資料1
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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0077 改03
提出年月日
平成27年10月29日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応について

平成27年10月
東京電力株式会社

2. 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの
対応
＜

目

次

＞

2.1
可搬型設備等による対応 ......................................... 3
2.1.1 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムへの対応に係る基本的な考え方 .......................... 4
2.1.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備 ........................... 4
2.1.1.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備 ...................... 13
2.1.1.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備 ............ 16
2.1.2 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のテロ
リズムへの対応における事項 ................................. 19
2.1.2.1 大規模損壊発生時の手順書の整備 ........................... 20
2.1.2.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備 ....................... 98
2.1.2.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備 ............ 105
2.1.3 まとめ ..................................................... 107

2.1-1

添付資料2.1.1 大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害の抽出プ
ロセスについて
添付資料2.1.2 設計基準を超える積雪事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.3 設計基準を超える低温事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.4 設計基準を超える落雷事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.5 設計基準を超える火山事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.6 設計基準を超える風（台風）事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.7 設計基準を超える竜巻事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.8 設計基準を超える自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出
添付資料2.1.9 PRAで選定しなかった事故シーケンス等への対応について添付資料2.1.10 大規模損壊発生時の対応
添付資料2.1.11 大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について
添付資料2.1.12 使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について添付資料2.1.13 放水砲の設置場所及び使用方法等について
添付資料2.1.14 大規模損壊に特化した設備と手順の整備について
添付資料2.1.15 米国ガイド(NEI-06-12及びNEI-12-06)で参考とした事項について
添付資料2.1.16 大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について
添付資料2.1.17 大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について
添付資料2.1.18 設計基準対処設備に係る要求事項に対する大規模損壊での対応状
況
添付資料2.1.19 大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について添付資料2.1.20 緊急時対策要員の確保に関する基本的な考え方について

2.1-2

2.1 可搬型設備等による対応

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは，原子炉施設にとって過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じることができることを説明する。
一
二
三
四
五

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。
大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関
すること。

2.1-3

2.1.1 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に係る基本的な考え方
2.1.1.1 大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害により，重大事故又は大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。
これに加え，確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）の結果に基づく事
故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった事故シーケンスへの対応を含む手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いとして抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるよう整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。
(1) 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を網羅的に抽出するため，
柏崎刈羽原子力発電所及びその周辺での発生実績に関わらず，国内で一般に発生しうる事象に加え，欧米の基準等で示されている外部事象を収集し，その中から考慮すべき自然災害に対して，設計基準を超えるような規模を想定し，原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる
自然災害の組み合わせについても考慮する。
また，事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，自然災害による大規模損壊発生の起因事象（プラント状態）を特定するため，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を想定する。
(2) 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮

テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリ

2.1-4

ズムを想定し，その上で手順等に流用性を持たせた柔軟で多様な対応ができるように考慮する。
(3) 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作

大規模損壊発生時の対応手順書については，c.(a)項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応
を中心とした多様性及び柔軟性を有するものとして，また，c.項に示すと
おり重大事故等対策において整備する手順等に対して，更なる多様性を持たせたものとして整備する。
大規模損壊により原子炉施設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，重大事故等対策のように予めシナリオ設定した対応操作は困難であると考えられる。そこで，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，炉心の著しい損傷の緩和，原子炉格納容器の破損緩和又は放射性物質の放出低減等のために効果的な対応操作を速やかにかつ臨機応変に選択及び実行する必要があることから，原子炉施設の被害状況を把握するためのプラント状態確認
チェックシート（以下「チェックシート」という。）及び各対応操作の実行判断を行うための初動対応フロー等を手順として定め整備する。
また，当該の手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
a. 大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

大規模損壊発生時は，原子炉施設の状況把握が困難な場合及び状況把握がある程度可能な場合を想定し，状況に応じた対応が可能となるよう判断フ
ローを整備する。また，手順書を有効かつ効果的に活用するため，適用開始条件を明確化するとともに，緩和操作を選択するための判断フローを明示することにより必要な個別対応手段への移行基準を明確化する。
(a) 大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡等又は衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握を行うとともに，大規模損壊発生(又は発生が疑われる場合)の判断を当直長と原子力防災管理者又は当番責任者との間2.1-5

で行う。また，次に示す適用開始条件に該当すると原子力防災管理者又は当番責任者が判断すれば，大規模損壊発生時に対応する手順に基づき事象進展の抑制及び影響を緩和するための活動を開始する。
イ．基準地震動を超える地震が発生した場合
ロ．発電所の沿岸に大津波警報が発表され，予想される津波高さが10m超又は巨大と予想された場合
ハ．原子炉施設への航空機落下ニ．発電所構内でのテロリズムの発生
ホ．原子炉施設への隕石の落下
ヘ．大規模損壊のおそれがあるとして次のいずれかの状態となった場合又は疑われると原子力防災管理者が判断したとき・ プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の喪失を含む）
・ 使用済燃料プールが損傷し，漏えいが発生した場合
・ 原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失等）がプラントに発生した場合
ト．原子力防災管理者又は当番責任者が重大事故等発生時に期待する安全機能が喪失し，事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合
チ．当直長が大規模損壊発生時に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合(b) 個別戦略を選択するための判断フロー
大規模損壊発生時に対応する手順による対応を判断後，原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態等を把握し，各個別戦略の実行判断を行うための手段に基づいて，事象進展に応じた対応操作を選定する。個別戦略を選択するための判断フロー
は，中央制御室の監視及び制御機能の喪失により安全機能等の状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認又は可搬型計測器による優先順
位に従った状況確認を順次行い，必要の都度緩和措置を行う。また，中央制御室又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機能等の状況把握が可能な場合には，全体の状況を速やかに把握又は推測
し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等の措置を行う。
また，適切な個別操作を速やかに選択できるように，当該フローに個別操作への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な重大事故等対処設備又は設計基準事故対処設備の使用可否については，大規模損壊発生

2.1-6

時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
b. 優先順位に係る基本的な考え方

大規模損壊発生時には，環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること，炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，対応要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
また，大規模損壊発生時においては，設計基準事故対処設備の機能喪失，
大規模な火災の発生又は運転員を含む緊急時対策要員等が被災した場合も対応できるようにする。
このような状況においても可搬型重大事故等対処設備等を活用することによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の原子力災
害への対応について，人命救助を行うとともに要員の安全を確保しつつ並行して行う。
さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行うためのアクセスルートの確保，操作の支障となる火災及び延焼することにより原子力安全を脅かす可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
対応の優先順位については，把握した対応可能要員数，使用可能設備及び施設の状態に応じて選定する。
(a) 原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し，原子炉格納容器又は使用済燃料プールから環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，大規模な火災の発生に対しても迅速に対応する。また，監視機能を復旧させるため，代替電源による給電により，監視機能の復旧措置を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的に状態把握に努める。
外観より原子炉建屋（原子炉格納容器や使用済燃料プール）に明らかな損傷が確認された場合は，放射性物質の拡散抑制活動を優先して準備する。
外観より原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であるこ

2.1-7

とが確認できた場合は原子炉格納容器破損の緩和処置を優先して実施し，炉心が損傷していないこと等を確認できた場合には，炉心損傷防止，緩和の処置を実施する。
使用済燃料プールヘの対応については，建屋内部にて可能な限り代替の
水位把握手段を講じるとともに，常設設備又は可搬型設備による注水を行う。また，水位の維持が不可能又は不明と判断した場合は建屋内部からのスプレイ又は外部からの放水を行う。
(b) 原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，運転員等により原子炉施設の状況を速やかに把握し，大規模損壊初動対応フローに基づいて「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」の機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場
合と同様に，環境への放射性物質の放出低減を目的に，優先的に実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にしかパラメータ等を確認できない場合は，可搬型計測器
等により確認を試みる。
上記の各対策の実施に当たっては，重大事故等対策におけるアクセスルー
ト確保の考え方を基本に，被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダやその他の重機を用いて法面崩壊による土砂，建屋の損壊による瓦礫等の撤去活動を実施することでアクセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルートの確保及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災及び延焼することによる被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
c. 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書

大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，(a)項に示す 5 つの活動を行うための手順書として，重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて，事象進展の抑制及び緩和に資するための多様性を持たせた手順等を適切に整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラ
メータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

2.1-8

(a) 5 つの活動又は緩和対策を行うための手順書
イ．大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。
また，地震及び津波のような大規模な自然災害によって施設内の油タンク火災等の大規模な火災が発生した場合においても，同様な対応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順書については，2.1.1.1(3)c. (l)項に該当する手順等を含むもの
として整備する。
大規模な火災が発生した場合は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可能な大型化学高所放水車ある
いは化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。
また，自衛消防隊※以外の緊急時対策要員が消火活動の支援を行う場
合は，発電所緊急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）の火
災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で活動する。
※

発電所対策本部に設置される復旧班に所属しており，初期消火班（発電所構内に常駐）と消火班で構成され，主な活動として消火活動及び人命救助を担う。

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については，
2.1.1.1(3)c. (b)項から(f)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含
むものとして整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・ 原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，代替制御
棒挿入機能による制御棒緊急挿入，冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，制御棒挿入及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制による出力抑制を試みる。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系を2.1-9

優先し，全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，高圧代替注水系により原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起動による原子炉の冷却を試みる。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態
において，原子炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場
合，若しくはインターフェースシステムLOCAが発生した場合は，逃し安全弁による減圧操作を行う。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）を優先し，全交流動力電源喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系による原子炉の冷却を試みる。
ハ．原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順書については，2.1.1.1(3)c. (c)項から(i)項，(m)項及び(n)項に該当する手順
等を含むものとして整備する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・ 残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）が故障又は全交流動力電源喪失により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレ
イ冷却系，消火系及び可搬型代替注水ポンプにより原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させる。
・ 最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系によりサプレッションプールから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
・ 原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃し装置
及び代替格納容器圧力逃し装置により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCIや溶融炉心と原子炉格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部注水を行う。
・ 原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発によ2.1-10る原子炉格納容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲
気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，
水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって水素濃度が可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系による水素又は酸素の濃度を抑制する。さらに，
格納容器圧力逃し装置又は代替格納容器圧力逃し装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出する手段がある。
ニ．使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損
傷を緩和するための対策に関する手順等
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については，2.1.1.1(3)c.
(k)項及び(m)項に該当する手順等を整備する。
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位計，
使用済燃料プール温度計，燃料取替機エリア放射線モニタ，使用済
燃料プール監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えい，その他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場
合は，燃料プール代替注水系（常設），燃料プール代替注水系（可搬型），消火系及び圧力抑制プール水浄化系により使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，臨界を防止する。
・使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済
燃料プールの水位維持が行えない場合，使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイし，燃料体等の崩壊熱を除去することにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけない場合は，放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。

2.1-11

ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール
内燃料体の著しい損傷に至った場合において放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順書については，2.1.2.1(3)c. (k)項及び(1)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりである。
・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合は，大容量送水車及び放水砲により，大気への放射性物質の拡散を抑制する。さらに，放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，放射性物質吸着剤及びシルトフェンスにより海洋への拡散を抑制する。
・使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，燃料プール代替注水系（可搬型），大容量送水車及び放水砲により，放射性物質の大気への拡散を抑制する。
・原子炉建屋周辺における航空機衝突における航空機燃料火災が発生した場合は，大容量送水車及び放水砲を用いて泡消火を行い，火災に対応する。
(b) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.2の手順を用いた手順等を整備する。
(c) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.3の手順を用いた手順等を整備する。
(d) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.4の手順を用いた手順等を整備する。
(e) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.5の手順を用いた手順等を整備する。
(f) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.6の手順を用いた手順等を整備する。

2.1-12

(g) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.7の手順を用いた手順等を整備する。
(h) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.8の手順を用いた手順等を整備する。
(i) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.9の手順を用いた手順等を整備する。
(j) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.10の手順を用いた手順等を整備する。
(k) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.11の手順を用いた手順等を整備する。
(l) 「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」
重大事故等対策にて整備する1.12の手順を用いた手順等を整備する。
(m) 「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
重大事故等対策にて整備する1.13の手順を用いた手順等を整備する。
(n) 「1.14 電源の確保に関する手順等」
重大事故等対策にて整備する1.14の手順を用いた手順等を整備する。
d. c.項に示す大規模損壊への対応手順書は，中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，運転員が使用する手順書も並行して活用した事故対応も考慮したものとする。
2.1.1.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊に至る可能性のある事象は，基準地震動及び基準津波等の設計基準又はそれを一定程度超えるような規模の自然災害並びに故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。重大事故等時に比べてプラントが受ける影響及び被害の程度が大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものとなる。そのため，発電所施設の被害状況から残存する資源等を活用し事故対応を行う。被害を受けた機器の復旧可能性の把握，判断も事故対応

2.1-13

の方向性を決める判断要素の一つとする。残存する資源の把握，活用，復旧判断等の活動は，通常時の実務経験を踏まえた技術的能力 1.0 で示す重大事
故等時の対応体制で引き続き対応する。
このように，大規模損壊が発生した場合に重大事故等対処のための体制で臨むことは有効である。ただし，中央制御室の機能喪失，要員の損耗及び重大事故等対処で期待する重大事故等対処設備が使用できない等の状況を想定した場合に対処できるよう，該当する部分の体制の整備，充実を図る。
福島事故の対応の際には，複数の原子炉施設での同時被災を想定した備えが十分でなく，発電所対策本部の情報共有と指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったことから，大規模損壊の発生に備えた発電所対策本部及び本社対策本部の体制は，重大事故等対処のための体制と同様，米国
における非常事態対応のために標準化された Incident Command System（以下「ICS」という。）の考え方を導入し，指揮命令系統，及び各機能班・スタッフの役割を明確にすることを基本としつつ，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充実するために大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに緊急時対策要員に対する教育及び訓練を付加して実施する。
(1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練

大規模損壊発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，運転員（当直員）及び緊急時対策要員への教育及び訓練については，技術的能力 1.0 で実施する教育及び訓練に加え，過酷な状況下においても柔軟に対処できるよう大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。また，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した原子力防災管理者及び通報連絡責任者への個別訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，期待する要
員以外の要員でも対応できるよう教育の充実を図る。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について，運転員（当直員）及び緊急時対策要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施することにより各要員の力量の維持・向上を図る。
(2) 大規模損壊発生時の体制

技術的能力 1.0 で整備する ICS の考え方を導入した発電所対策本部体制

2.1-14

を基本とするが，大規模損壊の発生により，要員の損耗等による非常時の体制が部分的に機能しない場合（中央制御室の機能喪失含む）でも流動性を持って柔軟に対応できる体制を整備する。
発電所対策本部は，大規模損壊の緩和措置を実施する実施組織及びその支援組織から構成されており，それぞれの機能毎に責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な大規模損壊の緩和措置を実施し得る体制とする。また，複数号炉の同時被災の場合においても，重大事故等対処設備を使用して炉心損傷や原子炉格納容器破損等に対応できる体制とする。6 号及び 7 号炉の原子炉主任技術者は，号炉毎に独立性を確保して配置する。
また，夜間・休祭日（平日の勤務時間外以外）においても発電所構内に緊
急時対策要員 37 名（運転員(当直員)，自衛消防隊を除く。）を常時確保し，大規模損壊発生時は本部長代行が初動の指揮を執る体制を整備する。
さらに，運転員(当直員)及び自衛消防隊を含む発電所構内に常駐する要員
により当面の間は対応を行えるよう体制を整備する。
(3) 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的な考え方
大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，対応要員を確保する
とともに指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を次の項目に示す基本的な考え方に基づき整備する。
a. 夜間・休祭日（平日の勤務時間外以外）における副原子力防災管理者を含

む常駐者は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるよう，分散して待機する。また，建物の損壊等により対応要員が被災するような状況においても，発電所構内に勤務している他の要員を発電所対策本部での役務に割り当てる等の措置を講じる。
b. 重大事故等を超えるような大規模損壊発生となった場合には，
緊急時態勢を発令し，所長を本部長とする発電所対策本部を設置するとともに，大規模損壊の緩和措置を実施する。
c. 6 号及び 7 号炉同時被災時には，6 号及び 7 号炉の原子炉主任技術者は，それぞれ担当する号炉の保安監督を誠実かつ最優先に行う。また，大規模損壊の緩和措置の実施に当たり保安上必要な場合は，実施組織（所長を含2.1-15む。）へ指示を行い，事故の拡大防止又は影響緩和を図る。
d. プルーム放出時は，大規模損壊対応への指示を行う要員と発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員は緊急時対策所，運転員（当直員）は中央制御室待避室に留まり，その他の要員は発電所構外ヘ一時退避し，その後，発電所対策本部本部長（所長）の指示に基づき再参集する。
e. 大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，発電所対策本部の火災対応の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，発電所対策本部本部長（所長）又は本部長代行が，事故対応を実施及び継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，緊急時対策要員を火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で消火活動の支援に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，休日・夜間時には通報連絡責任者の指揮命令系統の下で消火活動を行う。
(4) 大規模損壊発生時の支援体制の確立

ａ．本社緊急時対策本部体制の確立
原子力災害発生時における本社緊急時対策本部（以下「本社対策本部」という。）の設置による発電所への支援体制は，技術的能力 1.0 で整備する。
ｂ．外部支援体制の確立
原子力災害発生時における外部支援体制は，技術的能力 1.0 で整備する。
2.1.1.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を次に示す基本的な考え方に基づき配備する。なお，大規模損壊発生時の対応のために必要となる設備
及び資機材については，技術的能力 1.0 で整備するもので対応可能である。
(1) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム

ヘの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に配備し，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設
重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然災害又は故意による大2.1-16

型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重
大事故等対処設備が機能喪失しないように配慮する。
a. 可搬型重大事故等対処設備は，
基準地震動を一定程度超える地震動に対して，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない場所に保管する。
また，基準津波を一定程度超える津波に対して，裕度を有する高台に保管するとともに，竜巻により同時に機能喪失させないよう，位置的分散を図り複数箇所に保管する。
b. 可搬型重大事故等対処設備は，故意による大型航空機の衝突その他のテロ

リズムにより同時に機能喪失させないよう，原子炉建屋から 100m 以上離隔をとって当該建屋と同時に影響を受けない場所に分散して保管する。
c. 可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。
また，速やかに消火及び瓦礫撤去できる資機材を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。
(2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋から 100m 以上離隔をとった場所に分散して配備する。
a. 炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応するために着用するマスク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な資機材を配備する。
b. 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，
又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生時において，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消火設備を配備する。

2.1-17

c. 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信手段を確保するため，多様な通信手段を複数整備する。また，屋外活動専用の通信連絡設備として無線通信装置（可搬型）を配備する。

2.1-18

2.1.2 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のテロリズムへの対応における事項＜要求事項>
発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規損な損壊(以下「大規模損壊」という。)が発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書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。また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材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。
一
二
三
四
五

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。
大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。
大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減すための対策に関す
ること。

【解釈】
１ 発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合において，第1号から第5号までに掲げる活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であること。
２ 第1号に規定する「大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場
合における消火活動」について，発電用原子炉設置者は，故意による大型航空機の衝突による外部火災を想定し，泡放水砲等を用いた消火活動についての手順等を整備する方針であること。
３ 発電用原子炉設置者は，本規程における「1.重大事故等対策における要求事項」の以下の項目について，大規模な自然災害を想定した手順等を整備する方針であること。
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

2.1-19

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 最終ヒートシンクヘ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
４ 発電用原子炉設置者は，上記３の項目について，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムも想定した手順等を整備する方針であること。

2.1.2.1 大規模損壊発生時の手順書の整備
大規模損壊発生時における手順書の整備に当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定した上で，当該の自然災害により原子炉施設に重大事故又は大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。これに加え，PRAの結果に基づく事故シーケンスグルー
プの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重大事故及び大規模損壊への対応を含む手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるよう整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。

2.1-20以下において，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象について整理する。検討プロセスの概要を図2.1.1に，大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害の影響を整理した結果を表2.1.1及び表2.1.2にそれぞれ示す。
(1) 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を網羅的に抽出するため，
柏崎刈羽原子力発電所及びその周辺での発生実績に関わらず，国内で一般に発生しうる事象に加え，欧米の基準等で示されている外部事象62事象を抽出した。
その内の自然災害42事象の中で，原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然災害として，地震，津波，風(台風含む)，竜巻，低温（凍結），
積雪，落雷，火山，及び隕石の9事象（以下「自然災害9事象」という。）を選定する。
選定した9事象の考慮すべき自然災害に対して，万一の事態に備えるため，
基準地震動及び基準津波等の設計基準を超えるような規模を想定し，当該事象が原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組み合わせについても考慮する。また，事前予測が可能な自然災
害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
a. 自然災害の規模の想定
原子炉施設の安全性に影響を与える可能性のある自然災害9事象に対して，万一の事態に備えるため，基準地震動，基準津波等の設計基準又はそれに準じた基準を超えるような規模を想定する。
(a) 地震基準地震動を超えるような大規模な地震が発生する可能性は低いが，基準地震動を一定程度超える規模を想定する。
なお，地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから予兆なく発生する想定とする。
(b) 津波基準津波を超えるような大規模な津波が発生する可能性は低いが，基準
津波を一定程度超える規模を想定する。
なお，津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性

2.1-21

は低いが，襲来までの時間的余裕の少ない津波が発生することを想定する。
(c) 風（台風含む）
基準風速である40.1m/s（地上高10m，10分平均値）を超えるような規模の風が発生する可能性は低いが，基準風速を超える規模を想定する。
なお，風（台風含む）は事前の予測が可能であることから，飛散防止措置等の必要な安全措置を講じることができる。
(d) 竜巻基準竜巻（最大風速69m/s）を超えるような規模の竜巻が発生する可能性は低いが，基準竜巻を超える規模を想定する。
なお，竜巻は事前の予測が可能であることから，飛散防止措置等の必要な安全措置を講じることができる。
(e) 低温（凍結）
低温における基準温度-17.0℃を下回るような気温が発生する可能性は低いが，基準温度を下回る気温を想定する。
なお，低温は事前の予測が可能であることから，凍結防止等の必要な安全措置を講じることができる。
(f) 積雪基準積雪量である167cmを超えるような積雪が発生する可能性は低いが，基準積雪量を超える規模を想定する。なお，積雪は事前の予測が可能であることから，除雪等の必要な安全措置を講じることができる。
(g) 落雷
落雷の基準電流値200kA以上の雷サージが発生する可能性は低いが，設計想定以上の雷サージの規模を想定する。
なお，雷の発生までの時間的余裕はない想定とする。
(h) 火山降下火砕物（火山灰）の堆積厚さの基準である30cmを超えるような降灰が発生する可能性は低いが，基準を超える規模を想定する。
なお，火山（降灰）は事前の予測が可能であることから，除灰等の必要な安全措置を講じることができる。

2.1-22

(i) 隕石
敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，原子炉施設の広範なエリアが損壊する規模を想定する。
なお，隕石の落下までの時間的余裕はない想定とする。
(j) 地震と津波の重畳
基準地震動を一定程度超える規模の地震が発生後に，基準津波を一定程度超える規模の津波を想定する。
なお，地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから予兆なく発生する想定し，津波襲来までの時間的余裕の少ないことを想定する。
(k) 火山による降灰と積雪との重畳
火山による降灰と，積雪が重畳した場合においても，事前の予測が可能であることから，要員を確保して除雪及び除灰等の対策を講じることにより，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。
火山による降灰と積雪との重畳による影響は，火山での評価に代表させる。
（添付資料2.1.1～2.1.8）
b. 大規模損壊を発生させる可能性のある起因事象の特定
自然災害による大規模損壊発生の起因事象（プラント状態）を特定するため，自然災害9事象に対して生じうるプラント状態を特定する。プラント状
態を特定するに当たっては，定性的な評価又は，大規模損壊の事態収束に必要と考えられる次の機能の状態に着目して作成したイベントツリーにより，事象の進展を想定する。
イ．建屋・構造物
ロ．計測制御機能（直流電源系）
ハ．外部電源ニ．補機冷却機能
ホ．全交流動力電源
ヘ．原子炉冷却材圧力バウンダリ機能
ト．高圧炉心冷却機能
チ．原子炉減圧機能
リ．低圧炉心冷却機能

2.1-23

ヌ．崩壊熱除熱機能
c. 定性的な評価(a) 風（台風含む）
台風を含む大規模な風の想定では，飛来物による送変電設備の損傷により外部電源が喪失する可能性があり，さらに飛来物の港湾への堆積により取水口が閉鎖され，崩壊熱除去機能喪失により重大事故に至る恐れがある。
さらに，屋外の軽油タンクが損傷すると非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇した場合に，全交流動力電源喪失となる。
(b) 竜巻大規模な竜巻の想定では，飛来物による送変電設備の損傷により外部電源が喪失する可能性があり，さらに飛来物の港湾への堆積により取水口が閉鎖され，崩壊熱除去機能喪失により重大事故に至る恐れがある。さらに，
屋外の軽油タンクが損傷すると非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇した場合，全交流動力電源喪失となる。
(c) 低温（凍結）
異常な低温の想定では，送変電設備への着氷により相間短絡が発生し，外部電源が喪失する可能性があり，さらに屋外の軽油タンク及び移送配管
内の軽油が凍結すると非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇したときに，
全交流動力電源喪失により，重大事故に至る恐れがある。
(d) 積雪大規模な積雪の想定では，送変電設備への着氷により相間短絡が発生し，外部電源が喪失する可能性があり，さらに軽油タンクの損傷による燃料枯
渇や非常用ディーゼル発電機室空調給気口の閉塞により非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失が発生し，全交流動力電源喪失により重大事故に至る恐れがある。
また，加えて原子炉建屋の天井が崩落すると，原子炉補機冷却系機能が喪失するほか，コントロール建屋の天井が崩落すると，中央制御室が物理的に損傷し，溢水により直流電源125V主母線盤が冠水し，直流125Vの制御電源喪失による大規模損壊へ至る可能性がある。なお，原子炉建屋とコントロール建屋の両方の天井崩壊は，航空機による両建屋への衝突事象に代表でき，被害の態様から同様の手順で対応できる。

2.1-24(e) 落雷
落雷の想定では，屋外変圧器に過電流が発生し，外部電源が喪失する可能性があり，さらに非常用ディーゼル発電機制御盤に接続されるケーブル
への雷サージによる非常用ディーゼル発電機機能喪失が発生し全交流動
力電源喪失により，重大事故に至る恐れがある。
また，加えて落雷により発生する誘導電位により，補機冷却系，計測制
御系又は直流電源系喪失が発生し，大規模損壊に至る可能性がある。なお，
これらの系統の機能喪失による大規模損壊は，津波による機能喪失事象に代表でき，被害の態様から同様の手順で対応できる。
(f) 火山大規模な火山の想定では，送変電設備への降下火砕物（火山灰）の付着により相間短絡が発生し，外部電源が喪失する可能性があり，さらに火山
灰による堆積荷重により軽油タンクの損傷による燃料枯渇や非常用ディーゼル発電機室空調給気口の閉塞により非常用ディーゼル発電機の機能喪失が発生し，全交流動力電源喪失により，重大事故に至る恐れがある。
また，加えて原子炉建屋の天井が崩落すると，原子炉補機冷却系機能が喪失するほか，コントロール建屋の天井が崩落すると，中央制御室が物理的に損傷し，計測・制御系機能喪失による大規模損壊へ至る可能性がある。
なお，原子炉建屋とコントロール建屋の両方の天井崩壊は，航空機による両建屋への衝突事象に代表でき，被害の態様から同様の手順で対応できる。
d. イベントツリーによる整理
上記定性的な評価で扱っていない事象について，イベントツリーにより整理した結果を図2.1.2に示す。ここで，最終的なプラント状態については，
代表性を持たせ同様なプラント状態となるケースについては示していない。
また，隕石については，大型航空機の衝突と同様，プラントに大きな影響を与える事象であることは明らかなことから，イベントツリー図で示していない。
(a) 地震
大規模な地震の想定では，地震の揺れによる送変電設備損傷により外部電源が喪失する可能性があり，さらに，原子炉補機冷却系熱交換器の損傷により，非常用ディーゼル発電機の機能が喪失し，全交流動力電源喪失（SBO）及び崩壊熱除去機能喪失の重大事故に至る可能性がある。また，
原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）

2.1-25

に至る可能性がある。これにより，SBOとLOCAが重畳することで，大規模損壊に至る可能性がある。
(b) 津波大規模な津波の想定では，低起動変圧器の冠水により外部電源が喪失する可能性があり，さらに，原子炉建屋に流入した海水により非常用交流電
源母線が冠水し，全交流動力電源喪失及び崩壊熱除去機能喪失の重大事故に至る可能性がある。その状態において，コントロール建屋に流入した海水により直流125V主母線盤が冠水し，直流125Vの制御電源喪失による大規模損壊へ至る可能性がある。
(c) 地震と津波の重畳
大規模な地震と大規模な津波が重畳する想定では，地震の揺れによる送変電設備損傷及び津波による低起動変圧器の冠水により外部電源が喪失する可能性がある。また，原子炉建屋内に流入した海水により非常用交流
電源母線が冠水し，SBO及び崩壊熱除去機能喪失の重大事故に至る可能性がある。その状態において，コントロール建屋に流入した海水により直流
125V主母線盤が冠水し，直流125Vの制御電源喪失に至る可能性がある。また，原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，LOCAに至る可能性がある。
このように，安全設備の広範囲な損傷により，大規模損壊に至る可能性がある。
e. ケーススタディで扱う事象
上記a.～d.の整理から，プラントの最終状態は次の3項目に類型化することができ，表2.1.3に事象毎に整理した結果を示す。
・大規模損壊（重大事故を上回る状態）
・重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故
・設計基準事故等表2.1.3に示すとおり，原子炉施設において大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害又は安全性に大きな影響を与える可能性のある自然
災害は，地震，津波，地震と津波の重畳，積雪，落雷，火山及び隕石の7事象となる。また，この7事象以外の自然災害については，施設の安全性に影響を与える可能性はあるものの大規模損壊に至ることはない。
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害のうち，積雪，落雷，火山及び隕石については，次に示す通り他の事象のシナリオに代表させることができる。

2.1-26

・積雪
最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋計測制御系機能喪失＋
注水機能喪失となるが，大型航空機の原子炉建屋東側とコントロー
ル建屋への衝突のシナリオに代表させることができる。
・落雷
最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋注水機
能喪失となるが，地震と津波の重畳のシナリオに代表させることができる。
・火山
最も過酷なケースは全交流動力電源喪失＋計測制御系機能喪失＋
注水機能喪失となるが，大型航空機の原子炉建屋東側とコントロー
ル建屋への衝突のシナリオに代表させることができる。
・隕石
事故シーケンスの想定は行っていないが，大型航空機の衝突のシナリオに代表させることができる。
以上より，自然災害では，地震，津波及び地震と津波の重畳の3事象をケーススタディとして選定する。

2.1-27

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（1/10)
自然災害
①地震

2.1-28

設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失する
最終的なプラント状態
プラントに与える影響評価
可能性のある機能【影響評価にあたっての考慮事項】【基準地震動を一定程度超える 【次のプラント状態が相乗して・事前の予測については，現在確立した手法が存在しない地震を想定した場合に喪失す発生する可能性がある】
ことから，予兆なく発生する。
る可能性のある機器】
・外部電源喪失【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉格納容器内配管
・全交流動力電源喪失
・送変電設備の碍子等の損傷により，外部電源喪失の可能 ・残留熱除去系の配管サポート ・最終ヒートシンク喪失性がある。
及び弁駆動部
・原子炉冷却材喪失と注水機能喪・原子炉補機冷却系熱交換器の構造損傷の可能性がある。 ・残留熱除去系ポンプ（停止時
失の同時発生また，これにより，非常用ディーゼル発電機の冷却水が冷却モード）隔離弁
喪失することで，非常用ディーゼル発電機が停止し，外 ・主蒸気系の配管サポート部電源喪失と相まって全交流動力電源喪失の重大事故に ・原子炉補機冷却系熱交換器の至る可能性がある。
耐震強化サポート・原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，原子炉冷却材 ・原子炉補機冷却系配管喪失の可能性がある。大口径配管の破断や破損個所が多 ・外部電源設備全般の碍子い場合，原子炉の圧力は急速に減圧し，全交流動力電源 ・ほう酸水注入系貯蔵タンク基喪失時においては，原子炉冷却材喪失分を補う注水が確
礎ボルト
保できない可能性がある。
・復水貯蔵槽周りの配管サポー
・非常に大きな長周期成分を含む一部の基準地震動に対しトては機能維持が確認できていないため，免震重要棟内緊 ・高圧炉心注水系弁駆動部
急時対策所が使用できない可能性がある。
・高圧窒素ガス供給系の配管サ・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性があポートる。
・免震重要棟内緊急時対策所・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。 ・モニタリング・ポスト
・斜面の崩壊，地盤の陥没等によりアクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（2/10)
自然災害

②津波

2.1-29設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失するプラントに与える影響評価
可能性のある機能
・免震重要棟緊急時対策所が使用できない場合は，3号炉
原子炉建屋内緊急時対策所を使用する。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型放
射線測定器により測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。
【影響評価にあたっての考慮事項】【防潮堤を超える高さの津波を・発電所近海での震源による地震を考え，地震発生後，10想定した場合に喪失する可能分程度で津波が襲来すると想定する。
性のある機器】
・基準津波を超える規模として，防潮堤の高さ(15m)を上 ・低起動変圧器
回る高さの津波を想定する。
・125V直流電源【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉隔離時冷却系
・屋外の低起動変圧器が津波により冠水し，外部電源が喪 ・非常用高圧母線
失する可能性がある。
・復水補給水系
・原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋及び廃棄 ・原子炉補機冷却系
物処理建屋の防護扉が波力又は没水により損傷の可能性 ・軽油タンクがある。
・免震重要棟内緊急時対策所
・コントロール建屋内への津波による溢水により，直流 ・モニタリング・ポスト
125V主母線盤が冠水し，直流電源が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋内への津波による溢水により，原子炉隔離時
冷却系制御盤が冠水し，制御不能に至る可能性がある。
（運転状態であった場合は，その状態のまま継続）また，
非常用高圧母線の冠水により，外部電源が喪失している
場合には全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・廃棄物処理建屋内への津波による溢水により，復水補給

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・直流電源喪失
・高圧炉心冷却機能喪失
・最終ヒートシンク喪失

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（3/10)
自然災害

2.1-30設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失するプラントに与える影響評価
可能性のある機能
水系ポンプが冠水し，復水補給水系が機能喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋内への津波による溢水により，原子炉補機
冷却系ポンプが冠水し，原子炉補機冷却系が機能喪失に至る可能性がある。
・免震重要棟内への津波による溢水により，免震重要棟内
緊急時対策所が使用できない可能性がある。
・モニタリング・ポストの津波による冠水により，監視機能が喪失する可能性がある。
・瓦礫等によりアクセスルートの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・免震重要棟緊急時対策所が使用できない場合は，3号炉
原子炉建屋内緊急時対策所を使用する。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型放
射線測定器により測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

最終的なプラント状態

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（4/10)

2.1-31

設計基準を超える自然災害が
自然災害
プラントに与える影響評価③風（台風 【影響評価にあたっての考慮事項】含む）
・予報等により事前の予測が可能であることから，プラントの安全機能に影響を与えることがないよう，予め体制を強化して対策（飛散防止措置の確認等）を実施する。
・基準風速40.1m/s(地上高10m，10分間平均)を超える強風を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重によりタービン建屋が損傷し，タービン及び発電機に影響が及んでタービントリップに至る可能性がある。
・風荷重による送変電設備の損傷により外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク等が損傷し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで全交流動力電源が喪失する可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。
④竜巻【影響評価にあたっての考慮事項】
・竜巻注意情報が発表された場合は，屋外でのクレーン転倒防止などの最低限の対応を行った上で作業を中断し，屋内の安全な場所に退避する。
・発電所敷地内又は周辺で著しく大きな竜巻が目撃された
場合あるいはその情報を入手した場合は，対応可能であれば襲来前にプラント停止の措置を取る。
・設計竜巻を超える規模の竜巻を想定する。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機能【設計基準を一定程度超える最大風速を想定した場合に喪失する可能性のある機能】
・タービン建屋
・送変電設備・軽油タンク

【設計基準を一定程度超える最大風速を想定した場合に喪失する可能性のある機能】
・タービン建屋
・送変電設備・軽油タンク
・電気品室換気空調系

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（5/10)
自然災害

2.1-32

設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失するプラントに与える影響評価
可能性のある機能【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重によりタービン建屋が損傷し，タービン及び発電機に影響が及んでタービントリップに至る可能性がある。
・風荷重による送変電設備の損傷により外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク等が損傷し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋ブローアウトパネルが建屋内外差圧により開放する可能性がある。また，気圧差荷重により，非常用
電気品区域換気空調設備のダクト，ファン及びダンパ等の損傷が考えられるが，それらの設備の損傷により，非常用ディーゼル発電機室の換気が困難になり，室温上昇により非常用ディーゼル発電機の機能喪失，全交流動力
電源喪失の可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

最終的なプラント状態

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（6/10)

2.1-33

設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失する
自然災害
プラントに与える影響評価
可能性のある機能⑤ 低 温 【影響評価にあたっての考慮事項】【設計基準を一定程度超える低（凍結） ・予報等により事前の予測が可能であることから，プラン 温を想定した場合に喪失する可トの安全機能に影響を与えることがないよう，事前に保 能性のある機能】
温，電熱線ヒータによる加温等の凍結防止対策を実施す ・送変電設備
ることができる。
・軽油タンク・低温における基準温度-17.0℃を超える規模の低温を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子に着氷することによって相間短絡を起こし
外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タンク
等内の軽油が凍結することで非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇し，全交流動力電源が喪失する可能性がある。
【主な対応】
・事前の凍結防止対策（連続ブロー，循環運転等）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等による給電及び注水を行う。
⑥積雪【影響評価にあたっての考慮事項】【設計基準を一定程度超える積・予報等により事前の予測が可能であることから，プラン 雪量を想定した場合に喪失する
トの安全機能に影響を与えることがないよう，予め体制 可能性のある機能】を強化して対策（除雪）を実施することができる。
・原子炉補機冷却系
・基準積雪量167cmを超える規模の積雪を想定する。
・タービン及び発電機【設計基準を超える場合の影響評価】
・中央制御室・原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，建屋最 ・直流電源
上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが物 ・送変電設備
理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し， ・軽油タンク
最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，ター

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測制御系機能喪失
・直流電源喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（7/10)
自然災害

2.1-34

設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失するプラントに与える影響評価
可能性のある機能
ビンや発電機に影響が及び，タービントリップに至る可能性がある。
・コントロール建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的又は雪融け水により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至る可能性がある。さらに，中央制御室下階に位置している直流電源設備へ溢水が伝搬し，機能喪失に至る可能性がある。
・送電線や碍子に雪が着氷することによって相間短絡を起こし外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，軽油タ
ンク天井が積雪荷重により崩落した場合，軽油タンク機能が喪失し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで，全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・非常用電気品区域換気空調設備の給気口閉塞により，非常用ディーゼル発電機の機能喪失に至った場合，全交流
動力電源喪失の可能性がある。
【主な対応】
・予め体制を強化して対策（除雪）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

最終的なプラント状態

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（8/10)
自然災害
⑦落雷

2.1-35

設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失するプラントに与える影響評価
可能性のある機能【影響評価にあたっての考慮事項】【設計基準を一定程度超える雷・雷注意報が発表された場合は，状況に応じて屋外での作
サージを想定した場合に喪失
業を中断し，屋内に退避する。
する可能性のある機能】・プラントへの事前対応については実質的に困難であるた ・外部電源
め想定しない。
・非常用ディーゼル発電機
・基準電流値200kAを超える雷サージの影響を想定する。 ・原子炉補機冷却系【設計基準を超える場合の影響評価】
・直流電源
・落雷により計測制御機器に発生するノイズの影響によ ・計測制御系
り，プラントスクラムに至る可能性がある。
・屋外設備への雷サージの影響により，外部電源喪失及びその他過渡事象に至る可能性がある。さらに，軽油タン
クと屋内非常用ディーゼル発電設備制御盤を融通するケーブルへの雷サージにより，非常用ディーゼル発電機の機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・建屋内外への雷による誘導電流の影響により，原子炉補機冷却系，直流電源又は計測制御系の機能喪失に至る可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測制御系機能喪失
・直流電源喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（9/10)
自然災害
⑧火山

2.1-36

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【影響評価にあたっての考慮事項】
・予報等により事前の予測が可能であることから，プラントの安全機能に影響を与えることがないよう，予め体制を強化して対策（除灰）を実施することができる。
・降下火砕物（火山灰）の堆積厚さの基準である30cmを超える規模の堆積厚さを想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタン
クが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場
合，タービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至る可能性がある。
・コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した
場合，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至る可能性がある。
・送電網や変圧器に火山灰が付着することによって相間短絡を起こし外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，
軽油タンク天井が火山灰堆積荷重により崩落した場合，軽油タンク機能が喪失し，非常用ディーゼル発電機の燃料が枯渇することで，全交流動力電源が喪失する可能性がある。
・非常用電気品区域換気空調設備のフィルタ閉塞により，非常用ディーゼル発電機の機能喪失に至った場合，全交
流動力電源喪失の可能性がある。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機能【設計基準を一定程度超える火山灰堆積厚さを想定した場合に 喪 失 す る 可 能性 の ある 機
能】
・原子炉補機冷却系
・タービン及び発電機・中央制御室・送変電設備・軽油タンク

最終的なプラント状態【次のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・計測制御系機能喪失
・外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失
・全交流動力電源喪失

表 2.1.1 自然災害 9 事象が原子炉施設へ与える影響評価（10/10)
自然災害

⑨隕石

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機能

最終的なプラント状態

2.1-37【主な対応】
・予め体制を強化して対策（除灰）を行う。
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。
【影響評価にあたっての考慮事項】
・具体的な喪失する機能は特定 ・具体的な喪失する機能は特定し・事前の予測については，行えないものと想定する。
しない
ない【影響評価】
・建屋又は屋外設備に隕石が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所敷地に隕石が落下した場合は，衝撃波により安全機能が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に隕石が落下した場合は，津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。
【主な対応】
・建屋に隕石が衝突し，建屋が損傷した場合は，大型航空機衝突と同様に対応する。
・発電所敷地に隕石が衝突し，衝撃波が発生した場合は，
地震発生時と同様に対応する。
・発電所近海に隕石が衝突し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

表 2.1.2 自然災害の重畳事象が原子炉施設へ与える影響評価（1/2)

2.1-38

設計基準を超える自然災害が
自然災害
プラントに与える影響評価①地震と 【影響評価にあたっての考慮事項】
津波の重 ・事前の予測については，現在確立した手法が存在しな畳いことから，予兆なく地震が発生する。
・地震発生後，10分程度で津波が襲来すると想定する。
・基準地震動を一定程度超える地震を想定する。
・基準津波を超える規模として，防潮堤の高さ(15m)を上
回る高さの津波を想定する。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送変電設備の碍子等の損傷及び低起動変圧器の冠水により，外部電源喪失の可能性がある。
・原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋及び廃棄物処理建屋の防護扉が波力又は没水により損傷の可能性がある。
・コントロール建屋内への津波による溢水により，直流125V主母線盤が冠水し，直流電源が喪失する可能性がある。
・地震の揺れにより，原子炉補機冷却系熱交換器の構造損傷の可能性がある。
・原子炉建屋内への津波による溢水により，原子炉隔離
時冷却系制御盤が冠水し，制御不能に至る可能性がある。
（運転状態であった場合は，その状態のまま継続）
また，非常用高圧母線の冠水により，外部電源が喪失している場合には全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・原子炉格納容器内の複数の配管が損傷し，原子炉冷却材喪失の可能性がある。大口径配管の破断や破損個所が多い場合，原子炉の圧力は急速に減圧し，全交流動

自然災害の想定規模と喪失する
最終的なプラント状態
可能性のある機能【地震と津波の重畳により喪失 【次のプラント状態が相乗してする可能性のある機能】発生する可能性】
・外部電源設備全般
・外部電源喪失・125V直流電源
・直流電源喪失・非常用高圧母線
・原子炉補機冷却機能喪失
・原子炉格納容器内配管
・全交流動力電源喪失
・残留熱除去系
・最終ヒートシンク喪失
・主蒸気系配管
・原子炉冷却材喪失と注水機能喪・原子炉補機冷却系
失の同時発生・原子炉隔離時冷却系・復水補給水系
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・復水貯蔵槽周りの配管
・高圧炉心注水系弁駆動部
・高圧窒素ガス供給系配管
・免震重要棟内緊急時対策所
・モニタリング・ポスト

表 2.1.2 自然災害の重畳事象が原子炉施設へ与える影響評価（2/2)

2.1-39設計基準を超える自然災害が
自然災害の想定規模と喪失する
自然災害
プラントに与える影響評価
可能性のある機能
力電源喪失時においては，原子炉冷却材喪失分を補う
注水が確保できない可能性がある。
・廃棄物処理建屋内への津波による溢水により，復水補
給水系ポンプが冠水し，復水補給水系が機能喪失に至る可能性がある。
・タービン建屋内への津波による溢水により，原子炉補機冷却系ポンプが冠水し，原子炉補機冷却系が機能喪失に至る可能性がある。
・長周期による地震の揺れ又は免震重要棟内への津波による溢水により，免震重要棟内緊急時対策所が使用できない可能性がある。
・モニタリング・ポストの地震の揺れ又は津波による冠水により，監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没，瓦礫等によりアクセスルー
トの通行が困難となり，事故の対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型重大事故等対処設備等によるプラント状況の把握，給電及び注水を行う。
・免震重要棟緊急時対策所が使用できない場合は，3号炉
原子炉建屋内緊急時対策所を使用する。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型
放射線測定器により測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・屋外アクセスルート上に通行不能の影響がある場合は，重機により仮復旧を行う。

最終的なプラント状態

表 2.1.3
自然災害
①地震

②津波

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害（1/2)

2.1-40

重大事故対策で想定していない
事故シーケンス（大規模損壊）
・全交流動力電源喪失+LOCA時注水機能喪失
・計測・制御系喪失（確率が相対的に小さい）
・格納容器バイパス（航空機衝突シナリオで考慮）・原子炉格納容器・圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
・原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）※Excessive LOCAについては確率が比較的小さい・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+計測・制御系喪失

重大事故対策で想定している
設計基準事故で想定している
事故シーケンス
事故シーケンス・全交流動力電源喪失(TB)
・（通常/緊急停止等）
・全交流動力電源喪失+初期注水失敗(TBU)
・全交流動力電源喪失+最終ヒートシン
ク喪失
・直流電源喪失(確率が比較的小さい）

・崩壊熱除去機能喪失
・（通常/緊急停止等）
・（外部電源喪失+高圧炉心冷却失敗)
・（外部電源喪失）
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失+最終ヒートシン
ク喪失(初期注水成功)
・全交流動力電源喪失+RCIC機能喪失③地震と津波の ・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+LOCA+計 ・全交流動力電源喪失
・（通常/緊急停止等）
重畳
測・制御系喪失・全交流動力電源喪失+初期注水失敗
・格納容器バイパス（航空機衝突シナリオで考 ・全交流動力電源喪失+LOCA時注水機能慮）喪失
・原子炉格納容器・圧力容器損傷（確率が相対 ・直流電源喪失(確率が比較的小さい）
的に小さい）
・原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）※Excessive LOCAについては確率が比較的小さい④風（台風含む）－
・全交流動力電源喪失
・外部電源喪失⑤竜巻－
・全交流動力電源喪失
・外部電源喪失表 2.1.3

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害（2/2)

2.1-41

重大事故対策で想定していない
重大事故対策で想定している
自然災害
事故シーケンス（大規模損壊）
事故シーケンス⑥低温（凍結）－・全交流動力電源喪失⑦積雪
・高圧・低圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪失 ・崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失+崩壊熱除去機能喪失 ・高圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪・全交流動力電源喪失+高圧・低圧注水機能喪失
失・全交流動力電源喪失+高圧注水・減圧機能喪失 ・高圧注水・減圧機能喪失・計測制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失
・計測制御系機能喪失+注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測制御系機能喪失+注
水機能喪失
⑧落雷
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失+直流電源喪失+注水機能 ・全交流動力電源喪失
喪失
・直流電源喪失
・直流電源喪失+注水機能喪失⑨火山・高圧・低圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪失 ・崩壊熱除去機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失+崩壊熱除去機能喪失 ・高圧注水機能喪失+崩壊熱除去機能喪・全交流動力電源喪失+高圧・低圧注水機能喪失
失・全交流動力電源喪失+高圧注水・減圧機能喪失 ・高圧注水・減圧機能喪失・計測制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失
・計測制御系機能喪失+注水機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測制御系機能喪失
・全交流動力電源喪失+計測制御系機能喪失+注
水機能喪失
⑩隕石
事故シーケンスとしては想定しない

設計基準事故で想定している
事故シーケンス・外部電源喪失
・高圧注水機能喪失

・外部電源喪失

・高圧注水機能喪失
・外部電源喪失

① 外部事象の収集
大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象を抽出するにあたり，まずは，プラントの安全性に影響を与える可能性のある外部事象を網羅的に収集するため，国内外の基準等で示されている外部事象を参考に62事象を収集② 海外文献等を参考とした外部事象の選定基準の検討
海外文献や国内で検討されている評価手法を参考に次の選定基準を検討
・基準Ａ：プラントに影響を与えるほど接近した場所で発生しない。
・基準Ｂ：ハザードの進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知し，ハザードを排除できる。
・基準Ｃ：プラント設計上，考慮された事象と比べて，設備等への影響度が同等若し
くはそれ以下，又は，プラントの安全性が損なわれることがない。
・基準Ｄ：影響が他の事象に包絡される。

③ プラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害の選定②の選定基準に基づくスクリーニングにより，プラントの安全性に影響を与える可能性のある9事象に地震と津波の重畳を加えた次の10事象を選定
・地震・津波
・地震と津波の重畳・風（台風含む）
・竜巻
・低温（凍結）
・積雪
・落雷
・火山
・隕石

④ 自然災害10事象の規模の想定③の自然災害10事象について，プラントの安全性に影響を与えるような規模として，設計基準を超える規模を想定する。

⑤ 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の検討④の想定規模を踏まえて，自然災害10事象が与えるプラントへの影響等について個別に整理し，大規模損壊へ至る可能性のある自然災害を検討する。

図2.1.1 大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の検討プロセスの概要

2.1-42

大規模地震

建屋・構築物（原子 建屋・構築物（格納炉建屋）
容器・圧力容器）

格納容器バイパス○○○

計測・制御系

○

直流電源

○

外部電源

補機冷却系

○（高加速度領域では成功確率小）
×
○

交流電源

原子炉冷却材圧力
バウンダリ

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去機能（通常/緊急停止等）（通常/緊急停止等）○
×○

×RCW Hx

高圧炉心冷却

○
×

－
－

－
×

×
×

×RHR配管（一部） ×

－

×

×

×（補機冷却系失敗によりD/G失敗）○○
×RHR配管（一部） ×

－
－

×
×

×
×

×
×
×
×
×

＜凡例＞
：大規模損壊：重大事故に至る恐れがある事故又は重大事故：設計基準事故：異常な過渡事象:ケーススタディで想定するシナリオ

2.1-43

図 2.1.2 大規模な自然災害（①地震）により生じ得るプラントの状況(1/3)

全交流動力電源喪失（TB）
全交流動力電源喪失＋初期注水失敗（TBU）
全交流動力電源喪失＋LOCA時注水機
能喪失
全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失
全交流動力電源喪失＋LOCA時注水機
能喪失
直流電源喪失（確率が相対的に小さい）
計測・制御系喪失（確率が相対的に小さい）
格納容器バイパス（航空機落下シナリオで考慮）
格納容器・圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）*: Excessive LOCAについては確率が比較的小さい大規模津波

外部電源

計測・制御系，
直流電源（C/B）

交流電源＋RCIC（R/B）○（防潮堤を越える規模の津波の場合，成功確率小）
×
○
○

補機冷却系
（T/B）

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去機能（通常/緊急停止等）
○

○

○
×

×
○

×

○

○
×

×

－

－

－

×

2.1-44

×

○
×

－
×

－
×

×
×

×

×

×

×

×

×

×(負荷入切不能)

×

×

×

×

×

（外部電源喪失）
崩壊熱除去機能喪失（外部電源喪失＋高圧炉心冷却失敗）
崩壊熱除去機能喪失
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失
全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失
全交流動力電源喪失＋RCIC機能喪失
全交流動力電源喪失+
直流電源喪失＋計測・制御系喪失＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある
事故又は重大事故：設計基準事故：異常な過渡事象

図 2.1.2 大規模な自然災害（②津波）により生じ得るプラントの状況(2/3):ケーススタディで想定するシナリオ

大規模地震随伴
大規模津波

建屋・構築物（原子 建屋・構築物（格納炉建屋）
容器・圧力容器）

格納容器バイパス○○○

計測・制御系

○

直流電源

○

外部電源

補機冷却系

交流電源

原子炉冷却材圧力バウンダリ

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去機能（通常/緊急停止等）○（成功確率小）×○（通常/緊急停止等）○
×○

×RCW Hx

○
×

－
－

－
×

×
×

×RHR配管（一部） ×

－

×

×

×（補機冷却系失敗によりD/G失敗）○○
×RHR配管（一部） ×

－
－

－
×

×
×

×

×

×

×

×
×（C/B浸水）

×（C/B浸水）

×

×

×

×

×
×
×

＜凡例＞
：大規模損壊：重大事故に至る恐れがある事故又は重大事故：設計基準事故：異常な過渡事象:ケーススタディで想定するシナリオ

2.1-45

図 2.1.2 大規模な自然災害（③地震と津波の重畳）により生じ得るプラントの状況(3/3)

全交流動力電源喪失
全交流動力電源喪失＋初期注水失敗
全交流動力電源喪失＋LOCA時注水機
能喪失
全交流動力電源喪失
全交流動力電源喪失＋LOCA時注水機
能喪失
直流電源喪失（確率が相対的に小さい）
全交流動力電源喪失＋直流電源喪失＋
LOCA＋計測・制御系喪失
格納容器バイパス（航空機落下シナリオで考慮）
格納容器・圧力容器損傷（確率が相対的に小さい）
原子炉建屋損傷（確率が相対的に小さい）*: Excessive LOCAについては確率が比
較的小さい(2) 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮
テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生することを想定して原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突
その他のテロリズムを想定し，その上での手順等に流用性を持たせた柔軟で多様な対応ができるように考慮する。
なお，飛来物（航空機衝突），爆発等の人為的事象による原子炉施設への影響については，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響に代表でき同様の手順で対応できる。
以上により，大規模損壊発生時に対応する手順の整備に当たっては，(1)項及び(2)項において整理した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物
質が環境中に放出されるような万一の事態に至る場合にも対応できるよう，
原子炉施設において使える可能性のある設備，資機材及び要員を最大限に活用した柔軟で多様性のある手段を構築するように配慮する。
（添付資料2.1.1，2.1.9）(3)

大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作
大規模損壊発生時の対応手順書については，c.(a)項に示す5つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を中心とした多様性及び柔軟性を有するものとして，また，c.項に示すとおり重大事故等対策において整備する手順等に対して更なる多様性を持たせたものとして整備する。
当該の手順書による対応操作は，大規模損壊によって原子炉施設が受ける
被害範囲は不確定性が大きく，重大事故等対策のように予めシナリオ設定
した対応操作は困難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，原子炉格納容器の破損緩和又は放射性物質の放出低減等のために効果的な対応操作を速やかにかつ臨機応変に選択及び実行する必要がある。
このため，原子炉施設の被害状況を把握するためのチェックシート及び次に示す項目を目的とした各対応操作の実行判断を行うための初動対応フロー等を大規模損壊発生時に対応する手順として定め整備する。
また，当該の手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突が原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合にお2.1-46

ける次の事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を検討した上で整備する。
・ 電源の確保・ 炉心損傷の緩和
・ 原子炉格納容器の破損緩和
・ 使用済燃料プールの水位維持及び燃料の損傷緩和
・ 放射性物質の放出低減
・ 水源の確保・ 大規模な火災への対応
・ その他（原子炉停止操作，アクセスルート確保，燃料補給）
上記の各項目に対応する操作の一覧を表2.1.4に示す。
a. 大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と判断フロー

大規模損壊発生時は，原子炉施設の状況把握が困難な場合及び状況把握がある程度可能な場合を想定し，状況に応じた対応が可能となるよう判断フ
ローを整備する。また，大規模損壊発生時に使用するこれらの手順書を有
効かつ効果的に活用するため，対応手順書において，適用開始条件を明確化するとともに，緩和操作を選択するための判断フローを明示することにより必要な個別対応手段への移行基準を明確化する。
(a) 大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
大規模な自然災害(地震，津波等)又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報等又は衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊発生(又は発生が疑われる場合)の判断材料となる情報連携を当直長と原子力防災管理者又は当番責任者との間で行う。また，次に示す
適用開始条件に該当すると原子力防災管理者又は当番責任者が判断すれば，大規模損壊発生時に対応する手順に基づき事象進展の抑制及び影響を緩和するための活動を開始する。
イ．基準地震動を超える地震が発生した場合
ロ．発電所の沿岸に大津波警報が発表され，予想される津波高さが10m超又は巨大と予想された場合
ハ．原子炉施設への航空機落下ニ．発電所構内でのテロの発生
ホ．原子炉施設への隕石の落下
ヘ．その他大規模損壊のおそれがあるとして次のいずれかの状態となった
2.1-47場合又は疑われると原子力防災管理者が判断したとき・ プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の喪失を含む）
・ 使用済燃料プールが損傷し，漏えいが発生した場合
・ 原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失等）がプラントに発生した場合
ト．原子力防災管理者又は当番責任者が重大事故等発生時に期待する安全機能が喪失し，事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合
チ．当直長が大規模損壊発生時に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合(b) 個別戦略を選択するための判断フロー
大規模損壊発生時に対応する手順による対応を判断後，原子炉施設の被災状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況及びプラントの状態等を把握し，各個別戦略の実行判断を行うための手段に基づいて，事象進展に応じた対応操作を選定する。個別戦略を選択するための判断フロー
は，中央制御室の監視及び制御機能の喪失により安全機能等の状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認又は可搬型計測器による優先順
位に従った状況確認を順次行い，必要の都度緩和措置を行う。また，中央制御室又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機能等の状況把握が可能な場合には，全体の状況を速やかに把握又は推測
し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等の措置を行う。
また，適切な個別操作を速やかに選択できるように，当該フローに個別操作への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な重大事故等対処設備又は設計基準事故対処設備の使用可否については，大規模損壊発生時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
（添付資料2.1.10，2.1.11）
b. 優先順位に係る基本的な考え方
大規模損壊発生時には，環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること及び炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，対応要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
2.1-48

また，大規模損壊発生時においては，設計基準事故対処設備の機能喪失，
大規模な火災の発生及び運転員を含む緊急時対策要員等が被災した場合も対応できるようにする。
このような状況においても可搬型重大事故等対処設備等を活用することによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の原子力災害への対応について，人命救助を行うとともに要員の安全を確保しつつ並行して行う。
さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行うためのアクセスルート及び操作場所に支障となる火災及び延焼することにより原子力安全を脅かす可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
上記の火災への対応を含む優先順位に係る基本的な考え方に基づく，大規模損壊発生時の初動対応及び大規模な火災への対応について，優先順位に従った具体的な対応を次に示す。
(a) 大規模損壊が発生又は発生するおそれがある場合，当直長又は原子力防災管理者は事象に応じた次の対応及び確認を行う。
イ．事前予測ができない自然災害（地震）又は大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合
中央制御室が機能している場合は，当直長が地震発生時は緊急地震速報及び地震に伴う警報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム
発生時は，衝撃音及び衝突音，外部からの通報等により，事象を検知し，被災状況，運転状況の確認を行い原子力防災管理者又は当番責任者へ状
況報告を行う。また，中央制御室が機能していない場合又は当直長から連絡がない場合，原子力防災管理者又は当番責任者は，地震発生時は緊
急地震速報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時は衝
撃音及び衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，中央制御室へ
状況の確認，連絡を行うとともに，緊急時対策所へ要員の非常召集及び外部への通報連絡を行う。
ロ．事前の予測が可能な自然災害（津波）が発生した場合
大津波警報が発令された場合，当直長は原則として原子炉を停止し冷却操作を開始するとともに，原子力防災管理者又は当番責任者への連絡
2.1-49及びページングによる入域者に対する高台への避難の周知を実施する。
連絡を受けた原子力防災管理者又は当番責任者は，要員を一旦高所へ避難させた後，第2，第3波の津波襲来等の情報収集及び海面状態の継続的な監視を行う。また，緊急時対策所への要員の非常召集及び外部への通報連絡を行う。
(b) 原子力防災管理者は警戒態勢又は緊急時態勢を発令するとともに発電所に対策本部を設置する。原子力防災管理者又は当番責任者は，非常召集した各要員から原子炉施設の被災状況に関する情報を収集し，大まかな状況の確認及び把握（火災発生状況，建屋の損壊状況及びアクセスルー
ト状況の把握）を行う。原子力防災管理者又は当番責任者が原子炉施設の被害状況を把握するためのチェックシートを用いた状況把握が必要と判断すれば，大規模損壊発生時に対応する手順に基づく対応を開始する。
(c) 発電所対策本部は次の項目の確認及び対応を最優先に実施する。
イ．初期状態の確認
・ 中央制御室との連絡及び原子炉のプラントパラメータの監視可否
・ 原子炉停止確認（停止していない場合は原子炉手動停止を速やかに試みる。）
・ 原子炉隔離時冷却系ポンプ又は高圧代替注水系ポンプ起動確認（起動していない場合は起動操作を速やかに試みる。）
ロ．モニタ指示値の確認（モニタ指示値により，事故及び炉心の状況を推測する。）
ハ．火災の確認（火災が発生している場合は，事故対応に支障となるものか否かを確認する。）(d) 発電所対策本部は上記の確認及び対応を実施した後，詳細な状況を把握するため次の項目を確認する。
イ．対応可能な要員の確認
ロ．通信設備の確認
ハ．建屋アクセス性の確認
ニ．建屋損傷の確認
ホ．電源系統の確認
ヘ．機器状態の確認(e) 発電所対策本部は，(c)項の確認と並行して次の対応を実施する。
2.1-50また，対応の優先順位については，把握した対応可能な要員数，使用可
能な設備及び施設の状態に応じて選定する。
イ．原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状
況を可能な範囲で把握し，原子炉格納容器又は使用済燃料プールから環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，大規模な火災の発生に対しても迅速に対応できるよう大容量ポンプ（放水砲用）の準備を開始する。また，監視機能を復旧させるため，代替電源による給電により，監視機能の復旧措置を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能な限
り継続的にプラントの状態把握に努める。
外観より原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）に明らかな損傷が確認された場合は，放射性物質の拡散抑制又は大規模な火災に対する消火活動のため，放水砲及び大容量ポンプ（放水砲用）を優先して準備する。
外観より原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常である
ことが確認できた場合は，原子炉格納容器破損の緩和処置を優先して実施する。
炉心が損傷していないこと及び原子炉格納容器の減圧が必要ないことを確認できた場合には，炉心損傷緩和の処置を実施する。
使用済燃料プールヘの対応については，外観より原子炉建屋（プール
内燃料体等）が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，建屋内部にて可能な限り代替の水位把握手段を講じるとともに，常設設備又は可搬型設備による使用済燃料プールへの注水を行う。また，水位の維持が不可能又は不明と判断した場合は，建屋内部からのスプレイ又は外部からの放水を行う。
原子炉施設の状況把握が困難な場合のフローを図2.1.3に示す。
ロ．原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，運転員等により原子炉施設の状況を速やかに把握し，大規模損壊初動対応フローに基づいて「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に，環境への放射性物質の放出低減を目的に，優先して実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断し，必要な緩和処置を実施する。
2.1-51

なお，部分的にしかパラメータ等を監視できない場合は，可搬型計測器等により確認を試みる。
(f) (c)項から(e)項の各対策の実施に当たっては，重大事故等対策におけるアクセスルート確保の考え方を基本に，被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダやその他の重機を用いて法面崩壊による土砂，建屋の損壊による瓦礫等の撤去活動を実施することでア
クセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルー
トの確保及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災や延焼することによる被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
（添付資料2.1.10，2.1.11）

2.1-52

表2.1.4 大規模損壊発生時の対応操作一覧(1/5)
対応操作
電源確保

常設代替交
流電源設備
による給電
可搬型代替
交流電源設
備による給
電
緊急用高圧
母線を使用
した電力融
通
常設直流電
源設備によ
る給電

可搬型代替
直流電源設
備による給
電

代替所内電
気設備によ
る給電
炉心損傷緩
和

高圧代替注
水

高圧注水系
機能の復旧

内容

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目
・第3項，4項

非常用ディーゼル発電機の故障により非常用高圧母線への交流電源による給(1.14)
電ができない場合，ガスタービン発電機
により非常用高圧母線へ給電する。
非常用ディーゼル発電機の故障により非常用高圧母線への交流電源による給電ができない場合，電源車により非常用
高圧母線へ給電する。
隣接する原子炉施設の非常用所内電源
系から電力融通ができない場合，緊急用
高圧母線を使用した号機間の電力融通により非常用高圧母線へ給電する。
非常用ディーゼル発電機の故障により直流電源母線への直流電源供給ができない場合，蓄電池A系，蓄電池A-2系又はAM用直流125V蓄電池により直流電源母線へ給電する。
非常用ディーゼル発電機の故障，常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備の蓄電池の枯渇又は常設代替直流電源
設備の発電機と充電器の故障により，直流電源母線への直流電源供給ができない場合，電源車及び直流電源車により直流電源個別負荷に直接電源を供給する。
蓄電池及び代替電源（交流，直流）から ・第3項，4項の給電が困難となり，中央制御室でのパ(1.15)
ラメータ監視が不能となった場合，可搬型計測器により計測又は監視を行う。
高圧炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却 ・第3項，4項
系の故障若しくは全交流動力電源喪失(1.2)
又は常設直流電源系統喪失により原子炉の冷却ができない場合，高圧代替注水系による原子炉の冷却又は原子炉隔離
時冷却系の現場起動による原子炉の冷却を行う。
高圧炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の全交流動力電源喪失及び全交流動
力電源喪失による常設直流電源喪失に
より原子炉の冷却ができない場合，代替電源の接続により原子炉を冷却できる設備に必要な電源を確保し復旧することで原子炉の冷却を行う。

2.1-53

表2.1.4 大規模損壊発生時の対応操作一覧(2/5)
対応操作
ほう酸水注
入系又は制
御棒駆動系
による進展
抑制
減圧操作

可搬型小型
バッテリー
による減圧
操作

予備の窒素
ガスボンベ
による減圧
操作

低圧代替注
水

原子炉格納
容器破損緩
和

代替原子炉
補機冷却系
等による最
終ヒートシ
ンクへの熱
の輸送

格納容器圧
力逃し装置
等による最

内容
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系の機能喪失により原子炉への高圧注水ができない場合，事故の進展を抑制するため，ほう酸水注入系
又は制御棒駆動系により原子炉へ注水する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，低圧の注水機能を働かせるために，原子炉減圧の自動化若しくは逃し安全弁又はタービンバイパス弁により原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃し安全弁の駆動に必要な常設直流電源が喪失
し，原子炉の減圧ができない場合，可搬型小型バッテリーにより逃し安全弁の機能を回復させて原子炉を減圧する又は代替逃し安全弁駆動装置により逃し安全弁を駆動させることにより原子炉を減圧する。
窒素ガスボンベの枯渇等により逃し安全弁の駆動に必要な作動窒素ガスが喪失し，原子炉の減圧ができない場合，予備の窒素ガスボンベに切り替えることで作動窒素ガスを確保し，逃し安全弁の機能を回復させて原子炉を減圧する。
残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）の故障等により原子炉の冷却ができない場合，低圧代替注水系（常設），低圧
代替注水系（可搬型）及び消火系により原子炉を冷却する。
最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備である原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの故障等により，最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合，常設代替交流電源設備を用いて所内電源系統へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧し，代替原子炉補機
冷却系によりサプレッションプールから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
残留熱除去系が機能喪失し，最終ヒート
シンクへ熱を輸送する機能が喪失した
場合，格納容器圧力逃し装置，代替格納
2.1-54

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

・第3項，4項(1.3)

・第3項，4項(1.4)

・第3項，4項(1.5)

・第3項，4項(1.5)，(1.7)

表2.1.4 大規模損壊発生時の対応操作一覧(3/5)
対応操作
終ヒートシ
ンクへの熱
の輸送
代替格納容
器スプレイ
冷却系等に
よる原子炉
格納容器内
の圧力，温度
等の低下
代替循環冷
却による原
子炉格納容
器の圧力及
び温度の低
下
原子炉格納
容器下部注
水

溶融炉心の
原子炉格納
容器下部へ
の 落 下 遅
延・防止

原子炉格納
容器の水素
爆発防止

使用済燃料
プール推移

可燃性ガス
濃度制御系
による水素
濃度制御
燃料プール
代替冷却

内容
容器圧力逃し装置又は耐圧強化ベント
系により原子炉格納容器から最終ヒー
トシンク（大気）へ熱を輸送する。
残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ
冷却モード）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない場合，代替格納容器スプレイ冷却系，消火系及び可搬型
代替注水ポンプにより原子炉格納容器
内の圧力，温度及び放射性物質濃度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目

・第3項，4項(1.6)

・第3項，4項(1.7)

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子 ・第3項，4項
炉格納容器下部に落下した溶融炉心を(1.8)
冷却するため，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により，原子炉格納容器下部へ注水する。
炉心の著しい損傷が発生した場合，及び ・第3項，4項
溶融炉心によって原子炉圧力容器が破(1.9)
損した場合，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型）及び消火系に
より原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内の溶融炉心を冷却し，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止する。
炉心の著しい損傷が発生し，水－ジルコニウム反応及び水の放射性分解による水素及び酸素によって，原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界を超えるおそれがある場合，格納容器圧力逃がし装置
又は代替格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出する。
原子炉格納容器の健全性を維持するため，可燃性ガス濃度制御系により冷却材喪失事故後の原子炉格納容器内の水素又は酸素濃度を抑制する。
使用済燃料プールの冷却機能若しくは ・第3項，4項
注水機能の喪失又は使用済燃料プール(1.11)
2.1-55

表2.1.4 大規模損壊発生時の対応操作一覧(4/5)
対応操作
確保及び燃
料体の損傷
緩和

復水移送ポ
ンプによる
使用済燃料
プールへの
注水

放射性物質
放出低減

大気及び海
洋への拡散
抑制

水源確保

復水貯蔵槽
への代替補
給
代替水源か
らの直接送
水
防火水槽へ
の補給

内容

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目からの水の漏えい若しくはその他の要因により使用済燃料プールの水位の低下が発生した場合，燃料プール代替注水系（常設），燃料プール代替注水系（可搬型），消火系及び圧力抑制プール水浄化系による使用済燃料プールへ注水す
ることにより，貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮へいし，及び臨界を防止する。
使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失又は使用済燃料プール
からの水の漏えい若しくはその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合，復水移送ポンプの電源復旧が実施可能な場合において，復水貯蔵槽
を水源とし，残留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負荷ラインを経由して復水移送ポンプにより使用済
燃料プールへ注水する，又はスキマーサージタンクに補給し，逆流（オーバーフロー）させることで使用済燃料プールへ注水する。
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器 ・第3項，4項の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい(1.12)
損傷に至った場合，原子炉建屋への放水により大気への拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，放射性物質吸着剤及びシルトフェンスにより，海洋への拡散抑制を行う。
復水貯蔵槽へ事故の収束に必要な水の ・第3項，4項
供給に使用する設備が機能喪失した場(1.13)
合，可搬型代替注水ポンプ，消火系及び純水補給水系により補給する。
復水貯蔵槽が枯渇又は破損した場合，代替水源から直接送水することにより，事故の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保する。
事故の収束に必要な水の水源として防火水槽を使用する際，防火水槽への補給が必要な場合，淡水貯水池，淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）から淡水を補給する，又は海水源である護岸や取水路などの複数箇所から海水を補給
2.1-56

表2.1.4 大規模損壊発生時の対応操作一覧(5/5)
対応操作

大規模な火
災への対応

消火活動

その他

制御棒挿入

冷却材再循
環ポンプ停
止による原
子炉出力抑
制
ほう酸水注
入
原子炉水位
低下による
原子炉出力
抑制
アクセスル
ートの確保

燃料補給

内容

技術的能力に係る審査基準(解釈)の該当項目する。
大規模な火災が発生した場合，放水砲， ・(2.1)
大型化学高所放水車，化学消防自動車又は水槽付消防ポンプ自動車による泡消
火並びに延焼防止のための消火を実施する。
運転時の異常な過渡変化時において， ・(1.1)
ATWSが発生するおそれがある場合又はATWSが発生した場合，原子炉手動スクラ
ム又は代替制御棒挿入機能により，原子炉を緊急停止する。これらにより制御棒
全挿入が確認できない場合，自動による制御棒挿入又は手動操作による制御棒挿入を行う。
ATWSが発生した場合，代替冷却材再循環
ポンプ・トリップ機能又は冷却材再循環
ポンプ手動停止により，原子炉出力を抑制する。
ATWSが発生した場合，ほう酸水を注入す
ることにより原子炉を冷温未臨界とする。
ATWSが発生した場合，原子炉水位を低下させることにより原子炉出力を抑制する。
大規模損壊発生時に可搬型設備の輸送 ・第1項，2項
や要員の移動の妨げとなるアクセスル
ート上の障害が発生した場合，瓦礫の撤去，道路段差の解消，堆積土砂の撤去，火災の消火及びその他のアクセスルー
トの確保の活動を行う。
可搬型重大事故等対処設備等への給油 ・第1項を実施する。

2.1-57

大規模損壊発生
緊急時態勢発令
緊急時対策所の選定
中央制御室との連絡
緊急時対策所における主要パラメータ監視の確認※1 アクセスルートの障害になる火災
及び原子力安全に影響を与える火災を優先に消火活動を行う

要員の安全
確保

建屋への
アクセスルートの確保

消火※1

可搬型計測器による主要パラメータ監視と状況把握対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する

停止，冷却，
閉じ込め機 使用済燃料
冷却
能の確保

個別戦略
アクセス
ルート確保

電源確保

人命救助

図2.1.3 大規模損壊発生時の対応全体フロー(プラント状況把握が困難な場合)

2.1-58

放射性物質
拡散抑制

c. 大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，(a)項に示す5つの活動を行うための手順書として重大事故等対策で整備する設備を活用した手順等に加えて，事象進展の抑制及び緩和に資するための多様性を持たせた手順等を適切に整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラ
メータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
表2.1.5から表2.1.17に1.2から1.14における重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順を示す。
(a) 5つの活動又は緩和対策を行うための手順書
イ．大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。
また，地震及び津波のような大規模な自然災害によって施設内の油タンク火災等の大規模な火災が発生した場合においても，同様な対応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順書については，2.1.2.1(3)c.(l)項に該当する手順等を含むもの
として整備する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可
能な大型化学高所放水車あるいは化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。
地震により建屋内部に火災が発生した場合において，当該の火災により建屋内の設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の一部の機能が喪失するような場合でも，屋外に配備する可搬型重大事故等対処設
備は火災の影響を受けないことが考えられるため，これらの設備を中心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において，可搬型重大事故等対処設備の常設配管への接続場所又は系統構成のために操作が必要な弁等の設置場所において火災が発生している場合は，
2.1-59

建屋内に設置している消火器等による消火活動を速やかに実施し，接続箇所までのアクセスルート等を確保する。
当該の消火活動を行うに当たっては，次に示すとおり，通報連絡責任者又は発電所対策本部と自衛消防隊との連絡を密に行い，火災の影響により対応が困難な場合は別の手段を試みる等，要員の安全確保に配慮して実施する。
・ 現場において事故対応操作等を行う場合には，並行して消火活動が必要になる可能性も想定し複数名で活動する。
・ 再燃又は延焼の可能性を考慮し，火災の監視を強化する。
・ 消火活動を含む屋内での活動の際には，火災対応用の装備品（例：セルフエアセット等）を確実に装着する。当該の装備品を装着しての消火活動については，予め活動できる時間(仕様)を確認した上で行う。
・ 屋内での消火活動は，1 組 2 名以上で行動するとともに被害の発生場
所を概ね想定し，安全と考えられるアクセスルートを選定する。
・ 消火活動を行うに当たっては，無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備（携帯型）等を活用し，発電所対策本部と自衛消防隊の連絡を密にする。無線連絡設備（携帯型）等での連絡が困難な建屋内において火災が発生している場合には，連絡要員を配置する等により外部との連絡手段及び要員の安全を確保した上で，対応可能な範囲の消火活動を行う。
また，自衛消防隊以外の緊急時対策要員が消火活動の支援を行う場合
は，発電所対策本部の火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で活動する。
ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については，
2.1.2.1(3)c. (b)項から(f)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含
むものとして整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりである。
・ 原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，代替制御
棒挿入機能による制御棒緊急挿入，冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，制御棒挿入及び原子炉水位低下に
2.1-60よる原子炉出力抑制を試みる。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系を優先し，全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，高圧代替注水系により原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起動による原子炉の冷却を試みる。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態
において，原子炉内低圧時に期待している注水機能が使用できる場
合，若しくはインターフェースシステムLOCAが発生した場合は，逃し安全弁による減圧操作を行う。
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事象が発生している場合は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）を優先し，全交流動力電源喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系による原子炉の冷却を試みる。
ハ．原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順書については，2.1.2.1(3)c. (c)項から(i)項，(m)項及び(n)項に該当する手順
等を含むものとして整備する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・ 残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）が故障又は全交流動力電源喪失により機能が喪失した場合は，代替格納容器スプ
レイ冷却系，消火系及び可搬型代替注水ポンプにより原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させる。
・ 最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系によりサプレッションプールから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
・ 原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃し装置
及び代替格納容器圧力逃し装置により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCIや溶融炉心と原子2.1-61

炉格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部注水を行う。
・ 原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するためにプラント運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内雰囲
気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，
水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって水素濃度が可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系による水素又は酸素の濃度を抑制する。さらに，
格納容器圧力逃し装置又は代替格納容器圧力逃し装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出する手段がある。
ニ．使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損
傷を緩和するための対策に関する手順等
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順書については，2.1.2.1(3)c.
(k)項及び(m)項に該当する手順等を整備する。
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位計，
使用済燃料プール温度計，燃料取替機エリア放射線モニタ，使用済
燃料プール監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えい，その他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場
合は，燃料プール代替注水系（常設），燃料プール代替注水系（可搬型），消火系及び圧力抑制プール水浄化系により使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，臨界を防止する。
・使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済
燃料プールの水位維持が行えない場合，使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイし，燃料体等の崩壊熱を除去することにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・原子炉建屋の損壊又は放射線量率の上昇により原子炉建屋に近づけな
2.1-62

い場合は，放水砲により燃料体の著しい損傷の進行を緩和する。
ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール
内燃料体の著しい損傷に至った場合において放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順書については，2.1.2.1(3)c. (k)項及び(1)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりである。
・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合は，大容量送水車及び放水砲により，大気への拡散を抑制する。さらに，
放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，放射性物質吸着剤及びシルトフェンスにより海洋への拡散を抑制する。
・使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，燃料プール代替注水系（可搬型），大容量送水車及び放水砲により，大気への拡散を抑制する。
・原子炉建屋周辺における航空機衝突における航空機燃料火災が発生した場合は，大容量送水車及び放水砲を用いて泡消火を行い，火災に対応する。
(b) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対
処設備が有する原子炉の冷却機能は，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時
冷却系による原子炉への注水機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパ
ラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
2.1-63

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原
子炉を冷却するための手順の例を次に示す。
・高圧炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系の故障若しくは全交流動力
電源喪失又は常設直流電源系統喪失により原子炉の冷却ができない
場合，高圧代替注水系による原子炉の冷却又は原子炉隔離時冷却系の現場起動による原子炉の冷却を行う。
・高圧炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源喪失及び全交流動力電源喪失による常設直流電源喪失により原子炉の冷却ができない場合，代替電源の接続により原子炉を冷却できる設備に必要な電源を確保し復旧することで原子炉の冷却を行う。

2.1-64

表 2.1.5 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.2)(1/2)
対応設備
高圧代替注水系
常設代替直流電源設備 ※１

復水貯蔵槽

原子炉隔離時冷却系
復水貯蔵槽

直流給電車 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系又は高圧代替注水系の復旧

高圧代替注水系
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
原子炉隔離時冷却系
復水貯蔵槽
充電器

※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

2.1-65

重大事故等 設計事故等 自主対策 重大事故等 設計事故等対処設備 対処設備
設備
対処設備
対処設備

常設代替直流電源設備 ※１
可搬型代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※1

設計事故等
対処設備

原子炉隔離時冷却系
復水貯蔵槽

整備する手順書の分類
重大事故等 設計事故等対処設備 対処設備

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

全交流動力電源
常設直流電源原子炉隔離時冷却系の現場操作による原子炉の冷却高圧炉心注水系
全交流動力電源及び常設直流電源系統

対応
手段
高圧代替注水系による原子炉の冷却機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
高圧炉心注水系
原子炉隔離時冷却系
全交流動力電源及び常設直流電源系統

炉心の著しい損傷を防止する
運転手順

表 2.1.5 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.2)(2/2)
対応設備
高圧炉心注水系 ※１
復水貯蔵槽

常設代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

復水貯蔵槽

制御棒駆動水系による進展抑制

ほう酸水注入系ポンプ
消火系
純水タンク
常設代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

復水貯蔵槽
原子炉補機冷却系

制御棒駆動水ポンプ※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

2.1-66

設計事故等 自主対 重大事故等 設計事故等 自主対 重大事故等 設計事故等 自主対対処設備 策設備 対処設備 対処設備 策設備 対処設備
対処設備 策設備

ほう酸水注入系による進展抑制

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系対応
手段

常設代替交流電源
設備による高圧炉
心注水系の復旧

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
全交流動力電源原子炉隔離時冷却系

整備する手順書の分類

炉心の著しい損傷を防止する
運転手順

(c) 「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対
処設備が有する原子炉の減圧機能は，逃し安全弁（自動減圧機能付き）
による減圧機能である。
インターフェースシステムＬＯＣＡ発生時は，逃し安全弁による減圧操作を行うとともに，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない
場合は，逃し安全弁による減圧で冷却材の漏えいを抑制する。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示す。
・常設直流電源系統喪失により逃し安全弁の駆動に必要な常設直流電源が喪失し，原子炉の減圧ができない場合，可搬型小型バッテリーにより逃し安全弁の機能を回復させて原子炉を減圧する又は代替逃し安全弁駆動装置により逃し安全弁を駆動させ原子炉を減圧する。
・窒素ガスボンベの枯渇等により逃し安全弁の駆動に必要な作動窒素ガスが喪失し，原子炉の減圧ができない場合，予備の窒素ガスボンベに切り替えることで作動窒素ガスを確保し，逃し安全弁の機能を回復させて原子炉を減圧する。

2.1-67

表 2.1.6 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.3)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書の分類

代替自動減圧機能

逃がし安全弁（自動減圧機能付きＣ，Ｈ，Ｎ，Ｔ）

設計基準事故対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能なし）

設計基準事故対処設備

タービンバイパス弁
タービン制御系

自主対策
設備

タービンバイパス弁による減圧可搬型小型バッテリー

自主対策
設備

逃がし安全弁（自動減圧機能なし）

設計基準事故対処設備

高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全
弁駆動装置）

自主対策
設備

代替逃がし安全弁
駆動装置による減圧

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）

設計基準事故対処設備

可搬型小型バッテリー接続による減圧

常設直流電源系統

対処設備
重大事故等
対処設備

原子炉減圧の自動化

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減
圧機能

対応
手段

2.1-68

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止す
る運転手順

(d) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対
処設備が有する原子炉の冷却機能は，残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）による原子炉への注水機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原
子炉を冷却するための手順の例を次に示す。
・残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）の故障等により原子炉の冷却ができない場合，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により原子炉を冷却する。

2.1-69

表 2.1.7 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.4)(1/4)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

復水貯蔵槽 ※２
残留熱除去系（Ａ）注入配管

設計基準事故対処設備

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

復水貯蔵槽 ※２
残留熱除去系（Ｂ）注入配管

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

低圧代替注水系（常設）
高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用

復水貯蔵槽 ※２
高圧炉心注水系（Ｂ）注入配管

設計基準
事故
対処設備

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

低圧代替注水系（常設）
高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用

復水貯蔵槽 ※２
高圧炉心注水系（Ｃ）注入配管

設計基準
事故
対処設備

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

設計基準
事故
対処設備

低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用

復水貯蔵槽 ※２
残留熱除去系（Ｃ）注入配管※１：手順は「１．１４※２：手順は「１．１３炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する運転
手順

設計基準
事故
対処設備

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系（Ａ）
注入配管使用

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系（Ｂ）
注入配管使用残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）
全交流動力電源

対応
手段

電源の確保に関する手順等」にて整理する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。

2.1-70表 2.1.7 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.4)(2/4)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
残留熱除去系（Ｂ）注入配管

海水

自主対策
設備

※２

設計基準事故対処設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
海水 ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
残留熱除去系（Ｃ）注入配管

自主対策設備
自主対策設備

低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用設計基準事故対処設備

残留熱除去系（Ａ）注入配管

低圧代替注水系（可搬型）
高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用設計基準事故対処設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
海水 ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
高圧炉心注水系（Ｂ）注入配管

炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止する運転手
順

設計基準事故対処設備

低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系（Ａ）
注入配管使用

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
海水 ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
電源の確保に関する手順等」にて整理する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。
自主対策設備※１：手順は「１．１４※２：手順は「１．１３

手順書
重大事故等
対処設備

低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系（Ｂ）注入配管使用

残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）
全交流動力電源対応
手段

2.1-71

表 2.1.7 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.4)(3/4)

対応
手段

対処設備
高圧炉心注水系（Ｃ）注入配管

設計基準
事故
対処設備
自主対策
設備
設計基準
事故
対処設備
自主対策
設備

※１：手順は「１．１４※２：手順は「１．１３ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

消火系による原子炉の冷却
高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用

高圧炉心注水系（Ｂ）注入配管

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

設計基準
事故
対処設備

消火系による原子炉の冷却残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用残留熱除去系（Ｃ）注入配管

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

消火系による原子炉の冷却残留熱除去系（Ａ）
注入配管使用残留熱除去系（Ａ）注入配管

設計基準
事故
対処設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止す
る運転手順

自主対策設備消火系による原子炉の冷却残留熱除去系（Ｂ）
注入配管使用

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
海水 ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
残留熱除去系（Ｂ）注入配管

手順書
設計基準
事故
対処設備

低圧代替注水系（可搬型）
高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）
全交流動力電源

電源の確保に関する手順等」にて整理する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。

2.1-72表 2.1.7 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.4)(4/4)

常設代替交流電源設備による復旧

高圧炉心注水系（Ｃ）注入配管

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ常設代替交流電源設備 ※１
代替原子炉補機冷却系 ※３
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

消火系による原子炉の冷却
高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用全交流動力電源手順書

設計基準事故対処設備

残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）
全交流動力電源

対処設備

自主対策
設備

対応
手段

設計基準事故対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止する運転手
順※１：手順は「１．１４ 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。
※３：手順は「１．５ 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。

2.1-73(e) 「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送するための機能は，残留熱除去系，原子炉補機冷却海水系及び原子炉補機冷却水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）
を防止するため，サプレッションプールへ蓄積された熱を，最終ヒート
シンクへ輸送するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次に示す。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備である原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの故障等により，最終ヒートシン
クへ熱を輸送できない場合，常設代替交流電源設備を用いて所内電
源系統へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧し，代替原子炉
補機冷却系によりサプレッションプールから最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

2.1-74

表 2.1.8 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.5)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

重大事故等
対処設備

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
移動式変圧器
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
接続口

海水
－
重大事故等
対処設備

耐圧強化ベント系

代替格納容器圧力逃がし装置
※２

重大事故等
対処設備

格納容器圧力逃がし装置 ※２

耐圧強化ベント系
によるによる除熱

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する運
転手順

重大事故等
対処設備

残留熱除去系ポンプ

設計基準事故対処設備

サプレッション・プール
常設代替交流電源設備 ※１
代替原子炉補機冷却系
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

常設代替交流電源設備による復旧

全交流動力電源対応設備

格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置による除熱

残留熱除去系

代替原子炉補機冷却系による除熱

原子炉補機冷却海水ポ
ンプ又は原子炉補機冷
却水ポンプ
全交流動力電源

対応
手段※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「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」にて整理する。

2.1-75(f) 「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器の冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ，また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器内を冷却するための手順の例を次に示す。
・残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない場合，代替格納容器スプレイ
冷却系，消火系及び可搬型代替注水ポンプにより原子炉格納容器内の圧力，温度及び放射性物質濃度を低下させる。

2.1-76

表 2.1.8 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.6)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系

残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷
却モード）

対応
手段

対処設備

整備する手順書の分類

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
消火系
可搬型代替注水ポンプ

全交流動力電源消防ポンプ自動車
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
海水 ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止す
る運転手順

常設代替交流電源による復旧

残留熱除去系ポンプ
サプレッション・チェンバ常設代替交流電源設備 ※１
代替原子炉補機冷却系 ※３
燃料補給設備 ※１

下線の設備は重大事故等対処設備※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。
※３：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。

2.1-77

(g) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備
及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事
故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器の加圧破損を防止するための手順の例を次に示す。
・残留熱除去系が機能喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃し装置，代替格納容器圧力逃し装
置又は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器から最終ヒートシン
ク（大気）へ熱を輸送する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却により原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

2.1-78

表 2.1.10 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.7)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系

格納容器ｐＨ制御設備

フィルタ装置よう素フィルタ
計測制御設備

フィルタ装置よう素フィルタ
計測制御設備

現場操作

遠隔手動弁操作設備（エクステンション）

空気駆動弁操作用ボンベ

不活性ガス 耐圧強化ベント（窒素ガス） 系による原子炉による系統内 格納容器内のの置換
減圧及び除熱可搬型窒素供給装置
窒素生成装置接続口

耐圧強化ベント系

代替循環冷却

復水移送ポンプ
サプレッション・プール
代替原子炉補機冷却系
燃料補給設備残留熱除去系（Ｂ）熱交換器

2.1-79

手順書
設計基準事故 重大事故等 重大事故等 自主対
重大事故等 自主対策 重大事故等 重大事故等対処 重大事故等 設計基準事故
重大事故等対処設備 重大事故等対処設備
対処設備
対処設備 対処設備 策設備
対処設備
設備
対処設備
設備
対処設備
対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系

格納容器圧力代替格納容器圧力逃逃がし装置によるがし装置による
原子炉格納容器内の 原子炉格納容器内の減圧及び除熱減圧及び除熱－残留熱除去系ポンプ

格納容器ｐＨ
制御設備による
薬液注入

全交流動力電源

対応設備

残留熱除去系又は代替格納容器スプレイ
冷却系による除熱－対応
手段

原子炉格納容器の破損を防止する運転手順

原子炉格納容器の破損を防止する運転手順

(h) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCIや溶融炉心と原子炉
格納容器バウンダリの接触による原子炉格納容器の破損を防止し，また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心溶融による原子炉格納容器の破損を緩和するため及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例を次に示す。
・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器下部に落下した
溶融炉心を冷却するため，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により，原子炉格納容器下部へ注水する。

2.1-80表 2.1.11 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.8)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書の分類

復水貯蔵槽

設計基準事故対処設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等対処設備

海水自主対策設備

格納容器下部注水系（可搬型）

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等対処設備

格納容器下部注水系（常設）

―

対処設備

※２

自主対策設備

消火系

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。

2.1-81

原子炉格納容器の破損を防止する運転手順

(i) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，水－ジルコニウム反応及
び水の放射線分解による水素が原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対処
設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因
で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた
手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止す
るための手順の例を次に示す。
・炉心の著しい損傷が発生した場合，及び溶融炉心によって原子炉圧力容器が破損した場合，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧
力容器内の溶融炉心を冷却し，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止する。
・炉心の著しい損傷が発生し，水－ジルコニウム反応及び水の放射性分解による水素及び酸素によって，原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界を超えるおそれがある場合，格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを原子炉格納容器外に排出する。

2.1-82表 2.1.12 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.9)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

格納容器圧力逃がし装置 ※２
代替格納容器圧力逃がし装置 ※２

可燃性ガス濃度制御系による
水素濃度制御再結合器ブロワ
再結合装置
残留熱除去系ポンプ

手順書－

格納容器不活性設備

格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置による水素ガスの排出重大事故等対処設備
設計基準事故対処設備

格納容器内水素濃度計(SA)

重大事故等
対処設備

格納容器内雰囲気計装

設計基準事故対処設備

水素濃度監視代替交流電源設備 ※５
代替直流電源設備 ※５

原子炉格納容器内における水素による爆発を防止する
運転手順

重大事故等
対処設備

代替電源による必要な設備への給電

－対応設備

原子炉格納容器内
不活性化による
原子炉格納容器
水素爆発防止－対応
手段※１：プラント運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素）置換により格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっている。
※２：手順は「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」にて整理する。
※３：格納容器内水素濃度計(SA)は、運転員による操作なしで監視可能である。
※４：手順は「１．５最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。
※５：手順は「１．１４ 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

2.1-83

(j) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素が原子炉格納容器内に放出され，原子炉格納容器から原子炉建屋等に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋等の損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手
順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための手順の例を次に示す。
・炉心の著しい損傷が発生した場合，可搬型代替注水ポンプ又は圧力抑制プール水浄化ポンプにより，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。
・炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏れ出した水素による爆発の可能性が予見される場合，水素を原子炉
建屋外へ放出するためのトップベントを開放し，水素の原子炉建屋内への滞留を防止する。

2.1-84

表 2.1.13 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.10)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

手順書

静的触媒式水素再結合器 ※３，４

重大事故等
対処設備

水素濃度監視静的触媒式水素再結合器動作監視装置 ※３，４
原子炉建屋水素濃度計 ※３，４
代替交流電源設備 ※１
代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

格納容器頂部注水系（可搬型）による格納容
器頂部への注水

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）※２
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
復水貯蔵槽 ※２

格納容器頂部注水系（ＳＰＣＵ系）
による格納容器頂部への注水

圧力抑制プール水浄化ポンプ
復水貯蔵槽 ※２
代替交流電源設備 ※1
燃料供給設備 ※１
原子炉補機冷却海水ポンプ（６号炉のみ）
原子炉補機冷却水ポンプ（６号炉のみ）

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

原子炉建屋トップベント
大容量送水車 ※５
放水砲 ※５淡水貯水源（防火水槽又は淡水貯水
池） ※２
海水 ※２
燃料供給設備 ※１

設計基準事故
対処設備
自主対
策設備

海水

重大事故等
対処設備

水素濃度抑
制

－

対応
手段

※２

原子炉建屋内における水素による爆発を防止する運転手順

自主対策設備
自主対策設備※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。
※３：静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※４：手順は「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整理する。
※５：手順は「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」にて整理する。

2.1-85(k) 「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮へいし，及び臨界を防止するための対処設備及び手順を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内
燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対応設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメ
ータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。
・使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えい若しくはその他の要因により使用済燃料
プールの水位が低下した場合，燃料プール代替注水系（常設），燃料
プール代替注水系（可搬型），消火系及び圧力抑制プール水浄化系により使用済燃料プールへ注水することにより，貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮へいし，及び臨界を防止する。
・使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの水の漏えい若しくはその他の要因により使用済燃料
プールの水位が低下した場合，復水移送ポンプの電源復旧が実施可
能な場合において，復水貯蔵槽を水源とし，残留熱除去系洗浄水ラインにより残留熱除去系最大熱負荷ラインを経由して復水移送ポン
プによる使用済燃料プールへ注水又はスキマーサージタンクに補給し，逆流（オーバーフロー）させることで使用済燃料プールへ注水を実施する。

2.1-86

表 2.1.14 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.11)(1/2)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手順

復水移送ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

復水貯蔵槽

設計基準事故対処設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
接続口
代替対水源（防火水槽又は淡水貯水池） ※２
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等対処設備

海水

自主対策
設備

※２

2.1-87

自主対策設備漏えい抑制（流出防止）

サイフォンブレーク孔

圧力抑制プール水浄化ポンプ
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１
原子炉補機冷却海水ポンプ（６号炉のみ）※３
原子炉補機冷却水ポンプ（６号炉のみ） ※３

自主対策設備

圧力抑制プール水浄化系による注水

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

設計基準事故対処設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

自主対策設備

燃料プール代替注水（消火系）－

燃料プール代替注水（可搬型）

使用済燃料プール冷却浄化
系
復水補給水系
全交流動力電源

手順書
重大事故
等対処設
備

燃料プール代替注水（常設）

使用済燃料プール冷却浄化
系
復水補給水系
全交流動力電源
圧力抑制プール水浄化系

対応設備

使用済燃料プール内の燃料体及び使用済燃料を冷却する運転手順

表 2.1.14 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.11)(2/2)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対
策設備

自主対
策設備
重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

自主対策設備海水※２

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－１級）
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
可搬型スプレイヘッダ
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）※
２
燃料補給設備 ※１

而資機材の選定要ガスケット材
ガスケット接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ等

自主対策設備

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位計（ＳＡ）
使用済燃料プール水位計（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度計（ＳＡ）
使用済燃料プール温度計（ＳＡ広域）
燃料取替エリア放射線モニタ（高レンジ）
燃料取替エリア放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（空冷装置含む）
代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等対処設備－

海水

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－１級）
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
常設スプレイヘッダ
接続口
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）※
２
燃料補給設備 ※１

漏えい緩和

－

隔離弁

使用済燃料プールスプレイ（可
搬型）

－

手順書

燃料プールスプレイ（常設）

－

対応設備

漏えい抑制
（系統隔離）

－

対応
手順

※２

※１：手順は「１．１４ 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：手順は「１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整理する。
※３：６号炉の圧力抑制プール水浄化ポンプによる使用済燃料プールへの注水は，ポンプ軸受冷却器の冷却水（７号炉空冷式）確保が必要のため，原子炉補機冷却系の復旧を前提とする。

2.1-88(l) 「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の損傷又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手
順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための手順の例を次に示す。
・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合，原子炉建屋への放水により大気への拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，放射性物質吸着剤及びシルトフェンスにより，海洋への拡散抑制を行う。

2.1-89

表 2.1.15 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.12)
手順書

重大事故等対処設備

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
高所放水車
泡原液備蓄車※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

2.1-90

自主対策設備

大容量送水車放水砲
泡原液搬送車
泡原液混合装置
タンクローリー ※１
軽油タンク ※１

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

放射性物質吸着材
シルトフェンス

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

原子炉建屋周辺における航空機
衝突による航空機燃料火災

大容量送水車
放水砲
タンクローリー ※１
軽油タンク ※１

初期対応における泡消火及び延焼防止処置

放射性物質吸着材
シルトフェンス

海洋への拡散抑制

大容量送水車
放水砲
タンクローリー ※１
軽油タンク ※１

大気への拡散抑制

使用済燃料プール内
燃料体等の著しい損傷－

対応設備

海洋への拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損－対応
手段
大気への拡散抑制

機能喪失を想定する重大事故等対処設備

発電所外へ放射性物質の拡散を抑制する手順

(m) 「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を複数確保し，これらの水源から注水が必要な場所への供給を行うための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できる
よう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。
・復水貯蔵槽への事故の収束に必要な水の供給に使用する設備が機能喪失した場合，可搬型代替注水ポンプ，消火系及び純水補給水系により補給する。
・復水貯蔵槽が枯渇又は破損した場合，代替水源から直接送水することにより，事故の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保する。
・事故の収束に必要な水の水源として防火水槽を使用する際，防火水槽への補給が必要な場合，淡水貯水池，淡水タンク（ろ過水タンク
及び純水タンク）から淡水を補給する，又は海水源である護岸や取水路などの複数箇所から海水を補給する。

2.1-91

表 2.1.16 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.13)(1/2)

復水貯蔵槽
燃料補給設備 ※１

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水
池）
接続口

設備ではな
く措置

海水

自主対
策設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－１級）
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
ＭＵＷＣ接続口
ウェル接続口ＳＦＰ接続口
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水
池）

設備では
なく措置

海水

自主対
策設備

海水（護岸）から可搬型代替
ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－１級）
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）
海水護岸
ＭＵＷＣ接続口
ウェル接続口ＳＦＰ接続口
燃料補給設備 ※１

自主対策設備

復水貯蔵槽
純水移送ポンプ
純水タンク
仮設発電機
燃料補給設備 ※１

防火水槽から可搬型代替注水ポンプによる送水

重大事故等の収束に必要となる水源を確保する手順

自主対策設備復水貯蔵槽
代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）

手順書

純水補給系による復水貯蔵槽への補給

復水貯蔵槽

対応設備
重大事故等
対処設備

復水貯蔵槽の枯渇対応
手段

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：注水が必要な箇所へ直接注水する手段であり，手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.10 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」にて整理する。

2.1-92表 2.1.16 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.13)(2/2)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

複数の代
替水源

海水

自主対
策設備

淡水貯槽池から淡水タンク（ろ過水タンク，純水タンク）への補給

淡水貯水池
淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）
淡水貯水池～淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）移送
ホース
淡水貯水池～淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）移送
トレンチ

重大事故等
対処設備

海水（護岸）から防火水槽への補給

可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
海水
護岸
防火水槽
燃料補給設備 ※１

自主対策設備海水取水ポンプ
海水取水箇所
海水取水ポンプ送水ホース
移動式変圧器
可搬型代替交流電源車
燃料補給設備 ※１
海水
防火水槽

手順書
複数の代替水源

淡水貯水池
淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）
淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）～防火水槽移送ホース
淡水タンク（ろ過水タンク又は純水タンク）～防火水槽移送トレンチ

海水（海水取水箇所）から防火水槽への補給

重大事故等の収束に必要となる水源を確保する手順

自主対策設備

－

淡水貯水池
防火水槽
淡水貯水池～防火水槽移送ホース
淡水貯水池～防火水槽移送トレ
ンチ

淡水タンク（ろ過水タンク，純水タンク）から防火水槽への補給

淡水貯水池
淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）

対応設備

淡水貯水池から防火水槽への補給

淡水貯蔵池

対応
手段

自主対策設備※１：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
※２：注水が必要な箇所へ直接注水する手段であり，手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.10 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」にて整理する。

2.1-93

(n) 「1.14 電源の確保に関する手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷
及び運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から給電するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃
料体の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順
及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に電源の確保手順の例を次に示す。
・非常用ディーゼル発電機の故障により非常用高圧母線への交流電源による給電ができない場合，ガスタービン発電機により非常用高圧
母線へ給電する。
・非常用ディーゼル発電機の故障により非常用高圧母線への交流電源による給電ができない場合，電源車により非常用高圧母線へ給電する。
・非常用ディーゼル発電機の故障により直流電源母線への直流電源供給ができない場合，蓄電池A系，蓄電池A-2系又はAM用直流125V蓄電池により直流電源母線へ給電する。
・非常用ディーゼル発電機の故障，常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備の蓄電池の枯渇又は常設代替直流電源設備の発電機と充電器の故障により，直流電源母線への直流電源供給ができない場合，
電源車及び直流電源車により直流電源個別負荷に直接電源を供給する。

2.1-94

表 2.1.17 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.14)(1/2)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ガスタービン発電機
地下軽油タンク
ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
タンクローリー（１６ｋＬ）
緊急用高圧母線

2.1-95

設計基準事故対処設備

電力融通による給電

非常用ディーゼル発電機（他号炉）
燃料ディタンク（他号炉）
非常用ディーゼル発電機軽油タンク（他号炉）
非常用ディーゼル発電機用燃料移送ポンプ（他号炉）

重大事故等
対処設備

号炉間電力融通ケーブル
緊急用高圧母線
予備号炉間電力融通ケーブル
緊急用電源切替箱断路器

設計基準事故対処設備

非常用ディーゼル発電機軽油タンク（タンクローリー輸送）

重大事故等
対処設備

可搬型代替交流電源設備による給電

電源車
電源車接続口タンクローリー（４ｋＬ）

設計基準事故対処設備

非常用ディーゼル発電機軽油タンク（タンクローリー輸送）

整備する手順書の分類

重大事故等
対処設備

常設代替交流電源設備による給電
非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪
失）

対応設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止する運転手順表 2.1.17 重大事故等及び大規模損壊対応設備と整備する手順(1.14)(2/2)

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書
設計基準事故対処設備

ＡＭ用直流１２５Ｖ蓄電池

重大事故等
対処設備

電源車
電源車接続口タンクローリー（４ｋＬ）
ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器
ＡＭ用動力変圧器
ＡＭ用ＭＣＣＡＭ用切替盤
ＡＭ用操作盤
非常用ディーゼル発電機軽油タンク（タンクローリー輸送）

重大事故等
対処設備

直流１２５Ｖ蓄電池Ａ系 ※１
直流１２５Ｖ蓄電池Ａ－２系

可搬型代替直流電源設備による給電

設計基準事故対処設備

電源車
電源車接続口タンクローリー（４ｋＬ）

重大事故等
対処設備

非常用ディーゼル発電機軽油タンク（タンクローリー輸送）

設計基準事故
対処設備

直流給電車

自主対策
設備

直流給電車及び電源車の組み合わせによる給電

ＡＭ用動力変圧器
ＡＭ用ＭＣＣＡＭ用切替盤
ＡＭ用操作盤
緊急用電源切替箱断路器

炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止する運転手
順

重大事故等対処設備

代替所内電気設備による給電

非常用所内電気設備

対応設備

常設直流電源設備及び常設代替
直流電源設備による給電
非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
蓄電池（枯渇）対応
手段※１： 直流１２５Ｖ蓄電池７Ａからの給電は，運転員による操作不要の動作である。

2.1-96

d. c.項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，運転員が使用する手順書も並行して活用した事故対応も考慮したものとする。例えば，重大事故等発生時において運転員が使用する手順書で対応中に，期待する
重大事故等対処設備等（例：常設代替交流電源，低圧代替注水系（常設）等）の複数の機能が同時に喪失する等，重大事故シナリオベースから外れて大規模損壊へ至る可能性のあるフェーズへ移行した場合にも活用できるものとする。すなわち，原因となった事象により喪失した機能に着目して，その機能を代替するための対策が行える手順書の構成とする。
e. c.項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波及び地震と津波の重畳により発生する可能性のある大規模損壊に対して，また，PRAの結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケンスについて，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応をも考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処設
備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上
記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。
f. 原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応する手順について
は，大規模損壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。また，当該のガイドの要求内容に照らして原子炉施設の対応状況を確認する。

2.1-97

2.1.2.2 大規模損壊の発生に備えた体制の整備
大規模損壊に至る可能性のある事象は，基準地震動及び基準津波等の設計基準又はそれを一定程度超えるような規模の自然災害並びに故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。重大事故等時に比べてプラントが受ける影響及び被害の程度が大きく，その被害範囲は広範囲で不確定なものとなる。そのため，発電所施設の被害状況から残存する資源等を活用し事故対応を行う。被害を受けた機器の復旧可能性の把握，判断も事故対応の方向性を決める判断要素の一つとする。残存する資源の把握，活用，復旧判断等の活動は，通常時の実務経験を踏まえた技術的能力 1.0 で示す重大事
故等時の対応体制で引き続き対応する。
このように，大規模損壊が発生した場合に重大事故等対処のための体制で臨むことは有効である。ただし，中央制御室の機能喪失，要員の損耗及び重大事故等対処で期待する重大事故等対処設備が使用できない等の状況を想定した場合に対処できるよう，該当する部分の体制の整備，充実を図る。
福島事故の対応の際には，複数の原子炉施設での同時被災を想定した備えが十分でなく，発電所対策本部の情報共有と指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったことから，大規模損壊の発生に備えた発電所対策本部及び本社対策本部の体制は，重大事故等対処のための体制と同様，米国
における非常事態対応のために標準化された ICS の考え方を導入し，指揮命
令系統，及び各機能班・スタッフの役割を明確にすることを基本としつつ，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊対応のための体制を整備，充実するために大規模損壊対応に係る必要な計画の策定並びに緊急時対策要員に対する教育及び訓練を付加して実施する。

＜組織構造上の特徴＞• 監督限界の設定（３～７名程度まで）• 災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造＜組織運用上の特徴＞• 直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化• 決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化• 全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用• 技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
発電所及び本社対策本部は，基本的な機能を次の①～⑤の５つの機能で構成する。
2.1-98

①意思決定・指揮②対外対応③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長を全体指揮者として配置し，②～⑤の機能毎に責任者として「統括」を配置する。また，統括の指揮下には，機能毎に班を設け責任者として「班長」を配置することで役割分担を明確化する。発電所及び本社対策本部の指揮命令は①の本部長から②～⑤の各統括に対して出され，②～⑤の間では情報共有がなされることで，②～⑤の各機能が自律的に活動できる体制とする。
原子力防災組織にＩＣＳの考え方を導入したことにより，以下の効果があったと考えている。
・指揮命令系統が機能毎に明確になった。
・管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるよ
うになった。
・運用や情報共有ツール等を改善することにより，本部，各機能班のみならず，本社との情報共有がスムーズに行えるようになった。
・各機能班は，本部長，各統括の指示の下，自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになってきている。
・プラントの発災状況に応じて対応体制を容易に縮小・拡大ができるようになった。（例：号機班）
大規模損壊発生時は，重大事故等を超えるような状況を想定した 2.1.1 項における大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提とし，中央制御室が機能喪失するような場合にも的確かつ柔軟に対処できるよう，
重大事故等対策では考慮されていない大規模損壊に対する脆弱性を補完する手順書を用いた活動を行うための体制を整備する。
また，中長期的な対応が必要となる場合や発電所の複数の原子炉施設で同時被災した場合にも対応できる体制を整備する。
夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等及び大規模損壊が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，次の体制を整備する。
• 発電所構内に緊急時対策要員 37 名（運転員（当直員）18 名，自衛消防隊 6 名を除く。）を常時確保し，分散して待機する。また，故意による
2.1-99

大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室(運転員(当直員)を含む)が機能しない場合においても，対応できる体制を整備する。
• 火災発生時の初期消火活動に対応するため，自衛消防隊初期消火班についても発電所に常時確保する。
• 重大事故等及び大規模損壊の対応で，高線量下における対応が必要な場
合においても，社員で対応できるよう要員を確保する。
• 緊急時対策要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
(1) 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施

大規模損壊への対応のための緊急時対策要員への教育及び訓練について
は，技術的能力 1.0 で示す重大事故等対策にて実施する教育及び訓練を基に，大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。教育及び訓練は，各要員の役割に応じた任務を遂行するに当たり必要となる力量を習得及び維持するために実施する。また，大規模損壊発生時に対応する発電所対策本部とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。また，必要となる力量を表 2.1.18 に示す。
大規模損壊のような過酷な状況下で対応するためには，さらに下記事項を実施することで不測の事態にも対処することが可能となる。
a. 緊急時対策要員及び運転員については，要員の役割に応じて付与される力量に加え，例えば要員の被災等が発生し，想定より多い要員が必要となった場合においても，優先順位の高い緩和措置の実施に遅れが生じることがないよう，臨機応変な配員変更に対応できる知識及び技能を習得する等，
流動性を持って柔軟に対応できるよう要員の多能化を計画的に実施する
ことにより，期待する要員以外の要員でも対応できるよう教育及び訓練の充実を図る。
b. 原子力防災管理者及び通報連絡責任者に対し，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別訓練を実施する。
c. 発電所構内の対応要員を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
2.1-100

d. 大規模損壊発生時に対応する手順及び事故対応用の資機材の取扱い等を習得するための机上教育を定期的に実施する。
e. 事故時の対応や事故後の復旧を迅速に行うため，重大事故等及び大規模損

壊発生時の事象進展により高線量下になる場所を想定し放射線防護具を使用した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応訓練を実施する。
f. 大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。
教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，次のとおりとし，この考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。
・ 各要員の役割に応じた教育及び訓練を年１回以上実施することにより，各手順を習熟させ，力量の維持・向上を図る。併せて力量が維持されていることを確認する。
・ 各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年２回以上実施する。
・ 大規模損壊の緩和措置における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練を効果的かつ確実に実施する。
・ 教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制について改善要否を評価し，必要により手順，資機材の改善，教育及び訓練計画への反映を行い，力量を含む対応能力の向上を図る。
・ あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日を含めて必要な要員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。

2.1-101表 2.1.18 大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について
要員

必要な作業

緊急時対策要員
・本部長，各統括及び技術スタッフ○発電所における災害対策活動の実施

緊急時対策要員
・上記以外の要員

運転員（当直員）

実施組織（自衛消防隊含む）

支援組織○発電所における災害対策活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの注水等○消火活動○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡

必要な力量○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携○所掌内容の理解○対策本部との情報共有○各班との連携○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○個別手順の理解○資機材の取り扱い○配置場所の把握○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取り扱い(2) 大規模損壊発生時の体制

技術的能力 1.0 で整備する発電所対策本部体制に加え，下記事項を考慮したものとする。
a. 大規模損壊発生時の不確実性にも対処できるよう他号炉の運転員による応援が可能な体制を整備する。
b. 夜間・休祭日（平日の勤務時間以外）において，重大事故等及び大規模損壊のような原子力災害が発生した場合にも，速やかに対策の対応を行うため，発電所構内に緊急時対策要員 37 名（運転員(当直員)18名，自衛消防隊 6 名を除く。）を常時確保し，大規模損壊発生時は本部長代行が初動の指揮を執る体制を整備する。
また， 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室（6 号及び 7 号炉運転員を含む）が機能しない場合も予め想定し，緊急時対策要員で役割を変更する要員に対して事前に周知しておくことで混乱することなく迅速な対応を可能とする。
c. 大規模損壊発生時において，緊急時対策要員として参集が期待される
2.1-102

社員寮，社宅の要員の発電所へのアクセスルートは複数確保し，その中から通行可能なルートを選択し発電所へ参集する。なお，プラント
状況が確実に入手できない場合は，予め定めた集合場所にて，発電所の状況等の確認を行った後，発電所へ参集する。
d. 夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生した場合には，上記アクセスルートによる社員寮，社宅等からの要員参集までに時間を要する可能性があるが，その場合であっても，発電所構内に分散待機する要員により優先する対応手順を必要とする要員数未満で対応することで当面の間は事故対応を行えるよう多能化を図る。
(3) 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的考え方
大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，対応要員を確保する
とともに指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を次の基本的な考え方に基づき整備する。
ａ．大規模損壊への対応要員を常時確保するため，夜間・休祭日（平日の勤務時間以外）における運転員及び緊急時対策要員並びに自衛消防隊
初期消火班は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるよう，分散して待機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害によって，待機場所への影響が考えられる場合は，屋外への退避及び高台への避難等を行う。なお，建物の損壊等により対応要員が被災するような状況においても，発電所構内に勤務している他の要員を活用する等の柔軟な対応をとることを基本とする。
ｂ．地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考慮し，原子力防災管理者の代行者を予め複数定めることで体制を維持する。
ｃ．プルーム放出時は，大規模損壊対応への指示を行う要員と発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員は緊急時対策所，運2.1-103

転員（当直員）は中央制御室待避室に留まり，その他の要員は発電所
構外ヘ一時退避し，その後，発電所対策本部本部長（所長）の指示に基づき再参集する。
ｄ．大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，発電所対策本部の火災対応の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。
また，発電所対策本部本部長（所長）が，事故対応を実施及び継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，緊急時対策要員を火災対応の指揮命令系統の下で活動する自衛消防隊の指揮下で消火活動に従事させる。なお，発電所対策本部の体制が整った後は，本部長の判断により，自衛消防組織を設置し，自衛消防隊による消火活動を実施する。
(4) 大規模損壊発生時の対応拠点

大規模損壊が発生した場合において，本部長を含む発電所対策本部の要員等が対応を行う拠点は，緊急時対策所が基本となる。免震重要棟内緊急時対策所の健全性（居住性確保，通信連絡機能等）が確認できない場合は，通信連絡設備（衛星電話設備，無線連絡設備）及び必要に応じて風雨を凌
ぐための資機材を活用することにより，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が立ち上がるまでの間の発電所対策本部の指揮命令系統を維持する。
また，運転員(当直員)の拠点については，中央制御室が機能している場合
は中央制御室とするが，中央制御室が機能していない場合や火災等により運転員(当直員)に危険が及ぶおそれがある場合は，施設の損壊状況及び対応可能な要員等を勘案し発電所対策本部が適切な拠点を判断する。
なお，緊急時対策所以外の代替可能なスペースも状況に応じて活用する。
(5) 大規模損壊発生時の支援体制の確立

ａ．本社緊急時対策本部体制の確立
原子力災害発生時における本社対策本部の設置による発電所への支援体
制は，技術的能力 1.0 で整備する。
ｂ．外部支援体制の確立
原子力災害発生時における外部支援体制は，技術的能力 1.0 で整備する。

2.1-1042.1.2.3 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備
大規模損壊の発生に備え，2.1.2.1 項における大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。
原子力災害発生時における資機材等の配備は，技術的能力 1.0 で整備する。
(1) 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム

ヘの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
大規模損壊発生時において，可搬型重大事故等対処設備の保管場所は，技
術的能力 1.0 で想定する自然現象による影響等に加え，下記の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響等を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる場所とするとともに，設計基準事故対処設備と共通要因によって同時に必要な機能が損なわれることがないよう，次の考え方に基づいて保管する。
a. 可搬型重大事故等対処設備は，
基準地震動を一定程度超える地震動に対して，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
b. 可搬型重大事故等対処設備は，
基準津波を一定程度超える津波に対して裕度を有する高台に保管する。
c. 屋外の可搬型重大事故等対処設備は，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮して，関連する常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が設置されている原子炉建屋から 100m 以上離隔をとって当該建屋と同時に影響を受けない場所に分散して配備する。
d. 原子炉建屋外から電力又は水を供給する可搬型重大事故等対処設備は，常設設備へのアクセスルートを確保した複数の接続口を設ける。
e. 地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やかに消火及び瓦礫撤去できる資機材を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

2.1-105

(2) 大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方

大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材と基本的な考え方に差異はない。次に重大事故等対策も含めた資機材の配備に関する基本的な考え方を示す。
資機材は，炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境，大規模な火災の発生した環境を考慮するとともに，大規模な自然災害等により外部支援が受けられない状況を想定し必要な数量を配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋から 100m 以上離隔をとった場所に，分散して配備する。必要な資機材には次を含む。
a. 全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
b. 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，
又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消火設備を配備する。
c. 炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用するマスク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な資機材を配備する。
d. 大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を確保する。
e. 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信手段を確保するため，多様な複数の通信手段を整備する。
また，通常の通信手段が使用不能な場合を想定した通信手段として，衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備を配備する。

2.1-106

2.1.3 まとめ

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより，柏崎刈羽原子力発電所において，プラント監視機能の喪失，建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失等の大規模な損壊が発生した場合の対応措置として，プラント内において有効に機能する運転員を含む人的資源，設計基準
事故対処設備，重大事故等対処設備等の物的資源及びその時点で得られる発電所構内外の情報を活用することにより，様々な事態において柔軟に対応できる「手順書の整備」，「体制の整備」及び「設備・資機材の整備」を行う方針とする。
「手順書の整備」においては，大規模な火災の発生に伴う消火活動を実施する場合及びプラントの状況把握が困難である場合も考慮し，可搬型重大事
故等対処設備による対応を中心とした多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
「体制の整備」においては，指揮命令系統が機能しなくなる等の体制の一部が機能しない場合を考慮した対応体制を構築するとともに，原子力防災組
織の実効性等を確認するため，大規模損壊となる種々の想定に対して本部要員が対応方針を決定し指示を出すまでの図上訓練，緊急時対策要員が必要となる力量を習得及び維持するための教育・訓練を実施する。
「設備・資機材の整備」においては，可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう，発電所の敷地特性を活かし，構内の高台に分散配置するとともに，原子炉建屋から離隔距離を置いて配備する。
大規模損壊への対応として整備する「手順書」，「体制」及び「設備・資機材」については，今後とも新たな知見や教育・訓練の結果を取り入れること
で，継続的に改善を図っていく。

2.1-107添付資料 2.1.1
大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害の抽出プロセスについて
１．外部事象の選定
柏崎刈羽原子力発電所での設計上考慮すべき事象の選定にあたっては，安
全性の観点から考慮すべき外部現象を幅広く検討するために，以下の資料を参考に網羅的に自然現象 55 事象（表 1 参照）及び外部人為事象 28 事象（表2 参照）の抽出を行った。
類似・随伴事象の観点から前述の収集事象を整理した結果，自然現象 42
事象（表 3 参照），外部人為事象 20 事象（表 4 参照）を選定した。
a. 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（制定 平成 25 年 6 月 19 日 原規技発第 1306193 号
原子力規制委員会決定）
b. 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定 平成 25 年 6 月 19 日 原規技発第 1306194 号 原子力規制委員会決定）
c. NUREG/CR-2300 “PRA Procedures Guide”, NRC, January 1983
d. Specific Safety Guide (SSG-3) “Development and Application of
Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power
Plants”, IAEA, April 2010
e. 「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年
f. ASME/ANS RA-S-2008 “Standard for Level 1/Large Early Release
Frequency probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications”
g. DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES(FLEX) IMPLEMENTATIONGUIDE(NEI-12-06 August2012)h. B.5.b Phase2 ＆ 3 Submittal Guideline(NEI-06-12 December2006)-2011.5 NRC 公表

添付 2.1-1表１ 文献より収集した自然現象（1/2）
No
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10
1-11
1-12
1-13
1-14
1-15
1-16
1-17
1-18
1-19
1-20
1-21
1-22
1-23
1-24
1-25
1-26
1-27
1-28
1-29
1-30
1-31
1-32
1-33
1-34
1-35
1-36
1-37
1-38
1-39
1-40
1-41
1-42
1-43
1-44
1-45
1-46
1-47
1-48
1-49
1-50
※

外部事象
凍結
隕石
降水
河川の迂回
砂嵐（塩を含んだ嵐）
静振
地震活動
積雪
土壌の収縮又は膨張
高潮
津波
火山（火山活動・降灰）
波浪・高波
雪崩
生物学的事象
海岸侵食
干ばつ
洪水（外部洪水）風（台風）（暴風(台風)）
竜巻
濃霧
森林火災
霜，霜柱
草原火災
ひょう，あられ
極高温
満潮
ハリケーン
結氷板,
氷晶
氷壁
土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）
落雷
湖又は河川の水位低下
湖又は河川の水位上昇
陥没，地盤沈下，地割れ
極限的な圧力（気圧高/低）
霧,靄
塩害，塩雲
地面の隆起
動物
地滑り
カルスト
地下水（浸食，多量／枯渇）
海水面低
海水面高
水中の地滑り水中の有機物
太陽フレア，磁気嵐
高温水（海水温高）

a
○

b
○

○
○

○

○
○

○
○

○
○

○
○

○
○

○

○
○
○

○
○
○

○

○

○

○

外部事象を抽出した文献等※
c
d
e
f
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

○

○
○
○

○

○

○

○

「○」は外部事象を収集した文献を示す。

添付 2.1-2

○

○
○

○
○

○
○
○
○
○

○
○

○
○

g
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○

○
○

○

○

○

○

○
○

h

表 1 文献より収集した自然現象（2/2）
No
1-51
1-52
1-53
1-54
1-55
※

外部事象

a

b

低温水（海水温低）
泥湧出
土石流
水蒸気
毒性ガス

外部事象を抽出した文献等※
c
d
e
f
○
○
○
○
○
○
○

g

h

○

「○」は外部事象を収集した文献を示す。

表 2 文献より収集した人為事象
外部事象を抽出した文献等※
c
d
e
f
○
○
○

No

外部事象

2-1

○

2-3

衛星の落下
パイプラインの事故（ガスなど），パイプライン
事故によるサイト内爆発等
交通事故(化学物質流出含む)

2-4

有毒ガス

○

○

○

2-5

タービンミサイル

○

○

○

2-6

飛来物(航空機衝突)

○

○

2-7

工業施設又は船舶の爆発

2-8

船舶の衝突(船舶事故)

2-9
2-10
2-11

自動車又は船舶の爆発
船舶から放出される固体または液体不純物
水中の化学物質

2-12

爆発(プラント外での爆発)

2-13

プラント外での化学物質流出

2-14

サイト貯蔵の化学物質の流出

2-15

軍事施設からのミサイル

○

2-16

掘削工事

○

2-17

他のユニットからの火災

○

2-18

他のユニットからのミサイル

○

2-19

他のユニットからの内部溢水

2-20

電磁的障害

○

○

○

2-21

ダムの崩壊

○

○

○

2-22

内部溢水

○

○

○

○

2-23

火災(近隣工場等の火災)

○

○

○

○

2-24
第三者の不法な接近
2-25
航空機衝突（意図的）2-26
妨害破壊行為（内部脅威含む）
2-27
サイバーテロ
2-28
重量物落下※ 「○」は外部事象を収集した文献を示す。

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○

2-2

a

○

○

b

g
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○
○

○

○
○
○

○

○

○

添付 2.1-3

○

○

○

○

h

○

表 3 自然現象の整理
No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27

自然現象
地震
津波
降水
積雪
雪崩
ひょう，あられ氷嵐，雨氷，みぞれ
氷晶
霜，霜柱
結氷板，流氷，氷壁風（台風含む）
竜巻
砂嵐
霧，霞
高温
低温
高温水（海水温高）
低温水（海水温低）
極限的な圧力（高/低）
落雷
高潮
波浪
風津波
洪水
池・河川の水位低下
河川の迂回
干ばつ

28

火山

29
30

32
33
34
35
36
37
38

地滑り
海水中の地滑り
地面隆起（相対的な水位低下）
土地の浸食，カルスト
土の伸縮
海岸浸食
地下水（多量/枯渇）
地下水による浸食
森林火災
生物学的事象

39

静振

40
41
42

塩害，塩雲
隕石，衛星の落下
太陽フレア，磁気嵐

31

備考
（1-7）
（1-11）（1-3）（1-8）（1-14）（1-25）（1-25）（1-30）（1-23）
氷結，結氷板（1-29），氷壁（1-31）
風（台風）（暴風(台風)）（1-19）,ハリケーン（1-28）（1-20）（1-5）
濃霧，霧（1-21），靄（1-38）（1-26）
凍結（1-1）（1-50）（1-51）（1-37）（1-33）
高潮（1-10），満潮（1-27）（1-13）
波浪・高波（1-13）（1-18）（1-34）（1-4）（1-17）
火山活動（1-12），泥湧出（1-52），土石流（1-53），水蒸気（1-54），毒性ガス（1-55）
地滑り（1-32），土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）（1-42）
水中の地滑り（1-47）
地面隆起（1-40）
陥没，地盤沈下，地割れ（1-36），カルスト（1-43）
土壌の収縮又は膨張（1-9）
海岸侵食（1-16）（1-44）（1-44）
森林火災（1-22），草原火災（1-24）
生物学的事象（1-15），動物（1-41），水中の有機物（1-48）
静振（1-6），湖又は河川の水位低下（1-34），湖又は河川の水位上昇（1-35），海水面低（1-45），海水面高（1-46）（1-39）
隕石（1-2），衛星の落下（2-1）（1-49）※（ ）内の番号は「表 1 文献より収集した自然現象」又は「表 2 文献より収集した人為事象」における番号

添付 2.1-4

表 4 人為事象の整理
No.
1
2

人為事象
航空機落下
ダムの崩壊

3

火災・爆発

4
5
6
7
8
9

有毒ガス
船舶の衝突
電磁的障害
パイプライン事故
第三者の不法な接近
航空機衝突（意図的）
妨害破壊行為（内部脅威含む）
サイバーテロ
産業施設の事故
輸送事故
軍事活動によるミサイルの飛来サイト内外での掘削

10
11
12
13
14
15

備考※
（2-6）
（2-21）
交通事故(化学物質流出含む)（2-3），
爆発(プラント外での爆発)（2-12），
他のユニットからの火災（2-17），
火災(近隣工場等の火災)（2-23）
（2-4）
（2-8）
（2-20）（2-2）（2-24）（2-25）（2-26）（2-27）
工業施設又は船舶の爆発（2-7）
自動車又は船舶の爆発（2-9）（2-15）（2-16）
他のユニットからの内部溢水（2-19），16
内部溢水
内部溢水（2-22）
タービンミサイル（2-5），17
タービンミサイル
他のユニットからのミサイル（2-18）
18
重量物輸送（2-28）
船舶から放出される固体または液体不純物
化学物質の放出による（2-10），水中の化学物質（2-11），19
水質悪化
プラント外での化学物質流出（2-13），
サイト貯蔵の化学物質の流出（2-14）
船舶から放出される固体または液体不純物20
油流出（2-10）※（ ）内の番号は「表 2 文献より収集した人為事象」における番号

添付 2.1-5

2. 自然現象及び外部人為事象の選定(1)選定基準
外部事象に係る海外での評価手法※を参考に，詳細な影響評価を実施すべき
外部事象を抽出するための基準を以下のように設定した。抽出にあたっては，サイトに外部事象が有意な影響を与えるかという観点の評価（基準 A，基準 B）に加え，サイトに到達した外部事象が設備にどの程度影響を与えるかという観点の評価（基準 C）を実施する。または，外部事象の影響規模が他の外部事
象に包絡される（基準 D）ことを確認している。
基準 A：プラントに影響を与えるほど接近した場所で発生しない。
基準 B：ハザードの進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知し，ハザードを排除できる。
基準 C：プラント設計上，考慮された事象と比べて，設備等への影響度が同等もしくはそれ以下，または，プラントの安全性が損なわれることがない。
基準 D：影響が他の事象に包絡される。
※選定基準の策定にあたって参照した文献は以下のとおり。
これらの文献は，IAEA 基準や PRA 基準を参考とするために選定した。
－Specific Safety Guide (SSG-3) “Development and Application of Level
1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA,
April 2010
－ASME/ANS RA-S-2008 “Standard for Level1 / Large Early Release Frequency
probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications"(2)選定結果
上記の基準を適用した結果，苛酷な状況となる可能性がある事象であって，影響の有無，程度の評価を行うべき外部事象を以下のとおり選定した。
【自然現象】
・地震・津波
・風（台風含む）
・竜巻
・低温（凍結）・積雪

添付 2.1-6

・落雷
・火山
・隕石
※

森林火災については，出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であると想定し，人為事象「火災・爆発」に整理した。

【人為事象（偶発的）】・航空機落下※・火災，爆発（森林火災，近隣工場の火災・爆発，航空機落下火災等）※
・有毒ガス※
・内部溢水※【人為事象（意図的）】・航空機衝突（意図的）※当該事象は，大規模損壊のケーススタディーにおいて，以下の理由により想定ケースとして取り扱わない。
・航空機落下：「航空機衝突（意図的）」に包含する。
・火災，爆発（森林火災，近隣工場の火災・爆発，航空機落下火災等）：大規模火災に対する影響の想定のため「航空機衝突（意図的）」に包含する。
・有毒ガス：中央制御室への影響を想定しており「航空機衝突（意図的）」に包含する。
・内部溢水：建屋内の配管損傷を超える溢水を想定し津波に包含する。
なお，上記の事象以外についても，各自然現象・各人為事象により想定される発電所への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，考え得る起因事象について整理しており，その結果からも上記の事象に加え詳細評価が必要な事象は無いことを確認している。（自然現象については表 5，人為事象については表
6 参照。）

添付 2.1-7

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（1/10）
No

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出①浸水
建屋内浸水による機器浸水

1

添付 2.1-82

降水考えうる起因事象等
津波の影響に包絡される。

建屋屋上への荷重については，排水設計がなされており，設計想定②荷重（堆積荷重）を超える降水に対しても十分な強度を有していると考えられるた建屋屋上での雨水排水不可（排水能力超め，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因過）による滞留
事象の発生は無いと判断。

①荷重（堆積荷重）
建屋及び屋外機器への堆積

・ 原子炉建屋が天井崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
・ タービン建屋が天井崩落した場合にタービン建屋や発電機に影響が及びタービントリップに至るシナリオ。
・ コントロール建屋が天井崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置している直流電源設備が溢水により機能喪失に至るシナリオ。
・ 軽油タンク天井が積雪荷重により崩落した場合には，軽油タン
ク機能喪失に至り，以下②に示す外部電源喪失が発生している
状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。

②相間短絡
送電・変電設備の屋外設備への着氷・ 送電線や碍子へ雪が着氷（着氷雪）することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。

積雪※詳細は添付資料
2.1.2 参照

③閉塞（空調）
・ D/G 室空調給気口の閉塞により，非常用ディーゼル発電設備が給排気口の閉塞（堆積又は付着による給気機能喪失に至るような場合において，上記②の外部電源喪失が口閉塞）同時発生した場合に，全交流電源喪失に至るシナリオ。

3

雪崩①荷重（衝突）雪崩による建屋及び屋外機器への荷重

建屋周辺に急峻な斜面が無いことから，プラントの安全性に影響を与えるような雪崩は発生せず，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（2/10）
No
4

5

6

自然現象
ひょう，あられ氷嵐，雨氷，みぞれ氷晶

添付 2.1-9

7

霜，霜柱

8

結氷板，流氷，氷壁

9

風（台風含む）※詳細は添付資料
2.1.6 参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等①荷重（衝突）建屋及び屋外機器へのひょう（又はあられ） 竜巻の影響に包絡される。
（No.10 参照）の衝突①荷重（堆積）建屋及び屋外機器への雨氷等の着氷

火山及び積雪の影響に包絡される。
（火山は No.26，積雪は No.2 参照）②閉塞（空調）
建屋や屋外機器への雨氷等の着氷

積雪の影響に包絡される。
（No.2 参照）

①荷重（堆積）建屋及び屋外機器への付着

火山及び積雪の影響に包絡される。
（火山は No.26，積雪は No.2 参照）②閉塞（空調）
建屋及び屋外機器への付着

積雪の影響に包絡される。
（No.2 参照）

建物や屋外設備への霜付着による影響はなく，霜柱についても発生①－
範囲は土露出範囲であるため，プラントの安全性が損なわれるよう
建屋および屋外機器への霜の付着，敷地でな影響は発生せず，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たっての霜柱生成考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
①閉塞（取水）
流氷などによる取水口閉塞

柏崎刈羽原子力発電所及びその周辺においては発生せず，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

・風荷重によりタービン建屋が損傷し，タービン，発電機に影響が及んでタービントリップに至るシナリオ。
①荷重（風圧，衝突）・風荷重による送変電設備の損傷により外部電源喪失に至るシナリ
風圧（又は飛来物衝突）による建屋，設備
オ。
の損傷
・風荷重にて軽油タンク等が損傷し，かつ同時に外部電源喪失が発生し，全交流電源喪失に至るシナリオ。
※飛来物衝突影響については竜巻の影響に包絡される。
②閉塞（取水）台風による漂流物による取水口閉塞

台風による漂流物により取水口が閉塞した場合，原子炉補機冷却海水ポンプによる取水ができなくなり，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（3/10）
No

10

自然現象

竜巻
※詳細は添付資料
2.1.7 参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

・風荷重及び気圧差荷重によるタービン建屋損傷または，飛来物が建屋外壁を貫通し，タービンや発電機に衝突することに伴いター
ビントリップに至るシナリオ。
①荷重（風圧，気圧差，及び衝突）・送変電設備損傷に伴い外部電源喪失に至るシナリオ。
風圧，気圧差または飛来物損傷による建 ・軽油タンク等が損傷，かつ外部電源喪失している状況下において，屋設備損傷
非常用ディーゼル発電設備の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。
・循環水ポンプが飛来物の衝突により損傷し，復水器の真空度が低下することに伴い出力低下または手動停止に至るシナリオ。

添付 2.1-10②閉塞（取水）・竜巻により資機材，車両等が飛散して取水口周辺の海に入り取水
竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機
口を閉塞させた場合，原子炉補機冷却海水ポンプによる取水がで材等による取水口閉塞
きなくなり，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。

11

12

13

柏崎刈羽原子力発電所及びその周辺においては発生せず，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

砂嵐①閉塞（空調）
空調フィルタの閉塞

霧，靄

①－
安全施設の機能が損なわれることはなく，本事象から大規模損壊シ
発電所敷地内での霧，靄（もや）の発生に
ナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
よる設備等への影響無し

高温

空調設計条件を超過する可能性はあるものの，１日の中でも気温の変動があり高温状態が長時間にわたり継続しないこと，空調設備が余裕をもって設計されていること，また，外気温度高により即安全性が損なわれることはないことから，安全施設の機能が損なわれることはない。よって，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

①外気温度高外気温度高による機器等の冷却能力低下

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（4/10）
No

自然現象

14

低温（凍結）※詳細は添付資料
2.1.3 参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

添付 2.1-11①外気温度低（凍結）
屋外配管・タンクの内部流体凍結

軽油タンク等内の軽油の凍結と着氷による相間短絡によって外部電源喪失が同時発生し，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇となり全交流電源喪失に至るシナリオ。

15

高温水（海水温高）①海水温度高（冷却機能低下：海水系）
取水温度高に伴う冷却性能への影響

海水温度高に伴う復水器真空度低下により，タービントリップに至るシナリオ。この場合でも事象の影響は内部事象レベル 1PRA に包絡
される。

16

低温水
（海水温低）①－
取水温度低に伴う海水系機器への影響無し

取水温度低について冷却性能の劣化につながらず，影響無いため，
本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

17

極限的な圧力（高/低）①荷重（気圧差）
気圧差による空調設備等への影響

竜巻の影響に包絡される。
（No.10 参照）①雷サージ及び誘導電流
過電圧による設備損傷

・落雷により計測制御機器に発生するノイズの影響により，プラン
トスクラムに至るシナリオ。
・屋外設備への雷サージの影響により，外部電源喪失及びその他過渡事象に至るシナリオ。
・屋外設置のタンク類(軽油タンク，液化窒素貯槽)の内，軽油タン
クと屋内非常用ディーゼル発電設備制御盤を融通するケーブルへの雷サージによる非常用ディーゼル発電設備機能喪失が外部電源喪失と同時に発生し，全交流電源喪失に至るシナリオ。
・建屋内外への雷による誘導電流の影響により，各種設備が機能喪失となり，その他過渡事象に至るシナリオ。

18

落雷※詳細は添付資料
2.1.4 参照

19

高潮

①浸水
高潮による建屋や機器への浸水影響

津波の影響に包絡される。

20

波浪

①浸水
波浪による建屋や機器への浸水影響

津波の影響に包絡される。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（5/10）
No

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

21

風津波

①浸水
風津波による建屋や機器への浸水影響

添付 2.1-12

22

洪水

23

池・河川の
水位低下

24

河川の迂回

25

干ばつ

考えうる起因事象等

津波の影響に包絡される。

津波以外の外部洪水としては，ダムの決壊や河川の氾濫など考えら①浸水れるが，柏崎刈羽原子力発電所へ影響を及ぼす範囲にダムや河川は発電所敷地の浸水による建屋や機器への影 ない。従って，本事象によるプラントへの影響は無いことから，本響（津波を除く）
事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
柏崎刈羽原子力発電所は海水を冷却源としていることから，河川等①－
からの取水不可によるプラントへの影響は無く，本事象から大規模河川等の水位低下による設備等への影響無損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判し断。
柏崎刈羽原子力発電所は海水を冷却源としていることから，河川等①－
からの取水不可によるプラントへの影響は無く，本事象から大規模河川の迂回による設備等への影響無し
損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
柏崎刈羽原子力発電所は海水を冷却源としていることから，河川等①－
からの取水不可によるプラントへの影響は無く，本事象から大規模
干ばつに伴う河川等からの取水不可による損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判
設備等への影響無し
断。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（6/10）
No

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

添付 2.1-13

・原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンクが物理的に損傷，機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
・タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置しているタービン，発電機に影響が及びタービントリップに①荷重（堆積）至るシナリオ。
建築物やタンク等上部への降下火山灰の堆 ・コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上積による天井崩落階に設置している中央制御室内設備が損傷し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。
・軽油タンクが火山灰堆積荷重により天井崩落，破損に至り，以下⑤に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。

26

火山※詳細は添付資料
2.1.5 参照

海水中の火山灰が高濃度な場合に，熱交換器の伝熱管，海水ポンプ②閉塞（取水）軸受の閉塞による異常磨耗や海水ストレーナの自動洗浄能力を上回
降下火山灰の取水口及び海水系への取込みることによる閉塞により，海水系設備の機能喪失，最終ヒートシンによる閉塞
ク喪失に至るシナリオ。
③閉塞（空調）
D/G 室空調給気口閉塞により，非常用ディーゼル発電設備の機能喪
降下火山灰の換気空調系への取込みによる 失に至る場合において，以下⑤の外部電源喪失が発生している状況
閉塞下では，全交流電源喪失に至るシナリオ。
腐食の進行は時間スケールの長い事象であり，発電所の運転に支障④腐食をきたす程度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転管
火山灰に付着している腐食成分による化学 理や保守管理により対処可能と判断。よって，本事象から大規模損
的影響
壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
⑤相間短絡
火山灰が送電網の碍子や変圧器へ付着し，霧や降雨の水分を吸収す
火山灰の送電網又は変圧器への付着によるることによって，相間短絡を起こし外部電源喪失に至るシナリオ。
相間短絡

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（7/10）
No

27

28
添付 2.1-14

29

30

31

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

地滑り

・送電設備については，斜面に設置されているものもあり，地滑り①荷重（衝突）により送電設備が倒壊することで，外部電源喪失に至るシナリオ。
地滑りに伴う土砂等の建屋・屋外設備への ・一方，周辺斜面と原子炉建屋等の基幹となる原子炉施設は十分な
衝突離隔距離を有しており，プラントの安全性に影響が及ぶことはな
いと判断。

・港湾内については，海底に地滑りの発生しうる起伏がないため，発生可能性がない。
海水中の地滑り・港湾外の地滑りに伴い発生可能性のある津波については，津波事象として考慮。
地面隆起は，地震の随伴事象である。原子炉建屋等の基幹となる原①地盤安定性
子炉施設は岩着や杭基礎で施工されており，地震時は一体となって地面隆起（相対的な地盤の隆起に伴う建屋や屋外設備の傾斜等 震動することから，プラントの安全性に影響が及ぶような部分的な
水位低下）
による損壊
地面隆起は発生せず，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
土地の浸食は，時間スケールの長い事象であり，発電所の運転に支①地盤安定性障をきたす程度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転
土地の浸食，
土壌の流出による荒廃，地盤沈下に伴う建管理や保守管理により対処可能と判断。よって，本事象から大規模
屋や屋外設備の周辺地面の浸食による設備等
カルスト
損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判の損壊断。
①閉塞（取水）海水中の地滑りに伴う取水口閉塞

土の伸縮

原子炉建屋等の基幹となる原子炉施設は，岩着や杭基礎等の工法にて施工されており，土の伸縮による影響を受けにくい。また，土の①地盤安定性
伸縮は，時間スケールの長い事象であり，発電所の運転に支障をき
建屋・屋外設備の周辺地面の変状による設 たす程度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転管理や備等の損壊保守管理により対処可能。
よって，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（8/10）
No

32

33

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

海岸浸食

海岸浸食は，時間スケールの長い事象であり，発電所の運転に支障①冷却機能低下：海水系をきたす程度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転管
海岸線の後退，海底勾配の変化による取水理や保守管理により対処可能。本事象から大規模損壊シナリオ検討
設備性能への影響に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

添付 2.1-15

地下水（多量/枯渇）

考えうる起因事象等

多量の地下水流入については，時間スケールの長い事象であり，発①浸水
電所の運転に支障をきたす程度の短時間で事象が進展することはな
地下水の建屋地下階への流入による設備等 く，適切な運転管理や保守管理により対処可能。本事象から大規模の浸水
損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
②－
地下水の枯渇地下水は活用しておらず，安全施設の機能が損なわれることはないと判断。従って，本事象によるプラントへの影響は無く，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

安全上重要な建屋や屋外設備は，岩着や杭基礎等の工法にて施工さ①地盤安定性れており，発電所の運転に支障をきたす程度の短時間で事象が進展
建屋・屋外構築物の地下部（地下階，基礎 することはなく，適切な運転管理や保守管理により対処可能。本事部）土壌浸食象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

34

地下水による浸食

基本的に設備等の機能に影響を及ぼすほどの地下水が建屋内へ流入する可能性は稀である。また，仮に浸食があっても，時間スケール②浸水の長い事象であり，発電所の運転に支障をきたす程度の短時間で事建屋地下部の浸食による建屋内への地下水象が進展することはなく，適切な運転管理や保守管理により対処可の流入能。本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因
事象の発生は無いと判断。

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（9/10）
No

35

自然現象

森林火災

添付 2.1-16

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等①熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響

森林火災が送電設備に延焼し，外部電源喪失に至るシナリオ。
発電所周辺監視区域の境界に沿って森林を伐採しており，構外から延焼する状況に対して一定の効果があると考えられること，敷地境界から出火した場合であっても，防火帯を設定しておりプラントまでの離隔距離が十分あること，防火帯内側への延焼を仮定した場合でも街路樹等が燃えるだけ
で火災の規模は限定的なため，消火が可能であると考えられること，プラント近傍は非植生であり，仮に危険物（軽油タンク）に延焼した場合であっても原子炉建屋外壁面が 200℃未満であることを評価で確認していることから，原子炉建屋等の基幹となる原子炉施設への影響は無く，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

ばい煙の換気空調系への取込みは，火山の影響に包絡される。
（No.26 参照）
ばい煙を取り込むことによる人への影響については，発電所敷地内の林縁②外気取入機器及び人への影響とプラント間に十分な離隔距離があることから，影響はないと判断。ばいばい煙などによる閉塞（空調）影響および煙が中央制御室空調外気取入口まで達する仮定した場合でも，再循環運転
人への影響を行うことで影響を抑えられるため，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

36

生物学的事象37

静振大量発生したくらげ等の海生生物により，取水口が閉塞した場合に，原子①閉塞（取水）炉補機冷却海水ポンプによる取水ができなくなり，最終ヒートシンク喪失
海生生物（くらげ等）の襲来による取水口に至るシナリオ。この場合でも事象の影響は内部事象レベル 1PRA に包絡閉塞される。
ネズミ等齧歯類によるケーブル類の損傷，電気機器接触による地絡など②個別設備の機能喪失
は，個別機器の不具合というランダム事象に整理される。このようなラン
齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類の損
ダム事象は，内部事象レベル１PRA 等にて，その他過渡事象として考慮さ
傷，電気機器接触による地絡など
れている。
①浸水
津波の影響に包絡される。津波の事故シーケンスは，津波のレベル１PRA
港湾内での潮位振動による取水への影響に示すとおり。
（浸水影響の最も大きい津波の評価においては，数値シミュレーションを実施しており，その中で静振の影響も考慮されてい②冷却機能低下：海水系
港湾内での潮位振動による取水への影響る。
）

表 5 評価対象自然現象スクリーニング結果（10/10）
No
38

自然現象
塩害，塩雲

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出①塩害による屋外構築物・設備の腐食考えうる起因事象等
腐食は，発電所の運転に支障をきたす時間スケールで事象進展しないことから，安全施設の機能が損なわれる恐れはなく，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

①荷重（衝突）
隕石衝突に伴う建屋・屋外設備の損傷

39

隕石，衛星の落下②荷重（衝突）発電所敷地への隕石落下に伴う衝撃波

安全施設の機能に影響が及ぶ規模の隕石等が衝突に至る可能性
は，極低頻度な事象ではあるが，被害の影響から大規模損壊では対象とする。

③浸水
隕石の発電所近海への落下に伴う津波添付 2.1-1740

太陽フレア，
磁気嵐

磁気嵐により誘導電流が発生し，変圧器等の送電・変電設備の損傷①誘導電流により，外部電源喪失に至るシナリオ。
太陽フレアの地磁気誘導電流による変圧器 ただし，磁気嵐の影響を受けるのは，こう長の長い送電線であり，の損傷
D/G 及び非常用電源母線への影響はなく，プラントの安全性への影
響はないと判断。

表 6 評価対象人為事象スクリーニング結果（1/5）
No

人為事象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等①荷重（衝突）航空機が建屋等へ衝突

1

航空機落下（偶発）添付 2.1-18②熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響

2

3

ダムの崩壊

①浸水
発電所周辺にダムの崩壊により洪水となる河川は無いため，本事象
ダムの崩壊に伴う洪水による建屋や機器へ から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生の浸水影響は無いと判断。

火災・爆発

非常用ディーゼル発電設備の軽油タンクで火災が発生した場合であっても原子炉建屋の温度が許容値以上に上昇しないことを確認。
①熱影響，爆風圧
非常用ディーゼル発電設備の軽油タンク全数が焼損した場合は，デ発電所内に保管されている危険物の火災や ィタンクの枯渇により非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至る爆発による影響が，外部電源と同時に機能喪失することは無いため，本事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

枠囲みの内容は核物質防護上の機密事項に属しますので公開できません。

表 6 評価対象人為事象スクリーニング結果（2/5）
No

人為事象

4

有毒ガス

5

船舶の衝突

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

発電所周辺には有毒ガスの発生源となる危険物を貯蔵している石油コンビナートは無い。発電所構内で貯蔵している物質（塩素，窒素）①中央制御室居住性の低下が漏えいした場合であっても，中央制御室の空調系を再循環モード
有毒ガスが中央制御室内に取り込まれるこ運転へ移行することにより，有毒ガスの影響を遮断できるため，本とによる運転操作への影響
事象から大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
漂流船舶が発電所港湾内に侵入した場合であっても，カーテンウォ①冷却機能低下：海水系ールにより直接取水設備を損傷させることは無いが，仮に更に内部漂流船舶が取水設備を損傷させることによ へ侵入し，取水設備を損傷させた場合は，最終ヒートシンクが喪失
る冷却機能への影響に至るシナリオとなる。この場合でも事象の影響は内部事象レベル
1PRA に包絡される。

添付 2.1-19

電磁的障害

中央制御室や現場にある操作盤については，電波障害試験により耐①電磁波によるノイズ
性を確認しているが，想定を上回る影響が生じた場合は，計測制御
電磁波を放出する機器による計測制御系へ
系への外乱が想定される。事象影響としては落雷の影響に包絡されのノイズ発生で安全機能の誤動作，誤不動作る。

7

パイプライン事故

パイプラインは道路下に埋設されており，埋設深度も法令で定めら①熱影響，爆風圧れている。また，緊急時にはガスの遮断が行われるため，爆発が発
パイプラインの損傷・破裂による火災，爆 生したとしても外部に対する影響は限定的である。仮に飛来物が発風電所へ届く場合があったとしても，事象影響としては竜巻の影響に包絡される。

8

第三者の不法な接近①－
原子炉施設内に悪意を持った第三者が侵入

6①荷重（衝突）航空機が建屋等へ衝突

9

航空機衝突（意図）②熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響

枠囲みの内容は核物質防護上の機密事項に属しますので公開できません。

原子炉施設内への侵入だけでは起因事象の発生は無い。
（原子炉施設への影響は No.10 妨害破壊行為に包絡。
）

表 6 評価対象人為事象スクリーニング結果（3/5）
No

10

人為事象

妨害破壊行為（内部脅威含む）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等①衝撃力
爆発物等による衝撃力②中央制御室の占拠等
悪意操作，サボタージュ
大型航空機の衝突その他のテロリズムとして扱う

添付 2.1-20

11

サイバーテロ①制御システムのハッキング
制御システムのハッキングによる悪意操作

12

産業施設の事故①熱影響，爆風圧
発電所敷地周辺に石油コンビナート施設は無いため，本事象から大発電所外の産業施設の事故による火災，爆 規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無い
発
と判断。

輸送事故

①熱影響，爆風圧
危険物輸送車両や船舶にて火災，爆発が発生した場合でも危険限界
危険物輸送車両や船舶の発電所敷地周辺に 距離以上離れている。爆風により飛来物を想定した場合であってもおける事故による火災，爆風
竜巻の影響に包絡される。

13①荷重（衝突）ミサイルが建屋等へ衝突

14

軍事活動によるミ
サイルの飛来大型航空機の衝突その他のテロリズムとして扱う②熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響

表 6 評価対象人為事象スクリーニング結果（4/5）
No

人為事象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出考えうる起因事象等

サイト内外での掘削

地面の掘削工事を行う場合は，埋設物の管理図面により事前調査を行い，予め埋設物の位置を確認する。仮に埋設物を損傷させた場合①物理的損傷の影響として，埋設ケーブル切断による外部電源喪失に至るシナリ
発電所内外において地面の掘削工事を行 オとなる。
い，設備の一部を損傷
また，発電所内外の送電鉄塔を掘削工事により倒壊させた場合も外部電源喪失に至るシナリオとなる。この場合でも事象の影響は内部
事象レベル 1PRA に包絡される。

16

内部溢水

①浸水
外部電源喪失，非隔離事象，隔離事象，全給水喪失，RPS 誤動作，
原子炉施設内の配管等の破損による保有水 原子炉補機冷却系故障，手動停止等に至る。これらが多数重畳したの漏えいの影響
場合には大規模損壊に至る可能性がある。

17

タービンミサイル

15

添付 2.1-21①荷重（衝突）タービンの一部が飛来物となって衝突

飛来物衝突影響について航空機衝突に包絡される。

表 6 評価対象人為事象スクリーニング結果（5/5）
No

人為事象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出①荷重（落下）輸送中の燃料集合体の落下による破損

重量物輸送

19

化学物質の放出による水質悪化

添付 2.1-22

18

20

油流出

考えうる起因事象等
燃料取替機は燃料取替作業中の燃料集合体落下防止対策（フェイル・セイフ設計など）がとられているため，燃料集合体の落下事故の発生確率は非常に小さく，さらにその発生を仮定した場合でも破損した燃料からの放射性物質の放出量は僅かであり，外部への影響
は小さいことが評価されている。従って，本事象から大規模損壊シ
ナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。

作業に重機を使用する場合は，転倒防止対策を行うため発生することは考えにくいが，仮に重機が転倒した場合は変圧器や軽油タンクの損壊が想定される。これにより，外部電源喪失とディタンク枯渇②荷重（衝突）による非常用ディーゼル発電設備の機能喪失により全交流電源喪失
重量物輸送車両やクレーン等の重機の転倒に至るシナリオが考えられるが，重機転倒による損傷範囲は重機のによる屋外設備の損壊
大きさに限定されるため，起因事象として考慮する必要は無いと判断。
（考慮した場合であっても大規模損壊シナリオ検討に当たって考慮すべき起因事象では無い）
発電所内で保管している化学物質については，堰の設置や建屋内保管により漏えい拡大防止対策をしており，港湾内への流出は考えに①冷却機能低下：海水系
くい。船舶事故にて流出する可能性は否定できないが，海水系に取発電所内で保管されている化学物質が港湾水される段階では十分希釈されていると想定できる。従って，本事内へ放出され，または船舶事故により化学物
象による影響を考慮する必要は無いと考えるが，仮に影響が生じた質が流出し，海水系の冷却機能へ影響場合は最終ヒートシンク喪失に至るシナリオとなる。この場合でも事象の影響は内部事象レベル 1PRA に包絡される。
海水の取水については，カーテンウォールを設置して深層取水を行①冷却機能低下：海水系っており，油が直接海水系に流入することは考えにくいが，仮に影船舶等から流出した油が海水系の冷却機能響が生じた場合は最終ヒートシンク喪失に至るシナリオとなる。こへ影響の場合でも事象の影響は内部事象レベル 1PRA に包絡される。

添付資料2.1.2

設計基準を超える積雪事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価
事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 建屋天井や屋外設備に対する荷重② 送電変電設備の屋外設備への着氷③ 空調給気口の閉塞④ 積雪によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設
備等を評価対象設備として選定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋・コントロール建屋
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タン
ク等）
・中央制御室換気空調設備
・ディーゼル発電機非常用給気設備（6 号機），非常用電気品区域空調設
備（7 号機）（以下，D/G 室空調）
(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象
設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。

添付 2.1-23

① 建屋天井や屋外設備に対する荷重
建屋及び屋外設備に対する積雪荷重により発生可能性のあるシナリオ
は以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋
原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンクが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
○タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，タービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至るシナリオ。
○コントロール建屋
コントロール建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）
により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。その後，
中央制御室の下階に位置している直流電源設備へ溢水が伝播し機能喪失に至るシナリオ。
＜屋外設備＞○軽油タンク等
軽油タンク天井が積雪荷重により崩落した場合には，軽油タンク機能喪失に至る可能性があり，以下②に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。
② 送変電設備の屋外設備への着氷送電線や碍子へ雪が着氷（着氷雪）することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。
③ 空調給気口の閉塞
中央制御室換気空調および D/G 室空調給気口閉塞による各空調設備が機能喪失に至る。（ただし，中央制御室換気空調については，外気遮断による再循環運転が可能な設計となっているため，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。）
仮に D/G 室空調給気口の閉塞により，非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至るような場合において，上記②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，全交流電源喪失に至る。

添付 2.1-24

④ 積雪によるアクセス性や作業性の悪化
積雪により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぼす可能性があるものの，設計基準対象施設のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外での現場対応はなく，仮にアクセス性や屋外の作業性へ影響が及んだ場合であっても構内の道路又はアクセスルートについては，除雪を行うことから問題はない。
そのため上記①～③の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋
外での作業が必要になるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を越える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
① 建屋天井や屋外設備に対する荷重により発生可能性のあるシナリオ
積雪荷重が各建屋天井の許容荷重を上回った場合には，(3)項で選定した各シナリオが発生する可能性はあるものの，最終ヒートシンク喪失，タービントリップについては，運転時の内部事象レベル 1PRA でも考慮していること，計測制御系機能喪失については，地震や津波のレベル 1PRA でも考慮していることから追加のシナリオではない。軽油タンクについても，天井の許容荷重を上回る積雪荷重によって破損に至る可能性はあるものの，外部電源喪失との重畳による全交流電源喪失は，運転時の内部事象や地震，津波のレベル 1PRA でも考慮しているものであり，追加のシナリオではない。
なお，各建屋や軽油タンクの天井が崩落するような積雪事象は，年超過
確率評価上，10-7/年より小さい事象であること（表1参照），積雪事象の進展速度の遅さを踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性
は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

添付 2.1-25

表 1 各建屋・タンクの積雪荷重と年超過頻度の比較
建屋・タンク
原子炉建屋
タービン建屋コントロール建屋
軽油タンク

積雪荷重
6 号炉 357cm
7 号炉 361cm
6 号炉 266cm
7 号炉 266cm

年超過頻度
-7

266cm：10 /年未満
10-4/年：135.9cm
10-7/年：213.3cm

結果
積雪荷重を超えるまでに大きな裕度がある

371cm
6 号炉 321cm
7 号炉 321cm② 送変電設備の屋外設備への着氷
着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える積雪事象に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべき起因事象として選定する。
③ 空調給気口の閉塞
仮に D/G 室空調給気口閉塞により非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至り，かつ同時に外部電源喪失に至ることを想定した場合，全交流電源喪失に至ることとなるが，全交流電源喪失については，運転時の内部事象
や地震，津波レベル 1PRA でも考慮しており，追加のシナリオではない。
なお，基本的には除雪管理が可能であるが，D/G室空調給気口が閉塞に至る積雪深さは，年超過確率評価上，10-7/年より小さくなること，積雪の給気口への付着・堆積についても除雪管理が可能であることから，積雪事
象による給気口閉塞事象の発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。（表2にD/G室空調及び中央制御室換気空調給気口を示す。）

添付 2.1-26

表 2 各空調給排気口の高さと年超過頻度の比較
空調給排気口
設置高さ
年超過頻度
D/G 室空調(A)
給気口
D/G 室空調(A)排気口
D/G 室空調(B)
給気口
D/G 室空調(B)排気口
D/G 室空調(C)
給気口
D/G 室空調(C)排気口
中央制御室換気
空調設備給気口
中央制御室換気
空調設備排気口

6 号炉：11.7 m
7 号炉：11.5 m

7.8m：10 /年未満

7.8 m

10-4/年：135.9cm
10-7/年：213.3cm

6 号炉：11.7 m
7 号炉：11.5 m

-7

結果
設置高さを
超えるまで
に大きな裕
度がある

7.8 m
6 号炉：11.7 m
7 号炉：11.5 m
7.8 m
4.2 m
4.2 m

2. 事故シーケンスの特定
1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
○タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及びタービントリップに至るシナリオ。
○コントロール建屋の天井が崩落した場合に，建屋最上階に設置している
中央制御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置している直流電源設備が溢水により機能喪失に至るシナリオ。
○軽油タンクの天井が崩落した場合で，かつ外部電源喪失が発生している
状況下において，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。
○送電線や碍子へ雪が着氷することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。
○D/G室空調給気口閉塞により非常用ディーゼル発電設備が機能喪失，かつ外部電源喪失の同時発生により全交流電源喪失に至るシナリオ。
上記シナリオについては，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
1PRAにて考慮しているものであり，追加すべき新たなものはない。
添付 2.1-27

また，1.(4)項での起因事象の特定結果のとおり，上記シナリオの内，建屋又は軽油タンクの天井崩落やD/G室空調給気口閉塞については，事象の発生頻度が表1及び表2に示したように非常に小さいこと，除雪管理により発生を防止可能なことから，発生自体が非常に稀な事象であり，事故シーケ
ンス抽出にあたって考慮すべき起因事象として選定不要であると判断した。
よって，事故シーケンス抽出にあたって考慮すべき起因事象は，外部電源喪失のみとなるが，各建屋及び軽油タンク等の健全性が確保される限り，非常用交流電源等の必要な影響緩和設備の機能維持が図られるため，事故シーケンスに至ることはない。
従って，積雪事象を要因として発生しうる有意な頻度又は影響のある事
故シーケンスは生じないと判断した。

添付 2.1-28

添付資料2.1.3

設計基準を超える低温事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
柏崎刈羽原子力発電所の立地環境，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例等から低温に対する発電所への影響を調査し，その結果，以下の通り機能喪失モードを抽出した。
① 屋外タンク及び配管内流体の凍結② ヒートシンク（海水）の凍結③ 着氷による送電線の相間短絡(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
（屋外設備）
・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タン
ク等）
・取水設備（海水）・送変電設備(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結
低温によって軽油タンク等内の軽油が凍結するとともに，以下③に示す
外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至る。

添付 2.1-29

②ヒートシンク（海水）の凍結
低温によって柏崎刈羽原子力発電所周辺の海水が凍結することは起こ
りえないと考えられるため，この損傷・機能喪失モードは考慮しない。
③着氷による送電線の相間短絡
送電線や碍子へ雪が着氷（着氷雪）することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を越える低温事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結
低温に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対しては発生を否定できないため，軽油タンク等内の軽油の凍結を想定した場合，外部電源喪失の同時発生時においては，非常用ディーゼ
ル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流電源喪失に至るシナリ
オは考えられる。
ただし，軽油タンク等内の軽油が凍結に至る温度－20℃は，年超過確率
評価上，約10-7/年（10-7/年の年超過頻度に対する温度は－21.2℃）となる
ことから，起因事象としての発生頻度は十分に小さく，また，低温は事前の予測が可能であり，凍結防止等の必要な安全措置を講じることができる。
②ヒートシンク（海水）の凍結
上述のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，想定するシナリオはない。
③送変電設備の屋外設備への着氷
着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対しては発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとして選定する。
2. 事故シーケンスの特定
1．にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として全交流電源喪失と外部電源喪失を選定したが，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル1PRAにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
また，上述のとおり，軽油タンク等内の軽油が凍結に至る低温事象は，年
添付 2.1-30

超過確率評価上，約10-7/年と非常に稀な事象であること，低温は事前の予測が可能であり，凍結防止等の必要な安全措置を講じることができるることから，低温事象を要因とする全交流電源喪失についての詳細評価は不要と考えられる。
よって，事故シーケンス抽出にあたって考慮すべき起因事象は，外部電源喪失のみとなるが，軽油タンク等内の軽油が凍結する可能性の小ささを踏まえると，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは生じないと判断した。

添付 2.1-31

添付資料2.1.4

設計基準を超える落雷事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価
事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 落雷により屋内外計測制御設備に発生するノイズ② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ③ 落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
ただし，落雷については，建屋内外を含め全ての設備等に影響が及ぶ可能性が考えられるため，具体的な設備の特定は実施せず，次項の起因事象になりうるシナリオの選定にあたっては，影響範囲が同様である地震 PRA の評価を参照
し行うこととする。
(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，(2)項で選定した評価対象
設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
シナリオの作成に関しては，「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価に関する実施基準：2007」（(社)日本原子力学会）および柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉に対する地震 PRA の起因事象選定の考え方から，落雷での発生可能性のある起因事象となりうるシナリオについて検討した。
ただし，落雷の影響として構造損傷は発生しないことから，地震 PRA にて考慮している起因事象の内，原子炉格納容器及び圧力容器の損傷，LOCA 事象
といった建屋・構造物の損傷については除外した。
また，設計基準を上回る落雷では，ノイズにより計測制御設備が誤動作しスクラムする可能性がある。また，雷サージや誘導電位によりプラントが影響を受けた場合，その異常（タービントリップ等）を検知しスクラムするこ
添付 2.1-32

とから，プラントスクラム後を想定した。
落雷については単発雷を想定すると，複数の系統に期待出来る設備については区分分離が実施されているので，機能喪失することはない。従って，想定を超える落雷の複数発生により生じるシナリオを想定した。
① 落雷により屋内外計測制御設備に発生するノイズ
計測制御設備誤動作によりプラントスクラムに至るシナリオ。
② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ
屋外設備（送電線や送電鉄塔，変圧器，屋外設置タンク）への落雷により，当該設備の機能喪失に至るシナリオ。また，外部とのケーブルを融通している建屋内の制御盤・電源盤が機能喪失に至るシナリオ。
③ 落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位
屋外及び屋内設備に発生する誘導電位により，建屋内設備が機能喪失するシナリオ。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷（雷撃電流値）に対する裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
① 落雷により計測制御設備に発生するノイズ
当該事象の発生時には，計測制御設備誤動作によりプラントスクラムに至る可能性はあるが，ノイズの影響は計測制御設備に限定され，仮に誤動作に至る場合でもプラントはスクラムし，以降の事象進展について
は内部事象 PRA における過渡事象に含まれるため，起因事象としてはその他過渡事象として整理する。スクラム以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については，設備の機能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては抽出しない。
② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ
屋外変圧器に過度な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器が設置されているが，設計を超える落雷が発生した
場合，外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，屋外設置のタンク類(軽油タンク，液化窒素貯槽)の内，軽油タンクと屋内非常用ディーゼル
発電設備制御盤を融通するケーブルへの雷サージによる非常用ディー
ゼル発電設備機能喪失に至る場合，全交流電源喪失となることから起因事象として抽出した。また，シナリオとして抽出されない各個別機器の添付 2.1-33

機能喪失についてはその他過渡事象として考慮した。
③ 落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位
落雷による屋外及び屋内設備へ発生する誘導電位については，その影
響が広範囲に渡るため，地震 PRA にて選定される起因事象の内，建屋・構造物の損傷を除外した起因事象として下記を抽出した。ただし，スク
ラム後の状態を想定していることから，ATWS については対象外とし，下記に含まれない事象についてはその他過渡事象とした。柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉に対する地震 PRA での起因事象選定のフローを参考に落雷により発生しうる起因事象選定を実施した。（図 1 参照）
・外部電源喪失
・全交流電源喪失
・原子炉補機冷却系喪失
・直流電源喪失
・計測・制御系喪失に伴う制御不能
・その他過渡事象
上記起因事象の内，安全上重要な設備の損傷を要因とするものについて，設計基準雷撃電流値 200kA を超える雷撃電流値に対する裕度（起因事象発生可能性）を評価した。
評価は，過去に実施した雷インパルス試験結果をもとに，雷撃電流により発生する誘導電位が各設備の絶縁耐力値を上回る雷撃電流値を評価し，その雷撃電流値の発生可能性について評価を実施した。具体的には，印加電流とそれにより発生する誘導電位は比例関係にあることが知られていることから，過去の雷インパルス試験結果から印加電流（雷撃電流）に応じて発生する誘導電位を推定し，各設備の絶縁耐力値（設計値が低い計測制御設備：雷インパルス試験絶縁耐力値 1000V）との比較により機能喪失判断を実施した。6 号炉の場合，印加電流に対し発生しうる最大の誘導電圧は 200kA 換算で 709.3V であるが（表 1 参照），この関係から絶縁耐力値 1000V に達する雷撃電流値は 282kA（発生頻度は
8.7×10-6 件／年）で設備損傷と判断する。7 号炉の場合表 2 より絶縁耐力値 1000V に達する雷撃電流値は 620kA（発生頻度 1.4×10-7 件／年）となる。従って，安全上重要な設備が損傷に至る雷撃が発生する可能性は非常に小さく，かつ起因事象の発生には複数区分の設備が損傷することが必要となるため，落雷を要因とする上記起因事象の発生は極低頻度事象であるため考慮不要とした。

添付 2.1-34

表 1 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(6 号炉)
誘導電圧
誘導電圧測定値(V)
発点－ 着点

ケーブル（（ ）内は印加電流(A)）

200kA 換算値(V)

種類
発点側

着点側

発点側

着点側

R/B(FMCRD)－ C/B

計装

0.6(900)

1.06(888)

133.3

238.7

R/B(4F 東側)－ T/B

計装

3.22(908)

0.012(884)

709.3

2.7

制御

0.84(900)

0.042(900)

186.7

9.3

計装

0.1(888)0.24(896)

22.5

53.6

R/B(4F 東側以外)－ T/B
R/B2F － B3F

表 2 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(7 号炉)
誘導電圧
発点－ 着点R/B(FMCRD)－ C/B
R/B(4F 東側)－ T/B
R/B(4F 東側以外)－ T/B
R/B2F － B3F

ケーブル
種類

計装

誘導電圧測定値(V)（（ ）内は印加電流(A)）

200kA 換算値(V)

発点側

着点側

発点側

着点側

1.1(868)

0.34(872)

253.5

78.0
※

計装

5.04(876)0.32(868)

1150.773.7

制御1.04(904)

1.4(868)

230.1

322.6

計装

0.12(864)

0.66(872)

27.8

151.4

※柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の場合，R/B(4F 東側)－ T/B 間で最大約 1150V/200kA の誘導電位が発生するが，当該区間を融通しているのは｢R/A 外気差圧発信器｣のみであり，差圧発信器にはアレスタ（雷インパルス試験耐電圧
値：15kV）が内蔵されており，機器に影響を及ぼすことは無い。

添付 2.1-35

落雷による建屋・構築物，大型静的機器の損傷による分類例

落雷による安全機能へ重大（広範）な影響を及ぼす機器等の損傷による分類例

落雷による起因事象

その他過渡事象

Yes

スクラム成功Yes

No

ATWS(落雷発生及びタービントリップ
等の随伴事象により自動スクラムするため，ATWS は考慮せず)

添付 2.1-36

サポート系
等健全
落雷
No
Yes
建屋・構築物，大型
静的機器等健全No・外部電源喪失
・交流電源喪失
・原子炉補機冷却系喪失
・直流電源喪失
・計測・制御系喪失に伴う制御不能

地震 PRA で考慮している以下の事象について落雷事象では発生しないため考慮せず。
・原子炉建屋損傷
・原子炉格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・LOCA

図 1 原子炉の燃料の重大な損傷に至る起因事象選定フロー（落雷）2. 事故シーケンスの特定
1．にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のあるシナリオ及び起因事象として以下の通り抽出した。
○落雷により計測制御機器に発生するノイズの影響により，プラントスク
ラムに至るシナリオ○屋外設備への雷サージの影響により，外部電源喪失，全交流電源喪失及びその他過渡事象に至るシナリオ○建屋内外への雷による誘導電流の影響により，各種設備が機能喪失に至る
シナリオ
上記のシナリオにおける起因事象については，内部事象や地震，津波レベル
1PRAにて考慮しており，落雷により追加するべき事故シーケンスは無いと判断した。
また，上記シナリオの発生頻度は，1.(4)に示した通り極低頻度であること，または発生した場合であっても緩和設備に期待出来ることから，有意な頻度または影響をもたらす事故シーケンスには至らないものと判断した。

添付 2.1-37

添付資料2.1.5

設計基準を超える火山事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象の内，火砕流や火山弾といった原子力発電所の火山影響評価ガイド（制定 平成 25 年 6 月 19 日 原規技発第 13061910 号 原子力規制委員会
決定）（以下，影響評価ガイド）において設計対応不可とされている事象については，影響評価ガイドに基づく立地評価にて原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性が無いと判断されている。よって，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物のうち火山灰（以下，降下火山灰）を対象に原子力発電所への影響を検討するものとする。
降下火山灰により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評価
ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重（建屋）
原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋（屋外設備）
軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）

添付 2.1-38

② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞
取水口及び海水系（原子炉補機冷却海水系）③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
・中央制御室換気空調
・ディーゼル発電機室非常用給気設備（6 号炉），非常用電気品区域
換気空調（7 号炉）（以下，D/G 室空調）
④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
軽油タンク等⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
送変電設備⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化－（アクセスルート）(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価
対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重
建屋及び屋外設備に対する降下火山灰堆積荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋
原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンクが物理的に損傷，機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る。
○タービン建屋
タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービン，発電機に影響が及び，タービ
ントリップに至る。
○コントロール建屋
コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室内設備が損傷し，計測制御
系機能喪失に至る。
添付 2.1-39

＜屋外設備＞○軽油タンク
軽油タンクが火山灰堆積荷重により天井崩落，破損に至り，以下⑤に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至る。
② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞
海水中への降下火山灰による取水口や海水系への影響については，
定量的な裕度評価は困難ではあるが，降下火山灰に対する取水量や取水設備構造などを考慮すると，取水口閉塞の発生は考えにくく，考慮
すべきシナリオとしては抽出不要と考えられる。
海水系については，海水中の火山灰が高濃度な場合には，熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の閉塞による異常磨耗や海水ストレーナの自動洗浄能力を上回ることによる閉塞により，海水系設備の機能喪失，最終ヒートシンク喪失に至る。
③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
降下火山灰によって中央制御室換気空調および D/G 室空調給気口閉塞により各空調設備が機能喪失に至る。（ただし，中央制御室換気空調については，外気遮断による再循環運転が可能な設計となっている
ため，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。）
D/G 室空調給気口閉塞により，非常用ディーゼル発電設備の機能喪失に至る場合において，以下⑤の外部電源喪失が発生している状況下
では，全交流電源喪失に至る。
④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
火山灰が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備
表面には耐食性の塗装（エポキシ等）が施されており腐食の抑制効果が考えられること，腐食の進展速度の遅さを考慮し，適切な保全管理が可能と判断，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。
⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
火山灰が送電網の碍子や変圧器へ付着し，霧や降雨の水分を吸収することによって，相間短絡を起こし外部電源喪失に至る。

添付 2.1-40

⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化
降下火山灰により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぼす可能性があるものの，設計基準対象施設のみで対応可能なシ
ナリオであれば基本的に屋外での現場対応はなく，仮にアクセス性や屋外の作業性へ影響が及んだ場合であっても構内の道路又はアクセス
ルートについては，除灰を行うことから問題はない。
そのため上記①～⑤の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要になるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える降下火山灰に対しての裕度評価を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。（火山事象については，積雪や落雷のように年超過確率の評価が困難であるため，それに基づく起因事象発生可能性の考慮は実施しない。）① 建屋天井や屋外設備に対する荷重により発生可能性のあるシナリオ
設計として想定している降下火山灰堆積量30cmは，表4.1に示す各建
屋天井及び軽油タンクの許容荷重より小さく，裕度を有しているものの，各建屋及び軽油タンクの許容荷重以上に堆積した場合には，(3)項で選定した各シナリオに至る可能性がある。
ただし，最終ヒートシンク喪失，タービントリップ，計測制御系機
能喪失，全交流電源喪失については，内部事象や地震，津波のレベル
1PRAでも考慮している事象であることから，追加のシナリオではない。
表4.1 各建屋・タンクの火山灰堆積における許容荷重
建屋・タンク

許容荷重

原子炉建屋

6 号炉：71cm
7 号炉：72cm

タービン建屋

6 号炉：53cm
7 号炉：53cm

コントロール建屋
軽油タンク

添付 2.1-41

74cm
6 号炉：64cm
7 号炉：64cm

② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞
海水中の降下火山灰による海水系への影響については，火山灰の性質である硬度を考慮すると，海水中の降下火山灰によって熱交換器の伝熱管や海水ポンプ軸受の異常磨耗は進展しにくく，また，海水スト
レーナの自動洗浄機能によって，機能喪失することは考えにくい，しかし，何らかの理由で，海水中の火山灰が大量に流入した場合には，海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性はある。ただし，最終ヒートシンク喪失は内部事象や地震，津波のレベル 1PRAでも考慮しており追加のシナリオではない。
③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
D/G 室空調フィルタへの降下火山灰の影響については，設計基準を超える降下火山灰に対しても，フィルタ交換が可能な構造であることを考慮すると，換気空調系フィルタの閉塞発生可能性が十分に低減されると考えられるが，定量的な裕度評価が困難であり，何らかの理由
で大量の火山灰が流入した場合は，非常用ディーゼル発電機の機能喪失に至る。ただし，非常用ディーゼル発電機の機能喪失は内部事象や地震，津波のレベル 1PRA でも考慮しており追加のシナリオではない。
④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
火山灰が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備
表面に耐食性の塗装（エポキシなど）が施されており腐食の抑制効果があること，及び腐食の進展速度が遅いことを考慮し，適切な保全管理により発生防止が可能であるため，腐食を要因とする起因事象は考慮不要である。
⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
降下火山灰の影響を受ける可能性がある送変電設備は，発電所内外の広範囲に渡るため，全域における管理が困難なことを踏まえると設
備等の不具合による外部電源喪失の発生可能性は否定できない。ただし，外部電源喪失は内部事象や地震，津波でも考慮しており追加のシ
ナリオではない。
2. 事故シーケンスの特定
1.(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定したが，いずれのシナリオについても，内部事象または地震，津波レベル1PRAにて考慮し添付 2.1-42

ているものであり，追加すべき新たなものはない。
・原子炉建屋天井崩落による最終ヒートシンク喪失
・タービン建屋天井崩落によるタービントリップ
・コントロール建屋天井崩落による計測制御系機能喪失
・軽油タンク等の損傷及び外部電源喪失の重畳による全交流電源喪失
・海水系の閉塞による最終ヒートシンク喪失
・D/G室空調給気口閉塞及び外部電源喪失による全交流電源喪失
・送電網又は変圧器への相間短絡による外部電源喪失
また，上記シナリオの内，各建屋及び軽油タンクの天井の崩落については，
除灰により発生防止を図ることが可能であること， D/G室空調給気口閉塞についてもフィルタ交換により発生防止を図ることが可能であることから，それぞれ発生自体が影響のある事故シーケンスとはならないものと判断した。

添付 2.1-43

添付資料2.1.6

設計基準を超える風（台風）事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
風（台風）事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 風荷重による建屋や設備等の損傷② 強風により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞③ 強風によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選
定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備・軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）
・取水口(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設
備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 風荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋外設備に対する風荷重により発生可能性のあるシナリオは
以下のとおり。

添付 2.1-44＜建屋＞○原子炉建屋風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分間平均風速）となるが，原子炉建屋については十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造のため，この程度の極めて発生する
ことが稀な風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。
○コントロール建屋
風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分間平均風速）となるが，コントロール建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，極端な風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。
○タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部が鉄骨造である。万が一，風荷重により破損に至るような場合は，鉄骨造である建屋上層部が考えられる。その場合の影響範囲としては，タービンや発電機が想定され，シナリオとしてはタービントリップが考えられる。
＜屋外設備＞○送変電設備
風荷重により送変電設備が損傷した場合，外部電源が喪失する。
○軽油タンク等
風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分間平均風速）となるが，この程度の風荷重に対しても軽油タンク等が損傷に至ることは無いものの，仮にこれを上回る
風荷重に対し軽油タンク等が損傷し，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流電源喪失に至る。
②強風により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
強風により資機材，車両等が飛散して取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させた場合，原子炉補機冷却海水ポンプの取水ができなくなり最終ヒー
トシンク喪失に至るシナリオが考えられるが，取水口を閉塞させる程の資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。
③“アクセス性や作業性の悪化”
強風により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぶ可
添付 2.1-45

能性があるものの，設計基準対処設備のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外現場対応はなく，仮にアクセス性や屋外作業へ影響が及んだ場合であっても問題はない。
そのため上記①の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要となるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
① 建屋や屋外設備に対する“荷重”により発生可能性のあるシナリオ＜建屋＞
タービン建屋上層部は鉄骨造であり風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を大幅に超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオとして選定する。
なお，原子炉建屋及びコントロール建屋については，鉄筋コンクリート
造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，
年超過確率10-7/年の風速55.7m/s（地上高10m，10分間平均風速）を超える風荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないと考えられる
ことから風荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要とした。
＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失
風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える風荷重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとして選定する。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流電源喪失に至るが，軽油タンク等は，年超過確率評価上，10-7/
年となる風速55.7m/s（地上高10m，10分間平均風速）の風荷重が作用した場合であっても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度は十分小さく詳細評価は不要と考えられる。

添付 2.1-46

2. 事故シーケンスの特定
1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○タービン建屋損傷に伴いタービントリップに至るシナリオ○送変電設備損傷に伴い外部電源喪失に至るシナリオ○軽油タンク等が損傷，かつ外部電源が喪失している状況下において，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ
上記シナリオについては，運転時の内部事象や地震，津波レベル1PRAにて考慮しており追加のシナリオはない。
また，上記シナリオの内，全交流電源喪失シナリオは，軽油タンク等の損傷可能性（年超過確率評価上，＜10-7/年）を考慮すると，発生自体が非常に稀な事象であり，起因事象としてはタービントリップと外部電源喪失のみを考慮すればよく，原子炉建屋及びコントロール建屋，軽油タンク等の損傷可能性を踏まえると，これら起因事象から有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは生じないと判断した。

添付 2.1-47

添付資料2.1.7

設計基準を超える竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事
例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷② 飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷③ 風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷④ 竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞⑤ 竜巻襲来後の瓦礫散乱によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。ただし，屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋
内設備に影響が及ぶ可能性が考えられるが，個別機器としては特定せず，地上１階以上かつ PCV 外の機器については損傷を前提とする。
＜建屋＞
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備，軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，(2)項で選定した評価対象設
備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
シナリオの作成に関しては，「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安
添付 2.1-48

全評価に関する実施基準：2007」（(社)日本原子力学会）および柏崎刈羽原子
力発電所 7 号炉に対する地震 PRA の結果から，地震により発生する起因事象を参照し，竜巻での発生可能性のある起因事象となりうるシナリオについて検討した。
竜巻の影響としては，飛来物の建屋外壁貫通が考えられるものの，原子炉建屋等の大規模破損に至ることは考えられないこと，更には原子炉格納容器及び原子炉格納容器内の設備まで影響を及ぼすことは考えられないことから，地震
PRA にて考慮している起因事象の内，原子炉格納容器の損傷，原子炉圧力容器の損傷，LOCA 事象といった建屋・構造物の損傷については除外した。
(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設
備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する風荷重及び気圧差荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋
竜巻の最大風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速
は 90m/s 程度となるが，原子炉建屋については十分な厚さを有した鉄筋
コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，この程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた
荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりも小さいため建屋の頑健性は維持されると考えられる。ただし，ブローアウトパネルは，建屋内外の差圧により開放する。
○コントロール建屋
原子炉建屋同様，コントロール建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，この程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，コントロール建屋設計時の地震荷重よりも小さいため建屋の頑健性は維持されると考えられる。

添付 2.1-49

○タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部が鉄骨造であるため，年超過確率 10-7/年以下である風速 92m/s を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重
により破損に至る可能性が高いと考えられる。その場合の影響範囲としては，タービンや発電機が想定され，シナリオとしてはタービントリップが考えられる。
＜屋外設備＞○送変電設備
風荷重により送変電設備が損傷した場合，外部電源が喪失する。
○軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系
竜巻の最大風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速
は 90m/s 程度となるが，この程度の風荷重に対しても軽油タンク等が損傷に至ることは無いものの，仮にこれを上回る風荷重に対し軽油タンク等が損傷した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流電源喪失に至るシナリオが考えられる。
＜屋内設備＞・ タービン建屋上層部が風荷重及び気圧差荷重により破損に至った場
合，タービンや発電機への影響が想定され，シナリオとしてはター
ビントリップが考えられる。
・ 非常用電気品区域換気空調設備は，原子炉建屋内に設置されており
風荷重の影響を直接受けないが，気圧差荷重によりダクト，ファン，
ダンパ等の損傷が考えられる。それらの設備の損傷により，非常用
ディーゼル発電機室の換気が困難になった場合，非常用ディーゼル
発電機室温度の上昇に伴い，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，
交流電源喪失に至るシナリオが考えられる。また，その状況下において，送変電設備の損傷により外部電源喪失にも至っているとすると，全交流電源喪失となる。
・ 中央制御室換気空調設備は，コントロール建屋に設置されており，
気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等への影響が考えられる。
それら設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった場合，中央制御室内の温度が上昇するが，即，中央制御室内の機器へ影響が及ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であり竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナ
添付 2.1-50

リオは考慮不要とする。
② 飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び建屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋
飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で考慮することとする。
＜屋外設備＞○送変電設備
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
○軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
＜屋内設備＞
・ 原子炉建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合，原
子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る可能性があるが，原子炉補機冷却系のサージタンクは，多重化されていることに加えて分散配置されているため原子炉補機冷却系のサージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失する確率は極低頻度であること，更には，竜巻の襲来確率が極低頻度であることを考慮すると，補機冷却系が喪失するのは 10-7/年より小さくなることから，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考慮不要とする。
・ 原子炉建屋 3 階に設置している非常用ディーゼル発電設備ディタン
クに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，
非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流電源喪失に至るシナリオが考えられるが，原子炉建屋 3 階の非常用ディーゼル発電設備ディタンク室のコンクリート外壁の厚さは70cm であり，飛来物の衝突に対して貫通を避けるための十分な厚さであるため，貫通することはないと考えられる。したがって，飛来物による非常用ディーゼル発電設備ディタンクの損傷は考慮不要と添付 2.1-51

する。
・ 原子炉建屋 1 階に設置している非常用ディーゼル発電設備に建屋扉を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合や 3 階に設置している非常用ディーゼル発電設備室空調給気口に飛来物が衝突して閉塞し，全数機能喪失した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，全交流電源喪失に至るシナリオが考えられるが，非常用ディーゼル発電設備及び空調給気口は多重化されていることに加えて分散配置されているため，非常用ディー
ゼル発電設備が全数機能喪失する確率は極低頻度であること，更には，竜巻の襲来確率が極低頻度であることを考慮すると，非常用ディーゼル発電設備の機能が喪失するのは 10-7/年より小さくなることから，全交流電源喪失に至るシナリオは考慮不要とする。
・ コントロール建屋最上階に設置している中央制御室内の計測・制御
設備に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して安全系設備の制御に係る設備が全数機能喪失した場合，計測制御系機能喪失に至るシナリオが考えられるが，飛来物の衝突により安全系設備の制御に係る設備が全数機能喪失するのは，極低頻度であると考えられることから飛来物による計測制御系機能喪失シナリオは考慮不要とする。
・ タービン建屋 2 階に設置しているタービンや発電機に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合のシナリオとしては，タービントリップが考えられる。
・ タービン建屋１階に設置している循環水ポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合，復水器の真空度が低下
し，出力低下または手動停止に至る。
ただし，上記シナリオの内，タービントリップ以外は，飛来物発生の要因である大規模竜巻の発生頻度が極低頻度であり，更に飛来物が発生し建屋へ衝突，壁を貫通する可能性，壁を貫通したとしてもそれにより屋内設備が機能喪失に至る可能性を考慮すると，発生可能性は極めて小さい。加えて，安全系に関わる設備（原子炉補機冷却系，非常用ディー
ゼル発電設備ディタンクなど）は多重化されており，複数区分の設備が同時に損傷に至らない限り上述の起因事象には至らないことから，極めて稀な事象であり詳細評価不要と判断した。

添付 2.1-52

③ 風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組み合わせ荷重により発生可能性のあるシ
ナリオについては，①，②に包絡される。
④ 竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散して取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させた場合，原子炉補機冷却海水ポンプの取水ができなくなり最終ヒートシ
ンク喪失に至るシナリオが考えられるが，取水口を閉塞させる程の資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。
⑤ “アクセス性や作業性の悪化”
竜巻襲来後の瓦礫散乱により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぶ可能性があるものの，設計基準対処設備のみで対応可能なシ
ナリオであれば基本的に屋外現場対応はなく，仮にアクセス性や屋外作業へ影響がおよんだ場合であっても問題はない。
そのため上記①～④の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要となるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重
及び飛来物の衝撃荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
① 建屋や建屋内外設備に対する“風荷重及び気圧差荷重”により発生可能性のあるシナリオ＜建屋＞
タービン建屋上層部は鉄骨造であり年超過確率 10-7/年以下である風速
92m/s を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，
タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリ
オとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
なお，原子炉建屋及びコントロール建屋については，鉄筋コンクリート
添付 2.1-53

造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されており，年超過
確率10-7/年以下である風速92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないことから風荷重及び気圧差荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要としている。
＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失
風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える風荷重及び気圧差荷重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとして選定する。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流電源喪失に至るが，軽油タンク等は，年超過確率10-7/年以下
である風速92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度は十分小さく詳細評価は不要と判断した。
＜屋内設備＞○タービン建屋の損傷によりタービンや発電機に影響及ぼすことによるタービントリップ
先述のとおり，タービン建屋損傷によりタービンや発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴うタービン
トリップについては考慮すべきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○非常用電気品区域換気空調設備損傷に伴う全交流電源喪失
非常用電気品区域換気空調設備の内，気圧差の影響を受けやすいダ
クトについては，設計を超える荷重が作用した場合変形する可能性はあるものの，一定の風量は確保可能であると考えられるため，非常用
電気品区域換気空調設備損傷に伴う非常用ディーゼル発電設備の機能喪失（外部電源喪失状況下においては全交流電源喪失）がシナリオとしては考えられる。しかし，内部事象レベル 1PRA でも考慮しており追加のシナリオではない。

添付 2.1-54

② 建屋や建屋内外設備に対する“飛来物の衝撃荷重”により発生する可能性のあるシナリオ＜建屋＞
原子炉建屋，コントロール建屋及びタービン建屋は，飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，発生可能性のあるシナリオは，＜屋内設備＞で考慮することとする。
＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失
飛来物の衝撃荷重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとして選定する
が，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流電源喪失に至るが，全交流電源喪失は運転時の内部事象および
地震，津波レベル1PRAでも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
＜屋内設備＞○飛来物がタービンや発電機に衝突することに伴うタービントリップ
タービン建屋上層部は鉄骨造であり，外壁については，原子炉建屋やコントロール建屋に比べて強度が低い材質であるため飛来物の貫通リスクが高く，タービン建屋 2 階に設置しているタービンや発電機に飛来物が衝突する可能性は否定できないため，飛来物がタービンや発電機に衝突することに伴うタービントリップについては考慮すべ
きシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レ
ベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○循環水ポンプが飛来物の衝突により損傷し，復水器の真空度が低下することに伴い出力低下または手動停止に至るシナリオ
タービン建屋１階の循環水ポンプエリアの外壁には，開口部（ルーバ）があるため飛来物の侵入リスクが高く，循環水ポンプに飛来物が衝突し，循環水ポンプが損傷する可能性がある。その場合の影響としては，復水器真空度低下に伴う出力低下または手動停止などの措置が考えられるが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
添付 2.1-55

2. 炉心損傷事故シーケンスの特定
1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○風荷重及び気圧差荷重によるタービン建屋損傷または，飛来物が建屋外壁を貫通し，タービンや発電機に衝突することに伴いタービントリップに至るシナリオ○送変電設備損傷に伴い外部電源喪失に至るシナリオ○軽油タンク等が損傷，かつ外部電源喪失している状況下において，非常用ディーゼル発電設備の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ○循環水ポンプが飛来物の衝突により損傷し，復水器の真空度が低下することに伴い出力低下または手動停止に至るシナリオ
上記シナリオについては，運転時の内部事象及び地震，津波レベル1PRAにて考慮しており追加のシナリオはない。
また，上記シナリオの内，全交流電源喪失シナリオは，軽油タンク等の損傷可能性（年超過確率10-7/年未満）を考慮すると，発生自体が非常に稀な事象であることから起因事象としてはタービントリップと外部電源喪失のみを考慮すればよく，原子炉建屋及びコントロール建屋，軽油タンク等の損傷可能性
及び飛来物の建屋貫通による屋内設備の損傷可能性を踏まえると，これら起因事象から有意な影響のある炉心損傷事故シーケンスは生じないと判断した。

添付 2.1-56

添付資料2.1.8
設計基準を超える自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出
1. 想定する自然現象の重畳について第六条においてプラントへの影響が大きいと判断し，個別に評価を実施している自然現象の重畳は以下の通り。
・建屋等に雪・火山灰が滞積している状態での地震発生
・積雪と火山灰の堆積・地震による固縛器具（竜巻対策）の損傷
・地震による常用系空調（低温対策）の損傷
・地震による避雷鉄塔（落雷対策）の損傷
・積雪後の降水による相間短絡
・火山灰と積雪による相間短絡
・積雪と火山灰による空調への影響
・積雪時の地滑り・風による低温影響増・風による火災熱影響増・取水口閉塞
想定する重畳の規模としては，第六条で想定している設計基準としても，既に極めて低い頻度を想定している。例えば，建屋等に積雪している状態で地震が発生する重畳の場合の，主事象：積雪，副事象：地震のパターンでは，年超過確率
10-4/年の規模の積雪が発生し，その状態において年超過確率10-2/年の規模の地震の発生を想定している（積雪規模は除雪を考慮して設定）。事象間には時間差があることから，例えば1ヶ月の時間差を考慮した場合，10-4[/年]×10-2[/年] ×
1/12[年]＝約10-7[/年]の事象を想定していることになる。実際には自然融解や除雪等により，1ヶ月の間，年超過確率10-4/年の積雪の規模が持続していることは考えにくく，更に短い時間差で地震が発生する状況を想定することが妥当であるが，その場合は更に頻度は低くなる。
以上より設計基準の重畳の想定では極めて低い頻度を想定しているものの，大規模損壊となりえるようなシナリオの有無を確認するため，更に低頻度の重畳による影響について確認する。

添付 2.1-57

2. 想定シナリオ
１.の自然現象の重畳について，設計基準を超える規模を想定した場合のシナリオについて以下の通り整理した。
① 建屋天井等を損傷させる重畳
以下の重畳については，設計基準を超える荷重により建屋天井や屋外設備の損傷を考慮する。
・建屋等に雪・火山灰が滞積している状態での地震発生
・積雪と火山灰の堆積
損傷する可能性のある建屋及び屋外設備（屋外に面した設備含む）と，当該設備が損傷した場合に発生するシナリオを以下のとおり選定した。
・原子炉建屋→建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンク機能喪失により最終ヒートシンク喪失
・コントロール建屋→建屋最上階に設置している中央制御室内の計測・制御設備機能喪失
・タービン建屋→建屋2階に設置しているタービンや発電機機能喪失によりタービントリッ
プ
・屋外設備→送変電設備及び軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系の機能喪失により全交流電源喪失② 防護設備を損壊させる重畳
以下の重畳については，一方の影響により他方の事象に対する防護設備が損壊する状況を考慮する。
・地震による固縛器具（竜巻対策）の損傷
・地震による常用系空調（低温対策）の損傷
・地震による避雷鉄塔（落雷対策）の損傷
これらについては，事象の規模に関係なくプラントが停止している可能性が高いことから基本的には考慮不要と考えられるものの，仮に２つの事象が同時に発生するような稀な状況を想定した場合，発生する可能性があるシナリオを以下のとおり選定した。

添付 2.1-58

・竜巻飛来物の建屋外壁貫通→原子炉建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンク機能喪失 により最終ヒートシンク喪失→原子炉建屋3階に設置している非常用ディーゼル発電設備ディタンクや原子炉建屋1階に設置している非常用ディーゼル発電設備等の機能喪失により全交流電源喪失→コントロール建屋最上階に設置している中央制御室内の計測・制御設備機
能喪失→タービン建屋2階に設置しているタービンや発電機機能喪失によりタービ
ントリップ
・低温による凍結→低温影響については比較的緩やかであり，低温時に地震が発生し常用系空調が破損した場合も建屋内の設備は即時に機能喪失しないことからプラントの安全性に影響を及ぼすようなシナリオは存在しない。
・落雷による発生する雷サージ→計測・制御設備誤動作によるプラントスクラム→保安器の設計を超える落雷による外部電源喪失や，軽油タンクと非常用デ
ィーゼル発電設備制御盤を融通するケーブルへの雷サージによる非常用
ディーゼル発電設備機能喪失による全交流電源喪失→屋外または屋内設備へ発生する誘導電位により，各種設備が機能喪失③ 相間短絡を発生させる重畳
以下の重畳については，相間短絡発生を考慮する。
・積雪後の降水による相間短絡
・火山灰と積雪による相間短絡
相間短絡発生により外部電源喪失に至るシナリオが想定される。
④ 空調吸排気口への影響
以下の重畳については，空調給排気口の閉塞を考慮する。
・積雪と火山灰による空調への影響
仮に非常に稀な頻度の重畳を想定した場合も，給排気口の設置高さまでは十分な裕度があることから，有意な頻度を持つシナリオとはなりえない。

添付 2.1-59

⑤ 地滑り影響
以下の重畳については，建屋や屋外設備までの到達を考慮する。
・積雪時の地滑り
一部の建屋外壁や屋外設備損傷が発生する可能性があるが，発生可能性は非常に稀と考えられ，有意な頻度又は影響のあるシナリオとはなりえない。
⑥ 風による熱影響の増加
以下の重畳については，熱影響の増大を考慮する。
・風による低温影響増・風による火災熱影響増
損傷する可能性のある設備と，当該設備が損傷した場合に発生するシナリオを
以下のとおり選定した。
・屋外タンク及び配管内流体の凍結→送電線や碍子への着氷での相間短絡による外部電源喪失と併せて，全交流
電源喪失
・防火帯内の可搬型重大事故等対処設備への輻射熱影響→外部電源喪失及び一部の可搬型重大事故等対処設備等の損傷⑦ 取水口閉塞
取水口閉塞については，除塵装置と既に整備された手順等にて対応可能であり，作業不能となることは考えにくいことからプラントの安全性に影響を及ぼすことは考えにくいものの，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオが想定される。
3. まとめ極めて低頻度の自然現象の重畳を想定した場合，以下のようなシナリオが抽出された。
・最終ヒートシンク喪失
・全交流電源喪失
・計測・制御系機能喪失
・過渡事象(タービントリップ,計測・制御設備誤動作によるプラントスクラム)以上については大規模損壊における地震もしくは航空機衝突で想定しているシナリオに全て包絡されることから，自然現象の重畳として新たに想定すべきようなシナリオは存在しなかった。
添付 2.1-60

添付資料 2.1.9
PRA で選定しなかった事故シーケンス等への対応について

レベル 1PRA により抽出された事故シーケンスのうち，炉心損傷防止が困難な
事故シーケンスを以下に挙げる。
a. Excessive LOCA
b. 計測・制御系喪失
c. 格納容器バイパス
d. 格納容器・圧力容器損傷
e. 原子炉建屋損傷
f. 全交流電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋原子炉停止失敗
g. 大 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗
以上の事故シーケンスのうち，a. ～ f.の 6 つの事故シーケンスについては，
外部事象の地震による建屋・格納容器等の大規模な損傷を想定していることから，
原子炉格納容器の閉じ込め機能に期待できない場合も考えられるシーケンスであるが，これらの全炉心損傷頻度への寄与率は 6 号炉で 3.5%，7 号炉で 2.3%と寄与率が低い上，これらは事象進展の不確かさ故に炉心損傷直結と整理しているものであり，より詳細かつ現実的な評価を実施した結果，損傷の程度によっては炉心損傷を回避でき，炉心損傷頻度は現状よりも低下すると考えているシーケン
スである。
万一，これらの事象に至った場合においても，重大事故等発生時の対策として配備する可搬型重大事故等対処設備及び当該設備による対応手順により，事故進展の緩和及び格納容器破損防止を図ることに加えて，原子炉格納容器の健全性が損なわれるような事態に対しては，大規模損壊発生時の対策として整備する対応
手順により原子炉格納容器の破損状態の緩和又は放射性物質の放出低減を図る
ことが可能と考えられる。
g. の事故シーケンスについては，国内外の先進的な対策を考慮した場合であっても炉心損傷防止対策を講じることは困難であるが，原子炉格納容器の機能に期待できるシーケンスである。
また，レベル 1.5PRA により炉心損傷後に格納容器バイパスに至るものとして以下の原子炉格納容器破損モードを抽出している。
h. 格納容器隔離失敗
上記事象が発生した場合，大量の放射性物質の放出に至る可能性があるが，全添付 2.1-61

格納容器破損頻度への寄与割合は 0.1%以下と極めて小さく，有意な頻度ではない。
万一，本事象に至った場合においても，溶融炉心冷却及び核分裂生成物を補足する観点での格納容器スプレイ等，可能な対応手順を実施すると共に，損傷の程度に応じて大規模損壊発生時の対策として整備する対応手順により，放射性物質の放出低減を図ることが可能と考えられる。
表１ 各事故シーケンスの扱い
事故シーケンスa. Excessive LOCA

CDF

事象の想定

グループ

大規模な地震では，原子炉格納容器内の一次冷却材圧力バウン KK6：1.1E-06

大規模地震発生時の対応に含まれる。
（別冊

ダリにおいて，大破断 LOCA を超える規模の損傷に伴う冷却材 KK7：6.9E-08

Ⅱ）

喪失(Excessive LOCA)が発生する可能性がある。具体的には，
SRV の開放失敗による原子炉圧力上昇または地震による直接的な荷重により，原子炉格納容器内の一次冷却材配管が損傷に至るシナリオを想定している。
なお，本事象の評価結果に大きく影響する SRV 及び格納容器内
配管のフラジリティ評価はかなり保守的な評価になっており，
現実的な SRV 及び格納容器内配管の耐性が PRA の結果に現れているものではないと考えている。現実的には，SRV 及び格納容器内配管の一部が損傷しても Excessive LOCA には至ることな
く，緩和系による事象収束に期待できると考えられる。このことから，本事象によって炉心損傷に至る頻度は十分に小さいと判断しており，本事象は有効性評価における新たな事故シーケ
ンスグループとしては取り扱わないこととしている。※
b. 計測・制御系喪失

大規模な地震の発生により，計測・制御機能が喪失することで， KK6：1.9E-07
プラントの監視及び制御が不能に陥る可能性がある。この事象 KK7：1.2E-07が発生した際のプラント挙動が明確でないことから，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
但し，直立盤または計装ラックが倒壊するような，復旧困難な損傷でない限りは復旧作業による機能回復が見込めると考えられる。このため，現実的には一時的な機能喪失に留まる機器が多く，地震後に再起動操作を実施することで緩和系による事
象収束が期待できると考えられる。このことから，本事象によって炉心損傷に至る頻度は十分に小さいと判断しており，本事象は有効性評価における新たな事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととしている。※

c. 格納容器バイパス

対応手順

(/炉年)

大規模な地震では，格納容器外で配管破断等が発生し，格納容 KK6：9.6E-07
器をバイパスした冷却材の流出が発生する可能性がある。格納 KK7：1.2E-07
容器バイパス事象はインターフェイスシステム LOCA とバイパ
ス破断に細分化され，バイパス破断は常時開などの隔離弁に接続している配管が格納容器外で破損すると同時に隔離弁が閉失敗することで冷却材が流出する事象である。配管破断の程度
や破断箇所の特定，影響緩和措置の成立性等に応じた網羅的な事象進展の評価が困難なことから炉心損傷に直結する事象として抽出した。
なお，本事象の評価結果に大きく影響する原子炉冷却材浄化系(CUW)配管については，耐震クラス B であることから，地震動の大きさに限らず損傷確率 1 と仮定するかなり保守的な評価になっており，現実的な CUW 配管の耐性が PRA の結果に現れているものではないと考えている。
また，損傷の程度や位置によっては，影響の及ぶ建屋内の機器は限定的となり，原子炉へ注水を継続することにより炉心損傷回避が図られるものと考えられる。損傷の程度によっては有効性評価において必ず評価する事故シーケンスグループに含ま

添付 2.1-62（手順名は追而）事故シーケンス

CDF

事象の想定

グループ

対応手順

(/炉年)

れる事故シーケンスになること，このため，本事故シーケンスによって炉心損傷に至る頻度は現状の評価結果よりも十分に小さいと判断されることから，本事象は有効性評価における新
たな事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととしている。※
d. 格納容器・圧力容
器損傷

大規模な地震では，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の損傷 KK6：1.2E-06が発生する可能性がある。この場合，損傷の規模や緩和系によ KK7：8.9E-07
る事象収束可能性の評価が困難なことから，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
なお，本事象の評価結果に大きく影響するフラジリティ評価はかなり保守的な評価になっており，現実的な原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の耐性が PRA の結果に現れているものではないと考えている。このことから，本事象は有効性評価における新たな事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととしている。※

e. 原子炉建屋損傷

大規模な地震では，原子炉建屋または，原子炉建屋を支持して KK6：3.6E-06

大規模地震発生時の対応又は大型航空機のいる基礎地盤が損傷することで，建屋内の原子炉格納容器，原 KK7：3.8E-06

衝突への対応に含まれる。
（別冊Ⅲ）

子炉圧力容器等の機器及び構造物が大規模な損傷を受ける可（手順名は追而）能性がある。この場合，損傷の規模や緩和系に期待できる可能性を詳細に考慮することが困難なことから，炉心損傷に直結する事象として抽出した。
なお，本事象の評価結果に大きく影響するフラジリティ評価はかなり保守的な評価になっていると考えており，基礎地盤変形がの発生は現実的には考えにくい。このことから，本事象は有効性評価における新たな事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととしている。※
f. 全 交 流 電 源 喪 失 原子炉スクラムの失敗と全交流動力電源の喪失が重畳する事 KK6：4.7E-09

左記の通り，本事故シーケンスによって炉(外部電源喪失＋DG 故シーケンスであり，地震 PRA から抽出されている。制御棒に KK7：1.8E-07

心損傷に至る頻度は現状の評価結果よりも喪失)＋原子炉停止 よる原子炉停止に期待できない場合の代替の原子炉停止手段

十分に小さいと判断され，実際には想定し失敗としてはほう酸水注入系を設けているが，全交流動力電源の喪難い事故シーケンスである。このため，本失によってほう酸水注入系が機能喪失に至ることから，炉心損

事象は有効性評価における新たな事故シー

傷を防ぐことができない。今回の調査では，原子炉停止機能にケンスグループとしては取り扱わないこと

ついて，ほう酸水注入系に期待できない場合のバックアップととしており，具体的な対応手順は想定してなる対策は確認できなかったことから，このシーケンスを，国いない。

内外の先進的な対策を考慮しても，炉心損傷防止対策を講じる
ことが困難なシーケンスとして整理した。
但し，原子炉停止失敗の原因となる炉内構造物等の損傷について，地震要因による損傷の発生は否定できないものの，地震発
生から損傷に至るまでには時間差があると考えられる。地震動
は地震発生と同時に最大加速度に至る傾向にはなく，3～4 秒程度で最大加速度に達することから，地震加速度大(水平 120
gal，鉛直 100 gal)によるスクラム信号発信を受けた制御棒挿入(100%挿入で 1.33 秒，60%挿入で 0.85 秒)は炉内構造物等の損傷頻度が高くなる地震加速度に至るまでに余裕をもって完了している可能性が高い
また，部分的な制御棒挿入失敗のケースでは必ずしも臨界とはならないが，地震による CRD の損傷については系統間での完全相関を想定しており，1 本の制御棒でも挿入失敗した場合はス
クラム失敗により炉心損傷するものとしてかなり保守的に評価している。
以上より，本事故シーケンスによって炉心損傷に至る頻度は現状の評価結果よりも十分に小さいと判断されることから，本事象は有効性評価における新たな事故シーケンスグループとしては取り扱わないこととしている。※

添付 2.1-63

事故シーケンス
グループ

CDF

事象の想定

対応手順

(/炉年)

g.大 LOCA＋HPCF 注水 原子炉圧力容器から多量の冷却材が短時間で失われていく事 KK6：5.0E-10

手順を有効性評価で示すとおり，原子炉へ

失敗＋低圧 ECCS 注 象であり，大 LOCA 後は数分以内に多量の注水を開始しなけれ KK7：5.0E-10の代替注水，代替格納容器スプレイ冷却系

水失敗

ば炉心損傷を防止することができない。今回の調査では，事象による格納容器冷却，代替循環冷却及び格発生から極めて短時間に多量の注入が可能な対策(インターロ

納容器圧力逃がし装置等による格納容器除ックの追設等)は確認できなかったことから，このシーケンス

熱によって格納容器破損及び放射性物質のを国内外の先進的な対策を考慮しても，炉心損傷防止対策を講

異常な水準での敷地外への放出の防止を図じることが困難なシーケンスとして整理した。

る。

(格納容器破損防止対策が有効に機能することで，格納容器機能の維持に期待できる。)※ 「柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンスの選定について 別紙 2 外部事象(地震)に特有の事故シーケンスについて(平成 27 年 7 月 14 日 第 249 回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 資料 2-4-2)」参照

また，炉心損傷後に格納容器バイパスに至る以下の格納容器破損モードに対して，整備した手順書により緩和措置を行うことが可能である。
事故シーケンスグループ
h. 格納容器隔離失敗

CDF

事象の想定

(/炉年)

炉心が損傷した時点で，格納容器の隔離に失敗しており，格納 KK6/7
容器の閉じ込め機能を喪失している事象を想定している。
なお，現状の運転管理として格納容器内の圧力を日常的に監視しているほか，格納容器圧力について 1 日 1 回記録を採取している。仮に今回想定した様な大規模な漏えいが生じた場合，速やかに検知できる可能性が高いと考える。

添付 2.1-64

5.5E-11

対応手順： 大規模地震発生時の対応又は大型航空機の衝突への対応に含まれる。
（別冊Ⅲ）（手順名は追而）添付資料 2.1.10
大規模損壊発生時の対応
大規模な自然災害または故意による大型航空機の衝突その他テロリズム発生時の対応概要
大規模な自然災害または故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時には，プラントの監視及び制御機能の喪失や航空機墜落等による大規模火災等の発生が想定され，このような状況において，初動対応を行
う上で最も優先すべきはプラントの状況を把握することである。
このため，事象が発生した場合，緊急時対策本部は，中央制御室の状況，大まかなプラント状況の確認，把握を可能な範囲で行った後，速やかに「大規模損壊
時プラント状態確認チェックシート」を用いて，具体的にプラント被災状況，対応可能要員の把握等を行う。
全体の状況を適宜緊急時対策本部で集約し，その時点におけるリソースや対応の優先順位付けなどを考慮した上で，緊急時対策本部の本部長は，全体的な戦略について指示を行い，その事象に応じた適切な対応を行っていく。
初動対応フローにおける各手順の着手は，中央制御室や屋内の現場作業など，
プラント対応（主に常設設備に関するもの）においては事故発生号炉の当直副長が判断し，屋外の対応などの機能班が所掌する対応については各機能班の責任者（統括もしくは班長）が判断することとし，具体的には個別の手順書に判断者を定める。
以下に，初期対応の概要，大規模損壊発生時の初動対応フロー，プラント状態
確認チェックシートを示す。

添付 2.1-65

1. 大規模な自然災害または故意による大型航空機の衝突時の対応概要(1)初動対応の全体フロー概略（大地震等の事前予測ができない事象の場合）
大規模損壊発生
緊急時態勢発令
緊急時対策所の選定
中央制御室との連絡
緊急時対策所における主要パラメータ監視の確認※1 アクセスルートの障害になる火災
及び原子力安全に影響を与える火災を優先に消火活動を行う

要員の安全
確保

建屋への
アクセスルートの確保

可搬型計測器による主要パラメータ監視と状況把握

消火※1

対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する

停止，冷却，
閉じ込め機 使用済燃料
冷却
能の確保

個別戦略
アクセス
ルート確保

電源確保

添付 2.1-66

人命救助

放射性物質
拡散抑制

(2)初動対応の全体フロー概略（大津波警報の発表（事前予測が出来る事象）の場合）
大津波警報発表
原子力警戒態勢発令，原子炉手動スクラム，高圧注水手段確保，高台への避難
大規模な津波来襲
緊急時態勢発令
緊急時対策所の選定
中央制御室との連絡
緊急時対策所における主要パラメータ監視の確認※1 アクセスルートの障害になる火災
及び原子力安全に影響を与える火災を優先に消火活動を行う

要員の安全
確保

建屋への
アクセスルートの確保

可搬型計測器による主要パラメータ監視と状況把握

消火※1

対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する

停止，冷却，
閉じ込め機 使用済燃料
冷却
能の確保

個別戦略
アクセス
ルート確保

電源確保

添付 2.1-67

人命救助

放射性物質
拡散抑制

(3)初動対応の全体フロー概略（大型航空機の衝突の場合）
大型航空機の衝突
緊急時態勢発令
緊急時対策所の選定
中央制御室との連絡
緊急時対策所における主要パラメータ監視の確認※1 アクセスルートの障害になる火災
及び原子力安全に影響を与える火災を優先に消火活動を行う

要員の安全
確保

建屋への
アクセスルートの確保

可搬型計測器による主要パラメータ監視と状況把握

消火※1

対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する

停止，冷却，
閉じ込め機 使用済燃料
冷却
能の確保

個別戦略
アクセス
ルート確保

電源確保

添付 2.1-68

人命救助

放射性物質
拡散抑制

(4)初動対応の全体フロー概略（テロリズムの発生の場合）

枠囲みの内容は核物質防護上の機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-69

2. 大規模損壊発生時初動対応フロー
初動対応フロー
【活動原則】
緊急時対策要員の安全確保を最優先に活動する※2 要員の安全確保の観点で以下の措置を講ずる－状況に適した装備の指示－現場との連絡体制の確立－環境の変化に応じ一時退避指示など緊急連絡の実施

大規模損壊に至る予兆情報入手事前対応(手動スクラム,RCIC 起動,避難,要員参集等)
大規模損壊※1 の発生
緊急時態勢発令（社内外通報連絡，要員参集，緊急時対策所選定）(並行して実施)

要員の安全確保戦略※2
建屋等へのアクセス可能N
1.0(1)②,(2)③

火災発見※3
Y

N②消火戦略

添付 2.1-70※4 建屋 への寄り付き可否や，速やかな放水砲の準備要否等を判断
原子炉建屋周辺に到着した時点で，放射線量するための外観と建屋損傷状況※4 を緊急時対策所に報告
確認*2※3【大規模損壊発生時に対応すべき火災】･アクセスルートの障害になる火災･原子力安全に影響を与える火災

Y①-1 建屋へのアクセス
ルート確保戦略※1【大規模損壊導入条件】
・Ss 超地震の発生・予想される高さが 10m を超える大津波警報の発生
・原子炉施設への航空機落下・発電所構内でのテロリズムの発生
・原子炉施設への隕石の落下
・大規模損壊の恐れがあると原子力防災管理者が判断したとき
・重大事故等発生時に期待する安全機能が喪失た場合・当直長が大規模損壊発生時に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合※5 「大規模損壊発生時プラント
状況確認チェックシート」はその後適宜更新し，必要に応じ，原子力防災組織の情報共有のために使用する

1.19

中央制御室と連絡可能かつ主要パラメータの監視可能か

Y

N
緊急時対策所にて主要
パラメータは監視可能か
1.15

Y

N

可搬型計測器等の計器を携行し，アクセス可能になり次第，現場に出動する「大規模損壊発生時プラント状況確認チェックシート」に基づき状況を確認する※5
原子力防災組織は，対応要員数，可搬設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する
表 当面達成すべき目標設定の例
現在のプラント状況
当面達成すべき目標
炉心損傷の回避(速やかな原子炉注水の見通しあり)【炉心損傷回避のための原子炉注水】
炉心損傷の回避は困難だが，原子炉格納容器損傷回避(溶融燃料の原子炉格納容器(D/W)への落下までに損傷炉心への注水又は【格納容器破損回避】
D/W 下部注水が行える見通しあり)
使用済燃料プールの水位低下【使用済燃料プール水位確保】
炉心損傷かつ原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール水位の異常低下のおそれ【放射性物質拡散抑制】注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

*1

*1

【炉心損傷回避のための原子炉注水】

*3

*3
原子炉停止
成功
1.1

炉心損傷
発生

Y

N

添付 2.1-71

1.4, 1.13

N

N

Y
1.11

⑤水素爆発防止戦略⑦使用済燃料冷却戦略

格納容器
除熱成功

SFP 除熱成功YN

1.5, 1.6,
1.7, 1.8④原子炉注水戦略*3

SFP 水位低下
又 SFP 損傷有り

Y

Y

【放射性物質拡散抑制】*31.9, 1.10③原子炉停止戦略

原子炉注水
成功
1.2, 1.3, N

当面達成すべき目標【使用済燃料プール水位確保】【格納容器破損回避】

N

Y

1.11

⑥格納容器除熱戦略⑧使用済燃料除熱戦略*3(並行して実施)

電源喪失

アクセスルート
確保要
N
1.14

Y

N

人命救助要
Y

N
N

Y

①-2 個別戦略
アクセスルート確保戦略

以下のいずれかに該当するか又はそのおそれ・炉心損傷かつ原子炉格納容器の破損
・使用済燃料プール水位の異常低下
・原子炉建屋損傷かつ建屋周辺線量上昇

1.14⑩電源確保戦略注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

1.12⑪人命救助戦略Y⑨放射性物質拡散抑制戦略*2

個別戦略フロー①-1 建屋へのアクセスルート確保戦略

初動対応フローより

高台より緊急時対策所からプラントへのアクセスルート全体を確認し，アクセスルートを決定する

アクセスルート上の障害物を確認し，チームはそれを除去する
ための必要な資機材，物資等を集めプラントに向けて出発する

添付 2.1-72

道路段差・陥没，瓦礫による通行不能箇所有り
Y

ホイールローダ等による道路補修，瓦礫撤去[多様なハザード対応手順]

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性があるN

①-2 個別戦略アクセスルート確保戦略
初動対応フローよりアクセスルート上の障害物を確認し，チームはそれを除去する
ための必要な資機材，物資等を準備する

道路段差・陥没，瓦礫による通行不能箇所有り
YN

ホイールローダによる道路補修，瓦礫撤去[多様なハザード対応手順]

建屋内の排水要添付 2.1-73

Y
建屋内の排水実施

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性があるN

②消火戦略
初動対応フローより
火災発見の都度，以下の区分けを基本に消火活動の優先度を判定
し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。
建屋，活動場所へのアクセスに必要なエリアで火災発生

YN

原子力安全に影響を与える
可能性のある火災発生

直ちに初期消火活動を実施

Y
アクセスルート・活動場所
確保後，直ちに消火活動を実施

N

添付 2.1-74

火災の波及性により事故終息に向けて原子力安全に影響を与える可能性のある火災発生
N

Y
アクセスルート・活動場所
確保後，消火活動を実施

対応可能な段階で消火活動に着手

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある(1)アクセスルート・活動場所の確保のための消火①アクセスルート確保②車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，大型化学高所放水車等）(2)原子力安全の確保のための消火③重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋④可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保⑤大容量送水車及びホースルート，放水砲の設置エリアの確保(3)火災の波及性が考えられ，事故終息に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火災の消火⑥可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保⑦代替熱交換器車の設置エリアの確保(4)その他火災の消火(1)から(3)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

③原子炉停止戦略
初動対応フローより

自動スクラム成功Y

初動対応フローの次のステップへ

N
手動スクラム成功Y

初動対応フローの次のステップへ

N
RIP トリップ[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]（並行して実施）

添付 2.1-75

SLC 注入操作[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]

N

制御棒挿入操作･手動 ARI･スクラムテスト SW によるペアロッドスクラム･ソレノイドヒューズ引き抜き
個々の制御棒の電動挿入[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]

原子炉停止成功Y
初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

原子炉出力
3%以上
水位低下操作[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]

④原子炉注水戦略
初動対応フローより

原子炉
減圧済み
Y

･複数の注水手段を選択可能な場合は，注水流量の大きなもの，サポート系の状態も含めて信頼性の高いものを選択する。
･炉心損傷している場合には SLC 注入操作を並行して実施する。

N
高圧系統使用可能

使用可能な恒久設備で注水
･HPCF
･LPFL
･給･復水系
･MUWC
･FP
･CRD
･SLC
[アクシデントマネジメント
の手引き]

Y

低圧注水系使用可能NY

添付 2.1-76

使用可能な高圧注水系で注
水
･HPCF
･RCIC
･HPAC
･CRD
･SLC
[アクシデントマネジメン
トの手引き]

Y
原子炉
注水成功

N

原子炉
注水成功
N

Y

原子炉減圧操作[アクシデントマネジメントの手引き]
原子炉減圧成功YN

使用可能な恒久設備で注水
･LPFL
･給復水系
･MUWC
･FP
･CRD
･SLC
[アクシデントマネジメントの手引き]

炉水位：BAF+燃料長
10％Y

原子炉減圧操作[アクシデントマネジメン
トの手引き]

N
消防車による淡水／海水注水[多様なハザード対応手順]
原子炉
注水成功
N
(並行して実施)

Y
初動対応フローの
次のステップへ

原子炉注水成功N

Y

消防車による淡水又は海水注水[多様なハザード対応手順]
原子炉注水成功N

Y

初動対応フローの次のステップへ

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性があるN

⑤水素爆発防止戦略
初動対応フローより
初動対応フローの
次のステップへ

TAF 経験又は炉水位不明
NY
CAMS 停止中

静的触媒式水素再結合器（PAR)による水素濃度低減(操作不要)
N

Y
CAMS 起動[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]
N
初動対応フローの
次のステップへ添付 2.1-77

PCV 水素濃度 3.3%以上[事故時運転操作手順書(徴候ベース)]YR/B 水素濃度 3.0%以上
かつ PAR 出入口温度差 100℃以上
Y

格納容器ベント開放[[事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）]
N
初動対応フローの
次のステップへ

初動対応フローの次のステップへ

D/W スプレイ，S/P スプレイ
[事故時運転操作手順書（徴候ベース）]

FCS 起動[事故時運転操作手順書（徴候ベース）](原子炉建屋への水素ガスの漏えい)

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑥格納容器除熱戦略
初動対応フローより炉心への注水[事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)]
損傷炉心の冷却失敗又は RPV 破損[アクシデントマネジメントの手引き]

NY
下部 D/W への注水
[事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)]

格納容器除熱機能維持

Y

N
RHR 機能復旧Y

添付 2.1-78

N
MUWC 代替循環冷却による原子炉注水又は格納容器スプレイ[事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)]

初動対応フローの
次のステップへ

代替ＰＣＶスプレイ起動[事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)]
外部水源注水制限到達
NY
外部水源による PCV スプレイ停止

緊急時対策本部長の指示により格納容器ベント実施[事故時運転操作手順書(徴候ベース，シビアアクシデント)]（並行して実施）
初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑦使用済燃料冷却戦略
初動対応フローより

MUWC ポンプによる
SFP 注水可能(並行して実施)

MUWC ポンプによる SFP 注水[多様なハザード対応手順]

N
RHR ポンプによる
SFP 注水可能

使用済燃料プール水位の監視(水位計，監視カメラ及び現場での目視)

Y

使用済燃料プール水漏えいの場合は漏えい緩和措置の実施(ライナーの補修，仮設ポンプによるくみ上げ等)

初動対応フローの次のステップへ
Y
RHR ポンプによる SFP 注水[多様なハザード対応手順]

N

初動対応フローの次のステップ

消火ポンプによる
SFP 注水可能

Y

N

消火ポンプによる SFP 注水[多様なハザード対応手順]

添付 2.1-79

初動対応フローの次のステップへ

SPCU ポンプによる
SFP 注水可能Y
SPCU ポンプによる SFP 注水[多様なハザード対応手順]

N
消防車による SFPへの注水可能(淡水・海水)

初動対応フローの次のステップへY
消防車による SFP への淡水・海水注水[多様なハザード対応手順]

N
可搬型スプレイ
ノズルによるオペフロから
SFP への注水可能

初動対応フローの次のステップへ
Y
可搬型スプレイノズルによる SFP への注水

※6 注水するための原子炉建屋の開口部が無い場合は，ブローアウト
パネル開放を検討する。

N
初動対応フローの次のステップへ
可搬型設備による
SFP 注水可能N
初動対応フローの次のステップへ

Y
可搬型設備(放水砲，高所放水車，コンクリートポンプ車のうち，使用可能なものを使用)による SFP への注水※6

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

初動対応フローの次のステップへ

⑧使用済燃料除熱戦略
初動対応フローより

RCW ポンプ使用可能

Y

N

RCW の復旧

代替原子炉補機
冷却系使用可能N

Y

代替原子炉補機
冷却海水ポンプによる補機冷却可能Y

代替原子炉補機冷却系の復旧[多様なハザード対応手順]

N

添付 2.1-80

FPC 系
使用可能
N

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水の確保[多様なハザード対応手順]

Y
FPC 系の復旧
初動対応フローの次のステップへ

RHR 系
使用可能
N
(並行して実施)

Y
RHR 系の復旧及びSFP 冷却初動対応フローの次のステップへ
初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑨放射性物質拡散抑制のための戦略
初動対応フローより(並行して実施)

モニタリングの実施

原子炉格納容器内からの放射性物質放出低減操作(格納容器バイパス発生時の原子炉減圧操作，格納容器スプレイ)[事故時運転操作手順書(徴候ベース)]

取水箇所，放水砲設置箇所，ホースルートの選定

添付 2.1-81

大容量送水車，ホース，放水砲をセット
放水実施

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

シルトフェンスの設置[多様なハザード
対応手順]

吸着材設置
[多様なハザード
対応手順]

⑩電源確保戦略
初動対応フローより
交流電源正常N

直流電源正常Y

YN

直流電源正常YRCIC 運転可能
N

初動対応フローの
次のステップへY
RCIC 延命操作(バイタル停止)[多様なハザード対応手順]

N

直流母線
使用可能

Y

N
D/G または外部電源復旧可能D/G 又は外部電源復旧操作[事故時運転操作手順書（事象ベース）]

N
他号機 D/Gから受電可能Y

YN

添付 2.1-82

他号機 D/G からの受電操作[事故時運転操作手順書（事象ベース）]

可搬型代替直流電源による供給【多様なハザード対応手順】

初動対応フローの次のステップへ
Y

N
電源車から P/C 受電[多様なハザード対応手順]

初動対応フローの
次のステップへAM 用直流電源
使用可能

初動対応フローの次のステップへ

N
緊急用 M/C
使用可能

充電器予備器へ切替[設備別操作手順書]

Y

外部電源からの受電可能

外部電源からの緊急用 M/C 受電[多様なハザード対応手順]

N
他号機 D/Gからの受電可能初動対応フローの次のステップへ
YN
GTG からの受電可能

AM 用直流電源へ切替[多様なハザード対応手順]

Y

他号機 D/G からの緊急用 M/C 受電[多様なハザード対応手順]
YN

初動対応フローの次のステップへ

緊急用 M/C を使用した電源車による給電[多様なハザード対応手順]

GTG による緊急用 M/C 受電

初動対応フローの次のステップへ

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑪人命救助戦略
初動対応フローより

負傷者，要救助者有り

NY
119 番通報
救助者の安全を確保した上で，負傷者，要救助者の救助と安全なエリアへの移動

多数の負傷者発生NY

添付 2.1-83

被災現場近くで安全を確保できる場所に臨時の救護所を設置し，負傷者を搬入
負傷者にトリアージタッグを配布し，本人情報を記載し，右手首等につける。医師，看護師，救急隊員が到着したらトリアージを実施する。

行方不明者有りY
捜索者の安全を確保した上で，可能な範囲で捜索を実施

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性があるN

3. 大規模損壊時プラント状態確認チェックシート
大規模損壊発生時プラント状態確認チェックシート(共通 1/4)
確認者
確認日時
年
月
日
時
分
【注意事項】
１．共通１.～３.項の確認を最優先に実施する。
２．周囲の状況に十分注意しながらチェックし，チェック困難な場合には「不明」とする。（建屋の損壊状況，周辺線量等に注意）
３．動作可能，使用可能は，外観および警報等で判断する。
共通１．中央制御室との連絡と運転員の対応可能人数の確認
番号
項 目
状 態
1 1 号炉中央制御室と連絡可能
連絡可能・連絡不可
2 2 号炉中央制御室と連絡可能
連絡可能・連絡不可
3 3 号炉中央制御室と連絡可能
連絡可能・連絡不可
4 4 号炉中央制御室と連絡可能
連絡可能・連絡不可
5 5 号炉中央制御室と連絡可能
連絡可能・連絡不可
6 号及び 7 号炉中央制御室と6連絡可能・連絡不可
連絡可能

備 考
対応可能
名
対応可能
名
対応可能
名
対応可能
名
対応可能
名
対応可能

名

共通２. モニタ指示確認
番号
項 目

状 態
備 考
上昇なし・上昇あり・
1 屋外モニタ指示
不明※建屋の損壊が確認され，周辺線量の上昇も確認された場合は原子炉建屋への放水の対応手順を準備する。
共通３. 火災の確認
番号
項 目
状 態
備 考
揮発性物質（航空機燃料・軽 火災あり・火災なし・
1
油等）による火災発生
不明
火災あり・火災なし・
2 上記以外による火災発生
不明※火災が発生している場合は，初期消火活動を実施する。状況に応じて，放水砲および大容量ポンプを用いた消火活動を実施する。

添付 2.1-84

大規模損壊発生時プラント状態確認チェックシート(共通 2/4)
共通４. 通信関係の確認
番号
項 目
状 態
1 ページング装置
使用可能・使用不可・不明
2 緊急時電話回線
使用可能・使用不可・不明
3 ファクシミリ
使用可能・使用不可・不明
4 携帯電話（PHS）
使用可能・使用不可・不明
5 衛星電話使用可能・使用不可・不明
6 衛星携帯電話
使用可能・使用不可・不明
7 保安電話使用可能・使用不可・不明
緊急時通報システム（衛星8
使用可能・使用不可・不明
ファクシミリ）一斉呼出
緊急時通報システム（衛星9
使用可能・使用不可・不明
ファクシミリ)原災法通報
10 トランシーバ
使用可能・使用不可・不明
11 携行型通話装置
使用可能・使用不可・不明
共通５. 対応可能な要員の確認
番号
項 目
状
1 本部長(1 名)
2 本部スタッフ(1 名)
3 原子炉主任技術者
4 対外対応機能(4 名)
5 情報収集・計画立案機能(5 名)
6 現場対応機能(7 名)ロジスティック・リソース
7
管理機能(1 名)
8 復旧班要員(14 名)
9 保安班要員(2 名)
10 自衛消防隊(6 名)＊カッコ内は夜間，休祭日の標準宿直人数

添付 2.1-85

態
名
名
名
名
名
名
名
名
名
名

備

考

備

考

大規模損壊発生時プラント状態確認チェックシート(共通 3/4)
共通６. 水源，その他
番号
項 目
状 態
備
1 淡水貯水池
使用可能・使用不可・不明
2 ろ過水タンク（大湊側 No.3）使用可能・使用不可・不明 ﾀﾝｸﾚﾍﾞﾙ
3 ろ過水タンク（大湊側 No.4）使用可能・使用不可・不明 ﾀﾝｸﾚﾍﾞﾙ
4 純水タンク（大湊側 No.3） 使用可能・使用不可・不明 ﾀﾝｸﾚﾍﾞﾙ
5 純水タンク（大湊側 No.4） 使用可能・使用不可・不明 ﾀﾝｸﾚﾍﾞﾙ
6 防火水槽
使用可能・使用不可・不明

考共通７. 設備及び資機材の確認
番号
項 目
状 態
備 考
７－１．消火設備 大湊側エリア【常設設備】
大湊側ディーゼル
運転中・停止中・使用不可・
1駆動消火ポンプ
不明
大湊側電動消火
運転中・停止中・電源なし
2
ポンプ使用不可・不明
７－２．可搬型設備，消火設備 大湊側エリア
1 交流電源車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
2 直流電源車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
3 消防ポンプ自動車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
4 代替原子炉補機冷却系 使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
5 大容量送水車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
6 放水砲
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
7 ホース展張車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
8 シルトフェンス
使用可能・使用不可・不明
9 吸着材
使用可能・使用不可・不明
10 タンクローリー
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
11 ホイールローダ
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
12 大型化学高所放水車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
13 泡原液搬送車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
14 泡原液混合装置
使用可能・使用不可・不明

添付 2.1-86

ｍ
ｍ
ｍ
ｍ

台
台
台
式
台
台
台

台
台
台
台

大規模損壊発生時プラント状態確認チェックシート(共通 4/4)
番号
項 目
状 態
備 考
７－３．可搬型設備，消火設備 荒浜エリア
1 ガスタービン発電機
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
2 交流電源車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
3 直流電源車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
4 消防ポンプ自動車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
5 代替原子炉補機冷却系 使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
6 大容量送水車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
7 放水砲
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
8 ホース展張車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
9 シルトフェンス
使用可能・使用不可・不明
10 吸着材
使用可能・使用不可・不明
11 タンクローリー
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
12 ホイールローダ
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
13 化学消防自動車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
14 大型化学高所放水車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
15 泡原液搬送車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
16 泡原液混合装置
使用可能・使用不可・不明
17 コンクリートポンプ車 使用可能・使用不可・不明
７－４．消火設備 自衛消防隊建屋
1 化学消防自動車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
水槽付消防ポンプ自動2
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数
車
3 泡消火薬剤備蓄車
使用可能・使用不可・不明 使用可能台数

添付 2.1-87

台
台
台
台
式
台
台
台

台
台
台
台
台

台
台
台

大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 1/7)
確認者
確認日時

年

月

日

時

分

【注意事項】
１．個別１.～２.項の確認を最優先に実施する。
２．周囲の状況に十分注意しながらチェックし，チェック困難な場合には「不明」とする。（建屋の損壊状況，周辺線量等に注意）
３．動作可能，使用可能は，外観および警報等で判断する。
個別１．初期状態の確認
番号
項 目
1 プラント状況の確認が可能※
原子炉停止
2
（確認日時
/
： ）

状 態
可能・不可

備

考

成功・失敗・不明

運転中・待機中・使用不可・不明
運転中・待機中・4 高圧代替注水ポンプ
使用不可・不明
5 主蒸気逃し弁
使用可能・使用不可・不明
6 ＥＣＣＳ作動
作動あり・作動なし・不明
受電中・停電中・
7 外部電源受電
使用不可・不明
ディーゼル発電機(A)運転状
運転中・待機中・
8
態
使用不可・不明
ディーゼル発電機(B)運転状
運転中・待機中・
9
態
使用不可・不明
ディーゼル発電機(C)運転状
運転中・待機中・
10
態
使用不可・不明※中央制御室または緊急時対策所にてプラント状況の確認を実施する。
※中央制御室，緊急時対策所にてプラントパラメータの確認ができない場合は，代替監視計器による監視の対応手順を準備する。
3

原子炉隔離時冷却ポンプ

個別２. モニタ指示確認
番号
項 目
状 態
備 考
1 プロセスモニタ指示
上昇なし・上昇あり・不明
2 エリアモニタ指示
上昇なし・上昇あり・不明※建屋の損壊が確認され，周辺線量の上昇も確認された場合は原子炉建屋への放水の対応手順を準備する。

添付 2.1-88

大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 2/7)
個別３. 建屋アクセス性の確認
番号
項 目
状 態
備 考
1 中央制御室へアクセス可能
可能・不可・不明
コントロール建屋へアクセ
2
可能・不可・不明
ス可能
3 原子炉建屋へアクセス可能
可能・不可・不明
タービン建屋へアクセス可
4
可能・不可・不明
能廃棄物処理建屋へアクセス
5
可能・不可・不明
可能
サービス建屋へアクセス可
6
可能・不可・不明
能
海水熱交換器建屋へアクセ
7
可能・不可・不明
ス可能※建屋の損壊状態を含め，事故対応への支障の有無の観点から確認すること。
※建屋の状況を確認し，必要により，アクセスルートの確保，消火活動を実施する。建屋へのアクセスが可能となった時点で各機器の状態確認を実施する。
個別４. 施設損壊状態確認
番号
項 目

状 態
備 考
損傷あり・損傷なし・
1 使用済燃料プール損傷
不明
損傷あり・損傷なし・
2 原子炉格納容器損傷
不明※緊急時対策本部が設置されるまでは，当直長および副原子力防災管理者が指揮する。
※建屋の損壊が確認され，周辺線量の上昇も確認された場合は原子炉建屋への放水の対応手順を準備する。
個別５. 電源系統の確認
番号
項 目
1

非常用 M/C（C)受電2

非常用 M/C（D)受電3

非常用 M/C（E)受電状 態
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明

添付 2.1-89

備考大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 3/7)
番号

項

目

4

非常用 P/C（C-1)受電

5

非常用 P/C（C-2)受電

6

非常用 P/C（D-1)受電

7

非常用 P/C（D-2)受電

8

非常用 P/C（E-1)受電

9

非常用 P/C（E-2)受電

10計器用バイタル(A)受電

11

計器用バイタル(B)受電

12計器用バイタル(C)受電

13

計器用バイタル(D)受電14

直流 125V 主母線(A)受電15

直流 125V 主母線(B)受電16

直流 125V 主母線(C)受電17

直流 125V 主母線(D)受電

18

安全系蓄電池用充電器

19AM 用直流電源

20号機間融通設備

状 態
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
受電中・停電中・使用不可・不明
使用可能・使用不可・
不明
使用可能・使用不可・
不明
使用可能・使用不可・不明

添付 2.1-90

備考大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 4/7)
個別６. 機器状態の確認
番号
項 目
状 態
６－１．炉心注水，原子炉格納容器除熱機器【常設設備】
運転中・待機中・
1 原子炉隔離時冷却ポンプ
使用不可・不明
運転中・待機中・
2 高圧代替注水ポンプ
使用不可・不明
運転中・停止中・
3 高圧炉心注水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
4 高圧炉心注水ポンプ(C)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
5 ほう酸水ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
6 ほう酸水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
7 ほう酸水タンク使用可否
使用可能・使用不可・不明
運転中・停止中・
8 制御棒駆動水ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
9 制御棒駆動水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
10 逃し安全弁操作可能
使用可能・使用不可・不明
11 高圧窒素ガス供給系
使用可能・使用不可・不明
運転中・停止中・
12 残留熱除去ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
13 残留熱除去ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
14 残留熱除去ポンプ(C)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
15 復水移送ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
16 復水移送ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
17 復水移送ポンプ(C)
電源なし・使用不可・不明

添付 2.1-91

備考大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 5/7)
番号

項 目
状 態
ドライウェル冷却送風機
運転中・停止中・
18(A)
電源なし・使用不可・不明
ドライウェル冷却送風機
運転中・停止中・
19(B)
電源なし・使用不可・不明
ドライウェル冷却送風機
運転中・停止中・
20(C)
電源なし・使用不可・不明
ドライウェル除湿冷却送風
運転中・停止中・
21
機(A)
電源なし・使用不可・不明
ドライウェル除湿冷却送風
運転中・停止中・
22機(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・23 低圧復水ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・24 低圧復水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・25 低圧復水ポンプ(C)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・26 高圧復水ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・27 高圧復水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・28 高圧復水ポンプ(C)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・29 電動駆動給水ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・30 電動駆動給水ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
31 フィルタベント使用可能
使用可能・使用不可・不明
32 耐圧強化ベント使用可能
使用可能・使用不可・不明
６－２．使用済燃料プール注水，除熱機器【常設設備】
運転中・停止中・
1 燃料プール冷却ポンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
2 燃料プール冷却ポンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
圧力抑制プール水浄化ポン
運転中・停止中・
3プ
電源なし・使用不可・不明

添付 2.1-92

備考大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 6/7)
番号
項 目
状 態
６－３．水素爆発防止設備【常設設備】
運転中・停止中・
1 CAMS 水素・酸素濃度
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
2 再結合器ブロア(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・
3 再結合器ブロア(B)
電源なし・使用不可・不明
原子炉建屋水素処理設備 使用可能・使用不可・
4
使用可能
不明
６－４．補機冷却設備【常設設備】
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
1(A)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
2(B)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
3(C)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
4(D)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
5(E)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却水ポンプ
運転中・停止中・
6(F)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
7プ(A)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
8プ(B)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
9プ(C)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
10プ(D)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
11プ(E)
電源なし・使用不可・不明
原子炉補機冷却海水ポン
運転中・停止中・
12プ(F)
電源なし・使用不可・不明

添付 2.1-93

備考大規模損壊発生時（６・７）号炉プラント状態確認チェックシート(個別 7/7)
番号
13
14
15
16
17
18
19
20

項 目
状 態
タービン補機冷却水ポン
運転中・停止中・プ(A)
電源なし・使用不可・不明
タービン補機冷却水ポン
運転中・停止中・プ(B)
電源なし・使用不可・不明
タービン補機冷却水ポン
運転中・停止中・プ(C)
電源なし・使用不可・不明
タービン補機冷却海水ポ
運転中・停止中・ンプ(A)
電源なし・使用不可・不明
タービン補機冷却海水ポ
運転中・停止中・ンプ(B)
電源なし・使用不可・不明
タービン補機冷却海水ポ
運転中・停止中・ンプ(C)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・制御用空気圧縮機(A)
電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・制御用空気圧縮機(B)
電源なし・使用不可・不明

添付 2.1-94

備考添付資料 2.1.11
大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について
大規模損壊発生時に初動対応フローから選択する個別戦略の決定にあたっては，要員及び設備を含めた残存する資源から必要な手順等を確認し，有効な戦略
を迅速かつ確実に選定する必要がある。
表１に示す個別戦略による対応が必要と判断された場合には，個別戦略フローに基づいて当該の手順書を選択し，事故緩和措置を実施する。
また，大規模損壊発生時の対応手順書の体系図を示す。

添付 2.1-95

表１ 大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧
初動対応フロー
における個別戦略

手順書名称

技術的能力に係る審査基準の該当項目使用する設備（保管場所，仕様等）

水源

備考

所要時間

必要人員

○多様なハザード対応手順(EHP)
・「状況確認とアクセスルート確保」
・「段差復旧・陥没箇所復旧」
・「瓦礫撤去」アクセスルート確保
戦略

・「除灰手順（道路部）」

１．，２．
１．，２．
１．，２．
１．，２．

・「排水手順」（仮）添付 2.1-96

１．，２．

○事故時操作手順書(EOP)・「手動 ARI」
・「スクラムテスト SW によるペアロッドスクラム」
・「ソレノイドヒューズ引き抜き」
原子炉停止
戦略

・「SLC 注入操作」

１．１
１．１
１．１

○ＥＯＰ

映する。）

－
－
－

－
－

RC/Q 移行
後の時間
RC/Q 移行
後の時間

50 秒

１名

10 分

1名

－

RC/Q 移行
後の時間

25 分

2名

１．１

・ほう酸水ポンプ台数：2 台（容量：11.4m3/h/台）

ほう酸水貯
蔵タンク

RC/Q 移行
後の時間

20 秒

１名

１．１

・電動機駆動原子炉給水ポンプ
台数：2 台（容量：2340m3/h/台）
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
台数：１台（容量：188m3/h，揚程：高圧側 900ｍ，低圧側
186ｍ）
・高圧炉心冷却水ポンプ
台数：１台（容量：727m3/h，揚程：190ｍ）

復水貯蔵槽
サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

RC/Q 移行
後の時間

1 分 20 秒

1名

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

30 分

4名

・「原子炉水位制御」

原子炉注水
戦略

・業務車両(保管場所：ＥＬ.+16ｍ)
－
－
15 分
2名
※追而
台数：１台
・ホイールローダ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）－－
10 分／箇所
4名（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要台数：2 台（ﾊﾞｹｯﾄ容量：3.0m3）
・ホイールローダ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反－－3 分／箇所4名
台数：2 台（ﾊﾞｹｯﾄ容量：3.0m3）
・ホイールローダ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
堆積状況に
－
－
4名
台数：2 台（ﾊﾞｹｯﾄ容量：3.0m3）
より変動
・排水機材一式（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
水中ポンプ（台数：2 台，容量：18m3/h，揚程：20m）
発電機 台数：1 台
制御盤 台数：1 台
消防ホース 本数：20m×6 本
－
－
210 分
4名
電源ケーブル 数量：40m×3 本（発電機～制御盤）
45ｍ×4 本（制御盤～水中ポンプ）
仮設プール 台数：1 個
消防ホース用吐出弁 台数：2 台

ＡＭ設備別操作手順書

・「RHR(A)による原子炉注水」

１．４

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称

技術的能力に係る審査基準の該当項目

・「RHR(B)による原子炉注水」
１．４
・「MUWC による原子炉注水」

・残留熱除去系ポンプ※追而
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

１．４

１．２

・「SLC ポンプによる原子炉注水」

・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）

添付 2.1-97

・「RCIC 現場起動」
・「HPAC による原子炉注水」（仮）・「HPAC 現場起動」（仮）

１．２
１．２

・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数：1 台（容量：177m3/h，揚程：75m）
・制御棒駆動水ポンプ
台数 2 台（容量：，揚程：）・ほう酸水ポンプ台数：2 台（容量：11.4m3/h/台）

・高圧代替注水系ポンプ台数：1 台（容量：182m3/h，揚程：958m）

１．２・高圧代替注水系ポンプ台数：1 台（容量：182m3/h，揚程：958m）

１．４

・「バッテリーによる SRV 開放（多重伝送盤）」

・高圧炉心注水ポンプ
台数：1 台（容量：727m3/h，揚程：190ｍ）
・原子炉隔離時冷却ポンプ
台数：1 台（容量：188m3/h，揚程：高 900ｍ，低 186ｍ）

１．２

・「消防車による原子炉注水」

・「SRV 駆動源確保」

備考

所要時間

必要人員

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

30 分

4名

復水貯蔵槽

－

35 分

4名

防火水槽
淡水貯水池
海水

－

30 分

8名

復水貯蔵槽

－

35 分

4名

復水貯蔵槽
(MUWC)
消火系
（消火栓）
純水タンク
(MUWP)

－

75 分

6名

復水貯蔵槽

－

25 分

4名

復水貯蔵槽

－

90 分

4名

復水貯蔵槽

設備設置
中

15 分

4名

復水貯蔵槽

設備設置
中

40 分

4名

防火水槽
淡水貯水池
海水

設備設置
中

55 分

6名

時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反映する。
）

１．２

・「HPCF 緊急注水」

水源（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要

１．４

・「消火ポンプによる原子炉注水」

・「CRD による原子炉注水」

使用する設備（保管場所，仕様等）

・可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
台数：1 台（容量：80m3/h，揚程：125m）

１．３・高圧窒素ガスボンべ（予備）台数：5 本（容量：47Ｌ/本，充填圧力：約 15MPａ）

－

－

60 分

4名

１．３

・可搬型小型バッテリー
個数：10 個（1 個あたり容量：12Ｖ）

－

－

50 分

4名

１．３

・窒素ガスボンベ
台数：Ａ系 8 本，Ｂ系 8 本（容量：47Ｌ/本，充填圧力：約15MPａ）

設備設置
中

75 分

4名

１．４

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：1 台（容量：168m3/h 以上／120m3/h 以上）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：1 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）

－

50 分

2名

・「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」○多様なハザード対応手順(EHP)
・「消防車による送水」

防火水槽
海初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称

技術的能力に係る審査基準の該当項目使用する設備（保管場所，仕様等）

水源

備考

１．３

・窒素ガスボンベ（保管場所：原子炉建屋非管理区域 4 階）※追而
台数：10 本／系列×2.系列（容量：46.7ℓ，充填圧力：150kg/cm2）

－

－

１．９

・CAMS サンプルガス条件
時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反－
圧力：－0.035～2.5kg/cm2g 温度：10～169℃

・「SRV 駆動源確保（HPIN 圧力設定変更）」

・「D/W スプレイ，S/P スプレイ」
１．９
・「FCS 起動」
○ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書
・「消防車による原子炉ウェル注水」

添付 2.1-98

・「SPCU による原子炉ウェル注水」

水素爆発防止戦略

必要人員（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要○事故時操作手順書(EOP)・「CAMS 起動」

所要時間

１．９

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）
・再結合装置,ブロワ
台数：2 台（容量：255Nm3/h）

映する。
）
－

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

－

－

１．１０
１．１０

・「代替 Hx による補機冷却水(A 系))確保」

１．５，１．６，
１．９

－

－

2５５分

2名

・「代替 Hx による補機冷却水(B 系)確保」

１．５，１．６，
１．９

－

－

2５５分

2名

・「代替 RSW による補機冷却水(A 系))確保」

１．５，１．６，
１．９

－

－

260 分

2名

・「代替 RSW による補機冷却水(B 系))確保」

１．５，１．６，
１．９

－

－

260 分

2名

復水貯蔵槽

－

３５分

４人

復水貯蔵槽

－

３５分

４人

○事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）(SOP)・「MUWC（代替 D/W スプレイ）」
・「MUWC（代替 S/C スプレイ）」・「FP（代替 D/W スプレイ）」
・「FP（代替 S/C スプレイ）
」

１．６
１．６

・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）
・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）

１．６

・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数：１台（容量：177m3/h，揚程：75m）

ろ過水タンク

－

３０分

６人
緊急２人

１．６

・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数：１台（容量：177m3/h，揚程：75m）

ろ過水タンク

－

３０分

６人
緊急２人

１．６

・熱交換器ユニット（保管場所：EL.34m 以上）
台数：1 台（伝熱容量：23MW）
・代替原子炉補機冷却海水ポンプ（保管場所：EL.34m 以上）
台数：2 台（容量：420m3/h,揚程：35m）

10 時間

13 名

○多様なハザード対応手順(EHP)
・「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保(A 系)」

初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称

技術的能力に係る審査基準の該当項目

・「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保(B 系)」
１．６

・「代替 RSW による補機冷却水(A 系))確保」
・「代替 RSW による補機冷却水(B 系))確保」
・「水素対策（トップベント）」
・「水素対策（ブローアウトパネル）」・「水素対策（大物搬入口）」

添付 2.1-99

○ＥＯＰ

１．６

使用する設備（保管場所，仕様等）

水源

備考

所要時間

必要人員

・熱交換器ユニット（保管場所：EL.34m 以上）※追而
台数：1
台（伝熱容量：23MW）
10 時間
13 名
・代替原子炉補機冷却海水ポンプ（保管場所：EL.34m 以上）（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要台数：2台（容量：420m3/h,揚程：35m）

時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反映する。
）

１．６
１．１０
１．１０
１．１０

－
－
－

－

－

K6／40 分
K7／35 分K6／3 名K7／3 名－－K6/100 分
K7/60 分K6／3 名K7／3 名－－K6/60 分K7／60 分K6／3 名K7／3 名

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

30 分

4人

原子炉

－

35 分

6人

原子炉

－

35 分

6人

－

25 分

4人

－

25 分

4人

復水貯蔵槽

－

35 分

4人

復水貯蔵槽

－

45 分

6人

ろ過水タンク－

30 分

6人
緊急 2 人

ＡＭ設備別操作手順書

・「RHR(B)による PCV スプレイ」
１．６
・「RHR(A)による原子炉除熱」
・「RHR(B)による原子炉除熱」

１．５

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）
・残留熱除去系ポンプ
台数：2 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）
・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

１．５

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

１．５
１．５

・「RHR(A)による S/C 除熱」

・「RHR(B)による S/C 除熱」
原子炉格納容器除熱戦略
・「MUWC による PCV スプレイ」
・「MUWC によるペデスタル注水」
・「消火ポンプによる PCV スプレイ」

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ
サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

１．６

・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）
・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）
・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数：1 台（容量：177m3/h，揚程：75m）

１．６・可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
台数：1 台（容量：80m3/h，揚程：125m）

防火水槽
淡水貯水池
海水

－

55 分

6人

１．８

・可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
台数：1 台（容量：80m3/h，揚程：125m）

防火水槽
淡水貯水池
海水

－

70 分

6人
緊急 2 人１．５
１．８

・「消防車による PCV スプレイ」

・「消防車によるペデスタル注水」

初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称
・「FCVS(S/C 側)：フィルタベント設備使用」
・「FCVS(S/C 側)：耐圧強化ライン使用」
・「FCVS(D/W 側)：フィルタベント設備使用」
・「FCVS(D/W 側)：耐圧強化ライン使用」
・「遠隔操作可能弁開閉操作」

技術的能力に係る審査基準
の該当項目
１．７
１．５

使用する設備（保管場所，仕様等）
・フィルタベント設備
－※追而

水源

備考

－

－

－

－

所要時間

必要人員

（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要

１．７
１．５
１．７

・「PCV ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」
１．７・フィルタベント設備

－

－

－

－

－

－

－

－

時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反映する。
）－－
・予備ボンベ
台数：常用 3 本，予備 3 本（容量：47Ｌ/本，充填圧力：約15MPａ）

45 分

2人

４０分

2名

○事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）(SOP)・「MUWC 代替循環冷却による原子炉(A)注水」

添付 2.1-100

・「MUWC 代替循環冷却による原子炉(B)注水」
・「MUWC 代替循環冷却による PCV スプレイ」

１．７
１．７
１．７

・復水移送ポンプ台数：2 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）
・復水移送ポンプ台数：2 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）
・復水移送ポンプ台数：2 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）－－－○多様なハザード対応手順(EHP)
１．４・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：1 台（容量：168m3/h 以上／120m3/h 以上）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：1 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）

１．７－

・「消防車による送水」

防火水槽
海・「フィルタベント水位調整水張り」○多様なハザード対応手順(EHP)
・「放射性物質放出箇所へのスプレイ」

１．１２

・「可搬型設備（放水砲）による SFP 注水」
１．１１

放射性物質拡散抑制
戦略－・「海洋への放出抑制（シルトフェンス設置）」
１．１２

・可搬型大容量送水ポンプ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台（容量：1500m3/h 以上）
・放水砲（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台
・荒浜側，大湊側放水口ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
・構内排水路ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
・#1-4 取水口,#1 補機取水口ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ（保管場所：ＥＬ.+34m
以上）・#5-7 取水口ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：シルトフェンス 20m/本 ｶｰﾃﾝ長 6ｍ～8m）

海－FV 使用前に実施するｴｱ抜き初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称
・「海洋への放出抑制（放射性物質吸着材設置）」

技術的能力に係る審査基準の該当項目
１．１２○事故時操作手順書(AOP)・「D/G 又は外部電源復旧操作」
・「他号機からの受電操作」
・「充電器予備器へ切替」
○)ＥＯＰ

※追而

水源

備考

所要時間

必要人員

－

（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要

１．１４
１．１４
１．１４

Ｄ／Ｇ，共通母線

・「AM 用直流 125V 充電器盤受電」

添付 2.1-101

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反映する。
）
共通母線
予備充電器盤

ＡＭ設備別操作手順書

・「D/G による緊急用 M/C 受電」

・「緊急用 M/C による M/C７C,７D 受電」
・「直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電」

電源確保
戦略

使用する設備（保管場所，仕様等）

・「直流１２５Ｖ充電器盤７Ｂ受電」
・「直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ－２受電」
・「ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電」

１．１４
１．１４
１．１４
１．１４
１．１４
１．１４
１．１４

・非常用ディーゼル発電機
・AM 用直流 125V 充電器盤
・非常用母線・直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ・直流１２５Ｖ充電器盤７Ｂ
・直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ－２
・ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ○多様なハザード対応手順(EHP)
・「電源車による P/C７C-1 受電」
１．１４

・「代替 MCC 受電（電源車）」
・「外部電源による荒浜側緊急 M/C 受電」
・「外部電源による大湊側緊急 M/C 受電」
・「各号機 D/G(A)による荒浜側緊急 M/C 受電から各号機
への送電」

１．１４

・電源車（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：２台（容量：500kVA,電圧：6,900V）－

・電源車（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台（容量：500kVA,電圧：6,900V）－

・非常用ディーゼル発電機

－

１．１４
１．１４
１．１４

270 分
(第一ﾙｰﾄ)345 分(第二ﾙｰﾄ)6名

初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称

技術的能力に係る審査基準の該当項目

・「各号機 D/G(A)による大湊側緊急 M/C 受電から各号機
への送電」

１．１４

・非常用ディーゼル発電機
※追而

１．１４

（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要

１．１４・直流給電車・電源車（保管場所：ＥＬ.+34m以上）
時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反
台数：各号機 2 台（蓄電池容量 400Ａｈ，整流器容量 120Ａ－
×3 台，電源車容量 500ＫＶＡ，電圧ＤＣ125Ｖ）

・「GTG による緊急 M/C 受電」○ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書
・「SPCU による SFP 注水」
１．１１

添付 2.1-102

・「消火ポンプによる SFP 注水」

所要時間

必要人員

－

・圧力抑制プール水浄化ポンプ
台数：１台（容量：250m3/h，揚程：90ｍ）

復水貯蔵槽
サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

・復水移送ポンプ台数：3 台（容量：150m3/h/台，揚程：103ｍ）

復水貯蔵槽

－

１．１１

・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数：1 台（容量：177m3/h，揚程：75m）

ろ過水タンク－１．１１

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

１．１１

・残留熱除去系ポンプ
台数：1 台（容量：954m3/h，揚程：125ｍ）

・「RHR（B）による SFP 注水」

・「消防車による SFP 注水」

・「消防車による可搬型スプレイノズルによる SFP スプ
レイ」

備考

１．１１

・「RHR（A）による SFP 注水」

使用済燃料冷却
戦略

水源

映する。）

・「可搬型代替直流電源による供給」（仮）・「MUWC による SFP 注水」

使用する設備（保管場所，仕様等）

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ
サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

－

－

１．１１

・可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）（保管場所：ＥＬ.+34m
以上）
台数：1 台（容量：80m3/h，揚程：125m）

防火水槽
淡水貯水池
海水

－

１．１１

・可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）（保管場所：ＥＬ.+34m
以上）
台数：1 台（容量：80m3/h，揚程：125m）

防火水槽
淡水貯水池
海水

－

１．１１

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（保管場所:EL.+34m 以上）
台数：1 台（容量：168m3/h 以上／120m3/h 以上）

防火水槽
海

１．１１

・可搬型大容量送水ポンプ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台（容量：1500m3/h 以上）
・放水砲（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台

１．１１

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：2 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）
・高所放水車（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：1 台○多様なハザード対応手順(EHP)
・「可搬型スプレイノズルによる SFP スプレイ」
・「可搬型設備（放水砲）による SFP 注水」

・「可搬型設備（高所放水車）による SFP 注水」

50 分

2名

50 分

2名

海

防火水槽
海

初動対応フローにおける個別戦略

手順書名称
・「可搬型設備（コンクリートポンプ車）による SFP 注
水」○ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書
・「代替 Hx による補機冷却水(A 系))確保」
・「代替 Hx による補機冷却水(B 系)確保」
・「代替 RSW による補機冷却水(A 系))確保」
・「代替 RSW による補機冷却水(B 系))確保」

添付 2.1-103

使用済燃料除熱戦略

技術的能力に係る審査基準
の該当項目

１．１１

１．１１
１．１１
１．１１

○多様なハザード対応手順(EHP)
・「消防車による CSP への補給」
・「消防車による防火水槽への海水補給」
水源確保

・「貯水池から大湊側防火水槽への補給」
・「貯水池から大湊側淡水タンクへの補給」
・「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」

備考

所要時間

必要人員

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：2 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）
防火水槽
※追而
50 分
2名
・コンクリートポンプ車（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
海（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要台数：1 台
－
－
－
－

－

－

255 分

2名

－

－

255 分

2名

－

－

260 分

2名

－

－

260 分

2名

１．１１

・熱交換器ユニット（保管場所：EL.34m 以上）
台数：1（伝熱容量：23MW）
・代替原子炉補機冷却海水ポンプ（保管場所：EL.34m 以上）
台数：2（容量：420m3/h,揚程：35m）

－

600 分

13 名

１．１１

・熱交換器ユニット（保管場所：EL.34m 以上）
台数：1（伝熱容量：23MW）
・代替原子炉補機冷却海水ポンプ（保管場所：EL.34m 以上）
台数：2（容量：420m3/h,揚程：35m）

－

600 分

13 名

１．１３

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：EL.34m 以上）
台数：2 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）

防火水槽
海

50 分

2名

１．１３

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（保管場所：EL.34m 以上）
台数：2 台（容量：120m3/h 以上／84m3/h 以上）

海

50 分

2名

淡水貯水池

60 分

2名

淡水貯水池

60 分

2名

50 分

2名

・「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保(B 系)」

・「代替 RSW による補機冷却水(B 系))確保」

水源

時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反映する。
）

１．１１○多様なハザード対応手順(EHP)
・「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保(A 系)」

・「代替 RSW による補機冷却水(A 系))確保」

使用する設備（保管場所，仕様等）

１．１１
１．１１

１．１３
１．１３
１．１３

－
－
－

ろ過水タンク純水タンク

初動対応フローにおける個別戦略
事故時計装

手順書名称

・「 」

技術的能力に係る審査基準の該当項目
１．１５○火災防護計画

添付 2.1-104

人命救助
戦略

備考

所要時間

必要人員

※追而
・化学消防自動車（保管場所：EL.+5m，+34ｍ）
台数：2 台（容量：84m3/h，吐出圧力：1.4MPa）
時間，必要人数については，訓練等の実績を適宜反（容量：120m3/ｈ，吐出圧力：0.85MPa）
・水槽付消防自動車（保管場所：EL.+5m）
台数：１台（容量：84m3/h，吐出圧力：1.4MPa）（容量：120m3/ｈ，吐出圧力：0.85MPa）
防火水槽
・高所放水車（保管場所：EL.+34m 以上）
海
台数 2 台（容量：204m3/h，吐出圧力：1.2MPa）
・可搬型大容量送水ポンプ（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台（容量：1500m3/h 以上）
・放水砲（保管場所：ＥＬ.+34m 以上）
台数：１台

映する。）

２．

○医療班緊急時対応手順
・「人命救助ガイド」（仮）水源（手順書の整備は，技術的能力等にて整備後に見直し，反映する。また，所要・「消火活動ガイド」（仮）消火
戦略

使用する設備（保管場所，仕様等）

２．

60 分

6人

1. 柏崎刈羽原子力発電所マニュアル体系大規模損壊関連体系図
大規模損壊発生時に必要となる手順書類について，発電所の QMS 文書体系上の位置づけは以下の通り。

添付 2.1-105

2. 大規模損壊発生時の対応手順書体系図
大規模損壊発生時に使用する対応フローに従った措置を講じるため，以下の手順書を用いて対応を行う。

火災防護
計画

(1)緊急時対策本部で使用する手順書①緊急時対策本部運営要領
重大事故，大規模損壊等が発生した場合，又はそのおそれがある場合に，発電所緊急時対策要員（運転員以外）が複数プラントの対応を支援するにあたり必要となる情報（プラントパラメータ，放射線情報等）の種類，初動対応戦略
及び事故の進展に応じた対応戦略，発電所内のリソース（電源・水・人員等）の配分に関わる判断を行う場合の原則，発電所緊急時対策本部の各機能班が実施する事項等を定めた要領で，発電所緊急時対策要員（運転員以外）が使用する。
②アクシデントマネジメントの手引き（ＡＭＧ）
プラントで発生した事故・故障等が拡大し，炉心損傷に至った際に，事故の進展防止，影響緩和のために実施すべき措置を判断，選択するための情報を定

添付 2.1-106

めた要領で，技術支援組織が使用する。炉心が損傷し，原子炉圧力容器及び格納容器の健全性を脅かす可能性のあるシビアアクシデント事象に適用する。
③多様なハザード対応手順（ＥＨＰ）
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できない場合に，運転員のプラント対応に必要な支援を行うため，可搬設備等
によるプラント対応支援を定めた手順書で，実施組織（運転員以外）が使用する。
(2)運転員が使用する手順書①警報発生時操作手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去ある
いはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。
②事故時運転操作手順書（事象ベース）（ＡＯＰ）
単一の故障等で発生する可能性のある異常または事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
③事故時運転操作手順書（徴候ベース）（ＥＯＰ）
事故の起因事象を問わず，ＡＯＰでは対処できない複数の設備の故障等による異常または事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
④事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（ＳＯＰ）
ＥＯＰで対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。
(3) 緊急時対策本部及び運転員が使用する手順書①火災防護計画
発電所の火災防護に係る全ての活動に適用され，設計基準対象施設，並びに重大事故等対処施設の火災防護対策を定め，万一火災が発生したとしても，プ
ラントの安全停止能力を確保すること，発電所職員や環境への放射線の影響を防止することを目的に定めた業務文書。

添付 2.1-107

添付資料 2.1.12
使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について
1. 使用済燃料プールにおける事故対応
使用済燃料プールに大規模漏えいが発生した場合における，使用済燃料プールの優先順位に従った事故対応例について以下に示す。
(1) 使用済燃料プールの漏えい緩和のための操作を実施するにあたり最も重要な判断は使用済燃料プール（原子炉建屋）へのアクセス可否となる。これ
は現場の被害状態（火災の発生状況，線量等）に依存する。
(2) 使用済燃料プールへアクセス可能な場合には，準備から補給するまでの時間が比較的短い恒設設備（復水補給水系）を用いた内部からの使用済燃料
プール注水行う。
(3) (2)の操作により使用済燃料プール水位の維持ができない場合，消防車を用いた注水，消火系を用いた注水，サプレッションプール浄化系を用いた注水を順次試みる。
(4) (3)による使用済燃料プールヘの注水を行っても水位が維持できない場合，
原子炉建屋内部からのスプレイが可能であれば，消防車を既設の接続口に連結し，常設スプレイヘッダによるスプレイを行い，困難な場合な可搬型
スプレイヘッダを用いたスプレイを行う。
(5) (4)と並行して，使用済燃料プールの漏えいを緩和するため，予め準備している漏えい緩和のための資機材を用いた手段により，使用済燃料プール内側からの漏えい緩和を行う。
(6) 使用済燃料プールヘアクセスできない場合や建屋内部での使用済燃料プー
ルスプレイが困難な場合，放水砲（大容量送水車を使用），コンクリートポ
ンプ車等を用いた使用済燃料プールへの放水を行う。

添付 2.1-108

2. 重大事故を想定した使用済燃料プールの監視対応フロー

使用済燃料プールの水位が低下

使用済燃料プールの状況，周辺環境の把握①

使用済燃料プール水漏えい緩和対策，漏えい率評価の実施

②
Y

通常の給水

通常の水張りライン
から給水が可能か？
N③

消防ポンプ，消火系※１
による注水

N

※２

使用済燃料プールの漏え
いは大規模か？※３
Y

使用済燃料プールスプレイの準備

④

スプレイ

⑤
※１
※２
※３

重大事故等へ対処するために消火が必要な火災が発生していないこと。
サプレッションプール浄化系による注水も含む。
資機材等による漏えい緩和措置が有効な場合は実施する。

図 1 使用済燃料プールの監視対応フロー
表 1 各設備の監視機能

水位

計器名称

①

②

③

④

⑤

使用済燃料プール水位計

○

○

○

－

－

使用済燃料プール水位計（SA 広域）

○

○

○

○

○

使用済燃料プール水位計（SA）

○

○

○

○

－

使用済燃料プール温度計（SA 広域）

○

○

○

－

－

使用済燃料プール温度計（SA）

○

○

○

○

○

重大事故時燃料プール放射線モニタ（低レンジ）

○

○

○

○

－

重大事故時燃料プール放射線モニタ（高レンジ）

－

－

○

○

○

使用済燃料プール監視カメラ

○

○

○

○

○

温度

空間線量率
状態監視

添付 2.1-109

3. 使用済燃料プールへのスプレイ手順の妥当性について(1)使用済燃料プール水の大規模漏えい時の未臨界評価
柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の SFP では，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに燃料が貯蔵される。SFP には，通常は限られた体数の新燃料と使用済燃料が貯蔵されるが，臨界設計については新燃料及びいかなる燃焼度の燃料を貯蔵しても十分安全側の評価を得るように，炉心装荷時の無限増倍率として 1.30 を仮定している。また，プール水温，ラック製造公差，ボロン添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳しくなる状態で評価している。
仮に SFP プール水が沸騰や喪失した状態，SFP スプレイが作動する状態を想定
し，プールの水密度が減少した場合を考えると，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果がある。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の SFP の実効増倍率は上記の 2 つの効果のバランスにより決定されるため，ラックの材質・ピッチの組み合わせによっては通常の冠水状態と比較して臨界評価結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の SFP において水密度を 1.0～0.0g/cm3 と変化させて実効増倍率を計算したところ，中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子の流れ込みが抑制されることから，水密度の減少に伴い実効増倍率は単調に減少する効果が得られた。このため，水密度が減少する事象が生じた場合でも未臨界は維持されることを確認した。
なお，解析には米国オークリッジ国立研究所(ORNL)により米国原子力規制委員会(NRC)の原子力関連許認可評価用に作成された 3 次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されている SCALE システムを用いた。

添付 2.1-110

図 2 柏崎刈羽６号炉

角管型ラックの計算体系

図 3 柏崎刈羽６号炉

格子型ラックの計算体系

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-111

図 4 柏崎刈羽 7 号炉

角管型ラックの計算体系

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-112

図 5 柏崎刈羽６号炉

実効増倍率の水密度依存性

図 6 柏崎刈羽 7 号炉

実効増倍率の水密度依存性

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-113

4. 必要スプレイ流量(1)測定方法
試験設備は，基準として床面を燃料頂部の高さと仮定し，実機寸法を模擬して図 7 のようにポンプ，流量計，流量調整弁，ヘッダ管，ノズルを設置した。また，足場とブルーシートにより SFP プール壁面を模擬すること
で，実機 SFP と同様のスプレイ状態で試験可能な考慮を実施した。

図 7 試験設備概要図（2）測定条件・スプレイ時間：2min
・測定容器開口面積：318 ㎜×318 ㎜（3）判定基準
表 2 スプレイ実証試験の判定基準
単位面積当たりの必要スプレイ流量

必要スプレイ範囲

高温燃料域

2 炉心以上の燃料

低温燃料域

全ての燃料

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-114

（4）測定結果①スプレイ状態の確認
試験のスプレイ状態について，スプレイ前の状況を図 8，スプレイ状態の状況をを図 9 に示す。
図 9 のスプレイ状態から，スプレイヘッダの複数のノズルからのスプ
レイ水は互いに衝突等の干渉がなく燃料域上部に均質に広がることが確認できる。

図 8 スプレイ前の状況（スプレイ量：0m3/h）

図 9 スプレイ状態の試験状況（スプレイ量：132m3/h）

添付 2.1-115

5. 必要スプレイ流量の測定結果
６号炉の実証試験結果を表 3 に，７号炉の実証試験結果を表 4 に示す。
６号及び７号炉ともに，単位面積当たりの必要スプレイ流量を満足する
高温燃料域を２炉心以上確保し，全てのエリアに対し低温燃料域の単位面積当たりの必要スプレイ流量を満足することが可能である。
また，必要スプレイ流量は，下記の範囲で上記単位面積当たりのスプレ
イ量を満足するスプレイ分布を一定に保つことが可能である。なお，７号
炉のスプレイ分布と燃料配置を示す。
・スプレイ流量：2200～2450L/min（132～147m3/h）
表 3 スプレイ実証試験結果（６号炉）
単位面積当たりの必要スプレイ流量

必要スプレイ範囲

高温燃料域

2.36 炉心分

低温燃料域

全燃料ラック

表 4 スプレイ実証試験結果（７号炉）
単位面積当たりの必要スプレイ流量

必要スプレイ範囲

高温燃料域

2.34 炉心分

低温燃料域

全燃料ラック

図 10 スプレイ分布図及び燃料配置図（7 号炉の例）
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添付 2.1-116

添付資料 2.1.13放水砲の設置場所及び使用方法等について
1. 放水砲による具体的なプラント事故対応(1) 放水砲による放射性物質の拡散抑制，大規模な火災の消火活動の具体的な対応例① 放水砲の使用の判断
次のいずれかに該当する場合又はそのおそれがある場合は，放水砲を使用する。
・炉心損傷が発生し，かつ原子炉格納容器が破損していると想定される場合。
・使用済燃料プール水位の異常低下が想定される場合。
・外観より原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）に明らかな損傷があり，かつ原子炉建屋周辺の線量率が上昇している場合。
・原子炉建屋等で大規模な火災が発生した場合。
② 放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として，放射性物質の拡散抑制の場合は予め設置位置候
補を複数想定しているが，現場からの情報（風向き，損傷位置（高さ，方位））等を勘案し，原子力防災管理者が総合的に判断して，適切な位置からの放水を緊急時対策要員へ指示する。
また，消火活動の場合は，火災の状況（アクセスルート含む）等を勘案し，設置位置を確保したうえで，適切な位置から放水する。
③ 放水砲の設置位置と原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）への放水可能性
前述のとおり，放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉建屋から約 82m の範囲内に放水砲を仰角 50°以上(泡消火放水の場合は，原子炉建屋から約 65m の範囲内に放水砲を仰角 55°以上)で設置すれば，原子炉建屋トップ（屋根トラス）まで放水することができることから，原子炉格納容器又は使用済燃料プールへの放水は十分に可能である。
また，海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに，ホースの敷設ルートについても，その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数のアクセスルートを確保し，複数のアクセスルートを想定

添付 2.1-117

した手順及び設備構成とする。
なお，放射性物質の拡散抑制の場合は，放射性物質を含む汚染水が雨水排水の流路等を通って海へ流れることを想定して，放水前に排水路に放射性物質吸着材を設置するとともに，海洋へ拡散することを想定して，シルトフェ
ンスを設置することにより汚染水の海洋への拡散抑制を行う。
2. 放水砲の設置位置について(1)海水放水（放射性物質拡散抑制）の場合

図 1 射程と射高の関係（海水放水（放射性物質拡散抑制）の場合）

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添付 2.1-118

(2)泡消火放水（大規模火災）の場合

図 2 射程と射高の関係（泡消火放水（大規模火災）の場合）

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添付 2.1-119

添付 2.1-120

図 3 放水砲設置位置
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3. 放水砲の放射方法について
放水砲の放射方法としては，直状放射から噴霧放射への切替えが可能であり，噴霧放射は直状放射に比べ射程距離が短くなるものの，より細かい水滴径が期待できる。
放射性プルーム放出時には，放水砲により放水した水により，放射性プルームに含まれる微粒子状の放射性物質が除去されることが期待できるが，微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1～0.5μｍと考えられ，この粒子径の微粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径 0.3ｍｍφ前後で最も衝突作用が大きくなる）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できる。また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることで，除去効果の増大が期待できる。
従って，プルーム放出時の放水砲の放射方法としては，以下のとおりとする。
・ 原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が確認できる場合
原子炉建屋損壊部に向けて放水し，噴射ノズルを調整することにより噴霧放射で損壊箇所を最大限覆うことができるように放射する。
・ 原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の損壊部が不明な場合
原子炉建屋の中央に向けて放水する。
なお，直状放射でしか届かない場合においても，到達点では霧状になっていることから（図 4 参照），放射性物質の除去に期待できる。

図 4 直状放射による放水
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
添付 2.1-121

添付資料 2.1.14
大規模損壊に特化した設備と手順の整備について大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，技術的能力 1.2～1.14
で整備している設備と手順を活用し，「炉心の著しい損傷を緩和するための対策」，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」，「使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策および燃料体の著しい損傷を緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」の緩和措置を行う。大規模損壊の事象について，大規模損壊に特化した設備や手順の整備の必要性については，別冊Ⅱ，Ⅲに示す具体的な対応例のとおり，技術的能力において整備した手順を使用して対応措置が可能であることを確認した。具体例は以下の通り。
〇電源融通による低圧復水ポンプによる炉注水・大規模損壊の事象発生により，全交流電源喪失した当該号機に対して，隣接号機の非常用ディーゼル発電機等から共通母線を介しての電源融通，または非常用ガスタービン発電器車からの緊急用メタクラを介した電源融通により喪失した電源を復旧する。
・電源の復旧により，補機冷却系を復旧しラインナップを行い，低圧復水ポンプを起動し炉注水を行う。
・低圧復水ポンプは復水器を水源としており，水源補給のため，復水貯蔵槽より
復水補給水系を使用して補給を行う。また復水貯蔵槽には消防車より補給を行い，水源を維持する。

添付 2.1-122

添付 2.1.15
米国ガイド（NEI-06-12 及び NEI-12-06）で参考とした事項について
大規模な自然災害および故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊についての前提条件を設定するに当たり，米国における大規模自然 災 害 へ の 対 応 ガ イ ド （ NEI-12-06 ） お よ び 航 空 機 テ ロ へ の 対 応 ガ イ ド（NEI-06-12）も参考にしている。
これらガイドラインは以下のような内容である。
【大規模損壊を発生させる可能性のある事象】
大規模な自然災害

故意による大型航空機の衝突

2011 年の福島第一原子力発電所での事故を受けて米国において検討が進められている NEI-12-06 の考え方を参考とする。

2001 年の同時多発テロを受けた航空機テロへの対応ガイドの NEI-06-12 の考え方を参考とする。

・ サイト特有の外部ハザードを特定し，当該ハザードの設計基準外レベルを想定する。
・ 大規模地震または津波による長期交流電源喪失（ELAP）および最終ヒー
トシンク喪失（LUHS）の同時発生により，格納容器破損（炉心損傷）が発生する可能性がある。

・ 故意による大型航空機の衝突による大規模な火災・爆発により広範囲なエリアが損傷する。
・ 機器のみならず中央制御室での運転員（当直員）によるプラント監視・制御
機能や機器への接近性が喪失する。
・ 格納容器破損により，放射性物質が放出される可能性がある。
・ 使用済燃料プールの破損により，水位が維持できなくなる可能性および放射性物質が放出される可能性がある。
・ 事前の予兆がなく突発的に発生する。

予兆

・ 事前の予兆がない災害と予兆を検知できる災害に分けられる。予兆を検知できる場合には事前に安全措置を講じるための時間的裕度がある。

設備の防護

・ サイト特有の外部事象に対して，可搬型重大事故等対処設備を適切に設
置および防護する。

・ 損傷箇所から 100m 以内の屋外設備等については，機能喪失している可能性
がある。

その他

・ 大規模自然災害は，複数号機に同時に発生する。
・ 発電所周辺にも大きな被害をもたらす大規模自然災害が発生した場合には，外部からの支援が一定期間受け
られない。

－

事前想定

喪失する
機能
および状況

添付 2.1-123

添付資料 2.1.16
大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について
大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害（地震，津波）および故意による大型航空機の衝突が発生した場合に備えた重大事故等対処設備等の配備および防護について，対応状況を表１に示す。
なお，これらの対応については，2.1.2.3（1）に示す「大規模な自然災害また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必要な設備の配備および当該設備の防護の基本的な考え方」に基づく。

添付 2.1-124

表 1 大規模損壊発生時の可搬型重大事故等対処設備等の配備および防護の状況○大規模地震災害に対する考慮事項
機器の防護・
機能確保

機 器 の 保管場 所等の考慮（ 耐 震 性のあ る構
造物内での保管，機器の耐震性等）機器の配備

機 器 の 輸送手 段の確保（輸送経路の障害の考慮）
機 器 の 接続箇 所への ア ク セス性 の確保対応状況
・基準地震動を一定程度超える地震動に対して，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
・保管場所周辺に損壊により影響を及ぼすおそれのある建屋，鉄塔，煙突，タンク等の構造物がないことを確認している。
・ 可搬型重大事故等対処設備のアクセスルートについては，，周辺斜面の崩壊による土砂流入不等沈下による段差を考慮し，ホイールローダを配備している・ 恒設ライン等への接続箇所を 2 箇所設置しており，これらの接続箇所は分散して配置している。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

○大規模な津波
災害に対する考慮事項
機器の防護・
機能確保

機器の配備

機 器 の 保管場 所等の考慮（ 津 波 よりも 高い
位置の保管，津波から 防 護 できる 構造
物内の保管）
機 器 の 輸送手 段の確保（輸送経路の障害の考慮）
機 器 の 接続箇 所への ア ク セス性 の確保対応状況
・ 基準津波を一定程度超える津波に対して裕度を有する高台に保管する。

・ 可搬型重大事故等対処設備のアクセスルートについては，津波による瓦礫等を考慮し，ホイールローダを配備している。
・ 恒設ライン等への接続箇所を２箇所設置しており，これらの接続箇所は分散して配置している。
・ 一時的にアクセス不能となる可能性があるが，津波が引いた後にはアクセス可能となる。

添付 2.1-125

○故意による大型航空機の衝突災害に対する考慮事項
機器の防護・
機能確保

機 器 の 保管場 所等の考慮（ 頑 健 性のあ る構
造物内での保管，原子炉建屋からの100m 離隔）機器の配備

機 器 の 輸送手 段の確保（輸送経路の障害の考慮）

機 器 の 接続箇 所への ア ク セス性 の確保対応状況
・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，故意による大型航空機の衝突その他テロリズムにより同時に機能損失させな
いよう，原子炉建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋
外の設計基準対処設備及び常設重大事故等対処設備から 100m
以上の隔離距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
・ 想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処
設備のアクセスルートについては，複数のルートが確保されている。また，アクセスルートで瓦礫が発生した場合においても，
原子炉建屋から 100ｍ以上離隔された場所に配備しているホイールローダにより，瓦礫を撤去することでしアクセスルートを確保する。
・ 大規模な燃料火災が発生した場合には，原子炉建屋から 100ｍ以上離れた場所に配置している化学消防自動車等の泡消火設
備により消火活動を行って，アクセスルートを確保する。
・ 恒設ライン等への接続箇所を 2 箇所設置しており，これらの接続箇所は分散して配置している。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

添付 2.1-126

本資料は，技術的能力 1.0 等にて整備後に見直し，反映する。

添付資料 2.1.17
大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について
大規模損壊発生時に想定される以下の a.～d.の環境下等において，緊急時対策要員等が事故対応を行うために必要な資機材を表１に示すとおり配備している。
e.の資機材については，免震重要棟緊急時対策所，３号炉緊急時対策所および中央制御室において必要数を配備することとしており，詳細を表２に示す。
f.の資機材については，詳細を表３に示す。
a. 全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
b. 地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消火設備を配備する。
c. 炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用するマスク，高線量対応防護服及び個人線量計等の必要な資機材を配備する。
d. 化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク，長靴等の資機材を配備する。
e. 大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を確保する。
f. 大規模損壊発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信手段を確保するため，多様な複数の通信手段を整備する。
また，通常の通信手段が使用不能な場合を想定した通信手段として，衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備および統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備を配備する。

添付 2.1-127

表1

重大事故等および大規模損壊の発生に備えた資機材リスト

品目

保管場所

規定類

ａ．全交流電源喪失発生時の環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材
ヘッドライト

全所員に配備（運転員含む）
中央制御室

懐中電灯

現場控室
事務本館または初動要員宿泊所

ＬＥＤライト中央制御室（ランタンタイプ）

3 号炉原子炉建屋内

ＬＥＤライト

中央制御室（三脚タイプ）

免震重要棟内可搬型照明設備

荒浜側及び大湊側高台保管場所

ｂ．大規模火災時に消火活動を実施するために着用する防護具および消火剤等の資機材
耐熱服

防護本部
自衛消防センター

防火服

防護本部
副防護本部
自衛消防センター
中央制御室
サービス建屋チェックポイント
事務本館

泡消火剤

自衛消防センター

ｃ．高線量の環境下において事故対応するために着用するマスクおよび線量計等の資機材

ｄ．化学薬品等が流失した場合に事故対応するために着用するマスクおよび長靴等の資機材

添付 2.1-128

表 2 外部支援が受けられないことを想定した事故対応を行うための防護具，線量計および食料等の資機材(1) 放射線管理用資機材およびチェンジングエリア用資機材等（免震重要棟内緊急時対策所）
a. 防護具および除染資材（被ばく管理・除染管理）
品名

保管数※

考え方

不織布カバーオール

1,680 着160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

靴下

1,680 足160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）帽子

1,680 着160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

綿手袋

1,680 双160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

ゴム手袋

3,360 双160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×２

全面マスク

720 個

チャコールフィルタ

3,360 個160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×２

アノラック

680 着

160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×40%

汚染区域用靴40 足

80 名（現場復旧要員 63 名＋放射線管理要員 15 名＋余裕）×50%

タングステンベスト

15 着

15 名（プルーム通過後現場復旧要員 12 名＋放射線管理要員 3 名

160 名（要員数 154 名＋余裕）×３日（除染による再使用を考慮）
×1.5（余裕）※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）
b. 計測器（被ばく管理・汚染管理）
品名

保管数※

考え方

個人線量計

160 台

160 名（要員数 154 名＋余裕）

GM 汚染サーベイメータ

5台

チェンジングエリアにて使用

電離箱サーベイメータ

8台

現場作業時に使用

可搬型エリアモニタ

4台

各エリアにて使用※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）

添付 2.1-129

c. チェンジングエリア用資機材および除染資材
品名

保管数

エアーテント

1式

養生シート

3巻

バリア

6個

フェンス

20 枚

粘着マット

4枚

ゴミ箱

14 個

ポリ袋

40 枚

テープ

20 巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ・カッター

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

考え方
チェンジングエリア設営に必要な数量

3台（予備 1 台）(2) 食料等（免震重要棟内緊急時対策所）
a. 食料等
品名

保管数

考え方

食料

3,360 食160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×３食

飲料水(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

2,240 本160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×２本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)

添付 2.1-130

b. その他資機材
品名

保管数

考え方

酸素濃度計

2台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

2台

予備を含む

1式

－

1式

－

簡易トイレ

1式

－

可搬空調機用交換フィ
ルタ

1式

－

一般テレビ
（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）

添付 2.1-131

(3) 放射線管理用資機材およびチェンジングエリア用資機材等（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
a. 防護具および除染用資機材（被ばく管理・除染管理）
品名

保管数※

考え方

不織布カバーオール

1,680 着160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

靴下

1,680 足160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）帽子

1,680 着160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

綿手袋

1,680 双160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）

ゴム手袋

3,360 双160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×２

全面マスク

720 個

チャコールフィルタ

3,360 個160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×２

アノラック

680 着

160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×1.5（余裕）×40%

汚染区域用靴40 足

80 名（現場復旧要員 63 名＋放射線管理要員 15 名＋余裕）×50%

タングステンベスト

15 着

15 名（プルーム通過後現場復旧要員 12 名＋放射線管理要員 3 名

160 名（要員数 154 名＋余裕）×３日（除染による再使用を考慮）
×1.5（余裕）※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）
b. 計測器（被ばく管理・汚染管理）
品名

保管数※

考え方

個人線量計

160 台

160 名（要員数 154 名＋余裕）

GM 汚染サーベイメータ

5台

チェンジングエリアにて使用

電離箱サーベイメータ

8台

現場作業時に使用

可搬型エリアモニタ

4台

各エリアにて使用※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）

添付 2.1-132

c. チェンジングエリア用資機材および除染資材
・緊急時対策所
品名
パイプ・ジョイント
（簡易ハウス用）

保管数
1式

養生シート

3巻

バリア

4個

フェンス

14 枚

粘着マット

2枚

ポリ袋

25 枚

テープ

5巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ・カッター

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

考え方
チェンジングエリア設営に必要な数量

2台（予備 1 台）添付 2.1-133

・緊急時対策所待避室
品名
パイプ・ジョイント
（簡易ハウス用）

保管数
3式

養生シート

4巻

バリア

3個

フェンス

4枚

粘着マット

6枚

ポリ袋

40 枚

テープ

4巻

ウエス

3箱

ウェットティッシュ

5巻

はさみ・カッター

3個

マジック

4本

簡易シャワー

3台

簡易タンク

3台

トレイ

3個

バケツ

6個

可搬型空気浄化装置

考え方
チェンジングエリア設営に必要な数量

2台（予備 1 台）添付 2.1-134

(4) 食料等（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
a． 食料等
品名

保管数

考え方

食料

3,360 食160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×３食

飲料水(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

2,240 本160 名（要員数 154 名＋余裕）×７日×２本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)b. その他資機材
品名

保管数

考え方

酸素濃度計

6台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

6台

予備を含む

1式

－

1式

－

簡易トイレ

1式

－

可搬空調機用交換フィ
ルタ

1式

－

一般テレビ
（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）

添付 2.1-135

(5) 原子力災害対策活動で使用する主な資料（免震重要棟内緊急時対策所および３号炉原
子炉建屋内緊急時対策所）
資料

１．発電所周辺地図①

発電所周辺地域地図（1/25,000）②

発電所周辺地域地図（1/50,000）

２．発電所周辺航空写真パネル
３．発電所気象観測データ①

統計処理データ②

毎時観測データ

４．発電所周辺環境モニタリング関連データ①

空間線量モニタリング設備配置図②

環境試料サンプリング位置図③

環境モニタリング測定データ

５．発電所周辺人口関連データ①

方位別人口分布図②

集落の人口分布図③

市町村人口表６．主要系統模式図（各号機）
７．原子炉設置（変更）許可申請書（各号機）
８．系統図及びプラント配置図
①

系統図

②

プラント配置図

９．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号機）
10．プラント主要設備概要（各号機）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号機）
12．規定類①

原子力施設保安規定②

原子力事業者防災業務計画

13．事故時操作基準

添付 2.1-136

名

(6) 放射線管理用資機材およびチェンジングエリア用資機材等（中央制御室（6／7 号炉共用））
a. 防護具および除染用資機材（被ばく管理・除染管理）
品名

保管数※

考え方

不織布カバーオール

76 着

靴下

76 足

帽子

76 着

綿手袋

76 双

ゴム手袋

152 双

76 名×2

全面マスク

76 個

20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）

チャコールフィルタ

152 個

76 名×2

アノラック

76 着

20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）

汚染区域用靴10 足

20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×50%

セルフエアセット4台－

20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）
20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）
20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）
20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）×1.5（余裕）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）
b. 計測器（被ばく管理・汚染管理）
品名

保管数※

考え方

個人線量計

70 台

20 名（6／7 号炉運転員 18 名＋余裕）＋
46 名（引継班，日勤班，作業管理班）＋余裕

GM 汚染サーベイメータ

3台

中央制御室のモニタリング及びチェンジングエリアにて使用

電離箱サーベイメータ

2台

中央制御室のモニタリングに使用

可搬型エリアモニタ

3台

各エリアにて使用※予備を含む。
（今後，訓練等で見直しを行う。
）

添付 2.1-137

c. チェンジングエリア用資機材および除染資材
品名
パイプ・ジョイント
（簡易ハウス用）

保管数
1式

養生シート

2巻

バリア

1個

粘着マット

2枚

ポリ袋

20 枚

テープ

2巻

ウエス

1箱

ウェットティッシュ

2巻

はさみ・カッター

1個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

考え方
チェンジングエリア設営に必要な数量

2台（予備 1 台）(7) 食料等（中央制御室（6／7 号炉共用））
a． 食料等
品名

保管数

食料

食

飲料水(1.5 ﾘｯﾄﾙ)本

考え方

b. その他資機材
品名

保管数

考え方

酸素濃度計

台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

台

予備を含む

懐中電灯

24 個

中央制御室 20 個，現場控室 4 個

4個

－

4個

－

ＬＥＤライト（ランタンタイプ）
ＬＥＤライト（三脚タイプ）

添付 2.1-138

表３ 通信手段の確保(1)発電所内の多様な通信手段
主要設備
送受話器

ハンドセット・（警報装置を含む） スピーカ

固定電話機

通信回線種別・緊急時対策所－中央制御室
電話

有線系回線

・中央制御室－現場（屋内）・中央制御室－現場（屋外）

電話

有線系回線

・緊急時対策所－中央制御室
・中央制御室－現場（屋内）・緊急時対策所－中央制御室

電力保安通信用電話設備

通信連絡の場所※１

PHS 端末電話

有線系

・緊急時対策所－現場（屋外）/無線系回線・中央制御室－現場（屋内）・中央制御室－現場（屋外）

FAX

FAX

有線系回線

衛星電話設備据置型，携帯型

電話

衛星系回線

無線連絡設備据置型，携帯型

電話

無線系回線

携帯型音声呼出携帯型音声呼出

電話設備

電話機

電話

有線系回線

・緊急時対策所－中央制御室
・緊急時対策所－中央制御室
・緊急時対策所－現場（屋外）・緊急時対策所－中央制御室
・緊急時対策所－現場（屋外）・中央制御室－現場（屋内）
通常の通信手段が使用不能な場合※１ 緊急時対策所：免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
中央制御室 ：6号及び7号炉中央制御室
現場（屋内）：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等(2) 発電所外の多様な通信手段(a) 電力保安通信用電話設備
当社が構築する専用の電力保安通信用回線（有線系及び無線系）に接続している固定電話機，PHS端末，FAX(b) テレビ会議システム（社内向）
当社が構築する専用の電力保安通信用回線（有線系及び無線系）に接続しているテレビ会議システム(c) 局線加入電話設備
通信事業者が提供する災害時優先加入契約された通信事業者回線（有線系）に接続している加入電話機及び加入FAX(d) 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災ネットワーク（有添付 2.1-139

線系及び衛星系）を用いたIP-電話機，IP-FAX，テレビ会議システム(e) 専用電話設備
通信事業者が提供する専用通信回線（有線系）に接続する専用電話設備(f) 衛星電話設備
通信事業者が提供する衛星無線通信回線（衛星系）に接続している衛星電話設備（据置型），衛星電話設備（携帯型）(g) 衛星電話設備（社内向）通信事業者が提供する専用の衛星無線通信回線（衛星系）に接続している衛星社内電話機，FAX（社内向），テレビ会議システム（社内向）
通常の通信手段が使用不能な場合

添付 2.1-140

設計基準対処設備に係る要求事項に対する大規模損壊での対応状況

添付 2.1-141

外部からの衝撃による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
関する規則
第六条 安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。 第七条 設計基準対象施設が想定される自然現象（地震及び津次項において同じ。
）が発生した場合においても安全機能を損な波を除く。）によりその安全性を損なうおそれがある場合
わないものでなければならない。
は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。
２ 重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。
「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊での対応状況（１）風（台風含む）
・基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録の極値である40.1m/s（地上高10m，10分間平均）とする。
・基準風速の風（台風）によって，重大事故等対処施設の安全機能が喪失した場合（屋外作業や車両の走行が困難な場合も含む）
においても頑健性のある建屋による防護の観点から，代替手段により必要な安全機能を維持できる。
（２）竜巻
・基準竜巻・設計竜巻の最大瞬間風速は，竜巻最大風速のハザード曲線による年超過頻度10-4／年値の58.3m/sに余裕を加えたF2の
風速範囲の上限値である69m/sとする。

添付資料 2.1.18（３）低温（凍結）・低温における基準温度は，観測記録の統計処理による年超過頻度10-4／年値の-17.0℃とする。低温の継続時間については，過去の最低気温を記録した当日の気温推移を鑑み，24時間とする。
・屋外の防護対象設備に対しては，主に軽油タンクの軽油の凍結及び消火系配管の凍結が考えられるが，軽油タンクについては流動点の低い特3号軽油への交換，消火系については保温材により消火系配管の完全凍結は防げる。なお，消火系の水源である濾過
水タンクについては，完全凍結の可能性があるが，地下に設置された凍結の可能性のない防火水槽を代替の水源とすれば消火系が外部からの衝撃による損傷の防止機能喪失に至ることは無い。
・屋外の重大事故等対処設備は，淡水貯水池は完全凍結しないと評価しており，可搬型重大事故等対処設備は必要に応じて暖機運
転等を行うことにより対処可能である。
（４）積雪・基準積雪量は，最深積雪量の平均値31.1cmに，統計処理による1日あたりの積雪量の年超過頻度10-4／年値135.9cmを加えた167cmとする。
・屋内にある防護対象設備を有する建屋及び屋外の防護対象設備は，設計基準積雪量の荷重に対して健全である。
・各建屋の換気口等が設計基準積雪量に対して高い位置に設置しているが，積雪と風等により給気口等の閉塞が考えられるため，操作員がルーバに付いた積雪を落とすことにより閉塞を防止する。

添付 2.1-142（５）落雷
・落雷の基準電流値は，観測記録の統計処理に敷地内における避雷鉄塔等の遮へい効果を考慮した6号及び7号炉への10-4／年雷撃電流値約156kAに余裕を加えた200kAとする。
・原子炉建屋などの建築基準法に定められる高さ20mを超える建築物等には避雷設備を設けており，避雷設備の設置極を構内設置網と連接し接地抵抗を下げる等の対策を実施していることから影響を受けにくい設計としている。
・原子炉建屋の屋上に排気塔（高さいる。86.5m）を設置しており，比較的落雷の頻度が高いと考えられる。建屋内に内包される電気・計装設備については，大地電位上昇により接地系間に生じる電位差や，雷電流の拡散による誘導電流により，制御ケーブルに生じるサージによって機器が絶縁破壊に至る可能性を評価した結果，安全機能は損なわれないことを確認している。
（６）火山
・国内外の文献調査結果により，発電所の構築物への降下火砕物（火山灰）の堆積厚さとして，30cmを基準として設定する。
・降下火砕物及びその堆積条件において，直接的影響（降下火砕物の堆積荷重，化学的影響（腐食）及び降下火砕物による閉塞等）
並びに間接的影響（長時間の外部電源の喪失等）の観点で評価した結果，安全機能が維持されることを確認している。

３

外部からの衝撃による損傷の防止
安全施設は，工場等内又はその周辺において想定される発電用 ２ 周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄道，道路その他
原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象の外部からの衝撃が発生するおそれがある要因がある場であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）に対して安合には，事業所における火災又は爆発事故，危険物を搭載
全機能を損なわないものでなければならない。
した車両，船舶又は航空機の事故その他の敷地及び敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
３

航空機の墜落により発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。

添付 2.1-143「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊での対応状況（１）爆発・大きな爆発が発生する恐れがある施設としては，石油コンビナート等が想定されるが，石油コンビナート等災害防止法で規制される特別防災区域内の特定事業所及びコンビナート等保安規則で規制される特定製造事業所については，発電所から10km以遠であり，原子炉施設に影響がない。
（２）森林火災
・防火帯から約0.4km，約0.6km及び約3km離れた敷地外の道路沿いで出火し，敷地内の森林まで延焼することを想定して原子炉建屋の外壁温度を評価したところ，許容温度（200℃）を下回ることを確認した。
・発電所構内の林縁まで火災が到達する約3時間の間に自衛消防隊が消火活動を開始する。
・火災により発生したばい煙等の原子炉建屋内への流入のおそれがある場合は，換気空調系の外気取入ダンパを閉止し，影響を防止する。
（３）近隣工場等の火災・爆発
・敷地周辺の道路を運行中の燃料輸送車両の火災・爆発及び発電所港湾内へ漂流してきた船舶の火災・爆発により，原子炉建屋外壁面での許容温度（200℃）及び爆発で人体に影響がないとされる爆風圧（10kPa）を下回ることを確認した。
・構内危険物タンクである軽油タンクの火災を想定し，原子炉建屋外壁面での許容温度（200℃）を下回ることを確認した。

外部からの衝撃による損傷の防止（４）航空機落下に伴う火災
・航空機が原子炉施設周辺で落下確率が10-7回/炉･年以上になる地点へ落下することを想定し，原子炉施設に対する火災の影響を評価した結果，6号及び7号炉の外壁表面温度が許容温度（200℃）を下回ることを確認した。
（５）有毒ガス・原子炉施設と近隣の施設や周辺道路との間には離隔距離が確保されていることから，有毒ガスの漏えいを想定した場合でも，中央制御室の居住性が損なわれることはない。また，敷地港湾の前面の海域を移動中の可動施設から有毒ガスの漏えいを想定した場合も同様に離隔距離が確保されているため，中央制御室の居住性が損なわれることはない。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質については，貯蔵設備からの漏えいを想定した場合でも，換気空調設備等により中央制御室の居住性が損なわれることはない。

添付 2.1-144

火災による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
関する規則
第八条 設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全 第十一条 設計基準対象施設が火災によりその安全性が損なわ
性が損なわれないよう，火災の発生を防止することができ，かつ，れないよう，次に掲げる措置を講じなければならない。
早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。
）
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい，安全施設に属す
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防るものに限る。
）並びに火災の影響を軽減する機能を有するもの
止その他の措置を講ずること。
でなければならない。
ロ 安全施設（設置許可基準規則第二条第二項第八号 に規定する安全施設をいう。以下同じ。
）には，不燃性
材料又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りでない。
（１） 安全施設に使用する材料が，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合（２） 安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設におい火災による損傷の防止

ハニ

ホて火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう施設すること。
放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。

添付 2.1-145

二 火災の感知及び消火のため，次に掲げるところにより，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。
）及び早期に消火を行う設備（以下「消火設備」という。
）を施設すること。
イ 火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その機能が損なわれることがないこと。
ロ

消火設備にあっては，その損壊，誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性が損なわれることがないこと。

三 火災の影響を軽減するため，耐火性能を有する壁の設置
その他の延焼を防止するための措置その他の発電用原子炉施設の火災により発電用原子炉を停止する機能が損なわれることがないようにするための措置を講ずること。

添付 2.1-146

火災による損傷の防止第四十一条 重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処 第五十二条 重大事故等対処施設が火災によりその重大事故等するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災の発生をに対処するために必要な機能が損なわれないよう，次に掲
防止することができ，かつ，火災感知設備及び消火設備を有するげる措置を講じなければならない。
ものでなければならない。
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。
ロ 重大事故等対処施設には，不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りでない。
（１） 重大事故等対処施設に使用する材料が，代替材料である場合（２） 重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，重大事故等対処施設における火災に起因して他の重大事故等対処施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。
二 火災の感知及び消火のため，火災と同時に発生すると想定される自然現象により，火災感知設備及び消火設備

火災による損傷の防止の機能が損なわれることがないように施設すること。
火災による損傷防止のうち「影響の低減」の大規模損壊での対応状況
・安全機能を有する機器等に影響を及ぼす可能性がある火災区域（区画）に設置される油を内包する耐震Bクラス及び耐震Cクラスの機器は，基準地震動により油が漏えいしない，又は火災が発生しても安全機能を有する機器に影響を及ぼすことが無いよう設計している。
・内部火災影響を評価した結果，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の安全停止が可能である。
・大規模な火災が発生した場合，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行うためのアクセスルートの確保，操作の支障となる火災及び延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

添付 2.1-147

溢水による損傷の防止等
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
関する規則
第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した 第十二条 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における溢場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
水の発生によりその安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
「溢水による損傷の防止等」（内部溢水）の大規模損壊での対応状況
・想定破損による没水，被水及び蒸気の影響評価を行い，全ての評価ケースにおいて原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持され宇ことを確認している。
２

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む ２
液体を内包する容器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

設計基準対象施設の要求であり，大規模損壊では対象外である。

設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損により当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがある場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止するために必要な措置を講じなければならない。

本資料は，技術的能力 1.0 等にて整備後に見直し，反映する。
添付資料 2.1.19
大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について
放射線防護具類の着用
大規模損壊発生時，作業者は，個人線量計を装着し，緊急作業に係る線量限度である 100ｍSv を超えないように確認を行う。また，放射性物質の放出
後，放射性物質濃度の高い場所で作業を行う場合は，全面マスク等の放射線防護具を装着する。
なお，プラントの状況把握の困難な大規模損壊初動対応においては，副原
子力防災管理者または当直長が，プラント状況（炉心損傷の可能性，原子炉
格納容器の破損，使用済燃料プールからの漏えいの有無等）を考慮し，大気に放出された放射性物質が大規模損壊対応に影響を与える可能性がある場
合，放射線防護具類の着用を指示する。
以下に，大規模損壊対応および消火活動対応に必要な装備品について整理する。
１． 大規模損壊対応時に着用する装備品について
表 1 装備品一覧【プラント対応時の装備品】
着用基準
名称

炉心損傷の徴候有り

炉心損傷の徴候無し

ガラスバッチ

現場作業を行っていない間も含め
必ず着用

同左

個人線量計（電子式線量計）

必ず着用

同左

綿手袋・ゴム手袋

必ず着用

汚染防護服（タイベック）

緊急を要する作業を除き着用

アノラック・汚染作業用長靴（胴長靴※）
高線量対応防護服（タングステンベスト）

湿潤作業を行う場合に着用

管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある湿潤作業を行う場合に着用

移動を伴わない高線量下での作業を行う場合に着用

同左

全面マスク

必ず着用

管理区域内で身体汚染のおそれがある湿潤作業を行う場合に着用

セルフエアセット

内部被ばく，酸欠等のおそれがあ
る場合着用

同左

添付 2.1-148

【火災対応時の装備品】
着用基準
名称

炉心損傷の徴候有り

炉心損傷の徴候無し

ガラスバッチ

現場作業を行っていない間も含め
必ず着用

同左

個人線量計（電子式線量計）

必ず着用

同左

全面マスク

必ず着用

管理区域内で身体汚染のおそれがある湿潤作業を行う場合着用

セルフエアセット

内部被ばく，酸欠等のおそれがあ
る場合着用

同左

防火服

火災近くでの作業を行う場合着用

同左

表 2 緊急作業に係る線量限度
緊急作業に係る線量限度
実効線量100mSv（女子については，妊娠する可能性がないと診断された者に限る。）

2. 放射線防護具等の携行について
大規模損壊対応において，作業者は，各箇所に配備されている装備品一式を携行し，副原子力防災管理者または当直長の指示により必要な放射線防護具の着用を行う。
なお，個人線量計については，被ばく管理のため必ず着用し，各対応を行う。
【配備箇所】
・ 中央制御室・ 免震重要棟内緊急時対策所
・ ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所【携行品一式】
放射線防護具：タイベック，ゴム手袋，全面マスク，個人線量計
3. 火災対応時の装備品について
大規模損壊時の消火活動の装備品については，中央制御室または，出入管理所等に配備してある防火服およびセルフエアセット等の必要な装備品を着用し消火対応を行う。
【装備品】
・ 個人線量計

添付 2.1-149

・ 全面マスクまたはセルフエアセット
・ 防火服
4. 大規模損壊対応時の留意事項
・ 作業者は，個人線量計を携帯するとともに，適時，線量を確認し，自身の被ばく状況を把握する・ 作業者は，被ばく管理のため，消火活動時の滞在箇所，滞在時間および被ばく線量等の情報を確認・記録する。
・ 予期せぬ放射線量の上昇が確認された場合は，その場を一時的に離れ，緊急時対策本部（対策本部設置前であれば，副原子力防災管理者または当直長）の指示により対応する。

添付 2.1-150

添付資料 2.1.20
緊急時対策要員の確保に関する基本的な考え方について
夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，発電所内に必要な要員を常時確保する。
また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火活動要員について
も発電所内に常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応出来るよう要員を確保する。
所定の緊急時対策要員数に欠員が生じた場合は，夜間・休祭日（平日の勤務時
間帯以外）を含め緊急時対策要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた緊急時対策要員の体制に係る管理を行う。
緊急時対策要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施
し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間・休祭日（平日の勤務時間帯
以外）を含めて必要な要員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。
1. 6 号及び 7 号炉発電所対策本部の要員参集
平日の勤務時間帯に原子力警戒態勢または緊急時態勢が発令された場合，電話，サイレン吹鳴，所内放送，ページング等にて発電所内の緊急時対策要員に対して非常召集を行い，発電所対策本部を設置した上で活動を実施する。
夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）に原子力警戒態勢または緊急時態勢が発令された場合，発電所対策本部体制が立ち上がるまでの間については，運転員及び発電所内に常駐している緊急時対策要員を主体とした初動体制を確立し，迅速な対応を図る。
(1)運転員6 号及び 7 号炉について，中央制御室の運転員（当直員）は，当直長，当直副長，当直主任，現場支援担当，当直副主任，主機操作員及び補機操作員の計 18 名／直を配置している。
当直長は，重大事故等対策に係る運転操作に関する全体指揮を行い，中央制御室で運転操作を行う運転員及び現場で対応する運転員については，
重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い運転対応を行う。
6 号及び 7 号炉同時被災時は，全体指揮を当直長が行い，号炉毎の運転

添付 2.1-151

操作指揮を当直副長が行う。号炉毎に運転操作に係る情報収集や事故対策の検討等を行うことにより，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよ
うにする。当直長は適宜，発電所対策本部の号機班長と連携しプラント対応操作の指揮を行う。
また，号炉毎の当直主任及び主機操作員は中央制御室内のプラント操
作・監視，現場操作の指示を行い，現場支援担当・当直副主任・補機操作員が２名１組で号炉毎の現場操作を行う。なお，現場操作員の配置については，重大事故等の事象の状況等に応じて当直長が決定する。
(2)発電所に常駐している緊急時対策要員（運転員除く）
夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所内に常駐している
緊急時対策所にて対応を行う要員 21 名（意思決定・指揮を行う要員１名，実施組織として現場対応を行う要員９名，技術支援組織として情報収集・計画立案を行う要員５名，運営支援組織として対外対応を行う要員４名，ロジスティック・リソース管理を行う要員１名及び対策本部内の支援を行う要員１名），現場で対応を行う現場復旧要員 14 名（電源隊６名，送水隊
２名，注水隊４名，給油隊２名）及び放射線測定などを行う放射線管理現場要員２名の合計 37 名を非常召集し，発電所対策本部の初動体制を確立するとともに，各要員は任務に応じた対応を行う。
自衛消防隊（消防車隊）６名については，自衛消防隊建屋にて 24 時間
常駐しており，火災発生時に速やかに火災現場へ出動する。
緊急時対策要員の常駐場所と参集方法については別紙 1 に示す。
(3)発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員
夜間・休祭日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡手段」等を活用し，要員の非常召集を行う。
新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がな
くても自発的に発電所に参集する。
地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
参集場所は，基本的には柏崎エネルギーホールまたは刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホールまたは刈羽寮に参集した要員は，発電所対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。

添付 2.1-152

①発電所の状況，召集人数，必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む）②召集した要員の確認（人数，体調等）③持参品（通信連絡設備，懐中電灯等）④天候，災害情報（道路状況含む）等⑤参集場所（免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
発電所への参集者に対しては，発電所正門に参集場所となる緊急時対策所を掲示することにより，免震重要棟内緊急時対策所もしくは３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のどちらの施設で活動を実施しているかについて周知する。
(4)非常召集となる要員
発電所対策本部（全体体制）については，発電所員約 1,200 名のうち，約 960 名（平成 27 年９月現在）が柏崎市または刈羽村に在住しており，数時間で相当数の要員の非常召集が可能である。
以上の様に，様々な事態を想定して重大事故等対策に係る緊急時対策要員を確保する方針としていることから，必要な要員は確保できるものと考えているが，大規模損壊においては，不測の事態が発生することも考えられ，限られた人的資源により対応が必要となる場合も想定される。
この場合，原子力防災管理者は，プラント情報を基に放射性物質の放出低減の観点で最も優先すべき対応を決定し，その対応に必要な要員を重点的に割り当てる。そのため，要員の多様化を図る。また，事故進展は時々刻々と変化することを認識し，各プラントの状況を常に確認しつつ，必要な対応を適切に行うよう努める。

添付 2.1-153

別紙１
緊急時対策要員の常駐場所と参集方法
大規模損壊発生時における緊急時対策要員の動きについては以下のとおり。
・ 平日勤務時間中においては，緊急時対策要員のほとんどは事務本館で執務しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに免震重要棟内緊急時対策所に集合する。
・ 夜間及び休日は，初動対応要員（本部要員，現場要員）が事務本館等での執務若しくは免震重要棟に隣接した建物に宿泊しており，召集連絡を受けた場
合は，速やかに徒歩で免震重要棟内緊急時対策所に集合する。
・ 震度６弱以上の地震発生後，初動対応要員が免震重要棟に参集の後，免震重要棟内緊急時対策所の健全性（居住性確保，通信連絡機能等）が確認できない場合は，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動する。
・ 自衛消防隊（消防車隊）については，自衛消防隊建屋にて 24 時間常駐しており，火災発生時に速やかに火災現場へ出動する。

図１

事務本館，緊急時対策所等の位置関係

枠囲みの内容は核物質防護上の機密事項に属しますので公開できません。

添付 2.1-154