東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 49
提出年月日
平成 29 年 8 月 24 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 8 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

下線部：今回提出資料

1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

1.15

事故時の計装に関する手順等＜

1.15.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
ｂ．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値が計器の計測範囲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対応手段及び設備
ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備
ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備
ｅ．手順等

1.15.2

重大事故等時の手順

1.15.2.1(1)

監視機能喪失時の手順

計器故障時の手順
ａ．他チャンネルによる計測
ｂ．代替パラメータによる計測
ｃ．重大事故等時の対応手段の選択(2)

計 器 の 計 測 範 囲 (把 握 能 力 )を 超 え た 場 合 の 手 順
ａ．代替パラメータによる推定
ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
1.15-11

1.15.2.2(1)

計測に必要な電源が喪失した場合の手順

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失
ａ．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
ｂ ．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
ｃ．可搬型代替直流電源設備からの給電
ｄ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
ｅ．重大事故等時の対応手段の選択

1.15.2.3

重大事故等時のパラメータを記録する手順

1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順

添 付 資 料 1.15.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.15.2

重大事故等の対処に必要なパラメータの選定

添 付 資 料 1.15.3

重大事故等対処に係る監視事項

添 付 資 料 1.15.4

重大事故等対策の成立性

添 付 資 料 1.15.5

可搬型計測器の必要個数整理

添 付 資 料 1.15.6

代替パラメータにて重大事故等対処時の判断基準を判断した場合の影響について

添 付 資 料 1.15.7

自主対策設備仕様

添 付 資 料 1.15.8

計装設備の全体像について

添 付 資 料 1.15.9

手順リンク先のについて

1.15-22

1.15

事故時の計装に関する手順等【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て 、重 大 事 故 等 が 発 生 し 、計 測 機 器（ 非常 用 の も の を 含 む 。）の 故 障 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
合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】１「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おいても当該パラメータを 推 定 す る た め に 有 効 な 情 報 を 把 握 す る た め に 必 要 な 手 順 等 」と は 、
以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
た め の 手 順 等 を い う 。な お 、「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」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策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意味する。
ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握
能 力 を 明 確 化 す る こ と 。（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態を推定すること。
ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。
ⅱ ）原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 量 を 推 定 す る こ と 。

1.15-33ⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計
測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。

重 大 事 故 等 が 発 生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含 む 。）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，計器の故障時の対応，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。

1.15-44

1.15.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等時において，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止 対 策 等 を 実 施 す る た め ，発 電 用 原 子 炉 施 設（ 以 下「 原 子 炉 施 設 」と い う 。）の 状 態 を 把 握 す る こ と が 重 要 で あ る 。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技術的能力に係 る 審 査 基 準 （ 以 下 「 審 査 基 準 」 と い う 。） 1.1〜 1.15 の 手 順 着 手の判断基準及び操作手順に用いられ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を抽出する。
な お ，審 査 基 準 1.16〜 1.19 の 手 順 着 手 の 判 断 基 準 及 び 操 作 手 順に用いられるパラメータについては，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるための手順ではないため，各々の手順において整理する。
（ 添 付 資 料 1.15.3）

抽 出 さ れ た パ ラ メ ー タ（ 以 下 「 抽 出 パ ラ メ ー タ 」と い う 。)の う
ち，炉心損傷防止対策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原子炉施設の状態を直接監視するパラ メ ー タ ※ １ （ 以 下 「 主 要 パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） 及 び 主 要 パ ラ メータを計測するための重大事故等対処設備を選定する。
※ 1： 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 及 び 水 位 ，原 子 炉 圧 力 容 器
及 び 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 量 ，原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，
圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 ，未 臨 界 の 維 持 又 は
確 認 ，最 終 ヒ ー ト シ ン ク の 確 保 ，格 納 容 器 バ イ パ ス の 監 視 ，
水 源 の 確 保 ，原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 ，原 子 炉 格 納 容 器 内
1.15-55

の酸素濃度，使用済燃料プールの監視。

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，主要パラメータの推定に必要なパラメー
タ （ 以 下「 代 替 パ ラ メ ー タ 」と い う 。）を 用 い て 対 応 す る 手 段 を 整
備 し ， 重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.15-1 図 ， 第 1.15-2
図 ）（ 以 下 「 機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 」 と い う 。）。
さらに，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設備を選定する。
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（ 以 下「 補 助 パ ラ メ ー タ 」と い う 。）に 分
類 し ，第 1.15-4 表 に 整 理 す る 。な お ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 運 転 ・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の 設 置 許 可 基 準 規 則 第 四 十 三 条 へ の 適 合 方 針 の う ち ，(2)操 作 の 確
実性（設置許可基準規則第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応
手段及び自主対策設備※２を選定する。
※2

自 主 対 策 設 備：技 術 基 準 上 の 全 て の 要 求 事 項 を 満 た す こ と
1.15-66

や全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，審査基準だけでなく，設置 許 可 基 準 規 則 第 五 十 八 条 及 び 技 術 基 準 規 則 第 七 十 三 条（ 以 下「 基準 規 則 」と い う 。）の 要 求 機 能 を 満 足 す る 設 備 が 網 羅 さ れ て い る ことを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
（ 添 付 資 料 1.15.1）

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
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（ 少 な く と も 1
つ以上保有）により計測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と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のうち，重大事故等対処
設備としての要求事項を満たした計器（少なくとも 1 つ以上
1.15-77保有）により計測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。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。
主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要計器
重要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をいう。
・常用計器
主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・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をいう。
・常用代替計器代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策設備の計器をいう。

1.15-88なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事故等対処設備で計測できない場合
は，重大事故等時に原子炉施設の状況を把握するため，主要パラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。
（ 添 付 資 料 1.15.2）以上の分類により抽出した重要監視パラメータ及び重要代替監
視 パ ラ メ ー タ を 第 1.15-2 表 に 示 す 。 あ わ せ て ， 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ために，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，
個 数 ， 耐 震 性 及 び 電 源 設 備 か ら の 給 電 元 に つ い て も 第 1.15-2 表 に整理する。
整理した結果を踏まえ，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値が計測範囲を超えた場合，原子炉施設の状態を推定するための手段を整備する。
重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録する手順等を整備する。
（ 添 付 資 料 1.l5.2）(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，監視機能の喪失として計器故障
及 び 計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 を 想 定 す る 。ま た ，
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失を想1.15-99定する。

ａ．パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故障した場合は，原子炉施設の状態を把握するため，多重化された同一計器の他チャンネル※３の計器により計測する手段
及び代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手段がある。なお，主要パラメータのうち，重要監
視パラメータ及び有効監視パラメータを計測する計器が故障
し た 場 合 に 使 用 す る 代 替 パ ラ メ ー タ を 第 1.15-3 表 に 示 す 。
※3

チ ャ ン ネ ル：単 一 故 障 を 想 定 し て も ，パ ラ メ ー タ の 監
視機能が喪失しないように，1 つのパラメータを測定原理が同じである複数の計 器 で 監 視 し て お り ，多 重 化 さ れ た 監 視
機 能 の う ち ，検 出 器 か ら 指 示 部 ま で の 最小単位をチャンネルと呼ぶ。

他チャンネルによる計測に使用する計器は以下のとおり。
・主要パラメータの他チャンネルの重要計器
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器・常用代替計器1.15-1010

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメー
タを計測する計器の故障時に，原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重要計器は重大事故等対処設備として位置づける。
代替パラメータによる推定に使用する設備のうち，重要代
替計器は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器
耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能なことから，重要計器及び重要代替計器により計測の代替手段として有効である。

ｂ．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値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態
1.15-1111

を把握するための対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲（把握能力）を超えた場合は，原子炉施設の状態を把握するため，代替パラメータを計測する計器により必要とするパラメータの値を推定する手段及び可搬型の計測器により計測する手段がある。
代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。
・重要代替計器・常用代替計器

可搬型の計測器による計測に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメー
タの値が計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合に，原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有1.15-1212効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・常用代替計器
耐震性等又は耐環境性はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能なことから，重要代替計器により計測の代替手段として有効である。

ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備
(a)

対応手段
監 視 す る 計 器 に 供 給 す る 電 源 （ 以 下 「 計 器 電 源 」 と い う 。）
が喪失し，監視機能が喪失した場合に，蓄電池又は代替電源（交流，直流）から給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視する手段がある。
また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型計器を用いて計測又は監視する手段がある。計器の 電 源 構 成 図 を 第 1.15-4 図 に 示 す 。
代 替 電 源（ 交 流 ）か ら の 給 電 に 使 用 す る 設 備 は 以 下 の と お り 。
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

蓄電池又は代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・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
1.15-1313可搬型の計測器による計測又は監視に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した常設代替交流
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及び可搬型
計測器は，重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位，水素濃度及び放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラ
メータを記録する手段がある。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録す
る設備は以下のとおり。
・ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）は ，デ ー タ 伝 送 装 置 ，
1.15-1414

緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 ， SPDS デ ー タ 表 示 装 置 に より構成される。

また，重大事故等時の有効監視パラメータについても使用できる場合は，パラメータを記録する手段がある。
有効監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。
・プロセス計算機
・記録計

なお，その他の記録として，運転日誌，警報状態及びプラ
ントトリップ状態を記録する手段がある。
その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。
・プロセス計算機

重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム （ SPDS） へ 記 録 す る が ， 可 搬 型 計 測 器 に よ る パ ラ メ ー タ の測定の値，複数の計測結果を使用し計算により推定するパラメータの値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録す
る 設 備 で あ る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 重 大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅され
1.15-1515

ている。
以上の重大事故等対処設備により，重要な監視パラメータを記録することができる。
また，以下の設備は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あ
わせて，その理由を示す。
・プロセス計算機
・記録計
耐震性を有していないが，設備が健全である場合は重大事故等の対処に必要となるパラメータの記録が可能な
こ と か ら ， 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） に よ り
記録する代替手段として有効である。

ｅ．手順等
上 記 の「 ａ .パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 の 故 障 時 に 発 電 用 原 子
炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め の 対 応 手 段 及 び 設 備 」，
「 ｂ .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値が計器の計測範囲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 対 応 手 段 及 び 設 備 」，
「 ｃ .計 測 に 必 要 な 計 器 電 源 が 喪 失 し た
場 合 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」及 び「 ｄ .重 大 事 故 等 時 の パ ラ メ ー タを記録する対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等※４及び重大事故等対応要員の対応と し て「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）」及 び「 重 大 事 故 等 対
1.15-1616

策 要 領 」 に 定 め る （ 第 1.15-1 表 ）。
※4

運 転 員 等 ： 運 転 員（ 当 直 運 転 員 ）及 び 重 大 事 故 等 対 応 要員（運転操作対応）をいう。

1.15-1717

1.15.2

重大事故等時の手順

1.15.2.1(1)

監視機能喪失時の手順

計器故障時の手順
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合，当該パラメータを推定する手段を整備する。
なお，代替パラメータによる主要パラメータの推定方法を第1.15-3 表 に 示 す 。
ａ．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が，チャンネル故障により計測することが困難となった場合に，主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
主要パラメータを計測する多重化された重要計器のチャンネル故障が発生した場合。

(b)

操作手順
主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測を指示する。
②運転員等は，主要パラメータの他チャンネルの重要計器の指示値を読み取る。
なお，当該パラメータの他の常用計器が監視可能であれ
1.15-1818

ば確認に使用する。
③運転員等は，読み取った指示値が計測範囲内にあること
及びプラント状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことを確認する。
④運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の計測は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。計測手順を整備するため，速やかに対応できる。

ｂ．代替パラメータによる推定方法
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 る 推 定 を 行 う 。
計器が故障するまでの原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメータを複数確認し，得られた情報の中か ら 有 効 な 情 報 を 評 価 す る こ と で ，原 子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る 。
推定に当たっては，推定に使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類及び使用環境条件等を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
(a)

手順着手の判断基準
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。

(b)

操作手順
1.15-1919

主要パラメータの重要代替計器による推定手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの重要代替計器による推定を指示する。
②運転員等は，あらかじめ選定した主要パラメータの重要代替計器の指示値を読み取る。
な お ，常 用 代 替 計 器 が 使 用 可 能 で あ れ ば 推 定 に 使 用 す る 。
③運転員等は，読み取った指示値により，主要パラメータを推定する。
④運転員等は，推定結果を発電長に報告する。

(c)

操作の成立性上 記 の 推 定 は ，中 央 制 御 室 運 転 員 等 １ 名 で 対 応 が 可 能 で あ る 。

推定手順を整備するため，速やかに対応できる。

なお，代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは
以 下 の と お り 。具 体 的 な 推 定 方 法 に つ い て は ，第 1.15-3 表 に 整理する。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及
び中性子束）から推定するケース
・水位を注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するケース
・流量を注水先又は注水源の水位変化を監視することにより推定するケース
・除熱状態を温度，圧力等の傾向監視により推定するケース
1.15-2020

・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するケース
・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定するケース・ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉格納容器内の水位を推定するケース
・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定するケース
・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定するケース・装置の作動状況（差温度）により水素濃度を推定するケース
・ 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へいが確保されていることを推定するケース（ 添 付 資 料 1.15.6）

また，推定に当たっては，以下に示す事項及び計測される値の不確かさを考慮する。
・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定される場合は，関連するパラメータを複数確認し，パラメータを推定する。なお，原子炉水位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する
1.15-2121

必要はない。

・常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有効な情報を得ることができる。ただし，常用代替計器で計測されるパラメータの値は，環境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定されるパラメータの値との差異を評価し，信頼性を考慮した上で使用する。

・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，
炉心損傷及び原子炉圧力容器が破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，事故等発生時と校正時の状態変化による影響を考慮する。

・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，水が飽和状態で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象進展状況を踏まえ，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。
（ 添 付 資 料 1.15.6）
1.15-2222

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。
主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難となった場合に，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器により主要パラメータを計測する。
他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，当該パラメータの常用計器により主要パラメータを計測する。
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 ，第 1.15-3 表 に て 定 め る 優 先 順
位にて重要代替計器又は常用代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメータを推定する。

(2)

計 器 の 計 測 範 囲 (把 握 能 力 )を 超 え た 場 合 の 手 順
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合に，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代替パラメータにより推定する。また，推定するために必要な代替パラメータについては，複数のパラメータの中 か ら 確 か ら し さ を 考 慮 し ， 第 1.15-3 表 に 優 先 順 位 を 定 め る 。
これらのパラメータのうち，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り，その他のパラメータは計測範囲を超えない。なお，これらのパラメータ
以外で計器の計測範囲を超えた場合には，可搬型計測器により計
1.15-23

23

測することも可能である。可搬型計測器により計測可能な計器につ い て 第 1.15.2 表 に 示 す 。
（ 添 付 資 料 1.15.5）

・原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の温度を計測する原子炉圧力容器温度の計 測 範 囲 は ， 0〜 500℃ で あ る 。
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉
圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉 圧 力 容 器 温 度 は 計 測 範 囲 を 超 え る 場 合 が あ る が ，そ の 場 合 ，重 大 事 故 等 時 に お け る 炉 心 損 傷 の 判 断 基 準 は 300℃ で あ り ，原子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 300℃ 以 上 の 場 合 は 炉 心 損 傷 状 態 と 推 定するため，対応は可能である。また，原子炉水位から原子炉
圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定することが可能である。
原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 計 測 範 囲 を 超 え る（ 500℃ 以 上 ）場 合
は，可搬型計測器により原子炉圧力容器温度を計測する。

・原子炉圧力容器内の圧力
原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 を 計 測 す る 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 圧 力（ SA）の 計 測 範 囲 は ，0〜 10.5MPa[gage]で あ る 。原 子 炉 圧 力 容
器 の 最 高 使 用 圧 力（ 8.62MPa[gage]）の 1.2 倍（ 10.34MPa[gage]）を監視可能であり，重大事故等時において原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能である。
1.15-2424

・原子炉圧力容器内の水位
原子炉圧力容器内の水位を計測する原子炉水位（広帯域）
及 び 原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ） の 計 測 範 囲 は ， 蒸 気 乾 燥 器 ス カ
ー ト 下 端 を 基 準 と し て ， − 3,800 ㎜ 〜 1,500mm で あ る 。 ま た ，原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） 及 び 原 子 炉 水 位 （ SA 燃 料 域 ） の 計 測 範
囲 は ，燃 料 有 効 長 頂 部 を 基 準 と し て ，− 3,800 ㎜ 〜 1,300mm である。
炉心の冷却状態を把握する上で，原子炉水位制御範囲レベ
ル 3〜 8（ 蒸 気 乾 燥 器 ス カ ー ト 下 端 を 基 準 に 300〜 1,400mm）及び燃料有効長底部付近まで監視可能であり，原子炉圧力容器
内の水位は，計器の計測範囲内で計測が可能である。
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉水位の計測範囲を超える場合があるが，その場合，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ことが可能である。

・原子炉圧力容器への注水量
原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータは，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
1.15-2525

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である。
高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 50Ｌ ／ s と し ており，計測対象である常設高圧代替注水系ポンプの最大流量は 38Ｌ ／ s で あ る た め ， 重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計 測 範
囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系原子炉注水
流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 500m ３ ／ h と し て お り ， 計 測 対 象 で ある低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時の 最 大 流 量 は 470m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬）による低圧代替注水系原子炉注水
流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 300m ３ ／ h と し て お り ， 計 測 対 象 で ある低圧代替注水系（可搬）による原子炉圧力容器への注水時の 最 大 流 量 は 268m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代 替 循 環 冷 却 系 原 子 炉 注 水 流 量 の 計 測 範 囲 は ，0〜 150m ３ ／ hとしており，計測対象である代替循環冷却系による原子炉圧
力 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 100m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事
故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 50Ｌ ／ s としており，計測対象である原子炉隔離時冷却系ポンプの最大
流 量 は 40Ｌ ／ s で あ る た め ， 重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計
測範囲での流量測定が可能である。
1.15-26

26

高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0 〜 500 Ｌ ／ s
としており，計測対象である高圧炉心スプレイ系ポンプの最大 流 量 は 438Ｌ ／ s で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の計測範囲内での流量測定が可能である。
残 留 熱 除 去 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は 0〜 600Ｌ ／ s と し て お
り ，計 測 対 象 で あ る 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ の 最 大 流 量 は 470Ｌ ／s で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計 測 範 囲 内 で の 流量測定が可能である。
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は 0〜 600Ｌ ／ s としており，計測対象である低圧炉心スプレイ系ポンプの最大
流 量 は 456Ｌ ／ s で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計
測範囲内での流量測定が可能である。

・原子炉格納容器への注水量
原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，低圧代
替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量である。
低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系格納容器ス
プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 500m ３ ／ h と し て お り ， 計 測 対象である低圧代替注水系（常設）による，原子炉格納容器への 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 は 449m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬）による低圧代替注水系格納容器ス
プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 500m ３ ／ h と し て お り ， 計 測 対象である低圧代替注水系（可搬）による，原子炉格納容器へ
1.15-27

27

の 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 は 349m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
格納容器下部注水による低圧代替注水系格納容器下部注水
流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜 200m ３ ／ h と し て お り ， 計 測 対 象 で ある低圧代替注水系格納容器下部注水による，原子炉格納容器
へ の 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 は 168m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事
故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代 替 循 環 冷 却 系 格 納 容 器 ス プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0〜
300m ３ ／ h と し て お り ，計 測 対 象 で あ る 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る
原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 250m ３ ／ h で あ る ため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

ａ．代替パラメータによる推定
重大事故等時において，原子炉圧力容器内の水位が計器の計
測範囲を超えた場合に，重要代替計器を用いた代替パラメータによる推定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータが計器の計測範囲を超えて，指示値が確認できない場
合。

(b)

操作手順
計器の計測範囲を超えたかどうかの判断及び対応手順は以下のとおり。
1.15-2828

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの重要代替計器による推定を指示する。
②運転員等は，原子炉水位の計測範囲を超えた場合，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。
③運転員等は，推定結果を発電長に報告する。

(c)

操作の成立性上 記 の 推 定 は ，中 央 制 御 室 運 転 員 等 １ 名 で 対 応 が 可 能 で あ る 。

推定手順を整備するため，速やかに対応できる。

ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時において，主要パラメータが計器の計測範囲を超 え た 場 合 に ，可 搬 型 計 測 器 に よ る 計 測 を 行 う 手 順 を 整 備 す る 。
(a)

手順着手の判断基準
重 大 事 故 等 時 に ，主 要 パ ラ メ ー タ が 計 器 の 計 測 範 囲 を 超 え ，指示値が確認できない場合。

(b)

操作手順
可搬型計測器によるパラメータ計測手順の概要は以下のと
1.15-2929

お り 。 ま た ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.15.5 図 に 示 す 。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型計測器によるパラメータの計測を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型計測器
による計測開始を指示する。
③重大事故等対応要員は，必要な資機材を携帯し，中央制御室まで移動する。移動後，中央制御室保管の可搬型計測器の使用前点検を行う。また，電池容量を確認し，残量が少ない場合は予備の乾電池と交換する。
④重大事故等対応要員は，可搬型計測器の手順に定められた端子台に接続し，測定を開始する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型計測器に表示された計測
値を読み取り，換算表等を用いて工学値に換算し，換算結果を記録用紙に記録する。
⑥重大事故等対応要員は，計測結果を発電長に報告する。
その後，災害対策本部長へ報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作対応は１測定点当たり，重大事故等対応要員 2
名 に て 実 施 し ， 所 要 時 聞 は 約 54 分 を 想 定 し て い る 。
重大事故等対応要員が中央制御室までの移動に要する時間
を 44 分 と し ， 可 搬 型 計 測 器 1 個 の 接 続 に 要 す る 時 間 を 10 分と し て い る 。2 測 定 点 以 降 ，連 続 で 接 続 す る 場 合 は 追 加 測 定 点
あ た り 10 分 が 追 加 時 間 と な る 。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，放1.15-3030

射線防護服，照明及び通信連絡設備等を整備する。
（ 添 付 資 料 1.15.4）

1.15.2.2(1)

計測に必要な電源が喪失した場合の手順

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失
全交流動力電源喪失又は直流電源喪失により計器電源が喪失した場合に，蓄電池又は代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，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。

ａ．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
全交流動力電源喪失が発生した場合に，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に関する手順は，「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
なお，所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備により 計 測 可 能 な 計 器 に つ い て 第 1.15-2 表 に 示 す 。

ｂ ．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
全交流動力電源喪失が発生した場合に，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に関する手順は，「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ｃ．可搬型代替直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替直流電源設備からの給電に関する手順
1.15-3131

は ，「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ｄ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
蓄 電 池 及 び 代 替 電 源（ 交 流 ，直 流 ）か ら の 給 電 が 困 難 と な り ，
中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合に，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で計測又は監視を行う手順を整備する。
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。
なお，可搬型計測器により計測可能なパラメータについて第1.15-2 表 に 示 す 。
（ 添 付 資 料 1.15.5）(a)

手順着手の判断基準
計器電源が喪失するおそれがある場合に，中央制御室でパラメータが監視できなくなるおそれが発生した場合。

(b)

操作手順
1.15.2.1 (2)b．「 可 搬 型 計 測 器 に よ る パ ラ メ ー タ 計 測 又 は監視」と同様

1.15-32

32

ｅ．重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失，直流電源喪失により計器電源が喪失した場合に，計器に給電する対応手段の優先順位を以下に示す。
全交流動力電源喪失が発生した場合には，所内常設直流電源
設備又は常設代替直流電源設備から計測可能な計器に給電する。
所内常設直流電源から給電されている間に，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 計 器 に 給 電 す る 。な お ，
常設代替交流電源設備を優先し，計器へ給電する。
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が困難となった場合で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計器に給電する。
上述の蓄電池及び代替電源（交流，直流）からの給電が困難となった場合は，可搬型計測器により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。

1.15.2.3

重大事故等時のパラメータを記録する手順

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。
主要パラメータのうち記録可能なものについて，自主対策設備であるプロセス計算機及び記録計により計測結果，警報等を記録する。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果並
1.15-33

33

びに有効監視パラメータの計測結果の記録について整理し，第1.15-5 表 に 示 す 。

(1)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合。

(2)

操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パ
ラメータの計測結果を記録する手順の概要は以下のとおり。

ａ ． 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） に よ る 記 録
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） の う ち ， デ ー タ 伝 送 装
置は，非常用電源又は代替電源（常設代替交流電源設備）から給電可能であり，また，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS デ ー タ 表 示 装 置 は ， 非 常 用 電 源 又 は 代 替 電 源 （ 緊 急 時 対 策
所 用 代 替 交 流 電 源 設 備 ） か ら 給 電 可 能 で ， 14 日 間 の 記 録 容 量 を持っている。重大事故等時のパラメータの値を継続して確認できるよう，記録された計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア（記録媒体）に保存する。

ｂ．可搬型計測器の記録
重 大 事 故 等 対 応 要 員 は ，「 1.15.2.1(2) b. 可 搬 型 計 測 器 に よる パ ラ メ ー タ 計 測 又 は 監 視 」 又 は 「 1.15.2.2(1) b. 可 搬 型 計 測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測器で計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。
1.15-3434

ｃ．プロセス計算機の記録
(a)

運転記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動で記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

(b)

警報記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
また，プラントの過渡変化による重要警報のファーストヒ
ッ ト 警 報 発 生 時 ，そ の 発 生 順 序（ シ ー ケ ン ス ），ト リ ッ プ 状 態 ，
工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

(3)

操作の成立性安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） に よ る 記 録 は ， 安 全 パ ラ
メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）の 記 録 容 量（ 14 日 間 ）を 超 え る 前 に ，
緊急時対策所にて重大事故等対応要員１名で行う。室内での端末操作であるため，対応が可能である。
可搬型計測器の記録は記録用紙への記録であり，重大事故等対応要員 2 名にて対応が可能である。

1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順

審 査 基 準 1.9， 1.10， 1.11， 1.14 に つ い て は ， 各 審 査 基 準 に お
1.15-3535

いて要求事項があるため，以下のとおり各々の手順において整備する。
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 監 視 に 関 す る 手 順 は「 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」にて整備する。
原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視 に 関 す る 手 順 は 「 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」にて整備する。
使 用 済 燃 料 プ ー ル の 監 視 に 関 す る 手 順 は 「 1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 代 替 電 源 確 保 に 関 す る 手 順 は 「 1.14
電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.15-36

36

第 1.15-1 表

事故時に必要な計装に関する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧
分類

対応
手段
他チャンネルによる計測
代替パラメータ
による推定

監視機能喪失時
計器の計測範囲を超えた場合

代替パラメータ
による推定

計器の故障

可搬型計
測器によ
る計測
代替電源 可搬型計) 直流 か 測器によ
(
)
る計測
らの給電

主要パラメータの他チャンネルの常用計器 ※1

重要代替計器

常用代替計器

重要代替計器

常用代替計器

可搬型計測器

重大事故等対策要
領

所内常設直流電源設備 ※2

常設代替直流電源設備 ※2

常設代替交流電源設備 ※2

可搬型代替交流電源設備 ※2

非常時運転手順書（事象ベース）「 全 交 流 電 源 喪失」「 全 直 流 電 源 喪
失」
重大事故等対策要領

可搬型代替直流電源設備 ※2

可搬型計測器安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）（ デ ー タ 伝 送 装 置 ，緊 急 時 対 策 支 援 シ
ス テ ム 伝 送 装 置 ， SPDS デ ー タ 表 示 装
置）

自主対策
設備

プ ロ セ ス 計 算 機（ 運 転 記 録 ，警 報 記 録 ）

重大事故等
対処設備

パラメータ記録―

主要パラメータの他チャンネルの重要計器 ※1

手順書

重大事故等
対処設備

蓄電池からの 代替電源 交
( 流
給電
からの給電

計器電源喪失時―

全交流動力電源喪失
直流電源喪失対応設備
重大事故等 自主対策 重大事故等 自主対策 重大事故等 自主対策 重大事故等
対処設備
設備
対処設備
設備
対処設備
設備
対処設備

機能喪失を想定する重大事故等対処設備

重大事故等対策要領−

記録計※ 1： 他 チ ャ ン ネ ル の 計 器 が あ る 場 合 。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。

1.15-37

37

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／10）
可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数①原子炉圧力容器内の温度②原子炉圧力容器内の圧力重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

電源

検出器の
種類

原子炉圧力容器温度

0〜500℃

302℃＊3

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 炉 心損 傷 の 判 断 基準である 300℃を監視可能。

4

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源

熱電対

1

弾性圧力
検出器
弾性圧力
検出器

1

原子炉圧力

＊2

原子炉圧力（SA）＊2

原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

残留熱除去系熱交換器入口温度＊2「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑫最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力＊1 0〜10.5MPa[gage]

8.23MPa[gage]

原子炉圧力（SA）＊1 0〜10.5MPa[gage]

8.23MPa[gage]

原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

原子炉圧力容器温度＊2

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）③原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）
高圧代替注水系系統流量

重 大 事 故 等 時 に お け る 原 子 炉圧 力 容 器 最 高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（事故時の判断基準）である 10.34MPa［gage］
を監視可能。

2

S

2

Ss 機能
維持

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
Ss 機能 区分Ⅰ,Ⅱ
2
維持
直流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
2
S
直流電源
炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位
緊急用（300〜1,400mm ＊4）−3,800〜1,500 ㎜ −3,800〜1,400 ㎜ 制御範囲（レベル 3〜8）
Ss 機能
＊1
1
直流電源
及び燃料有効長下端付近まで監視可能。
＊4
＊4
維持
＊22
緊急用
−3,800〜1,300 ㎜
448〜1,300 ㎜
Ss 機能
＊1
直流電源
1
＊5
＊5
維持
＊22
＊2

−3,800〜1,500 ㎜ −3,800〜1,400 ㎜＊1＊4＊4−3,800〜1,300 ㎜
448〜1,300 ㎜
＊1
＊5
＊5

低圧代替注水系原子炉注水流量＊2

代替循環冷却系原子炉注水流量＊2

原子炉隔離時冷却系系統流量＊2

高圧炉心スプレイ系系統流量＊2

残留熱除去系系統流量＊2

低圧炉心スプレイ系系統流量

＊2

差圧式水位
検出器
差圧式水位
検出器
差圧式水位
検出器

1

差圧式水位
検出器

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

1.15-38

38

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ④原子炉圧力容器への注水量

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

電源

高圧代替注水系系統流量

0〜50L／s−＊6

常設高圧代替注水系ポンプの最大流量（38L／s）
を監視可能。

1

Ss 機能
維持

原子炉隔離時冷却系系統流量

0〜50L／s

40L／s

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（40L／s）
を監視可能。

1

Ss 機能
維持

高圧炉心スプレイ系系統流量

0〜500L／s

438L／s

高圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（438L／s）
を監視可能。

1

Ss 機能
維持

0〜500m ３ ／h
＊7

−＊6

1

Ss 機能
維持

0〜80m ３ ／h
＊7,＊9

−＊6

1

Ss 機能
維持

0〜300m ３ ／h
＊8

−＊6

1

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

0〜80m ３ ／h
＊8,＊9

−＊6

1

Ss 機能
維持

代替循環冷却系原子炉注水流量0〜150m ３ ／h

−＊6

1

Ss 機能
維持

残留熱除去系系統流量

0〜600L／s

470L／s

残留熱除去系ポンプの最大流量（470L／s）を
監視可能。

3

S

低圧炉心スプレイ系系統流量

0〜600L／s

456L／s

低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（456L／s）
を監視可能。

1

S

低圧代替注水系原子炉注水流量

低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水 時 に お け る 最 大 流 量 （ 470m ３ ／ h） を 監 視 可能。
低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水時におけるミニフロー調整時の最大流量（75m３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水時における可搬型代替注水大型ポンプによる最大流量（268m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水時における可搬型代替注水大型ポンプによるミニフロー調整時の最大流量（75m ３ ／h）を監視可能。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注
水 時 に お け る 最 大 流 量 （ 100m ３ ／ h） を 監 視 可
能。

緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源

代替淡水貯槽水位＊2「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・プール水位＊2「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

①

1

差圧式流量
検出器

④

⑤

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器
②

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

1

差圧式流量
検出器

③

差圧式流量
検出器

⑥

差圧式流量
検出器

⑦

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

1.15-3939

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ⑤原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替淡水貯槽水位＊2

サプレッション・プール水位＊2

格納容器下部水位＊2ドライウェル雰囲気温度

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

0〜500m ３ ／h
＊7−＊6

低 圧 代 替 注水 系 によ る 格納 容器 ス プ レ イ時 における最大流量（449m ３ ／h）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

0〜500m ３ ／h＊8−＊6

低 圧 代 替 注水 系 によ る 格納 容器 ス プ レ イ時 に
お け る 可 搬型 代 替注 水 大型 ポン プ に よ る最 大流量（349m ３ ／h）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

0〜200m ３ ／h−＊6

低 圧 代 替 注水 系 によ る 格納 容器 下 部 へ の注 水時における最大流量（168m ３ ／h）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊23

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

差圧式流量
検出器
⑧

差圧式流量
検出器

1

⑨

熱電対

1

熱電対

1

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。
「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

0〜300℃

136℃

8

Ss 機能
維持

2

Ss 機能
維持

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

⑥原子炉格納容器内の
温度

1
差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
＊22,＊23
緊急用
直流電源
＊22

サプレッション・チェンバ雰囲気 ＊1
温度0〜200℃

136℃

サプレッション・プール水温度

0〜200℃

88℃

格 納 容 器 の 限 界 圧 力 （ 620kPa[gage]） に お ける サ プ レ ッシ ョ ン・ プ ール 水の 飽 和 温 度（ 約
167℃）を監視可能。

3

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源

測温
抵抗体

1

−＊6

ペ デ ス タ ル底 部 にデ ブ リが 落下 し た 際 に水 温
上 昇 や 高 温の デ ブリ が 接触 し指 示 値 が ダウ ン
スケールすることでデブリ落下を検知可能。

5

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

測温
抵抗体

4

−＊6

ペデスタル床面から 0.2m 以上のデブリが堆積し た 際 に 水温 上 昇や 高 温の デブ リ が 接 触し 指
示 値 が ダ ウン ス ケー ル する こと で デ ブ リ堆 積を検知可能。

5

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

測温
抵抗体

4

＊1

−200〜500℃＊10（ペデスタル
床面 0m＊11）−200〜500℃＊10（ペデスタル
床面＋0.2m＊11）

格納容器下部水温ドライウェル圧力＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1.15-4040

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ⑦原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力

＊1

計測範囲

設計基準

0〜1MPa［abs］

250kPa[gage]

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

1

Ss 機能
維持

1

Ss 機能
維持

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。
サプレッション・チェンバ圧力＊1

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度
サプレッション・プール水温度＊2＊20〜1MPa［abs］

196kPa[gage]

電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数
1

弾性圧力
検出器

1

1

51
○

1

52
○

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

＊2

サプレッション・プール水位⑧原子炉格納容器内の水位

弾性圧力
検出器

格納容器下部水位

低圧代替注水系格納容器スプレイ ＊2
流量低圧代替注水系格納容器下部注水 ＊2流量
代替淡水貯槽水位＊2
ドライウェル圧力＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊2−1〜9m＊12（EL.2,030〜
12,030mm）−0.5〜0m（EL.2,530〜
3,030mm）＋1.05m＊11,＊13（EL.12,856mm）−＊6＋0.50m,＋0.95m＊11,＊14（EL.12,306mm，12,756mm）−＊6＋2.25m,＋2.75m＊11,＊15（EL.14,056mm，14,556mm）−＊6

ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライ ン下端高 さ− 1.64m：通常水位 ＋ 6.5m）を把握できる範囲を監視可能。
重大事故等時（原子炉圧力容器破損前）において，格納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水 量（底面か ら＋ 1.05m）がある ことを 監視可能。
重 大 事 故 等 時（ 原子炉圧力容器破 損 後 の デブ リ 堆 積 高 さ ＜ 0.2m の 場 合 ）に お い て ，格
納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水量（ 底 面 か ら ＋0.50m〜＋0.95m）があることを監視可能。
重 大 事 故 等 時（ 原子炉圧力容器破 損 後 の デブ リ 堆 積 高 さ ≧ 0.2m の 場 合 ）に お い て ，格
納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水量（ 底 面 か ら ＋2.25m〜＋2.75m）があることを
監視可能。

1

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊22

差圧式水位
検出器

2

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

電極式水位
検出器

各2

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

電極式水位
検出器

各2

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

電極式水位
検出器

「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1.15-41

41

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲⑨原子炉格納容器内の水
素濃度

格納容器内水素濃度（SA）＊1

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)
ドライウェル圧力＊20〜100vol％

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

3.3vol％以下

重大事故等時において，格納容器内の水素燃焼の可能性を把握する上で，水素濃度の可燃限界（4vol％）を監視可能。

＊2⑩原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ
(S/C)

＊1

起動領域計装10−２

５〜10 Sv／h

10Sv／h 未満＊16

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

10

−２

５

10Sv／h 未満＊16

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

〜10 Sv／h⑪未臨界の維持又は確認10 − １ 〜10 ６ cps（1.0×10 ３ 〜1.0
×10 ９ cm − ２ ・s − １ ）＊1
0〜40％又は 0〜125％（1.0×10 ８ 〜1.5
×10 １ ３ cm − ２ ・s − １ ）原子炉停止時から起動時及び起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域計装が測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域計装によって監視可能。

0〜125％（1.0×10 １ ２ 〜1.0
×10 １ ４ cm − ２ ・s − １ ）原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出
力上 昇及び下降は 急峻である。 125％ を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うもの
でな いことから， 125％を一時的に 超える計
測範囲を計測する必要はない。また，重大事
故等時においても原子炉再循環ポンプトリ
ップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

定格出力の約 19 倍

平均出力領域計装

＊1

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

計器，サンプSs 機能 リング装置： 熱伝導式
−＊24
緊急用
水素検出器
維持
交流電源

53
○

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ圧力 ＊2
＊1

1

電源

耐震性

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

＊2

格納容器雰囲気放射線モニタ
(D/W)

個数

1.15-42

2

Ss 機能
維持

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

イオン
チェンバ

−＊24

55
○

2

Ss 機能
維持

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

イオン
チェンバ

−＊24

56
○

S

区分Ⅰ,Ⅱ
中性子
モニタ用
直流電源

核分裂
電離箱

−＊24

57
○

核分裂
電離箱

−＊24

58
○

8

2
＊17

S

区分Ⅰ,Ⅱ
原子炉
保護系
交流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源

42

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲

設計基準

フィルタ装置水位

180〜5,500mm−＊6フィルタ装置圧力

0〜1MPa［gage］−＊6

フィルタ装置スクラビング水温度

0〜300℃−＊6

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h−＊6

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

2

Ss 機能
維持

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用圧力（0.62MPa［gage］）が
監視可能。

1

Ss 機能
維持

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用温度（200℃）が監視可能。

1

Ss 機能
維持

2

Ss 機能
維持

電源

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数＜格納容器圧力逃がし装置＞⑫最終ヒートシンクの確保（１／２）

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
10 − ３ 〜10 ４ mSv／h

フィルタ装置入口水素濃度−＊6

格納容器ベント実施時（炉心損傷している場
合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 5×10 １ Sv／h）を監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 7×10 ０ mSv／h）を監視可能。

0〜100vol％−＊6

格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置の配管内に滞留する
水素濃度が可燃限界濃度（4vol％）以下であることを監視可能。

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h−＊6

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラインの最大線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）
を監視可能。

緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

差圧式水位
検出器

1

弾性圧力
検出器

1

熱電対

1

−＊24
イオン
チェンバ

1

Ss 機能
維持

2

計器，サンプリング装置：
Ss 機能
熱伝導式
−＊24
緊急用
維持
水素検出器
交流電源
＊22

1

Ss 機能
維持

−＊24

＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ

緊急用
直流電源
＊22

イオン
チェンバ

−＊24

熱電対

1

⑪

差圧式流量
検出器

1

⑩

＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
0〜100℃−＊60〜300m ３ ／h−＊6代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量

代替循環冷却時における代替循環冷却系ポ
Ss 機能
緊急用
1
ンプ入口の最高使用温度（77℃）を監視可能。
維持
直流電源「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
緊急用
代替循環冷却系による格納容器スプレイ時
Ss 機能
直流電源
1
３
維持
における最大流量（250m ／h）を監視可能。
＊22

1.15-43

43

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲

設計基準

残留熱除去系熱交換器入口温度

0〜300℃

249℃

残留熱除去系熱交換器出口温度

0〜300℃

249℃

把握能力（計測範囲の考え方）

個数

電源

耐震性

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数＜残留熱除去系＞⑫最終ヒートシンクの確保（２／２）

残留熱除去系系統流量

残留熱除去系海水系系統流量

0〜550L／s

493L／s

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

0〜800m ３ ／h−＊6緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

0〜50m ３ ／h−＊6＊2
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気 ＊2
温度⑬格納容器バイパスの監視

ドライウェル圧力＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊2

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊1

原子炉水位（SA 広帯域）

＊1

区分Ⅰ,Ⅱ
残 留 熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去
Ss 機能
計測用
系熱交換器入口温度の変動範囲（249℃）を監
2
維持
視可能。
交流電源
残 留 熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去
区分Ⅰ,Ⅱ
Ss 機能
系熱交換器出口温度の変動範囲（249℃）を監
2
計測用
維持
視可能。
交流電源
「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
残 留 熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去系海水系ポンプの最大流量（493L／S）を監視可能。
緊 急 用 海 水系 の 運転 時 にお ける ， 緊 急 用海 水系 流 量 （ 残留 熱 除去 系 熱交 換器 ） の 最 大流 量
（660m ３ ／h）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の最大流量（40m ３ ／h）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

1

S

1

Ss 機能
維持

1

Ss 機能
維持

区分Ⅰ
計測用
交流電源
区分Ⅱ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

熱電対

1

⑫

熱電対

1

⑬

差圧式流量
検出器

⑭

差圧式流量
検出器

⑭
1

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA 燃料域）

＊1

原子炉圧力

＊1

原子炉圧力（SA）＊1

ドライウェル雰囲気温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル圧力＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1.15-4444

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲

設計基準

サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位

0〜20m⑭水源の確保高圧代替注水系系統流量＊2

代替循環冷却系原子炉注水流量＊2

原子炉隔離時冷却系系統流量＊2

高圧炉心スプレイ系系統流量＊2

残留熱除去系系統流量＊2

低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出
圧力

＊2
＊2

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出
圧力＊2

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力＊2

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力−＊6把握能力（計測範囲の考え方）

個数

耐震性

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
緊急用
代 替 淡 水 貯 槽 の 底 部 よ り 上 の水 位 計 検 出 点
Ss 機能
直流電源
からポンプテストライン配管下端（0〜19m） 1
維持を監視可能。
＊22

検出器の
種類

差圧式水位
検出器

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

1⑮「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

0〜10MPa［gage］−＊6

高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 6.90MPa［gage］）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

0〜10MPa［gage］

5.98MPa[gage]

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（5.98MPa［gage］）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

0〜10MPa［gage］

7.24MPa[gage]

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（7.24MPa［gage］）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

＊2

0〜5MPa［gage］−＊6

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 3.45MPa［gage］）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊2

0〜4MPa［gage］

2.30MPa[gage]

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 2.30MPa［gage］）を監視可能。

3

Ss 機能
維持

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力＊20〜4MPa［gage］

2.53MPa[gage]

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（2.53MPa［gage］）を監視可能。

1

Ss 機能
維持

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力＊20〜5MPa［gage］−＊6

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（3.50MPa［gage］）を監視可能。

2

Ss 機能
維持

低圧代替注水系原子炉注水流量 ＊2
低圧代替注水系格納容器スプレイ ＊2
流量低圧代替注水系格納容器下部注水 ＊2
流量

電源

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊23

弾性圧力
検出器
弾性圧力
検出器

⑯

1

⑱

弾性圧力
検出器

⑲

弾性圧力
検出器

⑰

弾性圧力
検出器

⑳

弾性圧力
検出器

1

弾性圧力
検出器

「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

1.15-4545

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9／10）⑮原子炉建屋内の水素濃度

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）−＊6

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 水 素と 酸 素 の 可 燃
限界（水素濃度：4vol％）を監視可能。

0〜10vol％
原子炉建屋水素濃度
0〜20vol％
静的触媒式水素再結合器動作監視 ＊2装置⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（SA）
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)
ドライウェル圧力＊2

サプレッション・チェンバ圧力

＊2

＊2
＊2

0〜300℃−＊6

0〜25vol％

4.4vol％以下

個数
23

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 静 的触 媒 式 水 素 再4結合器の最高使用温度（300℃）を監視可能。 ＊18
重 大 事 故 等 時 に お い て ， 格 納容 器 内 の 水 素
燃 焼 の 可 能 性 を 把 握 す る 上 で， 酸 素 濃 度 の可燃限界（5vol％）を監視可能。

1

耐震性

電源

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

緊急用
触媒式
−＊24
交流電源 水素検出器
緊急用
熱伝導式
−＊24
直流電源 水素検出器
緊急用
熱電対
2
直流電源
計器，サンプSs 機能 リング装置： 磁気力式
−＊24
緊急用
維持
酸素検出器
交流電源

54
○

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1.15-46

46

第 1.15-2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／10）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

計測範囲⑰使用済燃料プールの監視−4,300〜＋7,200mm＊19（EL.35,077〜
使用済燃料プール水位・温度（SA ＊1
46,577mm）
広域）
0〜120℃
使用済燃料プール温度（SA）＊1

使用済燃料プールエリア放射線 ＊1
モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール監視カメラ＊1

0〜120℃
10 − ２ 〜10 ５ Sv／h
10

−３

４

〜10 mSv／h−

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

重大事故等時に変動する可能性のある使用＋6,818mm済燃料プール上部から使用済燃料ラック下（EL.46,195mm） 端 （EL.35,097mm）まで の範囲に わたり 水位を監視可能。
重大事故等時に変動する可能性のある使用
66℃
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。
重大事故等時に変動する可能性のある使用
66℃
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。
−＊6

重大事故等時に変動する可能性がある放射線量率（3.0mSv／h 以下）を監視可能。

−＊6

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

個数

1
1
＊20
1
＊21
1
1

1

耐震性

電源

Ss 機能
維持

区分Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

検出器の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

ガイドパル
ス式水位 −＊24
検出器
測温
抵抗体

1

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源

熱電対

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源

イオン
チェンバ

−＊24

赤外線
カメラ

−＊24

カメラ：緊急Ss 機能 用直流電源
維持 空冷装置：緊
急用交流電源＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，＊2：重要代替監視パラメータ＊3：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
＊4：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm），＊5：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊6：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
＊7：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用，＊8：可搬型設備による対応時に使用，＊9：狭帯域流量＊10：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器），＊11：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊12：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバー底部より 7,030mm），＊13：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊14：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊15：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊16：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv／h（経過時間とともに判断
値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊17：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊18：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置＊19：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊20：検出点 2 箇所，＊21：検出点 8 箇所
＊22：設置許可基準規則第 47 条，48 条及び 49 条で抽出された計装設備は設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることとしており，電源について
は，非常用所内電気設備と独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。詳細については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明
資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-10 に整理している。
＊23：設置許可基準規則第 51 条で抽出された計装設備は複数のパラメータとすることで多様性を有しており，低圧代替注水系格納容器下部注水流量及び格納容器下部水位に対して，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力及びドライウェル雰囲気温度はそれぞれ独立性を有する設計としている。電源については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-10 に整理している。
＊24：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素濃度監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(SA 広域)，監視カメラ）に対して常設代替交
流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

1.15-47

47

第 1.15-3 表【推定ケース】
ケース１
ケース２
ケース３
ケース４
ケース５
ケース６
ケース７
ケース８
ケース９
ケース１０
ケース１１

：
：
：
：
：
：
：
：
：
：
：

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／15）

同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定する。
水位を注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する。
流量を注水先又は注水源の水位変化を監視することにより推定する。
除熱状態を温度，圧力等の傾向監視により推定する。
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する。
圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定する。
ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から格納容器内の水位を推定する。
未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定する。
あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定する。
装置の作動状況（差温度）により水素濃度を推定する。
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へいが確保されていることを推定する。

なお，代替パラメータによ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。
分類

主要パラメータ
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の温度

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル

代替パラメータ ＊1

ケース１②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース６

③残留熱除去系熱交換器入口温度

ケース１①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位から原子 炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 にあ る と 想 定 す る こ と で ,原 子 炉圧 力 よ り 飽 和
温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また,スクラム後，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの経過時間
より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-48

48

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ
原子炉圧力

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／15）

代替パラメータ ＊1

原子炉圧力容器内の圧力

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）

ケース１③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度

ケース６①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力（SA）により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と 想定 す る こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力（SA）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力ケース１③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度

ケース６①原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と 想定 す る こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-49

49

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース１

③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量

ケース２①原子炉水位（広帯域・燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域・燃料域）の監視が不可能となった場合には,原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）により推定する。
③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より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。

①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）

ケース１②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量

ケース２

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
①原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域）により推定する。
②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より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域・燃料域）を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-50

50

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／15）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法

高圧代替注水系系統流量①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

① 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合 には ,水 源 で あ る サ
プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

低圧代替注水系原子炉注水流量

原子炉圧力容器への注水量（１／２）

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①代替淡水貯槽水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

① 低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た場 合 に は ,水 源 である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。
① 代 替 循 環 冷 却 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た場 合 に は ,水 源 であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。
①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。
①高圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-51

51

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ

原子炉圧力容器への注水量（２／２）

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉格納容器への注水量

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 ス プレ
イ流量

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル

ケース１②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

①残留熱除去系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）②残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプ
レッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
③注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース３

①代替淡水貯槽水位②サプレッション・プール水位

ケース３

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
①低圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。
①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化により低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 下 部注水流量

①代替淡水貯槽水位②格納容器下部水位

ケース３①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-52

52

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ
ドライウェル雰囲気温度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル

ケース１②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力

ケース６①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
② ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合 には ,飽 和 温 度 ／ 圧
力の関係を利用してドライウ ェル圧力によりドライウェル 雰囲気温度を推定する。
③サプレッション・チェンバ圧力により，上記①と同様にドライウェル雰囲
気温度を推定する。

①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水温度

ケース１③サプレッション・チェンバ圧力ケース６①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ケース１③サプレッション・チェンバ圧力ケース６①主要パラメータの他チャンネル

ケース１

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉格納容器内の温度

サ プ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 雰囲
気温度

①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。
② サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ雰 囲 気 温 度 の 監 視 が 不 可 能 とな っ た 場 合 に は ,サプレッション・プール水温 度によりサプレッション・チ ェンバ雰囲気温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・チェンバ雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

サプレッション・プール水温度①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェンバ雰囲気温 度によりサプレッション・プ ール水温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器下部水温①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-53

53

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ
ドライウェル圧力

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／15）

代替パラメータ ＊1

原子炉格納容器内の圧力

推定ケース

代替パラメータ推定方法①サプレッション・チェンバ圧力

ケース１②ドライウェル雰囲気温度

ケース６③［ドライウェル圧力］＊2

ケース１①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チ
ェンバ圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウ
ェル圧力を推定する。
③監視可能であればドライウェル圧力（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェ
ンバ圧力を優先する。

サプレッション・チェンバ圧力①ドライウェル圧力

ケース１②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

ケース６③［サプレッション・チェンバ圧力］＊2

ケース１①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合には，ドライ
ウェル圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲気温度及びサプレッション・プール水温度によりサプレッション・チェンバ圧力を推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ圧力（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるドライウェル圧力を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-54

54

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法

サプレッション・プール水位①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量②代替淡水貯槽水位

ケース２③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力ケース７④［サプレッション・プール水位］＊2

ケース１①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には,低圧代替注
水系格納容器スプレイ流量の注水量により,サプレッション・プール水位を推定する。
②水源である代替淡水貯槽水位の変化により,サプレッション・プール水位を推定する。
（上記①，②の推定方法は，注水流量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移行する場合を想定しており，サプ
レッション・プール水位の計測目的（ウェットウェルベントの操作可否判断（ベントライン高さ−1.64m：＋6.5m）を把握すること）から考えると保守的な評価となることから問題ない。）③ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧によりサプレッ
ション・プール水位を推定する。
④監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。

①主要パラメータの他チャンネル

ケース１②低圧代替注水系格納容器下部注水流量

ケース２③代替淡水貯槽水位

ケース２

原子炉格納容器内の水位

主要パラメータ

推定は，注水先に近い低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を優先する。
格納容器下部水位①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合には，低圧代替注水系格納容器下部注水流量の注水量により,格納容器下部水位を推定する。
③水源である代替淡水貯槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の水素濃度①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力ケース９②［格納容器内水素濃度］＊2

ケース１①格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用計器）により，水素濃度を推定する。
推定は，重要代替計器を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-55

55

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／15）

原子炉格納容器内の放射線量率

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

ケース１①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

ケース１①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

起動領域計装①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装

ケース１③［制御棒操作監視系］＊2

ケース８

未臨界の維持又は確認①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域計装の監視が不可能となった場合には,平均出力領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

平均出力領域計装①主要パラメータの他チャンネル②起動領域計装ケース１③［制御棒操作監視系］＊2

ケース８①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域計装の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

［制御棒操作監視系］①起動領域計装②平均出力領域計装

ケース８①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
②平均出力領域計装により推定する。
推定は，低出力領域を監視する起動領域計装を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-56

56

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／15）

最終ヒートシンクの確保（１／２）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度①主要パラメータ（フィルタ装置水位，
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネル

ケース１②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力ケース４①主要パラメータのうち，フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の1チャンネルが故障した場合
は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィル
タ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
②なお，フィルタ装置圧力の監視が不可能となった場合には,フィルタ容器内は飽和状態であるため，スクラビング水温度からフィルタ装置圧力を推定する。
②フィルタ装置スクラビング水温度の監視が不可能となった場合には,優先して予備側検出素子により計測する。予備側の監視が不可能な場合には，フィルタ容器内は飽和状態であるため，フィルタ装置圧力からスクラビン
グ水温度を推定する。
推定は，主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネルを優先する。

＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力

ケース４＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量①主要パラメータ（サプレッション・プ
ール水温度）の他チャンネル

ケース１②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ケース４①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタの監視が不可能となった場合には,ドライウェル雰囲気温度,サプレッショ
ン・チェンバ雰囲気温度,ドライウェル圧力,サプレッション・チェンバ圧
力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。
①主要パラメータのうち，サプレッション・プール水温度の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・プール水温度，代替循環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量，代替循環
冷却系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，ドライウ
ェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度により最終ヒート
シンクが確保されていることを推定する。
推定は，主要パラメータ（サプレッション・プール水温度）の他チャンネルを優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-57

57

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／15）

最終ヒートシンクの確保（２／２）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法＜残留熱除去系＞
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
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）①主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出
口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャン
ネル

ケース１

②原子炉圧力容器温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

ケース４①主要パラメータのうち，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系
系統流量，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）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容
器温度，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを確認する。
推定は，主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネルを優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-58

58

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））の他チャンネル

ケース１②ドライウェル雰囲気温度②ドライウェル圧力②［エリア放射線モニタ］＊2

ケース５①主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），原子
炉圧力，原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，ドライウェ
ル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））の他チャンネルを優先する。

格納容器バイパスの監視

ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力［エリア放射線モニタ］①主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネル

ケース１②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②［エリア放射線モニタ］＊2

ケース５①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力ケース５①主要パラメータのうち，ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），エリア放射線モニタ（有効監視パラメー
タ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネルを優先する。

①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧
力により格納容器バイパスの発生を推定する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-59

59

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／15）

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法

サプレッション・プール水位①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

ケース２①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には，サプレッ
ション・プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系の流量から各系統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プールの水位が確保されていることを推定する。
②サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循
環冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，
残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。
③監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。

③［サプレッション・プール水位］＊2

ケース１

推定は，サプレッション・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力ケース２①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合には，代替淡水貯槽水位を水源とする常設低圧代替注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替
淡水貯槽水位を推定する。
②常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定する。

水源の確保

主要パラメータ

代替淡水貯槽水位

推定は，代替淡水貯槽を水源とするポンプの注水量を優先する。
＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-60

60

第 1.15-3 表
分類

主要パラメータ

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／15）
推定ケース

代替パラメータ推定方法①主要パラメータの他チャンネル

代替パラメータ ＊1

ケース１②静的触媒式水素再結合器動作監視装置

ケース１０①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合には，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入ロ／出ロの差温度から水素濃度を推定）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内酸素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力ケース９②［格納容器内酸素濃度］＊2

ケース１①格納容器内酸素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内酸素濃度（常用計器）により，酸素濃度を推定する。
推定は，重要代替計器を優先する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-6161

第 1.15-3 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／15）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

推定ケース

代替パラメータ推定方法

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）①使用済燃料プール温度（SA）①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）②使用済燃料プール監視カメラ

ケース１１①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール温度（SA）により使用済燃料プールの温度を推定する。
また，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）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
②使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（SA）を，水位の場合は使用済燃料プールを直接監視する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）を優先する。

使用済燃料プール温度（SA）

使用済燃料プールの監視①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１②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）②使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール温度（SA）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）により温度を推定する。
②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）及び使用済
燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，同じ仕様である使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）を優先する。

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）①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１②使用済燃料プール温度（SA）②使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プールエリア放射線モニタの監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）にて水位を計測した後，水位と放射線量率の関係から放射線量を推定する。
②使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プール水位・温度（SA広域）を優先する。

使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１①使用済燃料プール温度（SA）①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）①使用済燃料プール監視カメラの監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料
プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プー
ルの状態を推定する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-6262

第 1.15-4 表
分類
電源関係

補助パラメータ（1／3）

補助パラメータ

補助パラメータの分類理由
東海原子力線 1L,2L の受電状態を確認するパラメ

275kV 東海原子力線 1L,2L 電圧ータ

154kV 原子力 1 号線電圧

原子力 1 号線の受電状態を確認するパラメータ

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧＊1
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧＊1

非常用Ｍ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

Ｍ／Ｃ ２Ｅ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧＊1

非常用Ｐ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧＊1
緊急用Ｍ／Ｃ電圧＊1

緊急用Ｍ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

緊急用Ｐ／Ｃ電圧＊1

緊急用Ｐ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

直流 125V 主母線盤Ａ電圧＊1
直流 125V 主母線盤Ｂ電圧＊1
直流 125V 充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧

直流電源の受電状態を確認するパラメータ

直流±24V 充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧＊1
緊急用直流 125V 充電器蓄電池電圧
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ電圧
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ周波数

非常用ディーゼル発電機の運転状態を確認するパＤ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ海水系入口圧力

ラメータ

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系入口圧力
常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数
常設代替高圧電源装置エンジン回転数
常設代替高圧電源装置潤滑油入口温度
常設代替高圧電源装置潤滑油入口圧力代替電源設備の運転状態を確認するパラメータ

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数
可搬型整流器電圧
常設代替高圧電源装置燃料タンクレベル
燃料の確保状態を確認するパラメータ

可搬型設備用軽油タンク油面
各機器油タンクレベル＊1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。

1.15-63

63

第 1.15-4 表
分類
補機関係

補助パラメータ（2／3）

補助パラメータ

補助パラメータの分類理由

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入系の運転状態を確認するパラメータ

ほう酸水注入ポンプ吐出圧力＊1
ほう酸水注入系系統圧力高圧代替注水系タービン入口圧力常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

高圧代替注水系の運転状態を確認するパラメータ

高圧代替注水系タービン排気圧力
低圧代替注水系流量（格納容器頂部）
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）

低圧代替注水系の運転状態を確認するパラメータ

非常用ガス処理系出口放射線モニタ

耐圧強化ベント系による運転状態を確認するパラ

計器用空気系系統圧力メータ

緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交
緊急用海水系の運転状態を確認するパラメータ

換器）
代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度
その他

制御棒駆動水圧系駆動水ヘッダ差圧制御棒駆動系の運転状態を確認するパラメータ

制御棒駆動水圧系系統流量
制御棒駆動系冷却水ライン流量

原子炉の水位を確認するパラメータ

原子炉水位（狭帯域）
高圧窒素ガス供給系供給圧力＊1
窒素ガスボンベ出口圧力＊1

逃がし安全弁の作動状態を確認するパラメータ

代替逃がし安全弁駆動装置窒素ガスボンベ出
口圧力＊1
主蒸気流量

原子炉冷却材の漏えいを確認するパラメータ

給水流量
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水器真空度

給復水系の運転状態を確認するパラメータ

タービン駆動給水ポンプ吐出圧力
電動駆動給水ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

消火系の運転状態を確認するパラメータ

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補給水系の運転状態を確認するパラメータ

純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力＊1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。

1.15-64

64

第 1.15-4 表
分類
その他

補助パラメータ（3／3）

補助パラメータ

補助パラメータの分類理由

二次隔離弁操作室差圧

二次隔離弁操作室の陽圧化を確認するパラメータ

空気ボンベユニット空気供給流量
薬液タンク圧力

サプレション・プール水ｐＨ制御設備の状態を確

薬液タンク水位認するパラメータ

制御棒位置指示

溶融炉心の徴候を検知するパラメータ

可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度

可燃性ガス濃度制御系の運転状態を確認するパラ

可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度

メータ

可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度
非常用ガス再循環系空気流量

原子炉建屋ガス処理系の運転状態を確認するパラ

非常用ガス処理系空気流量

メータ

使用済燃料プール温度
スキマサージタンク水位
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニ
使用済燃料プールの状態を確認するパラメータタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉補機冷却系の運転状態を確認するパラメー
タ
原子炉建屋周辺の放射線量率を確認するパラメー

モニタリング・ポスト

タ

高所淡水池
北側淡水池
復水貯蔵タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位

代替淡水源の確保状態を確認するパラメータ

純水貯蔵タンク水位
多目的タンク水位
原水タンク水位＊1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。

1.15-65

65

第 1.15-5 表

重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ（自主対策設備）の監視・記録について（1／5）

分類

可搬型計測器での対応
計測
要否理由
可否 要否

パラメータ
原子炉圧力容器温度

可

原子炉圧力

＊2

原子炉圧力（SA）＊2

原子炉水位（広帯域）
原子炉圧力容器原子炉水位（燃料域）
内の温度

要

−

記録
記録先

備考

SPDS

−

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

＊2＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

残留熱除去系熱交換器入＊2
口温度

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと
同じ。

原子炉圧力

＊1

可

要

−

SPDS

−

原子炉圧力（SA）

＊1

可

要

−

SPDS

−

原子炉水位（広帯域）＊2

原子炉圧力容器 原子炉水位（燃料域）
内の圧力
原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

原子炉圧力容器温度＊2

原子炉水位（広帯域）

＊1

可

要

−

SPDS

−

原子炉水位（燃料域）

＊1

可

要

−

SPDS

−

原子炉水位（SA 広帯域）

＊1

可

要

−

SPDS

−

原子炉水位（SA 燃料域）

＊1

可

要

−

SPDS

−

高圧代替注水系系統流量＊1

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

＊2

最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと同じ。

低圧代替注水系原子炉注水＊2
原子炉圧力容器 流量
代替循環冷却系原子炉注水
内の水位
＊2
流量
原子炉隔離時冷却系系統流＊2量
高圧炉心スプレイ系系統流＊2量
残留熱除去系系統流量

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

＊2

低圧炉心スプレイ系系統流＊2量
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
原子炉圧力容器 量
へ の 注 水 量 高圧炉心スプレイ系系統流
量
（1/2）

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

残留熱除去系系統流量

可

要

−

SPDS

−

低圧炉心スプレイ系系統流
量

可

要

−

SPDS

−

残留熱除去系系統流量

可

要

−

SPDS

−

低圧炉心スプレイ系系統流
量

可

要

−

SPDS

−

＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，＊2：重要代替監視パラメータ［ ］：有効監視パラメータ

1.15-66

66

第 1.15-5 表

分類重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ（自主対策設備）の監視・記録について（2／5）
可搬型計測器での対応
計測
要否理由
可否 要否

パラメータ
サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

＊2

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

原子炉格納容器
代替淡水貯槽水位＊2への注水量
サプレッション・プール水＊2
位

水源の確保を監視するパラメータと同じ。
原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

＊2

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ＊1
雰囲気温度
サプレッション・プール水＊1
原子炉格納容器 温度
内の温度
格納容器下部水温

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

＊2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ＊2
圧力ドライウェル圧力

備考

水源の確保を監視するパラメータと同じ。

＊2

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器
下部注水流量

ドライウェル圧力

記録先原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。
＊2

原子炉圧力容器 原子炉水位（広帯域）
へ の 注 水 量
原子炉水位（燃料域）（2/2）
原子炉水位（SA 広帯域）

格納容器下部水位

記録

＊1

可

要

−

SPDS

−

サプレッション・チェンバ
＊1
圧力

可

要

−

SPDS

−

ドライウェル雰囲気温度＊2

サプレッション・チェンバ＊2
原子炉格納容器
雰囲気温度
内の圧力
サプレッション・プール水＊2
温度［ドライウェル圧力］［サプレッション・チェン
バ圧力］
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

−

否

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

低圧代替注水系格納容器＊2
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器＊2
原子炉格納容器 下部注水流量内の水位
代替淡水貯槽水位＊2
ドライウェル圧力

プロセス計算機
記録計
プロセス計算機
可搬型計測器での計測対象外。
記録計

否

可搬型計測器での計測対象外。

−−

原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータと同じ。
水源の確保を監視するパラメータと同じ。

＊2

サプレッション・チェンバ＊2
圧力［サプレッション・プール
水位］

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。
否＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，［ ］：有効監視パラメータ−

可搬型計測器での計測対象外。

プロセス計算機
記録計−＊2：重要代替監視パラメータ

1.15-67

67

第 1.15-5 表

重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ（自主対策設備）の監視・記録について（3／5）
可搬型計測器での対応

分類

パラメータ

計測

要否理由

記録先

備考

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可
能。

SPDS

−

可否 要否

格納容器内水素濃度（SA） ＊1

否

格納容器雰囲気放射線モ＊2ニタ（D/W）
原子炉格納容器 格納容器雰囲気放射線モ＊2内の水素濃度ニタ（S/C）
ドライウェル圧力−

記録

原子炉格納容器内の放射線量率を監視するパラメータと同じ。

＊2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ＊2
圧力［格納容器内水素濃度］

否−

可搬型計測器での計測対象外。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

プロセス計算機
記録計

−

SPDS

−

SPDS

−
−

格納容器雰囲気放射線モ＊1ニタ（D/W）

否−

格納容器雰囲気放射線モ＊1ニタ（S/C）

否

−

＊1

否

−

可搬型計測器での計測対象外。

SPDS

＊1

否

−

可搬型計測器での計測対象外。

SPDS

否

−

可搬型計測器での計測対象外。 プロセス計算機

フィルタ装置水位

可

要

−

SPDS

−

フィルタ装置圧力

可

要

−

SPDS

−

フィルタ装置スクラビン
グ水温度

可

要

−

SPDS

−

SPDS

−

SPDS

−

SPDS

−

原子炉格納容器
内の放射線量率

起動領域計装未臨界の維持又
平均出力領域計装は確認［制御棒操作監視系］

フィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レン
ジ）

否

−

フィルタ装置入口水素濃
度

否

−

否

−

耐圧強化ベント系放射線
最終ヒートシン モニタ
クの確保（1/2）
サプレッション・プール水＊1
温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器
スプレイ流量
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

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。
可

要

−

SPDS

−

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。
可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統
流量

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

−−

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。
可＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，

要

−

SPDS

−

＊2：重要代替監視パラメータ［ ］：有効監視パラメータ

1.15-68

68

第 1.15-5 表

分類重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ（自主対策設備）の監視・記録について（4／5）
可搬型計測器での対応
計測
要否理由
可否 要否

パラメータ
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）

記録先

備考

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

ドライウェル雰囲気温度 ＊2
最終ヒートシン サプレッション・チェンバ＊2クの確保（2/2） 雰囲気温度
ドライウェル圧力

記録

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

＊2

サプレッション・チェンバ＊2
圧力原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力容器温度＊2

原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（広帯域）＊1

原子炉水位（燃料域）＊1

原子炉水位（SA 広帯域）

＊1

原子炉水位（SA 燃料域）
格納容器バイパ
原子炉圧力
スの監視
原子炉圧力（SA）＊1＊1

ドライウェル雰囲気温度＊1

ドライウェル圧力＊1

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

＊1［エリア放射線モニタ］

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。
否

サプレッション・プール水位
可残留熱除去系系統流量

記録計

−

要

−

SPDS

−

＊2

代替循環冷却系原子炉注＊2
水流量
原子炉隔離時冷却系系統＊2
流量
高圧炉心スプレイ系系統
＊2
流量
水源の確保
（1/2）

可搬型計測器での計測対象外

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

代替淡水貯槽水位
高圧代替注水系系統流量−

原子炉圧力容器への注水量及び原子炉格納容器への注水量を監視する
パラメータと同じ。

＊2

低圧炉心スプレイ系系統＊2流量
常設高圧代替注水系ポン＊2
プ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐＊2
出圧力
原子炉隔離時冷却系ポン＊2
プ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポン＊2
プ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出＊2
圧力低圧炉心スプレイ系ポン
＊2
プ吐出圧力

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，［ ］：有効監視パラメータ＊2：重要代替監視パラメータ

1.15-69

69

第 1.15-5 表

分類

水源の確保
（2/2）

原子炉建屋内の水素濃度

重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ（自主対策設備）の監視・記録について（5／5）
可搬型計測器での対応
計測
要否理由
可否 要否

パラメータ
低圧代替注水系原子炉注＊2
水流量
低圧代替注水系格納容器＊2
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器＊2
下部注水流量
常設低圧代替注水系ポン＊2
プ吐出圧力［サプレッション・プール
水位］

記録
記録先

備考

原子炉圧力容器への注水量及び原子炉格納容器への注水量を監視する
パラメータと同じ。

可

要

−

SPDS

プロセス計算機
可搬型計測器での計測対象外。
記録計
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可SPDS能であるため，計器の使用が可
能。

−

否

−

原子炉建屋水素濃度否−

静的触媒式水素再結合器＊2
動作監視装置

可

−

SPDS

−

否

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可
能。

SPDS

−

格納容器内酸素濃度（SA）
格納容器雰囲気放射線モ＊2ニタ（D/W）
原子炉格納容器 格納容器雰囲気放射線モ＊2内の酸素濃度ニタ（S/C）
ドライウェル圧力−−−

原子炉格納容器内の放射線量率を監視するパラメータと同じ。

＊2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ＊2
圧力［格納容器内酸素濃度］
使用済燃料プール水位（SA＊1
広域）
使用済燃料プール温度（SA＊1
広域）
使用済燃料プール温度＊1
使用済燃料プー （SA）
ルの監視
使用済燃料プールエリア
放射線モニタ（高レンジ・ ＊1
低レンジ）
使用済燃料プール監視カ
＊1
メラ

−

可搬型計測器での計測対象外。

プロセス計算機
記録計

−

否

−

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可
能。

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

可

要

−

SPDS

−

否

−

SPDS

−

否

−

監視モニタ
表示端末

−

否

＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，［ ］：有効監視パラメータ

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

＊2：重要代替監視パラメータ

1.15-70

70

パラメータ監視不能②，③
凡例：AND 条件：OR 条件①
1 チャンネル
監視不能：フロントライン系の対応：サポート系の対応

他チャンネル
監視不能

フロントライン系
計測範囲を
超えた場合

計器電源喪失

計器故障※1
直流電源喪失※1：計器電源の構成は，計器タイプにより以下の３とおりがある
・直流電源
・交流電源
・直流電源と交流電源の両方※2※1
交流電源喪失サポート系

電源喪失(直流電源)

※3

※1

電源喪失
(交流電源)
※3

※2
⑦

対応手段
①：他チャンネルによる監視②：代替パラメータによる監視③：可搬型計測器による監視 ※4④：常設代替交流電源設備による交流電源復旧⑤：可搬型代替交流電源設備による交流電源復旧⑥：所内常設直流電源設備による直流電源復旧⑦：常設代替直流電源設備による直流電源復旧⑧：可搬型代替直流電源設備による直流電源復旧⑧

配電盤機能喪失
直流電源喪失交流電源喪失

※2

※3

④

⑤
P/C 機能喪失

M/C 機能喪失⑥
蓄電池機能喪失

交流電源
喪失※4：可搬型計測器で計測可能な計器については，
第 1.15-2 表参照

充電器故障

D/G 機能
喪失

外部電源
喪失

※3

第 1.15-1 図 機能喪失原因対策分析

1.15-71

71

発電用原子炉施設等の状態を監視する※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1〜1.15（設置許可基準規則第 44〜58 条）の手順着手の判断基準及び当該重大事故等に対処するた
めに各技術的能力等に用いられるパラメータか ※１

操作手順に用いられるパラメータ。
ＮＯ・有効性評価の監視項目に係るパラメータ
・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備

ＹＥＳ
対象外

（ランプ表示灯等）についてはパラメータとしては抽出しない。

※３

抽出パラメータ※２ 重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）
もしくは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。

炉心損傷防止対策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
パラメータか※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置
ＮＯ

許可基準規則第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）にて，適合性を整理する。
※４ 代替パラメータ：主要パラメータの推定に必要なパラメータ

ＹＥＳ

補助パラメータ ※５

パラメータの選定※５ 重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大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発電用原

主要パラメータ

事故等対処設備とする。

子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるかＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

ＹＥＳ

ＮＯ

当該パラメータの代替パラメータを計測する計器があるか

ＹＥＳ

代替パラメータ※４
当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計器で確認できる代替パラメータがあるかＮＯ

代替パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

ＮＯ

ＹＥＳ
ＹＥＳ

代替パラメータ※４

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

代替パラメータ

主要パラメータ

重要監視パラメータ ※２

重要代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

有効監視パラメータ

重要代替監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

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

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設備の計器でのみ計測されるパラメータ

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事

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

計器は耐震性，耐環境性のあるものか

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

ＮＯ

計器の選定

ＹＥＳ

ＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータを計測する計器は常用計器
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は常用代替計器

主要パラメータを計測する計器は重要計器・計測が困難になった場合は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測する計器の優先順位を整備する。
・計器電源喪失時は可搬型計測器により可能な限り監視を行う。
・パラメータの記録を行う。

・必要なパラメータの記録を行う。

第 1.15-2 図

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＹＥＳ

主要パラメータの代替パラメータを計測する
計器は重要代替計器
・主要パラメータを計測する計器の計測が困難となった場合
は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測す
る計器の優先順位を整備する。
・パラメータの記録を行う。

仕様変更等の実施
・主要パラメータを計測する計器は重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器へ変更

重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー
1.15-7272

①高圧代替注水系系統流量※②低圧代替注水系原子炉注水流量※③代替循環冷却系原子炉注水流量※④原子炉隔離時冷却系系統流量※⑤高圧炉心スプレイ系系統流量※⑥残留熱除去系系統流量※⑦低圧炉心スプレイ系系統流量※⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量※⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量※⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度※⑫残留熱除去系熱交換器入口温度※⑬残留熱除去系熱交換器出口温度※⑭残留熱除去系海水系系統流量※⑮代替淡水貯槽水位※⑯常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力※⑰代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※⑱原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※⑲高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※⑳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※
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）※

原子炉建屋(R/B)

静的触媒式
水素再結合器(PAR)
原子炉格納容器

使用済燃料プール

⑧

⑧
圧力開放板

⑩
②
③

⑨

ドライウェル

ペデスタル

⑰

②
⑭

※1

⑭

※2

⑥

代替循環
⑫
冷却系
ポンプ ⑬

⑦

緊急用
海水ポンプ

※1

⑫
⑳

海へ

④
①

⑬

⑳

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

⑥
海へ

⑳

低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱
除去系
補機へ

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

サプレッション
・チェンバ

⑪ ⑥

原子炉建屋
付属棟

耐圧強化
ベント系

原子炉
圧力容器

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系
海水系ポンプ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）※
使用済燃料プール温度（SA）※
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）※2

残留熱除去系ポンプＣ⑲⑱
原子炉隔離時冷却系ポンプ⑤

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑯
常設高圧代替注水系ポンプ

海⑮
常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）※：直流電源喪失時に可搬型計測器で計測するパラメータ

第 1.15-3 図

計器の概略系統図（1／3）
1.15-7373

38 原子炉圧力容器温度※１○39 原子炉圧力※１○40 原子炉圧力（SA）※１○
41 原子炉水位（広帯域）※１○
42 原子炉水位（燃料域）※１○
43 原子炉水位（SA 広帯域）※１○
44 原子炉水位（SA 燃料域）※１○
45 ドライウェル雰囲気温度※１○
46 サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１○
47 サプレッション・プール水温度※１○
48 格納容器下部水温○

原子炉格納容器原子炉圧力容器

45

45

38

49 ドライウェル圧力※１○
50 サプレッション・チェンバ圧力※１○
51 サプレッション・プール水位※１○52 格納容器下部水位※１○
53 格納容器内水素濃度（SA）○
54 格納容器内酸素濃度（SA）○
55 格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)○
57 起動領域計装○
58 平均出力領域計装
○

40 40

49
39

39

41 43

41
38
45

42

45

42 44

57 58

満水管理水位計55

55
38

ドライウェル
(D/W)

38

45

45
52
48

46
50

45
52
52
48

54
45

52
52
46
52 格納容器下部水位○

サプレッション・
チェンバ(S/C)
56

51

52 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
52 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
52 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
48 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
48 格納容器下部水温（0m，5 個）○

53（2.75m，2 個）

貫通孔（内径約 15cm）

52 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

56
47
47
47

※２：ペデスタル内の計器設置図※１：直流電源喪失時に可搬型計測器で計測するパラメータ※２：ペデスタル内計器の詳細位置を上図に示す。

第 1.15-3 図

計器の概略系統図（2／3）
1.15-74

74

62
○

60
○

61
○

59
○

59 データ伝送装置○
60 データ表示装置○
61 緊急時対策支援システム伝送装置○
62 SPDS データ表示装置○
63○

第 1.15-3 図

計器の概略系統図（3／3）
1.15-75

75

第 1.15-4 図

計器の電源構成図（直流）（1／3）

1.15-7676

第 1.15-4 図

計器の電源構成図（直流）（2／3）

1.15-77

77

第 1.15-4 図

計器の電源構成図（交流）（3／3）
1.15-78

78

10
手順の項目

20

30

経過時間（分）
40
50
44 分

要員（数）

60

70

80

90

備考

接続開始
54 分

接 続 完 了 ，計 測 開 始

移動
可搬型計測器によるパラメータ確認

重大事故等
対応要員

第 1.15-5 図

1 測 定 点 あ た り ， 10 分
（接続，計測のみ）

2

可搬型計測器による監視パラメータ計測 タイムチャート

1.15-7979

添付資料 1.15.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1 ／ 3）
技術的能力審査基準（1.15）

番

設置許可基準規則（58 条）

号

技術基準規則（73 条）

【本文】

【本文】

【本文】

発電用原子炉設置者において、重大発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、重 大 事 故 等 が発電用原子炉施設には、重大事故等が発

事故等が発生し、計測機器（非常用

発 生 し 、計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含

生 し 、 計 測 機 器 （ 非 常 用 の も の を 含 む 。）の も の を 含 む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重む 。） の 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故 等 にの故障により当該重大事故等に対処する

大事故等に対処するために監視する対処するために監視することが必要

ために監視することが必要なパラメータことが必要なパラメータを計測するなパラメータを計測することが困難（設置許可基準規則第十六条第三項第二となった場合において当該パラメー号に規定するパラメータをいう。以下同

該パラメータを推定するために有効タを推定するために有効な情報を把じ 。）を 計 測 す る こ と が 困 難 と な っ た 場 合

な情報を把握するために必要な手順

握できる設備を設けなければならなにおいて当該パラメータを推定するため等が適切に整備されているか、又はい。

に有効な情報を把握できる設備を施設しことが困難となった場合において当①

整備される方針が適切に示されてい番
号⑦

なければならない。

ること。
【解釈】

【解釈】

【解釈】

1

1

1

「当該重大事故等に対処するため

第５８条に規定する「当該重大事

第 ７ ３ 条 に 規 定 す る「 当 該 重 大 事 故 等に監視することが必要なパラメータ

故等に対処するために監視することに対処するために監視することが必要なを計測することが困難となった場合が必要なパラメータを計測すること

パラメータを計測することが困難となっにおいても当該パラメータを推定すが困難となった場合において当該パた場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するためラメータを推定するために有効な情るために有効な情報を把握できる設備」に必要な手順等」とは、以下に掲げ

報 を 把 握 で き る 設 備 」と は 、以 下 に 掲とは、以下に掲げる措置又はこれらと同る措置又はこれらと同等以上の効果

げる措置又はこれらと同等以上の効

等以上の効果を有する措置を行うための果を有する措置を行うための設備を設 備 を い う 。な お 、「 当 該 重 大 事 故 等 に 対

い う 。 な お 、「 当 該 重 大 事 故 等 に 対 処

い う 。 な お 、「 当 該 重 大 事 故 等 に 対 処処するために監視することが必要なパラするために監視することが必要なパするために監視することが必要なパメータ」とは、事業者が検討すべき炉心ラメータ」とは、事業者が検討すべ

ラ メ ー タ 」と は 、事 業 者 が 検 討 す べ き

損傷防止対策及び格納容器破損防止対策

き炉心損傷防止対策及び格納容器破炉心損傷防止対策及び格納容器破損等を成功させるために把握することが必

損防止対策を成功させるために把握防止対策等を成功させるために把握

要な発電用原子炉施設の状態を意味すすることが必要な発電用原子炉施設

することが必要な発電用原子炉施設る。

の状態を意味する。

の状態を意味する。

ａ ) 設計基準を超える状態におけａ ) 設計基準を超える状態における

ａ ) 設計基準を超える状態における発る発電用原子炉施設の状態の把握能

発電用原子炉施設の状態の把握能力

電用原子炉施設の状態の把握能力を明確を 明 確 に す る こ と 。（ 最 高 計 測 可 能 温に す る こ と 。（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）を有する措置を行うための手順等を

力 を 明 確 化 す る こ と 。（ 最 高 計 測 可 能

−

②

温度等）

度等）

ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把握ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把握能

握能力（最高計測可能温度等）を超能 力（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）を 超 え た力（最高計測可能温度等）を超えた場合

えた場合の発電用原子炉施設の状態場合の発電用原子炉施設の状態の推の発電用原子炉施設の状態の推定手段をを推定すること。

定手段を整備すること。

整備すること。

ⅰ ) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 、圧 力ⅰ ) 原子炉圧力容器内の温度、圧力ⅰ ) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 、圧 力 及 び

及び水位が推定できる手段を整備す

水位が推定できる手段を整備すること。

ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格ること。

ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格納容

納容器への注水量を推定すること。

ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格納器への注水量が推定できる手段を整備す

容器への注水量が推定できる手段をること。

及び水位を推定すること。

③

−

⑧

⑨

整備すること。
ⅲ ) 推定するために必要なパラメⅲ ) 推定するために必要なパラメーⅲ ) 推定するために必要なパラメータータについて、複数のパラメータのタ は 、複 数 の パ ラ メ ー タ の 中 か ら 確 かは、複数のパラメータの中から確からしら し さ を 考 慮 し 、優 先 順 位 を 定 め て お

さ を 考 慮 し 、優 先 順 位 を 定 め て お く こ と 。

中から確からしさを考慮し、優先順④位を定めておくこと。

くこと。

ｃ ) 原子炉格納容器内の温度、圧ｃ ) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 、圧 力 、ｃ ) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 、圧 力 、水力、水位、水素濃度及び放射線量率

水 位 、水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 な ど 想位、水素濃度及び放射線量率など想定さ定される重大事故等の対応に必要とれる重大事故等の対応に必要となるパラ必要となるパラメータが計測又は監なるパラメータが計測又は監視及びメータが計測又は監視及び記録ができる

視及び記録ができること。

記録ができること。

こと。

など想定される重大事故等の対応に

⑤

⑩

⑪

ｄ ) 直 流 電 源 喪 失 時 に 、特 に 重 要 なパラメータを計測又は監視を行う手
順等（テスター又は換算表等）を整⑥

備すること。

1.15-80

80

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2 ／ 3）
：重大 事故 等対処設備
重大事故等対処設備

手段

自主対策設備

可搬型計測器による計測
蓄電池からの給電代替電源（交流）からの給電代替電源（直流）
からの給電

解釈
対応番号

主要パラメータの他チャンネルの重要計器

既設
新設

①
②
⑦
⑧

重要代替計器

既設
新設

①
②
③
④
⑦
⑧
⑨
⑩

可搬型計測器

新設

①
⑥
⑦

−

−

所内常設直流電源設備

既設

①
⑥
⑦

−

−

①
⑥
⑦

−

−

−

−

常設代替直流電源設備

新設

常設代替交流電源設備

新設

新設

可搬型代替直流電源設備

新設

①
⑥
⑦

新設

①
⑤
⑦
⑪

安全パラメータ表示システム（ SPDS）（データ伝送装置，
緊急時対策支援システム伝送 装 置 ， SPDS デ ー タ 表 示 装
置）1.15-81

手段

パラメータ記録パラメータ記録

可搬型代替交流電源設備

備考

代替パラメータによる推定

代替パラメータ
による推定

既設
新設

他チャンネルによる計測

他チャンネル
による計測

機器名称

機器名称

主要パラメータの他チャンネルの常用計器

常用代替計器

プロセス計算機

記録計81

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／3）
技術的能力審査基準（1.15）

適合方針

重大事故等が発生し、計測機器（非常用【要求事項】
発電用原子炉設置者において、重大事故等 のものを含む。）の故障により，当該重大が発生し、計測機器（非常用のものを含む。） 事 故 等 に 対 処 す る た め に 監 視 す る こ と がの 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故 等 に 対 処 す る た 必要なパラメータを計測することが困難
め に 監 視 す る こ と が 必 要 な パ ラ メ ー タ を 計 となった場合においても，炉心損傷防止対測 す る こ と が 困 難 と な っ た 場 合 に お い て 当 策及び格納容器破損防止対策等を成功さ
該 パ ラ メ ー タ を 推 定 す る た め に 有 効 な 情 報 せる手段として，当該パラメータを推定すを 把 握 す る た め に 必 要 な 手 順 等 が 適 切 に 整 るために有効な情報を把握するために必備されているか、又は整備される方針が適切 要な手順等を整備する。
に示されていること。
【解釈】
1 「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おいて当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果−を有する措置を行うための手順等をいう。
な お、「 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」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策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
施設の状態を意味する。
a)設 計 基 準 を 超 え る 状 態 に お け る 発 電 用 原
重要監視パラメータ及び重要代替監視
子 炉 施 設 の 状 態 の 把 握 能 力 を 明 確 化 す る パラメータは，設計基準を超える状態におこと。（最高計測可能温度等）
ける原子炉施設の状態を把握するための能力を明確にする。
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最原子炉施設の状態の把握能力を超えた
高計測可能温度等）を超えた場合の発電用 場合においても，原子炉施設の状態を推定
原子炉施設の状態を推定すること。
するための手段を整備する。また，推定すⅰ ）原 子炉 圧 力容 器 内 の 温度 、圧 力 及 び 水 る た め に 必 要 な パ ラ メ ー タ の 中 か ら 確 か
位を推定すること。
らしさを考慮し優先順位を整備する。
ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。
ⅲ ）推 定す る ため に 必 要 なパ ラメ ー タ に ついて 、 複数 のパ ラ メ ー タ の中 か ら 確 からしさ を 考慮 し、 優 先 順 位 を定 め て お くこと。
c)原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，
素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 な ど 想 定 さ れ る 重 水素濃度及び放射線量率など想定される
大 事 故 等 の 対 応 に 必 要 と な る パ ラ メ ー タ 重大事故等の対応に必要な重要監視パラが計測又は監視及び記録できること。
メータ及び重要代替監視パラメータを計
測又は監視及び記録できる手段を整備する。
d)直流電源喪失時に、特に重要なパラメータ
計器電源喪失時においても，重要監視パを計測又は監視を行う手順等（テスター又 ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ をは換算表等）を整備すること。
計測するための手段を整備する。

1.15-8282

添付資料 1.15.2
重大事故等の対処に必要なパラメータの選定
1.

選定の考え方
炉心損傷防止対策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監視する主要パラメータは，技術的能力に係る審査基準 1.1〜1.15（設置許可基準規則第 44〜58 条）の手順着手の判断基
準及び操作手順に用いられるパラメータ及び有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータより選定する。
選定した主要パラメータ（パラメータの分類：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は確認，最終ヒー
トシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の水素濃度，原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視）は，以下の通り分類する（図１参照）。
なお，重大事故等の対処に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を次の 2 項で選定する。また，全ての監視対象パラメータについては添付資料 1.15.3 で整理する。
重要監視パラメータ
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つ以上を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。
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。

1.15-83

83

有効監視パラメータ
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でのみ計測されるパラメータをいう。
補助パラメータ
抽出パラメータのうち，主要パラメータ以外の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いう。
なお,主要パラメータが重大事故等対処設備の計器で計測できず，かつその代替パラメータも重大事故等対処設備の計器で計測できない場合は，重大事故等時に原子炉施設の状況を把握するため，主要パラメータを計測する計器の１つを，重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。

1.15-84

84

発電用原子炉施設等の状態を監視する
パラメータ等※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1〜1.15（設置許可基準規則第 44〜58 条）の手順着手の判断基準及び操作手順に

当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられるパラメー
タか ※１

用いられるパラメータ。
ＮＯ・有効性評価の監視項目に係るパラメータ
・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示

ＹＥＳ灯等）についてはパラメータとしては抽出しない。

対象外 ※３

抽出パラメータ※２ 重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）もしくは有効
監視パラメータによる推定手段を整備する。

炉心損傷防止対策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か※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規ＮＯ

則第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）にて，適合性を整理する。
※４ 代替パラメータ：主要パラメータの推定に必要なパラメータ

ＹＥＳ

補助パラメータ ※５

パラメータの選定※５ 重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設

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発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ

主要パラメータ

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

備とする。

ＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

ＹＥＳ

ＮＯ

当該パラメータの代替パラメータを計測する計器があるか

ＹＥＳ

代替パラメータ※４
当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計器で確認できる代替パラメータがあるかＮＯ

代替パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

ＮＯ

ＹＥＳ
ＹＥＳ

代替パラメータ※４

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

重要監視パラメータ ※２

重要代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

有効監視パラメータ

重要代替監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なく

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

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設
備の計器でのみ計測されるパラメータ

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難と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

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

とも１つ以上有するパラメータ

計器は耐震性，
耐環境性のあるも
のか

ＮＯ

計器の選定

ＹＥＳ

ＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータを計測する計器は常用計器
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は常用代替計器

主要パラメータを計測する計器は重要計器・計測が困難になった場合は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測す
る計器の優先順位を整備する。
・計器電源喪失時は可搬型計測器により可能な限り監視を行う。
・パラメータの記録を行う。

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

・必要なパラメータの記録を行う。

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＹＥＳ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は重要代替計器・主要パラメータを計測する計器の計測が困難となった場合は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測する計器の優先順位を整備する。
・パラメータの記録を行う。

仕様変更等の実施
・主要パラメータを計測する計器は重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器へ変更

図 1 重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー
1.15-85

85

2.

選定の結果
重大事故等の対処に必要なパラメータとして，技術的能力に係る審査基準
1.1〜1.15 のパラメータの手順着手の判断基準及び操作手順に用いられ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の中から，炉心損傷対策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
原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを選定した。
選定結果を表１に示す。
表１

分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（1／7）
主要パラメータ

原子炉圧力容器温度

代替パラメータ
主要パラメータの他チャンネル

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
原子炉水位（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）
残留熱除去系熱交換器入口温度
原子炉圧力

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力(SA)

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

原子炉水位（広帯域）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉圧力容器内の水位（１／２）

原子炉水位（SA 燃料域）
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
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＊：［］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-86

86

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（2／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原子炉圧力容器内の水位（２／３）

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉水位（燃料域）
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
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

高圧代替注水系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替淡水貯槽水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

代替循環冷却系原子炉注水流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉圧力容器への注水量

原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

高圧炉心スプレイ系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

残留熱除去系系統流量

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

低圧炉心スプレイ系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）＊：［

］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-87

87

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（3／7）
主要パラメータ

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

代替パラメータ
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

代替淡水貯槽水位
格納容器下部水位

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水温度

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・チェンバ圧力格納容器下部水温

主要パラメータの他チャンネル

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル雰囲気温度［ドライウェル圧力］＊

サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度［サプレッション・チェンバ圧力］＊

サプレッション・プール水位

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

水位

原子炉格納容器内の代替淡水貯槽水位
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力［サプレッション・プール水位］＊
格納容器下部水位

主要パラメータの他チャンネル
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替淡水貯槽水位＊：［］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-88

88

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（4／7）
主要パラメータ

格納容器内水素濃度(SA)代替パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力［格納容器内水素濃度］＊

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)

主要パラメータの他チャンネル

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)

起動領域計装主要パラメータの他チャンネル
平均出力領域計装

未 臨 界 の 維 持 又 は 確認

［制御棒操作監視系］＊

平均出力領域計装

主要パラメータの他チャンネル
起動領域計装［制御棒操作監視系］＊［制御棒操作監視系］

起動領域計装平均出力領域計装＊：［］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-89

89

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（5／7）
主要パラメータ

代替パラメータ＜格納容器圧力逃がし装置＞

主要パラメータの他チャンネル

フィルタ装置水位

ドライウェル雰囲気温度

フィルタ装置圧力

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

フィルタ装置スクラビング水温度

ドライウェル圧力

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低

サプレッション・チェンバ圧力

レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

最 終 ヒ ー ト シ ン ク の確 保＜耐圧強化ベント系＞

ドライウェル雰囲気温度

耐圧強化ベント系放射線モニタ

サプレッション・チェンバ雰囲気温度
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力＜代替循環冷却系＞

主要パラメータの他チャンネル

サプレッション・プール水温度

ドライウェル雰囲気温度

代替循環冷却系ポンプ入口温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量＜残留熱除去系＞

主要パラメータの他チャンネル

残留熱除去系熱交換器入口温度

原子炉圧力容器温度

残留熱除去系熱交換器出口温度

ドライウェル雰囲気温度

残留熱除去系系統流量

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

残留熱除去系海水系系統流量

サプレッション・プール水温度

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）＊：［］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-90

90

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（6／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原子炉水位（広帯域）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

ドライウェル雰囲気温度

原子炉水位（SA 広帯域）

ドライウェル圧力

原子炉水位（SA 燃料域）

［エリア放射線モニタ］＊

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

格 納 容 器 バ イ パ ス の監 視

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル

ドライウェル圧力

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)［エリア放射線モニタ］＊［エリア放射線モニタ］

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

サプレッション・プール水位

高圧代替注水系系統流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力［サプレッション・プール水位］＊
代替淡水貯槽水位

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力＊：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-91

91

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（7／7）
主要パラメータ

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納容器
内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度(SA)代替パラメータ
主要パラメータの他チャンネル
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力［格納容器内酸素濃度］＊

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

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

使用済燃料プール温度(SA)

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

使 用 済 燃 料 プ ー ル の監 視

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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レン

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

ジ・低レンジ)

使用済燃料プール温度(SA)
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

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

＊：［

］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-9292添付資料 1.15.3
重大事故等対処に係る監視事項
1.

はじめに重大事故等時における運転員の対応操作においては，監視計器を用いてプラント状態を的確に把握する必要がある。また，対応操作の実施にあたって，監視計器を用いて適切な手順を選定し，適切なタイミングで対応操作を行うことが重要である。
重大事故等時に，運転員が確認する監視項目について，主要パラメータに加え主要パラメータが監視できない場合の代替パラメータ及び全交流動力電源が喪失した場合の影響も含めて，「2.監視項目」に示すパラメータを表１の通り取りまとめた。

2.

監視項目
技術的能力 1.1〜1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられ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について整理した。
(1)

技術的能力 1.1〜1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ【技術的能力における各手段の判断と確認】(2)

有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータ【有効性評価の監視項
目に係る判断と確認】

3.

重大事故等対処に係る監視事項について
次項以降の「重大事故等対処に係る監視事項」についての解説を以下に示す。
ａ「対応手段」欄は，事故処置中に確認する項目，対応手段を示す。

ｂ「項目」欄については，抽出パラメータ又は抽出パラメータの代替パ
ラメータにより判断又は確認する項目を示す。

ｃ「抽出パラメータを計測する計器」欄は，判断又は確認で使用する必
要なパラメータを計測する計器を示す。

ｄ「抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器」欄は，抽出パラメータが監視できない場合に監視するパラメータを計測する計器を示す。

ｅ「SBO 影響（直後）」欄は，全交流動力電源喪失発生直後（蓄電池が健全）において，蓄電池からの給電により監視可能な計器数を示す。
1.15-93

93

ｆ「SBO 影響（負荷切離し後）」欄は，負荷を切離し，直流電源を延命した場合に監視可能な計器数を示す。

ｇ「パラメータ分類」欄は，抽出パラメータの分類を示し，その結果を①〜③にて示す。
① 重要監視パラメータ② 有効監視パラメータ③ 補助パラメータｈ「補助パラメータ分類理由」欄は，補助パラメータの選定について，
その理由を示す。

ｉ「評価（計器故障等）」欄は，抽出パラメータが計器故障等で監視できない場合に，判断基準の確認を抽出パラメータの代替パラメータによる推定可否を評価し，監視方法を示す。

ｊ「評価（SBO）」欄は，全交流動力電源喪失の影響を考慮した場合に，判断又は確認が可能なパラメータの監視方法を示す。
・負荷を切離し，直流電源を延命した場合に監視可能な計器を評価し，監視方法について記載している。

表1

重大事故等対処に係る監視事項（例）
監視パラメータcab
対応手段 項目

分類

d 抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

h
g
計器
補助パラ
パラメータ
計器名称
e
f
数
メータ
分類
直後 負荷切離し後
分類理由

原子炉水
判断
原子炉水 基準
位（広帯
原子炉圧
位低下に
域）
よる原子
力容器内
／
原子炉水
炉出力抑
の水位
位（燃料
制
操作
域）

※

抽出パラメータを計測する計器
SBO 影響

2
2

2
2

1
1

①
①

−
−

評価

SBO 影響
計器名称

計器
数

原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料
域）

1
1

1
1

1
1

1

1

1

3

3

3

1

1

1

1

1

1

1

0

0

3

0

0

1

0

0

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ef
直後 負荷切離し後

i
計器故障等

j
SBO

直接的に原子炉圧
力容器の水位を計測することができ，監視可能監視事項は抽
原子炉圧力容器へ 出パラメータ
注水している系統 にて確認の注水流量と崩壊熱除去に必要な水量より原子炉水位の代替監視可能抽出パラメータを計測する計器の計器名称又は抽出パラメータの代替パ
ラメータを計測する計器の計器名称の灰色部は，計測されるパラメータが重要監視パラメータ又は重要代替監視パラメータであることを示す。

1.15-9494なお，表 1 について，2 項で設定した監視項目（【技術的能力における各手段の判断と確認】及び【有効性評価の監視項目に係る判断と確認】）について，以下の順に整理する。
1.

技術的能力における各手段の判断と確認

・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書

・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

2.

有効性評価の監視項目に係る判断と確認(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
・2.1

高圧・低圧注水機能喪失

・2.2

高圧注水・減圧機能喪失

・2.3

全交流動力電源喪失

・2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

・2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ,ＴＢＵ）

・2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

・2.4

崩壊熱除去機能喪失

・2.4.1

取水機能が喪失した場合

・2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

・2.5

原子炉停止機能喪失

・2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
1.15-95

95

・2.7

格納容器バイパス(インターフェイスシステムＬＯＣＡ)

・2.8

津波浸水による注水機能喪失(2) 重大事故・3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)

・3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

・3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

・3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

・3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

・3.4

水素燃焼

・3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用(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
・4.1

想定事故１

・4.2

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
・5.1

崩壊熱除去機能喪失

・5.2

全交流動力電源喪失

・5.3

原子炉冷却材の流出

・5.4

反応度の誤投入

1.15-9696

添付資料 1.15.4
重大事故等対策の成立性
1.

可搬型計測器の接続操作
ａ．操作概要重大事故等時に必要な監視パラメータへの給電（交流，直流）が困難な場合に，可搬型計測器を接続し，中央制御室にて計測，監視を行う。
ｂ．作業揚所
中央制御室
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型計測器の接続，可搬型計測器による計測，監視に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
必 要 要 員 数：2 名（重大事故等対応要員 2 名）
所要時間目安：1 測定点あたり 54 分
中央制御室までの移動時間：44 分
可搬型計測器 1 台当たりの時間：10 分（2 測定点以降，連続で接続する場合は 10 分追加）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：中央制御室内は可搬型照明が配備されており，建屋内常用
照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携行している。
移動経路：ヘッドライト及びＬＥＤライトを携行し移動する。アクセ
スルート上に支障となる設備はない。また，放射性物質が放出される可能性があることから，移動は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を必要により装備し，復路用を携行して移動する。
操 作 性：通常の端子リフト・接続操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，
送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。
1.15-67597

可搬型計測器

電池容量確認

可搬型計測器接続

計測結果読み取り

1.15-67698添付資料 1.15.5
可搬型計測器の必要個数整理（1／4）
分類

監視パラメータ

監視パラメータの計測範囲

可搬型計測器の測定可能範囲

重要
計器数
※1

必要
個数
※2

検出器の種類

測定箇所

備考

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

0〜500℃

0〜1,200℃＊1

4

1

熱電対

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

原子炉圧力0〜10.5MPa[gage]

0〜10.5MPa[gage]2

弾性圧力検出器

中央制御室

2

弾性圧力検出器

中央制御室

2

差圧式水位検出器

中央制御室

差圧式水位検出器

中央制御室

1

差圧式水位検出器

中央制御室

1

差圧式水位検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

原子炉圧力容器内の圧力

1
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）

原子炉圧力容器の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
高圧代替注水系
系統流量
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

0〜10.5MPa[gage]

0〜10.5MPa[gage]−3,800〜1,500 ㎜＊2−3,800〜1,300 ㎜＊3−3,800〜1,500 ㎜＊2−3,800〜1,300 ㎜＊3−3,800〜1,500 ㎜＊2−3,800〜1,300 ㎜＊3−3,800〜1,500 ㎜＊2−3,800〜1,300 ㎜＊3

0〜50L／s

0〜50L／s

1

0〜50L／s

0〜50L／s

10〜500L／s

0〜500L／s

10〜500m ３ ／h＊40〜500m ３ ／h＊4

2
1

1

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

いずれかの系統を使用する。

各1
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0〜80m ３ ／h＊4,＊6

0〜80m ３ ／h＊4,＊6

0〜300m ３ ／h＊50〜300m ３ ／h＊5
各1３

代替循環冷却系
原子炉注水流量
残留熱除去系
系統流量
低圧炉心スプレイ系
系統流量※1：監視パラメータの計器数

３0〜80m ／h＊5,＊6

0〜80m ／h＊5,＊6

0〜150m ３ ／h

0〜150m ３ ／h

1

差圧式流量検出器

中央制御室

0〜600L／s

0〜600L／s

3

差圧式流量検出器

中央制御室

0〜600L／s

0〜600L／s

1

差圧式流量検出器

中央制御室

1

いずれかの系統を使用する。

※2：可搬型計測器の必要個数

1.15-67799

可搬型計測器の必要個数整理（2／4）
分類

原子炉格納容器への注水量

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器
内の圧力

重要
計器数
※1

0〜500m ３ ／h＊40〜500m ３ ／h＊41３0〜500m ／h＊5３0〜500m ／h＊5

10〜200m ３ ／h

0〜200m ３ ／h

10〜300℃

0〜350℃＊1

0〜200℃

必要個数※2

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

1

差圧式流量検出器

中央制御室

−

8

1

熱電対

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

0〜350℃＊1

2

1

熱電対

中央制御室

0〜200℃−200〜500℃＊1

3

1

測温抵抗体

中央制御室

格納容器下部水温−200〜500℃＊7（ペデスタル床面
0m，＋0.2m＊8）−200〜500℃＊1

各5

8

測温抵抗体

中央制御室

ドライウェル圧力

0〜1MPa[abs]0〜1MPa[abs]11

弾性圧力検出器

中央制御室

サプレッション・チェ
ンバ圧力

0〜1MPa[abs]0〜1MPa[abs]11

弾性圧力検出器

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

−1〜9m＊9（EL.2,030〜
12,030mm）＋1.05m＊8,＊10（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m＊8,＊11（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋2.75m＊8,＊12（EL.14,056mm，14,556mm）−1〜9m＊9（EL.2,030〜
12,030mm）＋1.05m＊8,＊10（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m＊8,＊11（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋2.75m＊8,＊12（EL.14,056mm，14,556mm）

11

差圧式水位検出器

中央制御室

−

1

電極式水位検出器

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

0〜100vol％

−

1

＊19

熱伝導式
水素検出器

−

可搬型計測器での測定対象外。

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h

−

2

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h

−

2

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

低圧代替注水系
格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系
格納容器下部注水流量
ドライウェル雰囲気
温度
サプレッション・チェ
ンバ雰囲気温度
サプレッション・プー
ル水温度

原子炉格納容器内の水位
格納容器下部水位

原子炉格納容器
内の放射線量率

可搬型計測器の測定可能範囲測定箇所

サプレッション・プー
ル水位

原子炉格納容器内の水素濃度

監視パラメータの計測範囲

検出器の種類

監視パラメータ

格納容器内水素濃度（SA）
格納容器雰囲気放射線
モニタ（D/W）
格納容器雰囲気放射線
モニタ（S/C）※1：監視パラメータの計器数1

備考

いずれかの系統を使用する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。
デブリ落下・堆積検知の高さ毎に必要な個数（4 個×2 高さ分）を
設定する。

2

各2

各2

※2：可搬型計測器の必要個数

1.15-678100

可搬型計測器の必要個数整理（3／4）
分類

監視パラメータ

起動領域計装未臨界の維持又は確認
平均出力領域計装10 − １ 〜10 ６ cps（1.0×10３〜1.0×
10９cm−２・s−１）
0〜40％又は 0〜125％（1.0×10 ８ 〜1.5×
10 １ ３ cm−２・s−１）
0〜125％（1.2×10１２〜1.0×
10１４cm−２・s−１）＊
13

可搬型計測器の測定可能範囲

重要
計器数
※1

必要
個数
※2

検出器の種類

測定箇所

備考

−

8

＊19

核分裂電離箱−

可搬型計測器での測定対象外。

−

2＊14

＊19

核分裂電離箱−

可搬型計測器での測定対象外。

フィルタ装置水位

180〜5,500mm

180〜5,500mm

21

差圧式水位検出器

中央制御室−

フィルタ装置圧力

0〜1MPa[gage]

0〜1MPa[gage]11

弾性圧力検出器

中央制御室−

フィルタ装置スクラビ
ング水温度

0〜300℃

0〜350℃＊1

1

1

熱電対

中央制御室

−

10 − 2 〜10 ５ Sv／h

−

2

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h

−

1

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

0〜100vol％

−

2

＊19

熱伝導式
水素検出器

−

可搬型計測器での測定対象外。

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h

−

1

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

0〜100℃

0〜350℃＊1

1

1

熱電対

中央制御室

−

0〜300m ３ ／h

0〜400m ３ ／h

11

差圧式流量検出器

中央制御室

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

最終ヒートシンクの確保

監視パラメータの計測範囲

フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ
代替循環冷却系ポンプ
入口温度
代替循環冷却系
格納容器スプレイ流量
残留熱除去系熱交換器
入口温度
残留熱除去系熱交換器
出口温度
残留熱除去系海水系
系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※1：監視パラメータの計器数

0〜300℃

0〜350℃＊1

2

1

熱電対

中央制御室

0〜300℃

0〜350℃＊1

2

1

熱電対

中央制御室

0〜550L／s

0〜550L／s

2

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式流量検出器

中央制御室

３

３

0〜800m ／h

0〜800m ／h

1

0〜50m ３ ／h

0〜50m ３ ／h

1

1−
複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。
複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。
複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

※2：可搬型計測器の必要個数

1.15-679101

可搬型計測器の必要個数整理（4／4）
分類

水源の確保

原子炉建屋内の水素濃度

監視パラメータ

監視パラメータの計測範囲

可搬型計測器の測定可能範囲

重要
計器数
※1

必要
個数
※2

検出器の種類

測定箇所

備考

代替淡水貯槽水位

0〜20m

0〜20m

1

1

差圧式水位検出器

中央制御室−

0〜10MPa[gage]

0〜10MPa[gage]1

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜10MPa[gage]

0〜10MPa[gage]1

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜10MPa[gage]

0〜10MPa[gage]1

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜5MPa[gage]

0〜5MPa[gage]2

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜5MPa[gage]

0〜5MPa[gage]1

弾性圧力検出器

中央制御室

常設高圧代替注水系
ポンプ吐出圧力原子炉隔離時冷却系
ポンプ吐出圧力高圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力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
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1
0〜4MPa[gage]3

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜4MPa[gage]

0〜4MPa[gage]1

弾性圧力検出器

中央制御室

0〜10vol％−2

触媒式水素検出器−

熱伝導式水素検出器

−

＊19
−

3

0〜300℃

0〜350℃＊1

4＊15

2

熱電対

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

0〜25vol％

−

1

＊19

磁気力式
酸素検出器

−

可搬型計測器での測定対象外。

−

1

＊19

ガイドパルス式
水位検出器−

可搬型計測器での測定対象外。

−200〜500℃＊1

1＊17

測温抵抗体

中央制御室

熱電対

中央制御室

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

＊19

イオンチェンバ−

可搬型計測器での測定対象外。

＊19

赤外線カメラ−

可搬型計測器での測定対象外。

0〜120℃
使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料エリアプー
ル放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視
カメラ※1：監視パラメータの計器数

可搬型計測器での測定対象外。

0〜20vol％−4,300〜＋7,200mm＊16
使用済燃料プール水（EL.35,077〜46,577mm）
位・温度（SA 広域）

使用済燃料プールの監視

いずれかの系統を使用する。

いずれかの系統を使用する。

0〜4MPa[gage]

原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置
原子炉格納容器
格納容器内酸素濃度
内の酸素濃度（SA）

1

1
0〜120℃

0〜350℃＊1

1＊18

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h−

1

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h

−

1

−

−

1

※2：可搬型計測器の必要個数

1.15-680

102

配備台数：可搬型計測器を 37 個（計器故障を考慮した 1 個含む）配備する。なお，故障及び点検時の予備として 37 個配備する。
（今後の検討によって可搬型計測器の必要台数は変更の可能性がある。）＊1：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊2：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊3：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊4：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊5：可搬型設備による対応時に使用＊6：狭帯域流量＊7：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊8：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊9：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバー底部より 7,030mm）＊10：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位 計）＊11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊12：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊13：定格出力時の値に対する比率で示す。
＊14：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊15：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置＊16：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊17：検出点 2 箇所
＊18：検出点 8 箇所
＊19：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(SA 広域)，監視カメラ）に対して常設代替交流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

1.15-681

103

添付資料 1.15.6
代替パラメータにて重大事故等対処時の判断基準を判断した場合の影響について
主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメータ）を計測することが困難となった場合に，技術的能力 1.1〜1.15 の作業着手の判断基準及び操作手順並びに有効性評価の判断及び確認について，代替パラメータを用いて判断した場合の影響について以下のとおり確認した。
確認結果
(1)

代替パラメータによる各技術的能力の作業着手の判断基準及び操作
手順並びに有効性評価の判断及び確認への影響について検討した結果，判断，操作に影響がないことを確認した。

(2)

炉心損傷後は，炉心冠水状態，溶融炉心の発生により原子炉格納容器
内及び原子炉圧力容器内が過熱状態となることも考えられることから，
炉心損傷後においては，関連する複数のパラメータを確認し推定を行なうこととする。
また，これらの判断に使用する重要代替計器は，事故時の耐環境性等を有した重大事故等対象設備であり，他チャンネル計器での確認が期待できるため，判断・操作に対する影響は無いと判断した。

※

代替パラメータによる推定にあたっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。
以上

1.15-682104

代替パラメータによる判断への影響（1／10）
原子炉圧力容器内の温度

分類

主要パラメータ
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力（SA）

有判断基準 ※1
原子炉圧力容器破損確認

手

炉心損傷確認有手
有手

原子炉格納容器下部注水
機能確認
原子炉除熱機能確認

有
手
有
手
有
手
有
手
有
手
有
手

高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機能確認
原子炉圧力容器破損確認
高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機能確認
原子炉圧力容器破損確認

代替パラメータ ※2①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
②残留熱除去系熱交換器入口温度

代替パラメータによる判断への影響
原子炉圧力容器温度の計測が不可能となった場合は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より推定可能である。また，スクラム後の原子炉水位が燃料有効長
頂部に到達するまでの経過時間より原子炉圧力容器温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により監視可能であり，判断に与える影響はない。

①原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
②原子炉圧力容器温度

原子炉圧力の計測が不可能となった場合は，同じ仕様の原子炉圧力（SA）により監視可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度により原子炉圧力容器内の圧力を推定可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉圧力（SA）の計測が不可能となった場合は，同じ仕様の原子炉圧力により監視可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度により原子炉圧力容器内の圧力を推定可能であり，判断に与える影響はない。

影響

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-683

105

代替パラメータによる判断への影響（2／10）
分類

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域・燃料域）

原子炉圧力容器内の水位

有
手
有
手
有
手

原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域） 有
手
有
手
有
手

判断基準 ※1
高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機能確認
原子炉圧力容器破損確認

高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機能確認
原子炉圧力容器破損確認

代替パラメータ ※2①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量

代替パラメータによる判断への影響
原子炉水位（広帯域・燃料域）の計測が不可能になった場合は，同じ仕様の原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）により監視可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉圧力容器への注水量と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可能であり，判断に与える影響はない。

影響①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）の計測が不可能になった場合
は，同じ仕様の原子炉水位（広帯域・燃料域）により監視可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉圧力容器への注水量と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 なし
圧力容器内の水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。

なし※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-684106代替パラメータによる判断への影響（3／10）
分類

主要パラメータ
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

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統量

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

有
手

有
手

有
手

有
手

有
手

有
手

有
手

判断基準 ※1
高圧注水機能確認

低圧注水機能確認

低圧注水機能確認

高圧注水機能確認

高圧注水機能確認

低圧注水機能確認

低圧注水機能確認

代替パラメータ ※2①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①代替淡水貯槽水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子度水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

代替パラメータによる判断への影響
各系統の原子炉圧力容器への注水量が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位又は代替淡水貯槽水位，注水先の原子炉圧力容器の水位変化により原子炉圧力容器への注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。

影響

なし

なし

なし

なし

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-685

107

代替パラメータによる判断への影響（4／10）
分類

原子炉格納容器への注水量

主要パラメータ
低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量

有
手判断基準 ※1
低圧注水機能確認

低圧代替注水系格納容器下部注水流量有手

低圧注水機能確認

ドライウェル雰囲気温度

有手

原子炉圧力容器破損確認

有手

原子炉格納容器除熱機能確認

手

原子炉格納容器除熱機能確認

サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

格納容器下部水温有手

原子炉圧力容器破損確認

有手

原子炉格納容器除熱機能確認

手

原子炉圧力容器減圧機能確認

手

サプレッション・プール
冷却機能確認有手

原子炉圧力容器破損確認

代替パラメータ ※2①代替淡水貯槽水位②サプレッション・プール水位

代替パラメータによる判断への影響
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の計測が不可能となった場
合は，水源である代替淡水貯槽水位，注水先のサプレッション・プー
ル水位の水位変化により注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①代替淡水貯槽水位②格納容器下部水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量の計測が不可能となった場
合は，水源である代替淡水貯槽水位，注水先の格納容器下部水位の水位変化により注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル雰囲気温度の計測が不可能となった場合は，飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル圧力，サプレッション・チェ
ンバ圧力によりドライウェル雰囲気温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①サプレッション・プール水温度②サプレッション・チェンバ圧力①サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・チェンバ圧力①主パラメータの他チャンネル

サプレッション・チェンバ雰囲気温度の計測が不可能となった場
合は，サプレッション・プール水温度によりサプレッション・チェン
バ雰囲気温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力
によりサプレッション・チェンバ雰囲気温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
サプレッション・プール水温度の計測が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ雰囲気温度によりサプレッション・プール
水温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉格納容器内が飽和状態であればサプレッション・チェンバ
圧力によりサプレッション・プール水温度を推定可能であり，判断に与える影響はない。

格納容器下部水温の計測が不可能になった場合は，同じ仕様の原子炉下部水温により監視可能であり，判断に与える影響はない。

影響

なし

なし

なし

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-686

108

代替パラメータによる判断への影響（5／10）
分類

主要パラメータ
ドライウェル圧力

原子炉格納容器内の
圧力

サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（SA）

有
手
有
手

判断基準 ※1
原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器除熱機能
確認

有
手
有
手

原子炉格納容器除熱機能確認

有

原子炉圧力容器破損確認

有原子炉冷却材流出確認

有手

原子炉格納容器除熱機能確認

有

原子炉格納容器下部注水
機能確認

手

代替パラメータ ※2①サプレッション・チェンバ圧力②ドライウェル雰囲気温度

原子炉圧力容器破損確認

原子炉圧力容器破損確認①ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

代替パラメータによる判断への影響
ドライウェルとサプレッション・チェンバは，真空破壊装置及びベント管を介してそれぞれ均圧されることから，ドライウェル圧力の計測が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ圧力により推定可能であり，判断に与える影響はない。
飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウェル圧力を推定可能であり，判断に与える影響はない。
ドライウェルとサプレッション・チェンバは，真空破壊装置及びベント管を介してそれぞれ均圧されることから，サプレッション・チ
ェンバ圧力の計測が不可能となった場合は，ドライウェル圧力により推定可能であり，判断に与える影響はない。
飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲
気温度，サプレッション・プール水温度によりサプレッション・チェ
ンバ圧力を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量②代替淡水貯槽水位③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水位の計測が不可能となった場合は，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の注水量，水源である代替淡水貯槽の水位変化により推定可能であり，判断に与える影響はない。
ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧によりサプレッション・プール水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②代替淡水貯槽水位

格納容器下部水位の計測が不可能となった場合は，低圧代替注水
系格納容器下部注水流量の注水量，水源である代替淡水貯槽の水位変化により，格納容器下部水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力格納容器内水素濃度（SA）の計測が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により推定可能であり，判断に与える影響はない。
ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格
納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器
内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定可能であり，判断に与える影響はない。

影響

なし

なし

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-687

109代替パラメータによる判断への影響（6／10）
分類

原子炉格納容器内の放射線量率

主要パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

起動領域計装未臨界の維持又は確認

平均出力領域計装[制御棒操作監視系]

有
手

有
手

判断基準 ※1
炉心損傷確認

炉心損傷確認

有原子炉スクラム機能確認

手

原子炉未臨界確認

有原子炉スクラム機能確認

手

原子炉未臨界確認

有原子炉スクラム機能確認

手

原子炉未臨界確認

代替パラメータ ※2①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①平均出力領域計装②[制御棒操作監視系]①起動領域計装②[制御棒操作監視系]①起動領域計装②平均出力領域計装

代替パラメータによる判断への影響
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の計測が不可能となった場合
は，格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により推定可能であり，判断に与える影響はない。

なし

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の計測が不可能となった場合
は，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）により推定可能であり，判断に与える影響はない。

なし

起動領域計装の計測が不可能となった場合は，平均出力領域計装より推定可能であり，判断に与える影響はない。
制御棒操作監視系により全制御棒が全挿入位置であれば原子炉は停止状態にあるため，未臨界状態を推定可能であり，判断に与える影響はない。
平均出力領域計装の計測が不可能となった場合は，起動領域計装より推定可能であり，判断に与える影響はない。
制御棒操作監視系もより全制御棒が全挿入位置であれば原子炉は停止状態にあるため，未臨界状態を推定可能であり，判断に与える影
響はない。
制御棒操作監視系の計測が不可能となった場合は，起動領域計装又は平均出力領域計装より推定可能であり，判断に与える影響はな
い。

影響

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-688

110

代替パラメータによる判断への影響（7／10）
分類

主要パラメータ
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

最終ヒートシンクの確保

サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
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）

有
手

手

有

有
手

判断基準 ※1
格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱確認

代替パラメータ ※2①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータによる判断への影響
格納容器圧力逃がし装置による冷却において，主要パラメータの計測が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，ドライウェル圧力，サプレッション・チ
ェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力

耐圧強化ベント系による冷却において，主要パラメータの計測が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・
チェンバ雰囲気温度，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ
圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替循環冷却設備による原子炉格納容器冷却機能確認①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度

代替循環冷却系による冷却において，主要パラメータの計測が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チ
ェンバ雰囲気温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

残留熱除去系による原子炉格納容器冷却機能確認①原子炉圧力容器温度①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①サプレッション・プール水温度

耐圧強化ベント系による格納容器除熱確認

残留熱除去系による冷却において，主要パラメータの計測が不可能となった場合は，除熱先の原子炉圧力容器温度，ドライウェル雰囲
気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・プ
ール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

影響

なし

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-689111

代替パラメータによる判断への影響（8／10）
分類

格納容器バイパスの監視

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力[エリア放射線モニタ]

手

手

手

判断基準 ※1
インターフェイスシステ
ム LOCA の判断

代替パラメータ ※2①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力①[エリア放射線モニタ]

代替パラメータによる判断への影響
影響
原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA）の計測が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタになし
より格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影響はない。

インターフェイスシステ
ム LOCA の判断①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①[エリア放射線モニタ]①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力

ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の計測が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯
域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），エリア放射線モニタにより格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影響はない。

インターフェイスシステ
ム LOCA の判断

エリア放射線モニタの計測が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），原子炉
圧力，原子炉圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧
力により格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影
響はない。

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-690

112

代替パラメータによる判断への影響（9／10）
分類

主要パラメータ
サプレッション・プール水位

有手判断基準 ※1
高圧・低圧注水機能確認

水源の確保
代替淡水貯槽水位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（SA）

有
手

手

手

低圧注水機能確認

原子炉建屋内水素濃度確
認

原子炉圧力容器破損確認

代替パラメータ ※2①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力①静的触媒式水素再結合器 動作監視装
置①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータによる判断への影響
サプレッション・プール水位の計測が不可能となった場合は，サプレッション・プール水位を水源とする各系統の注水量から，サプレッション・プール水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。
サプレッション・プール水位を水源とする各ポンプの吐出圧力から，各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替淡水貯槽水位の計測が不可能となった場合は，常設低圧代替
注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替淡水貯槽水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。
常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
原子炉建屋水素濃度の計測が不可能となった場合は，静的触媒式
水素再結合器 動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入口／出口の温度差から水度濃度を推定）により推定可能であり，判断に与える影響はない。

格納容器内酸素濃度（SA）の計測が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により炉心損傷を判断した後，傾向監視により格納容器内酸素濃度（SA）推定可能であり，判断に与える影響はない。
事故後のドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力を監視することで，格納容器内への空気流入有無を把握し，水素が燃焼を生じる可能性を推定する。

影響

なし

なし

なし

なし

※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-691

113

代替パラメータによる判断への影響（10／10）
分類

主要パラメータ
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度（SA）

有手

判断基準 ※1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認

有手

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認

代替パラメータ ※2①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）②使用済燃料プール温度（SA）②使用済燃料プール監視カメラ

代替パラメータによる判断への影響
影響
当該の主要パラメータの計測が不可能となった場合は，当該以外の複数の代替パラメータ（使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），
使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ なし（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ）により，使用済燃料プール内の燃料体等の冷却状況，放射線の遮蔽状況及び臨界①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の防止状況を監視可能であり，判断に与える影響はない。
②使用済燃料プールエリア放射線モニタなし（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

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）

有手

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）②使用済燃料プール温度（SA）②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

有手

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料プール温度（SA）①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）

なし

なし※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
[ ]は有効監視パラメータを示す。

1.15-692114

自主対策設備仕様

機器名称

常設／可搬

耐震性

容量

数

プロセス計算機

常設

Ｃ

−

1式

記録計

常設

Ｃ

−

1式

添 付 資 料 1.15.7

1.15-693

115

添 付 資 料 1.15.8

計装設備の全体像について

１．

計装設備の全体像について
第 1.15-2 図 「 重 大 事 故 等 時 に 必 要 な パ ラ メ ー タ 及 び 計 器 の 選定フロー」により整理したパラメータと重大事故等対処設備の関係，並びに監視機能喪失時及び計器電源喪失時の対応設備についての関係を，図１に示す。

以

1.15-694

上116

計装の考え方分類

計器

代替パラメータ

計器

重要代替監視パラメータ

重要代替計器

重要計器（必須） （SA 計器有り）

抽出パラメータ

常用代替計器重要監視パラメータ

常用代替監視パラメータ

常用代替計器（SA 計器有り）

重要代替監視パラメータ

重要代替計器（SA 計器有り）

常用代替計器

常用代替監視パラメータ

常用代替計器

主要パラメータ

常用計器

有効監視パラメータ（SA 計器無し）

添付資料 1.15.8
重大事故等対処設備
自主対策設備
計測範囲を超えた場合の可搬型計測器による計測

重要代替監視パラメータ（必須） 重要代替計器（必須）
常用計器

補助パラメータ（SA 計器有り）

常用代替計器

常用代替監視パラメータ

常用代替計器−

計器電源が喪失した場合の可搬型計測器による計測

全てのパラメータ−

原子炉施設等の状態を監視

抽出パラメータ

対象外

当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられるパラメー
タ（添付資料 1.15.2 で整理）

パラメータ

補助パラメータ

主要パラメータ

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（第 1.15-4 表で整理）

炉心損傷防止対策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

重要監視パラメータ

代替パラメータ
代替パラメータによる主要パラメータの推定（第 1.15-3 表）

有効監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ（第 1.15-2 表で整理）※1※2

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難と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（第 1.15-3 表で整理）

バックアップ必須※2

主要パラメータの推定に必要なパラ
メータ（第 1.15-3 表で整理）

重要代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

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（第 1.15-2 表で整理）

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設備の計器でのみ計測されるパラメータ（第 1.15-3 表で整理）

計器

他チャンネルの常用計器

他チャンネルの常用計器

重要計器

常用計器

重大事故等対処設備の計器（第 1.15-2 表で整理）

自主対策設備の計器（第 1.15-3 表で整理）※1（バックアップ）

重要代替計器

常用代替計器

重大事故等対処設備の計器（第 1.15-2 表で整理）

自主対策設備の計器（第 1.15-3 表で整理）

計器電源喪失

可搬型設備

可搬型計測器
重大事故等対処設備（添付資料 1.15.5 で整理）

原子炉圧力容器温度
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）
（計測範囲を超えた場合）※2（バックアップ）

図１

計装設備の全体像

3.15-695

117

添付資料 1.15.9
手順のリンク先について
事故時の計装に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１． 1.15.2.2

計測に必要な電源が喪失した場合の手順＜リンク先＞

1.14.2.1

交流電源喪失時の対応手順＜リンク先＞

1.14.2.2

交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

２． 1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順

・原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順＜リンク先＞

1.9.2.1(2)ａ．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及び酸素濃度監視＜リンク先＞

1.9.2.1(2)ｂ．格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度監視・原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順＜リンク先＞

1.10.2.1(1)ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

・使用済燃料プールの監視に関する手順＜リンク先＞

1.111.2.3(1)

使用済燃料プールの状態監視

・全交流動力電源喪失時の代替電源確保に関する手順＜リンク先＞

1.14.2.1

交流電源喪失時の対応手順＜リンク先＞

1.14.2.2

交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

以

1.15-696

上118