資料番号：SA技-5-2 改0

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】

2018年3月22日
日本原子力発電株式会社

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

東海第二

備考

第 1.4.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.4−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／9）

に対し，重大事故等対処設備（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）（設計基準拡張）ではなく重大分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

対応
手段

対処設備

手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

低圧炉心スプレイ系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

重大事故等
対処設備

−

低圧炉心スプレイ系
による原子炉注水

原子炉圧力容器

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」等

事故等対処設備として位置付ける。
東二は残留熱除去系及び低圧
炉心スプレイ系の冷却水として，残留熱除去系海水系を設置している。なお，柏崎は原子炉
補機冷却系を残留熱除去系冷却水として使用する。

ＡＭ設備別操作手順書

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等
対処設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器分類

残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

手順書
重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（低圧注水モード）
による発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

−

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等

東二は低圧炉心スプレイ系が設置されており，原子炉注水設
備として使用する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

残留熱除去系ポンプ
原子炉圧力容器
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
非常用交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1

東二は残留熱除去系及び低圧
炉心スプレイ系の冷却水として，残留熱除去系海水系を設置している。なお，柏崎は原子炉
補機冷却系を残留熱除去系冷却水として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/8）

対対応手段，対処設備，手順書一覧（2／9）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

対処設備

手順書

東二は低圧代替注水系の常設設備として，新設の常設低圧重大事故等対処設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

代替注水系ポンプを使用する
が，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

東二は，常設代替交流電源設備

重大事故等対策要領

を常設代替高圧電源装置 5 台で定格とし，故障や点検を想定

低圧炉心スプレイ系ポンプ

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」※1

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

し，1 台予備を確保している。
よって，柏崎で記載している自主対策設備は設置していない。
（以下，第 1.4−1 表において同様）
東二は残留熱除去系の有する格納容器除熱機能を代替する
内部水源設備として,代替循環

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ※１
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

自主対策設備代替循環冷却系による原子炉注水※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

フロントライン系故障

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース)「水位確保」等

自主対策
設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備分類

低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

残留熱除去系（低圧注水
モード）

手順書

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

冷却系を新設する。代替循環
冷却系は原子炉が低圧時に注水が可能な設備であるため，
低圧注水手段として対応手順を整備する。
柏崎の低圧代替注水系（常設）ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領と代替循環冷却系は，同じ復水移送ポンプを使用しており，代替循環冷却系は原子炉格納容※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

2

器内の減圧及び除熱として整理している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／9）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系（低圧注水
モード）

対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

ある場合，電動駆動消火ポン
プを使用する。
東二はろ過水貯蔵タンクを代的タンクを設置している。

重大事故等対策要領

東二は補給水系を原子炉注水

自主対策設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

3

東二は常用電源が使用可能で替する淡水タンクとして，多目
ＡＭ設備別操作手順書

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対応
手段

消火系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

備考

設備（自主対策設備）として使用する。

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東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／9）（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）（原子炉運転中のサポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水大型ポンプ※１

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
サプレッション・チェンバ※２
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

東二は残留熱除去系ポンプの自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※１

手順書

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

残留熱除去系海水系

対処設備

自主対策設備

サポート系故障※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）対応
手段

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

サポート系故障時

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

分類

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

対処設備

備考※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

4

冷却源は海水であることを明
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書記。
東二は残留熱除去系海水系機能喪失の代替として，常設設備である緊急用海水系，可搬型設備である代替残留熱除去
系海水系を配備する。

重大事故等対策要領

東二は低圧炉心スプレイ系が非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

設置されており，原子炉注水設備として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（5/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／9）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）

分類

対応
手段

対応
手段

対処設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

東二は低圧代替注水系の常設
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
ＡＭ設備別操作手順書

設備として，新設の常設低圧
代替注水系ポンプを使用する
が，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

重大事故等対策要領

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備−

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」※1

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二は残留熱除去系の有するAM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替注水大型ポンプ※１

格納容器除熱機能を代替する

自主対策設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」
自主対策設備消火系による
残存溶融炉心の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」
重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

分類

重大事故等対処設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

−

対処設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

5

内部水源設備として,代替循環
冷却系を新設する。代替循環冷
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」

却系は原子炉が低圧時に注水が可能な設備であるため，低圧注水手段として対応手順を整ＡＭ設備別操作手順書備する。

重大事故等対策要領

柏崎の低圧代替注水系（常設）と代替循環冷却系は，同じ復水移送ポンプを使用しており，代替循環冷却系は原子炉格納容
器内の減圧及び除熱として整理している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／9）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二は常用電源が使用可能である場合，電動駆動消火ポン
プを使用する。
東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。

東二は補給水系を原子炉注水
自主対策設備補給水系による残存溶融炉心の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

較表ページ 5 に記載。

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

6

柏崎の消火系による残存溶融
炉心の冷却に係る記載は，比自主対策設備消火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

−

対処設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

設備（自主対策設備）として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／9）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

東二は低圧代替注水系の常設設備として，新設の常設低圧
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

代替注水系ポンプを使用する
が，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

ＡＭ設備別操作手順書

ＡＭ設備別操作手順書

東二は残留熱除去系の有する重大事故等対策要領

格納容器除熱機能を代替する冷却系を新設する。代替循環冷
却系は原子炉が低圧時に注水が可能な設備であるため，低圧自主対策設備代替循環冷却系による原子炉注水

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ※１
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

内部水源設備として,代替循環※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

7

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注
水）」※1

対処設備

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対応
手段

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

フロントライン系故障

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策
設備

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

分類

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

注水手段として対応手順を整備する。
柏崎の低圧代替注水系（常設）と代替循環冷却系は，同じ復水移送ポンプを使用しており，代替循環冷却系は原子炉格納容器内の減圧及び除熱として整理している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（7/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／9）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

対処設備
電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３
復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

東二は常用電源が使用可能である場合，電動駆動消火ポン
プを使用する。
東二はろ過水貯蔵タンクを代ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。
東二は補給水系を原子炉注水設備（自主対策設備）として使用する。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

原子炉除熱（自主対策設備）
原子炉冷却材浄化系ポンプ
原子炉圧力容器原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器
再循環系配管・弁
原子炉冷却材浄化系配管・弁給水系配管・弁

自主対策設備原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱

東二は原子炉冷却材浄化系を※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

8

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等

重大事故等対策要領

自主対策設備残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対応
手段

自主対策設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候
ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障 時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

消火系による原子炉注水

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制
御」ＡＭ設備別操作手順書として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（8/8）

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／9）（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」

サポート系故障

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

残留熱除去系海水系
自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
原子炉圧力容器
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可搬型代替注水大型ポンプ※１

手順書

自主対策設備対応
手段

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

重大事故等対処設備（設計基準拡張

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧

サポート系故障時

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

分類
対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

分類

備考※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

9

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二は残留熱除去系の冷却水として，海水を使用している。なお，柏崎は原子炉補機
冷却系を冷却水として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第 1.4.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.4−2表 重大事故等対処に係る監視計器

柏崎の残留熱除去系（低圧注水

監視計器一覧（1/9）

監視計器一覧（1／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

判断基準

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の水位

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

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

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器への注水量

東二は重大事故等対処設備と原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量

位置付けている。
柏崎は設計基準事故対処設備が健全で重大事故等の対処に用いる際，これらの設計基準
事故対処設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けている。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

10への注水に係る監視計器は，比較表ページ 17 に記載。

1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

操作

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

判断基準

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

電源

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

モード）による原子炉圧力容器

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

東二は，設計基準事故対処設
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）が設置されており，設備が健全であれば，原子炉注水設備

1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

水源の確保

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

判断基準

判断基準

電源

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

操作

11（重大事故等対処設備）とし

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

備として低圧炉心スプレイ系て使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧

柏崎の残留熱除去系（原子炉停重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）原子炉からの除熱に係る監視計器は，比較表ページ 18 に記

1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」
判断基準

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

12

操作

水源の確保

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の水位

止時冷却モード）による発電用載。
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量

東二は重大事故等対処設備と位置付けている。
柏崎は設計基準事故対処設備が健全で重大事故等の対処に用いる際，これらの設計基準事
故対処設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）と位置付けている。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

判断基準

電源

操作

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等
ＡＭ設備別操作手順書

ージ 10 に記載。

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

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン
狭帯域用）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

13による原子炉圧力容器への注水に係る監視計器は，比較表ペ1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

柏崎の低圧代替注水系（常設）

東二は低圧代替注水系の常設設備として，新設の常設低圧代
替注水系ポンプを使用するが，柏崎は既設の復水補給水系を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（5/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準
操作

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器への注水量

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

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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン
狭帯域用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位操作

14

ページ 10 に記載。

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等型）による原子炉圧力容器への注水に係る監視計器は，比較表

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

ＡＭ設備別操作手順書
水源の確保

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

柏崎の低圧代替注水系（可搬柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（6/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）
」
判断基準
操作

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器への注水量

格納容器除熱機能を代替する
内部水源設備として,代替循環

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(c) 代替循環冷却系による原子炉注水

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

東二は残留熱除去系の有する冷却系を新設する。代替循環
冷却系は原子炉が低圧時に注原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

水が可能な設備であるため，
低圧注水手段として対応手順を整備する。
柏崎の低圧代替注水系（常設）と代替循環冷却系は，同じ復水移送ポンプを使用しており，代替循環冷却系は原子炉格納容器内の減圧及び除熱として整理している。

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

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

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

操作15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（7/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

柏崎の消火系による原子炉圧
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）器は，比較表ページ 11 に記載。

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(d) 消火系による原子炉注水

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

判断基準

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

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

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

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

操作

操作

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度16

力容器への注水に係る監視計

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（8/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
原子炉圧力容器内の水位

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C−1 電圧
P/C D−1 電圧
P/C E−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

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

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

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

17

設備（自主対策設備）として
使用する。

操作

原子炉圧力容器内の圧力

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水(e) 補給水系による原子炉注水

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

水源の確保

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

判 断基 準

補機監視機能原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

東二は補給水系を原子炉注水

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（9/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度
残留熱除去系(C)熱交換器入口温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
P/C E-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の水位

ジ 12 に記載。

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

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
残留熱除去系海水系系統流量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

18

後の原子炉圧力容器への注水に係る監視計器は，比較表ペー

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

柏崎の残留熱除去系電源復旧

東二は残留熱除去系及び低圧
炉心スプレイ系の冷却水として，残留熱除去系海水系を設置している。なお，柏崎は原子炉
補機冷却系を残留熱除去系冷却水として使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／17）

東二は，設計基準事故対処設
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）が設置されており，設備が健

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」等

全であれば，原子炉注水設備（重大事故等対処設備）とし

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

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

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
残留熱除去系海水系系統流量

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

ＡＭ設備別操作手順書

操作19

備として低圧炉心スプレイ系て使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／17）

柏崎の低圧代替注水系（常設）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

係る監視計器は，比較表ページ

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却判断基準

ＡＭ設備別操作手順書

東二は低圧代替注水系の常設

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

柏崎は既設の復水補給水系を

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
代替循環冷却系原子炉注水流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン
狭帯域用）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力操作

20

13 に記載。
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」

による残存溶融炉心の冷却に設備として，新設の常設低圧代
替注水系ポンプを使用するが，使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／17）

柏崎の低圧代替注水系（可搬
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(b) 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）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

原子炉圧力容器への注水量

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

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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」
ＡＭ設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の圧力

操作
原子炉圧力容器への注水量

水源の確保

21

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位型）による残存溶融炉心の冷却に係る監視計器は，比較表ページ 15 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（13／17）

東二は残留熱除去系の有する重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）内部水源設備として,代替循環

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却判断基準

ＡＭ設備別操作手順書

操作22

冷却系を新設する。代替循環
冷却系は原子炉が低圧時に注原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

水が可能な設備であるため，原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

柏崎の低圧代替注水系（常じ復水移送ポンプを使用して原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」

格納容器除熱機能を代替する

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

低圧注水手段として対応手順を整備する。
設）と代替循環冷却系は，同おり，代替循環冷却系は原子炉格納容器内の減圧及び除熱として整理している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／17）

柏崎の消火系による残存溶融
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）比較表ページ 14 に記載。

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(d) 消火系による残存溶融炉心の冷却

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

判断基準
原子炉圧力容器への注水量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」

ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力ＡＭ設備別操作手順書

操作23

東二は常用電源が使用可能で原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉格納容器内の温度

炉心の冷却に係る監視計器は，ある場合，電動駆動消火ポン
プを使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（15／17）

東二は補給水系を原子炉注水
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）使用する。

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水(e) 補給水系による残存溶融炉心の冷却

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

判断基準
原子炉圧力容器への注水量

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−４」

操作

24

ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力ＡＭ設備別操作手順書

設備（自主対策設備）として

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（16／17）

東二は原子炉冷却材浄化系を
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）として使用する。

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ｂ．原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱(a) 原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」

25

操作

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉除熱（自主対策設備）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

原子炉冷却材浄化系系統流量
原子炉冷却材浄化系原子炉出口温度
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器出口
温度

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（17／17）

柏崎の残留熱除去系電源復旧
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）に係る監視計器は，比較表ペー

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

東二は残留熱除去系の冷却水る。なお，柏崎は原子炉補機

電源

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

最終ヒートシンクの確保

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
残留熱除去系海水系系統流量

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時崩壊熱除去制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」等

操作26

ジ 18 に記載。
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の圧力ＡＭ設備別操作手順書

後の発電用原子炉からの除熱として，海水を使用してい冷却系を残留熱除去系冷却水として使用する。