東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 102
提出年月日
平成 29 年 11 月 7 日

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

平成 29 年 11 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目－1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に お い て ，重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故（ 運
転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）若し
くは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）が発生した場合
又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場
合における当該事故等に対処するために必要な体制の整備に関し，
原子炉等規制法第４３条の３の２４第１項の規定に基づく保安規定
等において，以下の項目が規定される方針であることを確認すること。
な お ，申 請 内 容 の 一 部 が 本 要 求 事 項 に 適 合 し な い 場 合 で あ っ て も ，
その理由が妥当なものであれば，これを排除するものではない。
【要求事項の解釈】
要求事項の規定については，以下のとおり解釈する。
なお，本項においては，要求事項を満たすために必要な措置のうち，手順等の整備が中心となるものを例示したものである。重大事
故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力には，以下の解釈において規定する内容に加え，設置許可基
準規則に基づいて整備される設備の運用手順等についても当然含まれるものであり，これらを含めて手順書等が適切に整備されなければならない。

1.0－1

また，以下の要求事項を満足する技術的内容は，本解釈に限定されるものではなく，要求事項に照らして十分な保安水準が達成できる技術的根拠があれば，要求事項に適合するものと判断する。

1.0－2

東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重大事故等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある
事故若しくは重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉
施設の大規模な損壊が発生した場合における以下の重大事故等対処設
備に係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し当該事故等に対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備等運用面での対策を行う。
「 1.

重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対応

を 実 施 す る 。 「 2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突 そ の 他 の テ ロ リ ズ ム へ の 対 応 に お け る 事 項 」の「 2.1に よ る 対 応 」 は 「 1.

可搬型設備等

重大事故等対策」の対応手順を基に，大規模な損壊が発生した場合の様々な状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。
また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術的能力を維持管理していくために必要な事項を，「核原料物質，核燃
料物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定
等において規定する。
重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的能力の審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいて整備 す る 設 備 の 運 用 手 順 等 に つ い て も 考 慮 し た 表 1.0.1に 示 す「 重 大 事 故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適切に整備する。
整備する手順書については「重大事故の発生及び拡大の防止に必要
1.0－3

な 措 置 を 実 施 す る た め に 必 要 な 技 術 的 能 力 1.1か ら 1.19」に て 補 足 す る 。

1.0－4

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

目

1.0.1
(1)

次

重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0－ 9

重大事故等対処設備に係る事項

1.0－ 9ａ.

切り替えの容易性

1.0－ 9ｂ.

アクセスルートの確保

1.0－ 9

復旧作業に係る事項

1.0－ 13ａ.

予備品等の確保1.0－ 13ｂ.

保管場所

1.0－ 14ｃ.

アクセスルートの確保

1.0－ 15(2)

1.0－ 15(3)

支援に係る事項(4)

手 順 書 の 整 備 ， 教 育 及 び 訓 練 の 実 施 並 び に 体 制 の 整 備 1.0－ 16ａ.

手順書の整備

1.0－ 16ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0－ 21ｃ.

体制の整備

1.0－ 23

1.0.2
(1)

共通事項

1.0－ 32

重大事故等対処設備に係る事項

1.0－ 32ａ.

切り替えの容易性

1.0－ 32ｂ.

アクセスルートの確保

1.0－ 33

復旧作業に係る事項

1.0－ 40ａ.

予備品等の確保1.0－ 40ｂ.

保管場所

1.0－ 41

(2)

1.0－5

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0－ 411.0－ 42(3)

支援に係る事項(4)

手 順 書 の 整 備 ， 教 育 及 び 訓 練 の 実 施 並 び に 体 制 の 整 備 1.0－ 46

ａ.

手順書の整備

1.0－ 46ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0－ 55

ｃ.

体制の整備

1.0－ 61

1.0－6

添付資料

添 付 資 料 1.0.1

目次

本来の用途以外の用途として使用する重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性について

添 付 資 料 1.0.2

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスル
ートについて添 付 資 料 1.0.3

予備品等の確保及び保管場所について

添 付 資 料 1.0.4

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

添 付 資 料 1.0.5

重大事故等への対応に係る文書体系

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故対応時の手順について

添 付 資 料 1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

災害対策要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

添 付 資 料 1.0.15

比較表

比較表

格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整
備について
1.0－7

添 付 資 料 1.0.16

重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

1.0－8

1.0.1

重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1)

重大事故等対処設備に係る事項

ａ．切替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置
し て い る 可 搬 型 設 備 を 使 用 す る 場 合 は 除 く 。） と し て 重 大 事 故 等に対処するために使用する設備はない。

ｂ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する
ため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，以下の実効性のある運用管理を実施する。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続
場 所 ま で 運 搬 す る た め の 経 路 (以 下「 ア ク セ ス ル ー ト 」と い う 。)
は，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
複 数 ル ー ト の う ち 少 な く と も 1ル ー ト は ， 想 定 さ れ る 自 然 現 象 ，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の （ 故 意 に よ る も の を 除 く 。）（ 以
下 「 外 部 人 為 事 象 」 と い う 。）， 溢 水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ， 速
やかに運搬及び移動が可能なルートとするとともに，他の復旧可能なルートも確保する。
1.0－9

屋内及び屋外アクセスルートは，想定される自然現象として，
地 震 ，津 波 ，洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，
地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を，外部人為事象として，航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムを考慮する。また，重大事
故等時の高線量下環境を考慮する。
想 定 さ れ る 自 然 現 象 又 は 外 部 人 為 事 象 の う ち ，洪 水 ，地 滑 り ，
高潮，ダムの崩壊，爆発及び船舶の衝突については，立地的要
因によりアクセスルートは影響を受けないため考慮しない。また，落雷，生物学的事象及び電磁的障害についても，アクセス
ルートは直接の影響を受けないため考慮しない。森林火災については，出火原因が自然現象とたき火及びタバコ等の人為によるものがあるが，どちらの出火原因によってもアクセスルート
への影響は同様であることから，自然現象として選定し考慮する。
なお，屋外アクセスルートは，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上
津波の影響を受けないルートを確保する。
可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準
事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場
所は周囲を植生に囲まれていることから，防火帯の内側に設置
したうえで，森林からの離隔距離を確保し，複数箇所に分散して保管する。
重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，
1.0－10屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水ポイントの状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行い，あわせて，軽油貯蔵タ
ンク，可搬型設備用軽油タンク，常設代替交流電源設備及びその他屋外設備の被害状況の把握を行う。
屋外アクセスルートに対する想定される自然現象のうち，地震による影響（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる
不 等 沈 下 ， 地 中 埋 設 構 造 物 の 損 壊 ）， 風 （ 台 風 ） 及 び 竜 巻 に よ る
飛来物，積雪，火山の影響を想定し，複数のアクセスルートの中から早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を保管，使用し，それを運転できる要員を確保する。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受けないアクセスルートを確保する。
地震及び津波の影響については，基準津波の影響を受けず，かつ基準地震動ＳＳに対して影響を受けないルート若しくは重機による復旧等が可能なルートを確保する。また，このアクセ
スルートの中から，敷地遡上津波の影響を受けないアクセスル
ートを少なくとも 1 ルート確保する。
屋外アクセスルートは，想定される自然現象のうち，風（台風 ）， 竜 巻 ， 凍 結 ， 降 水 ， 積 雪 ， 地 滑 り ， 火 山 の 影 響 ， 森 林 火 災
及 び 高 潮 を 考 慮 す る 。ま た ，外 部 人 為 事 象 の う ち ，航 空 機 落 下 ，
近隣工場等の火災及び有毒ガスを考慮する。これらに対して，
1.0－11

別ルートも考慮した複数のアクセスルートを確保する。有毒ガスに対しては，複数のアクセスルート確保に加え，防護具等の装備により通行に影響はない。
屋外アクセスルートの周辺構造物の損壊による障害物については，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは別ルートを確保する。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト は ，基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ の 影 響 に よ る 周 辺 斜 面の崩壊や道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の復旧を行い，通行性を確保する。
液状化，揺すり込みによる不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所においては，これらがアクセスルートに影響を及ぼす可能性がある場合は事前対策（路盤補強 等 ）を 講 じ る 。万 が 一 ，想 定 を 上 回 る 段 差 が 発 生 し た 場 合 は ，別ルートを通行するか，ホイールローダ等の重機による段差箇所の仮復旧と土のうによる段差解消対策により，通行性を確保する。
屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物に対してはホイールローダによる撤去を行い，積雪及び火山の影
響（降灰）に対しては，ホイールローダによる除雪及び除灰を行う。また，凍結及び積雪に対しては，道路には融雪剤を配備
し，車両は凍結及び積雪に対処したタイヤを装着し通行性を確保する。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場
合は，除雪及び除灰の頻度を増加させることにより対処する。
なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場合は，
1.0－12

除雪及び除灰の頻度を増加させることにより対処する。
重大事故等が発生した場合において，屋内の現場操作場所までのアクセスルートの状況確認を行い，合わせて，その他屋内設備の被害状況の把握を行う。
屋内アクセスルートは，地震，津波，その他自然現象による影 響 及 び 外 部 人 為 事 象 （ 故 意 に よ る も の を 除 く 。） に 対 し て ， 外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に確保する。
屋内アクセスルートは，重大事故等が発生した場合において必要となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを選定する。また，地震時に通行が阻害されないように，通行性確保対策として，アクセスルート上の資機材を固縛，転倒防止に
より通行に支障を来さない措置を講じる。
機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。
屋外及び屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線
防護具の配備及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを考慮した薬品防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動が出来るように，可搬型照明装置を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業環境を考慮する。

(2)

復旧作業に係る事項
重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

ａ．予備品等の確保
1.0－13

重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・短 期 的 に は 重 大 事 故 等 対 処 設 備 で 対 応 を 行 い ，そ の 後 の 事 故 収
束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単 一 の 重 要 安 全 施 設 の 機 能 を 回 復 す る こ と に よ っ て ，重 要 安 全
施 設 の 多 数 の 設 備 の 機 能 を 回 復 す る こ と が で き ，事 故 収 束 を 実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，
復 旧 す る た め の 対 策 を 検 討 し 実 施 す る こ と と す る が ，放 射 線 の影 響 ，そ の 他 の 作 業 環 境 条 件 を 踏 ま え ，復 旧 作 業 の 成 立 性 が 高
い設備を復旧する。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替作業に必要な資機材等として，がれき撤去のためのホイールローダ，夜間の対応を想定した照明機器等
及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。

ｂ．保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜1.0－14

面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。

ｃ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，複数のアクセスルートを確保するとともに，複数のアクセスルー
トのうち少なくとも 1 ルートは，想定される自然現象，外部人
為 事 象（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。），溢 水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ，運搬及び移動に支障を来さないように，通行性を確保する等,「 1.0.1(1)b. ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 」 と 同 じ 運 用 管 理 を 実 施 する。

(3)

支援に係る事項
重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所構内
であらかじめ用意する重大事故等対処設備，予備品及び燃料等の手 段 に よ り ，重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し ，事 故 発 生 後 7日 間 は 継 続 して事故収束対応が維持できるようにする。
また，プラントメーカ，協力会社及び他の原子力事業者等とあらかじめ協議及び合意の上，外部からの支援計画を定め，協力体
制が整い次第，プラントメーカ及び協力会社からは，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援や要員派遣等の支援及び燃料の供 給 を 受 け ら れ る よ う に す る 。な お ，資 機 材 等 の 輸 送 に 関 し て は ，
迅速な物資輸送を可能とするとともに中長期的な物資輸送にも対
1.0－15

応できるように支援計画を定める。
他の原子力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与及び環境
放射線モニタリングの支援を受けて，また，原子力緊急事態支援
組織からは，被ばく低減のために遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣，放射線量をはじめとする環境情報収集の支援及び作業を行う上で必要となるアクセスルート確保作業の支援等を受けて，発電所における事故収束活動を支援できるように支援計画を定める。
また，発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備，予備品及び燃料等について支援を受けることによって，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段及び燃料等の確保を行い，継続的な重大事故等対策を実施 で き る よ う に 事 象 発 生 後 6日 間 ま で に 支 援 を 受 け ら れ る 体 制 を整備する。
また，原子力事業所災害対策支援拠点から，災害対策支援に必要な資機材として，食料，その他の消耗品，汚染防護服及びその他の放射線管理に使用する資機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。

(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように，手順書を整備
し，教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要な体制を整備する。
ａ．手順書の整備
重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応
1.0－16

じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
また，手順書は使用主体に応じて，当直運転員が使用する手
順 書 （ 以 下 「 運 転 手 順 書 」 と い う 。）， 発 電 所 災 害 対 策 要 員 （ 以下 「 災 害 対 策 要 員 」 と い う 。） が 使 用 す る 手 順 書 （ 以 下 「 災 害 対策 本 部 手 順 書 」 と い う 。） を 整 備 す る 。
(a)

全 て の 交 流 動 力 電 源 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 の 喪 失 ，安 全 系 の機器若しくは計測器類の多重故障又は東海発電所との同時被災 等 の 過 酷 な 状 態 に お い て ，限 ら れ た 時 間 の 中 で 東 海 第 二 発 電
所の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故
等 対 策 の 適 切 な 判 断 に 必 要 な 情 報 の 種 類 ，そ の 入 手 の 方 法 及 び
判 断 基 準 を 整 理 し ，運 転 手 順 書 及 び 災 害 対 策 本 部 手 順 書 に ま とめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処できる よ う に ，パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 故 障 又 は 計 器 故 障 が 疑 わ
れ る 場 合 に 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め の 手 順 ，パラメータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を定める。
具 体 的 に は ，表 1.0.1 に 示 す「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 手 順
書 の 概 要 」 の う ち 「 1.15 事 故 時 の 計 装 に 関 す る 手 順 等 」 の 内
容を含むものとする。

(b)

炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 防 止 の た め ，最優 先 す べ き 操 作 等 を 迷 う こ と な く 判 断 し 実 施 で き る よ う に ，あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとおり運転手順
1.0－17

書に整備する。
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 時 に お い て は ，迷 わ ず ほ う 酸 水 注 入 を 行えるように判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するために注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，
設 備 へ の 悪 影 響 を 懸 念 す る こ と な く ，迷 わ ず 海 水 注 入 を 行 え る
ように判断基準を明確にした手順を整備する。
原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 が 限 界 圧 力 に 達 す る 前 ，又 は ，原 子 炉 格
納 容 器 か ら の 異 常 漏 え い が 発 生 し た 場 合 に ，確 実 に 格 納 容 器 圧
力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明確にした手順を運転操作手順書に整備する。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 等 に お い て ，準 備 に 長 時 間 を 要 す る 可
搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，
準 備 に 要 す る 時 間 を 考 慮 の 上 ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 に した手順を整備する。
そ の 他 ，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 に 必 要 な 各 操 作 に つ い て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 必
要 な 時 期 に 使 用 可 能 と す る た め ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 にした手順を整備する。
そ の 他 ，炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 防 止 に
必 要 な 各 操 作 に つ い て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 必 要 な 時 期 に使 用 可 能 と す る た め ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 に し た 手 順 を整備する。
重 大 事 故 等 対 策 時 に お い て は ，設 計 基 準 事 故 時 に 用 い る 操 作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備する。
1.0－18(c)重 大 事 故 等 時 の 対 応 に お い て ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り 安 全
性を優先する共通認識を持って行動できるように，社長はあらかじめ方針を示す。
重 大 事 故 等 発 生 時 の 運 転 操 作 に お い て ，当 直 発 電 長 が 躊 躇 せず 判 断 で き る よ う に ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全 を 優 先 す
る 方 針 に 基 づ き 定 め た 運 転 手 順 書 を 整 備 し ，判 断 基 準 を 明 記 する。
重 大 事 故 等 時 の 災 害 対 策 本 部 活 動 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策を 実 施 す る 際 に ，災 害 対 策 本 部 長 が ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ りも安全を優先する方針に従った判断を実施する。
ま た ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全 を 優 先 す る 方 針 に 基 づ
いた災害対策本部用手順書を整備し，判断基準を明記する。

(d)

重 大 事 故 等 時 に 使 用 す る 手 順 書 は ，当 直 運 転 員 が 使 用 す る 手
順書と，当直運転員を除く災害対策本部手順書に分けて適切に定める。
重大事故等対応時には複数の手順書を用いて対処する場合
が あ る こ と か ら ，中 央 制 御 室 と 災 害 対 策 本 部 と の 間 で 緊 密 に 連
携して対応操作を行う。
災 害 対 策 本 部 手 順 書 に お い て ，体 制 ，通 報 及 び 災 害 対 策 本 部
内 の 連 携 等 に つ い て 明 確 に し ，災 害 対 策 本 部 手 順 書 を 運 転 手 順
書 と は 別 に 整 備 し て ，支 援 の 具 体 的 内 容 等 ，重 大 事 故 等 対 策 を的確に実施するための必要事項を明確にする。
運 転 手 順 書 は ，事 故 の 進 展 状 況 に 応 じ て 構 成 を 明 確 化 し ，手順 書 間 を 的 確 に 移 行 で き る よ う に ，運 転 手 順 書 間 の 移 行 基 準 を明確にする。
1.0－19

事故発生時は，警報処置手順書により，初期対応を行う。
警報処置手順書に基づく対応に置いて事象が進展した場合
は，非常時運転手順書（事象ベース）に移行する。
警 報 処 置 手 順 書 及 び 非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）で 対 応
中 に ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）の 導 入 条 件 が 成 立 した場合には，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。
た だ し ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）導 入 条 件 が 成 立
し た 場 合 で も ，原 子 炉 ス ク ラ ム 時 の 確 認 事 項 ，タ ー ビ ン・発 電
機 側 の 対 応 操 作 等 ，非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）に 具 体 的
内 容 を 定 め て い る 初 動 対 応 に つ い て は ，非 常 時 運 転 手 順 書（ 事象ベース）を参照する。
異 常 又 は 事 故 が 収 束 し た 場 合 は ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候
ベース）に従い復旧の措置を行う。
非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）で 対 応 す る 状 態 か ら 更 に事象が進展し炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）に移行する。
(e)

重大事故等に対処するためにプラントの状態を把握するため に 必 要 な 情 報 の う ち ，原 子 炉 施 設 の 状 態 を 直 接 監 視 す る パ ラ
メ ー タ を 整 理 す る と と も に ，主 要 な パ ラ メ ー タ が 故 障 等 に よ り
計 測 不 能 な 場 合 に ，当 該 パ ラ メ ー タ を 推 定 す る 手 順 及 び 可 搬 型
計測器により計測する手順を運転手順書及び災害対策本部用
手 順 書 に 整 備 す る 。ま た ，記 録 が 必 要 な パ ラ メ ー タ 及 び 直 流 電源が喪失しても可搬型計測器により計測可能なパラメータをあらかじめ選定し，災害対策本部用手順書に明記する。
重 大 事 故 等 対 策 実 施 時 に お け る パ ラ メ ー タ 挙 動 予 測 ，影 響 評
1.0－20価すべき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部用手順書
書に整理する。
有 効 性 評 価 等 に て 整 理 し た 有 効 な 情 報 に つ い て ，当 直 運 転 員が 監 視 す べ き パ ラ メ ー タ の 選 定 ，状 況 の 把 握 及 び 進 展 予 測 並 びに対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。
ま た ，有 効 性 評 価 等 に て 整 理 し た 有 効 な 情 報 に つ い て ，災 害対策要員が運転操作を支援するためのパラメータ挙動予測や
影 響 評 価 の た め の 判 断 情 報 と し ，災 害 対 策 本 部 手 順 書 に 整 理 する。
(f)

前 兆 事 象 と し て 把 握 が で き る か ，重 大 事 故 等 を 引 き 起 こ す 可
能 性 が あ る か を 考 慮 し て ，設 備 の 安 全 機 能 の 維 持 及 び 事 故 の 未
然 防 止 対 策 を あ ら か じ め 検 討 し て お き ，前 兆 事 象 を 確 認 し た 時
点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
大 津 波 警 報 が 発 表 さ れ た 場 合 ，原 子 炉 停 止 操 作 を 開 始 す る 手
順を整備する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び事故の未然防止の対応を行う手順を整備する。

ｂ．教育及び訓練の実施
災害対策要員は，重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて，的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について
1.0－21

要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度及び内容で計画的に実施することにより災害対策要員の力量の維持及び向上を図る。
重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，
第 1.0.2 表 に 示 す 「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 操 作 の 成 立 性 」 の必要な重大事故等に対処する要員数及び想定時間にて対応できるように，教育及び訓練により，効率的かつ確実に実施できることを確認する。
現場作業に当たっている重大事故等対策要員が必要な作業を確実に完了できるように，当直運転員と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。
災害対策要員の対象者については，重大事故等発生時における事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処できるように，各要員の役割に応じた教育及び訓練を実施し，計画的に評価することにより力量を付与し，運転開始前までに力量を付与された要員を必要人数配置する。
重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。
(a)

重 大 事 故 等 対 策 は ，幅 広 い 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 況 に 応 じ た
対 策 が 必 要 で あ る こ と を 踏 ま え ，重 大 事 故 等 時 の 発 電 用 原 子 炉
施設の物理挙動及びプラント挙動等に関する知識の向上を図ることができる教育，訓練等を実施する。

(b)

災 害 対 策 要 員 の 各 役 割 に 応 じ て ，重 大 事 故 等 よ り も 厳 し い プ
ラ ン ト 状 態 と な っ た 場 合 で も 対 応 で き る よ う に ，重 大 事 故 等 の1.0－22

内 容 ，基 本 的 な 対 処 方 法 等 ，知 識 ベ ー ス の 理 解 向 上 に 資 す る 教
育を定期的に行う。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ラ ン ト 状 況 の 把 握 ，的 確 な 対 応 操 作 の選 択 等 ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 の 実 効 性 等 を 総 合 的 に 確 認 す るための演習を計画的に実施する。
(c)

重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施するた
め に ，普 段 か ら 保 守 点 検 活 動 を 社 員 自 ら が 行 っ て 部 品 交 換 等 の
実 務 経 験 を 積 む こ と 等 に よ り ，発 電 用 原 子 炉 施 設 ，予 備 品 等 について熟知する。

(d)

重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施する
た め に ，重 大 事 故 等 発 生 時 の 事 象 進 展 に よ り 高 線 量 下 に な る 場
所 を 想 定 し ，必 要 な 放 射 線 防 護 具 等 を 使 用 し た 事 故 時 対 応 訓 練 ，
夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応訓練を実施する。

(e)

重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施する
た め に ，設 備 及 び 事 故 時 用 の 資 機 材 等 に 関 す る 情 報 並 び に マ ニ
ュ ア ル が 即 時 に 利 用 で き る よ う に ，普 段 か ら 保 守 点 検 活 動 等 を
通 じ て 準 備 し ，そ れ ら の 情 報 及 び マ ニ ュ ア ル を 用 い た 事 故 時 対
応訓練を行う。

ｃ．体制の整備
重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。
(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役
割 分 担 及 び 責 任 者 を 定 め ，効 果 的 な 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し 得
1.0－23

る体制を整備する。
重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある 場 合 又 は 発 生 し た 場 合 に ，事 故 原 因 の 除 去 ，原 子 力 災 害 の 拡
大 防 止 及 び そ の 他 の 必 要 な 活 動 を 迅 速 か つ 円 滑 に 行 う た め ，所長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は ，事 象 に 応 じ て ，非 常 事 態 を 宣 言 し ，
災 害 対 策 要 員 の 非 常 招 集 ，通 報 連 絡 を 行 い ，発 電 所 に 自 ら を 災
害 対 策 本 部 長 と す る 発 電 所 災 害 対 策 本 部（ 以 下「 災 害 対 策 本 部 」と い う 。） を 設 置 し て 対 処 す る 。
災 害 対 策 本 部 は ，重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 す る 実 施 組 織 ，技 術
的 助 言 を 行 う 技 術 支 援 組 織 ，実 施 組 織 及 び 技 術 支 援 組 織 が 事 故対 処 に 専 念 で き る 環 境 を 整 え る 運 営 支 援 組 織 で 編 成 し ，組 織 が
効 率 的 に 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 で き る よ う に ，作 業 班 の 構 成 を
行 う 。ま た ，各 班 に は ，班 員 に 対 し て 必 要 な 指 示 を 行 う 本 部 員と ，班 員 に 対 し て 具 体 的 な 作 業 指 示 や 作 業 状 況 を 本 部 に 報 告 を行 う 班 長 を 定 め ，指 揮 命 令 系 統 及 び 各 班 内 の 役 割 分 担 を 明 確 にし ，効 果 的 な 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し 得 る 体 制 を 整 備 す る 。また ，夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に お い て ，重 大 事
故等が発生した場合でも速やかに対策を行うことができるよ
うに，発電所内外に必要な要員を常時確保する。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 の 災
害 対 策 本 部 に お い て ，職 務 に 支 障 を き た す こ と が な い よ う ，独立性を確保して配置する。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安の監 督 を 誠 実 か つ ，最 優 先 に 行 う こ と を 任 務 と す る 。ま た ，重 大
1.0－24

事 故 時 等 対 策 の 実 施 に 当 た り ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 運 転 に 関 し
保 安 上 必 要 な 場 合 は ， 運 転 に 従 事 す る 者 （ 所 長 を 含 む 。） へ 指
示 を 行 い ，災 害 対 策 本 部 長 は そ の 指 示 を 踏 ま え て 事 故 の 対 処 方針を決定する。
夜 間 及 び 休 日 (平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 )に 重 大 事 故 等 が 発 生
し た 場 合 ，災 害 対 策 要 員 は 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 が 発 電 用 原
子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができる よ う に ,通 信 連 絡 手 段 に よ り 必 要 の 都 度 ，情 報 連 絡 (プ ラ ン トの 状 況 ,対 策 の 状 況 )を 行 い ，発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は 得 ら れた 情 報 に 基 づ き ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 運 転 に 関 し 保 安 上 必 要 な
場合は指示を行う。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 の 発 生 連 絡 を 受 け た
場 合 ，災 害 対 策 本 部 に 駆 け つ け る 。重 大 事 故 等 の 発 生 連 絡 を 受
け た 後 ，速 や か に 災 害 対 策 本 部 に 駆 け つ け ら れ る よ う に ，早 期に 非 常 招 集 が 可 能 な エ リ ア（ 東 海 村 又 は 隣 接 市 町 村 ）に 発 電 用
原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 対 策 に 係 る 手 順 書 の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
(b)

実施組織は，当直運転員，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応要員及び初期消火活動を行う自衛消防隊で構成する。
実 施 組 織 の 要 員 は ，庶 務 班（ ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 ，消 火 活
動 等 の 実 施 ）， 保 修 班 （ 給 水 確 保 ， 電 源 確 保 に 伴 う 措 置 等 の 実
施 ）及 び 運 転 班（ 事 故 の 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に 関 す る 運 転 上 の措 置 等 の 実 施 ）で 構 成 さ れ ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 班 長 を
1.0－25配置する。
(c)

実施組織は，隣接する東海発電所との同時発災においても対応できる組織とする。
東 海 発 電 所 は ，廃 止 措 置 中 で あ り ，ま た ，全 燃 料 が 搬 出 済 み
で あ る た め ，重 大 事 故 等 は 発 生 し な い が ，火 災 等 の 各 発 電 所 での 対 応 が 必 要 な 事 象 が 同 時 発 生 し た 場 合 に は ，災 害 対 策 本 部 は ，各 発 電 所 の 状 況 や 使 用 可 能 な 設 備 ，事 象 の 進 展 等 の 状 況 を 共 有
し ，東 海 発 電 所 長 及 び 東 海 第 二 発 電 所 長 を 兼 務 す る 災 害 対 策 本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。
こ の 際 ，東 海 第 二 発 電 所 の 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，東 海
第 二 発 電 所 の 保 安 の 監 督 を ，誠 実 か つ 最 優 先 に 行 い ，東 海 第 二発 電 所 の 運 転 に 従 事 す る 者（ 所 長 を 含 む ）に 保 安 上 の 指 示 を 行う。

(d)

災 害 対 策 本 部 に は ，支 援 組 織 と し て 技 術 支 援 組 織 と 運 営 支 援
組織を設ける。
支 援 組 織 の う ち 技 術 支 援 組 織 は ，技 術 班（ 事 故 状 況 の 把 握 ・
評 価 ，プ ラ ン ト 状 態 の 進 展 予 測・評 価 ，事 故 拡 大 防 止 対 策 の 検
討 及 び 技 術 的 助 言 等 ）， 放 射 線 管 理 班 （ 発 電 所 内 外 の 放 射 線 ・
放 射 能 の 状 況 把 握 ，影 響 範 囲 の 評 価 ，被 ば く 管 理 ，汚 染 拡 大 防
止 措 置 等 に 関 す る 技 術 的 助 言 ，二 次 災 害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ），保 修 班（ 事 故 の 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に 関 す る 対 応 指 示 ，不 具 合設 備 に 関 す る 応 急 復 旧 及 び 技 術 的 助 言 ，放 射 性 物 質 の 汚 染 除 去等 ）， 運 転 班 （ プ ラ ン ト 状 態 の 把 握 ， 災 害 対 策 本 部 へ の イ ン プ
ッ ト ，事 故 の 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に 関 す る 対 応 指 示 及 び 技 術 的
助 言 等 ）で 構 成 し ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 本 部 員 と 班 長 を
1.0－26配置する。
支 援 組 織 の う ち 運 営 支 援 組 織 は ，情 報 班（ 事 故 に 関 す る 情 報
収 集・整 理 及 び 連 絡 調 整 ，本 店（ 東 京 ）（ 以 下「 本 店 」と い う 。）
対 策 本 部 及 び 社 外 機 関 と の 連 絡 調 整 等 ）， 広 報 班 （ 発 生 し た 事
象 に 関 す る 広 報 ，関 係 地 方 公 共 団 体 へ の 対 応 ，報 道 機 関 等 へ の社 外 対 応 ， 発 電 所 内 外 へ の 情 報 提 供 等 ）， 庶 務 班 （ 災 害 対 策 本
部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医 療 (救 護 )に 関 す る 措 置 ，二 次 災 害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ）で 構
成し，各班には必要な指示を行う本部員と班長を配置する。
支 援 組 織 の う ち 運 営 支 援 組 織 は ，情 報 班（ 事 故 に 関 す る 情 報
収 集・整 理 及 び 連 絡 調 整 ，本 店（ 東 京 ）（ 以 下「 本 店 」と い う 。）
対 策 本 部 及 び 社 外 機 関 と の 連 絡 調 整 等 ）， 広 報 班 （ 発 生 し た 事
象 に 関 す る 広 報 ，関 係 地 方 公 共 団 体 へ の 対 応 ，報 道 機 関 等 へ の社 外 対 応 ， 発 電 所 内 外 へ の 情 報 提 供 等 ）， 庶 務 班 （ 災 害 対 策 本
部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医 療 (救 護 )に 関 す る 措 置 ，二 次 災 害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ）で 構
成し，各班には必要な指示を行う本部員と班長を配置する。
(e)

重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 が 必 要 な 状 況 に お い て ，事 故 原 因 の 除
去 等 の 必 要 な 活 動 を 迅 速 か つ 円 滑 に 行 う た め ，所 長 は ，事 象 に
応 じ て 非 常 事 態 を 宣 言 し ，災 害 対 策 要 員 の 非 常 招 集 及 び 通 報 連
絡 を 行 い ，所 長 を 災 害 対 策 本 部 長 と す る 災 害 対 策 本 部 を 設 置 して対処する。
夜 間 及 び 休 日 (平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 )に お い て は ，重 大 事 故等 が 発 生 し た 場 合 で も 速 や か に 対 策 を 行 え る よ う に ，発 電 所 内に必要な要員を常時確保する。
1.0－27

発 電 所 外 か ら 要 員 が 参 集 す る ル ー ト は ，発 電 所 正 門 を 通 行 して 参 集 す る ル ー ト を 使 用 す る 。発 電 所 正 門 を 通 行 し た 参 集 ル ー
ト が 使 用 で き な い 場 合 は ，発 電 所 正 門 以 外 を 通 行 す る 参 集 ル ー
ト，又は隣接事業所の敷地内を通行して参集する。
な お ，地 震 に よ り 緊 急 呼 出 シ ス テ ム が 正 常 に 機 能 し な い 等 の通 信 障 害 に よ っ て 非 常 召 集 連 絡 が で き な い 場 合 で も ，地 震 の 発
生により発電所に自動参集する体制を整備する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に 速 や か に 対 応 す る 要 員 は ，重 大事 故 等 に 対 処 す る 要 員 と し て 災 害 対 策 要 員 21名 ， 当 直 運 転 員 7
名 ，火 災 発 生 時 の 初 期 消 火 活 動 に 対 応 す る た め の 自 衛 消 防 隊 11
名 の 合 計 39名 を 確 保 す る 。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，災 害 対 策 要 員 の う ち 初 動 の 運 転
対 応 及 び 重 大 事 故 等 対 応 を 行 う 重 大 事 故 等 対 応 要 員 は ，中 央 制
御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 に 参 集 し ，通 報 連 絡 ，運 転 対 応 操 作 ，給水確保，電源確保等の各要員の任務に応じた対応を行う。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感 染 症 等 が 発 生 し ，所 定 の 要 員 に 欠 員 が 生 じ た 場 合 は ，夜 間 及
び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）を 含 め 要 員 の 補 充 を 行 う と ともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必 要 な 要 員 の 補 充 の 見 込 み が 立 た な い 場 合 は ，原 子 炉 停 止 等の 措 置 を 実 施 し ，確 保 で き る 要 員 で ，安 全 が 確 保 で き る 原 子 炉の運転状態に移行する。
ま た ，あ ら か じ め 定 め た 連 絡 体 制 に 基 づ き ，夜 間 ・休 日（ 平日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）を 含 め て 必 要 な 要 員 を 非 常 招 集 で き る よう に ，災 害 対 策 要 員 の 対 象 者 に 対 し て 定 期 的 に 通 報 連 絡 訓 練 を
1.0－28

実施する。
(f)

発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織の各 班 の 機 能 は ，上 記（ b）項 及 び（ d）項 の と お り 明 確 に す る とともに，各班に責任者である本部員及び班長を配置する。

(g)

災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮者である災害対策本部長である所長（原子力防災管理者）
が 不 在 の 場 合 に 備 え ，あ ら か じ め 定 め た 順 位 に 従 い ，副 原 子 力
防 災 管 理 者 が そ の 職 務 を 代 行 す る 。ま た ，災 害 対 策 本 部 の 各 班
を 統 括 す る 本 部 員 ，班 長 に つ い て も 不 在 の 場 合 に 備 え ，代 行 者をあらかじめ明確にする。

(h)

災害対策要員が実効的に活動するための施設，設備等を整備する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織が 定 め ら れ た 役 割 を 遂 行 す る た め に ，関 係 箇 所 と の 連 携 を 図 り ，
迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なこと か ら ，支 援 組 織 が 重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な プ ラ ン ト の パ ラ メ
ー タ を 確 認 す る た め の 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ 以 下「 ＳＰ Ｄ Ｓ 」と い う 。），発 電 所 内 外 に 通 信 連 絡 を 行 い 関 係 箇 所 と 連携を図るための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 ，Ｉ Ｐ － 電 話 機 ，Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），衛 星 電 話 設 備 ，無 線 連 絡 設 備 等 を 備 え た 緊 急 時 対 策 所 を 整 備 する。

(i)

支 援 組 織 は ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 及 び 重 大 事 故 等 対 策 の
実 施 状 況 に つ い て ，原 子 力 施 設 事 態 即 応 セ ン タ ー に 設 置 す る 本
店 対 策 本 部 ，国 ，関 係 地 方 公 共 団 体 等 の 発 電 所 内 外 の 組 織 へ の1.0－29通 報 連 絡 を 実 施 で き る よ う に ，衛 星 電 話 設 備 及 び 統 合 原 子 力 防
災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用 い た 通 信 連 絡 設 備 等 を 配 備 し ，広 く 情 報 提供を行うことができる体制を整備する。
災 害 対 策 本 部 の 運 営 及 び 情 報 の 収 集 を 行 う 班 が ，本 店 対 策 本
部と災害対策本部間において発電所の状況及び重大事故等対策の実施状況の情報共有を行う。
ま た ，本 店 対 策 本 部 と の 情 報 共 有 を 密 に す る こ と で 報 道 発 表 ，外部からの問合せ対応及び関係機関への連絡を本店対策本部
で 実 施 し ，災 害 対 策 本 部 が 事 故 対 応 に 専 念 で き ，か つ ，発 電 所
内外へ広く情報提供を行うことができる体制を整備する。
(j)

重 大 事 故 等 発 生 時 に ，発 電 所 外 部 か ら の 支 援 を 受 け る こ と ができるように支援体制を整備する。
発 電 所 に お い て 非 常 事 態 が 宣 言 さ れ た 場 合 に は ，社 長 は 本 社に お け る 本 店 非 常 事 態 を 発 令 し ，社 長 を 本 部 長 と す る 本 店 対 策
本 部 を 設 置 す る 。本 店 対 策 本 部 は ，全 社 で の 体 制 と し ，災 害 対策本部が重大事故等対策に専念できるように支援する。また，重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対策を検討できる体制を整備する。
本 店 庶 務 班 長 は ，あ ら か じ め 選 定 し て い る 施 設 の 候 補 の 中 から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。
本 店 庶 務 班 長 は ，原 子 力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 へ 必 要 な 要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策拠点を運営し，災害対策に必要な資機材等の支援を実施する。
1.0－30

本 店 庶 務 班 長 は ，他 の 原 子 力 事 業 者 及 び 原 子 力 緊 急 事 態 支 援
組 織 へ 必 要 に 応 じ て 応 援 を 要 請 し ，支 援 が 受 け ら れ る 体 制 を 整
備する。
(k)

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要となる場合に備
え て ，社 内 外 の 関 係 各 所 と 連 携 し ，適 切 か つ 効 果 的 な 対 応 を 検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備
え て ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 部 品 取 替 え に よ る 復 旧 手 段 を 整 備 する。
ま た ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 保 守 を 実 施するための作業環境の線量低減対策やプラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られ る よ う に ，プ ラ ン ト メ ー カ と の 間 で 支 援 体 制 を 整 備 し て い る 。

1.0－31

1.0.2

共通事項(1)重 大 事 故 等 対 処 設 備①切り替えの容易性【要求事項】
発電用原子炉設置者において，本来の用途以外の用途として
重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 使 用 す る 設 備 に あ っ て は ，通 常 時に使用する系統から速やかに切り替え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。
②アクセスルートの確保【要求事項】
発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生
し た 場 合 に お い て ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 運 搬 し ，又 は
他 の 設 備 の 被 害 状 況 を 把 握 す る た め ，工 場 又 は 事 業 所（ 以 下「 工場 等 」 と い う 。） 内 の 道 路 及 び 通 路 が 確 保 で き る よ う ， 実 効 性のある運用管理を行う方針であること。

(1)

重大事故等対処設備に係る事項

ａ.

切替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置
し て い る 可 搬 型 設 備 を 使 用 す る 場 合 は 除 く 。）と し て 重 大 事 故 等
1.0－32

に対処するために使用する設備はない。
（ 添 付 資 料 1.0.1）ｂ.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する
ため，発電所内の道路及び通路が確保できるように以下の実効性のある運用管理を実施する。
屋外及び屋内において，アクセスルートは，別ルートも考慮して複数ルートを確保する。複数ルートのうち少なくとも１ルートは，想定される自然現象，外部人為事象（故意によるもの
を 除 く 。）， 溢 水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ， 速 や か に 運 搬 ， 移 動 が可能なルートとするとともに，他の復旧可能なルートも確保する。
屋 内 及 び 屋 外 ア ク セ ス ル ー ト は ，想 定 さ れ る 自 然 現 象 と し て ，
地 震 ，津 波 ，洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，
地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を，外部 人 為 事 象（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。）と し て ，航 空 機 落 下 ，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，
電磁的障害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ム を 考 慮 す る 。ま た ，重 大 事 故 等 時 の 高 線 量 下 環 境 を 考 慮 す る 。
想 定 さ れ る 自 然 現 象 又 は 外 部 人 為 事 象 の う ち ，洪 水 ，地 滑 り ，
高潮，ダムの崩壊，爆発及び船舶の衝突については，立地的要
因によりアクセスルートは影響を受けないため考慮しない。また，落雷，生物学的事象及び電磁的障害についても，アクセス
1.0－33

ルートは直接の影響を受けないため考慮しない。森林火災については，出火原因が自然現象とたき火及びタバコ等の人為によるものがあるが，どちらの出火原因によってもアクセスルート
への影響は同様であることから，自然現象として選定し考慮する。
なお，屋外アクセスルートは，基準地震動ＳＳ及び敷地遡上
津波の影響を受けないルートを確保する。
可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準
事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場
所は周囲を植生に囲まれていることから，防火帯の内側に設置した上で，森林からの離隔距離を確保し，複数箇所に分散して
保管する。
(a)

屋外アクセスルートの確保
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，事 故 収 束 に 迅 速 に 対 応 す る た め ，屋 外 の 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 等 ）の 保
管 場 所 か ら 目 的 地 ま で 運 搬 す る ア ク セ ス ル ー ト の 状 況 確 認 ，取水ポイントの状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行
い ，あ わ せ て ，軽 油 貯 蔵 タ ン ク ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク ，常設 代 替 交 流 電 源 設 備 ，そ の 他 屋 外 設 備 の 被 害 状 況 の 把 握 を 行 う 。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 対 す る 想 定 さ れ る 自 然 現 象 の う ち ，地震 に よ る 影 響（ 周 辺 構 造 物 の 倒 壊 ，周 辺 タ ン ク 等 の 損 壊 ，周 辺
斜 面 の 崩 壊 及 び 道 路 面 の す べ り ，液 状 化 及 び 揺 す り 込 み に よ る
不 等 沈 下 ， 地 中 埋 設 構 造 物 の 損 壊 ）， 風 （ 台 風 ） 及 び 竜 巻 に よ1.0－34

る 飛 来 物 ，積 雪 ，火 山 の 影 響 を 想 定 し ，複 数 の ア ク セ ス ル ー トの 中 か ら 状 況 を 確 認 し ，早 期 に 復 旧 可 能 な ア ク セ ス ル ー ト を 確
保 す る た め ，障 害 物 を 除 去 可 能 な ホ イ ー ル ロ ー ダ を 保 管 ，使 用
し，それを運転できる要員を確保する。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，
道 路 上 へ の 自 然 流 下 も 考 慮 し た 上 で ，溢 水 に よ る 通 行 へ の 影 響
を受けない箇所にアクセスルートを確保する。
地震及び津波の影響については，基準津波の影響を受けず，かつ，基準地震動ＳＳに対して影響を受けないルート若しくは重 機 に よ る 復 旧 等 が 可 能 な ル ー ト を 確 保 す る 。ま た ，こ の ア ク
セ ス ル ー ト の 中 か ら ，敷 地 に 遡 上 す る 津 波 の 影 響 を 受 け な い ア
ク セ ス ル ー ト を 少 な く と も 1ル ー ト 確 保 す る 。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト は ，想 定 さ れ る 自 然 現 象 の う ち ，風（ 台風 ）， 竜 巻 ， 凍 結 ， 降 水 ， 積 雪 ， 地 滑 り ， 火 山 の 影 響 ， 森 林 火
災 及 び 高 潮 を 考 慮 す る 。ま た ，外 部 人 為 事 象 の う ち ，航 空 機 落
下 ，近 隣 工 場 等 の 火 災 及 び 有 毒 ガ ス を 考 慮 す る 。こ れ ら に 対 して ，別 ル ー ト も 考 慮 し た 複 数 の ア ク セ ス ル ー ト を 確 保 す る 。有毒 ガ ス に 対 し て は ，複 数 の ア ク セ ス ル ー ト 確 保 に 加 え ，防 護 具等の装備により通行に影響はない。
屋外アクセスルートの周辺構造物等の倒壊による障害物に
つ い て は ，ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 に よ る 撤 去 あ る い は 別 ル ートを確保する。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト は ，地 震 の 影 響 に よ る 周 辺 斜 面 の 崩 壊 や
道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した 上 で ，ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 に よ る 崩 壊 箇 所 の 復 旧 を 行 い ，
1.0－35

通行性を確保する。
不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定さ
れ る 箇 所 に お い て ，ア ク セ ス ル ー ト に 影 響 が あ る 場 合 は 事 前 対策（ 路 盤 補 強 等 ）を 講 じ る が ，想 定 を 上 回 る 段 差 が 発 生 し た 場
合 は ，別 ル ー ト の 通 行 又 は 土 の う に よ る 段 差 解 消 対 策 に よ り 対処する。
ア ク セ ス ル ー ト 上 の 風（ 台 風 ）及 び 竜 巻 に よ る 飛 来 物 に 対 してはホイールローダによる撤去を行い，積雪及び火山の影響（ 降 灰 ）に つ い て は ホ イ ー ル ロ ー ダ に よ る 除 雪 及 び 除 灰 を 行 う 。
な お ，想 定 を 上 回 る 積 雪 又 は 火 山 の 影 響 が 発 生 し た 場 合 は ，除雪 及 び 除 灰 の 頻 度 を 増 加 さ せ る こ と に よ り 対 処 す る 。ま た ，凍結 及 び 積 雪 に 対 し て ，道 路 に つ い て は 融 雪 剤 を 配 備 し ，車 両 は凍結及び積雪に対処したタイヤを装着し通行性を確保する。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト の 地 震 発 生 時 に お け る ，火 災 の 発 生 防 止策（ 可 燃 物 収 納 容 器 の 固 縛 に よ る 転 倒 防 止 ）及 び 火 災 の 拡 大 防
止 策（ 大 量 の 可 燃 物 を 内 包 す る 変 圧 器 の 防 油 堤 の 設 置 ）に つ いて は ，「 火 災 防 護 計 画 」 に 定 め る 。
屋外のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを
考 慮 し た 薬 品 防 護 具 の 配 備 を 行 い ，移 動 時 及 び 作 業 時 の 状 況 に応じて着用する。
停 電 時 及 び 夜 間 時 に お い て は ，確 実 に 運 搬 ，移 動 が で き る よう に ，可 搬 型 照 明 を 配 備 す る 。ま た ，現 場 と の 連 絡 手 段 を 確 保
し ，作 業 環 境 を 考 慮 す る 。停 電 時 及 び 夜 間 時 の 確 実 な 運 搬 や 移動 の た め の 可 搬 型 照 明 装 置 を 配 備 す る 。ま た ，現 場 と の 通 信 連
1.0－36

絡手段を確保する。
(b)

屋内アクセスルートの確保
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，屋 内 の 可 搬 型 重 大 事 故等 対 処 設 備（ 可 搬 型 計 測 器 ，非 常 用 逃 が し 安 全 弁 駆 動 系 高 圧 窒
素 ボ ン ベ 等 ）の 操 作 場 所 に 移 動 す る た め の ア ク セ ス ル ー ト の 状
況 確 認 を 行 い ，合 わ せ て ，そ の 他 屋 内 設 備 の 被 害 状 況 の 把 握 を行う。
屋 内 ア ク セ ス ル ー ト は ，地 震 ，津 波 ，そ の 他 自 然 現 象 に よ る
影 響 （ 洪 水 ， 風 （ 台 風 ）， 竜 巻 ， 積 雪 ， 凍 結 ， 落 雷 ， 地 滑 り ，
火 山 の 影 響 ，森 林 火 災 ，高 潮 ，降 水 ，生 物 学 的 事 象 ）及 び 外 部
人 為 事 象（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。）（ 航 空 機 落 下 ，爆 発 ，近 隣
工 場 等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス ，船 舶 の 衝 突 ，電 磁 的 障 害 及 び 故 意 によ る 大 型 航 空 機 の 衝 突 そ の 他 の テ ロ リ ズ ム ）に 対 し て ，外 部 からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に確保する。
屋 内 ア ク セ ス ル ー ト は ，重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て必要となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを
選 定 す る 。ま た ，地 震 時 に 通 行 が 阻 害 さ れ な い よ う に ，通 行 性
確 保 対 策 と し て ，ア ク セ ス ル ー ト 上 の 資 機 材 を 固 縛 ，転 倒 防 止に よ り 通 行 に 支 障 を き た さ な い 措 置 を 講 じ る 。地 震 及 び 津 波 以
外 の 自 然 現 象 に 対 し て も ，外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 が図られたアクセスルートを設定する。
屋内アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処置を実施する。
機 器 か ら の 溢 水 が 発 生 し た 場 合 は ，現 場 の 状 況 に 応 じ て ，適切 な 放 射 線 防 護 具 や 薬 品 防 護 具 を 選 定 し た 上 で ，屋 内 ア ク セ ス
1.0－37

ルートを通行する。
屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを
考 慮 し た 薬 品 防 護 具 の 配 備 を 行 い ，移 動 時 及 び 作 業 時 の 状 況 に応じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移 動 が で き る よ う に ，可 搬 型 照 明 を 配 備 す る 。ま た ，現 場 と の連絡手段を確保し，作業環境を考慮する。
（ 添 付 資 料 1.0.2）

1.0－38

(2)復 旧 作 業①予備品等の確保【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 要 安 全 施 設（ 設 置 許 可 基 準
規 則 第 ２ 条 第 ９ 号 に 規 定 す る 重 要 安 全 施 設 を い う 。） の 取 替 え
可 能 な 機 器 及 び 部 品 等 に つ い て ，適 切 な 予 備 品 及 び 予 備 品 へ の取替のために必要な機材等を確保する方針であること。
【解釈】
１「 適 切 な 予 備 品 及 び 予 備 品 へ の 取 替 の た め に 必 要 な 機 材 等 」と は ，気 象 条 件 等 を 考 慮 し た 機 材 ，ガ レ キ 撤 去 等 の た め の 重 機
及び夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。
②保管場所【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，上 記 予 備 品 等 を ，外 部 事 象 の影 響 を 受 け に く い 場 所 に ，位 置 的 分 散 な ど を 考 慮 し て 保 管 す る
方針であること。
③アクセスルートの確保【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生
し た 場 合 に お い て ，設 備 の 復 旧 作 業 の た め ，工 場 等 内 の 道 路 及
び 通 路 が 確 保 で き る よ う ，実 効 性 の あ る 運 用 管 理 を 行 う 方 針 であること。

1.0－39(2)復旧作業に係る事項
重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

ａ.

予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・

短 期 的 に は 重 大 事 故 等 対 処 設 備 で 対 応 を 行 い ，そ の 後 の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。

・

単 一 の 重 要 安 全 施 設 の 機 能 を 回 復 す る こ と に よ っ て ，重要 安 全 施 設 の 多 数 の 設 備 の 機 能 を 回 復 す る こ と が で き ，事
故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。

・

復 旧 作 業 の 実 施 に 当 た っ て は ，復 旧 が 困 難 な 設 備 に つ いて も ，復 旧 す る た め の 対 策 を 検 討 し 実 施 す る こ と と す る が ，
放 射 線 の 影 響 ，そ の 他 の 作 業 環 境 条 件 の 観 点 を 踏 ま え ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。

なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
1.0－40また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれき撤去のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。

ｂ.

保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
（ 添 付 資 料 1.0.3， 1.0.13）ｃ.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，複数のアクセスルートを確保するとともに，複数ルートのうち少なくとも 1 ルートは，想定される自然現象，外部人為事象（故意 に よ る も の を 除 く 。）， 溢 水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ， 運 搬 及 び
移 動 に 支 障 を 来 さ な い よ う に ，通 行 性 を 確 保 す る 等 ，「 5.1.1（ 2）
アクセスルートの確保」と同じ運用管理を実施する。
なお，確保するアクセスルートは，ルート上にがれき等が散乱してもホイールローダによる復旧により，重大事故等対策に必要なホースやケーブルの敷設が可能である。
（ 添 付 資 料 1.0.2， 1.0.3， 1.0.13）

1.0－41

(3)支 援【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，工 場 等 内 で あ ら か じ め 用 意 された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事故発生後７日間は事故収束対応を維持できる方針であること。
ま た ，関 係 機 関 と 協 議 ・ 合 意 の 上 ，外 部 か ら の 支 援 計 画 を 定
め る 方 針 で あ る こ と 。さ ら に ，工 場 等 外 で あ ら か じ め 用 意 さ れた 手 段（ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ，予 備 品 及 び 燃 料 等 ）に よ り ，事象発生後６日間までに支援を受けられる方針であること。

(3)

支援に係る事項
重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内であらかじめ用意された重大事故等対処設備，予備品及び燃料等の手 段 に よ り ， 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し ， 事 故 発 生 後 7日 間 は 継 続 して事故収束対応を維持できるようにする。重大事故等の対応に必
要な水源については，淡水源に加え最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないようにする。
プラントメーカ，協力会社及びその他の関係機関とは平時から必要な連絡体制を整備する等の協力関係を構築するとともに，あらかじめ重大事故等発生に備え協議，合意の上，外部からの支援計画を定め，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援や要員派遣等の支援及び燃料の供給の協定を締結し，発電所を支援できる体制を整備する。
重大事故等発生後，当社対策本部が発足し協力体制が整い次第，
1.0－42

プラントメーカ及び協力会社等から重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備し，また，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるように支援計画を定める。
資機材等の輸送に関しては，専用の輸送車両を常備した運送会
社及びヘリコプタ運航会社と協力協定を締結し，迅速な物資輸送を可能とするとともに，中長期的な物資輸送にも対応できるように支援計画を定める。
原子力災害における原子力事業者間協力協定に基づき，他の原子力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与，環境放射線モニタリングの支援を受ける他，原子力緊急事態支援組織（以下「支援 組 織 」 と い う 。） か ら は ， 被 ば く 低 減 の た め に 遠 隔 操 作 可 能 な ロ
ボット及び無線重機等の資機材並びに資機材を操作する要員の派
遣，放射線量をはじめとする環境情報収集の支援及び作業を行う上で必要となるアクセスルート確保作業の支援等の発電所における事故収束活動を受けられるように支援計画を定める。
事 故 等 発 生 後 6日 後 ま で に ， あ ら か じ め 選 定 し て い る 候 補 施 設 の中から原子力事業所災害対策支援拠点を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を継続的に支援できる体制を整備する。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるように，社内で発電所外に保有している重大事故等対処
設 備 と 同 種 の 設 備 （ 通 信 連 絡 設 備 ， 放 射 線 測 定 装 置 等 ）， 食 糧 ， その他の消耗品も含めた資機材，予備品，燃料等について，事象発
1.0－43

生 後 6日 後 ま で に 支 援 で き る 体 制 を 整 備 す る 。
（ 添 付 資 料 1.0.4）

1.0－44

(4)手 順 書 の 整 備 ， 訓 練 の 実 施 及 び 体 制 の 整 備【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 に 的 確 か つ 柔 軟 に
対 処 で き る よ う ，あ ら か じ め 手 順 書 を 整 備 し ，訓 練 を 行 う と ともに人員を確保する等の必要な体制の適切な整備が行われているか，又は整備される方針が適切に示されていること。
【解釈】
１

手順書の整備は，以下によること。
ａ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，全 て の 交 流 動 力 電 源
及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 の 喪 失 ，安 全 系 の 機 器 若 し く は
計測器類の多重故障又は複数号機の同時被災等を想定 し ，限 ら れ た 時 間 の 中 に お い て ，発 電 用 原 子 炉 施 設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策について 適 切 な 判 断 を 行 う た め ，必 要 と な る 情 報 の 種 類 ，その 入 手 の 方 法 及 び 判 断 基 準 を 整 理 し ，ま と め る 方 針 で
あること。

ｂ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，炉 心 の 著 し い 損 傷 及び原子炉格納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基準をあらかじめ明確化する方針である こ と 。 (ほ う 酸 水 注 入 系 (SLCS)， 海 水 及 び 格 納 容 器
圧 力 逃 が し 装 置 の 使 用 を 含 む 。）ｃ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，財 産（ 設 備 等 ）保 護
よりも安全を優先する方針が適切に示されていること。

ｄ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，事 故 の 進 展 状 況 に 応
1.0－45

じ て 具 体 的 な 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 す る た め の ，運 転
員用及び支援組織用の手順書を適切に定める方針で
あ る こ と 。な お ，手 順 書 が ，事 故 の 進 展 状 況 に 応 じ て
い く つ か の 種 類 に 分 け ら れ る 場 合 は ，そ れ ら の 構 成 が
明 確 化 さ れ ，か つ ，各 手 順 書 相 互 間 の 移 行 基 準 を 明 確化する方針であること。
ｅ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，具 体 的 な 重 大 事 故 等
対 策 実 施 の 判 断 基 準 と し て 確 認 さ れ る 水 位 ，圧 力 及 び
温度等の計測可能なパラメータを手順書に明記する
方 針 で あ る こ と 。ま た ，重 大 事 故 等 対 策 実 施 時 の パ ラ
メ ー タ 挙 動 予 測 ，影 響 評 価 す べ き 項 目 及 び 監 視 パ ラ メータ等を，手順書に整理する方針であること。

ｆ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，前 兆 事 象 を 確 認 し た
時 点 で の 事 前 の 対 応 (例 え ば 大 津 波 警 報 発 令 時 の 原 子
炉 停 止 ･冷 却 操 作 )等 が で き る 手 順 を 整 備 す る 方 針 で
あること。

(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように，手順書を整備

し，教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要な体制を整備する。
ａ.

手順書の整備
重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
1.0－46

重大事故等時に使用する手順書は，当直運転員が使用する運転 手 順 書 と ，当 直 運 転 員 を 除 い た 発 電 所 災 害 対 策 要 員（ 以 下「 災害 対 策 要 員 」と い う 。）が 使 用 す る 手 順 書（ 以 下「 災 害 対 策 本 部
手 順 書 」 と い う 。） に 分 け て 整 備 す る 。
(a)

全 て の 交 流 動 力 電 源 及 び 所 内 常 設 直 流 電 源 の 喪 失 ，安 全 系 の機 器 又 は 計 測 器 類 の 多 重 故 障 等 の 過 酷 な 状 態 に お い て ，限 ら れた時間の中で発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき
重 大 事 故 等 対 策 の 適 切 な 判 断 に 必 要 な 情 報 の 種 類 ，そ の 入 手 の方 法 及 び 判 断 基 準 を 整 理 し ，運 転 手 順 書 及 び 災 害 対 策 本 部 手 順
書にまとめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な揚合にも対処できる よ う に ，パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 故 障 時 に 発 電 用 原 子 炉 施
設 の 状 態 を 把 握 す る た め の 手 順 ，パ ラ メ ー タ の 把 握 能 力 を 超 えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。
具 体 的 に は ， 表 1.0.1に 示 す 「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 手 順
書 の 概 要 」の う ち「 1.15事 故 時 の 計 装 に 関 す る 手 順 等 」の 内 容を含むものとする。

(b)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のために，
最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるように，
あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとおり運転手
順書に整備する。
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 時 に お い て は ，迷 わ ず ほ う 酸 水 注 入 を 行えるように判断基準を明確にした運転手順書を整備する。
1.0－47

炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損防止のために，
注 水 す る 淡 水 源 が 枯 渇 又 は 使 用 で き な い 状 況 に お い て は ，設 備
へ の 悪 影 響 を 懸 念 す る こ と な く ，迷 わ ず 海 水 注 入 を 行 え る よ うに判断基準を明確にした手順を整備する。
原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 が 限 界 圧 力 に 達 す る 前 ，又 は ，原 子 炉 格
納 容 器 か ら の 異 常 漏 え い が 発 生 し た 場 合 に ，確 実 に 格 納 容 器 圧
力逃がし装置の使用が行えるように判断基準を明確にした手順 を ，運 転 手 順 書 に 整 備 し ，こ の 運 転 手 順 書 に 従 い ，発 電 所 災
害 対 策 本 部 長 の 権 限 と 責 任 に お い て ，当 直 発 電 長 が 格 納 容 器 圧
力逃がし装置等によるベントを実施する。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 等 に お い て ，準 備 に 長 時 間 を 要 す る 可
搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，
準 備 に 要 す る 時 間 を 考 慮 の 上 ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 に した手順を整備する。
そ の 他 ，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 に 必 要 な 各 操 作 に つ い て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 必
要 な 時 期 に 使 用 可 能 と す る た め ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 にした手順を整備する。
重 大 事 故 等 対 策 時 に お い て は ，設 計 基 準 事 故 時 に 用 い る 操 作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備する。
(c)

重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 に お い て ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も
安 全 を 優 先 す る と い う 共 通 認 識 を 持 っ て 行 動 で き る よ う に ，社
長はあらかじめ方針を示す。
重 大 事 故 等 発 生 時 の 運 転 操 作 に お い て ，当 直 発 電 長 が 躊 躇 せず 指 示 で き る よ う に ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全 を 優 先 す
1.0－48

る方針に基づき定めた判断基準を運転手順書に整備する。
重 大 事 故 等 発 生 時 の 発 電 所 災 害 対 策 本 部 活 動 に お い て ，重 大事 故 等 対 策 を 実 施 す る 際 に ，発 電 所 の 災 害 対 策 本 部 長 は ，財 産
（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全 を 優 先 す る 方 針 に 従 っ た 判 断 を 実 施
す る 。ま た ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全 を 優 先 す る 方 針 に基づき定めた判断基準を，災害対策本部手順書に整備する。
(d)

重 大 事 故 等 対 策 時 に 使 用 す る 手 順 書 と し て ，当 直 運 転 員 と 災
害 対 策 要 員 が 連 携 し ，事 故 の 進 展 状 況 に 応 じ て 具 体 的 な 重 大 事
故 等 対 策 を 実 施 す る た め ，運 転 手 順 書 及 び 災 害 対 策 本 部 手 順 書を適切に定める。
な お ， 災 害 対 策 本 部 手 順 書 に は ， 火 山 の 影 響 （ 降 灰 ）， 竜 巻
等の自然災害による重大事故等対処設備への影響を低減させる た め ，火 山 灰 の 除 灰 及 び 竜 巻 時 の 固 縛 等 の 対 処 を 行 う 手 順 についても整備する。
運 転 手 順 書 は ，重 大 事 故 等 対 策 を 的 確 に 実 施 す る た め に ，事故の進展状況に応じて，以下のように構成し定める。
・警報処置手順書
中 央 制 御 室 及 び 現 場 制 御 盤 に 警 報 が 発 生 し た 際 に ，警 報
発生原因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作に使用
・非常時運転手順書（事象ベース）
単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発 生 し た 際 に ，事 故 の 進 展 を 防 止 す る た め に 必 要 な 対 応 操
作に使用
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
1.0－49

事 故 の 起 因 事 象 を 問 わ ず ，非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ース ）で は 対 処 で き な い 複 数 の 設 備 の 故 障 等 に よ る 異 常 又 は事 故 が 発 生 し た 際 に ，重 大 事 故 へ の 進 展 を 防 止 す る た め に必要な対応操作に使用
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）で 対 応 す る 状 態 か ら
更 に 事 象 が 進 展 し 炉 心 損 傷 に 至 っ た 際 に ，事 故 の 拡 大 を 防止し影響を緩和するために必要な対応操作に使用
実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその他の 対 応 手 順 と し て ，大 気 及 び 海 洋 へ の 放 射 性 物 質 の 拡 散 の 抑 制 ，
中 央 制 御 室 ，モ ニ タ リ ン グ 設 備 ，発 電 所 対 策 本 部 並 び に 通 信 連
絡設備に関する手順書を定める。
災 害 対 策 本 部 は ，当 直 運 転 員 か ら の 要 請 あ る い は 災 害 対 策 本
部 の 判 断 に よ り ，当 直 運 転 員 の 事 故 対 応 の 支 援 を 行 う 。災 害 対策 本 部 手 順 書 に は ，事 故 状 況 に 応 じ た 手 段 等 を 定 め た 重 大 事 故等 対 策 要 領 を 整 備 す る と と も に ，現 場 で の 重 大 事 故 等 対 策 を 的確に実施するための必要事項を明確に示した手順を定める。
運 転 手 順 書 は ，事 故 の 進 展 状 況 に 応 じ て 構 成 を 明 確 化 し ，運転手順書間を的確に移行できるよう，移行基準を明確にする。
異 常 又 は 事 故 の 発 生 時 ，警 報 処 置 手 順 書 に よ り 初 期 対 応 を 行 う 。
警報処置手順書に基づく対応において事象が進展した場合に は ，警 報 ご と の 手 順 書 に 従 い ，非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ース）に移行する。
警 報 処 置 手 順 書 及 び 非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）で 対 応
中 に ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）の 導 入 条 件 が 成 立 し
1.0－50

た場合には，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。
た だ し ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）の 導 入 条 件 が 成
立 し た 場 合 で も ，原 子 炉 ス ク ラ ム 時 の 確 認 事 項 等 ，非 常 時 運 転
手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）に 具 体 的 内 容 を 定 め て い る 対 応 に つ い ては，非常時運転手順書（事象ベース）を参照する。
異 常 又 は 事 故 が 収 束 し た 場 合 は ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候
ベース）に従い復旧の措置を行う。
非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）で 対 応 す る 状 態 か ら 更 に事象が進展し炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）に移行する。
(e)

重 大 事 故 等 対 策 実 施 の 判 断 基 準 と し て 確 認 さ れ る 水 位 ，圧 力 ，
温 度 等 の 計 測 可 能 な パ ラ メ ー タ を 整 理 し ，運 転 手 順 書 及 び 災 害対策要員が使用する手順書に明記する。
重大事故等に対処するために把握することが必要なパラメ

ー タ の う ち ，原 子 炉 施 設 の 状 態 を 直 接 監 視 す る パ ラ メ ー タ（ 以下 「 主 要 な パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） を ， あ ら か じ め 発 電 用 原 子
炉 施 設 の 状 態 を 監 視 す る パ ラ メ ー タ の 中 か ら 選 定 し ，運 転 手 順
書及び災害対策本部手順書に整理する。
整 理 に 当 た っ て は ，耐 震 性 ，耐 環 境 性 の あ る 計 測 機 器 で の 確
認 の 可 否 ，記 録 の 可 否 ，直 流 電 源 喪 失 時 に お け る 可 搬 型 計 測 器
による計測可否等の情報を運転手順書に明記する。
な お ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 監 視 す る パ ラ メ ー タ が 故 障
等 に よ り 計 測 不 能 な 場 合 は ，他 の パ ラ メ ー タ に て 当 該 パ ラ メ ー
タを推定する方法を災害対策要員が使用する災害対策本部手順書に明記する。
1.0－51

重 大 事 故 等 対 策 実 施 時 に お け る パ ラ メ ー タ 挙 動 予 測 ，影 響 評
価すべき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部手順書に整理する。
有 効 性 評 価 等 に て 整 理 し た 有 効 な 情 報 に つ い て ，当 直 運 転 員が 監 視 す べ き パ ラ メ ー タ の 選 定 ，状 況 の 把 握 及 び 進 展 予 測 並 びに対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。
ま た ，有 効 性 評 価 等 に て 整 理 し た 有 効 な 情 報 に つ い て ，災 害
対 策 要 員 が 運 転 操 作 を 支 援 す る た め の 参 考 情 報 と し ，災 害 対 策
要員が使用する手順書に整理する。
(f)

前 兆 事 象 と し て 把 握 が で き る か ，重 大 事 故 を 引 き 起 こ す 可 能
性 が あ る か を 考 慮 し て ，設 備 の 安 全 機 能 の 維 持 及 び 事 故 の 未 然
防 止 対 策 を あ ら か じ め 検 討 し て お き ，前 兆 事 象 を 確 認 し た 時 点
で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
大 津 波 警 報 が 発 表 さ れ た 場 合 ，原 子 炉 を 停 止 し ，冷 却 操 作 を

開 始 す る 判 断 を 定 め た 手 順 を 整 備 す る 。ま た ，発 電 所 構 内 の 避
難 指 示 及 び 建 屋 の 水 密 扉 を 閉 止 し ，潮 位 計 ，取 水 ピ ッ ト 水 位 計及び津波監視カメラによる津波の継続監視を行う手順を運転
手順書及び災害対策本部手順書に整備する。
台 風 進 路 に 想 定 さ れ る 場 合 に は ，屋 外 設 備 の 暴 風 雨 対 策 の 強化及び巡視点検を強化する手順を運転手順書に整備する。
竜 巻 の 発 生 が 予 想 さ れ る 場 合 に は ，車 両 の 退 避 又 は 固 縛 の 実
施 ，ク レ ー ン 作 業 の 中 止 ，建 屋 の 水 密 扉 等 の 閉 止 状 態 を 確 認 する手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止の対応
1.0－52

を行う手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。
(添 付 資 料 1.0.5， 1.0.6， 1.O.7， 1.0.8)

1.0－53

【解釈】２

訓練は，以下によること。
ａ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 は 幅
広い発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要で
あ る こ と を 踏 ま え ，そ の 教 育 訓 練 等 は 重 大 事 故 等 時 の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図る
ことのできるものとする方針であること。

ｂ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 を 実
施 す る 要 員 の 役 割 に 応 じ て ，定 期 的 に 知 識 ベ ー ス の 理
解 向 上 に 資 す る 教 育 を 行 う と と も に ， 下 記 ３ a） に 規定する実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等を計画する方針であること。

ｃ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，普 段 か ら 保 守 点 検 活動を自らも行って部品交換等の実務経験を積むこと
な ど に よ り ，発 電 用 原 子 炉 施 設 及 び 予 備 品 等 に つ い て熟知する方針であること。

ｄ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，高 線 量 下 ，夜 間 及 び
悪天候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針で
あること。

ｅ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，設 備 及 び 事 故 時 用 の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用 で き る よ う ，普 段 か ら 保 守 点 検 活 動 等 を 通 じ て 準 備
し ，及 び そ れ ら を 用 い た 事 故 時 対 応 訓 練 を 行 う 方 針 であること｡

1.0－54ｂ.

教育及び訓練の実施
当直運転員及び発電所災害対策要員は，重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を継続的に実施する。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付 与 さ れ る 力 量 を 考 慮 し ，事 故 時 対 応 の 知 識 及 び 技 能 に つ い て ，要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施することにより当直運転員及び災害対策要員の力量の維持及び向上を図る。
教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりとし，この考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。
・ 各 要 員 に 対 し 必 要 な 教 育 及 び 訓 練 を 年 1回 以 上 実 施 し ， 評
価 す る こ と に よ り ，力 量 が 維 持 さ れ て い る こ と を 確 認 す る 。
・ 各 要 員 が 力 量 の 維 持 及 び 向 上 を 図 る た め に は ，各 要 員 の 役
割 に 応 じ た 教 育 及 び 訓 練 を 受 け る 必 要 が あ る 。各 要 員 の 役
割 に 応 じ た 教 育 及 び 訓 練 を 年 1回 以 上 ， 毎 年 繰 り 返 す こ とにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各 要 員 の 力 量 評 価 の 結 果 に 基 づ き 教 育 及 び 訓 練 の 有 効 性 評
価 を 行 い ， 年 1回 の 実 施 頻 度 で は 力 量 の 維 持 が 困 難 と 判 断
さ れ る 教 育 及 び 訓 練 に つ い て は ， 年 2回 以 上 の 実 施 頻 度 に見直す。
・重 大 事 故 等 対 策 に お け る 中 央 制 御 室 で の 操 作 及 び 動 作 状 況
確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作につい て は ， 表 1.0.2 に 示 す 「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 操 作 の1.0－55

成 立 性 」の 必 要 な 重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員 数 及 び 想 定 時
間 に て 対 応 で き る よ う に ，教 育 及 び 訓 練 に よ り 効 果 的 か つ
確実に実施できることを確認する。
・ 教 育 及 び 訓 練 の 実 施 結 果 に よ り ， 手 順 ，資 機 材 及 び 体 制 に
つ い て 改 善 要 否 を 評 価 し ，必 要 に よ り 手 順 ，資 機 材 の 改 善 ，教 育 及 び 訓 練 計 画 へ の 反 映 を 行 い ，力 量 を 含 む 対 応 能 力 の向上を図る。
当 直 運 転 員 及 び 災 害 対 策 要 員 の 対 象 者 に つ い て は ，重 大 事 故等発生時における事象の種類及び事象の進展に応じて的確か
つ 柔 軟 に 対 処 で き る よ う に ，各 要 員 の 役 割 に 応 じ た 教 育 及 び 訓
練 を 実 施 し ，計 画 的 に 評 価 す る こ と に よ り 力 量 を 付 与 し ，運 転開始前までに力量を付与された重大事故等に対処する要員を
必要人数配置する。
重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。
計 画 （ Ｐ ）， 実 施 （ Ｄ ）， 評 価 （ Ｃ ）， 改 善 （ Ａ ） の プ ロ セ ス
を 適 切 に 実 施 し ，Ｐ Ｄ Ｃ Ａ サ イ ク ル を 回 す こ と で ，必 要 に 応 じて 手 順 書 の 改 善 ，体 制 の 改 善 等 の 継 続 的 な 重 大 事 故 等 対 策 の 改
善を図る。
(a)

重 大 事 故 等 対 策 は ，幅 広 い 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 況 に 応 じ た
対 策 が 必 要 で あ る こ と を 踏 ま え ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員 の役 割 に 応 じ て ，重 大 事 故 等 発 生 時 の 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 挙 動 に関する知識の向上を図ることのできる教育及び訓練等を実施する。
重大事故等が発生した場合にプラント状態を早期に安定な
1.0－56

状 態 に 導 く た め の 的 確 な 状 況 把 握 ，確 実 及 び 迅 速 な 対 応 を 実 施
す る た め に 必 要 な 知 識 に つ い て ，当 直 運 転 員 及 び 災 害 対 策 要 員の役割に応じた，教育及び訓練を定期的に実施する。
(b)

当 直 運 転 員 及 び 災 害 対 策 要 員 の 各 役 割 に 応 じ て ，重 大 事 故 等
よりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるように ，重 大 事 故 の 内 容 ，基 本 的 な 対 処 方 法 等 ，定 期 的 に 知 識 ベ ースの理解向上に資する教育を実施する。
現 場 作 業 に 当 た っ て い る 災 害 対 策 要 員 が ，作 業 に 習 熟 し 必 要

な 作 業 を 確 実 に 完 了 で き る よ う に ，当 直 運 転 員（ 中 央 制 御 室 及
び 現 場 ）と 連 携 し て 一 連 の 活 動 を 行 う 訓 練 を 計 画 的 に 実 施 す る 。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ラ ン ト 状 況 の 把 握 ，的 確 な 対 応 操 作 の選 択 等 ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 の 実 効 性 等 を 総 合 的 に 確 認 す るための訓練等を定期的に計画する。
当 直 運 転 員 に 対 し て は ，知 識 の 向 上 と 手 順 書 の 実 効 性 を 確 認
す る た め ，シ ミ ュ レ ー タ 訓 練 又 は 模 擬 訓 練 を 実 施 す る 。シ ミ ュ
レ ー タ 訓 練 は ，従 来 か ら の 設 計 基 準 事 故 等 に 加 え ，重 大 事 故 等に 対 し 適 切 に 対 応 で き る よ う に 計 画 的 に 実 施 す る 。ま た ，重 大事 故 等 が 発 生 し た 時 の 対 応 力 を 養 成 す る た め ，手 順 に 従 っ た 対
応中において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の 不 動 作 等 ，多 岐 に わ た る 機 器 の 故 障 を 模 擬 し ，関 連 パ ラ メ ー
タ に よ る 事 象 判 断 能 力 ，代 替 手 段 に よ る 復 旧 対 応 能 力 等 の 運 転
操 作 の 対 応 能 力 向 上 を 図 る 。ま た ，福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 事
故 の 教 訓 を 踏 ま え ，監 視 計 器 が 設 置 さ れ て い る 周 囲 環 境 条 件 の変 化 に よ り ，監 視 計 器 が 示 す 値 の 変 化 に 関 す る 教 育 及 び 訓 練 等を実施する。
1.0－57

災 害 対 策 本 部 の 実 施 組 織 の 要 員 に 対 し て は ，要 員 の 役 割 に 応
じ て ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 冷 却 機 能 の 回 復 の た め に 必 要 な 電 源
確保及び可搬型設備を使用した注水確保の対応操作を習得す
る こ と を 目 的 に ，手 順 や 資 機 材 の 取 り 扱 い 方 法 の 習 得 を 図 る た
め の 個 別 訓 練 を ，訓 練 ご と に 実 施 頻 度 を 定 め て 実 施 す る 。個 別
訓 練 は ，訓 練 ご と の 訓 練 対 象 者 全 員 が 実 際 の 設 備 又 は 訓 練 設 備を操作する訓練を実施する。
災 害 対 策 要 員 で あ る 実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 に 対 し て は ，ア ク
シ デ ン ト マ ネ ジ メ ン ト の 概 要 ，重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ラ ン ト 状
況 の 把 握 ，的 確 な 対 応 操 作 の 選 択 ，確 実 な 指 揮 命 令 の 伝 達 の 一
連 の 災 害 対 策 本 部 の 機 能 ，支 援 組 織 の 位 置 付 け ，実 施 組 織 と 支
援組織の連携を含む災害対策本部の構成及び手順書の構成に
関 す る 机 上 教 育 と と も に ，災 害 対 策 本 部 の 各 要 員 に 応 じ て ，災害対策に係る訓練を実施する。
(c)

重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施するた
め に ，発 電 用 原 子 炉 施 設 及 び 予 備 品 等 に つ い て 熟 知 し ，普 段 から保守点検活動を社員自らも行って部品交換等の実務経験を積むことが必要なため，以下の活動を行う。
当 直 運 転 員 は ，通 常 時 に 実 施 す る 項 目 を 定 め た 手 順 書 に 基 づ

き ，設 備 の 巡 視 点 検 ，定 期 試 験 及 び 運 転 に 必 要 な 操 作 を 社 員 自らが行う。
災 害 対 策 要 員 の う ち 保 修 班 員 は ，研 修 施 設 に て ポ ン プ ，弁 設
備 の 分 解 点 検 ，調 整 ，部 品 交 換 等 の 実 習 を 社 員 自 ら が 実 施 す る
こ と に よ り 技 能 及 び 知 識 の 向 上 を 図 る 。さ ら に ，設 備 の 点 検 に
お い て は ，保 守 実 施 方 法 を ま と め た 社 内 規 程 に 基 づ き ，現 場 に
1.0－58

お い て ，巡 視 点 検 ，分 解 機 器 の 状 況 確 認 ，組 立 状 況 確 認 及 び 試
運 転 の 立 会 確 認 を 行 う と と も に ，工 事 要 領 書 の 内 容 確 認 及 び 作
業工程検討等の保守点検活動を社員自らが行う。
重 大 事 故 等 対 策 に つ い て は ，災 害 対 策 要 員 が ，要 員 の 役 割 に
応 じ て ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 設 置 ，配 管 接 続 ，ケ ー ブ
ル の 敷 設 接 続 ，放 出 さ れ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 ，放 射 線 の 量 の 測
定 及 び ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 ，そ の 他 の 重 大 事 故 等 対 策 の 資 機材を用いた対応訓練を社員自らが行う。
(d)

重大事故時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，重大事故等発生時の事象進展により高線量下になる場所を想定 し 放 射 線 防 護 具 を 使 用 し た 事 故 時 対 応 訓 練 ，夜 間 及 び 降 雨 並
びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応訓練を実施する。

(e)事 故 時 の 対 応 や 事 故 後 の 復 旧 を 迅 速 に 実 施 す る た め に ，設 備
及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時 に 利 用 で き る よ う に ，普 段 か ら 保 守 点 検 活 動 等 を 通 じ て 準 備
し ，そ れ ら の 情 報 及 び マ ニ ュ ア ル を 用 い た 事 故 時 対 応 訓 練 を 実施する。
そ れ ら の 情 報 及 び 手 順 書・社 内 規 程 を 用 い て ，事 故 時 対 応 訓

練を行うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取 扱 い の 習 熟 を 図 る と と も に ，資 機 材 等 に 関 す る 情 報 及 び マ ニ
ュアルの管理を実施する。
(添 付 資 料 1.0.9， 1.0.12， 1.0.13)

1.0－59

【解釈】３体制の整備は，以下によること。
ａ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 を 実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責
任 者 な ど を 定 め ，効 果 的 な 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し 得る体制を整備する方針であること。

ｂ）

実 施 組 織 と は ，運 転 員 等 に よ り 構 成 さ れ る 重 大 事 故等対策を実施する組織をいう。

ｃ）

実 施 組 織 は ，工 場 等 内 の 全 発 電 用 原 子 炉 施 設 で 同 時に重大事故が発生した場合においても対応できる方針であること。

ｄ）

支 援 組 織 と し て ，実 施 組 織 に 対 し て 技 術 的 助 言 を 行う技術支援組織及び実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整える運営支援組織等を設ける方針であること。

ｅ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 の 実
施 が 必 要 な 状 況 に お い て は ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 を
設 置 す る 方 針 で あ る こ と 。ま た ，あ ら か じ め 定 め た 連
絡 体 制 に 基 づ き ，夜 間 及 び 休 日 を 含 め て 必 要 な 要 員 が招集されるよう定期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要員招集を可能とする方針であること。

1.0－60ｆ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 の 実

施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される 各 班 の 機 能 が 明 確 に な っ て お り ，そ れ ぞ れ 責 任 者 を配置する方針であること。
ｇ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，指 揮 命 令 系 統 を 明 確
化 す る 方 針 で あ る こ と 。ま た ，指 揮 者 等 が 欠 け た 場 合に 備 え ，順 位 を 定 め て 代 理 者 を 明 確 化 す る 方 針 で あ ること。

ｈ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，上 記 の 実 施 体 制 が 実
効的に活動するための施設及び設備等を整備する方針であること。

ｉ）

支 援 組 織 は ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 及 び 重 大 事 故等 対 策 の 実 施 状 況 に つ い て ，適 宜 工 場 等 の 内 外 の 組 織へ 通 報 及 び 連 絡 を 行 い ，広 く 情 報 提 供 を 行 う 体 制 を 整える方針であること。

ｊ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，工 場 等 外 部 か ら の 支
援体制を構築する方針であること。

ｋ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 の 中 長 期
的 な 対 応 が 必 要 と な る 場 合 に 備 え て ，適 切 な 対 応 を 検討できる体制を整備する方針であること。

ｃ.

体制の整備
重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

1.0－61

(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役
割 分 担 及 び 責 任 者 等 を 定 め ，効 果 的 な 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し得る体制を整備する。
重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 が 必 要 な 状 況 に お い て ，事 故 原 因 の 除

去 等 の 必 要 な 活 動 を 迅 速 か つ 円 滑 に 行 う た め ，所 長 は ，事 象 に
応 じ て 非 常 事 態 を 宣 言 し ，災 害 対 策 要 員 の 非 常 招 集 ，通 報 連 絡を 行 い ，所 長 を 災 害 対 策 本 部 長 と す る 発 電 所 災 害 対 策 本 部 を 設置して対処する。
所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は ，災 害 対 策 本 部 の 本 部 長 と し て ，
災 害 対 策 本 部 の 統 括 管 理 を 行 い ，責 任 を 持 っ て 原 子 力 防 災 の 活動方針を決定する。
本 部 長 の 下 に 本 部 長 代 理 を 設 置 し ，本 部 長 代 理 は 本 部 長 を 補佐し，本部長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。
災 害 対 策 本 部 は ，重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 す る 実 施 組 織 ，実 施
組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組織で編成する。
ま た ，災 害 対 策 本 部 は ，通 常 時 の 発 電 所 体 制 下 で の 運 転 ，日常 保 守 点 検 活 動 の 実 施 経 験 が 災 害 対 策 本 部 で の 事 故 対 応 ，復 旧
活 動 に 活 か す こ と が で き ，組 織 が 効 果 的 に 重 大 事 故 等 対 策 を 実
施 で き る よ う に ，専 門 性 及 び 経 験 を 考 慮 し た 作 業 班 で 構 成 す る 。
災 害 対 策 本 部 は ，本 部 長 ，本 部 長 代 理 ，本 部 員 及 び 発 電 用 原
子 炉 主 任 技 術 者 で 構 成 さ れ る「 本 部 」と ，七 つ の 作 業 班 で 構 成
され，役割分担に応じて対処する。
災 害 対 策 本 部 に お い て ，指 揮 命 令 は 基 本 的 に 災 害 対 策 本 部 長
1.0－62

を 最 上 位 に 置 き ，階 層 構 造 の 上 位 か ら 下 位 に 向 か っ て な さ れ る 。
一 方 ，下 位 か ら 上 位 へ は ，実 施 事 項 等 が 報 告 さ れ る 。ま た ，プ
ラント状況や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あ ら か じ め 定 め た 手 順 に 従 っ て 運 転 班（ 当 直 発 電 長 ）が 行 う
運 転 操 作 や 復 旧 操 作 に つ い て は ，当 直 発 電 長 の 判 断 に よ り 自 律
的 に 実 施 し ，運 転 班 本 部 員 に 実 施 の 報 告 が 上 が っ て く る こ と になる。
災 害 対 策 本 部 の 機 能 を 担 う 要 員 の 規 模 は ，対 応 す る 事 故 の 様
相 及 び 事 故 の 進 展 や 収 束 の 状 況 に よ り 異 な る が ，プ ル ー ム 通 過の 前 ，プ ル ー ム 通 過 中 及 び プ ル ー ム 通 過 後 で も ，要 員 の 規 模 を
拡大及び縮小しながら円滑な対応が可能な組織とする。
格 納 容 器 ベ ン ト に 伴 っ て プ ル ー ム が 通 過 す る 際 に は ，プ ル ー
ム 通 過 時 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 ，中 央 制 御 室 待 避 室 及 び 二次隔離弁操作室にて監視及び操作に必要な災害対策要員を残す 。そ れ 以 外 の 災 害 対 策 要 員 は ，プ ル ー ム が 通 過 す る 前 に 原 子
力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 に 一 時 退 避 す る が ，プ ル ー ム が 通 過し た と 判 断 さ れ 次 第 ，災 害 対 策 本 部 の 体 制 が プ ル ー ム 通 過 時 の
体 制 か ら 重 大 事 故 時 の 対 応 体 制 に 移 行 す る の に 合 わ せ て ，発 電所に招集する。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 の 災
害 対 策 本 部 に お い て ，そ の 職 務 に 支 障 を 来 す こ と が な い よ う に ，
独 立 性 が 確 保 で き る 配 置 と し ，重 大 事 故 等 対 策 に お け る 発 電 用
原 子 炉 施 設 の 運 転 に 関 し 保 安 監 督 を 誠 実 か つ ，最 優 先 に 行 う ことを任務とする。
1.0－63

また， 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 運 転 に 関 し 保 安 上 必 要 な 場 合 は ，運 転に 従 事 す る 者 （ 所 長 を 含 む 。） へ 指 示 を 行 い ， 災 害 対 策 本 部 長は，その指示を踏まえ方針を決定する。
夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に 重 大 事 故 等 が 発 生
し た 場 合 ，災 害 対 策 要 員 は 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 が 発 電 用 原
子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができる よ う に ， 通 信 連 絡 手 段 に よ り 必 要 の 都 度 ， 情 報 連 絡 (プ ラ ン
ト の 状 況 ， 対 策 の 状 況 )を 行 い ， 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は 得ら れ た 情 報 に 基 づ き ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 運 転 に 関 し 保 安 上 必
要な場合は指示を行う。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 の 発 生 連 絡 を 受 け た
場 合 ，災 害 対 策 本 部 に 駆 け つ け る 。重 大 事 故 等 の 発 生 連 絡 を 受
け た 後 ，速 や か に 災 害 対 策 本 部 に 駆 け つ け ら れ る よ う に ，早 期に 非 常 招 集 が 可 能 な エ リ ア（ 東 海 村 又 は 隣 接 市 町 村 ）に 発 電 用
原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，重 大 事 故 等 対 策 に 係 る 手 順 書 の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
(b)

実 施 組 織 は ，当 直 ，重 大 事 故 等 の 現 場 活 動 を 行 う 重 大 事 故 等
対応要員及び初期消火活動を行う自衛消防隊で構成する。
実 施 組 織 の 要 員 は ，庶 務 班（ ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 ，消 火 活

動 等 の 実 施 ）， 保 修 班 （ 給 水 確 保 及 び 電 源 確 保 に 伴 う 措 置 等 の実 施 ）及 び 運 転 班（ 事 故 の 影 響 緩 和 ・ 拡 大 防 止 に 関 す る 運 転 上の 措 置 等 の 実 施 ）で 構 成 さ れ ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 班 長を配置する。
1.0－64(c)隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応
が 必 要 な 事 象 が 発 生 し た 場 合 ，災 害 対 策 本 部 は 各 発 電 所 の 状 況や 使 用 可 能 な 設 備 ，事 象 の 進 展 等 の 状 況 を 共 有 し ，東 海 発 電 所
長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。
ま た ，情 報 の 混 乱 に よ り 通 報 連 絡 が 遅 れ る こ と の な い よ う に ，通 報 連 絡 を 行 う 情 報 班 を 設 け ，原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法（ 以下 「 原 災 法 」 と い う 。） に 定 め ら れ た 通 報 連 絡 先 へ 円 滑 に 通 報連絡を行う体制とする。
東 海 第 二 発 電 所 の 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，東 海 第 二 発 電所の保安監督を誠実かつ，最優先に行う。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 の 選 任 に つ い て は ，隣 接 す る 東 海 発
電所は廃止措置中であり，かつ，全燃料取り出し済みである。
こ の た め ，東 海 発 電 所 に お い て 重 大 事 故 等 は 発 生 せ ず ，複 数号 炉 の 同 時 被 災 を 考 慮 す る 必 要 が 無 い こ と か ら ，東 海 第 二 発 電
所のみ発電用原子炉主任技術者を選任している。
(d)

災 害 対 策 本 部 に は ，支 援 組 織 と し て 技 術 支 援 組 織 と 運 営 支 援
組織を設ける。
支 援 組 織 の う ち 技 術 支 援 組 織 は ，技 術 班（ 事 故 状 況 の 把 握 ・

評 価 ，プ ラ ン ト 状 態 の 進 展 予 測 ・ 評 価 ，事 故 拡 大 防 止 対 策 の 検
討 及 び 技 術 的 助 言 等 ）， 放 射 線 管 理 班 （ 発 電 所 内 外 の 放 射 線 ・
放 射 能 の 状 況 把 握 ，影 響 範 囲 の 評 価 ，被 ば く 管 理 ，汚 染 拡 大 防
止 措 置 等 に 関 す る 技 術 的 助 言 ，二 次 災 害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ），保 修 班（ 事 故 の 影 響 緩 和 ・ 拡 大 防 止 に 関 す る 対 応 指 示 ，不 具 合設 備 の 応 急 復 旧 及 び 技 術 的 助 言 ， 放 射 性 物 質 の 汚 染 除 去 等 ），1.0－65

運 転 班（ プ ラ ン ト 状 態 の 把 握 及 び 災 害 対 策 本 部 へ の イ ン プ ッ ト ，事 故 の 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に 関 す る 対 応 指 示 及 び 技 術 的 助 言 等 ）で 構 成 し ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 本 部 員 と 班 長 を 配 置 す る 。
支 援 組 織 の う ち 運 営 支 援 組 織 は ，情 報 班（ 事 故 に 関 す る 情 報
収 集・整 理 及 び 連 絡 調 整 ，本 店（ 東 京 ）（ 以 下「 本 店 」と い う 。）
対 策 本 部 及 び 社 外 機 関 と の 連 絡 調 整 等 ）， 広 報 班 （ 発 生 し た 事
象 に 関 す る 広 報 ，関 係 地 方 公 共 団 体 の 対 応 ，報 道 機 関 等 の 社 外
対 応 ， 発 電 所 内 外 へ 広 く 情 報 提 供 等 ）， 庶 務 班 （ 災 害 対 策 本 部の 運 営 ，防 災 資 機 材 の 調 達 及 び 輸 送 ，所 内 警 備 ，避 難 誘 導 ，医療（ 救 護 ）に 関 す る 措 置 ，二 次 災 害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ）で 構
成 し ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 本 部 員 と ，班 員 に 対 し て 具 体
的な作業指示や作業状況を本部に報告する班長を配置する。
(e)

所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は ，警 戒 事 象（ そ の 時 点 で は ，公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではない
が ， 原 災 法 第 10条 第 1項 に 基 づ く 特 定 事 象 に 至 る お そ れ が あ る
事 象 ），特 定 事 象 又 は 原 災 法 第 15条 第 1項 に 該 当 す る 事 象 が 発 生
し た 場 合 に お い て は ，非 常 事 態 を 宣 言 し ，要 員 の 非 常 招 集 ，通報 連 絡 を 行 い ，所 長 (原 子 力 防 災 管 理 者 )を 本 部 長 と す る 発 電 所
警 戒 本 部 又 は 災 害 対 策 本 部 を 設 置 す る 。そ の 中 に 実 施 組 織 及 び
支援組織を設置し重大事故等の対策を実施する。
夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に お い て ，重 大 事 故等 が 発 生 し た 場 合 で も ，速 や か に 対 策 を 行 え る よ う に ，発 電 所
内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保する。
災 害 対 策 本 部（ 全 体 体 制 ）が 構 築 さ れ る ま で の 間 ，統 括 待 機
当 番 者（ 副 原 子 力 防 災 管 理 者 ）の 指 揮 の 下 ，当 直 運 転 員 及 び 重
1.0－66

大 事 故 等 対 応 要 員 を 主 体 と し た 初 動 の 体 制 を 確 保 し ，迅 速 な 対
応 を 図 る 。具 体 的 に は ，統 括 待 機 当 番 者 は 関 係 箇 所 と 通 信 連 絡
設 備 を 用 い て 情 報 連 携 し な が ら ，当 直 運 転 員 及 び 重 大 事 故 等 対
応要員へ指示を行う。当直運転員及び重大事故等対応要員は，統括待機当番者の指示の下，必要な重大事故等対策を行う。
非 常 招 集 す る 要 員 へ の 連 絡 に つ い て は ，一 斉 通 報 シ ス テ ム 又は 電 話 を 活 用 す る 。な お ，地 震 に よ り 通 信 障 害 等 が 発 生 し ，一斉通報システム又は電話を用いて非常招集連絡ができない場
合 に お い て も ， 発 電 所 周 辺 地 域 （ 東 海 村 ） で 震 度 6弱 以 上 の 地
震 が 発 生 し た 場 合 に は ，各 災 害 対 策 要 員 は ，社 内 規 程 に 基 づ き
自主的に参集する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に す み や か に 対 応 す る た め ，重 大事 故 等 に 対 処 す る 要 員 と し て ，災 害 対 策 要 員 21名 ，当 直 運 転 員
7名 ， 火 災 発 生 時 の 初 期 消 火 活 動 に 対 応 す る た め の 自 衛 消 防 隊
11名 の 合 計 39名 を 確 保 す る 。
ま た ，参 集 す る 災 害 対 策 要 員 と し て ，発 電 所 敷 地 内 に 待 機 する 39名 を 除 く 要 員 71名 （ 拘 束 当 番 ） を 確 保 す る 。
中 央 制 御 室 の 当 直 運 転 員 は ，当 直 発 電 長 ，当 直 副 発 電 長 ，当直 運 転 員 の 計 7名 ／ 直 を 配 置 し て い る 。 な お ， 原 子 炉 運 転 停 止
中 ※ に つ い て は ， 当 直 運 転 員 を 5名 ／ 直 と す る 。
※

原 子 炉 の 状 態 が 冷 温 停 止 （ 原 子 炉 冷 却 材 温 度 が 100 ℃ 未満）及び燃料交換の期間

参 集 す る 災 害 対 策 要 員 に つ い て は ，多 く の 要 員 が 東 海 村 内 に
居 住 し て い る こ と か ら ， 非 常 招 集 か ら 2時 間 後 に は ， 重 大 事 故等 対 応 に 必 要 な 要 員 が 参 集 す る と 評 価 し て い る が ，参 集 性 を よ
1.0－67

り 高 め る た め ，運 転 操 作 ，給 水 確 保 及 び 電 源 確 保 に 係 る 役 割 を担 う 要 員 は ，そ の 要 員 の 居 住 地 に 応 じ て 発 電 所 近 傍 に 待 機 さ せる。
発 電 所 外 か ら 要 員 が 参 集 す る ル ー ト は ，発 電 所 正 門 を 通 行 して 参 集 す る ル ー ト を 使 用 す る 。発 電 所 正 門 を 通 行 し た 参 集 ル ー
ト が 使 用 で き な い 場 合 は ，発 電 所 正 門 以 外 を 通 行 す る 参 集 ル ー
ト す る 。ま た ，隣 接 事 業 所 と の 合 意 文 書 に 基 づ き ，隣 接 事 業 所の敷地内を通行して発電所に参集する。
な お ，隣 接 事 業 所 の 敷 地 内 の 道 路 上 に ，災 害 対 策 要 員 の 通 行に 支 障 を き た す 障 害 物 等 が 確 認 さ れ た 場 合 に は ，協 議 の 上 ，当社が障害物等の撤去を行うことが可能である。
重 大 事 故 等 の 対 応 で ，高 線 量 下 に お け る 対 応 が 必 要 な 場 合 においても，社員で対応できるように要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感 染 症 等 が 発 生 し ，所 定 の 要 員 に 欠 員 が 生 じ た 場 合 は ，夜 間 ・
休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）を 含 め 要 員 の 補 充 を 行 う と と もに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必 要 な 要 員 の 補 充 の 見 込 み が 立 た な い 場 合 は ，原 子 炉 停 止 等の 措 置 を 実 施 し ，確 保 で き る 要 員 で ，安 全 が 確 保 で き る 原 子 炉の運転状態に移行する。
ま た ，あ ら か じ め 定 め た 連 絡 体 制 に 基 づ き ，夜 間 ・ 休 日（ 平日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）を 含 め て 必 要 な 要 員 を 非 常 招 集 で き る ように，定期的に通報連絡訓練を実施する。
(f)

重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 の 各 班 の 機 能 は ，上記 (a)項 ， (b)項 及 び (d)項 の と お り 明 確 に す る と と も に ， 各 班
1.0－68

に責任者として本部員及び班長を配置する。
(g)

災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，
指 揮 者 で あ る 本 部 長 の 所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）が 不 在 の 場 合に 備 え ，あ ら か じ め 定 め た 順 位 に 従 い ，副 原 子 力 防 災 管 理 者 がそ の 職 務 を 代 行 す る 。ま た ，災 害 対 策 本 部 の 各 班 を 統 括 す る 本
部 員 ，班 長 に つ い て も 不 在 の 場 合 に 備 え ，代 行 者 を あ ら か じ め
明確にする。
当直発電長が急病等により勤務の継続が困難となった場合

は ，発 電 長 代 務 者 が 中 央 制 御 室 へ 到 着 す る ま で の 間 ，運 転 管 理に当たっている当直副発電長が代務に当たることをあらかじ
め定めている。
(h)

災害対策要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織が 定 め ら れ た 役 割 を 遂 行 す る た め に ，関 係 箇 所 と の 連 携 を 図 り
迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。
支 援 組 織 が ，重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な プ ラ ン ト の パ ラ メ ー タ
を 確 認 す る た め の 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ 以 下「 Ｓ Ｐ Ｄ
Ｓ 」と い う 。），発 電 所 内 外 に 通 信 連 絡 を 行 い 関 係 箇 所 と 連 携 を図るための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 ， Ｉ Ｐ － 電 話 機 ， Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊急時対策所を整備する。
実 施 組 織 が ，中 央 制 御 室 ，緊 急 時 対 策 所 及 び 現 場 と の 連 携 を
1.0－69図 る た め ，携 行 型 有 線 通 話 装 置 ，無 線 通 話 設 備 及 び 衛 星 電 話 設
備 等 を 整 備 す る 。ま た ，電 源 が 喪 失 し 照 明 が 消 灯 し た 場 合 で も ，迅 速 な 現 場 へ の 移 動 ，操 作 及 び 作 業 を 実 施 し ，作 業 内 容 及 び 現
場状況の情報共有を実施できるようにヘッドライト及びランタン等を整備する。
こ れ ら は ，重 大 事 故 等 時 に お い て ，初 期 に 使 用 す る 施 設 及 び
設 備 で あ り ，こ れ ら の 施 設 又 は 設 備 を 使 用 す る こ と に よ っ て 発
電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 確 認 し ，必 要 な 発 電 所 内 外 各 所 へ 通 報
連 絡 を 行 い ，ま た 重 大 事 故 等 対 処 の た め ，夜 間 に お い て も 速 やかに現場へ移動する。
(i)

支 援 組 織 は ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 及 び 重 大 事 故 等 対 策 の
実 施 状 況 に つ い て ，原 子 力 施 設 事 態 即 応 セ ン タ ー に 設 置 す る 本
店 対 策 本 部 ，国 ，関 係 地 方 公 共 団 体 等 の 発 電 所 内 外 の 組 織 へ の
通 報 連 絡 を 実 施 で き る よ う に ，衛 星 電 話 設 備 及 び 統 合 原 子 力 防
災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用 い た 通 信 連 絡 設 備 等 を 配 備 し ，広 く 情 報 提供を行うことができる体制を整備する。
発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況に係 る 情 報 は ，災 害 対 策 本 部 の 各 班 の 報 告 を も と に 情 報 班 に て 一
元 的 に 集 約 管 理 し ，発 電 所 内 外 で 共 有 す る と と も に ，本 店 対 策
本 部 と 災 害 対 策 本 部 間 に お い て ，衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防災ネットワークを用いた通信連絡設備及び安全バラメータ表示 シ ス テ ム (Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ )等 を 使 用 す る こ と に よ り ，発 電 所 の 状 況
及 び 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 状 況 の 情 報 共 有 を 行 う 。ま た ，本 店
対 策 本 部 と の 情 報 共 有 を 密 に す る こ と で 報 道 発 表 ，外 部 か ら の問い合わせ対応及び関係機関への連絡を本店対策本部で実施
1.0－70し ，災 害 対 策 本 部 が 事 故 対 応 に 専 念 で き ，か つ ，発 電 所 内 外 へ
広く情報提供を行うことができる体制を整備する。
(j)

重 大 事 故 等 発 生 時 に ，発 電 所 外 部 か ら の 支 援 を 受 け る こ と ができるように支援体制を整備する。
発 電 所 に お い て ， 警 戒 事 象 ，特 定 事 象 又 は 原 災 法 第 15条 第 1

項 に 該 当 す る 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て は ，非 常 事 態 を 宣 言するとともに本店発電管理室長へ報告する。
報 告 を 受 け た 本 店 発 電 管 理 室 長 は た だ ち に 社 長 に 報 告 し ，社
長 は 本 店 に お け る 非 常 事 態 を 発 令 す る 。本 店 発 電 管 理 室 長 か ら
連 絡 を 受 け た 本 店 庶 務 班 長 は ，本 店 に お け る 本 店 対 策 本 部 組 織の要員を非常招集する。
社 長 は ，本 店 に お け る 非 常 事 態 を 発 令 し た 場 合 ，す み や か に
本 店 対 策 本 部 を 設 置 し ，本 店 対 策 本 部 長 と し て そ の 職 務 を 行 う 。
社 長 が 不 在 の 場 合 は ，あ ら か じ め 定 め た 順 位 に 従 い ，本 店 対 策
本部の副本部長がその職務を代行する。
社 長 は ，本 店 対 策 本 部 の 設 置 ，運 営 ，統 括 及 び 災 害 対 策 活 動に 関 す る 統 括 管 理 を 行 い ，副 本 部 長 は 本 部 長 を 補 佐 す る 。本 店
対策本部各班長は，本部長が行う災害対策活動を補佐する。
本 店 対 策 本 部 は ，全 社 で の 体 制 と し ，災 害 対 策 本 部 が 重 大 事
故等対策に専念できるように支援する。
本 店 対 策 本 部 は ，福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 事 故 か ら 得 ら れ た
教訓から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めた体制と す る こ と に よ り ，社 長 を 本 部 長 と し た 指 揮 命 令 系 統 を 明 確 にし ，災 害 対 策 本 部 が 重 大 事 故 等 対 策 に 専 念 で き る 体 制 を 整 備 する。
1.0－71

情報班は，事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援 助 及 び 本 店 対 策 本 部 内 で の 連 絡 調 整 ，社 外 関 係 機 関 と の連絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等を行う。
庶 務 班 は ，通 信 施 設 の 確 保 ，要 員 の 確 保 ，応 援 計 画 案 の 作 成
及び各班応援計画の取りまとめ等を行う。
広 報 班 は ，報 道 機 関 等 と の 対 応 ，広 報 関 係 資 料 の 作 成 ，応 援
計画案の作成等を行う。
技 術 班 は ，原 子 炉 ・ 燃 料 の 安 全 に 係 る 事 項 の 検 討 ，発 電 所 施
設・環 境 調 査 施 設 の 健 全 性 確 認 ，災 害 対 策 本 部 が 行 う 応 急 活 動の検討，応援計画案の作成等を行う。
放 射 線 管 理 班 は ，放 射 線 管 理 に 係 る 事 項 の 検 討 ，個 人 被 ば くに係る事項の検討，応援計画の作成等を行う。
保 健 安 全 班 は ，緊 急 被 ば く 医 療 に 係 る 事 項 の 検 討 ，応 援 計 画案の作成等を行う。
社 長 は ，発 電 所 に お け る 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 を 支 援 す る た
め に ，原 災 法 第 10条 通 報 後 ，原 子 力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 の設営を本店庶務班長に指示する。
本 店 庶 務 班 長 は ，あ ら か じ め 選 定 し て い る 施 設 の 候 補 の 中 から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。
本 店 庶 務 班 長 は ，原 子 力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 へ 必 要 な 要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策拠点を運営し，災害対策に必要な資機材等の支援を実施する。
本 店 庶 務 班 長 は ，他 の 原 子 力 事 業 者 及 び 原 子 力 緊 急 事 態 支 援
組 織 へ 必 要 に 応 じ て 応 援 を 要 請 し ，支 援 が 受 け ら れ る 体 制 を 整
1.0－72

備する。
(k)

本 店 対 策 本 部 は ，全 社 で の 体 制 と し ，重 大 事 故 等 の 拡 大 防 止を 図 り ，特 に 中 長 期 の 対 応 に つ い て 災 害 対 策 本 部 の 活 動 を 支 援
す る こ と を 役 割 と し て い る 。こ の た め ，重 大 事 故 等 発 生 後 の 中
長 期 的 な 対 応 が 必 要 に な る 場 合 に は ，本 店 対 策 本 部 が 中 心 と な
り ，プ ラ ン ト メ ー カ 及 び 協 力 会 社 を 含 め た 社 内 外 の 関 係 各 所 と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備

え て ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 部 品 取 替 に よ る 復 旧 手 段 を 整 備 す るとともに，主要な設備※の取替物品をあらかじめ確保する。
※ 主 要 な 設 備 と は ，短 期 的 に は 重 大 事 故 等 対 処 設 備 で 対 応
を 行 い ，そ の 後 の 事 故 収 束 対 応 の 信 頼 性 向 上 の た め ，長期的に使用する設備等をいう。
ま た ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 補 修 を 実 施するための作業環境の線量低減対策やプラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られ る よ う に ，プ ラ ン ト メ ー カ と の 間 で 支 援 体 制 を 整 備 し て い る 。
(添 付 資 料 1.0.10,1.0.ll,1.0.15,1.0.16)

1.0－73

表 1.0.1
1.1

重大事故等対策における手順書の概要（1／19）

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
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，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入，原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，自動減圧系の起方針目的

動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止により，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ための手順等を整備する。
また，自動での原子炉緊急停止及び手動による原子炉緊急停止ができない場合，原子炉
出力抑制を図った後に，ほう酸水注入により未臨界に移行する手順等を整備する。

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉緊急停止（原子炉スクラ

制御棒挿入

代替制御棒挿入機能によるム）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が発生した場合は，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒の自動挿入により，原子炉が緊急停止したことを確認する。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で挿入されなかった場合又は最大未臨界引抜位置を確認できない場合
は，中央制御室からの手動操作によりＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を作動させて制御棒を挿入し，原子炉を緊急停止する。

による原子炉出力抑制

原子炉再循環ポンプ停止

による原子炉出力急上昇防止

自動減圧系の起動阻止スイッチ

対応手段等

フロントライン系故障

ＡＴＷＳが発生した場合は，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ機能）により原子炉再循環ポンプが自動で停止するため，
炉心流量が低下し，原子炉出力が抑制されたことを確認する。
また，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原子炉再循環ポンプを停止させ，原子炉の出力を抑制する。

ＡＴＷＳが発生した場合は，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の自動起動を阻止し，自動減圧による原子炉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。

1.0－74

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
ＡＴＷＳが発生した場合は，自動減圧系の起動阻止スイッチによる原

ほう酸水注入対応手段等

フロントライン系故障

子炉出力急上昇防止を実施した後，サプレッション・プール水の温度が原子炉出力－サプレッション・プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入
系起動領域」に近接した場合に，中央制御室からの手動操作によりほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界とする。
また，ＡＴＷＳ発生時に不安定な出力振動（以下「中性子束振動」という。）を確認した場合は，ほう酸水注入系によりほう酸水を注入する。

運転時の異常な過渡変化時において，ＡＴＷＳが発生するおそれがある場合又はＡＴＷＳが発生した場合は，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒の自動挿入により原子炉を緊急停止する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で挿入されなかった場合又は最大未臨界引抜位置を確認できない場合は，中央制御室からの手動操作によりＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を作動させて制御棒を挿入し，原子炉を緊急停止する。

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が挿入されない若しくは最大未臨界引抜位置まで挿入されない場合，又は制御棒位置
指示が確認できない場合は，原子炉停止機能喪失と判断し，原子炉出力が規定値以上の場合は，原子炉再循環ポンプの手動停止により原子炉出力抑制を行うとともに，自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動を阻止する。
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を実施した後，サプレッション・プール水の温度が原子炉出力－サプレッション・
プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合，又は中性子束振動が確認された場合は，中央制御室からの手動操作によりほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界とする。

1.0－75

表 1.0.1 表
1.2

重大事故等対策における手順書の概要（2／19）

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
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，高圧

方針目的

代替注水系による原子炉注水，高圧代替注水系の現場操作による原子炉注水により原子炉を冷却する手順等を整備する。
また，原子炉を冷却するため，原子炉水位を監視及び制御する手順等を整備する。
さらに，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系により注水する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備を使用した対応手段

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
レイ系が健全であれば，これらを重大事故等対処設備と位置づけ重大事
故等の対処に用いる。

高圧代替注水系による現場での人力操作による代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

サポート系故障時

高圧代替注水系起動

対応手段等

原子炉注水

フロントライン系故障

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉
心スプレイ系ポンプの故障により原子炉へ注水ができない場合は，中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し，原子炉へ注水する。

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スプレイ系による原子炉への注水ができない場合は，常設高圧代替注水系ポンプを中央制御室からの手動起動による原子炉注水のほか，現場での人力による弁の操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水する。

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を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する前に以下の手段等により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
・代替交流電源設備（常設又は可搬型）により充電器に給電し，直流電源を供給する。
・代替直流電源設備（常設又は可搬型）により直流電源を供給する。

1.0－76

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「高圧代替注水系による原子炉注水」及び「現場での人力操作による高圧代替注水系起動」により原子炉へ注水する際には，原子炉水位を，
原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）等により監視する。
また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場
合，当該パラメータの値を推定する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動する場合は，高監視及び制御圧代替注水系の作動状況を原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統
流量，サプレッション・プール水位により監視する。

対応手段等

現場での人力操作により高圧代替注水系を起動する場合は，高圧代替注水系の作動状況を原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域），高圧代替注水系系統流量等により監視する。
原子炉水位の調整が必要な場合は，中央制御室からの操作，又は現場での弁の操作により原子炉水位を制御する。

ほう酸水注入系

による原子炉注水

重大事故等の進展抑制

原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系による
原子炉注水により原子炉水位が維持できない場合には，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水貯蔵タンクを水源として，ほう酸水注入系
により原子炉へ注水する。

フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

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
レイ系が機能喪失し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合は，中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
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。

1.0－77

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
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スプレイ系が使用できない場合は，中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動
し，原子炉へ注水する。中央制御室からの手動操作により高圧代替注水
系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替
注水系を起動し，原子炉へ注水する。
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サポート系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

全交流動力電源のみ喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を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する前に常設代替交流電源設備，又は可搬型代替交流電源設備により充電器に給電し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。
代替交流電源設備により給電ができない場合は，常設代替直流電源
設備又は可搬型代替直流電源設備により，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。
可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備等に燃料を給油することにより，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。

現場での人力操作による高圧代替注水系起動は，円滑に作業できるよ

現場での弁の手動操作による環境条件

高圧代替注水系の起動時のうに，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

1.0－78

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

作業性

現場での人力操作による高圧代替注水系起動は，通常の弁操作であ電源確保 燃料補給

配慮すべき事項る。
全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備，又は可搬型代替交
流電源設備を用いてほう酸水注入系へ給電する。
配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0－79

表 1.0.1
1.3

重大事故等対策における手順書の概要（3／19）

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象施設が有する発電用
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，過渡時自動減圧機能による原子炉減圧の自動化及び手動操作による減方針目的

圧により原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する手順等を整備する。
また，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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する手順等を整備する。
さらに，インターフェイスシステムＬＯＣＡ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手順等を整備するとともに，隔離ができない場合は，減圧する手順等を整備する。

対応手段等

手動操作による減圧

フロントライン系故障時減圧の自動化

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。）が故障により原子炉の自動減圧ができない場合は，過渡時自動減圧機能の自動作動を確認し，原子炉を減圧する。

設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障により原子炉の自動減圧ができない場合は，中央制御室からの手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）用電磁弁を作動させ，アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能）に供給することにより逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して原子炉を減圧する。

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

サポート系故障時

常設直流電源系統喪失時の減圧が喪失し，原子炉の減圧ができない場合は，以下の手段により直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。
・常設代替直流電源設備により直流電源を確保する。常設代替直流電
源設備により直流電源を確保できない場合は，可搬型代替直流電
源設備等により直流電源を確保する。
・中央制御室にて逃がし安全弁（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）を手動操作により開放して，原子炉を減圧する。

1.0－80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，非常用窒素供給系により逃がし安全弁

非常用窒素供給系による窒素確保（自動減圧機能）の駆動源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
非常用窒素供給系からの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の窒素の供給圧力が低下した場合に，予備の高圧窒素ボンベに切り替える。また，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した
場合は，予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，原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動に必要な窒素供給が喪失した場合，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により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の窒素を確保し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放することで，原子炉を減圧する。

非常用逃がし安全弁駆動系による

原子炉減圧

サポート系故障時

対応手段等

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，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）のアクチュエータに非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベから窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。また，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供給することで窒素を確保し，原子炉を減圧する。

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によ

逃がし安全弁の復旧

代替電源設備を用いたる原子炉の減圧機能が喪失した場合は，以下の手段により直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧することで原子炉を減圧する。
・代替直流電源設備等により直流電源を確保する。
・代替交流電源設備等により充電器に給電することで，直流電源を確保する。

1.0－81

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
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直接加熱の防止高圧溶融物放出／格納容器雰囲気

おいて，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を防止するため，中央制御室からの手動操作で逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放することにより原子炉を減圧する。

対応手段等

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，中央制御室から漏えい箇所の隔離操作を実施する。

ＬＯＣＡ溢水時

インターフェイスシステム

漏えい箇所の隔離ができない場合は，原子炉格納容器外への漏えいを抑制するため，逃がし安全弁により原子炉を減圧し，現場での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。

逃がし安全弁の自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が自動で作動

フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

しない場合，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系による原子炉注水準備が完了した後，逃がし安全弁（自動減圧機能）の中央制御室からの手動操作により原子炉を減圧する。
なお，原子炉水位低異常低下（レベル１）設定点到達10分後及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合，
過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させて自動で原子炉を減圧する。

1.0－82

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
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合は，常設代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させて，原子炉を減圧する。
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は，常設
代替交流電源設備等により充電器に給電することで直流電源を確保
し，逃がし安全弁機能を回復させて原子炉を減圧する。

重大事故等時の対応手段の選択

常設代替直流電源設備による直流電源の確保に失敗した場合は，可サポート系故障時

搬型代替直流電源設備等により逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。
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は，非常用窒素供給系により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確保され，逃がし安全弁（自動減圧機能）により原子炉を減圧する。
非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確配慮すべき事項

保できない場合，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)の駆動源を確保する。

逃がし安全弁の背圧対策

逃がし安全弁は，非常窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系により，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件においても確実に作動させることができるよう，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力を設定する。

インターフェイス

溢水の影響

システムＬＯＣＡによる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ようにする。

1.0－83

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

インターフェイス

作業性配慮すべき事項

システムＬＯＣＡの検知

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，非常用炉心冷却系の系統圧力，原子炉圧力，原子炉水位及び格納容器圧力等の関連パラメータ変化を確認することで判断する。また，非常用炉心冷却系のポン
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，漏えい場所の特定は，床漏えい検出器及び火災報知器等により行う。

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が，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。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14給と同様である。

1.0－84電源の確保に関する手順等」の燃料補表 1.0.1
1.4

重大事故等対策における手順書の概要（4／19）

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
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

方針目的

容器の破損を防止するため，低圧代替注水系による原子炉を冷却する手順等を整備する。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，低圧代替注水系により残存溶融炉
心を冷却する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系又使用した対応手段

設計基準事故対処設備を

は原子炉停止時冷却系）又は低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位置づけ重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）
ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障により原子炉注

対応手段等

水ができない場合は，以下の手段により原子炉へ注水し，原

フロントライン系故障時

原子炉運転中の場合

低圧代替注水系による原子炉の冷却

子炉を冷却する。
・代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注
水系（可搬型）等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－85

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
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全交流動力電源喪失により使用できサポート系故障
原子炉運転中の場合

対応手段等

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の復旧ない場合は，低圧代替注水系による原子炉の冷却に加え，常設
代替交流電源設備を用いて非常交流電源設備へ給電すること
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を復旧し，サプレッション・プールを水源とした，原子炉へ注
水し，原子炉を冷却する。
また，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系
が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合は，緊急用海水ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系を復旧し，サプレッション・プールを水源とした，原子炉へ注水し，原子炉を冷却する。
なお，常設代替交流電源設備等へ燃料を給油し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系を運転継続することが可能である。
原子炉運転停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に移行し，長期的に原子炉を除熱する。

炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融

低圧代替注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

炉心が残存する場合は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，残存溶融炉心を冷却する。
・サプレッション・プールを水源とした，代替循環冷却系により注水する。
・代替循環冷却系により残存溶融炉心の冷却ができない場合
は，代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（常設）
により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（可搬型）により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－86

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
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷フロントライン系故障

低圧代替注水系による原子炉の冷却却系）ポンプが故障により原子炉除熱ができない場合は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，原子炉を冷却する。
・代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水できない場合
は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（可搬型）により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷代替注水系による原子炉の冷却に加え，常設代替交流電源設備

サポート系故障

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の復旧

対応手段等

原子炉停止中の場合却系）が全交流動力電源喪失により使用できない場合は，低圧を用いて非常用交流電源設備へ給電することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，原子炉の除熱を実施する。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が残留熱除去系
海水系機能喪失により使用できない場合は，緊急用海水ポンプ
又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，原子炉の除熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備へ燃料を給油し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を運転継続する。

1.0－87

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
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障により原子炉注水ができない場
合において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流動力
電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。

フロントライン系故障

低圧代替注水系（常設）により原子炉の冷却ができない場合
において，低圧代替注水系（可搬型）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）が確保されている
場合は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉への注

原子炉運転中の場合配慮すべき事項

重大事故等の対応手段の選択

水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水手段と同時並行で準備を開始する。

常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場
合において，残留熱除去系海水系の運転ができる場合は，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉を冷却する。残留熱除去系（低圧注水系）の運転ができない場合は，低圧炉心ス
プレイ系により原子炉を冷却する。
また，残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海サポート系故障

水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉を冷却する。残留熱除去系（低圧注水系）の運転ができない場合は，低圧炉心スプレイ系により原子炉を冷却する。

1.0－88

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
炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融

重大事故等の対応手段の選択

原子炉運転中の場合

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

炉心が残存する場合において，代替循環冷却系に異常がなく，交流動力電源及び水源（サプレッション・プール）が確保されている場合は，代替循環冷却系により残存溶融炉心を冷却する。
代替循環冷却系により残存溶融炉心の冷却ができない場合
において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流動力電
源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない場合において，低圧代替注水系（可搬型）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）が確保されている場合は，低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。

配慮すべき事項

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）及び低圧炉心スプレイ系が全交流動力電源喪失により使用できない場合において，低圧代替注水系（常設）に異常がな

重大事故等時の対応手段の選択

原子炉停止中の場合

フロントライン系故障

く，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている
場合は，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
低圧代替注水系（常設）により原子炉の冷却ができない場合
おいて，低圧代替注水系（可搬型）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）が確保されている場
合は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。

常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場

サポート系故障合において，残留熱除去系海水系の運転ができる場合は，残留熱除去系（停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
また，残留熱除去系海水系の運転ができない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（停止時冷却系）
により原子炉を除熱する。

1.0－89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

残存溶融炉心の冷却における留意事項

残存溶融炉心の冷却については，格納容器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を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合
は，格納容器スプレイを優先する。

作業性

ス等の接続は，速やかに作業ができるように，可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

電源確保

配慮すべき事項

低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水大型ポンプのホー

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて低圧代替注
水系等による注水に必要な設備へ給電する。

燃料補給

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の確保に関する手順等」に整備する。

1.0－90電源表 1.0.1
1.5

重大事故等対策における手順書の概要（5／19）

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

方針目的においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，格納容器逃がし装置又は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，緊急用海水系による原子炉格納容器内の除熱により最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備を使用した対応手段

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，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系海水系が健全であれば，重大事故等対処設備と位置づけ重大事故等の対処に用いる。

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，サ格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系による緊急用海水系によるサポート系故障時

除熱

フロントライン系故障時対応手段等

原子炉格納容器内の減圧及び除熱

プレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプの故障により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，以下の手段により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置により輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合は，耐圧強化ベント系
により輸送する。
なお，中央制御室から格納容器圧力逃がし装置を遠隔操作できない場
合は，遠隔人力操作機構を使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，緊急用海水系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

1.0－91

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
残留熱除去系が機能喪失し，サプレッション・プール水位指示値が規定水位に到達した場合は，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の準備を開始する。
格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。

フロントライン系故障時

対応手段等

重大事故等時の対応手段の選択

残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，内部水源である代替循環冷却系により原子炉格納容器内の除熱を実施するが，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合
は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを実施する。
外部水源を使用した代替格納容器スプレイによりサプレッション・プ
ールの水位が上昇し，サプレッション・プール水位指示値が代替格納容器スプレイ停止判断の水位指示値に到達した場合は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを停止し，原子炉格納容器が規定圧力に到達した場合に，格納容器ベント操作に移行する。
なお，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系を用いて格納容器ベントを実施する場合は，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるサプレッション・チェンバ側ベントを第一優先とする。

作業性

格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構による現場操作については，操作に必要な工具等はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備等を用いて電源確保配慮すべき事項

格納容器ベントを実施するために必要な電動弁へ給電する。電源が確保できない場合は，遠隔人力操作機構による現場操作を行う。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格
納容器スプレイ冷却系），残留熱除去系海水系及び緊急用海水系を復旧
する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14と同様である。

1.0－92電源の確保に関する手順等」の燃料補給

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（6／19）

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において，

方針目的

炉心の著しい損傷を防止するため，代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手順等を整備する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手順等を整備する。

設計基準事故対処

設備を使用した対応手段

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系又はサプレッション・プール冷却系）が健全であれば，重大事故等対処設備と位置づけ重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，以による原子炉格納容器内の除熱及び冷却

炉心損傷前

フロントライン系故障時

対応手段等

代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系下の手段により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・内部水源であるサプレッション・プールを水源とした，代替
循環冷却系により除熱する。
・代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場
合は，外部水源である代替淡水貯槽を水源とした，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により冷却する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内を冷却できない場合は，外部水源である西側淡水貯水設備
又は代替淡水貯槽を水源とした，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）により冷却する。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納容器内の冷却は，海を水源として利用できる。

1.0－93

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ

失により使用できない場合は，常設代替交流電源設備を用いて非常設代替交流電源設備によるサポート系故障時

炉心損傷前

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系

冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪常用交流電源設備へ給電するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，
緊急用海水ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧し，サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内を除熱する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により対応手段等機能喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，以下の手段により原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

による原子炉格納容器内の除熱及び冷却

フロントライン系故障時

炉心損傷後

代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系の濃度を低下させる。
・外部水源である代替淡水貯槽を水源とした，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）により冷却する。
・代替循環冷却系の冷却水が確保された場合は，内部水源であるサプレッション・プールを水源とした，代替循環冷却系により除熱する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系が使用できない場合は，外部水源である西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした，
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により冷却する。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納容器内の冷却は，海を水源として利用できる。

1.0－94

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪常設代替交流電源設備によるサポート系故障時

炉心損傷後

対応手段等

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系

失により使用できない場合は，常設代替交流電源設備を用いて非常用交流電源設備に給電するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，
緊急用海水ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧し，サプレッション・プールを水源として原子炉格納容器内を除熱する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合，炉心損傷前後において，以下の優先順位で除
熱及び冷却を実施する。
・炉心損傷前フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

代替循環冷却系に異常がなく，交流動力電源及び水源（サプレッション・プール（内部水源)）が確保されている場合は，代替循環冷却系により原子炉格納容器内を除熱する。
代替循環冷却系が使用できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽（外部水源））が確保されている場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内を冷却する。
代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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（外部水源））が確保されている場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内を冷却する。

1.0－95

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
・炉心損傷後代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に異常がなく，交流
動力電源及び水源（代替淡水貯槽（外部水源））が確保されている場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原

フロントライン系故障時

重大事故等時の対応手段の選択

子炉格納容器内を冷却する。
代替循環冷却系の冷却水，交流動力電源及び水源（サプレッション・プール（内部水源)）が確保されている場合は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱を開始し，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を停止する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系が使用できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備

配慮すべき事項

又は代替淡水貯槽（外部水源））が確保されている場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内を冷却する。

低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水大型ポン

作業性

プのホース等の接続は，速やかに作業ができるように，可搬型代
替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて代

電源確保

替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内の冷却及び燃料補給配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料除熱に必要な設備へ給電する。

補給と同様である。

1.0－96

表 1.0.1
1.7

重大事故等対策における手順書の概要（7／19）

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

方針目的

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格
納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手順等を整備する。
原子炉格納容器の破損を防止のために代替循環冷却系による除熱を格納容器圧力逃がし装置

減圧及び除熱対応手段等

による原子炉格納容器内の優先して実施するが，代替循環冷却系が使用できない場合は，原子炉格
納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下させる。
格納容器逃がし装置の隔離弁第一弁（サプレッション・チェンバ側，
ドライウェル側），第二弁及び第二弁バイパス弁の駆動源が喪失した場
合においても，遠隔人力操作機構により人力で開操作することで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

代替循環冷却系による減圧及び除熱原子炉格納容器内の原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，代替循環冷却系により原子炉格納容器内を減圧及び除熱する。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，代配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

替格納容器スプレイを実施する。
サプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止水位に到達した場合は，代替格納容器スプレイを停止し，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内を減圧及び除熱する。
中央制御室から格納容器圧力逃がし装置の遠隔操作ができない場合
は，遠隔人力操作機構による現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する場合
は，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるサプレッション・チェンバ側ベントを第一優先とする。
サプレッション・チェンバ側ベントが実施できない場合は，ドライウ
ェル側ベントを実施する。

1.0－97

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

格納容器圧力逃がし装置の破損の防止

原子炉格納容器の負圧

水素及び酸素が発生するため，可搬型窒素供給装置により格納容器圧力逃がし装置内を不活性ガス（窒素）に置換することにより水素爆発を防止する。

原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置の使用後に，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）を供給する。
また，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱は，サプレッション・チェンバ圧力が規定値まで低下した場合に停止する。
格納容器ベントを実施した場合，プルームの影響による被ばくを低減するため，中央制御室待避室へ待避し，データ表示装置（待避室）によりプラントパラメータを継続して監視する。

放射線防護

配慮すべき事項

格納容器ベント時の留意事項

不活性ガスによる系統内の置換

格納容器圧力逃がし装置の使用後にスクラビング水が放射線分解し，放射線防護を考慮し，遠隔人力操作機構による現場操作場所は，原子炉建屋付属棟（二次格納施設外）に第二弁操作室を設置する。
第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作する要員の被ばくを低減する。

電源確保

全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備等を用いて格納容器ベントに必要な電動弁へ給電する。電源が確保できない場合
は，遠隔人力操作機構による現場操作を行う。

替循環冷却系へ給電する。

電源確保

代替循環冷却時の留意事項

全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備を用いて代

1.0－98

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等の弁操作と同様であり，原子炉建屋付属棟（二次格納施設外）の第二弁操作室で実施する。

燃料補給

配慮すべき事項

作業性

遠隔人力操作機構の操作については，操作に必要な工具等はなく通常配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0－99

表 1.0.1
1.8

重大事故等対策における手順書の概要（8／19）

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用（以下「Ｍ
ＣＣＩ」という。）による原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系により，溶融し，原子炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。
）に落下した炉心を冷却する手順等を整備する。

方針目的

また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備する。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，以下の手段

格納容器下部注水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

対応手段等

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・代替淡水貯槽を水源として，格納容器下部注水系（常設）により注水する。
・格納容器下部注水系（常設）により注水できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽として，格納容器下部注水系（可搬型）により注水する。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－100

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタ
ル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水する。原子炉圧力容器へ注水入を同時並行で実施する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，サプレッショ

原子炉圧力容器への注水落下遅延・防止

対応手段等

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面へのする場合は，ほう酸水注水系による原子炉圧力容器へのほう酸水注

ン・プールを水源として，原子炉隔離時冷却系により注水する。
・原子炉隔離時冷却系により注水できない場合は，サプレッション・プールを水源として，高圧代替注水系により注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により注水できない場合は，サプレッ
ション・プールを水源として，代替循環冷却系により注水する。
・代替循環冷却系により注水できない場合は，西側淡水貯水設備
又は代替淡水貯槽を水源とした，低圧代替注水系（可搬型）により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。
ペデスタル（ドライウェル部）には，通常運転時から水を確保す

溶融炉心の冷却重大事故時等の対応手段の選択

配慮すべき事項

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した

るとともに，炉心が損傷した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）の水位が確実に確保されていることを確認するため，交流動力電源
及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，格納容器下部
注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）に注水する。

また，原子炉圧力容器破損後は，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，ペデスタ

ル（ドライウェル部）床面に落下した溶融炉心を冠水冷却する。
格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水できない状況において，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合は，格納容器下部
注水系（可搬型）にてペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

1.0－101

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉隔離時冷却系に異常がなく，直流電源及び水源（サプレッション・プー

重大事故時等の対応手段の選択

配慮すべき事項

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止

ル）が確保されている場合は，原子炉隔離時冷却系により原子炉圧
力容器へ注水する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場
合において，高圧代替注水系に異常がなく，交流動力電源及び水源（サプレッション・プール）が確保されている場合は，高圧代替注
水系により原子炉圧力容器へ注水する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，低圧代替注
水系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧
力容器へ注水する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができな
い場合において，代替循環冷却系に異常がなく，交流動力電源及び水源（サプレッション・プール）が確保されている場合は，代替循
環冷却系により原子炉圧力容器へ注水する。
代替循環冷却系が使用できない場合において，低圧代替注水系（可搬型）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）が確保されている場合は，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。

格納容器下部注水系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬

作業性型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのホース等の接続は，速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

電源確保

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて格納容器下部注
水系及び低圧代替注水系による注水に必要な設備へ給電する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14

電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0－102表 1.0.1
1.9

重大事故等対策における手順書の概要（9／19）

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解

方針目的により発生する水素及び酸素が，原子炉格納容器内に放出された場合においても，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉格納容器内の不活性化，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ベント，及び原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を行う手順等を整備する。

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素）により不活性化した状態とする。

可搬型窒素供給装置による対応手段等

原子炉格納容器内の不活性化

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

原子炉格納容器水素爆発防止

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素を格納容器圧力逃がし装置に
より大気にベントし，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。

1.0－103

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

原子炉格納容器内の対応手段等

水素濃度及び酸素濃度の監視

原子炉格納容器内に発生する水素と酸素の濃度を，格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により測定し，監視する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されていることを確認後，格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を用いて測定し，監視する。

原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）にて不活性ガ
ス（窒素）注入開始の規定値に到達した場合は，可搬型窒素供給装置により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する。
原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）にてベント規配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

定値に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素をベントする。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素をベントする場合は，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるサプレッション・チェンバ側の第一弁開操作を第一優先とする。サプレッション・チェンバ側の第一弁開操作が実施できない場合には，ドライウェル側の第一弁開操作を実施する。
その後，第二弁開操作を実施し水素及び酸素を排出する。第二弁開操作が実施できない場合には，第二弁バイパス弁を開操作して水素及び酸素を排出する。

格納容器圧力逃がし装置を使用する場合，プルームの影響による被ばくを

原子炉格納容器内の水素及び酸素のベント時の留意事項

低減するため，中央制御室待避室へ待避し，データ表示装置（待避室）によりプラントパラメータを継続して監視する。
放射線防護を考慮し，遠隔人力操作機構による現場操作場所として，原子炉建屋付属棟（二次格納施設外）に第二弁操作室を設置する。
第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影
響による操作員の被ばくを低減する。

1.0－104

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

操作と同様であり，原子炉建屋付属棟（二次格納施設外）の第二弁操作室で実施する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備により原子炉格納容

電源確保

配慮すべき事項

作業性

遠隔人力操作機構の操作については，操作に必要な工具等はなく通常の弁器内の水素及び酸素のベントに必要な電動弁，格納容器内水素濃度（ＳＡ）
及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）へ給電する。

1.0－105

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（10／19）

1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

方針目的

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内に水素が放出され，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため，原子炉建屋ガス処理系及び静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制及び原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視を行う手順等を整備する。

原子炉建屋ガス処理系

による水素濃度抑制

原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉
棟内に漏えいした場合は，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉
建屋原子炉棟内での水素の滞留を防止する。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備により交流動力
電源を確保し，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を実施する。

による水素濃度抑制

対応手段等

静的触媒式水素再結合器

原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉
棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させる。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替電源設備から静的触媒式水素再結合器動作監視装置に給電することにより，静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視する。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲で，水素濃度を測定し，監視する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替電源設備から原子炉建屋水素濃度に給電することにより， 原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を監視する。

配慮すべき事項

原子炉建屋ガス処理系の停止

原子炉建屋ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，原子炉建屋原
子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が原子炉建屋
ガス処理系停止判断の水素濃度指示値以上となった場合は，原子炉建屋ガス処
理系を停止する。

1.0－106表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（11／19）

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。
）の冷却機能又は注水機能が喪失
し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用方針目的済燃料プール内の燃料体等」という。
）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するため，使用済燃料プール代替注水，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プ
ールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，使用済燃料プールへのスプレイ，大気への拡散抑制，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が有する使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失した場合，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，以下の手段による使用済燃料プールへのし，及び臨界を防止する。
・代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプにより代使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時

対応手段等又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時

注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽

替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して注水する。
・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）にて使用済燃料プールへ注水ができず，使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して注水する。
なお，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代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水は，海を水源として利用できる。

使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有するサイ
フォンブレーク用配管によりサイフォン現象の継続を停止する。

1.0－1071.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，以下の手段による使用済燃料プールへのスプレイにより，使用済燃料プール内の燃料
体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する。

対応手段等

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用して使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
・代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用して使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
・代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用して使用済
燃料プールへのスプレイを実施する。
なお，可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水は，海を水源として利用できる。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プー
ルの水位が異常に低下し，使用済燃料プールスプレイによるスプレイを実施しても使用済燃料プールの水位が上昇しない場合，又は使用済
燃料プールスプレイによるスプレイが実施できない場合に，可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。

大気への拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備

使用済燃料プールスプレイ

・代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプにより代

1.0－108

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済
燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール水

使用済燃料プールの監視設備によるプールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プ
ール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む。）により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の状態監視を行う。
なお，使用済燃料プール監視カメラは，耐環境性向上のため使用済
燃料プール監視カメラ用空冷装置にて空気を供給する。
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プ
ールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量率評価）し把握した水位と放射線量率の相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
交流又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視

代替電源による給電

対応手段等

重大事故等時における使用済燃料プールの監視

使用済み燃料プールの状態監視

位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料するため，常設代替交流電源設備や常設代替直流電源設備等を用いて使用済燃料プール監視設備へ給電する。

使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合は，常設代替交流電源設備により電源を確保

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却重大事故等時における使用済燃料プールの冷却し，緊急用海水系により冷却水を確保することで，代替燃料プール冷
却系により使用済燃料プールを冷却する。

1.0－109

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水を実施する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）による使用済燃料プールへの注水ができず，使用済燃料プール水位が燃料プール水
戻り配管水平部下端未満でない場合は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満の場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施する。
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）を使用できない場合は，使用済燃料プール水位が遮蔽維持水位の判断基準とする線量率（立入制限線量率）によりアクセス可否を判断し，可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施する。
使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合は，常設代替交流電源設備により電源を確保し，緊急用海水系
により冷却水を確保することで，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プー
ルを冷却する。
代替燃料プール注水系（注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレ

作業性イノズル）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プのホース等の接続は，速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備す
る。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14

電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0－110

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（12／19）

1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著方針目的

しい損傷に至った場合において，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により，原子炉建屋から発電所外への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，航空機燃料火災への泡消火により火災に対応する手順等を整備する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉注水を高圧代替注水
系系統流量等により確認できない場合，使用済燃料プール水位が低下した

料プールスプレイを実施しても水位が維持できない場合，又は大型航空機の衝突等により，原子炉建屋の放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可大気への放射性物質の拡散抑制対応手段等能性があるような建屋損壊を確認した場合は，海を水源として可搬型代替
注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による放水準備を開始する。
その後，原子炉格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器スプレイ流量等により確認できず，ドライウェル圧力，サプレッション・
チェンバ圧力の上昇が確認され，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場合，原子炉建屋水素濃度が2vol％に到達した場合に格納容器圧
力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる水素排出ができず，原子炉
建屋水素濃度の上昇が継続することにより，ブローアウトパネルを開放する場合，使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，使用済燃料プー
ルスプレイを実施しても水位が維持できない場合，又はプラントの異常により，モニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合は，原子炉建屋に海水を放水する。

海洋への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷場合において，使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，使用済燃

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋へ海水を放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，防潮堤内の雨水排水路集水桝及び放水路に汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。
汚濁防止膜は，雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計12箇所に設置するが，放水した汚染水が直接流れ込む雨水排水路集水桝－８及
び放水路－Ａ～Ｃの4箇所を優先的に設置し，その後，残り8箇所の雨水排
水路集水桝に設置する。

1.0－111

1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

泡消火

対応手段等

航空機燃料火災への

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した
場合において，海を水源として可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火を実施する。

放水砲による放水については，噴射ノズルを調整することで，放水形状
を直線状又は噴霧状に調整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とすると直線状よりも放射性物質の拡散抑制効果

操作性が期待できることから，なるべく噴霧状を使用する。
放水砲は風向き等の天候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から，原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所に向けて放水を実施配慮すべき事項する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲の準備に当たり，プラント状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホー

作業性

ス敷設ルートから作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。
ホース等の取付けについては，速やかに作業ができるように可搬型代替
注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14

電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0－112

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（13／19）

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
設計基準事故の収束に必要な水源であるサプレッション・プールとは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，海を水源と方針目的

して，淡水又は海水を確保する。
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するため，代替淡水貯槽，サプレッション・プール，西側淡水貯水設備，海及びほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段，並びに代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備等への水の補給について手順等を整備する。
重大事故等の収束に必要となる水源であるサプレッション・プール

・原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時においては，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉へ注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時においては，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子炉へ注水する。
・原子炉格納容器内の除熱のため，残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系，サプレッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内を除熱する。
・原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱のため，代替循環冷却系により原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内を除熱する。

代替淡水貯槽を水源とした対応手段（常設）

水源を利用した対応手段

対応手段等

サプレッション・プールを水源とした対応手段を利用した，以下の手段により対応する。

サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，代替淡水貯槽を水源とした，以下の手段により対応する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時においては，低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水する。
・原子炉格納容器内の冷却のため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により冷却する。
・格納容器下部注水系（常設）により原子炉格納容器下部へ注水する。
・使用済燃料プールへの注水及びスプレイのため，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，常設スプ
レイヘッダ）により注水及びスプレイを実施する。

1.0－113

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
サプレッション・プールが利用できず，代替淡水貯槽を水源とした
常設低圧代替注水系ポンプによる注水等を実施できない場合は，西側
淡水貯水設備を水源とした，以下の手段により対応する。

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段

・可搬型代替注水中型ポンプにより原子炉へ注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時においては，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内の冷却を行う。
・可搬型代替注水中型ポンプによりフィルタ装置スクラビング水を補給する。
・格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器下部へ注水する。
・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ラ対応手段等

水源を利用した対応手段

イン）により使用済燃料プールへ注水を実施する。

西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，代替淡水貯槽を水源とした，以下の手段により対応する。

代替淡水貯槽を水源とした対応手段（可搬型）・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時においては，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内を冷却する。
・可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置スクラビング水を補給する。
・格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器下部へ注水する。
・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，常設スプレイヘッダ，可搬型スプレイノズル）により使用済
燃料プールへ注水及びスプレイを実施する。

1.0－114

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
サプレッション・プール，代替淡水貯水槽及び西側代替淡水貯水設
備を水源として利用できない場合は，海を水源とした，以下の手段により対応する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時においては，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内を冷却する。
・格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器下部へ注水する。
・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，常設スプレイヘッダ，可搬型スプレイノズル）により使用済燃料プールへ注水及びスプレイを実施する。
・残留熱除去系海水系による冷却水を確保する。

海を水源とした対応手段

対応手段等

水源を利用した対応手順

・最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送のため，緊急用海水系により冷却水を確保する。
・大気への放射性物質の拡散抑制のため，可搬型代替大型ポンプ（放水用）及び放水砲により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う。
・航空機燃料火災への泡消火のため，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）により対応する。
・２Ｃ，２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系により冷却を確保するため，電源給電機能を復旧する。

1.0－115

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

対応手段

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした

ＡＴＷＳが発生した場合，又は重大事故等の進展抑制や溶融炉心のペデスタル（ドライウェル床面）への落下遅延・防止が必要となる場合
は，ほう酸水貯蔵タンクを水源として，ほう酸水注入系により原子炉へ
ほう酸水を注入する。

水貯水設備から可搬型代替注水中型ポンプにより，淡水を補給する。
また，水源の枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型ポンプにより，海水を補給する。

重大事故等の収束のために西側淡水貯水設備を使用する場合は，代西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段

水源へ水を補給するための対応手段

対応手段等

代替淡水貯槽へ水を補給

重大事故等の収束のために代替淡水貯槽を使用する場合は，西側淡替淡水貯槽から可搬型代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する。
また，水源の枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型ポンプにより，海水を補給する。

接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，水源の蓋開放，ポンプ設置，ホ送水ルートの選択配慮すべき事項

ース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組合せを優先して選択する。

1.0－116

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備の枯渇等により，淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の供給に切り替える。
代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による重大事故等の収束に必
要な水の供給を行っている場合は，水の供給が中断することなく淡水から海水への切替えが可能である。

配慮すべき事項

切替え性

また，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備を水源とした低圧代替注水系（可搬型）による重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可
搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる水源切替え準備をすることにより，速やかに淡水から海水への切替えが可能である。
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）で想定される事故の収束に必要な対応には，外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への供給に切り替えて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う。

西側代替淡水貯水設備及び代替淡水貯水槽への補給，可搬型代替注水大型ポン

作業性

プによる送水で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
プのホース等の接続は，速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

1.0－117

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（14／19）

1.14 電源の確保に関する手順等
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，原
子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子方針目的

炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保するために重大事故等対処
設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，
常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備を確保する手順等を整備する。
また，重大事故等の対処に必要な設備を継続運転させるため，燃料給油設備により給油する手順等を整備する。

重大事故等対処設備

設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備が健全であれば重大事故等対処設備と位置づけ重大事故等の対処に用いる。

交流電源喪失時対応手段等

代替交流電源設備による給電

外部電源が喪失した場合，外部電源及び非常用高圧母線が喪失した場
合，以下の手段により非常用所内電気設備又は代替所内電気設備へ給電する。
・常設代替交流電源設備を用いて給電する。
・常設代替交流電源設備等を用いて給電できない場合は，可搬型代替交
流電源設備等を用いて給電する。

外部電源及び非常用高圧母線が喪失した場合において，充電器を経由し直流電源喪失時

代替直流電源設備による給電て直流電源設備へ給電できない場合は，以下の手段により直流電源設備へ給電する。
・代替交流電源設備等を用いて給電を開始するまでの間，所内常設直流電源設備を用いて給電する。
・所内常設直流電源設備を用いて給電できない場合は，可搬型代替直流電源設備等を用いて給電する。

1.0－118

1.14 電源の確保に関する手順等

代替所内電気設備による給電対応手段等

非常用所内電気設備機能喪失時

設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備が喪失した場合は，代替所内電気設備を用いて電路を確保し，代替交流電源設備等から必要な設備へ給電する。

負荷容量考慮すべき事項

重大事故等対策の有効性を確認する事故シーケンス等のうち必要な負荷が最大となる「全交流動力電源喪失」の対処のために必要な設備へ給電する。
重大事故等対処設備による代替手段を用いる場合，常設代替交流電源設
備等の負荷容量を確認し，代替手段が使用可能であることを確認する。

悪影響防止

代替交流電源設備等を用いて給電する場合は，受電前準備として非常用
高圧母線，パワーセンタ及びＭＣＣの負荷の遮断器を「切」とし，動的機器の自動起動防止のため，スイッチを「切」又は「切保持」とする。

成立性

常設代替直流電源設備から給電されている24時間以内に，代替交流電源
設備等を用いて非常用所内電気設備又は代替所内電気設備へ十分な余裕

作業性

配慮すべき事項を持って直流電源設備を給電する。
ヘッドライト及びＬＥＤライトの配備により，建屋内照明の消灯時における作業性を確保する。

重大事故等の対処で使用する設備を必要な期間継続して運転させるた
め，タンクローリ等の燃料給油設備を用いて各設備の燃料が枯渇するまで燃料補給に給油する。
タンクローリの給油は，可搬型設備用軽油タンクを使用する。
多くの給油対象設備が必要となる事象を想定し，重大事故等発生後7日間，それらの設備の運転継続に必要な燃料(軽油)を確保するため，可搬型
設備用軽油タンク1基当たり30kL以上を7基とし，管理する。

1.0－119

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（15／19）

1.15 事故時の計装に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生し，計測機器の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。
重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータから抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合及び計器電源の喪失により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータを推定するために必要なパラメータを代替パラメータとする。
主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ

パラメータの選定及び分類

主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難になった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう
代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう
・常用代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメ
ータをいう
抽出パラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。

1.0－120

1.15 事故時の計装に関する手順等

他チャンネルによる計測

主要パラメータを計測する多重化された重要計器※１が，計器の故障により計測することが困難となった場合において，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。

主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータの推定を行う。
推定に当たっては，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件及び計測される値の確からしさを考慮し，使用するパラメータの優先順
位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及

代替パラメータによる推定

計器故障時監視機能喪失対応手段等う。

び中性子束）から推定
・水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定・流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定・圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定
・水素濃度が燃焼するおそれのある状態であるかを推定
・装置の作動状況により水素濃度を推定
・制御棒の位置指示により未臨界を推定
・プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定
・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価
した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定1.0－121

1.15 事故時の計装に関する手順等
原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器
及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
原子炉圧力容器内の温度及び水位の値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・ 原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉
圧力容器温度が計測範囲を超えた場合は，炉心損傷状態と推監視機能喪失対応手段等

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

代替パラメータによる推定

定して対応する。なお，原子炉圧力容器温度（下鏡部）をＲＰ
Ｖ破損徴候パラメータとして「300℃到達」が検知され，やがてＲＰＶ破損に至る可能性が高い状況であると判断し，破損判断パラメータである格納容器下部水温を常時監視する。
・ 原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系統流量，
低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水
流量，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のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定する。
なお，原子炉圧力容器内が満水状態であることは，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が有効燃料長頂部以上であることは推定可能である。

原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計
測範囲を超えた場合で，重要代替計器の故障等により代替パラメー

可搬型計装器による計測

タによる推定が困難となった場合に，可搬型計測器により原子炉圧
力容器温度を計測する。

1.0－122

1.15 事故時の計装に関する手順等
全交流動力電源喪失が発生した場合は，以下の手段により計器へ給電し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

対応手段等

計器電源喪失・常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備から給電する。
・直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替直流電源設備から給電する。
代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，計器電源が喪失し，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合は，重要監視パラメー
タ及び重要代替監視パラメータのうち，手順着手の判断基準及び操作に必
要なパラメータを可搬型計測器により計測又は監視する。

パラメータ記録

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）により，計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用した計測結果を含む）の値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

原子炉施設の状態把握

重要監視パラメータを計測する重要計器※１及び重要代替監視パラメー
タを計測する重要代替計器※２の計測範囲及び個数，耐震性及び電源設備からの給電元を示し，設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する。

配慮すべき事項

確からしさの考慮

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合は，水が飽和状態にないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの原子炉施設の状況及び事故進展状況を踏まえ，複数の関連パラメー
タを確認し，有効な情報を得た上で推定する。
推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

可搬型計測器による計測又は監視の留意事項

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数のパラメータがある場合は，いず
れか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

※1 ：重要計器；重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処
設備としての要求事項を満たした計器※2 ：重要代替計器；重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器

1.0－123

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（16／19）

1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生した場合において，運転員等が中央制御室にとどまるために必要な設備及び資機材を活用した居住性の確保，汚染の持ち込み防止に係る手順等を整備する。

中央制御室にとどまる運転員等の被ばく量を 7 日間で 100mSv を超えないようにするため，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系フィルタ系
ファン，非常用ガス処理系排風機及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）等により，中央制御室の空気を清浄に保ち，環境に放出された放射性物質
による放射線被ばくから運転員等を防護するため中央制御室の居住性を確保する。
・環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため，中央制御室換気系による閉回路循環運転及び原子炉建屋ガス処理系の運転を行い，中央制御室の空気を清浄に保つ。また，重大事故等時にブローアウト

居住性の確保パネルが開放した場合に閉止を行う。
・中央制御室及び中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室内の酸素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う。
・中央制御室及び中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室の照明対応手段等が使用できない場合において，可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する。
・格納容器圧力逃がし装置を使用する際に待避する中央制御室待避室を中央制
御室待避室空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室待避室の居住性を確保する。運転員等が中央制御室待避室に待避後も，データ表示装置（待避室）
にてプラントパラメータを継続して監視できるようにする。運転員等が中央制
御室待避室に待避後も，衛星電話設備（可搬型）（待避室）にて発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できるようにする。
・運転員等は，中央制御室又は中央制御室待避室に滞在中は，中央制御室・中央
制御室待避室の設計上，全面マスクを着用する必要はないが，中央制御室換気系等の機能喪失時や現場作業等を考慮し全面マスクを着用する。

汚染の持ち込み防止

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

1.0－124

1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等
チェンジングエリア内では，重大事故等対応要員が汚染検査及び除染を行うと配慮すべき事項

放射線管理

ともに，チェンジングエリアの汚染管理を行う。
除染は，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染できない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物とすることで廃棄物管理を行う。

電源確保

全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備により受電し，系統構成実施後に中央制御室換気系による閉回路循環運転，及び原子炉建屋ガス処理系の運転を行う。

1.0－125

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（17／19）

1.17 監視測定等に関する手順等
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，発方針目的

電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するため，放射性物質の濃度及び放射線量を測定する手順等を整備する。また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため，風向，風速その他の気象条件を測定する手順等を整備する。
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，自主対策設備であるモニタリン
グ・ポストにより発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して放射線量を連続測定する。重大事故等時に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。
）において，可搬型モニタリング・ポストにより発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。また，重大事
故等時に，モニタリング・ポストが機能喪失した場合，可搬型モニタリング・ポス

対応手段等

放射性物質の濃度及び放射線量の測定

トによる代替測定を行う。
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，自主対策設備である放射能観測車により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の空気中の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。放射能観測車の測定機能が喪失した場
合，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーシ
ョンサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ）により，空気中の放射性物質の濃度を代替測定する。
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置（可搬型
ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベ
イ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）等により放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
重大事故等時に，周辺海域において，小型船舶，可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータ等により空気中及び水中の放射性物質の濃度並びに放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。

1.0－126

1.17 監視測定等に関する手順等

風向，風速その他

重大事故等時に，発電所において，自主対策設備である気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録する。気象観測設備は，
通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して連続測定し，測定結果は記録用紙に記録し，保存する。重大事
故等時に，気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測設備による代替測定
を行う。

測定頻度

対応手段等

可搬型モニタリング・ポストを用いた放射線量の測定は，連続測定とする。
放射性物質濃度の測定（空気中，水中，土壌中）及び海上モニタリングは，1 回／日以上とする。ただし，発電用原子炉施設の状態及び放射性物質の放出状況を考慮し，測定しない場合もある。
風向，風速その他の気象条件の測定は，連続測定とする。
事故後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，検出器保護カバーの交換を行い，バックグラウンド低減対策を行

バックグラウンド低減対策

う。同様に可搬型モニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，養生シートの交換を行い，バックグラウンド低減対策を行う。また，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モニタリング・ポスト周辺の汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウンドの低減を行う。
事故後の周辺汚染により可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，検出器を遮蔽材で囲みバックグラウンド低減

測定ができなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。

他の機関との連携配慮すべき事項対策を行う。なお，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲んだ場合でも重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国，地方公共団体，その他関係機関と連携して策定されるモニタリング計画に従い，資機材の確保，要員の動員及び放出源情報の提供とともにモニタリングに係る適切な連携体制を構築する。

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備

電源確保

によりモニタリング・ポストへ給電する。無停電電源装置は，全交流動力電源喪失
時に約 12 時間の間モニタリング・ポストへ給電することが可能である。
モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態から，代替電源設備により給電した場合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。

1.0－127

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（18／19）

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するため

方針目的に必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡を行う必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な設備及び資機材を活用した手順等を整備する。
重大事故等時においても，必要な指示を行う要員等の被ばく線量を 7 日間で100mSv を超えないようにするため，以下の手順等により緊急時対策所の居住性を確保する。
・重大事故が発生するおそれがある場合等，発電所災害対策本部が緊急時対策所を使用するための準備として，災害対策本部を立ち上げるために緊急時対策
所非常用換気設備を運転する。また，重大事故等時に，重大事故等に対処する

居住性の確保ために必要な指示を行う要員等をプルームから防護し，緊急時対策所の居住性を確保する。
・酸素欠乏症防止のため，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。また，緊急時対策所加圧設備運転中に緊急時対策所の居住性が確保されていることを確認するため，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う。

対応手段等

・「原子力災害対策特別措置法第10条」特定事象が発生した場合に，緊急時対策
所内への放射性物質等の取り込み量を微量のうちに検知するため，緊急時対策所内へ緊急時対策所エリアモニタを設置する。なお，緊急時対策所建屋付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・ポストについても緊急時対策所内を加圧するための判断に用いる。
重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が，緊急必要な情報の把握及び通信連絡時対策所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備により，必要なプラントパラメータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに，重大事故等に対処するための対策の検討を行う。
また，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を，緊急時対策所に整備する。
重大事故等時において，緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所内外の通信連絡をする場所と通信連絡を行う。

1.0－128

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原
子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために，必要な現場作業を行う要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員として最大 100 名を収容する。
これらの要員を収容するため，以下の手順等により必要な放射線管理を行うための資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水及び食料等を整備し，維持，管対応手段等

必要な数の要員の収容理するとともに，放射線管理等の運用を行う。
・7 日間外部からの支援がなくとも対策要員が使用するのに十分な数量の装備（タイベック，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジングエリア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理する。
・緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置及び運用する。
・重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間，活動するために必要な飲料水，食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理する。また，適切な頻度で緊急時対策所内の空気中放射性物質濃度の測定を行い，飲食しても問題ない環境であることを確認する。

代替電源設備からの給電

緊急時対策所は，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，代替電源設備として緊急時対策所用発電機により緊急時対策所へ給電する。

要員の収容に当たっては，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員

配置配慮すべき事項と現場作業を行う要員との輻輳を避けるレイアウトとなるように考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようにトイレ，休憩スペース等を整備する。

1.0－129

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等

除染ができない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として廃棄する。

電源確保

配慮すべき事項

放射線管理

除染は，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策所の安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及び通信連絡設備を使用する。

1.0－130

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（19／19）

1.19 通信連絡に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うため，発電所内の通信連絡設備（発電所内），発電所外（社内外）との通信連絡設備（発電所外）により通信連絡を行う手順等を整備する。

運転員及び災害対策要員が，中央制御室，屋内外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行う場合は，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電池及び乾電池を含む。
）を用いてこれらの設備へ給電する。
また，緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を使用する。
直流電源喪失時等は，可搬型計測器にて炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合は，以下の手順により実施する。

対応手段等

発電所内の通信連絡

・屋内の作業場所と中央制御室との連絡には，携行型有線通話装置を使用する。
・屋外の作業場所と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）を使用する。
・中央制御室と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備（固定型）を使用する。
・屋外の作業場所間の連絡には，無線連絡設備（携帯型）を使用する。
・緊急時対策所内での連絡には，携行型有線通話装置を使用する。
・放射能観測車と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）を使用する。

1.0－131

1.19 通信連絡に関する手順等
災害対策要員が，中央制御室及び緊急時対策所と本店（東京），国，地方公共団
体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設
備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電池及び乾電池を含む。
）を用いて

対応手段等

発電所外（社内外）との通信連絡

これらの設備へ給電する。
国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，データ伝送設備を使用する。
直流電源喪失時等は，可搬型計測器にて炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合は，以下の手順により実施する。
・中央制御室と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との連絡には，衛星電話設備（固定型）を使用する。
・緊急時対策所と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との連絡には，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。

中央制御室の運転員，緊急時対策所の災害対策要員及び屋内外の運転員等並びに災害対策要員が，中央制御室，緊急時対策所，屋内外の作業場所との間で操作，作業等に係る通信連絡を行う場合は，屋内外で使用が可能

発電所内の通信連絡

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択であり，通常時から使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合も同様である。

1.0－132

1.19 通信連絡に関する手順等
中央制御室に滞在する情報班員が，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末

発電所外（社内外）との通信連絡配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備（固定型）を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合も同様である。

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備を用いて，衛星電話設備（固定型），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－ＦＡＸ），安全パラメータ表示システム（ＳＰ

電源確保

ＤＳ）及びデータ伝送設備へ給電する。

1.0－133

表 1.0.2

重大事故等対策における操作の成立性

No.

対応手段

要 員

要員数

想定時間

1.1

－

－

－

－

5

58 分以内

現場での人力操作による高圧代替注水系起動

運転員等（中央制御室，現場）

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による給電

非常用所内電気設備への給電］及び［可搬型1.2

代替交流電源設備による非常用所内電気設備
への給電］と同様
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備によ給電

る非常用所内電気設備への給電］と同様

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能

1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備によ回復る代替所内電気設備への給電］と同様

非常用窒素供給系による窒素確保（非常用窒素供運転員等

給系高圧窒素ガスボンベ切替え）（中央制御室，現場）

3281 分以内2

120 分以内

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧（非運転員等（現場）
常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替え）
1.3

代替直流電源設備による復旧

1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電］

代替交流電源設備による復旧

1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電］

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応
運転員等
6（中央制御室からの遠隔操作による漏えい箇所の300 分以内（中央制御室，現場）隔離ができない場合）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水

運転員等

／海水）
（現場操作）（中央制御室，現場）

6
215 分以内（代替淡水貯槽から残留熱除去系 C 系配管を使用

1.4

した高所東側接続口による原子炉注水の場合）

重大事故等対応要員

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水

運転員等

／海水）
（現場操作）（中央制御室，現場）

86（西側淡水貯水設備から残留熱除去系 C 系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場
165 分以内合）
重大事故等対応要員

1.0－1348

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水

要員数

運転員等
6

／海水）
（現場操作）（中央制御室，現場）（代替淡水貯槽から低圧炉心スプレイ系配管を使
1.4

想定時間

用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の535 分以内
重大事故等対応要員

8

場合）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原

運転員等

子炉除熱

（中央制御室，現場）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内

1.7 と同様

3

177 分以内3

140 分以内の減圧及び除熱（現場操作）（第一弁（Ｓ／Ｃ側）
遠隔操作不可の場合）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内

1.7 と同様の減圧及び除熱（現場操作）（第二弁遠隔操作不可の場合）
フィルタ装置スクラビング水補給

1.7 と同様（代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラ
ビング水の補給の場合）
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換1.5

1.7 と同様（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場
合）フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.7 と同様

フィルタ装置スクラビング水移送

1.7 と同様

フィルタ装置スクラビング水移送

1.7 と同様（代替淡水貯槽からのフィルタ装置スクラビング
水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張りの場合）
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（現場操作）（第一弁（Ｄ／Ｗ側）遠隔操運転員等（現場）

作不可の場合）代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原

運転員等

子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）（現場操作） （中央制御室，現場）
1.6

6
195 分以内（代替淡水貯槽から残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）

1.0－135

重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原

要員数

運転員等

子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）（現場操作） （中央制御室，現場）

6（西側淡水貯水設備から残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内

想定時間

215 分以内
重大事故等対応要員

8の冷却の場合）1.6
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）（現場操作） 運転員等（現場）

6（代替淡水貯槽から残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器

535 分以内
重大事故等対応要員

8

内の冷却の場合）
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徐熱（現場操作）（第一弁（Ｓ／Ｃ側） 運転員等（現場）3125 分以内

重大事故等対応要員

3

30 分以内重大事故等対応要員

8

180 分以内

重大事故等対応要員

6

135 分以内

フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員

4

135 分以内

フィルタ装置スクラビング水移送

運転員等
3

54 分以内8

180 分以内

遠隔操作不可の場合のベント準備）
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（現場操作）（第二弁遠隔操作不可の場合）
フィルタ装置スクラビング水補給（代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラ
ビング水の補給の場合）
1.7

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場
合）（中央制御室，現場）
フィルタ装置スクラビング水移送（代替淡水貯槽からのフィルタ装置スクラビング
重大事故等対応要員
水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張
りの場合）

1.8

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

運転員等（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）（中央制御室）1（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの場
合）1.0－136

215 分以内
重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

運転員等（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）（中央制御室）要員数
1140 分以内（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り

想定時間

重大事故等対応要員

8の場合）
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

運転員等（中央制御室）1
535 分以内（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への初期水張重大事故等対応要員

8りの場合）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

1.8

運転員等
1

への注水（淡水／海水）（中央制御室）215 分以内（代替淡水貯槽から残留熱除去系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重大事故等対応要員

8

水の場合）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等
1への注水（淡水／海水）（中央制御室）140 分以内（西側淡水貯水設備から残留熱除去系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重大事故等対応要員

8の注水の場合）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（中央制御室）1
535 分以内（代替淡水貯槽から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

重大事故等対応要員

8

重大事故等対応要員

6器への注水の場合）
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（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入の場合）

135 分以内

1.9
代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容1.14 に記載の［可搬型代替交流電源設備によ器の破損を防止するための設備への給電

る代替所内電気設備への給電］及び［可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電］と同様。

1.0－137

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止す

1.14 に記載の［可搬型代替交流電源設備によるための設備への給電

る代替所内電気設備への給電］及び［可搬型1.10
代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電］と同様。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海運転員等
3（中央制御室，現場）
215 分以内水）（現場操作）（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用した使重大事故等対応要員

8

用済燃料プール注水の場合）
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（注水ライ運転員等
3（中央制御室，現場）

ン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海140 分以内水）（現場操作）（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用し重大事故等対応要員

8た使用済燃料プール注水の場合）
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（注水ライ運転員等
3（中央制御室，現場）

ン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海535 分以内
1.11水）（現場操作）（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用

重大事故等対応要員

8

した使用済燃料プール注水の場合）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ

運転員等
1（中央制御室）イ（淡水／海水）215 分以内（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用した使重大事故等対応要員

用済燃料プールスプレイの場合）

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ

8

運転員等
1
（中央制御室）レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
140 分以内イ（淡水／海水）（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）

1.0－138

重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

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

運転員等
1（中央制御室）535 分以内イ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用

重大事故等対応要員

8

した使用済燃料プールスプレイの場合）
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
1.11

運転員等
1
（中央制御室）435 分以内済燃料プールスプレイ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋廃棄物処理棟東側

重大事故等対応要員

8

扉を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール

運転員等

注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用（中央制御室）1
370 分以内済燃料プールスプレイ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋原子炉棟大物搬入

重大事故等対応要員

8

重大事故等対応要員

8210 分以内

重大事故等対応要員

5360 分以内

重大事故等対応要員

8210 分以内

重大事故等対応要員

8535 分以内

重大事故等対応要員

8320 分以内

重大事故等対応要員

8

370 分以内

口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

1.12

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口への送水）
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水

1.13（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設備から原子炉建屋東側接続口への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から原子炉建屋東側接続口への送水）

1.0－139

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

8

310 分以内

重大事故等対応要員

8220 分以内

重大事故等対応要員

8225 分以内

重大事故等対応要員

8

180 分以内

重大事故等対応要員

8

175 分以内

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から原子炉建屋西側接続口
への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
1.13（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から高所東側接続口への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から高所西側接続口への送水）
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続
口への送水）
西側淡水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設備からフィルタ装置スクラビング水補給ライン
接続口への送水）1.13

西側淡水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポ

運転員等

ンプによる代替淡水貯槽への補給（中央制御室）2
160 分以内（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水重大事故等対応要員

設備から代替淡水貯槽への補給）

海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への

8

運転員等
2
（中央制御室）補給
160 分以内（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽への補給）

1.0－140

重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポ

運転員等

ンプによる西側淡水貯水設備への補給（中央制御室）

要員数

想定時間

2
165 分以内（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽
重大事故等対応要員

から西側淡水貯水設備への補給）
1.13

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる運転員等

西側淡水貯水設備への補給（中央制御室）8

2
220 分以内（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備への重大事故等対応要員

8送水）
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設

運転員等

備への給電

（中央制御室，現場）

3

92 分以内1
重大事故等対応要員
可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

210 分以内
63

重大事故等対応要員
1.14

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

170 分以内
6
1
190 分以内

重大事故等対応要員

6

重大事故等対応要員

2

90 分以内重大事故等対応要員

2

50 分以内重大事故等対応要員

2

26 分以内重大事故等対応要員

2

54 分以内重大事故等対応要員

2

170 分以内

重大事故等対応要員

2475 分以内

重大事故等対応要員

2

110 分以内

可搬型設備用軽油タンクからのタンクローリへの給油（初回）
可搬型設備用軽油タンクからのタンクローリへの給油（２回目以降）
タンクローリから各機器への給油

可搬型計測器による計測
1.15
チェンジングエリアの設置及び運用
1.16

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
1.17
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

1.0－141

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

2

110 分以内

重大事故等対応要員

2

90 分以内重大事故等対応要員

2

100 分以内

重大事故等対応要員

4

290 分以内

重大事故等対応要員

2

185 分以内

重大事故等対応要員

2

300 分以内

重大事故等対応要員

2

30 分以内重大事故等対応要員

2

80 分以内緊急時対策所非常用換気設備運転手順

災害対策要員1

5 分以内

緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順

災害対策要員2

65 分以内緊急時対策所加圧設備への切替手順

災害対策要員2

5 分以内

緊急時対策所加圧設備の停止手順

災害対策要員2

67 分以内緊急時対策所エリアモニタ設置手順

重大事故等対応要員

1

10 分以内チェンジングエリアの設置及び運用手順

重大事故等対応要員

2

20 分以内緊急時対策所用発電機による給電

災害対策要員1

3 分以内

代替電源設備からの給電等

1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による非

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定（空気中の放射性物質の濃度の測定）

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定（水中の放射性物質の濃度の測定）

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定（土壌中の放射性物質の濃度
1.17

の測定）

海上モニタリング
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
可搬型気象観測設備による代替測定

1.18

常用所内電気設備への給電］及び［可搬型代替交
流電源設備による非常用所内電気設備への給1.19電］と同様。
1.18 に記載の［緊急時対策所用発電機による給電］と同様。

1.0－142

添付資料 1.0.1

東海第二発電所

本来の用途以外の用途として使用する
重大事故等に対処するための設備に係る切替えの容易性について

目

次

1．

切替えの容易性について

1.0.1－1

表1

対応手順の抽出1.0.1－2

1．

切替えの容易性について
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備については，通常時に使用する系統から弁操作等により速やかに重大事故時に対処する系統に切替えるために必要な手順を運転手順書に整備する。

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために切替え操作を必要とする重大事故等対処設備について，1.1～1.19 までの技術的能力の対応手順から，以下の条件を満たすものを表 1 により選定する。
①重大事故等対処設備を用いる手順。
②当該重大事故等対処設備が，設計基準対象施設としての機能（本来の用途）を有する。
③当該重大事故等対処設備が，設計基準対象施設として使用する場合と異なる用途として，重大事故等に対処するために使用する。
④重大事故等時に切替え操作を必要とする。

表 1 の選定から，該当する重大事故等対処設備の切替え操作がないことを確認した。

1.0.1－1

原子炉冷却材圧
力バウンダリ高圧時に発電用原
子炉を冷却するための手順等

1.2

2

重大事故等対処
設備を用いる手
順（注１）
×
○
×
○
○
○
×
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
×
○
×
×
○
○
○
○
×
○
○
○
○
○

対応手順

原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
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
ほう酸水注入原子炉水位低下による原子炉出力抑制
制御棒手動挿入
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
中央制御室からの高圧代替注水系起動
現場での人力操作による高圧代替注水系起動代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
原子炉水位の監視又は推定
常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認
原子炉水位の制御
ほう酸水注入系による原子炉注水
制御棒駆動水圧系による原子炉注水
手動による原子炉減圧（逃がし安全弁による減圧）
手動による原子炉減圧（原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧）
手動による原子炉減圧（タービン・バイパス弁による減圧）
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
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
可搬型窒素供給装置（小型）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
代替直流電源設備による復旧
代替交流電源設備による復旧
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
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧するための手順等

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

1.3

項目

対応手順の抽出（1／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―

→
×
→
○
×
○
→
→
○
○
×
×
○
○
×
×
×
○
→
○
→
→
○
○
○
△
→
△
○
○
○
○

設計基準対象施設としての機能
（注２）
→
→
→
×
→
×
→
→
×
×
→
→
×
×
→
→
→
○
→
×
→
→
×
×
×
×
→
×
×
×
×
×

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
×
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

切替操作
（注４）
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

本項対象
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

対象設備
（）は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

切替方法

1.4

3

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（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）
代替循環冷却系による原子炉注水
消火系による原子炉注水
補給水系による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水
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）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）
代替循環冷却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補給水系による残存溶融炉心の冷却残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱
原子炉冷却材浄化系による進展抑制
残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保
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
フィルタ装置スクラビング水補給
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
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
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

対応手順
○
○
○
○
○
×
×
×
○
○
○
○
○
×
×
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
×

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時に発電用原
子炉を冷却するための手順等1.5

項目

対応手順の抽出（2／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―

○
○
○
×
×
→
→
→
○
○
×
×
×
→
→
○
→
○
×
×
×
×
×
×
×
→

設計基準対象施設としての機能
（注２）
×
×
×
→
→
→
→
→
×
×
→
→
→
→
→
×
→
×
→
→
→
→
→
→
→
→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

切替操作
（注４）
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

本項対象
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

切替方法

4

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）によるサプレッション・プール水の除熱
代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱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（淡水／海水）
消火系による原子炉格納容器内の冷却補給水系による原子炉格納容器内の冷却
ドライウェル内ガス冷却装置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）復旧後の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）復旧後のサプレッション・プール
水の除熱
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
第二弁操作室の正圧化フィルタ装置スクラビング水補給
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
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
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

対応手順

×
→
→
→
○
○
×
×
×
×
×
×
×
→

×
×
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○
×

×
×
×

○
○
○
○

○
○

○

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手
順等

原子炉格納容器内の冷却等のた
めの手順等

1.6

1.7

項目

対応手順の抽出（3／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―

→
→
→
→
→
→
→
→

×

→
→
→
×

→

→
→
→

×

×

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→
→
→
→
→
→
→
→

→

→
→
→
→

→

→
→
→

→

→

切替操作
（注４）

×
×
×
×
×
×
×
×

×

×
×
×
×

×

×
×
×

×

×

本項対象

―
―
―
―
―
―
―
―

―

―
―
―
―

―

―
―
―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―

―

―
―
―
―

―

―
―
―

―

―

切替方法

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.8

1.9

5

×
→

○
×
○
○

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電手順

×

×

○

→
→
○
×
×
×
×
→
→
○
○
×
×
→

×
×
○
○
○
○
○
×
×
○
○
○
○
×

○

×
×

○

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

原子炉建屋ガス処理系による水素排出

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（淡水／海水）
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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）
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水
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
不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
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
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

対応手順

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

1.10

原子炉格納容器
下部の溶融炉心を冷却するための手順等

水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等項目

対応手順の抽出（4／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―
→

→

×

→

→

→
→
×
→
→
→
→
→
→
×
×
→
→
→

→

→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→

→

→

→

→

→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

→

→

切替操作
（注４）

×

×

×

×

×

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

×

×

本項対象

―

―

―

―

―

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―

―

―

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―

切替方法

1.11

6

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
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）補給水系による使用済燃料プール注水
消火系による使用済燃料プール注水（消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場
合）消火系による使用済燃料プール注水（残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
使用済燃料プール漏えい緩和
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
代替電源による給電
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

対応手順

×
×
→

○
○
×

×

→

×

○

×
×
×
×

○
○
○
○

→

×

○

×

→

×

○

×

→

×

×

→

×

○

→

×

×

×

○

○

×

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

1.12

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

項目

対応手順の抽出（5／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―
→

→

→
→
→

→

→
→
→
→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→

→

→
→
→

→

→
→
→
→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

切替操作
（注４）

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×

×
×
×

×

×
×
×
×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

本項対象

―

―

―
―
―

―

―
―
―
―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―
―
―

―

―
―
―
―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

切替方法

7

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：代替淡水貯槽）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）（水源：代替淡水貯槽）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：
代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（水源：代替淡水貯槽）
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：代替淡水貯槽）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
前）（水源：代替淡水貯槽）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
後）（水源：代替淡水貯槽）
フィルタ装置スクラビング水補給（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（水源：代替淡水貯槽）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（水源：代替淡水貯槽）
高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）
高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等

1.13

×
×
×
×
×
×
×
○

○
○
○
○
○
○
○

×
×
×

○
○
○

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×

○

○

×

○

○

×

○

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×

○

○

×

○

×

×

○

○

×
×

設計基準対象施設としての機能（注２）○○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

対応手順

項目

対応手順の抽出（6／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―
×

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→
→
→

→

→

→

→

→

→

→
→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→

→
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→

→

→

→

→

→

→

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切替操作
（注４）

×

×

×

×

×

×

×

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×

×

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×
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×

×

×

×
×

本項対象

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―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―
―
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―

―

―

―

―
―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―
―
―

―

―

―

―

―

―

―
―

切替方法

8

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等項目

対応手順

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：サプレッション・プール）
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：サプレッション・プール）
残留熱除去系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷前)（水源：サプ
レッション・プール）
代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷後)（水源：サプ
レッション・プール）
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷前)（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷後)（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・
プール）
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：サプレッション・プール）
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：西側淡水貯水設備）
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：西側淡水貯水設備）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：西側淡水貯水設備）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
前）（水源：西側淡水貯水設備）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
後）（水源：西側淡水貯水設備）
フィルタ装置スクラビング水補給（水源：西側淡水貯水設備）
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（水源：
西側淡水貯水設備）
可搬型代替注水中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（水源：西側淡水貯水設備）

対応手順の抽出（7／13）

○
○
→
×
×
×
×

○
○
×
○
○
○
○

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

×

○
○

○
○

○

×

○

×

○

○

○

○

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

1.13

No

表1

1
.
0
.
1

―
→

→

→

→

→

→

→
→
→

→

→

→

→

→

→

→
→

×

×

×
×

→

×

×

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→

→

→

→

→

→

→
→
→

→

→

→

→

→

→

→
→

→

→

→
→

→

→

→

切替操作
（注４）

×

×

×

×

×

×

×
×
×

×

×

×

×

×

×

×
×

×

×

×
×

×

×

×

本項対象

―

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―

―

―

―

―
―
―

―

―

―

―

―

―

―
―

―

―

―
―

―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―

―

―

―

―
―
―

―

―

―

―

―

―

―
―

―

―

―
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―

―

―

切替方法

9

消火系による原子炉注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による残存溶融炉心の冷却（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による使用済燃料プール注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水
高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水
制御棒駆動水圧系による原子炉注水（水源：復水貯蔵タンク）
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉注水（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による残存溶融炉心の冷却（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による使用済燃料プールへの注水（水源：復水貯蔵タンク）
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水フィルタ装置スクラビング水補給（水源：淡水タンク）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：海）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：海）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：海）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
前）（水源：海）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
後）（水源：海）

重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等

1.13

→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

→
→
→
→
→
→
×
×
×
×
×
×

×
×
×
×
×
×
○
○
○
○
○
○

→

→

×

×

→
→

設計基準対象施設としての機能（注２）

××

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

対応手順

項目

対応手順の抽出（8／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―
→

→

→

→
→
→
→

→

→
→
→
→

→

→
→

→

→
→
→
→

→

→

→

→

→
→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→

→

→

→
→
→
→

→

→
→
→
→

→

→
→

→

→
→
→
→

→

→

→

→

→
→

切替操作
（注４）

×

×

×

×
×
×
×

×

×
×
×
×

×

×
×

×

×
×
×
×

×

×

×

×

×
×

本項対象

―

―

―

―
―
―
―

―

―
―
―
―

―

―
―

―

―
―
―
―

―

―

―

―

―
―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―

―
―
―
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―

―
―
―
―

―

―
―

―

―
―
―
―

―

―

―

―

―
―

切替方法

0
1

対応手順

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（水源：海）
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（水源：海）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（水源：海）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（水源：海）残留熱除去系海水系による冷却水の確保（水源：海）緊急用海水系による冷却水の確保（水源：海）代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保（水源：海）可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制（水源：海）可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火（水源：海）２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機海水系による冷却水の確保（非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電）（水源：海）
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保（高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電）（水源：海）
２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機海水系への代替送水による非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧（水源：海）代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却（水源：海）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」（水源：ほう酸水貯
蔵タンク）
ほう酸水注入系による原子炉注水（水源：ほう酸水貯蔵タンク）
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（水源：ほう酸水貯蔵タンク）
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給項目

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

対応手順の抽出（9／13）

×
×
○
×
→
×
×
○

○
○
○
○
×
○
○
○

×
○
○
○
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→
×
×
→

○

○
○
○
×
○
○
×

→

○

×

→

×

○

×

×

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

1.13

No

表1

1
.
0
.
1

―
→

→

→

→

→

×

○

×

→

→

→

×

→

→

×
→
→

→

→

→

→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

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→

→

→

→

→

×

→

→

→

→

→

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→

→
→
→

→

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→

切替操作
（注４）

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×
×
×

×

×

×

×

本項対象

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―
―
―

―

―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―
―
―

―

―

―

―

切替方法

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え（サプレッション・プール
から復水貯蔵タンクへの水源切替え）
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え（サプレッション・プール
から復水貯蔵タンクへの水源切替え）
代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え（淡水から海水への切替え）
西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え（淡水から海水への切替え）
外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え

重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等

1.13

×
→
→
△
△
△

○

×
○
○
○

設計基準対象施設としての機能（注２）

×

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

対応手順

項目

対応手順の抽出（10／13）

No

表1

1
.
0
.
1

1
1

―

→
→
→

→

→

→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→
→
→

→

→

→

切替操作
（注４）

×
×
×

×

×

×

本項対象

―
―
―

―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―

―

―

―

切替方法

2
1

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水による非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電
機の電源給電機能の復旧
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
タンクローリから各機器への給油
燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油
他チャンネルによる計測
代替パラメータによる推定（計器故障時）
代替パラメータによる推定（計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合）
可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電
可搬型代替直流電源設備からの給電
可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時のパラメータを記録する手順

対応手順
×
×
→
→
○
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
○
○
○
○
○
○
×
×
×
×

×
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

設計基準対象施設としての機能
（注２）

○
○
×

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

事故時の計装に関する手順等電源の確保に関する手順等

1.14

1.15

項目

対応手順の抽出（11／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―

×
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
×
×
×
×
×
×
→
→
→
→

→

→
→
→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

→

→
→
→

切替操作
（注４）

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

×

×
×
×

本項対象

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―
―
―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―
―
―

切替方法

3
1

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

監視測定等に関する手順等1.16

1.17

中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系等による居住性の確
保 交流動力電源が正常な場合の運転手順
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系等による居住性の確
保 全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
可搬型照明（ＳＡ）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
その他の放射線防護措置等
汚染の持ち込みの防止
モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による放射性物質の濃度の測定
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
気象観測設備による気象観測項目の測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

対応手順

○
○
×
×
×
→
×
→
×
→
×
×
→
×
×
→
→
×
△

○
○
○
○
×
○
×
○
×
○
○
×
○
○
×
×
○
○

設計基準対象施設としての機能（注２）○

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

項目

対応手順の抽出（12／13）

No

表1

1
.
0
.
1

―

→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

×

×

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

→

→

切替操作
（注４）

×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

×

×

本項対象

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―

―

切替方法

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

通信連絡に関する
手順等

1.18

1.19

重大事故等対処
設備を用いる手
順（注１）
○
○
○
○
×
×
×
×
○
○
○
○
○
○

対応手順

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手順
放射線量の測定
必要な情報の把握及び通信連絡
必要な数の要員の収容
放射線管理
チェンジングエリアの設置及び運用手順
飲料水，食料等の維持管理
緊急時対策所用代替電源設備による給電
発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡を行うための対応手順
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順
発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための対応手順
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する対応手順
代替電源設備から給電する対応手順

注１ ○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，－：設備を用いない手順
注２ ○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

項目

対応手順の抽出（13／13）

No

表1

1
.
0
.
1

4
1

―

×
×
×
×
→
→
→
→
×
○
○
○
○
△

設計基準対象施設としての機能
（注２）
→
→
→
→
→
→
→
→
→
×
×
×
×
→

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→
→

切替操作
（注４）
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

本項対象
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

対象設備
( )は手順書記載条文

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

切替方法

添付資料 1.0.2

東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備保管場所
及びアクセスルートについて

目

次

はじめに

1.0.2-1

1.

1.0.2-3

新規制基準への適合状況

1.1 「実用発電用原子炉及びその附属設備の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）
1.2 「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」第五十四条（重大事故等対処設備）
2.

3.

4.

5.

保管場所の設定及びアクセスルートの設定の考え方
2.1

概要

2.2

基本方針

2.3

東海第二発電所の特徴

2.4

保管場所の設定

2.5

屋外アクセスルートの設定

2.6

屋内アクセスルートの設定

2.7

東海発電所の廃止措置の影響

保管場所及びアクセスルートの自然現象等に対する影響評価
3.1

自然現象

3.2

外部人為事象

3.3

屋内外作業に係る成立性評価の概要

保管場所の影響評価
4.1

保管場所における主要可搬型設備等

4.2

地震，津波による保管場所への影響評価概要

4.3

地震による保管場所の影響評価

屋外アクセスルートの評価
5.1

アクセスルートの概要

1.0.2-7

1.0.2-24

1.0.2-40

1.0.2-77

5.2

地震及び津波時におけるアクセスルート復旧時間評価5.3

地震による被害想定の方針，対応方針

5.4

地震時の被害想定

5.5

地震時及び津波時におけるアクセスルート復旧時間評価結果

5.6

屋外作業の成立性

6.

屋内アクセスルートの評価
6.1

影響評価対象

6.2

評価方法

6.3

評価結果

6.4

屋内作業への影響について

7.

発電所構外からの災害対策要員の参集
7.1

災害対策要員の参集の流れ

7.2

参集する災害対策要員

1.0.2-168

1.0.2-199

別紙(1)

外部事象の抽出について(2)

降水に対する影響評価について(3)

屋外アクセスルート 除雪時間評価について(4)

屋外アクセスルート 降灰除去時間評価について(5)

可搬型設備の小動物対策について(6)

森林火災時における保管場所への影響について(7)

保管場所及びアクセスルートへの自然現象の重畳による影響について(8)

平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震の被害状況について(9)

可搬型設備の接続口の配置及び仕様について(10)

淡水及び海水の取水場所について(11)

海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段について

(12)鉄塔基礎の安定性について(13)

崩壊土砂の到達距離について(14)

屋外アクセスルート 現場確認結果について(15)

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について(16)

主要な変圧器等の火災について(17)

自衛消防隊による消火活動等について(18)

可搬型設備（車両）の走行について(19)

T.P.＋11m エリアの屋外タンク溢水時の影響等について(20)

屋外アクセスルート確保の検証について(21)

車両走行性能の検証について(22)

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）について(23)

がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量及び復旧時間について(24)

屋外アクセスルートの復旧計画について(25)

保管場所及び屋外アクセスルート等の点検について(26)

防潮堤内他施設等の同時被災時におけるアクセスルートへの影響につ
いて

(27)

資機材設置後の作業成立性について(28)

アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段について(29)

屋外での通信機器通話状況の確認について(30)

屋内アクセスルートの設定について(31)

地震随伴火災源の影響評価について(32)

地震随伴内部溢水の影響評価について(33)

屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）について(34)

発電所構外からの災害対策要員の参集について(35)

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対応について

(36)

薬品類の漏えい時に使用する防護具について(37)

使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側斜面の安定性評価について(38)

敷地の地質・地質構造の特徴及び想定されるリスクについて(39)

有効応力解析について(40)

保管場所及びアクセスルートにおける相対密度の設定について(41)

敷地内の地下水位の設定について(42)

路盤補強（段差緩和対策）の設計について

補足説明資料(1)

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置について(2)

可搬型代替注水大型ポンプ等使用時におけるホースの配備長さ並びにホースコンテナ及びホース展張車の配備イメージについて(3)

アクセスルート復旧時間評価の妥当性について(4)

地震時における屋外アクセスルートへの放射線影響について(5)

竜巻対策固縛を解除する時間の考慮について(6)

重大事故対応時の中央制御室から原子炉棟入口までの移動時間評価(7)

路盤補強の対策箇所について

はじめに
実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準（平成 25
年 6 月 19 日 原規技発第 1306197 号 原子力規制委員会制定）では，可搬型重大事故等対処設備を使用する際のアクセスルートの確保に関し，以下のとおり要求している。

Ⅱ 要求事項1.

重大事故等対策における要求事項

1.0

共通事項

(1)

重大事故等対処設備に係る要求事項②

アクセスルートの確保
発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場又は事業所（ 以下「工場等」という。）
内の道路及び通路が確保できるよう，実効性のある運用管理を行う方針であること。

本要求に対し東海第二発電所では，アクセスルートの確保に関し，以下のとおり対応することとしている。

1.0.2

共通事項

(1) 重大事故等対処設備に係る事項
ｂ．アクセスルートの確保

1.0.2-1

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう以下の実効性のある運用管理を実施する。
（a） 屋外アクセスルートの確保
重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水ポイントの状況確認，
ホース敷設ルートの状況確認を行い，合わせて，軽油貯蔵タン
ク，可搬型設備用軽油タンク，常設代替高圧電源装置，その他
屋外設備の被害状況の把握を行う。
（b） 屋内アクセスルートの確保
重大事故等が発生した場合において，屋内の現場操作場所までのアクセスルートの状況確認を行い，合わせて，その他屋内設備の被害状況の把握を行う。

本資料では，重大事故等発生時の対応に必要となる可搬型重大事故等対処設
備の保管場所，同設備の運搬のための屋外アクセスルート及び屋内現場操作場
所までの重大事故等対応要員の移動のための屋内アクセスルートについて，基準への適合状況を確認することを目的とする。

1.0.2-2

1.

新規制基準への適合状況
可搬型重大事故等対処設備（以下「可搬型設備」という。）の保管場所及び同設備の運搬道路（以下「アクセスルート」という。）に関する要求事項と，その適合状況は，以下のとおりである。

1.1「実用発電用原子炉及びその附属設備の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五適合状況

地震，津波その他の自然現象又 可搬型設備は，地震，津波その他

は故意による大型航空機の衝突その の自然現象，設計基準事故対処設
他のテロリズムによる影響，設計基 備及び常設重大事故等対処設備
準事故対処設備及び重大事故等対処 の配置その他の条件を考慮した設備の配置その他の条件を考慮した 上で，設計基準事故対処設備及び上で常設重大事故等対処設備と異な 常設重大事故等対処設備に対しる保管場所に保管すること。

て，同時に必要な機能が失われないよう，100m 以上の離隔を確保

第３ 項

した高所かつ防火帯の内側の場所に保管する。また，2 セットを100m 以上の離隔距離を確保するとともに，分散して保管する。
六想定される重大事故等が発生し 地震，津波その他の自然現象を想た場合において，可搬型重大事故等 定し，別ルートも考慮して複数の対処設備を運搬し，又は他の設備の ルートを確保する。また，がれき
被害状況を把握するため，工場等内 等によってアクセスルートの確の道路及び通路が確保できるよう， 保が困難となった場合に備え，ホ
適 切 な 措 置 を 講 じ た も の で あ る こ イールローダを配備し，がれき等と。

の撤去を行えるようにしている。

1.0.2-3

新規制基準の項目
七

適合状況

重大事故防止設備のうち可搬型 可搬型設備は，設計基準事故対処のものは，共通要因によって，設計 設備及び常設重大事故等対処設
基準事故対処設備の安全機能，使用 備と同時に必要な機能が失われ済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注 ないよう，100m 以上の離隔を確
第３ 項

水機能又は常設重大事故防止設備の 保するとともに，2 セットを分散
重大事故に至るおそれがある事故に して保管する。また，基準地震動
対処するために必要な機能と同時に Ｓ Ｓ で必要な機能が失われず，高その機能が損なわれるおそれがない 所かつ防火帯の内側に保管する
よう，適切な措置を講じたものであ ことにより，共通要因によって必要な機能が失われないことを確ること。

認している。

1.0.2-41.2「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」
第五十四条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五適合状況

地震，津波その他の自然現象又 可搬型設備は，地震，津波そのは故意による大型航空機の衝突そ

他の自然現象，設計基準事故対の他のテロリズムによる影響，設計 処設備及び常設重大事故等対処
基準事故対処設備及び重大事故等

設備の配置その他の条件を考慮

対処設備の配置その他の条件を考した上で，設計基準事故対処設

慮した上で常設重大事故等対処設

備及び常設重大事故等対処設備備と異なる保管場所に保管するこに対して，同時に必要な機能がと。

失われないよう，100m 以上の離【解釈】隔を確保した高所かつ防火帯の可搬型重大事故等対処設備の保管

内側の場所に保管する。また，2場所は，故意による大型航空機の衝 セットを 100m 以上の離隔距離
第３ 項

突も考慮すること。例えば原子炉建 を確保するとともに，分散して屋から，100m 以上の離隔を取り，原 保管する。
子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は，故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。
六想定される重大事故等が発生

地震，津波その他の自然現象をした場合において可搬型重大事故

想定し，別ルートも考慮して複等対処設備を運搬し，又は他の設備 数のルートを確保する。また，の被害状況を把握するため，工場等 がれき等によってアクセスルー
内の道路及び通路が確保できるよ

トの確保が困難となった場合にう，適切な措置を講ずること。

備え，ホイールローダを配備し，がれき等の撤去を行えるようにしている。

1.0.2-5

新規制基準の項目
七

適合状況

重大事故防止設備のうち可搬

可搬型設備は，設計基準事故対型のものは，共通要因によって，設 処設備及び常設重大事故等対処
計基準事故対処設備の安全機能，使 設備と同時に必要な機能が失わ
第３ 項

用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくれないよう，100m 以上の離隔をは注水機能又は常設重大事故防止確保するとともに，2 セットを設備の重大事故に至るおそれがあ分散して保管する。また，基準る事故に対処するために必要な機地震動Ｓ Ｓ で必要な機能が失わ能と同時にその機能が損なわれるれず，高所かつ防火帯の内側に

おそれがないよう，適切な措置を講 保管することにより，共通要因によって必要な機能が失われなじたものであること。

いことを確認している。

1.0.2-6

2.

保管場所の設定及びアクセスルートの設定の考え方

2.1

概要
可搬型設備の保管場所及びアクセスルートを第 2.1-1 図，保管場所の標高，

離隔距離等を第 2.1-1 表に示す。
敷地の西側及び南側に可搬型設備保管場所（以下「西側保管場所」及び「南側保管場所」という。）を設定しており，さらに防潮堤内の北側に可搬型設備
予備機置場（以下「予備機置場」という。）を設定している。
重大事故等発生時には保管場所から複数設定したアクセスルートにて可搬型設備の運搬，重大事故等対応要員の移動及び重大事故等に必要な設備の状況把握が可能である。
なお，予備機置場から可搬型設備の運搬等に使用するルートとして，自主整備ルートを設定する。

1.0.2-7

第 2.1-1 図

保管場所及びアクセスルート図

第 2.1-1 表 保管場所の標高，離隔距離，地盤の種類
保管場所

標高

常設代替高圧電源装置等からの離隔
距離

原子炉建屋からの離隔距離

西側保管場所

T.P.＋23m

約 195m

約 275m

南側保管場所

T.P.＋25m

約 120m

約 300m

T.P.＋8m

―

―

地盤の種類
砂質地盤
盛土・切土地盤
砂質地盤
盛土・切土地盤

（参考）
予備機置場

1.0.2-8

砂質地盤

2.2

基本方針
可搬型設備の保管場所設定及びアクセスルート設定の基本方針を以下に

示す。
(1)

保管場所
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮した上で，常設重大事故等対処設備及び設計
基準事故対処設備から十分な離隔を確保した保管場所を分散して設定する。

(2)

屋外アクセスルート
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備の保管場所から水源及び水又は電力を供給する接続口まで，並びに水源から水を供給する接続口までのアクセスルートを複数設定する。また，アクセスルートは緊急時対策所又は待機所から原子炉建屋内へ入域するための経路を考慮し設定する。

(3)

屋内アクセスルート（可搬型設備の保管場所を含む）
地震，津波その他の自然現象による影響及び人為事象による影響を考慮
し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に，各設備の操作場所までのアクセスルートを複数設定する。

2.3

東海第二発電所の特徴
東海第二発電所を設置する敷地は，東京の北方約 130km，水戸市の東北約15km の地点で太平洋に面して位置する。敷地の形状はおおむね長方形で，植生に囲まれた平坦な台地である。敷地高さは主に T.P.＋8m であり，その1.0.2-9

他は T.P.＋3m，T.P.＋5m，T.P.＋10～25m の高さに分かれている。
基本方針に従い，保管場所及び屋外アクセスルートを設定するに当たっては，東海第二発電所構内の地形や敷地の使用状況などの特徴を踏まえる必要がある。以下に東海第二発電所の特徴を示す。
・基準津波（T.P.＋17.1m：防潮堤位置）を超え敷地に遡上する津波（T.P.
＋24m：防潮堤位置） ※ （以下「敷地遡上津波」という。）を考慮する必要があること※基準津波を超え敷地に遡上する津波：設置許可基準規則第 37 条に基づき，重大事故等対処設備の有効性を確認するために選定した事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において想定する津波

・原子炉建屋周辺にアクセスするための既存道路周辺に低耐震建屋が多い
こと
保管場所及び屋外アクセスルートは，基本方針及び上記に示した特徴を踏まえた上で，必要な対応を実施し設定する。

2.4

保管場所の設定
基本方針に従い，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮した上で，原子炉建屋等から十分な離隔を確保した保管場所を分散して設定する。

2.4.1

保管場所設定の考え方

基本方針を受けた保管場所設定の考え方を以下に示す。
・地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，保管場所同士は 100m 以上の離隔を確
1.0.2-10

保する。
・敷地遡上津波の影響を受けない場所とする。
・大型航空機の衝突を考慮して，原子炉建屋，設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と 100m 以上の離隔を確保する。
・基準地震動Ｓ Ｓ に対し，周辺斜面の崩壊，敷地下斜面の滑り，倒壊物の影響を受けない場所とする。
・なお，可搬型設備のうち，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとする予備機は，地震，津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮
し，保管場所及び原子炉建屋等から 100m 以上の離隔を確保する。

2.4.2

保管場所設定保管場所設定の考え方及び東海第二発電所の特徴を踏まえて保管場所を以下のとおり設定した。
また，保管場所の配置を第 2.4.2-1 図に示す。
・敷地西側の高所 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に保管場所を設定（西側及び南側保管場所）
・西側保管場所近傍には 154kV 送電鉄塔が設置されているが，地震の影響を受けないよう 154kV 送電鉄塔の倒壊範囲及び送電線の垂れ下がり範囲を考慮して設定・西側保管場所及び南側保管場所周辺は植生に囲まれることから，敷地外の森林火災に対しては，保管場所の外側に防火帯を設置するとともに森林からの離隔距離を確保する。また，敷地内植生火災に対しては，保管場所周辺に防火エリア ※ を設ける。（別紙（6）参照）※防火エリア：樹木を伐採し植生の発生を防止する施工（モルタル吹付け等）を

1.0.2-11

行うことにより，可搬型設備への植生火災の影響を防止するエリ
ア・防潮堤内の北側に予備機置場を設定。

第 2.4.2-1 図

保管場所の配置

1.0.2-12

2.5

屋外アクセスルートの設定
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備の保管場所から水源及び水又は電力を供給する接続口まで，並びに水源から水を供給する接続口までのアクセ
スルートを複数設定する。また，アクセスルートは緊急時対策所又は待機所
から原子炉建屋内へ入域するための経路を考慮し設定する。

2.5.1

屋外アクセスルート設定の考え方(1)

地震及び津波の影響の考慮
ａ．複数設定するアクセスルートは以下の(a)，(b) 2 つの条件を満足するルートとする。
(a)

基準津波の影響を受けないルート(b)

基準地震動Ｓ Ｓ に対して影響を受けないルート，重機による復旧が可能なルート又は人力によるホースもしくはケーブルの敷設が可
能なルート

ｂ．上記ａ．のアクセスルートのうち，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けない
アクセスルートを少なくとも 1 ルート設定する。
ｃ．上記ｂ．のアクセスルートのうち，敷地遡上津波の影響を受けないア
クセスルートを少なくとも 1 ルート設定する。
敷地遡上津波を起因とした重大事故等は，当該津波から防護する常設重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系，残留熱除去系，緊急用海水系，常設代替高圧電源装置等）により対応可能な設計とするが，対応の多様性を確保するため可搬型設備による原子炉等への注水に係る可搬型設備のアクセスルートを設定する。（別紙（35）参照）
1.0.2-13

(2)地震及び津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの影響の考慮
地震及び津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対し，同時に影響を受けない又は重機による復旧が可能な
アクセスルートを複数設定する。
また，予備機置場からアクセスルートまで自主整備ルートを設定する。

2.5.2

屋外アクセスルート設定

屋外アクセスルート設定の考え方及び東海第二発電所の特徴を踏まえて，
屋外アクセスルートを以下のとおり設定した。
第 2.5.2-1 図から第 2.5.2-4 図に屋外アクセスルート設定概要図を示す。
・西側保管場所及び南側保管場所から可搬型設備等を運搬する出口をそれ
ぞれ 2 箇所確保し，T.P.＋8m の敷地へ接続するルートを 3 ルート設定した上で，原子炉建屋等へのアクセスルートを複数設定
・地震時に建屋，構築物のがれき撤去等を行うことにより，保管場所から水又は電力を供給する接続口までのルートを設定（別紙（15）参照）
また，ルート設定に当たっては以下の対応を考慮
車両の通行性を確保することが困難と想定される箇所について，道
路幅の拡幅を実施し通行性を向上
接続口付近は重機によるがれき撤去は行わずに人力作業によりホース又はケーブルを敷設
・154kV 引留鉄構の移設及びサービス建屋～チェックポイント歩道上屋の形状変更により，可搬型設備の保管場所，水源から水又は電力を供給する接続口まで基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないアクセスルートを設定
・緊急時対策所又は待機所から原子炉建屋内へ直接入域するアクセスルー
1.0.2-14

ト（徒歩ルート）は，地震に伴うサービス建屋の損壊影響を回避するよう設定するとともに，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないアクセスルート
を少なくとも 1 ルート設定する。（別紙（30）参照）
・敷地遡上津波の影響を受けないアクセスルートを設定するため，以下の対策を実施（別紙（35）参照）
設置許可基準規則第 56 条に基づく，代替淡水源を敷地遡上津波の影
響を受けない高所（T.P.＋11m）に設置
原子炉等への注水に係る接続口を敷地遡上津波の影響を受けない高所（T.P.＋11 m：常設代替高圧電源装置置場）に分散して設置
・西側保管場所及び南側保管場所周辺のアクセスルートは，植生火災の影響を考慮して，西側保管場所から南側保管場所を経由して T.P.＋8 m までのアクセスルート周辺に防火エリアを設定（別紙（6）参照）
・予備機置場からアクセスルートまで複数の自主整備ルートを設定。

2.5.3

屋外アクセスルート選定

設定した屋外アクセスルートについて，地震，津波の影響を考慮し，以下の優先順位とする。
・重大事故等発生時は，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルートを優先して使用する。
・上記のうち，大津波警報発報時は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影
響を受けないルートを優先して使用する。（第 2.5.2-4 図参照）
・地震，津波以外の自然現象等により，アクセスルートが阻害された場合は，別ルートの使用又は，重機等によりアクセスルートを復旧を行いルートを使用する。

1.0.2-15

第 2.5.2-1 図

屋外アクセスルートの設定概要図①（アクセスルート全体）

1.0.2-16

第 2.5.2-2 図

屋外アクセスルートの設定概要図②（人力によるホース敷設，がれき撤去箇所等）

1.0.2-17

第 2.5.2-3 図

屋外アクセスルートの設定概要図③（基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート）

1.0.2-18

第 2.5.2-4 図

屋外アクセスルートの設定概要図④（基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルート）

1.0.2-19

2.6

屋内アクセスルートの設定
基本方針に従い，地震，津波その他の自然現象による影響及び人為事象による影響を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に，各設備の操作場所までのアクセスルートを複数設定する。

2.6.1

屋内アクセスルート設定の考え方(1)

地震及び津波の影響の考慮
ａ．屋外から直接原子炉建屋内に入域するための原子炉建屋の入口は，以下の条件を考慮し設定する。
(a)

原子炉建屋入口を複数設定(b)

上記(a)のうち，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けない位置的分散を考慮した入口を少なくとも 2 箇所設定(c)

上記(b)のうち，敷地遡上津波の影響を受けない高さの異なる入口を少なくとも 2 箇所設定

ｂ．複数設定するアクセスルートは以下の条件を満足するルートとする。
(a)

基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けず，敷地遡上津波に対して影響を受けない高さ，又は，水密化を図った原子炉建屋にアクセスルートを設
定
また，ルート設定に当たっては以下を考慮
アクセスルート近傍の油内包機器及び水素内包機器について，地
震時に火災源とならないこと
地震に伴う溢水が発生した場合においても歩行可能な水深である
こと
アクセスルート近傍の資機材等について，地震による転倒等により通行を阻害しないように固縛等の転倒防止対策を実施すること
1.0.2-20

(2)地震及び津波以外の自然現象の考慮
地震及び津波以外の自然現象に対し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたアクセスルートを設定する。

(3)

その他の考慮事項
アクセスルートの設定に当たっては，高線量区域を通行しないよう考慮
する。

2.6.2

屋内アクセスルート設定

屋内アクセスルート設定の考え方を踏まえて，屋内アクセスルートを以下のとおり設定した。（別紙（30）参照）
ａ．原子炉建屋入口
・重大事故等発生時に屋外から直接，原子炉建屋内に入域するための入口を原子炉建屋の西側及び南側にそれぞれ 2 箇所，東側に 1 箇所設定
・原子炉建屋西側に基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けない入口を 2 箇所設定，このうち，1 箇所は高所に確保
・地震に対して多様性を確保するため，原子炉建屋南側に基準地震動Ｓ Ｓの影響を受けない入口を 1 箇所設定
ｂ．アクセスルート
・基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けず，敷地遡上津波に対して影響を受けない
高さ，又は，水密化を図った原子炉建屋（別紙（35）参照）に，以下に示す各設備の操作場所へのアクセスルートを複数設定
中央制御室から原子炉棟及び廃棄物処理棟までのルート
原子炉棟及び廃棄物処理棟の各階層間を移動するためのルート

1.0.2-21

・中央制御室から原子炉棟及び廃棄物処理棟までのルートは，地震に伴い発生する火災の影響を受けないルートを確保するため，以下の対策を実
施
付属棟のケーブル処理室と電気室を経由せず，付属棟屋上を経由するルートを設定
2.6.3

屋内アクセスルート選定

設定した屋内アクセスルートについて，地震，津波及び地震随伴火災の影響を考慮し，以下の優先順位とする。
ａ．原子炉建屋入口
・重大事故等発生時は，原子炉建屋西側の高所に設定した入口を優先して使用し，屋内へアクセスする。
b．アクセスルート・中央制御室から原子炉棟，廃棄物処理棟へ移動するルートは，付属棟屋
上を経由するルートを優先して使用する。
・中央制御室から電気室へ移動するルートは，原子炉建屋内に設定される
アクセスルートを優先して使用する。
・火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場合は，別ルートを使用する。
・原子炉棟，廃棄物処理棟の各階層を移動するルートは，地震，火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所までアクセスする。

2.7

東海発電所の廃止措置の影響（1） 東海発電所の廃止措置の影響
廃止措置中である東海発電所の廃止措置関連工事の実施に当たっ
1.0.2-22

ては，東海第二発電所の重大事故等対応に必要となる可搬型設備の保管場所及び屋外アクセスルートに影響を及ぼさないよう工事を実施
し，運用管理を原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

1.0.2-23

3.

保管場所およびアクセスルートの自然現象等に対する影響評価
可搬型設備の保管場所及びアクセスルートに影響を及ぼす自然現象等について，抽出の考え方及び概略影響評価結果を以下に示す。詳細評価については 4 項から 6 項に示す。

3.1

自然現象

(1)

自然現象抽出の考え方
自然現象抽出の考え方を以下に示す。
・東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，国内で一般に発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い，網羅的に抽出した 55 事象を母集団とする。
（ 別紙（1）
参照）
・収集した 55 事象について，第 3.1-1 表に示す「影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象」等の除外基準を用いて，東海第二発電所
において設計上想定すべき事象を抽出する。（別紙（1）参照）

1.0.2-24

第 3.1-1 表

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象（自然現象）

評価の観点

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象【41 事象】

影響を与えるほど接近し た場所に発生しない事象【11 事象】

砂嵐／土壌の収縮又は膨張／雪崩／草原火災／ハリケー
ン／氷壁／土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）／カルスト／地下水による浸食／土石流／水蒸気

ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することで 河川の迂回／海岸浸食／塩害，塩雲／高温水（海水温高）
ハザードを排除できる事象【4 事象】
考慮された事象と比較して設備等
干ばつ／濃霧／霧・白霜／極高温／湖又は河川の水位低下への影響度が同等若しくはそれ以下，又は安全性が損なわれることが ／もや／太陽フレア，磁気嵐／低温水（海水温低）ない事象【8 事象】
静振／波浪・高波／ひょう・あられ／満潮／氷結／氷晶／
湖又は河川の水位上昇／極限的な圧力（気圧高低）／動物
影響が他の事象に包絡さ れる事象
／海水面低／海水面高／地下水による地滑り／陥没・地盤【17 事象】
沈下・地割れ／地面の隆起／泥湧出（液状化）／水中の有機物／毒性ガス
発生頻度が他の事象と比 較して非隕石
常に低い事象【1 事象】(2)

自然現象の影響評価結果（概略）「（1）自然現象抽出の考え方」を踏まえ抽出した事象（14 事象）について，設計上想定する規模で発生した場合の影響について確認し，その結果を第 3.1-2 表に示す。ただし，津波については，敷地遡上津波を考慮した。

1.0.2-25

第 3.1-2 表

自然現象により想定される影響概略評価結果（1／5）

自然現象

概略評価結果
保管場所
屋外アクセスルート
・周辺構造物等の損壊影 ・基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート等を響がない場所に保管場
地震設定している。
所を設定している。
（詳細評価は 5 項に示（詳細評価は 4 項に示す）
す）
・基準津波に対し防潮堤 ・基準津波に対し防潮堤を設置することから，を設置することから，
原子炉建屋等や保管場
アクセスルートへ遡上
所へ遡上する浸水はな
する浸水はない。
い。したがって，設計 ・敷地遡上津波の影響に
基準事故対処設備と重よる被害想定やその後大事故等対処設備は同の復旧作業には不確か
時に機能喪失しない。
さがあることを考慮
津波・敷地遡上津波に対して， し，津波の影響を受け保管場所は敷地高さ T． ない高所に可搬型設備
P.＋23m 以上に配置しによる対応が必要な水ており，敷地遡上津波源及び接続口を設置すによる浸水の影響を受ることから敷地遡上津けない。
波の影響を受けない。
（詳細評価は 5 項に示す）
・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害は生じないことを，東海村発行の浸水
洪水
同左
ハザードマップ及び国
土交通省発行の浸水想定区域図から確認している。
風・竜巻の評価に包含され
同左
（台風）
る。

1.0.2-26

屋内アクセスルート
・資機材等の転倒等による影響がないルートを設定している。
（詳細評価は 6 項に示す）
・基準津波に対し防潮堤を設置することから，
建屋近傍まで遡上する浸水はない。
・水密化された建屋内であることから敷地遡上
津波による浸水の影響は受けない。
・建屋屋上は敷地津波の影響を受けない

同左

同左

第 3.1-2 表
自然
現象

竜巻

自然現象により想定される影響概略評価結果（2／5）

保管場所
・設計基準事故対処設備
は竜巻に対して建屋内等の防護した場所に設置していることから，屋外に配備している可搬型設備と同時に機能喪失しない。
・重大事故等時に期待す
る可搬型設備は，西側と南側の 2 箇所の保管場所にそれぞれ離隔して分散配置していることから，同時に機能喪失しない。
・常設重大事故等対処設
備のうち常設代替高圧電源装置を屋外に設置
しているが，ディーゼ
ル発電機，可搬型代替
低圧電源車保管場所と離隔していることから，同時に機能喪失しない。
・保管場所に配備する可搬型設備は，固縛等の飛散防止対策を実施することから，原子炉建屋等に影響を与えない。
（補足説明資料（5）参照）

概略評価結果
屋外アクセスルート
・竜巻により飛散物が発生した場合も，ホイー
ルローダにより撤去することが可能である。
・送電線の垂れ下がりに伴う通行障害が発生した場合であっても，別ルートを選択することで目的地へのアクセスが可能である。
・竜巻により飛散し，ホイールローダで撤去できずアクセスを阻害すると想定される物品に対して固縛等の対策を実施することから，ア
クセスに悪影響を与える可能性は小さい。
また，複数のルートが確保されていることから，飛来物によりアクセスルートは確保可能である。

1.0.2-27

屋内アクセスルート
・原子炉建屋は竜巻に対し頑健性を有することから影響は受けない。

第 3.1-2 表
自然
現象

凍結

降水

積雪

自然現象により想定される影響概略評価結果（3／5）
概略評価結果
屋外アクセスルート
屋内アクセスルート
・気象予報により事前の ・屋上を通行する箇所は，凍結状況を見計らいな予測が十分可能であり，アクセスルートへ
がら通行することで対処が可能である。
の融雪剤散布等の事前対応によりアクセス性 ・屋上を通行する箇所以
外は建屋内であり，影を確保する。
響は受けない。
・路面が凍結した場合にも，走行可能なタイヤ等を装着していることから，アクセスに問題を生じる可能性は小さい。

保管場所
・設計基準事故対処設備
は建屋内等に設置されているため影響を受けず，保管場所に設置されている重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない。
・凍結は，気象予報により事前の予測が十分可能であり，始動に影響が出ないよう，各設備の温度に関する仕様を下回るおそれがある場
合には，必要に応じて，あらかじめ可搬型設備の暖気運転等を行うこととしているため，影響を受けない。なお，
暖気運転は事前に実施することからアクセス
時間への影響はない。
・保管場所は高所に設置 ・排水路は滞留水を速や ・浸水防止対策を施されしていることや，排水かに海域に排水する設た建屋内であること，路で集水し，排水する計とすることから，ア
排水設備が設置されてことから，保管場所に
クセス性に支障はな
いることから影響は受滞留水が発生する可能い。（別紙（2）参照）
けない。
性は小さい。
・気象予報により事前の ・気象予報により事前の ・屋上を通行する箇所は，予測が十分可能であ
予測が十分可能であ
あらかじめ体制を強化
り，あらかじめ体制をり，あらかじめ体制をしたうえで，積雪状況を見計らいながら除雪強化したうえで，原子強化したうえで，アクすることで対処が可能
炉建屋等及び保管場所
セスルートの積雪状況である。
の除雪は積雪状況を見等を見計らいながら除計らいながら行うこと
雪することで対処が可 ・屋上を通行する箇所以外は，建屋内であり，で対処が可能であるこ能である。また，ホイ影響は受けない。
とから，設計基準事故
ールローダにより約 30
対処設備と重大事故等
分で除雪も可能であ対処設備は同時に機能る。（別紙（3）参照）
喪失しない。
・積雪時においても，走・また，保管場所等の除行可能なタイヤ等を装
雪はホイールローダに着していることから，
よる実施も可能であ
アクセスに問題を生じる。
る可能性は小さい。

1.0.2-28

第 3.1-2 表
自然
現象

落雷

地滑り

火山の
影響

自然現象により想定される影響概略評価結果（4／5）

保管場所
・設計基準事故対処設備
は避雷対策を施した建
屋内等に配備されており，かつ保管場所とは
位置的分散が図られていることから，同時に機能喪失しない。
・1 回の落雷により影響を受ける範囲は限定され，2 箇所の保管場所は離隔して位置的分散を図っているため，影響を受けない。
・地形，地質，地質構造等から，地滑りによる被害は生じないことを，茨城県発行の土砂災害危険箇所図及び独立行政法人防災科学技術研究所発行の地すべ
り地形分布図から確認している。
・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，原子炉建屋等，保管場所及び可搬型設備の除灰を行う
ことにより対処が可能であることから，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備は同時に機能喪失しない。
・また，保管場所等の除灰はホイールローダによる実施も可能である。

概略評価結果
屋外アクセスルート・落雷によりアクセスル
ートが影響を受けることはない。
・落雷発生中は，屋内等に一時的に退避し，状況を見て屋外作業を実施する。

屋内アクセスルート
・原子炉建屋には避雷設備を設置しており影響は受けない。

同左

同左

・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，アクセス
ルートの除灰を行うことにより対処可能である。また，ホイールローダにより約 150 分で除灰も可能である。
（別紙（4）参照）

・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，屋上を通行する箇所の除灰を行うことにより対処が可能である。
・屋上を通行する箇所以
外は建屋内であり，影響は受けない。

1.0.2-29

第 3.1-2 表
自然
現象

生物学
的事象

森林
火災

高潮

自然現象により想定される影響概略評価結果（5／5）
概略評価結果
屋外アクセスルート
・影響なし

保管場所
屋内アクセスルート
・設計基準事故対処設備
・原子炉建屋は，浸水防
は，浸水防止対策によ
止対策により水密化さ
り水密化された建屋内
れた建屋内に設置され等に設置されているたているため，ネズミ等
め，ネズミ等の小動物の小動物の侵入によるの侵入による影響を受
影響を受けない。
けない。したがって，
屋外の保管場所にある
重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない。
・保管場所は 2 箇所あり，
位置的に分散されている。また，複数の設備が同時に機能喪失する
可能性は小さい。
・可搬型設備は，ネズミ等の小動物の侵入により設備機能に影響がな
いよう，侵入できるような開口部は侵入防止対策を実施する。（別紙(5)参照）
・原子炉建屋と保管場所 ・アクセスルートは防火 ・屋内アクセスルートは
は防火帯の内側にある帯の内側であり，延焼
防火帯内側の原子炉建ため，延焼の影響を受の影響を受けない。ま屋であり，影響は受けけない。また，原子炉
た，熱影響を受けないない。
建屋及び保管場所は熱ルートにより通行が可
影響に対して離隔距離能であるため，アクセを確保しているため，ス性に支障はない。
設計基準事故対処設備 ・必要に応じて自衛消防と重大事故等対処設備
隊が消火活動を行うこは同時に機能喪失しなとで対処が可能であい。（別紙(6)参照）
る。
・保管場所周辺の植生火 ・保管場所周辺の植生火
災は，防火エリアを設
災は，防火エリアを設置するため，影響は受置するため，影響は受けない（別紙(6)参照）
けない（別紙(6)参照）
・高潮の影響を受けない ・同左
・原子炉建屋は，高潮の敷地高さに設置するこ影響を受けない敷地高とから影響はない。
さに設置することから影響はない。

1.0.2-30

(3)自然現象の重畳事象評価
単独事象を組み合わせて，自然現象が重畳した場合の影響について確認した。各重畳事象の影響確認結果を別紙（7）に示す。また，重畳事象のうち，単独事象と比較して影響が増長される事象の組合せと影響評価結果
を以下に示す。
ａ．アクセスルートの復旧作業が追加される組合せ
単独事象でそれぞれアクセスルートの復旧が必要な事象については，重畳の影響としてそれぞれの事象で発生する作業を実施する必要がある。
具体的には，除雪と除灰の組合せ等が該当する。
アクセスルートの復旧においては，気象予報等を踏まえてアクセス性に支障が生じる前にあらかじめ除雪や除灰等の活動を開始する運用であることから，例えばアクセスルートの復旧に時間を要する除灰の場合でも，約 150 分程度でアクセスルートの機能を維持することが可能である。
（別紙（4）参照）
ｂ．可搬型設備の機能に影響がある組合せ
単独事象と比較して荷重が増長し，可搬型設備に影響を及ぼすおそれがある組合せは，積雪と風（台風），火山の影響と風（台風），降水と火山の影響，積雪と火山の影響，積雪と地震の 5 事象である。ただし，可搬型設備に堆積した雪及び降下火砕物を除雪，除灰することで，重畳による影響は緩和可能である。

(4)

まとめ
上記より，保管場所及びアクセスルートへ影響を及ぼす可能性のある自然現象は地震及び敷地遡上津波であることを確認した。それ以外の自然現象については，単独事象，重畳事象が発生した場合でも，取り得る手段が1.0.2-31

残っており，事故対応を行うことができることを確認した。地震及び敷地
遡上津波の詳細評価については 4 項から 6 項に示す。
なお，設計上の想定を超える自然現象が発生した場合でも，可搬型設備の分散配置，アクセスルートの複数確保，各種運用（除雪等）により対応は可能である。

3.2

外部人為事象(1)

外部人為事象の考え方
外部人為事象抽出の考え方は以下のとおりである。
・東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき外部人為事象
としては，国内で一般に発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い，網羅的に抽出した 23 事象を母集団とする。（別紙（1）参照）
・収集した 23 事象について，第 3.2-1 表に示す「影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象」等の除外基準（別紙（1）参照）を用いて，東海第二発電所において設計上想定すべき事象を抽出する。

(2)

外部人為事象の影響評価結果（概略）「 (1)外部人為事象抽出の考え方」を踏まえ，抽出した事象（7 事象）のうち，ダムの崩壊，石油コンビナート等の施設及び発電所周辺を航行す
る船舶の爆発，船舶の衝突については，立地的要因により影響を受けることはない。近隣工場等の火災（発電所周辺を通行する燃料輸送車両による爆発，発電所敷地内に存在する危険物タンク等の火災及び航空機落下による火災），電磁的障害についても，位置的分散や複数のアクセスルート確
保により影響はない。また，ばい煙等の二次的影響及び有毒ガスについて
1.0.2-32

は，防護具等の装備により通行に影響はない。（第 3.2-2 表参照）
したがって，アクセスルート及び保管場所に影響を及ぼす可能性がある
外部人為事象はない。

第 3.2-1 表

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象（外部人為事象）

評価の観点

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象【16 事象】

影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象【4 事象】

工業施設又は軍事施設事故／軍事施設からのミサイ
ル／掘削工事／他のユニットからのミサイル

ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる事象【該当なし】－

考慮された事象と比較して設備等への影
響度が同等若しくはそれ以下，又は安全 内部溢水性が損なわれることがない事象【1 事象】

影響が他の事象に包絡される事象【9 事象】

ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故(ｶﾞｽなど)，ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト
内爆発等／交通事故（化学物質流出含む）／自動車
又は船舶の爆発／船舶から放出される固体液体不純物／水中の化学物質／プラント外での化学物質の流出／サイト貯蔵の化学物質の流出／他のユニットからの火災／他のユニットからの内部溢水発生頻度が他の事象と比較して非常に低い事象【2 事象】

衛星の落下／タービンミサイル

1.0.2-33

第 3.2-2 表
外部人為
事象

航空機
落下

ダムの
崩壊

爆発

外部人為事象により想定される影響概略評価結果（1／2）

保管場所
・設計基準事故対処設備への航空機落下確率が防護設計の要否を判定する基準である 10-7／炉・年を超えないことから設計上考慮する必要はない。万が一，航空機が落下した
場合でも，重大事故時に期待する可搬型設備は西側及び南側保管場所に分散配置することから，同時に機能喪失することはない。
・ 発 電 所 か ら 北 西 約 30kmにある竜神ダムが崩壊した場合，流出水は，久慈川より太平洋へ流下するが，勾配により敷地まで遡上しないため，ダムの崩壊により被害が生じることはない。
・石油コンビナート，近隣
工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物が敷地内に到達した場合でも，可搬型設備
は西側及び南側保管場所に分散配置することから影響はない。

概略評価結果
屋外アクセスルート
・設計基準事故対処設備への航空機落下確率が防護設計の要否を判定する基準である 10-7／炉・年を超えないことから設計上考慮する必要はない。万が一，航空機が落下し，通行障害が発生した場合
でも，アクセスルートは
複数ルート確保することから影響はない。

屋内アクセスルート
・原子炉建屋への航空機落下確率は航空機落下確率が 10-7／炉・年未満であることから影響はない。

同左

同左

・石油コンビナート，近隣
工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物が敷地内に到達した場合でも，アクセスル
ートを複数ルート確保すること及び飛来物を重機等により撤去することか
ら影響はない。

・原子炉建屋は，石油コン
ビナート，近隣工場，発電所周辺を通行する燃料輸送車両及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。

1.0.2-34

第 3.2-2 表
外部人為
事象

近隣工場
等の火災

外部人為事象により想定される影響概略評価結果（2／2）

保管場所
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸送車
両，発電所周辺を航行す
る燃料輸送船及び敷地内の危険物貯蔵施設の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・航空機落下による火災に対して，可搬型設備は西側及び南側保管場所に分散配置することから，同時に機能喪失することは
ない。

船舶の
衝突

・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，可搬型設備は西側及び南側保管場所にそれぞれ離隔して分散配置
し，防護具等を装備することから影響はない。
・船舶の衝突による影響を受けない敷地高さに設置
する。

電磁的
障害

・電磁波による影響を考慮した設計とする。

有毒ガス

概略評価結果
屋外アクセスルート
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸送車両
及び発電所周辺を航行す
る燃料輸送船の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・敷地内の危険物貯蔵施設の火災及び航空機落下による火災に対して，アクセスルートの複数設定及び防火エリアを設置し，少なくとも 1 ルートは確保可能であることから影響はない。
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，アクセスルート
を複数ルート確保すること及び防護具等を装備することから影響はない。
・同左

・影響なし

1.0.2-35

屋内アクセスルート
・原子炉建屋は，石油コン
ビナート，近隣工場，発電所周辺の道路を通行す
る燃料輸送車両，発電所を航行する燃料輸送船，
敷地内の危険物貯蔵施設
及び航空機落下による火災に対して，離隔距離が確保されている。

・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，屋内アクセスル
ートが設定される原子炉
建屋の空調を停止し，防護具等を装備することか
ら影響はない。
・原子炉建屋は，船舶の衝突による影響を受けない
敷地高さに設置されていることから影響はない。
・影響なし

3.3

屋内外作業に係る成立性評価の概要

3.3.1 概要
（1）評価の概要
保管場所及びアクセスルートについて，地震，津波その他の自然現象のうち，保管場所及びアクセスルート影響を及ぼす可能性がある自然現
象及び人為事象は，地震及び敷地遡上津波と考えられるため，地震，敷地遡上津波時における以下の評価を実施し，有効性評価に対する作業の成立性について検討を実施した。
① 保管場所については，外部起因事象として地震及び敷地遡上津波被害を想定し，それらの影響を評価する。
② 屋外アクセスルートについては，地震及び敷地遡上津波被害を想定
し，それらの影響を評価する。
③ 屋内アクセスルートについては，地震及び地震によって発生する火災及び溢水を想定しそれらの影響を評価する。

（2）作業成立性の検討フロー
保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性について，第 3.3.1-1
図の検討フローにて評価する。

1.0.2-36

保管場所及び屋外アクセスルートの評価

屋内アクセスルートの評価

地震・敷地遡上津波の被害想定
地震による被害を想定

地震随伴火災を想定

地震随伴溢水を想定

アクセスルート周辺機器の調査（プラントウォークダウンの実施）

アクセスルート近傍の機器を抽出（耐震 B･Cクラス，油内包機器）

地震時の溢水源を抽出（内部溢水評価結果を利用）周辺機器が地震により転倒，落下しないことを確認

火災源としての耐震評
価（Ｓ Ｓ で評価し裕度を確認）又は火災対策を実施

フロア毎の溢水水位を開口部入口高さで評価

アクセスルート上に通行を阻害する機器等がないことを確認

火災源となる機器がア
クセスルート近傍にないことを確認アクセスルート上の各フロアが歩行可能であることを確認・保管場所の影響評価
・可搬型設備の損壊，通行障害

保管場所の適合性確認

アクセスルートの影響評価影響を受けない
アクセスルートの抽出復旧が可能な
アクセスルートの抽出

アクセスルートの復旧時間評価

屋外作業の所要時間評価

地震及び敷地遡上津波発生時の屋外アクセスルート所要時間の評価

地震発生時の屋内アクセスルート所要時間の評価

地震及び敷地遡上津波発生時の作業成立性の評価

第 3.3.1-1 図

保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性検討フロー

1.0.2-37

3.3.2(1)

地震，津波による被害想定
地震による被害想定
地震による保管場所及び屋外アクセスルートへの被害要因・被害事象を 2011 年東北地方太平洋沖地震の被害状況（別紙（8））を踏まえた上で，第 3.3.2-1 表のとおり想定し，それぞれ 4 項から 6 項にて影響を評価する。

第 3.3.2-1 表 保管場所及び屋外アクセスルートにおいて地震により想定される被害事象
自然
現象

地震

保管場所・屋外アクセスルー
トに影響を与えるおそれのある被害要因保管場所で懸念される
被害事象

屋外アクセスルートで懸念される被害事象（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）

損壊物による可搬型設備の損壊及び走行不能

損壊物によるアクセスル
ートの閉塞（2）周辺タンク等の損壊

火災，溢水による可搬型設備の損壊，通行不能

タンク損壊に伴う火災・溢水による通行不能（3）周辺斜面の崩壊

土砂流入による可搬型設
備の損壊，通行不能（4）敷地下斜面・道路面のすべり（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり

敷地下斜面のすべりによる可搬型設備の損壊，通行不能
不等沈下，傾斜，浮き上がりによる可搬型設備の損壊，通行不能（6）地盤支持力の不足

可搬型設備の転倒，通行不能（7）地中埋設構造物の損壊

陥没による可搬型設備の損壊，通行不能

1.0.2-38

土砂流入，道路損壊による通行不能

アクセスルートの不等沈
下，浮き上がりによる通行不能―

陥没による通行不能

(2)津波による被害想定
敷地遡上津波の遡上解析の結果，第 3.3.2-2 図に示すとおり，保管場
所及び高所のアクセスルートが敷地遡上津波により被害を受けることは想定されない。
また，屋外アクセスルートの周辺施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近い使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。）前面を除き，おおむね 0.4m である。（別紙（35）参照）
この結果をもとに，4 項から 6 項にて敷地遡上津波の影響を評価する。

第 3.3.2-2 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2-39

4.

保管場所の影響評価

4.1

保管場所における主要可搬型設備等保管場所の影響評価に当たって，保管場所等に配備する可搬型設備の配備

数及び分類について整理した。
可搬型設備の配備数については，「2N＋α」，「N＋α」，「N」の設備に分類し，重大事故等時に屋外で使用する設備であれば西側及び南側保管場所に，屋内で使用する設備であれば建屋内の複数箇所に分散配置することにより設備の多重化を図っている。また，常設及び可搬型設備を設置することで多様化を図っている。
なお，保管場所に配備する可搬型設備は，地震による転倒防止及び竜巻による飛散防止を考慮した固縛を実施していることから，隣接する可搬型設備及びアクセスルートに影響を与えることはない。
分類を第 4.1-1 表，配備数を第 4.1-2 表及び第 4.1-3 表に示す。
(1) 「2N＋α」の可搬型設備（設置許可基準規則解釈 第 43 条 5（a）対象設備）
原子炉建屋外から水・電力を供給する可搬型代替交流電源設備（低圧代替電源車，ケーブル，可搬型整流器）及び可搬型代替注水ポンプ（可搬型
代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，ホース）は，必要となる容量を有する設備を 2 セット，故障時のバックアップ並びに保守点検による待機除外時のバックアップとして予備を配備する。ただし，ホース及びケーブルについては，待機除外せずに目視確認等により保守点検を行うことから，故障時のバックアップのみ予備を配備する。
必要となる容量を有する設備の 2 セットは西側及び南側保管場所にそれぞれ分散配置し，予備は予備機置場に配備する。但し，ホース，ケーブル，
可搬型整流器の予備は西側及び南側保管場所に配備する。
なお，西側又は南側保管場所の必要となる容量を有する設備の点検を行
1.0.2-40

う場合は，予備を西側又は南側保管場所に配備後に点検を行うことにより，西側及び南側保管場所に必要となる容量を有する設備は 2 セット確保される。
また，使用済燃料プールへのスプレイのために原子炉建屋内で使用する設備は，必要となる容量を有する設備を 2 セット及び予備を配備し，原子炉建屋内に分散配置する。

(2) 「N＋α」の可搬型設備（設置許可基準規則解釈 第 43 条 5（b）対象設備）
負荷に直接接続する高圧窒素ガスボンベ及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，必要となる容量を有する設備を 1 セット及び予備を配備し，原子炉建屋内に配置する。

(3) 「N」の可搬型設備（その他）
上記以外の可搬型設備は，必要となる容量を有する設備 1 セットに加え，プラントの安全性向上の観点から，設備の信頼度等を考慮し，必要となる
容量を有する設備 1 セット分及び必要に応じて故障時のバックアップ並びに保守点検による待機除外時のバックアップの予備を配備する。但し，ホースについては，保守点検が目視確認等であり，保守点検時に待機除外とならないため，故障時のバックアップとして予備を配備する。
必要となる容量を有する設備は西側保管場所，予備は南側保管場所，
予備機置場に配備する。
また，「N」設備は，共通要因による機能喪失を考慮し，西側及び南側保管場所に必要となる容量を有する設備 1 セットと予備 1 セットを分散配置
し，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップの予備は西側保管場所，南側保管場所又は予備機置場に配備する。
1.0.2-41なお，サポートに使用される可搬型設備（タンクローリ，ホイールロー
ダ）については，サポートする対象となる設備と同じ保管場所への配備を基本とする。
可搬型設備の建屋接続箇所及び仕様については別紙（9），淡水及び海水取水場所については別紙（10），海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段については別紙（11）に示す。

第 4.1-1 表 可搬型設備の分類
区分

設備
可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替低圧電源車

2N＋α
可搬型スプレイノズル

可搬型整流器

非常用窒素供給系高圧窒素ガスボンベ

N＋αN

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

その他

1.0.2-42

第 4.1-2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等発生時に期待する設備）（1／4）(1)
名「2N＋α」の屋外に保管する可搬型設備（1／2）
称

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

・点検時の待機除外及び故障時バックアップ 1 台
1台
1台
1台
3台
1 台 ※2
・原子炉注水等及び水源補給用・点検時の待機除外及び故障時バックアップ 1 台
可搬型代替注水
2台
5台
1台
2台
2台
1台
中型ポンプ
（2N=4）
・原子炉注水等及び水源補給用・必要数（1 組）は水源ま
たは，可搬型代替注水大型ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース
敷設長さを基に設定（補足説明資料（2）参照）
・原子炉注水等及び水源補
給用
130m
2組
1組
1組
1組
・1N 当たり専用コンテナ 3
ホース
0組
（65m
＋
＋65m
＋65m
（2N=2）基（コンテナ 1 基当たり3,000m：200A（1 組）
×2 組）
130m
約 1,000m を収納）に保管・1 組ごとに 5m，10m，50mのホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）・ホース人力敷設用カゴ台
車を 7 台配備
・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設定10m
2組・水中ポンプ用
1組
1組
1組
ホース
0組
（5m
＋
・200A ホースコンテナに 1＋5m＋5m（2N=2）
30m：250A（1 組）
×2 本）
20m
組ずつ保管
・1 組ごとに 5m のホースを1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
※2：可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等及び水源補給用）・（放水用）は同型設備であり，原子炉注水等及び水源補給用の予備 1 台と，放水用の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
可搬型代替注水大型ポンプ

1台（2N=2）

1.0.2-43

第 4.1-2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等発生時に期待する設備）（2／4）(1)
名「2N＋α」の屋外に保管する可搬型設備（2／2）
称

配備
数 ※１

必要数

保管場所
西側
南側

予備

予備機
置場

備考

・必要数（2 台）の 2 セットで 4 台・点検時の待機
5台
1台
2台
2台
1台
除外及び故障時バック
アップ 1 台・必要数（3 組）の 2 セットで 6 組・1 組あたり 30m の予備ケーブルを 1 本，必要数と
180m
6組
3組
3組
3組
ケーブル
一緒に配備
0組
（30m
＋
＋90m
＋90m
（2N=6）
1 組：360m
・電源車設置箇所と接続箇
×6 組）
180m
所を繋ぐケーブル敷設
長さよりケーブルの必要数を設定
・必要数（4 台）の 2 セッ
4台
トで 8 台
可搬型整流器
9台
1台
5台
4台
0台
（2N=8）
・点検時の待機除外及び故障時バックアップ 1 台※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
可搬型代替
低圧電源車

(2)

2台
（2N=4）「2N＋α」の屋内に保管する可搬型設備
名

称

配備
数 ※１

必要数

予備

原子炉建屋
西側
東側

備考

・必要数（3 台）の 2 セットで 6
台
可搬型
3台
7台
・故障時バックアップ 1 台
1台
3台
4台
スプレイノズル（2N=6）
・配備箇所は，補足説明資料（1）参照
・故障時バックアップ 2 本
1階
・西側及び東側保管場所に予備ホースを 1 本ずつ配備
・外部ホース接続箇所～（建屋18 本
9本
西側にホースを敷設）～放水箇所よりホースの必要数を設
定（27 本）・外部ホース接続箇所～（建屋
63 本
ホース
5階
東側にホースを敷設）～放水
65 本
（27 本
2本
65A：20m／本
箇所よりホースの必要数を設＋36 本）
定（36 本）・1 階と 5 階のホースの分配量
は，建屋内のホースを敷設す
10 本
28 本
る階層ごとの距離を考慮して設定
・配備箇所は，補足説明資料（1）参照※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-44

第 4.1-2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等発生時に期待する設備）（3／4）(3)

「N＋α」の可搬型設備
配備
数 ※１

必要数

予備

原子炉建屋

備考

非常用窒素供給系
高圧窒素ガスボンベ

20 本

10 本

10 本

20 本
（5 本ずつ分散）・点検時の待機除外及び故障時バッ
クアップ 10 本
・配備箇所は補足説明資料（1）参照

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池

3個

2個

1個

3個

・故障時バックアップ 1 個・配備箇所は補足説明資料（1）参照

名

称

・点検時の待機除外及び故障時バッ
クアップ 6 本・配備箇所は補足説明資料（1）参照※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

(4)
名

12 本

6本

6本

12 本
（3 本ずつ分散）「N」の屋外に保管する可搬型設備（1／2）
称

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

2台

1台

1 台 ※2

1台

0台

・各保管場所に必要数を配備

1台・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型
ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース敷設長さを基に設定（補足説明資料（2）2,510m参照）
2組（2,400m
2,455m1組
ホース（放水用）
・1N 当たり専用コンテ
＋
×1 組
（1 組
1組
0組
2,400m：300A（1 組）＋55m
ナ 4 基（コンテナ 1
110m
＋55m
＋55m）
基当たり約 600m を×2 組収納）に保管・1 組ごとに 5m，50mのホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ
内に配備）
・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型
ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設
80m
定
70m
（30m
ホース
4組
2組
・水中ポンプ用
（2 組
0組
2組
×2 組＋
30m：250A（1 組）
＋20m
＋10m
・300A ホースコンテナ＋10m）
5mに 1 組ずつ保管
×4 本）
・1 組ごとに 5m のホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
※2：可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等及び水源補給用）・（放水用）は同型設備であり，原子炉注水等及び水源補給用の予備 1 台と，放水用の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

1.0.2-45

第 4.1-2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等発生時に期待する設備）（4／4）(4)

「N」の屋外に保管する可搬型設備（2／2）

名

称

放水砲

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

2台

1台

1台

1台

0台

・各保管場所に必要数を配備

1台

・各保管場所に必要数を配備
・点検時の待機除外
及び故障時バックアップ 3 台・各保管場所に必要数を配備
・汚濁防止膜設置箇所 12 ヶ所分

タンクローリ

5台

2台

3台

2台

2台

1台

汚濁防止膜
1 組：約 78m 分

2組

1組

1組

1組

1組

0組

小型船舶

2隻

1隻

1隻

1隻

1隻

0隻

・各保管場所に必要数を配備

ホイールローダ

5台

2台

3台

2台

2台

1台

・各保管場所に必要数を配備
・点検時の待機除外
及び故障時バックアップ 3 台

可搬型窒素供給装置

4台

2台

2台

2台

2台

0台

・各保管場所に必要数を配備

可搬型窒素供給装置
用電源車

2台

1台

1台

1台

1台

0台

・各保管場所に必要
数を配備

泡混合器

2台

1台

1台

1台

1台

0台

・各保管場所に必要数を配備

泡消火薬剤容器・各保管場所に必要（大型ポンプ用）
2組
1組
1組
1組
1組
0組
数を配備
1 組：5,000L※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

第 4.1-3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（1／3）
(1)

重機
配備
数 ※１

保管場所

備考

油圧ショベル

1台

南側保管場所

―

ブルドーザ

1台

南側保管場所―名

称※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-46

第 4.1-3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（2／3）(2)

その他設備（1／2）
配備
数 ※１

保管場所

備考

ホース展張車5台

西側及び南側保管場所，
予備機置場

・西側及び南側保管場所：各々2 台配備
・原子炉注水等及び水源補給用・予備機置場：1 台配備

ホース展張車（放水用）

3台

西側及び南側保管場所，
予備機置場

・各々1 台配備

名

称・必要数（1 組）は，可搬型代
替注水大型ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース
敷設長さを基に設定（補足説
明資料（2）参照）
・代替 RHRS 等用
・1N 当たり専用コンテナ 3 基（コンテナ 1 基当たり約600m を収納）に保管
・1 組ごとに 5m，50m のホースを 1 本ずつ配備（上記コンテ
ナ内に配備）
・各保管場所に 1 組＋65m ずつ
配備
・必要数（1 組）は，可搬型代
替注水大型ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設定
・水中ポンプ用・300A ホースコンテナに 1 組
ずつ保管
・1 組ごとに 5m のホースを 1本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）
・各保管場所に 2 組＋10m ずつ
配備
・各々1 台配備
・代替 RHRS 等用

ホース
1,800m：300A（1 組）

2組
＋
110m

西側及び南側保管場所

ホース
30m：250A（1 組）

4組
＋
20m

西側及び南側保管場所

ホース展張車2台

西側及び南側保管場所

可搬型ケーブル運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

可搬型整流器運搬車

2台

予備機置場

各々1 台配備

放水砲／泡消火薬剤運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

汚濁防止膜運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

放射性物質吸着材

16,200 ㎏

西側及び南側保管場所

各々8,100 ㎏配備

小型船舶運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-47

第 4.1-3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（3／3）(2)

その他設備（2／2）
配備
数 ※１

保管場所

可搬型代替注水中型ポンプ

1台

西側保管場所

消火用

送水ホース
150A：2,000m（1 組）

1組

西側保管場所

消火用
補足説明資料（2）参照

ホース展張車（消火用）

1台

西側保管場所

消火用

放水銃

1台

西側保管場所

消火用

水槽付消防ポンプ自動車

2台

化学消防自動車

2台

泡消火薬剤容器（消防車用）
1 組：1,500L

2組

西側及び南側保管場所，
監視所付近

RHRS ポンプ用予備電動機

2台

南側保管場所

予備品

DGSW ポンプ用予備電動機

1台

南側保管場所

予備品

予備電動機運搬用トレーラー

1台

西側保管場所

予備品取扱設備

予備電動機交換用クレーン

1台

西側保管場所

予備品取扱設備

可搬型高圧窒素供給装置

1台

予備機置場

SRV 用

放射能観測車

1台

予備機置場

名

称

西側保管場所及び監視所付近
南側保管場所及び
監視所付近

備考

消火用
各々1 台配備
消火用
各々1 台配備
西側：0.5 組配備
南側：0.5 組配備監視所付近：1 組配備※1：各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-48―

4.2

地震，津波による保管場所への影響評価概要
地震に対する保管場所への影響について，2011 年東北地方太平洋沖地震の被害状況（別紙(8)参照）も踏まえた上で網羅的に(1)から(7)の被害要因について，第 4.2-1 表に示すとおり，影響のある被害要因はないことを確認した。
被害要因に対する詳細な確認内容については，「4.3

地震による保管場所の影響評価」に示す。
また，敷地遡上津波に対する保管場所への影響については，敷地西側の高所 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に設定する保管場所が敷地遡上津波による影響を受けないことを津波遡上解析の結果により確認している。
第 4.2-1 図に敷地遡上津波時の最大浸水深分布を示す。

1.0.2-49

第 4.2-1 表 地震による保管場所への影響評価
被害要因(1)周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）

評価
西側保管場所・損壊により保管場所に影響を及ぼす建屋，送電鉄塔がないことを確認した。

南側保管場所
同左(2)周辺タンク等の損壊・損壊により保管場所に影響を及ぼすタンクがないことを確認した。

同左(3)周辺斜面の崩壊・保管場所周辺に斜面がないことを確認した。

・保管場所の周辺斜面が崩壊しないことを確認した。

(4)敷地下斜面のすべり・保管場所の敷地下斜面が崩壊しないことを確認した。

同左【液状化及び揺すり込みによる不等沈下】
・保管場所は，液状化及び揺すり込
みによる不等沈下，保管場所の傾
斜，浮き上がりの影響を受けないことを確認した。
【液状化及び揺すり込みによる傾斜】

同左

・保管場所の傾斜は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

同左(5)液状化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴う浮き上がり【液状化による浮き上がり】
・保管場所の地中埋設構造物は，浮き上がりが生じないことを確認した。

・保管場所に地中埋設構造物がない
ことを確認した(6)地盤支持力の不足

・地震時接地圧が地盤支持力を下回ることを確認した。

同左(7)地中埋設構造物の損壊・保管場所下部の地中埋設物は耐震性があるため，損壊による影響がないことを確認した。

・保管場所下部に地中埋設物がない
ことを確認した。

1.0.2-50

第 4.2-1 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2-51

4.3

地震による保管場所の影響評価

4.3.1

周辺構造物損壊による影響評価【（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等），（2）周辺タンク等の損壊】影響評価及び周辺構造物の配置を第 4.3.1-1 表，第 4.3.1-1 図に示す。
西側保管場所の近傍には送電鉄塔が設置されているが，鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因について評価を行い，影響がないことを確認した。（別紙（12）参照）
同保管場所近傍の上空には送電線が架線されているが，送電鉄塔が倒壊した場合であっても，送電線による影響のない範囲を保管場所とする。
さらに，同保管場所近傍には緊急時対策所が設置されるが，緊急時対策所
はＳ Ｓ 機能維持であることから，保管場所に影響がないことを確認した。
また，西側保管場所下部に埋設される可搬型設備用軽油タンク及び隣接する緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク，並びに南側保管場所近傍に埋設される可搬型設備用軽油タンクは耐震Ｓクラス又はＳ Ｓ 機能維持 ※ であることから，保管場所に影響がないことを確認した。
※耐震 B,C クラスの機器において，基準地震動Ｓ Ｓ で耐震評価を行い，耐震性が確認された機器を指す

第 4.3.1-1 表
被害要因（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）（2）周辺タンク等の損壊

周辺構造物倒壊時の影響評価

評価
西側保管場所・損壊により保管場所に影響を及ぼす建屋，送電鉄塔がないことを確認した。
・損壊により保管場所に影響を及ぼすタンクがないことを確認した。

1.0.2-52

南側保管場所
同左

同左

第 4.3.1-1 図 周辺構造物の配置図

4.3.2

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価【（3）周辺斜面の崩壊，（4）敷地下斜面のすべり】
(1)

評価方法
周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりによる影響については,以下の方法ですべり安定性評価を行い,評価基準と比較することにより評価を行う。影響評価においては,周辺斜面の崩壊により保管場所が土砂流入の影響を受けないこと。また,保管場所の敷地下斜面の安定性が確保されていることを確認する。
第 4.3.2-1 図に周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響
評価フローを示す。

1.0.2-53

保管場所候補地の選定

周辺斜面の崩壊に対する影響評価フロー

Yes

敷地下斜面のすべりに対する影響評価フロー敷地下斜面がない ※2

周辺斜面がない ※1
No

Yes

Yes

No

崩壊のおそれがない※3

すべりのおそれがない

※3

Yes
予

No1

No

すべり線からの影響範囲を考慮した
法肩からの離隔を計画

斜面が崩壊するものと仮定した場合の堆積土砂形状を予測

堆積土砂の影響範囲を考慮した法尻からの離隔距離を計画

Yes

離隔の確保が可能

離隔の確保が可能
No

Yes

No

対策検討及び実施が可能

No

保管場所候補地の選定に戻る

Yes
他の被害要因に対する条件を全て満たす場所を保管場所として利用

※1
※2
※3

周辺斜面とは,保管場所より高い位置の斜面で，法尻から保管場所までの距離が斜面高さの 2 倍以下の斜面をいう。
敷地下斜面とは,保管場所より低い位置の斜面で，法肩から保管場所までの距離が斜面
高さ以下の斜面をいう。
斜面の安定性について,斜面安定計算または類似斜面との比較により判定する。

第 4.3.2-1 図

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価フロー

ａ．評価断面の抽出
評価断面については,保管場所周辺における斜面の形状及び高さ等を考慮して抽出する。保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面の位置図を第 4.3.2-2 図，断面図を第 4.3.2-3 図に示す。また,評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
・西側保管場所の周辺斜面は,保管場所よりも高い位置に斜面はない。敷
1.0.2-54

地下斜面は保管場所の東側に斜面高さ約 9.0m の斜面があるが，保管場
所は斜面高さに対して十分離れて（約 140m）いる。（Ａ－Ａ断面）。
また,最大高さ約 4.5m の盛土で造成されていることから,当該箇所を
敷地下斜面として選定する（ｂ－ｂ断面）。
・南側保管場所は,周辺斜面として高さが最も高い南側の斜面（高さ約4.0m）を評価対象斜面として選定する（Ｄ－Ｄ断面）。敷地下斜面は保管場所の東側に斜面高さ約 13.0m の斜面があるが,保管場所は斜面
高さに対して十分離れて（約 100m）いる（Ｃ－Ｃ断面）。また,最大
高さ約 3.0m の盛土で造成されていることから,当該箇所を敷地下斜面として選定する（ｄ－ｄ断面）。

1.0.2-55

第 4.3.2-2 図 保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面位置図

1.0.2-56

Ａ－Ａ断面
T.P.(m

可搬型設備用軽油タンク

西側保管場所

T.P.(m)

約 140m

斜面高さ約 9.0m

0

50

100ｍ

Ｂ－Ｂ断面
T.P.(m)

緊急時対策所建屋

西側保管場所

T.P.(m)
盛土

50

0

100ｍ

Ｃ－Ｃ断面
南側保管場所

T.P.(m)T.P.(m)

約 100m

斜面高さ約 13.0ｍ

0

50

100ｍ

Ｄ－Ｄ断面
T.P.(m)T.P.(m)

南側保管場所
切土高さ約 4.0m

盛土

0

凡例

50

構造物
造成面

第 4.3.2-3 図 保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面図（1／2）

1.0.2-57

100ｍ

西側保管場所 北側盛土断面（ｂ－ｂ断面）
T.P.(m)
30

西側保管場所
保管エリア

3.0ｍ

T.P.(m)
30

1:2.0

20

盛土高さ約 4.5ｍ

20

盛土(改良土)1010

鉄筋コンクリート床版
050m

南側保管場所 南側切土断面（Ｄ－Ｄ断面拡大）
南側保管場所

3.0ｍ

T.P.(m)

保管エリア

30

1:2.0

T.P.(m)
30

切土高さ約 4.0ｍ

20

20

鉄筋コンクリート床版
10

10
0

50m

南側保管場所 北側盛土断面（ｄ－ｄ断面）
南側保管場所

3.0ｍ

保管エリア

T.P.(m)30

T.P.(m)
30

1:2.0
20

盛土高さ約 3.0ｍ

盛土（改良土）鉄筋コンクリート床版

10

0

凡例

20

10
50m

構造物
造成面

第 4.3.2-3 図 保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面図（2／2）
1.0.2-58

ｂ．保管場所の安定性確認
抽出された評価断面について,別紙（37）にて基準地震動Ｓ Ｓ に耐性があることを確認したＤ／Ｃの西側斜面と地質・斜面形状の比較を実施し,基準地震動Ｓ Ｓ に対する安定性を確認する。

ｃ．評価基準の設定
保管場所の周辺斜面が，Ｄ／Ｃの西側斜面よりも斜面高さが低く緩斜面であり,かつ,地質がすべりが想定される範囲で同一であることを評価基準とする。

ｄ．周辺斜面の崩壊後及び敷地下斜面のすべり後の堆積形状
Ｄ／Ｃの西側斜面との比較・評価の結果,崩壊及びすべりのおそれがある断面については，当該斜面が崩壊し，土砂が流出するものと想定する。
崩壊土砂の到達距離については,斜面高さと到達距離などの関係が整理されている各種文献より,斜面高さの 2 倍を崩壊土砂の到達距離とし，堆積形状は崩壊前後の土砂量が等しくなるものとする。（別紙（13）参照）

(2)

評価結果
保管場所の周辺斜面は，基準地震動Ｓ Ｓ に対して耐性のあるＤ／Ｃの西側斜面と比較すると第 4.3.2-1 表のとおりすべりが想定される範囲で地質は同一であり,緩斜面かつ斜面高さが低いことから基準地震動Ｓ Ｓ に対して裕度があり,崩壊及びすべりは発生しないことを確認した。
また，保管場所の敷地下斜面は，盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。
なお，保管場所は周辺斜面の法尻及び敷地下斜面の法肩から 3m の離隔を1.0.2-59

確保して配置する。更に，可搬型設備を保管するエリア（以下「保管エリア」という。）は，周辺斜面から十分な離隔距離（南側保管場所 約 24m）を確保して，鉄筋コンクリート床版を設置することとしている。
評価結果を第 4.3.2-2 表に示す。

第 4.3.2-1 表

各保管場所及びＤ／Ｃの西側斜面の地質及び斜面形状

評価基準

周辺斜面

敷地下斜面

D／C の西側斜面

南側保管場所（南側切土）

西側保管場所（北側盛土）

南側保管場所（北側盛土）

地質

du 層

du 層

盛土 ※

盛土 ※

斜面勾配

1:1.9

1:2.0

1:2.0

1:2.0

斜面高さ

14m

最大約 4.0m

最大約 4.5m

最大約 3.0m※盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。

第 4.3.2-2 表

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価結果
評価結果

被害要因

西側保管場所

南側保管場所(3)周辺斜面の崩壊・保管場所周辺に斜面がないことを確認した。

・保管場所の周辺斜面が崩壊しないことを確認した。

(4)敷地下斜面のすべり・保管場所の敷地下斜面が崩壊しないことを確認した。

同左

4.3.3

沈下に対する影響評価【(5)液状化及び揺すり込みによる不等沈下】
(1)

評価方法
第 4.3.3-1 図に飽和地盤及び不飽和地盤の沈下量算出フローを示す。
保管場所は，砂質地盤（盛土・埋戻土（fl），du 層，D2s-3 層，D2g-3
層及び D1g-1 層）等からなることから,不等沈下及び傾斜に対する評価を実施する。
沈下の影響因子としては,飽和砂質地盤の液状化によるものと,不飽
1.0.2-60

和砂質地盤の揺すり込みによるものを想定する。
・飽和砂質地盤の液状化による沈下量は,一次元有効応力解析による残留変位（C）と，Ishihara et al.（1992） ※１ の体積ひずみと液状化
抵抗の関係から沈下率（B）を設定し,飽和砂質土層の厚さ（h2）を乗じた沈下量を足し合わせて算出する。
・不飽和砂質地盤の揺すり込みによる沈下量は,鉄道構造物等設計標
準・同解説 耐震設計 ※２ に示されている方法に基づき算定した沈下量
から沈下率（A）を設定し，不飽和砂質土層の厚さ（h1）を乗じて算出する。
※１

Kenji Ishihara and Mitsutoshi Yoshimine（1992）:Evaluation Of Settlements In
Sand Deposits Following Liquefaction During Earthquakes;Solis And Foundations
Vol32,No.1,172-188※２ 鉄道総合技術研究所編（1999）：鉄道構造物等設計標準・同解説 耐震設計，p.323

各保管場所における液状化及び揺すり込み沈下による不等沈下に対する影響評価断面の位置図及び断面図を第 4.3.3-2 図に示す。なお,保管エ
リアは,路面を補強するため鉄筋コンクリート床版を設置する計画である。
鉄筋コンクリート床版は，液状化等に伴う不等沈下や，地震時や竜巻時の可搬型設備の荷重に対し，可搬型設備の保管に十分耐え得る構造として，厚さ 1m 程度の床版とする。なお，別紙(38)を踏まえた，b.砂質地盤に液状化を仮定した噴砂による不陸については，鉄筋コンクリート床版による路面補強を行うため影響はない。
保管エリアの路面補強のイメージを第 4.3.3-3 図に示す。

1.0.2-61

第 4.3.3-1 図

飽和地盤及び不飽和地盤の沈下量算出フロー

1.0.2-62

緊急時対策所建屋
T.P.(m)

凡例

西側保管場所
保管エリア

T.P.(m)Ｂ－Ｂ断面
T.P.(m)

南側保管場所
保管エリア

T.P.(m)

構造物
造成面
評価地点

第 4.3.3-2 図 各保管場所における液状化及び揺すり込み沈下による不等沈下に対する影響評価断面の位置図及び断面図
1.0.2-63

鉄筋コンクリート床版
厚さ 1m 程度

第 4.3.3-3 図 保管エリアの路面補強のイメージ

ａ．液状化による沈下量及び揺すり込みによる沈下量の算出の考え方
・液状化については,地下水位以深の飽和砂質地盤を,すべて液状化による沈下の対象層として沈下量を算出する。
・揺すり込みについては,地表～地下水位以浅の不飽和砂質地盤を，すべて揺すり込みによる沈下の対象層として沈下量を算出する。
・液状化と揺すり込みによる沈下量の合計を総沈下量とする。

ｂ．液状化による沈下量の算出法
・液状化による沈下量は, 液状化を含めた地震時の地盤の変形とその後の排水沈下を想定する。前者は有効応力解析による地震時の残留変位により算出し，後者は液状化後の排水に伴う沈下量を算出する。両者を合算して液状化による沈下量とする。
① 有効応力解析による地震時の残留変位
保管場所の地震時の残留変位は，有効応力解析(FLIP)により算出する。西側保管場所及び南側保管場所直下の地質・地質構造は概ね水平成層になっていることから，一次元モデルにより検討を行う。
西側保管場所及び南側保管場所のそれぞれ１点を選定し，それぞれの地点での基準地震動Ｓ Ｓ による残留変位を算出する。（第 4.3.3-2
図及び第 4.3.3-4 図）。（別紙（39）参照）

1.0.2-64

一次元有効応力解析に用いる解析用物性値は，地盤調査結果及び室内試験により得られた各地層の物性値を用いる。当該箇所に分布する飽和砂質地盤（盛土・埋戻土（fl），du 層，D2s-3 層，D2g-3 層
及び D1g-1 層）の液状化パラメータについては，液状化現象を考慮できるよう室内試験で得られた液状化強度の平均と標準偏差を適切に考慮して設定する。（第 4.3.3-5 図）。
一次元有効応力解析の解析モデルは，地表面から T.P.-100m とした。解析モデルの境界条件としては，静的解析においては底面は固定境界及び側方は水平変位拘束（鉛直ローラー境界と同等の条件）とし，動的解析においては底面は粘性境界及び側方は周期境界とする。また，解析要素分割における要素の最大高さは，考慮するせん
断波の波長を適切に分割できるよう設定する。なお，最小要素高さについては 1m 程度を目安とした。地震動は，解析モデル下端に入力
し，入力地震動は，解放基盤表面で定義された基準地震動Ｓ Ｓ をモ
デル下端位置まで一次元波動論により立ち上げたものを用いる。
（第4.3.3-6 図）（ａ）西側保管場所
第 4.3.3-4 図（ｂ）南側保管場所
一次元有効応力解析モデル
1.0.2-65

第 4.3.3-5 図

第 4.3.3-6 図

液状化強度特性保管場所の解析モデルの概念図
1.0.2-66

②液状化後の排水に伴う沈下量
第 4.3.3-7 図に体積ひずみと液状化抵抗の関係（Ishihara et al.
1992）及び想定する沈下率を示す。
・液状化後の排水に伴う沈下については, (Ishihara et al.1992）に示されている液状化の対象となる細粒分含有率が 35％以下（Cleansands）の体積ひずみと液状化抵抗の関係を用いて設定する。
・相対密度（Dr）は,保管場所周辺に分布する飽和砂質地盤の調査結果
から,保守的に最も相対密度の小さい D2s-3 層の相対密度 72％を全ての対象層に適用する。（別紙（40）参照）
・沈下率（B）は体積ひずみと液状化抵抗の関係と相対密度より，一次元有効応力解析の結果に依らず，保守的に最大せん断ひずみレベルの体積ひずみである 2.0％と設定し,飽和砂質地盤の地層厚（h2）を乗じて沈下量を算出する。

Dr=72％

2.0％（Ishihara et al.1992 に加筆）

液状化に伴う沈下：沈下率 2.0％

第 4.3.3-7 図

体積ひずみと液状化抵抗の関係及び想定する沈下率
1.0.2-67

ｃ．揺すり込みによる沈下量の算出法
地震時の地下水位以浅の不飽和地盤の揺すり込み沈下量の算定方法を下記に示す。

（出展：鉄道構造物等設計標準・同解説

耐震設計 p323，平成 11 年 10 月）

沈下量は,各検討箇所での基準地震動による一次元等価線形解析を実施し,地震前後のせん断弾性係数から算定した。一般的な弾性論でのせん断弾性係数と変形係数の関係は以下の式で示される。

ここに， :せん断弾性係数:変形係数
ν：動ポアソン比である。
1.0.2-68

第 4.3.3-2 図及び第 4.3.3-4 図に揺すり込み沈下量を算出した地点と解析モデルを示す。
第 4.3.3-1 表に各検討箇所の揺すり込み沈下率の算定結果を示す。
基準地震動Ｓ Ｓ による沈下率は極めて小さい値であるが,新潟県中越沖地震時における東京電力柏崎刈羽原子力発電所の沈下実績も考慮し,沈下率（不飽和地盤沈下量/不飽和地盤層厚）を保守的に 1％と設定する。

第 4.3.3-1 表

不飽和地盤の揺すり込み沈下率算定結果
Ss-11

Ss-12

Ss-13

標高
（T.P.）

Ss-D1

西側保管場所+23.0m

南側保管場所+25.0m

検討箇所

標高（T.P.）

NS

EW

NS

EW

NS

EW

西側保管場所+23.0m

0.004％

0.004％

0.008％

0.006％

0.007％

0.005％

0.006％

南側保管場所+25.0m0.010％

0.005％

0.012％

0.007％

0.012％

0.011％

0.018％

検討箇所

NS

EW

NS

EW

NS

EW

0.007％

0.005％

0.005％

0.004％

0.004％

0.004％

0.003％

0.012％

0.004％

0.005％

0.006％

0.006％

0.006％

0.006％

Ss-14

Ss-21

Ss-22
Ss-31

揺すり込みによる沈下率：1％ｄ．液状化に伴う浮き上がりの評価方法
液状化に伴う地中埋設構造物の浮き上がりについては,トンネル標準示方書（土木学会，2006）に基づき評価する。評価基準値としては,安全率 1.0 とする。
・液状化については,地下水位以深の飽和砂質地盤を,すべて液状化による沈下の対象層として想定した。
・浮き上がりの評価対象は,西側保管場所下部に埋設される可搬型設備用
1.0.2-69

軽油タンクとし,以下の条件に該当する場合は浮き上がりの評価を実
施する。
条件①

構造物下端よりも地下水位が高い箇所
なお,南側保管場所下部には地中埋設構造物は設置されない
ため，浮き上がりの評価対象は存在しない。

ｅ．地下水位の設定
沈下量の算出における地下水位については,過去のボーリング等による地下水位観測記録などを基に，防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し,保守的に設定する。（別紙（41）参照）

ｆ．評価基準値の設定
液状化及び揺すり込みによる沈下により,保管場所に発生する地表面の段差量及び縦横断勾配の評価基準値については,緊急車両が徐行により走行可能な段差量 15cm ※1 及び登坂可能な勾配 12％ ※2,3 とする。
※1：地震時の段差被害に対する補修と交通解放の管理・運用方法について（佐藤ら，2007）※2：道路構造令 第 20 条及び林道規程 第 20 条より（可搬型設備の移動速度を 10km／h と想定していること，私有地内で交通量が少ないことから，縦断勾配は 12%を適用する。）※3：小規模道路の平面線形及び縦断勾配の必要水準に関する基礎的検討（濱本ら，2012）では，
積雪時における登坂可能な勾配を 15%としているが，車両の通行の確実性を考慮し，本評
価における評価基準値としては保守的な 12%を適用する。

(2)

評価結果
ａ．不等沈下の評価
評価結果を第 4.3.3-2 表に示す。
液状化及び揺すり込みによる不等沈下については,西側保管場所及び南側保管場所の保管エリアに鉄筋コンクリート床版を設置する予定としており,床版と周辺の地盤の境界では最大 2cm（床版の厚さ 1m の場合）
1.0.2-70

の段差と想定されることから,車両通行に影響はない。

第 4.3.3-2 表
被害要因(5)液状化及び揺すり込
みによる不等沈下

不等沈下に対する影響評価結果

評価結果
西側保管場所・保管場所の不等沈下は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

南側保管場所同左

ｂ．傾斜の評価
第 4.3.3-8 図,第 4.3.3-9 図に各保管場所の液状化及び揺すり込みに対する影響評価断面の位置図及び断面図を示す。また,第 4.3.3-3 表,第4.3.3-4 表に各保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜を示す。
液状化及び揺すり込みによる傾斜については,評価地点のうち,想定される最大沈下が発生した場合の傾斜（最大沈下量／保管場所の幅）を仮定した場合でも最大で 1.3％（西側保管場所（Ａ-Ａ断面）において,総沈下量が最大となる南側の沈下と,北側が沈下しなかった場合の保管場所の傾斜）であり,緊急車両が登坂可能な勾配 12％以下のため車両通行に影響はない。
評価結果を第 4.3.3-5 表に示す。

1.0.2-71

第 4.3.3-8 図

西側保管場所の液状化及び揺すり込みに対する影響評価断面の位置図及び断面図

第 4.3.3-3 表西側保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜
南側

沈下対象層
盛土
地下水位以深

中央部

北側

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

（m）

（cm）

（m）

（cm）

（m）

（cm）

0.0

0.0

1.7

3.4

3.0

6.0

du 層

4.4

8.8

1.8

3.6

1.0

2.0

D2s-3 層

9.4

18.8

4.2

8.4

1.3

2.6

D2g-3 層

15.1

30.2

11.7

23.4

13.7

27.4

一次元有効応力解析の残留変位
総沈下量

0.4cm
58.2cm39.2cm

最大沈下量58.2cm

保管エリアの幅

48.0m

保管エリアの傾斜（θ）

1.3％（最大沈下量／保管エリアの幅）

1.0.2-72

38.4cm第 4.3.3-9 図南側保管場所の液状化及び揺すり込みに対する影響評価断面の位置図及び断面図

第 4.3.3-4 表南側保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜
南側

沈下対象層

中央部

北側

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

（m）

（cm）

（m）

（cm）

（m）

（cm）

盛土

0.0

0.0

0.2

0.4

1.5

3.0

du 層

3.1

6.2

3.0

6.0

1.7

3.4

D1g-1 層

10.5

21.0

10.4

20.8

10.3

20.6

地下水位以深

一次元有効応力解析の残留変位

0.5cm

総沈下量

27.7cm27.7cm

最大沈下量27.7cm

保管エリアの幅

23.1m

保管エリアの傾斜（θ）

1.2％（最大沈下量／保管エリアの幅）

第 4.3.3-5 表
被害要因(5)液 状 化 及 び 揺 す り 込 みによる傾斜

27.5cm

傾斜に対する影響評価結果
評価結果

西側保管場所

南側保管場所・保管場所の傾斜は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

同左

1.0.2-73

ｃ．浮き上がりの評価
評価結果を第 4.3.3-6 表に示す。
西側保管場所下部に埋設される可搬型設備用軽油タンクは, 基準地震
動Ｓｓ機能維持設備であることから，浮き上がりが生じない設計とし，以下の点を考慮して設計を行う。
・周辺地盤の基準地震動Ｓｓに対する有効応力の変化を考慮した地震時影響評価は，有効応力解析により部材の応力等を求め，Ｓ Ｓ 機能維持を確認する。
・有効応力解析に用いる解析用物性値は，地盤調査及び室内試験により得られた各地層の物性値を用いる。当該箇所に分布する飽和砂質地盤の解析用の液状化強度特性は，室内試験で得られた液状化強度の平均と標準偏差を適切に考慮して設定する。
・本施設は杭基礎構造であり，液状化を仮定した場合においても，杭基礎が支持性能を確保できることを確認する。

第 4.3.3-6 表
被害要因(5)液状化に伴う浮き上がり

4.3.4

浮き上がりに対する影響評価結果
評価結果
西側保管場所
南側保管場所・保管場所の地中埋設構造物
・保管場所に地中埋設構造物
は，浮き上がりが生じない
がないことを確認した。
設計とする。

地盤支持力に対する影響評価【(6)地盤支持力の不足】(1)

接地圧の評価方法
西側及び南側保管場所について,可搬型設備の総重量及び鉄筋コンク
リート床版の重量より,常時接地圧及び地震時接地圧を以下により算出
1.0.2-74

した。
・常時接地圧：可搬型設備の総重量及び鉄筋コンクリート床版（厚さ1m の場合）の重量の和を鉄筋コンクリート床版の面積で除して算出。
・地震時接地圧：常時接地圧×鉛直震度係数 ※１※１基準地震動Ｓ Ｓ による各保管場所の地表面での下向きの鉛直最大応答加速度から鉛
直震度係数を算出

算出結果を第 4.3.4-1 表に示す。

第 4.3.4-1 表(2)

保管場所における地表面での鉛直最大応答加速度
及び鉛直震度係数
西側保管場所

南側保管場所

地表面での鉛直最大応答加速度

511gal560gal

鉛直震度係数1.52

1.57

評価基準値の設定
西側及び南側保管場所は,主に砂質土で構成されていることから,道路橋示方書 ※ ２ を参考に砂地盤の最大地盤反力度(常時)の 400kN／m ２ を評価基準値とする。
※２(3)

道路橋示方書・同解説 Ⅳ下部構造編（社団法人日本道路協会，2012）

評価結果
評価結果を第 4.3.4-2 表に示す。
西側及び南側保管場所は,地盤支持力について評価した結果,地震時

接地圧は評価基準値内であり,影響がないことを確認した。

1.0.2-75

第 4.3.4-2 表
被害要因(6)地盤支持力の
不足

4.3.5

地盤支持力に対する影響評価結果
評価結果

評価項目

西側保管場所

南側保管場所

地震時
接地圧

39.5kN／m２

40.3kN／m２

評価基準値

400kN／m２

400kN／m２

評価結果

・地震時接地圧が地盤支持力を下回ることを確認した。

同左

地中埋設構造物の損壊に対する影響評価【(7)地中埋設構造物の損壊】評価結果を第 4.3.5-1 表に示す。
西側保管場所下部には可搬型設備用軽油タンクが埋設されるが,当該タンクはＳ Ｓ 機能維持設備のため,損壊が生じない設計とする。
南側保管場所下部には地中埋設構造物は設置されないため,損壊の評価
対象は存在しない。

第 4.3.5-1 表
被害要因(7)地中埋設構造物の損壊

地中埋設構造物の損壊に対する影響評価
評価結果
西側保管場所

南側保管場所・保管場所下部の地中埋設物は，損壊が生じない設計とする。

・保管場所に地中埋設構造物がない
ことを確認した。

1.0.2-76

5.

屋外アクセスルートの評価

5.1

アクセスルートの概要
アクセスルートは幅が約 5m から 10m の道路であり，第 5.1-1 図に示すとおり緊急時対策所及び保管場所から重大事故等発生時の取水箇所（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）を経て，各接続箇所まで複数ルートでアクセスが可能であり，可搬型設備の運搬，重大事故等対応要員の移動，取水場所，ホース又はケーブル敷設ルート，可搬型設備の接続口の状況把握，対応が可能である。
屋外アクセスルートの現場確認結果を別紙（14）に示す。
なお，重大事故等発生直後に使用する可搬型設備（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース展張車等）は，先行してがれき撤去を行うホイールローダを追従して取水箇所や接続箇所に向かうため，すれ違いは生じない。仮にすれ違いが生じた場合でも，敷地内の複数箇所に可搬型設備の待機・旋回が可能なスペースがあることから，影響はない。

1.0.2-77

第 5.1-1 図

保管場所～水源及び接続口までのアクセスルート概要

また，第 5.1-2 図に示すとおり，予備機置場から可搬型設備の運搬等に使用するルートとして，自主整備ルートを設定する。

1.0.2-78

第 5.1-2 図

保管場所からのアクセスルート概要（自主整備ルート含む）

1.0.2-79

5.2

地震及び津波時におけるアクセスルート復旧時間評価（1） 地震時
地震時におけるアクセスルートについては，地震時に想定される被害事象を考慮し，緊急時対策所～保管場所～目的地までの復旧できるルートを選定し，復旧に要する時間の評価を行う。

（2） 津波時
敷地遡上津波時におけるアクセスルートについては，敷地西側に西側
淡水貯水設備，高所東側接続口及び高所西側接続口を設置し，敷地遡上
津波の影響を受けないルートを設定するため，復旧に要する時間の評価は不要である。

5.3

地震による被害想定の方針，対応方針
地震によるアクセスルートへの影響について，2011 年東北地方太平洋沖地

震の被害状況（別紙（8）参照）を踏まえ，第 5.3-1 表に示すとおり網羅的に（1）から（7）の被害要因を抽出し，評価を行う。

1.0.2-80

第 5.3-1 表

アクセスルートにおいて地震により懸念される被害事象

被害要因（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）（2）周辺タンク等の損壊（3）周辺斜面の崩壊（4）道路面のすべり（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり（6）地盤支持力の不足（7）地中埋設構造物の損壊

懸念される
被害事象

被害想定の方針

対応方針

損壊物による
アクセスルー
トの閉塞

Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む）以外の構造物の損壊を想定
し，アクセスルートへの影響を評価する。

火災，溢水等による通行不能Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む）以外の可燃物，薬品及び水を内包するタンク等が損壊した場合を想定してアクセス
ルートへの影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，ホイー
ルローダによる撤去，がれき上の通行及びホース等の敷設，又は別ルートを通行する。
・アクセスルートに影響がある場合は，別ルートを通行する。
・万一，影響を受けるア
クセスルートを通行する必要がある場合は，必要な対策（自衛消防隊による消火活動，ホイールローダによる撤去等）を実施する。

アクセスルー
トへの土砂流入，道路損壊による通行不能

斜面が急傾斜地崩
壊危険箇所に該当する場合は，斜面崩壊の影響を考慮することとし，アクセ
スルートへの影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（斜面の補強等）の実施又はホイールロー
ダによる崩壊土砂の撤去を行う。

アクセスルー
トの不等沈下による通行不能

地震時に発生する
段差の影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（路盤補強等）を実
施する。

－

－

－

陥没による通行不能

地震時に発生する
地中埋設構造物の損壊による段差の影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（路盤補強等）を実施する。

1.0.2-81

5.4

地震時の被害想定

5.4.1

周辺構造物等の倒壊・損壊による影響評価【（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）】
アクセスルート近傍にある周辺構造物について評価を実施した結果，第5.4.1-1 図及び第 5.4.1-1 表に示すとおり，構造物等の損壊によるがれきの影響は受ける（別紙（15）参照）ものの，アクセス性を確保することが可能であることを確認した。
・構造物等の損壊に伴うがれきの発生により，アクセスルートの必要な幅員が確保できない場合は，ホイールローダによる撤去又はがれき上へのホース，ケーブルの敷設によりアクセス性が確保可能である。
・西側保管場所近傍に設置されている送電鉄塔は，鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響について評価を行い，影響がないことを確認している（別紙（12）参照）が，損壊するものとして評価を行った。
・西側保管場所近傍の上空には送電線が架線されているが，送電線の垂れ下がりにより通行支障が発生した場合は，別ルートを通行する。

1.0.2-82

第 5.4.1-1 図 構造物配置図

1.0.2-83

第 5.4.1-1 表 損壊時にアクセスルートの閉塞が懸念される構造物の被害想定及び対応内容
名称
屋内開閉所
サンプルタンク室（R／W）
へパフィルター室
モルタル混錬建屋
補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ庫
機材倉庫
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
増 強 廃 棄 物 処理 建 屋 換気 空
調ダクト
サービス建屋
サービス建屋ボンベ室
固体廃棄物貯蔵庫 A 棟
固体廃棄物貯蔵庫 B 棟
固体廃棄物作業建屋
緊急時対策室建屋
事務本館
タービンホール（東Ⅰ）
主排気ダクト
サービス建屋～チェックポイ
ント歩道上屋
154kV 引留鉄構
サービス建屋（東Ⅰ）275kV 送電鉄塔（No.1）
154kV 送電鉄塔（No.6）
154kV 送電鉄塔（No.7）
154kV 送電鉄塔（No.8）

被害想定

対応内容

・地震により構造物が倒壊し，発生したがれきによりアクセス
ルートを閉塞する。

・構造物の損壊により発生したがれきがアクセスルートに干渉した場合は，ホイールロー
ダにてがれき撤去を実施又はがれき上へのホース，ケーブ
ルを敷設することで，アクセス性が確保可能である。

・地震により構造物が倒壊し，発生したがれきによりアクセス
ルートを閉塞する。

・構造物の損壊により発生したがれきがアクセスルートに干渉した場合は，別ルートを通行することで，アクセス性が確保可能である。

・地震により構造物が倒壊し，発生したがれきによりアクセス
ルートを閉塞する。

・事前対策を実施するため，ア
クセス性が確保可能である。

・地震により送電線が断線し，アクセスルート上に垂れ下がり，アクセスルートを閉塞する。

・アクセスルートに送電線が垂れ下がった場合は，別ルートを通行する。
・万一，復旧が必要な場合には油圧式ケーブルカッターにて切断する等により通行可能とする。

【（2）周辺タンク等の損壊】(1)

可燃物施設及び薬品タンクの配置
アクセスルートに影響を及ぼす可能性のある可燃物施設及び薬品タンクの構内配置を第 5.4.1-2 図に示す。

1.0.2-84

第 5.4.1-2 図

周辺タンク等の損壊によるアクセスルートへの影響

1.0.2-85

(2)可燃物施設の損壊
ａ．可燃物施設の損壊
可燃物施設で漏えいが発生した場合の被害想定判定フローを第5.4.1-3 図に示す。また，火災想定施設の配置を第 5.4.1-4 図に，火災想定施設の火災発生時における放射熱強度を第 5.4.1-5 図に示す。
可燃物施設について評価を実施した結果，第 5.4.1-2 表に示すとおり
アクセスルートに影響がないことを確認した。また，可燃物施設の固縛状況を第 5.4.1-6 図に示す。
・アクセスルートが火災発生時の熱影響を受ける場合は，別ルートを通行する。
・主要な変圧器（主変圧器，予備変圧器，所内変圧器，起動変圧器）は，
変圧器火災対策，事故拡大防止対策が図られていること，また，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤地下の廃油槽に流下することから火災発生の可能性は極めて低い（別紙(16)参照）と考えられるが，火災が発生するものとして評価を行った。
・万一，消火活動が必要となった場合においても，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である（別紙(17)参照）。なお，消火活動は火災発生箇所近傍の使用可能な消火栓（原水タンク）又は防火水槽を用いる。

1.0.2-86

可燃物施設Yes
耐震 S 設計又は耐震評価実施

①

No
Yes

Yes

Yes

防油堤の
耐震性の有無防油堤の設置の有無
NoNo

漏えい可燃物が全量収容可能かNo

No

アクセスルートから離隔距離を確保Yes

運用等による可燃物の漏えい防止 ※１※1：ボンベ口金の通常閉運用（口金を開としている期間は，作業員を配置し，ただちに閉止可能とする）
又は空運用

No

Yes
専用のコンテナ・倉庫等に収容 ※２
※2：保管可燃物は，ドラム缶等の容器に収納，固縛し転倒防止措置を行う。

②

No

火災を想定

③
④

自衛消防隊による消火活動
Yes

アクセスルートから離隔距離を確保
No

⑤ ※4

Yes

別ルートにより離隔距離を確保⑥

No⑦
設計ベースにてアクセスルートへの影響を排除運用ベースにてアクセスルートへの影響を排除 ※3

火災によるアクセスルートへの影響なし

別ルートの設定によりアクセスルートへの影響を排除

自衛消防隊による消火によりアクセス
ルートへの影響を排除※3：火災の発生は考えにくいが，万一火災が発生した場合は自衛消防隊による消火活動を実施する（別紙(17)参照）※4：地下埋設式の可燃物施設は，火災発生は想定しない

第 5.4.1-3 図

可燃物施設漏えい時被害想定
1.0.2-87

判定フロー

第 5.4.1-4 図

火災想定施設配置

1.0.2-88

第 5.4.1-5 図

火災時の放射熱強度

1.0.2-89

第 5.4.1-2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（1／4）

名称

内容物

容量

被害想定

T／H 消火用
ディーゼル
ポンプ用タンク－－－ディーゼル発電機用燃料タンク

軽油

970L

軽油貯蔵タンク

軽油

400kL×2

軽油

995L×6

潤滑油

156L×6

可搬型設備用
軽油タンク

軽油

30kL×7

緊急時対策所用
発電機燃料油貯蔵タンク

軽油

75kL×2

常設代替高圧電源装置

対応内容 ※
・当該タンクは，設備更新に伴って撤去済み。
・新設設備は，アクセスルートからの十分な離隔距離を確保した場所に設置することから，火災が発生した場合でも影響はない。

－

基準地震動
Ｓ Ｓ によりタ ・火災が発生した場合でも，アクセ
ンク又は付
スルートからの離隔距離が確保
属配管が破されており，アクセスルートへの損し，漏えい影響はない。
⑤
した可燃物 ・万一，消火活動が必要となった場による火災
合でも，自衛消防隊による早期の発生のおそ消火活動が可能である。
れがある。
・当該タンクは移設予定であり，移設に伴い，耐震 S クラス設計とすることから，火災は発生しない。
なし①
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該設備は耐震 S クラス設計とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場 ①
なし
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該タンクは耐震 S クラス設計とすることから，火災は発生しない。
なし
・万一，消火活動が必要となった場 ①
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該タンクはＳ Ｓ 機能維持設計とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場 ①
なし
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
※第 5.4.1-3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2-90

第 5.4.1-2 表
名称

主変圧器

可燃物施設漏えい時被害想定（2／4）

内容物

容量

絶縁油

136kL

予備変圧器

絶縁油

35.9kL

所内変圧器

絶縁油

21kL×2起動変圧器

絶縁油45.95kL46.75kL

66kV 非常用
変電所
1 号エステート
変圧器
2 号エステート
変圧器

絶縁油

6.6kL

絶縁油

1.1kL

絶縁油

1.1kL

－

－

被害想定

対応内容 ※
・火災が発生した場合は別ルートを通行する。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

基準地震動
Ｓ Ｓ によりタ
ンク又は付
属配管が破
・火災が発生した場合でも，アクセ
損し，漏えいスルートからの離隔距離が確保した可燃物されており，アクセスルートへのによる火災影響はない。
発生のおそ・万一，消火活動が必要となった場れがある。
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

⑥

⑤

絶縁油
保管タンク
中央制御室
計器用エンジン
発電機
緊急用エンジン
発電機燃料タンク

・当該タンクは空運用であることから，火災は発生しない。

なし※第 5.4.1-3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2-91③

第 5.4.1-2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（3／4）

名称

内容物

容量

重油貯蔵タンク

重油

500kL

緊急時対策室
建屋地下タンク

重油20kL

緊急時対策室建屋（旧緊急時対策室）

重油

5.76kLオイル
サービスタンク

重油

390L

構内服洗濯用タンク

重油

1.82kL

溶融炉灯油
タンク

油倉庫

No.1 保修用油倉庫
No.2 保修用
油倉庫

灯油

10kL

第 1 石油類

900L

第 2 石油類

2.2kL

第 3 石油類

18.2kL

第 4 石油類

21kL

アルコール類

200L

第 1 石油類

100L

第 2 石油類

4kL

第 4 石油類

90kL

第 4 石油類

100kL

対応内容 ※
・当該タンクは移設予定であり，移設に伴い，地下埋設式とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・地下埋設式のタンクであり火災は発生しない
基準地震動 ・万一，消火活動が必要となった場
Ｓ Ｓ によりタ合でも，自衛消防隊による早期のンク又は付消火活動が可能である。
属配管が破損し，漏えい ・火災が発生した場合でも，アクセした可燃物
スルートからの離隔距離が確保による火災されており，アクセスルートへの発生のおそ影響はない。
れがある。 ・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
被害想定

なし

⑤

⑤

・火災が発生した場合は別ルートを通行する。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

⑥

・倉庫そのものが危険物を保管するための専用の保管庫（壁，柱，床等を不燃材料で設置等）となっているため，火災の発生のリスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④※第 5.4.1-3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2-92⑤

第 5.4.1-2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（4／4）

名称

内容物

容量

H2 ボンベ庫

水素

7m３ ×20

予備ボンベ庫①

水素

7m３ ×40

予備ボンベ庫②

水素

7m３ ×20プロパン

50kg×4プロパン

500kg×5アセチレン

1.5m３ ×3

アセチレン

7kg×1

アルゴン＋
メタン

7m３ ×4プロパン

50kg×18

所内ボイラー
プロパン
ボンベ庫
焼却炉用
プロパン
ボンベ庫
サービス建屋
ボンベ庫
廃棄物処理建屋
化学分析用
ボンベ庫
食堂用プロパン
ボンベ庫

水素貯槽

水素

6.7kL

対応内容 ※

被害想定なし

・ボンベはチェーンにより固縛されており，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り難いため火災の発生リスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④

なし

・基礎に固定して設置しており，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り難いため火災の発生リスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④※第 5.4.1-3 図の①～⑦の判定番号を記載【可燃物施設の固縛状況等】

プロパンボンベ庫
プロパンボンベの固縛状況

プロパンボンベ庫

第 5.4.1-6 図

可燃物施設の固縛状況

1.0.2-93

ｂ．可搬型設備の火災
保管場所に配備する可搬型設備の火災について評価を実施した結果，
第 5.4.1-3 表に示すとおり，被害想定への対応を実施することから，ア
クセスルート及び可搬型設備に影響はない。

第 5.4.1-3 表
対象設備
可搬型設備
【西側保管場所】【南側保管場所】

内容物

軽油

可搬型設備の被害想定

被害想定
・可搬型設備の車両火災による他の車両への影響
・可搬型設備のアクセ
スルートへの運搬不能

対応内容
・可搬型設備間の離隔距離を 2.5m 以上とることにより，周囲の車両に影響を及ぼさない。
・西側及び南側保管場所には，火災を感知するための感知設備を設置するため，早期に検知が可能である。
・万一，火災が発生した場合には，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

ｃ．構内（防火帯内側）の植生火災
構内の植生火災について評価を実施した結果，第 5.4.1-4 表に示すとおり，被害想定への対応を実施することから，アクセスルート及び可搬型設備に影響がないことを確認した。また，第 5.4.1-7 図に感知設備の例を示す。

第 5.4.1-4 表
対象

構内の植生

構内植生による被害想定

被害想定
・可搬型設備保管場所近傍の植生火災による可搬型設備への影響
・アクセスルート近傍の
植生火災による可搬型
設備の運搬不能

対応内容
・西側及び南側保管場所には，火災を感知する
ための感知設備を設置するため，早期に検知が可能である。また，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・植生火災が発生した場合には，防火エリアを設定することから，西側及び南側保管場所の可搬型設備は影響を受けず，アクセスルート
は少なくとも 1 ルート確保されるため，アクセスルートは影響を受けない（別紙（6）参照）

1.0.2-94

炎感知器

熱感知カメラ

第 5.4.1-7 図(3)感知設備（例示）

薬品タンクの損壊
薬品タンク漏えい時について評価した結果，第 5.4.1-5 表に示すとおり，
アクセスルートへ影響がないことを確認した。
・薬品タンクが損壊した場合，薬品タンク周辺の路面勾配による路肩への流下が考えられることから，影響は小さいと考えられる。
漏えいした薬品は堰や建屋の周辺への滞留が想定されるが，薬品タンク
はアクセスルートから 10m 以上離れているため，漏えいによる影響は小さいと考えられる。
また．漏えい時にアクセスや送水ホースの敷設作業等が必要な場合は，防護具の着用及び送水ホースを薬品耐性のあるゴム等により防護する。
（別紙（36）参照）
・なお，薬品タンクは堰内又は建屋内に設置されているため，漏えいによる影響は限定的と考えられる。また，屋外に設置されている窒素ガス供給設備液体窒素貯蔵タンクは，漏えいした場合であっても外気中に拡散することから，漏えいによる影響が限定的と考えられる。

1.0.2-95

第 5.4.1-5 表 薬品タンク漏えい時被害想定（1／2）
名称

内容物

硫酸貯蔵タンク ※1
R/W 中和硫酸供給用
硫酸タンク ※1
希硫酸槽 ※1
硫酸貯槽 ※1
カチオン塔用
硫酸希釈槽 ※3
カチオン塔用
硫酸計量槽 ※3
MB-P 塔用
硫酸計量槽 ※3
MB-P 塔用
硫酸希釈槽 ※3

硫酸

硫酸希釈槽 ※2
苛性ソーダ
貯蔵タンク ※2
溶融炉苛性
ソーダタンク ※4
苛性ソーダ貯槽 ※2

苛性
ソーダ

アニオン塔用苛性ソーダ計量槽 ※3
MB-P 塔用苛性
ソーダ計量槽 ※3
硫酸第一鉄
薬注タンク

硫酸
第一鉄

溶融炉アンモニア
タンク ※4

アンモ
ニア

容量
（濃度）
50kL
（95%）
600L
（95%）
444L
（10%）
3kL
（95%）
880L
（20%）
160L
（95%）
155L
（95%）
155L
（20%）
1.19kL
（10%）
50kL
（25%）
3kL
（25%）
10kL
（25%）
540L
（25%）
155L
（25%）
7kL
（90～
100%）

被害想定

対応内容

・路面勾配による路肩への流下，送水ホース（漏えい）を薬品防護するため，・地震により貯槽が破損し， 影響は小さい。
漏えいする。
（人体への影響）・薬品タンクは，アク・腐食性，灼熱感，重度の セ ス ル ー ト か ら 10m
皮膚熱傷等がある。
以上離れているため，漏えいした薬品がタンク周辺に滞留していた場合でも，漏えいによる影響は小さい。
・保護具の着用，送水ホース等の保護を行うことから，人体への影響はない。

（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， （※1）タンクが破損
漏えいする。
し，漏えいしても全容（人体への影響）量を収容できる堰タ・皮膚表面の組織を侵す。 ン ク の 周 辺 に 設 置 している。
（※2）タンクの周辺に堰を設置している。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， （※3）タンクは建屋内に設置している。
漏えいする。
（※4）アクセスルー（人体への影響）
トから十分な離隔を・眼を刺激する。
確保した箇所に移設（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， する。

1kL
漏えいする。
（10～35%） （人体への影響）
・皮膚の薬傷，眼の損傷がある。

1.0.2-96

第 5.4.1-5 表 薬品タンク漏えい時被害想定（2／2）
名称
S／B 用次亜塩素
溶解タンク ※3
構内用次亜塩素
溶解タンク ※3

次亜
塩素酸
ナト
リウム

ポリ
塩化
アルミ
ニウム

PAC 貯槽 ※2

アニオン塔

内容物

※3

アニ
オン
樹脂

カチオン塔 ※3

カチオン
樹脂

窒素ガス供給設備
液体窒素貯蔵
タンク

液化
窒素

容量
（濃度）

被害想定

対応内容

・路面勾配による路肩（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， への流下，送水ホースを薬品防護するため，漏えいする。
影響は小さい。
（人体への影響）200L
・皮膚への付着により発赤，（6%）
・薬品タンクは，アク
痛みがある
セ ス ル ー ト か ら 10m（漏えい）以上離れているため，・地震により貯槽が破損し，漏えいした薬品がタ6kL
漏えいする。
ンク周辺に滞留して（10～11%）（人体への影響）いた場合でも，漏えい・眼を刺激する。
による影響は小さい。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， ・保護具の着用，送水漏えいする。
5.4kL×2
ホース等の保護を行（35～60%） （人体への影響）
うことから，人体への・眼に強いかゆみを生じる 影響はない。
可能性がある。
200L（6%）（※1）タンクが破損し，漏えいしても全容（漏えい）
・地震により貯槽が破損し， 量 を 収 容 で き る 堰 タンクの周辺に設置し漏えいする。
3.49kL×2ている。
（35～60%） （人体への影響）
・眼に強いかゆみを生じる （※2）タンクの周辺に堰を設置している。
可能性がある。
（※3）タンクは建屋内に設置している。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，・外気中に拡散するこ
55.6kL
液化窒素が漏えいする。
とから，漏えいによる（99.99%） （人体への影響）
影響は小さい。
・窒息や凍傷のおそれがある。

1.0.2-97

(4)タンクからの溢水
アクセスルート近傍にある溢水源となる可能性のあるタンクの配置を第5.4.1-8 図に示す。溢水源となる可能性のあるタンクについて基準地震動
Ｓ Ｓ によるタンク及び付属配管の破損による溢水を想定し，アクセスルー
トへの影響評価を実施した結果，第 5.5.1-6 表に示すとおりアクセスルー
トに影響がないことを確認した。また，この際の破損設定は，タンクの破損形状を保守的な設定とし，溢水影響の大きい方向に指向性を持たせて流出させるものとして評価を実施した。
屋外タンクからの溢水を考慮した場合においても，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し比較的短時間で拡散することからアクセスルートにおける徒歩 ※ 及び可搬型設備の走行及び運搬に影響はない（別紙（18），
（19）
参照）。
※建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深などから 30cm 以下と設定されており，屋外においても同様な値とする。
「地下空間における浸水対策ガイドライン」（平成 28 年 1 月現在 国土交
通省 HP）参照

1.0.2-98

第 5.4.1-8 図

周辺タンクの溢水によるアクセスルートへの影響

1.0.2-99

第 5.4.1-6 表

溢水タンク漏えい時被害想定

名称

容量

被害想定

碍子洗浄タンク

100kL

HHOG 冷水塔

1.5kL

HHOG 補給水タンク

2.39kL

取水口ろ過水ヘッドタンク

20kL

ブローダウンタンク

1.67kLS/B 飲料水タンク

10kL

チェックポイント高置水槽

4kL

AD ビル飲料水タンク

22kL

構内服ランドリー受水槽

4kL

600 トン純水タンク

600kL

放管センター受水槽22kL

原子力館受水槽（濾過水）

12kL

原子力館受水槽（飲料水）

12kL

ろ過用水高築水槽

20kL

活性炭ろ過器

40kL×2

No.1pH 調整槽

2.7kL

No.2pH 調整槽

1.32kL

凝集沈殿槽

78kL

パルセーター200kL

第 1 ろ過水タンク

150kL

加圧水槽

1.1kL

薬品混合槽

8.4kL

加圧浮上分離槽

74.82kL

第 2 ろ過水タンク

150kL

濃縮槽

62kL

多目的タンク1,500kL

モノバルブフィルター

92.2kL×2

モノスコアフィルター

15.3kL

原水タンク

1,000kL

ろ過水貯蔵タンク1,500kL

純水貯蔵タンク

500kL

脱炭酸水槽

2kL×2

温水槽

14kL

中間槽

15kL

対応内容

・地震によりタンク又は付属配管が破損した場
合でも，周辺の空地が平坦かつ広大であり，比較的短時間で拡散することから，アクセス性に影響はない。
・基準地震動Ｓ Ｓ・溢水が発生した場合でによるタンク
あっても，純水，ろ過及び付属配管水等であり，人体へのの破損による影響はない。
溢水・西側接続口は，津波や竜巻等の影響を考慮
し，止水処理を施した
地下格納槽内に設置することからタンク破損
による溢水の影響はない。

1.0.2-100

5.4.2

周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価【（3）周辺斜面の崩壊，（4）道路面のすべり】
(1)

評価方法
周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりによる影響については，以下の方法
ですべり安定性評価を行い,評価基準と比較することにより評価を行う。影
響評価においては,崩壊のおそれがある斜面がある場合は，崩壊時の堆積形状を予測し,必要な幅員が確保可能か確認する。なお，必要な幅員が確保できない場合は，事前対策（斜面の補強等）の実施又は別途復旧時間の評価を行う。
第 5.4.2-1 図に周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価フ
ローを示す。

1.0.2-101

アクセスルートの通行への影響検討

周辺斜面の崩壊に対する影響評価フローYes

周辺斜面がない ※1

Yes

道路面のすべりに対する影響評価フロー

対象となる道路面がない ※2

No

No

崩壊のおそれがない

※3

Yes

Yes

すべりのおそれがない

No

※3

No

斜面が崩壊するものと仮定した

全斜面が崩壊するものと仮定

N
場合の堆積土砂形状を予測

Yes
必要な幅員が確保可能

No
通行への影響なし

通行への影響あり

事前対策の実施 or 復旧計画の検討

※1
※2
※3

周辺斜面とは，アクセスルートより高い位置の斜面で，法尻からアクセスルートまでの距離が斜面高さの 2 倍以下の斜面をいう。
道路面とは，アクセスルートの道路面で，法肩からアクセスルートまでの距離が斜面高さ以下の道路面をいう。
斜面の安定性について，斜面安定計算または類似斜面との比較により判定する。

第 5.4.2-1 図

周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価フロー

ａ．評価断面の抽出
評価断面については,アクセスルート周辺における斜面の形状及び高さ等を考慮して抽出する。アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面位置図を第 5.4.2-2 図,影響評価断面図
を第 5.4.2-3 図に示す。また,評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
1.0.2-102

但し,鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いのアクセスルートは防潮堤背面の地盤改良した地盤嵩上げ部に設置されることから,周辺斜面の崩壊
及び道路面のすべりの影響評価対象から除外する。

・T.P.＋8m エリアのアクセスルート沿いの斜面は,T.P.＋8m 盤とその西側の T.P.＋ 11m 盤 を区分け る擁壁 及 び T.P.＋8m 盤とそ の東側 のT.P.+3m 盤を介する法面があることから,①－①断面及び②－②断面として選定する。
・保管場所から T.P.＋8m エリアへのアクセスルートに対しては,斜面勾配が最も大きく斜面高さが最も高い③－③断面を選定した。また,最大高さ約 3.5m の盛土で造成されている④－④断面を道路面のすべり
評価対象斜面として選定する。

1.0.2-103

ＡＢ

高さ：約 3m※③及び④は，今後造成するエリアのため写真は掲載せず

第 5.4.2-2 図

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面位置図（1／2）

1.0.2-104

第 5.4.2-2 図

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面位置図（2／2）

1.0.2-105

①－①断面

T.P.(m)T.P.(m)20

T.P.+11m 盤

10

20

擁壁
T.P.+8m 盤

10

0

0

-10

-10

-20

0

100ｍ

50

②－②断面
T.P.(m)-20

凡例

T.P.+8m 盤
1:1.5

T.P.+3m 盤

0
-10
-20
0

50m

アクセスルート③－③断面
T.P.(m)30

T.P.+29m
1:2.0

20

斜面高さ約 14m
T.P.+15m

T.P.(m)
30
20

10

10

0

0

-10

-10

-20

-20
100ｍ

50

0

④－④断面

1:2.0 盛土高さ約 3.5m

0

第 5.4.2-3 図

50

100ｍ

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面図
1.0.2-106

ｂ．アクセスルートの安定性確認
基準地震動Ｓ Ｓ に耐性があることを確認した D／C の西側斜面と地質・斜面形状等の比較を実施し,基準地震動Ｓ Ｓ に対する安定性を確認する。

ｃ．評価基準の設定
4.3.2(1)ｃ項と同様に，アクセスルート周辺の斜面が，D／C の西側斜面よりも斜面高さが低く緩斜面であり,かつ，地質がすべりが想定される範囲で同一であることを評価基準とする。

ｄ．周辺斜面の崩壊後及び道路面のすべり後の堆積形状
4.3.2(1)ｄ項と同様に，D／C の西側斜面との比較・評価の結果,崩壊及びすべりのおそれがある断面については,当該斜面が崩壊し，土砂が流出するものと想定する。崩壊土砂の到達距離については,斜面高さと到達距離などの関係が整理されている各種文献より,斜面高さの 2 倍を崩壊
土砂の到達距離とし,堆積形状は崩壊前後の土砂量が等しくなるものとする。（別紙（13）参照）

(2)

評価結果
アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの評価結果を第5.4.2-1 表に示す。
①－①断面については,基準地震動Ｓ Ｓ に対して耐性のある D／C の西側斜面と比較すると，急斜面であるため崩壊を想定し,ホース等を敷設する場合に,必要な道幅（5m）の確保が困難であることから,復旧時間の評価を行う。

1.0.2-107

②－②断面については，D／C の西側斜面と比較すると，急斜面であるため崩壊を想定し,復旧に時間を要することから，当該アクセスルートは地震時には使用しないものとする。
③－③断面については，D／C の西側斜面と比較すると,すべりが想定される範囲で地質は同一であり,緩斜面かつ斜面高さが同等であることから
基準地震動Ｓ Ｓ に対して裕度があり,崩壊及びすべりは発生しないことを確認した。
④－④断面については，盛土の施工において,改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保するため，アクセスルー
トへの影響はない。

第 5.4.2-1 表
評価基準
D／C の
西側斜面

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの評価結果
周辺斜面

道路面

①-①断面

③-③断面

②－②断面

④－④断面

地質

du 層

擁壁，埋戻
土，du 層

du 層

du 層

盛土 ※１

斜面勾配

1:1.9

直（1:0）

最大 1:2.0※2

1:1.5

1:2.0

斜面高さ

14m

3m

最大約 14m※25m

最大約 3.5m

すべり安定性
評価

－

崩壊を想定

問題なし

崩壊を想定

問題なし

アクセスルー
トへの影響

－

影響あり

影響なし

影響あり

影響なし

※１

盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。
※２ アクセスルート沿いの切土部における最大斜面勾配は 1:2.0，最大斜面高さは 5m である。また，③－③断面は，斜面高さが最大約 14m であるが，平均勾配は 1:7.8 の緩い斜面である。

1.0.2-108

5.4.3

沈下等に対する影響評価【（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下,液状化に伴う浮き上がり】
別紙（8）のとおり,東北地方太平洋沖地震では,東海第二発電所の道路において,不等沈下に伴う段差等が以下の箇所に発生していることから，同様の箇所に段差発生を想定し，不等沈下による通行不能が発生しないか確認
し，通行に支障がある段差が発生した場合は,事前対策（路盤補強等）の実
施又は別途復旧時間の評価を行う。
・地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）
・地山と埋戻部等との境界部
なお,アクセスルート上の地中埋設構造物については，図面確認やプラン
トウォークダウンにより確認した。
また,アクセスルート下の地中構造物の液状化に伴う浮き上がりについて評価を行い,浮き上がりが想定される場合には対策を行い，浮き上がりを防止する。
さらに,海岸付近のアクセスルートについては，液状化による側方流動を考慮した沈下の検討を行う。
但し,鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いのアクセスルートは防潮堤背面の地盤改良した地盤嵩上げ部に設置されることから,液状化及び揺すり込みによる不等沈下（地中埋設構造物と埋戻部等との境界部，地山と埋戻部等との境界部）,液状化に伴う浮き上がり,側方流動の影響評価対象から
除外する。

(1)

地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）の評価方法
第 5.4.3-1 図に示す地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）を段差発生の可能性がある箇所として抽出した。
1.0.2-109

この抽出箇所において,4.3.3(1)と同様に基準地震動Ｓ Ｓ に対する液状化及び揺すり込みによる沈下を考慮し,両沈下量の合計を総沈下量として沈下量の評価を行う。
液状化及び揺すり込みによる沈下によりアクセスルート上に発生する地表面の段差量及び縦断勾配の評価基準値については,緊急車両が徐行により走行可能な段差量 15cm 及び登坂可能な勾配 12%とする。
また，液状化に伴う浮き上がりが生じる可能性がある箇所として,アクセ
スルート下の地中埋設構造物設置箇所を抽出した。

第 5.4.3-1 図 地中埋設構造物と埋戻部等との境界部の抽出結果（図中の番号は，第 5.4.3-1，2，3，7 表の構造物番号を示す）
1.0.2-110

ａ．液状化による沈下量の算定方法
液状化による沈下量は,地下水位以深の飽和砂質地盤（盛土・埋戻土（fl），du 層，Ag2 層，As 層，Ag1 層，D2s-3 層，D2g-3 層及び D1g-1 層）を，すべて液状化による沈下の対象層とする。また,相対密度（Dr）はこ
れらの地層の調査結果から，保守的に最も相対密度の小さい As 層の相対密度 68％を全ての対象層に適用する。（別紙（40）参照）。
沈下率は体積ひずみと液状化抵抗の関係と相対密度より，保守的に最大せん断ひずみレベルの体積ひずみである 2.3％と設定する。
第 5.4.3-2 図に体積ひずみと液状化抵抗の関係（Ishihara et al.1992）
及び想定する沈下率を示す。

Dr=68％

2.3％（Ishihara et al.1992 に加筆）

液状化に伴う沈下：沈下率 2.3％

第 5.4.3-2 図

体積ひずみと液状化抵抗の関係及び想定する沈下率

1.0.2-111

ｂ．揺すり込みによる沈下量の算定方法
4.3.3(1)と同様に，揺すり込みによる沈下量は,地表～地下水位以浅の不飽和砂質地盤を揺すり込み沈下の対象層とし,その層厚の 1％とする。

ｃ．液状化に伴う浮き上がりの評価方法
第 5.4.3-1 表のうち,以下の条件に該当する場合は浮き上がりの評価を実施する。
条件①

構造物下端よりも地下水位が高い箇所（4.3.3(1)と同様）

ｄ．地下水位の設定
4.3.3(1)と同様に，沈下量の算出における地下水位については,過去のボーリング等による地下水位観測記録などを基に，防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し,保守的に設定する。
（別紙（41）参照）(2)

地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）の評価結果
ａ．不等沈下の評価結果
評価結果(相対沈下量算出結果)を第 5.4.3-1 表に示す。
15cm 以上の段差発生が想定される箇所（第 5.4.3-1 表中の No.118 の構造物埋設部）については，段差緩和対策の対象として抽出する。

1.0.2-112

第 5.4.3-1 表

相対沈下量算出結果（1／2）：段差（相対沈下量が15㎝を超える箇所）

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
変圧器排油管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
一般排水
一般排水
旧消火配管
旧消火配管
消火配管
旧消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
旧ろ過水配管
旧ろ過水配管
ろ過水配管
R/B,D/Gストームドレン配管
T/Bストームドレン配管
排水配管
排水配管
排水配管
旧RHRS配管
OG管
OG管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
旧DGSW管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水枡

基礎
構造物高
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
（m）
8.0
5.4
0.27
8.0
7.2
0.10
8.0
5.7
0.90
8.0
5.7
0.90
8.0
5.7
0.85
8.0
5.7
0.85
8.0
6.6
0.32
8.0
6.7
0.16
8.0
6.8
0.16
8.0
6.6
0.16
8.0
6.5
0.16
8.0
6.5
0.16
10.0
8.5
0.13
8.0
7.1
0.10
8.0
6.5
0.20
8.0
6.6
0.25
8.0
6.8
0.10
8.0
6.8
0.15
8.0
7.3
0.10
8.0
6.9
0.14
8.0
6.9
0.13
8.0
6.9
0.14
8.0
6.6
0.13
8.0
6.6
0.15
8.0
7.4
0.11
8.0
7.4
0.11
8.0
7.4
0.11
8.0
7.6
0.10
8.0
7.2
0.11
8.0
6.3
0.40
8.0
6.3
0.40
8.0
6.3
0.17
8.0
6.6
0.17
8.0
6.7
0.11
8.0
6.9
0.11
8.0
6.6
0.09
8.0
6.6
0.09
8.0
6.5
0.32
8.0
6.9
0.17
8.0
6.8
0.17
8.0
6.2
0.11
8.0
6.8
0.11
8.0
6.8
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
5.4
0.81
8.0
4.4
0.08
8.0
5.1
0.08
8.0
6.2
0.17
8.0
5.8
0.17
8.0
6.6
0.06
8.0
5.8
0.17
8.0
4.3
0.46
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
10.0
8.4
1.64
8.0
7.4
0.60
8.0
7.4
0.60
路面高

1.0.2-113

地下水位T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0

相対
沈下量
（cm）
0.7
0.3
2.1
2.1
2.0
2.0
0.8
0.4
0.4
0.4
0.4
0.4
0.3
0.3
0.5
0.6
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
1.0
1.0
0.4
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.8
0.4
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
1.9
0.2
0.2
0.4
0.4
0.2
0.4
1.1
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
3.8
1.4
1.4

第 5.4.3-1 表

相対沈下量算出結果（2／2）：段差（相対沈下量が15㎝を超える箇所）

No

名称

69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98
99
100
101
102
103
104
105
106
107
108
109
110
111
112
113
114
115
116
117
118
119
120
121
122
123
124
125
126
127
128
129
130
131
132
133
134
135
136
137

原水系，消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
油系トレンチ排水枡
電線管トレンチ
ろ過水系トレンチ
消火系トレンチ
海水系トレンチ
消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
消火系トレンチ
排水枡
排水枡
補助蒸気系トレンチ
原水系トレンチ
排水枡
ろ過水系トレンチ
排水溝
起動変圧器洞道
主変圧器洞道
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
補機冷却水管路
放水路
放水管路
放水管路
放水管路
補機冷却水管路
非常用冷却水路
非常用冷却水路
電力ケーブル暗渠
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
電力ケーブル管路
補機冷却水管路
放水路
復水器冷却用取水路（東Ⅰ）
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
予備変圧器洞道
蒸気系配管
電線管路
電線管路
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
OGC管
一般排水
一般排水
一般排水
OG管
MUW配管
旧DGSW管

基礎
構造物高下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
（m）
8.0
6.9
1.08
8.0
7.2
0.76
8.0
7.7
0.34
8.0
7.3
0.73
8.0
6.9
1.10
8.0
7.5
0.46
8.0
7.1
0.94
8.0
7.3
0.71
8.0
6.1
1.88
8.0
7.0
1.00
8.0
7.3
0.75
8.0
7.6
0.45
8.0
6.8
1.23
8.0
7.6
0.42
8.0
7.4
0.60
8.0
7.5
0.46
8.0
7.0
0.99
8.0
7.7
0.29
8.0
6.8
1.20
8.0
7.5
0.51
8.0
3.0
2.95
8.0
2.9
3.00
8.0
4.2
2.00
8.0
4.4
1.80
8.0
5.9
0.90
8.0
5.9
0.90
8.0
5.9
0.90
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
4.8
3.12
8.0
-3.1
4.60
8.0
1.4
3.20
8.0
1.4
3.20
8.0
1.4
3.20
8.0
4.8
3.12
8.0
5.2
2.80
8.0
5.2
2.80
8.0
4.6
2.85
8.0
2.0
2.00
8.0
2.2
1.80
8.0
5.9
0.90
8.0
6.2
0.60
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
5.1
1.30
8.0
1.1
3.07
8.0
-3.0
4.60
8.0
-7.7
8.50
8.0
5.6
0.60
8.0
5.8
0.30
8.0
5.9
0.40
8.0
2.1
0.40
8.0
4.5
0.40
8.0
3.8
0.60
8.0
6.1
0.27
8.0
4.6
0.76
8.0
6.9
0.30
8.0
6.2
0.45
8.0
5.5
2.00
8.0
5.7
1.80
8.0
3.8
0.22
8.0
6.0
0.30
8.0
6.1
0.25
8.0
6.2
0.15
8.0
3.7
0.76
8.0
6.2
0.61
8.0
4.3
0.46
路面高

1.0.2-114

地下水位
T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0

相対
沈下量
（cm）
2.5
1.8
0.8
1.7
2.6
1.1
2.2
1.7
4.4
2.3
1.8
1.1
2.9
1.0
1.4
1.1
2.3
0.7
2.8
1.2
6.8
6.9
4.6
4.2
2.1
2.1
2.1
7.4
7.4
7.4
7.2
10.6
7.4
7.4
7.4
7.2
6.5
6.5
6.6
4.6
4.2
2.1
1.4
7.4
7.4
7.4
3.0
7.1
10.6
19.6
1.4
0.7
1.0
1.0
1.0
1.4
0.7
1.8
0.7
1.1
4.6
4.2
0.5
0.7
0.6
0.4
1.8
1.5
1.1

ｂ．液状化に伴う浮き上がりの評価結果
地中埋設構造物について，液状化による浮き上がりの評価を行った結果，安全率が評価基準値の 1.0 を下回り，15 ㎝以上の浮き上がりが想定される箇所については，浮き上がり対策の対象として抽出する。
浮き上がり量については，保守的に浮き上がり抵抗力の不足分を構造
物周辺の地盤（埋戻土）の飽和単位体積重量及び構造物の幅で除して算出する。
浮き上がり評価結果を第 5.4.3-2 表に示す。

1.0.2-115

第 5.4.3-2 表

浮き上がり評価結果（1／2）：浮き上がりが15㎝を超える箇所

No

名称

1 変圧器排油管
2 電線管路3 電線管路4 電線管路5 電線管路6 電線管路7 電線管路8 電線管路9 電線管路10 電線管路
11 電線管路
12 電線管路
13 電線管路
14 電線管路
15 電線管路
16 電線管路
17 電線管路
18 電線管路
19 電線管路
20 電線管路
21 電線管路
22 電線管路
23 電線管路
24 電線管路
25 電線管路
26 電線管路
27 電線管路
28 電線管路
29 電線管路30 一般排水31 一般排水32 旧消火配管
33 旧消火配管
34 消火配管35 旧消火配管
36 ろ過水配管
37 ろ過水配管
38 ろ過水配管
39 旧ろ過水配管
40 旧ろ過水配管
41 ろ過水配管
42 R/B,D/Gストームドレン配管
43 T/Bストームドレン配管
44 排水配管
45 排水配管
46 排水配管47 旧RHRS配管
48 OG管
49 OG管
50 MUW配管
51 MUW配管
52 MUW配管
53 MUW配管
54 旧DGSW管
55 ケーブル管路
56 ケーブル管路
57 ケーブル管路
58 ケーブル管路
59 ケーブル管路
60 ケーブル管路
61 ケーブル管路
62 ケーブル管路
63 ケーブル管路
64 ケーブル管路
65 ケーブル管路
66 電気マンホール
67 消火系トレンチ
68 排水枡

路面高

基礎
下端

T.P.+（m）

T.P.+（m）

8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.000
8.000
8.000

5.410
7.230
5.740
5.740
5.660
5.660
6.580
6.720
6.840
6.640
6.540
6.540
8.450
7.140
6.480
6.590
6.780
6.830
7.340
6.920
6.870
6.920
6.610
6.570
7.440
7.440
7.440
7.580
7.190
6.300
6.300
6.335
6.635
6.686
6.886
6.611
6.611
6.482
6.935
6.835
6.186
6.786
6.786
6.586
6.586
6.586
5.387
4.424
5.124
6.235
5.835
6.640
5.835
4.343
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
6.680
8.360
7.400
7.400

構造物高
（m）
0.267
0.100
0.900
0.900
0.850
0.850
0.320
0.160
0.160
0.160
0.160
0.160
0.130
0.100
0.200
0.250
0.100
0.150
0.100
0.140
0.130
0.140
0.130
0.150
0.110
0.110
0.110
0.100
0.110
0.400
0.400
0.165
0.165
0.114
0.114
0.089
0.089
0.319
0.165
0.165
0.114
0.114
0.114
0.114
0.114
0.114
0.813
0.076
0.076
0.165
0.165
0.061
0.165
0.457
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
1.640
0.600
0.600

1.0.2-116

地下水位T.P.+（m）

8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.000
8.000
8.000

揚圧力

浮き上が
り抵抗力

安全率

浮き上が
り量

(kN/m)
13.4
－
39.5
39.5
40.4
42.2
10.5
6.3
5.5
6.4
6.5
6.5
－
－
6.6
7.5
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
14.1
14.1
5.3
4.4
－
－
－
－
9.4
3.4
3.7
－
－
－
－
－
－
41.2
－
－
5.7
6.9
－
6.9
32.4
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
41.4
11.6
9.3

(kN/m)
12.9
－
27.8
27.8
29.7
30.9
20.2
11.9
10.5
11.7
11.3
11.3
－
－
10.3
12.5
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
11.7
11.7
5.4
4.4
－
－
－
－
9.3
3.4
3.8
－
－
－
－
－
－
39.2
－
－
5.7
7.0
－
7.0
32.2
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
6.8
3.6
3.1

0.96
－
0.71
0.71
0.73
0.73
1.94
1.89
1.91
1.82
1.73
1.73
－
－
1.55
1.67
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.83
0.83
1.01
1.01
－
－
－
－
0.99
1.01
1.01
－
－
－
－
－
－
0.95
－
－
1.01
1.00
－
1.00
0.99
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.16
0.31
0.34

（m）
0.10
－
0.67
0.67
0.62
0.63
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.29
0.29
－
－
－
－
－
－
0.02
－
－
－
－
－
－
－
－
0.13
－
－
－
－
－
－
0.03
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
1.37
0.41
0.40

第 5.4.3-2 表

浮き上がり評価結果（2／2）：浮き上がりが15㎝を超える箇所

No

名称

69 原水系，消火系トレンチ
70 消火系トレンチ
71 電線管トレンチ
72 油系トレンチ
73 排水枡
74 電線管トレンチ
75 ろ過水系トレンチ
76 消火系トレンチ
77 海水系トレンチ
78 消火系トレンチ
79 消火系トレンチ
80 電線管トレンチ
81 消火系トレンチ
82 排水枡
83 排水枡
84 補助蒸気系トレンチ
85 原水系トレンチ
86 排水枡
87 ろ過水系トレンチ
88 排水溝89 起動変圧器洞道
90 主変圧器洞道
91 非常用冷却水管路
92 非常用冷却水管路
93 電力ケーブル管路
94 電力ケーブル管路
95 電力ケーブル管路
96 取水管路
97 取水管路
98 取水管路
99 補機冷却水管路
100 放水路101 放水管路
102 放水管路
103 放水管路
104 補機冷却水管路
105 非常用冷却水路
106 非常用冷却水路
107 電力ケーブル暗渠
108 非常用冷却水管路
109 非常用冷却水管路
110 電力ケーブル管路
111 電力ケーブル管路
112 取水管路
113 取水管路
114 取水管路
115 電力ケーブル管路
116 補機冷却水管路
117 放水路118 復水器冷却用取水路（東Ⅰ）
119 一般排水路
120 一般排水路
121 一般排水路
122 一般排水路
123 一般排水路
124 一般排水路
125 予備変圧器洞道
126 蒸気系配管
127 電線管路
128 電線管路
129 非常用冷却水管路
130 非常用冷却水管路
131 OGC管132 一般排水
133 一般排水
134 一般排水
135 OG管136 MUW配管
137 旧DGSW管

路面高

基礎
下端

T.P.+（m）

T.P.+（m）

8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000

6.920
7.240
7.660
7.270
6.900
7.540
7.060
7.290
6.120
7.000
7.250
7.550
6.770
7.580
7.400
7.540
7.010
7.710
6.800
7.490
2.950
2.900
4.200
4.400
5.900
5.900
5.900
2.400
2.400
2.400
4.780
-3.100
1.400
1.400
1.400
4.780
5.200
5.200
4.550
2.000
2.200
5.900
6.200
2.400
2.400
2.400
5.100
1.080
-3.000-7.700
5.600
5.820
5.850
2.100
4.500
3.760
6.140
4.637
6.900
6.230
5.500
5.700
3.784
6.000
6.050
6.150
3.738
6.190
4.343

構造物高
（m）
1.080
0.760
0.340
0.730
1.100
0.460
0.940
0.710
1.880
1.000
0.750
0.450
1.230
0.420
0.600
0.460
0.990
0.290
1.200
0.510
2.950
3.000
2.000
1.800
0.900
0.900
0.900
3.200
3.200
3.200
3.120
4.600
3.200
3.200
3.200
3.120
2.800
2.800
2.850
2.000
1.800
0.900
0.600
3.200
3.200
3.200
1.300
3.070
4.600
8.500
0.600
0.300
0.400
0.400
0.400
0.600
0.265
0.763
0.300
0.450
2.000
1.800
0.216
0.300
0.250
0.150
0.762
0.610
0.457

1.0.2-117

地下水位
T.P.+（m）

8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000

揚圧力

浮き上が
り抵抗力

安全率

浮き上が
り量

(kN/m)
28.9
14.2
3.0
11.3
13.4
8.3
19.9
13.8
242.9
23.1
14.4
6.4
23.1
4.7
9.3
7.5
9.2
3.0
21.0
4.9
271.4
287.9
149.8
127.7
91.7
91.7
91.7
353.3
353.3
353.3
243.6
2,648.7
416.4
416.4
416.4
243.6
363.9
363.9
220.9
193.6
170.8
95.3
32.5
353.3
353.3
353.3
137.2
510.1
2,624.8
2,984.9
27.9
12.7
16.7
45.8
27.2
49.4
14.1
49.8
11.2
21.4
97.0
80.3
17.7
1.1
0.8
－
63.0
21.4
32.4

(kN/m)
5.7
3.9
1.7
3.4
3.9
3.1
4.6
3.9
20.3
5.0
3.9
2.6
5.0
2.2
3.1
2.9
3.3
1.8
4.8
2.2
205.8
246.5
126.3
108.6
336.1
336.1
336.1
266.6
266.6
266.6
144.8
2,283.7
329.7
329.7
329.7
75.0
97.4
97.4
141.1
210.2
184.1
352.7
88.2
266.6
266.6
266.6
472.1
409.0
2,260.5
3,128.3
24.5
11.9
15.2
44.3
25.7
45.9
13.4
53.2
29.0
48.2
74.4
61.9
17.4
1.1
0.8
－
57.3
19.1
32.2

0.20
0.27
0.55
0.30
0.29
0.37
0.23
0.28
0.08
0.22
0.27
0.41
0.22
0.46
0.34
0.38
0.36
0.58
0.23
0.44
0.76
0.86
0.84
0.85
3.66
3.66
3.66
0.75
0.75
0.75
0.59
0.86
0.79
0.79
0.79
0.31
0.27
0.27
0.64
1.09
1.08
3.70
2.71
0.75
0.75
0.75
3.44
0.80
0.86
1.05
0.88
0.94
0.91
0.97
0.95
0.93
0.95
1.07
2.60
2.25
0.77
0.77
0.98
1.01
1.01
－
0.91
0.89
0.99

（m）
0.87
0.55
0.15
0.51
0.78
0.29
0.72
0.51
1.72
0.78
0.55
0.27
0.96
0.23
0.40
0.28
0.64
0.12
0.93
0.28
1.22
0.73
0.60
0.54
－
－
－
1.37
1.37
1.37
1.31
1.11
1.37
1.37
1.37
2.23
2.05
2.05
1.25
－
－
－
－
1.37
1.37
1.37
－
1.37
1.32
－
0.29
0.13
0.19
0.19
0.19
0.29
0.09
－
－
－
0.58
0.53
0.07
－
－
－
0.39
0.19
0.03

(3)

地山と埋戻部との境界部の評価
地中埋設構造物の埋設箇所及び建屋周辺は,設置に伴う掘削により地山と埋戻部との境界が生じるが，この境界部が可搬型設備の通行に影響がな
いか評価する。
地山と埋戻部との境界の状況を第 5.4.3-3 図に示す。

道路面

埋戻土

道路面

地山（堆積層）第 5.4.3-3 図

地山
（堆積層）

土留め壁

埋戻土

地山と埋戻部との境界の状況

ａ．評価方針地山と埋戻部との境界部については，地山が岩盤の場合，埋戻土の地
震による揺すり込みや液状化による沈下により境界部での段差が想定されるが，東海第二発電所は，岩盤の出現深度が深く，アクセスルート下の構造物の設置においては地山は堆積層となり，両者とも揺すり込みや液状化による沈下を起こすことから地山と埋戻部との境界部の段差発生は小さいが，地山（堆積層）と埋戻土の沈下の特性を考慮し，保守的に埋戻部のみに揺すり込みや液状化による沈下が発生すると仮定し，可搬型設備の通行に影響がないか評価する。
揺すり込みや液状化による沈下のイメージ図を第 5.4.3-4 図に示す。

1.0.2-118

道路面

埋戻土

道路面

地山と埋戻土の両方が沈下する場合

第 5.4.3-4 図

埋戻土

地山（堆積層）地山（堆積層）保守的に埋戻土のみが沈下する場合（評価ケース）

揺すり込みや液状化による沈下のイメージ図

ｂ．評価方法
地中埋設構造物の埋設箇所については，埋戻部の沈下量が 15 ㎝以上（緊急車両が徐行により走行可能な段差量）発生すると想定される箇所を評価対象箇所として抽出する。また，建屋周辺については，建屋設置に伴う掘削範囲がアクセスルートと重なる箇所を抽出し，かつ，埋戻部の沈下量が 15 ㎝以上発生すると想定される箇所を評価対象箇所とする。
埋戻部の沈下量は，揺すり込みや液状化により沈下するものと仮定し，揺すり込みによる沈下率を 1.0%，液状化による沈下率を 2.3％と設定（5.4.3(1)による設定値）して沈下量を算出し，評価対象箇所を抽出する。
埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）を第 5.4.3-3 表に，建屋と埋戻部等との境界部の抽出結果を第 5.4.3-5 図に，埋戻部の沈下量算出結果（建屋）を第 5.4.3-4 表にに示す。

1.0.2-119

第 5.4.3-3 表

埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）(1／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
変圧器排油管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
一般排水
一般排水
旧消火配管
旧消火配管
消火配管
旧消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
旧ろ過水配管
旧ろ過水配管
ろ過水配管
R/B,D/Gストームドレン配管
T/Bストームドレン配管
排水配管
排水配管
排水配管
旧RHRS配管
OG管
OG管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
旧DGSW管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水枡

基礎
路面高
構造物高
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
（m）
8.0
5.4
0.27
8.0
7.2
0.10
8.0
5.7
0.90
8.0
5.7
0.90
8.0
5.7
0.85
8.0
5.7
0.85
8.0
6.6
0.32
8.0
6.7
0.16
8.0
6.8
0.16
8.0
6.6
0.16
8.0
6.5
0.16
8.0
6.5
0.16
10.0
8.5
0.13
8.0
7.1
0.10
8.0
6.5
0.20
8.0
6.6
0.25
8.0
6.8
0.10
8.0
6.8
0.15
8.0
7.3
0.10
8.0
6.9
0.14
8.0
6.9
0.13
8.0
6.9
0.14
8.0
6.6
0.13
8.0
6.6
0.15
8.0
7.4
0.11
8.0
7.4
0.11
8.0
7.4
0.11
8.0
7.6
0.10
8.0
7.2
0.11
8.0
6.3
0.40
8.0
6.3
0.40
8.0
6.3
0.17
8.0
6.6
0.17
8.0
6.7
0.11
8.0
6.9
0.11
8.0
6.6
0.09
8.0
6.6
0.09
8.0
6.5
0.32
8.0
6.9
0.17
8.0
6.8
0.17
8.0
6.2
0.11
8.0
6.8
0.11
8.0
6.8
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
6.6
0.11
8.0
5.4
0.81
8.0
4.4
0.08
8.0
5.1
0.08
8.0
6.2
0.17
8.0
5.8
0.17
8.0
6.6
0.06
8.0
5.8
0.17
8.0
4.3
0.46
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
8.0
6.7
0.12
10.0
8.4
1.64
8.0
7.4
0.60
8.0
7.4
0.60

1.0.2-120

地下
埋戻部の
水位
沈下量
T.P.+（m） （cm）
8.0
6.0
8.0
1.8
8.0
5.2
8.0
5.2
8.0
5.4
8.0
5.4
8.0
3.3
8.0
3.0
8.0
2.7
8.0
3.2
8.0
3.4
8.0
3.4
10.0
3.6
8.0
2.0
8.0
3.5
8.0
3.3
8.0
2.9
8.0
2.7
8.0
1.6
8.0
2.5
8.0
2.6
8.0
2.5
8.0
3.2
8.0
3.3
8.0
1.3
8.0
1.3
8.0
1.3
8.0
1.0
8.0
1.9
8.0
4.0
8.0
4.0
8.0
3.9
8.0
3.2
8.0
3.1
8.0
2.6
8.0
3.2
8.0
3.2
8.0
3.5
8.0
2.5
8.0
2.7
8.0
4.2
8.0
2.8
8.0
2.8
8.0
3.3
8.0
3.3
8.0
3.3
8.0
6.1
8.0
8.3
8.0
6.7
8.0
4.1
8.0
5.0
8.0
3.2
8.0
5.0
8.0
8.5
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
8.0
3.1
10.0
3.8
8.0
1.4
8.0
1.4

第 5.4.3-3 表

埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）(2／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No

名称

69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98
99
100
101
102
103
104
105
106
107
108
109
110
111
112
113
114
115
116
117
118
119
120
121
122
123
124
125
126
127
128
129
130
131
132
133
134
135
136
137

原水系，消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
油系トレンチ排水枡
電線管トレンチ
ろ過水系トレンチ
消火系トレンチ
海水系トレンチ
消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
消火系トレンチ
排水枡
排水枡
補助蒸気系トレンチ
原水系トレンチ
排水枡
ろ過水系トレンチ
排水溝
起動変圧器洞道
主変圧器洞道
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
補機冷却水管路
放水路
放水管路
放水管路
放水管路
補機冷却水管路
非常用冷却水路
非常用冷却水路
電力ケーブル暗渠
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
電力ケーブル管路
補機冷却水管路
放水路
復水器冷却用取水路（東Ⅰ）
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
予備変圧器洞道
蒸気系配管
電線管路
電線管路
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
OGC管
一般排水
一般排水
一般排水
OG管
MUW配管
旧DGSW管

基礎
路面高
構造物高
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
（m）
8.0
6.9
1.08
8.0
7.2
0.76
8.0
7.7
0.34
8.0
7.3
0.73
8.0
6.9
1.10
8.0
7.5
0.46
8.0
7.1
0.94
8.0
7.3
0.71
8.0
6.1
1.88
8.0
7.0
1.00
8.0
7.3
0.75
8.0
7.6
0.45
8.0
6.8
1.23
8.0
7.6
0.42
8.0
7.4
0.60
8.0
7.5
0.46
8.0
7.0
0.99
8.0
7.7
0.29
8.0
6.8
1.20
8.0
7.5
0.51
8.0
3.0
2.95
8.0
2.9
3.00
8.0
4.2
2.00
8.0
4.4
1.80
8.0
5.9
0.90
8.0
5.9
0.90
8.0
5.9
0.90
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
4.8
3.12
8.0
-3.1
4.60
8.0
1.4
3.20
8.0
1.4
3.20
8.0
1.4
3.20
8.0
4.8
3.12
8.0
5.2
2.80
8.0
5.2
2.80
8.0
4.6
2.85
8.0
2.0
2.00
8.0
2.2
1.80
8.0
5.9
0.90
8.0
6.2
0.60
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
2.4
3.20
8.0
5.1
1.30
8.0
1.1
3.07
8.0
-3.0
4.60
8.0
-7.7
8.50
8.0
5.6
0.60
8.0
5.8
0.30
8.0
5.9
0.40
8.0
2.1
0.40
8.0
4.5
0.40
8.0
3.8
0.60
8.0
6.1
0.27
8.0
4.6
0.76
8.0
6.9
0.30
8.0
6.2
0.45
8.0
5.5
2.00
8.0
5.7
1.80
8.0
3.8
0.22
8.0
6.0
0.30
8.0
6.1
0.25
8.0
6.2
0.15
8.0
3.7
0.76
8.0
6.2
0.61
8.0
4.3
0.46

1.0.2-121

地下
埋戻部の
水位
沈下量
T.P.+（m） （cm）
8.0
2.5
8.0
1.8
8.0
0.8
8.0
1.7
8.0
2.6
8.0
1.1
8.0
2.2
8.0
1.7
8.0
4.4
8.0
2.3
8.0
1.8
8.0
1.1
8.0
2.9
8.0
1.0
8.0
1.4
8.0
1.1
8.0
2.3
8.0
0.7
8.0
2.8
8.0
1.2
8.0
11.7
8.0
11.8
8.0
8.8
8.0
8.3
8.0
4.9
8.0
4.9
8.0
4.9
8.0
12.9
8.0
12.9
8.0
12.9
8.0
7.5
8.0
25.6
8.0
15.2
8.0
15.2
8.0
15.2
8.0
7.5
8.0
6.5
8.0
6.5
8.0
8.0
8.0
13.8
8.0
13.4
8.0
4.9
8.0
4.2
8.0
12.9
8.0
12.9
8.0
12.9
8.0
6.7
8.0
16.0
8.0
25.3
8.0
36.2
8.0
5.6
8.0
5.1
8.0
5.0
8.0
13.6
8.0
8.1
8.0
9.8
8.0
4.3
8.0
7.8
8.0
2.6
8.0
4.1
8.0
5.8
8.0
5.3
8.0
9.7
8.0
4.6
8.0
4.5
8.0
4.3
8.0
9.9
8.0
4.2
8.0
8.5

第 5.4.3-5 図

建屋と埋戻部等との境界部の抽出結果（図中の番号は，第 5.4.3-4 表の建屋番号を示す）

1.0.2-122

第 5.4.3-4 表

埋戻部の沈下量算出結果（建屋）(1／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称

路面高

基礎
下端

※

地下
水位

アクセス
埋戻部の
掘削形式 ルートへの沈下量
影響T.P.+（m） T.P.+（m） T.P.+（m） 開削,土留 影響有：×
機械工作室用ボンベ庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
監視所
8.0
7.0
8.0
開削
○
消防自動車車庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
H2O2ボンベ庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
機械工作室
8.0
7.0
8.0
開削
○
屋内開閉所
8.0
7.0
8.0
開削
○
パトロール車車庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
主発電機用ガスボンベ庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
タービン建屋
8.0
-14.9
8.0
開削
○
原子炉建屋
8.0
-15.0
-15.0
開削
×
サービス建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
水電解装置建屋
8.0
6.8
8.0
開削
○
ベーラー建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
サンプルタンク室（R／W）
8.0
7.0
8.0
開削
○
ヘパフィルター室
8.0
7.0
8.0
開削
○
マイクロ無線機室
8.0
7.0
8.0
開削
○
モルタル混練建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
増強廃棄物処理建屋
8.0
-13.2
-13.2
土留
×
排気塔モニター室
8.0
7.0
8.0
開削
○
機器搬入口建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
地下排水上屋（東西）
8.0
7.0
8.0
開削
○
CO2ボンベ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
チェックポイント
8.0
7.0
8.0
開削
○
サービス建屋～チェックポイント歩道上屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
サービス建屋ボンベ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
所内ボイラー用ボンベ庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
擁壁①
8.0
7.0
8.0
開削
○
別館
8.0
7.0
8.0
開削
○
PR第二電気室
8.0
7.0
8.0
開削
○
給水処理建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
固体廃棄物貯蔵庫A棟
8.0
1.6
8.0
開削
×
固体廃棄物貯蔵庫B棟
8.0
2.6
8.0
開削
×
給水加熱器保管庫
5.0
4.0
5.0
開削
○
取水口電気室
8.0
7.0
8.0
開削
○
屋外第二電気室
8.0
7.0
8.0
開削
○
補修装置等保管倉庫
8.0
6.9
8.0
開削
○
プロパンガスボンベ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
機材倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
No.1保修用油倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
No.2保修用油倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
固体廃棄物作業建屋
8.0
5.0
8.0
土留
×
緊急時対策室建屋
8.0
4.0
8.0
土留
×
事務本館
8.0
7.0
8.0
開削
○
原子炉建屋（東Ⅰ）
8.0
-11.1
8.0
開削
○
タービンホール（東Ⅰ）
8.0
0.6
8.0
開削
○
サービス建屋（東Ⅰ）
8.0
6.6
8.0
開削
○
燃料倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
工具倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
固化処理建屋
8.0
6.7
8.0
開削
○
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
8.0
2.0
8.0
開削
×
放射性廃液処理施設
8.0
4.0
8.0
開削
○
地下タンク上屋（東）
8.0
7.0
8.0
開削
○
地下タンク上屋（西）
8.0
7.0
8.0
開削
○
使用済燃料貯蔵施設
8.0
6.1
8.0
開削
○
Hバンカー
8.0
6.1
8.0
開削
○
黒鉛スリーブ貯蔵庫
8.0
6.1
8.0
開削
○
燃料スプリッタ貯蔵庫
8.0
6.1
8.0
開削
○
低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
保修機材倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
ボーリングコア倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
ランドリー建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
再利用物品置場テントNo.4
8.0
7.0
8.0
開削
○
再利用物品置場テントNo.5
8.0
7.0
8.0
開削
○
再利用物品置場テントNo.6
8.0
7.0
8.0
開削
○
ボイラー上屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
使用済燃料乾式貯蔵建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
非常用ディーゼルポンプ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
※ 基礎下端高さは，基礎高さ1m未満の建屋は，基礎高さを１ｍとする。

1.0.2-123

（cm）
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
23.0
－
－
－
－
－
－
－
21.2
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
14.7
12.5
－
－
－
－
－
－
－
－
6.9
9.2
－
－
－
－
－
－
－
13.8
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

第 5.4.3-4 表

埋戻部の沈下量算出結果（建屋）(2／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No
69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
A
B
C
D
E
F
G
H
I
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V

アクセス
埋戻部の
掘削形式 ルートへの
名称
沈下量
影響
T.P.+（m） T.P.+（m） T.P.+（m） 開削,土留 影響有：× （cm）
C.W.P制御盤室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
油倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
配電設備室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
水処理倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
資料2号倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
資料5号倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
資料4号倉庫
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
擁壁②
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
常設代替高圧電源装置
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
排水処理建屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
送水ポンプ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
受水槽量水器小屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
加圧式空気圧縮機小屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
飲料水ポンプ室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
空気圧縮機室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
ホットワークショップ
8.0
5.0
8.0
開削
○
－
屋外タンク上屋
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
飲料水次亜鉛滅菌装置室
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
緊急時対策所建屋
23.0
22.0
23.0
開削
○
－
原子力館
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
正門監視所
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
放管センター
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
275kV送電鉄塔（No.1）
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
20.0
19.0
20.0
開削
○
－
154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
多目的タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
純水貯蔵タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
ろ過水貯蔵タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
原水タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
溶融炉苛性ソーダタンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
溶融炉アンモニアタンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
主変圧器
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
所内変圧器
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
起動変圧器
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
予備変圧器
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
増強廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
排気筒（東二）
8.0
4.5
8.0
土留
○
－
排気筒（東Ⅰ）
8.0
4.5
8.0
開削
○
－
No.1所内トランスN2タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
No.1主トランスN2タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
No.2主トランスN2タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
No.2所内トランスN2タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
600t純水タンク
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
※ 基礎下端高さは，基礎高さ1m未満の建屋は，基礎高さを１ｍとする。
路面高

基礎
下端

1.0.2-124

地下水位

ｃ．評価結果
評価対象とする地山と埋戻部との境界部の評価結果（地中埋設構造物）
を第 5.4.3-5 表に，建屋設置に伴う掘削範囲図を第 5.4.3-6 図に，地山と埋戻部との境界部の評価結果（建屋）を第 5.4.3-6 表に示す。

第 5.4.3-5 表

地山と埋戻部との境界部の評価結果（地中埋設構造物）（1／2）

地中埋設
構造物

地山と埋戻部との境界部の評価結果

No.100,117 約 26 ㎝

No.100No.117

No.10011.1m
No.117
11.0m

放水路
評価結果

No.101
No.102
No.103・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，No.100 及び No.117
で約 26 ㎝の沈下が想定されるが，掘削ラインに応じて沈下するため地山と埋戻部の境界に段差はなく，可搬型設備の通行に影響はない。

約 15 ㎝
6.6m

放水管
路
評 ・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，約 15 ㎝の沈下が想価 定されるが，掘削ラインに応じて沈下するため地山と埋戻部
結 の境界に段差はなく，可搬型設備の通行に影響はない。
果・構造物と埋戻部との境界については 5.4.3(2)の評価結果による。
・地中埋設構造物の損壊については，第 5.4.3-7 表の評価結果による。
1.0.2-125

第 5.4.3-5 表

地山と埋戻部との境界部の評価結果（地中埋設構造物）（2／2）

地中埋設
構造物

地山と埋戻部との境界部の評価結果

約 16 ㎝

段差約 16 ㎝
7.0m

No.116

土留め壁

補器冷却
水管路

評価結果

・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，約 16 ㎝の沈下及び段差発生が想定されるため，路盤補強の対象として抽出する。

約 36 ㎝

段差約 22 ㎝

No.118
15.7m

復水器冷
却用取水
路(東Ⅰ)

土留め壁

評価結果

・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，約 36 ㎝の沈下が想定され，掘削ラインに応じて沈下する範囲と，土留め壁施工箇所は約 22 ㎝の段差発生が想定されるため，路盤補強の対象として抽出する。

・構造物と埋戻部との境界については 5.4.3(2)の評価結果による。
・地中埋設構造物の損壊については，第 5.4.3-7 表の評価結果による。

1.0.2-126

第 5.4.3-6 図

建屋設置に伴う掘削範囲図

1.0.2-127

第 5.4.3-6 表

地山と埋戻部との境界部の評価結果（建屋）建屋

地山と埋戻部との境界部の評価結果

原子炉建屋
約 23 ㎝
23.0m

No.11
原子炉
建屋

アクセスルート

評価結果

・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，アクセスルート縦断方向に約 23 ㎝の沈下が想定されるが，掘削ラインに応じて沈下するため地山と埋戻部の境界に段差はなく，縦断勾配も1.0%未満であり，可搬型設備の通行に影響はない。

9.0m
段差発生後 7.0m●

2.0m
約 21 ㎝No.19
段差約 21 ㎝
21.2m

増強廃
棄物処
理建屋

土留め壁

評
価
結
果

アクセスルート（横断図）

・埋戻部のみ沈下すると仮定した場合，土留め壁施工箇所は
約 21 ㎝の段差発生が想定されるが，通行に必要な道幅（7m）は確保されるため，可搬型設備の通行に影響はない。

1.0.2-128(4)側方流動による沈下

ａ．評価方法
側方流動による影響は,道路橋示方書・同解説Ⅴ耐震設計編（平成 14
年 3 月）より，水際線から概ね 100m 程度の範囲とされていることから,
海岸線より概ね 100m の範囲のアクセスルートを側方流動による影響の評価対象とする。
側方流動の評価範囲を第 5.4.3-7 図に示す。

1.0.2-129

第 5.4.3-7 図

側方流動の評価範囲（1／2）

1.0.2-130

Ａ－Ａ断面

0

50m

Ｂ－Ｂ断面

0

50m

Ｃ－Ｃ断面
凡例

0

第 5.4.3-7 図

50m

側方流動の評価範囲（2／2）

1.0.2-131

ｂ．評価結果
評価範囲のアクセスルート（取水構造物西側のアクセスルート）の東側は,鉄筋コンクリート防潮壁，鋼製防護壁または取水構造物が設置されており,護岸背面の地盤改良を行うことから，側方流動は発生しないと考えられるが,当該アクセスルートは T.P.＋8m エリアと T.P.＋3m エリアの境となる斜面の法肩付近に位置するため，地震時の地盤変状が想定され，復旧に時間を要することから，当該アクセスルートは地震時には使用しないものとする。
鉄筋コンクリート防潮壁は，水際線に並行する岩盤に支持された地中連続壁基礎が設置されることから，本防潮壁の西側は側方流動は発生しない。
万一，側方流動の影響が想定範囲外に及んだ場合でも，南側鉄筋コン
クリート防潮壁の南西側ルートについては，道幅が十分広い（約 11m）
ことから，可搬型設備の通行に影響はない。（別紙（15）参照）

1.0.2-132

【（7）地中埋設構造物の損壊】
地中埋設構造物の損壊による道路面への影響については，以下の条件に該当する地中埋設構造物を評価対象とする。
条件①：耐震性が十分ではない内空部が 15cm 以上のコンクリート構造物（鋼管は地震により潰れることは考え難いため，評価対象から除外する）
なお，アクセスルート上の地中埋設構造物については，図面確認やプラ
ントウォークダウンにより確認した。
評価結果を第 5.4.3-7 表に示す。
上記の条件に該当する地中埋設構造物については，段差緩和対策，または，構造物内に予め土のうを敷き詰める等の対策の対象として抽出する。

1.0.2-133

第 5.4.3-7 表

構造物損壊評価の抽出結果（1／2）：損壊評価対象構造物

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
変圧器排油管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
一般排水
一般排水
旧消火配管
旧消火配管
消火配管
旧消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
旧ろ過水配管
旧ろ過水配管
ろ過水配管
R/B,D/Gストームドレン配管
T/Bストームドレン配管
排水配管
排水配管
排水配管
旧RHRS配管
OG管
OG管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
MUW配管
旧DGSW管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水枡

構造物の分類
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物

1.0.2-134

条件①
コンクリート構造物
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○

第 5.4.3-7 表

構造物損壊評価の抽出結果（2／2）：損壊評価対象構造物

No

名称

構造物の分類

69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98
99
100
101
102
103
104
105
106
107
108
109
110
111
112
113
114
115
116
117
118
119
120
121
122
123
124
125
126
127
128
129
130
131
132
133
134
135
136
137

原水系，消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
油系トレンチ排水枡
電線管トレンチ
ろ過水系トレンチ
消火系トレンチ
海水系トレンチ
消火系トレンチ
消火系トレンチ
電線管トレンチ
消火系トレンチ
排水枡
排水枡
補助蒸気系トレンチ
原水系トレンチ
排水枡
ろ過水系トレンチ
排水溝
起動変圧器洞道
主変圧器洞道
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
補機冷却水管路
放水路
放水管路
放水管路
放水管路
補機冷却水管路
非常用冷却水路
非常用冷却水路
電力ケーブル暗渠
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
電力ケーブル管路
電力ケーブル管路
取水管路
取水管路
取水管路
電力ケーブル管路
補機冷却水管路
放水路
復水器冷却用取水路（東Ⅰ）
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
一般排水路
予備変圧器洞道
蒸気系配管
電線管路
電線管路
非常用冷却水管路
非常用冷却水管路
OGC管
一般排水
一般排水
一般排水
OG管
MUW配管
旧DGSW管コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管

1.0.2-135

条件①
コンクリート構造物
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

アクセスルートの路盤補強等の実施対象は,以下の①～④のいずれかの条件に該当し，かつ，⑤の条件に該当する箇所とする。
整理結果を第 5.4.3-8 表，第 5.4.3-9 表に，路盤補強等の実施箇所を
第 5.4.3-8 図及び補足説明資料（7）に，路盤補強のイメージを第 5.4.3-9図に示す。（別紙（42）参照）
なお，整理結果については，追而とする。
条件①

不等沈下により 15cm 以上の段差発生が想定される埋設物（第5.4.3-1 表より）

条件②

液状化により 15cm 以上の浮き上がりが想定される埋設物（第5.4.3-2 表より）

条件③

地山と埋戻部との境界部において車両の通行に影響がある埋設物及び建屋周辺箇所（第 5.4.3-5 表，第 5.4.3-6 表より）

条件④

地中埋設物の損壊により 15cm 以上の段差発生が想定される埋設物（第 5.4.3-7 表より）

条件⑤

地震時に車両通行を想定するルート（緊急時対策所から保管場
所・取水箇所を経て接続口までのルート，第 5.5.1-1 図から第5.5.1-5 図参照）上の箇所

なお，新規に設置する施設により 15cm 以上の段差発生が想定される箇所については，路盤補強等の事前対策を行うものとする。

1.0.2-136

第 5.4.3-8 表

路盤補強等の対象構造物（1／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

条件①
条件②
条件③
液状化により
不等沈下
地山と埋戻部
No
名称
15cm以上
により
の境界で
浮き上がり
15cm以上通行影響あり発生
段差発生－
1 変圧器排油管－－－
2 電線管路－－－3 電線管路○－－4 電線管路○－－5 電線管路○－－6 電線管路○－－7 電線管路－－－8 電線管路－－－9 電線管路－－－10 電線管路－－－
11 電線管路－－－
12 電線管路－－－
13 電線管路－－－
14 電線管路－－－
15 電線管路－－－
16 電線管路－－－
17 電線管路－－－
18 電線管路－－－
19 電線管路－－－
20 電線管路－－－
21 電線管路－－－
22 電線管路－－－
23 電線管路－－－
24 電線管路－－－
25 電線管路－－－
26 電線管路－－－
27 電線管路－－－
28 電線管路－－－
29 電線管路－－－30 一般排水○－－31 一般排水○－－32 旧消火配管－－－
33 旧消火配管－－－
34 消火配管－－－35 旧消火配管－－－
36 ろ過水配管－－－
37 ろ過水配管－－－
38 ろ過水配管－－－
39 旧ろ過水配管－－－
40 旧ろ過水配管－－－
41 ろ過水配管－－－
42 R/B,D/Gストームドレン配管－－－
43 T/Bストームドレン配管－－－
44 排水配管－－－
45 排水配管－－－
46 排水配管－－－47 旧RHRS配管－－－
48 OG管
－－－49 OG管
－－－50 MUW配管－－－
51 MUW配管－－－
52 MUW配管－－－
53 MUW配管－－－
54 旧DGSW管－－－
55 ケーブル管路－－－
56 ケーブル管路－－－
57 ケーブル管路－－－
58 ケーブル管路－－－
59 ケーブル管路－－－
60 ケーブル管路－－－
61 ケーブル管路－－－
62 ケーブル管路－－－
63 ケーブル管路－－－
64 ケーブル管路－－－
65 ケーブル管路－－－
66 電気マンホール○－－
67 消火系トレンチ○－－
68 排水枡
○－－：条件に該当しない場合○：条件に該当する場 合

1.0.2-137

条件④
地中埋設物
損壊時に
15cm以上
段差発生
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○

条件⑤
地震時に
車両通行を
想定する
ルート
－
○
－
－
○
○
○
－
－
－
－
○
－
○
○
○
○
○
○
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
○
○
○
－
○
○
－
○
○
○
○
○
－
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
○

第 5.4.3-8 表

路盤補強等の対象構造物（2／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

条件②
条件③
条件①
液状化により
不等沈下
地山と埋戻部
15cm以上
により
No
名称
の境界で
浮き上がり
15cm以上通行影響あり発生
段差発生－
69 原水系，消火系トレンチ○－－
70 消火系トレンチ○－－
71 電線管トレンチ○－－
72 油系トレンチ○－－
73 排水枡
○－74 電線管トレンチ○－－－
75 ろ過水系トレンチ○－－
76 消火系トレンチ○－－
77 海水系トレンチ○－－
78 消火系トレンチ○－
79 消火系トレンチ○－－－
80 電線管トレンチ○－－
81 消火系トレンチ○－－
82 排水枡
○－－83 排水枡
○－－84 補助蒸気系トレンチ○－－
85 原水系トレンチ○－－
86 排水枡
－－－87 ろ過水系トレンチ○－
88 排水溝○－－－89 起動変圧器洞道○－－
90 主変圧器洞道○－－
91 非常用冷却水管路○－－
92 非常用冷却水管路○－
93 電力ケーブル管路－－－－
94 電力ケーブル管路－－－
95 電力ケーブル管路－－－
96 取水管路○－－
97 取水管路○－
98 取水管路○－－－
99 補機冷却水管路○－
100 放水路○－－－101 放水管路○－－
102 放水管路○－
103 放水管路○－－－
104 補機冷却水管路○－－
105 非常用冷却水路○－－
106 非常用冷却水路○－
107 電力ケーブル暗渠○－－－
108 非常用冷却水管路－－－
109 非常用冷却水管路－－－
110 電力ケーブル管路－－－
111 電力ケーブル管路－－－
112 取水管路○－－
113 取水管路○－－
114 取水管路○－－
115 電力ケーブル管路－－
116 補機冷却水管路○○－－
117 放水路○－○118 復水器冷却用取水路（東Ⅰ）－○－
119 一般排水路○－－
120 一般排水路－－－
121 一般排水路○－
122 一般排水路○－－－
123 一般排水路○－－
124 一般排水路○－－
125 予備変圧器洞道－－－
126 蒸気系配管－－－
127 電線管路－－
128 電線管路－－－－
129 非常用冷却水管路○－－
130 非常用冷却水管路○－
131 OGC管－－－－132 一般排水－－－
133 一般排水－－
134 一般排水－－－－
135 OG管○－－136 MUW配管○－
137 旧DGSW管－－－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2-138

条件④
地中埋設物
損壊時に
15cm以上
段差発生
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

条件⑤
地震時に
車両通行を
想定する
ルート
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
○
○
○
－
○
○
○
－
－
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
－
－
○
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

第 5.4.3-9 表

路盤補強の対象建屋（1／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

No

条件③

名称

地山と埋戻部の境界で通行影響あり
1 機械工作室用ボンベ庫
－
2 監視所
－
3 消防自動車車庫－
4 H2O2ボンベ庫－
5 機械工作室－
6 屋内開閉所－
7 パトロール車車庫－
8 H2CO2ガスボンベ貯蔵庫－
9 主発電機用ガスボンベ庫－
10 タービン建屋－
11 原子炉建屋－
12 サービス建屋－
13 水電解装置建屋－
14 ベーラー建屋－
15 サンプルタンク室（R／W）－
16 ヘパフィルター室－
17 マイクロ無線機室－
18 モルタル混練建屋－
19 増強廃棄物処理建屋－
20 排気塔モニター室－
21 機器搬入口建屋－
22 地下排水上屋（東西）－23 CO2ボンベ室－
24 チェックポイント－
25 サービス建屋～チェックポイント歩道上屋－
26 サービス建屋ボンベ室－
27 所内ボイラー用ボンベ庫－
28 擁壁①－
29 別館－
30 PR第二電気室－
31 給水処理建屋－
32 固体廃棄物貯蔵庫A棟－
33 固体廃棄物貯蔵庫B棟－
34 給水加熱器保管庫－
35 取水口電気室－
36 屋外第二電気室－
37 補修装置等保管倉庫－
38 プロパンガスボンベ室－
39 機材倉庫－40 No.1保修用油倉庫－
41 No.2保修用油倉庫－
42 固体廃棄物作業建屋－
43 緊急時対策室建屋－
44 事務本館－
45 原子炉建屋（東Ⅰ）－
46 タービンホール（東Ⅰ）－
47 サービス建屋（東Ⅰ）－
48 燃料倉庫－
49 工具倉庫－50 固化処理建屋－
51 サイトバンカー建屋（東Ⅰ）－
52 放射性廃液処理施設－
53 地下タンク上屋（東）－54 地下タンク上屋（西）－55 使用済燃料貯蔵施設－
56 Hバンカー－
57 黒鉛スリーブ貯蔵庫－
58 燃料スプリッタ貯蔵庫－
59 低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫－
60 保修機材倉庫－
61 ボーリングコア倉庫－
62 ランドリー建屋－
63 再利用物品置場テントNo.4－
64 再利用物品置場テントNo.5－
65 再利用物品置場テントNo.6－
66 ボイラー上屋－
67 使用済燃料乾式貯蔵建屋－
68 非常用ディーゼルポンプ室－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2-139

第 5.4.3-9 表

路盤補強の対象建屋（2／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

No

条件③

名称

地山と埋戻部の境界で通行影響あり
69 C.W.P制御盤室－
70 油倉庫－71 配電設備室－
72 水処理倉庫－
73 資料2号倉庫－
74 資料5号倉庫－
75 資料4号倉庫－
76 擁壁②－77 常設代替高圧電源装置－
78 排水処理建屋－
79 送水ポンプ室－
80 受水槽量水器小屋－
81 加圧式空気圧縮機小屋－
82 飲料水ポンプ室－
83 空気圧縮機室－
84 ホットワークショップ－
85 屋外タンク上屋－
86 飲料水次亜鉛滅菌装置室－
87 緊急時対策所建屋－
88 原子力館－
89 正門監視所－
90 放管センター－
A 275kV送電鉄塔（No.1）－
B 154kV・66kV送電鉄塔（No.6）－
C 154kV・66kV送電鉄塔（No.7）－
D 154kV・66kV送電鉄塔（No.8）－
E 多目的タンク－
F 純水貯蔵タンク－
G ろ過水貯蔵タンク－
H 原水タンク－I 溶融炉苛性ソーダタンク－
J 溶融炉アンモニアタンク－
K 主変圧器
－L 所内変圧器－
M 起動変圧器－
N 予備変圧器－
O 増強廃棄物処理建屋 換気空調ダクト－
P 排気筒（東二）－Q 排気筒（東Ⅰ）－R No.1所内トランスN2タンク－
S No.1主トランスN2タンク－
T No.2主トランスN2タンク－
U No.2所内トランスN2タンク－
V 600t純水タンク－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2-140

第 5.4.3-8 図

アクセスルート及び路盤補強等実施箇所

1.0.2-141

アスファルト舗装
補強材

鉄筋コンクリート
床板等

構造物
Ｈ鋼桁

鋼管杭
構造物

No.118 復水器冷却用取水路の路盤補強イメージ

第 5.4.3-9 図

路盤補強のイメージ

屋外アクセスルートの評価結果より，第 2.5.2-3 図に示した基準地震動ＳＳの影響を受けないルート並びに第 2.5.2-4 図に示した基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルートは，周辺構造物の倒壊・損壊による影響がないこと，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響がないこと，及び沈下等に対する影響については事前対策を実施することにより可搬型設
備の通行性が確保できることを確認した。
別紙（38）を踏まえ，敷地の地質・地質構造に関する特徴から想定されるリスクについて検討した。a.重要施設設置において大規模な掘削・埋戻による地山と埋戻部の不等沈下については，前述の(3)「地山と埋戻部との境界部の評価」にて個別箇所の影響を評価した。b.砂質地盤に液状化を仮定する
1.0.2-142

と噴砂によるアクセスルートの不陸が生じるが，避ける又は復旧作業を行う
ため，通行へのリスクは小さいと評価した。c.岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化による沈下量の場所的な変化については，岩盤上限面の傾斜が 1:1 以下であり，堆積層全層が沈下したとしても地表面の傾斜は 2%未満となり，当該箇所のアクセスルートにこの傾斜を考慮しても勾配は登坂可能な勾配 12%を下回ることから，通行への影響はない。d.岩盤深度の急変部付近の第四系の地層構成の変化により沈下量が場所的に変化するものの，変化が比較的大き
い取水構造物西側付近の領域においても想定される傾斜は 4%程度であることから,通行への影響はない。また，堆積層厚の変化及び地層構成の変化を保守的に重ね合わせても 6%程度であり，通行への影響はない。
さらに，事前対策として，使用するアクセスルートの確実性を高めるために，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート並びに基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルートに対して路盤補強を実施（保管場所内ルート含む）する。
また，万一，想定を上回る沈下，浮き上がり，陥没が発生し,通行に支障のある段差が生じた場合に備えて,段差を応急的に復旧する作業ができるよう資材（土のう等）を保管場所またはアクセスルート近傍に配備する。なお，
土のうによる段差復旧の訓練を実施し,車両が通行できることを確認している。（別紙（20），（21）参照）

1.0.2-143

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価結果

5.5
5.5.1

地震時の復旧時間の評価結果

地震時におけるアクセスルートの選定は，西側及び南側保管場所のうち，要員の集合場所となる緊急時対策所から遠い南側保管場所，重大事故等発生時の取水箇所（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）を経て，各接続箇所までの以下の複数ルートを選定し，各ルートの時間評価を行う。
・地震の影響を受けないルート（第 5.5.1-1 図）・（1）～（7）の被害想定結果を踏まえ，地震時に発生するがれき等の復旧を行うルート（第 5.5.1-2 図から第 5.5.1-5 図）
また，地震時の被害想定の一覧を別紙（22）に示す。

第 5.5.1-1 図 緊急時対策所～西側淡水貯水設備～高所接続口（東側／西側）
及び緊急時対策所～代替淡水貯槽～西側接続口までのアクセスルート概要

1.0.2-144

第 5.5.1-2 図

緊急時対策所～代替淡水貯槽～東側接続口，西側接続口までのアクセスルート概要

第 5.5.1-3 図

緊急時対策所～西側淡水貯水設備～
代替淡水貯槽までのアクセスルート概要
1.0.2-145

第 5.5.1-4 図

緊急時対策所～西側接続口（可搬型窒素供給装置接続口）
までのアクセスルート概要

第 5.5.1-5 図

緊急時対策所～東側接続口（可搬型窒素供給装置接続口）
までのアクセスルート概要
1.0.2-146

(1)

復旧方法
地震時に発生するがれきや崩壊土砂について，アクセスルートの復旧方法を以下に示す。また，第 5.5.1-6 図に崩壊土砂撤去の考え方を示す。
ａ．がれき撤去
アクセスルート上の構造物倒壊によるがれきが堆積している箇所については，ホイールローダを用いてがれきをルート外へ押出しすることによりルートを復旧する。（別紙（20），（23），補足説明資料（3）参照）

ｂ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上の崩壊土砂が堆積している箇所については，ホイー
ルローダを用いて土砂をルート外へ押出しすることによりルートを復旧する。（別紙（20），（23），(24)，補足説明資料（3）参照）
復旧道路の条件は以下のとおり。
・アクセスルートとして必要な幅員を確保する。（別紙（15）参照）
・切土法面勾配は文献を参考に 1：1.0 とする。
（ 第 5.5.1-6 図，第 5.5.1-7
図参照）

1.0.2-147

【凡例】
アクセスルート
復旧するアクセスルート
崩壊土砂到達範囲
T.P.＋11m エリア崩壊方向

Ａ’ Ａ

6.0
T.P.11m
H

3.0

撤去範囲

T.P.8m

6.0
2H

Ａ－Ａ’ 断面

第 5.5.1-6 図

崩壊土砂撤去の考え方

崩壊後の土砂

復旧道路
3.0m

2.0m
1:1.0
アクセスルート※自然地山ではないものの，掘削規模（高さ約 1m）を考慮し，「平成 21 年 6 月 道路土工切
土工・斜面安定工指針（社団法人日本道路協会）」における法高 5m 以下の砂質土を参考に
1:1.0 とした。

第 5.5.1-7 図

仮復旧方法のイメージ（拡大図）

1.0.2-148

(2)復旧時間評価ａ．がれき撤去
アクセスルート上のがれき堆積箇所の復旧時間については，各建屋のがれき量を算出し，ホイールローダの標準仕様を参考に算出した。
（別紙（23）参照）

ｂ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上の崩壊土砂堆積箇所の復旧時間については，崩壊形
状に応じて対象とする土砂を算出し，ホイールローダの作業量を参考に算出した。（別紙（23）参照）(3)

アクセスルートの復旧に要する時間の評価
ａ．がれき及び崩壊土砂撤去
アクセスルートの復旧に要する時間は，被害想定をもとに，構内の移動速度や倒壊した構造物のがれき撤去及び崩壊土砂の撤去に要する時間等を考慮し，設定した全てのアクセスルートについて算出する

ｂ．条件
・ホイールローダ等の可搬型設備の移動速度は，通常走行時：10km／h，がれき撤去時：30 秒／12m（別紙（23）参照），人員（徒歩）の移動速
度は 4km／h とする。
・アクセスルート確保要員は，緊急時対策所に集合し，復旧作業を開始する。
・アクセスルート確保要員は，緊急時対策所から保管場所へ向かい，ホイールローダを操作しがれき撤去を実施する。
1.0.2-149

ｃ．評価
地震によるがれき等の影響を受けないアクセスルートは重機等による復旧を必要としない。（第 5.5.1-8 図，第 5.5.1-9 図，第 5.5.1-12 図，
第 5.5.1-14 図，第 5.5.1-16 図）
また，地震時に発生するがれき等の復旧を行うルートについて，各ア
クセスルートの復旧時間を評価した。（第 5.5.1-10 図，第 5.5.1-11 図，
第 5.5.1-13 図，第 5.5.1-15 図，第 5.5.1-17 図）
合わせて，除雪時間については別紙（3），降灰除去時間については別紙（4），崩壊土砂の復旧計画を別紙（24）に示す。

区間

項目

対象

距離
（約 m）

がれき撤去なし

第 5.5.1-8 図

設定したＡルート及び復旧時間
1.0.2-150

所要時間
（分）

累積
（分）

区間

項目

対象

距離
（約 m）

がれき撤去なし

第 5.5.1-9 図

設定したＢルート及び復旧時間

1.0.2-151

所要時間
（分）

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）②→③

第 5.5.1-10 図

距離
（約 m）
216
1008

所要時間
（分）
4
7
2

設定したＣルート及び復旧時間

1.0.2-152

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

①→②
②→③

徒歩移動
重機移動
重機移動
がれき撤去（A）
がれき撤去（B）
がれき撤去（C）
がれき撤去（D）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
代替淡水貯槽→東側接続口
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ室
モルタル混錬建屋③→④

第 5.5.1-11 図

距離
（約 m）
216
489

542

所要時間
（分）
4
4
4
2
3
2
1

設定したＤルート及び復旧時間

1.0.2-153

累積
（分）
4
8
12
16
19
21
22

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1-12 図

設定したＥルート及び復旧時間

1.0.2-154

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）②→③

第 5.5.1-13 図

距離
（約 m）
216
1008

設定したＦルート及び復旧時間

1.0.2-155

所要時間
（分）
4
7
2

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1-14 図

設定したＧルート及び復旧時間

1.0.2-156

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→西側接続口
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）②→③

第 5.5.1-15 図

距離
（約 m）
216
1074

所要時間
（分）
4
7
2

設定したＨルート及び復旧時間

1.0.2-157

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）
がれき撤去（B）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→東側接続口
サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
モルタル混錬建屋②→③

第 5.5.1-16 図

距離
（約 m）
216
1031

所要時間
（分）
4
7
2
1

設定したＩルート及び復旧時間

1.0.2-158

累積
（分）
4
11
13
14

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所→南側保管場所
南側保管場所→東側接続口
モルタル混錬建屋②→③

第 5.5.1-17 図

5.5.2

距離
（約 m）
216
1092

所要時間
（分）
4
7
1

累積
（分）
4
11
12

設定した J ルート及び復旧時間

津波時の復旧時間の評価結果
敷地遡上津波時におけるアクセスルートについては，敷地西側に西側
淡水貯水設備，高所東側接続口及び高所西側接続口を設置し，敷地遡上
津波の影響を受けないルートが選定できることから，復旧に要する時間の評価は不要である。
第 5.5.2-1 図にアクセスルート概要図を示す。
また，敷地遡上津波時の重大事故等対応において選定するアクセスルート（緊急時対策所～保管場所～西側淡水貯水設備～高所西側接続口）
1.0.2-159

が津波による影響を受けないことを津波遡上解析の結果により確認している。
第 5.5.2-2 図に敷地遡上津波時の最大浸水深分布を示す。

第 5.5.2-1 図

緊急時対策所～西側淡水貯水設備～高所接続口（東側／西側）
アクセスルート概要

1.0.2-160

第 5.5.2-2 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2-161

5.6

屋外作業の成立性「重大事故等対策の有効性評価」における重要事故シーケンスでの時間評

価を行う必要のある屋外作業について，外部起因事象に対する影響を評価した結果，以下のとおり作業は可能であることを確認した。
なお，可搬型設備の保管場所及び屋外アクセスルート等の点検状況について別紙(25)，敷地内の他設備との同時被災時におけるアクセスルートへの影
響を別紙(26)に示す。
(1)

屋外アクセスルートへの影響
ａ．屋外アクセスルートの確認
敷地内に配置している周辺監視カメラ等により，アクセスルート等の状況を確認した災害対策要員から報告を受けた災害対策本部の現場統括
当番者は，通行可能なアクセスルートの状況を災害対策本部内に周知する。
要員からの報告後，影響を受けない優先ルートの状況を踏まえて速やかにアクセスルート選択の判断を行うため，作業の成立性への影響はない。
地震発生時や津波発生時において，影響を受けないアクセスルート以
外に通行が困難となる箇所がある場合は，がれき等の撤去や応急復旧の優先順位を考慮の上，アクセスルート確保要員へ指示及び発電長へ連絡する。
ｂ．屋外アクセスルートの復旧
アクセスルートは幅員が約 5m から 10m の道路であり，地震，敷地遡上
津波の影響を受けないアクセスルートについては，復旧は不要である。
また，地震時におけるアクセスルートの被害想定の結果，地震に伴い発生するがれき等はホイールローダ等の重機により撤去を行うことで，
1.0.2-162

可搬型設備の運搬等，重大事故等対処が確実に実施できるアクセスルー
トを確保可能である。
なお，アクセスルート上に地震に伴い発生したがれきが堆積した場合でも，最大約 20 分で被害想定箇所の復旧は可能である。
ｃ．車両の通行性
アクセスルートは幅員が約 5m から 10m の道路であり，地震，敷地遡上
津波の影響を受けないアクセスルートについては，車両の通行性に影響はない。また，地震時におけるアクセスルートの被害想定の結果，地震に伴い発生するがれき等はホイールローダ等の重機により撤去を行うことで，可搬型設備の運搬等，重大事故等対処が確実に実施できるアクセ
スルートが確保可能であることから，車両の通行性に影響はない。
アクセスルートの復旧作業を実施した場合は，必要な幅員を復旧する
ため復旧箇所は片側通行となるが，可搬型設備は設置場所に移動する際の往路のみとなるため，車両の通行性に影響はない。
タンクローリは可搬型設備へ給油するために可搬型設備の設置場所と保管場所近傍の可搬型設備用軽油タンクを往復するが，アクセスルートの復旧後に移動することから，車両の通行性に影響はない。
なお，アクセスルート復旧後の道路の状況は，液状化による不等沈下等を考慮してあらかじめ路盤補強等の対策を実施することから，15cm を上回る段差の発生はないと想定しているが，万一，想定を上回る沈下量が発生したとしても土のう等による仮復旧を実施し，車両が徐行運転をすることでアクセスは可能である。（別紙（21）参照）
重大事故等対応のためのホース又はケーブルを敷設した場合でも，ホース又はケーブルを敷設していないルートを通行可能であることから，車両の通行性に影響はない。
1.0.2-163

なお，ホースブリッジを設置する場合は，ホース敷設完了後のアクセス性を考慮し，作業完了後の要員にて実施するため有効性評価上の作業時間に影響を与えるものではない。（別紙（27）参照）
ｄ．作業環境
現場での作業を安全に実施するため事故時の作業環境について，あらかじめ想定しておくことが重要である。災害対策要員は，アクセスルー
ト復旧後における可搬型設備の設置，ホース又はケーブルの敷設等の作業の実施に当たって，現場の安全確認を考慮し作業を実施する。また，現場の作業環境が悪化（照明の喪失，騒音，放射線量の上昇等）しても作業を可能とするための装備として，ヘッドライト，LED ライト，耳栓，
放射線防護具を携帯する。（補足説明資料（4）参照）
ｅ．現場における操作性
緊急時での対応作業を円滑に進めるため十分な作業スペースが確保されていることが重要である。作業スペース確保のため，操作場所近傍に不要な物品等を保管しないこととする。また，現場操作に対し工具を必要とするものは可搬型設備の保管場所に保管又は可搬型設備に車載する。
操作に対し知識・訓練を必要とするものについては，教育・訓練により必要な力量を確保する。
(2)

アクセスルート通行時における通信手段及び照明の確保
重大事故等対応要員から災害対策本部への報告，災害対策本部から重大事故等対応要員への指示は，通常の連絡手段（ページング及び電力保安通
信用電話設備）が使用できない場合でも，無線連絡設備，衛星電話設備等の通信手段にて実施することが可能であり，屋外作業への影響はない。
夜間における屋外アクセスルート通行時には，ホイールローダ等の重機・車両に搭載されている照明，ヘッドライト，LED ライト等を使用する
1.0.2-164

ことが可能であり，屋外作業への影響はない。（別紙（28），（29）参照）(3)

作業の成立性
地震，敷地遡上津波時に重大事故等対処を実施するための屋外アクセス
ルートは，地震及び敷地遡上津波の影響を受けないルートが確保でき，かつ，ホイールローダ等の重機によるがれき等の撤去を行うことでも確保可能であり，第 5.6-1 表に示すとおり，有効性評価の想定時間が最も厳しい
重要事故シーケンスの要求時間内での作業が可能である。
以下に重要事故シーケンスにおける可搬型設備を用いた屋外作業の成立性の評価条件を示す。
ａ．以下の屋外作業について成立すること。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起
動準備操作

(b)

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作(c)

タンクローリによる燃料補給準備(d)

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

ｂ．重要事故シーケンスにおける作業成立性を評価するルートは，屋外ア
クセスルート設定の方針，水源の優先度等を踏まえ，以下のとおりとする。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水（第 5.5.1-9 図）(b)

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への水源補給（第 5.5.1-12 図）
1.0.2-165

(c)タンクローリによる燃料補給準備
・可搬型設備用軽油タンク（南側保管場所近傍）(d)

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作
・西側接続口への可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作（第 5.5.1-14 図）

ｃ．作業の起点となる重大事故等対応要員の出発点は緊急時対策所とする。
なお，作業の起点前に必要となる以下の事項は成立性評価として作業時間に含める。
(a)

事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間（15 分）(b)

状況把握（5 分）

ｄ．可搬型設備は，緊急時対策所から離れている南側保管場所から出動する。
ｅ．地震に伴い発生するがれき等の影響を受ける可能性があっても人力によるホース敷設が可能な以下の箇所について，人力によるホース敷設
時間を成立性評価として作業時間に含める。
・増強廃棄物処理建屋換気空調ダクト上（注水用ホース敷設作業時間：
10 分，窒素供給用ホース敷設作業時間：15 分）
ｆ．地震に伴い発生するがれき等の影響を受けるルートは，ホイールロー
ダ等の重機により車両通行やホース敷設等に必要な幅員を確保する。

1.0.2-166

第 5.6-1 表

屋外作業の成立性評価結果
評価結果

作業名

評価
ルート ※１

アクセスルート
復旧時間①

作業時間
②

有効性評価
要求時間 ※４①＋②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作（南側保管場所～西側淡水貯水設備～高所西側接続
口）

Ｂルート

0分

160 分 ※２

3 時間 ※５

160 分 ※６○

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作（南側
保管場所～西側淡水貯水設
備～代替淡水貯槽）

Ｅルート

0分

180 分 ※２－

180 分 ※７○

タンクローリによる燃料補
給準備（南側保管場所～可－4.5 時間210 分 ※８○0分
90 分 ※３
搬型代替注水中型ポンプ設
置場所）
可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作
155 分 ※２
84 時間
155 分 ※９○Ｇルート
0分
（南側保管場所～西側接続口）※1：第 5.5.1-8 図から第 5.5.1-17 図に示したルートから評価ルートを選定※2：評価ルートにおいて可搬型設備を使用する作業時間で考慮する項目は以下のとおり
・出動準備時間（防護具着用，保管場所までの移動，車両等出動前確認）
・保管場所から水源までの移動時間（アクセスルート復旧と並行にて実施）
・水中ポンプ設置時間
・ホース敷設及び接続時間
・事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間及び状況把握時間※3：燃料補給準備で考慮する項目は以下のとおり
・防護具着用時間
・緊急時対策所から保管場所までの移動時間
・タンクローリ移動時間
・補給準備時間（可搬型設備用軽油タンク上蓋開放等）
・軽油タンクからタンクローリへの補給時間※4：重要事故シーケンスごとに有効性評価の要求時間が異なる場合には，最短の想定時間を記載※5：事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」おける事故シーケンスのうち「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」について，事故シーケンスグループ「全交流電源喪失」との従属性を考慮し，「2.3.3 全交流電源喪失（ＴＢＰ）」での操作所要時間内に完了することを確認する。
※6：高所東側接続口を使用する場合の合計時間は 170 分※7：西側淡水貯水設備からの別ルート（第 5.5.1-13 図（Ｆルート））を使用する場合の合計時間は
190 分※8：外部参集要員の参集時間（120 分）を含む※9：南側保管場所からの別ルートを使用する場合の合計時間は以下のとおり。
・第 5.5.1-15 図（Ｈルート）：155 分
・第 5.5.1-16 図（Ｉルート）：180 分
・第 5.5.1-17 図（Ｊルート）：180 分

1.0.2-167

屋内アクセスルートの評価

6.

屋内アクセスルートについては，重大事故等時に必要となる屋内での現場
操作場所までのアクセス性について，地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を評価し，アクセス可能であることを確認する。
また，外部起因事象として想定される津波のうち基準津波については，防潮堤が設置されているため，屋内アクセスルートは影響を受けない。敷地遡上津波については，屋内アクセスルートが設定されている原子炉建屋が水密化され，影響を受けない。
なお，地震津波以外の自然現象については，屋内アクセスルートの一部のルートは建屋屋上を通行することから，建屋屋上にアクセスする際は気象状
況等をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。例えば積雪時においては，必要に応じて除雪を実施することでアクセス性を確保する。

6.1

影響評価対象評価する屋内現場操作及び操作場所については，技術的能力1.1～1.19 で整備する重大事故等時において，期待する手順の屋内現場操作について，屋内アクセスルートに影響のおそれがある地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水について，現場操作ごとにその影響を評価する。
なお，機器等の起動失敗原因調査のためのアクセスルートについては，可能であれば，現場調査を実施する位置付けであることから，評価対象外とする。
技術的能力における対応手順で期待する屋内現場操作一覧を第6-1表に記す。また，屋内アクセスルートの設定について別紙（30） に記す。
また，重要事故シーケンスにおけるアクセスルートについて一覧を第6-2
表に，重要事故シーケンスごとのアクセスルート経路を第6-1図から第6-8図，
1.0.2-168

重要事故シーケンスにおける現場作業一覧について第6-3表，屋内作業の成立性評価結果を第6-4表に示す。

6.2

評価方法
屋内アクセスルートに影響を与えるおそれがある以下の事項について評価

する。
(1)

地震時の影響評価
重大事故等時の現場操作対象場所までのアクセスルートにおける周辺

施設の損傷，転倒及び落下等によってアクセス性への影響がないことを確認する。
具体的には，以下の観点で確認を実施する。
ａ．現場操作対象機器との離隔距離をとる等により，アクセス性に影響を与えないことを確認する。
ｂ．周辺に作業用ホイスト，レール，グレーチング，手すり等がある場
合，落下防止措置等により，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
ｃ．周辺に転倒する可能性のある常置品がある場合，固縛や転倒防止処置の実施により，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
ｄ．上部に照明器具がある場合，蛍光灯等の落下を想定しても，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
また，万一，周辺にある常置品が転倒した場合を考慮し，通行可能な
通路幅が確保できない常置品はあらかじめ移設・撤去等を行う。
なお，常置品，仮置き資機材の設置に対する運用，管理については，
社内規程に基づき実施する。
(2)

地震随伴火災の影響評価
1.0.2-169

屋内アクセスルート近傍の油内包又は水素内包機器について，地震により機器が転倒し，火災源とならないことを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙（31）に示す。
また，アクセスルート近傍のケーブルトレイ及び電源盤は，設置許可基準規則第八条「火災による損傷の防止」における火災防護対策を適用
し，火災発生時は自動起動又は中央制御室からの手動操作による固定式
消火設備を設置することから，消火は可能と考えられるが，速やかなア
クセスが困難な場合は，別ルートを優先して使用する。
(3)

地震による内部溢水の影響評価
屋内アクセスルートがある建屋のフロアについて，地震により溢水源となるタンク等の損壊に伴い，各フロアにおける最大溢水水位で歩行可
能な溢水高さであることを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙（32）に示す。

6.3

現場確認による評価
現場確認結果を別紙（33）に示す。現場ウォークダウンによる確認を実施し，地震発生時にアクセスルート近傍に設置している転倒する可能性のある常置品がある場合，固縛や転倒防止処置により，アクセス性に与える影響がないことを確認した。また，万一，周辺にある常置品が転倒した場合であっても，通行可能な通路幅があるか，通路幅がない場合は移設・撤去を行うため，アクセス性に与える影響がないことを確認した。
なお，仮置資機材は通行可能な通路幅が確保できるような配置とする。

6.4

屋内作業への影響について
(1)

作業環境
1.0.2-170

通常運転時，作業に伴い一時的に足場を構築する場合があるが，その場合は社内マニュアルに定める運用（足場材が地震等により崩れた場合にも扉の開操作に支障となることがないように離隔距離をとる等考慮して設置する等）により管理するとともに，屋内作業に当たっては，溢水
状況，空間放射線量，環境温度，薬品漏えい等，現場の状況に応じて人身安全を最優先に適切な放射線防護具や薬品防護具を選定した上で，ア
クセスルートを通行する。（別紙（36）参照）(2)

アクセスルート通行時における通信手段及び照明の確保
現場要員から中央制御室への報告，中央制御室から現場要員への指示

は，通常の連絡手段（ページング及び電力保安通信用電話設備）が使用できない場合でも，携帯型有線通話設備，無線連絡設備等の通信手段にて実施することが可能であり，屋内作業への影響はない。
電源喪失等により建屋内の通常照明が使用できない場合，要員は中央制御室等に配備しているヘッドライト，LED ライト等を使用することで，操作場所へのアクセス，操作が可能である。（別紙（28）参照）

6.5

作業の成立性
有効性評価における重要事故シーケンスで評価している屋内の現場作業について第 6-3 表に示すとおり，有効性評価における想定時間内に作業が実施できることを確認した。経路上の溢水を考慮し，仮に移動時間を 1.5倍とした場合であっても，有効性評価における事象発生からの作業開始想
定時間及びそれ以前の作業の状況を確認した結果，有効性評価想定時間内に作業が実施可能であることを確認した。
また，技術的能力1.1～1.19 の重大事故等時において期待する手順についても，地震随伴火災，地震随伴内部溢水を考慮しても屋内に設定したア
1.0.2-171

クセスルートを通行できることを確認した。その結果については，別紙（31），（32）に示す。

第 6-1 表技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（1／8）
該当
条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

高圧代 替注 水系による原子炉の冷却（高圧 代替 注水系の現場 操作 による
原子炉の冷却）

1.2（現場操作①）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－5］→（⑧階段Ｆ⑦）→［⑦－6］→（⑦階段Ｇ⑧）→［⑧－6］→（⑧階段Ｇ⑦）→[⑦－7]】（現場操作②）【中央制御室→ ※1 → (⑥階段Ｂ③)→[③－7]→（③階段Ｂ⑥）→（⑥
階段Ｅ⑦）→[⑦－7]

無重大事 故等 の進展抑制（ほう 酸水 注入系による進展抑制）1.2【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→［②－4］→［②
－5］】

無

有
③④

有

1.3

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－6]→［④－7］→［④－6]→［④－8］→［④－9］→［④－8］】

無

有
⑩⑪

有

（残留熱除去系注入弁（Ａ）隔離の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－4］】

無有⑪

有（残留熱除去系注入弁（Ｂ）隔離の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥梯子Ａ④）→［④－2］】

無

有
⑩⑪

有

対応手段

逃がし 安全 弁の作
動に必 要な 窒素喪
失時の減圧（高圧 窒素 ガス供給系（ 非常 用）による窒素確保）インタ ーフ ェイス
システ ムＬ ＯＣＡ
発生時の対応手順

火災源
の有無
※2

溢水源
の有無

有
有

1.3

※1

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-172

第 6-1 表
対応手段

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（2／8）
該当
条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の有無
※2

溢水源
の有無

（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した
場合）
有
原子炉 運転 中の低有無【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）⑪
圧代替注水→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④（低圧 代替 注水系
階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】
1.4（可搬 型） による（低圧炉心スプレイ系配 管を使用し原子炉 注水 （淡水
た場合）
有
／海水））
無
有
【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）⑩⑪→［④－3］→［④－5］】（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－1］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］有→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥
無無－3］→［⑥－1］→［⑥－20］→［⑥
原子炉 運転 停止中－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→の復旧［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）（残留熱除去系
1.4→［⑥－2］→［⑥－1］→［⑥－2］（原子 炉停 止時冷→［⑥－3］→［⑥－20］→［⑥－3］】
却系） 復旧 後の原
子炉除熱）（残留熱除去系（Ａ）の場合）
無無【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）
無→［⑧－4］】（残留熱除去系（Ｂ）の場合）
有【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）
無無→［⑧－3］】（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－1］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］有→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥
無無－3］→［⑥－1］→［⑥－20］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→
残留熱 除去 系（原［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）
子炉停止時冷却1.4→［⑥－2］→［⑥－1］→［⑥－2］系）に よる 原子炉→［⑥－3］→［⑥－20］→［⑥－3］】
除熱（残留熱除去系（Ａ）の場合）
無無【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）
無→［⑧－4］】（残留熱除去系（Ｂ）の場合）
有【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）
無無→［⑧－3］】※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-173

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（3／8）

対応手段
格納容 器圧 力逃がし装置 によ る格納容器内 の減 圧及び
除熱（フィ ルタ 装置ス
クラビング水移送）格納容 器圧 力逃がし装置 によ る格納容器内 の減 圧及び
除熱（フィ ルタ 装置ス
クラビ ング 水移送
ライン洗浄）【水源 が多 目的タ
ンクの場合】

格納容 器圧 力逃がし装置 の遠 隔人力
操作機 構に よる現
場操作

炉心の 著し い損傷防止す るた めの代
替格納 容器 スプレイ（代替 格納 容器ス
プレイ 冷却 系（可搬型） によ る格納容器内 の冷 却（淡水／海水））

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の有無
※2

該当
条文

屋内現場操作1.5【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

1.5【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

1.5（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 → [⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】

無（残留熱除去系（Ａ）を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→（④階段Ａ③）→［③－3］→［③－4］→［③－5］→［③－6］】

無有⑩

有（残留熱除去系（Ｂ）を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ⑤）→［⑤－2］→［⑤－1］→（⑤階段Ｂ⑥）→［⑥－11］→［⑥－10］】

無

無

有

無

無

有
⑱⑲

有
⑱⑲

溢水源
の有無

無

無

（共通）

有
⑫⑭⑮
⑯⑰⑳

無

1.6

※1

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-174

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（4／8）

対応手段
格納容 器圧 力逃がし装置 によ る格納容器内 の減 圧及び
除熱（格納 容器 圧力逃がし装 置に よる格
納容器 内の 減圧及び除熱）
格納容 器圧 力逃がし装置 によ る格納容器内 の減 圧及び
除熱（フィ ルタ 装置ス
クラビング水移送）【水源が多目的
タンクの場合】
格納容 器圧 力逃がし装置 によ る格納容器内 の減 圧及び
除熱（フィ ルタ 装置ス
クラビ ング 水移送
ライン洗浄）【水源 が多 目的タ
ンクの場合】

格納容 器圧 力逃がし装置 の遠 隔人力
操作機 構に よる現場操作

二次隔 離弁 操作室
空気ボ ンベ ユニッ
トによ る二 次隔離
弁操作室の正圧化

該当
条文

1.7

1.7

屋内現場操作（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

資機材の
転倒に
よる影響

無

無

無

火災源
の有無
※2
有
⑫⑭⑮
⑯⑰⑳

有
⑱⑲

有
⑱⑲

溢水源
の有無

無

無

無

1.7
【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

1.7（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】

1.7

二次隔離弁操作室空気ボ ンベユニッ
トによる二次隔離弁操作室の正圧化【二次隔離弁操作要員の操作であり,当該弁の近傍で行う作業のため，上欄の（S/C，D/W ベント共通）と同様】

※1

無

有
⑱⑲

無

（共通）

無

無

有
⑫⑭⑮
⑯⑰⑳

有
⑫⑭⑮
⑯⑰⑳

無

無

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-175

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（5／8）

対応手段

原子炉 圧力 容器への注水（低圧 代替 注水系（可搬 型） による
原子炉 圧力 容器への注水）

炉心の 著し い損傷が発生 した 場合の格納容 器水 素暴発防止（格納 容器 圧力逃がし装 置に よる格
納容器 内の 水素及び酸素の排出）該当条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の有無
※2

溢水源
の有無

（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した
場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】

無

有
⑩

有

（低圧炉心スプレイ系配 管を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－5］→［④－3］】

無

有
⑩⑪

有

（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

無

無

無

（西側接続口による使用 済燃料プー
ル注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ③）→［③－1］→（③階段Ａ①）→［①－1］】

無

無

無

（東側接続口による使用 済燃料プー
ル注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→［②－8］→（②階段Ｃ①）→［①－2］】

無

無

無

1.8

1.9

燃料プ ール 代替注
水（可搬 型代 替注水
大型ポ ンプ による代替燃 料プ ール注 1.11
水系（注水ライン）を使用 した 使用済
燃料プール注水（淡水／海水））※1

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-176

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（6／8）

対応手段

燃料プ ール 代替注
水（可搬 型代 替注水
大型ポ ンプ による代替燃 料プ ール注水系（ 可搬 型スプ
レイノ ズル ）を使用した 使用 済燃料
プールスプレイ（淡水／海水））

燃料プ ール スプレ
イ（可搬 型代 替注水
大型ポ ンプ による代替燃 料プ ール注水系（ 可搬 型スプ
レイノ ズル ）を使用した 使用 済燃料
プールスプレイ（淡水／海水））該当条文

屋内現場操作

1.11（Ｒ／Ｗコントロール室 脇入口扉を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－17 扉開放）→（⑥－15）→（⑥－14）→（⑥
階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→（②－1）→（②階段Ａ①）→[①－1]→[①－2]→[①－3]→（①階段Ａ⑤）→（⑤
階段Ｄ⑥）→（⑥－17）】（原子炉建屋大物搬入口 扉を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－19 扉開放）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②－3] →[②－2]→[②－7]→（②階段Ｃ①）→[①－
1]→[①－2]→[①－3]→（①階段Ａ⑤）→（⑤階段Ｄ⑥）→（⑥－19）】

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の有無
※2

無

有
③④⑥
⑩

無

（Ｒ／Ｗコントロール室 脇入口扉を使用した場合）【上記「燃料プール代替注水」同様】

無（原子炉建屋大物搬入口 扉を使用した場合）【上記「燃料プール代替注水」同様】

無

有
③④⑤
⑥⑩

有
③④⑥
⑩

溢水源
の有無

有

有

有

1.11
有
③④⑤
⑥⑩

有

代替交 流電 源設備
による 非常 用所内【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）
電気設備への給電→［⑧－1］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦無無無（常設 代替 交流電 1.14
－1］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥
源設備 によ る非常－8]】用所内 電気 設備への給電）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-177

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（7／8）

対応手段
代替交 流電 源設備
による 非常 用所内
電気設備への給電（可搬 型代 替交流
電源設 備に よる非常用所 内電 気設備
への給電）
代替直 流電 源設備
による 非常 用所内
電気設備への給電（所内 常設 直流電
源設備 によ る非常用所内 電気 設備への給電）
代替直 流電 源設備
による 非常 用所内
電気設備への給電（可搬 型代 替直流電源設 備に よる非常用所 内電 気設備
への給電）

常設直 流電 源喪失
時の遮 断器 用制御
電源の復旧

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の有無
※2

溢水源
の有無

1.14

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥－8]】

無

無

無

1.14

【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → [⑥ － 18]→[⑥－7]→[⑥－8]→[⑥－18]→[⑥－9]→[⑥－7]→[⑥－6]→[⑥－ 5]→ [⑥ － 4]→ [⑥ － 7]→ [⑥ －
8]】

無

無

無

1.14

【中央制御室→ ※1 →[⑥－7]→[⑥－8]→[⑥－7]→[⑥－8]】

無

無

無

（常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥
－8]】

無

無

無

（可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥－8]

無

無

無

1.14

代替交 流電 源設備
による 代替 所内電
有気設備への給電【中央制御室→ ※1 →［⑥－12］（常設 代替 交流電 1.14 →［⑥－8］→［⑥－9］→［⑥－7］無無源設備 によ る代替→［⑥－6］】
所内電 気設 備への給電）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-178

第 6-1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（8／8）

対応手段
代替交 流電 源設備
による 代替 所内電気設備への給電（可搬 型代 替交流
電源設 備に よる代
替所内 電気 設備への給電）
代替直 流電 源設備
による 代替 所内電気設備への給電（常設 代替 直流電
源設備 によ る代替
所内電 気設 備への給電）
代替直 流電 源設備
による 代替 所内電気設備への給電（可搬 型代 替直流電源設 備に よる代
替所内 電気 設備へ
の給電）

資機材の
転倒に
よる影響

該当
条文

屋内現場操作1.14【中央制御室→ ※1 →［⑥－12］→[⑥－8]→[⑥－7]】

無

1.14

不要な直流負荷切離し【中央制御室→ ※1 →［⑥－7］→［⑥－8］→［⑥－9］→［⑥－7］→［⑥－6］→［⑥－8］→［⑥－9］→［⑥－7］→［⑥－6］】

無

火災源
の有無
※2

溢水源
の有無

有
無

無

無

有
1.14

【中央制御室→ ※1→［⑥－12］】

無可搬型 計測 器によるパラ メー タの計
測又は監視

1.15

【（③－9）→（③階段Ｎ④）→中央制御室（可搬型計測器保管場所→ＳＡ変換器盤）】

無

無

無

チェン ジン グエリ
アの設 置及 び運用
手順

1.16

【（③－9）→［③－8］】

無

無

無

※1

無

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2-179

第 6-2 表「重大事故等対策の有効性評価」屋内アクセスルート整理表「重大事故等対策の有効性評価」事故シーケンス

ルート図
現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）①

高圧・低圧注水機能喪失②

高圧注水・減圧機能喪失③

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

第 6-1 図④

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

第 6-2 図⑤

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

③で包括

⑥

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

第 6-3 図⑦

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）⑧

原子炉停止機能喪失⑨

ＬＯＣＡ時注水機能喪失⑩

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

第 6-4 図⑪

津波浸水による注水機能喪失

③で包括

⑫
⑬

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

現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）⑥で包括
第 6-5 図⑭

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

⑥で包括

⑮

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

⑥で包括

⑯

水素燃焼

⑥で包括

⑰

溶融炉心・コンクリート相互作用

⑥で包括

⑱

想定事故 1⑲想定事故 2⑳

崩壊熱除去機能喪失（停止時）

第 6-6 図全交流動力電源喪失（停止時）

第 6-7 図現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）

現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）

原子炉冷却材の流出（停止時）
反応度の誤投入（停止時）

1.0.2-180

1.0.2-181

第 6-1 図事故シーケンス「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の屋内アクセスルート

1.0.2-182

第 6-2 図事故シーケンス「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の屋内アクセスルート

1.0.2-183

第 6-3 図事故シーケンス「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」の屋内アクセスルート

1.0.2-184

第 6-4 図事故シーケンス「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」の屋内アクセスルート

1.0.2-185

第 6-5 図事故シーケンス「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」の屋内アクセスルート

1.0.2-186

第 6-6 図事故シーケンス「崩壊熱除去機能喪失（停止時）」の屋内アクセスルート

1.0.2-187

第 6-7 図事故シーケンス「全交流動力電源喪失（停止時）」の屋内アクセスルート

1.0.2-188

屋内－

高圧注水・減圧機能喪失

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

屋外

作業場所

高圧・低圧注水機能喪失重要事故シーケンス

75 分

173 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却【格納容器スプレイのための系
統構成】

49 分

直流電源の負荷切り離し操作（現場）

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

121 分－

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【原子炉注水のための系統構成】

－

90 分

180 分

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料補給操作

作業時間 ※ １

175 分

75 分

50 分

125 分

－

90 分

180 分

13 時間

10.0 時間（605 分）8.8 時間（530 分）

2.2 時間（135 分）－

7.3 時間（440 分）5.8 時間（350 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２ 作業完了時間 ※ ３

13 時間

10 時間

9 時間

8 時間

－

－

－

有効性評価
要求時間 ※ ４

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの直流負荷の切離操作を想定しているが，本作業は前段の原子炉注水のための系統構成が完了次第着手可能であるため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業 を想 定しており，前作業である直流電源の負荷切 離操 作の完了後から着手できる。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う格納容器スプレイのための系 統構 成開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線受電準備完了後から着手する。サプレッションチェンバ圧力 279kPa[gage]
到達時に操作を行う格納容器冷却操作の判断基準
到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるため成立性がある。

－

前作業である可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備終了後である事象発生 2 時間 50 分後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるた
め成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 5 時間 50 分後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（1／10）

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

－

－

－

－

－

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-189

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

重要事故シーケンス

屋外

屋内

屋外

作業
場所

160 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯水設備
からのホース敷設等】

90 分

173 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却【格納容器スプレイのための系
統構成】

タンクローリによる燃料補給操
作

185 分

121 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【原子炉注水のための系統構成】

常 設代 替 高 圧 電源 装 置 によ る 非常用 母線 の受 電準 備操 作【 非 常用母線受電準備】

90 分

160 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯水設備
からのホース敷設等】

タンクローリによる燃料補給操作

作業時間 ※ １

90 分

160 分

175 分

185 分

125 分

90 分

160 分

9.5 時間（570 分）

2.8 時間（170 分）

13 時間

10.0 時間（605 分）

2.2 時間（135 分）9.5 時間（570 分）

2.8 時間（170 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

11.5 時間

8 時間

13 時間

10 時間

8 時間

11.5 時間

8 時間

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である原子炉注水のための系統構成の完了後から着手できる。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う格納容器スプレイのための系統構成開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線受電準備完了後から着手する。サプレッションチェンバ圧力 279kPa[gage]
到達時に操作を行う格納容器冷却操作の判断基準
到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるため成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（2／10）

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

－

－

－

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-190

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

重要事故シーケンス

屋外

屋内

作業
場所

49 分

直流電源の負荷切り離し操作（現場）

タンクローリによる燃料補給操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却【格納容器スプレイのための系
統構成】
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯水設備
からのホース敷設等】

90 分

160 分

160 分

90 分

175 分

75 分

50 分

125 分

6.5 時間3 時間

2.8 時間（170 分）4.5 時間（270 分）

14 時間

10 時間

9 時間

3 時間

有効性評価
要求時間 ※ ４

14 時間

10.0 時間（605 分）8.8 時間（530 分）

2.2 時間（135 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

173 分

75 分

121 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【原子炉注水のための系統構成】

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

作業時間 ※ １

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 3 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 3 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

事象発生 14 時間後を作業完了時刻としているが，前作業である非常用母線受電準備完了次第着手できるため成立性がある。

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 3 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの直流電源の負荷切離 操作 の切離操作を想定しているが，本作業は前段 の原 子炉注水のための系統構成が完了次第着手可 能で あるため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である直流電源の負荷切離操作完了後から着手する。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う格
納容器スプレイのための系統構成開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（3／10）

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

－

－

－

－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-191

－

屋外

屋内

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシス
テムＬＯＣＡ）

屋外

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

原子炉停止機能喪失

屋内

作業
場所

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

重要事故シーケンス

現場における破損系統の注入弁
の閉止操作
115 分

90 分

180 分

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料補給操
作

－

－

90 分

180 分

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料補給操作

75 分

作業時間 ※ １

115 分

90 分

180 分

－

90 分

180 分

75 分

5 時間
（300 分）

7.3 時間（440 分）5.8 時間（350 分）

－

5 時間

－

－

－

－

－

5.0 時間（300 分）6.5 時間（390 分）

13 時間

有効性評価
要求時間 ※ ４

1.5 時間（91 分）

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

事象発生 2 時間後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 5 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始
から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

本事故シーケンスの前提条件として事象発生 5 時
間後を作業完了時刻としているが，前作業が無く直ちに作業開始ができることから成立性がある。

前作業である可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備終了後である事象発生 2 時間 50 分後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるた
め成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 5 時間 50 分後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

－

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

－

－

事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱と合わせて開始時期である事象発生 13 時間後に対して余裕があるた
め成立性がある。

－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（4／10）

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

1.0.2-192

津波浸水による注水
機能喪失

重要事故シーケンス

屋外

屋内

作業
場所

49 分

直流電源の負荷切り離し操作（現
場）

90 分

160 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯水設備
からのホース敷設等】

タンクローリによる燃料補給操
作

173 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却【格納容器スプレイのための系
統構成】

75 分

121 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【原子炉注水のための系統構成】

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

作業時間 ※ １

90 分

160 分

175 分

75 分

50 分

125 分

9.5 時間（570 分）

2.8 時間（170 分）

13 時間

10.0 時間（605 分）8.8 時間（530 分）

2.2 時間（135 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

11.5 時間

3 時間

13 時間

10 時間

9 時間

3 時間

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの直流負荷の切離操作を想定しているが，本作業は前段の原子炉注水のための系統構成が完了次第着手可能であるため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である直流電源の負荷切離操作の完了後から着手できる。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う格納容器スプレイのための系統構成開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線受電準備完了後から着手する。サプレッションチェンバ圧力 279kPa[gage]
到達時に操作を行う格納容器冷却操作の判断基準
到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるため成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に操作を行う逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（5／10）

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

－

－

－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-193

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

重要事故シーケンス

屋外

屋内

屋外

タンクローリによる燃料補給操作

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

90 分

180 分

41 分

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

格納容器ベント準備操作（現場移動（第二弁））

90 分

タンクローリによる燃料補給操
作

155 分

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

屋内

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

作業時間 ※ １

作業内容

90 分

180 分

45 分

75 分

90 分

155 分

75 分

47.0 時間45.5 時間

16.7 時間

1.5 時間（91 分）

85.5 時間64.5 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

－

－

19 時間

1.5 時間（91 分）

86 時間

84 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 62 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に
到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器
内窒素供給操作開始時間までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 84 時間後からの作業を想定しているが，本作
業は事象発生 2 時間からの作業が可能であり，可
搬型窒素供給装置の燃料枯渇までには 2 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 16 時間後からの作業を想定しているが，サプレッション・プール水位が通常 水位＋6.5m 到
達から 5 分後に行う格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作開始までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 42.5 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業は無く，45.5 時間時点でも水源枯渇のおそれがないため，十分な余裕時間がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 45.5 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕がある
ため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（6／10）

作業場所

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

原子炉格納容器の破損の防止

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

－

－

タンクローリ

可搬型窒素供給装置－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-194

原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用

屋外

屋内

タンクローリによる燃料補給操
作
90 分

155 分

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

90 分

155 分

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

タンクローリによる燃料補給操作

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

屋内

屋外

作業時間 ※ １

作業内容

作業
場所

90 分

155 分

75 分

90 分

155 分

75 分

168.5 時間

126.5 時間

1.5 時間（91 分）

168.5 時間

126.5 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

169 時間167 時間

1.5 時間（91 分）

169 時間167 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容
器内窒素供給操作開始時間までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間からの作業が可能であり，可搬型窒素供給装置の燃料枯渇まで には 2 時間程
度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容
器内窒素供給操作開始時間までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間からの作業が可能であり，可搬型窒素供給装置の燃料枯渇まで には 2 時間程
度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（7／10）※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

原
子
炉
格
納
容
器
の
破
損
の
防
止

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

重要事故シーケンス

第 6-3 表タンクローリ

可搬型窒素供給装置－

タンクローリ

可搬型窒素供給装置－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-195

溶融炉心・
コンクリート相互作
用

水素燃焼

重要事故シーケンス

屋外

屋内

タンクローリによる燃料補給操
作
90 分

155 分

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

90 分

155 分

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

タンクローリによる燃料補給操作

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

屋内

屋外

作業時間 ※ １

作業内容

90 分

155 分

75 分

90 分

155 分

75 分

168.5 時間

126.5 時間

1.5 時間（91 分）

85.5 時間64.5 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

169 時間167 時間

1.5 時間（91 分）

86 時間

84 時間

1.5 時間（91 分）

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 62 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に
到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器
内窒素供給操作開始時間までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 84 時間後からの作業を想定しているが，本作
業は事象発生 2 時間からの作業が可能であり，可
搬型窒素供給装置の燃料枯渇までには 2 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容
器内窒素供給操作開始時間までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間からの作業が可能であり，可搬型窒素供給装置の燃料枯渇まで には 2 時間程
度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（8／10）

作業場所

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

原子炉格納容器の破損の防止

タンクローリ

可搬型窒素供給装置－

タンクローリ

可搬型窒素供給装置－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-196

想定事故２

想定事故１

重要事故シーケンス

屋外

屋外

作業
場所

90 分

160 分

可搬型代替注水中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
燃料プールへの注水準備

タンクローリによる燃料補給操
作

90 分

160 分

可搬型代替注水中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
燃料プールへの注水準備

タンクローリによる燃料補給操作

作業時間 ※ １

90 分

160 分

90 分

160 分

9.5 時間（570 分）

8 時間（480 分）9.5 時間（570 分）

8 時間（480 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

11.5 時間

8 時間

11.5 時間

8 時間

有効性評価
要求時間 ※ ４
事象発生 8 時間後を作業完了時刻としているが，本作業は前作業である可搬型スプレイノズル準備
作業が完了次第着手可能であるため，成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始
から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 8 時間後を作業完了時刻としているが，本作業は前作業である可搬型スプレイノズル準備
作業が完了次第着手可能であるため，成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始
から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（9／10）

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

使 用済 燃料 プー ル 内の 燃料破 損の 防 止タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

1.0.2-197

屋内

屋内

－

－

全交流動力電源喪失

原子炉冷却材の流出

反応度の誤投入作業場所

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

重要事故シーケンス

－

－
－

－

101 分

75 分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】

原子炉保護系母線の受電操作

44 分

101 分

作業時間 ※ １

－

－

105 分

75 分

45 分

105 分

－

－

3.6 時間（220 分）

1.5 時間（92 分）

4.5 時間（273 分）

3.1 時間（186 分）有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

－

－

－

－

－

－

有効性評価
要求時間 ※ ４－－

事象発生 1 時間 21 分後からの作業を想定しているが，後作業の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱操作と合わせて事象発生 4 時間
40 分までに作業を完了することができるため成立性がある。
前作業からの継続作業を想定しているが，事象発生から 4 時間 40 分後に行う待機中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能回
復までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 17 分後からの作業を想定しているが，後作業の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作と合わせて事象発生 4 時間 30
分までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 1 時間 55 分後からの作業を想定しているが，後作業の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱操作と合わせて事象発生 4 時間
30 分までに作業を完了することができるため成立性がある。

有効性評価想定時間に対する成立性

重要事故シーケンスごとの現場作業（10／10）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉冷却

原子炉保護系母線の受電操作

作業内容

第 6-3 表※1：作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される時間。（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

運 転停 止中 原子 炉内の 燃料破損の 防止

－

－

－

－

－

－

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

第 6-4 表

屋内作業の成立性評価結果

作業時間※１

有効性評価上の作業時間※２

有効性評価での作業完了時間※３

有効性評価
要求時間※４

評価結果

格納容器ベント準備操作（現場移動（第二弁）
）

42 分

45 分

16.7 時間

19 時間○

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【原子炉注水のための系統構成】

121 分

125 分

2.2 時間（135 分）3 時間○

直流電源の負荷切り離し操作
（現場）

49 分

50 分

8.8 時間（530 分）

9 時間

○

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

○

185 分

185 分

10.0 時間（605 分）

10 時間

○

173 分

175 分

13 時間

13 時間

○

現場における破損系統の注入弁の閉止操作※７

115 分※５

115 分

5 時間
（300 分）5 時間○

原子炉保護系母線の受電操作

101 分

105 分

3.1 時間（186 分）―○残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉冷却

44 分

45 分

4.5 時間（273 分）

―

○

作業名

運転時

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作【非常用母線受電準備】※６
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却【格納容器スプレイのための
系統構成】

停止時

常設代替高圧電源装置による非
1.5 時間常用母線の受電準備操作【非常
75 分
75 分
―
○
（92 分）
用母線受電準備】※1：作業時間で考慮する項目は以下のとおり
・防護具着用時間
・操作場所までの移動時間：通常の移動時間（想定）を 1.5 倍した時間＋扉等操作時間
・系統構成（電源盤及び弁等操作）※2：有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3：事象発生から当該作業完了までの最短時間を記載（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4：有効性評価解析等から作業完了が要求される最短時間を記載（（）内は当該作業時間を分単位で表記
したもの）※5：原子炉棟入口で装備を変更する時間（17 分）を含む※6：格納容器破損防止対策の有効性評価対応における作業時間※7：事故シーケンス「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」対応における作業時間

1.0.2-198

7.

発電所構外からの災害対策要員の参集
発電所構外から発電所構内への災害対策要員の参集に対して，以下の考え方に基づき，複数の参集ルートを設定する。
・発電所構内への参集に当たっては，必ず国道 245 号線を通過することから，同国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性の影響を受けないよう複数の参集ルートを設定する。
・敷地入口近傍に設置される 154kV 及び 275kV の送電鉄塔の倒壊による参集ルートへの障害を想定し，鉄塔が倒壊した場合でも影響を受けない参集ルートを設定する。
・参集場所である緊急時対策所への参集ルートは，敷地高さを踏まえ敷地を遡上する津波の影響を受けない参集ルートを設定する。
発電所構外からの災害対策要員の参集方法，参集ルートについて，別紙（34）に示す。災害対策要員の大多数は東海村及び東海村周辺のひたちなか市，那珂市に居住しており，災害対策要員の参集手段を徒歩移動と想定した場合であっても，重大事故等時に災害対策本部の体制が機能するために必要な要員（71 名※）は発災後 120 分以内に参集可能と考えられる。
発電所構外から発電所までの参集ルートは複数あり，かつ比較的平坦な土地であることからアクセス性に支障をきたす可能性は低い。
発電所構外の広域において，津波による影響が考えられる場合，被害・影響を受けると想定されるエリアを避けた参集ルートにて参集することとしている。
また，敷地遡上津波を想定しても，参集ルートはその影響を受けない。
※但し，この要員数は今後の関連する検討により変更となる可能性がある。

1.0.2-199

7.1 災害対策要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所及び待機所以外にいる災害対策要員をすみやかに非常招集するため，「一斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。
なお，地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所緊急時対策所に参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は発電所外集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。発電所集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
①発電所の状況（設備及び所員の被災等）②参集した要員の確認（人数，体調等）③重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤気象及び災害情報等

7.2

参集する災害対策要員
発電所員の約 7 割が東海村及び東海村周辺のひたちなか市，那珂市などに居住（平成 28 年 7 月現在）しており，数時間で相当数の災害対策要員の参集が可能である。

1.0.2-200

別紙（1）
外部事象の抽出について

1.

設計上考慮する外部事象の抽出
東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき外部事象の抽出に当たっては，国内で一般に発生しうる事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い網羅的に収集し，類似性，随伴性から整理を行い，地震，津波を含めた 78 事象（自然現象 55 事象，外部人為事象 23 事象）を抽出した。
その結果及び海外文献を参考に策定した評価基準に基づき，より詳細に検討すべき外部事象について評価及び選定を実施した。

1.1

外部事象の収集
設置許可基準規則の解釈第六条 2 項及び 8 項において，「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）」と「安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象」として，以下のとおり例示されている。

第六条（外部からの衝撃による損傷の防止）（中略）
２

第 1 項に想定する「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。

（中略）
８

第 3 項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる
おそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」

1.0.2-別紙 1-1

とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，
船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。

想定される自然現象及び想定される外部人為事象について網羅的に抽出す
る た め の 基 準 等 に つ い て は ， 国 外 の 基 準 と し て 「 Development andApplication of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear
Power Plants （IAEA,April 2010）」を，また外部人為事象を選定する観点から「DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES（FLEX） IMPLEMENTATIONGUIDE（NEI-12-06 August 2012）」，日本の自然現象を網羅する観点から「日本の自然災害（国会資料編纂会 1998 年）」を参考にした。これらの基準等に基づき抽出した想定される自然現象を第 1 表に，想定される外部人為事象を
第 2 表に示す。
な お ， そ の 他 に NRC の ｢ NUREG/CR-2300 PRA Procedures Guide（NRC,January 1983）｣等の基準も事象収集の対象としたが，これら追加した基準の事象により，「（3） 設計上考慮すべき想定される自然現象及び外部
人為事象の選定結果」において選定される事象が増加することはなかった。

1.0.2-別紙 1-2

第1表

考慮する外部ハザードの抽出（想定される自然現象）（1／2）（丸数字は，次頁に記載した外部ハザードを抽出した文献を示す。）
No

外部ハザード①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

⑨

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1-1

極低温（凍結）

○

○

○

1-2

隕石

○

1-3

降水（豪雨（降雨））

○

○

1-4

河川の迂回

○

○

1-5

砂嵐

○

1-6

静振

○

1-7

地震活動

○

○

○

○

○

○

○

○

1-8

積雪（暴風雪）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-9

土壌の収縮又は膨張

○

○

○

○

○

1-10

高潮

○

○

○

○

○

1-11

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

1-12

火山（火山活動・降灰）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-13

波浪・高波

○

○

○

○

○

1-14

雪崩

○

○

○

○

○

1-15

生物学的事象

○

○

○

1-16

海岸浸食

○

1-17

干ばつ

○

1-18

洪水（外部洪水）

1-19

○
○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

風（台風）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-20

竜巻

○

○

○

○

○

○

○

○

1-21

濃霧

○

○

○

1-22

森林火災

○

○

○

○

○

1-23

霜・白霜

○

○

○

○

○

1-24

草原火災

○

1-25

ひょう・あられ

○

○

○

○

○

○

1-26

極高温

○

○

○

○

○

○

1-27

満潮

○

○

○

○

1-28

ハリケーン

○

○

○

1-29

氷結

○

○

○

1-30

氷晶

○

○

1-31

氷壁

○

○

1-32

土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）

1-33

落雷

○

1-34

湖又は河川の水位低下

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○
○

1.0.2-別紙 1-3

○
○

○

○
○

○

○

○

○

○

第1表

考慮する外部ハザードの抽出（想定される自然現象）（2／2）（丸数字は，次頁に記載した外部ハザードを抽出した文献を示す。）
No

外部ハザード①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
○

⑨

1-35

湖又は河川の水位上昇

1-36

陥没・地盤沈下・地割れ

1-37

極限的な圧力（気圧高低）

○

1-38

もや

○

1-39

塩害，塩雲

○

○

1-40

地面の隆起

○

○

1-41

動物

○

○

1-42

地滑り

1-43

カルスト

○

1-44

地下水による浸食

○

1-45

海水面低

○

○

1-46

海水面高

○

○

1-47

地下水による地滑り○

1-48

水中の有機物○1-49

太陽フレア，磁気嵐

1-50

高温水（海水温高）

1-51

低温水（海水温低）○1-52

泥湧出（液状化）

○

1-53

土石流

○

○

1-54

水蒸気

○

○

1-55

毒性ガス

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES （FLEX） IMPLEMENTATION GUIDE （NEI-12-06
August 2012）②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③ Specific Safety Guide （ SSG-3 ） “Development and Application of Level 1
Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25
年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造および設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME/ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large
Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline （NEI-06-12 December 2006） -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会1.0.2-別紙 1-4

第2表

外部ハザードの抽出（外部人為事象）（丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。）

No

外部ハザード2-1

衛星の落下ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故（ｶﾞｽなど），ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト内爆発等
交通事故（化学物質流出含む）

2-2
2-3

①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

⑨
○

○

2-4
有毒ガス
○
○
○
○
○
2-5
タービンミサイル
○
○
○
○
○
2-6
飛来物（航空機落下）
○
○
○
○
○
○
○
○
2-7
工業施設又は軍事施設事故
○
○
○
○
2-8
船舶の衝突（船舶事故）
○
○
○
○
○
2-9
自動車又は船舶の爆発○○○
2-10 船舶から放出される固体液体不純物○○
2-11 水中の化学物質○
2-12 プラント外での爆発○○○○
2-13 プラント外での化学物質の流出○○
2-14 サイト貯蔵の化学物質の流出○○○○
2-15 軍事施設からのミサイル○
2-16 掘削工事○○
2-17 他のユニットからの火災○
2-18 他のユニットからのミサイル○
2-19 他のユニットからの内部溢水○
2-20 電磁的障害○○○○
2-21 ダムの崩壊○○○○
2-22 内部溢水○○○○
2-23 火災（近隣工場等の火災）
○
○
○
○
○
①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES （FLEX） IMPLEMENTATION GUIDE （NEI-12-06
August 2012）②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③ Specific Safety Guide （ SSG-3 ） “Development and Application of Level 1
Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25
年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造および設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME/ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large
Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline （NEI-06-12 December 2006） -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会1.0.2-別紙 1-5

1.2

外部事象の選定

1.2.1

除外基準

1.1 で網羅的に抽出した事象について，東海第二発電所において設計上考慮すべき事象を選定するため，海外での評価手法 ※ を参考とした第 3 表の除外基準のいずれかに該当するものは除外して事象の選定を行った。

第3表
基準Ａ
基準Ｂ
基準Ｃ
基準Ｄ

考慮すべき事象の除外基準影響を与えるほど接近した場所に発生しない。（例：No.1-5 砂嵐）ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる。（例：No.1-16 海岸浸食）
プラント設計上，考慮された事象と比較して設備等への影響度が同等若しくはそれ以下，又はプラントの安全性が損なわれることがない（例：No.1-21 濃霧）
影響が他の事象に包絡される。（例：No.1-27 満潮）

発 生 頻 度 が 他 の 事 象 と 比 較 し て 非 常 に 低 い 。（ 例 ： No.1-2 隕石）※ ASME/ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard forLevel 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment
for Nuclear Power Plant Applications”
基準Ｅ

1.0.2-別紙 1-6

別紙（2）
降水に対する影響評価について概要

1.

東海第二発電所において，降雨が継続した場合の屋外アクセスルートへの影響について，評価を実施する。

2.

評価方法
東海第二発電所における雨水流出量と流末排水路の排水量を比較し，降水の影響について評価を行う。集水流域，幹線排水路及び流末排水路位置を第1 図に示す。

2.1

降雨強度
降雨強度は，設計基準としての降水量である 127.5mm／h を用いて評価する。なお，気象庁の気象統計情報における降水量の観測記録によれば，東海
第二発電所の最寄りの気象官署である水戸地方気象台（水戸市）で観測された観測史上 1 位の降水量は 81.7mm／h である。

2.2

雨水流出量
雨水流出量は，集水流域ごとに設計基準としての降水量 127.5mm／h を用いて算出する。
雨水流出量Ｑ １ の算出には，「森林法に基づく林地開発許可申請の手びき」（平成 28 年 4 月茨城県）を参照し，以下の合理式（ラショナル式）を用いる。

1.0.2-別紙 2-1

Ｑ 1 ＝1／360・ｆ・ｒ・Ａ
Ｑ 1：雨水流出量（m ３ ／s）
ｆ：流出係数（開発部：0.9，林地：0.5）
ｒ：設計基準としての降水量（127.5mm／h）
Ａ：集水区域面積（ha）

2.3

排水量
流末排水路における排水量Ｑ ２ は，「開発行為の技術基準」（平成 10 年 10月茨城県）を参照し，以下のマニング式を用いる。

Ｖ＝1／ｎ・Ｒ ２／３ ・Ｉ １／２
Ｑ 2 ＝Ｖ・Ａ
Ｑ 2 ：設計排水量（m ３ ／s）
Ｖ：平均流速（m／s）
ｎ：マニングの粗度係数
Ｒ：径深＝Ａ／Ｓ（m）
Ａ：流水断面積（m ２ ）Ｓ：潤辺（m）
Ｉ：勾配

1.0.2-別紙 2-2

第1図

集水流域，幹線排水路及び流末排水路位置

1.0.2-別紙 2-3

3.

評価結果
雨水流出量と流末排水路の設計排水量の比較結果を第 1 表，敷地高さ及び地表水流下想定を第 2 図に示す。流末排水路の設計排水量が雨水流出量を上回る設計とすること及び敷地勾配を考慮した設計とすることで，雨水を遅滞なく海域に排水することが可能である。
なお，地表を流下する雨水についても，敷地傾斜に従い流下し，流末排水路より速やかに排水されること，屋外アクセスルート及びその周辺には雨水が滞留するようなくぼ地はないことから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障はない。

第1表

雨水流出量と流末排水路の設計排水量の比較結果

流域

集水区域
面積Ａ
（ha）

雨水流出量
Ｑ１
（m３ ／h）①

16.80

約 18,900

②
③

16.70
9.17

約 16,600

流末

流末排水路
排水量 ※ Ｑ ２
（m３ ／h）①-1

約 21,900①-2

約 2,080②

約 24,000③-1

約 4,100③-2

約 12,000

約 10,600

安全率
Ｑ ２ ／Ｑ １

備考

1.26

流末①-２で排水できな
い雨水は地表を流下し，流末①-１で排水される

1.44
1.51

④

0.92

約 1,060④

約 1,100

1.03

⑤

2.81

約 3,230⑤

約 12,000

3.71※今後の詳細設計により，変更の可能性がある。

1.0.2-別紙 2-4

流末③-１で排水できな
い雨水は地表を流下し，流末③-２で排水される

第2図

敷地高さ及び地表水流下想定

1.0.2-別紙 2-5

別紙（3）
屋外アクセスルート

除雪時間評価について

1. ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（牽引力 8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度(1 速の走行速度の 1／2）：前進 1.1m／s（4.0km／h）
後進 1.1m／s（4.0km／h）

2. 降雪除去速度の算出(1) 降雪条件○積雪量：30cm（安全施設において考慮する積雪量を準拠する）○密度：200kg／m３(0.2t／m３)(2) 除去方法○アクセスルート上に降り積もった雪を，ホイールローダで道路脇へ 1m 押し出し除去する。
○1 回の押し出し可能量を 7t とし，7t の雪を集積し，道路脇へ押し出す作業を 1 サイクルとして繰り返す。
○バケット幅が 2.5m であることから，5m の道幅を確保するために，2 台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価の対象とする。（第 1 図参照）

1.0.2-別紙 3-1

1.0m

2.5m

5.0m（アクセスルート）
2.5m

1.0m

第1図

除去イメージ図・1 サイクルで重機にて除去可能な降雪面積7t（けん引力）÷（0.2t／m３（密度）×30cm（降灰量））＝116.66m２
・各区間での除去面積と走行距離（第 2 図参照）
①から②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２，2.5m②から③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：107.9m２，43.1m③から④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m２，2m④から⑤の撤去範囲（押出部の面積，距離）：2.5m２，1m(3) 1 サイクル当りの作業時間
走行速度(前進 1.1m／s，後進 1.1m／s)で作業すると仮定して，・A：押し出し(①→②→③→④→⑤) ：48.6m÷1.1m／s≒45 秒
・B：ギア切り替え：6 秒
・C：後進：(⑤→④→③)：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3 秒
・D：ギア切り替え：6 秒

1.0.2-別紙 3-2

1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝45 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝60 秒

①

2.5m

②

2.5m

③

43.1m
2m
④
1m
⑤

＜各区間での除去面積の算出＞
・①から②の除去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③から④の除去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91 m２
・④から⑤の除去面積（押出し部の面積）＝1m×2.5m＝2.5m２
・②から③の除去面積（直進部の面積）＝1回の除去可能面積m２－取残し部面積m２－旋回部面積m２－押出部面積m２＝116.66 m２－1.35m２－4.91m２－2.5m２＝107.9m２＜各区間での除去距離の算出＞
・①から②の除去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②から③の除去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２÷バケット幅m＝107.9 m２÷2.5m＝43.16m≒43.1m
・③から④の除去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅m÷2×2×π×90／360≒2.0m
・④から⑤の除去距離（押出し部の距離）＝1m
・①から⑤の合計距離＝2.5m＋43.1m＋2.0m＋1m＝48.6m

第2図

(4)

降雪除去のサイクル図

1 サイクル当りの除去延長
取残し部①から②の距離＋直進部②から③の距離＝2.5m＋43.1m＝45.6m(5) 除雪速度
1 サイクル当たりの除去延長÷1 サイクル当りの作業時間
45.6m÷60 秒＝0.76m／s＝2.736km／h≒2.73km／h

1.0.2-別紙 3-3

3.

まとめ
除雪速度は 2.73km／h とする。南側保管場所から可搬型設備が通行する水源（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽），接続先，送水先までのルートの除雪に要する時間評価を第 3 図から第 12 図に示す。

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
66

第3図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
11
2

設定したＡルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-4

累積
（分）
4
15
17

区間
①→②
②→③
（②→④）

距離
（約 m）
216
250
（301）

第4図

時間評価
項目
徒歩移動

速度
（km／h）
4

降雪除去

2.73

所要時間
（分）
4
6
（7）

設定したＢルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-5

累積
（分）
4
10
（11）

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
1008
66

第5図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
23
2

設定したＣルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-6

累積
（分）
4
27
29

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
540

第6図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
11
12

設定したＤルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-7

累積
（分）
4
15
27

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
239

第7図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
6
6

設定したＥルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-8

累積
（分）
4
10
16

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
880

第8図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
6
20

設定したＦルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-9

累積
（分）
4
10
30

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
453

第9図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
10

設定したＧルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-10

累積
（分）
4
14

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1074

第 10 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
24

設定したＨルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-11

累積
（分）
4
28

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1031

第 11 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
23

設定したＩルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-12

累積
（分）
4
27

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1092

第 12 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
24

設定したＪルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 3-13

累積
（分）
4
28

別紙（4）
屋外アクセスルート

降灰除去時間評価について

1. ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（牽引力8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度(1速の走行速度の1／2）：前進1.1m／s（4.0km／h），
後進1.1m／s （4.0km／h）

2. 降灰除去速度の算出(1) 降灰条件○降灰量：50cm（降下火砕物シミュレーション等から設定した降灰量）○密度：湿潤状態 1.5g／cm３(1.5t／m３)(2) 除去方法○アクセスルート上の降灰を，ホイールローダで道路脇へ1m 押し出し除去する。
○1回の押し出し可能量を7tとし，7tの降灰を集積し，道路脇へ押し出す作業
を1サイクルとして繰り返す。
○バケット幅が 2.5m であることから，5m の道幅を確保するために，2 台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価対象とする。（第 1 図参照）

1.0.2-別紙 4-1

1.0m

2.5m

5.0m（アクセスルート）
2.5m

1.0m

第1図

除去イメージ図・1サイクルで重機にて降灰除去可能な面積7t（けん引力）÷（1.5t／m３（密度）×50cm（降灰量））＝9.33m２
・各区間での除去面積と走行距離（第2図参照）①から②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２，2.5m②から③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：0.57m２，0.2m③から④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m２，2m④から⑤の撤去範囲（押出部の面積，距離）：2.5m２，1m(3)

1サイクル当りの作業時間
走行速度(前進1.1m／s，後進1.1m／s)で作業すると仮定して，・A：押し出し(①→②→③→④→⑤) ：5.7m÷1.1m／s＝6秒
・B：ギア切り替え：6秒
・C：後進：(⑤→④→③)：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3秒
・D：ギア切り替え：6秒

1.0.2-別紙 4-2

1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝6 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝21 秒

①

2.5m

②

2.5m

③

0.2m
2m
④
1m
⑤

＜各区間での除去面積の算出＞
・①から②の除去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③から④の除去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91 m２
・④から⑤の除去面積（押出し部の面積）＝1m×2.5m＝2.5m２
・②から③の除去面積（直進部の面積）＝1回の除去可能面積m２－取残し部面積m２－旋回部面積m２－押出部面積m２＝9.33m２－1.35m２－4.91m２－2.5m２＝0.57m２＜各区間での除去距離の算出＞
・①から②の除去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②から③の除去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２÷バケット幅m＝0.57m２÷2.5m＝0.228m≒0.2m
・③から④の除去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅m÷2×2×π×90／360≒2.0m
・④から⑤の除去距離（押出し部の距離）＝1m
・①から⑤の合計距離＝2.5m＋0.2m＋2.0m＋1m＝5.7m

第2図

(4)

降灰除去のサイクル図

1サイクル当りの除去延長
取残し部①から②の距離＋直進部②から③の距離＝2.5m＋0.2m＝2.7m(5) 降灰除去速度
1 サイクル当たりの除去延長÷1 サイクル当りの作業時間
2.7m÷21 秒＝0.128m／s＝0.462km／h≒0.46km／h

1.0.2-別紙 4-3

3.

まとめ
降灰の除去速度は 0.46km／h とする。南側保管場所からの可搬型設備が通行する水源（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽），接続先，送水先までのルートの除灰に要する時間評価を第 3 図から第 12 図に示す。

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
66

第3図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
64
9

設定したＡルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-4

累積
（分）
4
68
77

区間
①→②
②→③
（②→④）

距離
（約 m）
216
250
（301）

第4図

時間評価
項目
徒歩移動

速度
（km／h）
4

降灰除去

0.46

所要時間
（分）
4
33
（40）

設定したＢルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-5

累積
（分）
4
37
（44）

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
1008
66

第5図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
132
9

設定したＣルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-6

累積
（分）
4
136
145

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
540

第6図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
64
71

設定したＤルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-7

累積
（分）
4
69
140

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
239

第7図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
33
32

設定したＥルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-8

累積
（分）
4
37
69

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
880

第8図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
33
115

設定したＦルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-9

累積
（分）
4
37
152

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
453

第9図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
60

設定したＧルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-10

累積
（分）
4
64

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1074

第 10 図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
141

設定したＨルートの除灰に要する時間

1.0.2-別紙 4-11

累積
（分）
4
145

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1031

第 11 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
135

設定したＩルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 4-12

累積
（分）
4
139

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1092

第 12 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
143

設定したＪルートの除雪に要する時間

1.0.2-別紙 4-13

累積
（分）
4
147

別紙（5）
可搬型設備の小動物対策について

可搬型設備は小動物が開口部等から設備内部に侵入し，設備の機能に影響を及ぼす可能性があることから，可搬型設備に開口部がある場合には，侵入防止対策を実施する。今後配備予定の車両についても同様な対策を実施する。
また，発電所における小動物の生息状況について構内従事者への聞き取り，モグ
ラ塚の有無等から確認した結果，ねずみ，モグラ等の一般的な小動物が確認されている。ただし，設備の機能に影響を及ぼすほど大量に発生した実績はなく，開口部への侵入防止対策を行うことで，可搬型設備の機能に影響を及ぼすおそれはないと判断した。
第 1 表及び第 1 図に配備済みの可搬型設備の開口部有無と対策内容を示す。

第1表

可搬型設備の開口部確認結果

設備名称

開口部有無

対策内容

①

可搬型代替注水中型ポンプ

無※

－

②

中型ポンプ用送水ホース展張車

有貫通部シール処理③

可搬型代替低圧電源車

有

貫通部シール処理④

可搬型ケーブル運搬車

有貫通部シール処理⑤

タンクローリ

無－⑥

可搬型高圧窒素供給装置

有貫通部シール処理
防虫網設置⑦

放射能観測車有貫通部シール処理
金網設置⑧

ホイールローダ

有貫通部シール処理※小動物侵入により機能影響を及ぼす閉鎖的空間無し

1.0.2-別紙 5-1

①可搬型代替注水中型ポンプ②中型ポンプ用送水ホース展張車

シール処理③可搬型代替低圧電源車
シール処理④可搬型ケーブル運搬車
シール処理

第1図

可搬型設備

小動物対策例（1／2）

1.0.2-別紙 5-2

⑤タンクローリ⑥可搬型高圧窒素供給装置

シール処理⑦放射能観測車

シール処理⑧ホイールローダ
シール処理

第1図

可搬型設備

小動物対策例（2／2）

1.0.2-別紙 5-3

金網設置別紙（6）
森林火災時における保管場所への影響について

防火帯に近接する保管場所及びアクセスルートについて，森林火災及び防火帯内
植生の火災による影響を評価した。

1.

森林火災による影響
保管場所に近接した場所で森林火災が発生し，火炎が防火帯外縁まで到達した

場合，輻射強度が 1.6kW／m２※以下となる森林からの離隔距離は 53m となるが，西側及び南側保管場所の可搬型設備の保管スペースは，森林から 53m 以上の離隔を確保しているため，熱影響を受けない。また，各保管場所から熱影響を受けないアクセスルートを確保していることから，可搬型設備の走行及び運搬に影響はない。
さらに，西側保管場所に埋設及び南側保管場所近傍に設置されている可搬型設
備用軽油タンクは，地下式のため熱影響は受けない。
保管場所及びアクセスルートの位置関係を第 1 図に示す。
なお，飛び火の影響については，防火帯を設置することで森林火災による飛び
火が保管場所へ延焼するおそれはないが，森林火災の状況に応じて防火帯付近に予防散水を行い，万一の飛び火による影響を防止する。予防散水は，消火栓及び防火水槽等から水槽付消防ポンプ自動車等を用いて実施する。
第 2 図に敷地内の屋外消火栓及び防火水槽の配置を示す。保管場所及びアクセ
スルートの設置に伴って高所に設置する消火栓は，保管場所やアクセスルートの消火活動が行えるような位置に設置し，数量を確保する。
※人が長時間さらされても苦痛を感じない強度（出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針）

1.0.2-別紙 6-1

第1図

防火帯と保管場所及び屋外アクセスルートの位置

1.0.2-別紙 6-2

第2図

屋外消火栓及び防火水槽の配置図

1.0.2-別紙 6-3

2．

防火帯内における保管場所等周辺の植生火災による影響

2.1

防火エリアによる可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能確保
防火帯内に，保管場所，アクセスルート及び緊急時対策所建屋を設置する。

これらの設置場所は植生（飛砂防備保安林含む）に囲まれているため，防火エリア※（第 3 図，補足-1 参照）を設けることにより，植生火災発生時において，可搬型設備及びアクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近），緊急時対策所建屋の機能を確保する。

※防火エリア：樹木を伐採し，植生の発生を防止する施工（モルタル吹付け等）を行うことにより，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋への植生火災の影響を防止するエリア。

1.0.2-別紙 6-4

第3図

保管場所及びアクセスルート，緊急時対策所建屋周辺防火エリア設置状況

1.0.2-別紙 6-5

2.2 火災の覚知
防火帯内保管場所等周辺植生火災時における火災については，以下の方法で早期覚知が可能である。
(1)

発電所構内で作業を行う者に対し，火災を発見した場合，当直守衛員に速やかに通報することを，社内規程で定めている。通報を受けた者は所内関係者に連絡するとともに，消防機関（119 番）に連絡を行う。

(2)

想定される自然現象等の影響について，昼夜にわたり発電所周辺の状況を把握する目的で設置する構内監視カメラを使用して防火帯内保管場所等周辺
植生火災に対する監視を行う。構内監視カメラは，24 時間要員が常駐する
中央制御室及び守衛所からの監視が可能な設計とする。

2.3 消火活動
保管場所等周辺の植生火災が発生した場合，可搬型設備及び緊急時対策所建屋への延焼を防止するため，消防車等を用いた消火活動を行う。
これらの消火活動については，発電所に 24 時間常駐している初期消火活動要員により対応する。（別紙（17）参照）

1.0.2-別紙 6-6

補足－1
防火帯内における保管場所等周辺の植生火災による影響

1.

防火エリアの設定について

1.1

防火エリア設定の考え方について防火帯内に設置する保管場所，アクセスルート及び緊急時対策所建屋は，植生に囲まれているため，防火エリアを設けることにより，植生火災発生時において，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能を確保する。防火エリ
ア設定の考え方は以下のとおり。

(1) 保管場所
西側保管場所及び南側保管場所の 2 箇所が同時に植生火災の影響を受けないようにするため，それぞれの保管場所について，以下の措置を実施する。
ａ．可搬型設備への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保す
るよう，防火エリアを設置
ｂ．可搬型設備への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，防火エリアを設置(2) アクセスルート
想定される重大事故等が発生した場合において，少なくとも 1 つのアクセス
ルートを確保するため，以下の措置を実施する。
ａ．アクセスルート上の可搬型設備への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）周囲に防火エリアを設置

1.0.2-別紙 6-7

ｂ．アクセスルート上の可搬型設備及び災害対策要員への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，アクセスルート（西側
保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）周囲に防火エリアを設置(3) 緊急時対策所建屋
植生火災の影響を受けないようにするため，緊急時対策所建屋について，以下の措置を実施する。
ａ．緊急時対策所建屋への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，防火エリアを設置
ｂ．緊急時対策所建屋への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，防火エリアを設置
ｃ．緊急時対策所建屋へ出入りする災害対策要員への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するよう，防火エリアを設置する

1.0.2-別紙 6-8

延焼防止，熱影響防止に必要な離隔距離

1.2

延焼防止，熱影響防止に必要な離隔距離は，設置許可基準規則第六条「外部からの衝撃による損傷の防止」において実施する森林火災影響評価から得られる火線強度及び火炎輻射発散度を用いて算出する。

1.2.1

森林火災影響評価の火線強度及び火炎輻射発散度を用いることについて

森林火災影響評価は，森林火災シミュレーション解析コード（以下，「ＦＡＲ
ＳＩＴＥ」という。）を用いて評価する。
ＦＡＲＳＩＴＥ植生データとして防火帯外縁 100ｍの範囲は，落葉広葉樹，マツ，スギ，Brush（茂み），Short Grass（短い草）を入力している。このうち最大火線強度は Brush，最大火炎輻射発散度は，マツを入力したメッシュで発生している。
一方，保管場所等周辺の植生は，落葉広葉樹，マツであり，森林火災影響評
価で入力している植生に包絡されることから，森林火災影響評価で得られた防火帯外縁 100ｍの範囲の最大火線強度及び最大火炎輻射発散度を用いて算出す
る。

1.2.2

延焼を防止するために必要な離隔距離

防火帯外の森林火災影響評価から得られる最大火線強度から算出される防火帯幅 23m を延焼を防止するために必要な離隔距離とする。

1.2.3

可搬型設備及び災害対策要員に対する熱影響を防止するために必要な離隔距離
防火帯外の森林火災影響評価結果を基に，最も高い火炎輻射発散度が，一様に1.0.2-別紙 6-9

保管場所周辺の植生に存在すると仮定し，ある離隔距離において物体が受ける輻
射強度を算出した。離隔距離と輻射強度の関係を第 1 図に示す。
熱影響を防止するために必要な離隔距離は，第 1 表に示す「人が長時間さらされても苦痛を感じない輻射強度」とされる 1.6kW／m２以下となる距離として設定する。
第 1 図より，輻射強度が 1.6kW／m２以下となる距離 53m を熱影響を防止するために必要な離隔距離とする。

第1図

離隔距離と輻射強度の相関図

第1表

放射熱の影響（石油コンビナートの防災アセスメント指針より抜粋）

1.0.2-別紙 6-10

1.2.4

緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離

防火帯外の森林火災影響評価結果を基に，以下の通り植生火災による建屋外壁に対する熱影響評価を行い，緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離を 16m とする。
(1) 許容温度
火災時における短期温度上昇を考慮した場合において，コンクリート圧縮強度が維持される保守的な温度 200℃を許容温度とする。
(2) 評価結果
火災が発生した時間から燃え尽きるまでの間，一定の輻射強度で外壁が昇温されるものとして，1 次元非定常熱伝導方程式を差分法より解くことで建屋外壁が許容温度となる輻射強度を求め，植生から建屋外壁までがこの輻射強度となる離隔距離（危険距離）を求め，危険距離 16m を算出。

1.3 防火エリアの設定
延焼を防止するために必要な離隔距離 23m，可搬型設備及び災害対策要員への熱影響を防止するために必要な離隔距離 53m 及び緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離 16m を考慮し，保管場所，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）及び緊急時対策所建屋の周囲に防火エリアを設定する（第 2 図参照）。

1.0.2-別紙 6-11

第2図

防火エリアの設定

1.0.2-別紙 6-12

2.

保管場所等周辺の防火帯内植生火災時における発火の想定(1) 発火の想定
自然現象にて抽出した自然現象 14 事象及び外部人為事象にて抽出した外部人為事象 7 事象（別紙（1）参照），故意による大型航空機の衝突を考慮し，保管場所等周辺の防火帯内植生の発火又は植生への延焼の有無を評価した上で発火の想定を行う。

(2)

立地条件を考慮した発火箇所の設定（1）の方針に基づき，発火箇所を以下のとおり設定した。発火箇所の設定に係る評価結果を第 2 表，第 3 表に示す。
ａ．予備変圧器
耐震性が低い予備変圧器の損傷による発火を想定。植生までは一定の離隔距離があることや自衛消防隊による消火活動を行うことにより植生への延焼の可能性は低いと考えられるが，万一，植生に延焼することを想定し，予備変圧器を発火箇所として設定。
ｂ．保管場所等周辺植生の任意の場所
竜巻による危険物（公道を走行する車両等）の飛来による発火や落雷，爆発物の飛来，近隣工場の火災（構内作業等）による発火を想定。保管場所等
周辺植生全域で発生する可能性があるため，植生上の任意の点を発火箇所として設定。
ｃ．原子炉建屋へ衝突した大型航空機
原子炉建屋への大型航空機衝突による航空機火災の植生への延焼を想定。
原子炉建屋と植生までの距離は 100m 以上あるが，万一，火災が植生に延焼する場合を想定し，原子炉建屋に衝突した大型航空機を発火箇所として設定。

1.0.2-別紙 6-13

第2表
自然現象
地震
津波
洪水
風（台風）
竜巻

発火箇所の設定に係る評価結果（自然現象）
植生の発火又は植生への延焼の想定

発火箇所の想定

耐震性が低い可燃物を内包する施設（予備変圧器）の火
災の植生への延焼（第 3 図参照）。
保管場所等周辺植生への浸水はないため，漂流物等による発火は発生しない。
敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害は生
じない。

予備変圧器
設置箇所
―
―

保管場所等周辺
植生全域
危険物の飛来（公道を走行する油を内包する車両等）に 保管場所等周辺
よる植生の発火（第 4 図参照）。
植生全域

竜巻の評価に包含。

凍結

植生の発火は発生しない。

―

降水

植生の発火は発生しない。

―

積雪

植生の発火は発生しない。

―

落雷

落雷による発火（第 4 図参照）。

地滑り

発電所敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しない。

―

火山の影響

降下火砕物による植生の発火は発生しない。

―

生物学的事象植生の発火は発生しない。

―

森林火災
高潮

防火帯設置，消火活動により，防火帯内側の植生火災は発生しない。
保管場所周辺植生は，高潮の影響を受けない敷地高さにあるため，影響を受けない。

1.0.2-別紙 6-14

保管場所等周辺
植生全域

―
―

第3表
外部人為事象

航空機落下

ダムの崩壊
爆発
近隣工場等の
火災

発火箇所の設定に係る評価結果（外部人為事象）
植生の発火又は植生への延焼の想定

発火箇所の想定―（防護設計の要否判断の基準を超えないことから設計―上考慮不要。航空機落下による発火は，近隣工場の火災
にて評価）
ダムの崩壊による流出水は敷地勾配により発電所敷地―まで遡上しないため，影響を受けない。
公道上での燃料輸送車両の爆発物の飛来による植生の 保管場所等周辺
発火（第 4 図参照）。
植生全域
（1）構内作業による発火（第 4 図参照）。
保管場所等周辺
植生全域（2）航空機墜落による植生の発火（第 4 図参照）。

有毒ガス

植生の発火は発生しない。

―

船舶の衝突

―
（船舶の衝突による影響は，取水機能への評価であり，船舶の衝突による発火は，近隣工場等の火災にて評価）

―

電磁的障害

植生の発火は発生しない。

―

大型航空機衝突

原子炉建屋への大型航空機の衝突による火災の植生へ 原子炉建屋へ衝突の延焼（第 5 図参照）。
した大型航空機

1.0.2-別紙 6-15

第 3 図 耐震性が低い可燃物を内包する施設（予備変圧器）の発火

1.0.2-別紙 6-16

第 4 図 風（台風），竜巻による危険物の飛来，落雷，爆発物の飛来，近隣工場の火災による発火1.0.2-別紙 6-17

第5図

原子炉建屋への大型航空機の衝突による発火3. 影響評価3.1

予備変圧器の発火に対する影響評価
予備変圧器の火災が保管場所等周辺植生に延焼した場合でも，2 箇所の保管場

所，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）
及び緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

1.0.2-別紙 6-18

3.2

保管場所等周辺植生の任意の場所の発火に対する影響評価
竜巻による危険物（公道を走行する車両等）の飛来，落雷，爆発物の飛来，
近隣工場の火災（構内作業等）により保管場所等周辺植生が発火した場合でも，2 箇所の保管場所，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替
高圧電源装置付近）及び緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

3.3

原子炉建屋へ衝突した大型航空機の発火に対する影響評価
原子炉建屋への大型航空機衝突による火災が保管場所等周辺植生に延焼した場合でも，2 箇所の保管場所及びアクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近），緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定
により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスル
ート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

1.0.2-別紙 6-19

別紙（7）
保管場所及びアクセスルートへの自然現象の重畳による影響について

自然現象の重畳として，発電所敷地で想定される自然現象（地震，津波を除く）として抽出した 12 事象（洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，
落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災，高潮）から，敷地に影響を及ぼすことがないと判断した，洪水，地滑り及び高潮を除いた 9 事象に，地震及び津波を加えた 11 事象について影響を評価した。
自然現象の組合せを第 1 表に示す。
事象 1 を先発事象，事象 2 を後発事象とする。

第1表

自然現象の組合せ

事象 1

凍結

降水

地震

積雪

津波

火山の
影響

生物学
的事象

風
(台風)

竜巻

森林
火災

落雷

(1b)

(2b)

(3b)

(4b)

(5b)

(6b)

(7b)

(8b)

(9b)

(10b)

(11b)

(12b)

(13b)

(14b)

(15b)

(16b)

(17b)

(18b)

(19b)

(20b)

(21b)

(22b)

(23b)

(24b)

(25b)

(26b)

(27b)

(28b)

(29b)

(30b)

(31b)

(32b)

(33b)

(34b)

(35b)

(36b)

(37b)

(38b)

(39b)

(40b)

(41b)

(42b)

(43b)

(44b)

(45b)

(46b)

(47b)

(48b)

(49b)

(50b)

(51b)

(52b)

(53b)

(54b)

事象 2

凍結
降水

(1a)

地震

(2a)

(11a)

積雪

(3a)

(12a)

(20a)

津波

(4a)

(13a)

(21a)

(28a)

火山の
影響

(5a)

(14a)

(22a)

(29a)

(35a)

生物学
的事象

(6a)

(15a)

(23a)

(30a)

(36a)

(41a)

風
(台風)

(7a)

(16a)

(24a)

(31a)

(37a)

(42a)

(46a)

竜巻

(8a)

(17a)

(25a)

(32a)

(38a)

(43a)

(47a)

(50a)

森林火
災

(9a)

(18a)

(26a)

(33a)

(39a)

(44a)

(48a)

(51a)

(53a)

落雷

(10a)

(19a)

(27a)

(34a)

(40a)

(45a)

(49a)

(52a)

(54a)

1.0.2-別紙 7-1

(55b)
(55a)

各自然現象がもたらす影響モードを第 2 表に示す。

第2表

各自然現象がもたらす影響モード
影響モード

荷重

温度

閉塞
（吸気等）

閉塞
（海水系）

浸水

電気的影響

腐食

凍結

―

○

―

―

―

○

―

降水

○

―

―

―

○

―

―

地震

○

―

―

―

―

―

―

積雪

○

―

○

―

―

○

―

津波

○

―

―

○

○

―

―

火山の影響

○

―

○

○

―

○

○

生物学的
事象

―

―

―

○

―

○

―

風(台風)

○

―

―

―

―

―

―

竜巻

○

―

―

―

―

―

―

森林火災

―

○

○

―

―

―

―

落雷

―

―

―

―

―

○

―

自然現象の組合せについて，設備の耐性，作業環境，屋外ルート，屋内ルートに対して，以下に基づき評価を実施した。

1.

評価方針
第 1 表に示す自然現象の組合せに対し，第 2 表の影響モードを網羅的に組み合わせ確認する。確認の結果，影響モードが単独の自然現象に比べ増長する可能性が高まる場合，以下項目についてその内容を記載する。

1.0.2-別紙 7-2

2.

評価対象及び内容

（1）

設備の耐性
保管場所にある重大事故等対処設備が重畳荷重等により機能喪失する可能性について記載する。

（2）

作業環境
保管場所での各種作業や，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

（3）

屋外ルート
屋外アクセスルートについてがれき撤去，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

（4）

屋内ルート
屋内アクセスルートへの荷重等による影響について記載する。

1.0.2-別紙 7-3

3.

評価結果

（1a）凍結×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（1b）降水×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（2a）凍結×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（2b）地震×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-4

（3a）凍結×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（3b）積雪×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（4a）凍結×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（4b）津波×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-5

（5a）凍結×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（5b）火山の影響×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（6a）凍結×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（6b）生物学的事象×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-6

（7a）凍結×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（7b）風（台風）×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（8a）凍結×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（8b）竜巻×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-7

（9a）凍結×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（9b）森林火災×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（10a）凍結×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（10b）落雷×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-8

（11a）降水×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（11b）地震×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（12a）降水×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（12b）積雪×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-9

（13a）降水×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（13b）津波×降水
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：増長する影響モードなし

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-10

（14a）降水×火山の影響
設備の耐性：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作業環境：降下火砕物が湿分を吸収することによって，除灰の作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として湿分を含んだ降下火
砕物の堆積荷重を考慮していることから，影響なし（14b）火山の影響×降水
設備の耐性：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作業環境：降下火砕物が湿分を吸収することによって，除灰の作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として湿分を含んだ降下火
砕物の堆積荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-11

（15a）降水×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（15b）生物学的事象×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（16a) 降水×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（16b) 風（台風）×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-12

（17a）降水×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（17b）竜巻×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（18a）降水×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（18b）森林火災×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-13

（19a）降水×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（19b）落雷×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（20a）地震×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-14

（20b）積雪×地震
設備の耐性：積雪荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除雪することで影響を緩和可能

作業環境：増長する影響モードなし

屋外ルート：除雪作業に加え，瓦礫撤去作業が追加になり作業量は増加
するが，対応は可能

屋内ルート：積雪荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と地震荷重の組合せを考慮していることから，影響なし（21a）地震×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：瓦礫撤去作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加するが，
対応は可能

屋内ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-15

（21b）津波×地震
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：がれき撤去作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加する
が，対応は可能屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（22a）地震×火山の影響
設備の耐性：地震と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-16

（22b）火山の影響×地震
設備の耐性：地震と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（23a）地震×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（23b）生物学的事象×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-17

（24a）地震×風（台風）
設備の耐性：地震荷重に風荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，作用する力の方向も考慮に入れると瞬時であり，同方向に荷重が加わる頻度は極めて低い

作業環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：地震荷重に風荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として地震荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし（24b）風（台風）×地震
設備の耐性：風荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，作用する力の方向も考慮に入れると瞬時であり，同方向に荷重が加わる頻度は極めて低い

作業環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：風荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として地震荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-18

（25a）地震×竜巻
設備の耐性：地震と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮し
ない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（25b）竜巻×地震
設備の耐性：地震と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮し
ない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（26a）地震×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-19

（26b）森林火災×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（27a）地震×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（27b）落雷×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-20

（28a）積雪×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：除雪作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加するが，対
応は可能

屋内ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（28b）津波×積雪
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業に加え，除雪作業が追加になり作業量は増加するが，対
応は可能

屋内ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-21

（29a）積雪×火山の影響
設備の耐性：積雪荷重に降下火砕物の堆積荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除雪及び除灰することで影響を緩
和可能

作業環境

：除雪作業に加え，除灰作業が追加になり作業量は増加する
が，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：積雪荷重と降下火砕物の堆積荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と降下火砕物の堆積荷重を考慮していることから，影
響なし（29b）火山の影響×積雪
設備の耐性：降下火砕物の堆積荷重に積雪荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除灰及び除雪することで影響を緩
和可能

作業環境

：除灰作業に加え，除雪作業が追加になり作業量が増加する
が，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物の堆積荷重に積雪荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として降下火砕物の堆積荷重と積雪荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-22

（30a）積雪×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（30b）生物学的事象×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（31a）積雪×風（台風）
設備の耐性：積雪荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，除雪することで影響を緩和可能

作業環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：積雪荷重と風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-23

（31b）風（台風）×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（32a）積雪×竜巻
設備の耐性：竜巻の風荷重により積雪荷重が緩和されることから，荷重の組合せは考慮しない

作業環境：除雪作業に加え，竜巻飛来物の撤去作業が追加になり作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：竜巻の風荷重により積雪荷重が緩和されることから，荷重の組合せは考慮しない（32b）竜巻×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-24

（33a）積雪×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（33b）森林火災×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（34a）積雪×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（34b）落雷×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-25

（35a）津波×火山の影響
設備の耐性：津波と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（35b）火山の影響×津波
設備の耐性：火山の影響と津波は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（36a）津波×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-26

（36b）生物学的事象×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（37a）津波×風（台風）
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（37b）風（台風）×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2-別紙 7-27

（38a）津波×竜巻
設備の耐性：津波と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮し
ない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（38b）竜巻×津波
設備の耐性：竜巻と津波は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮し
ない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（39a）津波×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-28

（39b）森林火災×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（40a）津波×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（40b）落雷×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（41a）火山の影響×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-29

（41b）生物学的事象×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（42a）火山の影響×風（台風）
設備の耐性：降下火砕物の堆積荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作業環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物の堆積荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として降下火砕物の荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし（42b）風（台風）×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-30

（43a）火山の影響×竜巻
設備の耐性：火山の影響と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（43b）竜巻×火山の影響
設備の耐性：竜巻と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を
考慮しない

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（44a）火山の影響×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-31

（44b）森林火災×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（45a）火山の影響×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（45b）落雷×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（46a）生物学的事象×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-32

（46b）風（台風）×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（47a）生物学的事象×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（47b）竜巻×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（48a）生物学的事象×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-33

（48b）森林火災×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（49a）生物学的事象×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（49b）落雷×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（50a）風（台風）×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-34

（50b）竜巻×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（51a）風（台風）×森林火災
設備の耐性：風（台風）により，輻射熱が大きくなることが想定されるが，保守的な条件で評価した森林火災影響評価に基づいた離隔距離を確保している。

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし（51b）森林火災×風（台風）
設備の耐性：風（台風）により，輻射熱が大きくなることが想定されるが，保守的な条件で評価した森林火災影響評価に基づいた離隔距離を確保している。

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし

1.0.2-別紙 7-35

（52a）風（台風）×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（52b）落雷×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（53a）竜巻×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-36

（53b）森林火災×竜巻
設備の耐性：竜巻により，森林火災の輻射熱が大きくなることが想定されるが，竜巻の継続時間は短く，風向は一定でないことから，輻射熱による影響は限定的である。また，予防散水を行うことで影響を緩和可能である。（竜巻襲来が予測される場合は，予防散水を一時的に中止する。）

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし（54a）竜巻×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（54b）落雷×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-37

（55a）森林火災×落雷設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（55b）落雷×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作業環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2-別紙 7-38

別紙（8）
平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震の被害状況について1.

東北地方太平洋沖地震の概要
平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分頃，宮城県沖において，大きな地震が発生し，宮城県で最大震度 7（茨城県東海村での観測震度「6 弱」）を観測したほか，東北地方を中心に関東地方にかけて広い範囲で地震動が観測された。気象庁発表によれば，マグニチュードは 9.0，震源深さは 24 ㎞である。

2.

東北地方太平洋沖地震時の被害状況
東北地方太平洋沖地震時に東海第二発電所構内で確認された被害のうち，屋外
アクセスルートに関る傾斜地及び構内道路の被害状況について以降に示す。

2.1 傾斜地の被害状況
東海第二発電所構内の傾斜地について，被害は確認されなかった。

2.2 構内道路の被害状況
構内道路と地下埋設物（放水路カルバート）が交差する箇所に一部段差（約10cm～約 20cm）や亀裂が認められたが，通行不能となった箇所はなかった。
なお，今回の被災状況を鑑み，地盤液状化による段差発生等により通行に支障が生じる可能性がある箇所については，路盤補強を実施することから，車両のア
クセス性に支障はない。
被害を受けた箇所で最も被害の大きな箇所（タービン建屋北側道路）の被災状
況を第 1 図に示す。

1.0.2-別紙 8-1

第1図

構内道路の被害箇所及びその状況

1.0.2-別紙 8-2

別紙（9）
可搬型設備の接続口の配置及び仕様について

1.

可搬型設備の接続口の考え方
可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものの接続口については，設置許可基準規則第 43 条第 3 項第 3 号の要求より，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，接続口を複数箇所に設ける。
その他の可搬型設備の接続口については，必要な容量を確保することのできる数を設けた上で，設備の信頼性等を考慮し，必要に応じて自主的に予備を確保する。
可搬型設備の接続口一覧を第 1 表及び第 2 表，接続口の写真を第 1 図，可搬型設備の配置図を第 2 図，接続場所を第 3 図に示す。

第 1 表 可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するもの
可搬型設備名称
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
・低圧代替注水系※１，※２
・代替格納容器スプレイ冷却系※１，※２
・格納容器下部注水系※１，※２
・代替燃料プール注水系※１，※２
・格納容器頂部注水系※１
可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型代替注水大型ポンプ
・代替残留熱除去系海水系
可搬型代替注水大型ポンプ
・代替燃料プール冷却系（海水系）

配置箇所

接続方法

仕様

2 箇所※１（東側，西側）2 箇所※２（高所東側，
高所西側）

フランジ

200A

コネクタ

φ80

ボルト・
ネジ

－

フランジ

300A

フランジ

300A

2 箇所
（東側，西側）2 箇所（東側，西側）2 箇所（東側，西側）2 箇所（東側，西側）1.0.2-別紙 9-1

第2表

その他の可搬型設備

可搬型設備名称
可搬型窒素供給装置
・格納容器窒素ガス供給系（D／W）※１
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）※１
・格納容器窒素ガス供給系（FCVS）※2

配置箇所
2 箇所※１（東側，西側）1 箇所※２（西側）

フランジ接続

接続方法

仕様

フランジ

50A

コネクタ接続第1図

接続口の写真（例示）

1.0.2-別紙 9-2

第2図

可搬型設備

1.0.2-別紙 9-3

配置図

第3図

可搬型設備

接続口の配置図

1.0.2-別紙 9-4

2.

可搬型設備の接続口の構造
東側接続口は屋外に設置した上で防護柵を設置，西側接続口は地下格納槽内に設置，高所東側接続口及び高所西側接続口は常設代替高圧電源装置置場に設置する。接続口の構造を第 4 図から第 6 図に示す。
重大事故等発生時に残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合の対策として常設設備である緊急用海水系を設置することを考慮し，可搬型設備である代替残留熱除去系海水系を東側接続口で使用する場合には，ホースをがれき上に敷設，接続口近傍構造物（サンプルタンク室）のがれきの影響がある場合には，必要に応じて人力でがれき撤去を行うことで，ホースの接続作業を行う。
なお，代替残留熱除去系海水系の接続口は，建屋がれき等の影響を考慮した防護柵を設置することで，接続口が損壊しない設計とする。
また，高所東側接続口及び高所西側接続口の注水配管は，常設代替高圧電源装置用の地下トンネル内に設置する。

1.0.2-別紙 9-5

【凡例】
・代替残留熱除去系海水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

原子炉建屋
付属棟

構造物倒壊範囲

Ａ

サンプル
タンク室

1,000mm

Ａ－Ａ矢視
Ａ

へパ
フィルター室・格納容器窒素ガス供給系（D／W）
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）（接続機器：可搬型窒素供給装置）

東側接続口は屋外に設置することから，全ての接続口に対して，防護柵を設置する。
防護柵 イメージ図
・代替燃料プール冷却系（海水系）（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）
・低圧代替注水系
・代替格納容器スプレイ冷却系
・格納容器下部注水系
・代替燃料プール注水系
・格納容器頂部注水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

・可搬型代替低圧電源車接続盤（接続機器：可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器）

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

接続口 上面図

第4図

東側接続口の構造

1.0.2-別紙 9-6

・可搬型代替低圧電源車接続盤（接続機器：可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器）
・低圧代替注水系
・代替格納容器スプレイ冷却系
・格納容器下部注水系
・代替燃料プール注水系
・格納容器頂部冷却系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）
・格納容器窒素ガス供給系（D／W）
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）（接続機器：可搬型窒素供給装置）
・格納容器窒素ガス供給系（FCVS）（接続機器：可搬型窒素供給装置）

・代替残留熱除去系海水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

排水管に向かって
傾斜がある

・代替燃料プール冷却系（海水系）（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

Ａ

Ａ

昇降用梯子

排水管

水密扉
地下格納槽 上面図

可搬型代替低圧電源車

可搬型代替注水大型ポンプ

水密扉
（開状態）

可搬型代替低圧
電源車接続盤側

上蓋

高所東側接続口及び高所西側接続口からの注水配管
水密扉のシール部があるため，扉の開放時でも溢水が流入することはない。

地下格納槽 断面図（Ａ－Ａ矢視）
今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第5図

西側接続口の構造

可搬型代替低圧電源車接続盤が設置されているエリアは，水密扉や壁，水密扉のシール部により注水配管等が設置されるエリアと区別されており，注水配管等が設

1.0.2-別紙 9-7

置されるエリアにおいて溢水が発生した場合，あるいは当該エリア上蓋部を通じて浸水が発生した場合でも，その影響を受けることはない。また，可搬型代替低圧電
源車接続盤が設置されているエリアは，排水のために床面に傾斜をつけることにより，水が滞留しないよう設計する。
さらに，可搬型代替注水大型ポンプ等の運転時は，ホースから漏えいがないことを監視しながら作業を行うことや，万一漏えいが発生した場合は，速やかに送水を停止する手順を定めておくことから，可搬型代替注水大型ポンプ等の運転時においても，可搬型代替低圧電源車等の運転には影響はない。
なお，ポンプやホースの取扱いについては，定期的な訓練を通じて習熟度や正しい扱い方の理解を深めるとともに，点検計画を定め，外観や性能試験，耐用年数を考慮した取替えなどを通じ，使用上のリスクを低減させる。

1.0.2-別紙 9-8

詳細図①参照

T.P.＋11m
詳細図②参照

シャフト部
・水配管
・油配管
・電気ケーブル
軽油貯蔵タンク（地下）地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）
俯瞰図

上面図

防護壁

防護壁
水密扉
接続口

接続口

高所東側接続口は，自然現象の影響を踏まえ，東側接続口と同様な防護柵を設置予定。

詳細図①（高所西側接続口）

詳細図②（高所東側接続口）

西側接続口
斜面崩壊時の影響は（地下格納槽）（2／2）を参照
接続口
T.P.＋11m
原子炉建屋
T.P.＋8m

常設代替高圧電源装置置場

地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）

注水配管
断面図

第6図

・トンネル内にはケーブル接続部を設けない。
・軽油配管にはフランジ部を設けない。
・水配管，軽油配管はケーブル類より下位置に配置する。
・ケーブル敷設部と水配管敷設部の間には点検通路スペースを設ける。

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

1.0.2-別紙 9-9

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第6図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

1.0.2-別紙 9-10

3.

可搬型設備の接続口近傍の状況
東側及び西側接続口近傍の状況を第 7 図に示す。

第7図

東側及び西側接続口近傍の状況

1.0.2-別紙 9-11

別紙（10）
淡水及び海水の取水場所等について

1. 可搬型設備の取水場所
屋外アクセスルートに近接し，利用可能な淡水取水場所を以下に示す。

・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備

淡水取水場所の配置を第 1 図に示す。
なお，参考として敷地内で利用可能な淡水及び海水取水場所を第 2 図に示す。

1.0.2-別紙 10-1

第1図

淡水取水場所

1.0.2-別紙 10-2

水源

凡例

～ 放水路
SA用海水ピット ～ 放水ピット～ 淡水タンク～ 放水ピット放水路～ 淡水タンク
放水ピット～ 淡水タンク

第2図

水源間の
距離（m）
405
300
290
170
465
260

その他の淡水及び海水取水場所

1.0.2-別紙 10-3

2.

淡水及び海水取水時の可搬型設備の配置
淡水及び海水取水時の可搬型設備の配置イメージ図を第 3 図から第 9 図に示す。
可搬型設備は基準地震動ＳＳの影響を受けない箇所に配置が可能である。

第3図

淡水及び海水取水場所

1.0.2-別紙 10-4

一覧

西側接続口【凡例】
アクセスルート

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ※1※2

チェックポイント
倒壊範囲
ポンプ投入箇所

事務本館
倒壊範囲

サービス建屋（東Ⅰ）倒壊範囲※1：淡水の注水用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の使用を想定※2：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第 4 図 代替淡水貯槽から取水する時の可搬型設備の配置イメージ

代替淡水貯槽の周辺は，地震時の被害想定項目（周辺構造物等の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり，地中埋設構造物の損壊）の評価により，影響を受けないエリアが確保可能であるため，任意の場所に可搬型設備を配置することが可能である。

1.0.2-別紙 10-5

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

154kV 送電鉄塔（No.8）
倒壊範囲
引留鉄構
倒壊範囲

予備変圧器
倒壊範囲

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ※1※2※1：淡水の注水用及び補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※2：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第 5 図 西側淡水貯水設備から取水する時の可搬型設備の配置イメージ

西側淡水貯水設備は，自然現象に対する頑健性を高めた高所の常設代替高圧電源
装置置場内の地下に設置することから，取水時に必要となる可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）は，常設代替高圧電源装置置場近傍のアクセスルート上に配置する。
当該ルートは基準地震動ＳＳの影響を受けないルートであり，アクセスルート上の任意の場所に可搬型設備を配置することが可能である。

1.0.2-別紙 10-6

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

増強廃棄物処理建屋
倒壊範囲

ポンプ投入箇所SA 用海水ピット

可搬型代替注水中型ポンプ※2※3
可搬型代替注水大型ポンプ※1※3※1：海水の注水又は補給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，原子炉建屋への放水用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想定※2：海水の補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※3：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第 6 図 SA用海水ピットから取水する時の可搬型設備の配置イメージ

SA用海水ピットの周辺は，地震時の被害想定項目（周辺構造物等の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり，地中埋設構造物の損壊）の評価により，の影響を受けないエリアが確保可能であるため，任意の場所に可搬型設備を配置することが可能である。

1.0.2-別紙 10-7

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

地下埋設構造物の影響により不等沈下が想定されるエリア

固体廃棄物貯蔵庫Ｂ棟
倒壊範囲

ポンプ投入箇所
放水ピット
可搬型代替注水大型ポンプ※1※3

パトロール車車庫
倒壊範囲

可搬型代替注水中型ポンプ※2※3※1：海水の注水又は補給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，原子炉建屋への放水用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想定※2：海水の補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※3：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第 7 図 放水ピットから取水する時の可搬型設備の配置イメージ

1.0.2-別紙 10-8

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

可搬型代替注水大型ポンプ※1※3

可搬型代替注水中型ポンプ※2※3

放水路
ポンプ投入箇所※1：海水の注水又は補給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，原子炉建屋への放水用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想定※2：海水の補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※3：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第8図

放水路から取水する時の可搬型設備の配置イメージ

1.0.2-別紙 10-9

【凡例】
アクセスルート

淡水タンク※1（原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，
純水貯蔵タンク，多目的タンク）

可搬型代替注水大型ポンプ※2※※4

可搬型代替注水中型ポンプ※3※4

チェックポイント
倒壊範囲

緊急時対策室建屋
倒壊範囲
事務本館
倒壊範囲

※1：淡水の注水又は補給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の使用を想定※2：淡水タンクから取水する場合は，水中ポンプを投入せずにフランジ接続により取水する。
※3：淡水の補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※4：配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第9図

淡水タンクから取水する時の可搬型設備の配置イメージ

1.0.2-別紙 10-10

参考資料-1
放水砲の設置位置

放射性物質拡散抑制及び泡消火放水（航空機燃料火災）のために設置する放水砲について，設置及び運搬が可能な範囲を第 1 図及び第 2 図に示す。

第 1 図 放射性物質拡散抑制時の放水砲の設置及び運搬が可能な範囲

1.0.2-別紙 10-11

第2図

泡消火放水時（航空機燃料火災）の放水砲の設置及び運搬が可能な範囲

放水砲は現場状況に応じて，第 1 図及び第 2 図に示す円の内側の任意の範囲に設置する。なお，放水砲の設置及び運搬が可能なエリアについて，屋外アクセス
ルートの地震時の被害想定項目（周辺構造物等の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり，地中埋設構造物の損壊）に含めて評価を行っている。

1.0.2-別紙 10-12

参考資料-2
タンクローリの設置位置及び燃料補給作業について

重大事故等対応で必要となるタンクローリは，西側保管場所下部及び南側保管場
所近傍に埋設される可搬型設備用軽油タンクより，可搬型設備に給油するための燃料を補給する。第 1 図及び第 2 図にタンクローリの設置が可能な範囲を，第 3 図に燃料補給作業のイメージ図を示す。
可搬型設備軽油タンクは，杭を介して岩盤に支持される構造とすることから，地震時の液状化及び揺すり込みによる不等沈下により保管場所との段差が発生する
が,可搬型設備軽油タンク上を車両は通行しないことから影響はない。
また，タンクローリは可搬型設備用軽油タンクの近傍にアクセス可能であり，段差が発生した場合でも，燃料補給作業に影響はない。
なお，タンクローリ補給後のホース内残存油については，軽油吸入口からホースを取り外した後にホースを持ち上げ，可搬型設備用軽油タンクに残存油を戻すことで処理が可能である。

1.0.2-別紙 10-13

第1図

可搬型設備用軽油タンク（西側保管場所）から給油する時のタンクローリの配置イメージ

1.0.2-別紙 10-14

第2図

可搬型設備用軽油タンク（南側保管場所）から給油する時のタンクローリの配置イメージ

可搬型設備用
軽油タンク

第3図

段差発生時のタンクローリ給油イメージ
1.0.2-別紙 10-15

別紙（11）
海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段について

海水取水については，T.P.＋8mに位置するSA用海水ピットから取水することとしているが，当該取水場所で海水取水ができない場合を想定し検討を行った。

海水取水の成立性として，大型航空機落下の影響を受けた場合を想定した代替残留熱除去系への送水（可搬型代替注水大型ポンプの設置）及び使用の成立性について評価を行った。
① SA用海水ピットに影響のある場合（第 1 図）①のケースについては，その他の海水取水場所としている放水ピット又は放水路が十分に離れた箇所に設置されているため，当該箇所から海水を取水する。

1.0.2-別紙 11-1

第1図

SA用海水ピットに影響のある場合

1.0.2-別紙 11-2

別紙（12）鉄塔基礎の安定性について

1.

送電鉄塔基礎の安定性評価について

1.1 概要経済産業省原子力安全・保安院指示文章「原子力発電所の外部電源の信頼性確保について（指示）」（平成 23・04・15 原院第 3 号）に基づき鉄塔敷地周辺の地
盤変状の影響による二次的被害の要因である盛土崩壊や地すべり，急傾斜地の土
砂崩壊の影響を評価し，抽出した鉄塔について，地質専門家による現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。
鉄塔基礎の安定性評価項目を第 1 図に示す。

「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2 月 17 日報告）より抜粋
第1図

鉄塔基礎の安定性評価項目

1.0.2-別紙 12-1

1.2

現地踏査基数と対策必要箇所
東海第二発電所の外部電源線において，鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の影響を評価し，抽出した鉄塔について現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。
現地踏査結果を第 1 表に示す。

第1表

送電鉄塔の現地踏査結果
現地踏査基数

線路名

鉄塔基数

対策必要基数
盛土

地すべり

急傾斜地

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力線

8基

0基

0基

0基

0基

合計

52 基

2基

0基

3基

0基

「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2 月 17 日報告）より抜粋

1.0.2-別紙 12-2

2.

送電鉄塔倒壊時の影響について
各保管場所及びアクセスルートの近傍には 154kV 原子力線の送電鉄塔が設置されており，1 項で示したとおり，鉄塔基礎の安定性に影響がないことを確認しているが，万一，倒壊した場合の影響を確認した。

(1) 保管場所への影響
第 2 図及び第 3 図に示すとおり，各保管場所近傍に設置されている送電鉄塔
は，保管場所よりも低い位置に設置されていることから，倒壊によって斜面を滑動した場合でも影響を受けることはない。なお，保管場所は送電鉄塔及び送電線の影響範囲外に設置している。

(2)

アクセスルートへの影響
第 2 図及び第 3 図に示すとおり，西側保管場所周辺のアクセスルートは送電鉄塔倒壊時の送電線の影響を受ける区間が一部あるが，南側保管場所周辺の送電鉄塔は，設置地盤が崩壊しないような設計とするため，送電鉄塔の滑動の影響を受けることはない。なお，アクセスルートは送電鉄塔の倒壊範囲外に設置している。

1.0.2-別紙 12-3

第2図

西側保管場所周辺の標高及び造成計画

1.0.2-別紙 12-4

第3図

南側保管場所周辺の標高及び造成計画

1.0.2-別紙 12-5

別紙（13）
崩壊土砂の到達距離について

1.

崩壊土砂の到達距離に関する各種文献
崩壊土砂の到達距離についての各種文献の記載を第 1 表に示す。

第1表
文献名

各種文献における土砂到達距離の考え方
記載内容①原子力発電所の基礎地盤及2004 年新潟県中越地震
び周辺斜面の安定性評価技による斜面崩壊事例か術（社団法人土木学会，2009） らの分析結果
1972～1982 年に発生し②土質工学ハンドブック（社団た急傾斜地 3500 地区の法人土質工学会，1990）
調査結果③土木工学ハンドブック（社団 昭和 44 年～49 年の崖崩
法人土木学会，1989）
れの事例収集

根拠

到達距離

対象
斜面

1.4H
（斜面高×1.4 倍）
実績

1.4H（斜面高×1.4 倍）

自然
0.55～0.79H
斜面（斜面高×0.55～0.79 倍）
2.0H④土砂災害防止法
土砂災害警戒区域（斜面高×2.0 倍）
警戒区域※⑤宅地防災マニュアルの解説
急傾斜地崩壊危険箇所
2.0H（宅地防災研究会，2007）の考え方（斜面高×2.0 倍）※警戒区域：建築物に損壊が生じ，住民等の生命又は身体に著しい危害が生じる恐れがある区域。危険の周知，警戒避難体制の整備等が図られる。

1.1 実績に基づいて整理された文献等：①～③①原子力発電所の基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価技術
JEAG4601 1987 で規定した「堆積長 50m」「斜面高さの 1.4 倍」の分析データは地震時だけのデータではない（降雨など）ため，地震のみの崩壊事例として，2004
年新潟県中越地震による斜面崩壊事例について分析を行った。
その結果，「堆積長 50m」及び「斜面高さの 1.4 倍」を超えるのは 2.2％であり，JEAG4601 1987 で示されている基準は十分保守的な値である。文献からの引用を第1 図に示す。

1.0.2-別紙 13-1

第 1 図 周辺斜面の離間距離に関する JEAG4601 1987 目安値との比較②土質工学ハンドブック
文献からの引用を第 2 図に示す。

第2図

崩土の到達距離と斜面の高さ頻度分布
1.0.2-別紙 13-2

③土木工学ハンドブック
文献からの引用を第 3 図に示す。

第3図

斜面構成土質ごとの崩壊規模（平均値）

1.0.2-別紙 13-3

1.2

警戒区域を示した文献等：④，⑤④土砂災害防止法
文献からの引用を第 4 図に示す。

第4図

各種警戒区域の説明

1.0.2-別紙 13-4

⑤宅地造成マニュアルの解説
文献からの引用を第 5 図に示す。

第5図

2.

急傾斜地崩壊危険箇所の要件

考え方・①，②より，JEAG4601 1987 で示されている基準（1.4H）以内での崩壊事例が9割以上を占めており，③では，土質により更に到達距離が小さくなる（0.79H以下）ことが示されている。
・一方，④，⑤で示された到達距離2.0Hについては，警戒範囲を示したものであり，裕度を持たせて設定されたものと考えられる。
・今回行う法面の崩壊想定は，道路の通行への影響を考慮するものであることか
ら保守的に「2.0H」を用いることで問題ないと考える。

1.0.2-別紙 13-5

別紙（14）
屋外アクセスルート

現場確認結果について

屋外アクセスルートの現場確認結果を第 1 図に示す。

第1図

屋外アクセスルート

1.0.2-別紙 14-1

現場確認結果別紙（15）
屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構造物等を抽出し，抽出した構造物等に対しアクセスルートへの影響評価を実施した。また，建物の損壊による影響範囲については，過去の地震時の建屋被害事例から損傷モードを想定し，影響範囲を設定した。
屋外アクセスルートに影響する構造物等の抽出及び影響評価は以下の手順で行った。
手順①：防潮堤内側の構造物等を抽出（1 項）
防潮堤内側の構造物等を全て抽出する。
手順②：構造物等の損壊による屋外アクセスルートへの影響範囲の評価（2 項）
構造物等が損壊した場合の影響範囲を基に，アクセスルートへの干渉有
無を確認のうえ，以下の点を評価する。
・アクセスルートに干渉する全ての構造物等について，単独で損壊した場合に必要な幅員が確保可能か・損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等について，アクセ
スルートを挟んだ向かい側にアクセスルートに干渉する構造物の有無，ある場合は必要な幅員が確保可能か
手順③：アクセスルートに影響がある構造物の詳細確認（3 項）
手順②の評価結果のうち，がれき撤去によりアクセスルートの確保，または人力にて送水ホースを敷設することで対応するとした構造物等の対応の成立性ついて，詳細に確認する。

1.0.2-別紙 15-1

1.

屋外アクセスルート近傍の構造物等の抽出
図面確認並びに現場調査により，屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構
造物等を抽出した。抽出した構造物等を第 1 表及び第 2 表に示す。また，構造物等の配置を第 1～4 図に示す。

第1表
No

アクセスルートの周辺構造物（建屋）

構造物名称

1 機械工作室用ボンベ庫
2 監視所
3 消防自動車車庫
4 H2O2ボンベ庫
5 機械工作室
6 屋内開閉所
7 パトロール車車庫
8 H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
9 主発電機用ガスボンベ庫
10 タービン建屋
11 原子炉建屋
12 サービス建屋
13 水電解装置建屋
14 ベーラー建屋
15 サンプルタンク室（R／W）
16 ヘパフィルター室
17 マイクロ無線機室
18 モルタル混練建屋
19 増強廃棄物処理建屋
20 排気塔モニター室
21 機器搬入口建屋
22 地下排水上屋（東西）23 CO2ボンベ室
24 チェックポイント
25 サービス建屋～チェックポイント歩道上屋
26 サービス建屋ボンベ室
27 所内ボイラー用ボンベ庫
28 擁壁①
29 別館
30 PR第二電気室
31 給水処理建屋
32 固体廃棄物貯蔵庫A棟
33 固体廃棄物貯蔵庫B棟
34 給水加熱器保管庫
35 取水口電気室
36 屋外第二電気室
37 補修装置等保管倉庫
38 プロパンガスボンベ室
39 機材倉庫40 No.1保修用油倉庫
41 No.2保修用油倉庫
42 固体廃棄物作業建屋
43 緊急時対策室建屋
44 事務本館
45 原子炉建屋（東Ⅰ）

参照
図面

第2,5図

第3,6図

第4,7図

No

構造物名称

46 タービンホール（東Ⅰ）
47 サービス建屋（東Ⅰ）
48 燃料倉庫
49 工具倉庫50 固化処理建屋
51 サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
52 放射性廃液処理施設
53 地下タンク上屋（東）54 地下タンク上屋（西）55 使用済燃料貯蔵施設
56 Hバンカー
57 黒鉛スリーブ貯蔵庫
58 燃料スプリッタ貯蔵庫
59 低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫
60 保修機材倉庫
61 ボーリングコア倉庫
62 ランドリー建屋
63 再利用物品置場テントNo.4
64 再利用物品置場テントNo.5
65 再利用物品置場テントNo.6
66 ボイラー上屋
67 使用済燃料乾式貯蔵建屋
68 非常用ディーゼルポンプ室
69 C.W.P制御盤室
70 油倉庫71 配電設備室
72 水処理倉庫
73 資料2号倉庫
74 資料5号倉庫
75 資料4号倉庫
76 擁壁②77 常設代替高圧電源装置
78 排水処理建屋
79 送水ポンプ室
80 受水槽量水器小屋
81 加圧式空気圧縮機小屋
82 飲料水ポンプ室
83 空気圧縮機室
84 ホットワークショップ
85 屋外タンク上屋
86 飲料水次亜鉛滅菌装置室
87 緊急時対策所建屋
88 原子力館
89 正門監視所
90 放管センター

1.0.2-別紙 15-2

参照
図面

第4,7図

第2,5図

第4,7図

第1図

第2表

アクセスルートの周辺構造物等（建屋以外）
No
A
B
C
D
E
F
G
H
I
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V
W
X
Y
Z
AA

第1図

構造物名称
275kV送電鉄塔（No.1）
154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
多目的タンク
純水貯蔵タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
溶融炉苛性ソーダタンク
溶融炉アンモニアタンク
主変圧器
所内変圧器
起動変圧器
予備変圧器
増強廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
主排気ダクト
排気筒（東二）排気筒（東Ⅰ）
No.1所内トランスN2タンク
No.1主トランスN2タンク
No.2主トランスN2タンク
No.2所内トランスN2タンク
600t純水タンク
154kV引留鉄構
崩壊土砂①
崩壊土砂②
側方流動

参照
図面
第1図

第2,5図

第4,7図

第2,5図
第4,7図
第3,6図

アクセスルートの周辺構造物等（発電所全体）

1.0.2-別紙 15-3

第2図

アクセスルートの周辺構造物等（東二側詳細図）

1.0.2-別紙 15-4

第3図

アクセスルートの周辺構造物等（海側詳細図）

1.0.2-別紙 15-5

第4図

アクセスルートの周辺構造物等（東Ⅰ側詳細図）

1.0.2-別紙 15-6

2.

構造物等の損壊による屋外アクセスルートへの影響範囲の評価
アクセスルート近傍の障害となり得るとして抽出した構造物のうち，耐震Ｓクラス（ＳＳ機能維持含む）以外の構造物については，基準地震動ＳＳによりがれきが発生するものとしてアクセスルートへの影響評価を実施した。
建屋構造物の影響範囲は第 3 表に示すとおり，建屋の損傷モードを層崩壊，転倒崩壊とし，影響範囲は全層崩壊，又は建屋の根元から転倒するものとして建屋高さ分を設定した。なお，鉄骨造建屋については，過去の被害調査から層崩壊や転倒崩壊は確認されていない（補足説明資料（3）参照）が，影響範囲を建屋高さ分と設定した。
建屋以外の構造物のうち機器類の損壊による影響範囲は，構造物が根元からア
クセスルート側に影響するものとして設定し評価した。
建屋以外の構造物のうち斜面の崩壊による影響範囲は，斜面高さの 2 倍を崩壊
土砂の到達距離として評価した。
（別紙（13）参照）
構造物（建屋，機器類）の損壊によるアクセスルートへの影響評価方法を第 4表，影響評価結果を第 5 表から第 6 表，損壊により影響を与える構造物等の位置
を第 5 図から第 7 図に示す。損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等のうち，必要な幅員※を確保できないと想定される場合は損壊の影響を受けると評価した。
また，損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等について，アクセス
ルートを挟んだ向かい側にアクセスルートに干渉する構造物の有無，ある場合は必要な幅員が確保可能か確認し，確保できないと想定される場合は損壊の影響を受けると評価した。
なお，以下の箇所は重機によるがれき撤去は行わずに人力でホース又はケーブルを敷設するものとする。

1.0.2-別紙 15-7

・接続口付近
がれき等の有無にかかわらず，車両通行せずに人力でホースを敷設する箇所であり，また，がれき上からホース又はケーブルを敷設することが可能である。
なお，東側接続口付近に設置されている増強廃棄物建屋換気空調ダクトは地震時の損壊を想定した場合にダクト上を人力でホース又はケーブル敷設することが可能である。
あらかじめ形状変更・移設を行う構造物を第 8 図及び第 10 図に示す。
※必要な幅員（5m）は，重大事故等対応において早急に確保すべきアクセスルート幅として，車両通行幅 3m（重大事故等発生直後にアクセスルートの通行を想定している可搬型設備のうち，車幅が最大となる「可搬型代替大型注水ポンプ（車幅：2.49m）」に余裕を考慮）及び，ホース敷設幅 2m（原子炉注水等用の 200A ホース 3 本＋水源補給用の 200A
ホース 1 本＋放水用の 300A ホース 2 本の計 6 本を敷設した場合の占有幅（1.4m）に余裕を考慮）から設定

1.0.2-別紙 15-8

第3表
損傷モード

阪神・淡路
大震災時の
被害の特徴※

建屋の損傷モード及び損壊による影響範囲

層崩壊○崩壊形状としては，1 階層崩壊・中間層崩壊・全層崩壊がある。
○柱の耐力不足・剛性の偏在や層間での急な剛性・耐力の違い・重量偏在が崩壊の主な要因に挙げられる。
○1 階層崩壊の被害事例はピロティ構
造物の被害率が著しく高い。
○中間層崩壊は，6～12 階建ての建築物に確認されている。
隣接するアクセスルートへの影響範囲
が大きくなると想定される全層崩壊を損傷モードに選定した。

転倒崩壊○1 階層崩壊後に建築物が大きく傾き，
転倒に至ったケースが多く確認されている。

1 階層崩壊後に転倒に至る崩壊を想定
した。
Ｈ
損壊

損壊

想定される
損傷モード

Ｗ
1 階層崩壊により建屋が崩壊し，転倒

Ｈ

Ｈ

Ｗ
損壊
Ｗ

Ｈ

想定する建屋の損壊範囲

全層崩壊は地震時に構造物が受けるエ
ネルギーを各層で分配するため，各層の損傷は小さく，建屋全体の傾斜は過去の被害事例からも小さいといえるが，各層が各層高さ分，アクセスルー
ト側へ大きく傾斜するものとして設定した。

上述の損傷モードに基づき，建屋高さＨ分には到達しないものの，Ｈとして
設定した。

Ｈ

Ｈ

Ｈ
損壊
Ｈ

Ｗ

Ｗ

建屋の損壊による影響範囲Ｈ（建屋高さ分を設定）※「阪神・淡路大震災調査報告 共通編-1

総集編，阪神・淡路大震災調査報告編集委員会」参照

1.0.2-別紙 15-9

第4表

構造物（建屋，機器類）損壊時の影響評価方法

構造物高さ
Ｈ（m）

構造物とアクセスルートの位置関係
構造物

アクセスルート

アクセス
ルート幅
Ｗ（m）

アクセスルート
対象距離 Ｌ（m）

Ｌ－Ｈ が負の値の場合

Ｈ

Ｈ

Ｌ－Ｈ が正の値の場合

Ｈ

Ｈ
Ｌ

Ｌ

構造物が損壊してもがれきがアクセスルートに届かないため，通行性に影響なし→判定「Ａ」

構造物が損壊するとがれきがアクセスルートに干渉するため，詳細評価が必要となる

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 未満の場合

Ｈ

Ｈ

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 以上の場合

5m 以下

5m 以上
Ｈ
Ｈ

Ｌ

Ｌ

がれきがアクセスルートに干渉するが，道幅 5m を確保可能なため，通行性に影響なし→判定「Ａ」

道幅 5m が確保困難なため，がれき撤去，人力によるホース等の敷設，別ルートの通行のいずれかの対応が必要→判定「Ｂ」，「Ｃ」【判定】「Ａ」:通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保
可能，設備の移設等の対策を実施）「Ｂ」：がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む）「Ｃ」：がれき発生時は別ルートを通行する構造物

アクセスルート対象距離：Ｌの設定にあたり，全ての構造物の影響範囲を確認（参考資料-1）した上で，アクセスルートに干渉する可能性のある面との距離を算出する。

1.0.2-別紙 15-10

1.0.2-別紙 15-11

第2,5図

参照
図面

RC
RC
S
RC
S
S
RC
RC
S
RC
S
RC
S
S

13 水電解装置建屋
14 ベーラー建屋
15 サンプルタンク室（R／W）

16 ヘパフィルター室

17 マイクロ無線機室
18 モルタル混練建屋

19 増強廃棄物処理建屋

20
21
22
23
24
25
26

【判定】

4.0
8.4
2.9
4.9
11.4
2.0
3.2

-

3.6
14.9

5.7

8.2
6.0
9.9

14.7

-

11.7
7.5
14.1
5.9
11.4
0.0
2.3

10.2
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
5.0

-

7.5
5.0
10.2
5.0
5.0
5.0
5.0
5.0
5.5

31.4
0.0
8.2
6.0
0.0
1.4（東側）3.2（南側）
3.6
12.4
-

-

7.5
7.5
10.0
7.5
7.5
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0

アクセスルート
幅（m）Ｗ

-

構造物諸元
高さ
アクセスルート（m）Ｈ
対象距離（m）Ｌ
2.5
29.7
4.6
2.2
5.0
7.9
4.4
24.6
10.3
33.2
16.8
8.3
6.0
3.0
5.5
14.3
4.5
26.1
32.5
39.2

損壊による影響範囲
をＨとして評価-

耐震評価により損壊しないことを確認

7.8
-0.9
11.2
1.1
0.0
-0.9

損壊による影響範囲
をＨとして評価-

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
27.2
-2.4
2.9
20.2
22.9
-8.5
-3.0
8.8
21.6
6.8

16.7
-14.7
0.0
0.0
-9.9
-4.3
-2.5
0.0
-2.5

耐震評価により損壊しないことを確認

損壊による影響範囲
をＨとして評価

評価方法

18.0
9.1
21.2
11.1
10.0
4.2

-

24.2
-9.7
10.2
5.0
-4.9
0.7
2.5
5.0
3.0

-

影響評価
判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
34.7
5.1
12.9
27.7
30.4
1.5
7.0
18.8
31.6
16.8

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
※2
Ａ
Ｃ ※3

Ａ

Ａ
Ｃ ※3
Ａ
Ａ
－
※1
－
－
Ａ
Ｂ

Ａ

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

判定

※1：ヘパフィルタ室東側は，がれき上にホースを敷設する。南側はがれき影響がないルートにホースを敷設する。
※2：対策を実施することで通行性を確保（第 8 図参照）
※3：当該構造物近傍のルートは，放水砲設置時にだけ使用するルートであるため，がれき影響がある場合はがれき影響がない箇所に放水砲を設置する：「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む）：「Ｃ」がれき発生時は別ルートを通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

排気塔モニター室
機器搬入口建屋
地下排水上屋（東西）CO2ボンベ室
チェックポイント
サービス建屋～チェックポイント歩道上屋
サービス建屋ボンベ室

RC

12 サービス建屋

建物
構造
S
RC
S
S
S
S
S
S
S
RC
RC

機械工作室用ボンベ庫
監視所
消防自動車車庫
H2O2ボンベ庫
機械工作室
屋内開閉所
パトロール車車庫
H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
主発電機用ガスボンベ庫
タービン建屋

アクセスルート周辺構造物

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）（1／3）

11 原子炉建屋

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

No

第5表

1.0.2-別紙 15-12

第4,7図

第3,6図

第2,5図

参照
図面

RC

S
S
S
S
S
S
S
S
S

【判定】

構造物諸元
高さ
アクセスルート（m）Ｈ
対象距離（m）Ｌ
2.5
33.1
3.6
1.5
9.4
19.5
4.3
18.5
9.0
35.1
5.9
2.5
10.6
3.6
9.4
6.2
4.0
18.3
5.5
3.1
10.0
2.9
7.3
1.5
9.8
2.7
4.9
20.2
4.9
20.2
0（東側）
20.7
0（南側）
13.8
0.9
28.2
20.5
61.0
80.3
23.8
20.9
9.9
1.9
12.4
11.2
2.9
11.2
9.0
10.8
6.3（北側）9.9
0.0（東側）
9.4
20.7
4.0
20.7
6.7
20.7
21.7
45.1
16.6
57.9
15.0
28.7
15.0
22.3
5.5
42.1
7.5
7.5
7.5
7.5
7.5
7.5
10.5
15.0
7.5
7.5
10.2
10.0
10.2
10.2
10.2
9.0
9.0
7.5
7.5
5.0
7.5
9.0
10.0
10.0
8.7
9.0
13.7
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0

アクセスルート
幅（m）Ｗ

損壊による影響範囲
をＨとして評価

評価方法
判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
30.6
-2.1
10.1
14.2
26.2
-3.4
-7.0
-3.2
14.3
-2.4
-7.1
-5.8
-7.1
15.3
15.3
-20.7
-20.7
-12.9
-7.7
19.3
-3.0
-1.2
8.3
1.8
-3.6
-9.9
11.3
16.7
14.0
23.4
41.3
13.7
7.3
36.6

影響評価
判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
38.1
5.4
17.6
21.7
33.7
4.1
3.5
11.8
21.8
5.1
3.1
4.2
3.1
25.5
25.5
-11.7
-11.7
-5.4
-0.2
24.3
4.6
8.8
18.3
10.5
5.4
3.8
21.3
26.7
24.0
33.4
51.3
23.7
17.3
46.6

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ｃ
Ｃ
Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ａ
Ｃ
Ａ※
Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

判定

※対策を実施することで通行性を確保（第 9 図参照）：
「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む）：「Ｃ」がれき発生時は別ルートを通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

放射性廃液処理施設
地下タンク上屋（東）地下タンク上屋（西）使用済燃料貯蔵施設
Hバンカー
黒鉛スリーブ貯蔵庫
燃料スプリッタ貯蔵庫
低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫

51 サイトバンカー建屋（東Ⅰ）

52
53
54
55
56
57
58
59

緊急時対策室建屋
事務本館
原子炉建屋（東Ⅰ）
タービンホール（東Ⅰ）
サービス建屋（東Ⅰ）
燃料倉庫
工具倉庫
固化処理建屋

RC
RC
RC
S
RC
S
S
RC

建物
構造
S
S
RC
RC
S
RC
RC
RC
RC
S
S
S
S
S
S

42 固体廃棄物作業建屋

所内ボイラー用ボンベ庫
擁壁①
別館
PR第二電気室
給水処理建屋
固体廃棄物貯蔵庫A棟
固体廃棄物貯蔵庫B棟
給水加熱器保管庫
取水口電気室
屋外第二電気室補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ室
機材倉庫
No.1保修用油倉庫
No.2保修用油倉庫

アクセスルート周辺構造物

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）（2／3）

43
44
45
46
47
48
49
50

27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41

No

第5表

1.0.2-別紙 15-13

第1図

第4,7図

第2,5図

第4,7図

参照
図面

【判定】

88 原子力館
89 正門監視所
90 放管センター

87 緊急時対策所建屋
16.2
4.0
8.1

-

9.5
2.8
2.5
3.5
2.5
6.0
12.5
6.5
3.3

-

91.7
60.3
83.3

-

52.6
28.0
40.1
57.5
42.8
57.9
41.5
39.0
55.6

-

構造物諸元
高さ
アクセスルート（m）Ｈ
対象距離（m）Ｌ
5.5
31.1
3.3
72.3
4.1
14.7
6.4
8.1
6.2
15.3
6.3
22.6
6.9
37.4
22.0
23.0
5.2
4.8
4.0
33.1
7.0
16.9
3.2
39.2
2.8
40.8
5.6
18.0
5.5
16.8
7.2
5.6
3.0
1.5

10.0
10.0
10.0

-

7.5
7.0
7.5
7.0
7.0
8.0
8.0
8.0
7.5

-

8.0
10.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
7.5
7.5
5.0
5.0
7.5
5.0
8.0
8.0
7.5

アクセスルート
幅（m）Ｗ

損壊による影響範囲
をＨとして評価-

耐震評価により損壊しないことを確認

75.5
56.3
75.2

損壊による影響範囲
をＨとして評価-

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
25.6
69.0
10.6
1.7
9.1
16.3
30.5
1.0
-0.4
29.1
9.9
36.0
38.0
12.4
11.3
-1.6
-1.5

43.1
25.2
37.6
54.0
40.3
51.9
29.0
32.5
52.3

耐震評価により損壊しないことを確認

損壊による影響範囲
をＨとして評価

評価方法

85.5
66.3
85.2

-

50.6
32.2
45.1
61.0
47.3
59.9
37.0
40.5
59.8

-

影響評価
判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
33.6
79.0
18.6
9.7
17.1
24.3
38.5
11.0
7.1
36.6
14.9
41.0
45.5
17.4
19.3
6.4
6.0

Ａ
Ａ
Ａ

Ａ

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

Ａ

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

判定

：
「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む）：「Ｃ」がれき発生時は別ルートを通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

RC
RC
S

RC

RC
RC
S
S
S
S
S
S
RC

排水処理建屋
送水ポンプ室
受水槽量水器小屋
加圧式空気圧縮機小屋
飲料水ポンプ室
空気圧縮機室ホットワークショップ
屋外タンク上屋
飲料水次亜鉛滅菌装置室

78
79
80
81
82
83
84
85
86

建物
構造
S
S
RC
S
RC
RC
S
S
RC
S
S
S
S
RC
RC

保修機材倉庫ボーリングコア倉庫
ランドリー建屋
再利用物品置場テントNo.4
再利用物品置場テントNo.5
再利用物品置場テントNo.6
ボイラー上屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋
非常用ディーゼルポンプ室
C.W.P制御盤室
油倉庫
配電設備室
水処理倉庫
資料2号倉庫資料5号倉庫資料4号倉庫擁壁②

アクセスルート周辺構造物

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）（3／3）

77 常設代替高圧電源装置

60
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71
72
73
74
75
76

No

第5表

1.0.2-別紙 15-14

AA 側方流動

第4,7図

第3,6図

第2,5図

第4,7図

-

89.7
2.7
4.5
4.5
2.7
9.0
16.50
3.00
3.00

-

42.9
42.9
32.6
13.3
10.0
13.3
10.7
2.1
1.4
10.0
5.4
7.4
6.0
7.6
26.4

57.5

高さ
（m）Ｈ

91.0
91.0

20.0（南西側

7.50（西側）
※4

5.0
7.5
7.5
7.5
7.5
7.5
7.0
7.50
7.50

-

8.0
7.5
7.0
7.0
7.0
9.0
9.0
10.0
10.0
7.5
5.0
5.0
5.0

10.0

99.6
12.5
11.9
11.9
12.5
27.5
4.0
1.50
1.50

-

32.3
10.8
19.1
25.6
30.9
0.0
0.0
12.3
25.3
28.9
6.0
0.0
0.0

56.0

斜面高さの2倍を影響範囲として評価

損壊による影響範囲
をＨとして評価

耐震評価により損壊しないことを確認

損壊による影響範囲
をＨとして評価-1.5

損壊による影響範囲
をＨとして評価
送電線の影響を別途
評価

-9.0

-9.0

9.9
9.8
7.4
7.4
9.8
18.5
-12.5
-4.5
-4.5

-

-0.3
-2.5
9.1
12.4
20.3
-2.1
-1.4
2.3
19.9
21.5
0.0
-

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし

評価方法

水際線から100mの範
囲を影響範囲として
） 評価

構造物諸元
アクセスルート幅
アクセスルート（m）Ｗ
対象距離（m）Ｌ

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋以外）

11.0

-1.5

3.00 ※ 33.00 ※ 3

14.9
17.3
14.9
14.9
17.3
26.0
-5.5

-

7.7
5.0
16.1
19.4
27.3
6.9
7.6
12.3
29.9
29.0
5.1
-

8.5

影響評価
判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし

Ａ

Ｃ

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ ※2
Ｂ
Ｃ

Ａ

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ ※2
Ａ ※2
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
－
Ｃ ※1

Ａ

判定

※1：当該構造物近傍のルートは，放水砲設置時にだけ使用するルートであるため，がれき影響がある場合はがれき影響がない箇所に放水砲を設置する※2：対策を実施することで通行性を確保（第 9,10 図参照） ※3：Ｌ＋Ｗ－２Ｈ（斜面高さの 2 倍）で計算 ※4：側方流動の影響評価範囲外（道路交差部）：「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む）：「Ｃ」がれき発生時は別ルートを通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

排気筒（東Ⅰ）
No.1所内トランスN2タンク
No.1主トランスN2タンク
No.2主トランスN2タンク
No.2所内トランスN2タンク
600t純水タンク
154kV引留鉄構
崩壊土砂①
崩壊土砂②

R
S
T
U
V
W
X
Y
Z

【判定】

排気筒（東二）第2,5図Q

275kV送電鉄塔（No.1）

アクセスルート周辺構造物

154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
多目的タンク
純水貯蔵タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
溶融炉苛性ソーダタンク
溶融炉アンモニアタンク
主変圧器
所内変圧器
起動変圧器
予備変圧器
増強廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
主排気ダクト

A

No

B
C
D
E
F
G
H
I
J
K
L
M
N
O
P

第1図

参照
図面

第6表

第5図

アクセスルートの周辺構造物（東二側詳細図）

1.0.2-別紙 15-15

第6図

アクセスルートの周辺構造物（海側詳細図）

1.0.2-別紙 15-16

第7図

アクセスルートの周辺構造物（東Ⅰ側詳細図）

1.0.2-別紙 15-17

第8図

サービス建屋～チェックポイント歩道上屋に対する事前対策（形状変更）

1.0.2-別紙 15-18

第 9 図 サービス建屋（東Ⅰ），溶融炉苛性ソーダタンク，
溶融炉アンモニアタンクに対する事前対策（構造変更，移設）
1.0.2-別紙 15-19

第 10 図154kV 引留鉄構に対する事前対策（移設）

第 5 表及び第 6 表において，損壊時にアクセスルートに干渉する構造物等（Ｌ（アクセスルート対象距離）－Ｈ（構造物高さ）の値が負の数の構造物等）について，構造物の影響範囲を確認（参考資料-1）した上で，確保可能なアクセスル

1.0.2-別紙 15-20

ートの幅員が構造物の単独損壊評価よりも狭くなるおそれがある構造物等について，損壊時に確保可能なアクセスルートの幅員を確認した。評価結果を第 7
表，詳細確認結果を第 12 図, 第 13 図,第 15 図，第 16 図及び第 17 図に詳細を示す。

第 7 表 損壊時にアクセスルートに干渉する構造物等の評価結果
No

損壊時に単独損壊評価よりも幅員が狭くなるおそれのある構造物等の組合せ

損壊時に確保可能な道幅

16 へパフィルター室
O

対応方針

参照
図面

0m

がれき撤去は行わずに，人力でがれき上にホース等
第12図
を敷設する

11m

車両の通行に影響がないことを確認した

3.8m

がれきの影響を受けないように，アクセスルートを拡幅することで，車両の通行に必要なアクセスルー 第15図
トの幅を確保する0m

当該ルートは使用せず，別ルートを使用する

第16図

0m

当該ルートは使用せず，別ルートを使用する

第17図

増強廃棄物処理建屋換気空調ダクト

37 補修装置等保管倉庫
第13図AA 側方流動42 固体廃棄物作業建屋
51 サイトバンカー建屋（東Ⅰ）
43 緊急時対策室建屋
44 事務本館
46 タービンホール（東Ⅰ）
76 擁壁②Z

崩壊土砂②32 固体廃棄物貯蔵庫A棟
AA 側方流動3.

アクセスルートに影響がある構造物の詳細確認
損壊時にアクセスルートに影響がある構造物等のうち，第 5 表及び第 6 表の対応方針にて，がれき撤去によりアクセスルートの確保，または人力にて送水ホースを敷設することで対応するとした構造物等の対応の成立性について，アクセス

ルート及び近傍構造物等との位置関係及び構造物等の外観を第 11 図から第 17
図に示す。

1.0.2-別紙 15-21

第 11 図 屋内開閉所等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2-別紙 15-22

第 12 図原子炉建屋東側の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観並びに人力によるホース敷設の想定範囲
1.0.2-別紙 15-23

第 13 図補修装置等保管倉庫，プロパンガスボンベ室等の構造物及び側方流動とアクセスルートの位置関係及び構造物外観
1.0.2-別紙 15-24

第 14 図 機材倉庫等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2-別紙 15-25

第 15 図 サイトバンカー建屋（東Ⅰ），サービス建屋（東Ⅰ）等の構造物とアクセ
スルートの位置関係及び構造物外観並びに人力によるホース敷設の想定範囲
1.0.2-別紙 15-26

第 16 図擁壁①，崩壊土砂①等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観
1.0.2-別紙 15-27

第 17 図 固体廃棄物貯蔵庫 A 棟，側方流動等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2-別紙 15-28

参考資料-1
敷地内構造物等の損壊時の影響範囲

敷地内構造物等の損壊時の影響範囲を第 1 図から第 4 図に示す。

第1図

アクセスルートの周辺構造物等（発電所全体）

1.0.2-別紙 15-29

第2図

構造物等の損壊時の影響範囲（東二側詳細図）

1.0.2-別紙 15-30

第3図

アクセスルートの周辺構造物等（海側詳細図）

1.0.2-別紙 15-31

第4図

構造物等の損壊時の影響範囲（東Ⅰ側詳細図）

1.0.2-別紙 15-32

別紙（16）主要な変圧器等の火災について

1.

主要な変圧器他可燃物施設漏えいによる火災について

1.1

変圧器の絶縁油の漏えいについて
地震により主要な変圧器が損傷，変圧器内の絶縁油が漏えいした場合，第1

図に示すとおり，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤内の油水分離槽を介して地下の廃油槽に流下する。また，廃油槽は，予備変圧器の油保有油量の全量並びに起動変圧器，所内変圧器及び主変圧器計5台のうち4台分の油保有
油量を貯留するだけの容量を確保しており，漏えい油が地表面に滞留することはないため，地震により主要な変圧器が損傷した場合においても火災が発生する可能性は少ない。
ブッシング

放圧管
マンホール

コンサベータ
防油堤

油水分離槽
変圧器

基礎

砂利

廃油槽

第1図

1.2

変圧器下部構造（防油堤及び廃油槽）

変圧器火災の事故拡大防止対策について
新潟県中越沖地震において，柏崎刈羽原子力発電所の所内変圧器での火災は，地盤の沈下による相対変位が主な原因であった。
1.0.2-別紙 16-1

一方，東海第二発電所の主要な変圧器のうち，二次側接続母線部ダクトのある変圧器については，参考資料-1に示すとおり変圧器と二次側接続母線部
ダクトの基礎を建屋と同じ地盤にて支持している。
また，各主要な変圧器は参考資料-2に示すとおり，保護継電器にて保護されており，電気回路故障時の事故拡大防止対策を実施している。

1.3

変圧器等可燃物施設火災の評価方法について
変圧器等可燃物施設火災の評価は，第 2 図に示すフローに従い行う。
可燃物施設の火災評価

Yes

放射熱強度が 1.6kW／m２
以下となる離隔距離が
確保可能か
No

影響なし
（評価終了）

第2図

火災対策・運用を検討

変圧器の火災評価フロー

1.0.2-別紙 16-2

2.

アクセスルート周辺における可燃物施設の火災評価

2.1

各主要な変圧器及び可燃物設備の保有油量及び廃油槽受入量
アクセスルート周辺の各主要な変圧器の保有量及び廃油槽受入量を第 1 表，

アクセスルート周辺の可燃物設備の保有油量を第 2 表に示す。

第1表

各主要な変圧器保有油量及び廃油槽受入量

変圧器

本体油量
（k ）

主変圧器

136

所内変圧器

21×2

漏えいが想定される油量 ※1（k ）

受入量（k ）

約 135

250※2

約 18

50

45.95
起動変圧器
46.75
予備変圧器 ※2

35.9

※1：JEAG5002「変電所等における防火対策指針」では，事故時の油の漏えい量は 50%としている。
※2：設備改造・移設等により変更の可能性がある。

第2表

可燃物施設の保有油量

可燃物施設

保有油量（k ）内容物

ディーゼル発電機用燃料タンク

0.97

軽油

溶融炉灯油タンク10

灯油

構内服洗濯用タンク

1.82

重油

オイルサービスタンク

0.39

重油

緊急時対策室建屋（旧緊急時対策室）

0.49

重油

1 号エステート変圧器

1.1

絶縁油

2 号エステート変圧器

1.1

絶縁油

66kV 非常用変電所

6.6

絶縁油

1.0.2-別紙 16-3

2.2

火災源からの放射熱強度の算出
各可燃物施設について，火災が発生した場合のアクセスルートの成立性を確認するため「石油コンビナートの防災アセスメント指針」を基に火災の影
響範囲を算出した。
算出方法及び算定結果は以下のとおり。
(1)

形態係数の算出
火災源を円筒モデルと仮定し，火災源から受熱面が受ける放射熱量の割合に関連する形態係数φを算出する。

Φ=

1
tan-1
πn

ただし

m
n2 -1

+

m
π

H

L

R

R

m= ≒3 , n=

A-2n
n AB

tan-1

A n-1
1
- tan-1
n
B n+1

n-1
n+1

2

, A= 1+n 2 +m2 , B= 1-n +m2

Φ:形態係数，L:離隔距離（m），H:炎の高さ（m），R:燃焼半径（m）

油火災において任意の位置における放射熱（強度）を計算により求めるには，囲いと同面積の底面をもち，高さが底面半径の 3 倍（m＝H／R＝3）の円筒モデル（第 3 図）を採用する。
なお，燃焼半径は以下の式から算出する。

R=

S
π
R：燃焼半径（m），S：防油堤面積（＝燃焼面積）（m ２ ）1.0.2-別紙 16-4

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

第3図
(2)

火災モデルと受熱面

放射熱強度の算出
火災源の放射発散度 Rf と形態係数により，受熱面の放射熱強度 E を算出する。
第 3 表に主な可燃物の放射発散度を示す。
E=Rf･Φ
E：放射熱強度（W／m ２ ），Rf：輻射発散度（W／m ２ ），Φ：形態係数
液面火災では，火災面積の直径が 10m を超えると空気供給不足により大量の黒煙が発生し放射熱強度は低減する。
放射熱強度の低減率 r と燃焼直径 D の関係は次式で算出する。
r=exp（-0.06D）
ただし，r=0.3 程度を下限とする。

第3表

主な可燃物施設の放射発散度

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

1.0.2-別紙 16-5

(3)離隔距離と放射熱強度との関係
石油コンビナートの防災アセスメント指針に記載の放射熱強度とその影
響を第 4 表に示す。
第4表

放射熱の影響

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針「長時間さらされても苦痛を感じない強度」の 1.6kW／m２ を採用する。
可燃物施設火災時の影響評価方法を第 5 図，各可燃物施設からの放射熱強度を第 6 表に示す。

1.0.2-別紙 16-6

第5表

可燃物施設火災時の影響評価方法

可燃物施設とアクセスルートの位置関係
放射熱強度 1.6kW／m２ の範囲

アクセスルート

火災源

火炎の中心から放射熱強度1.6kW／m ２ となる距離 Ａ（m）

アクセス
ルート幅
Ｃ（m）

火炎の中心からアクセス
ルートまでの距離 Ｂ（m）

Ｂ＋Ｃ－Ａ が 5m 以上の場合

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 未満の場合

5m 以下

5m 以上

Ａ
Ｂ

Ａ
Ｂ

放射熱強度 1.6kW／m２ の範囲がアクセスルートに干渉しない，または道幅 5m が確保可能なため，通行性に影響なし

放射熱強度 1.6kW／m２ の範囲がアクセスルートに干渉し，道幅 5m が確保困難なため，別ルートを通行する

1.0.2-別紙 16-7

第6表

各可燃物施設からの放射熱強度

火炎の中心から
放射熱強度1.6kW／m２ となる
距離（m）：Ａ

火炎の中心からアクセスルート
までの距離
（m）：Ｂ

アクセス
ルート幅
（m）：Ｃ

ディーゼル発電機用
燃料タンク ※1

10

60.5

7

溶融炉灯油タンク ※１

20

7.2

5

構内服洗濯用タンク ※１

6

18.3

8

オイルサービスタンク ※１

5

33.0

7

緊急時対策室建屋（旧緊急時対策室） ※２

3

9.8

7

1 号エステート変圧器 ※２

6

15.4

7

2 号エステート変圧器 ※２

6

15.4

7

66kV 非常用変電所 ※２

8

31.4

7

主変圧器 ※２

28

17.1

10

所内変圧器 ※２

14

31.3

10

起動変圧器 ※２

22

31.4

7

予備変圧器 ※２

18

18.0

7

可燃物施設

判定値：
Ｂ＋Ｃ－Ａ
5m 以上：影響なし
57.5（影響なし）-7.8（別ルートを使用）
20.3（影響なし）
35.0（影響なし）
13.8（影響なし）
16.4（影響なし）
16.4（影響なし）
30.4（影響なし）-0.1（別ルートを使用）
27.3（影響なし）
16.4（影響なし）
7.0（影響なし）※1：可燃物の滞留範囲を可燃物施設の堰内と想定※2：可燃物の滞留範囲を可燃物施設の投影面積と想定

可燃物施設のうち，溶融炉灯油タンク又は主変圧器から火災が発生した場
合は，火炎中心から放射熱強度 1.6kW／m ２ となる離隔距離の確保が困難であることから，別ルートを使用することとする。

1.0.2-別紙 16-8

2.3

可燃物施設火災発生時の消火活動について

各可燃物施設における火災発生時には，初期消火活動用として配備・保有している水槽付消防ポンプ自動車，化学消防自動車及び泡消火薬剤を用いた消火活動を実施し，被害の拡大を防止する。なお，溶融炉灯油タンクまたは
主変圧器から火災が発生した場合でも，消火に必要な容量は確保している。
（別紙（17）参照）
また，万一同時発災した場合は，アクセスルートへの影響が大きい箇所から消火活動を実施する。

1.0.2-別紙 16-9

参考資料-1
変圧器等の沈下量の差の発生防止について

変圧器と二次側接続母線部ダクトの基礎は，建屋と同じ地盤にて支持されており，沈下量の差の発生を防止する構造となっている。
第 1 図に変圧器の基礎構造例を示す。

二次側接続母線部

NGR
盤

基礎

基礎

建屋と同じ地盤に支持

第1図

変圧器の基礎構造（例）1.0.2-別紙 16-10

タービン建屋

起動変圧器

参考資料-2
主要な変圧器内部故障及び電気回路故障時の事故拡大防止対策

変圧器内部の巻線及び電気回路に地震等により短絡が発生すると，主変圧器
1 次側と 2 次側の電流の比率が変化することから，比率差動継電器により電流値の比率を監視している。
故障を検知した場合は発電機を停止するため，瞬時に発電機遮断器及び界磁遮断器を開放することにより，事故点を隔離し，電気的に遮断するため，万一，絶縁油が漏えいした場合でも，火災発生のリスクは低減されると考える。
比率作動継電器の回路図の例を第 1 図，インターロック図の例を第 2 図に示す。
275kV母線

発電機遮断器

87MT
主変圧器

87Ga1
87Ga2

87GMT

Ｇ
界磁遮断器

所内変圧器A

受電遮断器

6.9kV所内母線

中性点接地変圧器

第1図

比率作動継電器

回路図（例）

1.0.2-別紙 16-11

所内変圧器B

87GMT 発電機・主変圧器比率差動継電器
87MT

OR

主変圧器比率差動継電器

①

87Ga1
発電機比率差動継電器
87Ga2
原子炉スクラム

タービン手動トリップ
OR

タービン故障（軸振動大他）

タービン自動トリップ①②

発電機トリップ①

タービントリップ

第2図②

発電機遮断器

切

界磁遮断器

切

原子炉スクラム

主変圧器故障及びプラントトリップ時の主なインターロック図（例）1.0.2-別紙 16-12

別紙（17）
自衛消防隊による消火活動等について

1.

自衛消防隊の出動の可否について
東海第二発電所内の初期消火活動のため，発電所内の監視所に消火要員が常駐している。地震発生後の火災に対しても，消火活動が可能であることを以下のとおり確認した。

1.1

自衛消防隊のアクセスルートについて
火災が発生した場合のアクセスルートについては，第 1 図に示すとおり，

監視所周辺，西側及び南側保管場所から消火活動実施場所へのアクセスルー
トを確保している。

1.0.2-別紙 17-1

第1図

1.2

自衛消防隊のアクセスルート

自衛消防隊による消火活動について火災が発生した場合の初期消火活動用として，第 1 表に示すとおり，監視所付近に水槽付消防ポンプ自動車，化学消防自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用），西側保管場所に水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用），南側保管場所に化学消防自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を配置，保有している。
通常は自衛消防隊が滞在している監視所付近の消防車が先行して出動し初期消火活動を実施するが，万一，地震等の影響により監視所付近の消防車が1.0.2-別紙 17-2

使用不能の場合には，保管場所に配備している消防車を用いて消火活動を実施する。
また，初期消火活動において消火が困難な場合は，継続して周辺施設への延焼防止に努め，被害の拡大防止を図る。

第1表
配備場所

消防車両等の保管場所・数量
配備設備

西側保管場所・水槽付消防ポンプ自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用） ：750L

南側保管場所

・化学消防自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用） ：750L

監視所付近

・水槽付消防ポンプ自動車：1 台
・化学消防自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用） ：1,500L

なお，化学消防自動車及び泡消火薬剤はJEAC4626-2010「原子力発電所の火災防護規程」 ※ に基いた容量を配備・保有しており，東二における最も保有油量が多い主変圧器の火災にも対応可能である。
※JEAC4626-2010 では，一般的な化学消防自動車の泡放射性能及び原子力発電所の変圧器等の規模等を考慮すると，一つの変圧器等の火災に対する泡放射時間として 30 分程度が妥当であると考えられ，かつ大規模な地震等により二箇所で火災が発生した場合を考慮し，おおむね 1 時間程度泡放射を継続できる泡消火薬剤の量を 1,500 リットルとしている。

1.0.2-別紙 17-3

2.

タンクローリによる燃料給油時の火災防止策について
タンクローリによる燃料給油時の火災防止策として，以下のとおり対応する。
・静電気放電による火災防止策として，タンクローリは接地する。
・万一油が漏えいした場合に備えて，吸着剤及び消火器等を作業場所周囲に配備する。

1.0.2-別紙 17-4

別紙（18）可搬型設備（車両）の走行について

1.

浸水時の可搬型設備の走行性
屋外タンクの溢水又は降水が継続した場合には，可搬型設備のアクセスルート
走行に影響を及ぼす可能性が考えられる。
具体的な影響としては，水が可搬型設備の機関に浸入し，機関が停止する可能性が考えられるが，以下の理由から可搬型設備の走行・アクセス性に支障はないと考える。なお，可搬型設備は，万一機関吸気口が浸水するような状況では使用しない。

・屋外タンクからの溢水は，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，比較的短時間で拡散すると考えられること。（仮に，屋外タンクからの溢水が敷地内に滞留するとした場合の浸水深は，約 5cm）
・可搬型設備を建屋近傍の配置場所に配備するまでの時間に十分余裕があることから，アクセスルートの状況を確認しつつ，走行が可能であること。
可搬型設備の許容水深（最低地上高）を第 1 表に示す。

第1表

可搬型設備の許容水深（最低地上高）

可搬型設備名
許容水深（最低地上高）
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用も含む）
約 60cm※
可搬型代替注水中型ポンプ
約 60cm※
可搬型代替低圧電源車
約 60cm※
タンクローリ
約 18cm
窒素供給装置約 60cm※
ホイールローダ
約 40cmブルドーザ
約 45cm油圧ショベル
約 29cm※時速 10 ㎞／h 以下での走行時における許容水深を記載。

1.0.2-別紙 18-1

2. 可搬型設備の登坂能力
敷地内には高所 2 ヶ所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に設定する西側及び南側
保管場所からのアクセスルートや鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いに勾配が付いたアクセスルートが設置される。
さらに，地震に伴う液状化及び揺すり込みによる沈下により，保管場所の地表面には傾斜の発生が想定される。
上記のアクセスルートの勾配や地震後の保管場所の傾斜は，道路構造令や林道規程より 12%（約 6.9°）を下回るような設計を行う※ことから，公道の走行が可能なことが確認されている可搬型設備を配備することから走行性は確保される。
※アクセスルートの勾配は最大で約 9%（約 5.2°）で設計を実施，地震後の保管場所の傾斜は評価により最大で約 1.1%（約 0.6°）となる。

また，環境条件（積雪，降灰，凍結，降水等）を考慮しても，重大事故等対応
で使用する重量が最大の可搬型設備（可搬型代替注水大型ポンプ）の登坂能力が
約 27°であり，アクセスルートの勾配や地震後の保管場所の傾斜に対して十分に余裕があることから，可搬型設備の走行性に影響はない。
万一，局所的な段差や勾配が発生した場合でも，段差の乗越え検証や，土のうによる段差復旧前後の走行性の検証（別紙（21）参照）し，走行性に影響がない
ことを確認している。

1.0.2-別紙 18-2

別紙（19）T.P.+11m エリアの屋外タンク溢水時の影響等について

1.

溢水伝播挙動評価について
地震によりタンクに大開口が生じ，短時間で大量の水が指向性をもって流出することはないと考えられるが，溢水防護対象設備への影響を評価するため，タンクの損傷形態及び流出水の伝播に係わる評価条件を保守的な設定を行った上で溢水伝播挙動評価を実施している。
評価の結果，可搬型設備の接続口付近の原子炉建屋（西側）（第 2 図 地点）

では，タンクからの溢水後，過渡的に約 160cmの浸水深となるが，数分後には 10cm
程度の浸水深となること，また，可搬型設備の接続口付近の原子炉建屋（東側）（第 2 図 地点 ）は浸水深が数cmであることが確認されている。
（評価概要は，下記の「参考：内部溢水審査資料記載内容の抜粋」に記載）

2. 作業の成立性
タンクから溢水が発生した場合には，タンク周辺の空地が平坦かつ広大であり周辺道路等を自然流下し拡散するものと考えられるが，アクセスルートが過渡的に約 50cmの浸水深となる多目的タンク前（第 2 図 地点

）であっても数分程度で可搬型設備がアクセス可能な浸水深となること，その他の箇所はさらに浸水深が低く，アクセス可能であることから，事故対応のためのアクセスルート確保及び作業実施に影響はないと考える。
また，溢水流路上の設備等が損壊し，がれきの発生を想定した場合でも，重機にて撤去することにより，アクセスルート確保への影響はないと考える。
なお，溢水流路に人員がいる場合を想定しても，安全を最優先し，溢水流路か

1.0.2-別紙 19-1

ら待避することにより，人身への影響はないと考えられる。
＜参考：内部溢水審査資料記載内容の抜粋＞■溢水伝播挙動評価条件○T.P.+11mの屋外タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，純水貯蔵タンク）を代表水位及び合算体積を持った一つの円筒タンクとして表現し，地震による損傷をタンク下端から 1m かつ円弧 180 度分の側板が瞬時に消失するとして模擬する○溢水防護対象設備を内包する建屋に指向性を持って流出するように，消失する側
板を建屋側の側板とする○流路抵抗となる道路及び水路等は考慮せず，敷地を平坦面で表現するとともに，その上に流路に影響を与える主要な構造物を配置する○構内排水路による排水機能や地盤への浸透は考慮しない

1.0.2-別紙 19-2

(1) 評価結果
評価結果として得られた代表箇所における溢水深の時刻歴を第 1 図に示す。

地点

地点

地点

地点

地点

地点

第1図

代表箇所における浸水深時刻歴
1.0.2-別紙 19-3

3.

溢水による接続口へのホース等接続作業への影響について

3.1

接続口に対する溢水の影響
有効性評価における屋外の現場操作として，接続口への可搬型設備の接続操作がある。
東側及び西側接続口周辺は，屋外タンク等の溢水評価を行っており（第 2 図 地
点 及び が該当），東側接続口近傍の地点

では殆ど水位が上昇せず，接続口まで至らないため屋外タンク等の溢水の影響を受けない。また，西側接続口近傍の地点 では過渡的に水位が上昇するが，上蓋に止水処置を施すため，屋外タンク等の溢水の影響を受けない。高所東側接続口及び高所西側接続口は，高所に設置することから屋外タンク等の溢水の影響を受けない。（別紙（9）参照）

1.0.2-別紙 19-4

別紙（20）
屋外アクセスルート確保の検証について

1.

内容
がれき撤去，土砂撤去，道路段差復旧に要する時間の検証

2.

日時
がれき撤去①②：平成 26 年 10 月 1 日(水)がれき撤去③ ：平成 29 年 1 月 27 日(金)

3.

土砂撤去

：平成 29 年 1 月 20(金)，25 日(水)段差復旧

：平成 27 年 4 月 9 日(木)場所
がれき撤去①②：第三倉庫前（東海発電所敷地内）
がれき撤去③ ：工作建屋予定地（東海発電所敷地内）
土砂撤去：北地区浚渫土置き場（東海発電所敷地内）

段差復旧：構内グラウンド（東海発電所敷地内）

4. 作業員経歴
作業員 A：勤続 22 年 免許取得後 1 年 2 ヶ月※１
作業員 B：勤続 35 年 免許取得後 2 年 11 ヶ月※１
作業員 C：勤続 20 年 免許取得後7 ヶ月※１

作業員 D：勤続 39 年 免許取得後 2 年 11 ヶ月※１
作業員 E：勤続 16 年 免許取得後 5 年 1 ヶ月※２
1.0.2-別紙 20-1

作業員 F：勤続 26 年 免許取得後 8 年 3 ヶ月※２
作業員 G：勤続 23 年 免許取得後 1 年 10 ヶ月※２
※1 平成 26 年 10 月時点※2 平成 29 年 1 月時点

5.

測定結果

5.1

がれき撤去①（模擬がれき：土嚢）(1)

概要
第 1 図のとおり，大型土のうをがれきに見立て，アクセスルートを確保するための時間を作業員 A，B，C それぞれ 1 回計測した。がれき撤去検証試験の写真を
第 2 図に示す。
50ｍ
10ｍ

3ｍ

開始

終了

約 1t 土のう
第1図

がれき撤去検証の概念図

1.0.2-別紙 20-2

第2図

がれき撤去検証の写真≪ホイールローダの仕様≫
ホイールローダ①
全長：6,895mm

全幅：2,550mm

高さ：3,110mm

機械質量：9.74t

最大けん引力：8.8t

バケット容量：2.0m３

ホイールローダ②
全長：6,190mm

全幅：2,340mm

高さ：3,035mm

機械質量：7.23t

最大けん引力：5.74t

バケット容量：1.3m３

(2)

測定結果
ホイールローダ①による訓練の結果を以下に示す。

・作業員 A1 分 17 秒（2.3km／h）

・作業員 B

46 秒（3.9km／h）

・作業員 C1 分 15 秒（2.4km／h）

1.0.2-別紙 20-3

5.2

がれき撤去②（模擬がれき：土嚢）(1)

概要
第 3 図のとおり，大型土のうをがれきに見立て，アクセスルートを確保するための時間を作業員 D が異なる規格のホイールローダ 2 台にてそれぞれ 1 回すつ計測した。がれき撤去検証試験の写真を第 4 図に示す。

50ｍ

10ｍ

3.5ｍ

終了

開始

約 1t 土のう

第3図がれき撤去検証の概念図

第4図

がれき撤去検証の写真

1.0.2-別紙 20-4

(2) 測定結果
ホイールローダによる訓練の結果を以下に示す。
・ホイールローダ①（1 回目）

48.02 秒（3.75km／h）

・ホイールローダ②（2 回目）

48.46 秒（3.71km／h）

5.3

がれき撤去③（模擬がれき：鋼材）(1)

概要
第 5 図のとおり，約 7t の鋼材をがれきに見立て，作業員 E がホイールローダの評価上の最大けん引力（7t）を発揮し，がれきをアクセスルート外へ押し出す動作ができるかを検証した。検証試験の写真を第 6 図に示す。
約 5ｍ

約 3ｍ

開始

約 7t 鋼材
第5図

がれき撤去検証の概念図

1.0.2-別紙 20-5

終了

第6図

(2)

がれき撤去検証の写真

結果
ホイールローダ①により 7t がれきを問題なく撤去できることを確認した。

5.4 土砂撤去(1)

概要
東海第二発電所の T.P.＋11m エリアの崩壊土砂を模擬し（第 7 図），作業員 F，G がホイールローダ①により第 8 図のとおり，車両通行とホース等敷設に必要なアクセスルートの幅員 5.0m 以上を確保するための土砂撤去を行った際の作業時間と撤去土量を計測した。この結果より時間当たりの作業量を算出し，文献に基づき算定した土砂撤去作業量（66m３／h）（別紙（23）参照）が確保されていることを検証した。

1.0.2-別紙 20-6

土砂撤去範囲

1.25m 以上

15m 以上
撤去範囲

崩壊土
15°

約 15°
5m 以上

復旧幅 2.0m 以上

撤去幅 2.5m 以上

第7図

(2)

模擬崩壊土砂検証結果

上記条件に基づき，崩壊土砂の撤去作業の検証結果は以下のとおりである。
作業員

撤去土量

作業時間

F

22.49m３

4 分 51 秒

作業能力
３（m ／h）

目標値

278.22

復旧
道路幅

評価

（参考）
撤去延長

3.65m

○

15.3m

2.90m

○

15.6m

66m３／hG

16.84m３

10 分 11 秒

78.18(3) 検証状況写真
ホイールローダ①において，崩壊土の撤去状況は次のとおりである。

1.0.2-別紙 20-7

撤去作業開始

撤去幅 2.5m 以上

作業完了
第8図

(4)

土砂撤去検証の写真

崩壊土砂撤去作業後の法面勾配の検証

復旧後の切取斜面勾配は，撤去部における崩壊土砂堆積厚さが最大でも 70cm 程度であることから，労働安全衛生規則を参考に 60 度※としている。
復旧法面のイメージを第 9 図に示す。
※労働安全衛生規則第 356 条において，2m 未満の地山（岩盤，固い粘土以外）の掘削法面勾配は（90度）であるが，崩壊土砂の撤去は自然地山の掘削ではないため，同規則における 5m の地山（岩盤，
固い粘土以外）の掘削面勾配である 60 度とした。
法面勾配
土砂撤去範囲崩壊土15°
復旧幅 2.0m 以上

第9図

復旧法面のイメージ

1.0.2-別紙 20-8

(5)

検証結果

復旧作業の検証試験において復旧後の切取斜面勾配を確認した結果，60 度以上においても形状が保持されていることを確認している。万一，切土法面が崩落しても高さは 70cm 程度であり，2 次的被害は極めて軽微であると予想される。また，ホイールローダによる撤去幅は 2.5m 以上であり，アクセスルート確保のために撤去が必要な幅である 2.0m よりも広く撤去するため問題はないと考える。検証結果を第10 図に示す。

作業員

切取斜面勾配
（°）

F

74.05

G

54.46

平均

64.26

第 10 図検証結果

5.5 道路段差復旧(1)

概要
東海第二発電所に「段差復旧」用として配備している土のうを，第 11 図のように配置して，1 箇所 20 ㎝の段差を復旧する。段差復旧は，作業員 H，I，J より
2 人 1 組で 3 回実施した。段差復旧前後の写真を第 12 図に示す。

1.0.2-別紙 20-9

模擬段差
土のう
段差20cm

第 11 図段差復旧検証の概念図【模擬段差】【段差解消後】第 12 図(2)

段差復旧前後の写真

測定結果
土のうによる段差復旧の検証結果を第 1 表に示す。

第1表
作業員
H 及び I
H 及び J
I 及び J

段差解消検証結果

所要時間
198 秒（3 分 18 秒）
257 秒（4 分 17 秒）
198 秒（3 分 18 秒）

1.0.2-別紙 20-10

土のう使用数
27 袋
24 袋
24 袋

6.

検証結果（補足説明資料（4）参照）(1)

ホイールローダによるがれき撤去は，別紙 23 のサイクルタイム算出より 12m／30 秒（約 1.44km／h）で評価しているが，それ以上の速度で実施できることを確認した。また，アクセスルート上にがれきが堆積した場合においても，ホイー
ルローダが最大けん引力を発揮してがれき撤去作業を実施できることを確認した。

(2)

不等沈下については事前対策を行うものの，万一，段差が発生した場合においても，5 分以内で作業を実施できることを確認した。

1.0.2-別紙 20-11

別紙（21）
車両走行性能の検証について

1.

概要
可搬型設備のうち大型車両を対象として，段差復旧前及び復旧後の走行性能について検証を行った。

2.

検証結果
ａ．段差復旧前・段差復旧前の走行性能については，配備済み車両のうち重量が最も大きい中型ポンプ用送水ホース展張車を代表として検証する。
・検証の結果，中型ポンプ用送水ホース展張車は約 16cm の段差の走行が可能であることを確認した。

ｂ．段差復旧後・段差復旧後の走行性能については，配備済み車両のうち重量が最も大い中型ポンプ用送水ホース展張車を代表として検証する。
・検証の結果，中型ポンプ用送水ホース展張車は約 20cm の段差を土のう復旧した箇所の走行が可能であることを確認した。

1.0.2-別紙 21-1

3. 検証状況写真
段差復旧前後の走行性の検証状況写真を第 1 図に示す。

○段差【乗越え検証用段差】

16cm【段差復旧検証用段差】

20cm

段差復旧後

段差復旧前

第1図

乗越え検証試験状況（1／2）

1.0.2-別紙 21-2

●段差復旧前（16cm の段差乗越え）

第1図●段差復旧後（20cm の段差を土のうにて解消後の乗越え）】

乗越え検証試験状況（2／2）

1.0.2-別紙 21-3

別紙（22）
屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）について

第 1 図に地震後の屋外アクセスルートの被害想定（一覧）を示す。

第 1 図 屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）

1.0.2-別紙 22-1

別紙（23）
がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量及び復旧時間について

作業体制

1.

作業要員 2 名（アクセスルート確保要員）

2.

ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（牽引力 8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度(1 速の走行速度の 1／2）：前進 1.1m／s（4.0km／h）
後進 1.1m／s（4.0km／h）

3.
(1)

がれき撤去速度の算出
がれき条件
建屋倒壊がれきの中で最もがれき総量が多い「屋内開閉所（想定がれき
量：215kg／m ２ ）」の条件を基準として評価を実施する。

(2)

撤去方法（第 1 図参照）
・アクセスルート上に堆積したがれきをホイールローダで道路脇へ 1m
押し出し撤去する。
・1 回の押し出し可能量を 7t とし，7t のがれきを集積し，道路脇へ押し出す作業を 1 サイクルとして繰り返す。
・バケット幅が 2.5m であることから，5m の道幅を確保するために，2台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価の対象とする。
1.0.2-別紙 23-1

1.0m

2.5m

5.0m（アクセスルート）
2.5m

1.0m

第1図

撤去方法イメージ図・1 サイクルで重機にて撤去可能ながれき面積7t（けん引力）÷215kg／m２ （想定がれき量）≒32.55m ２・各区画での撤去面積と走行距離（第 2 図参照）
① →②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２ ，2.5m② →③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：23.79m ２ ，9.5m③ →④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m ２ ，2m④ →⑤の撤去範囲（押出部の面積，距離）：2.5m ２ ，1m①～⑤の面積合計 32.55 m２ ＝撤去可能面積 32.55 m ２

1.0.2-別紙 23-2

(3)1 サイクル当りの作業時間
走行速度(前進 1.1m／s，後進 1.1m／s)で作業すると仮定して，・A：押し出し(①→②→③→④→⑤) ：15.0m÷1.1m／s≒14 秒
・B：ギア切り替え：6 秒
・C：後進：(⑤→④→③)：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3 秒
・D：ギア切り替え：6 秒
1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝14 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝29 秒≒30 秒

①

2.5m

②

2.5m

③

9.5m
2m
④
1m
⑤

＜各区間での撤去面積の算出＞
・①から②の撤去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③から④の撤去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91 m２
・④から⑤の撤去面積（押出し部の面積）＝1m×2.5m＝2.5m２
・②から③の撤去面積（直進部の面積）＝1回の撤去可能面積m２ －取残し部面積m２ －旋回部面積m２ －押出部面積m２＝32.55 m２ －1.35m２ －4.91m２ －2.5m２ ＝23.79m２＜各区間での撤去距離の算出＞
・①から②の撤去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②から③の撤去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２ ÷バケット幅m＝23.79 m２ ÷2.5m＝9.516m≒9.5m
・③から④の撤去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅2.5m÷2×2×π×90/360≒2.0m
・④から⑤の撤去距離（押出し部の距離）＝1m
・①から⑤の合計距離＝2.5m＋9.5m＋2.0m＋1m＝15.0m

第2図がれき撤去のサイクル図

1.0.2-別紙 23-3

(4)1 サイクル当りの撤去延長
取残し部①から②の距離＋直進部②から③の距離＝2.5m＋9.5m＝12.0m(5)

がれき撤去速度
1 サイクル（前進距離：2.5＋9.5＝12.0m）の所要時間が約 30 秒である
ため，がれき撤去のサイクルタイムを 30 秒／12m（約 1.44km／h）と設定
する。

4.
(1)

土砂撤去の作業量の算出
撤去方法（第 3 図参照）
・アクセスルート上に流入した土砂を押土，集積し，道路脇に撤去する。
・1 サイクルの作業は，道路上①と②の区間の土砂を押土，集積し，③の区間を走行しアクセスルート外へ土砂を撤去する。
・１回の押し出し可能量をバケット容量の 2m３ とし，2m３ の土砂を集積し，道路脇へ押し出す作業を 1 サイクルとして繰り返す。

(2)

各区間での撤去土量と走行距離（第 3 図参照）
・区間①（前サイクルの取残し部の土量，距離）：0.42m３ ，2.5m
・区間②（旋回部の土量，距離）：1.53m３ ，2m
・区間③（押出し部の距離）：4m①＋②の土量合計 1.95 m ３ ＜ バケット容量 2m３

1.0.2-別紙 23-4

2.5m

①
2.5m

2.0m

①
2.5m

②

②
2.0m

2.5m
2.0m

5.0m（アクセスルート）
3.0m
4.0m

③

③

4.0m

1.0m

第3図

土砂撤去のサイクル図

・1 サイクル当りの移動距離は，(3)

押し出し（①→②→③） ：8.5m

後進（③→②）6m：

作業量算出のための撤去想定（第 4 図参照）
第 4 図に，崩壊土砂の撤去想定範囲と撤去土量等を示す。

1.0.2-別紙 23-5

撤去断面積撤去長（奥行）162m

ルート外押し出し・撤去断面積の平均高さ
0.78125m２ ÷2.5m＝0.3125m

5m（アクセスルート）

0.625m3m

2.5m

・撤去断面積（黄色部）の算出
底辺 2.5m×高さ 0.625m÷2＝0.78125m２

1m＜各区間での除去面積の算出＞
・区間①の撤去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
区間①の撤去土量（前サイクルでの取残し部の土量）＝1.35m２ ×0.3125m≒0.42m３
・区間②の撤去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91m２
区間②の撤去土量（旋回部の土量）＝4.91m２ ×0.3125m≒1.53m３＜各区間での撤去距離の算出＞
・区間①の撤去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・区間②の撤去距離（旋回部の距離）＝バケット幅2.5m÷2×2×π×90／360≒2.0m
・区間③の撤去距離（押出し部の距離）＝3m（ルート内押出し）＋1m（ルート外押出し）＝4m

第4図

5.

崩壊土砂の撤去想定断面図

土砂撤去作業量算定結果
当該作業におけるホイールローダの作業量を決定するに当たり，第 1 表に示す 3 つの図書を参考に作業量を算定し，そのうち，作業量が保守的である「土木工事積算基準」の作業量を採用した。
作業量及びサイクルタイム算定におけるパラメータの考え方を第 2 表及び第 3 表に示す

第1表

各参考図書におけるホイールローダの作業量

参考図書

ダム工事積算の解説
編纂／財団法人ダム技術センター
平成 12 年度版

土木工事積算基準
国土交通省監修
平成 28 年度版

道路土工 施工指針
社団法人日本道路協会
昭和 61 年 11 月改定版
（平成 12 年第 19 刷発行）

図書に提示されている重機の規格（バケッ
ト容量）

3.1m３ ～10.3m ３ 級

1.9m３ ～2.1m ３ 級

1.0m３ ～2.1m ３ 級

作業量67m３ ／h66m３ ／h

72m３ ／h1.0.2-別紙 23-6

1.0.2-別紙 23-7

サイクルタイム
Cm

作業効率
E

土量換算係数f１サイクル当たりの作積込量 q

文献の表を参考に算出

バケット係数K

３

３【採用値：1.65m 】

q=0.84×qo-0.03――【採用値：40sec】

ホイール形の値を採用【採用値：0.45】【採用値：40sec】【採用値：0.45】【採用値：36sec】

文献の算定式より算出【採用値：0.4】

不等沈下による路盤状況を勘案し、土質（普通土・砂質土）に応じた最も保守的な値を採用【採用値：1.0m３】――

一度切り崩された崩壊土であり，不規則な空げきを生じにくくバケットに入りやすいものであることから，土質（普通土・砂質土）に応じた上限値を採用【採用値：0.900】【採用値：2.0m３】

道路土工 施工指針
Q＝3,600×qo×K×f×E／Cm
ここに Q：運転時間当たり作業量（m3／h）
qo：バケット容量（m3）K：バケット係数f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）
72m３／h

崩壊土砂（ほぐした土量）を作業の対象としており，土量変化率は L／L=1.0【採用値：1.658m 】

q=qo×K【採用値：0.829】

カタログ値から設定

67m３／h66m３／h

土木工事積算基準

作業量算定におけるパラメータの考え方

Q＝3,600×q×f×E／Cm
ここに Q：運転時間当たり作業量（m3／h）
q：１サイクル当たりの積込量（m3）f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）

ダム工事積算の解説

バケット容量
qo

作業量Ｑ

作業量Ｑ
算定式

項目

第2表

1.0.2-別紙 23-8

【採用値：0sec】
運搬重機への積込みはないが，土砂をアクセスルート外へ押出し後，撤去操作が必要なため，保守的に最大値を採用【採用値：20sec】

－
－

－

－

運搬距離
L

足回り係数
m

すくい上げ時間t１

積込み他時間t２【採用値：1.8m／sec】
東海第二発電所の土砂撤去作業において，すくい上げ動作は想定されないため，t１のすくい上げ時間は考慮しない

ホイール形を採用【採用値：8.5m】

片道運搬距離 L：第 3 図 土砂撤去のサイクル図の押出し距離より

36sec

40sec

Cm=mL+t１+t２
ここに Cm：トラクタショベルのサイクルタイム（sec）
m：トラクタショベルの足回りによる係数（m／sec）
L： 片道運搬距離（m）
t１：すくい上げ時間（sec）
t２：積込み，ギヤの入換え，段取りなどに要する時間（sec）
Cm：サイクルタイム（sec）

道路土工 施工指針

サイクルタイム
Cm

土木工事積算基準

所要時間は，土質にかかわらずクローラ形とホイール形により決定

ダム工事積算の解説

サイクルタイム算定におけるパラメータの考え方

サイクルタイム
Cm 算定式

項目第3表

別紙（24）
屋外アクセスルートの復旧計画について

1.

土砂の流出箇所について・アクセスルートの土砂流出による被害想定について，崩壊土砂の堆積形状を推定した上で，車両の通行及びホース等敷設に必要な幅員（5.0m）を確保可能か評価した。
・地震時の復旧により通路が確保可能なアクセスルートとして選定されたルート上の堆積土砂については，土砂を撤去するために必要な要員を確保することとして，復旧に要する時間を評価した。
・溢水範囲は崩壊土砂の影響範囲にも及んでいるが，アクセスルートが過渡的に約50cmの浸水深となる多目的タンク前であっても数分程度で可搬型設
備がアクセス可能であることから，事故対応のためのアクセスルート確保
及び作業実施に影響はない（別紙（19）参照）。
崩壊土砂の復旧箇所を第1図，土砂撤去に要する時間を第1表に示す。

1.0.2-別紙 24-1

第1図

崩壊土砂の復旧箇所

1.0.2-別紙 24-2

1.0.2-別紙 24-3

土量（m ）＝復旧延長×撤去断面積＝162m×0.67m２＝109 m３

３

土量算定

平面図

6.0

崩壊土砂撤去に要する時間

撤去範囲拡大図

0.67m

Ａ―Ａ’ 断面図

断面図

時間（分）＝土量÷ホイールローダ作業量＝109 m３÷（66 m３／h×2 台※）×60＝49.6 ≒ 50 分
※当該箇所はホイールローダ 2 台で復旧を行う

2.0m

6.0
2H

土砂撤去に要する時間

撤去範囲

第1表

A＝0.67m２

H

3.0
T.P.8m

T.P.11m別紙（25）
保管場所及び屋外アクセスルート等の点検について

保管場所，屋外アクセスルート及びそれらの周辺斜面並びに排水路等について，以下に示すように定期的に土木及び建築専門技術者による点検を行い，健全性を確認する。また，台風，地震，大雨，強風，津波等が発生した場合には，
土木及び建築専門技術者による臨時点検を行い，必要に応じて補修工事を実施する。
屋外アクセスルートについては，復旧が可能な重機や土のう等の資機材をあらかじめ備えており（別紙（20）），屋外アクセスルートの性能が維持できる運用を整えている。また，排水路については，設計基準としての降水量（127.5mm／h）に対し，降水が敷地内に滞留しないような設計としていることから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障がないことを確認した（別紙（2））。
第 1 図に保管場所及びアクセスルートの配置を示す。

○保管場所：外観目視点検を 1 回／年○アクセスルート：外観目視点検を 1 回／年○保管場所及びアクセスルート周辺斜面：外観目視点検を 1 回／年○排水路：外観目視点検を 1 回／年

1.0.2-別紙 25-1

第1図

保管場所及びアクセスルート

1.0.2-別紙 25-2

別紙（26）
防潮堤内施設等の同時被災時におけるアクセスルートへの影響について

1.

はじめに
東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置中，核燃料搬出済
み。）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立することを確認する。
防潮堤内施設の概略配置図を第1図に示す。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ※ （以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。
※ 貯蔵設備は，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造物及び監視装置で構成される。

2.

東海発電所からの影響

2.1

想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，基準地震動Ｓ Ｓ ，
基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）による建屋倒壊，機器損傷及び火災等が考えられる。

1.0.2-別紙 26-1

東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1表に示す。

2.2

作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。これらの位置関係を第1図に示す。
東海発電所については，廃止措置工事中であるが，2017年9月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，原子炉内には黒鉛（総数：30,000本，総重量：約1600t）が保管されている。原子炉と４基の蒸気発生器を接続するガスダクト（一次系配管）は，高温側及び低温側の両ガスダクトともに蒸気発
生器の手前（８か所）にて閉止されており，原子炉内は隔離された状態にある。
第1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について
以下に確認した。

（1）基準地震動及び敷地遡上津波による影響に関する評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原
子炉建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。
このため，万が一建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，サービス建屋及び固化処理
建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設備
へのアクセスルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。万が1.0.2-別紙 26-2

一これらの建屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルートを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒については，
万が一損壊しても，東二の原子炉建屋への構造に影響しないように，短尺化する。

（2）放射線環境に関する評価（1）において東二原子炉建屋への離隔距離が近い東海発電所の各建屋が万が一倒壊した場合における東二重大事故等対応への影響を放射
線環境の観点から検討した。
東海発電所の原子炉構造物及び原子炉内の保管物のうち放射能量が多く，機器自体の燃焼によって放射性物質の飛散が想定されるものとして黒鉛が挙げられる。
黒鉛は，原子炉内において拘束シリンダー及びカバープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，一次生体遮蔽壁，
二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。黒鉛の設置状況を第2図に示す。このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波によっても原子炉建屋外に流出することはない。
また，2.1(3)に示すように，黒鉛は着火しないことから黒鉛の火災は発生しない。万が一，黒鉛の火災が発生しても，黒鉛は燃焼の持続性がないことから，大量の放射能が建屋外に飛散することはない。
万が一，原子炉容器，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建

1.0.2-別紙 26-3

屋が全て損壊した場合には，アクセスルートに対して線量影響を生じることが考えられる。この場合においても，アクセスルートの線量率は，添付1に示すとおり，建屋が全て倒壊すると保守的に評価しても，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv／h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事
故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼすものではない。
東海発電所（原子炉構造物以外）の各建屋の線量率分布については，
燃料取扱建屋，使用済燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理
建屋及びチェックポイント建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／hであり，万が一，建屋が損壊して放射線量影響を与える建屋構造物や物品が流出しても，東二重大事故等対応及び東二重大事
故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はな
い。

（1）及び（2）の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋が万が一損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事故等対応に支障を来すことはない。

更に，基準地震動Ｓｓや敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物や1.0.2-別紙 26-4

建屋が万が一損壊しても，原子炉容器内に保管されている黒鉛は建屋外に飛散しないことから，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

3.
3.1

貯蔵設備の同時被災による影響評価
想定事象と貯蔵設備に影響を与える可能性及び影響評価
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全機
能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。
そこで，東二との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象等と，それらによる貯蔵容器への影響を以下のとおり検討し評価した。
貯蔵設備で同時に発生する事象としては，基準地震動Ｓ Ｓ ，敷地遡上津波，
設計基準のその他の自然現象，外部人為事象，内部火災及び内部溢水が想定される。
地震については，基準地震動Ｓ Ｓ に対して，貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。
敷地遡上津波については，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはなく貯蔵容器への影響もないため，貯蔵容器の安全機能に影響はない。また，貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵建屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが，衝突しても貯蔵容器の密封機能に影響はなく，浸水により保守的に貯蔵容器の水没を仮定した場合においても密封機能に影響はない。設計基準のその他の自然現象，外部人為事象，内部火災及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はないことを確認している。
以上から，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然1.0.2-別紙 26-5

現象等により，貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響を与えないことを確認した。

3.2

貯蔵設備が東二重大事故等対応に影響を与える影響と影響評価
3.1より，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響がないことを確認した。また，万が一このような状況が発生した場合においても，貯蔵設備が東二重大事故等対応に影響を与えないこと
を次のとおり確認した。
原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象としては，敷地遡上津波による貯蔵建屋の大物搬入口扉，遮蔽扉及びガラリ等の流出が考えられるが，これら部材が転倒した状態では，抗力よりも摩擦力が十分大きく，貯蔵建屋外に流出することはない。
ゆえに東二重大事故等対応及びアクセスルートに影響することはない。

4.

東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等による影
響評価

4.1

想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。
東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第2表に示す。

4.2

作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）等が荷崩れしないように
1.0.2-別紙 26-6

固縛する。万が一，基準地震動Ｓ Ｓ により資機材及び廃材等が転倒又荷崩れした場合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアク
セスルートに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセスルートとして必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のア
クセスルートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等は，敷地遡上津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材については，
使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材等もアクセルルートからできるだけ離れた場所に保管する。万が一，資機材及び廃材等が流出してアクセスルートへの影響が確認された場合には，保有している重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。万が一，竜巻により資機材及び廃材等が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセス
ルートを確保する。
竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材等については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット付設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

1.0.2-別紙 26-7

4.3

運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記4.2に記載した東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

5.

評価結果
上記2～4の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応については影響を与えないことを確認した。

第1表

東海発電所における想定事象と可能性のある影響

作業環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

間接的
影響

想定事象
可能性のある影響
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・東海発電所建屋の損壊により東二原子炉建屋の海発電所の建屋損壊
構造に影響を及ぼす
・敷地遡上津波による東海発
電所の屋外機器の流出
・東海発電所の建屋の損壊及び原子炉内の黒鉛の火災・地震等による東海発電所の流出により，屋外の東二
屋外可燃物施設の損壊によ
重大事故等対処設備がり発生する火災
損傷又はアクセスルー
溢水， ・地震等による東海発電所の漏えい
屋外タンク（水系，薬品系， トが通行不可となる。
油系）の損傷により発生す ・損壊した建屋（がれき）により，線量場が増加
る溢水，漏えいし，東二重大事故等対処
作業に影響を及ぼす※1：東海発電所は核燃料が全て搬出済みであるため，全交流動力電源喪失，使用済燃料冷
却池スロッシング，使用済燃料冷却池崩壊熱除去機能喪失，使用済燃料冷却池漏えい，
核燃料露出（高線量場発生）は想定事象に含めない。

1.0.2-別紙 26-8

第2表

東海発電所廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材等に対する想定事象と可能性のある影響

作業環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

想定事象
可能性のある影響
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・屋外の東二重大事故等
対処設備が損傷又はア
海発電所廃止措置作業に用
クセスルートが通行不いる機材（クレーン等）の可となる。
転倒又は資材・廃材（鉄骨等）の荷崩れ・敷地に遡上する津波による
東海発電所廃止措置作業に用いる機材（クレーン・廃材（鉄骨等）の流出
・竜巻による東海発電所廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等の転倒，荷崩れ，飛来1.0.2-別紙 26-9

第1図

東二原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，アクセスルート，東海発電所及び貯蔵設備との位置関係

1.0.2-別紙 26-10

別紙（27）
資機材設置後の作業成立性について

重大事故等対処設備である可搬型代替注水大型ポンプ等を用いて，原子炉への注水や使用済燃料プールへの注水等を行う。
可搬型代替注水大型ポンプは，水源である代替淡水貯槽やＳＡ用海水ピットの近傍に設置し，接続先までアクセスルート上にホース等を敷設する。
そのため，敷設したホースが可搬型設備のアクセス性に支障が出ないように，ホースブリッジ等の資機材を確保・設置する。
今後，配備予定のホースブリッジ及び車両通行概要図を第 1 図に示す。

ホース

第1図

ホースブリッジ

ホースブリッジ及び車両通行概要図

1.0.2-別紙 27-1

別紙（28）
アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段について

アクセスルート通行時における通信手段及び照明については，第 1 図～第 3 図に示すような設備を確保する。

ランタン

LED ライト
第1図

ヘッドライト

可搬型照明

また，耐震性はないが停電時に使用可能な蓄電池内蔵型照明を建屋内に設置している。（別紙（30）参照）

第2図

蓄電池内蔵型の照明

1.0.2-別紙 28-1

運転指令設備（ページング）

電力保安通信用電話設備（携帯型）

携行型有線通話設備（電話機型）

衛星電話設備（携帯型）
第3図

通信連絡設備

1.0.2-別紙 28-2

無線連絡設備（携帯型）

別紙（29）
屋外での通信機器通話状況の確認について

東海第二発電所構内における屋外での作業や移動中，及び発電所構外における要員招集の途中において，通信機器が確実に機能することを以下の方法により確認した。なお，高所に新設するアクセスルートは，通信機器が確実に機能するような対応をとる。

方法：無線連絡設備（可搬型）での通話確認
アクセスルートにおいて，緊急時対策所との通話が可能であることを確認する。

結果：アクセスルートからの通信状況は良好であること（不感地帯がないことを確認した。

第 1 図に無線連絡設備（可搬型）における通信状況の確認範囲を示す。

1.0.2-別紙 29-1

第1図

無線連絡設備（可搬型）における通信状況の確認範囲

1.0.2-別紙 29-2

別紙（30）
屋内アクセスルートの設定について

屋内アクセスルートは，重大事故等時において必要となる現場活動場所まで
外部事象を想定しても移動が可能であり，また，移動時間を考慮しても要求される時間までに必要な措置を完了させることが重要である。外部事象のうち一番厳しい事象は地震であり，地震起因による火災，溢水，全交流動力電源の喪失を考慮してもアクセスに与える影響がないことを確認し設定する。

1.

屋内アクセスルート設定における考慮事項
屋内での各階層におけるアクセスルートを選定する場合，地震随伴火災のおそれがある油内包機器又は水素内包機器 ※１ ，地震随伴内部溢水 ※２ を考慮しても移動可能なアクセスルートをあらかじめ設定する。
また，建屋屋上にアクセスする際は，地震津波以外の自然現象を考慮し，気象状況をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。例えば積雪時においては，
事前に除雪を実施し，アクセス性を確保する。
以下に屋内アクセスルートの選定の考え方を示す。
・中央制御室から原子炉棟，廃棄物処理棟へ移動するルートは，原子炉建屋内に設定されるアクセスルートを優先して使用することを基本とする。
・火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場合は，別ルートを使用する。
・原子炉棟，廃棄物処理棟の各階層を移動するルートは，地震，火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所までアクセスする。
・地震随伴内部溢水については，アクセスルートの最大溢水水位を評価した
1.0.2-別紙 30-1

上で影響を受ける可能性があることを想定し，必要な措置を講じる。
※１：火災源となる機器については，別紙（31）「地震随伴火災源の影響評価について」参照※２：内部溢水については，別紙（32）「地震随伴内部溢水の影響評価について」参照

2.

屋内アクセスルートの成立性
技術的能力 1.1～1.19 で整備した重大事故等発生時において期待する手順について，外部事象による影響を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認した。その結果を「技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧」に整理する。
また，移動経路は第 1 図に示す。また，第 1 図に記した「①～⑧」は第 1
表の屋内アクセスルートに記載のある数字と関連づけがなされている。なお，
第 2 表に，第 1 図中の操作対象箇所における操作対象機器及び操作項目等を示す。

3.

屋外アクセスルートとの関係
重大事故等発生時は屋内での活動はもとより，可搬型重大事故等対処設備の屋外での設置作業との連携が重要である。そこで，重大事故等発生時の屋
内現場操作においては，災害対策本部（初動体制）の重大事故等対応要員（運転操作対応）が速やかに屋内へアクセスし，中央制御室に常駐する運転員と共に現場活動を行う必要がある。
上記の重大事故等対応要員（運転操作対応）は，確実かつ速やかに屋内へアクセスする必要があることから，原子炉建屋入口への入域方法等について以下に示す。
また，屋外から直接原子炉建屋入口へ入域するためのアクセスルートを第1.0.2-別紙 30-2

2 図に示す。
運転操作要員は，平日，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）での重大事
故等発生時において．執務室（事務本館）又は緊急時対策室建屋から速やかに屋内へアクセスする。
停電時においても入域可能な原子炉建屋への入口を 4 箇所設定し，地震発
生時は原子炉建屋西側の 2 箇所から入域する。また，地震に対して多様性を確保するために設定する原子炉建屋南側から入域することも可能である。（第 3 表参照）
原子炉建屋西側からの入域時は，高所に設定する入口を優先して使用する。
原子炉建屋西側に設定される残りの入口を使用する場合は，電源盤が設置される電気室を通過する必要があるため，電気室での火災発生に伴う影響により，アクセスが困難と想定される場合は別ルートにて屋内へ入域する。
（第 3 表参照）
屋内への入域後，事故時の現場作業に備え敷地遡上津波の影響を受けない
中央制御室へ参集又は操作場所へ移動する。（第 3 表参照）
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）において，発電所外から発電所に参集する災害対策要員は，参集先となる緊急時対策所から屋内へアクセスする。
その他，重大事故等対処設備を使用する場合には，重大事故等対応要員が緊急時対策所近隣の可搬型設備の保管場所に移動し，可搬型代替注水大型ポ
ンプやタンクローリを準備し各水源や接続口周りでの現場活動に当たることとなる。

1.0.2-別紙 30-3

第1表

東海第二発電所

条文
1.1

1.2

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

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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（1／13）
対応手段

中央

原子炉緊急停止（代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入）原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制）
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（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）
ほう酸水注入（ほう酸水注入）
高圧代替注水系による原子炉の冷却（高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却）
高圧代替注水系による原子炉の冷却（高圧代替注水系の現場操作による原子炉の冷却）

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

現場での隔離操作※1

屋外アクセスルート

○

○

○

○

○

○

重大事故等の進展抑制（ほう酸水注入系による進展抑制）
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
代替減圧（原子炉減圧の自動化）
代替減圧（手動による原子炉減圧）
常設直流電源系統喪失時の減圧（常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）
常設直流電源系統喪失時の減圧（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）
逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧（高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保）
インターフェ
中央制御室かイスシステムらの隔離操作
ＬＯＣＡ発生時の対応手順

操作・作業場所
屋内アクセスルート○（現場操作①）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－5］→（⑧階段Ｆ⑦）→［⑦－6］→（⑦階段Ｇ⑧）→［⑧－6］→（⑧階段Ｇ⑦）→[⑦－7]】（現場操作②）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → (⑥ 階 段 Ｂ③ )→ [③ － 7]→ （ ③ 階 段 Ｂ ⑥ ） →（⑥階段Ｅ⑦）→[⑦－7]【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→［②－4］→［②－5］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－
9）

○
○

○
○

○
【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤ ） → （ ⑤ 階 段 Ａ ④ ） → ［ ④ － 6]→［④－7］→［④－6]→［④－8］→［④－9］→［④－8］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）○（残留熱除去系注入弁（Ａ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④-4］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）○（残留熱除去系注入弁（Ｂ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥梯子Ａ④）→［④-2］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③
－9）

○

○

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-4

第1表

東海第二発電所

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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（2／13）
対応手段

中央

原子炉運転中の低圧代替注水（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）原子炉運転中の低圧代替注水（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水））

○

○

○

原子炉運転中の復旧（残留熱除去系（低圧注水系）
復旧後の原子炉注水）
原子炉運転中の復旧（低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水）
溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の低圧代替注水（代替循環冷却系による残存溶
融炉心の冷却）
原子炉運転停止中の復旧（残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）復旧後の原子炉除熱）（ 残 留熱 除 去 系 （ Ｃ ） 配管 を 使 用
した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】（ 低 圧炉 心 ス プ レ イ 系 配管 を 使 用
した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－3］→［④－5］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

○

○

○

○

○

○
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（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－1］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→ ［⑥ － 3］ → ［ ⑥ －1］ →［ ⑥ －20］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥
階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－1］→［⑥－2］→［⑥－3］→［⑥－20］→［⑥－3］】（残留熱除去系（Ａ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－4］】（残留熱除去系（Ｂ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）→［⑧－3］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③
－9）

○
○

（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－1］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］ 緊 急 時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4○→ ［⑥ － 3］ → ［ ⑥ －1］ →［ ⑥ －階空調機械室入口扉（③20］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥－9）
階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－1］→［⑥－2］→［⑥－3］→［⑥－20］→［⑥－3］】（残留熱除去系（Ａ）の場合）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ階空調機械室入口扉（③－9）⑧）→［⑧－4］】（残留熱除去系（Ｂ）の場合）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ
階空調機械室入口扉（③⑧）→［⑧－3］】－9）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-5

第1表

東海第二発電所

条文
1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（3／13）
対応手段

中央

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置スクラビング水補給）【水源が多目的タンクの場合】
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（格納容器内の不活性ガス（窒素）置換）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置の不活性ガス（窒素）置換）格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置スクラビング水移送）
耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構による現場操作

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤ ） →（ ⑤ 階 段 Ｐ ④） → （ ④ 階 段
Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）○

緊急用海水系による除熱○
残留熱除去系海水系による除熱○※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-6

第1表

東海第二発電所

条文
1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（4／13）
対応手段

中央

炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却）
炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水））操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート○○○（残留 熱除去 系（ Ａ）を 使用 した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→ （⑤階 段Ａ ④）→ （④ 階段
Ａ③）→ ［③ －3］→ ［③－4］→［③－5］→［③－6］】（残留 熱除去 系（ Ｂ）を 使用 した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ⑤）→［⑤－2］→［⑤－1］→（⑤階段Ｂ ⑥）→ ［⑥ －11］→［ ⑥－10］】・緊急時 対策所 →Ｃ／ Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
・緊急時 対策所 →Ｃ／ Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ○（代替循環冷却系による格納容
器除熱）
炉心の著しい損傷防止するための復旧（常設代替交流電源設備による○残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧）
炉心の著しい損傷防止するための復旧（常設代替交流電源設備による○残留熱除去系（サプレッ シ ョ ン ・
プール冷却系）の復旧）
残留熱除去系（格納容器スプレイ○
冷却系）による格納容器除熱
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・プール水除熱※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-7

第1表

東海第二発電所

条文
1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（5／13）
対応手段

中央

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置スクラビング水補給）【水源が多目的タンクの場合】
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（格納容器内の不活性ガス（窒素）置換）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置の不活性ガス（窒素）置換）格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（フィルタ装置スクラビング水移送）【水源が多目的タンクの場合】
代替循環冷却系による格納容器
内の減圧及び除熱○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

・緊急時対策所→ Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構による現場操作（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4○⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段階空調機械室入口扉（③－Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】 9）（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】
二次隔離弁操作室空気ボンベユ
二次隔離弁操作室空気ボンベユニ
ニットによる二次隔離弁操作室ットによる二次隔離弁操作室の正の正圧化
圧化【二次隔離弁操作要員の操作であり ,当 該 弁 の 近 傍 で 行 う 作 業 の た
め，上欄の（S/C，D/W ベント共通）と同様】※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-8

第1表

東海第二発電所

条文
1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（6／13）
対応手段

中央

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（常設）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水）
ペデスタル（ドライウェル部）
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（淡水／海水））
原子炉圧力容器への注水（原子炉原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（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・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

○

○

○

○

原子炉圧力容器への注水（代替循環冷却系による原子炉○
圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（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）
1.9
水素爆発によ格納容器内不活性化による格納容器水素爆発防止る原子炉格納（原子炉運転中の格納容器内の容器の破損を不活性化）防止するための手順等
炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素暴発防止
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）（格納容器圧力逃がし装置によ○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ
階空調機械室入口扉（③る格納容器内の水素及び酸素の⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】 －9）
排出）水素濃度及び酸素濃度の監視（格納容器内水素濃度（ＳＡ）
及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ○による格納容器内の水素濃度監
視）1.10
水素爆発によ水素濃度制御による原子炉建屋
る原子炉建屋
原子炉棟の損傷防止
等の破損を防（静的触媒式水素再結合器によ止するためのる水素濃度抑制）手順等
水素濃度制御による原子炉建屋
原子炉棟の損傷防止○（原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-9

第1表

東海第二発電所

条文
1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（7／13）
対応手段

中央

燃料プール代替注水（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）
燃料プール代替注水（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水））

○

○

○

漏えい抑制
（サイフォン現象による使用済
燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制）
燃料プールスプレイ（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイ）
燃料プールスプレイ（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水））
燃料プールスプレイ（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水））操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※（西側接続口による使用済燃料プール注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ③）→［③－1］→（③階段Ａ①）→［①－1］】（東側接続口による使用済燃料プール注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→［②－8］→（②階段Ｃ①）→［①－2］】

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○○（Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉を使用した場合）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → （ ⑥ － 17扉開放）→（⑥－15）→（⑥－14）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→（②－1）→（②階段Ａ①）→[①－1]→[① － 2]→[① － 3]→ （ ① 階段Ａ⑤）→（⑤階段Ｄ⑥）→（⑥－17）】（原子炉建屋大物搬入口扉を使用した場合）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → （ ⑥ － 19扉開放）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤
階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②－3] →[②－2]→[②－7]→（②階段Ｃ①）→[①－1]→[①－2]→[①－3]→ （ ① 階 段 Ａ ⑤ ） → （ ⑤ 階 段
Ｄ⑥）→（⑥－19）】

・緊急時対策所→Ｒ／Ｗ
コントロール室脇入口扉（⑥－17）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

・緊急時対策所→原子炉
建屋大物搬入口扉（⑥－19）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

使用済燃料プールの監視○
代替燃料プール冷却系による使○用済燃料プール除熱※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-10

第1表

東海第二発電所
条文

1.12

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（8／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

可搬型代替注水大型ポンプ及緊急時対策所→西側保管び放水砲による大気への拡散
場所又は南側保管場所
抑制
放射性物質吸着剤による海洋緊急時対策所→西側保管への拡散抑制場所又は南側保管場所
汚濁防止膜による海洋への拡緊急時対策所→西側保管
散抑制
場所又は南側保管場所
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤（ＳＡ）
緊急時対策所→西側保管による航空機燃料火災への泡場所又は南側保管場所
消火
1.13
重大事故等の収代替淡水貯槽を水源とした可緊急時対策所→西側保管束に必要となる
搬型代替注水大型ポンプによ場所又は南側保管場所
水の供給手順等
る送水代替淡水貯槽を水源とした原
子炉冷却材圧力バウンダリ低
緊急時対策所→西側保管圧時の原子炉圧力容器への注場所又は南側保管場所
水（可搬型代替注水大型ポン
プを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却（可搬型代替
緊急時対策所→西側保管
注水大型ポンプを使用する場
場所又は南側保管場所
合）
代替淡水貯槽を水源としたフ
緊急時対策所→西側保管
ィルタ装置スクラビング水補
場所又は南側保管場所
給代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水（可搬型
緊急時対策所→西側保管
代替注水大型ポンプを使用す
場所又は南側保管場所
る場合）
代替淡水貯槽を水源とした格
納容器頂部への注水（可搬型
緊急時対策所→西側保管
代替注水大型ポンプを使用す
場所又は南側保管場所
る場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／ス
緊急時対策所→西側保管
プレイ（可搬型代替注水大型場所又は南側保管場所
ポンプを使用する場合）
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た可搬型代替注水大型ポンプ
場所又は南側保管場所
による送水
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管た原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器へ場所又は南側保管場所の注水
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器内の冷却場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
たフィルタ装置スクラビング
場所又は南側保管場所
水補給
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器下部への注水場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器頂部への注水場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た使用済燃料プールへの注水場所又は南側保管場所／スプレイ
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷緊急時対策所→西側保管
却材圧力バウンダリ低圧時の場所又は南側保管場所
原子炉圧力容器への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的
緊急時対策所→西側保管
タンクを水源とした格納容器
場所又は南側保管場所
内の冷却ろ過水貯蔵タンク又は多目的
緊急時対策所→西側保管
タンクを水源とした格納容器
場所又は南側保管場所
下部への注水※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-11

第1表

東海第二発電所

条文
1.13

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（9／13）
対応手段

中央

復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時の原子炉圧力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時の原子炉圧力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却復水貯蔵タンクを水源とした
格納容器下部への注水

復水貯蔵タンクを水源とした
使用済燃料プールへの注水

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦－9]】【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦－9]】【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦－9]】【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦－9]】【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦－9]】

淡水タンクを水源としたフィ
ルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした可搬型代替注
水大型ポンプによる送水
海を水源とした原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時の原子
炉圧力容器への注水
海を水源とした格納容器内の冷却海を水源とした格納容器下部
への注水
海を水源とした格納容器頂部
への注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
海を水源とした非常用ディー
ゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水）
淡水から海水への切り替え

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

緊急時対策所→淡水貯水池※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-12

第1表

東海第二発電所
条文

1.14

電源の確保に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（10／13）
対応手段

中央

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電（常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電）
代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電（可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電）
代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電（所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電）
代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電（可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電）
常設直流電源喪失時の遮断器
用制御電源の復旧

○

○

○

○

○

○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥－8]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥－8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → [ ⑥ － 18]→[⑥ － 7]→ [⑥ －8]→[⑥ －18]→[⑥ － 9]→[⑥ － 7]→[⑥ － 6]→[⑥－ 5] → [ ⑥ － 4] → [ ⑥ － 7] → [ ⑥ －8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

【 中 央 制 御 室 → ※ 1 →[⑥ － 7]→[⑥－8]→[⑥－7]→[⑥－8]】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所（常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→ （ ⑦ 階 段 Ｉ ⑥ ） →[⑥ －7]→[⑥－8]】（可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥－7]→[⑥－8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

代替交流電源設備による代替
所内電気設備への給電【中央制御室→ ※1 →［⑥－12］ 緊 急 時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4（常設代替交流電源設備によ○→［⑥－8］→［⑥－9］→［⑥－7］ 階 空 調 機 械 室 入 口 扉 （ ③る代替所内電気設備への給→［⑥－6］】－9）電）
代替交流電源設備による代替
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
所内電気設備への給電
階空調機械室入口扉（③【中央制御室→ ※1 →［⑥－12］（可搬型代替交流電源設備に○－9）→[⑥－8]→[⑥－7]】
よる代替所内電気設備への給・緊急時対策所→西側保電）
管場所又は南側保管場所
代替直流電源設備による代替
不要な直流負荷切離し
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
所内電気設備への給電【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → ［ ⑥ －7］（常設代替直流電源設備によ○→［⑥－8］→［⑥－9］→［⑥－7］ 階 空 調 機 械 室 入 口 扉 （ ③る代替所内電気設備への給→［⑥－6］→［⑥－8］→［⑥－9］ －9）電）→［⑥－7］→［⑥－6］】
代替直流電源設備による代替
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
所内電気設備への給電
階空調機械室入口扉（③（可搬型代替直流電源設備に【中央制御室→ ※1 →⑥－12］】－9）よる代替所内電気設備への給・緊急時対策所→西側保電）
管場所又は南側保管場所
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（可搬型設備用軽油タンクか場所又は南側保管場所
らタンクローリへの補給）
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（タンクローリから各機器へ
場所又は南側保管場所の給油）
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（燃料補給設備による常設代場所又は南側保管場所
替高圧電源装置への給油）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-13

第1表

東海第二発電所
条文

1.15

事故時の計装に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（11／13）
対応手段

中央

他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定（計器の故障時）
代替パラメータによる推定（計器の計測範囲を超えた場
合）蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電
可搬型計測器によるパラメー
タの計測又は監視操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

○

○

○

○

【（ ③ － 9） → （ ③ 階 段Ｎ ④ ） → 中
央制御室（可搬型計測器保管場所→ＳＡ変換器盤）】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）

パラメータ記録○
1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

中央制御室換気系，非常用ガ
ス処理系及び非常用ガス再循
環系の運転手順（交流動力電源が正常な場合）
中央制御室換気系，非常用ガ
ス処理系及び非常用ガス再循
環系の運転手順（全交流動力電源が喪失した場合）
中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手
順
中央制御室の照明を確保する
手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順
データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順
中央制御室待避室の準備手順

○

○

○

○

○

○

○
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
その他の放射線防護措置等に関する手順等
チェンジングエリアの設置及
び運用手順

○

○

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝【（③－9）→［③－8］】

1.0.2-別紙 30-14

第1表

東海第二発電所
条文

1.17

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（12／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリング・ポスト
による放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による放射性物
緊急時対策所→予備機置
質の濃度の測定場
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置等によ緊急時対策所→西側保管る放射性物質の濃度及び放射場所又は南側保管場所
線量の測定
モニタリング・ポストのバッ
クグラウンド低減対策
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
気象観測設備による気象観測
項目の測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
モニタリング・ポストの電源を代替電源設備から給電する
手順
1.18
緊急時対策所の緊急時対策所非常用換気空調
居住性等に関す
設備運転手順る手順等
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
緊急時対策所エリアモニタ等の設置手順
緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
緊急時対策所加圧設備への切替手順
緊急時対策所加圧設備の停止
手順
緊急時対策所のデータ伝送設
備によるプラントパラメータ
等の監視手順
重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備通信連絡に関する手順※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-15

第1表

東海第二発電所
条文

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（13／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

放射線管理用資機材及びチェ
ンジングエリア用資機材の維
持管理
チェンジングエリアの設置及び運用手順
飲料水，食料等の維持管理

緊急時対策所用発電機による給電
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 (予 備 )
起動手順
1.19

通信連絡に関する手順等

発電所内の通信連絡をする必（携行型優先通話装置）
要のある場所と通信連絡を行○
専用接続箱→各操作場所
うための対応手順
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順
代替電源設備から給電する対応手順※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2-別紙 30-16

第1図①東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-17

屋内アクセスルート（1／8）

第1図②東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-18

屋内アクセスルート（2／8）

第1図③東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-19

屋内アクセスルート（3／8）

第1図④東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-20

屋内アクセスルート（4／8）

第1図⑤東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-21

屋内アクセスルート（5／8）

第1図⑥東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-22

屋内アクセスルート（6／8）

第1図⑦東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-23

屋内アクセスルート（7／8）

第1図⑧東海第二発電所

重大事故発生時

1.0.2-別紙 30-24

屋内アクセスルート（8／8）

第2表
①－1

SFP 注水・スプレイ銃設置①①－3

SFP 注水・スプレイ銃設置③

②－1
②－3
②－5

操作対象機器一覧①－2

SFP 注水・スプレイ銃設置②

SFP 注水・スプレイ装置保管箱③②－2

SFP 注水・スプレイ装置保管箱①

SFP 注水・スプレイ装置保管箱②②－4

ほう酸水注入ポンプ

ほう酸水注入ポンプ②－6

格納容器ベント弁（D/W 側）②－7

SFP 注水・スプレイ用ホース敷設②－8

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁③－1

低圧代替注水系注水弁①③－2

低圧代替注水系注水弁②③－3

残留熱除去系（A）スプレイ弁③－4

残留熱除去系（A）スプレイ弁③－5

代替格納容器スプレイ注水弁③－6

代替格納容器スプレイ流量調整弁③－7

原子炉隔離時冷却系注入弁③－8

チェンジングプレース③－9

Ｃ／Ｓ4 階空調機械室入口扉④－1

残留熱除去系(C)注入弁④－2

残留熱除去系（B）注入弁④－3

低圧炉心スプレイ系注入弁④－4

残留熱除去系（A）注入弁④－5

低圧代替注水系注水弁

④－6

窒素ボンベ

④－7

窒素ボンベ（予備）

④－8

窒素ボンベ

④－9

窒素ボンベ（予備）④－10

格納容器ベント弁（第 2 弁）操作④－11

ＳＡ変換器盤④－12

高圧炉心スプレイ系注入弁⑤－1

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑤－2

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑥－1

原子炉保護系（A）分電盤⑥－2

原子炉保護系（A）ＭＧセット制御盤⑥－3

原子炉保護系（B）ＭＧセット制御盤⑥－4

ＭＣＣ ２Ｄ－６

⑥－5

⑥－6

⑥－9

ＭＣＣ ２Ｃ－６
直流 125V 充電器 2A 及び 125V DC DIST CTR
2A125V DC DIST PNL 2B-1⑥－10

125V DC DIST PNL 2A-1
直流 125V 充電器 2B 及び 125V DC DIST CTR
2B
代替格納容器スプレイ流量調整弁⑥－11

代替格納容器スプレイ注水弁⑥－12

緊急用ＭＣＣ⑥－13

格納容器ベント弁（S/P 側）⑥－14

SFP 注水・スプレイ装置保管箱④⑥－15

SFP 注水・スプレイ装置保管箱⑤⑥－16Ｃ／Ｓ電気室入口扉⑥－17

Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉⑥－18

直流 24V 充電器⑥－19

原子炉建屋大物搬入口扉⑥－20

原子炉保護系（B）分電盤⑦－1

Ｍ／Ｃ ２Ｄ⑦－2

Ｐ／Ｃ ２Ｄ⑦－3

ＲＳＳ制御盤⑦－4

ＭＣＣ ２Ｄ－４⑦－5⑦－6

原子炉隔離時冷却系計装パネル⑦－8

フィルタ装置スクラビング水移送弁⑦－9

ＭＣＣ ２Ｃ－４
高圧代替注水系蒸気供給弁及び原子炉隔離
時ＳＡ蒸気止め弁
復水移送配管閉止フランジ⑦－10

可搬型代替直流電源設備用電源切替盤⑧－1

Ｍ／Ｃ ２Ｃ⑧－2

Ｐ／Ｃ ２Ｃ⑧－3

残留熱除去系（B）系弁⑧－4

残留熱除去系（A）系弁⑧－5

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑧－6

常設高圧代替注水弁

⑥－7

⑦－7

⑥－8

1.0.2-別紙 30-25

第2図

緊急時対策所，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（1／2）

1.0.2-別紙 30-26

第2図

緊急時対策所，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（2／2）
1.0.2-別紙 30-27

第3表

重大事故等対応要員（運転操作対応要員）の屋外から原子炉建屋入口へのアクセスルート影響評価

原子炉建屋西側①
項

目

地震時

津波時

その他

原子炉建屋西側②

原子炉建屋南側

・地震による構造物の損壊影響を受けない
・入域先のエリアは地震による火災の影響を受けない

・地震による構造物 ・地震による構造物の損壊影響を受けの損壊影響を受けない
ない
・入域先のエリアが ・入域先のエリアは地震による火災の地震による火災の影響を受ける可能影響を受けない性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合は別ルートを使用する・重大事故等発生後， ・重大事故等発生後，速やかに原子炉建速やかに水密化さ屋入口にアクセス
れた原子炉建屋入可能であることか
口にアクセス可能ら影響を受ける可であることから影能性は小さい響を受ける可能性
同 左・敷地遡上津波に対は小さい
して影響を受けない高所から原子炉
建屋入口に入域することから影響を受けない
・停電時でも入域可能であることから同 左
同 左
影響を受けない

1.0.2-別紙 30-28

原子炉建屋東側

・地震時は構造物の損壊による影響を受ける可能性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合
は別ルートを使用する。
・地震による火災の影響を受けない

原子炉建屋南側

同左

同

左

同左

同

左

同左

参考資料-1
屋内アクセスルートにおける狭隘な箇所

アクセスルートの通行幅は，原則 80 ㎝と設定しているが，原子炉建屋付属棟内のケーブル処理室は平常時における通行路ではなく，一部，60 ㎝未満となり通行姿勢の制限を受ける区域となる。
そのため，現場の状況確認を行い，通行が不可能となるような箇所がないことを確認した。

1.0.2-別紙 30-29

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（1／3）
1.0.2-別紙 30-30

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（2／3）

1.0.2-別紙 30-31

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（3／3）

1.0.2-別紙 30-32

参考資料-2
原子炉建屋付属棟内新設ルートについて

原子炉建屋付属棟における中央制御室を基点とした，上下階の行き来を可能とする新設アクセスルートを設定する。
なお，当該ルートの設定は，昇降設備として階段を設置すること，火災区域のバウンダリを確保すること，また，重大事故発生時に空調機械室に設営する
チェンジングプレースとの干渉等を念頭に実施する。
当該アクセスルートの概要を第 1 図に示す。

1.0.2-別紙 30-33

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（1／2）

1.0.2-別紙 30-34

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（2／2）

1.0.2-別紙 30-35

参考資料-3
原子炉建屋付属棟 1 階電気室の耐火障壁設置による通行性及び作業性について

原子炉建屋付属棟 1 階電気室における，電気盤等の系統分離のための 1 時間
耐火障壁設置による，アクセスルートの通行性及び電気盤類の操作性等について，影響確認を行った。
第 1 図に当該電気室内の機器，耐火障壁の配置及び影響確認結果を示す。

1.0.2-別紙 30-36

1.0.2-別紙 30-37

第1図

原子炉建屋付属棟電気室 1 階 耐火障壁設置による系統分離図

参考資料-4
原子炉建屋付属棟内新設階段に設置するハッチの仕様及び運用について

1.

ハッチの概要(仕様)
火災区域のバウンダリを確保するために，火災区域境界として 3 時間耐火隔壁機能及びラッチ機構を有するハッチを設置する。(防火扉と同じ構造)
新設ハッチの概要を第 1 図，ハッチ部の仕様を第 2 表，寸法と重量を第 3 表に示す。
なお，ハッチ上部は耐火隔壁の機能維持を考慮して通行禁止とし、柵等による立ち入り制限を行う。

2.

ハッチ開閉作業について
人力によりハッチ開閉作業を行う。
ハッチ開閉に要する想定時間は第 1 表のとおり。

第1表

ハッチ開閉想定時間

動 作
ハッチ片側扉開
ハッチ片側扉開
落下防止チェーン取外し
落下防止チェーン取付け
ハッチ片側扉閉
ハッチ片側扉閉
余裕分
計

想定時間
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
120 秒
300 秒（5 分）

1.0.2-別紙 30-38

第2表
名

称

ハッチ

性

ハッチ部仕様（概要）能備

3 時間耐火性能・８条「火災による損傷の防止」審査資料の防火扉と同じ構造とする。
・寸法は開口部に合わせ第 2 表のとおり製作するが，耐火試験を行った防火扉（約 2.7m×約 2.8m）に比べ小さいことから歪み量，合わせ面長さは少ないため，耐火性は同等

第3表
名
ハッチ

称

寸

考

寸法と重量

法

※１

重

縦 800mm×横 1,200mm×高さ
50mm（鋼板厚さ 1.6mm）

量

約 38kg（片扉約 19kg※２ ）※１：詳細設計で確定※２：開閉時はヒンジ部も荷重を分担するため，人力での開閉時の重さは約 9.5kg

1200mm
50mm
800mm

第1図

新設ハッチ概要図

1.0.2-別紙 30-39

開閉方式
両開き

別紙（31）
地震随伴火災源の影響評価について

屋内アクセスルート近傍の地震随伴火災の発生の可能性がある機器について，以下のとおり抽出・評価を実施した。抽出フローを第 1 図，抽出した火災源となる機器のリストを第 1 表，抽出した機器の配置を第 2 図に示す。
事故シーケンス毎に必要な対応処置のためのアクセスルートをルート図上に描画し，ルート近傍の回転機器 ※ を抽出する。
耐震Ｓクラス機器，又は基準地震動Ｓ Ｓ にて耐震性があると確認された機器は地震により損壊しないものとし，内包油による地震随伴火災は発生しないものと考える。
耐震Ｓクラス機器ではない，又は基準地震動Ｓ Ｓ にて耐震性がない機器のうち，油を内包する機器については地震により支持構造物が損壊し，漏えいした油又は水素ガス（4vol％以上）に着火する可能性があるため，火災源として耐震評価を実施する。
耐震評価はＳクラスの機器と同様に基準地震動Ｓ Ｓ で評価し，JEAG4601 に従った評価を実施する。
・ 耐震裕度を有するものについては地震により損壊しないものと考え，火災源としての想定は不要とする。
※アクセスルート近傍のケーブルトレイ及び電源盤は，設置許可基準規則第八条「火災による損傷の防止」において得られた火災防護を適用し，火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響が考えにくいことから除外する。
なお，火災時に煙充満による影響については，煙が滞留するような箇所は自動起動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備を設置することからアクセス性に影響はないと考えられるが，速やかなアクセスが困難な場合は別ルートを使用する。

1.0.2-別紙 31-1

アクセスルート上の地震随伴火災の評価

アクセスルート近傍の回転機器を抽出

耐震Ｓクラスまたは基準
地震動Ｓ Ｓ にて耐震性があると確認された機器か？

Yes

No
油内包回転機器か？
水素内包機器か？

No

Yes
火災源の耐震評価

No
耐震裕度なし？

Yes
地震随伴火災の発生を想定

第1図

地震随伴火災は想定不要

想定火災源の熱影響評価対象抽出フロー

1.0.2-別紙 31-2

第1表
No

①

機器名称

原子炉冷却材浄化系
プリコートポンプ

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（1／5）
発生値

許容
基準値

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
12
7
2
4
9
6
12
7
2
4
9
6

MPa
220
169
186
143
186
143
220
169
186
143
186
143

引張

98

154

せん断

67

143

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

15
9
1
3
9
6

186
143
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）②

燃料プール冷却浄化
系プリコートポンプ③

ドライウェル除湿系
冷凍機※1

機能
損傷

④

ドライウェル除湿系
冷水ポンプ

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

⑤

非常用ガス再循環系
排風機(A),(B)

－

－

－

－

－

S クラス

⑥

ほう酸水注入ポンプ(A),(B)

－

－

－

－

－

S クラス

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

12
11
3
11
13
8
8
4
1
4
7
5

198
152
186
143
186
143
186
143
186
143
186
143

⑦

⑧

燃料プール冷却浄化
系循環ポンプ(A),(B)

燃料プール冷却浄化
系逆洗水移送ポンプ

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
基礎ボルト

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

※1 スクリュー式冷凍機であることから基礎ボルトにて評価

1.0.2-別紙 31-3

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

機器名称

⑨

原子炉冷却材浄化系
逆洗水移送ポンプ⑩

原子炉再循環流量
制御系ユニット（A）,（B）

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（2／5）
発生値

許容
基準値

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
9
4
1
3
9
5
31
51

MPa
186
143
186
143
186
143
180
143

（耐震裕度有）

引張

29

186

（耐震裕度有）

せん断

16

143

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

29
16
15
5
5
3
15
12
2
6
11
6
17
13
2
6
13
9

200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
原動機（ポンプ含む）取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラスBC クラス⑪

主蒸気隔離弁漏えい抑制系ブロワ（A）,（B）⑫｜
1

原子炉冷却材浄化系
循環ポンプ
（A）※2

⑫
｜
2

原子炉冷却材浄化系
循環ポンプ
（B）※2

⑬

クラリ苛性ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

⑭

クラリ凝集剤ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

⑮

クラリ高分子凝集剤
ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

ブロワ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

※2 原動機の重量が（A），（B）で異なる

1.0.2-別紙 31-4

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

⑯

⑰

⑱

機器名称

クラリファイアー
供給ポンプ

凝縮水収集ポンプ

廃液濃縮器循環ポン
プ（A）,（B）

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（3／5）
発生値

許容
基準値

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
10
6
1
3
6
3
11
8
1
5
9
5
33
20
2
8
12
8
7
4
1
5
3
2

MPa
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）⑲

廃液濃縮器補助循環ポンプ⑳

床ドレンフィルタ
保持ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

廃液フィルタ保持ポンプ（A）,（B）

－

－

－

－

－

休止設備

プリコートポンプ（A）,（B）

－

－

－

－

－

休止設備

機能
損傷

基礎ボルト

引張
せん断

81
20

200
154

機能
損傷

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト

引張

47

186

せん断

19

143

機能
損傷

基礎ボルト

引張
せん断

22
7

200
154

機能
損傷

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト

引張

11

186

せん断

6

143

りん酸ソーダポンプ

中和硫酸ポンプ

1.0.2-別紙 31-5

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

機器名称

中和苛性ポンプ

制御棒駆動水ポンプ（A）,（B）

制御棒駆動水ポンプ
補助油ポンプ（A）,（B）

地震随伴火災源

損傷
モード

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（4／5）
発生値

許容
基準値

評価部位

応力
分類

基礎ボルト

引張
せん断

MPa
22
7

MPa
200
154

引張

11

186

せん断

6

143

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

20
14
18
13
8
4
12
8
20
14
3
2
15
2

200
154
186
143
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
増速機取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）非常用ディーゼル
発電機（2C）

－

－

－

－

－

S クラス

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

－

－

－

－

－

S クラス

非常用ディーゼル
発電機（2D）

－

－

－

－

－

S クラス

残留熱除去系ポンプ（A）,（B）,（C）

－

－

－

－

－

S クラス

残留熱除去系
レグシールポンプ

－

－

－

－

－

S クラス

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

－

－

－

－

－

S クラス

原子炉隔離時冷却系
レグシールポンプ

－

－

－

－

－

S クラス

1.0.2-別紙 31-6

第1表
No

地震随伴火災源

応力
分類

発生値

許容
基準値

MPa

MPa

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

S クラス

損傷
モード

評価部位

低圧炉心スプレイ系
ポンプ－

低圧炉心スプレイ系
レグシールポンプ－

機器名称一覧表（5／5）

1.0.2-別紙 31-7

設備区分

第2図

地震随伴火災源の抽出（1／8）

1.0.2-別紙 31-8

第2図

地震随伴火災源の抽出（2／8）

1.0.2-別紙 31-9

第2図

地震随伴火災源の抽出（3／8）

1.0.2-別紙 31-10

第2図

地震随伴火災源の抽出（4／8）

1.0.2-別紙 31-11

第2図

地震随伴火災源の抽出（5／8）

1.0.2-別紙 31-12

第2図

地震随伴火災源の抽出（6／8）

1.0.2-別紙 31-13

第2図

地震随伴火災源の抽出（7／8）

1.0.2-別紙 31-14

第2図

地震随伴火災源の抽出（8／8）

1.0.2-別紙 31-15

別紙（32）
地震随伴内部溢水の影響評価について

地震発生による内部溢水時のアクセスルートの評価について，設置許可基準
規則第 9 条溢水による損傷の防止等の評価を踏まえ，以下のとおり実施する。
評価フローを第 1 図，評価概要図を第 2 図に示す。

(1)

アクセスルートとして使用するエリアの抽出
アクセスルートとして使用するエリアを抽出する。

(2)

地震時の溢水源の抽出
地震時の溢水源として，使用済燃料プールのスロッシング等を想定する。
また，操作場所へのアクセスルートが成立することを評価する上で，耐震Ｂ,Ｃクラスのうち，基準地震動に対する耐震性が確保されていない機器も抽出する。

(3)

アクセスルートエリアの溢水水位
アクセスルートの溢水水位は内部溢水対策（堰高さ 10cm 等）により，最終滞留区画である原子炉棟地下 2 階の西側区画を除き，歩行可能な水深20cm 以下に抑えられる。
最終滞留区画については，アクセスに必要で滞留水位が 20 ㎝より高くなる場合は，想定される水位に応じて必要な高さの歩廊（第 3 図参照）を設置し，アクセスに影響のないよう措置を講じる。

1.0.2-別紙 32-1

有効性評価及び技術的能力手順で期待している操作において，アクセ
スルートとなるエリアを第 1 表，各エリアの溢水水位を第 2 表に示す。

アクセスルートとして使用するエリアの抽出【抽出されたエリア】
・原子炉建屋原子炉棟
・原子炉建屋付属棟
・原子炉建屋廃棄物処理棟

地震時の溢水源の抽出【溢水源となる設備】
・使用済燃料プール
・ほう酸水注入系
・給水系 他

アクセスルートエリアの溢水水位
・下階の伝搬経路の有無により，伝搬経路となる開口部入口高さ若しくは溢水源からの溢水量により水位を評価

アクセスルートエリアの溢水水位はアクセス可能な
水位か ※ 1

N

Yes

アクセス可 ※ 2

対応策検討

※1：建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深などから30cm 以下と設定している。水位20cm以下であればアクセス可能と判断する。
「地下空間における浸水対策ガイドライン」（平成28年1月現在 国土交通省ＨＰ）参照※2：溢水水位によりアクセス可能と判断しても，放射性物質による被ばく防護及び感電防止のため，適切な装備を装着する。

第1図

地震随伴の内部溢水評価フロー図

1.0.2-別紙 32-2

発生した溢水量が堰の高さ以上の場合は開口部より下階へ排水される防護すべき設備は水密扉により溢水は流入しない第2図最地下階には上層階からの排水が集まる

水位評価概要図

1.0.2-別紙 32-3

第1表
EL（m）
46.50
38.80
30.50
29.00

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスエリア

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋 付 属棟

③ ④ ⑤ ⑪

27.00
25.30

―
―
③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

23.00
22.00
20.30

⑬
③ ④ ⑤ ⑩ ⑪

③ ④ ⑤ ⑩ ⑪⑬
③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

13.70
10.50
8.20

―
③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

18.00
14.00

原子炉建屋廃棄物処理棟③ ④ ⑤ ⑩ ⑪ ⑳―③ ④ ⑤ ⑥ ⑦ ⑨ ⑩ ⑪⑫ ⑬ ⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳③ ④ ⑤ ⑩ ⑪ ⑬ ⑳③ ④ ⑤ ⑥ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

2.56
2.00
-0.50

⑳

-4.00

⑳

③ ④ ⑤ ⑥ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰―

【凡例（1／2）】
黒丸数字 ※ ：有効性評価でアクセスするフロア
白抜き丸数字 ※ ：技術的能力手順でアクセスするフロア（有効性評価外）※ 次頁に黒・白抜き丸数字の対応表を掲載― ：アクセスしないフロア：対象フロアなし

1.0.2-別紙 32-4

【凡例（2／2）】「重大事故等対策の有効性評価」事故シーケンス対応表
No

事故シーケンス

No

事故シーケンス①

高圧・低圧注水機能喪失②

高圧注水・減圧機能喪失③

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）④⑤

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）⑥

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）⑦

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）⑧⑨

ＬＯＣＡ時注水機能喪失⑩⑪

津波浸水による注水機能喪失⑫⑰

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用
溶融炉心・コンクリート相互作用

⑲

想定事故２

⑬
⑮

全交流動力電源喪失（停止時）

原子炉停止機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）⑭

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

⑯

水素爆発

⑱

想定事故１

⑳

崩壊熱除去機能喪失（停止時）
原子炉冷却材の流出（停止時）

反応度の誤投入（停止時）

原子炉建屋へのアクセスがある技術的能力手順（有効性評価外）対応表
No

技術的能力手順【技術的能力 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【技術的能力 1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【技術的能力 1.5】
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等【技術的能力 1.7】
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等【技術的能力 1.8】
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等【技術的能力 1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【技術的能力 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【技術的能力 1.14】
電源の確保に関する手順等【技術的能力 1.16】
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.0.2-別紙 32-5

第2表

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスエリア溢水水位

EL（m）
46.50
38.80
30.50
29.00
27.00
25.30
23.00
22.00
20.30
18.00
14.00
13.70
10.50
8.20
2.56
2.00
-0.50
-4.00

原子炉建屋原子炉棟
堰高さ以下
堰高さ以下

原子炉建屋付属棟

原子炉建屋廃棄物処理棟

滞留水なし
堰高さ以下
―
―
滞留水なし
滞留水なし
―

堰高さ以下
滞留水なし
堰高さ以下

滞留水なし
滞留水なし
―
滞留水なし
滞留水なし

堰高さ以下

滞留水なし

堰高さ以下
最大 64 ㎝

滞留水なし

滞留水なし
―

【凡例】
―

：アクセスしないフロア：対象フロアなし「堰高さ」：下層階へ排水する開口部高さ「滞留水なし」：溢水源がない又は下層階への排水により当該エリアでの滞留水なし

地震時に最終滞留区画となる原子炉棟地下 2 階の西側エリアを除く，
アクセスルートにおける最大溢水水位は，20cm 以下であることから，胴長靴を装備することで，地震により溢水が発生してもアクセスルートの通行は可能である。
なお，最終滞留区画については，最大 64 ㎝の溢水水位となる。このため，現場へのアクセス及び操作が可能となるよう必要な高さの歩廊を設置する。
有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスルートの溢水源となる系統を第 3 表から第 5 表に示す。また，アクセスルートと溢水防護区
画の関係及び薬品タンクの配置を第 3 図に示す。

1.0.2-別紙 32-6

第3表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋原子炉棟）（1／2）

区画番号 ※ １

溢水源

Ｅ Ｌ ＋ ４ ６ ．５ ０ ｍ（地上６階）

溢水量（m ３ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

ＥＬ＋３８．８０ｍ（地上５階）
ＥＬ＋２９．００ｍ（地上４階）
Ｅ Ｌ ＋ ２ ０ ．３ ０ ｍ（地上３階）

RB-6-1

SFP スロッシング

81.49

65

12

無

有

RB-5-1

無し

0.00

―

0

―

―

RB-5-2

無し

0.00

―

10 ※ ２――RB-5-3

ほう酸水注入系

0.80

30

4

有

無

RB-5-14

無し

0.00

―

0

―

―

RB-4-1

無し

0.00

―

0

―

―

RB-4-2

無し

0.00

―

10 ※ ２――RB-4-3

無し

0.00

―

0

―

―

RB-4-22

無し

0.00

―

0

―

―

RB-3-1

原子炉再循環系

0.07

52

1

無

有

52

10

※２

―

―

※２

―

―

RB-3-2無し

0.00

RB-3-4

無し

0.00

52

10

RB-3-6

原子炉再循環系

0.38

60

7

無

有

RB-3-8

無し

0.00

―

0

―

―

※２

―

―

ＥＬ＋１４．００ｍ（地上２階）

RB-3-9

無し

0.00

―

10

RB-2-3

無し

0.00

―

0

―

―

RB-2-9

無し

0.00

52

10 ※ ２――【凡例】※1 ：内部溢水にて影響評価を行っている区画番号※2 ：他区画からの流入による

1.0.2-別紙 32-7

第3表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋原子炉棟）（2／2）

区画番号 ※ １

溢水源

溢水量（m ３ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

ＥＬ＋８．２０ｍ（地上１階）
ＥＬ＋２．２０ｍ（地下１階）
ＥＬ ４．００ｍ（地下２階）

RB-1-1

無し

0.00

―

1

―

―

RB-1-2

無し

0.00

52

10 ※ ２――

RB-B1-1

無し

0.00

―

1※ ２

―

―

RB-B1-2

無し

0.00

―

10 ※ ２――

RB-B1-9

無し

0.00

―

0※ ２ ※ ３――

RB-B2-3

無し

0.00

―

64

―

―

RB-B2-5

無し

0.00

―

64

―

―

RB-B2-6

無し

0.00

―

64

―

―

RB-B2-7

無し

0.00

―

0

―

―

RB-B2-8

無し

0.00

―

0

―

―

RB-B2-10

無し

0.00

―

0

―

―

RB-B2-11

無し

0.00

―

1

―

―

RB-B2-12

無し

0.00

―

1

―

―

RB-B2-13

無し

0.00

―

1

―

―

RB-B2-14

無し

0.00

―

64

―

―

RB-B2-15

無し

0.00

―

0

―

―

RB-B2-17

無し

0.00

―

0

―

―

【凡例】
※1 ：内部溢水にて影響評価を行っている区画番号※2 ：他区画からの流入による※3 ：開口部から下層へ落水するため

1.0.2-別紙 32-8

第4表
フロア

区画番号 ※ １

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋付属棟）
溢水源

Ｅ Ｌ ＋ ２ ３ ．０ ０ ｍ（地上３階）

溢水量
（ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

Ｅ Ｌ ＋ １ ８ ．０ ０ ｍ（地上２階）
Ｅ Ｌ ＋ １ ３ ．７ ０ ｍ（地上中２階）ＥＬ＋８．２０ｍ（地上１階）
ＥＬ＋２．５６ｍ（地下１階）
Ｅ Ｌ ４ ．０ ０ ｍ（地下２階）

CS-3-1

無し

0.00

―

0

―

―

CS-2-1

無し

0.00

―

0

―

―

CS-2-2

無し

0.00

―

0

―

―

CS-M2-1

無し

0.00

―

0

―

―

CS-1-3

無し

0.00

―

0

―

―

CS-1-4

無し

0.00

―

0

―

―

CS-1-5

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B1-1

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B1-2

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B1-3

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B1-4

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B1-5

無し

0.00

―

0

―

―

CS-B2-1

無し

0.00

―

0

―

―

【凡例】
※1 ：内部溢水にて影響評価を行っている区画番号

1.0.2-別紙 32-9

第5表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋廃棄物処理棟）

ＥＬ＋２２．００ｍ（地上３階）

溢水量
（ ）

温度
（℃）

ＥＬ＋１４．００ｍ（地上２階）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.95

27

防食剤

無

復水・純水系 ※ ２

0.18

35

無

無

消火系 ※ ２

0.04

40

無

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆

0

―

―

RW-3-2

原子炉補機冷却水系 ※ ２

0.02

27

1

防食剤

無

RW-3-3

原子炉補機冷却水系 ※ ２

0.02

27

1

防食剤

無

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.53

27

防食剤

無

復水・純水系 ※ ２

0.18

35

無

無

区画番号 ※ １

溢水源

溢水水位
（cm）

0※ ３

RW-3-10※ ３

ＥＬ＋８．２０ｍ（地上１階）

消火系 ※ ２

0.23

40

無

無

タービン補機冷却水系 ※ ２

0.08

36

防食剤

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆

0

―

―

RW-1-1

無し

0.00

―

0

―

―

RW-1-3

無し

0.00

―

0

―

―

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.28

27

防食剤

無

気体廃棄物処理系 ※ ２

1.02

7

無

無

機器ドレン系 ※ ２

16.40

50

無

無

凝縮水処理系 ※ ２

1.25

50

無

無

※２

2.32

30

無

無

復水・純水系 ※ ２

2.24

35

無

無

消火系 ※ ２

0.24

40

無

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆

0

―

―

機器ドレン系 ※ ２

132.60

30

0※ ３

無

無

RW-2-3RW-1-4RW-1-5

濃縮廃液・廃液中和スラッジ系

0※ ３

【凡例】
※1 ：内部溢水にて影響評価を行っている区画番号※2 ：系統名「放射性廃棄物処理系」を省略※3 ：開口部から下層へ落水するため◆ ：高エネルギー配管

1.0.2-別紙 32-10

1.0.2-別紙 32-11
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（1／8）

1.0.2-別紙 32-12
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（2／8）

1.0.2-別紙 32-13
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（3／8）

1.0.2-別紙 32-14
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（4／8）

1.0.2-別紙 32-15
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（5／8）

1.0.2-別紙 32-16
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（6／8）

1.0.2-別紙 32-17
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（7／8）

1.0.2-別紙 32-18
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（8／8）

(4)アクセスルートエリアの溢水による温度の影響
地震による溢水源の中で，高温の流体を内包する系統は「放射性廃棄物
処理系加熱蒸気系」が考えられる。放射性廃棄物処理系加熱蒸気系は，アクセスルート上の配管の耐震性を確保するため，蒸気の漏えいは発生しない。
したがって，有効性評価における原子炉建屋内での作業における高温状態による影響はないと考えられる。
なお，「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」は，
このインターロックによる自動隔離対象外の事象であり，原子炉建屋内が高温環境になることが考えられるが，漏えい箇所の隔離作業に係る区画の雰囲気温度は，作業開始を想定する原子炉減圧操作後に原子炉建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から，現場隔離操作が完了する 5 時間までの最大で 41℃程度（ブローアウトパネルに期待しない場合でも約 44℃程度）であることから，屋内現場作業における高温状態による影響はないと考えら
れる。

(5)

アクセスルートエリアの溢水による線量の影響
放射性物質を内包する溢水源の中で，漏えい時に環境線量率が最も厳しくなる系統は「使用済燃料プールのスロッシング」である。
使用済燃料プールのスロッシングによる被ばく線量は数 mSv 程度となり，緊急時の被ばく線量制限値 100mSv と比較して十分小さく抑えられるため，被ばく防護の適切な装備を実施した上で作業は可能であると考えられる。

(6)

アクセスルートエリアの化学薬品を含む溢水の影響
化学薬品を含む溢水源の中には「ほう酸水溶液」，「補機冷却水系に含ま1.0.2-別紙 32-19

れる防食剤」が存在し，溢水源の周辺の堰内や近傍のエリアに滞留が想定されるが，ガスの発生が想定されないことから，炉心損傷のおそれがある
場合は溢水を考慮した放射線防護具（アノラック等），炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。
原子炉建屋廃棄物処理棟の溢水源には苛性ソーダ，硫酸及びりん酸ソーダが存在する。当該タンクの周辺には堰が設置されているため，薬品の漏えい時には堰内に薬品が滞留し，ガスの発生が想定される。そのため，廃棄物処理棟内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具のうち自給式呼吸用保護具，炉心損傷のおそれがない場合は薬品防護具を着用する。また，当該薬品タンクの設置場所を迂回することが可能である。
第 3 図に薬品タンクの配置を示す。

(7)

照明への影響
照明設備については，常用電源若しくは非常用電源から受電しており，建屋全体に設置されている。溢水の影響により照明設備が喪失しても可搬型照明により対応可能である。（別紙（27）参照)

(8)

感電の影響
電気設備が溢水の影響を受けた場合は，保護回路が動作し電気回路をトリップすることで電源供給が遮断されると考えられる。また，地絡等の警報が発生した場合は負荷の切り離し等の対応を行う。
なお，第 4 図に示す保護具を着用することによりアクセス時の安全性を確保する。

1.0.2-別紙 32-20

(9)漂流物の影響屋内に設置された棚やラック等の設備は，固縛処置がされており，溢水が発生した場合においても漂流物になることはない。よって，アクセス性に対して影響はない。

(10)

内部溢水に対する対応方針
地震による内部溢水の発生により，建屋内の床面が没水した場合を考慮しても対応作業が可能なよう，必要となる防護具を配備する。
内部溢水が発生していると考えられる場合には，中央制御室や緊急時対策所で必要な防護具を着用し，対応操作現場に向かう手順としており，訓練等を通じて，防護具の着用時間は約 12 分で実施できることを確認した。
第 4 図に防護具の着用例を示す。

1.0.2-別紙 32-21

配 備 場 所：中央制御室，緊急時対策所
防護具：「マスク」 …全面マスク，ガスマスク「服装」…タイベック，アノラック，綿手袋，ゴム手袋，
長靴，胴長靴，消防服

薬品類の漏えい時に着用する防護具は別紙（36）参照。
※今後の検討により，変更・追加となる可能性がある。

胴長靴

タイベック＋全面マスク

長靴

全面マスク

第4図

防護具の着用例

1.0.2-別紙 32-22

アノラック＋全面マスク

別紙（33）
屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）について

東海第二発電所における屋内アクセスルートのプラントウォークダウン確認結果
を第 1 図及び第 1 表に示す。

1.0.2-別紙 33-1

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-2

現場確認結果（1／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-3

現場確認結果（2／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-4

現場確認結果（3／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-5

現場確認結果（4／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-6

現場確認結果（5／8）

第1図

東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-7

現場確認結果（6／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-8

現場確認結果（7／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2-別紙 33-9

現場確認結果（8／8）

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（1／11）
項目

設置場所

分解用治具（ＲＣＩＣポンプ用）

工具箱

ＬＰＣＳポンプベントライン
仮設ホース

資材保管ハウス

資材保管ハウスR／B B2FL
EL-4.00m

踏み台

資材保管ハウス

踏み台

踏み台

手摺り
（機器ハッチ用／ＬＰＣＳ・ＨＰＣＳ）

収納箱（定検試験機材保管箱）

ＲＨＲポンプ分解治具

Ｓ／Ｐ点検用資材

日点工具保管庫 №１

R／B B1FL
EL+2.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2-別紙 33-10

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（2／11）
項目

設置場所

日常点検工具保管庫

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｂ－１，２，３）

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｃ－１）

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｄ－２）

取外し式梯子

取外し式梯子踏み台

取外し式梯子

収納箱 ＲＨＲポンプ部品収納箱

制御棒位置検出器(PIP)収納箱

ボンベ運搬用台車

ボンベ運搬用台車

工具箱

RHR ポンプ用シャフト

R／B B1FL
EL+2.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）

1.0.2-別紙 33-11

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（3／11）
項目

設置場所

手摺り

ダストサンプリング用架台

移動式足場

手摺

清掃用具

清掃用具

担架収納用キャビネット
R／B 1FL
EL8.20m
緊急時用防護具

緊急時用防護具

緊急時用ウェス

汚染検査 BOX

工具箱

カラーコーン・コーンバー

手摺

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2-別紙 33-12

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（4／11）
項目

設置場所

RB 集中清掃系中間集塵機

ダストサンプリング用架台

CRD 交換用装置収納箱

R／B 2FL
EL14.00m

LPRM シャッター

踏み台

緊急用資機材 ケーブル

超音波洗浄機及び工具一式

超音波洗浄機及び工具一式

試験関連保管箱

取外し式梯子MSIV 自動ﾗｯﾋﾟﾝｸﾞ装置

MSIV 点検専用工具箱

チャージングポンプ

HCU ベントホース収納用
プラスチックコンテナ

R／B 3FL
EL20.30m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2-別紙 33-13

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（5／11）
項目

設置場所

キャビネット

収納庫（HCU 点検用工具一式）
データ処理装置
中継器
収納庫（HCU 点検用工具一式）（HCU 性能試験装置）

取外し式梯子

収納庫（HCU 性能試験装置）

収納庫（HCU 点検用工具一式）
収納庫

弁操作用架台工具箱

MSIV 仮組 L／T 用フランジ
MSIV 摺合せ治具

工具箱

工具箱

MSIV 点検用吊具

R／B 3FL
EL20.30m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）

1.0.2-別紙 33-14

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（6／11）
項目

設置場所

遮蔽用鉛毛マット

取外し式梯子遮蔽用 2 次容器

FPC ポンプ定検用倉庫
R／B 4FL
EL29.00m
取外し式梯子
収納庫 ＣＲＤ交換装置点検工具（着脱ヘッド試験治具）
収納箱 ＳＬＣ系ホース収納箱
弁操作用架台
取外し式梯子

取外し式梯子FHM ケーブルベア用ブリッジ
バイオトイレ
キャビネット
活性炭吸引機DHC 治具
放管資材保管用ロッカー
ポンプアウトユニット
SLC 点検用治具
作業台
汚染検査 BOX
活性炭充填機
燃料貯蔵プール排気ダクト隔離弁操作
架台用昇降はしご（東側）

R／B 5FL
EL38.80m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）

1.0.2-別紙 33-15

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（7／11）
項目

設置場所

金属製物置
燃料貯蔵プール排気ダクト隔離弁操作
架台用昇降はしご（西側）
取外し式梯子R／B 5FL
EL38.80m

取外し式梯子架台
ダストサンプリング用架台
垂直吊具
ラック
道工具棚

R／B 6FL
EL46.50m

キャビネットキャビネット
燃料取扱機材

踏み台

リフター

リフター
C／S 1FL
EL8.20m
踏み台

踏み台

予備品収納箱踏み台

C／S 2FL
EL18.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし

1.0.2-別紙 33-16

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（8／11）
項目

設置場所

光ファイバー温度監視装置
原子炉格納容器
漏えい率試験装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ機器収納盤
PC ラック
オフガス高感度モニタ監視装置

C／S 3FL
EL23.00m

工具箱（換気空調設備定検工事用）

取外し式手摺り

RPS-MG 模擬負荷抵抗

リフター

リフター

C／S B1FLEL2.56m

リフター

脚立

脚立
C／S B1FLEL2.56m
脚立

評価
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）

1.0.2-別紙 33-17

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（9／11）
項目

設置場所

リフター

リフター

C／S B2FL
EL-4.00m

リフター

油圧防振器用点検資機材
収納箱 工具収納箱
ダストサンプラー置き場

綿手・ゴム手袋用ラック

消耗品ラックTOC 計

再利用ポリビン保管ラック
測定機器用机踏み台

No.1 倉庫

タンク遠隔点検用資材
油圧防振器予備品

工具箱

工具箱

緊急時対応用ウェス

Rw／B 1FL
EL8.20m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし

1.0.2-別紙 33-18

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（10／11）
項目
バッテリー式リフト

設置場所
Rw／B 1FL
EL8.20m

R／W 開口部用柵

SRV 定検資材
SRV 定検資材
SRV 定検資材
SRV 定検資材
新樹脂保管用ラック
ラック（ISI 試験片用）
バイオトイレSRV 取外・取付用資材

Rw／B 2FL
EL14.00m

SRV 取外・取付用資材

SRV 定検資機材

踏台・脚立ＯＧハッチ用梯子

ハッチ用手摺SRV
SRV
SRV 定検資材
踏み台

Rw／B 3FL
EL22.00m

評価
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題ない・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし

1.0.2-別紙 33-19

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（代表例の写真を示す）（11／11）
各項目の転倒防止処置
設置物の外観転倒防止対策

写真①
例：試験関連保管箱

写真②
例：予備品収納箱

写真③
例：脚立

写真④
例：リフター

写真①：スリング，ワイヤー，チェーンを用いた固縛
写真②：壁面からのアンカーを用いた固縛
写真③：サポートを用いた固縛
写真④：床面からのアンカーを用いた固縛

1.0.2-別紙 33-20

東海第二発電所の屋内設置物（常置品，仮置資機材）については，地震等による転倒によって，重大事故等対応の障害になることを防止するため，常置品，仮置き
資機材の設置に対する運用，管理を社内規程に基づき実施する。

1.0.2-別紙 33-21

別紙（34）
発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.

要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（第 1 図）
○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）

各災害対策
要員

事故事象，緊急招集等の
音声情報
携帯電話

音声入力

第1図

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①～⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（第 2 図）

1.0.2-別紙 34-1

①発電所の状況（設備及び所員の被災等）②参集した要員の確認（人数，体調等）③重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤気象及び災害情報等

2.

災害対策要員の所在について
東海村の大半は東二から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。更に，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半径 5～10km
圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，おおむね東二から半径 10km
圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（第 2 図）（第 1 表）

1.0.2-別紙 34-2

第2図

第1表
居住地
居住者数

東二とその周辺

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

東海村
（半径 5km 圏内）

133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5～10km 圏内）

58 名
（23%）

3.

発電所構外からの災害対策要員の参集ルート

3.1

概要

その他の地域（半径 10km 圏外）

64 名
（26%）

発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，第3 図に示すとおりである。
1.0.2-別紙 34-3

第3図

主要な参集ルート

東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくア
クセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通1.0.2-別紙 34-4

行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響について
は，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3 図に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

3.2

津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（第 4 図）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する。

1.0.2-別紙 34-5

第4図

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）に対して影響を考慮する必要がある。敷地遡上津波の遡上範囲の解析結果（第 5 図）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルート
1.0.2-別紙 34-6

に津波の影響がない範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

第5図

3.3

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

住民避難がなされている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動
1.0.2-別紙 34-7

車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩等により参集する。

3.4

発電所構内への参集ルート
東二の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東二への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同国
道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないように，
同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275kV 及び 154kV の送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊急時対策所に到達できる参集ルートを設定する

この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，
正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルートを設定する。（第 6 図，第 7 図）各参集ルートの考慮すべき外的事象を第 2 表に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を，別紙補足 1 に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルートを介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通1.0.2-別紙 34-8

行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，
あらかじめ取り決めることとしている。

3.5

緊急時対策所への参集ルート
平日の勤務時間帯においては，災害対策要員のほとんどは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，初動対応要員が事務
本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの参集ルートを，第 8 図に示す。

1.0.2-別紙 34-9

第6図

発電所構内への参集ルート

1.0.2-別紙 34-10

第7図

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.2-別紙 34-11

第8図

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.2-別紙 34-12

1.0.2-別紙 34-13

第 2 表 各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による要員参集の適合性（対応）
参集ルート
参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔（国道 245 号線からの進入ﾙｰﾄ
津波浸水※２
災害発生後 1 日程度以内
災害発生後 1 週間程度
※１の倒壊
→構内への進入ﾙｰﾄ）
正門ルート
△
△
・送電鉄塔が倒壊した場合は，安・倒壊した送電鉄塔の撤去及び遡上
全性（停電）を確認できた場合の 津波による影響（がれき除去）をみ離隔を維持して通行する。
行うことで通行可能。
△△→正門ルート・遡上津波の影響によっては通行
代替正門ルート
できない可能性あり。
→西側ルート△○・送電鉄塔が倒壊した場合は，安 ・倒壊した送電鉄塔を撤去するこ
全性（停電）を確認できた場合の とで通行可能。
み離隔を維持して通行する。
南側ルート
○
△
・遡上津波の影響によっては通行 ・遡上津波による影響（がれき除できない可能性あり。
去）を行うことで通行可能。
○△→正門ルート南西側ルート→西側ルート○○（通行の支障なし）（通行の支障なし）
西側ルート△○
・送電鉄塔が倒壊した場合は，安 ・倒壊した送電鉄塔を撤去するこ
全性（停電）を確認できた場合の とで通行可能。
み離隔を維持して通行する。
北側ルート
○
△
・遡上津波の影響によっては通行 ・遡上津波による影響（がれき除できない可能性あり。
去）を行うことで通行可能。
<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※１：参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※２：参集ルートの一部が，敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.＋8m）と重複する場合は△とした。

4.

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に
評価した。

4.1

評価条件

(1)

自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する
災害対策要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（第 7 図）
（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅出発

※

災

要員受信

招集 連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

第7図

(2)

要員の招集から自宅出発までの概要

移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0km／時（67m／分） ※とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12km／時（200m／分）とする。（別紙補足 2）※参集訓練の実績 5.0km／時（80m／分）に対して保守的に 4.0km／時（67m／分）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12km／時（200m／分）」とする。

1.0.2-別紙 34-14

(3)

参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリアを迂回したルートで参集する設定とした。

4.2

参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している初動要員（39 名）を除

く，あらかじめ拘束当番に指名されている災害対策要員（71 名）を含む全ての災害対策要員 ※ が発電所に参集する。
※

発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（約 255 名，平成 28 年 7 月時点，
表 1 参照）から初動要員(39 名)を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（71 名）は，216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係
を第 3 表に示す。

第3表

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）

参集に係る所要時間

参集する災害対策要員数
参 考
徒 歩
徒 歩
自転車
（4.0km／h）（5.0km／h） （12km／h）

60 分以内

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

第 3 表より，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集していると考えられる。また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での1.0.2-別紙 34-15

参集が可能となる。
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水中型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すると考えられるが，第 3 表の評価結果は，以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（5.0km／h）に対し，保守的に 4.0km／h とした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場所を
迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集
ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.2-別紙 34-16

別紙補足1
鉄塔倒壊時のアクセスについて

1.

鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275kV 及び 154kV の送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。

2.

送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルートから，
以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.2-別紙 34-17

2.1

275kV No.2 鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（第 1 図）

第1図

鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.2-別紙 34-18

2.2

154kV No.3 鉄塔が倒壊した場合
西側ルートは，国道 245 号から 2 箇所の入口があるため，154kV No.3 送電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，
154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側ルート
よりアクセスすることも可能である。（第 2 図）

第2図

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.2-別紙 34-19

2.3

154kV No.2～4 鉄塔が倒壊した場合
154kV No.1～4 鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（第 3 図）

第3図

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.2-別紙 34-20

2.4

154kV No.2～4 鉄塔が倒壊した場合
275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し，かつ 154kV No.1～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。
（第
4 図）

第4図

鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側，南側ルート）
1.0.2-別紙 34-21

3.

倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を第 5 図に示す。

強風による鉄塔の倒壊事例① ※1

強風による鉄塔の倒壊事例② ※1

地震による斜面の崩落に伴う鉄塔の倒壊事例 ※2

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う鉄塔の倒壊事例 ※2【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事故調査ワーキンググループ報告書(H14.11.28)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキンググループ報告書(H24.3 月)

第5図

自然災害による送電鉄塔の倒壊事例

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊し1.0.2-別紙 34-22

ていることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.2-別紙 34-23

別紙補足2
参集訓練の実施結果

1. 概要
重大事故等が発生した場合において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。

2. 参集訓練の実施
参集訓練の実施にあたっての条件と実施結果を以下に示す。
2.1 参集訓練の実施概要
・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側，及び南側で２ルートの合計４ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。但し，南側のルートの計測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コースとも２名/組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすため，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳～100 歳）。

1.0.2-別紙 34-24

2.2 参集訓練の実施結果
表１
No.
1
2
3
4
5

対象者

実際の
移動距離

移動手段

参集
時間 ※1

実際の
移動速度

A,B

16.4km

徒歩

200 分

C,D

11.5km

徒歩

122 分

E,F

11.8km

徒歩

146 分

4.9km/h(82m/min)4.6km/h(76m/min)4.9km/h(81m/min)G,H

12.3km

徒歩

125 分

I,J

12.3km(往路)
12.3km
(復路)

自転車

I,J

6

参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）

自転車

平均移動速度※１備考

主に発電所の北側から参集するルート
主に発電所の西側から参集するルート
主に発電所の南側のうち内陸側から参集するルート
主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

5.9km/h(98m/min)
主に発電所の南側のうち
58 分
12.7km/h
海側から参集するルート(212m/min)
主に発電所の南側のうち
60 分
12.3km/h
海側から参集するルート(205m/min)
徒 歩：5.0km/h(83m/min)
自転車：12.5km/h(208m/min)

休憩・ロスタイムを含む時間

3. 参集訓練の評価
表１参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83m/min（5.0km/h）と算出されるが，これより本訓練の評価用歩行速度は 83m/min（5.0km/h）で設定した。
また，上記の参集性の評価にあたっては，測定結果に交通事情や道路条件
及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67m/min（4.0km/h）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208m/min（12.5km/h）と評価でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。

4. 参集訓練の様子
参集訓練の様子を図１に示す。
1.0.2-別紙 34-25

南側(内陸側)ルート

北側ルート

南側(海側)ルート（徒歩）南側(海側)ルート（自転車）図１

参集訓練の様子

1.0.2-別紙 34-26

別紙補足 3
事故シナリオ

事象発生からの経過
時間（時間）

6

12

18

24

24時間
以降

200人

要
員
参
集
の
状
況

150人
100人
50人
0人
▲（約8時間）可搬型代替注水中型ポンプに・全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
・津波浸水による
注水機能喪失よる原子炉注水の流量調整（2人）▲（約8時間）可搬型代替注水中型ポンプによる注水開始後の燃料補給（2人）▲（約13時間）格納容器スプレイの系統構成及び流量調整（2人）

炉心損傷防止▲（約3時間）可搬型代替注中型ポンプによる原子炉注水の流量調整（2人）
・全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）▲（約3時間）可搬型代替注水中型ポンプによる注水開始後の燃料補給（2人）▲（約14時間）格納容器スプレイの系統構成及び流量調整（2人）
格納容器ベントを実施する
事故シーケンスグループ
・ＴＱＵＶ
・ＴＷ（残留熱除去系が故障した場合）・ＬＯＣＡ▲（6時間40分以降）可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給実施に伴う燃料補給（2人）（24時間以降）格納容器ベントの ▲現場操作（3人）▲（約16時間）格納容器ベントの格納容器破損防止

格納容器ベントを実施する
格納容器破損モード
・静的負荷（代替循環冷却系を使用しない場合））

格納容器ベントを実施しない
格納容器破損モード
・静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）
・ＤＣＨ
・ＦＣＩ
・ＭＣＣＩ
・水素燃焼

使用済燃料プール・想定事故１（冷却機能，注水機能喪失）
・想定事故２（プール水の小規模な喪失）

第1図

現場操作待機（3人）（24時間以降）可搬型代替注水中型ポンプ ▲による水源補給実施に伴う燃料補給（2人）（24時間以降）可搬型窒素供給装置による ▲格納容器への窒素供給に伴う燃料補給（2人）▲（約8時間）可搬型代替注水中型ポンプによる注水開始後の燃料補給（2人）

各事故シナリオにおける参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.2-別紙 34-27

第1表

全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間

別紙補足 4

1.0.2-別紙 34-28

別紙補足 5

参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東二の構外の拠点（第三滝坂寮）から東二の敷地までの参集ルートを広範囲に複数設定した場合に，各参集ルートの移動距離と所要時間を第 1 図及び第 1 表に比較
した。

第1図

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート

第1表

第 4 図における参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4km／h（参考）
移動速度：4.8km／h

参集ルート①
参集ルート②
迂回参集ルート①
迂回参集ルート②
迂回参集ルート③
迂回参集ルート④

3,180
3,630
3,150
2,980
3,215
3,230

47 分 28 秒
54 分 11 秒
47 分 1 秒
44 分 29 秒
47 分 59 秒
48 分 13 秒

39 分 45 秒
45 分 23 秒
39 分 23 秒
37 分 15 秒
40 分 12 秒
40 分 23 秒

1.0.2-別紙 34-29

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650m，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（4.2
項 第 3 表）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集結果への影響は少ない。

1.0.2-別紙 34-30

別紙（35）基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対応について

1.

基準津波を超え敷地に遡上する津波の想定
設置許可基準規則第 37 条の重要事故シーケンスの選定において，津波起因の事故シーケンスについて，「津波浸水による注水機能喪失」を新たな事故シー
ケンスグループとして追加し，「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」
を重要事故シーケンスとして選定している。
この事故シーケンスグループでは，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）として T.P.＋24m（防潮堤位置）※１までの津波高さを想定している。
このため，ここでは T.P.＋24m までの津波高さに係る対応について整理を行う。
※１ 津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤位置の最高水位を示す。

1.0.2-別紙 35-1

2.

敷地遡上津波時の影響評価(1) 敷地浸水評価
敷地遡上津波時の最大浸水深分布を第 1 図に示す。
敷地浸水評価の結果，敷地遡上津波時の影響としては以下の特徴がある。
・敷地内への流入は防潮堤南側終端からの回り込みが支配的であり，T.P.
＋8m に設定するアクセスルートはおおむね浸水する。（第 1 図）・防潮堤前面からの越流による敷地内への流入は限定的である。（第 2 図）・アクセスルートの周辺施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近い使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。
）前面を除き，おおむね 0.4m である。
（第 3 図）（2） 漂流物の影響
敷地浸水評価で抽出した特徴を踏まえ，敷地遡上津波時において想定される漂流物の影響を以下に示す。
・ 発電所付近で操業する漁船（約 5t 未満）が防潮堤前面を乗り越え敷地内に侵入する可能性があるが，防潮堤東側付近の最大浸水深は 0.4m 程度と浅いため，仮に敷地内に入ったとしても敷地内を漂流することはない。
・ 防潮堤南側終端からの流入が想定される漂流物については，浸水深が比較的深い南側の敷地内を漂流する可能性があるが，防潮堤南側終端付近
以外は最大浸水深が 0.4m 程度であることから，接続口等が設置される原
子炉建屋周辺へのアクセス性に影響を及ぼす大きな漂流物はないものと考える。
・ 以上より，アクセスルートの復旧を想定する場所において，重機による撤去が困難となるような漂流物が漂着することはないものと考える。

1.0.2-別紙 35-2

水位（T.P.m）

第1図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布

24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大T.P.+23.41m(36.7分)

25
20
15
10
5
0

防潮堤高さ【T.P.＋20m】

0

30

第2図

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。変更後も波形の大幅な変更はない見込みである。

1.0.2-別紙 35-3

浸水深（m）②緊急用海水ポン
プピット上部

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 原子炉建屋(最大) 最大浸水深+0.39m(40.5分)

0③排気筒南東浸水深(.m）④原子炉建屋東⑤代替淡水貯槽上部

浸水深（m）

30

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

30

90

120
時間（分）

⑥ＳＡ用
海水ピット
⑦Ｄ／Ｃ前面

150

180

210

240

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

24ｍ津波 建屋東 最大浸水深+0.17m(49.8分)

0

30

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 淡耐水貯水槽 最大浸水深+0.41m(40.2分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

浸水深（m）

60

24ｍ津波 H4a 最大浸水深+0.21m(48.8分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

30

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 取水ピット(陸) 最大浸水深+0.29m(36.8分)

0

浸水深（m）

30

24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深+0.21m(48.7分)

0

浸水深（m）①原子炉建屋

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

浸水深（m）

浸水深

30

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 キャスク建屋_Ｅ 最大浸水深+1.08m(37.8分)

0

30

第3図

60

90

120
時間（分）

各施設の浸水深の時刻歴波形（1／2）

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。変更後も波形の大幅な変更はない見込みである。

1.0.2-別紙 35-4

⑨原子炉建屋西

浸水深（m）⑧緊急時対策室
建屋西

浸水深（m）

浸水深
24ｍ津波 H6b 最大浸水深+0.52m(38.3分)
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0
30
60
90

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

24ｍ津波 H4b 最大浸水深+0.29m(45.3分)

0

30

第3図

60

90

120
時間（分）

各施設の浸水深の時刻歴波形（2／2）

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。変更後も波形の大幅な変更はない見込みである。

1.0.2-別紙 35-5

3.

津波影響の不確かさを考慮した対応策
2.の評価結果より，敷地遡上津波に伴う漂流物の影響は少ないと考えるが，被害やその後の復旧作業には不確かさがあることを考慮し，敷地遡上津波の影
響を受けない敷地高さに以下の対応策を講ずることとする。
＜対応策＞①

淡水源の設置位置
代替淡水源を敷地遡上津波の影響を受けない発電所西側の常設代替高圧電源装置置場（T.P.＋11m）の地下に設置② 淡水系接続口の設置
可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉等への注水用の接続口を，敷地遡上津波の影響を受けない常設代替高圧電源装置置場（T.P.＋11m）に 2
ヶ所設置
以上に示す対応策の概要を第 4 図に示す。

敷地遡上津波を起因とした重大事故等は，当該津波から防護する常設重大事故
等対処設備（原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系，残留熱除去系，緊急用海水系（参考資料-1），常設代替高圧電源装置等）により対応可能な設計とするが，対応の多様性を確保するため可搬型設備による原子炉等への注水に係る可搬型設備のアクセスルートを設定する。

1.0.2-別紙 35-6

第4図

敷地遡上津波に対する対応概要図

1.0.2-別紙 35-7

4.

敷地遡上津波に対する建屋の水密化について
敷地遡上津波発生時は，浸水評価の結果から T.P.＋8m に設置する原子炉建屋が約 0.4m 浸水する。原子炉建屋の防護対象範囲への浸水を防止するため，貫通部に対して止水処理を実施する。また，扉等開口部については，水密扉を設置することで，津波の浸水を防止する。
貫通部止水対策の施工例を第 5 図に，貫通部止水処理及び水密扉設置箇所の配置を第 6 図に示す。

第5図

貫通部止水対策（施工例）

1.0.2-別紙 35-8

1.0.2-別紙 35-9

第6図

貫通部止水処理及び水密扉設置箇所配置図（原子炉建屋 1FL T.P.+8.2m）

1.0.2-別紙 35-10
予備機（ポンプピット）

Ｍ

放水口

＜その他＞
・残留熱除去系海水系Ａ系又はＢ系と，代替燃料プール冷却系への同時供給が可能
・常設代替交流電源設備より給電・中央制御室からの操作スイッチによる遠隔手動操作

代替燃料プール
冷却系Hx（新設）

RHR(B)Hx

RHR(A)Hx（廃棄物処理棟）

Ｍ

Ｐ

Ｐ

緊急用海水ポンプ

残留熱除去系
海水系（Ｂトレイン）

残留熱除去系
海水系（Ａトレイン）（原子炉棟）

Ｍ

設備仕様
・台数：１台（予備：１台）
・容量：840ｍ3/ｈ以上（ＲＨＲＨｘ1台と代替燃料プール
冷却系Ｈｘの同時使用を想定）＜容量＞
・敷地に遡上する津波の発生時に格納容器ベントを行わず除熱可能な容量を確保
・既設燃料プール冷却浄化系と同等の除熱容量を確保

新設する代替燃料プール冷却系への冷却海水供給機能②代替燃料プール冷却系（熱交換器）への海水供給機能

可搬型設備と同様に，残留熱除去系
海水系機能喪失時に崩壊熱等を最終
ヒートシンクへ移送する機能＜緊急用海水系の機能＞①残留熱除去系海水系機能喪失
時の代替海水供給機能

緊急用海水系の系統概略について

参考資料-1

1.0.2-別紙 35-11

緊急用海水系（Emergency Sea Water System）の配置について

ポンプ ピット（地下格納構造）

残留熱除去系
海水系配管へ
接続

原子炉建屋
（廃棄物
処理棟）

取 水 トンネル（岩盤内）

Ｅ Ｌ ＋０ｍ

ＳＡ用海水ピット

緊急用海水ポンプ 及びモータ

Ｅ Ｌ ＋８ｍ
（地表）

水密ハッチ

防護柵

換 気 用配管＜配置場所＞
原子炉建屋東側
・ポンプピット（ＥＳＷポンプを含む）を建屋近傍（当初の格納容器圧力逃がし装置格納槽予定位置）に設置・ポンプピットは，SA用海水ピットと取水トンネル（岩盤内設置）により接続し，海水を供給＜ポンプピット構造＞
・地下格納槽構造とし，敷地に遡上する津波漂流物等から防護・ポンプ排熱のため，換気設備設置予定。なお，
屋外ダクトは津波漂流物等を考慮して，角型鋼管等により防護・海水ポンプ室への津波の流入を防止するため，流入経路に対して浸水防護対策を実施

別紙（36）
薬品類の漏えい時に使用する防護具について

1.

防護具について東海第二発電所の屋内にはりん酸ソーダや硫酸等，屋外には硫酸や苛性ソーダ，アンモニア等の各種の薬品タンクが設置されている。
第 1 表に示す防護具の選定表に基づき，必要な防護具を着用する。

第1表
薬品の影響あり（廃棄物処理棟内の作業）
薬品の影響なし（廃棄物処理棟以外の作業）

1.1

地震時の防護具の選定表
炉心損傷のおそれあり
放射線防護具（自給式呼吸用保護具）

炉心損傷のおそれなし

放射線防護具

通常の装備

薬品防護具

屋内作業
廃棄物処理棟にはりん酸ソーダタンク，中和苛性タンク，中和硫酸タンクが設置されている。これらの薬品タンクは，地震により薬品が漏えいし，薬品タンク周辺に設置されている堰内に薬品が滞留し，ガスの発生が想定される。
そのため，廃棄物処理棟内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具のうち自給式呼吸用保護具，炉心損傷のおそれがない場合は薬品防護具を着用する。
また，当該薬品タンクの設置場所は迂回することが可能である。（参考資料-1）。
なお，有効性評価において廃棄物処理棟内で行う作業（格納容器ベント準備操作（現場移動（第二弁）））は，想定時間（19 時間）に対して作業時間

1.0.2-別紙 36-1

は事象発生 16 時間後から 41 分であり，自給式呼吸用保護具の着用時間（21分）を考慮しても余裕があるため，影響はない。
原子炉棟にはほう酸水注入系テストタンクが設置されている。この薬品タ
ンクは，地震により薬品が漏えいし，薬品タンク周辺の堰及び近傍のエリアに滞留が想定されるが，ガスの発生が想定されない。
そのため，原子炉棟内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は溢水を考慮した放射線防護具（アノラック等），炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。

1.2

屋外作業
屋外において薬品が漏えいした場合，薬品タンク周辺の路面勾配による路

肩への流下が考えられる。また，薬品タンクはアクセスルートから 10m 以上
離れているため，漏えいした薬品がタンク周辺に滞留していた場合でも，漏えいによる影響は小さいと考えられる。
なお，アクセスルートの近傍に設置している溶融炉苛性ソーダタンクや溶融炉アンモニアタンクは，アクセスルートから十分な離隔を確保した箇所に移設する。
そのため，屋外の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具，
炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。

上記のとおり，薬品防護具の着用は不要であるが，万一，薬品が滞留している箇所周辺へのアクセスや作業を行う場合を想定し，中央制御室及び緊急時対策所建屋に，現場で作業に当たる要員の人数を踏まえた数量の薬品防護具を配備する。
薬品防護具の一覧を第 2 表，薬品防護具を第 1 図に示す。
1.0.2-別紙 36-2

第2表
装備品
化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水
素，アンモニア等）
自給式呼吸用保護具 ※５

薬品防護具一覧
耐薬品性

薬品全般
飛沫からの防護，揮発性の薬品に対応
揮発性の薬品に対応

保管場所 ※１
中央制御室：（9 セット） ※２，※３
緊急時対策所建屋：（30 セット） ※２，※４
中央制御室：（9 セット）※１：上記の表の装備品一式をセットして保管場所に配備する。
※２：装備品はクリーンウェスで洗浄することにより再使用する。洗浄用のウェスを中央制御室に 2 缶，緊急時対策所建屋に 4 缶配備する。
※３：（3 名（運転員（現場））＋3 名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5 倍≒9 セット※４：（10 名（庶務班）＋8 名（保修班）＋2 名（放射線管理班））×1.5 倍＝30 セット※５：放射線防護資器材として配備している装備品

化学防護服

化学防護手袋

化学防護靴

防毒マスク

吸収缶

保護メガネ

自給式呼吸用保護具

第1図

薬品防護具

1.0.2-別紙 36-3

参考資料-1
屋内及び屋外において薬品漏えい時に使用するルート

廃棄物処理棟内の薬品タンク（りん酸ソーダタンク，中和苛性タンク，中和
硫酸タンク）を迂回するためのルートを第 1 図に示す。

1.0.2-別紙 36-4

廃棄物処理棟の薬品タンクの設置場所を通行できない場合でも，階段①（赤丸部）より上階 の迂 回ル ート （ 緑色破 線） を通 行し ， 階段② （青 丸部 ）よ り 下階に 降り ること
で，薬品タンクの設置場所を迂回することが可能。

第1図

薬品滞留時に使用するルート（屋内）1.0.2-別紙 36-5

別紙（37）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側斜面の安定性評価について

東海第二発電所において最も急峻な使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「D／C」という。）の西側斜面の安定性評価を以下のとおり実施する。

1.

評価方法
斜面形状,斜面高さ等を考慮して検討断面を選定し,基準地震動Ｓ Ｓ に対す
る地震応答解析を二次元動的有限要素法により行う。地震応答解析は周波数応答解析手法を用い,等価線形化法によりせん断弾性係数及び減衰定数のひ
ずみ依存性を考慮する。地震時の応力は,静的解析による常時応力と地震応
答解析による動的応力を重ね合わせることにより算出する。
なお,常時応力解析には解析コード「Abaqus 6.11-1」を,地震応答解析に
は解析コード「Super FLUSH／2DJB ver6.1」を,すべり計算には「SFCALC
ver5.2.0」を使用する。

2.

評価断面の抽出
D／C の西側斜面の影響評価断面の位置図を第 1 図,断面図を第 2 図に示す。
また,評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
・西側斜面のうち,斜面高さが最も高くなる①－①断面を選定した。

1.0.2-別紙 37-1

使用済燃料乾式貯蔵建屋（D/C）

第1図

D／C の西側斜面の影響評価断面位置図

ｄｕ層
ｌｍ層
D1g-1 層
Ｋｍ層

T.P.(m)T.P.＋22m
1:1.9

第2図

3.

D／C

T.P.＋8m

D／C の西側斜面の影響評価断面図

安定性確認
抽出された評価断面について,二次元動的有限要素法により基準地震動Ｓ Ｓ
による地震応答解析を行い,D／C の西側斜面の最小すべり安全率を算出し,評価基準値以上であることを確認する。
最小すべり安全率の検索条件を第 3 図に示す。
1.0.2-別紙 37-2

T.P.

D／C

※解 放基 盤 表面 は、 T.P.-370m

ｄｕ層
ｌｍ層
D1g-1 層
Ｋｍ層

※地 下水 位 は地 表面 に 設定

要素分割図

すべり面の検索方針

すべり面の検索例（斜面小段を起点としたすべり面

凡例

Ss-31）

計算すべり面
すべり安全率が最少となるすべり面

第3図

4.

最小すべり安全率の検索条件

評価基準値の設定
基準地震動Ｓ Ｓ による地震応答解析により求めたすべり安全率は,参考資料-1 に示すとおり,動的解析によるすべり安全率が 1.0 以上であればすべり破壊は生じないものと考えられること,また,今回実施する安定性評価は二次元断面による保守的な評価であることから,1.0 を評価基準値とした。

5.

評価結果
D／C の西側斜面について,基準地震動Ｓ Ｓ による地震応答解析により斜面の安定性評価を実施した結果,すべり安全率は最小で 5.1（基準地震動Ｓ Ｓ -31
1.0.2-別紙 37-3

の場合）であり,基準地震動Ｓ Ｓ に対して十分な裕度を確保していることを確認した。また,du 層のみのすべり安全率は最小で 9.3（基準地震動Ｓ Ｓ -31 の場合）であることを確認した。なお,安定性評価においては,モビライズ面等を踏まえてすべり易いすべり面形状をすべて抽出している。
各地震動毎のすべり面形状とすべり安全率を第 4 図に示す。また,du 層のみのすべり面形状とすべり安全率を第 5 図に示す。

基準地震動

すべり面形状すべり安全率Ｓ Ｓ -D1

5.6（逆,正）[53.87]

Ｓ Ｓ -11

9.5[25.65]

Ｓ Ｓ -129.1[27.99]※ 〔 〕は,発生時刻（秒）を示す。
※ Ss-D1 は水平・鉛直反転を考慮し,（正,正）,（正,逆）,（逆,正）,（逆,逆）の組
合せのうち最小となるすべり安全率を記載。

第4図

各地震動毎のすべり面形状とすべり安全率（1／2）

1.0.2-別紙 37-4

基準地震動

すべり面形状すべり安全率Ｓ Ｓ -13

9.7[25.22]Ｓ Ｓ -1413.4[31.51]Ｓ Ｓ -219.6[69.16]

Ｓ Ｓ -228.9[83.77]

Ｓ Ｓ -315.1（正,正）[8.66]※
は,最小すべり安全率を示す。
※ 〔 〕は,発生時刻（秒）を示す。
※ Ss-31 は水平反転を考慮し,（正,正）,（逆,正）の組合せのうち最小となるすべり
安全率を記載。

第4図

各地震動毎のすべり面形状とすべり安全率（2／2）

1.0.2-別紙 37-5

【du 層のみのすべり安全率】
基準地震動

Ｓ Ｓ -31

すべり面形状すべり安全率すべり面の検索結果

9.3
（正,正）
[8.65]

計算すべり面
すべり安全率が最少となるすべり面※全ての基準地震動Ｓｓのうち, すべり安全率が最も小さい結果を示す。

第5図

du 層のみのすべり面形状とすべり安全率

1.0.2-別紙 37-6

参考資料-1
斜面のすべり安定性評価における評価基準値の設定根拠について

斜面のすべり安定性評価における評価基準値は,1.0 を閾値としていることから,以下にその設定根拠を整理した。

1.

評価方法
斜面の安定性評価においては,二次元動的有限要素法解析（等価線形解析）を用いた基準地震動による地震応答解析を行い,想定したすべり線上の応力状態をもとに,すべり線上のせん断抵抗力の和をすべり線上のせん断力の和で除して求めたすべり安全率の最小値が評価基準値（1.0）以上であることを確認することとしている。

すべり安全率＝2.

Σ（すべり線上のせん断抵抗力）
Σ（すべり線上のせん断力）

評価基準値
すべり安全率の評価基準値（1.0）については,以下の理由から二次元動的有限要素法解析におけるすべり安全率が1.0 以上であれば,斜面の安定性は確保できると考えている。
・「斜面安定解析入門（社団法人地盤工学会）」 ※1において,「有限要素法を用いた動的解析ですべり安全率が１以上であれば、局所安全率が１を下回る所があっても、全体的なすべり破壊は生じないものと考えられる。さらに、このすべり安全率が１を下回っても、それが時間的に短い区間であれば、やはり必ずしも全体的すべりに至らないであろう。」と示されている。
1.0.2-別紙 37-7

・「大規模地震に対するダム耐震性能照査指針（案）・同解説（国土交通省河川局）」 ※2 において,等価線形化法による動的解析を用いたすべり
安定性の検討において,すべり安全率が１を下回る場合にはすべり破壊が発生する可能性があるとされている。
・「道路土工盛土工指針（社団法人日本道路協会）」 ※3 において,「レベル２地震動に対する設計水平震度に対して、円弧すべり面を仮定した安定解析法によって算定した地震時安全率の値が1.0 以上であれば、盛土の変形量は限定的なものにとどまると考えられるため、レベル２地震動の作用に対して性能２を満足するとみなしてよい。」と示されている。
注） レベル２地震動：供用期間中に発生する確率は低いが大きな強度を持つ地震動。
注） 性能２：想定する作用による損傷が限定的なものにとどまり,盛土としての機能の回復がすみやかに行い得る性能

また,解析に当たっては,以下に示す保守的な評価を行っているため,すべり安全率1.0 は評価基準値として妥当であると考えている。
・２次元断面による評価であり,現実のすべりブロック（３次元形状）が持つ側方抵抗を考慮していないため,保守的な評価となっている。
・各要素の応力状態より,「引張応力が発生した要素」,「せん断強度に達した要素」については,せん断抵抗力の算定に用いる強度に残留強度を採用し,健全強度より低下させることで安全側の評価を実施している。
※1
※2
※3

社団法人地盤工学会,斜面安定解析入門,P81
国土交通省河川局,平成 17 年 3 月,大規模地震に対するダム耐震性能照査指針（案）・同
解説,P132
社団法人日本道路協会,平成22年4月,道路土工盛土工指針（平成22年度版）,P123

1.0.2-別紙 37-8

別紙（38）
敷地の地質・地質構造の特徴及び想定されるリスクについて

１．敷地の地質・地質構造の特徴
敷地の地質・地質構造として,敷地内の地質構成を第 1 表に,第四系基底の標高分布及び段丘面区分を第 1 図に示す。敷地の南部には,主に砂礫,砂及びシルトからなる段丘堆積物（D1 層,D2 層）が分布し,その上位には砂礫からなる沖積層（Ag2 層）が分布する。D1 層の分布標高は約 21m～約 5m であり,上部には厚さ 2.5m～3.0m 程度の風化火山灰層を伴う。D2 層の分布標高は約0m～約-14m であり,沖積層下の埋没段丘となっている。敷地北部は久慈川の侵食により形成された凹状の谷となっている。この谷底の標高は約-60m であり,ほぼ平坦な面である。第四系の基底部付近に主として砂礫層（Ag1 層）が分布し,その上位には粘土層（Ac 層）,砂層（As 層）及び礫混じり砂層（Ag2 層）が互層状を呈して分布している。最上位には,敷地全体にわたり細粒～中粒の均一な砂からなる砂丘砂層（du 層）が分布している。
液状化に伴う不等沈下等を考慮する上で,地質・地質構造の特徴を整理す
ると,以下の点となる。
①敷地の第四系は,砂層,砂礫層,粘土層からなり,おおむね水平に分布している。
②敷地の北部と南部には,北西－南東方向に延びる岩盤の深度の急変部（領域Ａ及び領域Ｂ）が認められ,これに伴う第四系の層厚及び地層構成の変化が認められる。（第 2 図）

1.0.2-別紙 38-1

第1表
地質時代

完新世
第四紀
更新世

新代三紀

鮮新世

敷地内の地質構成
地層名
du 層
Ag2 層
Ac 層
As 層
Ag1 層
D2c-3 層D2s-3 層D2g-3 層D2c-2 層D1g-1 層
久米層

岩層
砂
砂礫
粘土
砂
砂礫
シルト
砂
砂礫
シルト
砂礫
砂質泥岩

※ハッチング部が液状化評価の対象層

第1図

第四系基底の標高分布及び段丘面区分図
1.0.2-別紙 38-2

SW←

領域Ｂ

領域Ａ

→NE

凡例

第2図

地質断面図（①－①'断面）
1.0.2-別紙 38-3

２．敷地の地質・地質構造の特徴から保管場所・アクセスルートに想定される
リスク
敷地の地質・地質構造の特徴に対し,保管場所・アクセスルートにて想定されるリスクを抽出する。
①敷地の第四系は,砂層,砂礫層,粘土層からなり,おおむね水平に分布している。
a.重要施設設置において大規模な掘削・埋戻が行われるため,地山と埋戻部の不等沈下が想定される。
b.砂質地盤に液状化を仮定すると噴砂による不陸が想定される。
②敷地の北部と南部には,北西－南東方向に延びる岩盤の深度の急変部（領域Ａ及び領域Ｂ）が認められ,これに伴う第四系の層厚及び地層構成の変化が認められる。
c.岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化により,沈下量が場所的に変化することが想定される。
d.岩盤の傾斜部の地層構成の変化により,沈下量が場所的に変化することが想定される。

保管場所については,b 項が該当することから,その影響を評価する。
アクセスルートについては,全ての項目が該当することから,その影響を評価する。

1.0.2-別紙 38-4

３．岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化及び岩盤の傾斜部の地層構成の変化の程度の確認
岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化及び岩盤の傾斜部の地層構成の変化の程度が比較的大きい領域Ａの東側（取水構造物西側付近：Ⅰ部）について,堆積層厚及び地層構成（砂質地盤の厚さ）を確認する。第 3 図に確認箇所を,
第 4 図に確認結果を示す。
岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化については,層厚変化が大きい場所で約58%（層厚の変化量÷距離）であった。また,砂質地盤の厚さの変化について
は,層厚変化が大きい場所で約 169%（層厚の変化量÷距離）であった。

1.0.2-別紙 38-5

Ⅰ部

第3図

第4図

確認箇所位置図

堆積層厚及び砂質地盤厚さの分布（Ｉ部）
1.0.2-別紙 38-6

別紙（39）有効応力解析について

液状化による沈下量の算出のうち,地震時の残留変位の算出に用いた有効応
力解析の概要を以下に示す。

1.

有効応力解析
地震時の地盤の液状化による残留変位の算出にあたっては,地盤の液状化の程度やそれに基づく地盤の変形を有効応力解析法により,算出している。
有効応力解析法とは,地盤内の応力を有効応力及び間隙水圧に分けて評価する手法である。有効応力解析では,地震時の地盤内の間隙水圧の上昇及びそれに伴う有効応力の低下による地盤挙動の変化を適切に考慮できるため,液状化を含めた地盤の地震時応答を評価することができる。

２．有効応力解析の計算プログラム（FLIP）
本評価における地震時の残留変位は,解析コード FLIP（ver.7.3.0_2）を用 い て 算 出 し て い る 。 FLIP （ Finite element analysis of Liquefaction
Program）は,1988 年に運輸省港湾技術研究所において開発された平面ひずみ状態を対象とする有効応力解析法に基づく二次元地震応答解析プログラムである。
FLIP の主な特徴としては,以下の点を挙げることができる。
・有限要素法に基づくプログラムである。
・平面ひずみ状態を解析対象とする。
・地盤の有効応力の変化を考慮した地震応答解析を行い,部材断面力や残留変形等を計算する。
1.0.2-別紙 39-1

・土のせん断応力－せん断ひずみ関係のモデルとして,マルチスプリングモデルを採用している。
・液状化現象は有効応力法により考慮する。そのために必要な過剰間隙水圧発生モデルとして井合モデルを用いている。
本評価の類似性の高い被災事例（1995 年兵庫県南部地震の際に被災した
淀川堤防の被災事例）について,本解析コードによる再現解析が行われており,解析結果が被災事例をよく再現できていること ※ を確認している。
また,FLIP は,港湾施設の設計に用いられる「港湾の施設の技術上の基準・同解説（2007）（社団法人日本港湾協会）」において,港湾の施設に対しての適用性が確認されている解析コードとして取り扱われており,本評価に使用することは妥当である。

※FLIP 研究会 14 年間の検討成果のまとめ,FLIP 研究会 14 年間の検討成果のまとめ WG

1.0.2-別紙 39-2

別紙（40）
保管場所及びアクセスルートにおける相対密度の設定について

液状化による不等沈下の評価に必要となる保管場所及びアクセスルートの相対密度は,以下のとおり設定する。

1.

敷地の地質・地質構造
敷地の地質・地質構造として,敷地内の地質構成を第 1 表に,第四系基底の標高分布及び段丘面区分を第 1 図に示す。敷地の南部には,主に砂礫,砂及びシルトからなる段丘堆積物（D1 層,D2 層）が分布し,その上位には砂礫からなる沖積層（Ag2 層）が分布する。D1 層の分布標高は約 21m～約 5m であり,上部には厚さ 2.5m～3.0m 程度の風化火山灰層を伴う。D2 層の分布標高は約0m～約-14m であり,沖積層下の埋没段丘となっている。敷地北部は久慈川の侵食により形成された凹状の谷となっている。この谷底の標高は約-60m であり,ほぼ平坦な面である。第四系の基底部付近に主として砂礫層（Ag1 層）が分布し,その上位には粘土層（Ac 層）,砂層（As 層）及び礫混じり砂層（Ag2 層）が互層状を呈して分布している。最上位には,敷地全体にわたり細粒～中粒の均一な砂からなる砂丘砂層（du 層）が分布している。（第 2 図）
西側保管場所は,段丘堆積物（D2 層）及びそれを覆う砂丘砂層上に,南側
保管場所は,段丘堆積物（D1 層）とそれを覆う風化火山灰層及び砂丘砂層上に設置する。このため,液状化に伴う沈下を検討するため,各地層の相対密度を検討した。

1.0.2-別紙 40-1

第1表
地質時代

完新世
第四紀
更新世

新代三紀

鮮新世

敷地内の地質構成
地層名
du 層
Ag2 層
Ac 層
As 層
Ag1 層
D2c-3 層D2s-3 層D2g-3 層D2c-2 層D1g-1 層
久米層

岩層
砂
砂礫
粘土
砂
砂礫
シルト
砂
砂礫
シルト
砂礫
砂質泥岩

※ハッチング部が液状化評価の対象層

凡

例

第四系基底面等高線
段丘堆積物(D1層)段丘堆積物(D2層)

第1図

第四系基底の標高分布及び段丘面区分図

1.0.2-別紙 40-2

第2図

敷地に分布する各地層の地質エリア

1.0.2-別紙 40-3

２.

保管場所及びアクセスルートの相対密度の設定
敷地内の各地層の相対密度を第 2 表,各地層の相対密度を第 3 図から第 8

図に示す。
相対密度は,Tokimatsu et al.（1983）（ 1） で提案されたＮ値及び細粒分の影響を考慮した定数（）と相対密度に関する以下の関係式により求める。

また,細粒分の影響を考慮した定数（）は,建築基礎構造設計指針（2001）に示される関係式を用いる（第 3 図）。

Dr

16

,

ここに,Dr は相対密度,
たＮ値, はＮ値,.
.

は有効上載圧 1kgf／cm ２ （98kPa）相当に換算しは有効上載圧（kgf／cm ２ ）,：細粒分の影響を考慮した定数である。

第3図

細粒分含有率とＮ値の補正係数（ 1 ） Kohji Tokimatsu,Yoshiaki Yoshimi （ 1983 ）： Empirical correlation of soilliquefaction based on SPT N-Value and fines content,Soils andfoundations Vol.23,No,4,Dec.1983（2）日本建築学会：建築基礎構造設計指針（2001 改定）

1.0.2-別紙 40-4

【du 層（砂層）の相対密度】
du 層の相対密度は,平均 76.9％である。
地層

相対密度[％]
平均

du 層

76.9

第3図

du 層（砂層）の相対密度【Ag2 層（砂礫層）の相対密度】
Ag2 層の相対密度は,平均 79.5％である。
地層
Ag2 層

相対密度[％]
平均
79.5

第4図

Ag2 層（砂礫層）の相対密度

1.0.2-別紙 40-5

【As 層（砂層）の相対密度】
As 層の相対密度は,平均 67.5％である。
地層
As 層

相対密度[％]
平均
67.5

第5図

As 層（砂層）の相対密度【Ag1 層（砂礫層）の相対密度】
Ag1 層の相対密度は,平均 81.6％である。
地層
Ag1 層

相対密度[％]
平均
81.6

第6図

Ag1 層（砂礫層）の相対密度
1.0.2-別紙 40-6

【D2s-3 層（砂層）の相対密度】
D2s-3 層の相対密度は,平均 74.7％である。
地層
D2s-3 層相対密度[％]
平均
74.7

第7図

D2s-3 層（砂層）の相対密度【D2g-3 層（砂礫層）の相対密度】
D2g-3 層の相対密度は,平均 89.3％である。
地層
D2g-3 層相対密度[％]
平均
89.3

第8図

D2g-3 層（砂礫層）の相対密度以上より,保管場所の評価においては,保管場所周辺に分布する対象の地層
1.0.2-別紙 40-7

（du 層,D2s-3 層,D2g-3 層,及び D1g-1 層）のうち,保守的に最も相対密度が小さい D2s-3 層の相対密度である 75％と設定する。また,アクセスルートの評価に お い て は , 保 守 的 に 敷 地 に 分 布 す る 全 て の 対 象 の 地 層 （ du 層 ,Ag2 層 ,As層,Ag1 層,D2s-3 層,D2g-3 層,及び D1g-1 層）のうち,最も相対密度が小さい As層の相対密度である 68％と設定する。
保管場所及びアクセスルートの相対密度（Dr）を第 2 表に示す。

第2表
地質時
代

保管場所及びアクセスルートの相対密度（Dr）
平均相
対密度
Dr(%)

保管場所
設定相
分布地
対密度
層
(%)

アクセスルート
設定相
分布地
対密度
層
(%)

完新世

第四紀

更新世

地層名

層相

細粒分含
有率(fc)

du 層

砂

5.2%

76.9

○

75

○

68

Ag2 層

砂礫

5.2%

79.5

－

－

○

68

As 層

砂

27.2%

67.5

－

－

○

68

Ag1 層

砂礫

12.3%

81.6

－

－

○

68

D2s-3 層

砂

26.5%

74.7

○

75

○

68

D2g-3 層

砂礫

8.1%

89.3

○

75

○

68

D1g-1 層

砂礫－

79.5※1

○

75

○

68

※1 Ag2 層の相対密度を代用する。

1.0.2-別紙 40-8

３．相対密度の場所的変化の確認
各地層の相対密度について,場所的変化の可能性について検討を行う。場
所的変化の検討は,敷地全体の相対密度の分布に対し,評価対象である保管場
所 が 設 置 さ れ る 高 台 の 相 対 密 度 の 分 布 に つ い て , 同 付 近 に 分 布 す る du層,D2s-3 層及び D2g-3 層について検討を行った。なお,相対密度は,前述の式の通り,各Ｎ値について取得した深度の有効上載圧を考慮し,1kgf/cm ２ 相
当に換算したＮ値（Ｎ １ ）と細粒分含有率から算出した。
第 9 図に相対密度の比較結果を示す。
各地層とも平均値及び標準偏差は,両者でおおむね同等の値となっている
ものの,高台の相対密度の分布が若干敷地全体よりも小さいことから,データ数が多い D2s-3 層及び D2g-3 層のうち,保守的に低下の大きい D2g-3 層の低下率（96%）を高台の設定相対密度（74.7%）に乗じた Dr＝71.7%を高台の評
価において考慮する。

凡
○
●
●
●
相対密度 Dr(%)

相対密度 Dr(%)
0

20

40

60

80

100

0

120

0

0

2

5

4

10

6

15

20

40

60

80

例

敷地調査孔
高台調査孔
敷地内調査孔平均値,1σ
高台調査孔平均値、1σ相対密度 Dr(%)
100

120

0

20

40

60

80

0

5

10

8

深度（GL－m）

深度（GL－m）

深度（GL－m）

15

20

20

25

25

10

30

30

12

35

14

fc（全体 ）： 5.2%
fc（高台 ）： 3.5%
Dr（全体 ）： 76.9%
Dr（高台 ）； 69.5%

16

35

fc（ 全体 ）： 26.5%fc（ 高台 ）： 23.8%
Dr（ 全体 ）： 74.7%
Dr（ 高台 ）： 72.1%

40【du 層】

fc（ 全体 ）： 8.1%
fc（ 高台 ）： 10.0%
Dr（ 全体 ）： 89.3%
Dr（ 高台 ）； 85.7%

45【D2s-3 層】
第9図40

相対密度の比較結果
1.0.2-別紙 40-9

【D2g-3 層】

100

120

別紙（41）
敷地内の地下水位の設定について

1.

敷地内の地下水位観測データ
過去の地下水位観測データを第 1 表,観測最高地下水位コンター図を第 1
図に示す。

第1表

過去の地下水位観測データ（その 1）

観測孔名

計測期間

最高水位
（T.P.＋m）

最高水位
計測時期

a

1995～1999

3.49

1998 年 10 月 8 日b1995～1999

2.52

1998 年 9 月 25 日c1995～1999

2.53

1998 年 9 月 22 日d1995～1999

2.28

1998 年 9 月 22 日

a-1

1995～1999, 2004～2009

15.42

2006 年 8 月 7 日

a-2

2004～2009

13.60

2006 年 7 月 28 日

b-2

2004～2009

9.06

2006 年 7 月 30 日

c-0

1995～1999, 2004～2009

2.05

1998 年 9 月 19 日

c-2

1995～1999, 2004～2017

2.58

2012 年 7 月 7 日

c-3

2004～2017

2.49

2012 年 7 月 7 日

c-4

2004～2017

2.00

2012 年 6 月 25 日

d-1

1995～1999, 2004～2009

1.50

1998 年 9 月 18 日

d-3

2004～2017

1.44

2013 年 10 月 27 日

d-6

2004～2017

1.58

2013 年 10 月 28 日

e-2

2004～2017

1.38

2006 年 10 月 8 日

e-3

2004～2017

1.50

2013 年 10 月 16 日

e-5

2004～20171.30

2013 年 10 月 21 日

e-6

2004～20171.26

2013 年 10 月 21 日

1.0.2-別紙 41-1

第1表

過去の地下水位観測データ（その 2）

観測孔名

計測期間

最高水位
（T.P.＋m）

最高水位
計測時期

B-1

2005～2017

2.90

2006 年 7 月 30 日

B-2

2005～2017

3.09

2006 年 7 月 30 日

B-4

2005～2017

3.56

2006 年 7 月 31 日

B-6

2005～2017

5.51

2006 年 8 月 17 日

C-4

2005～2017

3.17

2012 年 6 月 27 日

C-7

2005～2017

4.99

2006 年 8 月 18 日

D-0

2006～2017

2.37

2012 年 6 月 22 日

D-3

2005～2017

2.88

2006 年 10 月 7 日

D-4

2006～2017

2.76

2012 年 6 月 25 日

D-5

2006～2017

2.54

2012 年 7 月 16 日

E-4

2006～2017

2.26

2012 年 6 月 25 日

F-2

2005～2015

1.74

2013 年 10 月 30 日

F-4

2005～2017

1.55

2013 年 10 月 27 日

F-6

2005～2017

1.77

2012 年 6 月 24 日

G-5

2005～2017

1.53

2013 年 10 月 27 日

H-4

2006～20172.13

2013 年 10 月 16 日

H-7

2005～2017

1.33

2013 年 10 月 27 日

1.0.2-別紙 41-2

第1図

観測最高地下水位コンター図1.0.2-別紙 41-3

2.

防潮堤を考慮した地下水位の設定
防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し，地下水位の設定について以下の検討を行った。
(1)敷地近傍陸域の地形
第 2 図に敷地近傍陸域の地形図を示す。
敷地近傍陸域の地形は，台地，低地及び海岸砂丘からなる。敷地の南西方の高台エリアは台地東方部に位置し，海岸砂丘との境界に当たる。高台
エリアの北方には海岸砂丘と低地の境界が分布しており，その西方には台地と低地（T.P.+5m 以下）の境界が分布している。このような地形的状況
から，高台エリアへの流入地下水は，高台エリアから西方に続く台地より流入しているものと考えられる。なお，高台エリアの西端の標高とその西方の台地の標高に大きな差はない。

第2図

敷地近傍陸域の地形図

1.0.2-別紙 41-4

(2)防潮堤に囲われた範囲の地下水位の検討
防潮堤の設置に伴い地下水位の上昇の可能性を踏まえ，施設設計の保守性を考慮し，防潮堤に囲われた第 3 図に示す範囲については，地下水位を地表面に設定することを基本とする。

第3図

地下水位設定1.0.2-別紙 41-5

(3)地下水位の上昇によるその他の影響
防潮堤で囲われた範囲について地下水位の上昇を考慮した際の，周辺の領域の地下水の流速の変化及びそれに伴う影響（地盤中の砂の流出）の有無について検討する。地盤への影響の検討は，設定した地下水位から想定される地下水の流速と，現地の土質材料から想定される多粒子限界流速を比較することにより行う。
検討は，地下水位の高低差が大きくなる敷地南側の境界部を対象とした。
敷地南側の防潮堤で境される敷地南側の高台については，T.P.+18m まで
は防潮堤が設置されるため，防潮堤を境に北側，南側で水位差が発生することになるが，防潮堤の南西終端部より以西は地下水位を区分けする構造
物がないことから，北側（敷地側）の地下水位上昇により相対的に地下水
位が低くなる南側に地下水が流れることが想定される。この流れについて，設計で考慮する条件（地下水位を地表面とする）における防潮堤の外側の地下水の流れについて検討を行う。
第 4 図に検討位置を，第 5 図に検討イメージ図を，第 2 表に各地層の透水係数を示す。

1.0.2-別紙 41-6

第4図

第5図

検討位置図

検討イメージ図

防潮堤に囲われた範囲の地下水位は地表面に設定していることから，地下水位の最高点として地表の最も高い位置 h1（T.P.+29.0m）を，また，下流側は既往の観測記録のコンターに地下水位が摺りつくと仮定し，保守的に地下水位がなだらかになる手前の点 h2（地下水位 T.P.+2.5m）を選定
1.0.2-別紙 41-7

し，両者の水位差と水平距離及び透水係数から，地盤中に流れる地下水の流速をダルシー則で求めた。なお，透水係数は当該箇所に分布する地層で最も大きい透水係数である du 層の透水係数を採用した。
△h＝h1－h2＝T.P.+29.0m－T.P.+2.5m＝26.5m△L＝150m
k＝3.23×10 －2 cm/s
ｖ＝ｋ×ｉ＝3.23×10 －2 [cm/s]×26.5m／150m＝5.71×10－3 [cm/s]

第2表
地層

各地層の透水係数
透水係数

du 層

3.23×10 －2 cm/s

D2g-3 層1.87×10 －2 cm/s

D2s-3 層(細砂)6.31×10 －3 cm/s

D2s-3 層(粗砂)3.16×10 －2 cm/s

備考
採用

一方，多粒子限界流速 ※１ により，du 層の平均粒径 D50 及び 20%粒径 D20に対する限界流速を求めた。多粒子限界流速の算定フローを第 6 図に，計算に用いたパラメータを第 3 表に示す。

1.0.2-別紙 41-8

第6図

第3表

多粒子限界流速の算定フロー

多粒子限界流速の算出に用いた計算パラメータ（du 層）
項目

設定値

Gs

土粒子の比重

2.71

ｎ

間隙率

42.86%

流体の動粘性係数（地下水温 15～
0.011cm2/s

η
20℃を想定し設定）
ｓ

Gs－1

1.71

土粒子径（平均粒径 D50 検討時）

0.0384 cm

土粒子径（20%粒径 D20 検討時）

0.01 cmd1.0.2-別紙 41-9

du 層の平均粒径 D50 に対する多粒子限界流速は 2.99×10-1cm/s ，20％
粒径に対する多粒子限界流速は 1.63×10 -2cm/s であり，前述の地盤中に流れる地下水の流速 5.71×10－3 cm/s は多粒子限界流速を下回っていることから，粒子の移動は発生せず，これらの地下水の流れが地盤に影響を及ぼすものではない。

※1：浸透破壊における粒子群を考慮した限界流速（1997，杉井，宇野，山田ら，地下水技術 Vol.39，No.8，p28～35）

1.0.2-別紙 41-10

別紙（42）
路盤補強（段差緩和対策）について

路盤補強（段差緩和対策）の例として,Ｈ鋼を主桁とした路盤補強を代表として以下に示す。

１．評価方針地中埋設構造物が損壊した状態を想定し,大型緊急車両の通行時に主桁であるＨ鋼に作用する曲げ応力、せん断力およびその合力が評価基準値を下回ることを確認する。

２．評価箇所の抽出
路盤補強（段差緩和対策）を実施する地点のうち、桁長が最も長くなる
復水器冷却用取水路（東Ⅰ）部を代表箇所として選択する。

３．評価方法
ａ．構造評価箇所（No.118 復水器冷却用取水路（東Ⅰ））の断面図を第 1 図に示す。

1.0.2-別紙 42-1

第1図
主動崩壊角
（石原

評価箇所断面図

α f＝45゜＋φ/2＝45゜＋35.7゜/2＝62.8゜
第２版

土質力学）

ｂ．評価条件
・鋼材

SS400

・主桁寸法
・径間

H-300×300×10×12

L=16.120m（桁長

腐食しろ 1mm 考慮

17.120m）ｃ．荷重の設定①死荷重（ｑ1）
アスファルト舗装(t=5cm)
鉄筋コンクリート床板（t=20cm）
Ｈ鋼（300×300×10×12）
計

9.07kN/m ２

今後の設計等により変更となる可能性がある

1.0.2-別紙 42-2

②活荷重 p1,p2
可搬型代替注水大型ポンプ

23,395kg

可搬型代替注水大型ポンプ

第２図
前輪荷重＝45.9kN/片輪
後輪荷重＝68.8kN/片輪

衝撃係数ｉ＝20／（50＋径間）＝20／（50＋16.12）＝0.302（道路橋示方書Ⅰ共通編）

ｄ．評価基準値
Ｈ鋼（SS400）に関する評価基準値は、「道路橋示方書

Ⅳ下部構造編」に基づき設定する短期許容応力度とする。
SS400

短期許容応力度

曲げ圧縮応力度

210N/mm ２ （140N/mm２ ×1.5）

せん断応力度

120N/mm ２ （80N/mm２ ×1.5）

４．評価結果Ｈ鋼に対する評価結果を以下に示す。Ｈ鋼に作用する応力が基準値以下であることを確認した。
1.0.2-別紙 42-3

なお,活荷重についてはスパンが車両より大きいため,連行荷重として断面力が最も大きくなる値をもって評価した。

第３図

荷重図

・曲げ圧縮応力
曲げモーメント

Ｍmax＝294.61kN･m＋357.16kN･m＝651.77kN･m

断面係数

Ｚ＝1165cm ３ ×3.33 本

曲げ応力度

σ＝Ｍ／Ｚ＝168.0N/mm ２＜

210N／mm ２・せん断応力度
せん断力

Ｓmax＝73.10kN＋72.36＝145.46kN

断面積

Ａ＝21.8cm ２ ×3.33 本

せん断応力度τ＝Ｓ／Ａ＝20.2N／mm ２＜120N／mm ２・合成応力度Σcw＝（σ/σa） ２ ＋（τ/τa） ２＝（168.0/210） ２ ＋（20.2/120） ２ ＝0.67＜

1.2

以上より、事前対策を行うことで大型緊急車両の通行に影響がないことを確認した。

1.0.2-別紙 42-4

補足説明資料（1）
原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置について

第 1 図に原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置を示す。

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（1／3）
1.0.2-補足 1-1

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（2／3）

1.0.2-補足 1-2

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（3／3）

1.0.2-補足 1-3

補足説明資料（2）可搬型代替注水中型ポンプ等使用時におけるホースの配備長さ並びにホースコンテナ及び展張車等の配備イメージについて

東海第二発電所における可搬型代替注水中型ポンプや可搬型代替注水大型ポンプと共に使用するホースの配備長さ，並びにホースコンテナ及び展張車等の配備イメー
ジについて，以下に示す。

1．ホースの配備長さ
ホースの配備長さは，以下の考え方で設定した。
① 用途ごとに算出したホース敷設距離（自主設備の使用を含む）をもとに，並列敷設数及び同時使用を考慮して必要長さを設定② ホースコンテナに搭載可能なホース長さをもとに，ホース必要長さを満足するコンテナ数を設定③ ホースコンテナ数とホースコンテナに搭載可能なホース長さからホースの配備
長さを設定④ 有効性評価上の作業において必要となるホース長さをもとに，上記ホース設定とは別に、ホース人力敷設用カゴ台車数を設定
また，ホース展張車数は用途毎の同時使用を考慮して設定した。
用途ごとのホース配備長さ，ホース展張車配備数及びカゴ台車配備数を第 1 表及び第 2 表に示す。また，用途ごとのホース敷設ルートを第 1 図から第 8 図に，用途ごとのホース必要長さを第 3 表から第 10 表に示す。
2．ホースコンテナ及び展張車の配備イメージ
ホースコンテナ及び展張車の配備イメージについて，第 11 表に示す。
1.0.2-補足 2-1

1.0.2-補足 2-2

必要長さ1,050m（第 3 図 ルート②）

水源補給（淡水）1,200m（第 4 図 ルート③）

低圧代替注水（淡水）水源補給（海水）ＤＧＳＷ系代替冷却（海水）低圧代替注水（海水）2,250m

2,700m

950m（第 5 図 ルート②）

2,400m（第 2 図 ルート③）＜海を水源とした低圧代替注水作業＞

1,050m（第 1 図 ルート⑥）＜西側淡水貯水設備を水源とした低圧代替注水作業＞

1,650m（第 1 図 ルート①）

低圧代替注水（淡水）―コンテナ 3 基
ホース 3,000m（1,000m／1 基）配備するホース
コンテナ数及びホース長さ(※)―

2台

配備するホース
展張車数(※)

用途ごとのホース配備長さ及びホース展張車配備数（1／2）＜代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水作業＞

用 途(※)１セット分の配備数

200A

ホース
径

第1表

・ＤＧＳＷ系代替冷却（自主）は余剰設備にて対応

・低圧代替注水と水源補給は，同時敷設となるため，合算する。
・左記の 3 ケースは同時に行われる作業ではなく，それぞれ状況に応じて対応が選択されるものであるため，配備するホース数は 3,000m と設定する。

補 足

1.0.2-補足 2-3

可搬型代替注水中型ポンプを使用した消火活動

代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却

放射性物質拡散抑制

用 途(※)１セット分の配備数

150A

300A

ホース
径
必要長さ

2,000m

1,600m（第 7 図 ルート④）
1台

1台

コンテナ 1 基
ホース 2,000m（2,000m／1 基）

1台

コンテナ 4 基
ホース 2,400m（600m／1 基）コンテナ 3 基
ホース 1,800m（600m／1 基）配備するホース
展張車数(※)

配備するホース
コンテナ数及びホース長さ(※)

用途ごとのホース配備長さ及びホース展張車配備数（2／2）

1,900m（第 6 図 ルート②）

第1表・防潮堤内敷地の対角距離約800m に余裕を考慮した長さを配備することで，各水源を起点とした消火活動が可能

―

―

補 足

1.0.2-補足 2-4必要長さ配備するカゴ台車数(※)

250m（第 8 図 ルート②）

350m（第 8 図 ルート③）

低圧代替注水（淡水）水源補給（淡水）350m

カゴ台車 7 個（50m／1 個）―配備するホース
展張車数
補 足・有効性評価においては，低圧
代替注水と水源補給作業は同時に行わないため，ホース敷設の長さは，長い方の 350m と設定する。
・カゴ台車は，コンテナに保管有効性評価の作業において敷設するホース長さと人力敷設用カゴ台配備数数＜有効性評価の作業において敷設するホース長さ（人力での敷設を想定）＞

用 途(※)１セット分の配備数

200A

ホース
径

第２表

凡例

ルート

第1図

ホース敷設ルート（低圧代替注水時淡水使用）

第3表

ホース敷設距離（低圧代替注水時淡水使用）
使用ホースサイズ：200A
送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

542m

550m

3

1,650m

代替淡水貯槽

西側接続口

66m

100m

3

300m

307m

350m

1

350m

70m

100m

1

100m

西側淡水貯水
設備

高所東側
接続口
高所西側
接続口
高所東側
接続口

223m

250m

1

250m

1,014m

1,050m1

1,050m

水源

ルート①
ルート②
ルート③
ルート④
ルート⑤
ルート⑥

東側接続口

（注）西側淡水貯水設備を水源とするホース敷設距離には，地下貯水エリアまでの距離も考慮（以降同じ）

1.0.2-補足 2-5

凡例

第2図

ホース敷設ルート（低圧代替注水時海水使用）

第4表

ホース敷設距離（低圧代替注水時海水使用）
使用ホースサイズ：200A
送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

355m

400m

3

1,200m

ルート②

西側接続口

253m

300m

3

900m

ルート③

西側接続口

798m

800m

3

2,400m

高所東側
接続口

1,168m

1,200m1

1,200m

ルート

水源

ルート①
SA 用海水ピット

放水路
ルート④

1.0.2-補足 2-6

凡例

ルート
ルート①
ルート②

第3図

ホース敷設ルート（水源（淡水）補給時）

第5表

ホース敷設距離（水源（淡水）補給時）
使用ホースサイズ：200A

水源

送水先

西側淡水貯水設備

代替淡水貯槽

ルート③
淡水タンク
ルート④

西側淡水貯水
設備

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

339m

350m

1

350m

1,004m

1,050m1

1,050m

114m

150m

1

150m

225m

250m

1

250m

代替淡水貯槽を水源とし，西側淡水貯水設備へ送水するルートは，①及び②に同じ。

1.0.2-補足 2-7

凡例

第4図

ホース敷設ルート（水源（海水）補給時）

第6表

ホース敷設距離（水源（海水）補給時）
使用ホースサイズ：200A

ルート

水源

ルート①

SA 用海水ピット

送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

932m

950m

1

950m

834m

850m

1

850m

1,200m

1,200m1

1,200m

代替淡水貯槽
ルート②
放水路
ルート③

西側淡水貯水設備

1.0.2-補足 2-8

凡例

ルート

第5図

ホース敷設ルート（ＤＧＳＷ系代替冷却）

第7表

ホース敷設距離（ＤＧＳＷ系代替冷却）使用ホースサイズ：200A

水源

送水先

SA 用海水ピット

R/B 南側壁面(D/G 室南側)

ルート①
ルート②

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

210m

250m

1

250m

944m

950m

1

950m

1.0.2-補足 2-9

凡例

ルート

第6図

ホース敷設ルート（放射性物質拡散抑制）

第8表

ホース敷設距離（放射性物質拡散抑制）
使用ホースサイズ：300A

水源

送水先

ルート①

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

180m

200m

2

400m

932m

950m

2

1,900m

853m

900m

2

1,800m

636m

650m

2

1,300m

SA 用海水ピット
ルート②
R/B 南側エリア
ルート③
放水路
ルート④

1.0.2-補足 2-10

第 7 図 ホース敷設ルート（代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却）第 9 表 ホース敷設距離（代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却）使用ホースサイズ：300A
凡例

送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

355m

400m

2

800m

ルート②

西側接続口

253m

300m

2

600m

ルート③

東側接続口

499m

500m

2

1,000m

西側接続口

798m

800m

2

1,600m

ルート

水源

ルート①
SA 用海水ピット

放水路
ルート④

1.0.2-補足 2-11

第8図

ホース敷設ルート（有効性評価で期待するルート）
第 10 表 ホース敷設距離
使用ホースサイズ：200A

凡例

ルート

水源

送水先

西側淡水貯水
設備

高所西側
接続口
高所東側
接続口

ルート①
ルート②
ルート③

代替淡水貯槽

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

70m

100m

1

100m

223m

250m

1

250m

339m

350m

1

350m

1.0.2-補足 2-12

1.0.2-補足 2-13

1,800m

2,000m

代替 RHRS 及び代替 SFP 冷却（300A）

消火活動（150A）

3,000m低圧代替注水及び水源補給（各種手順）（200A）

2,400m（350m）

低圧代替注水及び水源補給（有効性評価）（200A）

放射性物質拡散抑制（300A）

ホース長さ

用途

1基

3基

4基

3基

（カゴ台車）
7個

ホース
コンテナ数

1台

1台

1台

2台

―

×７

（150A）2,000m 分（コンテナ 1 基の内数）（西側保管場所に配備）（300A）600m 分＋（250A）30m 分（コンテナ 1 基の内数）（西側及び南側保管場所に同数配備）（200A）1,000m 分＋（250A）30m 分（コンテナ 1 基の内数）（西側及び南側保管場所に同数配備）（200A）50m 分（カゴ台車 1 個の内数）（西側及び南側保管場所に同数配備）

配備イメージ

ホースコンテナ及び展張車の配備イメージ

展張車数

第 11 表

展張車に互換性あり保管場所に配備される運搬車両にて運搬可能

補足説明資料（3）
アクセスルート復旧時間評価の妥当性について

1.

考慮する被害事象
地震によるアクセスルートへの影響を評価した結果，復旧時間評価に考慮する事象は，「周辺構造物の倒壊」と「周辺斜面の崩壊」である。
（本文 5.4 項参照）

2.

想定被害とアクセスルート確保方針
1 項に示した事象が発生した場合の想定被害と撤去方針を以下に示す。
被害事象

対象設備

想定被害

周辺構造物の損壊

鉄骨造建屋 ※１

建屋損壊

鉄筋コンクリート造建屋 ※２

建屋損壊

重機による撤去（接続口付近は人力作業
によるホース敷設）重機による撤去は行
わないが，人力作業
によるホース敷設が可能な箇所はルートとして使用

T.P.+8m 西側擁壁 ※３

土砂崩壊

重機による撤去

周辺斜面の崩壊

撤去方針※1 アクセスルート確保時にがれき撤去が必要となる建屋は別紙（15）第 5 表参照※2 鉄筋コンクリート造建屋については，過去の被害状況から重機による撤去が困難な場合もあると想定※3 擁壁の外観は本文 第 5.4.2-2 図Ａ，擁壁の場所は別紙（15）第 2 図 参照

3.

評価条件設定の考え方と妥当性
2 項に従い，復旧時間評価条件の設定及び人力作業によるホース敷設の作業時間に係る考え方と妥当性を以下に示す。

(1)

被害想定

ａ．鉄骨造建屋の損壊
平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震時の宮城県，福島県，茨城県
1.0.2-補足 3-1

等の広範囲の地域の一般的な鉄骨造建築物の外観による被害調査結果によると，屋外への影響としては，ALC パネル等の外装材の脱落といった非構造部材の被害が各地で散見されているものの，柱，梁等の主要な構造部材に座屈や破断等の大きな被害は観察されていなかった。（過去の被害事例は 4 項に記載）
以上より，鉄骨造建屋の損壊によるアクセスルートへの影響は小さいものと考えるが，評価においては保守的に以下の条件を設定する。
・影響範囲としては，建屋設置位置から建屋高さ分の影響範囲を設定（別紙（15）第 11 図～第 17 図参照）
・がれき重量としては，建屋全体重量を想定し，上記の影響範囲に堆積するものと仮定・がれき撤去時間の評価には，損壊を想定する建屋の中で最もがれき総重量が大きい屋内開閉所の単位重量（215kg／m2 ）を使用

ｂ．鉄筋コンクリート造建屋の損壊
鉄筋コンクリート造建屋の損壊を想定した場合については，鉄骨造建屋と同様に建屋設置位置から建屋高さ分の影響範囲を設定し，アクセスルートへの影響評価にて車両通行に必要な幅員（3m）を確保できない場合でも，人力作業によるホース敷設が可能な箇所はがれき撤去を行わずホース敷設ルートとして使用する。

ｃ．T.P.+8m 西側擁壁の土砂崩壊
擁壁が損壊することを想定した場合の崩壊土砂の到達距離は，各種文献の記載を踏まえ，保守的に「2.0H（斜面高さの 2 倍）」と設定する。
（別紙（13）参照）
1.0.2-補足 3-2

(2)復旧時間評価条件の設定
ａ．建屋がれき撤去
アクセスルート上に堆積したがれきをホイールローダで道路脇に押し出し撤去する場合の撤去速度を評価した。
評価にあたっては以下の保守性を考慮し，復旧時間評価条件として妥当な設定であることを検証試験結果との比較により確認した。
＜机上評価で考慮した保守性＞
・走行速度は 1 速の 1／2 に設定
・がれき撤去幅がアクセスルートに必要な幅員（5m）より小さい場合にも，5m 幅でがれき撤去すると仮定
・上記を考慮して評価したがれき撤去速度（30 秒／12m（1.44km／h））を復旧時間評価条件として設定＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・検証試験結果（別紙（20）5.1（2））の中で最も遅いがれき撤去速度（2.3km／h）と比較 ※ し，復旧時間評価条件として妥当であることを確認※以下の検証試験を実施し，撤去区間あたりの撤去速度が最も遅い検証試験 1 の結果を比較対象として選定【検証試験 1】
重機の押し出し動作が多く，撤去に要する時間が長くなることが想定されるケースとして，ルートの左右に模擬がれきを押し出す場合の撤去速度を確認（別紙（20）
5.1 参照）【検証試験 2】重機に加わる荷重を徐々に増加させ，重機の撤去速度が徐々に低下することが想定されるケースとして，模擬がれきを徐々に増加させた場合の撤去速度を確認（別紙（20）5.2 参照）【検証試験 3】
重機が評価上の最大けん引力（7t）で押し出しが可能であることを確認（別紙（20）
5.3 参照）

1.0.2-補足 3-3

ｂ．人力作業によるホース敷設
アクセスルート上の人力作業によるホース敷設時間は，訓練実績をもとに設定している。
【訓練実績（第 1 図）】
実施日時：平成 26 年 8 月 27 日
人

数：8 人

訓練概要：緊急時接続用配管への海水送水模擬訓練にて，50m ホース
3 本を 150m にわたり人力にて敷設
作業内容：ホース展張車からの 50m ホースの引出し（5 分×ホース 3 本）
ホースの切り離し・接続（1 分×ホース 3 本）

第1図

ホース人力敷設訓練の状況

上記に示す訓練結果をもとに，人力によるホース敷設が可能となる以下の箇所についてホース敷設時間を評価した。
作業時間は訓練実績をもとに以下のとおり設定

1.0.2-補足 3-4

作業目的

時間

敷設ホース
人力敷設時間

車両移動時間

合計時間

原子炉注水

50m：3 本18 分（21.6 分） ※１

11 分

35 分 ※２

水源補給50m：1 本

6 分（7.2 分） ※１

11 分

20 分 ※２※1（ ）内は作業時間を 1.2 倍し，保守性を考慮した時間※2 作業の合計時間については 5 分単位で切り上げを実施＜机上評価で考慮した保守性＞
・訓練実績をもとに評価した作業時間に保守性を考慮し 1.2 倍として設定
・作業の合計時間は，5 分単位で切上げし余裕を考慮した時間で設定＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・訓練実績に余裕を考慮した作業時間で評価している。

ｃ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上に流入した土砂をホイールローダで道路脇に押し出し
撤去する場合の作業量を評価した。
評価にあたっては以下の保守性を考慮し，復旧時間評価条件として妥当な設定であることをを検証試験結果との比較により確認した。

＜机上評価で考慮した保守性＞
・土砂撤去に関連する各種文献の作業量を比較し，最も小さい作業量（66m３／h）を復旧時間評価条件として設定（別紙（23）参照）＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・検証試験結果（別紙（20）5.4（2））の中で最も小さい作業量（78m ３ ／h）と比較し，復旧時間評価条件として妥当であることを確認
1.0.2-補足 3-5

以上より，ホイールローダによるアクセスルート復旧時間の評価条件が妥当であることを確認した。

4.

過去の被害事例
東北地方太平洋沖地震時の鉄骨造建築物の被害状況について文献 ※1，※2 で確認した。宮城県，福島県，茨城県等の広範囲の地域の一般的な鉄骨造建築物の外観による被害調査を実施した結果，屋外への影響としては，ALC パネル等の外装材の脱落といった非構造部材の被害が各地で散見されているものの，柱，梁等の主要な構造部材に座屈や破断等の大きな被害は観察されていなかった。
（第 2 図）外装材の脱落，ガラス破損

第2図

ALC パネルの脱落

東北地方太平洋沖地震時の被害状況

1.0.2-補足 3-6

国内においては，東北地方太平洋沖地震以外の震災についても鉄骨造建築物の被害調査が実施されている。他の震災における鉄骨造建築物の被害状況を文献 ※3※4※5※6 にて確認した結果，新潟県中越地震（第 3 図），新潟県中越沖地震（第4 図），熊本地震（第 5-1 図，第 5-2 図）において，一部の建築物等に筋かい材の座屈・破断及び柱脚部の被害が確認されていたが，倒壊に至るような大きな被害を受けた鉄骨造建築物は見られなかった。

内観

筋かい材ボルト破断

間柱脚部アンカーボルト破断

ブレース材の座屈

第3図新潟県中越地震時の被害状況

1.0.2-補足 3-7

外観

筋かい材プレート破断

アンカーボルト引き抜け

柱脚部コンクリート破壊

筋かい材の座屈（刈羽村）

第4図

柱脚部コンクリートの割れ・剥落（長岡市）

新潟県中越沖地震時の被害状況

1.0.2-補足 3-8

第 5-1 図

熊本地震時の被害状況

1.0.2-補足 3-9

外観

筋かい材の座屈・落下

筋かい材の変形

ブレース孔欠損部の破断

柱脚部コンクリートのひび割れ

支承部コンクリート側方破壊

第 5-2 図熊本地震時の被害状況

参考文献※1 平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震調査研究（速報）（東日本大震災），平成 23 年 5 月国土交通省
国土技術政策総合研究所，独立行政法人建築研究所※2 平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震調査報告，平成 24 年 3 月国土交通省国土技術政策総合研究所，
独立行政法人建築研究所※3 平成 16 年（2004 年）新潟県中越地震被害に係わる現地調査概要，国土交通省国土技術政策総合研究所※4 平成 19 年（2007 年）新潟県中越沖地震建築物被害調査報告，国土交通省国土技術政策総合研究所，独立行政法人建築研究所※5 平成 28 年（2016 年）熊本地震による建築物等被害第八次調査報告（上益城郡益城町における鉄骨造建築物の調査速報），国土交通省国土技術政策総合研究所，国立研究開発法人建築研究所※6 平成 28 年（2016 年）熊本地震による建築物等被害第 13 次調査報告（学校体育館等の被害調査速報），国
土交通省国土技術政策総合研究所，国立研究開発法人建築研究所

1.0.2-補足 3-10

補足説明資料（4）
地震時における屋外アクセスルートへの放射線影響について

発電所内の構造物が地震により損壊することを想定した場合の屋外アクセス
ルートへの放射線影響について検討した。

1.

損壊を想定する構造物
防潮堤内側に設置される構造物のうち，耐震Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む）の構造物 ※ を除く全ての構造物が地震により損壊することを想定する。
※原子炉建屋，増強廃棄物処理建屋，常設代替高圧電源装置，緊急時対策所，排気筒

2.

構造物損壊時の放射線影響
1.において損壊を想定する構造物のうち，放射性物質を内包する設備等を含む構造物（以下「構造物」という。）を以下に示す。構造物の配置を第 1 図に，構造物が地震により損壊した場合の放射線影響を第 1 表に示す。
・サンプルタンク室（R／W）
・ヘパフィルタ―室・給水加熱器保管庫
・固体廃棄物貯蔵庫 A 棟
・固体廃棄物貯蔵庫 B 棟
・東海発電所の各建屋
なお，上記に示す構造物の他に，タービン建屋，サービス建屋，チェックポ
イント建屋に線源となる設備があるが，各建屋内にある線源から屋外アクセス
ルートまでは十分に離れていることから，重大事故等対応に影響を及ぼすものではないと考えている。
1.0.2-補足 4-1

3.

屋外アクセスルートへの放射線影響2.に示した構造物が地震により損壊した場合の屋外アクセスルートに対す
る放射線影響について検討した結果，重大事故等対応に影響を及ぼすものはな
いと考える。
（1）重大事故等対応において，ポンプ設置作業を実施することにより，作業時間が比較的長くなる場所となる水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設
備）付近に構造物が設置されていない（2）東側接続口に近い場所に構造物（サンプルタンク室（R／W），へパフィル
ター室）が設置されているが，当該構造物が損壊した場合の放射線影響は小さい（3）比較的線量率の高い構造物（固体廃棄物貯蔵庫）の周辺に屋外アクセス
ルートが設定されているが，可搬型設備の通行又はホース敷設作業時に一時的に通過する場所であり，長期間滞在することはないため，放射線影響は小さい1.0.2-補足 4-2

第1図

地震による損壊を想定する放射性物質を内包する構造物

第1表

構造物損壊時の放射線影響

構造物名称

放射性物質を内包する設備等

放射線影響（構造物損壊時）

サンプルタンク室（R/W）

サンプルタンク

0.1mSv／h 以下 ※２

ヘパフィルター室

ヘパフィルター

0.1mSv／h 以下 ※３

給水加熱器保管庫

保管容器

0.1mSv／h 以下 ※４

固体廃棄物貯蔵庫 A 棟

ドラム缶 ※１

約 2mSv／h ※５

固体廃棄物貯蔵庫 B 棟

ドラム缶 ※１

約 2mSv／h ※５

東海発電所の各建屋－

約 0.15mSv／h※６※１ 雑固体廃棄物（管理区域内の作業によって生じた金属や養生シート等の可燃雑物），
セメントや溶融体等の固化された物，焼却炉で可燃を燃やした後の灰等を保管※２ サンプルタンク表面※３ へパフィルター表面※４ 保管容器表面※５ ドラム缶表面※６ 屋外アクセスルー ト沿いには東海発電所の 各建屋があるが，最高で も約0.15mSv／h であり屋外アクセスルートに対する影響はない（別紙 26 参照）

1.0.2-補足 4-3

補足説明資料（5）
竜巻対策固縛を解除する時間の考慮について

1. 竜巻対策固縛の概要
可搬型設備は，竜巻防護施設及び竜巻防護施設に波及的影響を及ぼす施設に悪影響を及ぼす可能性のある飛来物源として，飛来物発生防止対策の選定フローに従い選定した対策手法により固縛を実施する。
第1図に東海第二発電所の飛来物発生防止対策の選定フロー，第2図に飛来物発生防止対策の例を示す。
可搬型設備は，上記の選定フローに従い，緊張固縛又は余長付き固縛のいずれかの対策手法により保管場所に固縛することとしている。

2. 固縛解除作業の想定時間
第1表に可搬型設備の出動準備に係る作業内容と作業時間を示す。
竜巻対策固縛の解除は，重大事故等時における可搬型設備の出動準備30分のうち，車両等出動前確認の約10分で行うことを想定する。

第1表 可搬型設備の出動準備作業時間と固縛解除作業の想定時間
作業内容

作業時間 合計時間

防護具着用

約15分

緊急時対策所から保管場所までの移動

約5分

車両等出動前確認（可搬型設備の固縛解除を含む）

約10分

1.0.2-補足 5-1

約30分

1.0.2-補足 5-2
第1図

東海第二発電所の飛来物発生防止対策の選定フロー第2図

飛来物発生防止対策の例

1.0.2-補足 5-3

3.

固縛解除作業の想定時間の妥当性
車両等出動前確認の作業内容と固縛解除作業の想定時間の妥当性について以下
に示す。

(1)

車両等出動前確認の作業内容等
重大事故等時の初動対応として出動が想定される可搬型設備は，アクセスルー
ト確保に使用するホイールローダ，給水確保に使用する可搬型代替注水大型ポン
プ又は可搬型代替注水中型ポンプ並びにそのホース展張車である。車両等出動前確認においては，これらの可搬型設備について以下の作業を実施する。
ａ．可搬型設備の固縛解除及び車輪止め取り外し
第3図に可搬型設備の固縛解除の概要，第2表に重大事故等時の初動対応において固縛解除する箇所数を示す。
第2表に示す固縛箇所数に対して，固縛解除は2名1組で対応することとし，
固縛箇所1箇所当たりの作業時間については，模擬訓練の結果を踏まえ，約1分と設定する。また，固縛解除に合わせて車輪止めの取り外しを行う。

第2表 重大事故等時の初動対応において固縛解除する箇所数※１
台数
（台）

対象設備

固縛箇所数（箇所）
1台あたり合計

ホイールローダ

2

48

可搬型代替注水大型ポンプ

1

5

5

（2）

（5）

（10）

3

4

12

（可搬型代替注水中型ポンプ）
ホース展張車25
初動対応で固縛解除する箇所数（30）※１ 西側（又は南側）保管場所において，初動対応として出動が想定される可搬型設備を対象とする

1.0.2-補足 5-4

第3図

可搬型設備の固縛解除の概要

ｂ．外観点検及びエンジン始動
外観点検及びエンジン始動は2名1組で対応することとし，徒歩による移動速度（4km／h）に余裕を考慮した時間として，可搬型設備1台当たり約1分と設定する。
1.0.2-補足 5-5

(2)固縛解除作業の想定時間の妥当性
重大事故等時の初動対応において，可搬型設備の出動準備は庶務班要員2名，保修班要員10名で実施する。想定時間の妥当性確認に当たっては，保守的に以下の事項を考慮する。
・ホイールローダの車両等出動前確認は，庶務班要員2名で実施

・可搬型代替注水大型ポンプ（又は可搬型代替注水中型ポンプ）及びホース展張車の車両等出動前確認は，保修班要員10名で実施

上記を踏まえ，固縛解除を含む車両等出動前確認に要する時間について検討した結果，約10分で対応が可能であることより，固縛解除作業の想定時間は妥当であることを確認した。（第3表）
現実的には，保修班要員10名は，可搬型代替注水大型ポンプ等の車両等出動前確認を実施した後にホイールローダ側の作業に移行できることから，ホイールローダの車両等出動前確認時間は短縮するものと考える。

1.0.2-補足 5-6

第3表
対象設備

車両等出動前確認に係る想定時間の妥当性
作業
内容

対象数※３

単位
作業時間

固縛
解除※１

8箇所

1分／
箇所※４

作業時間
作業
合計
8分

1組※５

ホイールローダ
外観
点検※２
可搬型代替注水大 固縛型ポンプ（可搬型代 解除※１
替注水中型ポンプ）及び外観
ホース展張車
点検※２
※１
※２
※３
※４
※５
※６
※７
※８

対応
要員

2台

1分／台

17箇所
（22箇所）

1分／
箇所※４

4組※６

4台
（5台）

1分／台

1組※６

10分※７
2分
5分
（6分）
4分
（5分）

5分※８
（6分）※８可搬型設備の固縛解除及び車輪止め取り外し
外観点検及びエンジン始動
各設備の固縛箇所数及び台数は第2表参照
緊張固縛又は余長付き固縛を解除する時間
庶務班要員1組（2名）で作業実施
保修班要員5組（10名）で作業実施
1組（2名）で対応するため，固縛解除後に外観点検を実施する場合の作業時間を記載
4組（8名）による固縛解除と1組（2名）による外観点検を並行して実施するため，所要時間が長い固縛解除の作業時間を記載

1.0.2-補足 5-7

補足説明資料（6）
重大事故等対応時の中央制御室から原子炉棟入口までの移動時間評価について

重大事故等対応における中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口（エアロック）
前までの移動時間について評価を行った。

1．評価対象ルート
中央制御室を起点とする以下の 2 ルートを設定する。
A ルート：原子炉建屋付属棟 1FL を経由して，原子炉建屋廃棄物処理棟 1FL に入域するルートB ルート：原子炉建屋付属棟 4FL から屋上及び原子炉建屋廃棄物処理棟屋上を経由して，原子炉建屋廃棄物処理棟屋上から建屋内に入域するルート

2．作業の成立性に係る時間評価方法
移動時間の算出方法は以下のとおり• 移動時間：距離を基にした移動時間（想定）※１を 1.5 倍した時間＋扉等操
作時間※２※1：通常の移動時間とは，下記の合計時間① 徒歩での移動時間：一般的な歩行速度を基に設定
歩行による移動距離（m）÷4（km／hr）② 階段部の移動時間：一般的な歩行速度を基に設定
階段部の距離（m）÷4（km／hr）（傾斜が急な階段は，類似階段での実測時間を基に設定
段数×2（秒／段））

1.0.2-補足 6-1

③ 弁操作のための垂直梯子の昇降時間：
既存設備での実測時間を基に設定

段数×2（秒／段）※2：扉等操作時間① 耐火扉，水密扉の操作時間：既存扉の実操作時間を基に設定
1 ヶ所あたり 1 分（60 秒）② 原子炉建屋外壁付扉操作時間：既存扉の実操作時間を基に設定
1 ヶ所あたり 1 分 30 秒（90 秒）③ 付属棟内ケーブル処理室床面ハッチの操作時間：5 分（別紙 30 参考資料-4 参照）• その他，現場作業に当たっては放射線防護具の着用が必須となる。着用時間
は訓練実績から 12 分を付与する。

3．移動時間算出結果
A ルート：第 1 図参照 青色ルート（中央制御室→階段Ｎ→入域扉操作→階段Ｏ→耐火扉①→階段Ｐ→ハッチ操作→階段Ｑ→耐火扉②→耐火扉③→水密扉①→原子炉棟入口前）①歩行による移動時間：約 153.9m÷4000m／hr＝139 秒②階段部の移動時間：階段Ｎ，Ｏ，Ｐ，Ｑはいずれも傾斜が急なものであり，段数×2 秒で算出
総段数 72 段（現設計での想定）×2 秒＝144 秒
また，3 人が同時に現場に向かうケースで 1 人ずつの階段
移動として積算しており，
144 秒×3（人）＝432 秒※３※3：傾斜が急な階段は，安全上，複数人が同時に使用しないこととする。

1.0.2-補足 6-2

③扉等操作時間：入域扉（原子炉建屋外壁付扉） 90 秒×1 ヶ所＝90 秒
耐火扉①～③及び水密扉①

60 秒×4 ヶ所＝240 秒

ケーブル処理室床面ハッチ

5 分（300 秒）④放射線防護具着用時間：12 分（訓練実績による）合計時間は，（①＋②）×1.5＋③＋④となるため，（139 秒＋432 秒）×1.5＋90 秒+240 秒+300 秒＋720 秒
（①＋②）

（③）

④

＝ 571 秒×1.5 ＋ 630 秒 ＋ 720 秒＝ 2207 秒（36 分 47 秒） ⇒約 37 分（Aルート）

B ルート：第 1 図参照 桃色ルート（中央制御室→階段Ｎ→入域扉操作→R/B 外
壁扉①→階段Ｊ→R/B 外壁扉②→階段Ｌ→原子炉棟入口前）①歩行による移動時間：約 267.3m÷4000m／hr＝241 秒※４②階段部の移動時間：階段Ｎは傾斜が急なものであり，段数×2 秒で算出
段数 20 段（現設計での想定）×2 秒＝40 秒
また，3 人が同時に現場に向かうケースで積算しており，
40 秒×3（人）＝120 秒※4：階段Ｊ及び階段Ｌは，通常の階段であるため，上記①歩行による移動
距離にて積算③扉等操作時間：入域扉及び R/B 外壁扉①，②（原子炉建屋外壁付扉）
90 秒×3 ヶ所＝270 秒④放射線防護具着用時間：12 分（訓練実績による）合計時間は，（①＋②）×1.5＋③＋④となるため，（241 秒＋120 秒）×1.5＋270 秒＋720 秒
（①＋②）

（③）

④

1.0.2-補足 6-3

＝ 361 秒×1.5 ＋ 270 秒 ＋ 720 秒＝ 1532 秒（25 分 32 秒） ⇒第1図

約 26 分（Bルート）

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（1／5）

1.0.2-補足 6-4

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（2／5）

1.0.2-補足 6-5

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（3／5）

1.0.2-補足 6-6

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（4／5）

1.0.2-補足 6-7

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（5／5）

1.0.2-補足 6-8

補足説明資料（7）
路盤補強等の対策箇所について

屋外アクセスルートにおいて，地震による不等沈下，浮き上がり，構造物の損壊により通行影響が想定される箇所を第 1 図，路盤補強等の段差緩和対策を実施する箇所を第 2 図に示す。

第 1 図 地震時に通行影響が想定される箇所（図中の番号は，本文 第 5.4.3-1-1,2,3,7 表の構造物番号を示す）

1.0.2-補足 7-1

第 2 図 路盤補強等の段差緩和対策を実施する箇所（図中の番号は，本文 第 5.4.3-1-1,2,3,7 表の構造物番号を示す）

1.0.2-補足 7-2

添付資料 1.0.3

東海第二発電所

予備品等の確保及び保管場所について

＜目

次＞

１．重要安全施設

1.0.3－1

２．予備品等の確保

1.0.3－1

３．予備品等の保管場所

1.0.3－2

1.0.3－4

第 1.0.3－1 表

重要安全施設一覧

第 1.0.3－2 表

予備品及び予備品への取替えのために必要な機材

第 1.0.3－1 図

補足１

予備品等の保管場所

予備品の確保等の考え方

1.0.3－6
1.0.3－7

1.0.3－8

「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」のうち，「1.0 共通事項（2）復旧作業に係る要求事項 ①予備品等の確保」において，重要安全施設の適切な予備品等を確保することが規定されている。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）第二条において，「重要安全施設とは，安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。」とされている。
また，設置許可基準規則第十二条の解釈において「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」の機能が示されている。
ここでは，これら重要安全施設のうち，重要安全施設の取替え可能な機器及び部品等に対する予備品及び予備品への取替のために必要な機材等の選定及び保管場所について記載する。

１．重要安全施設
上記の設置許可基準規則第十二条の解釈の表に規定された安全機能の重要度が特に高い安全機能に対応する具体的な系統・設備を第 1.0.3－1 表に示す。

２．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施す
ることにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替
1.0.3-1

え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統として海水ポンプ室に設置している設備である
残留熱除去系海水系，ディーゼル発電機海水系は自然災害の影響を受ける可能性があるため対象機器として選定し，予備品として保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機，ディーゼル発電機海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替え作業に必要な資機材として，がれき撤去のためのホイールローダ等，予備品取替時に使用する重機としてクレーン等，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。
（第 1.0.3－2 表）

1.0.3-2

３．予備品等の保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，津波による浸水の外部事象の影響を受けにくい場所に重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
保管場所については，可搬型重大事故等対処設備と同じであり，保管場所
及び屋外アクセスルートの対策概要については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについての「2.概要 2.1 保管場所及びアクセスルート」に記載する。
なお，予備品復旧場所へのアクセスルートについては，第 1.0.3－1 図に示すアクセスルートから複数のルートを確保してアクセスし，予備品の保管場所から復旧作業場所へ予備品を移動させて復旧する。
また，保管場所及びアクセスルートの点検管理については，「添付 1.0.2
可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で記載している「保管場所及びアクセスルート等の点検について」と同じ点検管理を実施する。

1.0.3-3

第 1.0.3－1 表
安全機能（設置許可基準規則第12条）
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能

重要安全施設一覧
系統・設備

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後における除熱のため崩壊熱除去機能原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射線物質が格納容
器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用の交流電源機能

制御棒及び制御棒駆動系
制御棒及び制御棒駆動系
ほう酸水注入系
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ
系，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉へ注水を行う
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス
再循環系，非常用ガス処理系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
可燃性ガス濃度制御系
非常用電源系（交流）
非常用所内電源系（直流電源系統）
ディーゼル発電機設備

1.0.3-4

安全機能（設置許可基準規則第12条）
非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能系統・設備

冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
圧縮空気供給機能

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成す
る配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若
しくは系統に対する作動信号の発生
機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機
能
事故時の炉心冷却状態の把握機能
事故時の放射能閉じ込め状態の把握
機能

事故時のプラント操作のための情報
の把握機能

※

直流電源設備
計測制御用電源設備
残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※中央制御室換気系
逃がし安全弁及び自動減圧機能のア
キュムレータ並びに主蒸気隔離弁のアキュムレータ
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
安全保護系（スクラム機能）

安全保護系（非常用炉心冷却系作動，
主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，
原子炉建屋ガス処理系作動）
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態
監視設備及び制御棒位置監視設備
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計
装
原子炉圧力計装
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装
原子炉格納容器酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

予備品（第1.0.3－2表 １．予備品）を保管する系統

1.0.3-5

第1.0.3－2 表

予備品及び予備品への取替のために必要な機材

１．予備品
名称
残留熱除去系海水系ポンプ用電動機
非常用ディーゼル
発電機海水系
ポンプ用電動機仕様

数量 ※保管場所 ※

三相誘導電動機2台

南側保管場所（T.P.＋25m）

三相誘導電動機1台

南側保管場所（T.P.＋25m）

仕様

数量 ※

保管場所 ※

２．がれき撤去用重機
名称

ホイールローダ

バケット容量2.0ｍ ３

2台

ブルドーザ

けん引力
23t

1台

油圧ショベル

バケット容量0.16ｍ ３1台

南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

３．予備品取替時に使用する重機
数量 ※

名称

仕様

予備電動機交換用
クレーン
予備電動機運搬用
トレーラー

最大吊り上げ荷重
220t
積載荷重
20t

1台
1台

保管場所 ※
南側保管場所（T.P.＋25m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

４．作業用照明名称

ヘッドライト
充電式ＬＥＤ
スティックライト
バッテリーライト（床置きタイプ）
※

仕

様

数

量※

乾電池式

10 個

充電式

4個

充電式

4個

保管場所 ※
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）

数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.3-6

第 1.0.3－1 図

予備品等の保管場所

1.0.3-7

補足１

予備品の確保等の考え方

１．残留熱除去系及びディーゼル発電機の復旧に関する予備品の確保等について

東海第二発電所では，アクシデントマネジメント活動の一環として行われる復旧活動に際して，プラントの安全性確保に必要な機能を持つ系統・機器を復旧させる手順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドラ
イン」にて整備している。本ガイドラインには，事故収束を安定的に継続するために有効である残留熱除去系（以下「ＲＨＲ系」という。）及びディー
ゼル発電機（以下「ＤＧ」という。）の復旧手順も盛り込まれており，ＲＨ
Ｒ

Ａ系，Ｂ系の全ての除熱能力が喪失あるいは低下したとき，またはＤＧ

全台の発電能力が喪失あるいは低下したとき，「ＲＨＲ系基本復旧手順フロ
ーチャート」及び「ＤＧ基本復旧手順フローチャート」により異常のある系統を判断し，「機器別故障原因特定マトリクス」にて故障個所の特定を行い，故障個所に応じた「復旧手順」にて復旧を行う構成としている。しかしながら，すべての系統・機器の故障モードを網羅して予備品を確保することは効率的ではないので，以下の方針に基づき重要安全施設の取替可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
1.0.3-8

・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。

上記の方針に適合する系統としてＲＨＲ系海水系及びＤＧ海水系を選定し，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき成立性の高い作業で機能回復できる機器として，ＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。
確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。

なお，ＲＨＲ系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部
溢水対策により区分分離されていること，更にＲＨＲ系は３系統あることから，東日本大震災のように複数のＲＨＲ系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられるが，ある１系統のＲＨＲ系の電動機が浸水し，当該のＲＨＲ系が機能喪失に至った場合においても，他系統のＲＨＲ系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

２．予備品を用いた復旧作業について
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて対応することにより事故収束を行うことから，必要な作業については当社のみで実施できるようにしている。
一方，予備品を用いたＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電1.0.3-9

動機の復旧作業は上記に該当せず，協力企業の支援による実施を考えている。
しかしながら，本復旧作業は事故収束後のプラントの安定状態を継続する上で有効であることから，当社社員のみで対応できるように訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，総合研修センターにおいて予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施していく。

1.0.3-10

添付資料 1.0.4

東海第二発電所

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

＜目

次＞

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材

1.0.4－1（１）重大事故発生後 7 日間の対応

1.0.4－1（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応

1.0.4－2

２．プラントメーカ及び協力会社による支援

1.0.4－2（１）プラントメーカによる支援

1.0.4－3
1.0.4－3

ａ．支援体制

1.0.4－4（２）協力会社による支援
ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制

1.0.4－4

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制

1.0.4－4

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制

1.0.4－5ｄ．燃料調達に係る支援体制

1.0.4－5

ｅ．消火活動に係る支援体制

1.0.4－6

ｆ．注水活動に係る支援体制

1.0.4－6

３．原子力事業者による支援

1.0.4－6

４．その他組織による支援

1.0.4－8

５．原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4－10

第 1.0.4－1 表

発電所構内に確保している燃料（事象発生後７日間の対応）

1.0.4－13

第 1.0.4－2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所建屋）

1.0.4－14

第 1.0.4－3 表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所建屋）1.0.4－16

第 1.0.4－4 表

その他資機材等（緊急時対策所建屋）

1.0.4－17

第 1.0.4－5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所建屋）

1.0.4－18

第 1.0.4－6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）

1.0.4－19

第 1.0.4－7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）

1.0.4－22

第 1.0.4－8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される
原子力防災資機材

1.0.4－24

第 1.0.4－9 表 原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等 1.0.4－25
1.0.4－26

第 1.0.4－1 図飛行場外離着陸場の位置

第 1.0.4－2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制1.0.4－27

第 1.0.4－3 図

防災組織全体図

第 1.0.4－4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

別紙 1

原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.4－28
体制図

1.0.4－29
1.0.4－30

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材（１）重大事故発生後 7 日間の対応
東海第二発電所では，重大事故等が発生した場合において，当該事故等に対処するためにあらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，事故発生後7日間における事故収束対応を実施する。あらかじめ用意された手段のうち，重大事故等対処設備については，技術的能力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段等」から1.19「通信連絡に関する手順等」にて示す。
発電所内に保有する燃料量については，第1.0.4－1表に示すとおり，
保守的に事故発生後7日間連続して運用する条件で算出した重大事故等に対処するために必要となる燃料量を上回る。
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材，その他資機材，原子力災害対策活動で使用する資料の数量とその考え方については，第1.0.4－2表～第1.0.4－7表に示すとおり，外部からの支援なしに
事故発生後7日間の活動に必要な資機材等を緊急時対策所建屋等に配備している。重大事故等発生時において，現場作業では作業環境が悪化していることが予想され，災害対策要員は環境に応じた放射線防護具を着用する必要がある。災害対策要員は，添付資料1.0.13「災害対策要員の作業時における装備について」に示す着用基準に従い，これらの資機材の中から必要なものを装備し，作業を実施する。東海第二発電所では，第1.0.4－2表～第1.0.4－7表に示す緊急時対策所建屋，中央制御室の資機
材を，常時配備する。
重大事故等の対応に必要な水源については，北側淡水池及び高所淡水池，等の淡水源に加え最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないよう手順を整備することとしている。具体的には，技術
1.0.4-1

的能力1.13「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて示す。

（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応
重大事故等発生後 7 日間以降の事故収束対応を維持するため，重大事故等発生後 6 日間後までに，あらかじめ選定している候補施設の中から原子力事業所災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を支援できる体制を整備している。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよう，社内
で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備（通信連絡設
備，放射線測定装置等），食糧その他の消耗品も含めた資機材，予備品及び燃料等について，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後
6 日後までに支援できる体制を整備している。
さらに現在，他の電力事業者と，原子力災害発生時における設備及び資機材の融通に向けた検討を進めており，各社が保有する主な設備及び資機
材のデータベースを整備中である。

２．プラントメーカ及び協力会社による支援
重大事故等発生時における外部からの支援については，プラントメーカ，
協力会社等から重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，支援計画を定め，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カ及び協力会社との覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備している。
1.0.4-2

また，プラントメーカ及び協力会社等からの支援については，作業現場の放射線量を考慮して支援を受けることとする。
なお，プラントメーカ及び協力会社から支援を受ける場合に必要となる資機材については，あらかじめ緊急時対策所建屋に確保している資機材の余裕分を活用するのと合わせ，必要に応じて資機材の追加調達を本店総合災害対策本部に要請して調達する。

（１）プラントメーカによる支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，プラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリ
ア・エナジー株式会社）との間で支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。

ａ．支援体制（平時体制）
・緊急時の技術支援のため，本店とプラントメーカ社員（部長クラス）と平時より連絡体制を構築。
（緊急時体制）・原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）10条第1項又は15条第1項に定める事象（おそれとなる事象が発生した場合も含む）が発生した場合に技術支援を要請。適宜，通報訓練を実施しいく。
・緊急時に状況評価及び復旧対策に関する助言，電気・機械・計装設
備，その他の技術的情報の提供等により当社を支援。
1.0.4-3

・技術支援については，本店総合災害対策本部のみならず，必要に応じて発電所災害対策本部でも実施可能。
・中長期対応として，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援体
制の更なる拡充をメーカと協議する。

（２）協力会社による支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，事故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社と支援内容に関する覚書等を締結し，支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。
協力会社の支援については，重大事故等発生時においても支援を要請できる体制であり，協力会社要員の人命及び身体の安全を最優先にした
放射線管理を行う。また，事故対応が長期に及んだ場合においても交代要員等の継続的な派遣を得られる体制とする。

ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制
原子力災害発生時における放射線測定，管理業務の実施について，
協力会社と覚書を締結している。

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制
原子力災害発生時における，以下に示す設備の修理・復旧等の作業に関する支援協力について協力会社と覚書を締結している。
（Ⅰ）電気設備，機械設備及び計装設備の応急復旧に関する事項（Ⅱ）事態収拾現場の照明等の作業環境確保に関する事項（Ⅲ）放射線測定，放射線作業管理に関する事項
1.0.4-4

（Ⅳ）水質分析に関する事項（Ⅴ）建物，構築物等の応急復旧に関する事項（Ⅵ）通信設備等の応急復旧に関する事項（Ⅶ）その他受託業務全般に関する事態収拾に必要な事項

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制
東海第二発電所で原子力災害が発生した場合又は，発生のおそれがある場合，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるよう，協力会社と協定等を結んでいる。
支援拠点に集まった発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，食糧その他の消耗品を含めた資機材，予備品について，継続的な重大事故等対策の実施を妨げないよう発電所に適宜輸送する。
ヘリコプターによる空輸を実施する場合には，東京ヘリポート（東京都江東区）（所要時間：約1時間）及びつくば市内のヘリポート（茨城県つくば市）（所要時間：約30分）に常駐のヘリコプターを優先して使用する契約を締結しており，発電所構内の飛行場外離着陸場
間を往復する。災害時における発電所近隣の飛行場外離着陸場として東海村内の1か所（当社敷地内）と，発電所構内の飛行場外離着陸場の1か所について，協力会社から東京航空局へ飛行場外離着陸許可申請書を提出し，許可を得ている。第1.0.4－1図に飛行場外離着陸場の位置を示す。

ｄ．燃料調達に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合又は発生のおそれがある場合における燃料調達手段として，当社と取引のある燃料供給会社
1.0.4-5

の油槽所等と燃料の優先調達の契約を締結する。
また，東海第二発電所の備蓄及び近隣からの調達を強化している。

ｅ．消火活動に係る支援体制
東海第二発電所の構内（建物内含む）で火災が発生した場合の消火活動に関する支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，消火活動としては平時より，東海第二発電所で訓練を実施す
るとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

ｆ．注水活動に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合に，原子炉や使用済燃料プール注水活動の支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，可搬型代替注水ポンプ等の取扱いについては平時より，東海
第二発電所で訓練を実施するとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

３．原子力事業者による支援
上記のプラントメーカや協力会社等からの支援のほか，原子力事業者で「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」を締結し，他の原子力事業者による支援を受けられる体制を整備している。第 1.0.4－2 図に原子力災害発生時における発電所外からの支援体制を示す。

（目的）
国内原子力事業所（事業所外運搬を含む。）において，原子力災害が発
1.0.4-6

生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施
し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努める。

（発災事業者による協力要請）
・各社の原子力事業者防災業務計画に定める警戒事象が発生した場合，発災事業者は速やかにその情報を他の原子力事業者に連絡する。
・発災事業者は，原災法10条に基づく通報を実施した場合，ただちに他の協定事業者に対し，協力要員の派遣及び資機材の貸与に係る協力要請を行う。
（協力の内容）協力事業者は，発災事業者からの協力要請に基づき，原子力事業所災害対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，以下の措置を講ずる。
・環境放射線モニタリングに関する協力要員の派遣
・周辺地域の汚染検査及び汚染除去に関する協力要員の派遣
・第1.0.4－8表に示す資機材の貸与

他（支援本部の活動）
・幹事事業者
発災事業所の場所ごとに，あらかじめ支援本部幹事事業者，支援本
部副幹事事業者を設定している（当社東海第二発電所が発災した場合は，それぞれ東京電力株式会社，中部電力株式会社としている）。
幹事事業者は副幹事事業者と協力し，協力要員及び貸与された資機材の受入と協力に係る業務の基地となる原子力事業所支援本部（以下1.0.4-7

「支援本部」という。）を設置し，運営する。なお，幹事事業者が被災するなど業務の遂行が困難な場合は，副幹事事業者が幹事事業者の任に当たり，幹事事業者以外の事業者の中から副幹事事業者を選出することとしている。また支援期間が長期化する場合は，幹事事業者，副
幹事事業者を交代することができる。

・支援本部の運営について
発災事業者は，協力を要請する際に，候補地の中から支援本部の設
置場所を決定し伝える。当社は，あらかじめ支援本部候補地を6箇所程度設定している。
支援本部設置後は，緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセン
ター）に設置される原子力災害合同対策協議会と連携を取りながら，
発災事業者との協議の上，協力事業者に対して具体的な業務の依頼を実施する。

４．その他組織による支援
原子力事業者は，福島第一原子力発電所の事故対応の教訓を踏まえ，原子力災害が発生した場合に多様かつ高度な災害対応を可能とする原子力緊急事
態支援組織を設立することとし，平成 25 年 1 月に，原子力緊急事態支援センター（以下「支援センター」という。）を共同で設置した。
支援センターは，平成 28 年 3 月に体制の強化及び資機材の更なる充実化を図り，平成 28 年 12 月より美浜原子力緊急事態支援センター（以下「美浜支援センター」という。）として本格的に運用を開始した。
美浜支援センターは，発災事業者からの原子力災害対策活動に係る要請を受けて以下の内容について支援する。
1.0.4-8

なお，美浜支援センターにおいて平時から実施している，遠隔操作による災害対策活動を行うロボット操作技術等の訓練には当社の災害対策要員も参加し，ロボット操作技術の習得による原子力災害対策活動能力の向上を図っている。

（発災事業者からの支援要請）
発災事業者は，原災法10条に基づく通報後，原子力緊急事態支援組織の支援を必要とするときは，美浜支援センターに原子力災害対策活動に係る支援を要請する。

（美浜支援センターによる支援の内容）
美浜支援センターは，発災事業者からの支援要請に基づき，美浜支援センター要員の安全が確保される範囲において以下の業務を実施することで，発災事業者の事故収束活動を積極的に支援する。
・美浜支援センターから原子力事業所災害対策支援拠点（以下「後方支援拠点」という。）までの，美浜支援センター要員の派遣や資機材の搬送。
・後方支援拠点から発災事業所の災害現場までの資機材の搬送。
・発災事業者の災害現場における放射線量をはじめとする環境情報収集の支援活動。
・発災事業者の災害現場における作業を行う上で必要となるアクセスル
ートの確保作業の支援活動。
・支援組織の活動に必要な範囲での，放射性物質の除去等の除染作業の支援活動。

1.0.4-9

美浜支援センターの支援体制は以下のとおり。
（事故時）
・原子力災害発生時，事故が発生した事業者からの出動要請を受け，要員及び資機材を美浜支援センターから迅速に搬送する。
・事故が発生した事業者の指揮の下，協働で遠隔操作可能なロボット等を用いて現場状況の偵察，空間線量率の測定，がれき等屋外障害物の除去によるアクセスルートの確保，屋内障害物の除去や機材の運搬等
を行う。
（平常時）
・緊急時の連絡体制（24時間体制）を確保し，出動計画を整備する。
・ロボット等の操作訓練や必要な資機材の調達・維持管理を行う。・訓練等で得られたノウハウや経験に基づく改良を行う。
（要員）
・21名
（資機材）
・遠隔操作資機材（小型・中型ロボット，無線重機，無線ヘリコプタ
ー）・現地活動用資機材（放射線防護用資機材，放射線管理・除染用資機材，作業用資機材，一般資機材）
・搬送用車両（ワゴン車，大型トラック，（重機搬送車両），中型トラッ
ク）

５．原子力事業所災害対策支援拠点
福島第一原子力発電所事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点としてＪヴィレッジを活用したことを踏まえ，東海第二発電所においても同
1.0.4-10

様な機能を配置する候補地点をあらかじめ選定し，必要な要員及び資機材を確保する。
候補地点の選定に当たっては，原子力災害発生時における風向及び放射性物質の放出範囲等を考慮し，東海第二発電所からの方位，距離（約 20ｋｍ圏内外）が異なる地点を複数選定する。
別紙 1 に，支援拠点の候補地を記した地図を示す。東海第二発電所原子力
事業者防災業務計画においては，日本原子力発電株式会社 地域共生部（茨城事務所）（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支社日立事務所別館（茨城県日立市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支
社別館（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 常陸大宮事務所（茨城県常陸大宮市），株式会社日立製作所

電力システム社日立事業所（茨城県日立市），株式会社日立パワーソリューションズ

勝田事業所（茨城県

ひたちなか市）を支援拠点の候補地として定めている。
原災法 10 条に基づく通報の判断基準に該当する事象が発生した場合，本店対策本部長は，原子力事業所災害対策の実施を支援するための発電所周辺の拠点として支援拠点の設置を指示し，支援拠点の適任者を指名する。また，
本店対策本部長は，外部支援計画を策定して支援拠点の責任者に実行を指示するとともに，発電所の災害対応状況，要員及び資機材の確保状況等を踏まえて，効果的な支援ができるように適宜見直しを行う。
支援拠点の責任者は，外部支援計画に基づき，また，災害対応状況等を踏まえながら，支援拠点の設置場所及び活動場所を，放射性物質が放出された
場合の影響，周囲の道路状況等を踏まえた上で決定し，発電所，本店及び関係機関と連携をして，発電所における災害対策活動の支援を実施する。第
1.0.4－3 図に防災組織全体図を，第 1.0.4－4 図に支援拠点の体制図を示す。
また，支援拠点で使用する主な原子力関連資機材は地域共生部 茨城事務所
1.0.4-11

等にて確保しており，定期的に保守点検を行い，常に使用可能な状態に整備している。第 1.0.4－9 表に原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信機器の整備状況等を示す。
なお，資機材の消耗については，発電所内であらかじめ用意された資機材により，事故発生後 7 日間は事故収束対応が維持でき，また，事象発生後 6日間までに外部から支援を受けられる計画としている。

1.0.4-12

第 1.0.4－1 表
燃料タンク

軽油貯蔵
タンク

可搬型設備用
軽油タンク

緊急時対策所
用発電機燃料
油貯蔵タンク発電所構内に保有する燃料（事象発生後 7 日間の対応）
必要量※1

容

量

備

考

約 755.5ｋＬ（以下の合計）
・非常用ディーゼル発電機（2 台）・重大事故等対策の有効性
1,440.4Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0ｋＬ 約 800ｋＬ
評価で，最大の燃料消費量（約 400ｋＬ／基・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（1 台）
・記載の燃料消費率は定格×2 基）
775.6Ｌ／h（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3ｋＬ
出力での消費率
・常設代替高圧電源装置（2 台）
420.0Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2ｋＬ
約 174.6ｋＬ（以下の合計）
・可搬型代替注水中型ポンプ(注水／補給用)・重大事故等対処時に，可搬
35.7Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0ｋＬ
型代替低圧電源車，可搬型・可搬型代替注水大型ポンプ（注水／補給用）
代替注水大型ポンプ，可搬
218Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 36.6ｋＬ
型窒素供給装置，重機，消約 210ｋＬ・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
防設備等を全て使用した（約 30ｋＬ／基218Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 36.6ｋＬ
場合の燃料消費量×7 基※2） ・重大事故等対策の有効性
・可搬型代替低圧電源車（電源用）
評価で期待する設備を含
110Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 37.0ｋＬ
めた必要量・可搬型代替低圧電源車（窒素供給装置用電源）
・記載の燃料消費率は定格
110Ｌ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 18.5ｋＬ
出力での消費率
・その他
約 33.9ｋＬ
約 150ｋＬ・記載の燃料消費率は定格0.411ｋＬ／ｈ（燃料消費率）×168ｈ＝約 70ｋＬ
（約 75ｋＬ／基
出力での消費率×2 基）※1 重大事故等の対応において，保守的に 7 日間運転した場合の燃料消費量※2 可搬設備用軽油タンクは西側保管場所及び南側保管場所に４基ずつ配置し，計８基を設置する。8 基のうち 1 基は予備とする。

3
1
4
.
0
.
1

第 1.0.4－2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所建屋）○放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所 建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13―

自給式呼吸用保護具―

9 式 ※22

バックパック

66個 ※1417個 ※17※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個

1.0.4-14

※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所建屋】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）
及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このう
ち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，交替時の放射線防護具類については，交替要員が発電所外から発電所に向かう際（往路）に，発電所外へ移動する（復路）分の防護具類を持参し，原則緊急時対策所建屋内の防護具類は使用しないため考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日＝924 ＜ 1,155
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,848 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して220個（要員数分×2倍）であり，配備数（330個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，遮蔽ベスト，自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数
は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10～14参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）
配備数 ※1
品

名

緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7※1※2※3

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台

1.0.4-15

※4※5

身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

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

名

配備数 ※1※2

緊急時対策所建屋

中央制御室

30セット ※2，3

9 セット ※2，4

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）
※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
装備品一式を1セットとして配備する。
（10名（庶務班）＋8名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍 （基本再使用，必要により除染） ＝30セット（3名（運転員（現場））＋3名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=9セット

1.0.4-16

第1.0.4－3表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エリア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※2

簡易シャワー

1式 ※3

簡易水槽

1個 ※3

バケツ

1個 ※3

水タンク

1式 ※3

可搬型空気浄化装置

3台 ※4

はさみ，カッター

各3本 ※5

筆記用具

2式 ※6

養生シート

4巻 ※7

粘着マット

3枚 ※8

脱衣収納袋

9個 ※9

難燃袋

525枚 ※10

難燃テープ

12巻 ※11

クリーンウェス

31缶 ※12吸水シート

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

1.0.4-17

第 1.0.4－4 表○緊急時対策所
名 称
酸素濃度計

二酸化炭素濃度計

大型モニタ
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン

その他資機材等（緊急時対策所）

仕様等
仕様等
・検知範囲：0.0～40.0vol％・表示精度：±0.1vol％・電源：乾電池（単四：2本）
測定可能時間：約3,000時間 ※2・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：19vol%以上（鉱山保安法施行規則を準拠）
仕様等
・検知範囲：0.0～5.0vol％・表示精度：±3.0％F.S
・電源：乾電池（単三：4本）
測定可能時間：約12時間 ※2・検知原理：NDIR（非分散型赤外線）・管理目標：1.0vol%以下（鉱山保安法施行規則を準拠）
要員が必要な情報を共有するため報道や気象情報を入手するため

保管数
2台 ※1

2台 ※1

1式
1式

社内情報共有に必要な資料・書類を作成す
1式
るため。
飲食料
プルーム通過中に災害対策本部から退出す
2,310食る必要がないよう，災対要員の1日分以上の 1,540本
食料及び飲料水を災害対策本部内に保管する。
・110名（災対要員数）×7日×3食
・110名（災対要員数）×7日×2本（1.5 /本） ※3
簡易トイレ
プルーム通過中に災害対策本部から退出す一式る必要がないように，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
1,760錠よう素剤
交替要員考慮し要員数の約2倍
・110名（災対要員数）×（（初日：2錠＋2日目以降：1錠×6日）×2交替※1 故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個も含め，2台を保有する。
※2 乾電池切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。
※3 飲料水1.5 容器での保管の場合（要員1名当たり1日3 を目安に配備）

1.0.4-18

第 1.0.4－5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）

１． 組織 及 び体 制 に関す る資 料

資

料

名

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

1.0.4-19

第 1.0.4－6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）○放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個

1.0.4-20

※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

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

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）
配備数 ※1
品

名

緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）1.0.4-21

※5

現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※7

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

名

配備数 ※1※2

緊急時対策所建屋

中央制御室

30セット ※2，3

9 セット ※2，4

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）
※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
装備品一式を1セットとして配備する。
（10名（庶務班）＋8名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍 （基本再使用，必要により除染） ＝30セット（3名（運転員（現場））＋3名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=9セット

○飲食料等
品

配備数 ※1

名

飲食料等
・食料

231 食 ※2

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※3

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

176 錠 ※4

※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝
231 食
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋
2 日目以降 1 錠／1 日×2 交替）＝154 錠

1.0.4-22

第 1.0.4－7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）○チェンジングエリア用資機材
名
エリア設
営用

消耗品

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 エリアの設営に必要な数量※3 各エリア間の4個×1.5倍＝6個※4 1台×1.5倍＝1.5→2台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 44.0 ｍ 2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90ｍ 2／巻×1.5倍＝1.5→2巻※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数，修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 ｍ（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30ｍ／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚

1.0.4-23

○その他
名称
可搬型照明（ＳＡ）

数量 ※

根拠

4台（予備1台含む）

チェンジングエリアの運用に必要な数量※今後，訓練等で見直しを行う

1.0.4-24

第 1.0.4－8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材項

目

汚染密度測定用サーベイメータ
ＮａＩシンチレーションサーベイメータ
電離箱サーベイメータ
ダストサンプラー
個人線量計（ポケット線量計）
高線量対応防護服
全面マスク
タイベックスーツ
ゴム手袋
遮へい材
放射能測定用車両
Ｇｅ半導体式試料放射能測定装置
ホールボディカウンタ
全α測定装置可搬型モニタリングポスト
原子力災害が発生した場合，又は発生するおそれがある場合には，発災事業者からの要請に基づき，必要数量が貸与される。

1.0.4-25

第 1.0.4－9 表

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機
材，通信機器の整備状況等

原子力事業所災害対策支援拠点に配備する 原子力防災関連資機材は以下のとおり。
通常は，保管場所に記載されている箇所で保管しているが，原子力事業所災害対策支援拠点を開設する際，搬入することとしている 。
○非常用通信機器
資機材
数量
保管場所
携帯電話
5台
地域共生部（茨城事務所）
携帯電話（災害優先）5台
地域共生部（茨城事務所）
衛星携帯電話1台地域共生部（茨城事務所）
衛星ファクシミリ
1台
地域共生部（茨城事務所）
○計測器類
資機材
汚染密度測定用（β線）サーベイメータ
バックグラウンド線量当量率サーベイ
メータ
線量当量率サーベイメータ
電子式個人線量計

数量
5台
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

1台
126台

地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

資機材
入構管理証発行機
放射線防護教育資料

数量
1式
100部

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）○放射線障害防護用器具
資機材
汚染防護服（タイベック等）
ダスト・マスクチャコールフィルタ

数量
756組
189個
1,512個

保管場所
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

数量
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）○出入管理○非常用電源資機材
移動式発電機○その他資機材
資機材

数量
保管場所
安定よう素剤
1,512錠
地域共生部（茨城事務所）
除染用機材（シャワー設備等） ※１
1式/数量2
地域共生部（茨城事務所）
養生シート
1式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
※２
非常用食料
－
－
資機材輸送用車両
1台
地域共生部（茨城事務所）
燃料（軽油） ※２
－
－
テント類
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
作業服
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
照明器具
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫※１：原子力緊急事態支援組織による集中管理資機材として必要時に提供を受ける。
※２：最寄りの小売店より調達する。

1.0.4-26

第 1.0.4－1 図飛行場外離着陸場の位置

1.0.4-27

東海第二発電所
災害対策本部本店
総合災害対策本部要員が移動し，拠点を設置

原子力事業所
協定，覚書に基づき速やかに要請

災害対策支援拠点
・出入り管理・放射線管理（個人線量管理，汚染管理・除染）等

協力会社による支援「環境モニタリング，要員輸送，燃料調達，復旧工事の実施」
プラントメーカーによる支援「機器の詳細情報の提供，復旧対策案の提供」

美浜原子力緊急事態支援センターによる支援「遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣
及びアクセスルート確保作業の支援等」

本図で示した組織以外の原子力関連の機関やその他の産業などにも支援要請を行い，支援を受ける。

他の原子力事業者による支援「原子力災害合同対策協議会と連携し発災事業者へ協力」

・空路（ヘリコプター）による要員輸送等の実施
・なお，事象発生後7日間は発電所構内に配備している資機材，
燃料等による事故対応が可能

第 1.0.4－2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制

1.0.4-28

本店

総合災害対策本部
報告
指示・支援

支援

原子力事業所
災害対策支援拠点

要請

資機材，要員等の支援
東海第二発電所

災害対策本部

第 1.0.4－3 図

防災組織全体図

1.0.4-29

本店対策本部長
（社長）

後方支援班
班長

統括管理

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援 班

後方支援業務1．状況把握・拠点選定・運営
2．資機材調達・受入
3．輸送計画の作成
4．調達資機材の作成
5．要員の入退管理
6．要員・資機材の放射線管理
7．住民避難行動等状況把握
8．スクリーニング計画の作成
9．避難住居要請対応計画作成
10．国、自治体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.4－4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4-30

体制図

別紙１
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城事務所

茨城県水戸市笠原978－25
南西 約20ｋｍ
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積
約350ｍ 2）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

５．（株）日立製作所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

別館

別館

茨城県水戸市南町2－6－2
南西 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

日立事務所

茨城県日立市神峰町2－8－4
北北東 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

常陸大宮事務所

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

電力システム社日立事業所
茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15ｋｍ
体育館（約4,900ｍ 2），グランド施設（2面，約28,000ｍ 2），
駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.4-31

６．（株）日立パワーソリューションズ
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

勝田事業所

茨城県ひたちなか市堀口832－2
南西 約10ｋｍ
工場施設（上屋あり，約2,700ｍ 2），グランド施設（約16,000ｍ 2）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館

地図は国土地理院地図より引用(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館

東海第二発電所(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.4-32

添付資料 1.0.5

東海第二発電所
重大事故等への対応に係る文書体系

＜目

次＞

１．重大事故等への対応に係る文書体系

第 1.0.5－1 表

1.0.5－1

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

第 1.0.5－1 図

1.0.5－4

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

1.0.5－5

１．重大事故等への対応に係る文書体系
実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。）第９２条（保安規定）において，重大事故等発生時及び大規模損壊発生時（以下「重大事故等発生時等」という。）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備について保安規定に定めることを要求されていることから，東海第二発電所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）
第１７条の５（重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）及び第１７条の６（大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）に，以下の内容を新たに規定することとしている。

・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員の配置
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員に対する毎年 1 回以上の教育及び訓練
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な資機材の配備
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な事項（炉心の著しい損傷を防止するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を防止するための対策に関すること，使用済燃料貯蔵
設備に貯蔵する燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，原子炉停止時における燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること，炉心の損傷を緩和するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること，使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料
1.0.5－1

の損傷を緩和するための対策に関すること，放射性物質の放出を低減する
ための対策に関すること）

当該条文に対する具体的な規定内容については，下部規程（二次文書，三次文書）に以下のとおり展開し，実効的な手順構成となるよう整備している。
手順書は，通常時からプラントを運転監視している運転員が事故収束のために用いる手順書と，災害対策本部が使用する手順書の二種類に整理している。

運転員が使用する手順書は，保安規定第１４条(手順の作成)に基づき「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベース）」及び「非常時運転手順書
Ⅱ（徴候ベース）」，保安規定第１１０条（原子力防災資機材等）に基づき「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」を作成し，それぞれ具体的な対応を定めている。これらは，第 1.0.5－1 図に示すとおり二次文書である「運転管理業務要項」に繋がる三次文書として整理している。
また，災害対策本部が使用する手順書は，保安規定第９章非常時の措置（第１０８条～第ｌｌ７条）に基づく二次文書「原子力災害対策業務要項」に繋がる三次文書として，「災害対策要領」，「アクシデントマネジメントガイド」
及び「重大事故等対策要領」を定める。
なお，運転員が使用する手順書と災害対策本部が使用する手順書は，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があり，相互の手順書は関連付けされる。

上記，運転員及び災害対策本部の要員が必要な力量を確保するために，二次文書「力量設定管理要項」及び三次文書「教育・訓練計画手順書」，「原子炉施設保安教育手順書」に必要な措置を定める。
1.0.5－2

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係を第 1.0.5-1 表に示す。また，第 1.0.5－1 表に示す重大事故等発生時等に係る社内規程類に関する二次文書及び三次文書の体系を第 1.0.5－1 図に示す。

1.0.5－3

第 1.0.5－1 表

実用炉規則

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

実用炉規則に規定する内容

保安規定

保安規定に規定する内容

社内規程（二次文書）

第九十二条第１項
第九号
第九十二条第１項
第十九号

発電用原子炉施設の運転に関すること

第１４条

手順の作成

「運転管理業務要項」

非常の場合に講ずべき処置に関すること

重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること
大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること

原子力防災組織
原子力防災組織の要員
原子力防災資機材等
通報経路
原子力防災訓練
通報
非常事態の宣言
応急措置
非常時における活動
非常事態の解除
重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備
大規模損壊時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

第九十二条第１項
第二十二号

第１０８条
第１０９条
第１１０条
第１１１条
第１１２条
第１１３条
第１１４条
第１１５条
第１１６条
第１１７条
第１７条の５

第九十二条第１項
第二十三号

第１７条の６

1.0.5－4「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

二次文書

三次文書

運転管理業務要項
東海第二発電所
原子炉施設保安規定

警報処置手順書

保安規定及び品質保証規程に基づき，発電用原子炉施設の運転管理業務の基本的事項について定める。

非常時運転手順書（事象ベース）
・原子炉スクラム事故，タービン発電機トリップ事故，
全交流動力電源喪失事故等

原子力災害対策業務要項

品質保証規程

保安規定及び品質保証規程に基づき，
本店及び東海第二発電所において，原子力災害に係る非常事態が発生した場
合で，原子力災害対策特別措置法に基づく措置が必要な場合に関する基本的事項について定める。

防災業務計画

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・「原子炉制御」…反応度制御（ＲＣ／Ｑ），水位確保（ＲＣ／Ｌ）等
・「格納容器制御」…ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ），Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ）等
・「二次格納施設制御」，「使用済燃料プール制御」，「不測事態」等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
・注水－１～４，除熱－１～３等

災害対策要領力量設定管理要項
保安規定及び品質保証規程に基づき，原子力安全の達成に影響がある業務に従事する要員の力量管理に係る事項並びに具体的な保安教育の内容及びその見直し頻度について定める。

アクシデントマネジメントガイド

重大事故等対策要領

教育･訓練計画手順書

原子炉施設保安教育手順書

第 1.0.5－1 図

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）
1.0.5－5

添付資料1.0.6

東海第二発電所

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

目

次

1.

手順書の体系について......................................1.0.6-1

2.

手順書の概要について......................................1.0.6-1

2.1

運転手順書...............................................1.0.6-2(1)

警報処置手順書..........................................1.0.6-2(2)

非常時運転手順書（事象ベース）..........................1.0.6-2(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）........................1.0.6-2(4)

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）................1.0.6-5

2.2

災害対策本部で使用する手順書.............................1.0.6-6(1)

災害対策要領............................................1.0.6-6(2)

アクシデントマネジメントガイド..........................1.0.6-7(3)

重大事故等対策要領......................................1.0.6-8

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化.......................1.0.6-8(1)

判断者の明確化..........................................1.0.6-8(2)

操作者の明確化..........................................1.0.6-83.

運転手順書間のつながり，移行基準について..................1.0.6-9(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行................1.0.6-9(2)

非常時運転手順書（事象ベース）から他の運転手順書への移行......1.0.6-9(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）から他の運転手順書への移行.....1.0.6-10

(4)
4.
(1)

災害対策要領の導入.....................................1.0.6-10
当直運転員の対応操作の流れについて.......................1.0.6-10「止める」の対応.......................................1.0.6-10

(2)「冷やす」の対応........................................1.0.6-11(3)「閉じ込める」の対応....................................1.0.6-11

5． 重大事故等時の対応及び手順書の内容について................1.0.6-12

添付１

炉心損傷開始の判断基準について

別紙１

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」
対応フロー図別紙２

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」
操作等判断基準一覧

別紙３

ＥＯＰ フローチャート

別紙４

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙５

ＥＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙６

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧

別紙７

ＳＯＰ フローチャート

別紙８

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙９

ＳＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙１０ 重大事故等対策要領概要
別紙１１ ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.

手順書の体系について
東海第二発電所では，プラントに異常が発生した場合等において，重大事故への進展を防止するため，「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベース）」及び「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」を整備している。
また，重大事故に至る可能性が高い場合あるいは重大事故に進展した場合に備えて「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「災害対策要領」，「アクシデントマネジメントガイド」及び「重大事故等対策要領」を整備する。
事故発生時における手順書の機能体系は以下のとおり。
災害対 策要員 使用 手順書
当 直運転 員使 用手順 書

手順書機能体系の概要図

2.

手順書の概要について
手順書は使用主体に応じて，当直運転員が使用する手順書（以下「運転手順書」という。），災害対策要員（当直運転員を除く）が使用する手順書に
1.0.6-1

分類して整備する。
以下，運転手順書及び災害対策要員（当直運転員を除く）が使用する手順書の概要を示す。
2.1

運転手順書

(1)

警報処置手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去

あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。
手順書に記載しているパラメータの確認や対応処置等を実施することで，故障・事故の徴候の把握及び事故の収束・拡大防止を図る。

(2)

非常時運転手順書（事象ベース）
単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故発生時等の主な事象の対応を
あらかじめ手順化しており，当該手順で対応できると判断した場合に使用し，発生事象が収束するまでの間適用する。
非常時運転手順書（事象ベース）（以下「ＡＯＰ」という。）は，事象毎に事故の想定，操作のポイント，対応フロー図，対応手順等で構成される，ＡＯＰには「原子炉スクラム事故」，「タービン発電機トリップ事故」，「再循環ポンプトリップ事故」，「冷却材喪失事故」，「ＭＳＩＶ閉による原子炉隔離事故」，「給復水系故障による原子炉スクラム事故」，「復水器循環水喪失事故」，「275kV電源喪失事故」，「全交流動力電源喪失事故」等がある。
ＡＯＰにて事故対応中，多重事故へと進展し想定したＡＯＰ手順から逸1.0.6-2

脱する場合には非常時手順書Ⅱ（徴候ベース）にて対応する。
ＡＯＰの一例として，全交流動力電源が喪失した時に，電源喪失が継続している間の対応と電源の復旧操作を定めた，フローチャート及び操作等判断基準一覧を別紙１，２に示す。
（別紙１，２）(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
事故の起因事象を問わず，ＡＯＰでは対処できない複数の設備の故障等

による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
ＡＯＰが設計基準事故の範囲内の特定された事故ごとの対応操作を定めた手順書であるのに対して，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）（以下「ＥＯＰ」という。）は，プラントの徴候（パラメータの変化）に応じた対応操作を定めた手順書であり，設計基準事故に加え設計基準を超えるような設備の多重事故時等に適用する。
ＥＯＰは，目的に応じて「原子炉制御」，「格納容器制御」，「二次格納施設制御」，「使用済燃料プール制御」，「不測事態」及び「ＡＭ初期対応」に分類した各手順を視覚的に認識できるようにした「フローチャー
ト」，フローチャート中の操作を実施する際に使用する「ＥＯＰＡＭ設

備別操作手順書」により構成される。事故時には，発電用原子炉（以下「原子炉」という。）の未臨界維持，炉心損傷防止，原子炉格納容器の健全性確保等に関するパラメータを確認し，各手順の導入条件が成立した場合には，その手順に移行し対応処置を実施する。
ＥＯＰによる対応においては，原子炉制御，格納容器制御，二次格納施
設制御，使用済燃料プール制御等の対応が同時進行する状況を想定して，
1.0.6-3

対応の優先順位をあらかじめ定め，原子炉格納容器が破損するおそれがある場合を除き，原則として原子炉側から要求される操作を優先する。
各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方及び操作等判断基準
一覧を別紙３，４，５に示すとともに，「ＥＯＰＡＭ設備別操作手順書」の一覧を別紙６に示す。
なお，各手順，フローチャート及び操作等判断基準において，原子炉圧力容器を「ＲＰＶ」，原子炉格納容器を「ＰＣＶ」，原子炉棟原子炉建屋「Ｒ／Ｂ」という。その他の略語については使用箇所に示す。
（別紙３，４，５，６）
ａ．ＥＯＰフローチャート
(a)
ⅰ)

原子炉制御
目的：スクラム確認，原子炉未臨界，炉心損傷防止
ＥＯＰ各制御への導入判断

ⅱ)

手順書：スクラム（ＲＣ），反応度制御（ＲＣ／Ｑ），水位確保（ＲＣ／Ｌ），減圧冷却（ＣＤ）(b)

格納容器制御ⅰ)

目的：原子炉格納容器の健全性確保

ⅱ)

手順書：ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ），Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ），Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ），Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ），ＰＣＶ水素濃度制御（ＰＣ／Ｈ）(c)ⅰ)

二次格納施設制御
目的：二次格納施設への漏えい拡大防止，二次格納施設の健全性
確保

ⅱ)
(d)

手順書：二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）
使用済燃料プール制御
1.0.6-4

ⅰ)

目的：使用済燃料プール内の燃料損傷防止・緩和ⅱ)

手順書：使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）

(e)

不測事態

ⅰ)

目的：予期せぬ事象により特殊操作が必要となった場合の対応

ⅱ)

手順書：水位回復（Ｃ１），急速減圧（Ｃ２），水位不明（Ｃ３）(f)

ＡＭ初期対応ⅰ)

目的：非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への移行判断
及び非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への円滑な移行

ⅱ)

手順書：ＡＭ初期対応（Ｃ４）ｂ．ＥＯＰ

ＡＭ設備別操作手順書

非常時対応において，多数の恒設の電源設備，注水設備が使用できな
い場合に，災害対策本部の実施組織による支援を受けて行う事故対応操作のうち，当直運転員の操作内容を定めた手順書である。
ＥＯＰ

ＡＭ設備別操作手順書では，電源確保，反応度制御，原子炉

注水，原子炉減圧，原子炉格納容器冷却，原子炉格納容器減圧，原子炉
格納容器下部注水，水素対策，使用済燃料プール注水，使用済燃料プー
ル冷却，除熱，冷却水確保，中央制御室居住性確保の項目ごとに手順を定め，その手順を使用するタイミングを対応操作のフローチャートに明
示する。

(4)

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
ＥＯＰで対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。
炉心が損傷し，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健全性を脅かす可1.0.6-5

能性のあるシビアアクシデントに適用する。
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）（以下「ＳＯＰ」という。）
は，炉心損傷後に実施すべき対応操作の内容を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」，フローチャート中の対応操作を実施する際に使用する「ＥＯＰ

ＡＭ設備別操作手順書」にて構成される。

各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方並びに操作等判断基
準一覧を別紙７，８，９に示す。
（別紙７，８，９）
ａ．ＳＯＰフローチャート(a)ＡＭ操作方針の全体流れ図

(b)

注水－１

「損傷炉心への注水」

(c)

注水－２

「長期の原子炉水位の確保」(d)

注水－３ａ「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）
初期注水」

(e)

注水－３ｂ「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」

(f)

注水－４

「長期のＲＰＶ破損後の注水」

(g)

除熱－１

「損傷炉心冷却後の除熱」

(h)

除熱－２

「ＲＰＶ破損後の初期ＰＣＶスプレイ」

(i)

除熱－３

「ＲＰＶ破損後の除熱」

(j)

放出

「ＰＣＶ破損防止」(k)

水素「Ｒ／Ｂ水素爆発防止」

2.2

災害対策本部で使用する手順書(1)

災害対策要領
重大事故，大規模損壊等が発生した場合又はそのおそれがある場合に，緊急事態に関する災害対策本部の責任と権限及び実施事項を定めた要領。
1.0.6-6

災害対策本部は所長が本部長となり，重大事故等時対策を実施する実施
組織及びその支援組織を構成し，それぞれの機能毎に責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な重大事故対策を実施しえる体制としている。詳細は，添付資料1.0.10に示す。

(2)

アクシデントマネジメントガイド
プラントで発生した事故・故障等が拡大した際の，炉心損傷の防止ある

いは炉心が損傷に至った場合における影響緩和のために実施すべき措置を判断，選択するための情報を定めたガイドで，技術支援組織が使用する。
アクシデントマネジメントガイド（以下「ＡＭＧ」という。）は，プラント状態（炉心損傷の有無，炉心冷却成否，原子炉圧力容器破損の有無等）に応じた操作の全体像を示した「ＡＭストラテジ選択フローチャート」に基づき注水ストラテジ及び除熱ストラテジ等が選択され，個別のストラテジに従って，「確認ガイド」及び「操作ガイド」を参照して，事故収束へ移行させる構成となっている。
技術支援組織は，確認ガイドを用いてプラント状態を可能な限り正確に把握し，操作ガイドに記載された各操作の有効性についてプラントへの影
響を含めて判断し，当直運転員に対する支援活動を実施する。また，ＳＯ
Ｐで判断しえる事象進展を超えた場合についても，確認ガイド，操作ガイ
ドを用いて事故収束に有効なプラント操作を検討し，当直運転員に操作内容を指示する。この場合，当直運転員は，その指示に従って操作を実施する。
プラントへの影響に配慮するため，操作実施時のパラメータ挙動予測，
影響評価するべき項目，監視パラメータ等を操作ガイドに整備する。

1.0.6-7

(3)

重大事故等対策要領
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できない場合に，当直運転員のプラント対応に必要な支援を行うため，可搬型設備等によるプラント対応操作を定めた要領で災害対策要員が使用する。
また，残留熱除去系，非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄの復旧作業が難行する場合に応急的に実施する「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン」を整備する。重大事故等対策要領の概要を別紙１０に示す。
（別紙１０）

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化(1)

判断者の明確化
運転手順書に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，当直発電長が行う。
一方，災害対策本部で実施される事故時のプラント対応の判断は，災害対策本部長が行う。
なお，当直運転員が行う運転操作や復旧操作において，あらかじめ定めた手順によらない操作及び対応については，災害対策本部長（所長）が最終的に判断する。

(2)

操作者の明確化
手順書は，当直運転員が使用するものと災害対策要員（当直運転員を除く）が使用するものと，使用主体によって整備している。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する
1.0.6-8場合があることから，重大事故等対処設備の操作にあたっては，中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこととする。

3.

運転手順書間のつながり，移行基準について
運転手順書を事故の進展状況に応じて適切に使用可能とするため，運転手
順書間の移行基準を示す。
また，事故対応中は複数の運転手順書を並行して使用することを考慮して，手順書間で対応の優先順位が存在する場合は併せて示す。

(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行
警報処置手順書で対応中にスクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合

は，ＥＯＰへ移行する。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯ
Ｐ事象に進展した場合は，ＡＯＰへ移行する。
(2)

非常時運転手順書（事象ベース）から他の運転手順書への移行
ＡＯＰ対応中に以下のＥＯＰ導入条件が成立した場合は，ＥＯＰへ移行する。
ａ．ＥＯＰ導入条件（いずれかに該当した場合）(a)

原子炉を手動スクラム若しくは自動スクラムが発生（スクラム失敗を含む）した場合(b)

ＥＯＰにおける格納容器制御導入条件が成立した場合(c)

ＥＯＰにおける二次格納施設制御導入条件が成立した場合(d)

ＥＯＰにおける使用済燃料プール制御導入条件が成立した場合

ｂ．ＥＯＰ移行後のＡＯＰの使用について
ＥＯＰ導入条件が成立した場合はＡＯＰからＥＯＰへ移行するが，原
子炉スクラム時の確認事項，タービン・発電機側の対応操作等，ＡＯＰ
1.0.6-9

に具体的内容を定めている初動対応についてはＡＯＰを参照する。
(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）から他の運転手順書への移行
ＥＯＰ対応中に以下のＳＯＰ導入条件が成立した場合，炉心損傷と判断

し，ＳＯＰに移行する。
ａ．ＳＯＰ導入条件(a)

原子炉停止後の経過時間と原子炉格納容器内γ線線量率の関係から
炉心損傷と判断された場合(b)

格納容器雰囲気モニタ（以下「ＣＡＭＳ」という。）による原子炉格
納容器内γ線線量率監視が不可能の場合に，原子炉圧力容器温度から炉心損傷と判断された場合(4)

災害対策要領の導入
発電所において災害対策本部が設置される際に災害対策要領が導入される。詳細は，添付資料1.0.10に示す。

4.

当直運転員の対応操作の流れについて
運転中の異常な過渡変化及び事故が発生した場合，当直運転員は「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」の原則に基づきプラント対応操作を実施する。

(1)「止める」の対応
異常な過渡変化や事故発生時に作動する原子炉スクラム信号を確認し，原子炉の停止を確認する。自動で原子炉スクラムしない場合には，手動によるスクラム操作を実施し，原子炉の停止を確認する。
制御棒の挿入と中性子束の低下状況を確認することにより，原子炉の停止を判断する。

1.0.6-10

(2)「冷やす」の対応
原子炉停止後も炉心では崩壊熱が発生していることから，この熱を除去するため，給復水系又は非常用炉心冷却系により原子炉への注水手段を確保する。
原子炉水位を所定の水位（原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８））に維持することにより，炉心が冷却されていることを判断する。

(3)「閉じ込める」の対応
放射性物質が環境へ放出されていないことを確認する。また，原子炉格

納容器が隔離されていることを確認することにより，閉じ込めが機能していることを判断する。

これらプラント対応の原則をベースに，当直運転員は，運転手順書を用いて炉心の損傷防止，原子炉格納容器破損防止等を目的とした対応操作の判断を以下の流れで行う。

異常な過渡変化の発生時，警報処置手順書により初期対応を行う。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯ
Ｐ事象に進展した場合は，ＡＯＰに移行し対応を行う。警報処置手順書又はＡＯＰで対応中に，スクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合には，ＥＯＰに移行し対応を行う。

原子炉スクラムに至る事故が発生した場合，ＥＯＰでは事故直後の操作として原子炉自動スクラムを確認する。自動スクラムしていない場合には，手動により原子炉をスクラムする。
1.0.6-11

その後は，原子炉水位，原子炉圧力，タービン・電源の各制御を並行して行うとともに，原子炉の未臨界維持，炉心の冷却確保・損傷防止，原子炉格納容器の健全性確保等の対応を行うため，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納容器の健全性等）を常に監視し，個別の導入条
件が成立すれば，徴候毎に用意した手順に移行する。

ＥＯＰによる対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，ＳＯＰに移行し，炉心損傷後の原子炉圧力容器破損防止及び原子炉格納容器破損防止のための対応を行う。

運転手順書に基づく安全確保が困難な場合又はそのおそれがある場合，当直発電長は事故収束のために災害対策本部に支援を要請し，災害対策本部長は災害対策要員による可搬型設備等も含めた使用可能な設備を最大限活用した対応処置を実施する。

5.

重大事故等時の対応及び手順書の内容について①

海水を炉心へ注水する事態等においても，財産保護より安全を最優先するという方針の下，当直発電長が迷うことなく判断できるよう，あらかじめ原子炉施設保安運営委員会で判断基準を審議・確認し，運転手順書に定める。

②

有効性評価で示した重要事故シーケンス等は，全て本手順書体系にて対応できるように整備する。併せて，有効性評価で示した判断基準や監視パ
ラメータについても本手順書体系の中で整備する。
詳細は添付資料1.0.7及び添付資料1.0.14に示す。
1.0.6-12

③

重大事故等時に対処するために把握することが必要なパラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ（以下「主要なパラメータ」という。）を整理するとともに，主要なパラメータが故障等により計測不能な場合に，当該パラメータを推定する手順及び可搬型計測器により計測する手順を運転手順書及び災害対策本部で使用する手順書に整備する。
なお，審査基準1.1～1.15の具体的なパラメータ，監視計器，手順等については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」で整備する。審査基準1.16～1.19については，各々の手順で整備する④

これらの手順を有効かつ適切に使用し，プラントの状態に応じた対応を行うために，当直運転員及び災害対策要員は，常日頃から対応操作について教育・訓練等を実施し，手順の把握，機器の取扱い，系統特性の理解及び原子炉の運転に必要な知識等の習得，習熟を図る。

1.0.6-13

添付１
炉心損傷開始の判断基準について

炉心損傷に至るケースとしては，注水機能喪失により原子炉水位が燃料有効
長頂部（以下「ＴＡＦ」という。）以上に維持できない場合において，原子炉水位が低下し，炉心が露出し冷却不全となる場合が考えられる。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）では，原子炉への注水系統を十分に確保できず原子炉水位がＴＡＦ未満となった際，ＣＡＭＳを用いて，ドライウェル
又はウェットウェルのγ線線量率の状況を確認し，図１に示す設計基準原子炉
冷却材喪失事故時追加放出相当の10倍以上となった場合を，炉心損傷の判断としている。
炉心損傷等により燃料被覆管から原子炉内に放出される希ガス等の核分裂生成物が逃がし安全弁等を介して原子炉格納容器内に流入する事象進展を踏まえて，原子炉格納容器内のγ線線量率の値の上昇を，運転操作における炉心損傷の判断及び炉心損傷の進展割合の推定に用いているものである。
また，福島第一原子力発電所の事故時に原子炉水位計，ＣＡＭＳ等の計器が使用不能となり，炉心損傷を迅速に判断できなかったことに鑑み，ＣＡＭＳに頼らない炉心損傷の判断基準について検討しており，その結果，ＣＡＭＳの使
用不能の場合は，「原子炉圧力容器温度：300℃以上」を炉心損傷の判断基準として手順に追加する。
原子炉圧力容器温度は，炉心が冠水している場合には，逃がし安全弁動作圧
力（安全弁機能の最大8.31MPa[gage]）における飽和温度約299℃を超えることなく，300℃以上にはならない。一方，原子炉水位の低下により炉心が露出した場合には過熱蒸気雰囲気となり，温度は飽和温度を超えて上昇するため，300℃以上になると考えられる。上記より，炉心損傷の判断基準を300℃以上としてい1.0.6-14

る。
なお，炉心損傷判断においてＣＡＭＳが使用可能な場合には，ＣＡＭＳにて判断を行う。

1.0.6-15

（1） ドライウェルのγ線線量率（2）ウェットウェルのγ線線量率

図１

ＳＯＰ導入条件判断
1.0.6-16

別紙１

1.0.6-別紙 1-1

赤数字：操作内容の判断は別紙２参照別紙２（1/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

275kV 系
電源喪失

対応時の判断項目

PSR
1-1

154kV 系使用可能判断のための確認項目

・154kV 系電圧

1.0.6-別紙 2-1【略語】
D/G 又は非常用 D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ

操作手順別紙２（2/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 2-2

PSR
2-1

非常用 D/G 等 1 台以上
・非常用 D/G 運転状態
起動，電圧確立PSR
2-2・非常用 D/G 運転状態
起動非常用 D/G 自動・D/G 遮断機表示灯
併入成功
・非常用各母線電圧154kV 系
電源喪失

操作手順

別紙２（3/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-3

全交流電源
喪失（外部
電源喪失か
つ D/G 全台
起動失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR
3-1

所内常設直流電源設
備使用可能

PSR
3-2

・全交流電源喪失
常設代替交流電源設
・常設代替交流電源設備の運転状
備起動中
態

・所内常設直流電源設備の状態

操作手順

別紙２（4/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-4

全交流電源
喪失（外部
電源喪失か
つ D/G 全台
起動失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR
3-3

可搬型代替交流電源 ・緊急用 P/C の状態
設備使用可能・可搬型代替交流電源設備の状態

PSR
3-4

P/C 2C 又は 2D 受電・P/C 2C の状態
・P/C 2D の状態

PSR
3-5

緊急用 P/C 受電

・緊急用 P/C の状態

操作手順別紙２（5/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-5

全 直流電 源喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR
4-1

常設代替直流電源設
・常設代替直流電源設備の状態
備使用可能

PSR
4-2

可搬型代替直流電源
・可搬型代替直流電源設備の状態
設備使用可能PSR
4-3

直流 125V 主母線盤 2A ・直流 125V 主母線盤 2A 又は 2Bの状態
又は 2B 受電操作手順

別紙２（6/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-6

全 直流電 源喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR
4-4

緊急用直流 125V 主母
・緊急用直流 125V 主母線盤
線盤受電

PSR
4-5

P/C 2C 又は 2D 受電・P/C 2C の状態
・P/C 2D の状態

PSR
4-6

緊急用 P/C 受電

・緊急用 P/C の状態

操作手順別紙２（7/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流動力電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 2-7

PSR
5-1

外部電源復旧PSR
5-2

非常用 D/G 又は常設
・非常用 D/G の状態
代替交流電源設備復・常設代替交流電源設備の状態
旧

非 常用交 流電源復旧

・275kV 系電圧・154kV 系電圧

操作手順別紙３（1/15）

1.0.6-別紙 3-1

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（2/15）

1.0.6-別紙 3-2

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（3/15）

1.0.6-別紙 3-3

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（4/15）

1.0.6-別紙 3-4

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（5/15）

1.0.6-別紙 3-5

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（6/15）

1.0.6-別紙 3-6

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（7/15）

1.0.6-別紙 3-7

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（8/15）

1.0.6-別紙 3-8

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（9/15）

1.0.6-別紙 3-9

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（10/15）

1.0.6-別紙 3-10

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（11/15）

1.0.6-別紙 3-11

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（12/15）

1.0.6-別紙 3-12

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（13/15）

1.0.6-別紙 3-13

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（14/15）

1.0.6-別紙 3-14

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（15/15）

1.0.6-別紙 3-15

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙４（1/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「スクラム」

・原子炉スクラムを確認する。

（ＲＣ）

・原子炉を停止する。

導入条件

・十分な炉心冷却状態を維持する。
・原子炉を冷温停止状態まで冷却する。
・格納容器制御・二次格納施
設制御・使用済燃料プール
制御への導入条件を監視

原子 炉 制 御し，導入条件が成立した場
合には各制御へ移行する。
（原子炉がスクラムしない場合を含む。）

1.0.6-別紙 4-1

脱出条件

基本的な考え方別紙４（2/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「反応度制御」・スクラム不能異常過渡事象（ＲＣ／Ｑ）

発生時に，原子炉を安全に

導入条件

原子 炉 制 御停止させる。

【略語】
ECCS：非常用炉心冷却系
S/P ：サプレッション・プール
SLC ：ほう酸水注入系
CR ：制御棒1.0.6-別紙 4-2

脱出条件

基本的な考え方別紙４（3/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「水位確保」

・原子炉水位を燃料有効長頂（ＲＣ／Ｌ）部（TAF）以上に回復させ，導入条件

安定に維持する。

原子 炉 制 御【略語】
L－8：原子炉水位高（レベル８）
L－3：原子炉水位低（レベル３）
L－2：原子炉水位異常低（レベル２）
L－1：原子炉水位異常低（レベル１）
TAF ：燃料有効長頂部

1.0.6-別紙 4-3

脱出条件

基本的な考え方別紙４（4/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「減圧冷却」
（ＣＤ）

目的

導入条件

・原子炉水位を L－1 以上に維持しつつ，原子炉を減圧し，冷温停止状態へ移行させ

原子 炉 制 御る。

【略語】
MSIV：主蒸気隔離弁
SRV ：逃がし安全弁（逃がし弁機能）
RHR ：残留熱除去系

1.0.6-別紙 4-4

脱出条件

基本的な考え方別紙４（5/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＰＣＶ圧力制御」

・ＰＣＶ圧力を監視し，制御（ＰＣ／Ｐ）

導入条件

する。

格納 容 器 制御【略語】
D/W ：ＰＣＶドライウェル部
D/W HVH：ドライウェル内ガス冷却装置「Ｄ／Ｗ温度制御」（ＤＷ／Ｔ）

・D/W の空間温度を監視し，制御する。

1.0.6-別紙 4-5

脱出条件

基本的な考え方別紙４（6/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「Ｓ／Ｐ温度制御」

・S/P 水温度及び空間部温度（ＳＰ／Ｔ）

格納 容 器 制御「Ｓ／Ｐ水位制御」（ＳＰ／Ｌ）

導入条件を監視し，制御する。

・S/P 水位を監視し，制御する。

1.0.6-別紙 4-6

脱出条件

基本的な考え方別紙４（7/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「Ｓ／Ｐ水位制御」

・S/P 水位を監視し，制御す（ＳＰ／Ｌ）

導入条件

る。

（続き）

「ＰＣＶ水素濃度制御」

・PCV 内の水素及び酸素濃度を監視し，制御する。

（ＰＣ／Ｈ）

格納 容 器 制御【略語】
FCS ：可燃性ガス濃度制御系
CAMS：ＰＣＶ雰囲気モニタ

1.0.6-別紙 4-7

脱出条件

基本的な考え方別紙４（8/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「二次格納施設目的

導入条件

・原子炉建屋内での原子炉冷

二次 格 納 施設 制 御制御」

却材圧力バウンダリ漏えい（ＳＣ／Ｃ）の拡大防止，原子炉建屋の健全性確保。
・原子炉建屋内外部への放射能放出の制限使 用 済 燃 料プ ー ル 制 御「使用済燃料プール
制御」

・使用済燃料プール内燃料の損傷防止・緩和（ＳＦ／Ｃ）【略語】
NWL ：通常水位

1.0.6-別紙 4-8

脱出条件

基本的な考え方別紙４（9/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位回復」

目的

導入条件

・原子炉水位を回復する。

（Ｃ１）

不測 事 態【略語】
RCIC：原子炉隔離時冷却系

1.0.6-別紙 4-9

脱出条件

基本的な考え方別紙４（10/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」

目的

導入条件

・原子炉を速やかに減圧する。

（Ｃ２）

不測 事 態【略語】
ADS ：逃がし安全弁（自動減圧機能）

1.0.6-別紙 4-10

脱出条件

基本的な考え方別紙４（11/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」

目的

導入条件

・原子炉を速やかに減圧する。

（Ｃ２）
（続き）

不測 事 態
1.0.6-別紙 4-11

脱出条件

基本的な考え方別紙４（12/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位不明」
（Ｃ３）

目的

導入条件

・原子炉水位が不明な場合に原子炉の冷却を確保する。

不測 事 態
1.0.6-別紙 4-12

脱出条件

基本的な考え方別紙４（13/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＡＭ初期対応」

・ＳＯＰへの移行を円滑にす

（Ｃ４）

導入条件

るために初期対応操作を行う。

不測 事 態【略語】
SOP ：非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

1.0.6-別紙 4-13

脱出条件

基本的な考え方別紙５－１（1/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目
・スクラム警報
・全制御棒挿入状態
・中性子束「減少」

RC
1-1

自動スクラム成功RC
1-2

・全制御棒全挿入位置又は「02」ポジション
全制御棒全挿入又は ・全制御棒炉心状態表示ユニット「02」ポジション
・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）

原子炉
出力

操作手順

1.0.6-別紙 5-1-1

別紙５－１（2/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-1-2

RC
2-1

原子炉水位

RC
2-2

・給復水系の運転正常
給復水系（H/W 含む）
・H/W 水位正常
正常・給水制御系正常

・原子炉水位

原子炉
水位

操作手順

別紙５－１（3/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

原子炉
水位

1.0.6-別紙 5-1-3

原子炉
圧力対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
2-3

原子炉水位連続監視，調整 L－3～L－8 ・原子炉水位
に維持

RC
3-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
3-2

EHC 圧力制御正常

・タービンバイパス弁の追従状況

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

RC
3-3

操作手順

別紙５－１（4/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目
・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

RC
3-4

SRV 開固着なし

RC
3-5・原子炉圧力SRV による原子炉圧
・SRV 開閉表示灯
力調整
・SRV 排気管温度

原子炉
圧力

操作手順

1.0.6-別紙 5-1-4

別紙５－１（5/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-1-5

タービン
・電源

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
4-1

所内電源有

・常用 6.9kV 母線電圧RC4-2MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
4-3

EHC 圧力制御正常

・タービンバイパス弁の追従状況

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

RC
4-4

操作手順

別紙５－１（6/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

モニタ
確認

対応時の判断項目

RC
5-1

モニタ確認

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-1-6

・MS モニタ・スタックモニタ・SGTS モニタ
・O/G モニタ・LDS モニタ
・モニタリングポスト
・その他放射線モニタ

操作手順

別紙５－１（7/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-1-7

格納容器
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
6-1

D/W 圧力 13.7kPa[gag・D/W 圧力
e]以上

RC
6-2

D/W HVH 戻り温度
65℃（局所 66℃）
以上

RC
6-3

S/P 水温度（バルク）・S/P 水温度（バルク）
32.0℃以上

RC
6-4

S/P 空間部温度（局・S/P 空間部（局所）温度
所）82.0℃以上

RC
6-5

S/P 水位＋16.7 ㎝
以上

・S/P 水位RC
6-6

S/P 水位－4.7 ㎝
以下

・S/P 水位RC
6-7MSIV 全閉後 12 時間
・MSIV 閉時刻以内に冷温停止でき
・原子炉冷却材温度
ない場合

・D/W HVH 戻り温度
・D/W 局所温度

操作手順

別紙５－１（8/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

二次格納
施設制御
への導入

1.0.6-別紙 5-1-8

使用済燃
料プール
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
7-1

・ECCS 機器室周囲温度・換気差温
原子炉冷却材圧力バ度
ウンダリ漏えい警報 ・LDS 論理作動状況
・放射線モニタ指示
発生・火災報知設備RC
8-1

使用済燃料プール
・使用済燃料プール温度
温度高警報 50℃以上

RC
8-2

使用済燃料プール水
位低警報 NWL －142 ・使用済燃料プール水位
㎜以下

操作手順

別紙５－１（9/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-1-9

復旧対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
9-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
9-2

MSIV 開可能・復水器使用可能・隔離信号の有無

RC
9-3

PLR ポンプ運転中・PLR ポンプ運転状態
・炉心流量

操作手順

別紙５－２（1/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

RCQ
1-1

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-1

原子炉出力 3％以上

・原子炉出力タービン運転中・タービン主要弁の開閉状態
・タービントリップ警報
・タービンの回転速度

反応度
制御
ＲＣ／Ｑ
RCQ
1-2

操作手順

別紙５－２（2/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-2

RCQ
2-1

中性子束振動発生の・原子炉出力有無

RCQ
2-2

S/P 水温ＳＬＣ・原子炉出力・S/P 水温操作手順

別紙５－２（3/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-3

RCQ
3-1

原子炉出力

・原子炉出力

RCQ
3-2

原子炉隔離

・MSIV 開閉状態
・タービンバイパス弁開閉状態

RCQ
3-3

水位 L－3～L－8 に維持・原子炉水位

水位

操作手順

別紙５－２（4/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RCQ
4-1

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

RCQ
4-2

タービンバイパス弁 ・原子炉圧力にて原子炉圧力を一 ・MSIV 開閉状態
定に維持
・タービンバイパス弁開閉状態

RCQ
5-1

給水を絞り，原子炉 ・原子炉出力
出力 3％未満を維持 ・原子炉水位する（下限 L-2 まで） ・給水制御系

RCQ
5-2

水位 L－1＋500 ㎜～
・原子炉水位＋1500 ㎜に維持

圧力

1.0.6-別紙 5-2-4
水位低下

操作手順

別紙５－２（5/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-2-5

減圧対応時の判断項目

判断のための確認項目

RCQ
6-1

タービンバイパス弁
・原子炉圧力にて減圧し，水位L－1＋500 ㎜～
・原子炉水位＋1500 ㎜に維持

RCQ
6-2

SRV（ADS）2 弁開にし・原子炉圧力て減圧し，水位
L－1＋500 ㎜～
・原子炉水位＋1500 ㎜に維持

RCQ
6-3

SRV（ADS）1 弁ずつ順
・原子炉圧力次開放し，水位
L－1＋500 ㎜～
・原子炉水位＋1500 ㎜に維持

操作手順

別紙５－２（6/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-2-6

ＲＣ／Ｑ
水位不明

対応時の判断項目

RCQ
7-1

判断のための確認項目

SRV（ADS）2 弁開にし・原子炉圧力て炉心冠水最低圧力
・原子炉水位まで注水維持操作手順

別紙５－３（1/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-3-1

RCL
1-1

水位 L－3～L－8 に維・原子炉水位
持

RCL
1-2

水位下降中

水位

・原子炉水位

操作手順

別紙５－３（2/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RCL
1-3

ECCS 及び給復水系作 ・ECCS の作動状況
動せず
・給復水系の作動状況

RCL
1-4

水位 L－1 以上維持可能

水位
1.0.6-別紙 5-3-2・原子炉水位

操作手順

別紙５－４（1/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-4-1CD
1-1

主復水器使用可能

・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常CD
1-2

減圧手段選択・原子炉圧力・S/P 水温度

減圧

操作手順

別紙５－４（2/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

・原子炉水位
・原子炉圧力・RHR の状態

RHR SDC 起動

水位

CD
2-1

水位 L－1～L－8 に維・原子炉水位
持

1.0.6-別紙 5-4-2

減圧

CD
1-3

操作手順

別紙５－５（1/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-5-1

PCP
1-1

・D/W 圧力N2 又は空気漏えいに ・D/W 温度
よるか・D/W 酸素濃度
・N2 使用量PCP
1-2

水位 L－1 未満経験

ＰＣＶ
圧力制御

・原子炉水位記録計・警報記録（アラームタイパ）

操作手順別紙５－５（2/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

PCP
1-3

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-5-2

水位 L－0 以上維持

・原子炉水位

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS による γ 線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

ＰＣＶ
圧力制御

PCP
1-4

操作手順

別紙５－５（3/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

S/P 圧力 13.7kPa[gag・S/P 圧力e]～98.0kPa[gage]

1.0.6-別紙 5-5-3

S/P 圧力 98.0kPa[gag・S/P 圧力e]～245kPa[gage]
ＰＣＶ
圧力制御

PCP
2-1
S/P 圧力 245kPa[gage・S/P 圧力]～279kPa[gage]

S/P 圧力 279kPa[gage・S/P 圧力]～310kPa[gage]

操作手順別紙５－５（4/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

PCP
2-2

判断のための確認項目

24 時間以内に S/P 圧
力 13.7kPa[gage] 未 ・S/P 圧力
満1.0.6-別紙 5-5-4

ＰＣＶ
圧力制御
PCP
2-3

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度操作手順

別紙５－５（5/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCP
2-4

原子炉
満水

PCP
3-1

S/P 圧力 279kPa[gage・S/P 圧力]以下維持可能1.0.6-別紙 5-5-5

ＰＣＶ
圧力制御

RHR が PCV スプレイに使用できない場合
は代替格納容器スプ
・S/P 圧力
レイ冷却系（常設）・RHR の運転状態
起動・ 代 替 格 納 容 器 スプ レ イ 冷 却系
・開始 S/P 圧力（常設）の状態
279kPa[gage]・停止 S/P 圧力
217kPa[gage]

操作手順別紙５－５（6/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

ＰＣＶ
ベント

PCP
4-1

1.0.6-別紙 5-5-6

対応時の判断項目

判断のための確認項目

炉心損傷の有無

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度操作手順

別紙５－６（1/1）

ＥＯＰ「Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

D/W 局所温度 66℃
未満・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

D/W 局所温度 90℃
到達・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
近接・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
以上

・D/W 局所温度

DWT
1-2

D/W 空間部温度制限

・原子炉圧力・D/W 空間部温度

DWT
1-3

D/W スプレイ起動

・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

DWT
1-1
1.0.6-別紙 5-6-1

Ｄ／Ｗ
温度制御

操作手順

別紙５－７（1/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-7-1

Ｓ／Ｐ
温度制御
（水温）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SPT
1-1

S/P 水温度SPT
1-2

24 時間以内に 32℃未・S/P 水温度
満に冷却可能SPT
1-3

S/P 熱容量制限

・S/P 水温度

・原子炉圧力・S/P 水温度

操作手順

別紙５－７（2/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-7-2

Ｓ／Ｐ
温度制御
（空間部）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SPT
2-1

S/P 空間部温度

・S/P 空間部温度

SPT
2-2

S/P 水温度 49℃以上

・S/P 水温度

SPT
2-3

S/P 熱容量制限

・原子炉圧力・S/P 水温度

操作手順

別紙５－８（1/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-8-1

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

SPL
1-1

判断のための確認項目

S/P 水位＋16.7 ㎝
以上

・S/P 水位

S/P 水位＋26.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位＋5.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位＋6.0m
近接・S/P 水位

S/P 水位＋6.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位 EL 32.4m
到達・S/P 水位・D/W 水位高高表示灯

操作手順

別紙５－８（2/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

SPL
1-2

判断のための確認項目

24 時間以内に＋16.7
・S/P 水位㎝未満

S/P 水位－4.7 ㎝以下 ・S/P 水位
1.0.6-別紙 5-8-2

SPL
2-1
Ｓ／Ｐ
水位制御
（低）

SPL
2-2

S/P 水位－14.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位－50 ㎝以下

・S/P 水位24 時間以内に－4.7
・S/P 水位㎝超過

操作手順

別紙５－９（1/1）

ＥＯＰ「ＰＣＶ水素濃度制御（ＰＣ／Ｈ）」操作等判断基準一覧
制御項目

ＰＣＶ
水素濃度
制御
ＰＣ／Ｈ

対応時の判断項目

PCH
1-1

判断のための確認項目

水素濃度 3.4vol％以・PCV 水素濃度上

操作手順

1.0.6-別紙 5-9-1

別紙５－１０（1/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5.10-1

SCC
1-1

・漏えい箇所の隔離
漏えい箇所自動隔離・表示灯
失敗
・漏えい判断時のパラメータ指示

SCC
1-2

漏えい箇所遠隔手動 ・漏えい箇所の隔離・漏えい判断時のパラメータ指示
隔離失敗

二次格納
施設制御
ＳＣ／Ｃ

操作手順

別紙５－１０（2/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5.10-2

二次格納
施設制御

対応時の判断項目

SCC
1-3

判断のための確認項目

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

操作手順

別紙５－１０（3/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

SCC
2-1

1.0.6-別紙 5.10-3

漏えい箇所隔離成功

・漏えい箇所の隔離

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS による γ 線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

二次格納
施設制御
（急速減
圧より）
SCC
2-2

判断のための確認項目

操作手順別紙５－１１（1/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-11-1

使用済燃
料プール
制御
（水温）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SFC
1-1

・使用済燃料プール冷却系の状態
使用済燃料プール冷・RHR 系統の状態
却系統の運転状態
・代替燃料プール冷却系の状態

SFC
1-2

・使用済燃料プール冷却系の状態
使用済燃料プール冷・RHR 系統の状態
却系統の復旧・代替燃料プール冷却系の状態

SFC
1-3

使用済燃料プール水
・使用済燃料プール水温度
温度低下中

操作手順

別紙５－１１（2/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-11-2

SFC
1-4

使用済燃料プール温・使用済燃料プール水温度度 100℃到達

SFC
1-5

使用済燃料プール水
・使用済燃料プール水温度
温 50℃未満

使用済燃
料プール
制御
（水温）

操作手順

別紙５－１１（3/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-11-3

SFC
2-1

使用済燃料プール水
位・使用済燃料プール水位
戻り配管下端（NWL－
230mm）以上維持可能

SFC
2-2

使用済燃料プール水
位・使用済燃料プール水位
戻り配管下端（NWL－
230mm）未満継続

使用済燃
料プール
制御
（水位）

操作手順

別紙５－１１（4/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

使用済燃
料プール
制御
（水位）

対応時の判断項目

SFC
2-3

判断のための確認項目

使用済燃料プール水
位低警報（NWL－142
・使用済燃料プール水位
㎜）以上
水位回復

操作手順

1.0.6-別紙 5-11-4

別紙５－１２（1/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-1C1
1-1

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 2 系統以・ECCS の起動状態
上起動

C1
1-2

水位下降中 or 上昇中 ・原子炉水位

水位回復
Ｃ１

操作手順

別紙５－１２（2/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-2

C1
2-1

炉 圧 1.03MPa[gage]
・原子炉圧力
以上

C1
2-2

水位上昇中

水位
下降中

・原子炉水位

操作手順

別紙５－１２（3/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-3C12-3

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

C1
2-4

低圧代替注水系起動

水位下降中・低圧代替注水系（常設）の起動
状態

操作手順

別紙５－１２（4/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

C1
3-1

1.0.6-別紙 5-12-4

水位上昇中

判断のための確認項目

・原子炉水位RCIC 又は高圧代替注・RCIC の運転状態
水系作動中
・高圧代替注水系の運転状態

C1
3-2

TAF 継続時間の確認

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間
・TAF 継続時間

C1
3-3

TAF 未満・原子炉水位

操作手順

別紙５－１２（5/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

水位
上昇中

対応時の判断項目

C1
3-4

ECCS 1 系統以上
起動判断のための確認項目

・ECCS の起動状態

操作手順

1.0.6-別紙 5-12-5

別紙５－１２（6/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-12-6

（急速減
圧より）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C1
4-1

原子炉水位 L－0 以下 ・原子炉水位

C1
4-2

再冠水維持
低圧注水系 1 系統
以上運転

・低圧注水系の運転状態

C1
4-3

スプレイ冷却維持
HPCS 又は LPCS 運転

・HPCS の運転状態
・LPCS の運転状態

操作手順

別紙５－１３（1/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-13-1

・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

C2
1-1

ADS 全弁順次開放（ADS 7 弁開放）C2
1-2・原子炉圧力ADS＋SRV の合計 7 弁
・SRV 開閉表示灯
まで追加開放・SRV 排気管温度

急速減圧
Ｃ２

操作手順

別紙５－１３（2/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-13-2

急速減圧
Ｃ２

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C2
1-3

・原子炉圧力ADS 又は SRV 1 弁以上
・SRV 開閉表示灯
開放・SRV 排気管温度C2
1-4

代替減圧手段・RCIC の運転状態

C2
1-5

減圧可能

・原子炉圧力

操作手順

別紙５－１３（3/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

C2
1-6

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-13-3

水位判明

・原子炉水位D/W 空間部温度制限

・水位不明判断曲線
・原子炉圧力・D/W 空間部温度

急速減圧
Ｃ２
C2
1-7

操作手順

別紙５－１４（1/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-14-1C31-1

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

C3
1-2

低圧代替注水系起動

注水確保

・低圧代替注水系（常設）の起動
状態

操作手順

別紙５－１４（2/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-2

注水確保

対応時の判断項目

C3
1-3

判断のための確認項目

低圧で原子炉へ注水
・復水系の復旧可能な系統，低圧代・ECCS の復旧
替注水系（常設）復・低圧代替注水系（常設）の復旧
旧

操作手順

別紙５－１４（3/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目
・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

1.0.6-別紙 5-14-3

C3
2-1

SRV 1 弁以上開C3
2-2

MD RFP 又は HPCS 注入 ・MD RFP の運転状態
不能
・HPCS の運転状態

満水注入

操作手順

別紙５－１４（4/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-4

満水注入

対応時の判断項目

C3
2-3

減圧注水維持判断のための確認項目

・原子炉圧力・原子炉水位

操作手順

別紙５－１４（5/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-14-5C32-4・復水系の運転状態
低圧で原子炉へ注水・ECCS の運転状態
可能な系統 1 系統の・原子炉圧力
みで満水
・S/P 圧力C32-5低圧で原子炉へ注水可能な系統を 1 系統
ずつ順次起動して満水

満水注入

・復水系の運転状態
・ECCS の運転状態
・原子炉圧力・S/P 圧力操作手順

別紙５－１４（6/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-6

満水注入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C32-6・原子炉圧力SRV 開個数を減らし ・S/P 圧力（最少 1 弁）満水・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

C3
2-7

他の代替確認方法に・原子炉圧力て原子炉満水を確認
・SRV 排気管温度
する。

C3
2-8

・原子炉圧力ADS 弁を 7 弁開とし・原子炉水位て代替注水系を起動
・SRV 開閉表示灯
し原子炉水位をでき・SRV 排気管温度
るだけ上昇させる。
・代替注水系の起動状況

操作手順

別紙５－１４（7/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

水位計
復旧

対応時の判断項目

C3
3-1

判断のための確認項目

・原子炉水位
最長許容炉心露出時・最長許容炉心露出時間
間内に水位判明
・原子炉停止後の時間

操作手順

1.0.6-別紙 5-14-7

別紙５－１５（1/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-15-1

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

C4
1-1

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水系統を起動・原子炉への注水系統の起動状態

操作手順

別紙５－１５（2/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-15-2

C41-2

原子炉水位 L－1 未満 ・原子炉水位

C4
1-3

原子炉水位
BAF＋20％到達

・原子炉水位

炉心損傷開始確認

・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

C4
1-4

操作手順

別紙５－１５（3/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-15-3

C4
2-1

RHR が PCV スプレイに使用できない場合
は代替格納容器スプ
・S/P 圧力
レイ冷却系（常設）・RHR の運転状態
起動・ 代 替 格 納 容 器 スプ レ イ 冷 却系
・開始 S/P 圧力（常設）の状態
465kPa[gage]・停止 S/P 圧力
400kPa[gage]

C4
3-1

代替循環冷却系原子
・代替循環冷却系の運転状態
炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・100m3/h

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

操作手順

別紙６（1/14）

ＥＯＰ
手順項目
常設代替交流電源設備起動ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

MCR にて，常設代替交流電源設備を起動する。

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備の起動を確認し，緊急用 M/C を受電する。
緊急用 M/C 受電
常設代替交流電源設備による交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止
緊急用 M/C から M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，緊急用 M/C から M/C 2C 又は 2D を受電する。
2D 受電

電源確 保 ※①

1.0.6-別紙 6-1

交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動阻止
HPCS D/G による M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，HPCS D/G から M/C 2E を経由して M/C 2C 又
2D 受電
は 2D を受電する。
交流電源負荷抑制のため非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止の可搬型代替交流電源設備によため CS を「切」又は「切保持」とし，可搬型代替交流電源設備が P/C 2C 及び 2D 連絡
る P/C 2C 及び 2D 受電
母線に受電されていることを確認後，P/C 2C 及び 2D を受電する。
125V A 系及び B 系蓄電池によ
自動受電開始から 8 時間以降に直流電源負荷抑制のため，電源負荷の遮断器「切」とる直流 125V 主母線盤 2A 及びし，交流電源復旧までの延命処置をする。
2B 受電
可搬型代替交流電源設備によ 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流る直流 125V 主母線盤 2A 及び 電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，直流
2B 受電
125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（2/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備により非常用母線を受電し，直流 125V 充電器 A 及び B を受電す
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2Bる。
受電

1.0.6-別紙 6-2

電源確 保 ※①

可搬型代替交流電源設備によ可搬型代替交流電源設備により非常用母線を受電し，直流 125V 充電器 A 及び B を受電る直流 125V 主母線盤 2A 及び
する。
2B 受電
常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備により緊急用 M/C，P/C，MCC を受電する。
緊急用 M/C，P/C，MCC 受電
可搬型代替交流電源設備によ可搬型代替交流電源設備により緊急用 P/C，MCC を受電する。
る緊急用 P/C，MCC 受電
緊急用 125V 蓄電池の延命処置として直流電源負荷抑制のため，電源負荷の遮断器「切」
常設代替直流電源設備による及び 125V A 系，B 系蓄電池の遮断器を開放後，緊急用直流 125V 主母線盤，可搬型代
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B
替直流電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，受電
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。
常設代替直流電源設備による常設代替直流電源設備の起動を確認後，常設代替直流電源設備用電源切替盤及び緊急緊急用直流 125V 主母線盤受用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する。
電※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（3/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

電源確 保 ※①

可搬型代替直流電源設備によ可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤及びる緊急用直流 125V 主母線盤
緊急用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する。
受電
可搬型代替直流電源設備によ 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流る直流 125V 主母線盤 2A 及び 電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，直流
2B 受電
125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。

反応度制 御 ※②

1.0.6-別紙 6-3

D/G 2C，2D 及び HPCS D/G 海
D/G 2C，2D 及び HPCS D/G 海水系への代替送水により，非常用 D/G の機能を回復する。
水系への代替送水
SLC による反応度制御

SLC ポンプを起動し，ほう酸水注入により反応度を制御する。

制御棒挿入による反応度制御

手動スクラムスイッチ，原子炉モードスイッチ，代替制御棒挿入機能（自動・手動），選択制御棒挿入機構（自動・手動）及び現場操作による制御棒挿入により反応度を制御する。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（4/14）

ＥＯＰ

ＡＭ設備別操作手順書一覧

手順項目

項目概要

RCIC による原子炉注水

RCIC を起動し，原子炉へ注水する。

HPCS による原子炉注水

HPCS を起動し，原子炉へ注水する。

高圧代替注水系による原子炉
高圧代替注水系を起動し，原子炉へ注水する。
注水
LPCS による原子炉注水

LPCS を起動し，原子炉へ注水する。

原子炉注 水 ※③

1.0.6-別紙 6-4

RHR（低圧注水系）による原子
RHR（低圧注水系）により原子炉へ注水する。
炉注水
CRD による原子炉注水

CRD ポンプを起動し，原子炉へ注水する。

SLC による原子炉注水

SLC ポンプを起動し，原子炉へ注水する。

高圧代替注水系の現場起動に高圧代替注水系を現場で起動し，原子炉へ注水する。
よる原子炉注水
低圧代替注水系（常設）によ低圧代替注水系（常設）を起動し，原子炉へ注水する。
る原子炉注水低圧代替注水系（可搬型）に 系統構成を行い，低圧代替注水系（可搬型）の起動を確認し，原子炉への注水を確認
よる原子炉注水する。
代替循環冷却系による原子炉
代替循環冷却系を起動し，原子炉へ注水する。
注水
消火系による原子炉注水

消火系を起動し，原子炉へ注水する。

CST 系による原子炉注水

CST 系を起動し，原子炉へ注水する。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（5/14）

ＥＯＰ

ＡＭ設備別操作手順書一覧

原子炉 減圧 ※④

1.0.6-別紙 6-5

手順項目

項目概要

SRV による原子炉減圧（電源確保）

常設代替高圧電源装置，常設代替直流電源設備，可搬型代替低圧電源車，可搬型代替直流設備のいずれかにより，弁の駆動電源を確保し，SRV を操作し原子炉を減圧する。

SRV による原子炉減圧（駆動源確保）代替逃がし安全弁駆動装置，窒素発生装置，予備の高圧窒素ガスボンベのいずれかにより，弁の駆動源を確保し，SRV を操作し原子炉を減圧する。

代替減圧手段による原子炉の減圧

RCIC，高圧代替注水系，CUW 又はタービンバイパス弁により，原子炉を減圧する。

RHR（サプレッション・プール冷
SRV による原子炉減圧等により，温度が上昇するサプレッション・プール水を RHR却系）によるサプレッション・で冷却する。
プール冷却
代替循環冷却系によるサプレッ SRV による原子炉減圧等により，温度が上昇するサプレッション・プール水を代替循
ション・プール冷却
環冷却系にて冷却する。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（6/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

1.0.6-別紙 6-6

原子炉格納容 器 冷却 ※⑤

代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉（常設）による格納容器スプレ
格納容器の冷却をする。
イ
代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器へスプレイし，原子（可搬型）による格納容器スプ
炉格納容器の冷却をする。
レイ
RHR（格納容器スプレイ冷却系） RHR（格納容器スプレイ冷却系）により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容による格納容器スプレイ
器の冷却をする。
代替循環冷却系による格納容器
代替循環冷却系により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器の冷却をする。
スプレイ
CST 系による格納容器スプレイ

CST 系により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器の冷却をする。

消火系による格納容器スプレイ

消火系（常設）により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器の冷却をする。

ドライウェル内ガス冷却装置に
ドライウェル内ガス冷却装置の起動により原子炉格納容器内の冷却をする。
よる格納容器冷却※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（7/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

格納容器圧力逃がし装置（サプ
格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）により原子炉格納容器をレッション・チェンバ側）によ減圧する。
る格納容器減圧

1.0.6-別紙 6-7

原子炉格納容 器 減圧 ※⑥

格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による格納容器減 格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）により原子炉格納容器を減圧する。
圧
耐圧強化ベント系（サプレッシ
耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）により原子炉格納容器を減圧すョン・チェンバ側）による格納る。
容器減圧
耐圧強化ベント系（ドライウェ
耐圧強化ベント系（ドライウェル側）により原子炉格納容器を減圧する。
ル側）による格納容器減圧
格納容器圧力逃がし装置（サプ
格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）の遠隔手動弁操作設備をレッション・チェンバ側）の現現場で手動操作し，原子炉格納容器を減圧する。
場操作による格納容器減圧
格納容器圧力逃がし装置（ドラ
格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の遠隔手動弁操作設備を現場で手動操イウェル側）の現場操作による作し，原子炉格納容器を減圧する。
格納容器減圧(現場操作)※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（8/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

フィルタ装置スクラビング水補 フィルタ装置水位が通常水位を下回り,下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ水張りを実施する。
給

1.0.6-別紙 6-8

原子炉格納容 器 減圧 ※⑥

格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置にサプレッション・プール水ｐＨ
よる薬液注入により原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッショ
制御装置による薬液注入
ン・プール水中によう素を捕捉することで，よう素の放出量を低減する。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント停止後，水の放射線分解によ
格納容器内の不活性ガス（窒素って発生する可燃性ガス濃度の上昇を抑制するため，可搬型窒素供給装置により不ガス）置換活性ガス（窒素ガス）に置換を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント停止後，排気中に含まれる可フィルタ装置の不活性ガス（窒燃性ガス及び使用後に水の放射線分解により発生する可燃性ガスによる爆発を防止素ガス）置換するため，フィルタ装置を不活性ガス（窒素ガス）に置換する。
フィルタ装置スクラビング水移 フィルタ装置の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するため，フィル
タ装置のスクラビング水をサプレッション・プールへ移送を実施する。
送
中央制御室退避室正圧化

炉心損傷後において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，退避する中央制御室
退避室を空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室退避室の居住性を確保する。

第二弁操作室の正圧化

炉心損傷後において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，弁操作員が退避する
第二弁操作室を空気ボンベユニットにより加圧し，居住性を確保する。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（9/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

1.0.6-別紙 6-9

原子炉格納容 器下 部注 水 ※⑦

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 格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
部）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 格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ル部）注水
消火系（常設）によるペデスタ
消火系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ル（ドライウェル部）注水CST 系によるペデスタル（ドラCST 系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
イウェル部）注水※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（10/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

格納容器圧力逃がし装置による格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の水素ガス・酸素ガスを排出し，格納容器水素ガス・酸素ガスの格納容器内の水素濃度を制御する。
排出1.0.6-別紙 6-10

水素 対策 ※⑧

FCS による原子炉格納容器内のFCS により原子炉格納容器内の水素濃度を制御する。
水素濃度制御格納容器内雰囲気モニタによる格納容器内雰囲気モニタにより原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を計測す
原子炉格納容器内の水素濃度及る。
び酸素濃度計測
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ） 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により原子炉格納容による原子炉格納容器内の水素 器内の水素濃度及び酸素濃度を計測する。
濃度及び酸素濃度計測
原子炉建屋原子炉棟の水素濃度
原子炉建屋原子炉棟水素濃度計により水素濃度を監視する。
計測※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（11/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

1.0.6-別紙 6-11

使用済燃料プ ール 注水 ※⑨

低圧代替注水系（常設）による代替燃料プール注水系（注水ラ 低圧代替注水系（常設）により代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使イン）を使用した使用済燃料プ 用済燃料プールへ注水する。
ール注水
可搬型代替注水中型ポンプ又は大型ポンプによる代替燃料プー 可搬型代替注水中型ポンプ又は大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライ
ル注水系（注水ライン）を使用 ン）を使用して使用済燃料プールへ注水する。
した使用済燃料プール注水
CST 系による使用済燃料プール
CST 系により使用済燃料プールへ注水する。
注水
消火系による使用済燃料プール
消火系（消火栓又はＲＨＲライン）により使用済燃料プールへ注水する。
注水※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（12/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

1.0.6-別紙 6-12

使用 済 燃 料プ ー ル 冷却 ※低圧代替注水系（常設）による代替燃料プール注水系（常設ス 低圧代替注水系（常設）により代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使
プレイヘッダ）を使用した使用 用して使用済燃料プールへ注水する。
済燃料プールスプレイ
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 可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を
スプレイヘッダ）を使用した使 使用して使用済燃料プールへ注水（淡水／海水）する。
用済燃料プールスプレイ
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 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）型スプレイノズル）を使用した を使用して使用済燃料プールへ注水（淡水／海水）する。
使用済燃料プールスプレイ
代替燃料プール冷却系による使代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却する。
用済燃料プール冷却※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（13/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

除熱 ※⑪
冷却 水確 保 ※⑫

1.0.6-別紙 6-13

RHR（原子炉停止時冷却系）によ
RHR（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
る原子炉除熱残留熱除去系海水系による冷却残留熱除去系海水系により，RHR の冷却水を確保する。
水確保

代替循環冷却系による格納容器
代替循環冷却系により原子炉格納容器を除熱する。
除熱

緊急用海水系による冷却水確保

緊急用海水系により，RHR の冷却水を確保する。

代替残留熱除去系海水系による代替残留熱除去系海水系により，RHR の冷却水を確保する。
冷却水確保※：手順項目番号はフローチャートにて使用

別紙６（14/14）

ＥＯＰ
手順項目

ＡＭ設備別操作手順書一覧
項目概要

中央制御室換気系起動（閉回路 通常換気系隔離を確認し，中央制御室換気系（閉回路循環運転）を起動（自動・手
循環運転）
動）する。

1.0.6-別紙 6-14

中央 制 御室居住 性確保 ※⑬

非常用ガス処理系及び非常用ガ 通常換気系隔離を確認し，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を起動（自動・ス再循環系起動手動）する。
中央制御室酸素及び二酸化炭素
中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定する。
測定
中央制御室換気系起動（外気取 中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度測定から中央制御室換気系起動（外気取入れ
入れ運転）運転）を行う。
中央制御室用可搬型照明設置

中央制御室に可搬型照明を設置する。

中央制御室退避室用可搬型照明
中央制御室退避室に可搬型照明を設置する。
設置
データ表示装置（退避室）設置

中央制御室退避室にデータ表示装置（退避室）を設置する。

中央制御室退避室酸素及び二酸
中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度測定を測定し，濃度を管理する。
化炭素測定及び管理
衛星電話設備（可搬型）（退避室）
中央制御室退避室に衛星電話設備（可搬型）（退避室）を設置する。
設置
放射線防護具着用

中央制御室運転員等の放射線防護具装備について定める。

※：手順項目番号はフローチャートにて使用別紙７（1/11）

1.0.6-別紙 7-1

別紙７（2/11）

1.0.6-別紙 7-2

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（3/11）

1.0.6-別紙 7-3

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（4/11）

1.0.6-別紙 7-4

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（5/11）

1.0.6-別紙 7-5

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（6/11）

1.0.6-別紙 7-6

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（7/11）

1.0.6-別紙 7-7

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（8/11）

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照
1.0.6-別紙 7-8

別紙７（9/11）

1.0.6-別紙 7-9

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（10/11）

1.0.6-別紙 7-10

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照別紙７（11/11）

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

1.0.6-別紙 7-11

別紙８（1/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称
注水－1「損傷炉心への注水」

目的

移行条件

・炉心損傷後，最初に実施されるストラテジであり，損傷炉心へ注水することによって損傷炉心の冷却を行い，RPVの破損を回避する。

注水－2
・原子炉の水位を長期的に確保「長期の原子炉水位の確する。
保」

1.0.6-別紙 8-1

基本的な考え方別紙８（2/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

注水－3a
・注水－1「損傷炉心への注水」「ＲＰＶ破損前のペデス導入と同時に導入されるスタル（ドライウェル部）
トラテジであり，炉心損傷
初期注水」
後，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）に水を注水することで，放出されるデブリの冷却性向上及びペデスタル（ドライウェル部）の床面コンクリートの浸食抑
制を図る。
注水－3b
・注水－1「損傷炉心への注水」
又は注水－2「長期の原子炉「ＲＰＶ破損後のペデス水位の確保」において RPV がタル（ドライウェル部）
破損し，ペデスタル（ドライ
注水」
ウェル部）にデブリが流出した可能性のある場合，デブリの冷却を行うためペデスタ
ル（ドライウェル部）へ注水する。
注水－4
・注水－3b「ＲＰＶ破損後のペ「長期のＲＰＶ破損後のデスタル（ドライウェル部）
注水」
注水」から，RPV 破損後の原子炉への注水を継続することで格納容器への放熱を抑制するとともに，デブリの冷却を行うためペデスタル（ドライウェル部）注水を継続する。

1.0.6-別紙 8-2

基本的な考え方別紙８（3/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

除熱－1
・注水－1「損傷炉心への注水」「損傷炉心冷却後の除で原子炉水位が確保できた
場合に，注水－2「長期の原熱」
子炉水位の確保」と並行して格納容器の除熱を行い,格納容器の健全性を維持する。

除熱－2
・注水－1「損傷炉心への注水」
又は注水－2「長期の原子炉「ＲＰＶ破損後の初期格水位の確保」において RPV が納容器スプレイ」
破損し，格納容器が過温破損するおそれがあるため，格納容器スプレイを実施する。
除熱－3
・注水－3b「ＲＰＶ破損後のペ「ＲＰＶ 破損後の除熱」
デスタル（ドライウェル部）
注水」及び除熱－2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」において，RPV 破損後のペデスタル（ドライウェル
部）注水及び格納容器スプレ
イを行い，PCV 圧力の低下を確認後，注水－4「長期のＲ
ＰＶ破損後の注水」と並行して格納容器の除熱を行い，格納容器の健全性を維持する。

1.0.6-別紙 8-3

基本的な考え方別紙８（4/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

放出「ＰＣＶ 破損防止」

・注水－1「損傷炉心への注水」
導入と同時に導入されるス
トラテジであり，格納容器の健全性を確認する。
・除熱－1「損傷炉心冷却後の除熱」，除熱－3「ＲＰＶ破損後の除熱」において，S/P
水位が 6.5m に到達した場合，
PCV 圧力が上昇し PCV 破損に至る可能性がある場合，PCV
ベントを行う。また，PCV からの異常な漏えいを認知した場合，PCV からの漏えい影
響を抑制するため，PCV ベントを行う。
・PCV 水素濃度及び酸素濃度を監 視 し ， PCV 酸 素 濃 度 が4.3vol ％ 以 上 に 上 昇 し て き
た場合は PCV ベントを行い，水素及び酸素を放出することにより PCV 破損を防止する。

水素「Ｒ/Ｂ 水素爆発防止」

・注水－1「損傷炉心への注水」
導入と同時に導入されるス
トラテジであり，R/B の水素濃度を監視するとともに，
R/B 水素排出を行い，R/B の水素爆発を防止する。

移行条件

1.0.6-別紙 8-4

基本的な考え方別紙９－１（1/4）

ＳＯＰ「注水－１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧

1.0.6-別紙 9-1-1

制御項目

対応時の判断項目

初期注水

注水 1 原子炉圧力 0.69MPa
1-1 [gage]未満判断のための確認項目

・原子炉圧力

操作手順

別紙９－１（2/4）

ＳＯＰ「注水－１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

初期注水

対応時の判断項目

注水 1 高圧注水系統使用
1-2 可能判断のための確認項目

・高圧注水系統の状態

操作手順

1.0.6-別紙 9-1-2

別紙９－１（3/4）

ＳＯＰ「注水－１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6-別紙 9-1-3

注水 1 低圧注水系統使用
1-3 可能判断のための確認項目

・低圧注水系統の状態

初期注水

注水 1 原 子 炉 水 位 BAF ＋・原子炉水位
1-4 20％到達

操作手順

別紙９－１（4/4）

ＳＯＰ「注水－１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧

1.0.6-別紙 9-1-4

制御項目

対応時の判断項目

ウェル注
水

注水 1 D/W雰囲気温度
2-1 190℃以上

・D/W 雰囲気温度

注水 1
RPV 健全3-1

・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・RPV 下鏡部温度指示値
・格納容器下部水温・D/W 圧力・D/W 雰囲気温度
・ペデスタル（D/W 部）雰囲気
温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度

原子炉圧
力容器破
損の判定

判断のための確認項目

操作手順別紙９－２（1/3）

ＳＯＰ「注水－２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧

1.0.6-別紙 9-2-1

制御項目

対応時の判断項目

長期の原
子炉水位
の確保

注水 2
原子炉水位確認可能
1-1

判断のための確認項目

・原子炉水位

操作手順

別紙９－２（2/3）

ＳＯＰ「注水－２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-2-2

注水 2 原子炉水位確認可能
1-1 （続き）

・原子炉水位

注水 2
RHR 使用不可
1-2

・RHR の状態

長期の原
子炉水位
の確保

操作手順

別紙９－２（3/3）

ＳＯＰ「注水－２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-2-3

原子炉圧
力容器破
損の判定

―

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水 2
RPV 健全2-1

・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・RPV 温度指示値
・格納容器下部水温・D/W 圧力・D/W 雰囲気温度
・ペデスタル（D/W 部）雰囲気
温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度

注水 2 代替循環冷却移行
2-2 不可・代替循環冷却系の状態

操作手順

別紙９－３（1/1）

ＳＯＰ「注水－３ｂ：ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

注水 3b デブリ堆積高さ
1-1 0.2m 以上判断のための確認項目

・デブリ堆積高さ
・格納容器下部水温

1.0.6-別紙 9-3-1

ペデスタ
ル（ドライ
ウェル部）
注水

ペデスタル（ドライ ・ペデスタル（ドライウェル部）
注水 3b
ウェル部）水位 0.5m
水位
1-2
未満
・格納容器下部水温

操作手順

別紙９－４（1/3）

ＳＯＰ「注水－４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-4-1

原子炉
注水

注水 4 RPV ヘッドスプレイ
・RHR（A）系の状態
1-1 使用可能

ウェル注
水

注水 4 D/W雰囲気温度
2-1 190℃以上

・D/W 雰囲気温度

操作手順

別紙９－４（2/3）

ＳＯＰ「注水－４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水 4
RHR 使用不可
3-1

・RHR の状態

注水 4 代替循環冷却移行
3-2 不可・代替循環冷却系の状態

―

操作手順

1.0.6-別紙 9-4-2

別紙９－５（1/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-5-1

損傷炉心
冷却後の
除熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 1
RHR 使用不可
1-1

・RHR の状態

除熱 1 代替循環冷却系
1-2 運転中・代替循環冷却系運転状態

操作手順

別紙９－５（2/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-2

損傷炉心
PCV 圧力 465kPa[gage
除熱 1・PCV 圧力冷却後の]以上又は PCV 温度
1-3
・PCV 温度
除熱
171℃以上操作手順

別紙９－５（3/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-3

除熱 1
代替循環冷却系起動
1-4・代替循環冷却系運転状態

除熱 1
PCV 温度 171℃以上
1-5・PCV 温度

損傷炉心
冷却後の
除熱

代替循環冷却系格納除熱 1
容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
1-6
件到達

操作手順

別紙９－５（4/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

代替循環冷却系格納除熱 1
容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
1-6
件到達（続き）1.0.6-別紙 9-5-4

損傷炉心
冷却後の
除熱

PCV 圧力 465kPa[gage ・PCV 圧力
除熱 1]以上又は PCV 温度 ・PCV 温度
2-1
171℃以上操作手順

別紙９－５（5/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 1
PCV 温度 171℃以上
2-2

判断のための確認項目

・PCV 温度

1.0.6-別紙 9-5-5

損傷炉心
冷却後の
除熱
除熱 1 PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力2-3 ]まで低下

操作手順

別紙９－５（6/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-5-6

損傷炉心
冷却後の
除熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 1
FCS 起動可能
3-1

・FCS の状態

除熱 1
RHR による除熱達成
4-1

・RHR 系の運転状態
・PCV 圧力・PCV 温度

除熱 1
S/P 水位 5.5m 到達
4-2

・S/P 水位操作手順

別紙９－５（7/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-7

除熱 1
S/P 水位 6.4m 到達
4-3

・S/P 水位

除熱 1
S/P 水位 6.5m 到達
4-4

・S/P 水位

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

別紙９－６（1/1）

ＳＯＰ「除熱－２：ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-6-1

ＲＰＶ破
損後の初
期格納容
器スプレ
イ

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 2
・PCV 圧力
PCV 圧力・温度低下中
1-1
・PCV 温度操作手順

別紙９－７（1/7）

ＳＯＰ「除熱－３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-7-1

ＲＰＶ破
損後の除
熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 3
RHR 使用不可
1-1

・RHR の状態

除熱 3 代替循環冷却系
1-2 運転中・代替循環冷却系運転状態

操作手順

別紙９－７（2/7）

ＳＯＰ「除熱－３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-2

PCV 圧力 465kPa[gage
損傷炉心
除熱 3
・PCV 圧力冷却後の]以上又は PCV 温度
1-3
・PCV 温度
除熱
171℃以上

操作手順
・PCV 圧力が 465kPa[gage]以上又は PCV 温
度が 171℃以上の場合は，代替循環冷却系をテストライン運転から格納容器スプレ
イ運転に切り替える。
PCV 圧力 465kPa[gage]以上の場合；
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
150m3/h
PCV 温度 171℃以上の場合；
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
250m3/h
両方のスプレイ制御が同時に導入される場合は流量の多い 250m3/h でスプレイを行う。
・PCV 圧力が 465kPa[gage]未満及び PCV 温
度が 171℃未満である場合は RHR の状態を確認する。

別紙９－７（3/7）

ＳＯＰ「除熱－３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-3

除熱 3
代替循環冷却系起動
1-4・代替循環冷却系運転状態

除熱 3
PCV 温度 171℃以上
1-5・PCV 温度

ＲＰＶ破
損後の除
熱

代替循環冷却系格納除熱 3
容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
1-6
件到達

操作手順

別紙９－７（4/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

代替循環冷却系格納除熱 3
容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
1-6
件到達（続き）1.0.6-別紙 9-7-4

ＲＰＶ破
損後の除
熱

PCV 圧力 465kPa[gage
除熱 3・PCV 圧力]以上又は PCV 温度
2-1
・PCV 温度
171℃以上操作手順

別紙９－７（5/7）

ＳＯＰ「除熱－１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 3
PCV 温度 171℃以上
2-2

判断のための確認項目

・PCV 温度

1.0.6-別紙 9-7-5

ＲＰＶ破
損後の除
熱
除熱 3 PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力2-3 ]まで低下

操作手順

別紙９－７（6/7）

ＳＯＰ「除熱－３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-7-6

ＲＰＶ破
損後の除
熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 3
FCS 起動可能
3-1

・FCS の状態

除熱 3
RHR による除熱達成
4-1

・RHR の運転状態
・PCV 圧力・PCV 温度

除熱 3
S/P 水位 5.5m 到達
4-2

・S/P 水位操作手順

別紙９－７（7/7）

ＳＯＰ「除熱－３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-7

除熱 3
S/P 水位 6.4m 到達
4-3

・S/P 水位

除熱 3
S/P 水位 6.5m 到達
4-4

・S/P 水位

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

別紙９－８（1/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-8-1

放出
1-1

S/P 水位 6.5m 到達

・S/P 水位放出
1-2

RHR 又は代替循環
冷却系起動

・RHR の状態
・代替循環冷却系の状態

ＰＣＶ
ベント

操作手順

別紙９－８（2/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-8-2

ＰＣＶ
ベント

対応時の判断項目

判断のための確認項目

放出
1-3

PCV スプレイ停止条
・PCV 圧力
件到達

放出
1-4

S/P 水温 100℃未満

放出
1-5

FCS 使用可能及び運 ・FCS の状態
転制限圧力以下・PCV 圧力・S/P 水温操作手順

別紙９－８（3/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-8-3

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御

対応時の判断項目

判断のための確認項目

放出
2-1

FCS 起動可能

・FCS の状態

放出
2-2

FCS 運転制限圧力
以下・PCV 圧力放出
2-3

PCV 酸素濃度
3.5vol％以上

・PCV 酸素濃度

操作手順

別紙９－８（4/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-8-4放出
2-4PCV 酸素濃度
4.0vol％以上

・PCV 酸素濃度

放出
2-5

PCV 酸素濃度
4.3vol％以上

・PCV 酸素濃度

放出2-6S/P 水温 100℃未満

・S/P 水温

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御

操作手順

別紙９－８（5/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-8-5

放出
2-7

FCS 使用可能及び運 ・FCS の状態
転制限圧力以下・PCV 圧力放出
2-8

RHR 又は代替循環
冷却系の復旧

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御
・RHR の状態
・代替循環冷却系の状態

操作手順

別紙９－９（1/1）

ＳＯＰ「水素：Ｒ／Ｂ水素爆発防止」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｒ／Ｂ水
素爆発防
止

対応時の判断項目

水素
1-1

判断のための確認項目

R/B 水素濃度 2vol％
・R/B 水素濃度
到達

操作手順

1.0.6-別紙 9-9-1

別紙１０
重大事故等対策要領概要

分編①
重大事故等対策要領

重大事故編【重大事故等対策要領（重大事故編）】
重大事故発生時の体制
重大事故発生時の対応○事前対策○重大事故等発生時の活動○個別手順
・常設代替高圧電源装置起動・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
・大気への放射性物質の拡散抑制
・チェンジングエリア設営
・その他

分編②
大規模損壊編【重大事故等対策要領（大規模損壊編）】
大規模損壊対応の適用条件
大規模損壊発生時の体制
大規模損壊発生時の対応○予兆情報による事前対応（プラント停止，ＲＣＩＣ起動など）○事象発生直後の対応，達成すべき目標設定○個別戦略フローへの展開○個別手順による対応操作
・炉心損傷緩和・原子炉格納容器破損緩和
・使用済燃料プール水位確保，燃料損傷緩和・放射性物質放出低減
・大規模損壊に伴う火災への対応
・その他（アクセスルート確保）

1.0.6-別紙 10

別紙１１（1/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-1

別紙１１（2/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-2

別紙１１（3/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-3

添付資料 1.0.7

東海第二発電所

有効性評価における重大事故対応時の手順について

目

次

１．運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
１．１

高圧・低圧注水機能喪失

１．２

高圧注水・減圧機能喪失

１．３

全交流動力電源喪失

１．３．１

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

１．３．２

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

１．３．３

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

１．４

崩壊熱除去機能喪失

１．４．１

取水機能が喪失した場合

１．４．２

残留熱除去系が故障した場合

１．５

原子炉停止機能喪失

１．６

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

１．７

格納容器バイパス（インターフェースシステムＬＯＣＡ）

１．８

津波浸水における注水機能喪失

２．重大事故２．１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

２．２

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

２．３

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

２．４

水素燃焼

２．５

溶融炉心・コンクリート相互作用

目-1３．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
３．１

想定事故１

３．２

想定事故２

４．運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
４．１

崩壊熱除去機能喪失

４．２

全交流動力電源喪失

４．３

原子炉冷却材の流出

目-2

1.1
特

高圧・低圧注水機能喪失
徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失
事故を除く。
）の発生後，高圧及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，
原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位

事
故
条
件

項目

主要解析条件

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失

外部電源

外部電源ありが低下し，緩和措置が取られない
場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去
機能喪失を想定する。

基本的な考え方
原子炉圧力容器を強制的に減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復
操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧
ｉ．原子炉水位の調整操作
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による
納容器冷却
ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
ｎ．タンクローリによる燃料給油
操作o．使用済燃料プールの冷却操作

解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循
環ポンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，燃料被覆管温度の観点
で厳しくなる外部電源ありを設定

1
1
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.1-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書「給水流量全喪失」事象発生

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル 3）～原子炉水位高（レベル 8）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系が自動起動するが，低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対応要領

1.0.7-1.1-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラムに移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.1-8

A詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

低圧注水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし
安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

非常時運転手順書（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

E

力の監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

E

力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）により，格納容器スプレイを行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施する。
また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することに非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

Fより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイを停止する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-11

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納容器ベントを実施する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-12

1.2
特高圧注水・減圧機能喪失
徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失
事故を除く。
）の発生後，高圧注
水機能が喪失するとともに，原子炉減圧機能も喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失する

事
故
条
件

項目

主要解析条件

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源ありことを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容
器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続
し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の原子炉減圧機能により原子炉を減圧し低圧注水機能を用いて原子炉へ注水することに
よって炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．高圧注水機能の回復操作
ｅ．低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認ｆ．原子炉自動減圧の確認
ｇ．原子炉水位の調整操作
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール
冷却ｉ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循
環ポンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，燃料被覆管温度の観点
で厳しくなる外部電源ありを設定

1
2
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.2-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.2-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラント 状態を 的確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系は自動起動するが，減圧機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧で原子炉へ注水可能な系
統 1 系統以上起動していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉水位異常低下（レベル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D１）以下の状態が 10 分継続し，かつ低圧注水系又は低圧炉心ス
プレイ系が起動している場合，
過渡時自動減圧機能回路が作動し，逃がし安全弁 2 弁による原子炉減圧が開始される。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉減圧により,残留熱除非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

去系（低圧注水系）及び低圧炉
心スプレイ系による注水が開始
され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧注水系及び低圧炉心スプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

レイ系により，原子炉水位が原
子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.2-8

A

原子炉注水

重大事故等対策要領

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

逃がし安全弁の排気により，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
「Ｓ／Ｐ温度制御」にてサプ
レッション・プール冷却操作を行う。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御

E
ＡＭ設備別手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-9

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.1 全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
特

徴

全交流動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失することで，原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原
子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場
合には，原子炉水位の低下が継続
し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
一定期間の蓄電池からの給電を確保し蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原
子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及び全交流動
力電源喪失の確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｉ．タンクローリによる燃料給油
操作
ｊ．直流電源の負荷切離操作
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｏ．残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱ｐ．使用済燃料プールの冷却

事故条件
項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機
等の機能喪失非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

解析上の対応手順の概要フロー

1
1
.
3
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.3.1-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原 子炉水 位は継 続して 低下
し，原子炉水位レベル 2 で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ系は全交流動
力電源喪失のため起動しない。
原子炉水位をレベル 3～レベル 8 に維持できないことから「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別手順書

1.0.7-1.3.1-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書(事象ベース)「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を適宜行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.1-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

原子炉注水

A
重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.1-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系によるサプレッション・プール水の冷却ができな
いため，サプレッション・プー
ル水の温度を継続監視する。
サプレッション・プールの水
温度がサプレッション・プール
水熱容量制限値以上になった場
合には，「急速減圧」制御に移行

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

する。

C

ＡＭ設備別手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.1-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧代替注水系（可搬型）の非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

Ｄ

準備が完了したことを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.1-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

格 納容器 冷却機 能がな いた
め，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッシ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

ン・チェンバ圧力 279kPa[gage]Ｅ

以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位がレベル３まで低下した
ら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉水位がレベル８まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.1-8

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.2 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
特徴

原子炉の出力運転中に全交流動
力電源喪失に加えて，直流電源喪
失又は原子炉隔離時冷却系の故障が重畳することを想定する。これに伴い，電動の原子炉注水機能及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで全ての原子炉注水機能が喪失する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の直流電源供給機能及び交流動力電源が不要な代替の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，
原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替の交流電源供給機能により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及び全電源喪
失の確認
ｂ．高圧代替注水系の起動操作
ｃ．原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）
ｄ．電源確保操作対応
ｅ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｈ．タンクローリによる燃料給油
操作
ｉ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却
ｊ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｍ．残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱ｎ．使用済燃料プールの冷却事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に含まれる事故
シーケンスグループのうち，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却
失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋高圧炉心冷却
失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋逃がし安全弁
再閉鎖失敗＋HPCS 失敗）」は，手順上同じであることから，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋
直流電源失敗＋高圧炉心冷却失」を代表して記載する。
敗）

事故条件
項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

所内常設直流電源設備の機能喪失

所内常設直流電源設備の喪失による非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流動力電源の復旧及び代替交流動力電源に期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源喪失を想定

解析上の対応手順の概要フロー

1
2
.
3
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.3.2-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失，直流電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原 子炉水 位は継 続して 低下
し，原子炉水位異常低（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ系
は全交流動力電源喪失のため起動しない。
原 子炉水 位を原 子炉水 位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別手順書

1.0.7-1.3.2-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。また，全直流電源が喪失していることから，常設代替
直流電源設備により所内直流電源設備を復旧する。
その後，非常用交流電源の復旧を適宜行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」A

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系が自動起動するが，低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対応要領

1.0.7-1.3.2-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

ＡＭ

原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

原子炉注水

A
重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格 納容器 冷却機 能がな いた

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッシ
ン・チェンバ圧力 279kPa[gage]

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

以上となったことを確認し，格E

納容器スプレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-11

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
特徴

原子炉の出力運転中に全交流動
力電源喪失により，電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁 1 弁が開固着すること
で原子炉圧力が低下し，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も停止する
ことで全ての原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方逃がし安全弁 1 弁開固着によって蒸気駆動の原子炉注水機能が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，
原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流
動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム，全交流動力
電源喪失及び逃がし安全弁開
固着の確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｉ．タンクローリによる燃料給油
操作
ｊ．直流電源の負荷切離操作
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器
冷却ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｏ．残留熱除去系による原子炉
注水及び格納容器除熱ｐ．使用済燃料プールの冷却

事故条件
項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機
等の機能喪失逃がし安全弁 1 弁開固着

本重要事故シーケンスの前提条件として非常用ディーゼル発電機等の機能喪失と同時に逃がし安全弁 1 弁の開固着を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

解析上の対応手順の概要フロー

1
3
.
3
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.3.3-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉水位は継続して低下
し，原子炉水位異常低（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ系
は全交流動力電源喪失のため起動しない。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル 8）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別手順書

1.0.7-1.3.3-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，非常用交流電源の復旧を適宜行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」A

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
逃がし安全弁会固着により原子炉圧力が低下するため，原子炉隔離時冷却系が停止し，高圧
注水機能喪失により，原子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（可搬型）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作を行う。
低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了していることを確認
し，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対応要領

1.0.7-1.3.3-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（可搬型）が準備完了していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（可搬型）による注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書「ＥＯＰ」
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（可搬型）により，原子炉水位が原子炉水位
低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A
重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格 納容器 冷却機 能がな いた

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッシ
ン・チェンバ圧力 279kPa[gage]

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

以上となったことを確認し，格E

納容器スプレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-11

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.1 取水機能が喪失した場合
特

徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は項目

設計基準事故の発生後，高圧注水

主要解析条件

起因事象

給水流量の全喪失

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

取水機能の喪失による崩壊熱除去機能喪失を設定

外部電源あり原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循
環ポンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい外部電源ありを設定

機能等により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊
熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇すること

事
故
条
件

外部電源

で，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．取水機能喪失の確認
ｅ．残留熱除去系海水系の回復操
作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
ｊ．緊急用海水系を用いた海水通
水操作
ｋ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱ｌ．使用済燃料プールの冷却

条件設定の考え方

解析上の対応手順の概要フロー

1
1
.
4
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.4.1-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）～原
子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別手順書

1.0.7-1.4.1-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下(レベル２)にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却系により注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プ ラント 状態を 的確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原 子炉水 位を原 子炉水 位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
サプレッション・プール水温

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

C

度を継続監視し，サプレッション・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁を手動開放
し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

取水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッション・
チェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，緊急用
海水系を使用した残留熱除去系
による格納容器スプレイ操作を行う。
以降，原子炉水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉
水位高（レベル８）まで上昇した
ら，格納容器スプレイを再開する
ことを繰り返す。

ＡＭ設備別手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-7

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.2 残留熱除去系が故障した場合
特

徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は項目

設計基準事故の発生後，高圧注水

主要解析条件

起因事象

給水流量の全喪失

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

残留熱除去系の故障による崩壊熱除去機能喪失を設定

外部電源あり原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循
環ポンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

機能等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇する

事
故
条
件

外部電源

ことで，緩和措置が取られない場
合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで，炉心損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，代替の残留熱除去機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
ｅ．残留熱除去系の回復操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））ｉ．代替循環冷却系の起動操作
ｊ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容
器冷却
ｋ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｌ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
ｍ．タンクローリによる燃料給油
操作ｎ．使用済燃料プールの冷却

条件設定の考え方

解析上の対応手順の概要フロー

1
2
.
4
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.4.2-2

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）～原
子炉水位高（レベル８）に維持できないため，「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.4.2-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動
し，注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原 子炉水 位を原 子炉水 位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A
重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系の機能喪失によ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

り，崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・
プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行す

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

Cる。
サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。また，
原子炉減圧に伴い原子炉隔離時
冷却系が停止することを確認する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-6

詳細手順説明
非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム（ＲＣ）」

操作補足事項残留熱除去系の崩壊熱除去機能が喪失していることから，逃Aがし安全弁からの排気によりサ
プレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage] 以 上 で あ る こ と を 確 認
し，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧

事故時対応手順書(徴候ベース)「EOP」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

力の監視を行う。

E
ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）により，格納容器スプレイを行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

外部水源を使用した代替格納

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイにより，サプレッション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

Fする。
また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
スプレイを停止する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

代替格納容器スプレイ冷却系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E（常設）による格納容器スプレ
イ停止により，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が上昇する。
サプレッション・チェンバ圧
力が 310kPa[gage]到達したことを確認し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-10

1.5 原子炉停止機能喪失
特

事故条件

徴

運転時の異常な過渡変化の発項目

生後，炉心冷却には成功するが，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態が継続し，原子炉出力が高い状態で維持されることから，炉心で発生した蒸気が格納容器

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

主蒸気隔離弁の誤閉止

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，原子炉
出力の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を設定

安全機能の喪失に対する仮定

原子炉停止機能
原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能

バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定

外部電源

外部電源あり

給復水系及び再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，原子炉出力の観点で厳しい外部電源ありを設定に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない
場合には，炉心損傷より先に格納
容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の原子炉停止機能を用いて原子炉出力を抑制し，原子炉注
水機能を用いて原子炉水位を適切に維持することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉停止機能喪失の確認
ｂ．高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等
ｃ．自動減圧系等の作動阻止操作
ｄ．ほう酸水注入系の起動操作
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）による格納容器除熱ｆ．原子炉水位の調整操作
ｇ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー

1
5
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.5-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

最初に「原子炉出力」制御に

Aて原子炉の停止状態を確認する。
原子炉スクラムに失敗しているため「反応度制御」へ移行する。
また，「格納容器制御導入」を継続監視するが，以降は「反応度制御」を優先する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.5-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」原子炉冷却材再循環ポンプのB

停止確認又は手動により停止させる。
ドライウェル圧力高(13.7kPa[gage])信号と原子炉水位レベ
ル 1 信号が検出され 120 秒経過
後，自動減圧系が作動し，非常用炉心冷却系による多量の注水による反応度投入防止のため自動減圧系等の作動阻止を行う。
「ＳＬＣ」操作
ほう酸水注入系を起動し，原子炉にほう酸水を注入すること
で，原子炉出力を低下させる。
逃がし安全弁の排気により，サプレッション・プール水温が上昇することから，残留熱除去
系によるサプレッション・プー
ル水冷却を行う。
また，サプレッション・プー
ル水温が 106℃近接にてＲＣＩ
Ｃを停止する。
「ＣＲ」操作代替制御棒挿入機能，スクラ
ムテストスイッチ，ヒューズ引
き抜き，制御棒手動挿入等により，制御棒を挿入する。
ほう酸水の全量注入完了又は制御棒 02 ポジション以下まで
挿入完了後，「スクラム」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ② 反応度制御ＡＭ④ 原子炉減圧

1.0.7-1.5-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」「水位」操作主蒸気隔離弁の閉止により給Ｂ

水全喪失に至るが，格納容器圧
力 13.7kPa[gage]で原子炉隔離
時冷却系，高圧炉心注水系が自動起動し，原子炉注水が確保される。原子炉出力が高い場合は，原子炉への注水量を調整し，原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）付近まで低下させることで，原子炉出力を低下させる。

「圧力」操作
逃がし安全弁にて，原子炉圧力を一定に維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7-1.5-5

1.6
特ＬＯＣＡ時注水機能喪失
事故条件

徴

原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

再循環配管に
約 3.7cm２及び約 9.5cm２の破断が発生

破断位置は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部配管とし，シュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないこと及び格納容器破損防止対策の有効性評価
では原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径の破断を想定することを考慮し，再循環配管とする。
破断面積は，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃
料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約3.7 ㎝２及び約 9.5 ㎝２とする。

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源あり

管に中小破断ＬＯＣＡが発生した
後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原
子炉冷却材の流出により，原子炉
圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原

事
故
条
件

子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系
機能喪失による崩壊熱除去機能喪失を想定する。

解析上の対応手順の概要フロー
基本的な考え方
原子炉圧力容器を強制的に減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及びＬＯＣＡ
発生の確認
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復操
作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の注水準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
ｉ．原子炉水位の調整操作
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容
器冷却
ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
ｎ．タンクローリによる燃料給油
操作ｏ．使用済燃料プールの冷却

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循
環ポンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，燃料被覆管温度の観点
で厳しくなる外部電源ありを設定

1
6
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.6-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」「冷却材喪失事故」発生

Ａ

最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
外部電源喪失により，給水機能が喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.6-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラント 状態を 的確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

原子炉水位低下が継続し，原C

子炉水位異常低下（レベル１）
で低圧注水系及び低圧炉心スプ
レイ系が自動起動するが，低圧
注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「速減圧」

Ｄ

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

低圧代替注水系（常設）によBり，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラム」へ移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.6-8

A

重大事故等対策要領

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧注水機能喪失により，残非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし
安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

Ｅ

サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

Ｅ

サプレッション・チェンバ圧
力が 279kPa[gage]に到達した
ら，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，代替格納容器スプレイを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

する。

F

また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイを停止する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-11

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

Ｅ力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納容器ベントを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-12

1.7
特格納容器バイパス(インターフェイスシステムＬＯＣＡ)
徴

事故条件

原子炉冷却材圧力バウンダリと項目接続された系統において，高圧設

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器フランジ部に約 21cm２の破断面積を想定

残留熱除去系の構造健全性評価の結果，ＩＳＬＯＣＡにより系統が加圧された場合でも低圧設計部に破損が発生しないことを確認した
ため，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後の圧力ピーク値（8.2MPa［gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続的に負荷され，かつ，
ガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を設定

安全機能の喪失に対する仮定

ＩＳＬＯＣＡの発生を想定する残留熱除去系Ｂ系の機能喪失
原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレ
イ系及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失外部電源

外部電源あり計部分と低圧設計部分を分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損し，原子炉冷却材が格納容器外へ漏えいすることを想定する。このため，破断箇所からの原子炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られ

事
故
条
件

ない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
解析上の対応手順の概要フロー
健全な原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，原
子炉圧力容器を強制的に減圧し，原子炉冷却材の流出の抑制を図り，漏えい箇所を隔離することによって格納容器外への原子炉冷却材の流出の停止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送することによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．ＩＳＬＯＣＡの発生
ｂ．原子炉スクラムの確認
ｃ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生の確認
ｅ．中央制御室における残留熱除
去系の注入弁の閉止操作
ｆ．低圧炉心スプレイ系の起動操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）
手動操作による原子炉減圧
ｈ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作ｉ．原子炉水位の維持操作
ｊ．中央制御室における残留熱除
去系の弁の閉止操作
ｋ．残留熱除去系（プレッション・
プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール冷却
ｌ．現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
ｍ．原子炉水位の調整操作
ｎ．使用済燃料プールの冷却

ＩＳＬＯＣＡが発生した系統の機能喪失を設定
残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の原子炉建屋への漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ
原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除
去系Ｃ系は事象発生と同時に機能喪失するものとして設定
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

1
7
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.7-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉水位低（レベル３）信

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧炉心スプレイ系
が同区分の区画であるため機能喪失を仮定する。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.7-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉水位の低下，原子炉冷却材圧力バウンダリ漏えいに関する警報及び指示の上昇を確認
し，「二次格納施設制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.7-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

インターフェースＬＯＣＡを

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
二次格納施設制御

B

判断した場合は，破損箇所を特定し隔離する。
速やかな破損箇所の隔離が不能な場合は低圧注水系 1 系統以
上又は低圧代替注水系（常設）を起動し，原子炉を急速減圧す
る。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

低圧で原子炉へ注水可能な系

C

統を起動し，逃がし安全弁 7 弁
を手動開放し原子炉を減圧する。原子炉減圧後は，原子炉圧
力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原 子炉 水位 計正 常を 確認後「二次格納施設制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉の減圧に伴い，サプレ
ッション・プール水温度が上昇する。サプレッション・プール
水温度 32℃を超える場合は，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース) 「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

D

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
二次格納施設制御

原子炉冷却材の流出が継続しEているため，原子炉水位を原子
炉水位異常低下（レベル２）～
原子炉水位低（レベル３）で維持するように制御する。
漏えい箇所の隔離が成功した
場合，原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

低圧代替注水系（常設）によEり，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラムに移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.7-9

A
重大事故等対策要領

1.8
特

津波浸水における注水機能喪失
徴

事故条件

基準津波を超え敷地に遡上する項目

津波（以下「敷地に遡上する津波」

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機
等の機能喪失非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定という。
）により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少すること
で原子炉水位が低下し，緩和措置

事
故
条
件

が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧
操作
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｉ．タンクローリによる燃料給油
操作
ｊ．直流電源の負荷切離操作ｋ．
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｏ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱ｐ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー

1
8
.
1
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.8-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「敷地に遡上する津波」の到達及び「給水流量全喪失」「全交
流動力電源喪失」事象発生。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，
原子炉水低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-1.8-3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失しているこAとから，常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下(レベル２)にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却系により注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プ ラント 状態を 的確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原 子炉水 位を原 子炉水 位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

C

サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール熱容量制限に到達した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧代替注水系（可搬型）準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

備完了を確認後，逃がし安全弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

取水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッシン・チ
ェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ，非常用母線復旧後は緊急用海水系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ操作を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-8

2.1
2.4
特

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
水素燃焼
徴

(2.1)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，ジルコニウム－水反応等によって発生した非凝縮性ガス等が蓄積することによって，格納容器圧
力及び温度が徐々に上昇し，格納容器の過圧・過温により格納容器破損に至る。
(2.4)
ジルコニウム－水反応，水の放射線分
解，金属腐食及び溶融炉心・コンクリート
相互作用等により発生する水素によって格納容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解により発生する酸素によって格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器
内の水素と酸素が反応することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方(2.1)
損傷炉心の冷却のための常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉注
水，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却並びに代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置による格納容器
除熱によって格納容器の破損及び放射性物質の異常な水準での敷地外への放出を
防止する。
(2.4)
窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び格納容器内への窒素供給によって，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に維持し，格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用による水素発生に対しては「溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，コリウムシールドの設置及びペデスタル（ドライウェル部）への注水によって水素発生を抑制する。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発生及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．炉心損傷確認
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作並びに常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
ｆ．電源確保操作対応
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準
備操作
ｈ．常設代替高圧電源装置による非常用
母線の受電操作ⅰ．原子炉建屋ガス処理系及び中央制御
室換気系の起動操作
ｊ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入操作
ｋ．緊急用海水系による海水通水操作
ｌ．代替循環冷却系による原子炉注水操
作及び格納容器除熱操作
ｍ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容下部水位確保操作
ｎ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作
ｏ．サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
ｑ．可搬型窒素供給装置を用いた格納容
器内窒素供給操作
ｒ．タンクローリによる燃料給油操作事故シーケンスグループ「水素燃焼」は「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)」の「代替循環冷却を使用する
場合」と同じ手順である。

事故条件
項目

事
故
条
件

主要解析条件起因事象

大破断ＬＯＣＡ
再循環系の吸込配管の破断

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
全交流動力電源喪失

外部電源

外部電源なし水素の発生

ジルコニウム－水反応を考慮

解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
原子炉圧力容器から格納容器への冷却材流出を大きく見積もる厳しい設定として，原子炉圧力容器バウンダリに接続する配管のうち，口径が最大である再循環系の吸込配管における両端破断を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
全交流動力電源喪失の重畳を考慮し設定
安全機能の喪失に対する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定
水の放射線分解等による水素発生については，格納容器圧力及び雰囲気温度に対する影響が軽微であることから考慮していない

1
1
.
2
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-2.1-2

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-2.1-3

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「冷却材喪失事故，全交流動力電

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A源喪失」発生原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，ＥＯＰ「スクラム」へ移行して対応するが，その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操
作はＡＯＰ「電源喪失」で対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

1.0.7-2.1-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

最初に「原子炉出力」制御に

Aて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
冷却材喪失，全交流動力電源

非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

喪失によりドライウェル圧力がＢ上昇するため，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
原子炉への注水機能が喪失するため，原子炉水位 L-0 以上維持が不可となる。その後，CAMS
γ線線量率により炉心が損傷したことを確認し，「ＡＭ初期対応へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書(事象ベース)「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失していAることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源回復

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

C

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉
注水を実施する。
その後，原子炉圧力－D/W 空
間部温度により「水位不明判断
曲線」水位不明であることを確認する。
原子炉注水流量を一定流量で継続し，原子炉水位 L-0 到達までの必要注水時間経過後，崩壊熱相当の注水流量に変更する。
これにより，損傷炉心冷却成功となる。
また，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）の一時停止操作を実施し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。
なお，運転手順においては，
原子炉注水及び格納容器スプレ
イ操作を優先して実施するため，原子炉圧力容器の健全性確認は非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）にて実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

低圧代替注水系（常設）によDる原子炉注水を継続し，炉心を冠水させるとともに，注水-3a「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期注水」）
を並行して実施する。
原子炉圧力容器の健全性確認
後，注水-2「長期の原子炉水位の確保」，除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
非常時運転手順書Ⅲ(シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-3a
E
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期注水」

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）注水操作を実施する。
（注水-1「損傷炉心への注水」と並行操作）
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 1.0m まで注水し，注水-1「損傷炉心への注水」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑦ 原子炉格納容器
下部注水

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」

原子炉格納容器圧力がF

465kPa[gaga]に到達後は，S/P
水位が 6.5m に到達するまで代替格納容器スプレイの流量制御
又は間欠運転を実施する。
なお，運転手順においては，
適宜代替循環冷却系への移行可否を判断するが，ここでは緊急用海水系の通水準備未完を想定し，代替格納容器スプレイを継続するものとする。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用する場合

緊急用海水系による海水通水F操作が完了し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替
循環冷却運転を実施し，原子炉
注水及び原子炉格納容器除熱を開始する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-11

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用する場合

代替循環冷却運転開始後，格G

納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，原子炉格納容器
内が可燃限界に到達することを防止するため，原子炉格納容器
ベント並びに可燃性ガス濃度制
御系の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-12

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用できない場合

代替循環冷却が実施できないＧ

場合は，代替格納容器スプレイの流量制御又は間欠運転を継続
し，S/P 水位が 6.5m に到達した時点で，放出「ＰＣＶ破損防止」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-13

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
事故時対応手順書(シビアアクシデント)「SOP」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用できない場合

外部水源による代替格納容器

G

スプレイを停止し，原子炉格納容器ベントを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑨ 水素対策

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-14

2.2
2.3
2.5
特

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
溶融炉心・コンクリート相互作用
徴(2.2)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力が高い状態で原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器雰囲気が直接加熱されることにより，急速に格納容器圧力が上昇する等，格納容器に熱的・機械的な負荷が発生して格納容器の破損に至る。
(2.3)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原
子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され格納容器の破損に至る。
(2.5)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容
器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方(2.2)
溶融炉心，水蒸気，水素等の急速な放出に伴い格納容器に熱的・機械的な負荷が加えられることを防止するため，原子炉圧力容器破損までに原子炉を減圧することによって，格納容器の破損を防止する。
(2.3)
ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持し，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，格納容器の破損を防止する。また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保するとともに，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。
(2.5)
ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウェル部）に約1mの水位で水張りを実施したうえで，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，また，溶融炉心の落下後は，溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制するとともに格納容器の破損を防止する。また，長期的には，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．早期の電源回復不能の確認
ｄ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．高圧注水機能喪失の確認
ｈ．常設高圧代替注水系ポンプを用いた高圧代替注水系の起動操作
ｉ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｊ．原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動操作
ｋ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入操作
ｌ．緊急用海水系による海水通水操作
ｍ．代替循環冷却系による格納容器除熱操作
ｎ．炉心損傷確認
ｏ．逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁による原子炉急速減圧操作
ｐ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作
ｑ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作
ｒ．サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作
ｓ．格納容器下部水温の継続監視
ｔ．原子炉圧力容器破損の判断
ｕ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
ｖ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）
による溶融炉心への注水操作
ｗ．代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器除熱操作
ｘ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力制御操作
ｙ．使用済燃料プールの冷却操作
ｚ．可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作
ａａ．タンクローリによる燃料給油操作事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ手順である。

事故条件

項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
全交流動力電源喪失

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失
を設定
全交流動力電源喪失の重畳を考慮し設定
原子炉圧力容器が破損する条件として，原子炉注水を考慮しない設定

原子炉注水に対する仮定

原子炉圧力容器破損前の重大事故等対処設備
による原子炉注水機能の喪失

外部電源

外部電源なし安全機能の喪失に対する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定

高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等考慮しない

原子炉圧力を厳しく評価するものとして設定

重大事故等対処設備による解析上の対応手順の概要フロー

1
2
.
2
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

１.0.7-2.2-2

非常時運転手順書 全体対応フロー

１.0.7-2.2-3

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「給水全喪失事故，全交流動力電

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A源喪失」発生原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，ＥＯＰ「スクラム」へ移行して対応するが，その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操
作はＡＯＰ「電源喪失」で対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

１.0.7-2.2-4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

最初に「原子炉出力」制御にBて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉水位を L－3～L－8 に維持できないため，「水位確保」
へ移行する。
原子炉への注水機能が喪失しているため，低圧代替注水系（常設）準備を実施する。また，原子炉水位 L－1 以上維持が不可となるため，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書(事象ベース)「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失していAることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉への注水機能が喪失しているため，原子炉水位低下が継続する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後，低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水を試みるが，失敗する。
※原子炉格納容器破損防止対策の有効性を確認する観点から原子炉圧力容器が破損する事象とするため，低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水には期待しない。
原子炉注水手段を確保できな
いため，「ＡＭ初期対応」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

原子炉水位低下が継続し，原非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

D

子炉水位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時点で逃がし安全弁 2 弁による原子炉急速減圧操作を実施する。
その後，CAMS γ線線量率により炉心が損傷したことを確認
し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

E

注水-3a「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期
注水」へ移行する。
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）注水操作を実施する。
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 1.0ｍまで注水し，注水-1「損傷炉心への注水」へ移
行する。

注水-3a
「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期注水」

F
ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑦ 原子炉格納容器
下部注水

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

E

原子炉圧力容器の健全性確認を実施し，原子炉圧力容器が破損したことを確認する。
これにより，除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレ
イ」及び注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）
注水」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」

原子炉圧力容器破損確認後，代替格納容器スプレイ冷却系

H（常設）による格納容器スプレ
イ操作を実施する。
格納容器スプレイを継続し，原子炉格納容器圧力上昇傾向が低下傾向に転じ，原子炉格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した後，格納容器スプレイ流量低下操作を実施する。
格納容器スプレイ流量低下操作実施後，注水-4「長期のＲＰ
Ｖ破損後の注水」及び除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-11

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」

原子炉圧力容器破損確認後，格納容器下部注水系（常設）にH

よるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を実施する。
デブリ堆積高さにより，デブリ堆積高さ 0.2ｍ以上の場合は
流量 80m3/h で水張りし，ペデスタル（ドライウェル部）水位を約 2.25～2.75ｍに維持する。
注水-4「長期のＲＰＶ破損後の注水」及び除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ

原子炉格納容器下部注水

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-12

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-3「損傷炉心冷却後の除熱」

除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期

I

格納容器スプレイ」操作実施後，代替循環冷却運転へ移行できな
い場合は，代替格納容器スプレ
イの流量調整運転又は間欠運転を実施する。
緊 急用海 水系の 準備が 完了
し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替循環冷却運転を実施し，原子炉注水及び原
子炉格納容器除熱を開始する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-13

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
事故時対応手順書(シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」

代替循環冷却運転開始後，原I

子炉格納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，格納容器
内が可燃限界に到達することを防止するため，格納容器ベント
並びに可燃性ガス濃度制御系の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-14

3.1
特

想定事故１
徴

事故条件

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料
プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによっ

事
故
条
件

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

外部電源

外部電源なし使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設
定
外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定て使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置が取られない場合には，使用済燃料
プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プールへ注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プール
水位を維持する。

対応手順概要ａ．使用済燃料プール冷却機能喪
失の確認
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪
失の確認
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視ｄ．使用済燃料プール冷却機能の回復操作
ｅ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
ｆ．常設低圧代替注水ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プールへの注水操作
ｇ．可搬型スプレイノズルの準備
ｈ．可搬型代替注水中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への注水準備
ｉ．可搬型代替注水中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への注水
ｊ．タンクローリによる燃料給油
操作

解析上の対応手順の概要フロー

1
1
.
3
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-3.1-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外電喪失により，使用済
燃料プールの冷却系が停止し，かつ非常用ディーゼル
発電機が起動するが，使用済燃料プールの冷却系の起動に失敗し，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する。
可搬型代替注水中型ポン

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水温，水位」

プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）使用した注水により使用済燃料プ
ールの水位を回復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給することで，使用済燃料プー
ル水位を維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 使用済燃料プール
注水
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却

重大事故等対策要領

1.0.7-3.1-3

3.2
特想定事故 2
事故条件

徴

使用済燃料プールの冷却系の項目

配管破断によるサイフォン現象

主要解析条件等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。
このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール水の漏えいの停止や，可搬型代替注水中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への注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プール
水位を維持する。

対応手順概要ａ．使用済燃料プール水位低下の確認
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪
失の確認
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視ｄ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
ｆ．可搬型スプレイノズルの準備
ｇ．可搬型代替注水中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
プールへの注水準備タンクローリによる燃料補給操作
ｈ．可搬型代替注水中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
プールへの注水ｉ．タンクローリによる燃料給油
操作

事
故
条
件

漏えいによる使用済
燃料プール水位の低下事象発生と同時に通常水位から約 0.23m 下まで低下

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

外部電源

外部電源なし解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
使用済燃料プール水位が低下する可能性のある漏えい事象として，
使用済燃料プールの冷却系の配管破断を想定するとともに，使用済
燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。
静的サイフォンブレーカにより，サイフォン現象による流出が防止されるため，使用済燃料プール水位は燃料プール冷却浄化系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端部（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまり，保守的にこの水位まで瞬時に低下するものとする。
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定
外部電源の有無は事象進展に影響しないが，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

1
2
.
3
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-3.2-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外電喪失により，使用済
燃料プールの冷却系が停止
し，かつ燃料プール冷却浄化系配管の破断が発生し，サイフォン現象により使用済燃料プール水位が低下する。その後，静的サイフォ
ンブレーカにより漏えいが防止される。

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水温，水位」

可搬型代替注水中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
した注水により使用済燃料
プールの水位を回復する。
その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給することで，使用済燃料プール水位を維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 使用済燃料プール
注水
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却

重大事故等対策要領

1.0.7-3.2-3

4.1 崩壊熱除去機能喪失
特

徴

事故条件

原子炉の運転停止中に残留熱
項目

除去系の故障により，崩壊熱除去

起因事象

機能が喪失することを想定する。

安全機能の喪失

このため，燃料の崩壊熱により原
子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出することに対する仮定主要解析条件
残留熱除去系機能喪失
崩壊熱除去系機能喪失

原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止
確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．崩壊熱除去機能の回復操作
ｄ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子
炉の低圧状態維持
ｅ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水ｆ．原子炉保護系母線の受電操
作
ｇ．残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉冷却ｈ．使用済燃料プールの冷却操作

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障を想定
運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障による崩壊熱除去機能の喪失を想定
外部電源喪失が発生すると原子炉保護系電源が喪失し，格納容器隔

事
故
条
件

離信号により格納容器隔離弁が閉となる。この状態ではインターロ

外部電源

事象認知まで：外部電源

ックにより原子炉停止時冷却系としての残留熱除去系ポンプ起動ありが不可となるため，崩壊熱除去機能喪失を認知可能である。このた事象認知後 ：外部電源

め，事象発生1時間後（1時間毎の中央制御室の巡視により事象を認なし知する時刻）までは，事象認知の観点で厳しくなる外部電源がある場合を想定する。事象発生1時間以降は，原子炉保護系電源の復旧

で燃料損傷に至る。

基本的な考え方

条件設定の考え方

等，運転員操作に時間を要する外部電源がない場合を想定する。

解析上の対応手順の概要フロー

1
1
.
4
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.1-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系の故障及び非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

外部電源喪失が発生し，崩壊熱除去機能が喪失する。
原子炉水温が上昇する
が，原子炉注水系統による原子炉圧力容器へ注水を実施し，原子炉水位を回復する。
その後，待機中または復
旧した残留熱除去系（原子炉停止時冷却）を運転する。
非常時運転手順書（事象
ベース）「停止時異常事象対応手順」にて対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-4.1-3

4.2 全交流動力電源喪失
特

事故条件

徴

原子炉の運転停止中に全交流
動力電源が喪失することにより，原子炉注水機能及び崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。
このため，燃料の崩壊熱により原
子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低

事
故
条
件

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による，外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に
対する仮定
外部電源

全交流動力電源喪失

外部電源なし下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出すること
で燃料損傷に至る。

解析上の対応手順の概要フロー
基本的な考え方
代替の交流動力電源供給機能からの給電により原子炉注水機能を確保し，原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。また，代替の交流動力電源設
備からの給電により最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失の確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｄ．電源確保操作対応
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｆ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操
作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子
炉の低圧状態維持
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））ｉ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｊ．原子炉保護系母線の受電操
作
ｋ．残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除熱ｌ．使用済燃料プールの冷却操
作

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定

起因事象として外部電源の喪失を設定

1
2
.
4
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.2-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

全交流動力電源が喪失
するが，代替の交流動力電
源供給機能からの給電により，原子炉注水機能と原子炉除熱機能を回復する。
非常時運転手順書（事象「停止時異常事象対ベース）
応手順」及び「電源喪失」
にて対応する。

非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」
ＡＭ設備別手順書
ＡＭ

電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7-4.2-3

4.3 原子炉冷却材の流出
特

事故条件

徴

運転停止中に原子炉冷却材圧
項目

力バウンダリに接続された系統
から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。このため，原子炉冷却材の流出に伴い，保有水量が減少することから，緩

事
故
条
件

主要解析条件

原子炉冷却材のサプ
レッション・チェンバへの流出量

45m３／h

崩壊熱による原子炉
水温の上昇及び蒸発

原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない

外部電源

外部電源あり和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．原子炉冷却材流出の確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水ｄ．原子炉冷却材漏えい箇所の隔離

解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
残留熱除去系のミニマムフローラインの設計，及び原子炉の保有水と残留熱除去系ポンプの水頭圧差から設定
原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定している。このため，崩壊熱除去機能は喪失しないことから，原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の取水ラインの弁が閉となり，原子炉冷却材の流出が停止することから，原子炉冷却材の流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

1
3
.
4
7
.
0
.
1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.3-2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

操作補足事項残留熱除去系（停止十冷却系）切替え操作において，非常時運転手順書Ⅱ（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

原子炉水位低下を確認。
切替え後に運転する残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作を実施
し，原子炉水位の上昇を確認する。
原子炉冷却材流出箇所を隔離する。
非常時運転手順書（事象「停止時異常事象対ベース）
応手順」にて対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-4.3-3

添付資料 1.0.8

東海第二発電所
大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

＜目

次＞

１．津波発生時の対応

1.0.8－1（１）発電所近傍で大きな地震が発生した場合の対応

1.0.8－1（２）大津波警報発表時の対応

1.0.8－2

２．体制の整備

1.0.8－2

３．その他

1.0.8－3（１）海水ポンプ室の防護対策

1.0.8－3（２）建屋の浸水防止対策

1.0.8－3（３）引き波時の非常用の海水ポンプの機能保持対策

1.0.8－3（４）基準津波を超える津波に対する対策

1.0.8－4（５）敷地に遡上する津波の手順書への影響

1.0.8－4

第 1.0.8－1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8－5

第 1.0.8－2 図

要員の移動経路図

1.0.8－6

第 1.0.8－1 表

津波警報・注意報の種類について

1.0.8－7

東海第二発電所では，自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象（以下「前兆事象」という。）について，前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
前兆事象として纏める自然災害は，津波，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災を想定する。
本資料では，前兆事象を確認した時点での事前対応の１例として「大津波警報」発表時の対応について整備する。

1.

津波発生時の対応について
東海第二発電所では，津波に対して防潮堤（T.P.+20.0ｍ～T.P.+18.0ｍ）を設置するなど安全対策を幾重にも講じるものの，津波の対応については，プラントが被災して機器・電源が使用不能になることを想定し，被災前にプラントを停止するとともに，燃料の崩壊熱を除去することで，炉心損傷に至るまでの時間を延長し，被災後の対応時間に余裕を持たせることが重要である。
津波の規模と発電所への影響として，引き波による除熱喪失のリスクがあること，また，発電所近くが震源の場合，発生した津波の波高等確認する時
間的余裕がないことや発電所遠方の津波では，波高等の予測精度が低下する
可能性があること等を考慮し，対応に必要な時間余裕の確保の観点から，以下の対応を実施する。

(1)

発電所近傍で大きな地震が発生した場合の対応
発電所近傍で大きな地震が発生した場合は，原子炉が自動で停止していることを確認し，発電所構内に避難指示を行うとともに，津波に関する情1.0.8－1

報収集並びに潮位計，取水ピット水位計及び津波監視カメラによる津波の監視を行う。

(2)

大津波警報発表時の対応
気象庁が定めている津波予報区のうち，第 1.0.8－1 図に示す発電所を含む区域である「茨城県」区域に対し，第 1.0.8－1 表に示す発表基準に従い気象庁から大津波警報が発表された場合の対応として，以下の対応を実施する。
・発電所構内に避難指示を行う。
・原子炉停止操作を開始する。
ただし以下の場合は除く。
ａ．大津波警報が誤報であった場合。
ｂ．発電所から遠方で発生した地震に伴う津波であって，津波が到達するまでの間に大津波警報が解除又は見直された場合。
なお，津波注意報及び津波警報発表時は，津波に関する情報収集並びに津波監視カメラ及び取水ピット水位計による津波の監視を行い，引き波により取水ピット水位が循環水ポンプの取水可能下限水位（T.P.‐1.59ｍ：
設計値）まで低下した場合等，原子炉の運転継続に支障がある場合に，原子炉を手動停止する。

2.

体制の整備
大津波警報が発表された場合，警戒事態を発令し，災害対策本部要員を非常招集することにより，速やかに重大事故等対策を実施できる体制を整える。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，中央制御室に直接向かい，その他の要員は，緊急時対策所に向かう。
1.0.8－2

なお，移動経路は津波を考慮し，安全なルートを選定して移動する。移動時間は最長でも約 15 分で移動ができる。
主な移動経路を第 1.0.8－2 図に示す。

3.

そ の 他
東海第二発電所の設計基準上の津波遡上高さは T.P.+17.2ｍ（防潮堤位置
での最高水位）と評価しており，防潮堤（高さ T.P.+20.0ｍ～T.P.+18.0ｍ）
を越波しないものの，津波に対し，以下の対策を講じる。

(1)

海水ポンプ室の防護対策
非常用ディーゼル発電機及び残留熱除去系の海水ポンプが設置されている海水ポンプ室は，取水ピットからの津波の流入を防止する観点で，海水ポンプのグランドドレン配管からの流入防止対策として当該配管に逆流弁を設置するとともに，貫通部の止水対策を実施する。

(2)

建屋の浸水防止対策
タービン建屋内で地震により循環水配管が破損し，津波が流入することを想定し，浸水防止設備（水密扉）の設置や境界部の配管貫通部の止水対策を実施することにより，浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への浸水を防止する。
なお，水密扉は原則閉運用とし，更に開放時に現場でブザー等による注
意喚起を行い閉止忘れ防止を図る。
また，水密扉の開閉状態が確認できる監視設備を設置し，開状態の水密扉があった場合，運転員（当直員）はその状況を速やかに認知し，閉止する。

(3)

引き波時の非常用の海水ポンプの機能保持対策
1.0.8－3

引き波時において，非常用の海水ポンプによる冷却に必要な海水を確保するため，取水口前面に貯留堰を設置する。さらに，潮位計，取水ピット
水位計及び津波監視カメラによる津波の監視を継続する。

(4)

基準津波を超える津波に対する対策
基準津波を超える津波に対しては，緊急用海水系の設置による冷却機能を強化するとともに原子炉建屋等の水密化，重要区画の水密化，排水設備の設置等，更なる信頼性向上の観点から対策を実施する。

(5)

敷地に遡上する津波の手順書への影響
重大事故等対応で使用する可搬型設備は，敷地に遡上する津波によって影響を受けない，敷地西側の高所の２箇所（T.P.＋23ｍ及び T.P.＋25ｍ）に設置する保管場所（西側及び南側保管場所）で保管する。
また，常設高圧代替電源装置，西側淡水貯水設備及び高所接続口についても，敷地に遡上する津波の影響を受けない T.P.＋11ｍの敷地に設置する。
全交流動力電源喪失事象が発生した場合の可搬型設備を用いた原子炉注
水，格納容器スプレイ及び使用済燃料プール注水の対応については，上記の対応に係る施設が T.P.＋11ｍの敷地に設置されており，T.P.＋11ｍの敷地での対応を優先して実施するため，敷地に遡上する津波による敷地の浸水の影響は受けない。
その他の重大事故等対応要員による可搬型設備を用いた重大事故等対応（水源確保対応，格納容器内窒素供給対応及び放射線測定対応）について
は，T.P.＋8ｍの敷地の浸水が無くなった後で，津波の監視を継続しながら，
T.P.＋8ｍの敷地での重大事故等対応を行う。

1.0.8－4

東海第二発電所

出典：気象庁ホームページ「津波予報区について」

第 1.0.8－1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8－5

第 1.0.8－2 図

要員の移動経路図

1.0.8－6

第 1.0.8－1 表
種類

発表基準

津波警報・注意報の種類について発表される津波の高さ
数値での発表
巨大地震の（津波の高さ予想の区分） 場合の発表
10ｍ超(10ｍ＜予想高さ)

大津波警報

予想される津波の高さが高いところで 3ｍを超える場合。

10ｍ(5ｍ＜予想高さ≦10ｍ)

巨大想定される被害と取るべき行動
木造家屋が全壊・流失
し、人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

５ｍ(3ｍ＜予想高さ≦5ｍ)

津波警報

予想される津波の高さが高いところで 1ｍを超え、3ｍ以下の場
合。

3ｍ(1ｍ＜予想高さ≦3ｍ)

高い

津波注意報

予想される津波の高さが高いところで 0.2ｍ以
上、1ｍ以下の場
合であって、津波による災害のおそれがある場合。

1ｍ(0.2ｍ≦予想高さ≦1ｍ)

（表記しな
い）

標高の低いところでは津波が襲い、浸水被害が発生します。人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。
海の中では人は速い流れに巻き込まれ、また、養殖いかだが流失し小型船舶が転覆します。
海の中にいる人はただちに海から上がって、海岸から離れてください。

出典：気象庁ホームページ「津波警報・注意報、津波情報、津波予報について」

1.0.8－7

添付資料 1.0.9

東海第二発電所
重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

＜目

次＞

1．基本となる教育及び訓練

1.0.9－1

2．当直に対する教育及び訓練

1.0.9－7

3．当直を除く実施組織に対する教育及び訓練

1.0.9－8

4．支援組織に対する教育及び訓練

1.0.9－9

5．教育及び訓練計画の頻度の考え方

1.0.9－9

6．教育及び訓練の効果の確認についての整理

1.0.9－9

7．実務経験によるプラント設備への習熟

1.0.9－10

8．初期消火対応要員（当社社員以外）の教育訓練参加について

1.0.9－11

9．本店（東京）の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について 1.0.9－11
第 1.0.9－1 表

重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
第 1.0.9－2 表

重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
第 1.0.9－3 表

第 1.0.9－5 表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第 1.0.9－6 表

重大事故等に係る発電所要員の力量管理

補足 1

1.0.9－17

重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）

第 1.0.9－7 表

1.0.9－15

重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）
第 1.0.9－4 表

1.0.9－13

1.0.9－26
1.0.9－66

について

1.0.9－67

プラント設備への習熟のための保守点検活動

1.0.9－68

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.0.9－69

補足 2

社外評価に対するフィードバックについて

1.0.9－71

災害対策要員は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，重大事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に基づいて実施しており，事故時操作の知識及び技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所事故以降は，事故の教訓を踏まえた緊急安全対策を整備し，全交流動力電源喪失時における初動活動に備え各種訓練を継続的に実施してきている。具体的には，電源確保及び給水確保の訓練，瓦礫撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。なお，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。

1．

基本となる教育及び訓練（第1.0.9－1～3表参照）
災害対策要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，アクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，役割に応じて重大事故等時の原子炉施設の挙動
1.0.9－1

等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法等の要素訓練を年1回以上実施する。
また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

(1)

教育（第1.0.9－1表，第1.0.9－2表参照）

ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識」
災害対策要員に対して，原子力防災組織の構成，各班の職務を踏まえて，各自が実施すべき活動について教育する。
・「放射線防護に関する知識」
災害対策要員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識について教育する。
・「放射線及び放射性物質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
災害対策要員のうち広報班を除く要員に対して，測定機器の用途，
測定方法，機器の取扱いに関する知識について教育する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる
当直への教育については勿論であるが，技術支援組織としてシビアアク
1.0.9－2

シデント時に中央制御室での対応をバックアップする災害対策要員及び実施組織として現場で活動する災害対策要員の知識レベルの向上を図る
ことも重要である。そのため，重大事故等時の原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベ一スの理解向上を図る。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時における原子炉施設の挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメン
トの専門的知識(2)

訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，発電所総合訓練を実施している。発電所総合訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画に従い実施している。
発電所総合訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。
また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する要素訓練
及び本店（東京）（以下「本店」という。）等と合同で行う原子力防災訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作，及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的か
つ確実に実施できることを確認する。
1.0.9－3

なお，重大事故等対策に使用する資機材及び手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練より得られた改善点等を適宜反映することとしている。
訓練の具体的な内容について，以下に示す。

ａ.要素訓練（第1.0.9－3，4表参照）
教育訓練項目と該当する手順書，対象者及び訓練名を第1.0.9－3表に整理する。
第1.0.9－3表に示す災害対策要員の教育訓練の詳細内容は，技術的能力と訓練の関係を示した第1.0.9－4表に示すとおりである。新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施すべき事項を第1.0.9－4
表に整理している。
原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取扱い方法等の習得を図るため要素訓練等を年1回以上実施する。
なお，現場作業にあたる災害対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，当直（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に取り入れる。
要素訓練は，現場対応の指揮，発電所災害対策本部との連絡等を行う
指揮者，現場対応者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に1.0.9－4

対応できるよう確実に力量が確保されていることを定期的に評価する。
訓練は，訓練毎の訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例:実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，
電気事故又は感電が発生する）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（タイベック，全面マスク）を着用して活動を行うなど，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降
雪又は強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定すること
により，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保する。
今後，計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施
され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
また，アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメ
ントガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止及び影響緩和策の判断を実施し，発電所災害対策本部が中央制御室の当直を支援できることを確認している。さらに，災害対策本部対応訓練，原子力緊急事態
支援組織（以下「緊急事態支援組織」という。）対応訓練，通報訓練，緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み合わせて実施する総合訓練において，重大事故等の発生を想定した場合においても発電所災害対策本部が総合的に機能することを確認している。
1.0.9－5

ｂ.発電所総合訓練
組織全体としての力量向上を図るために年1回以上の発電所総合訓練を実施する。各要素訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。

ｃ.原子力防災訓練
本店等と合同で行う原子力防災訓練においては，当社経営層も参加し，本店災害対策本部における活動の指揮命令及び情報収集等の活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本店等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，原子力防災訓練では，適宜，オフサイトセンターや自治体等への情報提供等の連携，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会見訓練）等にも取り組んでいる。
具体的には，オフサイトセンターへ実際に対応要員を派遣し，発電所
災害対策本部との情報連携の訓練や，自治体関係者ヘの電話連絡及びファクシミリ装置を用いた文書の同時送信による情報提供を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東京電力ホールディングス株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本店等において社外へのプラントの状況の説明等を行う模擬記者会見訓練等を行っている。
発電所総合訓練及び原子力防災訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所災害対策本部の各
1.0.9－6

活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，東海発電所との同時被災等のシナリオも取り込み，発電所災害対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害
や外部事象等に対応して実施しており，今後も計画的に実施する。

(3)

その他の教育及び訓練
緊急事態支援組織に対する協力要請等の対応訓練を年1回実施し，緊急事

態支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練を実際に行うことにより，対応及び操作の習熟を図る。更に緊急事態支援組
織に災害対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓
練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図る。

2．

当直に対する教育及び訓練（第1.0.9－1表，第1.0.9－3表参照）
当直に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレー
タ又はＢＷＲ運転訓練センターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
第1.0.9－1表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベース，
設計基準外事象ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，
中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第1.0.9－7

一原子力発電所事故の教訓から全交流動力電源喪失を想定した対応訓練等，
原子力安全への達成には当直の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故等が発生した時の対応力を養成するため，手順にしたがった監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パ
ラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できるよう，シミュレータ訓練を計画的に実施していく。
また，同一直の当直全員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直発電長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の安全を確保できるように，指示，命令系統の徹
底，各人の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。

3．

当直を除く実施組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，第1.0.9－3
表参照）
災害対策要員のうち当直を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を年1回以上実施する。
また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

1.0.9－8

4．

支援組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，第1.0.9－3表参照）
災害対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教
育に加え，役割に応じた要素訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年1回以上実施する。

5．

教育及び訓練計画の頻度の考え方（第1.0.9－5表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年1回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度に見直す。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことにより，各手順及び操作を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練について
は，年2回以上の実施頻度に見直す。

6．

教育及び訓練の効果の確認についての整理（第1.0.9－6表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理する。
(1)

要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
1.0.9－9

・各要員が社内規程に従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。
合わせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
なお，訓練により必要な力量を有していないと判断された場合，例えば所定の時間内に必要な操作を適切に完了できない場合等は，その要員を災害対策要員から外し，再度，必要な教育及び訓練を実施することにより，力量の確実な維持・向上を図ることとしている。

(2)

対応能力の向上総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「達成目標と基準」の評価項目を取り入れた災害対策要員の訓練評価シートを整備する。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認し，評価する。総合訓練実施後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。
また，ＷＡＮＯピアレビュー等により，教育及び訓練を含む取り組みについて，社外の原子力発電所経験者から客観的な評価も取り入れている。

7．

実務経験によるプラント設備への習熟（第1.0.9－7表参照）
当直及び保修室員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，実務経験を通
1.0.9－10

じてプラント設備への習熟を図っている。
当直は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき設備の巡視点検，定期試験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。
保修室員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現場に立ち，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の
保守点検活動を行うことにより普段から設備についての習熟を図る。また，研修施設にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた残留熱除去系海水ポンプ用電動機及びディーゼル発電機海水ポンプ用電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，研修施設
において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

8．

初期消火対応要員（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
初期消火対応要員のうち，当社社員以外の協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育訓練を行うこととしている。このため，初期消火対応要員も当社が作成した教育訓練プログラムに従い必要な教育を受け，当社が実施する要素訓練及び総合訓練に参加することにより必要な力量の維持及び向上を図ることとしている。

9．

本店の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について
1.0.9－11

本店の総合災害対策本部要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事
故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所の災害対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡など本店の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持及び向上を図る。

1.0.9－12

教育名

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容

対象者

時間・頻度

1.0.9－13

異常時対応訓練（指揮，状況判断）異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断が出来るよう，異常時操作の対応（判断・指揮命令）及び警報発生時の監視項目について理解する

・異常時操作の対応（判断，指揮命令含む）
・警報発生時の監視項目･当直発電長
･当直副発電長

異常時対応訓練（中央制御室内対応）

異常時に中央制御室において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する
役割に応じた活動に要する資機材等に関する知識の習得

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作（中央制御室）
・異常時操作の対応（中央制御室）

3年間で30時間･当直発電長※２
以上･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ） （他項目も含む）

異常時対応訓練（現場機器対応）

異常時に現場において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する

・原子炉の起動停止の概要
・各設備の運転操作の概要（現場操作）・警報発生時の対応操作（現場操作）
・異常時操作の対応（現場操作）･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

シミュレータ訓練Ⅰ（ファミリー訓練）

異常事象対応時（設計基準外事象含む）の連携措置の万全を図る

・運転操作の連携訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１･当直発電長
･当直副発電長
3年間で15時間･当直運転員（運転員Ⅰ， 以上※２
運転員Ⅱ）シミュレータ訓練Ⅱ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る

シミュレータ訓練Ⅲ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る

・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１
・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・指揮命令訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１※1：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容※2：東海第二発電所 原子炉施設保安規定 保安教育に定められた教育時間･当直運転員（運転員Ⅰ）

3年間で9時間以上※２･当直発電長
･当直副発電長

3年間で9時間
以上※２

教育名

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容

対象者

時間・頻度

・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・防災体制，防災組織及び活動
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

・防災関係設備に関すること･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

アクシデントマネジメ アクシデントマネジメントに関するント教育（基礎的知識） 基礎的知識の習得

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※１･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

事故時における原子炉施設の挙動，プ
アクシデントマネジメ ラント状況に合致した機能別設備をント教育（応用的知識） 活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位･当直発電長
･当直副発電長

1 回／年・当直の活動・各作業班との連携・当直の意思決定【重大事故等を想定し，上記を実施】※１･当直発電長
･当直副発電長･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

防災教育
（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災活動の円滑な実施に資する

防災教育
・放射線安全の観点から放射線の人体（放射線防護に関するに及ぼす影響，放射線防護等に関す知識）
る知識の理解1.0.9－14

防災教育（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知
識）

発電所総合訓練・機器の用途，測定方法，機器の取扱
い方法の理解想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する※1：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容※2：東海第二発電所 原子炉施設保安規定 保安教育に定められた教育時間

教育名

第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容
対象者

頻度

1.0.9－15

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の理解
概要
・原子力災害に関する知識を習得し， ・原子力事業者防災業務計画の概要
原子力防災活動の円滑な実施に資・防災体制，防災組織及び活動する。
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）

1 回／年

防災教育
（放射線防護に関する知識）

・放射線安全の観点から放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識の理解・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織

1 回／年

・防災関係設備に関すること・運営支援組織（広報班を除く班長及び班員）
・技術支援組織（班長,
班員及び重大事故等対応要員（放射線測定
対応））
・実施組織（班長，初期消火対応要員及び重大事故等対応要員（拡散抑制対応，アクセス
ルート確保対応,電源確保対応，給水確保対
応）
）

1 回／年

防災教育
（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・機器の用途，測定方法，機器の取扱い方法の理解※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

教育名

第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容
対象者

1.0.9－16

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）1 回／年

事故時における原子炉施設の挙動，プ
ラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあっ
た優先順位

・本部長
・本部長代理・技術支援組織（本部員，班長，班員）

1 回／年

想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

・各作業班の活動・各作業班の連携・本部の意思決定・本店本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

・災害対策要員

1 回／年

・通報訓練

・運営支援組織（情報班）

アクシデントマネジメ
ント教育（基礎的知識）アクシデントマネジメントに関する基礎的知識の習得

アクシデントマネジメ
ント教育（応用的知識）発電所総合訓練

その他訓練

頻度

あらかじめ定められた機能を発揮できるようにするために資機材操作を含めて行い，機能毎の対応能力向上を図る。

・モニタリング訓練
・避難誘導訓練・緊急時被ばく医療訓練※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

・技術支援組織（放射線管理班）・運営支援組織（庶務班（総務））・運営支援組織（庶務班（保健安全）
・技術支援組織（放射線
管理班）

1 回／年

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（1／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度

常設代替高圧電源装置による給電○非常時運転手順書（事象ベース）
・常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ，２Ｄ受電

1.0.9－17

電源確保○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電②可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，
ＭＣＣ給電○非常時運転手順書（事象ベース）
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
受電

常設代替高圧電源装置，可搬型
代替低圧電源車
等への燃料補給○重大事故等対策要領①タンクローリへの給油手順②タンクローリからの給油手順③燃料補給設備の確認手順

当直①可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気
設備への給電：1回／年②可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設
備への給電：1回／年

重大事故等
対応要員
・可搬型代替低圧電源車起動操作：1回／年
（電源確保
対応）

○重大事故等対策要領
・可搬型代替低圧電源車起動手順
非常用高圧母線
電源融通

・常設代替高圧電源設備による非常用所内電気
設備への給電：1回／年

重大事故等対応要員 ・常設代替高圧電源装置（現場起動）による給電
（電源確保
：1回／年
対応）

○重大事故等対策要領
・常設代替高圧電源装置起動手順

可搬型代替低圧
電源車による給電

当直

２Ｃ又は２Ｄ当直

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源融通：1 回／年

重大事故等 ①可搬型設備用軽油貯蔵タンクからタンクロー
リへの給油：1回／年
対応要員（アクセス ②タンクローリから各機器への給油：1回／年
ルート確保 ③燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油：1回／年
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－18

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（2／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書（事象ベース）
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系
当直系への代替送水準備：1回／年への代替送水
非常用ディーゼ
ル発電機等冷却
重大事故等
・非常用ディーゼル発電機等冷却系海水系ホース
水確保○重大事故等対策要領
対応要員
接続：1回／年（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
対応）○非常時運転手順書（事象ベース）
蓄電池による給・所内常設直流電源設備による非常用直流母線へ
・125V Ａ系及びＢ系蓄電池による直流125V主母線
当直
電の給電：1回／年
盤２Ａ及び２Ｂ受電
電源確保○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線
線盤２Ａ及び２Ｂ受電：1回／年
当直
盤２Ａ及び２Ｂ受電②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V
可搬型代替直流
125V主母線盤受電：1回／年
主母線盤受電電源設備による
給電
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替直流電源設備による給電：1回／年（電源確保
・可搬型代替低圧電源車起動手順
対応）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
当直
原子炉の停止・現場操作による制御棒手動挿入：1回／年
・現場操作による制御棒挿入（手動）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
高圧の原子炉へ①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
当直（可搬型計測器に関する取扱い含む）
：1回／年
の注入操作
②ＳＬＣによる原子炉注水②ＳＬＣによる原子炉注水：1回／年①代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
炉心損傷緩和圧：1回／年
当直①代替減圧手段による原子炉の減圧②ＳＲＶ駆動源確保（高圧窒素ガスボンベ切替，②ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
可搬型窒素供給装置（小型））：1回／年
原子炉の減圧
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ・可搬型窒素供給装置（小型）の起動操作：1回（給水確保／年
・可搬型窒素供給装置（小型）による送気対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－19

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（3／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
1回／年①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
当直②消火系による原子炉注水：1回／年②消火系による原子炉注水③ＣＳＴ系による原子炉注水③ＣＳＴ系による原子炉注水：1回／年
低圧の原子炉への注入操作
重大事故等○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
対応要員 ①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
（運転操作
1回／年
対応）
○重大事故等対策要領
重大事故等①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水対応要員②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保③連絡配管閉止フランジの切替え
炉心損傷緩和③連絡配管閉止フランジの切替え
対応）
重大事故等
最終ヒート
○重大事故等対策要領
対応要員 ・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水
シンクへの・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保
：1回／年
（給水確保
熱輸送
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ
当直・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年
・二次格納施設制御
インターフェイ
スシステムＬＯ
重大事故等
ＣＡ発生時の対○非常時運転手順書Ⅱ
対応要員
・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年
応（運転操作
・二次格納施設制御
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－20

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（4／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作によるンバ側）の現場操作による格納容器減圧
格納容器減圧：1回／年②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現③フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
場操作による格納容器減圧
当直：1回／年③フィルタ装置スクラビング水移送⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
格納容器スプレイ：1回／年⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格⑥消火系による格納容器スプレイ：1回／年
納容器スプレイ
⑦ＣＳＴ水系による格納容器スプレイ：1回／年⑥消火系による格納容器スプレイ⑦ＣＳＴ系による格納容器スプレイ
格納容器内の
炉心損傷緩和○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
減圧・除熱・冷（続き）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
却
重大事故等 ①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作によるンバ側）の現場操作による格納容器減圧
格納容器減圧：1回／年
対応要員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現（運転操作 ③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による場操作による格納容器減圧対応）
格納容器スプレイ：1回／年③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイ
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水（給水確保 ②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え（電源確保 ④可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年④可搬型窒素供給装置による送気対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－21

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（5／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器ンバ側）の現場操作による格納容器減圧
ベント：1回／年③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現
水：1回／年
当直
場操作による格納容器減圧④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水
注水：1回／年④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注⑤フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年
水⑤フィルタ装置スクラビング水移送
重大事故等○重大事故等対策要領
格納容器内の対応要員 ①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年
減圧・除熱・冷①可搬型代替注水中型ポンプによる送水（給水確保 ②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
却②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え（電源確保 ④可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年④可搬型窒素供給装置による送気対応）
格納容器破損防止○非常時運転手順書Ⅲ①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
重大事故等 ①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器ンバ側）の現場操作による格納容器減圧対応要員
ベント：1回／年②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現 （運転操作 ③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室の準備
場操作による格納容器減圧
対応）及び運用：1回／年③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室空気ボン
ベユニットによる第二弁操作室の正圧化①消火系による原子炉圧力容器への注水：1回／○非常時運転手順書Ⅲ
年①消火系による原子炉圧力容器への注水
当直②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水：1回②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水／年
原子炉圧力容器への注水
重大事故等○重大事故等対策要領①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水対応要員②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－22

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（6／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等
対応要員
格納容器破損
水素爆発による
○重大事故等対策要領（給水確保
・可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年
防止
格納容器の破損対応）
・可搬型窒素供給装置による送気
（続き）
防止
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①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①可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水水ライン）を使用した使用済燃料プール注水：
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ラ1回／年イン）を使用した使用済燃料プール注水
当直②消火系による使用済燃料プール注水：1回／年②消火系による使用済燃料プール注水③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水：1回／③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プー 使用済燃料
年
ル水位維持及び プールへの注水
及びスプレイ
燃料損傷緩和○重大事故等対策要領①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①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー
重大事故等
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使対応要員
た使用済燃料プールスプレイ：1 回／年
用済燃料プールスプレイ（給水確保 ②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年対応）②可搬型代替注水大型ポンプによる送水③使用済燃料プール漏えい緩和：1 回／年③使用済燃料プール漏えい緩和○重大事故等対策要領
重大事故等 ①放水砲による拡散抑制：1 回／年
発電所外への
放射性物質放出
対応要員 ②汚濁防止膜による拡散抑制：1 回／年①大気への放射性物質の拡散抑制
放射性物質の緩和（拡散抑制②海洋への放射性物質の拡散抑制
拡散抑制
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（7／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
代替淡水貯槽対応要員 ・可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水中型ポンプ手順
への補給（給水確保 ・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
対応）
重大事故等
西側淡水貯水設○重大事故等対策要領
対応要員
備
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
（給水確保
への補給
対応）
○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等
・可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年②代替淡水貯槽水源手順
対応要員
送水・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③西側淡水貯水設備水源手順（給水確保
・ホース取扱訓練：1回／年④淡水タンク水源手順
対応）⑤海水源手順：1回／年○重大事故等対策要領
重大事故等 ・瓦礫撤去（ホイールローダ）
・瓦礫撤去
対応要員
アクセスルート（アクセスルの確保
ート確保対応）○重大事故等対策要領
重大事故等 ①可搬型計測器によるパラメータ計測①可搬型計測器による測定手順
対応要員
：1回／年
②メディアへの保存手順（電源確保 ②メディア（記録媒体）への保存：1回／年
事故時の計装対応）○重大事故等対策要領
・ＳＰＤＳデータ表示装置操作：1回／年
情報班
・ＳＰＤＳ操作手順
班員

教育訓練項目水源確保

1.0.9－23
その他対策○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
・中央制御室退避室正圧化
中央制御室の居住性の確保○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設営手順

・中央制御室退避室の正圧化：1回／年
当直
重大事故等 ・中央制御室チェンジングエリアの設置
対応要員
：1回／年
（放射線
測定対応）

※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（8／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度

緊急時対策所等の居住性の確保

1.0.9－24

その他対策

環境モニタリン
グ○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設置手順

放射線管理 ・緊急時対策所チェンジングエリアの設置：1回
班 班員／年○重大事故等対策要領
・緊急時対策所エリアモニタ設置手順○重大事故等対策要領①緊急時対策所非常用換気設備起動手順②緊急時対策所加圧設備準備手順③緊急時対策所加圧設備切替準備手順④緊急時対策所加圧操作手順⑤緊急時対策所加圧停止操作手順⑥酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動手順

放射線管理
・緊急時対策所エリアモニタ設置：1回／年
班 班員①緊急時対策所非常用換気設備運転操作：1回／年②③④⑤緊急時対策所加圧設備準備及び運転操
作：1回／年
庶務班
班員⑥緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
測定手順：1回／年⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動操作：1回／年①放射能観測車による放射能濃度測定：1回／年②可搬型放射能測定装置による放射性物質の重大事故等
濃度測定：1回／年
対応要員 ③小型船舶取扱い：1回／年（放射線 ④可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定：1回／年
測定対応）⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換：
1回／年○重大事故等対策要領①放射能観測車取扱手順②可搬型放射能測定装置取扱手順③小型船舶取扱手順④可搬型モニタリング・ポスト設置手順⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手
順○重大事故等対応要領
・モニタリング・ポスト検出器保護カバー交換手順

保修班
班員※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交
換：1回／年

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（9／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
気象条件の測定・可搬型気象観測設備取扱い：1 回／年
・可搬型気象観測設備取扱手順
（放射線
測定対応）
○防火管理要領
その他対策
自衛消防隊 ・消防操法：1 回／年
・消防自動車による消火手順
（続き）
重大事故等
消火活動
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1 回／年・航空機燃料火災への泡消火
（拡散抑制
対応）
※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－25

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（1／40）
技術的能力審査基準

手順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

1.1.2.1(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）

対象者

当直

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作
・原子炉モード・スイッチ「停止」
位置切替操作

※1

・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・中央制御室操作による反応度制
御（自動・手動）・ＳＬＣによる反応度制御
・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却

1.0.9－26

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年※1

1.1.2.1(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」

・現場操作による制御棒挿入（手動）
当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年※1 シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替制御棒挿入機能による制御
棒挿入操作（自動・手動）・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・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
・ほう酸水注入操作
・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・プール冷却操作
・原子炉水位低下による原子炉出
力抑制操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁継電
器用ヒューズ引き抜き操作
・中央制御室からの手動操作による制御棒挿入操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁計器
用空気系の排気操作
・スクラム個別スイッチの操作
・制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水操作

操作に
必要な
人数

1名

2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（2／40）
技術的能力審査基準

手順1.2
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水
1.2.2.1(2)高圧炉心スプレイ系
による原子炉注水
1.2.2.2(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動
1.2.2.3(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動対象者

社内規定（手順等）

頻度

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＲＣＩＣによる原子炉注水※11.0.9－27

・高圧炉心スプレイ系による原子
炉注水操作

1名

・高圧代替注水系による原子炉注
水・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

2名

・高圧代替注水系による原子炉注
水・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

2名

・可搬型計測器に関する取扱い

・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの監視及び原
子炉水位確認・現場手動操作による高圧代替注
水系起動操作・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの監視・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した原子炉
水位確認
・ほう酸水注入系による原子炉注
水操作
・ほう酸水貯蔵タンク純水補給操
作・制御棒駆動水圧系による原子炉
注水操作

・ＨＰＣＳによる原子炉注水

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

1.2.2.4(2)
常設高圧代替注水系
ポンプの作動状況確
認

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

1.2.2.4(3)原子炉水位の制御

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年※1・高圧代替注水系現場起動による原子炉注水・可搬型計測器に関する取扱い

・可搬型計測器に関する取扱い

1.2.2.5(1)ａ．
ほう酸水注入系による原子炉注水当直
当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・ＳＬＣによる原子炉注水

※1

1 回／年

1.2.2.5(1)ｂ．
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
制御棒駆動水圧系に当直※1（徴候ベース）
よる原子炉注水※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
1名

※1

※1

主な活動内容・原子炉隔離時冷却系による原子
炉注水操作

※1

当直

1.2.2.3(1)ｂ．
現場での人力操作による高圧代替注水系
起動

手順書項目

・ＳＬＣによる原子炉注水
・ＣＲＤによる原子炉注水

1名

4名

1名

1名

1名
2名
1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（3／40）
技術的能力審査基準
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手順

1.3.2.1(1)ａ．
手動による原子炉減圧

1.0.9－28

1.3.2.2(1)ａ．
常設代替直流電源設
備による逃がし安全
弁機能回復
1.3.2.2(1)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による逃がし安
全弁機能回復1.3.2.2(1)ｃ．
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

1.3.2.2(2)ａ．
非常用窒素供給系による窒素確保

対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・代替減圧手段による原子炉の減圧・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵
タンク循環運転による原子炉減
圧操作
・タービン・バイパス弁による原
子炉減圧操作・常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作・可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・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操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・可搬型計測器を使用した原子炉
圧力確認
・不活性ガス系から高圧窒素ガス
供給系（非常用）への切替操作
・警報確認
・高圧窒素ガス供給系（非常用）
高圧窒素ガスボンベ切替操作
・可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置（小型）の取扱い
・ホ－スの運搬・逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源への窒素供給

1 回／年
※1

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）※1・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）※1・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）
当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直
当直

1.3.2.2(2)ｂ．
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保頻度

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

※1

※1

1 回／年
1 回／年

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・可搬型窒素供給装置（小型）に
よる送気

操作に
必要な
人数

1名

1名

1名

1名

1名
2名
2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（4／40）
技術的能力審査基準
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（続き）

手順

1.3.2.2(2)ｃ．
非常用逃がし安全弁
駆動系による原子炉
減圧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

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動
源確保）

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧に伴う系統構成
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧に伴う系統構成
・安全弁駆動系高圧窒素ボンベ交換操作・代替減圧手段による原子炉の減
圧操作

※1

1 回／年

1 回／年

・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）

・代替減圧手段による原子炉の減圧

1.0.9－29

当直

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年
※1

1 回／年

重大事故等対応要員
1 回／年（運転操作対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1名

2名

1名

※1

・二次格納施設制御

1.3.2.4(1)
非常用運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次
格納施設制御」

操作に
必要な
人数

・二次格納施設制御
・二次格納施設制御

・漏えい箇所隔離操作
・隔離不可時，原子炉スクラム等
操作
・原子炉減圧及び注水操作
・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・プール冷却操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作

2名

3名
1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（5／40）
技術的能力審査基準

手順1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.4.2.1(1)
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系
による原子炉注水
1.4.2.1(3)
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

1.0.9－30

1.4.2.2(1)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＬＰＣＳによる原子炉注水

当直

・低圧炉心スプレイ系による原子
炉注水操作

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

※1

※1

※1

※1

※1

・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

※1

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成

操作に
必要な
人数
1名

1名
1名
2名

2名

1名

3名

3名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（6／40）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容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（続き）

1.4.2.2(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による原子炉注水当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・代替循環冷却系による原子炉注
水・代替循環冷却系による原子炉注
水操作

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による原子炉
注水

当直
当直
当直

1.4.2.2(1)ａ．(e)補給水系による原子炉注水

当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

※1

※1

1 回／年
1 回／年

・ＣＳＴ系による原子炉注水

※1

1 回／年
1 回／年

1.0.9－31

1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1水系）復旧後の原子炉（徴候ベース）
注水
1.4.2.2(2)ａ．(b)・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
低圧炉心スプレイ系
当直※1（徴候ベース）
復旧後の原子炉注水
1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代替注水系（常・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1設）による残存溶融炉（徴候ベース）
心の冷却※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水・残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水操作

・ＬＰＣＳによる原子炉注水・低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水操作・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）による原子炉注水操作

操作に
必要な
人数
2名
1名
2名
1名
2名
6名

1名

1名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（7／40）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者

当直
1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海水）

1.0.9－32

1.4.2.2(3)ａ．(c)
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による残存溶
融炉心の冷却・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直

当直

主な活動内容・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・代替循環冷却系による原子炉注
水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・代替循環冷却系による原子炉注
水操作

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作※1・重大事故等対策要領

当直

手順書項目

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直
1.4.2.2(3)ａ．(e)補給水系による残存
溶融炉心の冷却社内規定（手順等）

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

※1

※1

1 回／年
1 回／年

・ＣＳＴ系による原子炉注水

※1

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

操作に
必要な
人数

1名

8名

2名

1名
2名
1名
2名
6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（8／40）
技術的能力審査基準

手順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（続き）

1.0.9－33

1.4.2.3(1)原子炉運転停止中の
原子炉注水

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・代替循環冷却系による原子炉注
水操作
・消火系による原子炉注水操作

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直
当直
当直
当直
当直

※1

※1

・重大事故等対策要領

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年
※1

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・代替循環冷却系による原子炉注
水・消火系による原子炉注水

※1

1 回／年
1 回／年

・消火系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

※1

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

操作に
必要な
人数
2名

1名

3名

3名

8名

2名
1名
2名
1名
2名
6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（9／40）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容1.4.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱

1.4.2.3(2)ａ．(b)原子炉冷却材浄化系による進展抑制当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉注水操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱に伴う系統構成

当直

※1

※1

※1

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

※1

・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱

操作に
必要な
人数
1名
2名
1名
2名

1.0.9－34

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（10／40）
技術的能力審査基準

手順

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.5.2.1(1)
残留熱除去系海水系
による冷却水（海水）
の確保

対象者

社内規定（手順等）

頻度

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・ＲＨＲＳによる冷却水確保※1

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.0.9－35

1.5.2.2(1)ａ．(a)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

1 回／年

重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

主な活動内容・残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作

※1

1 回／年

1.5.2.2(1)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給

手順書項目

1 回／年

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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準備操作
・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操作
・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操作（遠隔人力操作機構使用）

操作に
必要な
人数
1名

1名

3名

・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操作（遠隔人力操作機構使用）
3名

・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（11／40）
技術的能力審査基準

手順

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等（続き）

1.5.2.2(1)ａ．(c)原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

頻度

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による送気・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送ライン系統構成

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.5.2.2(1)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移
送1.0.9－36

1.5.2.2(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年
※1

1 回／年

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

操作に
必要な
人数

6名

6名

1名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（12／40）
技術的能力審査基準
1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等
（続き）

手順

1.5.2.2(1)ｂ．
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

1.0.9－37

1.5.2.3(1)ａ．
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.3(1)ｂ．
代替残留熱除去系海水系による冷却水（海
水）の確保

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器減圧・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操作

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・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に伴う系統構成

重大事故等対応要員（運転操作担当）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器減圧・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器減圧・緊急用海水系による冷却水確保

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

※1

1 回／年

1 回／年
1 回／年
※1

※1

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替残留熱除去系海水系による冷却水確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保

操作に
必要な
人数

1名

・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に伴う系統構成
・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作・代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系への送水に伴う系統構成

3名

3名

2名
2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（13／40）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－38

1.6.2.1(1)
残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直
器スプレイ冷却系）に※1（徴候ベース）
よる原子炉格納容器
内の除熱
1.6.2.1(2)
残留熱除去系（サプレ・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年ッション・プール冷却当直※1（徴候ベース）系）によるサプレッション・プール水の除熱
1.6.2.2(1)ａ．(a)代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1るサプレッション・プ（徴候ベース）ール水の除熱1.6.2.2(1)ａ．(b)
代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1る原子炉格納容器内（徴候ベース）の除熱
1.6.2.2(1)ｂ．(a)代替格納容器スプレ
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
イ冷却系（常設）によ
当直※1（徴候ベース）
る原子炉格納容器内の冷却※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

手順書項目

主な活動内容・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・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
器内の除熱操作

1名

・ＲＨＲによるサプレッション・
プール冷却・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・プール水の除熱操作

1名

・代替循環冷却系によるサプレッ
ション・プール水冷却・代替循環冷却系によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作・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スプレイ

・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
冷却操作

2名

2名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（14／40）
技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等（続き）

1.0.9－39

1.6.2.2(1)ｂ．(b)代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内の冷却（淡水／海
水）

対象者

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1.6.2.2(1)ｂ．(c)
消火系による原子炉
格納容器内の冷却当直
当直
当直

1.6.2.2(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却社内規定（手順等）

当直

頻度

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・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ス
プレイ

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系
統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）確認
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系
統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系
統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系
統構成
・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操
作

※1

1 回／年

1 回／年

・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ス
プレイ
・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ス
プレイ
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年
※1

1 回／年
1 回／年
※1

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え

操作に
必要な
人数

1名

3名

3名

8名

1名
2名
1名
2名
6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（15／40）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－40

1.6.2.2(1)ｃ．(a)ドライウェル内ガス
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1
冷却装置による原子（徴候ベース）
炉格納容器内の除熱
1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
器スプレイ冷却系）復当直※1（徴候ベース）
旧後の原子炉格納容
器内の除熱
1.6.2.2(2)ａ．(b)
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1系）復旧後のサプレッ（徴候ベース）ション・プール水の除熱
1.6.2.3(1)ａ．(a)代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
当直
※1
るサプレッション・プ（シビアアクシデント）
ール水の除熱1.6.2.3(1)ａ．(b)
代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
当直
※1
る原子炉格納容器内（シビアアクシデント）の除熱
1.6.2.3(1)ｂ．(a)代替格納容器スプレ
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
イ冷却系（常設）によ
当直※1（シビアアクシデント）
る原子炉格納容器内の冷却※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器冷却・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱操
作・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱操作

・ＲＨＲによるサプレッション・
プール冷却・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱操作

・代替循環冷却系によるサプレッ
ション・プール水冷却・代替循環冷却系によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作・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スプレイ

・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
冷却操作

操作に
必要な
人数
1名

1名

1名

2名

2名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（16／40）
技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等
（続き）

対象者

当直
1.6.2.3(1)ｂ．(b)代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内の冷却（淡水／海水）

1.0.9－41

1.6.2.3(1)ｂ．(c)
消火系による原子炉
格納容器内の冷却重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直
当直
当直

1.6.2.3(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

社内規定（手順等）

頻度

・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年※1（シビアアクシデント）

手順書項目

主な活動内容・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ス
プレイ

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系
統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構
成・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操作・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱操作

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年※1（シビアアクシデント）
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年（シビアアクシデント）
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年※1（シビアアクシデント）
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年（シビアアクシデント）
・重大事故等対策要領

1 回／年

1.6.2.3(1)ｃ．(a)・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
ドライウェル内ガス
当直※1（シビアアクシデント）
冷却装置による原子炉格納容器内の除熱※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え
・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器冷却

操作に
必要な
人数

1名

8名

1名
2名
1名
2名
6名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（17／40）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
器スプレイ冷却系）復当直※1（シビアアクシデント）
旧後の原子炉格納容
器内の除熱
1.6.2.3(2)ａ．(b)
残留熱除去系（サプレ・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年ッション・プール冷却当直※1（シビアアクシデント）
系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱操作

・ＲＨＲによるサプレッション・
プール冷却・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱操作

操作に
必要な
人数

1名

1名

1.0.9－42

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（18／40）
技術的能力審査基準

手順

対象者

頻度

手順書項目

主な活動内容

操作に
必要な
人数

1 回／年

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器減圧・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準備操作
・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操作

1名

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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（現場操作）準備操作

社内規定（手順等）

1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等

※1

当直

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

1.7.2.1(1)ａ.
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

1 回／年

1.0.9－43

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｂ.
第二弁操作室の正圧化

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｃ.
フィルタ装置スクラ
ビング水補給重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

3名

・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（現場操作）操作
3名

・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成

3名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（19／40）
技術的能力審査基準

手順1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

1.7.2.1(1)ｄ.
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

頻度

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による送気・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.7.2.1(1)ｅ.
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.0.9－44

1.7.2.1(1)ｆ．
フィルタ装置スクラ
ビング水移送

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移
送
1 回／年
※1

1 回／年

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

操作に
必要な
人数

6名

6名

1名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（20／40）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.7.2.1(2)・非常時運転手順書Ⅲ
代替循環冷却系によ
1 回／年
当直（シビアアクシデン※1
る原子炉格納容器内
ト）の減圧及び除熱1.7.2.1(3)・非常時運転手順書Ⅲ
サプレッション・プー
1 回／年
当直（シビアアクシデン※1
ル水ｐＨ制御装置にト）よる薬液注入※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

手順書項目

主な活動内容・代替循環冷却系による原子炉格
納容器除熱

・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操作

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作

操作に
必要な
人数
2名

1名

1.0.9－45

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（21／40）
技術的能力審査基準

手順1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.8.2.1(1)ａ．
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度

1 回／年
※1

1.0.9－46

1.8.2.1(1)ｃ．
消火系によるペデス
タル（ドライウェル部）への注水当直

当直

主な活動内容・格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水・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）への注水操作

・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）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（淡水／海水）に伴う系統構成
・格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水（淡水／海水）
確認
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

1 回／年
※1

1.8.2.1(1)ｂ．
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）
重大事故等対応要員（給水確保対応）

手順書項目

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

※1

・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水

1 回／年

・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系
統構成

操作に
必要な
人数

2名

1名

8名

1名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（22／40）
技術的能力審査基準
1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
（続き）

手順

対象者

当直
1.8.2.1(1)ｄ．
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.0.9－47

1.8.2.2(1)ａ．
原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容
器への注水
1.8.2.2(1)ｂ．
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
1.8.2.2(1)ｃ．
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

1.8.2.2(1)ｄ．
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

当直

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年※1・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

1 回／年

・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

1 回／年

・連絡配管閉止フランジ切替え
・ＲＣＩＣによる原子炉注水

1 回／年

・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水操作

※1

1 回／年
※1

1 回／年
※1

1 回／年
※1

1 回／年

1.8.2.2(1)ｅ．
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
代替循環冷却系によ当直（シビアアクシデン※1
る原子炉圧力容器へ
ト）の注水※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・高圧代替注水系による原子炉注
水・高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水操作

・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
原子炉圧力容器への注水操作

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型大型ポンプの取扱（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水操作

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・代替循環冷却系による原子炉注
水

操作に
必要な
人数
1名

2名
6名

1名

1名

2名

1名

8名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（23／40）
技術的能力審査基準
1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等（続き）

手順

1.8.2.2(1)ｆ．
消火系による原子炉
圧力容器への注水

対象者

当直

当直

当直
1.8.2.2(1)ｇ．
補給水系による原子炉圧力容器への注水

当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

頻度
1 回／年

手順書項目
・消火系による原子炉注水※1・消火系による原子炉注水
1 回／年
1 回／年

・ＣＳＴ系による原子炉注水※1・ＣＳＴ系による原子炉注水
1 回／年
1 回／年

1.0.9－48

1.8.2.2(1)ｈ．
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
ほう酸水注入系によ当直（シビアアクシデン※1
る原子炉圧力容器へ
ト）のほう酸水注入※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容操作に必要な
人数

・消火系による原子炉圧力容器へ
の注水操作

1名

・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

2名

・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作1名

・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

2名

・連絡配管閉止フランジ切替え

・連絡配管閉止フランジ切替え

・ＳＬＣによる原子炉注水

・ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器へのほう酸水注入操作

6名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（24／40）
技術的能力審査基準
1.9
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順
等

手順

1.9.2.1(1)ｂ．
可搬型窒素供給装置
による原子炉格納容
器内の不活性化

1.9.2.1(2)ａ．
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器水素爆発防止対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

当直

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

頻度1.0.9－49

手順書項目

主な活動内容・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

・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・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に伴う
系統構成
・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準備操作
・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操作・可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年（シビアアクシデン※1
ト）

1.9.2.1(2)ｂ．
可燃性ガス濃度制御
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
系による原子炉格納当直（シビアアクシデン※1
容器内の水素濃度制ト）
御1.9.2.1(3)ａ．
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
内酸素濃度（ＳＡ）に当直（シビアアクシデン※1
よる原子炉格納容器
ト）
内の水素濃度及び酸素濃度監視
1.9.2.1(3)ｂ．
格納容器雰囲気モニ・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
タによる原子炉格納当直（シビアアクシデン※1
容器内の水素濃度及ト）
び酸素濃度監視※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素ガス・酸素
ガスの排出

・可燃性ガス濃度制御系による水
素濃度制御

操作に
必要な
人数

6名

1名

1名

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測

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

1名

・格納容器雰囲気モニタによる水素濃度及び酸素濃度計測

・格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（25／40）
技術的能力審査基準
1.10
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.10.2.1(1)・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
原子炉建屋ガス処理
当直（シビアアクシデン※1
系による水素排出ト）
1.10.2.1(2)ａ．
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
原子炉建屋原子炉棟
当直（シビアアクシデン※1内の水素濃度監視ト）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

手順書項目

主な活動内容・原子炉建屋ガス処理系による水素排出

・原子炉建屋ガス処理系による水
素排出操作

1名

・原子炉建屋水素濃度計測

・原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

1名

1.0.9－50

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（26／40）
技術的能力審査基準

手順1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等

1.11.2.1(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

対象者

当直

当直

1.0.9－51

1.11.2.1(1)ｂ．
可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

当直

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1 回／年
※1

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・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

・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
プール注水操作・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

・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）に伴
う系統構成

※1

1 回／年

・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
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

1名

1名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（27／40）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

対象者

1.11.2.1(1)ｃ．
補給水系による使用済燃料プール注水

当直
当直

操作に
必要な
人数

1.0.9－52

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水
・ＣＳＴ系による使用済燃料プー
ル注水
・消火系による使用済燃料プール
注水
・消火系による使用済燃料プール
注水・補給水系による使用済燃料プー
ル注水操作
・補給水系による使用済燃料プール注水に伴う系統構成
・消火系による使用済燃料プール
注水操作
・消火系による使用済燃料プール
注水に伴う系統構成

・消火系による使用済燃料プール
注水
・消火系による使用済燃料プール
注水

・消火系による使用済燃料プール
注水操作
・消火系による使用済燃料プール
注水に伴う系統構成

2名

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

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

1名

※1

1 回／年

1.11.2.1(1)ｄ．
1 回／年
当直
※1
消火系による使用済
燃料プール注水・非常時運転手順書Ⅱ【消火栓を使用した
当直
1 回／年（徴候ベース）場合】
1.11.2.1(1)ｄ．
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
当直※1
消火系による使用済（徴候ベース）
燃料プール注水・非常時運転手順書Ⅱ【残留熱除去系ライ
当直
1 回／年（徴候ベース）ンを使用した場合】
1.11.2.2(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
料プール注水系（常設
当直※1（徴候ベース）
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1名
2名
1名
4名
1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（28／40）
技術的能力審査基準

手順1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

対象者

当直
1.11.2.2(1)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

1.0.9－53
1.11.2.2(1)ｃ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイ（淡水／海水）

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・建屋内ホース敷設・可搬型スプレイノズル設置

1 回／年
※1

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

※1

1 回／年

※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

操作に
必要な
人数

1名

8名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（29／40）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等（続き）

1.0.9－54

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.11.2.2(2)ａ.
使用済燃料プール漏
えい緩和

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.11.2.3(1)ａ．
使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置
起動
1.11.2.4(1)ａ.(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却
1.11.2.4(1)ａ.(b)
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.11.2.4(1)ａ.(c)
代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替大型ポンプによる冷却水（海水）
の確保

手順書項目
・使用済燃料プール監視・使用済燃料プールの監視・使用済燃料プール漏えい緩和

・使用済燃料プール漏えい緩和措置・使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置起動操作

※1

1 回／年

・使用済燃料プール監視

※1

1 回／年
※1

1 回／年

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却操作

・緊急用海水系による冷却水確保

・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作・緊急用海水系の起動操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）確保に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取り扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保に伴う系統構成

※1

1 回／年

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）の確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

主な活動内容1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
1名
4名

1名

1名

1名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（30／40）
技術的能力審査基準
1.12
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－55

1.12.2.1(1)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放水砲による大気へ（拡散抑制対応）の放射性物質の拡散抑制
1.12.2.1(1)b.
ガンマカメラ又はサ
重大事故等対応要員
ーモカメラによる大・重大事故等対策要領
1 回／年（拡散抑制対応）
気への放射性物質の拡散抑制効果の確認
1.12.2.1(2)ａ．
汚濁防止膜による海 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
洋への放射性物質の（拡散抑制対応）
拡散抑制
1.12.2.1(2)ｂ．
放射性物質吸着材に 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
よる海洋への放射性（拡散抑制対応）
物質の拡散抑制1.12.2.2(1)ａ．
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車
自衛消防隊
・防火管理要領
1 回／年
及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置
1.12.2.2(2)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
水砲，泡混合器及び泡（拡散抑制対応）
消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機
燃料火災への泡消火※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・大気への放射性物質の拡散抑制

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い・大気への放射性物質の拡散抑制
効果の確認

操作に
必要な
人数

8名

・ガンマカメラ又はサーモカメラの取扱い（運搬，設置，確認）
2名

・海洋への放射性物質の拡散抑制

・汚濁防止膜の運搬，設置
9名

・海洋への放射性物質の拡散抑制

・放射性物質吸着材の運搬，設置
9名

・航空機燃料火災時の延焼防止

・航空機燃料火災への泡消火

・化学消防自動車，水槽付消防ポ
ンプ自動車の取扱い（消火活動）
・泡消火薬剤の補給

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い
・泡消火薬剤の混合

9名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（31／40）
技術的能力審査基準
1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－56

1.13.2.1(2)ａ．
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注
水大型ポンプによる 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
送水（給水確保対応）（可搬型代替注水大型ポンプを使用する
場合）
1.13.2.1(4)ａ．
西側淡水貯水設備を重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年水源とした可搬型代（給水確保対応）替注水中型ポンプによる送水
1.13.2.1(7)ａ．
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
中型ポンプ又は可搬（給水確保対応）型代替注水大型ポン
プによる注水1.13.2.1(8)ａ．
海を水源とした可搬 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
型代替注水大型ポン（給水確保対応）
プによる送水
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・代替淡水貯槽水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・西側淡水貯水設備手順
・可搬型代替注水中型ポンプ手順

・可搬型代替注水中型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・淡水タンク水源手順
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・海水源手順・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接
続）

操作に
必要な
人数

8名

8名

8名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（32／40）
技術的能力審査基準
1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.13.2.2(1)ａ．
可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）

当直・重大事故等対策要領

1 回／年

1.13.2.2(2)ａ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水）

1.0.9－57

1.13.2.3(2)淡水から海水への切替
1.14電源の確保に関する
手順等
1.14.2.2(1)ａ．
常設代替交流電源設
備による非常用所内
電気設備への給電重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・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手順
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・中央制御室での水位指示監視・可搬型代替注水大型ポンプ手順
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・重大事故等対策要領

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年
※1

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

2名
・可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・中央制御室での監視・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電

1 回／年
・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

操作に
必要な
人数

・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作

8名

2名

2名

8名

2名

2名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（33／40）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順

1.14.2.2(1)ｂ．
可搬型代替交流電源
設備による非常用所
内電気設備への給電

1.14.2.2(2)高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）による非常用所内電気設備への給電対象者
当直
当直
重大事故等対応要員（電源確保対応）

1.0.9－58

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容・非常時運転手順書（事象ベース）
・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替低圧電源車起動手順

・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
及び受電確認・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電準備
・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄへの受電準備及び受電確認
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水
準備・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

※1

1 回／年

1 回／年

・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電

※1

1 回／年

1.14.2.2(3)・非常時運転手順書（事２Ｃ・２Ｄ非常用ディ
当直
1 回／年
象ベース）
ーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用デ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
ィーゼル発電機又は（給水確保対応）
高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

操作に
必要な
人数
2名
2名
6名

2名

2名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（34／40）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.14.2.3(1)ａ．
所内常設直流電源設
備による非常用所内
電気設備への給電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

1.14.2.3(1)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による非常用所
内電気設備への給電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.0.9－59

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

・非常時運転手順書（事象ベース）

1.14.2.4(1)ａ．
常設代替交流電源設
備による代替所内電気設備への給電

※1

1 回／年
※1

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電確認
・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
不要負荷切り離し・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受
電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・常設代替高圧電源装置起動手順

・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電準備及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ
受電

操作に
必要な
人数
2名

2名

2名

6名

2名

・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作

2名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（35／40）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順

1.0.9－60

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

1.14.2.4(2)ａ．
常設代替直流電源設
備による代替所内電気設備への給電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

1.14.2.4(2)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による代替所内
電気設備への給電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電確認
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電確
認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電及び受電確認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・タンクローリの取扱い（補給作業）

1.14.2.4(1)ｂ．
可搬型代替交流電源
設備による代替所内
電気設備への給電※1※1

・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

1.14.2.5(1)ａ．
重大事故等対応要員
可搬型設備用軽油タ（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
ンクからタンクロー
確保対応）
リへの給油
1.14.2.5(1)ａ．
重大事故等対応要員
タンクローリから各（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
機器への給油確保対応）
1.14.2.5(1)ｂ．
軽油貯蔵タンクから・非常時運転手順書（事当直
1 回／年
常設代替高圧電源装
象ベース）
置への給油
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・タンクローリへの給油手順

・タンクローリからの給油手順

・軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油手順

・タンクローリの取扱い（給油作
業）

操作に
必要な
人数
2名

2名

6名
2名

2名

2名

6名

2名

2名

・軽油貯蔵タンク出口弁切替操作
1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（36／40）
技術的能力審査基準
1.15
事故時の計装に関す
る手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－61

1.15.2.1(1)
1 回／年
当直・重大事故等対策要領※1
計器故障時の手順
1.15.2.1(2)ａ．
計器の計測範囲（把握1 回／年能力）を超えた場合の当直
・重大事故等対策要領※1
手順（代替パラメータによる推定）
1.15.2.1(2)ｂ．
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順（可搬型計測器に（電源確保対応）
よるパラメータ計測又は監視）
1.15.2.2(1)ｃ．
計測に必要な電源が喪失した場合の手順 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（可搬型計測器によ（電源確保対応）
るパラメータ計測又は監視）
1.15.2.3
重大事故等時のパラ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
メータを記録する手（電源確保対応）順※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目
・計器故障時の手順
・計器の計測範囲を超えた場合の手順

主な活動内容・他チャンネルによる計測
・代替パラメータによる推定
・代替パラメータによる推定

操作に
必要な
人数
1名

1名

・可搬型計測器によるパラメータ
計測又は監視・可搬型計測器の取扱い
2名

・可搬型計測器によるパラメータ
計測又は監視・可搬型計測器の取扱い
2名・重大事故等時のパラメータを記録する手順

・メディア（記録媒体）への保存
・代替パラメータの計測結果から推定したパラメータ値の記録・可搬型計測器での計測値の記録

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（37／40）
技術的能力審査基準
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－62

1.16.2.1(1)ａ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び
1 回／年
当直・非常時運転手順書Ⅲ※1
非常用ガス再循環系の運転手順等（交流動
力電源が正常な場合）
1.16.2.1(1)ｂ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び1 回／年
非常用ガス再循環系
当直・非常時運転手順書Ⅲ※1の運転手順等（全交流
動力電源が喪失した
場合）
1.16.2.1(2)中央制御室の酸素及当直・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
び二酸化炭素の濃度
測定と濃度管理手順
1.16.2.1(3)中央制御室の照明を当直
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
確保する手順1.16.2.1(4)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
照明を確保する手順
1.16.2.1(5)
データ表示装置（待避当直・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年室）によるプラントパ
ラメータの監視手順
1.16.2.1(6)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
準備手順
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室酸素及び二酸化炭素
測定手順
・中央制御室換気系起動（外気取入れ運転）・中央制御室用可搬型照明設置手順・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室換気系外気取入れ運
転・中央制御室への可搬型照明設置

・中央制御室退避室用可搬型照明
設置手順

・中央制御室退避室への可搬型照
明設置・データ表示装置（退避室）設置
手順

・中央制御室退避室へのデータ表
示装置（退避室）設置

・中央制御室退避室正圧化

・中央制御室退避室の正圧化

操作に
必要な
人数

2名

2名

2名

1名

1名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（38／40）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.16.2.1(7)中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素
当直・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年の濃度測定と濃度管
理手順
1.16.2.1(8)
衛星電話設備（可搬当直・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年型）（待避室）による通信連絡手順1.16.2.1(9)その他の放射線防護
当直・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
措置等に関する手順
等
1.16.2.2(1)
重大事故等対応要員
チェンジングエリア
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）の設置及び運用
1.17
1.17.2.1(2)
監視測定等に関する 可 搬 型 モ ニ タ リ ン
重大事故等対応要員
手順等
グ・ポストによる放射・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
線量の測定及び代替測定
1.17.2.1(3)
放射能観測車による 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放射性物質の濃度の （放射線測定対応）
測定
1.17.2.1(4)可搬型放射能測定装重大事故等対応要員
置による空気中の放・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
射性物質の濃度の代替測定
1.17.2.1(5)ａ．～ｃ．
可搬型放射能測定装重大事故等対応要員置等による放射性物
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
質の濃度及び放射線量の測定※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等
（続き）

手順書項目

主な活動内容・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素測定手順・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素濃度管理手順

・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度管理

・衛星電話設備（可搬型）（退避室） ・中央制御室退避室への衛星電話
設置手順
設備（可搬型）（退避室）の設置

・放射線防護具着用手順

操作に
必要な
人数

1名

1名

・全面マスクの着用－

1.0.9－63

・チェンジングエリア設置及び運用・チェンジングエリア設営

・可搬型モニタリング・ポスト設
置手順

・可搬型モニタリング・ポストの
取扱い

2名

2名

・放射能観測車取扱手順

・放射能観測車の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（39／40）
技術的能力審査基準
1.17
監視測定等に関する
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

1.0.9－64

1.17.2.1(5)ｄ．
可搬型放射能測定装置等による放射性物 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
質の濃度及び放射線 （放射線測定対応）
量の測定のうち海上
モニタリング
1.17.2.1(6)モニタリング・ポスト
保修班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年のバックグラウンド低減対策
1.17.2.1(7)可 搬 型 モ ニ タ リ ン 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
グ・ポストのバックグ （放射線測定対応）
ラウンド低減対策
1.17.2.1(8)放射性物質の濃度の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
測定時のバックグラ （放射線測定対応）
ウンド低減対策
1.17.2.2(2)
可搬型気象観測設備 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
による気象観測項目 （放射線測定対応）
の代替測定
1.18
1.18.2.1(1)ａ．
緊急時対策所の居住 緊急時対策所非常用
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
性等に関する手順等
換気空調設備運転手
順
1.18.2.1(1)ｂ．
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備による空気供給準
備手順
1.18.2.1(1)ｃ．
放射線管理班 班員
緊急時対策所加圧設・重大事故等対策要領
1 回／年
庶務班 班員備への切替準備手順※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
。

手順書項目

主な活動内容・小型船舶取扱手順
・可搬型放射能測定装置取扱手順

・小型船舶の取扱い
・可搬型放射能測定装置の取扱い

操作に
必要な
人数

4名

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交換手順

・モニタリング・ポストの検出器
保護用カバー交換・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換・可搬型放射能測定装置遮蔽手順

・可搬型放射能測定装置遮蔽

2名

2名

2名
・可搬型気象観測設備取扱手順

・可搬型気象観測設備設置
2名

・緊急時対策所非常用換気設備起動手順

・緊急時対策所非常用換気設備起動・緊急時対策所加圧設備準備手順

・ボンベ出口圧力確認
・警報バイパス

・緊急時対策所加圧設備切替準備
手順

・可搬型モニタリング・ポストの監視強化
・加圧設備の操作要員配置

1名

2名

各1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（40／40）
技術的能力審査基準
1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度

手順書項目

1.0.9－65

1.18.2.1(1)ｄ．
・緊急時対策所加圧操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年備への切替手順
1.18.2.1(1)ｅ．
・緊急時対策所加圧停止操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備の停止手順1.18.2.1(2)ａ．
・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測
緊急時対策所内の酸定手順
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順
1.18.2.1(2)ｂ．
・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測
緊急時対策所加圧設
定手順
備運転中の酸素濃度
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
及び二酸化炭素濃度の測定手順
1.18.2.1(3)ａ．
・緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所エリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順
モニタ設置手順
1.18.2.2(1)・ＳＰＤＳ操作手順
ＳＰＤＳによるプラ
情報班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
ントパラメータ等の監視手順
1.18.2.3(2)ｂ．
・チェンジングエリア設置手順
チェンジングエリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年の設置及び運用手順
1.18.2.4(2)ａ．
・緊急時対策所用代替電源設備の手
緊急時対策所用代替動への切替手順
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
電源設備の手動起動
手順※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容操作に必要な
人数

・緊急時対策所加圧操作
2名
・緊急時対策所加圧停止操作
2名
・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

1名

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
1名

・緊急時対策所エリアモニタ設置
1名
・ＳＰＤＳデータ表示装置監視
1名
・チェンジングエリアの設置
2名
・緊急時対策所用代替電源設備の
手動起動

2名

項目

教育・訓練の計
画

1.0.9－66

要素訓練

発電所総合訓練頻度

第 1.0.9－5 表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について教育・訓練の方針

教育・訓練の内容

・重大事故等対策に関する知識向上のための教
育・訓練等

1 回／年

・原子炉施設保安規定に基づく手順書で計画の策定方針を規定する。

1回／年以上・各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年1回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役・給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことに訓練
より，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評
価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

1回／年以上・想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年1回以上実施し，評価することにより，災害対策要員の実効性等を確認する。

・災害対策要員の実効性等を総合的に確認。

要員
災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員

第 1.0.9－6 表 重大事故等に係る発電所要員の力量管理について
必要な作業
必要な力量
主要な教育・訓練○発電所における災害対策活動の実施○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

主要な効果（力量）の確認方法○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練

○防災教育の実施状況，総合訓練の結果から効果（力量）の確認を行う。

1.0.9－67

災害対策要員・上記以外の要員○発電所における災害対策活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○所掌内容の理解○対策本部との情報共
有○各班との連携

当直○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○シミュレータ訓練○事故を収束できること，適切に操作を実施できることをシミ
ュレータ訓練の結果，防災教育等の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

実施組織○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの注水等○消火活動○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○必要な活動ができることを各
班機能に応じた要素訓練の結果，総合訓練の結果，防災教育の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

支援組織○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○防災教育の実施状況，要素訓
練の結果から効果（力量）の確
認を行う。

対象者
入社１年目
原子力技術系社
員（全員）

主な活動

第 1.0.9－7 表 プラント設備への習熟のための保守点検活動
保守点検活動の内容（例）

現場実習

・入社後、原子力発電所の仕組みや放射線の基礎等の知識を学んだ後、発電所の運転業務（直業務）の研修を受け、系統設備の概略や現場パトロール（機器配置）を習熟する。

力量設定管理要項

巡視点検

・巡視点検を1回以上／日で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

運転管理業務要項

運転操作・プラント起動又は停止時の運転操作及び機器の状態確認
・非常用炉心冷却設備等の定期的な起動試験に係る運転操作
及び機器の状態確認。

運転管理業務要項

保守管理

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。

保守管理業務要項

工事管理（調達管理）

・各設備の定期的な保守点検工事あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイントを定めて，設備毎の担当者が分解 保守管理業務要項
点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとともに，作 力量設定管理要項
業の安全管理等を実施。

教育訓練

・保修部門配属後，研修施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組み立て及び点検調整等の実習トレーニングを
力量設定管理要項
行い，現場技能を習得している。
・ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人
材を早期に育成している。

当直

1.0.9－68
保修室員

社内規程

補足 1
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.

要員の力量評価（表 1，表 2，表 3 参照）
各要員の評価は，社内規程にて力量基準を設定し，力量評価を行うこととする。力量評価の方法は，訓練毎に設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応状況を確認し，表3に示す力量水準に照らして力量レベルを判定していくこととする。

2.

教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，要素訓練毎に必要人数を満たしているか否かを確認することで評価を行うこととする。有効性の評価方法は，各要員の力量評価
を訓練毎に集約し，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより行い，その結果，必要な力量を有した要員が確保できていない場合には，教育訓練の実施頻度，内容等を見直すこととする。

1.0.9－69

表1

要素訓練評価の例

表2

訓練担当と力量水準の例

1.0.9－70
表3

評価水準の例補足 2
社外評価に対するフィードバックについて

原子力安全に対する発電所における種々の訓練及び活動の有効性を評価する
第三者機関として，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）及びＪＡＮＳＩ（原子力安全推進協会）がある。
ＷＡＮＯは，種々の訓練及び活動について，世界中の原子力発電所の経験を踏まえ，各分野の世界最高水準（エクセレント）の振る舞いを事業者に提供している。各発電所は４年毎にピアレビューを受け，種々の訓練及び活動と世界最高水準との差（ギャップ）をＡＦＩ（Area For Improvement；改善提言）として受け，計画的に改善活動を行う。
東海第二発電所では，2014 年 2 月 19 日～2014 年 3 月 5 日に，ＷＡＮＯピア
レビューを受けた。この時に受けたＡＦＩについて，ＷＡＮＯ Performance
Improvement Guideline 等を参考に改善を進め，その後，当社が公表している
自主的かつ継続的安全性向上の取組みと合わせて計画的に改善に取組んでいる。
2016 年 6 月 13 日～2016 年 6 月 17 日には，ＷＡＮＯフォローアップピアレビュ
ーを受け，当社の改善の方向性及び進捗状況について確認を受けた。
一方，ＪＡＮＳＩについても，ＷＡＮＯと同様の考え方で１０分野（運転，保修，放射線防護，火災防護，緊急時対応，組織・管理体制等）について，定期的な発電所のピアレビューを行っており，ＡＦＩを提示することで，各発電所の種々の訓練及び活動の改善を促している。
東海第二発電所では，これまでにＪＡＮＳＩピアレビューは受けていないが，他発電所と同様に，再稼働前及び再稼働以降も定期的にＷＡＮＯ及びＪＡＮＳ
Ｉのピアレビューを受けることで，継続的に種々の訓練及び活動の改善を行っていく。
1.0.9－71

添付資料 1.0.10

東海第二発電所
重大事故等発生時の体制について

1.0.10－1

＜目

1.

次＞

1.0.10－1

重大事故等対策に係る体制の概要(1) 体制の特徴

1.0.10－2(2) 災害対策要員の確保に関する基本的な考え方

1.0.10－3(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について

1.0.10－42.

1.0.10－5

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について(1) 災害対策本部の体制概要

1.0.10－5

a. 災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割

1.0.10－5

b. 災害対策本部の構成

1.0.10－5

c. 災害対策要員が活動する施設

1.0.10－9(2) 災害対策本部の要員招集

1.0.10－10

a. 当直要員

1.0.10－10

b. 発電所構内等に常駐している災害対策要員（当直要員除く）
c. 発電所外から発電所に参集する災害対策要員

1.0.10－12
1.0.10－12(3) 通報連絡1.0.10－14(4) 災害対策本部内の情報共有について

1.0.10－15

a. プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有

1.0.10－15

b. 指示・命令，報告

1.0.10－16

c. 本店対策本部との情報共有

1.0.10－16(5) 交代要員の考え方

1.0.10－17(6) プルーム通過前後の体制の移行

1.0.10－18

3.

1.0.10－19

発電所外における重大事故等対策に係る体制について
1.0.10－2

(1) 本店対策本部

1.0.10－20

a. 本店対策本部の体制概要

1.0.10－20

b. 本店対策本部設置までの流れ

1.0.10－21

c. 広報活動

1.0.10－21(2) 原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.10－22(3) 中長期的な体制

1.0.10－22

第 1.0.10－1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

1.0.10－24

第 1.0.10－2 表 所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

1.0.10－26

第 1.0.10－1 図 災害対策本部体制

1.0.10－27

第 1.0.10－2 図 災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10－28

第 1.0.10－3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

1.0.10－29

第 1.0.10－4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

1.0.10－30

第 1.0.10－5 図 中央制御室の当直要員等の体制（運転中）

1.0.10－31

第 1.0.10－6 図 中央制御室の当直要員等の体制（停止中）

1.0.10－32

第 1.0.10－7 図 発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10－33

第 1.0.10－8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

1.0.10－34

第 1.0.10－9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡
第 1.0.10－10 図 災害対策要員の非常招集の流れ

1.0.10－35
1.0.10－36

第 1.0.10－11 図 緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10－37

第 1.0.10－12 図 重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10－38

第 1.0.10－13 図 本店対策本部の組織及び職務

1.0.10－39

1.0.10－3

第 1.0.10－14 図 本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常召集の連絡経路）

1.0.10－40

第 1.0.10－15 図 全面緊急事態発生時の情報発信体制

1.0.10－41

第 1.0.10－16 図 原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10－42

別紙１ 自衛消防隊の体制について

1.0.10－43

別紙２ 緊急時対策所における主要な資機材一覧

1.0.10－54

別紙３ 重大事故等発生時における災害対策要員の動き

1.0.10－55

別紙４ 災害対策要員による通報連絡について

1.0.10－56

別紙５ 原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.10－58

別紙６ 発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.0.10－60

補足１ 発電所が締結している医療協定について

1.0.10－87

1.0.10－4

1.

重大事故等対策に係る体制の概要
発電所において，重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合，又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（所長）は，事象に応じて警戒事態又は原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第
10 条第 1 項に基づく特定事象等の重大事故等発生の場合には非常事態を宣言し，所長を災害対策本部長とする発電所警戒本部又は発電所災害対策本部（以下「災害対策本部」という。）を設置する。（第 1.0.10－1 図）
また，発電所において警戒事態又は非常事態の宣言を受けた本店（東京）は，本店警戒事態又は本店非常事態を発令し，本店警戒本部又は本店総合災
害対策本部（以下「本店対策本部」という。）を設置する。
原子炉施設に異常が発生し，その状況が原災法第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，非常事態の宣言，災害対策本部の設置等について
は，原災法第 7 条に基づき作成している東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画（以下「防災業務計画」という。）及び関連する社内規程に定めている。
防災業務計画には，災害対策本部の設置，原子力防災要員を置くこと，及びこれを支援するため本店対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策，及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
原子炉施設の異常時には，災害対策本部の対応が事象収束に対して有効に機能するように，保安規定及び社内規程において，防災訓練等を通じて平時から機能の確認を行う。
本資料では，重大事故等発生時，即ち，原災法第 10 条第 1 項に基づく特定事象が発生して，東海第二発電所に災害対策本部を設置し，本店（東京）
1.0.10－1

に本店対策本部を設置した場合における体制について示す。

(1)

体制の特徴
原子力防災組織は，災害対策本部長，災害対策本部長代理，本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と，7つの作業班で構成され，役割分担に応じて対処する。
災害対策本部において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応
状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
東海第二発電所において組織している災害対策本部体制について，以下に説明する。

ａ．災害対策本部の構成
災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，以下の要員（災害対策要員）で構成される。
・災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部
1.0.10－2

員の指揮の下，活動を実施する。
①情報班
②広報班
③庶務班
④技術班
⑤放射線管理班⑥保修班⑦運転班
各班の必要要員規模は，対応すべき事故の様相又は事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後でも要員の規模を拡大・縮小しながら円滑な対応が可能な組織とする。

(2)

災害対策要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，発電所構内に必要な要員を常時確保する。また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火要員についても発電所に常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるよう要員を確保する。病原性の高い新型インフルエンザ
や同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた場
合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時
1.0.10－3間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよう，定期的に通報連絡訓練を実施する。

(3)

重大事故等対策における判断者及び操作者について

ａ．判断者の明確化
発電所の重大事故等対策の災害対策活動に関する一切の業務は，災害対策本部のもとで行い，かつ，災害対策本部において行う対策活動
を本店対策本部は支援する。
運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，あらかじめ定めた手順に従って当直発電長の判断により実施する。一方，あらか
じめ定めた手順によらない操作及び対応については，原子炉施設の運転に関し保安の監督を職務とする発電用原子炉主任技術者の助言を踏
まえ，災害対策本部長が最終的に判断する。
また，国及び地方公共団体等の関係機関及び社外の支援組織との連携に係る対応の判断は，本店対策本部長が行う。
隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応が必要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用可能な設
備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

ｂ．操作者の明確化
各種手順書は，使用主体に応じて，当直運転員が使用する運転手順書と，災害対策要員（当直運転員を除く）が災害対策本部で使用する手順等を整備する。
1.0.10－4ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があることを踏まえ，重大事故等対処設備の操作に当たっては，
中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこと
とする。

2.

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について(1)

災害対策本部の体制概要

ａ．災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割
所長は，災害対策本部長として原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し状況の把握に努め，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行う。
所長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。（第 1.0.10－2 表）
また，重大事故等の発生時には複数の事象が同時に進行することを想定
し，災害対策本部長の助成や，災害対策本部長の指示を受けて，原子力オ
フサイトセンターでの対応及び重大事故等の応急措置等に係る特定の課題を迅速に確認及び各班に具体的な対応を指示する本部長代理を 3 名配置する。

ｂ．災害対策本部の構成(a) 災害対策本部
災害対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに，支援組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，当直，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応要員
及び初期消火活動を行う自衛消防隊から構成される。重大事故等対応要1.0.10－5

員は，庶務班，保修班及び運転班で構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況を本部に報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち技術支援組織は，技術班，放射線管理班，保修班及び運転班から構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班，広報班及び庶務班から構成
され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。（第 1.0.10－
1 図～第 1.0.10－6 図）
災害対策本部（全体体制）110 名は，当社社員と自衛消防隊の消火担当及び給水確保対応にあたる協力会社社員（13 名）で構成される。
なお，災害対策本部の初動対応要員 39 名については、自衛消防隊の消火担当（7 名）の要員以外を当社社員で構成する。

＜実施組織＞
当直：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置，初期消火活動等
重大事故等対応要員：役割別に各班に分かれる。
庶務班：アクセスルート確保（2名）
放射性物質の拡散抑制対策に伴う措置（14名）
自衛消防隊による初期消火活動（11名）
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応（2名）
給水確保に伴う措置（8名）
1.0.10－6

電源確保に伴う措置（6名）
運転班：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置（3名）
重大事故等対応要員のうち庶務班及び保修班の要員は，実施組織が行う各災害対策活動を相互に助勢して実施できる配置とし，対応する必要がある災害対策活動に対処可能な体制とする。
火災発生時には，火災の発生場所に応じて当直あるいは守衛が初期消火を行い ， 要請を受けた自衛消防隊が初期消火を引き続いて実施する。
また，平日（勤務時間中）と平日夜間及び休日では初期消火の対応要領が異なるが，どちらの場合においても，迅速かつ適切に初期消火活動を行うことができる。（別紙 1）＜技術支援組織＞
技術班：事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言等（3 名）
放射線管理班：影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等（3 名）発電所内外の放射線・放射能の状況把握（4 名）
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示，不具合設備の応急復旧及び技術的助言，放射性物質の汚染除去等（5 名）
運転班：プラント状態の把握及び災害対策本部へのインプット，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等（3 名）＜運営支援組織＞
情報班：事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店対策本部及び社外機関との連絡調整等（5 名）
1.0.10－7

広報班：発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機
関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供等（4 名）
庶務班：災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送（4 名）
社外関係機関への連絡（6 名）
所内警備，避難誘導（3 名）
医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措置（3 名）(b) 災害対策要員
災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部
要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直要
員及び自衛消防隊(初期消火要員)で構成する。

(c) 災害対策本部設置までの流れ
発電所において，重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある
場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに警戒事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに発電所
警戒本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策本部要員に対し非常招集を行う。
さらに，発電所において，原災法第 10 条第 1 項に定める特定事象等を含む重大事故等の原子力災害が発生した場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに災害対策本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，当直発電長から事象の発生の連絡を受けた原子力防災管理者（所長）は，当直
1.0.10－8

発電長に災害対策本部の要員の招集を指示し，通報連絡要員が一斉通報システムを用いて災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10－7
図）

ｃ．災害対策要員が活動する施設
重大事故等が発生した場合において，災害対策本部における実施組織
及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，以下の施設及び設備を整備する。これらは，重大事故等発生時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子炉の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等への対応における各班，要員数を踏まえ数量を決定し，防災訓練において，適切に活動を実施できる数量であることを確認する。（別紙 3）(a) 支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」という。），発電所内
外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための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－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊
急時対策所を整備する。

(b) 実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型
有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，
1.0.10－9

操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるようヘッドライト及びランタン等を配備する。

(2)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が発生した場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行い，災害対策本部を設置した上で活動を実施する。東海第二発電所では，中長期的な対応も交替できるよう当直運転
員以外の発電所職員についてもほぼ全員が災害対策要員となっており，平日の勤務時間中での要員確保は可能である。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に警戒事態又は非常事態が発生した場合，一斉通報システムにて災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行うとともに，災害対策本部体制が構築されるまでの間については，当直要員及び発電所構内に常駐している災害対策要員を主体とした初動体制を確立し，迅速な対応を図る。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，
原則中央制御室に参集する。その他の参集する要員は，緊急時対策所に参集する。
以下に，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）における非常事態発生時の体制について記載する。この時期においても，重大事故等発生時に適切に対応を行うことができる。
（第 1.0.10－3 図，第 1.0.10－5 図，第 1.0.10－6 図，第 1.0.10－7 図，第 1.0.10－8 図，第 1.0.10－9 図）

ａ．当直要員1.0.10－10原子炉運転時における中央制御室の当直要員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 5 名の計 7 名／直を配置している（第1.0.10－5 図）。また，原子炉運転停止中 ※2 における当直要員は，現場対応操作を考慮して，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員
3 名の計 5 名／直を配置している(第 1.0.10－6 図)。
※2 原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間

重大事故等発生時には，当直発電長が重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，当直副発電長は当直発電長を補佐する。中央制御室で運転操作を行う当直運転員及び現場で対応する当直運
転員は，当直発電長指示のもと重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。当直発電長は適宜，災害対策本部と連携し重大事故等対応操作の状況を報告する。
原子炉運転停止中の当直要員の数は，原子炉運転時の当直要員の数より少ないが，当直内の各役割及び指揮命令系統は維持される。
なお，当直要員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等発生時においても，中長期での運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること，及び重大事故等の対応に当たっては有効性評価を考慮して中央制御室の当直運転員2名及び現場運転員6名（現場の当直運転員3名と重大事故等対応要員のうち運転操作対応3名（2人1組3チーム））の体制を整えている。また，特定の作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。

1.0.10－11

ｂ．発電所構内に常駐している災害対策要員（当直要員除く）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所構内に常駐している災害対策要員（当直要員除く）が，緊急時対策所で初動対応を行う。
初動対応の全体を指揮する統括待機当番者 1 名の下に，現場を指揮する現場統括待機者 1 名，外部通報・連絡及び情報収集を行う要員 2 名 ※3 ，現場対応を行う庶務班，運転班及び保修班の要員 26 名（内訳：アクセス
ルート確保要員 2 名，初期消火要員 11 名，運転操作要員 3 名，電源・給水確保要員 10 名）及び放射線測定等を行う放射線管理班要員 2 名の合計
32 名が非常招集を受けて参集し，災害対策本部の初動体制を確立する。
重大事故等の応急対応については，必要な対応を実施可能な要員を確保することとし，これを初動体制の各班の機能及び要員数により対応可能としている。このため，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。（第 1.0.10－2 図）※3：情報班員のうち１名が中央制御室に常駐し初動対応を行う。

ｃ．発電所外から発電所に参集する災害対策要員(a) 非常招集により参集する要員
災害対策本部の要員については，発電所員約 260 名のうち，約 130 名が発電所から 5ｋｍ圏内に居住している。（平成 28 年 7 月現在）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，災害対策要員の所在や参集ルート等を踏まえて参集時間と参集する
災害対策要員数を評価した。その結果，要員の参集開始時間を招集連絡の 30 分後とすることや，要員の参集手段を徒歩移動とするという保守的な条件においても，重大事故等の発生の 2 時間後には約 110 名が参集すると評価される。この評価結果は，東海第二発電所で抽出される全て
1.0.10－12

の事故シナリオにおいて，外部からの参集要員に要求される参集時間及び要員数を十分に達成できる。（別紙 6）
参集した要員は災害対策本部の初動体制に加わることで，災害対策本部は初動体制から全体体制に移行する。統括待機当番者は，災害対策本部長の参集後には，本部長代理となる。また，初動体制における情報班，
保修班，放射線管理班，庶務班及び運転班は，参集した要員による班員数が増加により，長期の現場応急対応を円滑かつ確実に実施することが可能となる。さらに，参集した要員により，中長期的な対応等を検討する技術班が全体体制の中で設置される。なお，残りの要員は交代要員として待機する。（第 1.0.10－2 図）(b) 非常招集の対象者
発電所外から参集する災害対策本部の要員は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，拘束当番として 71 名を確保する。
確保する拘束当番者の選定にあたっては、対象者の居住場所を考慮する。他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（運転員）
については，参集の確実さを向上させるために，あらかじめ発電所近傍に待機させる運用とする。また，庶務班や保修班等において作業に必要な有資格者（各種主任技術者や大型車両及びクレ－ンなどの免状取得者）を配置する。

(c) 非常招集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場
合に，発電所外にいる災害対策要員を速やかに非常招集するため，「一
斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招1.0.10－13

集を行う。（第 1.0.10－9 図）
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所の緊急時対策所又は発電
所外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。なお，地震等により家族及び自宅などが被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接に発電所の緊急時対策所に参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
（第 1.0.10－10 図）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

(3)

通報連絡
原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合の通報連絡は情報班が行うが，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，発電所に常駐する当直発電長又は通報連絡要員が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長，原子力防災専門官，原子力緊急時支援・研修センター及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりＦＡＸを用いて一斉送
1.0.10－14

信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う。（別紙 4）
ａ．各通報連絡先に対しては，あらかじめ指名された通報連絡当番者が電話により，ＦＡＸの着信確認又はＦＡＸを送信した旨を連絡する。
ｂ．その後，災害対策要員の招集により通報連絡要員を確保し，更なる時間短縮を図る。

(4)

災害対策本部内の情報共有について
災害対策本部内及び本店対策本部との基本的な情報共有方法は，以下のと お り で あ る 。 今 後 の 訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し 適 宜 見 直 し て い く 。（第1.0.10－11 図,第 1.0.10－13 図）ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①情報班は，通信連絡設備を用い当直発電長又は情報班員からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報を災害対策本部に報告する。
②技術班は，ＳＰＤＳデ－タ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測及び中期的な対応・戦略を検討する。
③各作業班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④災害対策本部長は，本部と各作業班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めともに，プラント状
況，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対
応方針の共有化を図る。
⑤災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本
1.0.10－15

部要員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。
⑥情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。

ｂ．

指示・命令，報告①災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
②災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
③各本部員は，配下の各作業班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報を災害対策本部内で適宜発話し情報共有する。また，災害対策本部長に報告する。
④各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。
⑤情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯ
Ａ機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
1.0.10－16

災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，
通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

(5)

交代要員の考え方
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が宣言された場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成す
る災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対し非常招集を行う。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，当直要員 7 名及び発電所構内に宿直している重大事故等に対処する災害対策要員 32 名にて初期対応を実施する（第 1.0.10－2 図，第 1.0.10－8 図）。それ以外の災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者は，一斉通報システムにより非常招集される。（第 1.0.10－9 図） ※4※4 (2)災害対策本部の要員招集 c.発電所外から発電所に招集する災害対策要員を参照

非常招集の対象となる発電用原子炉主任技術者又は代行者については，召集連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，東海村又は隣接市町村に配置する。
発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡手段（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況及び対策の状況等を確認あるいは情報連絡を受けることができる。
また，初動対応者の交代を考慮し，主要な本部要員，班長，発電用原子炉主任技術者の交代要員は，発電所に比較的早期に参集できるように配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）のいずれの場合も，参集する災害対策要員は，時間の経過とともに必要とする人員
1.0.10－17（110 名：第 1.0.10－1 図）以上になる。このため，長期的対応に備えて，対応者と待機者を人選する（第 1.0.10－9 図）。
必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援
拠点，自宅等）で待機する。対応者は，基本的には 12 時間（目途）ごとに待機要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時には，必要な活動に対して交替要員を考慮した最小限の要員を緊急時対策所，中央制御室及び現場（原子炉建屋付属棟 3 階）に合計 70 名が待機する。
緊急時対策所には 64 名（内訳：主要な本部員・班長，発電用原子炉主任技術者の災害対策対応 23 名とその交替要員 23 名，中央制御室から退避
4 名，現場から退避 14 名）が待機し，中央制御室待機室には同様に 3 名（内訳：当直 3 名）が待機し，現場（原子炉建屋付属棟 3 階）にも同様に
3 名（内訳：重大事故等対応要員である運転班員 3 名）が待機する。なお，
プルーム通過中は，現場作業は行わないが，緊急時対策所の各班の機能は維持される。（第 1.0.10－4 図）。

(6)

プルーム通過前後の体制の移行

ａ．プルーム通過前
緊急時対策所の災害対策本部の体制は，格納容器ベントに伴うプルームの通過に備え，プルーム通過前に災害対策本部の体制を変更する。プルー
ム通過時においても緊急時対策所に必要な災害対策要員を残し，それ以外の災害対策要員は事前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避する。
中央制御室の当直運転員及び情報班員は,プルーム通過中の監視に必要な要員を除き緊急時対策所に退避する。中央制御室で監視にあたる当直運
転員は，中央制御室待避室を正圧化させてプルームの通過に備える。
1.0.10－18

また，格納容器破損ベント対応のため二次隔離弁操作室で操作にあたる
運転班要員も、プルーム通過前に二次隔離弁操作室に移動し，同操作室を正圧化させてプルーム通過に備える。

ｂ．プルーム通過後の作業再開の判断
プルーム通過後の作業再開に係る判断は、可搬型モニタリング・ポスト
等の指示が急激に低下し，指示が安定したことをもってプルームの通過を判断する。

ｃ．プルーム通過後
プルームの通過が判断され次第，緊急時対策所建屋の空調を正圧化状態から空気浄化モードに移行し，緊急時対策所建屋のチェンジングエリアの運用を再開する。二次隔離弁操作室に待機していた運転班要員の緊急時対策所への帰還は，チェンジングエリアの運用再開後を原則とするが，チェ
ンジングエリアの運用開始前に，やむを得ず帰還する必要がある場合には，緊急時対策所建屋内のエアロックのエリアにおいて，放射線防護具の脱衣及び汚染検査を行う。
プルーム通過前に緊急時対策所に退避していた中央制御室の当直運転員及び情報班員は，プルーム通過後，中央制御室のチェンジングエリアの運用が再開され次第中央制御室に移動する。また，原子力事業所災害対策支援拠点に退避していた災害対策要員を，災害対策本部長は災害対策本部の体制をプルーム通過時の体制から重大事故等時の対応体制に戻すのに合わせ，発電所に要員を招集する。

3.

発電所外における重大事故等対策に係る体制について
1.0.10－19

発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，本店対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点において，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 1.0.10－12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1)

本店対策本部

ａ．本店対策本部の体制概要(a) 本店対策本部長（社長）の役割
社長は，本店対策本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため本店対策本部長としてその職務を行う。なお，社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。

(b) 本店対策本部の構成
本店対策本部は，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物
質を環境に放出すること防止するために，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援する。
重大事故等の応急対応を実施する災害対策本部の各班を支援するた
めに ，本店対策本部には対応する各班を設置するとともに，災害対策本部が事故対応に専念できるように，社内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営を行う各班を設置する。
また，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。
（第 1.0.10－13 図）
情報班：事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援助及び1.0.10－20

本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等
庶務班：通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応
援計画の取り纏め等
広報班：報道機関等の対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等
技術班：原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調
査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等
放射線管理班：放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等
保健安全班：緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等

ｂ．本店対策本部設置までの流れ
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，発電管理室長は，本店対策本部組織の要員を非常招集する。（第 1.0.10－14図）発電管理室長は，発電所に災害対策本部が設置された場合，社長を本部長とする本店対策本部を設置する。なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，本店対策本部体制が構築されるまでの間については，本店近傍で待機している宿直者 2 名にて初期対応を行う。

ｃ．広報活動原子力災害発生時における広報活動については，原災法第 16 条第１項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態発生時の場合）と連携することとしており，原子力規制庁緊急時対応センター（ＥＲＣ）
及び緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）との情報発信
1.0.10－21

体制を構築し，災害対策本部と連携し対応を行う。（第 1.0.10－15 図）
また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。

(2)

原子力事業所災害対策支援拠点
発電所において非常事態が宣言された場合に，発電所外から 7 日間支援を受けなくとも災害対応が実施できるように，発電所構内には，災害対応が可能な資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不燃
布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
一方で，災害対応が更に長期化する可能性を考慮し，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備する。
本店対策本部長（社長）は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するため，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報後に，原子力事
業所災害対策支援拠点の設営を庶務班長に指示する。
庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。（別紙 5）また，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現地責任者の指揮のもと，後方支援業務を行う。（第 1.0.10－16 図）(3)

中長期的な体制
1.0.10－22

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
具体的には，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社から，重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や，事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カとの覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備する。

1.0.10－23

第 1.0.10－1 表
防災体制

警戒事態

非常事態

緊急事態
の区分

警戒事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
施設の状況

事象の種類

その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失または喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による一部注水不能(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失

1.0.10－24○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の発生○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪
失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失または喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪
失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能の全て喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事象発生

防災体制

非常事態

緊急事態
の区分

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原
災法第15条第2項に基づく
原子力緊急事態宣言を行
ったとき。

施設の状況

事象の種類

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失※EAL：Emergency Action Level AL：Alert SE：Site area Emergency GE：General Emergency

1.0.10－25(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁の喪失及び１つの障壁の喪失または喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生第 1.0.10－2 表

所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

代行順位

役職

1

所長代理

2

副所長

3

次長

4

各室長

1.0.10－26

第 1.0.10－1 図

災害対策本部体制

1.0.10－27

第1.0.10－2図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10－28

第 1.0.10－3 図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行
1.0.10－29

第 1.0.10－4 図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）
1.0.10－30

事故時体制

【当直側】

当直発電長
当直副発電長

当直運転員

中央制御室

・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の当直運転員への指示

当直運転員

現場

当直運転員※1

当直運転員※1

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

・現場支援対応※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第 1.0.10－5 図

中央制御室の当直要員等の体制（運転中）
1.0.10－31

事故時体制

【当直側】

当直発電長

当直副発電長

当直運転員

当直運転員※1

中央制御室・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の当直運転員への指示

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制現場【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

・現場支援対応※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第1.0.10－6図

中央制御室の当直要員等の体制（停止中）
1.0.10－32

発見者

報告

当直発電長

原子力防災管理者【夜間及び休日】

指示

指示（発電所警戒本部設置時）

報告

発電管理室長【勤務時間帯】

指示（発電所災害対策本部設置時）

招集（電話連絡等）

通報連絡要員

初動対応要員（発電所等に常駐）

一斉通報システム

送受話器，
所内放送

災害対策要員（一斉通報システム登録者）
招集（電話連絡等）

災害対策要員（一斉通報システム登録者以外）

発電所災害対策本部
非常招集※ 原子力警戒事態発令の場合，「発電所災害対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第 1.0.10－7 図

発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10－33

第 1.0.10－8 図

プルーム通過前後の災害対策要員の動き
1.0.10－34

【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策
要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 1.0.10－9 図

一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10－35

非常招集の連絡
非常招集のための準備
非常招集の実施○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム ○参集する災害対策要員の指名と参集場所の指○非常招集の開始
定等により招集の連絡を行う。
・発電所構内及び発電所近傍に常駐する初動対応要員は，発電所の緊急時対策所（災害対策[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）] ①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員：緊急時対策所（災害対策本部）本部）に参集，又は災害対策本部の指示によ《事象発生，招集連絡》※②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策要 り現場対応を行う。
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員
員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※※中央制御室常駐1名
・あらかじめ指名されている発電所参集要員
・統括待機当番(本部長代理)：1名※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
（拘束当番）である災害対策要員（本部長，本・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名
部長代理，各本部要員，各班長及び各班の要・情報班員(通報連絡要員)：1名○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設 員）は，直接発電所に向け参集を開始する。
※
・重大事故等対応要員(現場要員):15名
備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名
・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束※放射線管理要員を除く《発電所参集時の確認項目》
当番）以外の災害対策要員は，発電所外集合・消火活動要員：11名※ ※火災時現場出動
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）
場所（第三滝坂寮）に参集し，災害対策本部
・放射線管理要員：2名・参集した要員の確認（人数，体調等）と参集に係る情報確認を行い，災害対策本部
・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所[参集要員（自宅，寮等からの参集）]・持参品（通信連絡設備，照明機器等）に移動する。
《非常招集連絡》・気象，災害情報等○非常招集中の連絡
通報連絡要員又は当直発電長・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話（一斉通報システム）○発電所参集ルートの選定等により，災害対策要員の参集状況等につい・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，て適宜確認を行う。
災害対策要員※
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定する。 ○緊急時対策所への参集※発電所の緊急時対策所（災害対策本部）又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。
・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部○発電所参集手段の選定
要員，各班長及びその他必要な要員）は，発発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生し電所の緊急時対策所（災害対策本部）に参集・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適た場合は，災害対策要員は自主的に参集する。
し，本部長又は本部長代理の指揮のもとに活な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定する。
動を開始する。

第1.0.10－10図

災害対策要員の非常招集の流れ
1.0.10－36

本店対策本部
通信連絡設備

ＯＡ機器

災害対策本部

伝令

伝令

東海第二 中央制御室

発話(注 ) 緊 急 時 対 策 所 （ 災 害 対 策 本 部 ） 内 の 配 置 に つ い て は ， 今 後 訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 1.0.10－ 11 図

緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10－37

発

電

所

本 店（東 京）災害対策本部

本店対策本部

原子力災害の発生又は拡大を防止するために必要な原子力災害対策
活動の実施

本店（東京）における原子力災
害対策活動の実施及び発電所で実施される対策活動の支援

本部長:原 子 力 防 災
管 理 者 (所 長 )本部長（社長）
原子炉
主任技術者

支援

原子力
規制庁

副本部長
本部長付

本部長代理

情報班

情報班

庶務班

連携

広報班

広報班

技術班

庶務班

放射線管理班

要請

技術班

保健安全班

放射線管理

原子力緊急事態即応センター
班
原子力緊急時後方支援班

保修班
運転班

原子力災害被災者対応チーム
原子力損害賠償チーム

派遣

電力間
協定

原子力災害対策活動（復旧活動）の支援
支 援

第 1.0.10－ 12図

プラント
メーカ
（本社）

原子力緊急事態支援組織

重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10－38

支援

原子力災害対策支援拠

支援要

支援要請

設置

支援

支援

支援
協力
会社

プラント
メーカ
（現地）

第 1.0.10－ 13 図

本店対策本部の組織及び職務

1.0.10－39

第 1.0.10－ 14 図

本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10－40

（例）全面緊急事態発生時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】① 迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。
官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備に つ い て は ，内 閣 府 政 策 統 括 官（ 原 子 力 防 災 担 当 ）が 指 定
す る 内 閣 府（ 原 子 力 防 災 担 当 ）職 員 及 び 規 制 庁 長 官 が 指 定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班その他の官 邸 チ ー ム 主 要 機 能 班（ プ ラ ン ト 班 ，放 射 線 班 ，住 民 安 全
班 等 ）， 関 係 省 庁 ， 原 子 力 事 業 者 等 が 連 携 。
② オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大 臣（ 又 は 内 閣 府 大 臣 政 務 官 ）及 び 現 地 本 部 事 務 局 長 又 は
現 地 本 部 事 務 局 次 長 （ 広 報 官 ）（ 現 地 に 到 着 し て い な い 場
合 は ，現 地 広 報 班 長 ）等 が 必 要 に 応 じ て 記 者 会 見 を 行 う もの と す る 。そ の 際 ，事 故 の 詳 細 等 に 関 す る 説 明 の た め ，原子力事業者に対応を要請。
③ 原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者 と 連 携 し て ，特 に 必 要 と さ れ る 時 は ，規 制 庁 長 官 が 指 定
す る 規 制 庁 職 員 が ，記 者 会 見 を 行 う も の と す る 。そ の 記 者
会見の情報については，官邸チーム広報班及びＥＲＣチーム広報班に共有。
ま た ，フ ェ ー ズ の 進 展 に 応 じ て 地 方 公 共 団 体・住 民 等 と コ
ミュニケーションをとって作業を進める。
（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

第 1.0.10－ 15 図

平 成 28 年 12 月 7 日 一 部 改 訂 よ り 抜 粋 ）全面緊急事態発生時の情報発信体制
1.0.10－41

本店対策本部長
（社長）

統括管理

後方支援班
班長

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリ－ニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国，地方公共団体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.10－16 図

原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10－42

別紙１
自衛消防隊の体制について
１．自衛消防隊の体制（１）自衛消防隊の編成
東海第二発電所（以下「東二」という。）の構内（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）において火災が発生した場合，発電所構内に常駐している当直守衛員及び当直運転員が，自衛消防隊（内訳：自衛消防隊長 1名，自衛消防副隊長 1 名及び消火担当 7 名）を編成し，初期消火活動を行う。（図 1，表 1）
また，火災発生時は，施設防護グループマネージャーが当直守衛員消防隊を出動させ初期消火活動を行う。
管理権原者（災害対策本部長）
所 長

施設防護グループマネージャー（庶務班長）

自衛消防隊長 *1
自衛消防副隊長 *2

当直守衛員
消防隊 *3

当直運転員
消防隊 *4

注：（ ）内は，災害対策本部設置後の体制を示す。
*1 現場指揮者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*2 現場連絡責任者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*3 構内全域における初期消火活動等*4 東二の管理区域及び周辺防護区域内における初期消火活動等

図１

自衛消防隊の編成

1.0.10－43

表１

初期消火活動のための要員と主な役割

初期消火活動の要員

消火活動における
担当（人数）

主な役割

当直発電長
当直守衛員

通報連絡責任者（1 名）

・消防機関への通報
・所内関係者への連絡及び出動指示

当直運転員
当直守衛員

連絡担当
（1 名）

・火災現場への移動及び状況確認
・現場状況の所内関係者への伝達
・可能な範囲での初期消火

自衛消防隊長（技術系管理職）

現場指揮者
（1 名）

・出動の準備／火災現場への移動
・火災状況の把握
・現場状況の所内関係者への伝達
・火災現場での消火活動の指揮

自衛消防副隊長（管理職）

現場連絡責任者
（1 名）

当直守衛員

消火担当
（7 名）

・消防機関への情報提供。
・消防機関の現場誘導
・出動の準備／火災現場への移動
・消防自動車，消火器，消火栓等による消火活動（２）火災発生時の消火活動要員の動き
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災
発生時の消火活動に係る要員の動きを，表 2 に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，
1.0.10－44

火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
b. 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。

1.0.10－45

表2

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

1

※３

2

東一
内部
・
屋外

MCR～
火災現場
火災現場

消火
対応

現場指揮
本部

●

※５

火災現場
監視所
監視所～
火災現場

●

●

●

庶務班（防災）

8

※３

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外

MCR

当直要員

廃止措置
室消防隊

1

東二
内部

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導 体制 体制
動要請
運転
●
●
対応
移行
●
●
※４

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
当直守衛員※１（消火担当,7名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

1

活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員－

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

1
1

東二
内部

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

屋外

●

※５

火災現場
監視所

2

全体
体制

監視所～
火災現場
本部

●
●

●

対応
継続
●

※６

上
●
●
1
対応
記
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
東一
継続
要
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外※１ 自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２ 廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３ 東一：東海発電所を示す※４ 当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５ 自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応

1.0.10－46

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
当直守衛員※１（消火担当,7名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)
廃止措置 Gr マネージャー

1

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR～
●
※４
火災現場 ●
活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌※６ 通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７ 廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施（３）消火活動用資機材及び水源
東二及び他施設（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）の消火活動用資機材の種類，水源及び配備，設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設
置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の共用として配備している。
なお、各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。

・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置
・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置
・消 火器：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（１台）及び水槽付消防ポンプ自動車（１台）：
共用として配備

２．重大事故等発生時における複数同時火災時の対応（１）概要
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）は，災害対策本部の確立前は，当直発
電長は火災によるアクセルルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）の対応の例として，東二の建屋内部の2 か所での同時火災のケ－ス（以下「建屋内同時火災」という。
）と，東二敷地内（建外）の 2 か所での同時火災のケ－ス（以下「屋外同時火災」という。
）について以下に示す。
1.0.10－47

（２）建屋内同時火災
ａ．前提条件・重大事故等の対応中に，東二建屋内で原因を特定しない同時火災が発生することを想定する。
・建屋内同時火災が発生した場合，当直運転員は初期消火活動にあたる。
しかし，自衛消防隊が消火現場に到着して当直運転員から消火活動を交替する場合や，火災によるアクセルルートや重大事故等対応に及ぼす影響の程度によっては，当直発電長の判断により，当直運転員が重大事故等の現場対応操作を優先する。
・建屋内の火災であるため，消火活動は建屋内の消火器，消火栓を使用する。

ｂ．対応及び体制
東二の建屋内同時火災の対応フローを図2に，初期消火体制を図3に示す。
当直発電長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や災害対策本部との連絡を行うとともに，現場指揮所設置までの当直運転員が行う初期消火活動の指揮を執る。
自衛消防隊長は，災害対策本部（庶務班長）の指示を受け，速やかに現場指揮所を設置するとともに，設置後は消火活動を指揮する。指揮権の委譲の際には，当直発電長と現場対応者（当直運転員等）から両方の火災状況の説明を受ける。その後は，一方の火災現場に現場指揮及び連絡を担当する担当者を配置し，適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，災害対策本部との連絡を行う。
消火体制について，初期消火要員として当直発電長から指名された当直運
転員等が自衛消防隊で初期消火対応を行い，その後は自衛消防隊で2班を編成し消火活動に当たる。消火活動は，自衛消防隊長及び自衛消防隊員6名の計7名の体制で対応可能であり，必要により現場指揮所と火災現場の連絡担当を配置する。

1.0.10－48

【中央制御室（当直発電長）】
・建屋内で同時火災を検知【現場（当直発電長）】
・建屋内での同時火災を確認【中央制御室（当直発電長）】
・当直運転員へ現場確認を指示【中央制御室】
・当直発電長は当直運転員（及び自衛消防隊）への初期消火対応指示
・通報連絡要員（又は当直発電長）
は自衛消防隊に出動要請

火災現場

緊急時対策所【初期消火対応(当直運転員)】
・火災現場での状況確認
・延焼防止対応【災害対策本部（災害対策本部長）】
・自衛消防隊に出動指示【自衛消防隊長】
・火災現場に移動【現場指揮所（自衛消防隊長）】
・火災対応を指揮する現場指揮所を設置（火災対象建屋入口部）⇒現場指揮所の設置後は，当直発電
長は，現場指揮権を自衛消防隊長に委譲する【初期消火対応（自衛消防隊）】
・火災現場に到着（2 か所）
・初期消火活動図３

建屋内同時火災の対応フロー

1.0.10－49

発電所監視所【自衛消防隊】
・隊員(6 名)を 2 班に編成する
・火災現場(2 か所)に移動

火災発生連絡【中央制御室】
当直発電長

初期消火活動（指示）【緊急時対策所】

【現場】
当直運転員

災害対策本部（運転班）
火災状況（情報伝達）

災害対策本部
（庶務班）

指揮・命令

自衛消防隊長（自衛消防隊）

情報共有

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

※１ 現場指揮対応※２ 自衛消防隊員 2 名一組での消火対応となるが，消火器及び屋
内消火栓での消火活動であるため，十分対応可能

図３

建屋内同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10－50

（２）屋外同時火災
ａ．前提条件・東二敷地内の屋外で，重大事故等の対応中に発電所敷地内で現場操作を妨げるような火災が同時に2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は重大事故等対応のための活動である前提とし，化学消防自動車
及び水槽付消防ポンプ自動車を用いる。
・火災状況や火災規模により，上記の消防用自動車に加えて可搬型代替注水
中型ポンプを使用する場合は，可搬型代替注水中型ポンプは自主の消火設備として活用する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いる消火活動が必要な場合は，庶務班及び保修班の現場要員を消火活動の要員として活用し，初期消火要員の消火活動には影響を与えない。

ｂ．外部火災での対応及び体制
屋外同時火災の対応フローを図4に，初期消火体制を図5に示す。
屋外同時火災における消火活動は，自衛消防隊長が指揮を執る。敷地内2か所での同時火災に対しての消火活動は，常時待機している自衛消防隊（当直守衛員消防隊7名）と自衛消防隊長等の2名（現場指揮者及び現場連絡責任者）の計9名で対応可能である。
なお，庶務班や保修班の現場操作を前提として，可搬型代替注水中型ポンプを用いて消火活動を行う場合は，庶務班及び保修班の現場要員6名で消火活動を行う。この場合，現場要員は，消火活動の終了次第，災害対策本部の判断により速やかに原子炉等への給水作業等に戻る。

1.0.10－51

1.0.10－52

火災現場

指揮・命令

自衛消防隊長

自衛消防隊 4 名
（化学消防自動車）※１

庶務班長

自衛消防隊 3 名
（水槽付消防ポンプ自動車）※２

庶務班・保修班 6 名（可搬型代替注水
中型ポンプ）※３※1 筒先担当 1 名，機関操作 1 名，泡消火薬剤補充員 2 名※2 筒先担当 1 名，筒先担当補佐 1 名，機関操作 1 名※3 対応が必要な場合

図５ 緊急時における発電所敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10－53

別紙２
緊急時対策所における主要な資機材一覧
緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
〇通信連絡設備
通信種別
主要設備
台数※3
（固定型）
4台
電力保安通信用
※2
※1
（携帯型）
約40台
電話設備
発電所内外

（固定型)
（携帯型) ※2
（固定型）
（携帯型）※2

衛星電話設備発電所内

無線連絡設備
無線連絡設備

送受話器
携行型有線通話装置※2

7台
12台
2台
20台

3台
4台
2台
9台

テレビ会議システム（社内）
加入電話※1
発電所外
1式
テレビ会議システム
統合原子力防災
7台
IP 電話
ネットワークに3台接続する通信連絡設備
IP－FAX※1 通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能。
※2 予備の充電池と交換することにより7日間以上継続して使用が可能。
※3 台数は，予備を含む（台数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある）。
〇必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内外 安全パラメータ表示システム（SPDS）

1式

発電所内

1式

SPDS デ－タ表示装置

〇照明設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内

LED ライト

20個

発電所内

ランタン

20個

発電所内

ヘッドライト20個

1.0.10－54

別紙３
重大事故等発生時における災害対策要員の動き
重大事故等発生時における災害対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日の勤務時間中においては災害対策要員のほとんどが事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，初動対応要員（本部要員，現場要員）が免震機能を持つ建物や耐震を考慮した建物に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。

図１

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10－55

別紙４
災害対策要員による通報連絡について
重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事及び東海村村長並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を，ＦＡＸを用いて一斉送信するとともに，その着信を確認する。また通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
① 発電所の通報連絡責任者は，特定事象発見者から事象発生の連絡を受けた
場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
② 重大事故等（原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項に基づく通報すべき事象等）が発生した場合の通報連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長並びにその他定められた通報連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信することで，効率化を図る。
③ 内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④ これらの連絡は，災害対策本部の通報連絡要員（6 名）が分担して行うこと
により時間短縮を図る。
⑤ その後，緊急時対策要員の招集で，参集した庶務班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥ 発電所から通報連絡ができない場合は，本店（東京）から通報先にＦＡＸを用いて通報連絡を行う。

1.0.10－56

⑦ 原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
⑧ 通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

茨城県

特定事象発見者（当直発電長）東海村
東海村周辺の市町通報連絡要員６名

茨城県警察本部，ひたちなか西警察署
東海地区交番
ひたちなか・東海広域事務組合消防本部，
東海消防署，日立市消防本部

原子力防災管理者

水戸労働基準監督署
茨城海上保安部原子力保安検査官
原子力防災専門官：原災法に基づく通報先：ＦＡＸ送信：電話等での着信確認

茨城県沿海地区漁業協同組合連合会，
久慈町漁協組合，久慈町丸小漁協組合，磯崎
漁協組合
内閣府総理大臣
原子力規制委員会
内閣官房
内閣府政策統括官付
消防庁

図１ 原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項等に基づく通報連絡先

1.0.10－57

別紙５
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部 茨城事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市笠原978－25
南西 約20ｋｍ
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積約350ｍ２）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 日立事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

別館

茨城県日立市神峰町2－8－4
北北東 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約1,300ｍ２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市南町2－6－2
南西 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約2,400ｍ２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 常陸大宮事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約2,900ｍ２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

５．（株）日立製作所 電力システム社日立事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15ｋｍ
体育館（約4,900ｍ２），グランド施設（2面，約28,000ｍ２），
駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.10－58

６．（株）日立パワーソリュ－ションズ 勝田事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県ひたちなか市堀口832－2
南西 約10ｋｍ
工場施設（上屋あり，約2,700ｍ２），グランド施設（約16,000ｍ ２）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

地図は国土地理院地図より引用

東京電力パワ－グリット(株)茨城総支社 日立事務所別館(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワ－グリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

東海第二発電所

20km
10km
東京電力パワ－グリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワ－ソリュ－ションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図１

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10－59別紙６
発電所構外からの災害対策要員の参集について

１．要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（図 1）○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
音声入力

携帯電話

一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）事故事象，緊急招集等の
音声情報

図１

各災害対策
要員

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①～⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（図 2）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）
1.0.10－60

③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

２．災害対策要員の所在について
東海村の大半は東二から半径 5ｋｍ圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半
径 5～10ｋｍ圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東二から
半径 10ｋｍ圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（図 2）（表 1）

図2

東二とその周辺

1.0.10－61

表1

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

居住地

東海村
（半径 5ｋｍ圏内）

居住者数

133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5～10ｋｍ圏内）
58 名
（23%）

その他の地域（半径 10ｋｍ圏外）

64 名
（26%）

３．発電所構外からの災害対策要員の参集ルート
３．１

概要

発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，
図 3 に示すとおりである。

図3

主要な参集ルート

1.0.10－62

東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状
況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3 に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すルート考えられるため，交通集中によるアクセス
性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

３．２

津波による影響が考えられる場合の参集ルート

東海村津波ハザードマップ（図 4）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10ｃｍ程度）が，1.0.10－63

大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する

図4

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超えて敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（図 5）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影響がない
1.0.10－64

範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

図5

３．３

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

住民避難がなされている場合の参集について

全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自1.0.10－65

動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩等により参集する。

３．４

発電所構内への参集ルート

東二の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東二への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同
国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないよ
うに，同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275ｋＶ及び 154ｋＶの送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊
急時対策所に到達できる参集ルートを設定する

この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，
正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側
ルート及び北側ルートを設定する。（図 6，図 7）
各参集ルートの考慮すべき外的事象を表 2 に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を ， 別紙補足１に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北1.0.10－66

側ルートを介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，あらかじめ取り決めることとしている。

３．５

緊急時対策所への参集ルート

平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，初動対応要員が事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの主な参集ルートを，図 8 に示す。

1.0.10－67図６

発電所構内への参集ルート

1.0.10－68図７

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.10－69

図８

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10－70

表2
参集ルート
（国道 245 号線からの進入ルー
ト→構内への進入ルー
ト）各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔
津波浸水 ※ 2の倒壊 ※ 1

要員参集の適合性（対応）
災害発生後１日程度以内

災害発生後１週間程度<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※1：参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※2：参集ルートの一部が ， 敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.+8ｍ）と重複する場合は△とした。

1.0.10－71

４．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に評価した。

４．１

評価条件a)自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（図 7）（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅出発

※

災

要員受信

招集 連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

図９

要員の招集から自宅出発までの概要

b)移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0ｋｍ／ｈ（67ｍ／ｍｉｎ）※3 とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12ｋｍ／ｈ（200ｍ／ｍｉｎ）とする。
（別紙補足 2）
※3

参集訓練の実績 5.0ｋｍ／ｈ（83ｍ／ｍｉｎ）に対して保守的に 4.0ｋｍ／ｈ（67ｍ／ｍｉｎ）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12ｋｍ／ｈ（200ｍ／分）」とする。

1.0.10－72

c)参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリアを迂回したルートで参集する設定とした。

４．２

参集に要する時間と災害対策要員数

事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している初動対応要員（39名）を除く，予め拘束当番に指名されている災害対策要員（71 名）を含
む全ての災害対策要員 ※4 が発電所に参集する。
※4

発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（約 255 名，平成 28 年 7 月時点，表 1 参照）から初動対応要員(39 名)を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（71 名）は ， 216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員
数の関係を表 3 に示す。
表3

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）
参集する災害対策要員数
参集に係る所要時間

徒 歩（4.0ｋｍ／ｈ）

60 分以内参考

徒 歩（5.0ｋｍ／ｈ）

自転車（12ｋｍ／ｈ）

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

表 3 より，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。
1.0.10－73上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。
（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すルート考えられるが，表 3 の評価結
果は ， 以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（5.0ｋｍ／ｈ）に対し，保守的に 4.0ｋｍ／ｈとした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場
所を迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.10－74

別紙補足１
鉄塔倒壊時のアクセスについて
１．鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275ｋＶ及び 154ｋＶの送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。

２．送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルー
トから，以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.10－75

２．１

275kV No.2 送電鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 送電鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（図１）

図１

送電鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.10－76

２．２

154kV No.3 送電鉄塔が倒壊した場合

西側ルートは，国道 245 号から２箇所の入口があるため，154kV No.3
送電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側ルートよりアクセスすることも可能である。（図２）

図２

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.10－77

２．３

154kV No.2～4 送電鉄塔が倒壊した場合

154kV No.1～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 送電鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（図３）

図３

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.10－78

２．４

154kV No.2～4 送電鉄塔が倒壊した場合

275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し ， かつ 154kV No.1～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。（図４）

図４

鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側 ， 南側ルート）

1.0.10－79

３．倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を以下に示す。

強風による送電鉄塔の倒壊事例② ※1

強風による送電鉄塔の倒壊事例① ※1

地震による斜面の崩落に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※2

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※2【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事
故 調 査 ワ ー キ ン ググ ル ー プ報 告 書(H14.11.28)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委 員 会 電 気 設 備 地震 対 策 ワー キ ン
ググループ報告書(H24.3 月)

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊していることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で，倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を，離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.10－80

別紙補足２
参集訓練の実施結果

１．概 要
重大事故等が発生した場合において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。

２．参集訓練の実施
参集訓練の実施にあたっての条件と実施結果を以下に示す。
２．１

参集訓練の実施概要

・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側，及び南側で２ルートの合計４ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。但し，南側のルートの計測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コ－スとも２名/組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすため，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳～100
歳）。

1.0.10－81

２．２

参集訓練の実施結果
表１

参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）

No. 対象者

実際の
移動距離

移動手段

参集
時間 ※ 1

実際の
移動速度

A,B

16.4km

徒歩

200 分

4.9km/h(82m/min)

主に発電所の北側から参集するルートC,D

11.5km

徒歩

122 分

4.6km/h(76m/min)

主に発電所の西側から参集するルートE,F

11.8km

徒歩

146 分

4.9km/h(81m/min)G,H

12.3km

徒歩

125 分

5.9km/h(98m/min)

主に発電所の南側のうち内陸側から参集するルート
主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

I,J

12.3km(往路 )12.3km
(復路 )

自転車

58 分

12.7km/h(212m/min)

主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

自転車

60 分

12.3km/h(205m/min)

主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

1
2
3
4
5
6

I,J

平均移動速度
※１

３．

備

考

徒 歩： 5.0km/h(83m/min)
自転車： 12.5km/h(208m/min)

休憩・ロスタイムを含む時間

参集訓練の評価

表１参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83ｍ／ｍｉｎ（5.0ｋｍ／ｈ）と算出され，本訓練の評価用歩行速度を 67ｍ／ｍｉｎ（4.0ｋｍ／ｈ）
で設定した。
また，上記の参集性の評価にあたっては，測定結果に交通事情や道路条
件及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67ｍ／ｍｉｎ（4.0ｋｍ／ｈ）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208ｍ／ｍｉｎ（12.5ｋｍ／ｈ）と評価
でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。

1.0.10－82

４．

参集訓練の様子

参集訓練の様子を図１に示す。

北側ル－ト

南側(内陸側)ル－ト

南側(海側)ル－ト（徒歩）図１

南側(海側)ル－ト（自転車）

参集訓練の様子

1.0.10－83

別紙補足３

図1

各事故シナリオにおける参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.10－84

別紙補足４

図1

全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間
1.0.10－85

別紙補足５
参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東二の構外の拠点（第三滝坂寮）から東二の敷地までの参集ルートを，広範囲に複数設定した場合に ， 各参集ルートの移動距離と所要時間を以下に比較した。

図1

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート
表1

図 1 の参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4.0ｋｍ／ｈ（参考）
移動速度：5.0ｋｍ／ｈ

参集ルート①

3,180

47 分 28 秒

38 分 10 秒

参集ルート②

3,630

54 分 11 秒

43 分 34 秒

迂回参集ルート①

3,150

47 分 1 秒

37 分 48 秒

迂回参集ルート②

2,980

44 分 29 秒

35 分 46 秒

迂回参集ルート③

3,215

47 分 59 秒

38 分 35 秒

迂回参集ルート④

3,230

48 分 13 秒

38 分 46 秒

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650ｍ，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（本文 表 3）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集
結果への影響は少ない。

1.0.10－86補足１
発電所が締結している医療協定について

東二で は ，自 然 災 害 が 複 合 的 に 発 生 し た 場 合 等 を 想 定 し ，よ り
多くの医療機関で汚染傷病者の診療が可能なように体制を整備
しておくことが必要であると考えている。
現 時 点 で ，茨 城 東 病 院 ，日 立 総 合 病 院 ，水 戸 赤 十 字 病 院 ，水 戸
医 療 セ ン タ ー ，筑 波 大 学 附 属 病 院 な ど ，茨 城 県 内 外 に あ る 1 0 か所の病院と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受入態勢を確保している。

1.0.10－87

添付資料 1.0.11

東海第二発電所
重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について＜目次＞

１．発電用原子炉主任技術者の選任

1.0.11－1

２．発電用原子炉主任技術者の職務等

1.0.11－1

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割

1.0.11－2

１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 社長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，以下のa.からd.のいずれかの業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a. 原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務
b. 原子炉の運転に関する業務
c. 原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務
d. 原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，管理職（能力等級特３級以上又は役割ラン
ク３号以上）から選任する。
(4) 代行者は，管理職（能力等級特４級以上又は役割ランク４号以上）から選任する。
(5) 発電用原子炉主任技術者は，本店発電管理室に所属し，発電所に駐在して，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(6) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(3)項に基づき，発電用原子炉主任技術者を選任し直す。
(7) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後30日以内に原子力規制委員会へ届け出る。

２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実
1.0.11－1

に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a. 原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。
b. 保安規定に定める事項を，所長の承認に先立ち確認する。
c. 保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。
d. 保安規定に定める記録の内容を確認する。
e. 保安規定に定める報告（第１２１条第１項）を受け事態を確認し，その確認した正確な情報を自らの責任において社長に直接報告する。
f. 保安の監督状況を定期的及び必要に応じて社長に直接報告する。
g. 原子炉施設保安委員会及び原子炉施設保安運営委員会に必ず出席する。
h. その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。
(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任
技術者がその保安のためにする指示に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子炉施設保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と相互の職務について情報を共有し，意思疎通を図る。

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみでなく，重大事故等が発生した
場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実，かつ，最優先に行うことを任務とする。
a. 重大事故等が発生した場合の災害対策本部において，発電用原子炉主1.0.11－2

任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，独立性を確保して配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合において，原
子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示し，災害対策本部の本部長（所長）は，その指示を踏まえ方針を決定する。
（a） 発電用原子炉主任技術者は，災害対策本部等から得られた情報に基づき重大事故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合
は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言及び指示する。
（b） 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の助言及び指示を行うに当って，災害対策本部の要員及び本店対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び災害対策本部の実施組織の要員等が手順書どおりに
重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用原子炉主任技術者からの指示を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に
重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，災害対策本部に参集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常招集できる体制，運用を整備する。
1.0.11－3

(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等の整備は，技術の進
歩に応じて，都度改善を行う。
c. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について予め確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示を行うことができる。

1.0.11－4

添付資料 1.0.12

東海第二発電所
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

目

次

1.

はじめに

2.

東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の

3.

1.0.12－1

運用面の問題点及び対策

1.0.12－1

その他の取り組み

1.0.12－7

1. はじめに
東日本大震災における福島第一原子力発電所事故については，全交流電源の喪失，常設直流原電の喪失とともに安全系の機器又は計測制御機器の多重故障
等のこれまでに経験したことがない事象が発生した。過酷環境において原子炉を冷却するために種々の対応が行われ，この対応において得られた様々な知見や国内外の各機関が指摘した問題点及び教訓が，東京電力をはじめ，国内外の各機関によって整理・指摘され，対策が提言されている。
これらの指摘及び提言は，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけでなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練の充実及び運転操作を補助する資機材の充実についても挙げられている。
上記内容とは別に，東海第二発電所（以下「東二」という）については，東日本大震災時において原子炉を安全に停止したが，その対応の中からも様々な知見及び教訓が得られており，今後の対策計画に反映すべき事項がある。
本項では，これらの指摘及び提言を踏まえ，重大事故等対処設備の活用に関する運用面の課題を整理し，東二での対策及び取組について述べる。今後も，福島第一原子力発電所事故により得られる新たな知見や対策が得られ次第，適宜，対策実施可否について検討し，対応必要な課題については対策を講じていく。

2．東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策(1)課題の抽出要領
重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出に当たっては，以下の報告書に記載された指摘又は提言から，東二において対応すべき対策を抽出した。

1.0.12－1

第 1.0.12－1 表

重大事故等対処設備の運用面の課題を抽出した報告書

報告書名称
1

2

3

4

5

東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故調査委員会報告書
東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会

最終報告書

福島原発事故独立検証委員会

調査・検証報告書
福島原子力事故調査委員会

最終報

告書
福島第一原子力発電所における原子力事故から得た教訓

機関

報告年月

国会事故調

2012 年 6 月

政府事故調

2012 年 7 月

民間事故調

2012 年 2 月

東京電力2012 年 6 月

ＩＮＰＯ（原子力発電運転協会）

2012 年 8 月

上記の各報告書には、内容が同様あるいは類似の指摘及び提言があるため，抽出された指摘及び提言を分類化し，東二におけるこれまでの対応を踏まえて、対応すべき課題を選定した。
各報告書の指摘及び提言には，深層防護の考え方に基づく重大事故等対処設
備の多重化や多様化等の設備対応の強化が含まれているが，これらのハード対策は，他の説明資料にて対策方針が示されているため本資料には記載しない。
本資料では，別紙 1 に示すように，指摘及び提言の対応方針が確立し，且つ，他資料に記載していない運用面に関する課題を抽出した。
抽出した課題は「手順書の整備」「訓練の充実」「資機材の充実」に分類化することができ，その対策と合わせて以下に整理した。

(2)抽出された課題と対策抽出された課題と東二における対策について，「手順書の整備」「訓練の充実」「運転操作を補助する資機材の充実」の観点に整理した。その対策と合わせて以下に示す。
1.0.12－2

ａ．手順書の整備
第 1.0.12－2 表

手順書の整備に関する課題と対策

課題

対策

1 ・全電源喪失状態となった場合の ・全電源喪失時の手順を整備し，非常用復水器（ＩＣ）の操作や，重大事故等にも対応できる手順

その後の確認作業についてのマニを整備する。

ュアルがなかった。
このため，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2 ・事故時の運転手順書は，電源があ ・電源機能が喪失した場合でも，ることを前提としていた。

重要なパラメータについては確

このため，事故時の徴候ベース認できるよう可搬型の計測器をの手順書からシビアアクシデント

使用したパラメータの確認手順

手順書への移行も，電源があるこを整備する。

とを前提とした計器パラメータ管理であった。
故に，シビアアクシデント手順
書は，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。

1.0.12－3

b．訓練の充実
第 1.0.12－3 表

訓練の充実に関する課題と対策

課題

対策

1 ・運転訓練センターにおける重大 ・運転訓練センター及び社内総合
事故等対応の運転員の教育・訓研修センターにおける運転員の練は，直流電源が確保され中央訓練においては，シミュレータ

制御室の制御盤が使える前提でを用いて全交流動力電源の喪あった。このため，常設直流電源

失，常設直流電源の喪失等でのが喪失した条件での重大事故等

重大事故等の状態を想定し，重は対象としていなかった。

大事故等対処設備を使用した訓練を実施することにより，実効

2 ・運転訓練センターにおける運転性のある訓練を行う。

員の教育訓練は重大事故等対応の内容を「説明できる」ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていなかった。
3 ・防災訓練を 1 年に 1 回の頻度で ・訓練参加者に対して，事前に訓練しか実施していなかった。

シナリオを伝えない訓練を実施

このため，防災訓練の経験者することにより，実効的な緊急の増加が僅かであり，チームと時対応能力の向上に努める。

しての対処能力の向上には至っ ・福島第一原子力発電所事故からていなかった。

得られた知見，その他の各種知見を基にした新規制基準の適合申請において想定した事故シナ
リオ及び対処策を用いて，定期的な訓練を計画・実施する。
・高頻度に防災訓練及び要素訓練を行うことより，訓練経験者を拡大し，交替要員を含めたチー
ム全体の対処能力の向上を図る。

1.0.12－4

【実施状況】a) 運転訓練センターにおける運転員の訓練実績（平成 24 年 4 月～平成 29 年 8 月）
・社内総合研修センター（シミュレータ）における運転班の訓練：69 回（累計の参加人数 541 名）・社外施設（シミュレータ）における運転
操作員の訓練：57 回（累計の参加人数 97名）（上記２つの訓練は，いずれも電源機能等喪失，重大事故等の発生を想定し，シミュレータを用いて対処操作を検討・評価する。
）
シミュレータを用いた運転操作訓練の状況（写真は社外施設での実施状況，電源喪失時を想定）
b) 発電所における訓練実績（平成 24 年 9 月～平成 29 年 1 月の累計）
・総合防災訓練：5 回（災害対策本部を設置し訓練を実施，現場の実模擬操作と連動した訓練）
・災害対策本部対応訓練：12 回（平成 27 年度下期から実施）
・個別訓練 ：820 回（累計の参加人数 4,382 名）（可搬型代替注水大型ポンプの操作及びホース接続，消防車及び可搬式動力ポンプの操作，代替高圧電源装置及び移動式低圧電
源車の操作とケーブル敷設，ホイールローダ運転操作 他）

移動式高圧電源車の訓練の状況
総合防災訓練の状況（写真は発電所災害対策本部，災害対策 （写真は過酷環境を想定した服装による，電源ケーブルを接続作業）
本部対応訓練においても同様の状況）

可搬型代替注水大型ポンプの訓練の状況（写真はホースを接続するクランプ部の接続作業）
1.0.12－5

c．運転操作を補助する資機材の充実
第 1.0.12－4 表

運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策
課題

対策

1 ・電源喪失によって，中央制御室で ・電源喪失時により，中央制御室の計装設備の監視及び制御であの既存の計装設備への交流電る中央制御室の機能，発電所内の源が停止した場合にも，速やか

照明，ホットライン以外の通信手に直流電源を供給し，監視を継段を失った。

続及び制御が可能な構成とす

このため，有効なツールや手順書る。また，重大事故等対応に必がない中で，現場の運転員たちに要な新規に設置する計装設備

よる臨機の判断，対応に依拠せざは直流電源による給電とする。

るを得ず，手探りの状態での事故 ・電源喪失時でも，現場及び災害対策本部との通信機能を確保対応となった。

するため，無線連絡設備や衛星電話設備等による通信手段を確保する。
・電源喪失時でも，中央制御室で実効的な活動ができるように，
ヘッドライト，ランタン，ＬＥＤライト等の照明設備を配備する。
・発電所内の通信手段を確保するため，携行型有線通話装置，送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備等を配備する。

1.0.12－6

3．その他の取り組み
2．項で述べた東京電力福島第一原子力発電所事故における事故対応の運用面の問題点及び対策のほかに，東日本大震災時における東二での対応から得られた知見及びこれまでの運転経験を踏まえて，重大事故等の発生時に適切な対処を講じるために，以下について取り組む。

(1)東日本大震災時における東二での対応から得られた知見と今後の取組み
東二は，東日本大震災の発生時（平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分）には，定格熱出力一定運転中（第 25 運転サイクル）であったが，地震による蒸気タービンに係る警報（同日 14 時 48 分，タービン軸振動高）の発報によって原子炉自動スクラム（全制御棒全挿入）となった。
地震により全ての外部電源（275kV 系 2 回線，154kV 系 1 回線）が喪失したことにより，非常用ディーゼル発電機 3 台が自動起動した。その後の津波の来襲によって，非常用ディーゼル発電機 2Ｃは海水ポンプの水没により使用不可となったが，被水対策を講じていた海水ポンプを用いて，非常用ディーゼル発電機 2Ｄ及び高圧炉心スプレイ系非常用ディーゼル発電機より所内各設備への給電を継続した。
原子炉冷却は，主蒸気逃がし安全弁を間欠に手動で開操作しながら，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系を用いて，原子炉水位を維持しながら実施した。原子炉温度は順調に低下し，地震の約 3 日後に外部電源の一部が復旧（154 系 1 回線）した後は，残留熱除去系による原子炉冷却に切り替
えて原子炉冷却を継続し，平成 23 年 3 月 15 日 0 時 40 分に原子炉は冷温停止状態となった。
この期間の対応について関係者に聞き取りした結果を整理し，得られた知見と，今後，取組むべき事項を以下に整理した。
1.0.12－7

第 1.0.12－5－1 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（中央制御室）得られた知見取組み（対策）1 ・常用電源の喪失によりＩＴＶが使 ・津波監視及び使用済燃料プー用できず，建屋内外の状況確認に時ル監視のためのＩＴＶ電源は間を要した。

非常用電源からの供給とする。

2 ・プラント状況に応じた迅速な運転 ・平時より，情報連絡要員を中央操作・対応を行うため，プラント状

制御室に待機させ，重大事故等

況の把握のための，災対本部と発電発生時には，初動対応時からプ長の間の連絡は極力短時間とすべ

ラントや中央制御室の状況をき。

災害対策本部に報告させることにより，必要な情報を迅速に共有する。

第 1.0.12－5－2 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（現場操作･作業）得られた知見取組み（対策）1 ・電源関連のトラブルが発生した場 ・災害対策本部に，種々の不具合
合には，ＭＣＲにおける監視や遠隔を想定しても対応が可能とな操作が不可能となるため，屋外巡視る要員を確保する。

や現場操作に多くの人数を配置する必要が生じる。
2 ・現場作業が複数進行すると連絡が ・現場から制御室に連絡する場
合には，連絡相手を名指しして交錯した。

連絡するとともに，３way コミュニケーションを徹底する（訓練を重ねて体得する）。

1.0.12－8

3 ・地震直後に複数の箇所で溢水が発 ・手書きできるタグを非常時用生したため，隔離のため弁を閉としに準備しておく。

たが，弁開閉状態を現場掲示するタ
グが不足し，一部の弁については開閉状態の現場管理ができなかった。
（運転操作が落ち着いた後に，操作者への聞き取りにより弁隔離状況を整理した）
・タグ管理を行うシステムが停電し使用できなかった。

第 1.0.12－5－3 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（訓練強化等）得られた知見取組み（対策）1 ・地震時対応訓練，火災対応訓練を ・今後も地震時対応訓練及び火行っていたため，巡視のポイント

災対応訓練を継続的に実施す（スロッシングの発生源となり得ることで，運転対応要員の共通る箇所，上階からの巡視，電源盤の認識を維持・向上させる。

確認等），対応措置や安否確認の作業・報告がスムーズに行えた。

(2)手順書の整備
a)手順書の整備によるヒューマンエラー防止対策の取組み
従来から，当社は手順書を整備し，運転操作ミス（誤操作）の防止に取り組んでいる。重大事故等発生時における対処に係る運転操作に当たって，運転操作ミスの防止に係る重要性がさらに高まることから，今後は，重大事故等対処設備の運転操作に関わる事項の整備に当たっては，第 1.0.12－6 表に記載した事項について考慮する。

1.0.12－9

第 1.0.12－6 表ヒューマンエラー防止のための対策

1 設計基準事故を超える事故に対し，的確かつ柔軟に対処できるよう，必要な手順書類を整備する。
2 適切な判断を行うために必要となる情報の種類，入手方法及び判断基準を整備する。
3 事象の進展状況に応じて手順書類がいくつかの種類に分けられる場
合には，別の手順書に移行する判断基準を明確にし，手順書間の関係を明確にする。
4 運転員が操作する際には，操作指示者が確認した上で了解し実施する。また，必要なステップ毎に適切な職位がダブルチェックする。

b)その他
上記 a)のほかに，重大事故等時における手順書について，第 1.0.12－7
表の観点も追加して整備する。
第 1.0.12－7 表

その他考慮する事項

1 炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等（ホウ酸注入，海水注入，格納容器ベント）の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
2 重大事故等時に運転操作する設備，監視する計器及び通信連絡設備等については，その他の設備等と識別化しておく。

(3) 運用面での改善
従来，東二では重大事故等の発生時に迅速・的確な事故対応ができるように，原子力防災訓練等の事故対応の教育・訓練を実施している。また，発電所員の事故対応意識の向上のため，安全文化醸成活動を継続的に実施している。このような，運用面での取り組みについて，第 1.0.12－8 表に関する事項について今後に改善を行う。
1.0.12－10

第 1.0.12－8 表
1

運用面における今後の改善

原子力防災訓練においては，シナリオ非提示型の訓練の実施，社内関係箇所とのＴＶ会議システム等を用いた情報連携等を取り入れ，より実践的な訓練を実施する。

2

フルスコープシミュレータを用いた運転員と災害対策本部員との連携訓練を行う。また，災害対策本部員の図上訓練として災害対策
本部対応訓練を高頻度で繰り返し実施する。

3

休日・夜間に非常招集可能な体制の整備等，重大事故等対策に要する体制の構築，整備を行う。

4

淡水による原子炉圧力容器への注水等ができない場合に海水を使用する手順を社内規程に定めておくなど，原子力災害発生時において発電長が躊躇なく判断できる社内規程を整備する。

5

地震の揺れに対する防護のため，中央制御室盤に地震時対応用手摺りの取付けなど，地震を念頭においた対策を実施する。

6

外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるようにホイルローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。また，事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車，重機等の免許等について社員の資格取得を進める。

7

マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施する。

8

本部長，班長について，複数名の人員を配置することで，事故対応が長期間に及んでも交代で対応することができ，常により最適な判断が下せるようにする。

9

放射線管理上の強化として，可搬型モニタリングポスト等の設置に必要な災害対策要員の確保，社員に対して放射線計測器の取扱研修を行いモニタリング要員の育成，緊急時対策所への電子式個人線量計の配備を実施する。
緊急時対策所入口にチェンジングプレースを設置し，外部から放射性物質を持ち込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に設置訓練を行う。

10 原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，資機材（ロボット等）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

1.0.12－11

別紙 1
福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出について

1.抽出要領本資料における福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出の概要を以下に示す。
指摘及び提言事項は，各分野（運転，設備，安全，放管等）の各々の選任者が調査対象となる報告書の記載を確認して抽出した。抽出された指摘及び提言事
項は重複するものを整理した後に，各部門にて各々の指摘及び提言事項の対応
方針を確認し，対応方針が未確立の事項について，本検討の中で改めて対応方針を検討し確立した。この抽出された指摘及び提言事項とその対応方針は，経営層が出席する会議（発電所パフォーマンスレビュー会議）に報告されている。今後も対応状況が適宜確認される。
調査対象
1
2
3
4
5

機関
報告書名称
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故調
国会事故調
査委員会報告書（2012 年 6 月）
東京電力福島原子力発電所における事故調査・検政府事故調
証委員会 最終報告書（2012 年 7 月）
福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書
民間事故調（2012 年 2 月）
福島原子力事故調査委員会 最終報告書
東京電力（2012 年 6 月）
福島第一原子力発電所における原子力事故からＩＮＰＯ得た教訓（2012 年 8 月）
（原子力発電運転協会）

東海第二発電所に係る指摘及び提言事項
約 800 項目
抽出した指摘及び提言事項について、内容が類似の事項を統合
約 200 項目
1.0.12－12

統合した指摘及び提言事項のうち，対応が明確である事項を抽出
ただし，以下に示すような他の説明資料で記載される事項は対象外とした（他の説明資料で記載されるため対象外とした内容の例）
・設備及び資機材の整備に係る事項
・設備及び資機材の整備に伴って対応する事項（手順書を整備すること，整備した手順書を用いた訓練を行うこと等）
・発電所の災害対策本部及び本店の災害総合対策本部の体制や要員の活用等に係る事項
・その他（他の説明資料で記載される内容）

本資料中の下記の表に集約
・第 1.0.12-2 表 手順書の整備に関する課題と対策
・第 1.0.12-3 表 訓練の充実に関する課題と対策
・第 1.0.12-4 表 運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策

1.0.12－13

添付資料 1.0.13

東海第二発電所
災害対策要員の作業時における装備について

＜目

次＞

1.

初動対応時における放射線防護具類の選定 .................. 1.0.13－1

2.

初動対応時における装備 .................................. 1.0.13－3

3.

放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について 1.0.13－7（１） 操作場所までの移動経路について ..................... 1.0.13－7（２） 操作場所での状況設定について ....................... 1.0.13－7（３） 作業環境による個別操作時間への影響評価 ............. 1.0.13－7

初動対応時における災害対策要員の現場作業における放射線防護具類について
は，以下のとおり整備する。また，初動対応時における適切な放射線防護具類の選定については，発電長又は放射線管理班長が判断し，着用を指示する。
１．初動対応時における放射線防護具類の選定
重大事故等発生時は事故対応に緊急性を要すること，通常運転時とは異なる区域の汚染が懸念されることから，通常の防護具類の着用基準ではなく，以下のフローのように作業環境，緊急性等に応じて合理的かつ効果的な放射線防護具類を使用することで，災害対策要員の被ばく線量を低減する。
（第 1.0.13－1 図参照）

1.0.13－1

事故発生

災害対策要員（現場作業を行う要員）
参集

個人線量計の着用

炉心損傷の兆候 ※１
があるか※１：以下のいずれかの事項となった場合を示す①格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の 10 倍以上
又は
ＣＡＭＳが使用できない場合は原子炉圧力容器
温度計が 300℃以上②モニタリング・ポスト≧5μSv/h③敷地境界 5μSv/h 相当の排気筒濃度検出④災害対策本部からの情報

アクセス及び作業場
所で身体汚染の可能
性があるか

Ｎｏ

Ｎｏ

Ｙｅｓ

Ｙｅｓ

全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋，タイベックを携行

緊急を要する作業 ※２ かＮｏ

全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋，タイベックを着用

Ｙｅｓ

全面マスク，綿手袋，ゴム手袋を着用※２：炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のための以下の操作を実施する場
合に限り，全面マスク，綿手袋及びゴム手袋のみ着用し操作を行う。
①原子炉への注水操作②格納容器スプレイ操作及びペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水操作

・湿潤状況下で作業を行う場合は，長靴又は胴長靴及びアノラックを追加で着用するとともに，高湿度環境下で作業を行う場合は，全面マスクの代わりに自給式呼吸用保護具等を着用する。
・主な装備の着用時間は以下の通り。（訓練で確認済み）【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋】を着用：約 3 分【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベック】を着用：約 7 分【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベック，アノラック，胴長靴】を装着：約 12 分
【自給式呼吸用保護具，綿手袋，ゴム手袋，タイベック，アノラック，長靴】を装着：約 21 分
・作業後は，放射線管理班長の指示に従って，脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。

第 1.0.13－1 図

放射線防護具の選定方法

1.0.13－2

２．初動対応時における装備
・発電長又は放射線管理班長は，プラント状態，作業環境及び作業内容を考慮して，必要な放射線防護具を判断し，災害対策要員のうち現場作業を行う要員に着用を指示する。放射線防護具は，常時，中央制御室及び緊急時対策所に保管しているものを使用する。
・現場作業を行う要員は，初動対応時から個人線量計を着用し，外部被ばく線量を適切に管理する。
・「炉心損傷の兆候がある場合」，又は「現場作業場所及びアクセスルートを通行する際に身体汚染の恐れがある場合」は，全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋及びタイベックを着用する。ただし，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のために実施する緊急を要する作業（原子炉への注水操作，格納容器スプレイ操作及びペデスタルへの注水操作）に限り，全面マスク，綿手袋及びゴム手袋のみ着用し，操作を実施する。
・上記のいずれにも該当しない場合は，放射線防護具の着用は不要である
が，プラント状態等の変化により移動中又は作業中に着用の指示が新たに出る場合に備えて，放射線防護具を携行する。
・中央制御室内は，中央制御室換気系により居住性を確保するため（閉回路運転による放射性物質の流入防止及びフィルタによる放射性物質の除去（希ガス除く）），放射線防護具の着用は不要とするが，中央制御室換
気系の機能喪失時は，内部被ばく低減のため全面マスクを着用する。ただし，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損の防止のために早急な対応操作が必要な場合には，一時的に操作を優先し，操作後に全面マスクを着用する。
・作業後は，放射線管理班長の指示に従って脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。
1.0.13－3

・遮蔽ベストは，移動を伴う作業においては作業時間が増加し被ばく線量が増加する可能性があるため原則着用せず，移動を伴わない高線量作業時に着用する。
・湿潤状況下（管理区域内で内部溢水が起こっている場所）で作業を行う
場合には，アノラック，長靴又は胴長靴を追加で着用するとともに，高湿度環境下では全面マスクに装着するチャコールフィルタの劣化が早くなる恐れがあるため，自給式呼吸用保護具等を着用する。
（第 1.0.13－1 表，第 1.0.13－2 図参照）

1.0.13－4

第 1.0.13－1 表

災害対策要員の初動対応時における装備
着用基準
①

名

称

②

③

「炉心損傷の兆候がある場
合」，又は「現中央制御室①において，
場作業場所及において，緊急を要す
びアクセスル
中央制御室
る作業の場
ートを通行す換気系の機
合 ※２
る際に身体汚能喪失時染の恐れがある場合」 ※２

個人線量計 ※１

着用

備考

―
着用 ※３

―

全面マスクを着用（湿潤作
業時は自給式呼吸用保護具
を着用）

―

使用可能
時間 240 分

綿手袋

着用

―

―

ゴム手袋

着用

―

―

全面マスク
自給式呼吸用保護具

タイベック

着用

―

―

―

アノラック

湿潤作業時に着用――

長靴・胴長靴湿潤作業時に着用

―

―

遮蔽ベスト

移動を伴わない
高線量作業時に着用―

質量
約 20kg※1

個人線量計は事故発生時に必ず着用する。

※2

身体汚染が発生した場合には，作業後に脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。

※3

炉心損傷の進展防止及び格納容器破損の防止のために早急な対応操作が必要な場合には，一時的に操作を優先し，操作後に全面マスクを着用する。

1.0.13－5

個人線量計

タイベック

アノラック

長靴

胴長靴

遮蔽ベスト

全面マスク

自給式呼吸用保護具

第 1.0.13－2 図

放射線防護具類

1.0.13－6

３．放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について
災害対策要員の個別操作時間については，訓練実績等に基づく現場への移動時間と現場での操作時間により算出する。
移動時間については，重大事故等を考慮して設定されたアクセスルートによる現場への移動時間を測定し，操作時間については，重大事故等を考慮した操作場所の状況（現場の状態，温度，湿度，照度及び放射線量）を仮定し，放射線防護具類の着用時間を考慮の上，操作時間を算出する。
ここでは，放射線防護具類着用等の作業環境による個別操作時間への影響について評価する。
（１）操作場所までの移動経路について
ａ．アクセスルートとして設定したルートを移動する。
ｂ．全交流動力電源喪失等により，建屋照明等が使用できず，建屋
内が暗い状況を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。
（２）操作場所での状況設定について
ａ．地震等を想定しても操作スペースは確保可能とする。
ｂ．作業場所は照明の無い暗い状況での作業を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。
（３）作業環境による個別操作時間への影響評価
操作時間に影響を与える作業環境を考慮し，「 放射線防護具類を着用した状態での作業」，「暗所での作業」，「通信環境」について評価した結果，作業環境による個別操作時間への有意な影響がないことを確認した。
1.0.13－7

ａ．放射線防護具類を着用した状態での作業評価
炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場操作を実施することから，放射線防護具類を着用した状態での作業について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．初動作業時における放射線防護具類は「２．初動対応時
における装備」に基づき，放射線防護具類（全面マスク，
汚染防護服等）を着用する。
ロ．通常との作業性を比較するため，有意差が発生する可能性がある屋外での作業を選定する。
（ｂ）評価結果
通常装備での作業と比較すると，全面マスクにより視界が若干狭くなること及び全面マスクにより作業報告等を伝達する際には少し大きな声を出す必要があることが確認されたが，放射線防護具類を着用した状態であっても操作者の動作が制限されるものではない。また，作業安全のための安全帯や皮手袋などの防護具類を着用した状態であっても，操作者の接続等の作業に影響を与えるものではない。これらの防護具類の着用に伴い，操作時間に有意な影響がないことを訓練により確認した。（第 1.0.13－3 図，第 1.0.13－4 図参照）

1.0.13－8

第 1.0.13－3 図

放射線防護具類を着用した状態での可搬型代替注
水ポンプ車の設置作業

第 1.0.13－4 図

第 1.0.13－2 表

放射線防護具類を着用した状態での電源車のケーブル敷設作業

放射線防護具を着用した状態での操作時間 ※1 の比較
通常服
15 分 00 秒
8 分 00 秒

放射線防護具 ※2 装備評価
有意な差無し有意な差無し可搬型代替注水ポンプ車の設置作業
14 分 55 秒
電源車のケーブル敷設作業
7 分 02 秒※1 操作時間は操作の実績時間を平均した時間※2 放射線防護具として，全面マスク，タイベック，綿手袋，ゴム手袋を装備

ｂ．暗所作業の評価
全交流動力電源喪失により，建屋内照明等が使用できない状

1.0.13－9況を想定し，暗所における作業性について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．暗所作業時に使用する可搬型照明として，ＬＥＤライト，
ランタン，ヘッドライトを中央制御室等に配備する。（第1.0.13－3 表，第 1.0.13－5 図参照）
ロ．暗所作業の成立性を確認するため，可搬型照明（ヘッドライト）を使用して操作を実施する。（第 1.0.13－6 図参照）

第 1.0.13－3 表
名称ＬＥＤライト

仕

可搬型照明

様

数

乾電池式

ランタン

乾電池式

ヘッドライト

乾電池式

量※

保管場所 ※

14 個

中央制御室

5個

廃棄物処理操作室

20 個

緊急時対策所

20 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所

14 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

ＬＥＤライトランタン

第 1.0.13－5 図

1.0.13－10

可搬型照明

ヘッドライト（通常状態）（可搬照明を使用した状態での作業）第 1.0.13－6 図（暗所環境下での作業状況の例）

可搬型照明を使用した状態での作業状況（ｂ）評価結果
ヘッドライトを使用することにより，操作を行うために必要な明るさは十分確保されるため，個別操作時間に有意な影
響がないことを確認した。
なお，より容易に操作が可能となるよう，建屋内の作業エリア，アクセスルートには，蓄電池内蔵型照明が設置されている。（第 1.0.13－6 図参照）

第 1.0.13－6 図

蓄電池内蔵型照明の例

1.0.13－11

ｃ．通信環境の評価（ａ）評価条件
中央制御室，緊急時対策所等及び現場間での通信手段として，運転指令装置，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，
無線連絡設備，携行型有線通話装置等の通信手段を整備する。
（第 1.0.13－7 図参照）（ｂ）評価結果
重大事故等が発生した場合であっても，整備している通信手段により，通常時と同等の通信環境が保持可能であり，個別操作時間に有意な影響はないと評価する。また，炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類（全面マスク）を着用し，作業状況報告のための通話を実施するが，着用しない状況より大きな声を出す必要があるものの通話可能であり，個別操作時間に有意な影響がないことを確認している。

1.0.13－12運転指令装置

衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）
第 1.0.13－7 図

1.0.13－13

携行型有線通話装置

通信連絡設備添付資料 1.0.14

東海第二発電所
技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

比較表
比較表

＜目

次＞

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価比較表

1.0.14－1

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等比較表

1.0.14－13

別紙 1

重大事故等対策における作業毎の想定時間の設定について

1.0.14－29

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（1／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ほう酸水注入系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制○

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制●

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●

ほう酸水注入●原子炉水位低下による原子炉出力抑制

○

制御棒挿入

○

1.1

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
中央制御室からの高圧代替注水系起動

●

●

●

●

現場での人力操作による高圧代替注水系起動代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
1.2
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
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（現場起動時）の監視計器

1.0.14－1

反応度の誤投入○○

原子 炉冷却材の 流出○

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

全 交 流動 力電源 喪失○○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）○

原子炉手動スクラム

想定事故２

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

対応手段

想定事故１

水素燃焼

○

技術的能力
審査基準

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）○

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）●

高圧注水・減圧機能喪失○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧・低 圧注水 機能喪失

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

●

○

比較表

原子 炉停 止機能喪失

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）●○

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損
傷の防止

反応度の誤投入

逃がし安全弁の背圧対策

原子 炉冷却材の 流出

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

全 交 流動 力電源 喪失

非常用窒素供給系による窒素確保

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

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

想定事故２

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

想定事故１

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

水素燃焼

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用
高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）1.0.14－2●●●
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

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）●
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）○

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

代替交流電源設備による復旧

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）●

原子 炉停 止機能喪失

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）

代替直流電源設備による復旧●●

高圧注水・減圧機能喪失

可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
1.3

●
●
●
手動による原子炉減圧

高圧・低 圧注水 機能喪失

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復●●
原子炉減圧の自動化

●
技術的能力
審査基準

●

●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

●
対応手段

●

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

●

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（2／12）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14－1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（3／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

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●

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水●○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水○○

代替循環冷却系による原子炉注水○

消火系による原子炉注水○○

補給水系による原子炉注水○○

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

●

○
○

●

○

●

○

●

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

○

●

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水
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

○

○

○

消火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

○

○

○

残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)復旧後の原子炉除熱●

原子炉冷却材浄化系による進展抑制

1.0.14－3

反応度の誤投入

原子 炉冷却材の 流出

全 交 流動 力電源 喪失

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故２

想定事故１

対応手段

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱1.4

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

水素燃焼

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）

技術的能力
審査基準

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子 炉停 止機能喪失

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

原子 炉冷却材の 流出

反応度の誤投入

1.0.14－4

全 交 流動 力電源 喪失○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

○

想定事故２

○

想定事故１

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

代替残留熱除去系海水系による除熱

水素燃焼

●

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用○

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）○●
緊急用海水系による除熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）●津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失●

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失●

原子 炉停 止機能喪失●

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）
崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）
全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）●
残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

●
●
●

●

●

●
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

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

●
●
●

●
●
●
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
ール水の除熱高圧注水・減圧機能喪失

対応手段
技術的能力
審査基準

高圧・低 圧注水 機能喪失

○

○

○

○

○

○

遠隔人力操作機構による現場操作

○
○

○
○

○
○

1.5

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

●
●

●
●

●
●

●

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●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止●

比較表技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（4／12）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14－1 表

重要事故シーケンス

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（5／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止
溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

●

○

○

○

○

●

●

○

●

●

●

●

●

●

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

○

●

●

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

消火系による原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

○

●

○

○

○

○

遠隔人力操作機構による現場操作

○

○

○

○

○

○

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

●

○

●

●

●

●

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

○

○

○

○

○

○

●

●

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

1.6○

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

●

●

●

●

●

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・
プール水の除熱

●

●

●

●

●

不活性ガス（窒素）による系統内の置換
1.7
原子炉格納容器負圧破損の防止

格納容器→原子炉格納容器への修正について、1.6 及び 1.7 は現時点（20170913）において、本文修正版なしのため事前処置（1.5、1.9 は修正版あり）

1.0.14－5

反応度の誤投入

水素燃焼

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●

原子 炉冷却材の 流出

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用●

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
ール水の除熱全 交 流動 力電源 喪失

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱●

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

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）

●

対応手段

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）

●

技術的能力
審査基準

想定事故１

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

原子 炉停 止機能喪失○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）○

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）○

全 交 流動 力電源 喪失
（ＴＢＰ）

○

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）○

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（6／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

○

○

○

○

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

○

○

○

○

○

○

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

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

○

○

○

●

●

●

●

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.8

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
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●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止1.9

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格
納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電格納容器→原子炉格納容器への修正について、1.5、1.9 は修正版あり

1.0.14－6

反応度の誤投入

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用○

原子 炉冷却材の 流出

水素燃焼

○

全 交 流動 力電源 喪失

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

○

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）

○

対応手段

想定事故１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）○津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失○

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

原子 炉停 止機能喪失

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※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）●

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）○

全 交 流動 力電源 喪失
（ＴＢＰ）

●

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）●

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

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

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（7／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止○

消火系による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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ○○

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

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

使用済燃料プールの監視●●代替電源による給電

●

●
○

○

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
1.10
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電

1.11

漏えい緩和
大気への拡散抑制

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

○

○

○

○

○

○

1.0.14－7

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入○

対応手段

原子 炉冷却材の 流出

補給水系による使用済燃料プール注水

全 交 流動 力電源 喪失●

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故２

●

技術的能力
審査基準

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

想定事故１

水素燃焼

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用

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※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子 炉停 止機能喪失

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

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

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（8／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

●

●

●

○

○

●

○

●

●

○

●

○

●

●

●

対応手段
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.12
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）
による延焼防止処置
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火●

代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ○

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水

1.13

●

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水●

サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格
納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

●

○

●

●

●

●

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉
圧力容器への注水

○

●

●

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

●

●

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水●

1.0.14－8●

反応度の誤投入●

原子 炉冷却材の 流出●

全 交 流動 力電源 喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

○

想定事故２

●

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

●

想定事故１

水素燃焼

●

○

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用●●

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱○●

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）○●雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）

技術的能力
審査基準

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失○●

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

原子 炉停 止機能喪失

全 交 流動 力電源 喪失
（ＴＢＰ）

○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）○

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（9／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入○○

原子 炉冷却材の 流出○○

全 交 流動 力電源 喪失○○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

○

○

想定事故２

○

想定事故１

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

水素燃焼

○

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用○

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）原子 炉停 止機能喪失○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

技術的能力
審査基準

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

全 交 流動 力電源 喪失
（ＴＢＰ）

○

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○

比較表

高圧注水・減圧機能喪失

高圧・低 圧注水 機能喪失

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

○

○

○

○

対応手段

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

○

○

○

○

○

1.13
淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

●

●

●

●

○

○

○

●
●

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

1.0.14－9

●
●

●

●

○

●

●

●

●

●

●

○

○

○

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（10／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

対応手段
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水

●

●

●

淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替淡水貯槽への補給
海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
1.13

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備
への補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え
代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え
西側淡水貯水設備へ補給する水源の替え
外部水源から内部水源への切替え●

1.0.14－10○●

反応度の誤投入○○

原子 炉冷却材の 流出○○

全 交 流動 力電源 喪失●○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

○

○

想定事故２

○

○

想定事故１

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

水素燃焼

○

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用○

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱●○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯
槽への補給

技術的能力
審査基準

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）○○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失○

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

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

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

原子 炉停 止機能喪失

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）○

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

高圧・低 圧注水 機能喪失

海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（11／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止

●

対応手段
非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

●

●

●

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●
○

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用及ディーゼル発電機又は高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
1.14●

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○
●

●

●

●

○

○

○

●

●

●

●

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油

●

●

●

●

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

●

●

●

●

軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機への給油●

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
○
●

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

●

●

●

1.0.14－11

●

●
●

●

反応度の誤投入崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）●

原子 炉冷却材の 流出

想定事故２

●

全 交 流動 力電源 喪失

想定事故１

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

水素燃焼

●

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用●

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）●

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）ＬＯＣＡ時注水機能喪失

技術的能力
審査基準

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）原子 炉停 止機能喪失●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

全 交 流動 力電源 喪失
（ＴＢＰ）

●

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）●

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14－1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（12／12）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

●

●

●

●

可搬型代替直流電源設備からの給電
可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保（交流動力電源が正常な場合）
中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保（全交流動力電源が喪失した場合）
ブローアウトパネルが開放した場合の閉止中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理
可搬型照明による中央制御室の照明の確保
1.16
可搬型照明による中央制御室待避室の照明の確保
中央制御室待避室の準備●

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視●

衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡●

その他の放射線防護措置等に関する手順等

○

○

○

○

○

○

チェンジングエリアの設置及び運用

○

○

○

○

○

○

1.0.14－12

反応度の誤投入

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

原子 炉冷却材の 流出

水素燃焼

1.15

全 交 流動 力電源 喪失

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶融 燃料―冷却材相互作 用●

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊 熱 除 去 機 能 喪失（ 残留 熱 除 去 系 の故障による停止時冷却機能喪失）

高圧溶融物放出／格納容 器雰囲気直接 加熱●

計器故障時の手順

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用で きな い 場 合 ）

●

対応手段

想定事故１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（ 代 替 循環 冷 却 を使 用す る場 合 ）津 波 浸水 に よ る 注水 機 能 喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

技術的能力
審査基準

ＬＯＣＡ時注水機能喪失※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

原子 炉停 止機能喪失

崩壊 熱 除 去 機 能 喪失
（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が 喪失した 場合）

全 交 流動 力電源 喪失（ＴＢＰ）

全 交 流動 力電源 喪失（ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ）

全 交 流動 力電源 喪失 （ 長 期Ｔ Ｂ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低 圧注水 機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○○

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水○○

中央制御室からの高圧代替注水系起動

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

現場での人力操作による高圧代替注水系起動

○

○

○

○

○

○

○

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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（現場起動時）の監視計器○

ほう酸水注入系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

制御棒駆動水圧系による原子炉注水○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－13

考

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

備○

重大事故等 対策要 領

制御棒挿入

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

○

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

原子炉水位低下による原子炉出力抑制

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止○放出Ｐ ＣＶ 破損 防止○

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱○

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

ほう酸水注入○除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱○

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水【要求事項 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

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

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保【要求事項 1.1】
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

対応手段

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

○

使用済燃料 プール制御

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制○

二次格納施 設制御○○

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御

○

○

比較表

Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

Ｓ／Ｐ温度 制 御○Ｓ／Ｐ水位 制 御○Ｐ ＣＶ圧力 制 御代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

減圧冷却

反応 度制 御
○

水位確保

スクラム
○

電源喪失

原子炉手動スクラム

技術的能力対応手段と手順等

比較表（1／16）

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考○

手動による原子炉減圧

○

○

○

○

○

○

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

可搬型窒素供給装置（小型）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

○

○

○

○

○

○

逃がし安全弁の背圧対策○

代替直流電源設備による復旧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替交流電源設備による復旧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応○○○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－14

○

○

○

○

○

○

○

○

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

対応手段
原子炉減圧の自動化【要求事項 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

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水○

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

ＡＭ初期対 応○注水‐１
損傷炉心へ の注水

水位不明○

ＡＭ設備別 操作手 順

急速減圧

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御比較表

Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

比較表（2／16）○○

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

比較表（3／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

○

○

○

○

○

○

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

消火系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

対応手段

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱【要求事項 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

考

○

○

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

○

○

消火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

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)復旧後の原子炉除熱○

原子炉冷却材浄化系による進展抑制

○

○

○

○

○

○

＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－15

備○

重大事故等 対策要 領

○

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

○

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド○

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止○放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱○

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保○

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐１
損傷炉心へ の注水○

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

ＡＭ初期対 応○項目

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

水位不明○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

急速減圧○

ＡＭ設備別 操作手 順

水位回復○

使用済燃料 プール制御○

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御

減圧冷却

○

Ｓ／Ｐ温度 制 御

水位確保

○

比較表

Ｓ／Ｐ水位 制 御反応 度制 御

○

スクラム

○

電源喪失

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

技術的能力対応手段と手順等

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

○

○

○

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

比較表（4／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○

遠隔人力操作機構による現場操作

○

○

○

○

○

緊急用海水系による除熱

○

○

○

○

○

代替残留熱除去系海水系による除熱

○

○

○

○

○

考

対応手段
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（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○○残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保○

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○○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－16

備○

重大事故等 対策要 領

放出
Ｐ ＣＶ 破損 防止

○

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱○

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

○

項目

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

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※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水‐１
損傷炉心へ の注水○ＡＭ設備別 操作手 順○

ＡＭ初期対 応

○

水位不明

○

急速減圧

○

水位回復

○

使用済燃料 プール制御○

二次格納施 設制御○

比較表

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御○Ｓ／Ｐ温度 制 御○Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

○

減圧冷却

○

水位確保

○

反応 度制 御

○

スクラム

○

電源喪失

○

技術的能力対応手段と手順等【要求事項 1.5】
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）考○○

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

○

○

○

消火系による原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

ドライウェル内ガス冷却装置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）復旧後の原子炉格
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）復旧後のサ
○
○
○
○
○
プレッション・プール水の除熱＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。
格納容器→原子炉格納容器への修正について、1.6 及び 1.7 は現時点（20170913）において、本文修正版なしのため事前処置（1.5、1.9 は修正版あり）

1.0.14－17

○

○

○

○

○

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱○

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ○

放出
Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

○

対応手段

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱【要求事項 1.6】
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

ＡＭ設備別 操作手 順○

注水‐１
損傷炉心へ の注水

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御○使用済燃料 プール制御

Ｓ／Ｐ温度 制 御○二次格納施 設制御

Ｓ／Ｐ水位 制 御○比較表

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御残留熱除去系（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

減圧冷却

○

水位確保

○

反応 度制 御

○

スクラム

○

電源喪失
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技術的能力対応手段と手順等

比較表（5／16）○○

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考

○

○

○

遠隔人力操作機構による現場操作

○

○

○

不活性ガス（窒素）による系統内の置換

○

○

○

原子炉格納容器負圧破損の防止○○

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○○

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。
格納容器→原子炉格納容器への修正について、1.6 及び 1.7 は現時点（20170913）において、本文修正版なしのため事前処置（1.5、1.9 は修正版あり）

1.0.14－18

○

○

○

○

○
○

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

対応手段
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【要求事項 1.7】
原子炉格納容器の過圧破損を防止す
るための手順等

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御○

二次格納施 設制御

Ｓ／Ｐ温度 制 御○Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御○比較表

Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

比較表（6／16）

第 1.0.14－2 表＊

技術的能力対応手段と手順等

比較表（7／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

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

○

○

○

○

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化○○

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○○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止

○

○

○

考

○

対応手段

○

○

○

○

○

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制
御

○

○

○

○

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

○

○

○

○

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

○

○

○

○

代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備への給電＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。
格納容器→原子炉格納容器への修正について、1.5、1.9 は修正版あり○○

1.0.14－19

備○

重大事故等 対策要 領

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン ト ガ イド

○

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン ト ガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止【要求事項 1.9】
水素爆発による
原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱【要求事項 1.8】
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ○

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐３‐ ｂ
ＲＰＶ破損 後のペ デスタル 注水○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水‐４
長 期 のＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 の 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保○

注水‐１
損傷炉心へ の注水○ＡＭ設備別 操作手 順○

ＡＭ初期対 応補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

水位不明

○

急速減圧

○

水位回復

○

使用済燃料 プール制御

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御○Ｓ／Ｐ温度 制 御○Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

○

減圧冷却

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

水位確保○

反応 度制 御

○

比較表

スクラム

○

電源喪失
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

技術的能力対応手段と手順等

項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）○

第 1.0.14－2 表＊考

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○○

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

○

○

○

○

○

○

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○○

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○○○

補給水系による使用済燃料プール注水

○

○

○

消火系による使用済燃料プール注水○○

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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ○○

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

○

○

○

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

○

○

○

漏えい緩和

○

○

○

大気への拡散抑制○

使用済燃料プールの監視代替電源による給電○○

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－20

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

対応手段

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電[要求事項 1.11]
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保【要求事項 1.10】
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御比較表

比較表（8／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

○

○

○

○

○

○

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考対応手段
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制○

ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認【要求事項 1.12】
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順
等

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制○

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制○

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置○

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水○

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ【要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の
供給手順等

○

○

○

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注
水及び原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水

サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱○○

西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水
補給

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－21○

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

比較表

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

比較表（9／16）○

第 1.0.14－2 表

技術的能力対応手段と手順等＊

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料
プールへの注水

○
○

○

○

○

○

○
○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水○

復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

○

○

○

○

○

淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給○

海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉
圧力容器への注水○○○

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却
○

○
○

○

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

○
○

○

○

○

○

○

○
○

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ○

海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保

○

○

○

海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

○

○

○

○

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制○

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－22

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止対応手段
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

放出
Ｐ ＣＶ 破損 防止○

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保○

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

注水‐１
損傷炉心へ の注水○

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱ＡＭ設備別 操作手 順○

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

ＡＭ初期対 応○注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

水位不明

○

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

急速減圧

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

比較表

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

比較表（10／16）

第 1.0.14－2 表＊

比較表（11／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考

○

○

海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水○○

海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プー
ル冷却

○

○

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

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給○

淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給○

海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給○

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる
西側淡水貯水設備への補給○

淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給○

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給○原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切り替
え○

代替淡水貯槽へ補給する水源の切り替え○

西側淡水貯水設備へ補給する水源の切り替え○

外部水源から内部水源への切り替え○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－23

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

対応手段
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系
又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

比較表

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

第 1.0.14－2 表＊考○

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

○

○

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電○○

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電○○

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電○○

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

○

○

○

○

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油○

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油○

軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機への給油○

計器故障時の手順○

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順○

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給
電

○

○

○

可搬型代替直流電源設備からの給電○

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－24

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用及ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機の電源給電機能の復旧【要求事項 1.15】
事故時の計装に関
する手順等

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

対応手段

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気
設備への給電【要求事項 1.14】
電源の確保に関する手順等

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御比較表

比較表（12／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

第 1.0.14－2 表＊考

中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保 （全交流動力電源が喪失した場合）

○
○

○

○

ブローアウトパネルが開放した場合の閉止○○中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理○

中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理○

可搬型照明による中央制御室の照明の確保○

可搬型照明による中央制御室待避室の照明の確保○

中央制御室待避室の準備○

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視○○

衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡○

その他の放射線防護措置等に関する手順等○

チェンジングエリアの設置及び運用○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－25

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

対応手段
中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保 （交流動力電源が正常な場合）【要求事項 1.16】
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応

水位不明

急速減圧

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御比較表

比較表（13／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

第 1.0.14－2 表
＊

考

対応手段
モニタリング・ポストによる放射線量の測定○

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替
測定○

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定○

可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代
替測定○

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定○

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策○

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策○

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策○

敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制○

気象観測設備による気象観測項目の測定○

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定○

代替交流電源設備によるモニタリング・ポスト電源への給電○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－26

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応水位不明

【要求事項 1.17】
監視測定等に関す
る手順等

急速減圧

項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御比較表

比較表（14／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

第 1.0.14－2 表
＊

考

対応手段
緊急時対策所非常用換気空調設備運転○

緊急時対策所加圧設備による空気供給準備○

緊急時対策所加圧設備への切替準備○

緊急時対策所加圧設備への切替○

緊急時対策所加圧設備の停止○

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定○

緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定○

緊急時対策所エリアモニタ設置○

可搬型モニタリング・ポストの設置○必要な情報の把握（ＳＰＤＳデータ表示装置によるプラント
パラメータの監視）○対策の検討に必要な資料の整備○

通信連絡に関する手順○

緊急時対策所にとどまる要員数○

ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応○

放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材の維持管理○

チェンジングエリアの設置及び運用○

飲料水，食料等の維持管理○

緊急時対策所用代替電源設備の手動起動○＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14－27

備

重大事故等 対策要 領

フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド

水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止

除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱

除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ

除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱

注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水

注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水

注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水

注水‐２
長期の原子炉水位 の確保

注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順

ＡＭ初期対 応水位不明

【要求事項 1.18】
緊急時対策所の居住性等に関する手
順等

急速減圧

項目

災害対策本部で使用する手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

水位回復※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

使用済燃料 プール制御

二次格納施 設制御

Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御

減圧冷却

水位確保

反応 度制 御比較表

比較表（15／16）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

スクラム

電源喪失

技術的能力対応手段と手順等

技術的能力対応手段と手順等

考○
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場
所での共有○
発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡○
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有○代替電源設備から給電する対応手順○

備

重大事故等 対策要 領
フェーズⅡ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド
フェーズⅠ
アク シデン ト マネ ージメン トガ イド
水素
Ｒ ／Ｂ水素 爆発防 止放出Ｐ ＣＶ 破損 防止
除熱‐３
ＲＰＶ破損後の除 熱
除熱‐２
ＲＰＶ 破損 後の初 期格納容 器ス プレイ
除熱‐１
損傷炉心冷 却後の 除熱
注水‐４
長期のＲＰ Ｖ破損後の注水
注水‐３‐ ｂＲ Ｐ Ｖ 破 損 後 のペ デスタ ル 注水
注水‐３‐ ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル 初期 注水
注水‐２
長期の原子炉水位 の確保
注水‐１
損傷炉心へ の注水ＡＭ設備別 操作手 順
ＡＭ初期対 応水位不明

1.0.14－28

急速減圧＊：非常時運転手順書（事象ベース）
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

水位回復※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

使用済燃料 プール制御
二次格納施 設制御
Ｐ ＣＶ水素 濃度制 御Ｄ ／Ｗ 温 度 制 御Ｓ／Ｐ温度 制 御Ｓ／Ｐ水位 制 御Ｐ ＣＶ圧力 制 御
減圧冷却
水位確保
反応 度制 御

対応手段
項目

スクラム
電源喪失

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡【要求事項 1.19】
通信連絡に関する
手順等

比較表
技術的能力対応手段と手順等

災害対策本部で使用する手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）＊

比較表（16／16）
技術的能力対応手段と手順等
第 1.0.14－2 表別紙 1
重大事故等対策における作業毎の想定時間の設定について

1．運転員等における移動時間
運転員等の移動時間を想定するに当たり，考慮した事項は以下のとおり。
(1)

放射線防護具着用時間
重大事故等時を考慮した現場環境を仮定し，放射線防護具類の着用時間を作業毎の想定時間に加味した。なお，着用時間は訓練にて計測した時間であり，移動時間に考慮した放射線防護具の着用時間を第 1 表に示す。

第1表
項

目

初動対応時における装備（湿潤状況下の作業）
初動対応時における装備（高湿度環境下の作業）(2)

移動時間に考慮した放射線防護具の着用時間
装 備
全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベック，アノラ
ック，胴長靴自給式呼吸用保護具，綿手
袋、ゴム手袋，タイベッ
ク，アノラック，胴長靴

設定時間

備

考

12 分

17 分

インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡの移動時間で想定移動時間
当直運転員は中央制御室，重大事故等対応要員（運転操作対応）は緊急時対策所又は待機所を移動開始起点とし，建屋内は一般的な普通歩行の約 4ｋｍ／ｈにより算定した。なお，普通歩行の約 4ｋｍ／ｈは，訓練により確認
し歩行速度に問題がないことを確認した。また，移動時間における考慮した現場環境を第 2 表に，移動時間において考慮した事項を第 3 表に示す。

1.0.14－29

第2表
項

移動時間における考慮した現場環境について

目

照明

地震

湿潤状況
下の作業
溢水
高湿度環
境下の作
業

算定の考え方
可搬型照明（ヘッドライト）等を使用することにより，個別操作時間に有意な影響がないことを訓練により確認した。
常置品は固縛・転倒防止措置を実施すること
により，影響がない。また，常置品が転倒した場合であっても，通行可能な通路幅を確保する。
一般的な普通歩行の約 4ｋｍ／ｈに 1.5 倍した時間とし，溢水の中を歩行する場合でも，
この想定時間を上回ることがないことを確認した。
一般的な普通歩行の約 4ｋｍ／ｈに 1.5 倍した時間とし，溢水の中を歩行する場合でも，
この想定時間を上回ることがないことを確認
した。

第3表
項

通信

目
携行型有
線通話装
置

防火扉，水密扉等

考慮有無
移動時間への考慮不
要移動時間への考慮不
要移動時間において考慮した事項

算定の考え方
運転員等は 2 人以上で 1 組のチームを組み，作業を実施するため，移動時において 1 名が通信設備の準備を実施することが可能。また，中継用ケーブルドラムの敷設による移動
時間への影響は訓練により問題がないことを確認した。
訓練により計測した時間を切り上げた時間，又は設備設計により設定した時間に保守性を加えた時間とした。

考慮有無
移動時間への考慮不要最短：30 秒
最長：90 秒2．運転員等における作業時間
運転員等の作業時間を想定するに当たり，考慮した事項は以下のとおり。
(1)

中央制御室操作訓練にて計測した時間により設定した。また，新規に設置される設備については類似機器等により訓練を行い計測した時間にて設定した。なお，中央制御室における運転員等の作業に関し考慮した事項を第 4 表に示す。

1.0.14－30

第4表項

中央制御室における運転員等の作業に関し考慮した事項

目

移動

操作スイッチ（確認含む）

計器等の確認訓練により計測した時間を切り上げた時間

時

その他

間

最短：10 秒
最長：60 秒

5 秒／操作

5 秒／操作

設備設計から要求される動作時間に，操作ス
イッチ及び表示灯等の確認時間を加算した時間にて算定した。
鍵を必要とする操作については，鍵の準備時間を考慮したうえで，盤扉等の操作時間を訓練により計測し，その時間を切り上げた時間
で想定時間を算定した。

電動弁等

(2)

算定の考え方
訓練により計測した時間を切り上げた時間とし，主制御盤から補機監視盤への移動は一律
60 秒に設定した。
訓練により計測した時間を切り上げた時間，又は設備設計により類似した機器を選定し，その選定した類似機器による訓練にて計測した時間を切り上げた時間とした。また，タッチパネル画面は複数画面を選択することが想定されることから，1 画面の選択を 1 操作とし，想定時間を算定した。

―

―

現場操作
訓練にて計測した時間により設定した。また，新規に設置される設備については類似機器等により訓練を行い計測した時間にて設定した。なお，現場における運転員等の作業に関し考慮した事項を第 5 表に示す。

項

第5表

現場における運転員等の作業に関し考慮した事項

目

算定の考え方電動弁の手動ハンドルの回転数と訓練により計測した時間から算定した時間を切り上げた
時間に設定した。なお，計算により算定した
時間は，訓練により計測した時間に対し，十分な余裕があることを確認したため，現場環境等を考慮した 1.5 倍の安全率は付与していない。

電動弁（現場操作）時

間

最短：5 秒／回転
最長：10 秒／回転

手動弁

訓練により計測した時間に 1.5 倍した時間。

―

電源関係（Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ等）訓練により計測した時間に 1.5 倍した時間。

―

その他

盤扉等の操作時間を訓練により計測し，その時間を切り上げた時間で想定時間を算定した。

―

1.0.14－31

添 付 資 料 1.0.15

東海第二発電所

格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整備について

＜目

次＞

１．考慮すべき事項

1.0.15－ 1

２．格納容器の冷却手段

1.0.15－ 4(1)

格納容器除熱手段について(2)

代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について３．作業環境の線量低減対策の対応例について

1.0.15－ 4

1.0.15－ 6
1.0.15－ 11(1)

代替循環冷却系運転時の線量低減の対応について

1.0.15－ 11(2)

汚染水発生時の対応について

1.0.15－ 12

４．残留熱除去系の復旧方法について

1.0.15－ 17(1)

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 方 法 及 び 予 備 品 の 確 保 に つ い て 1.0.15－ 17(2)

残留熱除去系の復旧手順について

５．外部からの支援について

1.0.15－ 17
1.0.15－ 19

重大事故等への対応操作や作業は，事故形態によっては長期間にわたることが予想されるため，あらかじめ長期対応への体制整備や作業環境の維持，改善等について，準備しておくことが望ましい。
東海第二発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害事後対策と し て 「 防 災 基 本 計 画 第 12 編 原 子 力 災 害 対 策 編 」（ 中 央 防 災 会 議 ） に 定
める災害復旧対策についての計画として復旧計画を策定し，当該計画に基づき速やかに復旧対策を実施する旨を規定している。
東海第二発電所原子力事業者防災業務計画にて定める復旧計画に関する事項は以下のとおり。
・原子炉施設の損傷状況及び汚染状況の把握
・原子炉施設の除染及び放射線遮蔽の実施
・原子炉施設損傷部の修理，改造の実施

災害対策本部は，招集した要員により，復旧計画に基づき災害発生後の長期対応を行う。また本社対策本部が中心となって，社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。

1.

考慮すべき事項(1)格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損 事 象 等 に お い て は ，代 替 循 環 冷 却 及 び 格 納 容器ベントにより長期的な格納容器除熱が可能であることを有効性評
価において確認している。

(2)代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 に お い て は ， 格 納 容 器 の 圧 力 を ，最 高 使 用 圧 力 を 下 回 る 状 態 で 長 期 的 に 維 持 す る こ と が 可 能 で あ る 。格納 容 器 の 温 度 に つ い て は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 温 度 が 長 期 に わ
た り 最 高 使 用 温 度 に 近 い 状 態 で 継 続 す る が ， 150℃ を 下 回 っ て い る 。

1.0.15－1

トップヘッドフランジや機器搬入用ハッチに使用されている改良Ｅ
Ｐ Ｄ Ｍ 製 シ ー ル 材 に つ い て は ， 200℃ の 環 境 下 に お い て 7 日 間 継 続 した 場 合 の シ ー ル 機 能 に 影 響 が な い こ と を 確 認 し て お り ，ま た ，7 日 間
以 降 に つ い て も 150℃ の 環 境 下 が 継 続 し た 場 合 に 改 良 Ｅ Ｐ Ｄ Ｍ 製 シ ー
ル 材 の 基 礎 特 性 デ ー タ に は ほ と ん ど 変 化 は な く ，経 時 劣 化 の 兆 候 は 認
め ら れ て い な い こ と か ら ，格 納 容 器 の 放 射 性 物 質 の 閉 じ 込 め 機 能 を 長
期 的 に 維 持 す る こ と が 可 能 で あ る 。ま た ，代 替 循 環 冷 却 系 は 重 大 事 故が 発 生 し た 場 合 に お け る 温 度 ，放 射 線 ，荷 重 そ の 他 の 使 用 条 件 に お いて ，重 大 事 故 に 対 処 す る た め に 必 要 な 機 能 を 有 効 に 発 揮 で き る 設 計 とし ，長 期 運 転 及 び 設 備 不 具 合 の 発 生 等 を 想 定 し た 対 策 の 検 討 を 行 う こととする。

(3) 炉 心 損 傷 後 に 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 実 施 す る こ と に よ る 負 の 影 響と し て ，建 屋 内 の 環 境 線 量 が 上 昇 し ，故 障 し た 機 器 の 復 旧 等 の 作 業 が困難になることが考えられる。

(4)代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 を 実 施 す る こ と に よ り ，長 期 的 に格 納 容 器 の 圧 力・温 度 を 安 定 状 態 に 保 つ こ と が で き る こ と を 確 認 し て
い る が ，故 障 し た 残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 等 の 対 策 に つ い て も 検 討 が 必 要である。

(5)重 大 事 故 等 発 生 時 の 中 長 期 的 な 対 応 に つ い て は ，プ ラ ン ト メ ー カ と の協 力 協 定 を 締 結 し ，事 故 収 束 に 向 け た 対 策 立 案 等 必 要 な 支 援 を 受 け られる体制の確立が必要である。

以 上 を 踏 ま え ， (1)(2)の 詳 細 検 討 と し て ，「 ２ ． 格 納 容 器 の 冷 却 手 段 」

1.0.15－2

において，重要事故シーケンスにおける格納容器の除熱として使用でき
る冷却手段を整理する。
ま た ， (3)(4)の 検 討 結 果 を 「 ３ ． 作 業 環 境 の 線 量 低 減 対 策 の 対 応 例 について」「 ４ ．残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 方 法 に つ い て 」に そ れ ぞ れ と り ま と める。
最 後 に (5)の 発 電 所 外 か ら の 支 援 体 制 に つ い て「 ５ ．外 部 か ら の 支 援 について」に示す。

1.0.15－3

２．格納容器の冷却手段(1)

格納容器除熱手段について
福島第一原子力発電所の事故を踏まえ，東海第二発電所では多様な格納容器除熱手段を整備することとし，その設備の有効性について有効性評価において確認している。
第 1.0.15－ 1 表 に 格 納 容 器 除 熱 手 段 を 示 す 。ま た ，第 1.0.15－ 1 図 ，
第 1.0.15－ 2 図 ，第 1.0.15－ 3 図 に 格 納 容 器 除 熱 手 段 の 概 要 図 を 示 す 。
第 1.0.15－ 1 表 に 示 す と お り ， 東 海 第 二 発 電 所 で は 多 く の 格 納 容 器
バウンダリが確保される除熱手段を整備するとともに，格納容器バウ
ンダリの維持はできないものの格納容器ベントによる除熱手段も整備
し て お り ，多 様 な 除 熱 手 段 を 有 し て い る と い え る 。ま た ，格 納 容 器 バ ウ
ンダリが確保される除熱手段のうち，サプレッション・プールを水源と し た 除 熱 手 段 に つ い て は ， 第 1.0.15－ 2 表 に 示 す と お り ， フ ロ ン ト
ライン系とサポート系に対して，それぞれ複数の手段を整備すること
により，多様な除熱手段を確保している。

1.0.15－4

第 1.0.15－ 1 表

格納容器除熱手段
除熱手段

残留熱除去系Ａ系／Ｂ系○

代替循環冷却系Ａ系／Ｂ系○

残留熱除去系海水系Ａ系／Ｂ系○

緊急用海水系○

代替残留熱除去系海水系△

格納容器バウンダリが確保される除熱手段
ドライウェル内ガス冷却装置による△格納容器除熱格納容器バウンダリが格納容器圧力逃がし装置によるベント○

確保されない除熱手段

耐圧強化ベント○○ :有 効 性 評 価 で 考 慮 す る 設 備 ， △ :有 効 性 評 価 で 考 慮 し て い な い 設 備

第 1.0.15－ 2 表

サプレッション・プールを水源とした除熱手段に係るフロントライン系／サポート系の関係
サポート系

○

○ :使 用 可 能 な 組 み 合 わ せ
1.0.15－5

○

○

○

○

○

○

○

○

代替残留熱除去系

代替循環冷却系Ｂ系

海水系○

緊急用海水系○

残留熱除去系○

残留熱除去系Ｂ系
代替循環冷却系Ａ系

海水系Ｂ系

残留熱除去系

海水系Ａ系

フロント

ライン系

残留熱除去系Ａ系

(2)代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について
代替循環冷却系を運転する場合には，サプレッション・プールを水源として原子炉及び格納容器内に冷却水を循環させることとなるため，
系統水が流れる配管が高線量となる。このため，代替循環冷却系におい て 放 射 線 に よ る 劣 化 影 響 が 懸 念 さ れ る 機 器（ 電 動 機 ，ケ ー ブ ル ，シ ール材等）については，代替循環冷却系を運転する環境における放射線影響を考慮して設計する。
また，事故後のサプレッション・プール内には異物が流入する可能性 が あ る 。サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら の 吸 込 部 に は ，閉 塞 防 止 対 策 とし て ，多 孔 プ レ ー ト を 組 み 合 わ せ た 大 型 の ス ト レ ー ナ を 第 23 回 定 期 検査時に設置しており，系統内に異物が流入することによるポンプ等の機 器 の 損 傷 を 防 止 す る 系 統 構 成 と な っ て い る 。な お ，ス ト レ ー ナ は ，サプ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 底 面 か ら 約 1m の 高 さ に 設 置 さ れ て お り ，底 面に沈降する異物を大量に吸い上げることはないと考えているが，万が一 ，ス ト レ ー ナ に 異 物 が 付 着 し ，閉 塞 し た 場 合 を 考 慮 し ，外 部 水 源 か ら
洗浄用水を供給（可搬型代替注水大型ポンプを使用した淡水供給）す
ることにより，ストレーナの逆洗を行うことが可能な設備構成とする（ 第 1.0.15－ 4 図 参 照 ）。

1.0.15－6

第 1.0.15－ 1 図

代替循環冷却系

1.0.15－7

第 1.0.15－ 2 図

緊急用海水系等海水系

1.0.15－8

1.0.15－9

第 1.0.15-3 図

格納容器フィルタベント系

第 1.0.15－ 4 図

残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作時の系統構成

1.0.15－10

３．作業環境の線量低減対策の対応例について(1)

代替循環冷却系運転時の線量低減の対応について
代替循環冷却系は，残留熱除去系による格納容器からの除熱機能が喪失した場合に使用する系統である。このため，代替循環冷却系により長期的に格納容器の圧力・温度を安定状態に保つことができるが，万が一の故障等も考慮し，残留熱除去系の復旧についても検討が必要と考えられる。ここでは，代替循環冷却系の運転によって放射線量が上昇した環境下での残留熱除去系の復旧作業の概要を示す。
代 替 循 環 冷 却 系 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら の 吸 込 み ，サ プ レ ッ
シ ョ ン・プ ー ル 水 の 冷 却 並 び に 原 子 炉 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 に ，残留熱除去系を使用し，代替循環冷却系Ａ系については残留熱除去系
Ａ系，代替循環冷却系Ｂ系については残留熱除去系Ｂ系を使用する設計 と す る 。こ の た め ，復 旧 す る 残 留 熱 除 去 系 は ，代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転に伴う線量影響を受けにくい系統とし，代替循環冷却系Ａ系運転時は残留熱除去系Ｂ系を，代替循環冷却系Ｂ系運転時は残留熱除去系Ａ系を復旧対象とする。
残留熱除去系ポンプ室での機器交換等の作業を想定した場合，原子炉建屋原子炉棟地下 2 階の残留熱除去系ポンプ室並びに原子炉建屋原
子炉棟 1 階及び地下 1 階の残留熱除去系ポンプ室上部ハッチにアクセスできる必要がある。
第 1.0.15－ 5 図 に 示 す と お り ， 代 替 循 環 冷 却 系 の 配 管 等 は ， 主 に 残留熱除去系の熱交換器室内及びその周辺に敷設され，基本的にＡ系とＢ系は耐火壁を挟んで異なる区域に設置される。このため，熱交換器
室の壁，耐火壁等による遮蔽に期待できることから，アクセスは可能
で あ る と 考 え る 。ま た ，復 旧 作 業 時 に は 必 要 に 応 じ て 遮 蔽 体 の 使 用 ，適切な放射線防護具を装備することにより，線量による影響の低減を図

1.0.15－11

る。
残 留 熱 除 去 系 に つ い て は ， 第 1.0.15－ 4 図 に 示 す 系 統 を 使 用 す る ことで，外部水源から洗浄用水を系統内に供給（可搬型代替注水大型ポ
ン プ に よ る 淡 水 供 給 ）す る こ と が 可 能 で あ る 。こ の た め ，復 旧 作 業 の 前に ，必 要 に 応 じ て ，系 統 全 体 の フ ラ ッ シ ン グ を 行 う こ と で ，配 管 内 の 系
統水に含まれる放射性物質を，可能な限りサプレッション・プールに送水し，放射線量を低減させる。

(2)

汚染水発生時の対応について
重大事故等発生時に放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合においても，国内での汚染水処理の知見を活用し，汚染水処理装置の設置等の適用をプラントメーカの協力を得ながら対応する。

1.0.15－12

第 1.0.15－5 図

機器配置図（1／4）

1.0.15－13

第 1.0.15－5 図

機器配置図（2／4）

1.0.15－14

第 1.0.15－ 5 図

機器配置図（3／4）

1.0.15－15

第 1.0.15－ 5 図

機器配置図（4／4）

1.0.15－16

４．残留熱除去系の復旧方法について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト
外からの支援等を考慮すれば，１ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
（ 詳 細 は 添 付 資 料 1.0.3「 予備品等の確保及び保管場所について」参照）
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建
屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去
系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷又は格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，災害対策要員が残留熱除去系を復旧するための手順を「アクシデン ト マ ネ ジ メ ン ト 故 障 機 器 復 旧 手 順 ガ イ ド ラ イ ン 」に て 整 備 し て い る 。
本 手 順 で は ，機 器 の 故 障 個 所 ，復 旧 に 要 す る 時 間 ，炉 心 損 傷 あ る い は格 納 容 器 破 損 に 対 す る 時 間 余 裕 に 応 じ て「 恒 久 対 策 」，
「 応 急 対 策 」，又は「 代 替 対 策 」の い ず れ か を 選 択 す る も の と し て い る 。具 体 的 に は ，故1.0.15－17

障個所の特定と対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。

1.0.15－18

５．外部からの支援について
重大事故等発生時における外部からの支援については，プラントメー
カ（ 日 立 Ｇ Ｅ ニ ュ ー ク リ ア・エ ナ ジ ー 株 式 会 社 ），協 力 会 社 等 か ら 重 大 事
故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び要員の派遣等について，協議・合意の上，東海第二発電所の技術支援に関する覚書等を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備している。
協定では平時から連絡体制を構築し，緊急時における原子力発電所安全確保のため緊急時対応を支援すること等が記載されている。
外 部 か ら の 支 援 に 関 す る 詳 細 な 説 明 は ，添 付 資 料 1.0.4「 外 部 か ら の 支援について」にて示す。

1.0.15－19

添付資料 1.0.16

東海第二発電所
重大事故等発生時における
東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

＜目

次＞

要

1.0.16－1

２．東海発電所からの影響

1.0.16－1

１．概

２．１

東海発電所との同時発災による東二重大事故等対応への影響２．２

1.0.16－1

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価

1.0.16－9

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響

1.0.16－10

４．評価結果1.0.16－12

第1.0.16－1表 東海発電所における想定事象と可能性のある影響･･･1.0.16－13
第1.0.16－2表

火災発生時の消火活動要員の動き･･････････････1.0.16－14

第1.0.16－3表

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響･･････････1.0.16－15

第1.0.16－4表

自然現象等による貯蔵容器への影響･････････････1.0.16－16

第1.0.16－5表

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響････1.0.16－17

第1.0.16－1図東海第二発電所 原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，アクセスル－ト，東海発電所
及び貯蔵設備との位置関係････････････････････1.0.16－18

第1.0.16－2図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況･･････1.0.16－19

第1.0.16－3図

東海発電所の原子炉の隔離状況･････････････････1.0.16－20

第1.0.16－4図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水深分布）･･････1.0.16－21

添付1

東海発電所の原子炉建屋損壊時における黒鉛による線量影響について･････1.0.16－22

添付2

東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による
東二重大事故等対応への影響について･････1.0.16－25

添付3

津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への影響について･･････1.0.16－37

添付4

貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について･･････1.0.16－40

添付5

貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響･････1.0.16－43

添付6

貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について･････1.0.16－44

１．概

要

東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置中，核燃料搬出済
み。）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立することを確認する。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ＊（以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。

＊ 貯蔵設備は，貯蔵建屋，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造物及び監視装置で構成される。

２．東海発電所からの影響
２．１

東海発電所との同時発災による東二重大事故等対応への影響（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，基準地震動
Ｓ Ｓ ，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）
による建屋倒壊，機器損傷及び，火災等が考えられる。
東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16－1表に示す。

1.0.16－1

（２）作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。
これらの位置関係を第1.0.16－1図に示す。
東海発電所については，廃止措置工事中であるが，2017年9月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，原子炉内には黒鉛（総数：30,000本，総重量：約1600t）が保管されている。原子炉と４基の蒸気発生器を接続する
ガスダクト（一次系配管）は，高温側及び低温側の両ガスダクトともに蒸気発生器の手前（８か所）にて閉止されており，原子炉内は隔離された状態にある。東海発電所の概要と黒鉛の設置状況を含む原子炉内の状況を第
1.0.16－2図に，東海発電所の原子炉の隔離状態を第1.0.16－3図に示す。
第1.0.16－1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について以下に確認した。

ａ．基準地震動及び敷地遡上津波による影響に関する評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原
子炉建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。
このため，万が一建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，及び固化処理建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設備へのアクセス
ルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。万が一これらの建屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセス
1.0.16－2

ルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルー
トを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒については，
万が一損壊しても，東二の原子炉建屋への構造に影響しないように，短尺化する。

ｂ．放射線環境に関する評価
前項のａ．において東二原子炉建屋への離隔距離が少ない東海発電所の各建屋が万が一倒壊した場合における東二重大事故等対応への影響を，
放射線環境の観点から検討した。
東海発電所の原子炉構造物及び原子炉内の保管物のうち放射能量が多く，機器自体の燃焼によって放射性物質の飛散が想定されるものとして黒鉛が挙げられる。
黒鉛は，原子炉内において拘束シリンダー及びカバープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，一次生体遮蔽壁，
二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。黒鉛の設置状況を第1.0.16－2図に示す。このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波によっても原子炉
建屋外に流出することはない。
また，2.1(3)に示すように，黒鉛は着火しないことから黒鉛の火災は発生しない。万が一，黒鉛の火災が発生しても，黒鉛は燃焼の持続性がないことから，大量の放射能が建屋外に飛散することはない。
万が一，原子炉容器，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建
1.0.16－3

屋が全て損壊した場合には，アクセスルートに対して線量影響を生じることが考えられる。この場合においても，アクセスルートの線量率は，添付1に示すとおり，建屋が全て倒壊すると保守的に評価しても，直接ガン マ 線 に よ る 線 量 率 は 0.02mSv ／ h ， ス カ イ シ ャ イ ン に よ る 線 量 率 は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼす
ものではない。
東海発電所（原子炉構造物以外）の各建屋の線量率分布については，
燃料取扱建屋，使用済燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理
建屋及びチェックポイント建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／hであり，万が一，建屋が損壊して放射線影響を与える
建屋構造物や物品が流出しても，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

ｃ．まとめ
ａ．及びｂ．の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋が万が一損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事
故等対応に支障を来すことはない。
更に，基準地震動Ｓｓや敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物
1.0.16－4

や建屋が万が一損壊しても，原子炉容器内に保管されている黒鉛は建屋外に飛散しないことから，影響東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

（３）資源に対する影響評価
a．黒鉛の火災
東海発電所で発生する火災の想定事象のひとつに，黒鉛の火災が挙げられる。黒鉛の着火及び局所的な加熱によって燃焼が持続すると大規模な火災となる可能性がある。このため，黒鉛の燃焼性に関して，廃止措
置期間中（解体工事時を含む）における黒鉛の保管場所（原子炉内）の環境における黒鉛の着火及び燃焼の持続性に関する検討を行った。
原子力発電技術機構による調査結果を基に検討した結果，添付2に示すとおり，解体工事等の作業及び何らかの原子炉容器内で火災が発生した場合においても，黒鉛が着火することはなく，万が一，着火した場合
でも，黒鉛の燃焼が持続すると考えられる650度を維持することはないと評価される。また，原子炉容器は隔離された状態であるため，黒鉛が燃焼しても十分な酸素が供給されることはなく，燃焼は継続しない。
また，万が一，原子炉容器等の損壊によって黒鉛が粉じん状になった場合でも黒鉛は着火せず，一般的な着火エネルギーを与えた場合において粉じん爆発が発生する環境条件は，空気中に55％以上の酸素濃度を必要とすることから，現状の原子炉容器内の環境及び今後の廃止措置工事
期間中においても，存在しえない環境である。万が一，原子炉容器等の損壊等が生じて何らかの非常に大きな着火エネルギーが黒鉛に与えられた場合には，それと同時に，原子炉容器が損壊しており密閉性がなくな
1.0.16－5

っていると考えられることから，粉じん爆発が発生する環境条件にならない。
以上より，黒鉛の火災は発生せず，また，粉じん爆発も発生しないと考えられる。万が一，火災が発生した場合には，建屋内に設置した火災検知器により感知（守衛所及び所員居室にて監視）し，他の施設での火災と同様の対応を行うことにより，東二の重大事故等対応及び重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼさない。
ゆえに，黒鉛による火災が発生した場合には，以下のb．に示す火災対応と同様の対応を行う。

ｂ．その他施設での火災
東海発電所で火災が発生した場合における，必要な消火活動要員，消火活動用資機材及び消火活動用水源による東二重大事故等対応への影響について，以下に検討した。

ａ）消火活動要員に関する評価
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災発生時の消火活動に係る要員の動きを，第1.0.16－2表に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置室消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。
(ⅰ) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌
1.0.16－6とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
(ⅱ) 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。
重大事故等発生時において複数個所の同時火災が確認された場合は，災害対策本部の確立前は，当直発電長は火災によるアクセスルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，1.0.16－7

自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
以上より，東二当直要員，当直守衛員及び自衛消防隊は，元々，災害対策本部体制に所属しており，また，発電所敷地内の火災の消火対応を十分に行うことができることから，東二重大事故等対応には影響しない。

ｂ）消火活動用資機材に関する評価
東二及び他施設（東海発電所及び貯蔵設備）の消火活動用資機材の種類，
水源，配備及び設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び貯蔵設備の共用として配備している。
なお，各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，
これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置

・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（１台）及び水槽付消防ポンプ自動車（１台）：共用として配備

ｃ．まとめ
以上より，東二敷地内の他施設（東海発電所及び貯蔵施設）で火災が1.0.16－8

発生した場合でも，消火活動に必要な資源は東二重大事故等対応には影
響しない。

２．２

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。
東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16－3表に示す。

（２）作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないよ
うに設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）が荷崩れしないように固縛する。万が一，基準地震動Ｓｓにより資機材及び廃材が転倒又荷崩れした
場合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアクセスル
ートに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセスルートとして必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のアクセス
ルートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材は，敷地遡上
津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材については，
使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材もアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管する。万が一，資機材及び廃材が流出してアクセスルートへの限定的な影響が確認された場合には，
1.0.16－9

保有している重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。万が一，竜巻により資機材及び廃材が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等
によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセスル
ートを確保する。
さらに，竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット付設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

（３）運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記3.(2)に記載した東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響（１）東二原子炉等との同時被災時の貯蔵設備への影響
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全1.0.16－10

機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。そこで，原子炉等との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象等と，それらによる貯蔵容器への影響を第1.0.16－4表のとおり検討した。
地震については，基準地震動Ｓ Ｓ による貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。
また，その他の自然現象（地震及び津波を除く），外部人為事象，内部火災
及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はない。
以上から，貯蔵容器に影響を与えると考えられる事象として，敷地遡上津波を想定した。
敷地遡上津波による，浸水量評価結果を第1.0.16－4図に示す。解析の結果，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大浸水深は4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸入しないものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。また，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはない（添付3）。貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵建
屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが漂流物が貯蔵容器に衝突しても密封機能に影響はない（添付4）。さらに，保守的に貯蔵容器の水没を仮定
しても密封機能への影響はない（添付5）。
貯蔵建屋が健全で給排気口による空気の自然対流が確保されるため，貯蔵容器の安全機能のうち，除熱機能は確保される。貯蔵容器の形状が維持されるため，密封境界も遮蔽材も健全であり，密封機能及び遮蔽機能は確保される。貯蔵容器内部のバスケット（仕切板）の形状が維持されるため，臨界防止機能は確保される。
1.0.16－11

上記の検討結果より，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等によって貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響がないことを確認した。
以下に，このような状況が発生した場合でも，貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与えないことを確認する。

（２）貯蔵設備の想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響の検討結果を第1.0.16－5表に示す。

（３）作業環境による影響評価
貯蔵建屋及び東二の原子炉等の重大事故等対処設備は第1.0.16－1図に示すとおり，敷地内に設置されている。ここでは第1.0.16－4表に基づき，貯蔵設備が重大事故等対処設備に影響を与えるかを検討した。
敷地遡上津波によって貯蔵設備が原子炉建屋に与える影響を評価した結果，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した（添付6）。

４．評価結果上記2.～3.の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応については影響を与えないことを確認した。

1.0.16－12

第1.0.16－1表

作業環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

間接的
影響

火災

溢水，
漏洩

資
源

東海発電所における想定事象と可能性のある影響
想定事象
可能性のある影響
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・ 東 海 発 電 所 の 建 屋 の 損
海発電所の建屋倒壊
壊により，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼ
・敷地に遡上する津波によす。
る東海発電所の屋外機器の・東海発電所の建屋の損流出
壊及び原子炉内の黒鉛・地震等による東海発電所の流出により，屋外の東の屋外可燃物施設の損壊に二重大事故等対処設備
より発生する火災
が損傷又はアクセスル
・地震等による東海発電所
ートが通行不可となる。
の屋外タンク（水系，薬品系，油系）の損傷により発 ・損壊した建屋（がれき）及び原子炉内の黒鉛の生する溢水，漏洩流出により，線量場が増加し，東二重大事故等対処作業に影響を及ぼす。
・東海発電所で発生する火 ・原子炉内の黒鉛の燃焼
災 ※1
及びその他施設の火災により，東二重大事故等対応に必要な資源（要員，資機材，水源，電源）が確保不可となる。

※1：東海発電所は核燃料が全て搬出済みであるため，全交流動力電源喪失，使用済燃料冷
却池スロッシング，使用済燃料冷却池崩壊熱除去機能喪失，使用済燃料冷却池漏洩，核燃料露出（高線量場発生）は想定事象に含めない。

1.0.16－13

第1.0.16－2表

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

当直運転員

1

MCR～
火災現場

※４

※３

1

8

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外
※３

2

東一
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

※５

●

火災現場
監視所
監視所～
火災現場

●
●

●

庶務班（防災）

廃止措置
室消防隊

MCR

庶務班（防災）

自衛消防隊
宿直当番者
(技術系管理職)
自衛消防隊
宿直当番者
(管理職)
当直守衛員 ※１
（7 名）
当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

東二内部

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導 体制 体制
着後
動要請
運転
●
●
対応
●
● 移行

当直 要員

1

活動場所

当直 要員

当直発電長

自衛消防 隊初 期 消火 活 動 要 員

災 害 対策 本 部体 制 （３ ９ 名 ） の 要員
―

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

所掌

当直運転員

1

自衛消防隊長

1

※１

当直守衛員
（7 名）

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
現場指揮
本部

消火
対応
※５

火災現場

●

庶務班（防災）

自衛消防副隊長

東二
内部

全体
体制

当直 要員

1

自衛 消防 隊

初期 消火 活 動要員

災害 対策 本 部体 制 （１ １０ 名） の要 員

当直発電長

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導
着後
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR～
●
※４
火災現場 ●
活動場所

当直守衛員
監視所
●
●
対応
(通報連絡責任者)
2 屋外
継続
当直守衛員
監視所～
※６
●
●
(連絡担当)
火災現場
上
本部
●
●
廃止措置 Gr マネージャー 1
対応
記
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
継続
要
東一
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外
※１：自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２：廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３：東一：東海発電所のこと※４：当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５：自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６：通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７：廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.16－14

第1.0.16－3表

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響

作業環境

影響評価項目
想定事象
可能性のある影響
物的損壊
・ 基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ 等 に よ る ・屋外の東二重大事故等
影響流出物
東海発電所廃止措置作業
対処設備が損傷又はに用いる機材（クレーン
アクセスルートが通等）の転倒又は資材・廃材
行不可となる。
（鉄骨等）の荷崩れ・敷地に遡上する津波による東海発電所廃止措置作業に用いる機材（クレーン・廃材（鉄骨等）の流出
・竜巻による東海発電所廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等の転倒，荷崩れ，飛来1.0.16－15

第 1.0.16－4 表

自然現象等による貯蔵容器への影響

自然現象又は
外部人為事象等

貯蔵容器への影響

地震（基準地震動Ｓ Ｓ ）・貯蔵建屋の損傷がなく，貯蔵容器の支持架台も健全であることから，貯蔵容器の安全機能に影響はない。

津波（敷地遡上津波）・津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋の損壊はないことを確認している（添付 1）。
・貯蔵建屋内の漂流物により貯蔵容器の安全機能に影響はないことを確認している（添付 2）。
・貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵容器の密封機能に影響はないことを確認している（添付 3）。

自然現象（地震及び津波を除く）

外部人為事象内部火災

内部溢水・豪雨,暴風,森林火災,積雪,火山降灰等の自然現象により，送電線損傷による外部電源喪失，又は貯蔵容器及び監視設備水没のシナリオが考えられるが，貯蔵容器の安全機能は電源喪失に影響されないことから，貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災等については，原子炉建屋から貯蔵建屋まで 100m 以上の離隔距離があることにより同時被災しないこと，また，立地的要因により設計上考慮する必要がないこと等から影響はない。
・貯蔵建屋内において，電気室及び出入管理室の制御盤・電気盤，また，トレーラエリアと電気室・出入管理室の2 階部に常時待機している天井クレーンの減速用の潤滑油が可燃物であり，火災発生の可能性がある。
・しかし，火災区域であるキャスク貯蔵エリアは，電気室及び出入り管理室とコンクリート壁で隔てられ，電気室・出入管理室（及び天井クレーン）から 10m 以上離隔距離があること，また，電気室の制御盤等の可燃物や天井クレーンの潤滑油が発火したとしても火災継続時
間は短く，さらに，貯蔵容器自体は不燃材で構成されていることから，火災により貯蔵容器の安全機能への影
響はない。
・貯蔵容器は自然冷却により使用済燃料の崩壊熱を除去しており，内部溢水により電源喪失が生じても除熱機能に影響はない。また，貯蔵容器が水没しても，津波の影響評価に包絡され貯蔵容器の密封機能に影響を与えない。

1.0.16－16

第 1.0.16－5 表
影響評価項目
作業環境

物的影響

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響想定事象想定される影響

損壊，貯敷地遡上津波による貯蔵建
蔵建屋
屋の大物搬入口扉，遮蔽扉 重大事故等対処設備の損傷
外部へ及びガラリ等の流出の流出

1.0.16－17図１

原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，
アクセスルート，東海発電所及び貯蔵設備との位置関係

1.0.16－18

第 1.0.16－2 図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況

1.0.16－19

原子炉の隔離状態（水色の範囲）
原子炉及び一次系配管（ガスダクト）は，蒸気発生器の手前（８か所）で閉止されている。

第 1.0.16－3 図

東海発電所の原子炉の隔離状況

1.0.16－20

第 1.0.16－4 図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水深分布）

1.0.16－21

添付 1
東海発電所の原子炉建屋損壊時における黒鉛による線量影響について

１．概要
東海発電所は廃止措置中であるが，原子炉内構造物の解体は未着手であり，また，黒鉛が原子炉容器内に保管されている。しかし，黒鉛は原子炉容器内において拘束シリンダー及びカバープレートにより固定されており，また原
子炉容器の外側には，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋と，多数の壁に覆われている。このため，大規模な自然災害によって東海発電所の原
子炉建屋等が損壊しても，原子炉内構造物及び黒鉛が原子炉建屋外に流出す
ることはないと考えられる。また，添付 2 に示すとおり，黒鉛は着火せず，万が一，着火しても燃焼の持続性がないため，燃焼による黒鉛の飛散は生じない。
しかし，原子炉建屋及び原子炉容器の損壊の場所及び程度によっては，東海発電所の原子炉建屋外に線量影響を及ぼす可能性があることから，以下に，放射能量が最も多い黒鉛による線量影響（直接ガンマ線及びスカイシャイン
ガンマ線による線量率）を算出し，東二の重大事故等対応への影響について検討した。

２．線量率の計算条件
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の共通の計算条件を以下に示す。
（１）線源と評価点の位置関係
黒鉛（線源），ガンマ線の飛程，及び線量率を算出する評価点の関係を図 1に示す。評価点は，東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルートま1.0.16－22

での距離を保守的に 100m と設定した。また，黒鉛は原子炉容器内にあるため，実際は地上 6m 程度の高さにあるが，保守的に，評価点（地上 1m 高さ）と同じ高さにあるものとした。黒鉛（線源）の形状は，実際の保管状態の全黒鉛の形状（半径：7m，高さ：4.08m）とし，その中心部からガンマ線が放出されるとした。
散乱
散乱

スカイシャイン線による影響（散乱を考慮）散乱

線源寸法（実機）
・半径：700cm
・高さ：408.3cm

直接線による影響

黒鉛
（線源）

図1

評価点

黒鉛（線源）と評価点の位置関係（２）線源
黒鉛の線源核種及び放射能は，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成23 年度申請）の記載値のうち，ガンマ線放出核種として表 1 に示す核種を用いた。
表1

黒鉛の線源核種及び放射能

核種
Mn54
Co60
I129
Cs134
Cs137
Eu152
Eu154

放射能（Bq）
8.10E+7
3.10E+13
2.20E+4
4.00E+93.80E+10
8.20E+7
2.30E+111.0.16－23

（３）計算コード
直接線による線量率は「３次元遮蔽計算プログラム Pre/GAM-D」を用いて計算した。また，スカイシャイン線による線量率は「散乱ガンマ線計算プロ
グラム Pre/GAM-S」を用いて計算した。

３．結論（線量率の算出結果）
原子炉容器，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋の全てが損壊した場合におけるアクセスルートの線量率は，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv／h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv／hと評価される。
いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼすものではない。

1.0.16－24

添付 2
東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による東二重大事故等対応への影響について

１．概要
東海発電所の原子炉容器内部には，炉心を構成する黒鉛（30,000 体，総重量約 1,600t）が貯蔵されている。万が一，黒鉛が大規模な火災によって放射性物質を大気中に放出すると，東二の重大事故等対応への影響が懸念される。
黒鉛の燃焼性に関しては，財団法人
水炉等改良技術確証試験

原子力発電技術機構による研究「軽実用発電用原子炉廃炉設備確証試験に関する調査報告書」（平成 11 年度）において，黒鉛（ブロック状）が火災や金属ドロス ※ １ 等によって黒鉛が局部的に加熱されて燃焼し大規模な火災に至る可能性の有無，また，粉じん状の黒鉛による粉じん爆発の発生の可能性について検討されている。本研究結果を踏まえて、黒鉛の燃焼性の観点から，東二重大事故等対応への影響について考察した。
※１ 金属の熱加工時に，溶けた材料が溶融物となって付着したもの。
金属の溶融物であるため，発生時は約 1200 度と考えられる。

２．黒鉛の燃焼性に関する検討
以下に，財団法人

原子力発電技術機構による黒鉛の燃焼性に関する研究結果の概要を示す。
（１）黒鉛の燃焼が持続する条件（Schweitzer の条件）
大規模な黒鉛火災が発生するには，黒鉛の燃焼が持続することが必要である。黒煙の燃焼が持続するためには，下記の①～⑤の全ての条件を満たすことが必要である。

1.0.16－25

① 黒鉛が 650 度以上に加熱されること。
② 黒鉛自体の燃焼熱又は外部の熱源により 650 度以上が維持されること。
③ 燃焼に必要な酸素（空気）が供給されること。
④ 黒鉛表面を過冷却（650 度以下となる）することなく，燃焼生成物を除去可能なガス流量が確保されていること。
⑤ 酸素と黒鉛の配置が燃焼に適したものであること。

（２）黒鉛の燃焼試験
黒鉛の着火及び燃焼の持続に必要な条件を調査するため，各状態を想定した以下の試験が実施されている。
ａ．直接加熱試験
廃止措置工事等の工事作業による黒鉛の着火及び燃焼の持続性への影
響を調査するため，鋼材溶断に用いるプラズマトーチ（火炎温度：約 5,000
度～約 10,000 度）を黒鉛に直接あてて，黒鉛の燃焼性を調査した。また，
金属ドロスを黒鉛に滴下させ同様に燃焼性を調査した。
試験の結果，プラズマトーチによる過熱により黒鉛は白色発光するものの，着火及び自己発熱による燃焼の持続は見られなかった。また，黒鉛は，ドロスの滴下によって過熱して赤色化することもなく，着火及び自己発熱
による燃焼の持続は見られなかった。

ｂ．間接加熱試験
原子炉容器内の火災による黒鉛の着火及び燃焼の持続性への影響を調査 す る た め ， 原 子 炉 容 器 の 鋼 材 へ の 影 響 が 想 定 さ れ る 雰 囲気 温 度 が 約
1,500 度である場合の黒鉛の燃焼性について調査を実施した。
1.0.16－26