川内1号機の系統構成(化学体積制御系)
添付資料5-6-1(1/8)
川内1号機の系統構成(原子炉冷却系)
添付資料5-6-1(2/8)
川内1号機の系統構成(非常用炉心冷却系)
添付資料5-6-1(3/8)
川内1号機の系統構成(余熱除去系)
添付資料5-6-1(4/8)
川内1号機の系統構成(原子炉格納容器)
原子炉格納施設
排気筒
原子炉格納容器
アニュラス部
蒸気発生器
機器搬入口
原子炉容器
格納容器
ポーラクレーン
外周コンクリート壁
アニュラス・シール
添付資料5-6-1(5/8)
川内1号機の系統構成(格納容器スプレイ系)
添付資料5-6-1(6/8)
川内1号機の系統構成(所内電源系)
添付資料5-6-1(7/8)
川内1号機の系統構成(補機冷却水系)
添付資料5-6-1(8/8)
事象進展に係るカテゴリ分類(炉心損傷)
添付資料5-6-2(1/2)
※(注記)1:トランジェントへ移行、※(注記)2:LOCAへ移行
起因事象
事故シーケンス
炉心損傷
非常用所内電源確立成功
LOCA発生
LOCA発生せず
電源回復失敗
電源回復成功
※(注記)2
外部電源喪失
トランジェント
主給水喪失
2次冷却系の破断
過渡事象
手動停止
LOCA発生せず
LOCA発生
補機冷却系回復
補機冷却系回復失敗
※(注記)2
炉心損傷
補機冷却水の喪失
圧力抑制、負の反応度投入成功
圧力抑制、負の反応度投入失敗
※(注記)1
炉心損傷ATWS蒸気発生器伝熱管破損
2次系の冷却失敗
フィードアンド
ブリード失敗
炉心損傷
破損SG隔離成功
※(注記)1
炉心損傷
余熱除去系隔離弁LOCA破断口隔離失敗/不能
炉心損傷LOCA大破断LOCA
中破断LOCA
小破断LOCA
極小リーク
ECCS注入/再循環、C/Vスプレイ成功
※(注記)1(破断サイズが小さい場合)
漏えい箇所の
隔離機能喪失
2次系からの
除熱機能喪失
安全機能の
サポート機能喪失
原子炉停止機能喪失
LOCA発生せず
LOCA発生
DC母線1系列喪失
※(注記)1
※(注記)2
※(注記)1
※(注記)1
※(注記)1
破損SG隔離失敗
フィードアンド
ブリード失敗
ECCS注入機能喪失
ECCS注入失敗
炉心損傷
ECCS再循環失敗
炉心損傷
ECCS再循環機能喪失
格納容器の
除熱機能喪失
C/Vスプレイ失敗
炉心損傷
非常用所内電源確立失敗
炉心損傷要因
事象進展に係るカテゴリ分類(格納容器機能喪失)
添付資料5-6-2(2/2)
起因事象
格納容器破損要因
水蒸気爆発
可燃性ガスの
高濃度での燃焼
外部電源喪失
トランジェント
主給水喪失
2次冷却系の破断
過渡事象
手動停止
補機冷却水の喪失ATWS蒸気発生器
伝熱管破損
余熱除去系隔離弁LOCALOCA
大破断LOCA
中破断LOCA
小破断LOCA
極小リーク
水蒸気(崩壊熱)
による過圧
格納容器雰囲
気直接加熱
格納容器への
直接接触
コンクリート
侵食
貫通部過温
格納容器隔離
機能喪失
漏えい箇所の
隔離機能喪失
DC母線1系列喪失炉心損傷
事故シーケンス
Zr-水反応
高圧による
溶融物落下
コアコンク
リート反応
水蒸気発生
水素発生
非凝縮性
ガス発生
コンクリート
侵食
加熱雰囲気
※(注記)
隔離弁閉失敗
水蒸気
発生
R/V下部への
溶融炉心落下
原子炉キャ
ビティへの
落下
デブリ冠水
放射線分解
R/V破損
※(注記)
防護措置に係る系統概要
機 能
東日本大震災前に
整備した防護措置頁東日本大震災後に
整備した防護措置頁原子炉停止
機能
1-1 手動原子炉トリップ
1-2 緊急ほう酸注入
1-3 緊急2次系冷却
1-4 緊急2次系冷却の多様化1/141/141/141/14
炉心冷却機能 2-1 代替注入
2-2 2次系強制冷却による低圧
注入
2-3 2次系強制冷却による低圧
再循環
2-4 2次系強制冷却によるサン
プ水冷却
2-5 水源補給による注入継続
2-6 代替格納容器気相冷却
2-7 1次系注水・減圧
2-8 代替給水
2-9 2次系水源補給
2-10 フィードアンドブリード
2-11 タービンバイパス系の活用
2-12 代替再循環
2-13 格納容器内自然対流冷却
2-14 代替補機冷却
2-15 クールダウン&リサーキュ
レーション2/142/142/142/143/147/144/145/145/145/142/145/143/147/14
12/144/14a-1 2次系水源補給の多様化
(SGへの給水源確保)
a-2 低温停止状態への移行のた
めの手段の確保6/146/14
放射性物質の
閉じ込め機能
3-1 代替格納容器気相冷却
3-2 格納容器手動隔離
3-3 格納容器内自然対流冷却
3-4 格納容器内注水
3-5 1次系強制減圧7/148/147/147/149/14b-1 水素爆発防止対策(全交流
電源喪失時のアニュラスの
排気)
10/14
安全機能の
サポート機能
4-1 電源復旧
4-2 直流電源確保
4-3 補機冷却水系回復
4-4 代替制御用空気供給
4-5 代替補機冷却
4-6 号機間電源融通
11/14
11/14
12/14
13/14
12/14
11/14
c-1 緊急時の電源確保(高圧発
電機車の配備)
10/14
11/14
そ の 他 d-1 使用済燃料ピットへの水補給d-2 中央制御室の作業環境の確保d-3 緊急時における発電所構内
通信手段の確保
d-4 高線量対応防護服等の資機
材の確保及び放射線管理の
ための体制の整備
d-5 がれき撤去用の重機の配備
14/14----
添付資料5-6-3(表紙)
1.原子炉停止機能に係る対策
原子炉停止が必要な場合は、制御棒が自動的に挿入され、原子炉は停止する。
万一、原子炉が自動停止しない場合は、
(1)手動で原子炉を停止する。
【1-1:手動原子炉トリップ】
(2)高濃度のほう酸水を炉心に緊急注入する。
【1-2:緊急ほう酸注入】
(3)蒸気発生器への給水確保のため、補助給水ポンプが自動起動しない場合、手動起
動する。
【1-3:緊急2次系冷却】
(4)補助給水ポンプが手動起動できない場合、主給水ポンプを再起動する。
【1-4:緊急2次系冷却の多様化】
制御棒1-1原子炉の手動停止
(手動で制御棒を挿入)(失敗時)原子炉
1次冷却材
ポンプ1-32次系による炉心発生熱の除去
補助給水ポンプ
蒸 気
発生器1-42次系による炉心発生熱の除去
制御棒
原子炉
1次冷却材
ポンプ
蒸 気
発生器
補助給水ポンプ
主給水ポンプ1-2充てん/高圧注入ポンプ等による高濃度
ほう酸水の注入
充てん/高圧注入ポンプ
ほう酸タンク
ほう酸ポンプ
添付資料5-6-3(1/14)
2.炉心冷却機能に係る対策(1)
LOCAが発生した場合は、ECCSが自動起動され、炉心を冷却する。
万一、ECCSが自動起動しない場合は、
(1)ECCSや化学体積制御系のポンプを手動起動する。
【2-1:代替注入】
さらに、原子炉が高圧状態にある場合に、充てん/高圧注入ポンプ又は格納容器スプレ
イポンプが使用できない場合は、
(2)主蒸気逃がし弁を使用し、2次系からの除熱で原子炉を冷却・減圧し、余熱除去
ポンプにより炉心を冷却する。
【2-2:2次系強制冷却による低圧注入/2-3:低圧再循環/2-4:サンプ水冷却】
(3)主蒸気逃がし弁が使用できない場合、タービンバイパス弁を使用する。
【2-11:タービンバイパス系の活用】
スプレイリング
原子炉格納容器
格納容器サンプ
格納容器スプレイポンプRWST余熱除去ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ
格納容器スプレイ冷却器
余熱除去冷却器
蒸気
発生器 原子炉
容器加圧器スプレイリング
原子炉格納容器
格納容器サンプ
格納容器スプレイポンプRWST余熱除去ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ
格納容器スプレイ冷却器
余熱除去冷却器
蒸気
発生器 原子炉
容器加圧器主蒸気逃がし弁
補助給水ポンプ
2-2、3、4
主蒸気逃がし弁手動開による
2次系強制冷却2-11主蒸気逃がし弁手動開失敗時
タービンバイパス弁手動開
添付資料5-6-3(2/14)
2.炉心冷却機能に係る対策(2)
LOCAが発生した場合は、ECCSが自動起動され、RWST水を原子炉へ注水する。
ECCSの水源は、RWST水の注入を終了した時点で格納容器サンプ側に切り替えら
れ、長期的に炉心の冷却を確保する。
万一、ECCSの水源の切替えができない場合は、
(1) RWSTにほう酸水を補給しながら、原子炉へ注水を継続する。
【2-5:水源補給による注入継続】
万一、再循環に失敗した場合は、
(2) ECCSの1つである余熱除去系と格納容器スプレイ系を接続し、格納容器ス
プレイポンプを用いて再循環する。
【2-12:代替再循環】
※(注記)代替再循環に係る設備変更については
添付資料5-6-5に示す。
補給
水源
スプレイリング
原子炉格納容器
格納容器サンプ
格納容器スプレイポンプRWST余熱除去ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ
格納容器スプレイ冷却器
余熱除去冷却器
蒸気
発生器 原子炉
容器加圧器蒸気
発生器 原子炉
容器加圧器再循環失敗
余熱除去ポンプ
格納容器スプレイポンプ
格納容器スプレイ冷却器
余熱除去冷却器
原子炉格納容器
格納容器サンプ
補給
水源RWSTスプレイリング
添付資料5-6-3(3/14)
2.炉心冷却機能に係る対策(3)
SG伝熱管破損等が発生した場合は、漏えい箇所を隔離し2次系と1次系を均圧にして、
1次系の保有水を維持することにより炉心を冷却する。
万一、漏えい箇所の隔離ができない場合は、
(1) ECCSにより原子炉へほう酸水を注入し、主蒸気逃がし弁により原子炉を冷
却するとともに加圧器逃がし弁等により1次系を減圧して漏えいを抑制し、余
熱除去系を接続して長期的に炉心を冷却する。
【2-7:1次系注水・減圧】
(2) 常用系機器が使用可能な場合は、充てん/高圧注入ポンプにより原子炉へ注水
を確保しつつ、タービンバイパス系により原子炉を冷却し、加圧器スプレイ等
により原子炉を減圧して漏えいを抑制する。また、余熱除去系による冷却に失
敗した場合は、RWSTへほう酸の補給を行いつつ、フィードアンドブリード
操作により炉心を冷却した後、ECCS再循環を実施する。
【2-15:クールダウン&リサーキュレーション】
添付資料5-6-3(4/14)
加圧器逃がし弁手動開
による1次系の減圧
加圧器
逃がし弁
原子炉
容器加圧器加圧器逃がしタンク
蒸気発生器(健全側)
補助給水ポンプ
主蒸気逃がし弁
充てん/高圧
注入ポンプRWST余熱除去冷却器
余熱除去ポンプ
主蒸気逃がし弁手動開
によるサブクール確保
ECCS手動起動
による1次冷却系
への注入確保
原子炉格納容器
格納容器
加圧器スプレイ
/補助スプレイ加圧器加圧器逃がしタンク
蒸気発生器
(健全側)
補助給水ポンプ
主蒸気逃がし弁
原子炉容器
加圧器
逃がし弁 タービンバイパス弁
補給水源RWST充てん/高圧注入ポンプ
格納容器サンプ
原子炉格納容器
余熱除去冷却器
余熱除去ポンプ
2.炉心冷却機能に係る対策(4(1/2))過渡事象等が発生した場合は、SGに補助給水ポンプ等で給水し、主蒸気逃がし弁や主
蒸気安全弁から蒸気を放出することにより炉心を冷却する。
万一、2次系からの炉心冷却に関して、
(1)補助給水系が使用できない場合は、主給水系を手動起動する。
【2-8:代替給水】
(2)補助給水系の水源が不足する場合は、他の水源から水を補給する。
【2-9:2次系水源補給】
(3)蒸気放出量が十分に確保できない場合、タービンバイパス弁を開放する。
【2-11:タービンバイパス系の活用】
万一、SGによる2次系からの炉心冷却ができない場合は、
(4)高圧注入系により原子炉へほう酸水を注入し、加圧器逃がし弁を開放する。
【2-10:フィードアンドブリード】
添付資料5-6-3(5/14)2-8主給水系による代替給水
主給水
ポンプ加圧器原子炉
容器
蒸気
発生器
補助給水
ポンプ
復水タンク2-9復水タンクへ他の水源
からの補給
主蒸気
逃がし弁
補給
水源
主蒸気逃がし弁2-11主蒸気逃がし弁手動開失敗時
タービンバイパス弁手動開
原子炉格納容器
タービンバイパス弁
加圧器逃がし弁開
蒸気発生器
原子炉
容器
加圧器逃がしタンク
補助給水ポンプ
主給水ポンプRWST充てん/
高圧注入ポンプ2-10高圧注入系からほう酸水を注
入し、加圧器逃がし弁を開放
原子炉格納容器
格納容器サンプ
2.炉心冷却機能に係る対策(4(2/2))万一、全交流電源喪失が発生した場合は、
(5)仮設ポンプ等によりろ過水貯蔵タンク等の他の水源から復水タンクへ補給しつつ、
タービン動補助給水ポンプでSGに継続的に給水することにより炉心の冷却を継
続する。
【a-1:2次系水源補給の多様化(SGへの給水源確保)】(6)仮設ポンプ等を使用して蒸気発生器に給水して主蒸気ドレンラインから排出する
ことにより、原子炉を低温停止状態まで冷却する。
【a-2:低温停止状態への移行のための手段の確保】
添付資料5-6-3(6/14)加圧器原子炉
容器
蒸気
発生器
タービン動補助
給水ポンプ
主蒸気逃がし弁
復水タンク
2次系純水タンク
仮設
ポンプ
池又は海
防火水槽
ろ過水貯蔵タンク
仮設
ポンプ
原子炉格納容器加圧器原子炉
容器
蒸気
発生器
仮設
ポンプ
排水
主蒸気逃がし弁
防火水槽
原子炉格納容器
池又は海
ろ過水貯蔵タンク
仮設
ポンプ
3.放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(1)
LOCAが発生した場合は、原子炉格納容器が水蒸気により加圧されるため、格納容器
スプレイ系により水蒸気を凝縮して原子炉格納容器を冷却し、圧力上昇を抑制する。
万一、格納容器スプレイ系が使用できない場合は、
(1)常用格納容器冷却系を手動起動する。
【3-1:代替格納容器気相冷却】
(2)ファンが起動できない場合は原子炉補機冷却水系を加圧し、常用格納容器冷却系
の空調冷却器に原子炉補機冷却水(CCW)を通水し、原子炉格納容器内に自然
対流を発生させる。
【3-3:格納容器内自然対流冷却】
なお、代替格納容器気相冷却及び格納容器内自然対流冷却は、炉心冷却機能に係る対
策【2-6】及び【2-13】としても有効である。
万一、格納容器内自然対流冷却も使用できない場合は、
(3)消火水系と格納容器スプレイ系を接続し、消火ポンプを用いてろ過水貯蔵タンク
の水を格納容器内に注水する。
【3-4:格納容器内注水】
※(注記)格納容器内自然対流冷却、格納容器注水に係る設備
変更については添付資料5-6-5に示す。
スプレイリング
蒸 気
発生器 加圧器
原子炉容器
デブリ
消火ポンプ
格納容器スプレイポンプ
ろ過水貯蔵タンク
原子炉格納容器
格納容器サンプ
添付資料5-6-3(7/14)
常用格納容器冷却系
蒸 気
発生器 加圧器
原子炉容器C/CCCW3-1格納容器再循環ファン
を手動起動3-3空調冷却器にCCW
を通水
原子炉格納容器
スプレイリングCCW格納容器
再循環ユニット
格納容器
再循環ファン
ファンの起動に失敗した場合
格納容器スプレイ冷却器
3.放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(2)
LOCAが発生した場合は、格納容器貫通部に設けられた隔離弁等により原子炉格納容
器を隔離する。
万一、隔離弁が自動的に閉止しない場合は、
(1)隔離弁を手動で閉止する。
【3-2:格納容器手動隔離】
原子炉格納容器
蒸 気
発生器
加圧器
原子炉容器
格納容器隔離弁
添付資料5-6-3(8/14)
3.放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(3)
過渡事象等が発生した場合は、2次系からの除熱手段により炉心を冷却する。
万一、高圧注入系の機能喪失及びSGによる冷却失敗により1次系が高圧状態のまま炉
心の健全性が脅かされている場合には、
(1)加圧器逃がし弁を手動開放して原子炉を減圧する。
【3-5:1次系強制減圧】
添付資料5-6-3(9/14)
原子炉格納容器
加圧器逃がし弁開
蒸気発生器
原子炉
容器
加圧器逃がしタンク
補助給水ポンプ
主給水ポンプRWST充てん/
高圧注入ポンプ
3.放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(4)
LOCAが発生した場合は、環境への放射性物質の放出を抑制するため、アニュラス空
気浄化系によりアニュラス部を負圧に保ちながら空気を再循環させ、アニュラス空気浄化
フィルタユニットにより放射性よう素を除去する。
万一、全交流電源喪失に伴って炉心損傷が発生し、さらに原子炉格納容器内で発生した
水素がアニュラス部に漏えいした場合には、
(1)アニュラス空気浄化ファンに高圧発電機車から給電し、アニュラス空気浄化設備
により、滞留する水素を外部に放出する。
【b-1:水素爆発防止対策(全交流電源喪失時のアニュラスの排気)】原子炉格納容器
アニュラス部
排気筒
外部遮へい
空調ユニットM高圧発電機車
非常用母線
仮設ケーブルb-1アニュラス空気浄化設備に
より、排気筒より放出c-1高圧発電機車
から仮設ケー
ブルをつなぎ
こみ給電
蒸 気
発生器 加圧器
原子炉容器
添付資料5-6-3(10/14)
4.安全機能のサポート機能に係る対策(1)
外部電源が喪失した場合は、非常用所内電源系、直流電源系等から安全系機器へ電源を
供給する。
万一、全交流電源が喪失した場合は、
(1)非常用ディーゼル発電機(D/G)を手動で起動する等、電源系統の回復を図る。
【4-1:電源復旧】
(2)直流電源から不要な負荷を切り離し、蓄電池を効果的に利用する。
【4-2:直流電源確保】
(3)隣接プラントの非常用ディーゼル発電機から動力用の交流電源を融通する。
【4-6:号機間電源融通】
なお、隣接プラントも含め全交流電源が喪失した場合は、
(4)ディーゼル発電機盤又はメタクラしゃ断器へ高圧発電機車を繋ぎ込み給電する。
【c-1:緊急時の電源確保(高圧発電機車の配備)】起動変圧器 予備変圧器
外部電源喪失
非常用母線C 非常用母線D
しゃ断器
安全系補機 安全系補機
蓄電池設備
直流補機用電源、制御電源
非常用ディーゼル
発電機4-1外部電源、非常用
ディーゼル発電機
の復旧4-2事象収束に不要な直流電源
からの負荷の切り離し
D/G D/G
起動変圧器 予備変圧器
非常用母線C 非常用母線D
しゃ断器
非常用ディーゼル
発電機
炉心冷却に
必要な負荷
電源融通経路
非常用母線C 非常用母線D
D/G運転に
必要な負荷
隣接プラントで
使用する負荷4-6隣接する原子炉施設から交流電源を融通
全交流電源喪失した原子炉施設 隣接する原子炉施設(健全側)
D/G D/G D/G D/G
高圧発電機車c-1D/G 盤又はメタクラ
しゃ断器へ高圧発電
機車から給電
添付資料5-6-3(11/14)
4.安全機能のサポート機能に係る対策(2)
安全機能を有するポンプ等は、原子炉補機冷却水系から軸受等を冷却する冷却水が共有
されている。
万一、原子炉補機冷却水系から冷却水を供給できない場合は、
(1)原子炉補機冷却水系の回復を図るとともに、必要な機器への冷却水を確保する。
【4-3:補機冷却水系回復】
(2)空調用冷水系を余熱除去ポンプの原子炉補機冷却水系に接続し、余熱除去ポンプ
の運転を再開する。
【4-5:代替補機冷却】
なお、代替補機冷却は、炉心冷却機能に係る対策【2-14】としても有効である。
CCW冷却器
その他
の安全
系補機
常用補機
(格納容器再循環
ユニット等)
CCWサージタンク
補給
水源
CCWポンプ
海水系
格納容器
スプレイ
ポンプ
余熱除去
ポンプ
格納容器
スプレイ
冷却器
余熱除去
冷却器
充てん/高圧
注入ポンプ
CCW系統
空調用
冷凍機
CCW冷却器
CCWポンプ
空調用冷水系統
空調用冷水ポンプ
※(注記)代替補機冷却に係る設備変更については
添付資料5-6-5に示す。
余熱除去ポンプ
添付資料5-6-3(12/14)
4.安全機能のサポート機能に係る対策(3)
安全機能を有する計装系や空気作動弁等には、制御用空気系から駆動用の空気が供給さ
れている。
万一、制御用空気系から空気が供給できない場合は、
(1)所内用空気系から空気を供給する。
【4-4:代替制御用空気供給】
添付資料5-6-3(13/14)
制御用空気系A
制御用空気系B
所内用空気系 供 給 先
バックアップ
供 給 先
・ 安全機能を有する
計装系や空気作動弁等
5.その他の対策
使用済燃料ピットでは、通常使用済燃料ピット浄化冷却系により保管している使用済燃
料から発生する崩壊熱を除去する。
万一、全交流電源喪失に伴って使用済燃料ピットの冷却機能が喪失し、通常の系統を用
いて使用済燃料を冷却できなくなった場合は、
(1)使用済燃料ピット水量の減少を補うため、仮設ポンプ等により使用済燃料ピット
へ水の供給を行う。
【d-1:使用済燃料ピットへの水補給】
添付資料5-6-3(14/14)
使用済燃料ピット
仮設ポンプ
池又は海
防火水槽
燃料取替用水補助タンク
燃料取替用水タンク
2次系純水タンク
ろ過水貯蔵タンク
仮設ポンプ
川内1号機
防護措置の整備状況(炉心損傷防止)
(1/2)
機能
目的
防護措置
対策概要
主要な系統等
※(注記)1
設置時期
※(注記)21-1手動原子炉トリップ
既存設備の利用、手順書の整備
直流電源系(遠隔操作の場合)イ1-2
緊急ほう酸注入
既存設備の利用、手順書の整備
化学体積制御系、安全注入系イ1-3
緊急2次系冷却
既存設備の利用、手順書の整備
補助給水系イ原子炉
停止機能
原子炉停止機能喪失
の影響緩和1-4緊急2次系冷却の多様化
既存設備の利用、手順書の整備
主給水系、復水系、2次系純水タンクイ2-1
代替注入
既存設備の利用、手順書の整備
化学体積制御系、安全注入系イ2-2
2次系強制冷却による低圧注入
既存設備の利用、手順書の整備
補助給水系、主蒸気系、安全注入系、
余熱除去系イECCS注入機能
喪失の影響緩和2-11タービンバイパス系の活用
既存設備の利用、手順書の整備
主蒸気系、循環水系、復水系イ2-3
2次系強制冷却による低圧再循環
既存設備の利用、手順書の整備
補助給水系、主蒸気系、余熱除去系、原子
炉補機冷却水系、海水系イ2-5
水源補給による注入継続
既存設備の利用、手順書の整備
化学体積制御系、1次系純水タンク、
SFP冷却系、2次系純水タンク、ろ
過水貯蔵タンクイ2-11
タービンバイパス系の活用
既存設備の利用、手順書の整備
主蒸気系、循環水系、復水系イ格納容器スプレイ系、余熱除去系、原
子炉補機冷却水系、海水系イ2-12
代替再循環
既存設備の利用、格納容器スプレイ系-余熱除去系統
の連絡配管の設置、手順書の整備
格納容器スプレイ系-余熱除去系統の
連絡配管ロ第11回定検
空調用冷水系、海水系イECCS再循環機能
喪失の影響緩和2-14代替補機冷却
既存設備の利用、空調用冷水系から余熱除去ポンプの
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連絡配管の設置、
手順書の整備
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連
絡配管ロ第11回定検2-42次系強制冷却によるサンプ水冷却
既存設備の利用、手順書の整備
補助給水系、主蒸気系イ2-6
代替格納容器気相冷却
既存設備の利用、手順書の整備
格納容器空気再循環系、原子炉補機冷
却水系、海水系イ2-11
タービンバイパス系の活用
既存設備の利用、手順書の整備
主蒸気系、循環水系、復水系イ格納容器空気再循環系、原子炉補機冷
却水系、海水系イ炉心
冷却機能
格納容器の除熱機能
喪失の影響緩和2-13格納容器内自然対流冷却
既存設備の利用、格納容器再循環ユニットのダクト開
放機構、格納容器広域圧力計の設置、原子炉補機冷却
水系の窒素加圧設備及び圧力計の設置、手順書の整備
ダクト開放機構、
格納容器広域圧力計、
原子炉補機冷却水系の窒素加圧設備及
び圧力計ロ第11回定検
備考:※(注記)1:イ)工事計画で対象とした設備、ロ)東日本大震災以前に設置した工事計画対象外の設備、ハ)緊急安全対策(短期)又はシビアアクシデントへの対応に関する措置(短期)に係る設備、
ニ)設備強化対策等(緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る報告書にて計画されている中長期対策のうち整備済みの設備等)
※(注記)2:設備変更等を実施した防護措置に係る設置時期
添付資料5-6-4(1/4)
川内1号機
防護措置の整備状況(炉心損傷防止)
(2/2)
機能
目的
防護措置
対策概要
主要な系統等
※(注記)1
設置時期
※(注記)22-71次系注水・減圧
既存設備の利用、手順書の整備
安全注入系、原子炉冷却系、補助給水
系、主蒸気系、余熱除去系、原子炉補
機冷却水系、海水系イ漏えい箇所の隔離
機能喪失の影響緩和2-15クールダウン&リサーキュレーション
既存設備の利用、手順書の整備
化学体積制御系、原子炉冷却系、主蒸
気系、主給水系、復水系、循環水系、
余熱除去系、原子炉補機冷却系、海水系イ2-8代替給水
既存設備の利用、手順書の整備
主給水系、復水系、2次系純水タンクイ2-9
2次系水源補給
既存設備の利用、手順書の整備
2次系純水タンクイ2-10
フィードアンドブリード
既存設備の利用、手順書の整備
安全注入系、原子炉冷却系イ2-11
タービンバイパス系の活用
既存設備の利用、手順書の整備
主蒸気系、循環水系、復水系イ補助給水系、2次系純水タンク、ろ過
水貯蔵タンク、防火水槽イa-1
2次系水源補給の多様化(SGへの給
水源確保)
既存設備の利用、仮設ポンプ及び仮設ホースの配備、
手順書の整備
仮設ポンプ及び仮設ホースハ平成23年4月
ろ過水貯蔵タンク、防火水槽イ炉心
冷却機能
2次系からの除熱
機能喪失の影響緩和a-2低温停止状態への移行のための手段の
確保
既存設備の利用、仮設ポンプ及び仮設ホースの配備、
手順書の整備
仮設ポンプ及び仮設ホースニ平成23年5月4-1電源復旧
既存設備の利用、手順書の整備
所内電源系、送電系イ4-2
直流電源確保
既存設備の利用、手順書の整備
直流電源系イ4-6
号機間電源融通
既存設備の利用、手順書の整備
所内電源系イ所内電源系イ電源喪失の影響緩和c-1緊急時の電源確保(高圧発電機車の配備)既存設備の利用、高圧発電機車及び電源ケーブルの配
備、手順書の整備
高圧発電機車及び電源ケーブルハ平成23年4月4-3補機冷却水系回復
既存設備の利用、手順書の整備
原子炉補機冷却水、海水系、2次系純
水タンク、1次系純水タンク、燃料取
替用水系イ空調用冷水系、海水系イ補機冷却水喪失の
影響緩和4-5代替補機冷却
既存設備の利用、空調用冷水系から余熱除去ポンプの
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連絡配管の設置、
手順書の整備
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連
絡配管ロ第11回定検
安全機能の
サポート機能
制御用空気喪失の
影響緩和4-4代替制御用空気供給
既存設備の利用、手順書の整備
所内用空気系、制御用空気系イ備考:※(注記)1:イ)工事計画で対象とした設備、ロ)東日本大震災以前に設置した工事計画対象外の設備、ハ)緊急安全対策(短期)又はシビアアクシデントへの対応に関する措置(短期)に係る設備、
ニ)設備強化対策等(緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る報告書にて計画されている中長期対策のうち整備済みの設備等)
※(注記)2:設備変更等を実施した防護措置に係る設置時期
※(注記)3:網掛けは、緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したものである。
添付資料5-6-4(2/4)
川内1号機
防護措置の整備状況(格納容器機能防止)
機能
目的
防護措置
対策概要
主要な系統等
※(注記)1
設置時期
※(注記)23-1代替格納容器気相冷却
既存設備の利用、手順書の整備
格納容器空気再循環系、原子炉補機冷
却水系、海水系イ格納容器空気再循環系、原子炉補機冷
却水系、海水系イ3-3
格納容器内自然対流冷却
既存設備の利用、格納容器再循環ユニットのダクト開
放機構、格納容器広域圧力計の設置、原子炉補機冷却
水系の窒素加圧設備及び圧力計の設置、手順書の整備
ダクト開放機構、
格納容器広域圧力計、
原子炉補機冷却水系の窒素加圧設備及
び圧力計ロ第11回定検
消火水系、格納容器スプレイ系イ3-4
格納容器内注水
既存設備の利用、消火水系と格納容器スプレイ系の連
絡配管及び積算流量計の設置、手順書の整備
消火水系と格納容器スプレイ系の連絡
配管及び積算流量計ロ第11回定検
格納容器の除熱機能
喪失の影響緩和3-51次系強制減圧
既存設備の利用、手順書の整備
原子炉冷却系イ格納容器隔離機能喪
失の影響緩和3-2格納容器手動隔離
既存設備の利用、手順書の整備
格納容器隔離弁を有する系統イ放射性物質の
閉じ込め機能
水素発生の影響緩和b-1水素爆発防止対策(全交流電源喪失時
のアニュラスの排気)
既存設備の利用、手順書の整備
アニュラス再循環系イ4-1
電源復旧
既存設備の利用、手順書の整備
所内電源系、送電系イ4-2
直流電源確保
既存設備の利用、手順書の整備
直流電源系イ4-6
号機間電源融通
既存設備の利用、手順書の整備
所内電源系イ所内電源系イ電源喪失の影響緩和c-1緊急時の電源確保(高圧発電機車の配備)既存設備の利用、高圧発電機車及び電源ケーブルの配
備、手順書の整備
高圧発電機車及び電源ケーブルハ平成23年4月4-3補機冷却水系回復
既存設備の利用、手順書の整備
原子炉補機冷却水、海水系、2次系純
水タンク、1次系純水タンク、燃料取
替用水系イ空調用冷水系、海水系イ補機冷却水喪失の
影響緩和4-5代替補機冷却
既存設備の利用、空調用冷水系から余熱除去ポンプの
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連絡配管の設置、
手順書の整備
原子炉補機冷却水系への供給・戻り連
絡配管ロ第11回定検
安全機能の
サポート機能
制御用空気喪失の
影響緩和4-4代替制御用空気供給
既存設備の利用、手順書の整備
所内用空気系、制御用空気系イ備考:※(注記)1:イ)工事計画で対象とした設備、ロ)東日本大震災以前に設置した工事計画対象外の設備、ハ)緊急安全対策(短期)又はシビアアクシデントへの対応に関する措置(短期)に係る設備、
ニ)設備強化対策等(緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る報告書にて計画されている中長期対策のうち整備済みの設備等)
※(注記)2:設備変更等を実施した防護措置に係る設置時期
※(注記)3:網掛けは、緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したものである。
添付資料5-6-4(3/4)
川内1号機
防護措置の整備状況(その他のシビアアクシデント対応)
機能
目的
防護措置
対策概要
主要な系統等
※(注記)1
設置時期
※(注記)2
燃料取替用水系、2次系純水タンク、
ろ過水貯蔵タンク、防火水槽イSFP冷却機能喪失
の影響緩和d-1使用済燃料ピットへの水補給
既存設備の利用、仮設ポンプ及び仮設ホースの配
備、手順書の整備
仮設ポンプ及び仮設ホースハ平成23年4月d-2中央制御室の作業環境の確保
既存設備の利用、手順書の整備
中央制御室換気空調系イページング設備イd-3
緊急時における発電所構内通信手段の確保既存通信設備(ページング設備)の利用、携帯型有
線通話装置(乾電池式)の配備
携帯型有線通話装置ハ平成23年6月d-4高線量対応防護服等の資機材の確保及び
放射線管理のための体制の整備
高線量対応防護服の配備、放射線管理のための体制
の整備
高線量対応防護服―平成23年6月
その他
事故対応環境等
の強化d-5がれき撤去用の重機の配備
フォークリフト、ホイールローダの配備
フォークリフト、ホイールローダハ平成23年6月
備考:※(注記)1:イ)工事計画で対象とした設備、ロ)東日本大震災以前に設置した工事計画対象外の設備、ハ)緊急安全対策(短期)又はシビアアクシデントへの対応に関する措置(短期)に係る設備、
ニ)設備強化対策等(緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る報告書にて計画されている中長期対策のうち整備済みの設備等)
※(注記)2:設備変更等を実施した防護措置に係る設置時期
※(注記)3:網掛けは、緊急安全対策及びシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したものである。
添付資料5-6-4(4/4)
川内1号機
設備変更を実施した防護措置の概略図(代替再循環)
冷却材貯蔵タンク
スプレイヘッダ
スプレイヘッダ
A、Bループ低温配管
B、Cループ低温配管
B、Cループ高温配管MMMMMM MMMMMMMMMMM
C/V内
消火ポンプ
A格納容器スプレイ冷却器
B格納容器スプレイ冷却器
A余熱除去冷却器
B余熱除去冷却器
A格納容器スプレイポンプ
B格納容器スプレイポンプ
A余熱除去ポンプ
B余熱除去ポンプRWSTC/V再循環サンプRWSTC/V再循環サンプ
C/V再循環サンプ
Bループ高温配管RWSTCループ高温配管RWSTC/V再循環サンプ
主な設備変更内容
1A格納容器スプレイ系→A余熱除去系連
絡ラインの追設
添付資料5-6-5(1/4)
川内1号機
設備変更を実施した防護措置の概略図(代替補機冷却)112CCWサージタンク
代替補機冷却の対象ポンプ
...A余熱除去ポンプ
(低圧注入ポンプ)
主な設備変更内容
1空調用冷水の供給・戻りライン
の追設
2CCWSの隔離弁の追設
:クイックカップラ
:流量計
戻り母管
供給母管FFF空調用冷水膨張タンク
戻り母管
空調用冷水ポンプ
空調用冷凍機
供給母管電動機A余熱除去ポンプ
(低圧注入ポンプ)
CCWポンプ
CCW冷却器
添付資料5-6-5(2/4)
川内1号機
設備変更を実施した防護措置の概略図(格納容器内自然対流冷却)M格納容器
再循環
ユニット1243N2ボンベN2マニホールドP薬品添加口PCCWサージタンク
CCWポンプ
CCW冷却器
供給母管
戻り母管FM
主な設備変更内容1N2
ボンベ→CCWサージタンク加圧
ラインの追設
2CCWサージタンク圧力計(広域)
の追設
3格納容器圧力計(広域)の追設
4ダクト開放機構の追設PP
:クイックカップラ
:圧力計
:流量計F添付資料5-6-5(3/4)
川内1号機
設備変更を実施した防護措置の概略図(格納容器内注水)21MMMM
主な設備変更内容
1消火用水系統→格納容器スプレイ系統の
接続ラインの追設
2消火用水流量計の追設
原子炉格納容器
スプレイリングFFF格納容器スプレイ冷却器
格納容器スプレイポンプ
各消火用水系統へ
電動消火ポンプ
ディーゼル消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
ろ過水貯蔵タンク
燃料取替用水タンクM余熱除去系AB
:流量計F添付資料5-6-5(4/4)
炉心損傷に係るイベントツリーと防護措置の関係(1/2)
カテゴリ1 カテゴリ2 カテゴリ3機能
目 的 防 護 措 置
大破断LOCA中破断LOCA小破断LOCA極小
リーク
余熱除去系
隔離弁LOCA蒸気発生器
伝熱管破損
A T W S
1-1 手動原子炉トリップ ○しろまる
1-2 緊急ほう酸注入 ○しろまる
1-3 緊急2次系冷却 ○しろまる原子炉停止機能原子炉停止機能
喪失の影響緩和
1-4 緊急2次系冷却の多様化 ○しろまる
2-1 代替注入
ECCSが自動起動しない場合及び高圧注入系の代替として充てん系が使用できる場合の
防護措置として有効である。
2-2 2次系強制冷却による低圧注入 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
ECCS注入機
能喪失の影響緩和2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-3 2次系強制冷却による低圧再循環 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-5 水源補給による注入継続 ○しろまる
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-12 代替再循環 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
ECCS再循環
機能喪失の影響
緩和
2-14 代替補機冷却
2-4 2次系強制冷却によるサンプ水冷却 ○しろまる ○しろまる
2-6 代替格納容器気相冷却 ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる ○しろまる
格納容器の除熱
機能喪失の影響
緩和
2-13 格納容器内自然対流冷却 ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-7 1次系注水・減圧 ○しろまる ○しろまる
漏えい箇所の隔
離機能喪失の影
響緩和 2-15 クールダウン&リサーキュレーション ○しろまる ○しろまる
2-8 代替給水
2-9 2次系水源補給
補給水源へ水を供給することにより、SGを介した2次系からの除熱機能を継続する場合
の防護措置として有効である。
2-10 フィードアンドブリード ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる ○しろまる ○しろまる
a-1 2次系水源補給の多様化
(SGへの給水源確保)炉心冷却機能
2次系からの除
熱機能喪失の影
響緩和
a-2 低温停止状態への移行のための手段の
確保
全交流電源喪失時に低温停止状態まで冷却するための防護措置として有効である。
4-1 電源復旧
4-2 直流電源確保 事象収束に必要な設備を可能な限り長期間使用するための防護措置として有効である。
4-6 号機間電源融通
電源喪失の影響
緩和
c-1 緊急時の電源確保
(高圧発電機車の配備)
4-3 補機冷却水系回復
補機冷却水喪失
の影響緩和
4-5 代替補機冷却安全機能のサポート機能制御用空気喪失
の影響緩和
4-4 代替制御用空気供給 空気作動弁の作動制御用空気が要求される場合の防護措置として有効である。
※(注記) 表中、起因事象毎に有効な防護措置を○しろまるで示した。
※(注記) 網掛けは、緊急安全対策又はシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したもの。
添付資料5-6-6(1/2)
炉心損傷に係るイベントツリーと防護措置の関係(2/2)
カテゴリ4 カテゴリ5機能
目 的 防 護 措 置
主給水
喪失
2次冷却系
の破断
過渡事象 手動停止
外部電源
喪失
補機冷却
水の喪失
DC母線
1系列喪失
1-1 手動原子炉トリップ
1-2 緊急ほう酸注入
1-3 緊急2次系冷却原子炉停止機能原子炉停止機能
喪失の影響緩和
1-4 緊急2次系冷却の多様化
2-1 代替注入
ECCSが自動起動しない場合及び高圧注入系の代替として充てん系が使用できる場合の
防護措置として有効である。
2-2 2次系強制冷却による低圧注入 ○しろまる ○しろまる
ECCS注入機
能喪失の影響緩和2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる
2-3 2次系強制冷却による低圧再循環 ○しろまる ○しろまる
2-5 水源補給による注入継続
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる
2-12 代替再循環 ○しろまる ○しろまる
ECCS再循環
機能喪失の影響
緩和
2-14 代替補機冷却 ○しろまる
2-4 2次系強制冷却によるサンプ水冷却 ○しろまる ○しろまる
2-6 代替格納容器気相冷却 ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる
格納容器の除熱
機能喪失の影響
緩和
2-13 格納容器内自然対流冷却 ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-7 1次系注水・減圧
漏えい箇所の隔
離機能喪失の影
響緩和 2-15 クールダウン&リサーキュレーション
2-8 代替給水 ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-9 2次系水源補給
補給水源へ水を供給することにより、SGを介した2次系からの除熱機能を継続する場合
の防護措置として有効である。
2-10 フィードアンドブリード ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる ○しろまる
2-11 タービンバイパス系の活用 ○しろまる
a-1 2次系水源補給の多様化
(SGへの給水源確保)
○しろまる炉心冷却機能
2次系からの除
熱機能喪失の影
響緩和
a-2 低温停止状態への移行のための手段の
確保
全交流電源喪失時に低温停止状態まで冷却するための防護措置として有効である。
4-1 電源復旧 ○しろまる
4-2 直流電源確保 事象収束に必要な設備を可能な限り長期間使用するための防護措置として有効である。
4-6 号機間電源融通 ○しろまる
電源喪失の影響
緩和
c-1 緊急時の電源確保
(高圧発電機車の配備)
○しろまる
4-3 補機冷却水系回復 ○しろまる
補機冷却水喪失
の影響緩和
4-5 代替補機冷却 ○しろまる安全機能のサポート機能制御用空気喪失
の影響緩和
4-4 代替制御用空気供給 空気作動弁の作動制御用空気が要求される場合の防護措置として有効である。
※(注記) 表中、起因事象毎に有効な防護措置を○しろまるで示した。
※(注記) 網掛けは、緊急安全対策又はシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したもの。
添付資料5-6-6(2/2)
原子炉格納容器内での事象進展に係る物理現象(イメージ図)
原子炉格納容器
原子炉キャビティ
加圧器
蒸気発生器
原子炉容器
格納容器雰囲気直接加熱
1次系が高圧状態で原子炉容器が破
損し、高温の溶融物が噴出・分散放出
されると、溶融物の微細化により雰囲
気ガスへの熱移動及び化学反応が促進
され、格納容器内雰囲気が溶融物から
直接加熱される。
格納容器直接接触
1次系が高圧状態で原子炉容器が破
損し、噴出・分散放出された高温の溶
融物が格納容器に直接接触する。
ホットレグクリープ破損
炉心部で加熱されたガスの流れにより
高温となったホットレグに荷重が加わ
り、クリープ変形を起こし、破損する。過温
格納容器内に水が十分に存在しない
状態で崩壊熱により格納容器内雰囲気
が加熱され、格納容器内の温度が異常
に上昇して過熱状態となり、貫通部な
どが破損する。
ベースマット溶融貫通
原子炉キャビティに水がない状態で
高温の溶融炉心が落下し、床面のコン
クリートが熱分解されて溶融・侵食が
起こり、ベースマットの貫通に至る。
準静的過圧
格納容器内での水蒸気及び非凝縮性
ガスの蓄積、格納容器内の温度上昇等
により格納容器内の圧力が上昇し、耐
圧限界を超える。
水蒸気爆発(炉内・炉外)
高温の溶融物が原子炉容器下部(炉
内)及び原子炉キャビティ(炉外)に
落下し、落下先にある水と接触するこ
とで激しい水蒸気生成が起こり、圧力
スパイクが発生する。
可燃性ガスの高濃度での燃焼
燃料被覆管のジルコニウムと水蒸気
との反応及びコア-コンクリート反応
等で発生した水素が高濃度となり、何
らかの着火源の存在により着火、燃焼
する。
誘因蒸気発生器伝熱管破損
炉心部で加熱されたガスの流れによ
り高温となった蒸気発生器伝熱管に荷
重が加わり、クリープ変形を起こし、
破損する。
添付資料5-6-7
格納容器機能喪失に係るイベントツリーと防護措置の関係機能目的防護措置
格納容器機能喪失
カテゴリ1
(大破断LOCA等)格納容器機能喪失
カテゴリ2
(中破断LOCA)
格納容器機能喪失
カテゴリ3
(小破断LOCA等)
格納容器機能喪失
カテゴリ4
(主給水喪失等)
格納容器機能喪失
カテゴリ5
(蒸気発生器伝熱管破損等)2-42次系強制冷却によるサンプ水冷却
○しろまる
○しろまる2-6代替格納容器気相冷却
○しろまる
○しろまる
○しろまる2-11タービンバイパス系の活用
○しろまる
○しろまる
格納容器の除熱機能
喪失の影響緩和2-13格納容器内自然対流冷却
○しろまる
○しろまる
○しろまる2-71次系注水・減圧
○しろまる
漏えい箇所の隔離機
能喪失の影響緩和2-15クールダウン&リサーキュレーション
○しろまる
炉心冷却機能
2次系からの除熱機
能喪失の影響緩和2-10フィードアンドブリード
○しろまる3-1代替格納容器気相冷却
○しろまる
○しろまる
○しろまる
○しろまる3-3格納容器内自然対流冷却
○しろまる
○しろまる
○しろまる
○しろまる3-4格納容器内注水
○しろまる
○しろまる
○しろまる
○しろまる
格納容器の除熱機能
喪失の影響緩和3-51次系強制減圧
○しろまる
○しろまる
格納容器隔離機能喪
失の影響緩和3-2格納容器手動隔離
○しろまる
○しろまる
○しろまる
○しろまる
放射能物質の
閉じ込め機能
水素発生の影響緩和b-1水素爆発防止対策
(全交流電源喪失時のアニュラスの排気)
格納容器外に水素が漏えいした場合の防護措置としては有効である。4-1電源復旧4-2直流電源確保4-6号機間電源融通
電源喪失の影響緩和c-1緊急時の電源確保
(高圧発電機車の配備)4-3補機冷却水系回復
補機冷却水喪失の影
響緩和4-5代替補機冷却
安全機能のサ
ポート機能
制御用空気喪失の影
響緩和4-4代替制御用空気供給
サポート機能が喪失している場合は、添付資料5-6-3にまとめた安全機能のサポート機能に係る防護措
置が有効である。
※(注記)
表中、カテゴリ毎に有効な防護措置を○しろまるで示した。
※(注記)
格納容器機能喪失カテゴリ5は、
「炉心損傷に係るイベントツリーと防護措置の関係」における「余熱除去系隔離弁LOCA」及び「蒸気発生器伝熱管破損」に同じ。
※(注記)
網掛けは、緊急安全対策又はシビアアクシデントへの対応に関する措置として、東日本大震災後新たに整備したもの。
添付資料5-6-8
防護措置の実施組織及び体制の概要
発電所対策本部
中央制御室の運転員
中央制御室
緊急時対策所
支援組織
指示、指導、助言 報告、連絡、相談
本部長
総括班 情報の整理、通報連絡等運転支援班
運転班
安全管理班
保修班
資材の補給、緊急医療
対応等
広報班
総務班
広報業務等
事故拡大防止の運転措
置及び保安上の技術的
支援
事故拡大防止に必要な
運転上の措置等
放射線測定、汚染の除
去等
発電設備の応急復旧計
画策定、措置等
原子炉主任
技術者
副本部長等
研修生等の避難誘導
土木建築班
原子力訓練センター班
土木建築設備の応急措
置計画策定、措置
(運転支援班長)
添付資料5-6-9
フェーズIAM
フェーズIIAM
運 転 員 用 支 援 組 織 用
手順書移行
炉心損傷
炉心損傷後に、
炉心損傷の影
響を緩和するための操作手
順を記載
設計想定外の事象が発生した
場合に、炉心損傷を防止する
ための操作手順を記載
設計基準事象
設計基準事象の想定シナ
リオに基づく操作手順を
記載
運転基準緊急処置編
(第二部)
運転基準緊急処置編
(第三部)
防護措置の手順書類等の構成概要
運転基準緊急処置編
参考情報
炉心損傷後のシビアアクシデ
ント・マネジメント対策を、
プラント状態に応じて総合的
に判断するための、情報の整
理と判断方法を記載したガイ
ドライン
シビアアクシデント・
マネジメント対策を実
施する上で必要となる
技術的な情報や根拠を
まとめたもの
アクシデントマネジ
メントガイドライン
知識データベース
(緊急安全対策)
保安規定に基づく保修
業務要領他
津波によって交流電源を供給する全ての設備の機能、
海水を使用して原子炉施
設を冷却する全ての設備の機能及び使用済燃料ピットを冷却する全ての設備
の機能が喪失した場合における原子炉施設の保全のための活動を記載
添付資料5-6-10