柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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

東海第二
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＜ 目 次 ＞＜

1.1.1 対応手段と設備の選定

1.1.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止(a) 原子炉緊急停止(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(d) ほう酸水注入(d) ほう酸水注入(e) 制御棒挿入(e) 制御棒挿入(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b． 手順等

ｂ．手順等

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（原子炉出力）(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）(2) EOP「反応度制御」(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」(3) 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等時の対応手段の選択

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二1.1 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

1.1 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【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を

緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場

緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格

納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等

納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行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。

が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１

１

「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」と「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は、発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のこと

は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
２「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRをいう。
２「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがあるａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場

場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場

合は、手動で停止操作を実施すること。

合は、手動で停止操作を実施すること。

ｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがあるａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタ場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。

ービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。

ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがあるｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を実施すること。

実施すること。

2

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運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備
は，原子炉緊急停止系である。

東海第二
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備
は，原子炉緊急停止系である。

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするためバウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするための対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

の対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

3

備考

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東海第二1.1.1 対応手段と設備の選定

1.1.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事
故対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事
故対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故

対処設備が有する機能，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。）

対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）

上で，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1.1.1

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1.1－1

図）。

図）。

重大事故等対処設備のほかに，設計基準事故対処設備による対応手段並びに柔軟な事故対※１応を行うための対応手段及び自主対策設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

※ 1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況におい※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，事故対応にに有効な設備。

有効な設備。

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

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

だけでなく，設置許可基準規則第四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」

だけでなく，設置許可基準規則第四十四条及び技術基準規則第五十九条（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，設計基準という。）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

事故対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

設備との関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過度変化時にフロントライン系故障とし機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過渡変化時にフロントライン系故障として，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失）は，原子炉緊急停止て，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失又は計器用空気喪失）

系の電源が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。

は，原子炉緊急停止系の電源又はスクラム弁の制御に用いる計器用空気が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，

基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及設計基準事故対処設備及び自主対策設備を以下に示す。

び自主対策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準事故対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.1.1 表に整理す

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.1－1表に整理する。

る。

4

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

東海第二ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象（以下「ATWS」という。）が発生するおそれがある場合又はATWSが発生した場ない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生するおそれがある場合又はＡＴＷＳが発合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入により，発生した場合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入に

電用原子炉を緊急停止する手段がある。
ⅰ. 原子炉手動スクラム

より，発電用原子炉を緊急停止する手段がある。
ⅰ) 原子炉手動スクラム

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。

原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。

原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。

・手動スクラムボタン

・手動スクラム・スイッチ

・原子炉モードスイッチ「停止」

・原子炉モード・スイッチ「停止」

・制御棒

・制御棒

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒駆動機構

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

ⅱ. 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により作代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号

動し，自動で制御棒を緊急挿入する。また，上記「ⅰ. 原子炉手動スクラム」の対応手により作動し，自動で制御棒を緊急挿入する。また，上記「ⅰ) 原子炉手動スクラ段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合は，中央制御室からの手動操作によム」の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合は，中央制御室からり代替制御棒挿入機能を作動させて制御棒を緊急挿入する。

の手動操作により代替制御棒挿入機能を作動させて制御棒を緊急挿入する。

5

備考

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東海第二

代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備は以下のとおり。

代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備は以下のとおり。

・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ

・制御棒

・制御棒

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒駆動機構

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
ATWS が発生した場合に，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能又は原子炉冷却材再循環ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。

(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，代替再循環系ポンプトリップ機能又は再循環系ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。

6

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東海第二

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル

代替再循環系ポンプトリップ機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル3）の信号により 4 台，原子炉水位低（レベル 2）の信号により残り 6 台の原子炉冷却材

２）の信号により再循環系ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。再循環系

再循環ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。原子炉冷却材再循環ポンプが自

ポンプが自動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により再循環系ポンプを動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉冷却材再循環ポンプを停停止し，原子炉出力を抑制する。

止し，原子炉出力を抑制する。
原子炉冷却材再循環ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

再循環系ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）・再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
・再循環系ポンプ遮断器
・低速度用電源装置遮断器

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

ATWS が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自ＡＴＷＳが発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧

渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力による原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する手段が容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する手段がある。

ある。
自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。

自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備7

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(d) ほう酸水注入
ATWS が発生した場合に，ほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界にする手段がある。

東海第二(d) ほう酸水注入
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界にする手段がある。

上記「(b)原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段により原上記「(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段により原子炉出力

子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有するを抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有するほう酸

ほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。

水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。

ほう酸水注入系を起動させる判断基準は，ATWS 発生直後に行う原子炉冷却材再循環ポ

ほう酸水注入系を起動させる判断基準は，ＡＴＷＳ発生直後に行う再循環系ポンプのンプの停止操作及び自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作の実停止操作及び自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作の実施後施後とする。これにより，ATWS 発生時は，不安定な出力振動の発生の有無にかかわらずとする。これにより，ＡＴＷＳ発生時は，不安定な出力振動の発生の有無にかかわらず

ほう酸水注入系を起動させることとしている。

ほう酸水注入系を起動させることとしている。

ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。

ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

・ほう酸水注入系配管・弁・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備8

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(e) 制御棒挿入
ATWS が発生した場合に，上記「(a) 原子炉緊急停止」の対応手段を実施しても全制御
棒全挿入が確認できない場合は，自動又は手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

東海第二(e) 制御棒挿入
ＡＴＷＳが発生した場合に，上記「(a) 原子炉緊急停止」の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合は，手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

ⅰ. 制御棒自動挿入
原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号が発信されたにもかかわらず全制
御棒が緊急挿入しなかった場合においても,電動駆動にて全制御棒を自動で全挿入する。
電動駆動にて制御棒を自動で挿入する設備は以下のとおり。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備ⅰ) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，選択制御棒挿入機構により選択された制御棒を挿入し原子炉出力を抑制する手段がある。
選択制御棒挿入機構により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・選択制御棒挿入機構
・制御棒
・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット
・非常用交流電源設備
・燃料給油設備9

備考

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ⅱ. 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラムテストスイッチ及び原子炉緊急停止系電源スイッチの操作，中央制御室からの手動操作による制御棒電動挿入により制御棒を挿入する。

東海第二ⅱ) 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作，中央制御室からの手動操作による制御棒挿入，現場でのスクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作又は現場でのスクラム個別スイッチの操作により制御棒を挿入する。

水圧駆動にて制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。

制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。

・スクラムテストスイッチ

・スクラム個別スイッチ

・原子炉緊急停止系電源スイッチ

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

・制御棒操作監視系
・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁
・制御棒

・制御棒

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒駆動機構

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

制御棒を手動で電動挿入する設備は以下のとおり。
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制
ATWS が発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉出
力を抑制する手段がある。

(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉出力を抑制する手段がある。

10

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東海第二上記「(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施し

上記「(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施しても，原ても，原子炉出力が高い場合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室から子炉出力が高い場合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室からの手動の手動操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低下さ下させることにより，原子炉冷却材の自然循環量を減少させ，発電用原子炉内のボイド率せることにより，原子炉冷却材の自然循環流量を減少させ，発電用原子炉内のボイド率を上昇させて原子炉出力を抑制する。

を上昇させて原子炉出力を抑制する。

原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

・給水制御系

・給水制御系

・給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）

・給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）

・原子炉隔離時冷却系

・原子炉隔離時冷却系

・高圧炉心注水系

・高圧炉心スプレイ系(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備

原子炉緊急停止で使用する設備のうち，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），制御

原子炉緊急停止で使用する設備のうち，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能），棒，制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒駆動系配管及び制御棒駆動系水圧制御ユニット

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ，制御棒，制御棒駆動機構，制は重大事故等対処設備として位置付ける。

御棒駆動系配管・弁，制御棒駆動系水圧制御ユニット，非常用交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

11

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東海第二原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備のうち，ATWS 緩

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備のうち，ＡＴＷＳ緩和設備

和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は重大事故等対処設備として位置付け（代替再循環系ポンプトリップ機能），再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ，低速度用る。

電源装置遮断器手動スイッチ，再循環系ポンプ遮断器，低速度用電源装置遮断器，非常用交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備のうち，自動減圧系の起動阻止スイッチは重大事故等対処設備として位置付ける。

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備のうち，
自動減圧系の起動阻止スイッチ，非常用交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タン

ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，ほク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ及び原子炉圧力容器

う酸水注入系配管・弁，原子炉圧力容器，非常用交流電源設備及び燃料給油設備は重大は重大事故等対処設備として位置付ける。

事故等対処設備として位置付ける。

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・手動スクラムボタン，原子炉モードスイッチ「停止」

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・手動スクラム・スイッチ，原子炉モード・スイッチ「停止」

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替え

合に，手動スクラム・スイッチの操作及び原子炉モード・スイッチを「停止」位置

る操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，主に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設

スクラム回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

備であり，原子炉緊急停止系の回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・選択制御棒挿入機構
あらかじめ選択された制御棒を自動的に挿入する機能であり，ＡＴＷＳ発生時の状況によっては発電用原子炉の未臨界の達成又は維持は困難であるが，原子炉出力を抑制する手段として有効である。

・スクラムテストスイッチ

・スクラム個別スイッチ

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，当該スイッチを操作するこ

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，現場に設置してある当該とで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効であスイッチを操作することで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入る。

する手段として有効である。

・原子炉緊急停止系電源スイッチ

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

原子炉緊急停止系の監視及び操作はできなくなるものの，当該電源スイッチを操作

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラム・パイロット弁し，スクラムパイロット弁電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入が電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入が可能であることから，制可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。

御棒を挿入する手段として有効である。

・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監視系
全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラムテストスイッチ若
しくは原子炉緊急停止系電源スイッチの操作により制御棒を水圧駆動で挿入完了する

・制御棒操作監視系
全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，制御棒を手動にて挿入する手段として有効である。

までの間，又はこれらの操作が実施できない場合に，電動駆動で制御棒を挿入する手段として有効である。なお，電動駆動で制御棒を挿入する手段には原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入及び制御棒操作監視系にて選択した制御棒の手動挿入がある。
・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，現場に設置してある計器
用空気系配管内の計器用空気を排出することで制御棒のスクラム動作が可能である
ことから，制御棒を挿入する手段として有効である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

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・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備

東海第二・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備

耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水系（電動駆動原子炉給水ポン

耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水系（タービン駆動給水ポンププ）による原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧力容器内の水位を低下で及び電動駆動給水ポンプ）による原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧

きることから，原子炉出力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷力容器内の水位を低下できることから，原子炉出力を抑制する手段として有効であ

却系又は高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水が行われている場合は，これる。なお，原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器へのらによる原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。

注水が行われている場合は，これらによる原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。

b. 手順等
上記「a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備」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，ATWS 時における運転員による一連の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」という。）に定める（第 1.1.1 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.1.2 表）。

ｂ．手順等
上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」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，ＡＴＷＳ時における運転員等※２による一連の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「ＡＭ設備別操作手順書」に定める（第1.1－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整備する（第1.1－2表）。
※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（原子炉出力）(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉

動スクラム操作を実施した場合は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード

手動スクラム操作を実施した場合は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モ

スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

ード・スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作をした場合。

原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作をした場合。

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b. 操作手順

東海第二ｂ．操作手順EOP「スクラム」（原子炉出力）における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）における操は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フロー

作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉を第 1.1.2 図に，タイムチャートを第 1.1.3 図に示す。

出力の低下により確認する。手順の対応フローを第1.1－2図に，タイムチャートを第1.1－3図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉スクラム状況の①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉スクラム状況の確認を指確認を指示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム操作及示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラム・スイッチによる原び手動による代替制御棒挿入操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態表示にて確認する。

③中央制御室運転員 A は，原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム
操作及び手動による代替制御棒挿入操作を実施する。
④中央制御室運転員 A は，原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える。

子炉手動スクラム及び手動による代替制御棒挿入機能を作動させるように指示する。
②運転員等は中央制御室にて，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子
炉出力の低下の状況を状態表示にて確認する。

③運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラ
ム・スイッチによる原子炉手動スクラムを実施する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切り替える。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替制御棒挿入機能を手動で作動させる。

⑤当直副長は，上記④の操作を実施しても全制御棒全挿入とならず，未挿入の制御棒がペ⑥発電長は，上記⑤の操作を実施しても全制御棒全挿入位置とならず，未挿入の制御棒

アロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多い場合は，ATWS と判断し，中央制御室運転員にが1本よりも多い場合は，ＡＴＷＳと判断し，運転員等に非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ

EOP「反応度制御」への移行を指示する。

ース）原子炉制御「反応度制御」への移行を指示する。

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c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから EOP「反応度制御」への移行まで 1 分以内で可能である。

東海第二ｃ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」への移行まで2分以内で可能である。

(2) EOP「反応度制御」ATWS 発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。
a. 手順着手の判断基準
EOP「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。
なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確認できない場合も ATWS と判断する。

b. 操作手順(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」ＡＴＷＳ発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。
ａ．手順着手の判断基準
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，制御棒1本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。
なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確認できない場合もＡＴＷＳと判断する。

ｂ．操作手順EOP「反応度制御」における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」における操作手順の概要

全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フローを第 1.1.4 図

は以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下にに，概要図を第 1.1.5 図に，タイムチャートを第 1.1.6 図に示す。

より確認する。手順の対応フローを第1.1－4図及び第1.1－5図に，概要図を第1.1－6図及び第1.1－7図に，タイムチャートを第1.1－8図に示す。

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東海第二①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉冷却材再循環ポ①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に再循環系ポンプ停止による原子ンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系の起動阻止スイッチによる自動減圧系及び過渡動阻止操作を指示する。

時自動減圧機能の自動起動阻止操作を指示する。

②中央制御室運転員 A は，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能による原子炉冷却材再②運転員等は中央制御室にて，代替再循環系ポンプトリップ機能による再循環系ポンプ

循環ポンプの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替冷却材再循環ポンプ・トリッの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替再循環系ポンプトリップ機能が作動しプ機能が作動していない場合又は原子炉冷却材再循環ポンプが部分台数のみ停止していていない場合は，手動操作により再循環系ポンプを停止する。

る場合は，手動操作により停止していない原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。
③中央制御室運転員 A は，自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を実施する。

③運転員等は中央制御室にて，自動減圧系の起動阻止スイッチによる自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作を実施する。

④当直副長は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動④発電長は，再循環系ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系の起減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作が完了したことを確認し，中央制御室運動阻止スイッチによる自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作が完了

転員にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作及び制御棒の挿入したことを確認し，運転員等にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位操作を同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可能な場合は，ほう酸水注入系

低下操作及び制御棒の挿入操作を同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

能な場合は，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

⑤中央制御室運転員 A は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水注入系⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又は（Ｂ）の起動操作（ほう起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位置）

酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ系を起動する場合は「Ｓにすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，

ＹＳ Ｂ」位置）にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破

ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を弁が全開となり，ほう酸水注入ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が実施し，併せて，ほう酸水注入系タンク液位指示値の低下，平均出力領域モニタ指示値開始される。
）を実施し，併せて，ほう酸水貯蔵タンク液位指示値の低下，平均出力領

及び起動領域モニタ指示値の低下を確認する。

域計装指示値及び起動領域計装指示値の低下を確認する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑥発電長は，運転員等に逃がし安全弁からの蒸気流入によるサプレッション・プール水
温度の上昇を抑制するため，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプの起動を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプを起動する。
⑧発電長は，サプレッション・プール水温度指示値が106℃に到達した場合は，運転員等にサプレッション・チェンバを水源として運転している原子炉隔離時冷却系の停止操作を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，手動操作により原子炉隔離時冷却系の停止操作を実施する。

⑥中央制御室運転員 A は，原子炉出力が 60%以上の場合又は発電用原子炉が隔離状態であ⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉出力が55％以上の場合又は発電用原子炉が隔離状る場合は，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注

態である場合は，給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ），原子

水系による原子炉圧力容器への注水量を減少させ，原子炉圧力容器内の水位を低下させ

炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水量を減少さることで原子炉出力を 3%以下に維持する。

せ，原子炉圧力容器内の水位を低下させることで原子炉出力を3％未満に維持する。

原子炉出力を 3%以下に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低原子炉出力を3％未満に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異（レベル 1.5）以上に維持するよう原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。

常低下（レベル１）より＋500mm ～ ＋1,500mmに維持するように原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，以下の操作により制御棒を挿入する。

東海第二⑪運転員等は中央制御室又は原子炉建屋原子炉棟にて，以下の操作により制御棒を挿入する。

・原子炉手動スクラム操作
・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動

・スクラムテストスイッチの操作

・手動操作による選択制御棒挿入機構の作動・原子炉緊急停止系電源スイッチの操作

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作

・スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作
・原子炉スクラム・リセット後の手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム
操作・原子炉スクラム・リセット後の手動操作による代替制御棒挿入機能の作動・原子炉スクラム・リセット後のスクラム個別スイッチの操作
・制御棒手動挿入操作(制御棒自動挿入が作動しない場合)

・制御棒手動挿入操作⑧当直副長は，上記⑦の操作を実施中に制御棒をペアロッド１組以下まで挿入完了した場⑫発電長は，上記⑪の操作を実施中に全制御棒全挿入位置又は最大未臨界引抜位置（全合又は未挿入の制御棒を 16 ステップ以下（0 ステップが全挿入位置，200 ステップが全

制御棒“02”位置）まで挿入完了した場合は，運転員等にほう酸水注入系の停止を指引抜き位置）まで挿入完了した場合は，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指

示する。

示する。

制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，中央制御室運転

制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，運転員等にほ

員にほう酸水注入系の停止を指示する。

う酸水注入系の停止を指示する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。

東海第二ｃ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。

・原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止：1 分以内

・代替再循環系ポンプトリップ機能の作動確認完了：1 分以内

・自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止：1 分以内

・自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止操作完了：2分以内

・ほう酸水注入開始：1 分以内

・ほう酸水注入系の起動操作完了：4分以内
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）操作完了：15分以内

・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始：1 分以内

・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始：4分以内

・制御棒挿入操作開始：2 分以内
・スクラムテストスイッチ操作完了：約 7 分・代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作完了：13分以内
・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作完了：14分以内
・原子炉緊急停止系電源スイッチ操作完了：約 10 分

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引抜き操作完了：27分以内
・原子炉スクラム・リセット後の原子炉手動スクラム操作完了：23分以内
・原子炉スクラム・リセット後の代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作完了：
34分以内
・制御棒手動挿入操作開始：139分以内
現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。
・スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作完了：72分以内
・スクラム個別スイッチによる制御棒挿入操作完了：139分以内

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

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.1.7 図に示す。

東海第二(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.1－9図に示す。

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止すべき状況にもかか

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止すべき状況にもかわらず，全制御棒が発電用原子炉へ全挿入されない場合，EOP「スクラム」（原子炉出力）にかわらず，全制御棒が発電用原子炉へ全挿入されない場合，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベー

従い，中央制御室から速やかに操作が可能である手動スクラムボタンの操作，手動による代替

ス）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）に従い，中央制御室から速やかに操作が可能で制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの「停止」位置への切替え操作により，発電用原子ある手動スクラム・スイッチの操作，原子炉モード・スイッチの「停止」位置への切替え操炉を緊急停止させる。

作及び手動での代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作により，発電用原子炉を緊急停止させる。

手動スクラムボタンの操作，手動による代替制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの手動スクラム・スイッチの操作，原子炉モード・スイッチの「停止」位置への切替え操作「停止」位置への切替え操作を実施しても発電用原子炉の緊急停止ができない場合は，原子炉及び手動での代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作を実施しても発電用原子炉の緊停止機能喪失と判断する。EOP「反応度制御」に従い，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による急停止ができない場合は，原子炉停止機能喪失と判断する。非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベー

原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を行うととス）原子炉制御「反応度制御」に従い，再循環系ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，もに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。

並びに自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作を行うとともに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。

また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。
さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入操作を行う。

また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。
さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入操作を行う。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プールの除熱手順
は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
非常用交流電源設備への燃料給油手順は「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。

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。

22

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

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東海第二第1.1－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.1.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／3）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能） ※2
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

重大事故等対処設備

対処設備

手動スクラム・スイッチ
原子炉モード・スイッチ「停止」
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）※１，※２
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ※２
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプ
トリップ機能）※２
再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ※２
低速度用電源装置遮断器手動スイッチ※２
再循環系ポンプ遮断器
低速度用電源装置遮断器
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

手順書

重大事故等対処設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

対応
手段

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障時

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

非常用交流電源設備

原子炉緊急停止系

重大事故等
対処設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備

重大事故等
対処設備

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障時

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能） ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

非常用交流電源設備

分類

自主対策設備

手動スクラムボタン ※1
原子炉モードスイッチ「停止」 ※1
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

手順書

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

対処設備

原子炉手動スクラム対応
手段

自主対策設備機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

原子炉手動
スクラム

分類

備考

※1：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

23

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／3）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁
継電器用ヒューズの引抜き操作）

自主対策設備原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット

自主対策設備

スクラム個別スイッチ
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット

自主対策設備

選択制御棒挿入機構
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

手順書

重大事故等対処設備

制御棒挿入（スクラム個別スイッチの操作）

原子炉緊急停止系

給水制御系
給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

対応
手段

制御棒挿入（選択制御棒挿入機構
による原子炉出力抑制）

フロントライン系故障時

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」自主対策設備

制御棒手動挿入（電動挿入）

制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備－ ※4

自主対策設備

制御棒手動挿入（水圧挿入）

フロントライン系故障時

スクラムテストスイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチ
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」自主対策設備

制御棒自動挿入（電動挿入）ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）※2，※3
制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ほう酸水注入非常用交流電源設備

分類

ほう酸水注入

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

手順書

重大事故等
対処設備

原子炉緊急停止系

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」※1：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／3）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

制御棒
制御棒駆動機構
スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット

自主対策設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁
計器用空気系の排気操作）

制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系配管・弁制御棒駆動系水圧制御ユニット
非常用交流電源設備
燃料給油設備※３

自主対策設備

制御棒挿入（手動操作による制御棒挿入）

フロントライン系故障時

原子炉緊急停止系

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

給水制御系
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」※1：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

25

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.1.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/2）

第 1.1－2 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

対応手段

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)EOP「スクラム」（原子炉出力）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

スクラム発生の有無

スクラム警報スクラム要素原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉手動スクラム

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出
力）

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）操作

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急
挿入（手動）

備考

原子炉スクラム発生の有無

スクラム警報原子炉スクラム要素

原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装原子炉手動スクラム

平均出力領域モニタ
原子炉出力
起動領域モニタ

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入26

操作

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/2）
監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)EOP「反応度制

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

操作

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

RIP－ASD 受電遮断器開放状態

RIP－ASD 受電遮断器表示灯

原子炉冷却材再循環ポンプ運転状態

原子炉冷却材再循環ポンプ表示灯

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」判断基準

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態表示灯

未臨界の維持又は監視

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
ほう酸水注入系タンク液位

操作
操作

ほう酸水注入事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉冷却材浄化系運転状態

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

代替制御棒挿入機能による制御棒緊
急挿入（手動）

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」プラント停止状態

スクラム弁開閉表示
全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制操作
操作

制御棒手動挿入操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上
昇防止

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」ほう酸水注入27

操作ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態

操作

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

判断基準

プラント停止状態

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

再循環系ポンプ運転状態

再循環系ポンプ表示灯

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止状態

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能起動
阻止状態表示灯未臨界の維持又は監視

平均出力領域計装
起動領域計装ほう酸水注入ポンプ吐出圧力
ほう酸水貯蔵タンク液位

原子炉冷却材浄化系運転状態

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯

操作

プラント停止状態

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」

判断基準

判断基準

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（手動）事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」備考

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

対応手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」東海第二

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」

原子炉出力

操作

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑
制操作

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域計装
起動領域計装原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

補機監視機能制御棒駆動水圧系駆動水ヘッダ差圧操作

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」制御棒手動挿入28

平均出力領域計装
起動領域計装柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

29

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

30

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

32

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

33

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

35

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

36

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

東海第二
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等＜ 目 次 ＞＜

1.2.1 対応手段と設備の選定

1.2.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却(b) 復旧(b) 復旧(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 監視及び制御

ｃ．監視及び制御(a) 監視及び制御(a) 監視及び制御(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備

d. 重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

ｄ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重大事故等の進展抑制(a) 重大事故等の進展抑制(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

e. 手順等

ｅ．手順等

1.2.2 重大事故等時の手順

1.2.2 重大事故等時の手順

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

a. 中央制御室からの高圧代替注水系起動

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

b. 現場手動操作による高圧代替注水系起動

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動1

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水

a.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(2) 復旧ａ．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(2) 復旧a. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

b. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

c. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(3) 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順

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

a. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

ａ．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及び注水

b. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水

c. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水(2) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

1.2.2.4 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水(2) 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

3

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷

準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１

１

「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（RCIC）若「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（RCIC）若しくは非常用復水器（BWRの場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWRの場合）（以下

しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWRの場合）（以下「RCIC等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこれら「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備と同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備

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

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

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

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

う手順等（手順及び装備等）を整備すること。

※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

4

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（BWR及びPWR）及び蒸気発生器水位（PWRの場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）RCIC 等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備するこ

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（BWR 及びPWR）及び蒸気発生器水位（PWR の場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）RCIC 等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備するこ

と。

と。

（２）復旧

（２）復旧

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

ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続

び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（BWRの場合）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（PWRの場合）（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機構（CRD）
等から注水する手順等を整備すること。（BWRの場合）

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

ができること。（BWR の場合）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（PWR の場合）
（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機構（CRD）
等から注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

5

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.2.1 対応手段と設備の選定

1.2.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防止するための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系を設

傷を防止するための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系

置している。

を設置している。

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

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが 設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「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1.2－1図）。

処設備を選定する（第 1.2.1 図）。
また，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を監視及び制御する対応手段

また，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を監視及び制御する対応手段

及び重大事故等対処設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設及び重大事故等対処設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設

備を選定する。

備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

※ 1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※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，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

な設備。

な設備。

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

でなく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。）

でなく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

を明確にする。

6

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2)対応手段と設備の選定の結果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心注水系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 対応手段と設備の選定の結果
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプレイ系が健全であれば重大事故等対処設備として重大事故等の対処に用いる。また，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に必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を重大事故等対処設備と位置付け，重大事故等の対処に用いる。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）は，蒸気
圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放することから，運転員等による操作を必要としない。

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却※２で使用する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

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

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

7

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・直流 125V 蓄電池 A

・所内常設直流電源設備

・直流 125V 充電器 A※2：原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原子炉
圧力容器への注水である。
また，上記直流 125V 充電器 A への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。

また，所内常設直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・高圧炉心注水系ポンプ

・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・原子炉補機冷却系

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉

心注水系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電源系

心スプレイ系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電統の喪失を想定する。

源系統の喪失を想定する。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準

規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。

策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.2.1 表に整理する。

主対策設備と整備する手順についての関係を第1.2－1表に整理する。

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の故障により発電用設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の故障により原子炉の冷却ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電

発電用原子炉の冷却ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起用原子炉を冷却する手段がある。

動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

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

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

力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続す

力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

る。

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

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却※３する設備
は以下のとおり。
・常設高圧代替注水系ポンプ・逃がし安全弁（安全弁機能）9

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（ 注水系） 配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）

・給水系配管・弁・スパージャ

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替直流電源設備

・常設代替直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備※3：高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原子炉
圧力容器への注水である。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系
配管を経由して給水系に接続する。
ⅱ. 高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ

ⅱ) 高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却※４する設備は以下のとおり。
・常設高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系タービン止め弁

・逃がし安全弁（安全弁機能）
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁11

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・原子炉圧力容器※4：高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原子炉
圧力容器への注水である。

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

高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による発電用原子炉の冷却で使用

高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，高圧代替注水系ポンプ，復水貯蔵槽，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，する設備のうち，常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，逃がし安全

主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配弁（安全弁機能），サプレッション・チェンバ，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気

管・弁，復水補給水系配管，高圧炉心注水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁（7号炉のみ），

系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，給水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設

高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁，原子備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付

炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，可ける。

搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及

び高圧炉心注水系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができ

び高圧炉心スプレイ系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

る。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二b. サポート系故障時の対応手段及び設備

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

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，

上記「a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」の手段に加え，現場での人力上記「ａ．(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」の手段に加え，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

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

この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続す

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続す

る。

る。

ⅰ. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプⅰ) 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却※５する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

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

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

・原子炉圧力容器※5：原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原
子炉圧力容器への注水である。

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する手段がある。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する手段がある。

排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。

排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。

・水中ポンプ・水中ポンプ・ホース

・ホース

・仮設発電機・仮設発電機・燃料補給設備

・燃料給油設備(b) 復旧(b) 復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯

所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇

渇する前に代替交流電源設備，可搬型直流電源設備及び直流給電車により原子炉隔離時冷却する前に代替交流電源設備及び代替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に

系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

必要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備のう器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を

ち直流125V充電器に給電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保し冷却する設備は以下のとおり。

て発電用原子炉を冷却※６する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽14

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

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

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

・原子炉圧力容器

・所内蓄電式直流電源設備

・所内常設直流電源設備

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備※6：原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原
子炉圧力容器への注水である。

なお，代替交流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原

なお，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備へ燃料を給油することによ

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

冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅱ. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型代替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却※７する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

15

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

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

・原子炉圧力容器

・所内蓄電式直流電源設備

・所内常設直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備※7：原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原
子炉圧力容器への注水である。

なお，可搬型直流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原

なお，可搬型代替直流電源設備へ燃料を給油することにより，原子炉冷却材圧力バウ

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

の期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅲ. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原
子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・直流給電車及び電源車

16

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

なお，直流給電車へ接続する電源車へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。
(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，復水貯

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，原子蔵槽，サプレッション・チェンバ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付け

炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁，逃がし安全弁（安全弁機能），サる。

プレッション・チェンバ，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・ストレーナ，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系配管，高圧炉心
注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
復旧にて使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，

復旧にて使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ，逃がし安全弁（安全弁機

所内蓄電式直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流

能），サプレッション・チェンバ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，原子炉圧力容器，所内常設直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源
設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系配管，高圧炉心
注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

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

以上の重大事故等対処設備により 全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電

以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電源の喪失に加えて常設直流電源系統が喪失した場合においても，発電用原子炉を冷却する源の喪失に加えて常設直流電源系統が喪失した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

ことができる。

17

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また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策

設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・排水設備

・排水設備

排水を行わなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子排水を行わなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系

炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することができるが，排水が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転継続時の運転を継続することができるが，排水が可能な場合は，原子炉隔離時冷却系の運転継続

間を延長できることから，原子炉隔離時冷却系の機能を維持する手段として有効である。

時間を延長できることから，原子炉隔離時冷却系の機能を維持する手段として有効である。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが， 常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を冷却するための直流電源を確保する手段として有効である。
c. 監視及び制御

ｃ．監視及び制御(a) 監視及び制御(a) 監視及び制御

上記「a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「b.(a)全交流動力電源喪失

上記「ａ．(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「ｂ．(a) 全交流動力

及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉を冷却する際は，電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉を冷却す

発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を監視する手段がある。

る際は，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を監視する手段がある。

また，原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状
況を確認する手段がある。

また，原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状
況を確認する手段がある。

18

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さらに，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を制御する手段がある。
監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二さらに，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を制御する手段がある。
監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。なお，現場計器について
は，ＳＳ機能維持を担保する設計である。

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）

・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・復水貯蔵槽水位・サプレッション・プール水位・復水貯蔵槽水位（SA）
高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（広帯域※８，燃料域※８，ＳＡ広帯域※８，ＳＡ燃料域※８）・高圧代替注水系系統流量・可搬式原子炉水位計

・可搬型計測器

・高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・高圧代替注水系タービン入口圧力・高圧代替注水系タービン入口圧力・高圧代替注水系タービン排気圧力・高圧代替注水系タービン排気圧力・高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

・常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力19

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（広帯域※８，燃料域※８，ＳＡ広帯域※８，ＳＡ燃料域※８）・原子炉隔離時冷却系系統流量・可搬式原子炉水位計

・可搬型計測器

・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力

・可搬型回転計・可搬型回転計※8：中央制御室にて監視可能であるが，現場においても監視可能。

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備

監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），

監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），

原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵

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），

槽水位（SA）は重大事故等対処設備として位置付ける。

高圧代替注水系系統流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，サプレッション・プール水位，
可搬型計測器，常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力，常設高圧代替注水系ポンプ入口圧
力，高圧代替注水系タービン入口圧力，高圧代替注水系タービン排気圧力，原子炉隔離時
冷却系タービン入口圧力及び原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力は重大事故等対処設備として位置付ける。

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。
以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉圧力容器内の水位及び高圧代替注水系の作動

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉圧力容器内の水位及び高圧代替注水系の作動状況を監視することにより，発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができ状況を監視することにより，発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができ

る。

る。

20

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・原子炉水位（狭帯域），復水貯蔵槽水位，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器
高圧代替注水系の操作盤は中央制御室裏盤に設置されており，高圧代替注水系を中央
制御室裏盤から起動した際は，中央制御室表盤に設置されている原子炉水位（狭帯域）及び復水貯蔵槽水位は監視に適さないが，複数の計器で監視する手段としては有効である。なお，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計
器は，中央制御室での監視はできないため重大事故等対処設備としては位置付けていな
いが，耐震性は有しており，現場起動時に原子炉圧力容器内の水位の監視及び制御を行う手段として有効である。
d. 重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

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

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水により原子炉

高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器へ

圧力容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水の注水により原子炉圧力容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制す

注入系，制御棒駆動系及び高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ注水する手段があ

るため，ほう酸水注入系及び制御棒駆動水圧系により原子炉圧力容器へ注水する手段がある。
ⅰ. ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに水を補給すること
で，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水る。
ⅰ) ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに水を補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。

を継続する。

また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに水を補給すること
で，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。

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備考

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ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する設備及び注水する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ

東海第二
ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する設備及び注水する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

・ほう酸水注入系テストタンク
・ほう酸水注入系配管・弁・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

・復水補給水系
・消火系
・純水補給水系

・純水系

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

黄色ハッチング：前回からの変更点

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備22

備考

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ⅱ. 制御棒駆動系による進展抑制
復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 制御棒駆動水圧系による進展抑制
復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

制御棒駆動系により原子炉圧力容器へ注水する設備は以下のとおり。

制御棒駆動水圧系により原子炉圧力容器へ注水する設備は以下のとおり。

・制御棒駆動水ポンプ

・制御棒駆動水ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

・復水貯蔵槽・復水貯蔵タンク・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動水圧系配管・弁・復水補給水系配管・弁・補給水系配管・弁・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・原子炉補機冷却系

・原子炉補機冷却系

・常設代替交流電源設備

・非常用交流電源設備

・燃料給油設備・第二代替交流電源設備
ⅲ. 高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで高圧炉心注水系を一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する設備は以下のとおり。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水

ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ，逃がし安注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ，原子炉

全弁（安全弁機能），ほう酸水貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，原子炉圧力容器，常圧力容器，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備と位置付ける。

して位置付ける。

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

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

以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・ほう酸水注入系（原子炉圧力容器へ注水する場合）

・ほう酸水注入系（原子炉圧力容器へ注水する場合）

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

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えてほう酸水貯蔵タ

タンク及びほう酸水注入系テストタンクへの補給ラインの耐震性が確保されていないが，ンクへの補給ラインの耐震性が確保されていないが，純水系からほう酸水貯蔵タンク

復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタンに水を補給することができれば，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水が可

クに水を補給することができれば，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水が可能

能となることから，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展をとなることから，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制す

抑制する手段として有効である。

る手段として有効である。
・制御棒駆動系

・制御棒駆動水圧系

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保さ

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制れていないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。

する手段として有効である。

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備考

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東海第二・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
e. 手順等

ｅ．手順等

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

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

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

手段及び設備」，「ｃ．監視及び制御」及び「ｄ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設により選定した対応手段に係る手順を整備する。

備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベー「非常時運転手順書
これらの手順は，運転員等※９及び重大事故等対応要員の対応として，ス）（以下「EOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作手順書」

1.2.1 表）。

及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.2－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第 1.2.2 表，第 1.2.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第1.2－2表，第1.2－3表）。
※9 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。

25

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.2.2 重大事故等時の手順

1.2.2 重大事故等時の手順

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

a. 中央制御室からの高圧代替注水系起動

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心ス

水系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し，プレイ系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

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

なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，から原子炉水位高（レベル８）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，

ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

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

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

等」にて整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

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

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

26

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(b) 操作手順

中央制御室からの高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第中央制御室からの高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.4 図に，タイムチャートを第 1.2.5 図に示す。

1.2－2図及び第1.2－3図に，概要図を第1.2－4図に，タイムチャートを第1.2－5図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系

代替注水系起動の準備開始を指示する。

起動の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系起動による原子炉圧力容器への注水に必要な原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の電源の受電操作を実施する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの高圧代替注水系起動に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

③運転員等は中央制御室にて，中央制御室からの高圧代替注水系起動に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

③中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの高圧代替注水系起動の系統構成として，④運転員等は中央制御室にて，中央制御室からの高圧代替注水系起動の系統構成として，

高圧代替注水系注入弁の全開操作を実施し，当直副長に中央制御室からの高圧代替注水

原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の閉の確認及び高圧代替注水系注入弁及び系起動の準備完了を報告する。

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の全開操作を実施し，発電長に中央制御室からの高圧
代替注水系起動の準備完了を報告する。

なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ライン

なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。

を隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を全閉とする。

27

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）④当直副長は，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，高圧代替注水系タービン止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤発電長は，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系タービン止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。

⑥中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧代替注⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧代替注水

水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告す

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し発電長に報告するるとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

ベル８）の間で維持する。

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

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

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて操作を実施した場合，施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始ま作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで10分以内

で 15 分以内で可能である。

で可能である。

b. 現場手動操作による高圧代替注水系起動

ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心ス

水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系をプレイ系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水

起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵

系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，サプ槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

レッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

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

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

から原子炉水位高（レベル８）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，及び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）及び可搬型計測器により監視する。また，これらの計測機器が故障能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

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

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

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

28

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(a) 手順着手の判断基準

給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水が給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注できず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，中水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合

央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。

で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。

(b) 操作手順(b) 操作手順

現場手動操作による高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを

現場手動操作による高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを

第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.4 図に，タイムチャートを第 1.2.6 図に示す。

第1.2－2図及び第1.2－3図に，概要図を第1.2－6図に，タイムチャートを第1.2－7図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による高圧代替注水①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に現場手動操作による高圧代替注水

系起動の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地上 1 階
北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器

系起動の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉水位及び高圧代替注水系系統流量の計器端子台に可搬型計測器の接続を実施し，発電長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。

内の水位を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，高圧代替注水系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原子炉③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系の駆動蒸気圧力が確保されている建屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービン

ことを原子炉建屋原子炉棟地下1階（管理区域）の高圧代替注水系タービン入口圧力指

入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

示値が規定値以上であることにより確認する。

④現場運転員 C 及び D は，現場手動操作による高圧代替注水系起動の系統構成として，高④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による高圧代替注水系起動の系統構

圧代替注水系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作し，当直副長に高圧代替注水成として，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の閉を確認するとともに，高圧系現場起動による原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。

代替注水系注入弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁を全開操作し，発電長に高圧代
替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。

なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ライン

なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。

を隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を全閉とする。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑤当直副長は，現場運転員に現場手動操作による高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤発電長は，運転員等に現場手動操作による高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

指示する。
⑥現場運転員 C 及び D は，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて全⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハ

開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。

ンドルにて全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水

また，原子炉建屋地下 2 階高圧代替注水系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器によりを開始する。また，可搬型計測器により高圧代替注水系の作動状況を確認し，発電長に高圧代替注水系の作動状況を確認し，現場運転員 E 及び F に作動状況に異常がないこと

作動状況に異常がないことを報告する。

を報告する。
⑦現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉建屋地上 1⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを可搬型計測器

階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に異による原子炉水位指示値及び高圧代替注水系系統流量の上昇により確認し，作動状況に常がないことを当直副長に報告するとともに，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操異常がないことを発電長に報告するとともに，原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レ系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベベル 8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監ル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，

視ができない場合は，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制

中央制御室にて可搬型計測器による原子炉水位及び高圧代替注水系系統流量の監視が御する。

できない場合は，原子炉建屋原子炉棟にて可搬型計測器により原子炉水位指示値を監視し，現場計器にて常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値を確認することで，原子炉圧力容器の水位を制御する。

⑧中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

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

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始ま運転員及び重大事故等対応要員）4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから現で約 40 分で可能である。

場手動操作による高圧代替注水系起動での原子炉圧力容器への注水開始まで58分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

通常運転時と同程度である。

30

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2.18 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2－19図に示す。

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプ系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子

レイ系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し炉圧力容器へ注水する。

原子炉圧力容器へ注水する。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水

a. 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

ａ．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心ス

水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力によるプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力に弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容

よる弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

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

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

から原子炉水位高（レベル８）の間で維持するように原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯及び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握域，ＳＡ燃料域）及び可搬型計測器により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

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

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

また，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水をまた，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水確保するため，真空タンクドレン弁等を開操作することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室を確保するため，真空タンク点検口を開放することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室にに排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧

排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまで

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまの期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

での期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子離時冷却系及び高圧炉心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系での原子炉圧力容器への注水ができない場合にお御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，

いて，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できできない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベルない場合。

３）以上に維持できない場合。

32

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(b) 操作手順

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.7 図，第 1.2.8 図に，タイムチャート

ーを第1.2－2図及び第1.2－3図に，概要図を第1.2－8図，第1.2－9図に，タイムチャートをを第 1.2.9 図に示す。

第1.2－10図に示す。

［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（ 運転員操作）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による原子炉隔離時
冷却系起動の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に現場手動操作による原子炉隔離
時冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地下 1 階
北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容【現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（運転員操作）】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に現場手動操作による原子炉隔離時
冷却系起動の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長代理に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉水位及び原子炉隔離時冷却系系統流量の計器端子台に可搬型計測器の接続を実施し，発電長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。

器内の水位を報告する。
④現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されて子炉建屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系ターいることを原子炉建屋原子炉棟地下1階（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービン入ビン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

⑤現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用している潤滑油⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用し冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離ている潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系真空タンク点検口の時冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及開放操作を実施後，原子炉隔離時冷却系潤滑油クーラ冷却水供給弁の全開操作を実施し，

び原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施し，当直副長に原子炉隔離

発電長に原子炉隔離時冷却系の冷却水確保完了を報告する。

時冷却系の冷却水確保完了を報告する。
⑥現場運転員 C 及び D は，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の系統構成として，⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の系

原子炉隔離時冷却系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉統構成として，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の全開を確認するとともに，隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の全開操作を服）を装着（現場運転員 E 及び F はこれを補助する）し，当直副長に現場手動操作によ実施後，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（自給る原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。

式呼吸用保護具及び耐火服）を装着し，発電長に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。

⑦当直副長は，現場運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監⑦発電長は，運転員等に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

視を指示する。

33

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑧現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁を現場操作用のハンドルに⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁を徐々に開操作すて徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系ターることにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可

ビンの回転数を可搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，原子炉建

搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，原子炉建屋原子炉棟地下2

屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により原子炉隔離

階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により原子炉隔離時冷却系

時冷却系の作動状況を確認し，現場運転員 E 及び F に作動状況に異常がないことを報告の作動状況を確認し，発電長に作動状況に異常がないことを報告する。

する。
⑨現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉建屋地下 1⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを可搬型計測

階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に器による原子炉水位指示値及び原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇により確認

異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止し，作動状況に異常がないことを発電長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系Ｓめ弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル 3）から原Ａ蒸気止め弁を現場手動操作にて操作することにより原子炉水位低（レベル３）から

子炉水位高（レベル 8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉

原子炉水位高（レベル８）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，中央制水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容

御室にて原子炉水位及び原子炉隔離時冷却系系統流量の監視ができない場合は，原子器内の水位を制御する。

炉建屋原子炉棟にて可搬型計測器により原子炉水位指示値を監視し，現場計器にて原
子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力指示値を確認することで，原子炉圧力容器の水位を制御する。

⑩中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
［原子炉隔離時冷却系排水処理（緊急時対策要員操作）］【原子炉隔離時冷却系排水処理（重大事故等対応要員操作）】①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。

①災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に排水処理を指示する。

②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御盤，水中ポンプ，電源ケーブル，ホー②重大事故等対応要員は，排水処理に必要な発電機，水中ポンプ，電源ケーブル及びホス及びホース用吐出弁（吊り具含む）の準備を行い，6 号及び 7 号炉サービス建屋屋外入ースの準備を行い，原子炉建屋屋外まで移動する。

口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。

③重大事故等対応要員は，防護扉を開放する。

④緊急時対策要員は，防護扉手前に発電機を設置，6 号及び 7 号炉廃棄物処理建屋地上 1 階④重大事故等対応要員は，原子炉建屋屋外に発電機を設置，原子炉建屋原子炉棟地下2階（管理区域）に制御盤を設置，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系ポンプ室(A)内（管理区（管理区域）の原子炉隔離時冷却系ポンプ室に水中ポンプ及びホースを設置，原子炉域）の高電導度廃液系サンプ(A)に水中ポンプを設置，6 号及び 7 号炉コントロール建屋

建屋原子炉棟地下1階（管理区域）に電源ケーブルを搬入する。

地上 1 階（管理区域）に電源ケーブル及びホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機－制御盤間及び制御盤－水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポンプ各端子へ電源ケーブルを接続する。

⑤重大事故等対応要員は，発電機－モータコントロールセンタ間及び発電機－水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，モータコントロールセンタの各端子へ電源ケーブルを
接続する。

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系(A)ポンプ室水密扉及び高電導度廃液系サンプ(D)室扉を開放し固縛する。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続し，接続したホースを原子炉建
屋地下 3 階高電導度廃液系サンプ(D)室内（管理区域）の高電導度廃液系サンプ(D)まで

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑥重大事故等対応要員は，原子炉建屋原子炉棟地下 2 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室の水密扉を開放し固縛する。
⑦重大事故等対応要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続し，接続したホースを原子
炉建屋原子炉棟地下2階原子炉棟床ドレン・サンプまで敷設する。

敷設する。また，吐出口にホース用吐出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導度廃液系サンプ(D)へ送水を開始する。

⑧重大事故等対応要員は，発電機を起動させるため，発電機本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨重大事故等対応要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，原子炉棟床ドレン・サンプへ送水を開始する。

⑩緊急時対策要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。

⑩重大事故等対応要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。

⑪緊急時対策要員は，排水処理を開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急⑪重大事故等対応要員は，排水処理を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。ま

時対策本部は当直長に報告する。
(c) 操作の成立性

た，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 4 名及び緊急時対策

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子運転員及び重大事故等対応要員）8名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原炉圧力容器への注水開始まで約 90 分，緊急時対策要員による排水処理開始まで約 180 分で可子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで125分以内，重大事故等対応要員

能である。

による排水処理開始まで300分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐火服），
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

所近傍に配備する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみ原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービングラ

みとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービング

ンド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えておランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えり，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

ており，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐火服）を確実に装着することにより本操作が可
能である。

35

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 復旧a. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 復旧ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V

常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池）が枯渇する前に常設代替交流電源

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備と設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離して使用する可搬型代替低圧電源車により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器に給時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

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

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能

却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必喪失し，サプレッション・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定さ要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

れる場合は，原子炉圧力容器への注水を低圧代替注水系（可搬型）に切り替える。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な所内常設直流電

A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測され源設備の蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合で，常設代替交流電源設備とる場合で，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備が使して使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代用可能な場合。

替低圧電源車が使用可能な場合。

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

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

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

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

36

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V 蓄電

常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に

池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池）が枯渇する前に可搬型直流電源設備によ可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により原子り原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

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

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能

却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必喪失し，サプレッション・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定さ要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

れる場合，原子炉圧力容器への注水を低圧代替注水系（可搬型）に切り替える。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な所内常設直流電

池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測源設備の蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合で，代替交流電源設備によりされる場合で，代替交流電源設備により直流電源を確保できない場合。
(b) 操作手順
可搬型直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

直流電源を確保できない場合。
(b) 操作手順
可搬型代替直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備
する。

37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(c) 操作の成立性
可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

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

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2

1.2.18 図に示す。

－19図に示す。

a. 全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応

ａ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応

全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系

スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，中央制御室からの操作により高を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子

いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原

炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離

却系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

時冷却系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
b. 全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
ｂ．全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

全交流動力電源が喪失し、原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

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

常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に前に常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備とを受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水して使用する可搬型代替低圧電源車により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器に給する。

電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

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

代替交流電源設備による給電ができない場合は，可搬型代替直流電源設備として使用する可
搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

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

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

39

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順

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

a. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

ａ．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及び注水

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない

原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持で場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほきない場合は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。

う酸水注入を実施する。

さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。

また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給することで，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能であ
る。

40

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(a) 手順着手の判断基準

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，ほ却系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上にう酸水注入系が使用可能な場合。

維持できない場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合。

(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.2.10 図に，タイムチャートを第 1.2.11 図に示す。

(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2－11図に，タイムチャートを第1.2－12図に示す。

［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］【ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入】①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にほう酸水注入系による原子炉圧力器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。

容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。

②現場運転員 E 及び F は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に②運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されている

必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されてことを状態表示にて確認する。

いることを状態表示等にて確認する。

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

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑥中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水注③運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又は（Ｂ）の起動操作（ほう酸

入系起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位置）

水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ系を起動する場合は「ＳＹＳにすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほＢ」位置）にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が全開

う酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施となり，ほう酸水注入ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されする。
⑦現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地上 3 階ほう酸水注入系貯蔵タンク室（管理区域）にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水タンク液位指示値の低る。
）を実施する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位指示値の低下により確認し，発電長に報告する。

下により確認し，当直副長に報告する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水貯蔵タンクに補給するため，純水移送ポンプが運転中であり，純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が約 0.74MPa［gage］以上であることを確認する。
［ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水］【ほう酸水貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水】⑧当直副長は，原子炉圧力容器への継続注水が必要と判断した場合は，運転員にほう酸水注⑥発電長は，原子炉圧力容器への継続注水が必要と判断した場合は，運転員等にほう酸水入系による原子炉圧力容器への継続注水の準備開始を指示する。

注入系による原子炉圧力容器への継続注水の準備開始を指示する。

※［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］の準備と※【ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入】の準備と併せ併せて実施する。

て実施する。

⑨現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注
水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給水
系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系
MSIV/SRV ラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑩現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系封水供給弁及びほう酸水注入系テストタンク純水⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，ほう酸水貯蔵タンク純水補給ライン元弁の全開操

供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁の全開操作実施後，作実施後，発電長にほう酸水貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の準備

当直副長にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の準備完了

完了を報告する。

を報告する。

42

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑪当直副長は，運転員にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の開始を指示する。
⑫現場操作員 C 及び D は，ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁を調整開とし，ほう酸水注入系貯蔵タンクに補給する。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑧発電長は，運転員等にほう酸水貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の開始を指示する。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，ほう酸水貯蔵タンク純水補給水弁を調整開とし，ほう酸水貯蔵タンクに補給する。

⑬現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
［ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ吸込圧力確保のため，復水移送ポン
プが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥現場運転員 C 及び D は， ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系
積算計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁， 純水補給水系
ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系
MSIV/SRV ラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。

43

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑦現場運転員 C 及び D は， ほう酸水注入系封水供給弁及びほう酸水注入系テストタンク純水
供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系テストタンク出口弁の全開操作完了後，当直副長にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑨現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系注入弁(A)又は(B)の全開操作を実施した後，ほう酸水注入ポンプ(A)又は(B)を起動する。原子炉建屋地上 3 階ほう酸水注入系貯蔵タンク室（管理区域）にて,ほう酸水注入ポンプ出口圧力指示値の上昇を確認後，速やかにほう酸水
注入系テストタンク純水供給元弁を調整開とし，ほう酸水注入系テストタンクに補給する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指
示値及び復水貯蔵槽水位指示値により確認し，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 C 及び D は復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水

上記の操作のうち，ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

注入は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名

は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始ま断してから原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで2分以内で可能である。

で約 20 分で可能である。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器へ継続注水す器へ継続注水する場合は，1 ユニット当たり現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業る場合は，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判開始を判断してから原子炉圧力容器への継続注水準備完了まで約 65 分で可能である。

断してから原子炉圧力容器への継続注水準備完了まで60分以内で可能である。

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

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

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない

原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持で場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系によきない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒

る原子炉圧力容器への注水を実施する。

駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，制御系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維棒駆動系が使用可能な場合。

持できない場合で，制御棒駆動水圧系が使用可能な場合。

(b) 操作手順(b) 操作手順

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ

制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応

ーを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.12 図に，タイムチャートを第 1.2.13

フローを第1.2－2図及び第1.2－3図に，概要図を第1.2－13図に，タイムチャートを第1.2－

図に示す。

14図に示す。

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

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉圧
力容器への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁，監視計器の電源及び冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，制御棒駆動系が使用可能か確認する。
④当直副長は，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，制御棒駆動水ポンプ(A)の起動操作を実施し，制御棒駆動
水ポンプ(A)が起動したことを確認する。

③発電長は，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水ポンプの起動操作を実施し，制御棒駆動水ポンプが起動したことを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系流量調整弁及び制御棒駆動水圧系駆動水
圧力調整弁を開とする。

⑥中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを制御棒駆動
系系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。

⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを制御棒駆動水圧系系統流量指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。

⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼す
る。

45

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(c) 操作の成立性

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

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始まで

作業開始を判断してから制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水開始まで4分以内

約 20 分で可能である。

で可能である。

c. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系
により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，常設
代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による非常用高圧母線 D 系への給電が可能となった場合。
(b) 操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.14 図に，タイムチャートを第 1.2.15
図に示す。
※高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水に必
要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，高圧炉心注水系が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系ポンプ(B)の起動操作を実施し，高圧炉心
注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認するとともに，当直副長に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備完了を報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の開始を指示する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)を全開として原子炉圧力容器への緊急注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への緊急注水が開始されたことを原子炉
水位指示値の上昇及び高圧炉心注水系(B)系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑧当直副長は，高圧炉心注水系ポンプの運転許可時間を経過する前に，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)を全閉とし，高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水開始まで約 25 分で可能である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2.18 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2－19図に示す。

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧

原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，常設代替交流電炉心スプレイ系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない源設備等により非常用高圧母線の電源を確保し，高圧炉心注水系が健全であれば，高圧炉心注水

場合は，交流動力電源が確保され原子炉補機冷却系により冷却水を確保できれば制御棒駆動水圧系を冷却水がない状態で一定時間運転（緊急注水）することで重大事故等の進展を抑制する。高系による原子炉圧力容器への注水を実施する。原子炉補機冷却系により冷却水を確保できない場

圧炉心注水系が使用できない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保できれば制御棒駆動

合，又は常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流動力電源が確保

系による原子炉圧力容器への注水を実施する。原子炉補機冷却系により冷却水を確保できない場

できず，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により交流動力電源を確合，又は常設代替交流電源等により非常用高圧母線の電源が確保できず，可搬型代替交流電源設

保した場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水を実施する。制備により電源を確保した場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注

御棒駆動水圧系及びほう酸水注入系は発電用原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できな水を実施する。制御棒駆動系及びほう酸水注入系は発電用原子炉を冷却するには十分な注水量をいが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧策の準備が整うまでの期間，重大事故等の進展抑制として使用する。

時の冷却対策の準備が整うまでの期間，重大事故等の進展抑制として使用する。
なお，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する際の水源は，通常時の補給にて使用する純水補給水系が使用できない場合は，復水補給水系又は消火系から補給する。

なお，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する場合は，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への継続注水を実施する。

48

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

1.2.2.4 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

備考

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 2 若しくはレベル

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２））によ

1.5）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時る作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・

冷却系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

水を実施する。

なお，原子炉隔離時冷却系の水源はサプレッション・チェンバを優先して用いるが，原子炉隔

原子炉隔離時冷却系の第一水源は復水貯蔵槽であり，LOCA 信号（原子炉水位低（レベル 1.5）

離時冷却系で用いることができる水源として自主対策設備である復水貯蔵タンクもある。サプレ

又はドライウェル圧力高）かつサプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第ッション・プール水枯渇，サプレッション・チェンバ破損又はサプレッション・プール水の温度

二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔

チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェンバ・プール

離時冷却系の水源を復水貯蔵タンクに手動で切り替える。

水の温度が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については，「1.13
事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

49

重大

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. 手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
b. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2.16 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ａ．手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合。
ｂ．操作手順原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2－15図に，タイムチャートを第1.2－16図に示す。

［原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧
力容器への注水開始を指示する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子②運転員等は中央制御室にて，手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レ

炉水位低（レベル 2 若しくはレベル 1.5）又はドライウェル圧力高）により原子炉隔離時ベル２））により原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び冷却系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系冷却水ライン

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認す

止め弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。

る。

50

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉隔離時③運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉隔離時冷冷却系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告

却系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し発電長に報告する

するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベベル 8）の間で維持する。

ル８）の間で維持する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
［原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超える前に原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チ
ェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における原子炉
隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。

ｃ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで3分以内で可能である。

操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

51

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

備考

(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライウェ

高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２）又はドル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯

ライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレイ系を起

蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

高圧炉心注水系の第一水源は復水貯蔵槽であり，サプレッション・チェンバ・プールの水位高

なお，高圧炉心スプレイ系の水源はサプレッション・チェンバを優先して用いるが，高圧炉心信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系

スプレイ系で用いることができる水源として自主対策設備である復水貯蔵タンクもある。残留熱（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・

除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪失している場合，サプレッション・プール水

チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保すの温度が上昇することを考慮し，高圧炉心スプレイ系の確実な運転継続を確保する観点から，高る観点から，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。

圧炉心スプレイ系の水源を復水貯蔵タンクに手動で切り替える。

いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心注水系を停止することなく水源切替えが可能である。

いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心スプレイ系を停止することなく水源切替えが可能である。

なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超えると想定された場合は，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，高圧

サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

a. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
b. 操作手順ａ．手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合。
ｂ．操作手順高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

概要図を第 1.2.17 図に示す。

概要図を第1.2－17図に，タイムチャートを第1.2－18図に示す。

［高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧炉心スプレイ系による原子炉圧
力容器への注水開始を指示する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子②運転員等は中央制御室にて，手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レ

炉水位低（レベル 1.5） 又はドライウェル圧力高）により高圧炉心注水系ポンプが起動

ベル２）又はドライウェル圧力高）により高圧炉心スプレイ系ポンプが起動し，高圧炉心し，高圧炉心注水系注入弁が全開となったことを確認する。

スプレイ系注入弁が全開となったことを確認する。

③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧炉心注水③運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧炉心スプレ

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告する

イ系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し発電長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

ル８）の間で維持する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

52

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二［高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注
水系の設計温度を超える前に高圧炉心注水系の水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え， その後の高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで， 高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，高圧炉心注水系サプレッショ
ン・チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。

ｃ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで3分以内で可能である。

操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

53

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

備考

1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4 原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については，「1.13 重大事
故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒

非常用交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高駆動水ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備，

圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設

第二代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備への燃料補給手順につい備として使用する緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低ては「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

圧電源車及び可搬型整流器による高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，ほう酸水注入ポンプ，制御棒駆動水ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する
可搬型代替低圧電源車及び非常用交流電源設備への燃料給油手順については，「1.14

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

原子炉水位の監視又は推定に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

54

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第1.2－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.2.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/6）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する発電用原子炉の冷却）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

備考

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備 ※1

復水貯蔵槽

－
高圧炉心注水系ポンプ

原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備 ※1※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水系
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

対処設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備※２
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

－

重大事故等

復水貯蔵槽

「水位確保」等

高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却発電用原子炉の冷却

高圧炉心注水系による復水補給水系配管（設計基準拡張）パージャ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

重大事故等対処設備

高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・ス

設計基準事故対処設備

直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 充電器 A

対処設備

原子炉圧力容器

重大事故等

サプレッション・チェンバ

対処設備

重大事故等対処設備

発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系によるストレーナ（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁対応
手段

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系ポンプ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

55

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／6）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系

復水貯蔵槽「水位確保」等

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備 ※1
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

自主対策設備
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

原子炉隔離時冷却系

AM 設備別操作手順書

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領「HPAC 現場起動」※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

常設高圧代替注水系ポンプ
高圧代替注水系タービン止め弁
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁重大事故等対処設備

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

手順書

高圧炉心スプレイ系

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

高圧代替注水系ポンプ

フロントライン系故障時

第二代替交流電源設備 ※1

対処設備

重大事故等対処設備操作による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

高圧代替注水系の中央制御室からの復水補給水系配管

重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁対応
手段

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却

分類

備考※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

56

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／6）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

原子炉隔離時冷却系ポンプ

高圧炉心注水系配管・弁

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備 ※1

可搬型代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1
設 自
備 主
対
策

（設計基準拡張）

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

重大事故等対処設備

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

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

全交流動力電源

重
対 大
処
事
設
備 故
等

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器

手順書

水中ポンプ
ホース
仮設発電機
燃料給油設備※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備※２
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

57

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備 ※1

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

給水系配管・弁・スパージャ

サポート系故障時

復水補給水系配管

対処設備

ストレーナ

重大事故等

代替交流電源設備によるサポート系故障時

原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁－ ※1

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁常設直流電源系統

対処設備

自主対策設備全交流動力電源

全交流動力電源

自 主対
策
設備

水中ポンプ
ホース
仮設発電機
燃料補給設備 ※1

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

給水系配管・弁・スパージャ

復水貯蔵槽「RCIC 現場起動」

対応
手段

重大事故等対処設備

ストレーナ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

AM 設備別操作手順書

重大事故
等
対処設備

による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系の現場操作

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ

分類

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却

全交流動力電源
常設直流電源系統

手順書

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／6）（サポート系故障時）（サポート系故障時）
分類

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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ

－ ※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

サポート系故障時

ストレーナ

対処設備

手順書

全交流動力電源

所内蓄電式直流電源設備 ※1
直流給電車及び電源車 ※1※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁自主対策設 備

サポート系故障 時直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・

対応
手段

手順書

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

全交流動力電源

対処設備

備考※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

58

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／6）（監視及び制御）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する分類

対処設備「水位確保」等の監視計器

原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位（SA）※３

原子炉水位（狭帯域）
復水貯蔵槽水位「HPAC 現場起動」－

高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

原子炉水位（狭帯域）※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※３

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）
高圧代替注水系系統流量
可搬型計測器

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧
力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧
力

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）
原子炉隔離時冷却系系統流量
可搬型計測器

原子炉隔離時冷却系タービン入口
圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧
力
可搬型回転計※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

59

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
可搬型回転計

自主対策設備

可搬式原子炉水位計

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

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

重大事故等
対処設備

の監視計器

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）※３

自主対策設備

高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

手順書

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計

対処設備

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器「水位確保」等

監視及び制御の監視計器

高圧代替注水系（現場起動時）

監視及び制御－事故時運転操作手順書（徴候ベース）

重大事故等
対処設備

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

自主対策設備

高圧代替注水系（中央制御室起動時）

原子炉圧力

対応
手段

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（燃料域）

重大事故等対処設備

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

設計基準事故対処設備

対応
手段

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
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）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／6）（重大事故等の進展抑制）（重大事故等の進展抑制）
分類

設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

ほう酸水注入系ポンプ

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替交流電源設備 ※1

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※1

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク

復水補給水系
消火系

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1－

第二代替交流電源設備 ※1－

可搬型代替交流電源設備 ※1

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁「CRD による原子炉注水」

原子炉補機冷却系

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

常設代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

自主対策設備による進展抑制

高圧炉心注水系緊急注水

高圧炉心注水系ポンプ

原子炉圧力容器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
ほう酸水貯蔵タンク※１
ほう酸水注入系配管・弁
純水系
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

制御棒駆動水ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
復水貯蔵タンク※１
制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

自主対策設備

常設代替交流電源設備※1
第二代替交流電源設備※1

復水補給水系配管

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
ほう酸水貯蔵タンク※１
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

手順書

AM 設備別操作手順書

制御棒駆動水圧系による進展抑制

原子炉圧力容器自主対策設備

進展抑制

制御棒駆動系による制御棒駆動水ポンプ

対処設備

自主対策設備

純水補給水系

重大事故等の進展抑制

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策設備進展抑制（注水）

重大事故等の進展抑制

ほう酸水注入系によるほう酸水注入系配管・弁

ほう酸水注入系による進展抑制（注水）

ほう酸水注入系テストタンク

対応
手段

重大事故等対処設備

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベース）

重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入）

機能喪失を想定する
分類

備考※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

60

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

第 1.2.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）
判断
基
準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

AM 設備別操作手順書

判
断
基
準

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

電源

緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

直流 125V 主母線盤 A 電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力
原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力(SA)

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「HPAC 現場起動」

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作

水源の確保

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力

操作

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

判断基準

操
作

「水位確保」等

第1.2－2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／7）

手順書「水位確保」等

備考

高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
補機監視機能1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）
電源「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

操
作

可搬型回転計補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力61

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ｂ．現場手動操作による高圧代替注水系起動

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力

操作

電源

62

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水
ａ．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量（可搬型計測器）

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

電源63

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/5）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
ａ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

P/C
D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

判断基準
原子炉圧力容器内の水位

電源

メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）
２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位

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

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等

水源の確保

純水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

補機監視機能ほう酸水注入ポンプ吐出圧力
純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

補機監視機能ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C C 電圧

「水位確保」等

電源

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の水位

P/C C－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧

ＡＭ設備別操作手順書

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

原子炉補機冷却水系(A)系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動系系統流量操作

補機監視機能操作

判断基準「CRD による原子炉注水」

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
純水タンク水位

判断基準

水源の確保

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

64

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/5）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
M/C D 電圧

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

電源
判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

水源の確保

操
作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉水位（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）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

補機監視機能原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動水圧系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系冷却水ライン流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等
ＡＭ設備別操作手順書

操作65

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/5）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧

1.2.2.4 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水「水位確保」等

判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

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

判断基準

復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

操作

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

補機監視機能電源

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位操作

66

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧(5/5)

東海第二

備考

監視計器一覧（7／7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C D 電圧

「水位確保」等

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

M/C E 電圧電源

P/C D－1 電圧
P/C E－1 電圧

電源

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
直流125V主母線盤ＨＰＣＳ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

直流 125V 主母線盤 B 電圧
判
断基準

直流 125V 主母線盤 C 電圧

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

原子炉圧力容器内の水位

操作

ＡＭ設備別操作手順書

操作

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

67柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

第 1.2.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.2－3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

給電元給電母線
対象条文
【1.2】

対象条文

供給対象設備
高圧代替注水系弁

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

供給対象設備

給電元
給電母線

常設代替直流電源設備

原子炉隔離時冷却系 弁

所内常設直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤
直流125V主母線盤２Ａ

高圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

ほう酸水注入ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
モータコントロールセンタ２Ｃ系（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。）
ＭＣＣ ２Ｄ系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

AM 用直流 125V
原子炉隔離時冷却系弁

備考

所内蓄電式直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備

直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
AM 用直流 125V
ほう酸水注入系ポンプ・弁【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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系
計測用 B 系

68

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

69

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

70

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

71

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

72

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

73

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

74

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

75

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

76

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

77

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

78

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

79

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

80

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

81

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

82

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

83

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

84

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

85

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

86

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

87

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

88

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

89

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

90

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

91

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

92

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

93

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

95

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

96

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

97

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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

東海第二
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＜＜ 目 次 ＞
1.3.1 対応手段と設備の選定

1.3.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代替減圧(a) 代替減圧(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件(d) 復旧(d) 復旧(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

d. インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a) インターフェイスシステムLOCA発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

e. 手順等

ｅ．手順等

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧(1) 代替減圧

a. 手動操作による減圧(2) 重大事故等時の対応手段の選択

ａ．手動操作による減圧(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧

a. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

ａ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

b. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放ｂ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

c. 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a. 高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

東海第二(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放(3) 復旧(3) 復旧a. 代替直流電源設備による復旧

ａ．代替直流電源設備による復旧

b. 代替交流電源設備による復旧

ｂ．代替交流電源設備による復旧(4) 重大事故等時の対応手段の選択(4) 重大事故等時の対応手段の選択

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムLOCA発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) EOP「原子炉建屋制御」(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

3

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【要求事項】【要求事項】

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

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

故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等が炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する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。

適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること｡

【解釈】

【解釈】

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要

１「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等」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。

等をいう｡

（１）可搬型重大事故防止設備（１）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWRの場合）又は、主蒸気ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は、主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWRの場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること。
ｃ） 減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること。
（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（３）蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）

操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること｡
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること｡（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること｡（３）蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）

ａ） SGTR発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃ａ）SGTR 発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。（PWRの場合）等が整備されていること。（PWR の場合）

（４）インターフェイスシステム LOCA（ISLOCA）（４）インターフェイスシステムLOCA（ISLOCA）

ａ） ISLOCA発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離でａ）ISLOCA 発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離できない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（BWR

きない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（BWRの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWRの場合）を作動させること等により原の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合）を作動させること等により原

子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡

4

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉

炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減圧機能（以下「自動減圧系」といの減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能）による自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。）

う。）である。

である。

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するた

この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，め， 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備しており，ここでは，これらの対処設

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備する。ここでは，これらの対処設備を活用し備を活用した手順等について説明する。

た手順等について説明する。

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離す

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離するることで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全ことで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁に弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明すよる減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

る。
1.3.1 対応手段と設備の選定

1.3.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態にある場合

炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態にある場合は，は，発電用原子炉の減圧が必要である。発電用原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設

発電用原子炉の減圧が必要である。発電用原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設備とし備として自動減圧系を設置している。

て自動減圧系を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処

処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想で，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 1.3.1 図）。

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1.3－1図）。

また，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損の防止及びイ
ンターフェイスシステム LOCA の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損の防止及びイン
ターフェイスシステムＬＯＣＡの対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※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，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

な設備。

な設備。

5

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

東海第二選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

でなく，設置許可基準規則第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのう。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。

(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，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。

また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくはまた，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくは常設直常設直流電源系統）喪失を想定する。

流電源系統）喪失を想定する。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対備を以下に示す。

策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自対策設備と整備する手順についての関係を第 1.3.1 表に整理する。

主対策設備と整備する手順についての関係を第1.3－1表に整理する。

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代替減圧(a) 代替減圧

設計基準事故対処設備である自動減圧系の故障により発電用原子炉の減圧ができない場合は，減圧の自動化又は中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

設計基準事故対処設備である自動減圧系の故障により発電用原子炉の減圧ができない場合
は，減圧の自動化又は中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する手段があ
る。

6

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅰ. 減圧の自動化

原子炉水位低（レベル 1）到達 10 分後及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場
合に，代替自動減圧機能により発電用原子炉を自動で減圧する。

東海第二ⅰ) 減圧の自動化

原子炉水位異常低下（レベル１）到達10分後及び残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転の場合に，過渡時自動減圧機能により発電用原子炉を自動で減圧する。

なお，「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」における EOP「反なお，「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」における応度制御」対応操作中は，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量の増非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」対応操作中は，発電用原子加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」

炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防により自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」により自動減圧系及び過渡時
自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

7

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
代替自動減圧機能による減圧の自動化で使用する設備は以下のとおり。

東海第二過渡時自動減圧機能による減圧の自動化で使用する設備は以下のとおり。

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・過渡時自動減圧機能・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・逃がし安全弁（自動減圧機能付き C,H,N,T の 4 個）・逃がし安全弁（自動減圧機能※２：Ｂ，Ｃの2個）

8

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備※2：18個の逃がし安全弁は全て逃がし弁機能を有している。そのうち7個が自動減圧機能を有している。
ⅱ. 手動操作による減圧

ⅱ) 手動操作による減圧

中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を作作動させ，アキュムレータに蓄圧された窒素ガスを逃がし安全弁に供給することにより逃が動させ，アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁に供給することにより逃がし安し安全弁を開放し，発電用原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常全弁を開放し，発電用原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタ用電源が健全で，主復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作にービンバイパス弁を開操作し，発電用原子炉を減圧する。

よりタービン・バイパス弁を開操作し，発電用原子炉を減圧する。

9

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
逃がし安全弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁

東海第二
逃がし安全弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・所内蓄電式直流電源設備

・所内常設直流電源設備
・常設代替直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備

・燃料給油設備10

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
また，上記所内蓄電式直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

東海第二また，上記所内常設直流電源設備への継続的な給電を使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

タービンバイパス弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・タービンバイパス弁
・タービン制御系(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

タービン・バイパス弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・タービン・バイパス弁
・タービン制御系(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

代替減圧で使用する設備のうち，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧

代替減圧で使用する設備のうち，過渡時自動減圧機能，自動減圧系の起動阻止スイッチ，

系の起動阻止スイッチ，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュ

逃がし安全弁（自動減圧機能），主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュムレー

ムレータ，逃がし弁機能用アキュムレータ，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，タ，非常用交流電源設備，所内常設直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付け

電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備，常設代替交流電源設備及び燃料給る。

油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

11

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障した
場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

東海第二
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータは，
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，窒素供給系が機能喪失した場合で逃がし弁機能用アキュムレータ（容量：1回）に駆動源が確保されている場合は，逃がし安全弁（逃がし弁機能）により発電用原子炉を減圧することができるため，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。
・タービンバイパス弁，タービン制御系

・タービン・バイパス弁，タービン制御系
炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，主復炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効である。

水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効である。

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子炉の常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子

減圧ができない場合は，可搬型直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全

炉の減圧ができない場合は，可搬型代替直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池によ弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

り逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

12

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

また，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が確保できない場合においても，代替逃がし安全
弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
ⅰ. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復ⅰ) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確

可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源

保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。なお，を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。

可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備になお，可搬型代替直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替て逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃が減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。

し安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備

・AM 用切替装置（SRV）

・代替所内電気設備

・常設代替直流電源設備

・常設代替直流電源設備

・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ
・燃料給油設備13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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ⅱ. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

東海第二ⅱ) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

14

備考

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東海第二ⅲ. 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K,U の 4 個）・主蒸気系配管・クエンチャ(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム

レータの供給圧力が喪失した場合は，高圧窒素ガス供給系により逃がし安全弁の駆動源を確保

レータの供給圧力が喪失した場合は，非常用窒素供給系により逃がし安全弁（自動減圧機

し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

能）の駆動源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保

ⅰ) 非常用窒素供給系による窒素確保

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系に逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の供給源が窒素供給系から非常用窒切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。また，逃がし安全弁の駆動源

素供給系に切り替わることで窒素を確保し，発電用原子炉を減圧する。また，逃がし安全を高圧窒素ガス供給系から供給している期間において，逃がし安全弁の作動に伴い窒素ガスの弁（自動減圧機能）の駆動源を非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから供給している期間に圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素ガスボンベに切り替えることで窒素ガスを確保し，発おいて， 逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に伴い窒素の圧力が低下した場合は，予電用原子炉を減圧する。

備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベに切り替えることで窒素を確保し，発電用原子炉を
減圧する。

15

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ

東海第二
非常用窒素供給系による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
・逃がし安全弁（自動減圧機能）
・主蒸気系配管・クエンチャ・高圧窒素ガス供給系配管・弁・非常用窒素供給系配管・弁・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・所内常設直流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料給油設備ⅱ) 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を非常用窒素供給系からの供給している期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に伴い窒素の圧力が低下した場合は，可搬型窒素供給装置（小型）により窒素を確保し，発電用原子炉を減圧する。
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置（小型）・逃がし安全弁（自動減圧機能）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・非常用窒素供給系配管・弁・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内常設直流電源設備

16

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料給油設備
ⅲ) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合は，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートへ窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。また，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に伴い窒素の圧力が低下した場合は，予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベに切り替えることで窒素を確保し，発電用原子炉を減圧する。
非常用逃がし安全弁駆動系による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
・逃がし安全弁（逃がし弁機能※３：Ａ，Ｇ，Ｓ，Ｖの4個）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・非常用逃がし安全弁駆動系配管・弁・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備※3：18個の逃がし安全弁は全て逃がし弁機能を有している。そのうち自動減圧機能を有していない4個の逃がし安全弁を非常用逃がし安全弁駆動系に用いる。

17

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることがで

東海第二(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，逃がし安全弁の作動に必要な圧力の窒素ガスを供給可能な設計としている。

きるように，逃がし安全弁の作動に必要な圧力の窒素を供給可能な設計としている。

ⅰ. 逃がし安全弁の背圧対策

ⅰ) 逃がし安全弁の背圧対策想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉格納容器内の圧力が設計圧力の 2 倍想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉格納容器内の圧力が設計圧力のの状態（620kPa[gage]）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができ2倍の状態（620kPa［gage］）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させるこるよう，あらかじめ供給圧力を設定する。

とができるよう，あらかじめ供給圧力を設定する。

逃がし安全弁の背圧対策として，窒素ガスの供給圧力を設定するために使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
・高圧窒素ガス供給系配管・弁(d) 復旧
全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合
は，代替電源により逃がし安全弁の機能を復旧させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
ⅰ. 代替直流電源設備による復旧
代替直流電源設備（可搬型直流電源設備又は直流給電車）により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

代替直流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型直流電源設備

逃がし安全弁の背圧対策として，窒素の供給圧力を設定するために使用する設備は以下のとおり。
・非常用窒素供給系
・非常用逃がし安全弁駆動系(d) 復旧
全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合
は，代替電源により逃がし安全弁の機能を復旧させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
ⅰ) 代替直流電源設備による復旧
可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし
安全弁の機能を復旧する。

代替直流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備

・直流給電車及び電源車

18

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 代替交流電源設備による復旧
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧す

東海第二ⅱ) 代替交流電源設備による復旧
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により直流125V充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

る。
代替交流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

代替交流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

・燃料給油設備
常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，AM 用切替装置

常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，可搬型代替直流電源設備，代替所（SRV），常設代替直流電源設備，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用

内電気設備，常設代替直流電源設備，逃がし安全弁（自動減圧機能），主蒸気系配管・クエ

アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故

ンチャ，自動減圧機能用アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び燃料給油設備は等対処設備として位置付ける。

重大事故等対処設備として位置付ける。

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボ

逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧で使用する設備のうち，非常用窒素供給系

ンベ，高圧窒素ガス供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし弁機能用アキ

高圧窒素ボンベ，逃がし安全弁（自動減圧機能），主蒸気系配管・クエンチャ，非常用窒素ュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。

供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ，所内常設直流電源設備，可搬型代替交流
電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ，逃がし安全弁（逃がし弁機能），非常用逃がし安全弁駆動系配管・弁及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ及び高圧窒
素ガス供給系配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交
流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，非常用窒素供給系及び非常用
逃がし安全弁駆動系は重大事故等対処設備として位置付ける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

19

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は直流電源喪失が発生した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

東海第二
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は直流電源喪失が発生した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
現状の設備では系統構成（フランジ取外し，ホース取付け）を原子炉建屋原子炉区域で実施しなければならず，事象の進展によってはアクセス困難となる可能性があるが，逃がし安全弁を作動させる手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば逃がし安全弁の作動に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を減圧するための直流電源を確保する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・可搬型窒素供給装置（小型）
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保まで時間を要するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）に窒素を供給可能であれば，重大事故等の対処に必要となる窒素を確保できることから有効な手段である。
c. 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合において，高圧溶融物放炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合において，高圧溶融物

出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁の手放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁

動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

の手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止で使用する設備は以下のとおり。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止で使用する設備は以下のとおり。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・逃がし安全弁

東海第二・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内常設直流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

原子炉格納容器の破損の防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエン

原子炉格納容器の破損を防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能），主チャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設

蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュムレータ，所内常設直流電源設備，可搬型

備として位置付ける。

代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態

以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状である場合においても，発電用原子炉を減圧することで，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直態である場合においても，発電用原子炉を減圧することで，高圧溶融物放出／格納容器雰囲

接加熱による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータは，
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，窒素供給系が機能喪失した場合で逃がし弁機能用アキュムレータ（容量：1回）に駆動源が確保されている場合は，逃がし安全弁（逃がし弁機能）により発電用原子炉を減圧することができるため，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二d. インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a) インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

インターフェイスシステム LOCA 発生時に，漏えい箇所の隔離操作を実施するものの隔離でインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に，漏えい箇所の隔離操作を実施するものの隔きない場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏えいを離できない場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏抑制するため，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧するとともえいを抑制するため，逃がし安全弁又はタービン・バイパス弁により発電用原子炉を減圧すに，弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。

るとともに，弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。

なお，原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離に使用する設備は，系統に原子炉圧力が負荷される状態での電動弁の開閉試験を実施する場合に，系統が過圧される可能性がある系統の隔離弁を選定している。
また，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいし原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，原子炉建屋ブローアウトパネルが開放することで，原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇を抑制し，環境を改善する手段がある。
なお，原子炉建屋ブローアウトパネルは開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による開放操作は必要としない。

インターフェイスシステム LOCA 発生時における発電用原子炉の減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における発電用原子炉の減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・タービンバイパス弁

・タービン・バイパス弁

・タービン制御系

・タービン制御系

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系注入隔離弁

東海第二インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心スプレイ系注入弁
・原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
・低圧炉心スプレイ系注入弁
・残留熱除去系Ａ系注入弁
・残留熱除去系Ｂ系注入弁
・残留熱除去系Ｃ系注入弁

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇抑制並びに環境改善で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ブローアウトパネル(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

インターフェイスシステム LOCA 発生時における発電用原子炉の減圧で使用する設備のうち，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における発電用の原子炉の減圧で使用する設備

逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能），主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキ用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。

ュムレータ，高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプ

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する高圧炉心注水系注入隔離弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

レイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は重大事故等対処設備として位置付ける。

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇抑制並びに環境改善で使用する原子炉建屋ブローアウトパネルは重大事故等対処設備として位置付ける。

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

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

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステム LOCA が発生した場合におい以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生した場合にても， 発電用原子炉を減圧することで，原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいを抑制

おいても，発電用原子炉を減圧することで， 原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいすることができる。

を抑制することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータは，
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，窒素供給系が機能喪失した場合で逃がし弁機能用アキュムレータ（容量：1回）に駆動源が確保されている場合は，逃がし安全弁（逃がし弁機能）により発電用原子炉を減圧することができるため，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。

・タービンバイパス弁，タービン制御系

・タービン・バイパス弁，タービン制御系
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，主復水器の真空状態が維持

主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，発電用原子炉を減圧する手段として有効である。

できれば，発電用原子炉を減圧する手段として有効である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
e. 手順等

東海第二ｅ．手順等

上記「a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「b.サポート系故障時の対応手段及び上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「ｂ．サポート系故障時の対応手設備」，「c.原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」及び「d.インターフェイ

段及び設備」，「ｃ．原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」及び「ｄ．イスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ンターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」といこれらの手順は，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う。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下「SOP」という。）及び AM 設備別操（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及作手順書に定める（第 1.3.1 表）。

び「重大事故等対策要領」に定める（第1.3－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.3.2 表，第 1.3.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.3－2表，第1.3－3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。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧(1) 代替減圧
ａ．手動操作による減圧

a. 手動操作による減圧発電用原子炉の冷温停止への移行又は低圧注水系を使用した注水への移行を目的として，逃発電用原子炉の冷温停止への移行又は低圧で原子炉注水が可能な系統を使用した注水へのがし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子移行を目的として，逃がし安全弁又はタービン・バイパス弁を使用した中央制御室からの手炉の減圧を行う。

動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

また，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損防止を目的とまた，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損防止を目的として，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

して，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

ⅰ. 発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合

ⅰ) 発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合

・復水器が使用可能であり，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合

・主復水器が使用可能であり，タービン・バイパス弁の開操作が可能な場合。

・復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合

・主復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合。
ⅱ) 急速減圧の場合

ⅱ.急速減圧の場合
・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※1

2 系以上の起動・低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系のうち1系統以上の起動※１によりにより原子炉圧力容器への注水手段が確保され，逃がし安全弁の開操

原子炉圧力容器への注水手段が確保され，逃がし安全弁の開操作が可能な場合。

作が可能な場合・逃がし安全弁が使用できない場合は，復水器が使用可能で，タービンバイパス弁の開操・逃がし安全弁が使用できない場合は，主復水器が使用可能で，タービン・バイパス弁作が可能な場合の開操作が可能な場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 炉心損傷後の減圧の場合

東海第二ⅲ) 炉心損傷後の減圧の場合［低圧注水手段がある場合］【低圧注水手段がある場合】

・高圧注水系は使用できないが，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合で，逃がし安全・高圧注水系統は使用できないが，低圧注水系統1系※２以上が使用可能である場合

弁の開操作が可能な場合

で，逃がし安全弁の開操作が可能な場合。

［注水手段がない場合］【注水手段がない場合】

・原子炉圧力容器への注水手段が確保できず，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃料・原子炉圧力容器への注水手段が確保できず，原子炉圧力容器内の水位が規定水位

棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合で，逃がし安全弁の開操作が（燃料有効長底部から燃料有効長の20％高い位置）に到達した場合で，逃がし安可能な場合

全弁の開操作が可能な場合。

※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※1：「低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系のうち1系統以上の起動」

2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統であるとは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉

高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動

心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び給水・すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，復水系のうち1系統以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注

若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上

水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬

起動することをいう。

型）のうち1系統以上起動することをいう。

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2：「低圧注水系統1系」とは，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替注系），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

給水系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか1系をいう。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
逃がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した手動操作による減圧手順の概要は以下のと

東海第二(b) 操作手順
逃がし安全弁又はタービン・バイパス弁を使用した手動操作による減圧手順の概要は以下おり。手順の対応フローを第 1.3.2 図，第 1.3.3 図及び第 1.3.4 図に示す。

のとおり。手順の対応フローを第1.3－2図，第1.3－3図，第1.3－4図及び第1.3－5図に示［タービンバイパス弁による減圧］す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員にタービンバイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。

【タービン・バイパス弁による減圧】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にタービン・バイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するように指示する。

②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合②ａ判断基準ⅰ）：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合

中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h を超えないようにタービン

運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材温度変化率が55℃／hを超えないようにター

バイパス弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。

ビン・バイパス弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。

②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合②ｂ判断基準ⅱ）：急速減圧の場合

中央制御室運転員 A は，タービンバイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉の急速減

運転員等は中央制御室にて，タービン・バイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉の圧を行う。

急速減圧を行う。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［逃がし安全弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に逃がし安全弁を手動で東海第二【逃がし安全弁による減圧】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するように指示する。

開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合②ａ判断基準ⅰ) ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合

中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h を超えないように逃がし安運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材温度変化率が55℃／hを超えないように逃

全弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。
②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合がし安全弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。
②ｂ判断基準ⅱ) ：急速減圧の場合

中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）8 個を手動で開操作し，発運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）7個を手動で開操作し，電用原子炉の急速減圧を行う。

発電用原子炉の急速減圧を行う。

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を 8 個開放できない場合は，自動減圧機能を有する

逃がし安全弁（自動減圧機能）を7個開放できない場合は，自動減圧機能を有する逃逃がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて 8 個開放する。

がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて7個開放する。

②c 判断基準ⅲ：炉心損傷後の減圧の場合②ｃ判断基準ⅲ) ：炉心損傷後の減圧の場合

中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き又は逃がし弁機能）2 個を手

運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を手動で開操作し，動で開操作し，発電用原子炉を減圧する。

発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を手動で開放できない場合は，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧する。

③中央制御室運転員 A は，サプレッション・チェンバ・プール水の温度上昇防止のため，③運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水の温度上昇防止のため，残留残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッショ

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プールの除熱をン・チェンバ・プール水の除熱を行う。

行う。

29

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

上記の操作は，中央制御室運転員 1 名で対応が可能である。

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名で対応が可能である。

作業開始を判断してから手動操作による減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。

作業開始を判断してから手動操作による減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。

・タービンバイパス弁による減圧：1 分以内

・タービン・バイパス弁による減圧 ：3分以内

・逃がし安全弁による減圧・逃がし安全弁による減圧：1 分以内(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3.16 図に示す。

：1分以内(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3－19図に示す。

自動減圧系機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，低圧注水系，低圧代替注水系（常自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，低圧で原子炉注水が可能な系統又は設）又は代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了し，復水器が使用可能であれば低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了し，主復水器が使用可能であればタータービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧する。復水器が使用不可能であれば逃がし安全

ビン・バイパス弁により発電用原子炉を減圧する。主復水器が使用不可能であれば逃がし安全弁

弁により発電用原子炉を減圧する。また，原子炉水位低（レベル 1）到達 10 分後及び残留熱除により発電用原子炉を減圧する。また，原子炉水位異常低下（レベル１）到達10分後及び残留熱去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合は，代替自動減圧機能が自動で作動し発電用原子炉を除去系（低圧注水系）ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転の場合は，過渡時自動減圧機

減圧する。

能が自動で作動し発電用原子炉を減圧する。

30

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
a. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放東海第二
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
ａ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型代替直流電源

により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により逃がし安全弁（自動減圧機

動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能

炉を減圧する。なお，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電型整流器による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備として使用す用原子炉を減圧する。

る緊急用125V系蓄電池にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック

発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室の計器にて確認が可能である。

室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a)手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）の・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水

ポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手

系のうち1系統以上の起動※１により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場

段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できな合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系統が使用できない場合で，低圧注い場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位

水系統1系※２以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（燃が規定水位（有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合。

料有効長底部から燃料有効長の20％高い位置）に到達した場合。

・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素が確保されている場合。

・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備か・逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備から給ら給電可能な場合。

電可能な場合。

31

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※1：「低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系のうち1系統以上の起動」

2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統であるとは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉

高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動

心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び給水・すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，復水系のうち1系統以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注

若しくは低圧代替注水系（常設）， 消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上

水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬

起動することをいう。

型）のうち1系統以上起動することをいう。

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2：「低圧注水系統1系」とは，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替注系），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

給水系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか1系をいう。
(b) 操作手順(b) 操作手順

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとお

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放手順の概要は以下のとり。手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.5 図に，タイムチャートを第 1.3.6 図

おり。手順の対応フローを第1.3－3図に，概要図を第1.3－6図に，タイムチャートを第1.3に示す。

－7図に示す。

32

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型直流電源設備による逃がし
安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による逃がし安全弁（自動減圧機能）開
放の準備開始を指示する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型直流電源設備による直流電源の復旧を依頼する。

②発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による直流電源の復旧を依頼する。

③当直副長は，可搬型直流電源設備による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安③発電長は，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整

全弁により発電用原子炉を減圧するため，運転員に常設代替直流電源設備による逃がし

流器による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安全弁により発電用原子炉を減安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備開始を指示する。

圧するため，運転員等に常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放の準備開始を指示する。

［逃がし安全弁の駆動源（電源）確保及び開放操作］④a［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測④運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力の計器端子台に可搬型計測器を接続し，原子炉
圧力容器内の圧力を確認する。

器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
⑤a 中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の AM 用切替装置（SRV）で，125V DC 分電⑤運転員等は中央制御室にて，緊急用電源切替盤で逃がし安全弁の制御回路電源を所内常盤側の逃がし安全弁用供給電源 NFB を開放し，125V AM 分電盤側の逃がし安全弁用供設直流電源設備から常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池への切替

給電源 NFB を投入し， 当直副長に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動えを実施し，発電長に常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）開放の準備完了を報告する。

33

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥a 当直副長は，中央制御室運転員に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放を指示する。
⑦a 当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子東海第二⑥発電長は，運転員等に常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放を指示する。
⑦発電長は，原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は運転員等に，発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。

炉の減圧状況の確認を指示する。
⑧a 中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を手動で開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑨a［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の⑧運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動で開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑨運転員等は中央制御室にて，発電用原子炉の減圧が開始されたことを，接続した可搬型計測器の原子炉圧力指示値の低下により確認し，発電長に報告する。

ATWS/RPT 盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階
計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑩a 中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。
［逃がし安全弁の開保持用の駆動源（高圧窒素ガス）確保操作］④b 現場運転員 C 及び D は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
⑤b 現場運転員 E 及び F は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操
作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。

34

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑥b 現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボ
ンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備による逃がし安全

作業開始を判断してから常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放ま弁（自動減圧機能なし）開放まで約 35 分で可能である。

で21分以内で可能である。

また，可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて

また，可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

整理する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
b. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放ｂ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，中央制御室にて逃が逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし

し安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁

安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原子炉を減圧する。

（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック

発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室の計器にて確認が可能である。

室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態におい常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作ができない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

て，以下の条件が全て成立した場合。
・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）※1のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動により原子炉圧力容器への注水手・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水
系のうち1系統以上の起動※１により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場

段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できな合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系統が使用できない場合で，低圧注い場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位が水系統1系※２以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（燃

規定水位（有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合。

料有効長底部から燃料有効長の20％高い位置）に到達した場合。

35

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素が確保されている場合。

※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水※1：「低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系のうち1系統以上の起動」と系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統

は，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心スプである高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系

レイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び給水・復水系のう以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台

ち1系統以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設），

以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）の

代替循環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち1系統以上

うち 2 系以上起動することをいう。

起動することをいう。

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場
合は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系 1 系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替※2：「低圧注水系統 1 系」とは，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），
給水・復水系，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補給水系又は注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

(b) 操作手順(b) 操作手順

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放手順の概要は以逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能（自動減圧機能）開放手順の概要は下のとおり。手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.7 図に，タイムチャートを第以下のとおり。手順の対応フローを第1.3－3図に，概要図を第1.3－8図に，タイムチャート

1.3.8 図に示す。

を第1.3－9図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放の準備開始を指示する。

②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

②運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力の計器端子台に可搬型計測器を接続し，原子炉
圧力容器内の圧力を確認する。

［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

36

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二③現場運転員 C 及び D は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
④現場運転員 E 及び F は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口
圧力指示値が規定値以上であり，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の駆動源が確保されていることを確認する。
⑥現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤内の逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動回路に，③運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続し，当直副長に逃がし安全弁用可搬型

電源ケーブルを接続し，発電長に逃がし安全弁用可搬型蓄電池（自動減圧機能）開放の蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開放を指示する。
⑧当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状

準備完了を報告する。
④発電長は，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放を指示する。
⑤発電長は，原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は運転員等に，発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。

況の確認を指示する。
⑨現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤に接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放し，発電用原子炉の減圧を開始する。

⑥運転員等は中央制御室にて，接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし
安全弁（自動減圧機能）を開放し，発電用原子炉の減圧を開始する。

37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑩［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室のATWS/RPT 盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副長並び⑦運転員等は中央制御室にて，発電用原子炉の減圧が開始されたことを接続した可搬型計
測器の原子炉圧力指示値の低下により確認し，発電長に報告する。

に現場運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑪現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口
圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし
安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

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

上記の操作は，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

4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放まがし安全弁（自動減圧機能付き）開放まで約 55 分で可能である。

で55分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。

38

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二c. 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）を開放して発電用原子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。
(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。
・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系
以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しく
は低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原
子炉の減圧を行う。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(b) 操作手順（A 系使用の例）
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.9 図に，タイムチャートを第 1.3.10
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続
し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放の系統構成として，代替逃がし安全弁駆動装置のホース接続用フランジへ仮設ホースを接続し，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス PCV 第一隔離弁(A)及び高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス PCV 第二隔離弁(A)の全開操作を実施する。
④現場運転員 E 及び F は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)の全閉操作を実施し，当直副長に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，現場運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の開放を指示する。
⑥当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑦現場運転員 E 及び F は，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁を開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑧［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の ATWS/RPT
盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員
C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧
完了圧力となるまで継続監視する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了した
ことを報告する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし
安全弁（自動減圧機能なし）開放まで約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供

東海第二(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低下

給圧力が低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えて逃がし安全弁の駆動源をした場合，供給源が非常用窒素供給系に自動で切り替わることで逃がし安全弁（自動減圧機

確保する。

能）の駆動源を確保する。

また，高圧窒素ガスボンベから供給している期間において，高圧窒素ガス供給系出口のボ

また，非常用窒素供給系から供給している期間において，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

ンベ圧力が低下した場合，高圧窒素ガスボンベ（待機側）へ切り替え，使用済みの高圧窒素ガ

圧力が低下した場合，使用済みの非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを予備の非常用窒素供給系

スボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと取り替える。
(a)手順着手の判断基準［不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え］
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生した場合。

高圧窒素ボンベと取り替える。
(a) 手順着手の判断基準【窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え】
自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低警報が発生した場合。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え］
高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧
窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保手順の概要は以下のとおり。概要図を
第 1.3.11 図に，タイムチャートを第 1.3.12 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全
弁駆動源確保の開始を指示する。

東海第二【非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ切替え】
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素を供給している期間において，高圧窒素ボンベ圧力低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.3－10図に，タイムチャートを第1.3－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保の開始を指示する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の操作ス②運転員等は中央制御室にて，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ供給止め弁が全開したこ

イッチを全閉位置から全開位置とし，高圧窒素ガスボンベによる供給に切り替わることを高とを確認する。あわせて，非常用窒素供給系供給圧力指示値が 1.10MPa［gage］以上で圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全閉及び高圧窒素ガス供給系非常用あることを確認し，発電長に報告する。

窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開により確認する。あわせて，高圧窒素ガス供給系 ADSＰ入口圧
力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の操作スイッチを自動位置から全開位置とし当直副長に報告する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，手動操作にて高圧窒素ガス供給系
常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二③当直副長は，高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間に③発電長は，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用

おいて，高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合，現場運転員にの窒素を供給している期間において，高圧窒素ボンベ圧力低警報が発生した場合，運転

高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済みの高圧窒素ガスボンベの取替えを指員等に予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベへの切替え及び使用済みの非常用窒素供示する。

給系高圧窒素ボンベの取替えを指示する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に新たに高圧窒素ガスボンベの確保を依頼する。
⑤現場運転員 C，D，E 及び F は，高圧窒素ガスボンベを使用側から待機側へ切り替える。
⑥現場運転員 C，D，E 及び F は，予備ボンベラックに配備している高圧窒素ガスボンベと使用済みの高圧窒素ガスボンベを取り替える。
⑦現場運転員 C 及び D は，高圧窒素ガスボンベを取り替え後，高圧窒素ガス供給ラインのリー
クチェックを実施し，当直副長に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保が完了④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，予備ボンベラックに配備している非常用窒素供給
系高圧窒素ボンベと使用済みの非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを取り替える。
⑤運転員等は，発電長に非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確
保が完了したことを報告する。

したことを報告する。
(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源
確保完了までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え

中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名にて作業を実施した場合は約20 分で可能である。
・高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボンベの取替えによる逃

中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，2分以内で可能である。
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ切替えがし安全弁駆動源確保
現場運転員 4 名にて作業を実施した場合は約 60 分で可能である。

中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合は282分以内で可能である。

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

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

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備考

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東海第二
ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから供給している期間において，非常用窒素供給系高圧窒
素ボンベ圧力が低下した場合，可搬型窒素供給装置（小型）からの供給に切り替えて逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保する。
(a) 手順着手の判断基準
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素を供給している期間中において，高圧窒素ボンベ圧力低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保手順の概要
は以下のとおり。概要図を第1.3－12図に，タイムチャートを第1.3－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を依頼する。
②発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホース接続及び系統構成（非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベの隔離操作含む）を指示する。
③運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟及び原子炉建屋原子炉棟にて，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホースの接続及び系統構成（非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの隔離操作含む）を実施
し，発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホースの接続及び系統構成が完了したことを連絡する。

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東海第二⑤災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を指示する。
⑥重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置（小型）と原子炉建屋南側の接続口に窒素供給用ホースを取り付ける。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を連絡する。
⑨災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源供給のための系統構成を実施し，可搬型窒素供給装置（小型）を起動する。
⑪重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始し，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始したことを報告する。
⑫災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源の確保が完了したことを連絡する。
⑬発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源が確保されていることの確認を指示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，非常用窒素供給系供給圧力指示値が1.10MPa［gage］を超え，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源が確保されたことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源確保完了まで305分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。室温は通常運転時と同程度である。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放
逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合は，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ，Ｇ，Ｓ及びＶ））の電磁弁排気ポートへ窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ，Ｇ，Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，中央制御室からの遠隔操作ができない場合，現場での手動操作を実施する。
(a) 手順着手の判断基準【非常用逃がし安全弁駆動系の中央制御室からの遠隔操作】
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の駆動源である窒素供給系及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源である非常用窒素供給系の窒素が喪失し，中央制御室からの遠隔操作により発
電用原子炉を減圧できない場合。
【非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替え】
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（逃がし弁機能）作動用の窒素を供給している期間において，高圧窒素ボンベ圧力低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
非常用逃がし安全弁駆動系Ａ系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放手順の概要は以下のとおり（非常用逃がし安全弁駆動系Ｂ系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放手順も同様。
）。概要図を第1.3－14図に，タイムチャートを第1.3－15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，非常用逃がし安全弁駆動系窒素ブローライン隔離弁を閉とする。なお，中央制御室からの遠隔操作により閉にできない場合は，原子炉建屋原子炉棟にて現場手動操作により非常用逃がし安全弁駆動系窒素ブローライン隔離弁を閉とする。
③運転員等は，発電長に非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧を指示する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑤運転員等は中央制御室にて，非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給弁及び非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給ライン隔離弁の全開操作を実施する。なお，中央制御室からの遠隔操作により開にできない場合は，原子炉建屋原子炉棟にて現場手動操作により非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給弁及び非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給ライン隔離弁の全開操作を実施する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力の低下により発電用原子炉の減圧が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（逃がし弁機能）への窒素供給中に，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合に，予備ボンベラックに配備している予備の非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベと使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの取替えを指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベを運搬し，使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベと予備の非常用逃がし
安全弁駆動系高圧窒素ボンベを取り替える。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボ
ンベを予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベに取替えを実施し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，4分以内で可能である。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替え
現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替えによる原子炉減圧開始まで120分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) 復旧a. 代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替直流電源設備により

東海第二(3) 復旧ａ．代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型代替直流電源設備

逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により逃がし安全弁の作動に必要な直(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
常設直流電源喪失により，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧喪失を確認した場合において，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備からの給電が可能な場合。

常設直流電源喪失により，直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V主母線盤２Ｂの電圧喪失を確認した場合において，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器からの給電が可能な場合。

(b) 操作手順
代替直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(b) 操作手順
代替直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

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

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

また，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1

また，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧操作は，中央制御室対応を運転員等（当直名にて作業を実施した場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備による直流電運転員）1名にて作業を実施した場合，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替

源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

低圧電源車及び可搬型整流器による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで1分以内で可能である。

49

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 代替交流電源設備による復旧

東海第二ｂ．代替交流電源設備による復旧

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場

合，代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し合，代替交流電源設備により直流125V充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源て逃がし安全弁の機能を復旧する。

を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V

喪失を確認した場合において，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替

主母線盤２Ｂの電源喪失を確認した場合において，常設代替交流電源設備として使用する常交流電源設備いずれかの設備からの給電が可能な場合。

設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車いず
れかの設備からの給電が可能な場合。

(b) 操作手順
代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(b) 操作手順
代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

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

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

また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作

また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）

業を実施した場合，代替交流電源設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開1名にて作業を実施した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置

放まで約 1 分で可能である。

又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで1分以内で可能である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3.16 図に示す。

東海第二(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3－19図に示す。

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備（給電準常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型代替直流電源設備とし備が完了するまでの間は常設代替直流電源設備を使用）若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄電池て使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器（給電準備が完了するまでの間は常設代替

により直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させるか，又は代替逃がし安全弁駆動装置によ直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池を使用） 若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄電

り逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。

池により直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。

常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備又は直流給電
車により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備，第二代

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備として使用

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を充電し，直流電源を確保して逃がする常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車にし安全弁の機能を復旧する。

より直流125V充電器を充電し，直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

逃がし安全弁作動用窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，高圧窒素ガス供逃がし安全弁の作動に必要な窒素の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，非常用窒素供給系の高圧窒素ガスボンベにより窒素ガスを確保し，逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉

給系又は可搬型窒素供給装置（小型）により窒素を確保し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を作を減圧する。

動させて発電用原子炉を減圧する。また，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）を作動させて発電用原子炉を減圧する。

なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素ガスの供給圧力を設定する。

なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素の供給圧力を設定する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

東海第二1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出/格

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／

納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した

央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

原子炉格納容器の破損を防止するための手動操作による発電用原子炉の減圧手順については

原子炉格納容器の破損を防止するための手動操作による発電用原子炉の減圧手順については「1.3.2.1(1)a.手動操作による減圧」にて整備する。

「1.3.2.1(1)ａ.手動操作による減圧」にて整備する。

1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) EOP「原子炉建屋制御」(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，原子インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，原炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを

子炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを停止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉圧力容器への注水が必要とな停止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉圧力容器への注水が必要となる。

る。

破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁又はタービン・バイパス弁により発発電用原子炉を減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇所の電用原子炉を減圧することで，原子炉建屋原子炉棟への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇隔離を行う。

所の隔離を行う。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

非常用炉心冷却系の吐出圧力上昇，原子炉建屋内の温度上昇若しくはエリア放射線モニタの

非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の吐出圧力上昇，原子炉水位のパラメータ変

指示値上昇等漏えいが予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生によりインタ

化，原子炉建屋原子炉棟内の温度上昇若しくはエリア放射線モニタの指示値上昇等漏えいがーフェイスシステム LOCA の発生を判断した場合。

予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生によりインターフェイスシステム
ＬＯＣＡの発生を判断した場合。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b.操作手順EOP「原子炉建屋制御」における操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.3.13
図及び第 1.3.14 図に，タイムチャートを第 1.3.15 図に示す。

東海第二ｂ．操作手順非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」における操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.3－16図及び第1.3－17図に，タイムチャートを第1.3－18図に示す。

① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフェイスシステム LOCA の発生を判断し，中央制御室運転員に原子炉手動スクラムの実施並びに破断箇所の特定及び隔離を指示①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生を判断し，運転員等に破断箇所の特定及び隔離を指示する。

する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二②運転員等は中央制御室にて，発生した警報及びパラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作にて隔離を実施する。
③発電長は，運転員等に破断箇所の隔離ができない場合は，原子炉スクラム及び主蒸気隔離
弁の閉操作を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラム及び主蒸気隔離弁の閉操作を実施する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室非常用換気系の起動操作を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室非常用換気系の起動操作を実施する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系を1系統以上の起動後，発電用原子炉の減圧操作及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動操作を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系を1系統以上の起動操作を実施する。
⑨運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁により原子炉急速減圧を行い，発電用原子炉の減圧を実施することで，原子炉建屋原子炉棟への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。逃がし安全弁による減圧ができない場合，主蒸気隔離弁が開可能であれば，主復水器を使用したタービン・バイパス弁による発電用原子炉の減圧を実施する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑩運転員等は逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施した場合，中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動操作を実施する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル２）から原
子炉水位低（レベル３）の間で維持するように指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル２）から原子炉水位低（レベル３）の間に維持し，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に漏えい箇所の隔離を指示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による漏えい箇所の隔離を実施し，原
子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを停止する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持するように指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉注水が可能な系統又は低圧代替注水系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉手動スクラムを実施する。また，発生した警報及びパラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施する。
③当直副長は，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施できない場合
は，中央制御室運転員に非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注
水系の起動操作を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動操作を実施する。
⑤当直副長は，非常用ガス処理系の起動，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動後，運転員に発電用原子炉の減圧操作，原子炉水位低下操作及び原子炉建屋環境悪化（建屋温度，
建屋圧力，建屋放射線量）抑制操作の開始を指示する。
⑥a 復水器使用可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，大気圧まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑥b 復水器使用不可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，減圧完
了圧力まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，低圧注水系 2 系以上又は代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 1）から原子炉水位低（レベル 1.5）の間で維持する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ指示値及び燃料取替
エリア排気放射線モニタ指示値が制限値以下の場合，原子炉区域･タービン区域換気空調系の起動操作を実施し，原子炉建屋環境（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）の悪化を抑制する。
⑨現場運転員 C 及び D は，中央制御室からの遠隔操作により破断箇所を隔離できない場合は，蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装着し（現場運転員 E 及び F は装着補助を行う），原子炉建屋（管理区域）にて隔離弁を全閉することで原子炉冷却材圧力バウンダ
リからの漏えいを停止する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，各種監視パラメータの変化から破断箇所の隔離が成功していることを確認し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除熱を行う。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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c.操作の成立性

東海第二ｃ．操作の成立性

上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名

上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，インターフェイスシステム LOCA 発生から破断施した場合，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生から破断箇所の隔離完了まで12分以内で箇所の隔離完了まで 15 分以内で可能である。

可能である。

中央制御室からの隔離操作を実施ができない場合の現場での隔離操作は，1 ユニット当たり中中央制御室からの隔離操作を実施できない場合の現場での隔離操作は，運転員等（当直運転

央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，イン員）2名及び運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4名にて作業を実施した場合，イ

ターフェイスシステム LOCA 発生から破断箇所の隔離完了まで約 240 分で可能である。

ンターフェイスシステムＬＯＣＡ発生から破断箇所の隔離完了まで300分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。なお，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，漏えいした水の滞留及び蒸気による高湿度環境が想定されるため，現場での隔離操作は環境性等を考慮し，自給式呼吸用保護具を着用する。

［中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性］
インターフェイスシステム LOCA が発生する可能性のある操作は，定例試験として実施する非常用炉心冷却系電動弁手動開閉試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

【中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性】
インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生する可能性のある操作は，定期試験として実施
する非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系電動弁作動試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，し，系統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することと系統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしていしている。しかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分のる。しかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分の過圧を示

過圧を示す警報及び漏えい関連警報が発生した場合は，同試験を実施していた非常用炉心す警報及び漏えい関連警報が発生した場合は，同試験を実施していた非常用炉心冷却系及び冷却系でインターフェイスシステム LOCA が発生していると判断することで漏えい箇所及び隔離

原子炉隔離時冷却系でインターフェイスシステムＬＯＣＡが発生していると判断することですべき遠隔操作弁の特定が容易となり，中央制御室からの遠隔隔離操作を速やかに行うことが漏えい箇所及び隔離すべき遠隔操作弁の特定が容易となり，中央制御室からの遠隔隔離操作可能である。

を速やかに行うことが可能である。

57

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［現場での隔離操作の成立性］
隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。
［溢水の影響］隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステム LOCA により漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。
［インターフェイスシステム LOCA の検知について］

東海第二【現場隔離操作の成立性】
隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。
【溢水の影響】隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステムＬＯＣ
Ａにより漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。
【インターフェイスシステムＬＯＣＡの検知について】

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉格納容器内外のパラメータ等によりインタインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉格納容器内外のパラメータ等によりーフェイスシステム LOCA と判断する。非常用炉心冷却系ポンプ設置室は原子炉建屋内においてインターフェイスシステムＬＯＣＡと判断する。非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系

各部屋が分離されているため，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により，漏えい箇所のポンプ室は，原子炉建屋原子炉棟内において各部屋が分離されているため，床漏えい検出を特定するための参考情報の入手並びに原子炉建屋の状況確認が可能である。

器及び火災報知器により，漏えい場所を特定するための参考情報の入手が可能である。

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

逃がし安全弁，中央制御室監視計器類への電源供給手順及び可搬型代替直流電源設備，常設代

非常用交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給手順について

圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設

は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による逃がし安全弁，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに可搬型
窒素供給装置（小型），常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交
流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び非常用交流電源
設備への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

58

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.3.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順対応手段，
対処設備，手順書一覧（1/4）

分類（フロントライン系故障時）

対応
手段

自動減圧系

第1.3－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1／7）（フロントライン系故障時）
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
所内常設直流電源設備※３
常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
代替所内電気設備
燃料給油設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３

自動減圧系

設備

自主対策

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」－※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

自主対策設備

自主対策設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

フロントライン系故障時

重大事故等
対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」

重大事故等対処設備

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）（設計基準拡張）

第二代替交流電源設備 ※3

タービンバイパス弁
タービン制御系

手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

過渡時自動減圧機能
自動減圧系の起動阻止スイッチ
逃がし安全弁（自動減圧機能）※２
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

手動操作による減圧（逃がし安全弁）

フロントライン系故障時減圧の自動化

対処設備

減圧の自動化

非常用交流電源設備

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ
自動減圧機能用アキュムレータ
所内蓄電式直流電源設備 ※3
可搬型直流電源設備 ※3
常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3対応
手段－ ※1，※2

重大事故等

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
自動減圧系の起動阻止スイッチ
逃がし安全弁（自動減圧機能付き
C,H,N,T の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

手順書

重大事故等対策要領※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

59

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／7）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

タービン・バイパス弁
タービン制御系

手順書

自主対策設備

手動操作による減圧（タービン・バイパス弁の手動操作による減圧）

フロントライン系故障時

自動減圧系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

60

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／7）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

サポート系故障時

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

可搬型代替直流電源設備
代替所内電気設備
常設代替直流電源設備
逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
燃料給油設備※３

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

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁（自動減圧機能）※４
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」事故時運転操作手順書(徴候ベース）

重大事故等対処設備

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

事故時運転操作手順書(徴候ベース）※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

※３

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

自主対策設備

代替逃がし安全弁
駆動装置による減圧

高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガス供給系配管・弁自動減圧機能用アキュムレータ
逃がし弁機能用アキュムレータ

対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

高圧窒素ガス供給系(代替逃がし安全弁駆動装
置）
逃がし安全弁（自動減圧機能なし
D,E,K,U の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

可搬型直流電源設備 ※3
AM 用切替装置（SRV）
常設代替直流電源設備
逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ

手順書

重大事故等
対応設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時
－

対処設備

重大事故等
対応設備

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

常設直流電源系統

分類
対応手段

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
ＡＭ設備別操作手順書※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

61

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／7）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備手順書

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備－ ※4

可搬型直流電源設備 ※3－ ※3

逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁自動減圧機能用アキュムレータ
所内常設直流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
代替所内電気設備
燃料給油設備※３
可搬型窒素供給装置（小型）

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）※５
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用逃がし安全弁駆動系配管・弁常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

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

重大事故等対処設備

非常用窒素供給系
非常用逃がし安全弁駆動系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対処設備※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁自動減圧機能用アキュムレータ
所内常設直流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
代替所内電気設備
燃料給油設備※３

手順書

自主対
策設備

第二代替交流電源設備 ※3

対処設備

重大事故等対処設備

サポート系故障時

－

自主対策
設備

代替交流電源設備
による復旧

重大事故等
対処設備

常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3

可搬型窒素供給装置（小型）による 非常用逃がし安全弁駆動系による 逃がし安全弁の背圧
原子炉減圧
対策
窒素確保

自主対策
設備

代替直流電源設備による復旧

サポート系故障時

直流給電車及び電源車 ※3対応
手段

重大事故等対処設備

高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガス供給系配管・弁

分類

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
常設直流電源

対処設備

重大事故等
対処設備

逃がし安全弁の
背圧対策

－

対応手段

非常用窒素供給系による窒素確保

分類

備考

重大事故等対策要領－※６※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

62

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／7）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

可搬型代替直流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

重大事故等対処設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

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

サポート系故障時

重大事故等対策要領

常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

63

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/4）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6／7）（原子炉格納容器の破損防止，インターフェイスシステム LOCA 発生時）

（原子炉格納容器の破損防止）
分類

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

－

対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
所内常設直流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ初期対応」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

自主対策設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

対応
手段

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書(徴候ベース）「原子炉建屋制御」等

自主対策設備高圧炉心注水系注入隔離弁

重大事故等対処設備（設計基準拡張）発生時

原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離－機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器の破損防止

重大事故等
対処設備

タービンバイパス弁
タービン制御系手順書

炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ
自動減圧機能用アキュムレータ

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ
自動減圧機能用アキュムレータ

発電用原子炉の減圧

インターフェイスシステム
L
O
C
A

対処設備

重大事故等対処設備

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱の防止

原子炉格納容器の破損防止

－

対応手段

備考

重大事故等対策要領※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

重大事故等対処設備

原子炉建屋原子炉区域内の圧力上昇抑制及び環境改善

原子炉建屋ブローアウトパネル ※5※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

64

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／7）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁手順書

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」
重大事故等対策要領

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ
タービン・バイパス弁
タービン制御系

自主対策設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

※1：運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：過渡時自動減圧機能の対象はＢ及びＣである。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7個のうち2個に接続する。
※5：非常用逃がし安全弁駆動系の対象はＡ，Ｇ，Ｓ及びＶである。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。

65

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
第1.3.2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/6）
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）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」

補機監視機能原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能復水器器内圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「急速減圧」

補機監視機能原子炉圧力容器内の圧力

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
復水器器内圧力

補機監視機能復水器真空度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

補機監視機能復水器真空度

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧
ａ．手動操作による減圧

66

注水手段の確保（運転状態）

補機監視機能

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位
操作

注水手段の確保（運転状態）

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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の圧力

判断基準

判
断
基
準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧
ａ．手動操作による減圧

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

備考

重大事故等対処に係る監視計器

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

操作

操
作

第1.3－2表
監視計器一覧（1／6）

判断基準

判
断
基
準

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水器器内圧力

東海第二

原子炉圧力容器内の水位

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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水器真空度
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

補機監視機能復水器真空度柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／6）

監視計器一覧（2/6）
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）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の温度

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

原子炉圧力容器温度67

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

原子炉圧力容器内の圧力操作

操作
原子炉格納容器内の放射線量率

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

監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧
ａ．手動操作による減圧

判断基準

判断基準

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉圧力容器内の水位

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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（3/6）
手順書

重大事故等の対応に必要となる監視項目

東海第二
監視計器一覧（3／6）

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
電源
AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

電源

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

駆動源の確保

非常用窒素供給系供給圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

注水手段の確保（運転状態）

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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

ＡＭ設備別操作手順書

操作
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
b．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
電源

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）操作
補機監視機能直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

駆動源の確保

非常用窒素供給系供給圧力

注水手段の確保（運転状態）

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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

ＡＭ設備別操作手順書
操作原子炉圧力容器内の圧力

電源

判断基準

判断基準
補機監視機能直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
a．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

操作

原子炉圧力容器内の圧力

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

判断基準

判断基準
補機監視機能備考

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力68

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（4/6）

備考

監視計器一覧（4／6）
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）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
電源

判断基準

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）操作
補機監視機能1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

操作

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

非常用窒素供給系供給圧力

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力

補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力ＡＭ設備別操作手順書
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
高圧窒素ボンベ圧力低警報「急速減圧」等
駆動源の確保
非常用窒素供給系供給圧力
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

操作

補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ドライウェル入口圧力低警報
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力低警報

補機監視機能判断基準

判断基準

補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力

ＡＭ設備別操作手順書
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保【非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ切替え】
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
高圧窒素ボンベ圧力低警報「急速減圧」等
駆動源の確保
非常用窒素供給系供給圧力

操作

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保【窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え】
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低警報「急速減圧」等
駆動源の確保操作

補機監視機能直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」

東海第二非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力

補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力

判断基準

ＡＭ設備別操作手順書
1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放
非常時運転手順書Ⅱ
高圧窒素ボンベ圧力低警報（徴候ベース）
非常用窒素供給系供給圧力
駆動源の確保
「急速減圧」等
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力ＡＭ設備別操作手順書

69

操作

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力
非常用逃がし安全弁駆動系窒素ボンベ圧力

補機監視機能非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力
非常用逃がし安全弁駆動系窒素ボンベ圧力柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（5/6）
手順書

東海第二

備考

監視計器一覧（5／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）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）1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「原子炉建屋制御」等
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

格納容器バイパスの監視

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
ドライウェル雰囲気温度
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
ドライウェルサンプ水位

漏えい関連警報

RHR ポンプ(A)室床漏えい
RHR ポンプ(B)室床漏えい
RHR ポンプ(C)室床漏えい
HPCF(B)ポンプ室床漏えい
HPCF(C)ポンプ室床漏えい
RCIC ポンプ室床漏えい
RCIC 蒸気管圧力低RCIC 蒸気管流量大CUW 差流量大

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
プロセス放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射線モニタ

格納容器バイパスの監視

判断基準

操作

補機監視機能1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

漏えい関連警報操作

70

格納容器バイパスの監視

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）
ドライウェル圧力
ドライウェル雰囲気温度
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
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力【漏えい検知】
LDS RHR EQUIP AREA TEMP HI
LDS RHR EQUIP ROOMS AMBIENT TEMP HI
LDS RCIC EQUIP AREA TEMP HI
LDS RCIC PIPE AREA TEMP HI
LDS CUW ROOMS TEMP HI
LDS CUW ROOMS AMBIENT TEMP HI
原子炉建屋内放射線モニタ警報【床漏えい警報】
RHR PUMP A(B,C) AREA FLOODING
RHR Hx A(B) AREA FLOODING
LPCS PUMP AREA FLOODING
HPCS PUMP AREA FLOODING
RCIC PUMP AREA FLOODING【漏えい検知】
RCIC STEAM LINE BREAK ⊿P HIGHLDS CUW ⊿F HIGH OR CONT. TROUBLE
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）
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
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力【漏えい検知】
LDS RHR EQUIP AREA TEMP HI
LDS RHR EQUIP ROOMS AMBIENT TEMP HI
LDS RCIC EQUIP AREA TEMP HI
LDS RCIC PIPE AREA TEMP HI
LDS CUW ROOMS TEMP HI
LDS CUW ROOMS AMBIENT TEMP HI
原子炉建屋内放射線モニタ警報
プロセス放射線モニタ警報

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧（6/6）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／6）
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）1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「原子炉建屋制御」等
原子炉圧力容器への注水量

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

補機監視機能水源の確保

原子炉格納容器内の温度

操
作

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

サプレッション･チェンバ･プール水位
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度
原子炉補機冷却海水系ポンプ(A)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(D)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(E)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(F)吐出圧力

監視パラメータ（計器）1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

復水器器内圧力71

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

補機監視機能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
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量

補機監視機能復水器真空度

漏えい関連警報【漏えい検知】
ISOLATION SYS MS LINE PRESS LOWISOLATION SYS MS LINE FLOW HIGHLDS CUW ⊿F HIGH OR CONT. TROUBLE
RCIC STEAM LINE BREAK ⊿P HIGHLDS MS TUNNEL TEMP HI
LDS T/B MS LINE TEMP HI【床漏えい警報】
HPCS PUMP AREA FLOODING
RCIC PUMP AREA FLOODING
LPCS PUMP AREA FLOODING
RHR PUMP A(B,C) AREA FLOODING
RHR Hx A(B) AREA FLOODING
R/B EAST SUMP PUMP AREA FLOODING
R/B WEST SUMP PUMP AREA FLOODING【原子炉建屋サンプ液位警報】
R/B FD SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B ED SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B SD SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B OD SUMP A(B) LEVEL HI OR HI-HI OR POWER
FAILURE【原子炉建屋サンプ温度警報】
R/B ED SUMP A OR B TEMP HIGH
【原子炉建屋内異常漏えい警報】
R/B FD SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
R/B ED SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
R/B SD SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
【圧力警報】
HPCS SPRAY HEAD TO TOP OF CORE-PLATE ⊿P HIGH
HPCS PUMP SUCTION PRESS HI/LO
RCIC PUMP SUCTION PRESS HIGH
RHR INJECTION VALVE ⊿P LOW
RHR PUMP DISCH PRESS ABNORMAL HI/LO
RHR SHUTDOWN HEADER PRESS HIGH
LPCS INJECTION VALVE ⊿P LOW
LPCS PUMP ABNORMAL HI/LO DISCH PRESS
火災報知器警報
原子炉建屋内ダストモニタ警報

操作

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.3.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
対象条文

【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

逃がし安全弁

第 1.3－3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
給電元
給電母線

供給対象設備対象条文

供給対象設備

所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

備考

逃がし安全弁

所内常設直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤【1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するための手順等

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

72

給電元
給電母線

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

73

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

74

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

75

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

76

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

77

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

78

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

79

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

80

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

81

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

82

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

83

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

84

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

85

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

86

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

87

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

88

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

89

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

90

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

91

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

92

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

93

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

94

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

95

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

96

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

97

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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

東海第二
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＜ 目 次 ＞＜

1.4.1 対応手段と設備の選定

1.4.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水

目 次 ＞

ａ．発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 復旧
ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備
ｂ．発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水ⅱ) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱

ⅲ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
c. 手順等(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 復旧
ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備
ｃ．手順等

1

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.4.2 重大事故等時の手順

1.4.2 重大事故等時の手順

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

a. 低圧代替注水

ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）(c) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水(d) 消火系による原子炉圧力容器への注水(e) 補給水系による原子炉圧力容器への注水

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) サポート系故障時の対応手順
a. 復旧(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水(b) 低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

b. 重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a. 低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却(b) 消火系による残存溶融炉心の冷却(c) 消火系による残存溶融炉心の冷却(d) 補給水系による残存溶融炉心の冷却(c) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）
b. 重大事故等時の対応手段の選択(e) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）
ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水ｂ．原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱(a) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択

3

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) サポート系故障時の対応手順
a. 復旧(a) 残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱
b. 重大事故等時の対応手段の選択

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱
ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

1.4.2.3 設計基準事故対処設備による対応手順(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

4

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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【要求事項】

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二1.4 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【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準

事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整

原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水モード）による冷却機能である。
また，発電用原子炉停止中において， 設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による崩壊熱除去機能である。

１「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による冷却機能である。
また，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能である。

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等ため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等につについて説明する。

いて説明する。

5

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.4.1 対応手段と設備の選定

1.4.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷

及び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注及び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注水モード）を設置している。

水系）及び低圧炉心スプレイ系を設置している。

発電用原子炉停止中において，発電用原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設
備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を設置している。

発電用原子炉停止中において，発電用原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設
備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を設置している。

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

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原

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

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

る対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.4－1図）。

する（第 1.4.1 図）。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※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

な設備。

設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけで選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけでなく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。）のなく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明

要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明

確にする。

確にする。

6

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 対応手段と設備の選定の結果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) 対応手段と設備の選定の結果
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）若しくは低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として重大事故等の対処に用いる。

残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

残留熱除去系（低圧注水系）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

・給水系配管・弁・スパージャ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

7

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・原子炉補機冷却系

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

なお，残留熱除去系（低圧注水系）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いる。
低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・チェンバ
・低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・非常用交流電源設備

４
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。

・燃料給油設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

8

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・再循環系配管・弁・原子炉補機冷却系

・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備
・燃料給油設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水モード及機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水系）及び原子炉停止時冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）並びに低圧炉心スプレイ系の故障を想定する。また，サ

失又は原子炉補機冷却系の故障を想定する。

ポート系故障として，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障を想定する。

さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。

さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準

規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。

策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.4.1 表に整理する。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.4－1表に整理する。

a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備

ａ．発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の故障により発電用原子炉

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の故の冷却ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系

障により発電用原子炉の冷却ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系

により発電用原子炉を冷却する手段がある。

（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により発電用原子炉を冷却する手段が
ある。

9

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・非常用交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

10

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・第二代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

・燃料給油設備(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽11

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・ホース・接続口

・ホース・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

また，低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

12

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(ⅲ) 代替循環冷却系による発電用原子炉の冷却
代替循環冷却系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・代替循環冷却系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備(ⅲ)消火系による発電用原子炉の冷却(ⅳ) 消火系による発電用原子炉の冷却消火系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

消火系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

13

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・消火系配管・弁・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・非常用交流電源設備

・非常用交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備(ⅴ) 補給水系による発電用原子炉の冷却補給水系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備14

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・

低圧代替注水で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽，低圧弁，残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・代替注水系配管・弁，残留熱除去系Ｃ系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設

スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代

備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，

替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口

西側淡水貯水設備，ホース，低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ及び燃料給油設備

及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

は重大事故等対処設備として位置付ける。

防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系の有する原子炉格納容器からの除熱機能を代替することを目的に設置した設備であり，発電用原子炉が高圧状態から低圧注水に移行することを考慮した注水量としていないため，低圧注水への移行段階での炉心損傷を防止するための注水量としては十分ではない場合があるが，低圧で注水が可能な設備であるため，低圧注
水手段としては有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により代替
循環冷却系が使用可能となれば，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。

15

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，消火系配管・弁耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消要な火災が発生していない場合において，発電用原子炉を冷却する手段として有効で火が必要な火災が発生していない場合において，発電用原子炉を冷却する手段としてある。

有効である。

・残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系(B)及び(C)配管・弁・スパー
ジャ※1
当該配管を用いた注水手段は使用に制限（原子炉圧力容器への注水流量が少ない，注水流量の監視ができない，現場での系統構成が必要）があるが，残留熱除去系(A)及び(B)配管から注水ができない場合において，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
※1：高圧炉心注水系配管・弁・スパージャのうち，復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁は重大事故等対処設備であるが，原
子炉圧力容器への注水ラインの配管・弁・スパージャは自主対策設備として位置付ける。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク，補給水系配管・弁耐震性は確保されていないが，使用可能であれば発電用原子炉を冷却する手段として有効である。

16

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 復旧

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 復旧

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，設計基準事故対処設備であ残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却ができない場合は，「(a)ⅰ.低る残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができ

圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非ない場合は，「(a)ⅰ) 低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備を用いて緊常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷急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。
）を却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧し，発電用原子炉を冷却する

受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給し，残留熱除去手段がある。

系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系を復旧し，発電用原子炉を冷却する手段がある。

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給

常設代替交流電源設備及び代替残留熱除去系海水系へ燃料を給油し，電源の供給を継続し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水モード）を十分な期間， 運することにより，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系を十分な期間，運転継続することが可能である。

転継続することが可能である。

また，発電用原子炉停止後は発電用原子炉からの除熱を長期的に行うため，残留熱除去

また，発電用原子炉停止後は発電用原子炉からの除熱を長期的に行うため，残留熱除去

系（原子炉停止時冷却モード）に移行する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）につ系（原子炉停止時冷却系）に移行する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，

いては，「b.(b)ⅰ.復旧」にて整理する。

「ｂ．(b)ⅰ) 復旧」にて整理する。

(ⅰ)代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧(ⅰ) 代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

・給水系配管・弁・スパージャ

17

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・原子炉補機冷却系

・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース
・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

・燃料給油設備
なお，残留熱除去系（低圧注水系）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

としてのみ用いる。
(ⅱ) 代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧
代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・チェンバ
・低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備18

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・チェンバ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ，原子炉圧力容器，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系海水系ストレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレー
ナ，常設代替交流電源設備，低圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系が使用可能となれば，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により残存しする場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火た溶融炉心を冷却する手段がある。

系及び補給水系により残存した溶融炉心を冷却する手段がある。

19

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅰ)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

・燃料給油設備(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽・ホース・接続口

・ホース・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

・燃料給油設備

・燃料補給設備20

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却は，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備の淡水だけでなく，海水も利用できる。
(ⅲ) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・代替循環冷却系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備(ⅲ)消火系による残存溶融炉心の冷却(ⅳ) 消火系による残存溶融炉心の冷却

消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

21

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二・消火系配管・弁・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備(ⅴ) 補給水系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・

低圧代替注水で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽，低圧弁，残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・代替注水系配管・弁，残留熱除去系Ｃ系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設

スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代

備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，

替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口

西側淡水貯水設備，ホース，低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ，代替循環冷却系

及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

ポンプ，サプレッション・チェンバ，残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管・弁，
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系海水系ス
トレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

22

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

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

以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合においても，残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合においても，残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により代替
循環冷却系が使用可能となれば，残存した溶融炉心を冷却する手段として有効である。

・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，消火系配管・弁耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

火が必要な火災が発生していない場合において，残存した溶融炉心を冷却する手段と要な火災が発生していない場合において，残存した溶融炉心を冷却する手段として有して有効である。

効である。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク，補給水系配管・弁耐震性は確保されていないが，使用可能であれば，残存した溶融炉心を冷却する手段として有効である。

23

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備

ｂ．発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水

発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止

発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止

時冷却モード）の故障により発電用原子炉からの除熱ができない場合は，低圧代替注水系

時冷却系）の故障により発電用原子炉からの除熱ができない場合は，低圧代替注水系（常（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段があ設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により発電用原子る。

炉を冷却する手段がある。

これらの対応手段で使用する設備は，「a.(a)ⅰ.低圧代替注水」で選定した設備と同様である。

これらの対応手段で使用する設備は，「ａ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
ⅱ) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱
非常用電源が使用可能な場合において，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱ができない場合に，原子炉冷却材浄化系により発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。
(ⅰ) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱
原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材浄化系ポンプ
・原子炉圧力容器
・原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器
・再循環系配管・弁・原子炉冷却材浄化系配管・弁・給水系配管・弁・原子炉補機冷却系ポンプ
・原子炉補機冷却系熱交換器
・原子炉補機冷却系配管・弁・補機冷却系海水系ポンプ24

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備において，重大事故対処設備としての位置付けは，「ａ．
(a)ⅰ) 低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の設備により，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱

以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設

除去系（原子炉停止時冷却モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却するこ備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合においても，発電用原子炉とができる。

を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・原子炉冷却材浄化系，原子炉補機冷却系ポンプ，原子炉補機冷却系熱交換器，原子炉
補機冷却系配管・弁，補機冷却系海水系ポンプ
原子炉運転停止直後の発電用原子炉からの除熱を行うための十分な熱交換量が確保できず，耐震性は確保されていないが，原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器への原
子炉補機冷却系の通水が可能であれば，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の崩壊
熱除去機能が喪失した場合において，発電用原子炉からの除熱を行う手段として有効である。

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 復旧(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 復旧

発電用原子炉停止中において，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，発電用原子炉停止中において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障によ

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子り，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子

炉からの除熱ができない場合は，「(a)ⅰ.低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源

炉からの除熱ができない場合は，「(a)ⅰ) 低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機

源設備を用いて緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２

冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停Ｄへ電源を供給し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系によ

止時冷却モード）を復旧し，発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。

り冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。

常設代替交流電源設備， 第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給

常設代替交流電源設備及び代替残留熱除去系海水系へ燃料を給油し，電源の供給を継続し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を十分なすることにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を十分な期間，運転継続すること

期間，運転継続することが可能である。

が可能である。

25

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅰ)代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧

東海第二(ⅰ) 代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

黄色ハッチング：前回からの変更点

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧で使用する設備
は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・再循環系配管・弁・原子炉補機冷却系

・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・燃料給油設備26

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代替交流
電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容器，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁，再循環系配管・弁，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系海水系ストレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ，常設代替交流電源
設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，
給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（ 設計基準拡張）
として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉からの除熱を行うことができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系が故障した場合においても，発電用原子炉からの除熱を行うことができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用可能となれば，発電用原子炉からの除熱を行う手段として有効である。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

27

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 手順等
上記「a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備」及び「b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二
ｃ．手順等
上記「ａ．発電用原子炉運転中の対応手段及び設備」及び「ｂ．発電用原子炉停止中の対応
手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベー

これらの手順は，運転員等※２及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱス）（以下「EOP」という。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下「SOP」と（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアいう。），事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）（以下「停止時 EOP」という。），AM 設

アクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.4－1

備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.4.1 表）。

表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.4.2 表，第 1.4.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.4－2表，第1.4－3表）。
※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.4.2 重大事故等時の手順

1.4.2 重大事故等時の手順

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

a. 低圧代替注水

ａ．低圧代替注水

給水・復水系，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，残留熱除去系（低圧

給水・復水系，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，残留熱除去系（低注水モード）が故障により使用できない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が故障により使用できない場合は，低圧代替注水系（常設）搬型）及び消火系による原子炉圧力容器への代替注水を同時並行で準備する。

及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段を同時並行で準備する。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，上記代替注水手段のうちポンプ 1 台以上を起原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開

搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち低圧で原子炉圧力容器への注水可始する。

能な系統1系統以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以

また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水

上又は上記代替注水手段のうち 2 系以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち低圧で原子炉圧力容器への注

逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子水可能な系統1系統以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁に

炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した代替注水手段のうち，低圧代替注水系

よる発電用原子炉の減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子炉圧力容器への（常設），消火系，低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。

注水に使用する手段は，準備が完了した手段のうち，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合
は，上記注水手段及び代替注水手段のうち使用できる手段にて原子炉圧力容器へ注水する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合
は，上記注水手段及び代替注水手段のうち使用できる手段にて原子炉圧力容器へ注水する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
ⅰ. 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ⅰ) 手順着手の判断基準

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧

給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合において，低圧代替注

水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場

水系（常設）及び注入配管が使用可能な場合※1。

合において，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合※１。

※1:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

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

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手の対応フローを第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.7 図に，タイムチャートを順の対応フローを第1.4－2図及び第1.4－4図に，概要図を第1.4－8図に，タイムチャート

第 1.4.8 図から第 1.4.11 図に示す。

を第1.4－9図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注水系（常設）による

炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合は，原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉を指示する。

②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁の電源切替え操作を実施する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合は，原子炉冷却材浄化系吸込弁を全閉とする。

30

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認に必要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計器の電源が確保さする。

れていることを状態表示等にて確認する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注水系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポ④運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モードを選択し，低圧代

ンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

替注水系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注水系ポンプの起動，及び常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認するとともに常設低圧代替注水系系統分離弁，原子炉注水弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁が自動開したことを確認する。

31

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑥c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑥d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力以下であることを確⑤発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

認後，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
a⑧ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｃ系注入弁の全開操作を実施する。

⑧b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑧c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑧d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑧e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑨a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）指示値の上昇及び原子系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）か

位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉

なお，原子炉圧力容器への注水と原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合は，格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格

原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイに必要な系統構成を行

納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開して

い，原子炉圧力容器への注水と原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

スプレイを実施する。

⑨b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑨c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼す
る。

33

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性

残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した低圧代替注水系（常設）によ

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断しる原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確てから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで9分以内で可能で認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原ある。

子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した低圧代
替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転
員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合 :約 40 分
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合:約 25 分
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合:約 30 分
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，15 分以内で可能である。

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

なお，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断してから低圧代替
注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで9分以内で可能である。

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

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b)低圧代替注水系（可搬型） による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）
ⅰ. 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）ⅰ) 手順着手の判断基準

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧

給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合において，低圧代替注

水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場

水系（可搬型）及び注入配管が使用可能な場合※1。

合において，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※１。

※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場※1：設備に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保され合。

ⅱ. 操作手順ている場合。

ⅱ) 操作手順

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

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

手順の対応フローを第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.12 図及び第 1.4.18 図

手順の対応フローを第1.4－2図及び第1.4－4図に，概要図を第1.4－10図及び第1.4－12図に，タイムチャートを第 1.4.13 図から第 1.4.17 図及び第 1.4.19 図に示す。

に，タイムチャートを第1.4－11図，第1.4－13図及び第1.4－14図に示す（残留熱除去系Ｃ系配管を使用する原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水及び低圧炉心スプレイ系配管を使用する原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の手順は，手順⑤以外同様。
）
。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【交流動力電源が確保されている場合】［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原

黄色ハッチング：前回からの変更点①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。

子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）に②発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用したよる原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホ低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

ース接続及び起動操作を依頼する。
③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の電源切替え操③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注作を実施する。また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮④発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

断弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)のどちらかを選択し全開操作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系
配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥a 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑥b 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥c 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑦a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作及び原子炉圧力指示値
が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系
洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑦b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作及び原子炉圧力指示値
が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系
洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑦c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑦d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑦e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。
⑤ａ残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所
東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合
運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を全開とする。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤ｂ低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧
力容器注水流量調整弁を全開とする。

⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作⑥発電長は，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを報告する。

を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択した送水ラインからの可搬型代⑦災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を報告するととも

替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。

に重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中⑩当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

水の確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから送水するため，MUWC 接続口外側隔⑧重大事故等対応要員は，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中

離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，高所送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告す

西側接続口，高所東側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を全開とし，低圧代替注る。

水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）又は低圧代替注水系原系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

子炉注水流量（可搬ライン用），（可搬ライン狭帯域用）指示値の上昇及び原子炉水位し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）か

指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプレイする場合は， 残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開してスプレイを実施する。
b⑫ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容⑪発電長は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】［全交流動力電源が喪失している場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原

黄色ハッチング：前回からの変更点①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。

子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）に②発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用したよる原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホ低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

ース接続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必③運転員等は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
④現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復
水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)のどち
らかを選択し全開操作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系
配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(B)及び残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(A)及び残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑥c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(C)及び残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑥d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(B)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め
弁(B)の全開操作を実施する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑥e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め
弁(C)の全開操作を実施する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以④発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に下であることを確認後，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

容器への注水の確認を指示する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから送水するため，MUWC 接続口外側隔
離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤ａ残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所
東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合
運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原
子炉圧力容器注水流量調整弁の全開操作を実施する。
⑤ｂ低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁の全開操作を実施する。
⑥発電長は，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを報告する。
⑦災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を報告するとともに重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑧重大事故等対応要員は，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口，高所東側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を全開とし，低圧代替注
水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。

⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は， 原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）又は低圧代替注水系原直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧

子炉注水流量（可搬ライン用），（可搬ライン狭帯域用）指示値の上昇及び原子炉水位

力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持す指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原る。

子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑪c 残留熱除去系(C)及び高圧炉心注水系(B)，(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容⑪発電長は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたこ器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

とを災害対策本部長代理に報告する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，運転員が実施する発電用原子炉運転中において，上記の操作は作業開始を判断してから，低圧代替注水系

原子炉建屋での各注入配管の系統構成を，交流電源が確保されている場合は 1 ユニット当（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のたり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて，全交流動力電

とおり。

源が喪失している場合は 1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。
【交流動力電源が確保されている場合】［交流電源が確保されている場合］
残留熱除去系(A)(B)注入配管使用の場合：約 25 分
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合：約 65 分高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合 ：約 30 分

【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。

高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合 ：約 55 分

【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

43

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［全交流動力電源が喪失している場合］
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】：約 135 分【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への残留熱除去系(B)(C)注入配管使用の場合 ：約 85 分

注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）

高圧炉心注水系(B)(C)注入配管使用の場合：約 75 分

・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，165分以内で可能である。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策
要員が実施する屋外での可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な 1 ユニ
ット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで約 330 分で可能であ
る。

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二
なお，発電用原子炉停止中の当直要員の体制において，上記の操作手順は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

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

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備をる。可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

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

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

45

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(c) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ⅰ) 手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，代替循環冷却系が使用可能な場合※１。
※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（代替循
環冷却系Ｂ系による原子炉圧力容器への注水手順も同様。）。手順の対応フローを第1.4－2
図及び第1.4－4図に，概要図を第1.4－15図に，タイムチャートを第1.4－16図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水に必
要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の電源切替え操作を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水に必
要な電動弁の電源が確保されたことを状態表示にて確認する。また，ポンプ及び監視計器の電源並びに冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミ
ニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ
イパス弁を全閉とするとともに代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系Ａ系テスト弁を全開とする。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力指示値が約1.2MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑥発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の全開操作を実施した後，代替
循環冷却系Ａ系注入弁の全開操作を実施するとともに，代替循環冷却系Ａ系テスト弁の全閉操作を実施する。

46

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷
却系原子炉注水流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉
水位高（レベル８）に維持する。
ⅲ) 操作の成立性
発電用原子炉運転中において，上記の操作は，運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉
圧力容器への注水開始まで41分以内で可能である。
さらに，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替循
環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで41分以内で可能である。

47

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水
ⅰ. 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(d) 消火系による原子炉圧力容器への注水ⅰ) 手順着手の判断基準

給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設）及び注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子合において，消火系及び注入配管が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するため

炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，消火系が使用可能な場合※１。たに消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

だし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場
合。

※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを

第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.20 図に，タイムチャートを第 1.4.21 図か

第1.4－2図及び第1.4－4図に，概要図を第1.4－17図に，タイムチャートを第1.4－18図にら第 1.4.24 図に示す。

示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉圧力容器へ

注水準備開始を指示する。

の注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

③運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を全閉とする。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉圧力容④発電長は，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。

器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。

⑤運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が約0.79MPa［gage］以上であることを確認する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二③a 残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③b 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 E 及び F は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は， 復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作を実施する。
⑦a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑦b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑦c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑦d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑦e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現場での手動全開操作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を
緊急時対策本部に報告する。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であ黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑥発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

ることを確認後，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁及び残留熱除去系Ｂ系
注入弁の全開操作を実施する。

⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑪c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は， 残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑪d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑪e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。
⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告す

し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）かるとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

ベル８）の間で維持する。

※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉

なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格

子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系Ｂ系注入弁の全閉後，残留熱除去系

納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開してＢ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ｂ系Ｓ／Ｃスプレイ弁を全開としてスプレイを

スプレイを実施する。

実施する。

⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性

残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容

発電用原子炉運転中において，上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名にて作業を実器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで56分

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系以内で可能である。

による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
残留熱除去系(C)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 5 号炉
運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 40 分で可能である。
高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧
力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現
場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
なお，原子炉圧力容器への注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで5分以内で可能である。
さらに，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）3名により実施し，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで56分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(e) 補給水系による原子炉圧力容器への注水ⅰ) 手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設），代替
循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，補給水系が使用可能な場
合※１。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合。

51

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 操作手順
補給水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を第1.4－2図及び第1.4－4図に，概要図を第1.4－19図に，タイムチャートを第1.4－20図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉圧力容器への注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
③発電長は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切替えを依頼する。
④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切替えを指示する。
⑤重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切替えを実施し，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切替えが完了したことを報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。
⑥運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁を全開とする。
⑦運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を全閉とする。
⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を全開とする。
⑨発電長は，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水準備のため，復水移送ポンプの起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が約0.84MPa［gage］以上であることを確認する。
⑪発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

52

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁の全開操作を実施後，注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，
原子炉格納容器内にスプレイを実施する場合は，残留熱除去系Ｂ系注入弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ｂ系Ｓ／Ｃスプレイ
弁を全開としてスプレイを実施する。
ⅲ) 操作の成立性
発電用原子炉運転中において，上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉
圧力容器への注水開始まで110分以内で可能である。
なお，原子炉圧力容器への注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで5分以内で可能である。
さらに，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員4名により実施し，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで110分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

53

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－35図に示す。

外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能で

外部電源，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により交流動力電源が確保であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場

きた場合，代替淡水貯槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。

注水する。代替淡水貯槽が使用できない場合，代替循環冷却系，消火系，補給水系又は低圧代
替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。

交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧
代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処す

交流動力電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，重大事故等へ対処するために消火系によるるために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの使用可能確認できた場合に実施する。

が確認できた場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切替えに時間を要することから，消火系による原子炉圧力容器への注水ができず復水貯蔵タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する際の系統の選択は，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を優先して使用する。優先順位は以下のとおり。

優先①：残留熱除去系(B)注入配管（中央制御室からの操作が可能）

優先①：代替循環冷却系Ａ系

優先②：残留熱除去系(A)注入配管（中央制御室からの操作が可能）

優先②：代替循環冷却系Ｂ系

優先③：残留熱除去系(C)注入配管
優先④：高圧炉心注水系(B)注入配管
優先⑤：高圧炉心注水系(C)注入配管

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) サポート系故障時の対応手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) サポート系故障時の対応手順

a. 復旧

ａ．復旧

(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水(a) 残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（低圧注水モード）

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）

による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系（低圧注水系）の電源を復により冷却水を確保することで，残留熱除去系（低圧注水モード）にて原子炉圧力容器へ注水

旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保する。

することで，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉圧力容器へ注水を実施する。

なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

なお，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
また，残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系に関する手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃが受受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水系）が使用可能な状態※１に復旧された場合。

※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

保されている状態。

55

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 操作手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 操作手順

残留熱除去系(B)（低圧注水モード）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水手順の概要は

残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水手順の概要は以以下のとおり（残留熱除去系(A)（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水手順も下のとおり（残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系によ同様)。概要図を第 1.4.25 図に，タイムチャートを第 1.4.26 図に示す。

る原子炉圧力容器への注水手順も同様。
）。概要図を第1.4－21図に，タイムチャートを第
1.4－22図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)（低圧①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（低圧注水モード）の起動に必要なポン②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系の起動に必要なポンプ，

プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されて電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに冷却水が確保されているこいることを状態表示にて確認する。

とを状態表示等にて確認する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)（低圧注水モード）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除去③運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動操作を実施し，残留熱系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残留熱除去系

除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認後，発電長に残(B)（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。

留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。

⑤当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系ポンプ(B)の吐出圧力以下であるこ④発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

とを確認後，中央制御室運転員に，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)を全開として原子炉圧力容器への⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を全開として原子炉圧力容器への注水を開始する。

注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告すするとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レるとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

ベル８）の間で維持する。

56

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉

なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格

子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系Ａ系注入弁を全閉後，残留熱除去系

納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開してＡ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｃスプレイ弁を全開してスプレイを実

スプレイを実施する。

施する。

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ) 操作の成立性

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

発電用原子炉運転中において，上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器

容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。

への注水開始まで2分以内で可能である。

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

なお，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水開始まで2分以内で可能である。

57

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(b) 低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により低圧炉心スプレイ系の電源を復旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保すること
で，低圧炉心スプレイ系にて原子炉圧力容器へ注水を実施する。
なお，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置に関する手順等については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
また，残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系に関する手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
ⅰ) 手順着手の判断基準
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水系）が復
旧できず，低圧炉心スプレイ系が使用可能な状態※１に復旧された場合。
※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。
ⅱ) 操作手順
低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.4－23図に，タイムチャートを第1.4－24図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること並びに冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。

58

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二③運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系ポンプの起動操作を実施し，低圧炉
心スプレイ系ポンプ吐出圧力指示値が1.66MPa［gage］以上であることを確認後，発電長に低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
④発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に
低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁を全開として原子炉圧力容器への注水を開始する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧炉心ス
プレイ系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ⅲ) 操作の成立性
発電用原子炉運転中において，上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで2分以内で可能である。
なお，発電用原子炉停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応は発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで2分以内で可能である。

59

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－35図に示す。

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流動力電源が確保で補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注きた場合，残留熱除去系海水系の運転が可能であれば残留熱除去系（低圧注水系）により原子水する。

炉圧力容器へ注水する。また，残留熱除去系（低圧注水系）が復旧できず，残留熱除去系海水系の運転が可能であれば低圧炉心スプレイ系により原子炉圧力容器へ注水する。

原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（低残留熱除去系海水系の運転ができない場合，緊急用海水系を運転し，残留熱除去系（低圧注

圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要水系）により原子炉圧力容器へ注水する。緊急用海水系の運転ができない場合，代替残留熱除することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。

去系海水系を設置し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器へ注水するが，代替発電用原子炉停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの残留熱除去系海水系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉除熱を実施する。

圧力容器への注水を並行して実施する。原子炉運転停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を実施する。

60

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損しペデス

格納容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系により原子炉格納容器下部へ注水することでタル（ドライウェル部）へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル

落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存したにより原子炉圧力容器へ注水することで残存した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉

場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器へ注水することで残存した溶融炉心を冷却し，原子格納容器への放熱を抑制する。

炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱を抑制する。

a. 低圧代替注水

ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可能な場合

した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2※２※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼。

。
デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な（140m3/h，35～70m3/h）が確保され， 更に低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，更に低圧代替注水系（常設）により原子炉容器への注水に必要な流量（30m3/h）が確保できる場合。

圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h～50m３／h）が確保できる場合。

なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水

なお，十分な注水流量が確保できない場合には原子炉格納容器内へのスプレイを優箇所を選択する。
ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管

先する。
ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却については，｢(1)ａ．(a) 低圧代替
注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水｣の操作手順と同様である。

及び残留熱除去系(A)注入配管を使用した手順と同様である。

61

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
なお，手順の対応フローを第 1.4.6 図に示す。また，概要図は第 1.4.7 図，タイムチャー
トは第 1.4.8 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二なお，手順の対応フローを第1.4－7図に示す。また，概要図は第1.4－8図，タイムチャートは第1.4－9図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性

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

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断し実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器へのてから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで9分以内で可能

注水開始までの所要時間は以下のとおり。

である。

残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）が使用できず，代替循環冷却系による原子炉
圧力容器への注水が可能な場合※２。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇
又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2：代替循環冷却系により原子炉格納容器内へのスプレイに必要な流量（150m３／h）を確保し，さらに原子炉圧力容器への注水量（100m３／h）が確保できる場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却については，｢(1)ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水｣の操作手順と同様である。
なお，手順の対応フローを第1.4－7図に示す。概要図は第1.4－15図，タイムチャートは
第1.4－16図と同様である。

62

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで41分以内で可能である。

(b) 消火系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ. 手順着手の判断基準(c) 消火系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）が使用できず，消火系による原子炉圧力容器へした場合において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系が使用できず，消火系にの注水が可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火よる原子炉圧力容器への注水が可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処するために消火災が発生していない場合

系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な（140m3/h，35～70m3/h）が確保され，更に消火系により原子炉圧力容器への注水に必要流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，更に消火系により原子炉圧力容器への注水

3

な流量（30m /h）が確保できる場合。

に必要な流量（14m３／h～50m３／h）が確保できる場合。

なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇

なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイを優先

所を選択する。
ⅱ. 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管又は残留熱除去系(A)注入配管をする。
ⅱ) 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，｢(1)ａ．(d) 消火系による原子炉圧力容器への注水｣の操作手順と同様である。

使用した手順と同様である。
なお，手順の対応フローを第 1.4.60 に示す。また，概要図は第 1.4.20 図，タイムチャー
トは第 1.4.21 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運

なお，手順の対応フローを第1.4－7図に示す。また，概要図は第1.4－17図，タイムチャートは第1.4－18図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで56分以内で可能である。

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系
による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

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

63

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(d) 補給水系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系が使用できず，補給水系による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※２。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇
又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，更に補給水系により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h～50m３／h）が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを優先する。
ⅱ) 操作手順
補給水系による残存溶融炉心の冷却については，｢(1)ａ．(e) 補給水系による原子炉圧
力容器への注水｣の操作手順と同様である。
なお，手順の対応フローを第1.4－7図に示す。また，概要図は第1.4－19図，タイムチャートは第1.4－20図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで110分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

64

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）
ⅰ. 手順着手の判断基準

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

備考

(e) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）ⅰ) 手順着手の判断基準

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断し原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断た場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系が使用できず，低圧代替注水系（可搬した場合において，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可能な場※2型）による原子炉圧力容器への注水が可能な場合 。

合※２。

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な（140m3/h，35～70m3/h）が確保され，更に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力流量（130m３／h，30m３／h～80m３／h）が確保され，更に低圧代替注水系（可搬型）容器への注水に必要な流量（30m3/h）が確保できる場合。

により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h～50m３／h）が確保できる場
合。

なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇

なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイを優先

所を選択する。

する。

ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(b) 低圧代替ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却については，｢(1)ａ．(b)低圧代

注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）」の操作手順（交流電源が替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）｣の操作手順【交流動力確保されている場合）のうち，残留熱除去系(B)注入配管又は残留熱除去系(A)注入配管を電源が確保されている場合】と同様である。

使用した手順と同様。ただし，MUWC 接続口内側隔離弁の操作については，リンク機構を取り外さず，MUWC 接続口内側隔離弁(B)の場合は屋外（緊急時対策要員）にて，MUWC 接続口内側隔離弁(A)の場合は非管理区域（運転員）にて遠隔手動弁操作設備を使用して行う。
なお，手順の対応フローを第 1.4.6 図に示す。また，概要図は第 1.4.12 図，タイムチャートは第 1.4.17 図及び第 1.4.27 図に示す。

なお，手順の対応フローを第1.4－7図に示す。概要図は第1.4－10図，タイムチャートは
第1.4－11図と同様である。

65

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ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，運転員が実施する原子
炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(A)(B)注入配管使用の場合：約 20 分
また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作に必要な 1 ユ
ニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。

［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合 ］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合 約 330 分
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却開始まで約 330 分で可能である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

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

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備をる。可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

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

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

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－35図に示す。

代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場合，

代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。復水貯蔵槽

代替淡水貯槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水し，残が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。代替淡水貯槽が使用できない場合，代替循環冷却系，消火系，補存した溶融炉心を冷却する。

給水系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段については，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備する。
また，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち原子炉圧力容器への注水可能な系統1系統以上を起動し，注水のための系
統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。

なお，消火系による原子炉圧力容器へ注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処する

なお，消火系による原子炉圧力容器へ注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消ために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確

火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの使用可能が認できた場合に実施する。

確認できた場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切替えに時間を要することから，消火系による原子炉圧力容器への注水ができず復水貯蔵タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，注水流量が多いものを優先して使用する。
優先順位は以下のとおり。

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する際の系統の選択は，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を優先して使用する。優先順位は以下のとおり。

優先①：残留熱除去系(B)注入配管

優先①：代替循環冷却系Ａ系

優先②：残留熱除去系(A)注入配管

優先②：代替循環冷却系Ｂ系

68

備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

備考

ａ．低圧代替注水
発電用原子炉停止中に低圧注水系が機能喪失した場合の対応手順については「1.4.2.1(1)a.(a)発電用原子炉停止中に原子炉圧力容器への注水する機能が喪失した場合の対応手順について

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」，「1.4.2.1(1)a.(b)低圧代替注水系（可は「1.4.2.1(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」，「1.4.2.1(1)搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）」及び「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原子炉

ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」，「1.4.2.1(1)

圧力容器への注水」の対応手順と同様である。

ａ．(c) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」，「1.4.2.1(1)ａ．(d) 消火系による原子炉圧力容器への注水」及び「1.4.2.1(1)ａ．(e)補給水系による原子炉圧力容器への注水」の対応手順と同様である。
なお，手順の対応フローを第 1.4.5 図に示す。

なお，手順の対応フローを第 1.4－5 図及び 1.4－6 図に示す。
ｂ．原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱(a) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が喪失した場合，非常用電源が使用可能であれば原子炉冷却材浄化系ポンプを起動して原子炉除熱を実施する。
ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱ができない場合において，原子炉冷却材浄化系が使用可能な場合※１。
※1：設備に異常がなく，電源及び冷却水が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.4－25
図に，タイムチャートを第1.4－26図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。

69

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二④運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱に必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていること並びに冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器温度調整弁の温度設定が40℃であることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系吸込弁が全開であることを確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系内側隔離弁，原子炉冷却材浄化系外側隔離弁及び原子炉冷却材浄化系ミニフロー弁を全開とする。
⑧運転員等は，発電長に原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）及び原子炉冷却材浄化系ポン
プ（Ｂ）の起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）メカシールパージ水ラ
イン仕切弁を全開とする。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）メカシールパ
ージ水ライン調整弁を調整開とし，メカシールパージ流量を調整する。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）を起動し，原子炉冷却材浄化系系統流量指示値の上昇を確認する。
⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系フィルタ脱塩器バイパス弁を調整開とし，原子炉冷却材浄化系ミニフロー弁を全閉とする。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）メカシールパージ水ラ
イン仕切弁を全開とする。
⑮運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）メカシールパ
ージ水ライン調整弁を調整開とし，メカシールパージ流量を調整する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）を起動し，原子炉冷却材浄化系フィルタ脱塩器バイパス弁を調整開とする。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑰運転員等は，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）及び原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）の起動が完了したことを発電長に報告する。
⑱発電長は，運転員等に原子炉冷却材浄化系再生熱交換器のバイパス運転による原子炉
除熱を指示する。
⑲運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器バイパス弁を全開とする。
⑳運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系原子炉戻り弁を全閉として，原子炉
冷却材浄化系原子炉出口温度指示値の上昇が緩和したことを確認し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱開始まで202分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－35図に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が喪失した場合，常用電源が使用可能であれば原子炉冷却材浄化系により原子炉除熱する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) サポート系故障時の対応手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二(2) サポート系故障時の対応手順

a. 復旧

ａ．復旧

(a) 残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時

却モード）による発電用原子炉からの除熱ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第冷却系）による発電用原子炉からの除熱ができない場合は，常設代替交流電源設備により残二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉

留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の電源を復旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）にて発は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（原子炉停止時冷電用原子炉からの除熱を実施する。

却系）にて発電用原子炉からの除熱を実施する。

なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

なお，常設代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
また，残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系に関する手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃが受電受電が完了し，残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧されされ，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱除去系（原子た場合。

炉停止時冷却系）が使用可能な状態※１に復旧された場合。

※1:設備に異常がなく，電源及び補機冷却水が確保されており，原子炉水位指示値が原子※1：設備に異常がなく，電源及び冷却水が確保されており，原子炉水位指示値が原子炉水位

炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持され，かつ原子炉圧力

低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値

指示値が規定値以下の状態。

が0.93MPa［gage］以下の状態。

72

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 操作手順

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅱ) 操作手順

残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱手順

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱手順のの概要は以下のとおり（残留熱除去系(A)（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉

概要は以下のとおり（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ｂ系による発電用原子炉からからの除熱手順も同様）。概要図を第 1.4.28 図に，タイムチャートを第 1.4.29 図に示す。

の除熱手順も同様。
）。概要図を第1.4－27図に，タイムチャートを第1.4－28図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。

却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。

②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）の起動に必④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系の起動に必要要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに補機冷却水が確保されていること，原子炉なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに冷却水が確保されていること，原子炉水水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持されて位指示値が原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持されいること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以ていることを状態表示等にて確認する。

下であることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）が使用可能か確認する。
⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系Ａ系レグシールライン弁を全閉とする。
④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）による発電⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）入口弁を全閉とするとともに用原子炉からの除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁(B)，残留

再循環系ポンプ（Ａ）が停止していることを確認し，再循環系ポンプ（Ａ）出口弁を全閉とする。

熱除去系最小流量バイパス弁(B)を全閉，残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁(B)，
残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を全閉とする。
⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系外側隔離弁の全開操作を実施するとともに残留熱除去系内側隔離弁の全開操作を実施する。

73

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ(B)吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑥現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ(B)及び残留熱除去系最小流量バイパス
弁(B)の MCC 電源｢切｣操作を実施する⑨運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却ライン入口弁の全開操作を実施するとともに残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却注入弁を調整開とする。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）運転の準備⑩運転員等は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系運転の準備完了を発電長に報完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）による発告する。
⑪発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による発電用原子炉

電用原子炉からの除熱開始を指示する。

からの除熱開始を指示する。

⑨中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除去⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動操作を実施し，残留熱系ポンプ(B)の吐出圧力が上昇したことを残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力にて確認後，除去系ポンプ（Ａ）の吐出圧力が上昇したことを残留熱除去系ポンプ吐出圧力にて確

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。

認後，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開⑩中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去⑬運転員等は中央制御室にて，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系(B)熱交換器入口温度指示値の低下により系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確確認し，当直副長に報告する。

認し，発電長に報告する。

始する。

74

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二ⅲ) 操作の成立性

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

上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名にて作業を実施した

転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉

冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始まで 20 分以内で可能である。

からの除熱開始まで147分以内で可能である。

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－35図に示す。

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流動力電源が確保で補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子

きた場合，残留熱除去系海水系の運転が可能であれば残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に炉からの除熱を実施する。

より発電用原子炉からの除熱を実施する。

原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（原残留熱除去系海水系が運転できない場合，緊急用海水系を運転し，残留熱除去系（原子炉停

子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施するが，代替原子炉補機冷却系

止時冷却系）により発電用原子炉からの除熱を実施する。緊急用海水系の運転ができない場合，の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設） 等による原子炉圧力容器への注水を

代替残留熱除去系海水系を設置し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉

並行して実施する。

の除熱を実施するが，代替残留熱除去系海水系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。

75

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

1.4.2.3 設計基準事故対処設備による対応手順(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水

残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベル 1）又はドライウェル圧力高）

残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル１）又による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧注水モード）を起動し，サはドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧

プレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

注水系）を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

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

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

b. 操作手順
残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

ｂ．操作手順残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系による原子炉圧力容概要図を第 1.4.30 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

器への注水手順も同様。
）。概要図を第1.4－29図に，タイムチャートを第1.4－30図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原②運転員等は中央制御室にて，手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レ

子炉水位低（レベル 1）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプが起動し，

ベル１）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプ（Ａ）が起動し，残留熱除残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったことを確認後，当直副長に残去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上となったことを確認後，発電長に残留熱留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったことを確認後，中央制御
室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示す

除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下となったことを確認後，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

る。
④中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動操作，又は自動起動信号（原子炉④運転員等は中央制御室にて，手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル

水位低（レベル 1）及び原子炉圧力低，又はドライウェル圧力高及び原子炉圧力低）によ

１）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系Ａ系注入弁が全開となったことを確認

り残留熱除去系注入弁が全開となったことを確認する。

する。

76

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告す

統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともるとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の

ル 8）の間で維持する。

間で維持する。

※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉

なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁を全閉後，残留熱除去系格納

炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系Ａ系注入弁を全閉後，残留熱除去系Ａ

容器冷却流量調節弁及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁を全開してスプレイ

系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｃスプレイ弁を全開としてスプレイを実を実施する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1ユニット当たり中央制御室運転員2名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

施する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してか
ら残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水開始まで3分以内で可能である。
(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水
低圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライ
ウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により低圧炉心スプレイ系ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合。
ｂ．操作手順低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.4－31図に，タイムチャートを第1.4－32図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧炉心スプレイ系による原子炉圧
力容器への注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，手動起動操作又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により低圧炉心スプレイ系ポンプが起動し，低圧炉心ス
プレイ系ポンプ吐出圧力指示値が1.66MPa［gage］以上となったことを確認後，発電長に低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下となったことを確認後，運転員等に低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

77

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二④運転員等は中央制御室にて，手動操作又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）
又はドライウェル圧力高）により低圧炉心スプレイ系注入弁が全開となったことを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧炉心スプレ
イ系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで2分以内で可能である。

(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（原子炉停止時(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除熱を実施する。

熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動し，発電用原子炉からの除熱を実施する。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が規定値以下の場合。
b. 操作手順
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.4.31 図に示す。

原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下の場合。
ｂ．操作手順残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ｂ系による原子炉除熱手順も同様。
）。概要図を第1.4－33図に，タイムチャートを第1.4－34図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉
水位高（レベル 8）の間で維持されていること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モ①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
Ａ系による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持されていることを状態表示等にて確認する。

ードインターロック解除の設定値以下であることを確認する。
③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系Ａ系レグシールライン弁を全閉とする。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）入口弁を全閉とするとともに再循環系ポンプ（Ａ）が停止していることを確認し，再循環系ポンプ（Ａ）出口弁を全閉とす
る。

78

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を全閉とする。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系外側隔離弁の全開操作を実施するとともに残留
熱除去系内側隔離弁の全開操作を実施する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却ライン入口弁の全開操作を実施するとともに残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却注入弁を調整開とする。

③中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁，残留熱除去系最小流量バイパス弁を全閉、残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁，残留熱除去
系ポンプ炉水吸込弁，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施する。
④現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ及び残留熱除去系最小流量バイパス弁の MCC 電源｢切｣操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）運転の準備完
了を当直副長に報告する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。

⑧運転員等は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系運転の準備完了を発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。

⑧中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去ポ⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動操作を実施し，残留熱除去

ンプ吐出圧力指示値が上昇したことを確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁を調整開し，系ポンプ（Ａ）吐出圧力指示値が上昇したことを残留熱除去系ポンプ吐出圧力にて確認後，発電用原子炉からの除熱を開始する。

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。

⑨中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去⑪運転員等は中央制御室にて，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去系系

系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認

統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，発電

し，当直副長に報告する。
c. 操作の成立性

長に報告する。
ｃ．操作の成立性

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

上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名にて作業を実施した場

4 名にて操作を実施した場合，操作開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却モー合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からのド）による発電用原子炉からの除熱開始まで 20 分以内で可能である。

除熱開始まで147分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備

室温は通常運転時と同程度である。

する。室温は通常運転時と同程度である。

79

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順は，「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

備考

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順について
は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽への水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代替

替注水ポンプ（A－2 級）による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供

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

給手順等」にて整備する。

収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

重大事故等の復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並び非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ，可搬型

替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車による常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環

代替注水ポンプ（A－2 級）への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて

冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，電動弁及び監整備する。

視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15
等」にて整備する。

80

事故時の計装に関する手順

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第1.4－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.4.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／9）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する発電用原子炉の冷却）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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

対応
手段

対処設備

手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
低圧炉心スプレイ系ポンプ
サプレッション・チェンバ
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

重大事故等
対処設備

－

低圧炉心スプレイ系
による発電用原子炉の冷却

原子炉圧力容器

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等

ＡＭ設備別操作手順書

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等
対処設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器分類

残留熱除去系（低圧注水系）
による発電用原子炉の冷却残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（低圧注水モード）
による発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

残留熱除去系ポンプ
原子炉圧力容器
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による発電用原子炉からの除熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

81

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／9）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

対処設備

重大事故等対処設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

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

低圧炉心スプレイ系

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

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

自主対策設備代替循環冷却系による発電用原子炉の冷却※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパー
ジャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」※1

残留熱除去系（低圧注
水系）

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

フロントライン系故障時

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース)「水位確保」等

自主対策
設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備分類

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

残留熱除去系（低圧注水
モード）

手順書

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

82

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／9）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）対応
手段

残留熱除去系（低圧注水
モード）

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

フロントライン系故障時対処設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

83

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

重大事故等対策要領

残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対応
手段

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

補給水系による発電用原子炉の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

消火系による発電用原子炉の冷却

分類

備考

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

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／9）（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」

残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース

手順書

自主対策設備

サポート系故障時

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

全交流動力電源
残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース

自主対策設備代替交流電源設備による
低圧炉心スプレイ系の復旧

低圧炉心スプレイ系ポンプ
サプレッション・チェンバ
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対処設備

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

サポート系故障時

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

分類

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

対処設備

備考※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

84

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

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（5/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／9）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）

分類

対応
手段

対応
手段

対処設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

可搬型代替注水大型ポンプ※１ホース※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

85

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパー
ジャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備－

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」※1

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」

自主対策設備消火系による
残存溶融炉心の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

分類

重大事故等対処設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対処設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／9）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

自主対策設備消火系による残存溶融炉心の冷却

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領－

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

自主対策設備補給水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

86

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／9）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

87

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパー
ジャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

重大事故等対処設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

代替循環冷却系による発電用原子炉の冷却多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注
水）」※1

対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

対応
手段

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

フロントライン系故障時

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策
設備

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

分類

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

備考

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（7/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／9）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）対応
手段

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

手順書

対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候
ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

対処設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

88

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱

原子炉冷却材浄化系ポンプ
原子炉圧力容器原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器
再循環系配管・弁
原子炉冷却材浄化系配管・弁給水系配管・弁原子炉補機冷却系ポンプ
原子炉補機冷却系熱交換器
原子炉補機冷却系配管・弁補機冷却系海水系ポンプ

手順書

自主対策設備

フロントライン系故障時※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対応
手段

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障 時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

分類

補給水系による発電用原子炉の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

消火系による発電用原子炉の冷却

分類

備考

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（8/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／9）（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系海水系

対処設備

残留熱除去系ポンプ
原子炉圧力容器
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース

手順書

自主対策設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧

サポート系故障時

全交流動力電源

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備（設計基準拡張

サポート系故障時

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

対応
手段

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

対処設備

備考

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）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

89

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.4.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

判断基準

監視パラメータ（計器）判断基準

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

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

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」
を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作

操作

原子炉圧力容器内の水位

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

第1.4－2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／17）

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

備考90

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン
狭帯域用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

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

操作91

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(c) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉圧力容器内の水位

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作92

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(d) 消火系による原子炉圧力容器への注水

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

判断基準

判断基準

電源

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作93

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(e) 補給水系による原子炉圧力容器への注水

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

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

操作94

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

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）

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」

判断基準
操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器内の水位

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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

操作95

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(b) 低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

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

操作96

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

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

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書

操作97

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

原子炉格納容器内の温度

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書

操作98

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（5/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

操作

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(c) 消火系による残存溶融炉心の冷却

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

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

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書

操作99

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(d) 補給水系による残存溶融炉心の冷却判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

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

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作

100

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（6/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／17）
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）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

操作

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(e) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

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

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
ＡＭ設備別操作手順書

操作

101

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（13／17）
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）1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱(a) 原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

補機監視機能Ｍ／Ｃ ２Ｂ－２電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｂ－２電圧
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

原子炉冷却材浄化系系統流量
原子炉冷却材浄化系原子炉出口温度
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器出口温度

ＡＭ設備別操作手順書

操作

102

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（7/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の水位

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

判断基準

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

補機監視機能最終ヒートシンクの確保

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

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）「停止時崩壊熱除去制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

操作

103

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（8/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（15／17）
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）1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
原子炉圧力容器内の水位監視パラメータ（計器）1.4.2.3 設計基準事故対処設備による対応手順(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等

水源の確保

サプレッション・プール水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
P/C E－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉圧力容器内の圧力

判断基準

判断基準

補機監視機能重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

104

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（16／17）
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）1.4.2.3 設計基準事故対処設備による対応手順(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作

105

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（9/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（17／17）
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)1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度
残留熱除去系(C)熱交換器入口温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
P/C E-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量

ＡＭ設備別操作手順書

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

監視パラメータ（計器）1.4.2.3 設計基準事故対処設備による対応手順(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

106

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.4.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.4－3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【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

給電元
給電母線

供給対象設備

復水移送ポンプ

対象条文

供給対象設備

給電元
給電母線

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。
）

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｍ／ＣＭ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ

残留熱除去系 弁

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

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｍ／ＣＭ／Ｃ ２Ｃ

低圧炉心スプレイ系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC
残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備

M/C C 系
M/C D 系
残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC
中央制御室監視計器類【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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

備考

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源107

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

108

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

109

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

110

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

111

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

112

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

113

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

114

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

115

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

116

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

117

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

118

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

119

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

120

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

121

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

122

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

123

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

124

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

125

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

126

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

127

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

128

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

129

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

130

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

131

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

132

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

133

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

134

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

135

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

136

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

137

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

138

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

139

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

140

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

141

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

142

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

143

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

144

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

145

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

146

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

147

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

148

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

149

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

150

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

151

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

152

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

153

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

154

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

155

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

156

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

157

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

158

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

159

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

160

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

161

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

162

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

163

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

164

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

165

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

166

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

黄色ハッチング：前回からの変更点

東海第二

167

備考