補足-40-10【「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の第54条及び第59条から77条に基づく
主要な重大事故等対処設備一覧表】

（第54条）重大事故等対処設備

注記

機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

アクセスルート確保－

ホイールローダ＊3

可搬型＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備

1

（第59条）緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
機能

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

ほう酸水注入機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

原子炉緊急停止系

原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）＊3
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ＊3

常設
可搬型

制御棒

常設

制御棒駆動機構

常設

制御棒駆動系水圧制御ユニット

常設

常設
常設

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系
ポンプトリップ機能）＊3
再循環系ポンプ遮断器手動スイッ
チ＊3
低速度用電源装置遮断器手動スイ
ッチ＊3

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク

常設

常設

常設

自動減圧系の起動阻止スイ
常設ッチによる原子炉出力急上
自動減圧系
自動減圧系の起動阻止スイッチ＊3
昇防止
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

2

（第60条）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設備
機能

高圧代替注水系による原子炉注水機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設高圧代替注水系ポンプ

常設

高圧代替注水系タービン止め弁

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

（高圧炉心スプレイ系）
原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイ系ポンプ＊3

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系（サプレッション・チェンバ）

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

高圧炉心スプレイ系による
原子炉注水

ほう酸水注入系による原子炉注水（ほう酸水注入）（原子炉隔離時冷却系）
高圧炉心スプレイ系－

原子炉冷却材圧力バウンダ（逃がし安全弁）
逃がし安全弁（安全弁機能）
常設
リの圧力上昇抑制
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

3

（第61条）原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（逃がし安全弁）

逃がし安全弁［操作対象弁］

常設（アキュムレータ）

自動減圧機能用アキュムレータ

常設

過渡時自動減圧機能＊4

常設

自動減圧系の起動阻止スイッチ＊4

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

可搬型整流器可搬型

125V系蓄電池Ａ系・Ｂ系

逃がし安全弁用可搬型蓄電池＊4

可搬型

アキュムレータ

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

可搬型

アキュムレータ

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベ

可搬型

（高圧炉心スプレイ系注入弁）

高圧炉心スプレイ系注入弁

常設（原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁）

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

常設（低圧炉心スプレイ系注入弁）

低圧炉心スプレイ系注入弁

常設（残留熱除去系Ａ系注入弁）

残留熱除去系Ａ系注入弁

常設（残留熱除去系Ｂ系注入弁）

残留熱除去系Ｂ系注入弁

常設（残留熱除去系Ｃ系注入弁）

残留熱除去系Ｃ系注入弁

常設

逃がし安全弁原子炉減圧の自動化

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
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
非常用窒素供給系による窒素確保
非常用逃がし安全弁駆動系
による原子炉減圧

インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ隔離弁＊3

注記

自動減圧系

125V系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
Ｓ系＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：減圧を行う設備ではないが，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に現場で手動操作により隔離し，漏えい抑制のための減圧を不要とするための設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

4

（第62条）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設備
機能
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
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（可搬型）による原子炉注水機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

（低圧炉心スプレイ系）
残留熱除去系（低圧注水系）

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設－

残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系

サプレッション・チェンバ

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

代替循環冷却系による残存
溶融炉心の冷却残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

低圧炉心スプレイ系による
原子炉注水

－

－

（残留熱除去系（低圧注水系））
低圧炉心スプレイ系

残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除
熱（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

緊急用海水系

残留熱除去系海水系

残留熱除去系海水系
注記（残留熱除去系海水系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

5

（第63条）最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(1/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

耐圧強化ベント系一次隔離弁

常設

耐圧強化ベント系二次隔離弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

サプレッション・チェンバ

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

注記

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

6

（第63条）最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(2/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除
熱（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
水の除熱

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））（サプレッション・チェンバ）（残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系海水系による除熱

緊急用海水系による除熱
注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設（残留熱除去系海水系）

残留熱除去系海水系＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

7

（第64条）原子炉格納容器内の冷却等のための設備
機能

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）
サプレッション・チェンバ

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
水の除熱

緊急用海水系

残留熱除去系海水系
注記（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

8

（第 65 条）原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(1/2)
機能

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

9

（第 65 条）原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(2/2)
機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減
圧及び除熱

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

10

（第66条）原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
機能

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

－

－

－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

コリウムシールド

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

コリウムシールド

常設

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設高圧代替注水系ポンプ

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

－

－

溶融炉心の落下遅延及び防
止

－

－

注記

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

11

（第67条）水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備(1/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

格納容器内水素濃度（Ｓ
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
常設Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格－
納容器内の水素濃度及び酸格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
常設
素濃度監視
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

12

（第67条）水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備(2/2)
機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

常設

フィルタ装置入口水素濃度＊3常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

13

（第68条）水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
機能

原子炉建屋ガス処理系による水素排出

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

非常用ガス処理系排風機

常設

非常用ガス処理系フィルタトレイ
ン

常設

非常用ガス再循環系排風機

常設

非常用ガス再循環系フィルタトレ
イン

常設

静的触媒式水素再結合器

常設

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

常設

原子炉建屋内の水素濃度監－
原子炉建屋水素濃度常設
視
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

14

（第69条）使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(1/2)
機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ル注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

常設スプレイヘッダ

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ル注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

常設スプレイヘッダ

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料
プール注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

可搬型スプレイノズル

可搬型

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

可搬型

放水砲

可搬型

機能
可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

大気への放射性物質の拡散抑制
注記

サプレッション・チェンバ－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

15

（第69条）使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2/2)
機能

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却）
燃料プール冷却浄化系

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設

代替燃料プール冷却系熱交換器

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系（使用済燃料プール水位・温度
使用済燃料プール水位・温度（Ｓ
常設（ＳＡ広域））
Ａ広域）
使用済燃料プール水位
燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
常設
温度
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールの監視
燃料取替フロア燃料プールエリア
使用済燃料プールエリア放射線モ
放射線モニタ常設
ニタ（高レンジ・低レンジ）
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
使用済燃料プール監視カメラ（使原子炉建屋換気系排気ダクト放射
用済燃料プール監視カメラ用空冷
常設
線モニタ装置を含む）
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

16

（第70条）工場等外への放射線物質の拡散を抑制するための設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

大気への放射性物質の拡散抑制－

海洋への放射性物質の拡散抑制－

航空機燃料火災への泡消火

注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

常設
可搬型
可搬型

放水砲

可搬型

汚濁防止膜

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

可搬型

放水砲

可搬型

泡混合器

可搬型

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

可搬型－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

17

（第71条）重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
機能重大事故等収束のための水源

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2（サプレッション・チェンバ）

－

水の供給
注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

サプレッション・チェンバ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

18

（第72条）電源設備(1/2)
機能常設代替交流電源設備による給電

可搬型代替交流電源設備による給電

所内常設直流電源設備による給電

可搬型代替直流電源設備による給電

代替所内電気設備による給電機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
Ｓ系

非常用所内電気設備

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設代替高圧電源装置

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

125V 系蓄電池Ａ系＊3

常設

125V 系蓄電池Ｂ系＊3

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

可搬型整流器

可搬型

緊急用Ｍ／Ｃ＊3

常設

緊急用Ｐ／Ｃ＊3

常設

緊急用ＭＣＣ＊3

常設

緊急用電源切替盤＊3

常設

緊急用直流 125V 主母線盤＊3

常設

125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
緊急用 125V 系蓄電池＊3
常設
Ｓ系
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

19

（第72条）電源設備(2/2)
機能

非常用交流電源設備

非常用直流電源設備

燃料給油設備による給油機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（２Ｃ非常用ディーゼル発電機）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機＊3

常設（２Ｄ非常用ディーゼル発電機）

２Ｄ非常用ディーゼル発電機＊3

常設（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機）（２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタンク）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタンク）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機燃料油デイタンク）（２Ｃ非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ポンプ）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機＊3
２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料
油デイタンク＊3
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料
油デイタンク＊3
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料油デイタンク＊3
２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海
水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ（軽油貯蔵タンク）

軽油貯蔵タンク＊3（２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機燃料移送ポンプ）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ＊3
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ＊3
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料移送ポンプ＊3（125V 系蓄電池Ａ系）

125V 系蓄電池Ａ系＊3

常設（125V 系蓄電池Ｂ系）

125V 系蓄電池Ｂ系＊3

常設（125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系）

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系＊3

常設（中性子モニタ用蓄電池Ａ系）

中性子モニタ用蓄電池Ａ系＊3

常設（中性子モニタ用蓄電池Ｂ系）

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系＊3

常設

可搬型設備用軽油タンク

常設

タンクローリ

可搬型

軽油貯蔵タンク＊3

常設（軽油貯蔵タンク）２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料移送ポンプ

常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設

常設代替高圧電源装置燃料移送ポ常設
ンプ＊3
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

20

（第73条）計装設備(1/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）
常設
容器内の温
原子炉圧力容器温度＊3
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（燃料域）
度
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系熱交換器入口温度
主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
常設(原子炉圧力)原子炉圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力容器温度
容器内の圧
主要パラメータの他チャンネル
力
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
常設
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。

21

（第73条）計装設備(2/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

主要パラメータの他チャンネル
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
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）(原子炉水位（広帯域）)
原子炉水位（広帯域）
常設
低圧代替注水系原子炉注水流量(原子炉水位（燃料域））
原子炉水位（燃料域）（可搬ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量
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
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力
サプレッション・チェンバ圧力容器内の水
位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（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
原子炉水位（ＳＡ広帯（可搬ライン用）
原子炉水位（広帯域）域）
常設
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ燃料（可搬ライン狭帯域用）
域）
代替循環冷却系原子炉注水流量
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
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・チェンバ圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

22

（第73条）計装設備(3/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

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

高圧代替注水系系統流量

サプレッション・プール水位
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）
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力常設

残留熱除去系系統流量
低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）

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
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）

常設

＊1，＊2

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
代替循環冷却系原子炉
原子炉水位（燃料域）
原子炉圧力
―
常設
注水流量
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
容器への注原子炉水位（ＳＡ燃料域）
水量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(原子炉隔離時冷却系系統
原子炉水位（燃料域）
原子炉隔離時冷却系系
流量)
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
常設
統流量
高圧炉心スプレイ系系統流
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(高圧炉心スプレイ系系統
原子炉水位（燃料域）
高圧炉心スプレイ系系
流量)
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
常設
統流量
原子炉隔離時冷却系系統流
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
量
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(残留熱除去系系統流量)
原子炉水位（燃料域）
低圧炉心スプレイ系系統流残留熱除去系系統流量
常設
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
量
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

23

（第73条）計装設備(4/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等
＊1，＊2

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)
残留熱除去系系統流量

残留熱除去系系統流量
原子炉格納
容器への注
水量

原子炉格納
容器内の温
度

―

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

低圧炉心スプレイ系系
統流量

サプレッション・プール水位
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）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力常設

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
サプレッション・プール水位

常設

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量―低圧代替注水系格納容器下部注水流量

ドライウェル雰囲気温度＊3

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ
雰囲気温度＊3

サプレッション・チェ
ンバ雰囲気温度

サプレッション・プール水
温度＊3

サプレッション・プー
ル水温度―

格納容器下部水温

代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
格納容器下部水位
主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度
主要パラメータの他チャンネル

常設
常設

常設

常設

常設
常設

サプレッション・チェンバ圧力常設
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力
サプレッション・チェ
サプレッション・チェンバ
サプレッション・チェンバ雰囲
常設
＊3
ンバ圧力
圧力
気温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
原子炉格納
容器内の圧
力

ドライウェル圧力＊3

ドライウェル圧力24

（第 73 条）計装設備(5/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

原子炉格納
容器内の放
射線量率

未臨界の維
持又は監視
最終ヒート
シンクの確
保（代替循
環冷却系）

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）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

常設
可搬型

サプレッション・プール水
位＊3

サプレッション・プー
ル水位―

格納容器下部水位

格納容器内水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータの他チャンネル

常設

格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｄ／Ｗ）

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｓ／Ｃ）

常設

格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｓ／Ｃ）

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｄ／Ｗ）

常設

原子炉格納
容器内の水
位

原子炉格納
容器内の水
素濃度

主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ(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）(格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（Ｓ／Ｃ）)
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）(起動領域計装)
平均出力領域計装(平均出力領域計装)
起動領域計装―起動領域計装平均出力領域計装
サプレッション・プー
ル水温度

主要パラメータの他チャンネル
平均出力領域計装
主要パラメータの他チャンネル
起動領域計装主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度

常設

常設

常設
常設
常設

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器出口温度
常設
入口温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
―

25

（第73条）計装設備(6/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等
＊1，＊2

―

代替循環冷却系原子炉
注水流量―

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

最終ヒート
シンクの確
保（代替循
環冷却系）
（続き）

最終ヒート
シンクの確
保（格納容
器圧力逃が
し装置）

最終ヒート
シンクの確
保（耐圧強
化ベント
系）

最終ヒート
シンクの確
保（残留熱
除去系）

注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）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(残留熱除去系熱交換器入口温度)

主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ
サプレッション・プール水位
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）
代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉圧力容器温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水温度
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度

常設
可搬型

常設

常設

フィルタ装置水位

主要パラメータの他チャンネル

常設

フィルタ装置圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置スクラビング水温度

常設

フィルタ装置圧力

常設

フィルタ装置スクラビ
ング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度＊3
耐圧強化ベント系放射線モニタ
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)

残留熱除去系熱交換器
出口温度(残留熱除去系系統流量)

残留熱除去系系統流量

主要パラメータ（フィルタ装置
出口放射線モニタ（高レンジ））の他チャンネル
主要パラメータの他チャンネル
格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉圧力容器温度
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
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）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

常設
常設

常設

常設

常設

常設

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

26

（第73条）計装設備(7/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型(原子炉水位（広帯域）)(原子炉水位（燃料域）)

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

主要パラメータの他チャンネル
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

常設

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）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

常設

＊1，＊2

格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉圧
力容器内の
状態）

格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉格
納容器内の
状態）

(原子炉圧力)

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

ドライウェル雰囲気温度＊3

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力＊3

ドライウェル圧力

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力（ＳＡ）
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）
原子炉圧力容器温度
主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
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）
原子炉圧力容器温度
主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度

常設

常設

常設

常設

(高圧炉心スプレイ系ポン
高圧炉心スプレイ系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(原子炉隔離時冷却系ポン
原子炉隔離時冷却系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(残留熱除去系ポンプ吐出残留熱除去系ポンプ吐
原子炉圧力
常設
圧力)
出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(低圧炉心スプレイ系ポン
低圧炉心スプレイ系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉建
屋内の状
態）

27

（第73条）計装設備(8/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

高圧代替注水系系統流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
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
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プー
サプレッション・プール水
常設
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
ル水位
位＊4
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出
圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
水源の確保
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）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
サプレッション・プール水＊3低圧代替注水系格納容器スプレ
常設
代替淡水貯槽水位位＊4
イ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
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）
サプレッション・プール水位
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。

28

（第 73 条）計装設備(9/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ
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）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
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）
サプレッション・プール水位
主要パラメータの他チャンネル
静的触媒式水素再結合器動作監
視装置
主要パラメータの他チャンネル
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）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

常設
可搬型

水源の確保
（続き）

サプレッション・プール水
位＊4

西側淡水貯水設備水位

原子炉建屋
内の水素濃
度

―

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納
容器内の酸
素濃度

格納容器内酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）(使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）)
使用済燃料プール水位
燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度

使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ

常設

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ

常設

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度

＊3

常設

常設

常設

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
燃料取替フロア燃料プール
使用済燃料プール水位・温度
使用済燃料プールエリ
エリア放射線モニタ（ＳＡ広域）
ア放射線モニタ（高レ常設
原子炉建屋換気系燃料取替
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
ンジ・低レンジ）
床排気ダクト放射線モニタ
使用済燃料プール監視カメラ
原子炉建屋換気系排気ダク
ト放射線モニタ
使用済燃料プール水位・温使用済燃料プール水位・温度度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視（ＳＡ広域）
使用済燃料プール水位
カメラ（使用済燃料プ
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
常設
燃料プール冷却浄化系ポンール監視カメラ用空冷
使用済燃料プールエリア放射線
プ入口温度装置を含む）
モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
使用済燃料
プールの監
視

29

（第 73 条）計装設備(10/10)
機能
発電所内の通信連絡

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

温度，圧力，水位，注水量の計測・監視各計器

圧力，水位，注水量の計
測・監視

各計器

常設
可搬型
常設

可搬型

可搬型

（Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧）

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧＊3

常設（Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧）

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧＊3

常設（Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧）

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧＊3

常設（Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧）

Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧＊3

常設（Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧）Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧＊3

常設

緊急用Ｍ／Ｃ電圧＊3

常設

緊急用Ｐ／Ｃ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤２Ａ電圧）

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧）

直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ
電圧）
（直流±24V 中性子モニタ用分電
盤２Ａ電圧）（直流±24V 中性子モニタ用分電
盤２Ｂ電圧）
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧
直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ電圧

直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

その他＊4

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊3
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）＊3
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）＊3（非常用窒素供給系供給圧力）＊3

直流±24V 中性子モニタ用分電盤
２Ａ電圧＊3直流±24V 中性子モニタ用分電盤
２Ｂ電圧＊3常設
常設
常設

緊急用直流 125V 主母線盤電圧＊3

常設

非常用窒素供給系供給圧力

常設

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
常設
圧力
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧
非常用窒素供給系供給圧力
常設
力
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
非常用窒素供給系供給圧力
常設
素ボンベ圧力注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ
非常用窒素供給系供給圧力30

（第 74 条）運転員が原子炉制御室にとどまるための設備
機能

中央制御室換気系による居住性の確保

原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保

原子炉建屋外側ブローアウ
トパネルの閉止による居住性の確保

中央制御室待避室による居住性の確保

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
酸素濃度計及び二酸化炭素
濃度計による居住性の確保

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（中央制御室遮蔽）

中央制御室遮蔽

常設（中央制御室換気系）

中央制御室換気系空気調和機ファン＊4
中央制御室換気系フィルタ系ファン＊4
中央制御室換気系フィルタユニッ
ト＊4

常設
常設
常設

非常用ガス再循環系排風機

常設

非常用ガス処理系排風機

常設

ブローアウトパネル閉止装置

常設

ブローアウトパネル閉止装置開閉
状態表示

常設

ブローアウトパネル開閉状態表示

常設

中央制御室待避室遮蔽

常設

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊4

可搬型

中央制御室待避室差圧計＊4

常設

衛星電話設備（可搬型）（待避室）＊3，＊4

可搬型

データ表示装置（待避室）＊3，＊4

可搬型

可搬型照明（ＳＡ）＊3，＊4

可搬型

酸素濃度計＊3，＊4

可搬型

二酸化炭素濃度計＊3，＊4

可搬型

－

－

－

中央制御室照明－

チェンジングエリアの設置
可搬型
及び運用による汚染の持ち－
可搬型照明（ＳＡ）＊3，＊4
込みの防止
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

31

（第75条）監視測定設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

放射線量の代替測定

モニタリング・ポスト

可搬型モニタリング・ポスト＊3

可搬型

可搬型ダスト・よう素サンプラ＊3

可搬型

ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

β線サーベイ・メータ＊3

可搬型

ＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

可搬型気象観測設備＊3

可搬型

可搬型モニタリング・ポスト＊3

可搬型

電離箱サーベイ・メータ＊3

可搬型

小型船舶＊3可搬型

可搬型ダスト・よう素サンプラ＊3

可搬型

ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

β線サーベイ・メータ＊3

可搬型

ＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

小型船舶＊3

可搬型

放射能観測車の代替測定

気象観測設備の代替測定

放射線量の測定

放射性物質濃度（空気中・水中・土壌中）及び海上モ
ニタリング

注記

放射能観測車

気象観測設備－－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備

32

（第76条）緊急時対策所
機能

緊急時対策所非常用換気設
備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

放射線量の測定

必要な情報の把握機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

緊急時対策所遮蔽

常設

緊急時対策所非常用送風機＊4

常設

緊急時対策所非常用フィルタ
装置＊4

常設

緊急時対策所加圧設備＊4

可搬型

緊急時対策所用差圧計＊4

常設

酸素濃度計＊3，＊4

可搬型

二酸化炭素濃度計＊3，＊4

可搬型

緊急時対策所エリアモニタ＊4

可搬型

可搬型モニタリング・ポスト

可搬型

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊4常設

無線連絡設備（携帯型）

可搬型

衛星電話設備（固定型）＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）

可搬型

携行型有線通話装置

可搬型

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡ
Ｘ）＊3，＊4

常設

緊急時対策所用発電機＊4

常設

－

－
（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
通信連絡－

緊急時対策所用代替電源設
備による給電緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク
緊急時対策所用発電機給油
ポンプ＊4

常用電源設備緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計＊4
注記

常設
常設
常設

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

33

（第77条）通信連絡を行うために必要な設備
機能

発電所内の通信連絡

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

発電所外（社内外）の通信
連絡

注記

－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

携行型有線通話装置

可搬型

無線連絡設備（携帯型）

可搬型

衛星電話設備（固定型）＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）

可搬型

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊4

常設

衛星電話設備（固定型）＊3，＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）＊3

可搬型

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－Ｆ
ＡＸ）＊3，＊4

常設

データ伝送設備＊3，＊4

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

34

その他の設備機能

重大事故等時に対処するための流路，注水先，注入先，排出元等機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（原子炉圧力容器）

原子炉圧力容器＊3

常設（原子炉格納容器）

原子炉格納容器常設（使用済燃料プール）

使用済燃料プール

常設－

原子炉建屋原子炉棟

常設

（貯留堰）

貯留堰

常設

（取水路，取水ピット）

取水構造物

常設

ＳＡ用海水ピット取水塔

常設

海水引込み管

常設

ＳＡ用海水ピット

常設

緊急用海水取水管

常設

緊急用海水ポンプピット

常設

非常用取水設備
取水路，取水ピット

注記＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：支持構造物，原子炉冷却材圧力バウンダリ構成部等の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

35

添付資料 1

原子炉圧力容器の支持構造物，原子炉冷却材圧力バウンダリ構成部等の重大事故等時における設計上の考慮について
重大事故等対処設備に機能を期待している原子炉圧力容器の支持構造物，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ構成部等については，重大事故等時に必要な機能を発揮できるよう設計する。対象となる設
備及び設計上の考慮を以下に示す。
確認対象
設備・部位

機能

位置付け

原子炉圧力容器
スカート

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉圧力容器の基礎ボルト

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉圧力容器
スタビライザ

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉格納容器
スタビライザ

支持構造物

中性子計測
ハウジング
制御棒駆動機構
ハウジング
中性子束計測案内管

原子炉冷却材
圧力バウンダリ構成部
原子炉冷却材
圧力バウンダリ構成部
炉内構造物

重大事故等時における設計上の考慮

冷却材の流路以外
冷却材の流路以外
冷却材の流路以外
冷却材の流路以外

36・各設備は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して機能を損なわない設計とする。
・重大事故等時に想定される圧力，温度，荷重その他条件に対して，十分な構造及び強度を有する設計とする。

確認対象設備機能位置付け

残留熱除去系ポンプＡ室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

高圧炉心スプレイ系ポンプ室空
調

環境条件の
緩和

建屋空調

電気室及びケー
ブル処理室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

電気室及び空調
機械室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

バッテリー室排風機室＊2 空調

環境条件の
緩和

建屋空調

中央制御室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

常設低圧代替注
水系ポンプ室空
調

環境条件の
緩和

建屋空調

緊急用海水ポン
プピット空調

環境条件の
緩和

建屋空調

緊急時対策所建
屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

非常用ディーゼル発電機室及び
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機室空調緊急用電気室，レシービングタ
ンク室＊1 及びフィルタ装置入口
水素濃度計室空調

重大事故等時における設計上の考慮

・各空調設備（チラーを含む。
）は，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又は緊急時対策所用発電機からの給電により駆動できる設計とする。
・既設の空調設備（チラーを含む。
）は，通常運転時に使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時に使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。新設の空調設備（チラーを含む。
）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，空調の機能に期待するエリアにて設定した環境温度以下に除熱できる容量を有する設計とする。除熱に用いる冷媒は，チラー設備から供給する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，火山の影響を考慮して必要によりフィルタの取替
又は清掃の措置を講じることで火山事象により機能が損なわれない設計とするとともに，基準地震動ＳＳによる地震力に対して機能を損なわない設計とする等，想定される重大事故等時における設置場所の環境条件を考慮した設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，常時運転することで操作が不要な設計又は非常用
炉心冷却系のポンプ等，当該エリア内の設備の起動に伴って自動起動する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

発電機室２Ａ及環境条件のび発電機室２Ｂ
建屋空調
緩和
空調
常設代替高圧電
環境条件の源装置置場（地
建屋空調
緩和
下階）空調
注記 ＊1：第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の設置エリア＊2：中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の設置エリア37

添付資料 2
設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所について

設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所を表1及び図1に示す。

表1 設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所
計装設備

個数

原子炉圧力容器温度＊22

ドライウェル雰囲気温度＊

15

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

4

サプレッション・プール水温度＊34

ドライウェル圧力

2

サプレッション・チェンバ圧力2

サプレッション・プール水位2

格納容器内水素濃度2

格納容器内酸素濃度2

使用済燃料プール水位

2

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度1

使用済燃料プール温度1

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モ
ニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放
射線モニタ

1
4
4

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

注記 ＊：異なる高さ方向に複数の検出器を設置

38

設置場所
原子炉格納容器【図1（5/7），（6/7）
】
原子炉格納容器【図1（5/7），（6/7）
】
原子炉格納容器【図1（3/7）】
原子炉格納容器【図1（1/7），（2/7）
】
原子炉建屋原子炉棟3階【図1（5/7）】
原子炉建屋原子炉棟1階【図1（3/7）】
原子炉建屋原子炉棟地下2階【図1（1/7）】
原子炉建屋原子炉棟3階，4階【図1（5/7），（6/7）
】
原子炉建屋原子炉棟3階，4階【図1（5/7），（6/7）
】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟4階【図1（6/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋付属棟3階【図1（5/7）】

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図 1 配置図(1/7)

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図 1 配置図(2/7)

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図 1 配置図(3/7)

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図 1 配置図(4/7)

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図 1 配置図(5/7)

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図 1 配置図(6/7)

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図 1 配置図(7/7)