個(2個を1セットで使用)×1.5倍＝33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このうち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，交替時の放射線防護具類については，交替要員が発電所外から発電所に向かう際（往路）に，発電所外へ移動する（復路）分の防護具類を持参し，原則緊急時対策所建屋内の防護具類は使用しないため考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日＝924 ＜ 1,155
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,848 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して220個（要員数分×2倍）であり，配備数（330個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，遮蔽ベスト，自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10〜15参照）。

1.18−95201

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

名

配備数 ※1
緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

ダストサンプラ

2台 ※7

※1
※2

―
2 台 ※7※3※4※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台

1.18−96202

○電離箱サーベイメータの根拠について
・電離箱サーベイメータは，屋外作業現場等の放射線測定を行い，要員の過剰な被ばくを防止するために使用する。
・電離箱サーベイメータは，線量が高くなることが想定される場所にて行う作業で使用できるよう，大気への放射性物質の拡散を抑制するための作業用として１台（①）
及び格納容器ベントの実施により屋外の線量が上昇した状況下において原子炉建屋等近傍で行う作業用として２台（②，③）並びに緊急時対策所の環境測定用として１台（④）の計４台を配備するとともに，さらに，故障点検時のバックアップ用の１台を配備する。
・なお，各要員の着用する電子式個人線量計の発する音により，要員周辺の線量率の上昇を把握することで，過剰な被ばくを防止することも可能である。

電離箱サーベイメータを携行する作業
作

業①放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制②格納容器圧力逃がし装置
スクラビング水補給作業③可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給作業，
タンクローリによる燃料
補給操作

備

考

配備数（台）

・原子炉建屋近傍で行う作業・作業場所（放水砲設置場所）は１ヶ所のため，１１台で対応可能・格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍作業（格納容器ベント実施に伴い高線量化することを想定）

１

・作業場所は１ヶ所のため１台で対応可能
・原子炉建屋近傍を通過する作業
・水源補給作業開始後に燃料補給操作を行うため１１

台で対応可能④緊急時対策所（チェンジ ・緊急時対策所の環境測定（居住性確保）
ングエリアを含む）の環 ・緊急時対策所内を携行して使用するため，１台で
境測定

１

対応可能
合

計

―

４
(予備１)

1.18−97203

○ＧＭ汚染サーベイメータの根拠について
・ＧＭ汚染サーベイメータは，屋外から緊急時対策へ入室する現場で作業を行った要員の身体等の汚染検査を行うために使用する。
・チェンジングエリア内のサーベイエリアにて汚染検査のために 1 台，除染エリアにて除染後の再検査のために 1 台使用する。
・また，緊急時対策所の環境測定のためダストサンプラとあわせて空気中の放射性物
質の濃度を測定するために 1 台使用する。
・3 台に加えて汚染検査の多レーン化等柔軟なチェンジングエリアの運用及び故障点検時のバックアップとして予備 2 台の計 5 台を配備する。

1.18−98204

添付資料 1.18.4(8)
添付４−３

1.

チェンジングエリアについて

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「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」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所
建屋の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈第 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからな
り，緊急時対策所建屋入口に設置する。概要は第１表のとおり。

1.18−99205

第１表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚緊急時対策所建屋染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染

1 階入口

検査及び作業服の着替え等を行うための区画を
設ける。

設営
形式

シ−ト区画化
（緊急時対策所建屋）

通常時より壁，床等について，あらかじめシ−
ト及びテ−プにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚原子力災害対策特 別措置法 染するおそれが発生した場合，チェンジングエ
第 10 条特定事象が発生し，リアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参災害対策本部長の 指示があ
集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実った場合施する作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよう
放射線管理班定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

3.

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋入口に設置する。チェンジング
エリアの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第１図のとおり。

1.18−100

206

第１図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

1.18−101

207

4.
(1)

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第２図の設営
フロ−に従い，第３図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジ
ングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分（資機材運搬に約 4分を想定及び資機材の設置に訓練実績から約 13 分を確認）を想定している。
なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班 7名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備

第２図

チェンジングエリア設営フロー

1.18−102

208

第３図

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

1.18−103

209

(2)

チェンジングエリア用資機材

チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，以下のとおりとする。
○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エリア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※2

簡易シャワー

1式 ※3

簡易水槽

1個 ※3

バケツ

1個 ※3

水タンク

1式 ※3

可搬型空気浄化装置

3台 ※4

はさみ，カッター

各3本 ※5

筆記用具

2式 ※6

養生シート

4巻 ※7

粘着マット

3枚 ※8

脱衣収納袋

9個 ※9

難燃袋

525枚 ※10

難燃テープ

12巻 ※11

クリーンウェス

31缶 ※12吸水シート

924枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 110名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝30.8→31缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝924枚

1.18−104

210

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策所建屋外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，
緊急時対策所建屋外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第３図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止する。

①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

1.18−105

211

(2)

脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策内に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（簡易シャワ
1.18−106212

ーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベッ
ク，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第４図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

1.18−107213

除染エリア
緊急時【除染①】
サーベイエリアにて，汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
ウエス
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第４図

(7)

簡易水槽

移動後，再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
緊急時対策所建屋外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇
及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェン
ジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

(9)

災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード中の緊急時対策所への
1.18−108214

入室
放射線管理班員は，緊急時対策所が空気加圧されている換気系運転状態（災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード）での緊急時対策所への万一の入室に備え，脱衣，汚染検査，除染を行うための資機材を緊急時対策所に予め保管し，外部からの入室時はエアロック内にて，脱衣，汚染検査，除染を実施する。また，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定の結果，エアロック内に汚染が認められた場合は除染を実施する。

1.18−109

215

6.
(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査を行
うためのサーベイエリア，脱衣を行うための脱衣エリア及び身体に付着した放射性物質の除染を行うための除染エリアを設けるとともに，緊急時対策所非常用換気設備により，緊急時対策所の空気を浄化し，緊急時対策所の放射性物質を低減する設計とする。

(2)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリア及び靴・ヘルメット置場の空気を浄化するよう配置し，汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を第５図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保管する。
1.18−110216

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m3／min（540m3／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第５図

(3)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

(4)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所建屋内の 1 階に専用で設置し，第６図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
1.18−111

217

また，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エ
リアの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに第６図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

第６図

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

1.18−112218

(5チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等
により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベイエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

7.

汚染の管理基準
第２表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第２表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

1.18−113

219

第２表
状況

汚染の管理基準
汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性同1,300cpm
２（4Bq／㎝ 相当）

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時8.

位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝２の 1／10

原子力災害時状

根拠等40,000cpm

原子力災害対策指針における（120Bq／㎝２相当）

ＯＩＬ4 に準拠

13,000cpm

原子力災害対策指針における（40Bq／㎝２相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェン
ジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，
屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェン
ジングエリアを退域するまで約 42 分（１人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染
検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域
1.18−114220

できることを確認している。
9.

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ
放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型

エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト及
び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名
にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。
要員参集後（発災から 2 時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジ
ングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジングエリアの運用については発災後要員が参集されるまでは作業員は自ら汚染検査を行い，参集後は本部内の放射線管理班員が作業終了の都度対応する。プルームが通過した後は放射線管理班員がチェン
ジングエリアに常駐して対応する。

1.18−115221

・ケース①（平日昼間の場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

要員

対応項目

2

3

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

6

7

8

事象発生
▽
▽緊急時対策所チェンジング
10 条 エリアの運用開始
▽

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置

要員

対応項目

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5▽参集完了▽緊急時対策所チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B

放射線管理
班員C,D

※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

1.18−116222

添付資料 1.18.4(9)
添付
1.

４−５

飲食料とその他の資機材

飲食料
緊急時対策所要員が，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするために，緊急時対策所建屋に必要な資機材等を配備することとしている。また，プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないように，
余裕数を見込んでとどまる要員の 1 日分以上の食料及び飲料水を緊急時対策
所建屋に保管する。
緊急時対策所建屋には以下の数量を保管する
品

名

保管数

考え方

食料

2310 食110 名(要員数)×7 日×3 食

飲料水1540 本110 名(要員数)×7 日×2 本（1.5 /本）※※飲料水 1.5 容器での保管の場合（要員 1 名あたり 1 日 3 を目安に配備）
2.

その他資機材
緊急時対策所建屋に以下の数量を保管する。
品

名

保管数

考え方

酸素濃度計

2 台 故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する

二酸化炭素濃度計

2 台 故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する

一般テレビ（回線，機器）

1 式 報道や気象情報等を入手するため

社内パソコン

1 式 社内情報共有に必要な資料・書類を作成する
ため

簡易トイレ

一式 プル−ム通過中に対策本部から退出する必要がないよう連続使用可能な簡易トイレを配備
する

ヨウ素剤

1760 錠 交替要員考慮し要員数の約 2 倍･110 名(要員数)×(初日 2 錠＋2 日目以降 1
錠×6 日)×2 倍

1.18−117223

3.

原子力災害対策活動で使用する主な資料
緊急時対策所に以下の資料を保管する。
１ ．組 織 及 び 体 制 に 関 す る 資 料
２．放射能 影響推定に 関する資料

３．事業所
外運搬に関
する資料

資

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織資料①東海第二発電所原子力事業者防災業務計画②東海第二発電所原子炉施設保安規定③災害対策規程④東海第二発電所災害対策要領⑤東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料①東海第二発電所災害対策要領②東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料①空間線量モニタリング配置図②環境試料サンプリング位置図③環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料①主要系統模式図②原子炉設置（変更）許可申請書③系統図④施設配置図⑤プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥主要設備概要⑦原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ①方位別人口分布図②集落別人口分布図③周辺市町村人口表（５）周辺環境資料①周辺航空写真②周辺地図（2万5千分の１）③周辺地図（5万分の１）④市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

1.18−118224

添付資料 1.18.4(10)添付

４−６

ベント実施によるプルーム通過時の要員退避について(1)

プルーム通過時における要員退避の考え方
炉心損傷後のベント実施時には，放出されるプルームの影響によって発電所周辺の放射線線量率が上昇する。そのため，プルーム通過時において，災害対策要員は，緊急時対策所及び中央制御室待避室等で待避又は発電所
構外へ一時退避する。緊急時対策所及び中央制御室待避室等については，
空気加圧することでプルームの流入を抑え，放射線影響を低減させる。発電所構外への一時退避については，発電所から離れることでプルームの拡散効果により放射線影響を低減させる。

(2)

必要要員数
災害対策本部（全体体制）の要員は 110 名であるが，8 名についてはオ
フサイトセンターへ派遣されるため，発電所にて重大事故等対応を行う要員は 102 名である。プルーム通過時の必要要員である 70 名は緊急時対策所，中央制御室待機室等で待機することとしており，それ以外の 32 名について
は発電所構外へ退避する。

(3)

移動時間
発電所構外へ一時退避する場合には，原子力事業所災害対策支援拠点へ退避することとしている。原子力事業所災害対策支援拠点の候補として 6
施設あり，事象発生後に風向等に基づいて選定する。これらの施設は，発電所から 10km〜20km の地点に立地しており，最も遠い施設まで徒歩による一時退避を行う場合の所要時間は約 6 時間と評価している。
緊急時対策所へ待避する場合の移動時間については，アクセスルートの
うち，緊急時対策所建屋から最も距離のある地点（放水口）から緊急時対策所へ第 1 図に示すアクセスルートを徒歩移動によって退避した場合の移
1.18−119225

動時間は約 24 分である。

第1図

(4)

放水口から緊急時対策所建屋への最も距離のあるアクセスルート

有効性評価シナリオでの退避タイミング
ａ．サプレッション・プール水位通常水位＋6.5m 到達によるベント
有効性評価のうち，炉心損傷後のベントシナリオである「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における要員一時退避及び待避開始時間及びベント時間の関係を第 1 表に示す。

1.18−120

226

第1表

静的負荷におけるベント準備時間及びベント時間の退避項目

基準

事象発生からの到達時間

発電所構外への一時退避S／P 水位通常水位＋4.5m

約 13 時間後

緊急時対策所への待避

S／P 水位通常水位＋5.5m

約 16.5 時間後

ベント操作

S／P 水位通常水位＋6.5m

約 19.5 時間後

第 1 表に示すとおり，発電所構外への一時退避については，移動開始
からベント操作まで約 6.5 時間あることから最も遠い退避施設への退避が可能であり，緊急時対策所への待避については，移動開始からベント操作まで約 3 時間あることからベント実施判断基準到達までに緊急時対策所への待避可能である。そのため，ベント操作開始に影響を与えることはない。また，中央制御室の運転員については，ベント実施後速やかに中央制御室待避室へ退避する。
第 2 表及び第 2 図に示すとおり，プルーム通過時の屋内待避期間（評価上 5 時間）において，実施する必要のある現場操作及び作業がないた
め，要員が退避することに対する影響はない。

第2表

ベント実施の待避期間中における格納容器の状態及び操作

作業項目
原子炉注水
格納容器スプレイ電源

待避期間中における状況

作業の要否

低圧代替注水系（常設）による待避期間における

注水を継続

流量調整は不要

ベント実施前に停止−

常設代替高圧電源装置により給電

水源

代替淡水貯槽の水を使用

燃料

可搬型設備を使用していない

自動燃料補給により作業不要
待避期間中における補給は不要−

1.18−121227

ｂ．格納容器酸素濃度 4.3vol％到達によるベント
炉心損傷後においては，格納容器内での水素燃焼を防止する観点から，
格納容器酸素濃度がドライ条件において 4.3vol％に到達した場合，ベント操作を実施することとしている。
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循
環冷却系を使用する場合）においては，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（Ｇ値）の不確かさが大きく，予め待避基準を設定できないため，酸素濃度の上昇速度から 4.3vol％到達時間を予測し，退避を実施する。また，退避開始からプルーム通過時の退避時において，実施する必要のあ
る現場操作及び作業がないため，要員が退避することに対する影響はない。

1.18−122228

雰 囲気 圧力 ・ 温度 に よる 静 的 負 荷（ 格納 容 器過 圧 ・ 過温破 損 ） （代替 循 環 冷 却 系を 使 用し な い場 合 ）経過 時 間（ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

凡例

42

46

備考

48

：発電所外へ退避する要員の退避期間
約 3.9 時 間格 納容 器 圧力 465kPa[gage]到達：緊急時対策所へ退避する要員の退避期間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

約 16 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋5.5m 到達

操 作の 内容

運転員(中央制御室)運転員（現場）

重大事故等対応要員（現場）

常設低圧代替注水系ポンプを用 い た低 圧代 替 注 水系（ 常設） に よる 原子 炉 注 水操作

【1 人】
A

−

−

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ 冷 却系（ 常設 ）による 格
納容 器 冷却 操作

【1 人】
A

：評価上のプルーム通過時間（5 時間）

約 19 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋6.5m 到達

約 42.5 時間
1000m ３ 到 達

代替 淡水 貯 槽残 量

解 析 上 で は ， 事 象 発 生 12時 間 ま で は 6時 間 間● 常設 低圧 代 替注 水 系ポ ン プ を 用い た低 圧 代替 注 水 系（ 常設） に よる 原子 炉 注 水 流量 調 整操 作

流量 調整 後 （崩 壊熱 相 当），適 宜状 態 監視

隔 で 注 水 量 を 変 更 し ， 12時 間 以 降 に お い ては 12時 間 以 上 の 間 隔 で 流 量 調 整 を 実 施 す る
解 析 上 で は ， 約 6分 以 上 の 間 隔 で 格 納 容 器 圧−−● 常設 低圧 代 替注 水 系ポ ン プ を 用い た代 替 格納 容 器 スプ
レイ 冷 却系 （常 設 ） に よる 格 納容 器 冷却 操 作

力が変動するが，実運用上ではスプレイ流

間欠 スプ レ イに より 格 納容 器 圧力を 400kPa から 465kPa の 間に 維 持量を調整することで可能な限り連続スプレ
イする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

格納容器圧力逃がし装置による 格 納容 器除 熱 準 備

【1 人】
A

−

−

● 格納 容器 ベ ント 準 備（ 系 統構 成）

5分−【2 人】＋1 人
C,D,E−● 現場 移動 （ 第一 弁 ）● 格納 容器 ベ ント 準 備（ 系 統 構 成）

125 分

1人
副発電長

【3 人】
C,D,E

−

● 緊急 時対 策 所へ の 退 避−

3人（ 招集 ）● 現場 移動 （ 第二 弁 ）

−

【1 人】
B

20 分
15 分

● 可搬 照明 の 設置
−

−

15 分

● デー タ表 示 装置 （ 待避 室 ） の 起動 操作

5分● 衛星 電話 の 設置

3分

● 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 停止 操作【1 人】
A● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置 に よ る格 納容 器 ベン ト 操 作−

第一弁操作完了後緊急時対策所に退避する

45 分● 中央 制御 室 待避 室 内の 正 圧 化 準備 操作

中央 制 御室 待避 室 の 準備

解析上考慮しない

35 分

2分

−

格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視● ベン ト状 態 監視

格納容器圧力逃がし装置による 格 納容 器除 熱 操 作（サ プ
レッ シ ョン ・チ ェ ン バ側）

10 分● 格納 容器 フ ィル タ ベン ト 系 第 二弁 の現 場 操作 場 所 の正
圧化
−

−

【3 人】
（ 招集 ）

30 分● 現場 手動 に よる 格 納容 器 ベ ン ト操 作

1 人＋【2 人】
発電長,A,B

使用済燃料プールの冷却操
作

【1 人】
A

−
−

−
−

行う。

5分

● 中央 制御 室 待避 室 内の 正 圧化 操作

サプレッション・プール水位指示値が通常
水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を300 分● 中央 制御 室 待避 室 内へ の 退避行う。
解析上考慮しない

適宜 実施● 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 使用済燃料プールへの注水
操作−

水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を

45 分● 緊急 時対 策 所へ の 帰還
【1 人】
B

サプレッション・プール水位指示値が通常

180 分● 格納 容器 フ ィル タ ベン ト 系 第 二弁 の現 場 操作 場 所 への退避

第二弁操作要員（召集要員：3 名）は第二弁
現場操作場所にて操作及びプルーム通過期間
中は待避する−● 緊急 用海 水 系の 起 動操 作

プルーム通過期間中は，運転員は中央制御室
待避室へ待避する
20 分

可搬型代替注水大型ポンプを用 い た低 圧代 替 注 水系（ 可搬型 ）によ る 原子 炉 注水準 備

代替燃料プール冷却系の起動までに実施す
る
解析上考慮しない
25時 間 ま で に 実 施 す る

15 分● 代替 燃料 プ ール 冷 却系 起 動 操 作

スロッシングによる水位低下がある場合はアクセスルート復旧時間含む

−

10人
c〜l

● 可搬 型代 替 注水 大 型ポ ン プ 準 備， ホース敷 設等−−【 8人 】e〜l● 可搬 型代 替 注水 大 型ポ ン プ 準 備， ホー ス 敷設 等−−

【 2人 】c,d● ポン プ起 動 及び 水 源補 給 操 作

−

−

2人
（ 招集 ）−

炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は

170 分

220 分

屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を行う

可搬型代替注水大型ポンプによ る 水源 補給 操 作

要員待避期間及びプルーム通過期間中において，運転員及び第二弁操作要員以外の要員による作業等はない● 可搬 型設 備 用軽 油 タン ク か ら タン クロ ー リー へ の 補給
タンクローリによる燃料補
給操 作

適宜 実施
水源枯渇までは十分余裕がある。

90 分
適宜 実施

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンク
から補給● 可搬 型代 替 注水 大 型ポ ン プ へ の給 油
2人
A,B

3人
C,D,E

12 人 a〜 l
及び 招 集 5 人

第2図

待避時及びプルーム通過時における要員の整理（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）の作業と所要時間」抜粋）
1.18−123229

添付資料 1.18.5
手順のリンク先について

緊急時対策所の居住性等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１．

1.18.1(2)b.手 順 等
・給電が必要となる設備＜リンク先＞

1.19.1(2)C. 手 順 等（ 第 1.19.2 等

審査基準における要求事項毎の給電対象設備）

２．

1.18.2.1(2)b.可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト を 設 置 す る 手 順＜リンク先＞

1.17.2(2) 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト に よ る
放射線量の測定及び代替測定

３．

1.18.2.2 通 信 連 絡 に 関 す る 手 順＜リンク先＞

1.19.2.1(1) 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 を す る 必 要 のある場所と通信連絡を行うための対応手順
1.19.2.2(1) 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 を す る 必 要 のある場所と通信連絡を行うための対応手順
1.19.2.3 代 替 電 源 設 備 か ら 給 電 す る 対 応 手 順

1-18-124

230