Embed Size (px)
Citation preview
大飯発電所３号機の系統構成 （原子炉補機冷却水系）
添付 5-(6)-1
(1/2)
G
D/G
D/G
主変
圧器
発電
機
発電
機負
荷開
閉器
500kV
所内
変圧
器
500kV
（）
予備
変圧
器 ※
6.6
kV
4-D
1母
線6.6
kV
4-D
2母
線6.6
kV
4-C
1母
線6.6
kV
4-C
2母
線
440V
3-C
2母
線440V
3-C
1母
線
440V
3-D
1母
線
440V
3-D
2母
線440V
3-E
1母
線
440V
3-E
2母
線
他号
炉
他号
炉
6.6
kV
4-B
母線
6.6
kV
4-A
母線
440V
3-A
1母
線440V
3-A
2母
線440V
3-B
2母
線440V
3-B
1母
線
補 助 建 屋 冷 房 装 置 電 源
Ｃ 軸 受 冷 却 水 ポ ン プ（ ） 電 動 消 火 ポ ン プ ※
電 動 主 給 水 ポ ン プ
Ｂ １ 次 冷 却 材 ポ ン プ
Ａ 補 助 建 屋 排 気 フ ァ ン
Ａ １ （ ） 第 段 逆 浸 透 膜 注 入 ポ ン プ ※
Ａ １ 次 冷 却 材 ポ ン プ
Ａ 循 環 水 ポ ン プ
Ａ 復 水 ポ ン プ
Ａ 復 水 ブ ー ス タ ポ ン プ
Ａ タ ー ビ ン 動 主 給 水 ポ ン プ
ブ ー ス タ ポ ン プ
Ｂ 補 助 建 屋 排 気 フ ァ ン
Ｃ １ （ ） 第 段 逆 浸 透 膜 注 入 ポ ン プ ※
Ｃ １ 次 冷 却 材 ポ ン プ
Ｂ 循 環 水 ポ ン プ
Ｂ 復 水 ポ ン プ
Ｂ 復 水 ブ ー ス タ ポ ン プ
Ｂ タ ー ビ ン 動 主 給 水 ポ ン プ
ブ ー ス タ ポ ン プ
Ｄ １ 次 冷 却 材 ポ ン プ
Ｃ 復 水 ポ ン プ
Ｃ 復 水 ブ ー ス タ ポ ン プ
電 動 主 給 水 ポ ン プ ブ ー ス タ
ポ ン プ
Ｃ 補 助 建 屋 排 気 フ ァ ン
Ａ 軸 受 冷 却 水 ポ ン プ
Ａ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 ポ ン プ
Ｂ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 ポ ン プ
Ａ 海 水 ポ ン プ
Ａ 電 動 補 助 給 水 ポ ン プ
Ａ 格 納 容 器 ス プ レ イ ポ ン プ
Ａ 余 熱 除 去 ポ ン プ
Ａ 高 圧 注 入 ポ ン プ
Ａ デ ィ ー ゼ ル 発 電 機
Ｂ 海 水 ポ ン プ
Ａ 充 て ん ポ ン プ
Ａ タ ー ビ ン コ ン ト ロ ー ル セ ン タ
Ａ １ 原 子 炉 コ ン ト ロ ー ル セ ン タ
Ａ ２ 原 子 炉 コ ン ト ロ ー ル セ ン タ
Ｂ 軸 受 冷 却 水 ポ ン プ
Ｄ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 ポ ン プ
Ｃ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 ポ ン プ
Ｃ 海 水 ポ ン プ
Ｂ 電 動 補 助 給 水 ポ ン プ
Ｂ 格 納 容 器 ス プ レ イ ポ ン プ
Ｂ 余 熱 除 去 ポ ン プ
Ｂ 高 圧 注 入 ポ ン プ
Ｂ デ ィ ー ゼ ル 発 電 機
Ｂ 充 て ん ポ ン プ
Ｂ １ 原 子 炉 コ ン ト ロ ー ル セ ン タ
Ｂ ２ 原 子 炉 コ ン ト ロ ー ル セ ン タ
（）３
，４
※
号炉
共用
他号
炉
大飯発電所３号機の系統構成
（所内電源系）
添付 5-(6)-1
(2/2)
起因事象
炉
心損傷
要因
事
象進展
LOCA
大破断
LOCA
中破断
LOCA
小破断
LOCA
余熱除去系
隔離弁
LOCA
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
蒸気発生器伝熱管破損
外部電源喪失
補機冷却水の喪失
ATW
S
ECCS
注入
機能喪失
漏えい箇所の隔離
機能喪失
ECCS
再循環
機能喪失
格納容器の除熱
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
ECCS
注入失敗
ECCS
再循環失敗
格納容器スプレイ失敗
破断口隔離失敗／不能
破損
SG隔離成功
破損
SG隔離失敗
２次系の冷却失敗
非常用所内電源確立成功
非常用所内電源確立失敗
LOCA
未発生
LOCA
発生
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
フィードアンドブリード失敗
フィードアンドブリード失敗
LOCA
未発生
LOCA
発生
補機冷却水系回復成功
補機冷却水系回復失敗
電源回復成功
電源回復失敗
ECCS
注入／再循環、格納容器スプレイ成功
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷
※1（
破断サイズが小さい場合）
※1
※1
※1
※2
※1
※2
※1
※1：
起因
事象
のト
ラン
ジェ
ント
へ移
行、
※2：
起因
事象
のLO
CA
へ移
行
添付 5-(6)-2
(1/2)
事象進展に係る分類
（炉心損傷）
起因事象
格納容器
機能喪失
要因
事
象進展
LOCA
大破断
LOCA
中破断
LOCA
小破断
LOCA
余熱除去系
隔離弁
LOCA
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
蒸気発生器伝熱管破損
外部電源喪失
補機冷却水の喪失
ATW
S
水蒸気
(崩壊熱
) による過圧
水蒸気爆発
可燃性ガスの
高濃度での燃焼
格納容器雰囲気
直接加熱
貫通部過温
漏えい箇所の
隔離機能喪失
※
※
格納容器隔離
機能喪失
ベースマット
溶融貫通
格納容器への
直接接触
水蒸気
発生
原
子炉
容器
下部
へ
の溶
融炉
心落
下
高圧による
溶融物落下
原子炉容器
破損
キ
ャビ
ティ
へ
の溶融物落下
漏えい箇所の
隔離失敗
格納容器隔離弁
閉止失敗
過熱雰囲気
コンクリート
侵食
デブリ冠水
ジルコニウム－
水反応
コア
・コ
ンク
リート反応
水の
放射線分解
水蒸気発生
水素発生
非凝縮性ガス
発生
炉 心 損 傷
添付 5-(6)-2
(2/2)
事象進展に係る分類
（格納容器機能喪失）
AM
検討
報告
書及
びA
M整
備報
告書
で整
備し
た防
護措
置
①
手動原
子炉
トリ
ップ
負
の反応
度の
投入
機能の観
点から
、手
動に
より
制御
棒を落
下さ
せる
と共
にタ
ービン
を停止す
る。
②緊
急ほ
う酸
注入
負
の反応
度の
投入
機能の観
点から
、化
学体
積制
御系
または
非常
用炉
心冷
却設
備（
ECC
S）の
高濃度
のほ
う酸
水を
原子
炉に注水
する。
③緊
急２
次系
冷却
炉
心発生
熱の
除去
機能の観
点から
、補
助給
水系
を手
動起動
する
。
機 能 に 係 る 対 策
原 子 炉 の 停 止
④緊
急２
次系
冷却
の多
様化
原
子炉の
停止
及び
補助
給水
系の起
動に
失敗
した
場合
に、主給
水系
を手
動起動
し、蒸気
発生
器（
SG）
によ
り炉
心発
生熱
を除去す
る。
①代
替注
入
運転
員が
手動で
ECC
Sや化
学体積
制御
系の
ポン
プを
起動し
て原
子炉
へ注
水す
る。
②２
次系
強制
冷却
によ
る
低圧
注入
原子
炉が
高圧
状態
にお
いて
高圧注
入系
によ
る注
水に
失敗し
た場
合の
対応
とし
て、主蒸
気逃
がし
弁を
使用
した
２次
系か
らの除熱
で原子
炉を
冷却・減
圧し
、蓄圧
注入
系及
び低
圧注
入系に
より原子
炉へ注
水す
る。
③２
次系
強制
冷却
によ
る
低圧
再循
環
高圧
注入
系の
再循
環に失敗
した場
合の
対応
とし
て、主
蒸気逃
がし
弁を
使用し
た２次
系からの
除熱で
原子
炉を
冷却
・減
圧し、低
圧注入
系の
再循
環に
より
原子炉
へ注
水す
る。
④２
次系
強制
冷却
によ
る
サン
プ水
冷却
原子
炉が
高圧
状態
にお
いて
非常用
格納
容器
冷却
系が
作動失
敗し
た場
合の
対応
として
、主蒸
気逃
がし
弁を
使用
した
２次
系からの
除熱で
１次
系を
通じ
て格
納容器
に流
出す
る再
循環
水を冷
却し、沸騰
を防
止す
る。
⑤水
源補
給に
よる
注入
継続
注
入水源
であ
る燃
料取替用
水ピッ
ト（
RWSP
）へほ
う酸水
を補
給し、
ECCS
注入
機能
によ
り原
子炉
へ注
水し
て、
ECC
S再循環
機能の
復旧
のた
めの
時間
余裕を
確保
する
。
⑥代
替格
納容
器気
相冷
却
余熱
除去
冷却
器の
機能
喪失
に対応
でき
るよ
うに
、非
常用格
納容
器冷
却系
が作
動失敗
した
場合
でも、
格納
容器
再循
環ユ
ニッ
トを
起動
して
除熱
し、
ECCS
再循
環機
能の
復旧
のた
めの
時間
余裕
を確
保す
る。
炉 心 冷 却 機 能 に 係 る 対 策
⑦１
次系
注水
・減
圧
原子
炉へ
ほう
酸水
を補給し
ながら
減温・減
圧し
て漏
えいを
抑制
し、余熱
除去
系によ
り長期的
に冷却
する
。
添付 5-(6)-3
(1/4)
A
M検
討報
告書
及び
AM
整備報告書で整備した防護措置（続き）
⑧代
替給
水
補助
給水
系が
故障
した場合
に、主
給水
系を
手動
起動
する。
⑨
２次系
水源
補給
補
助給水
系の
水源
へ水を補
給また
は別
の水
源か
ら水
を供給
する
。
⑩フ
ィー
ドア
ンド
ブリ
ード
原
子炉へ
の高
圧注
入系によ
る注水
と加
圧器
逃が
し弁
からの
排水
によ
り、
炉心
崩壊熱
を除去す
る。
⑪タ
ービ
ンバ
イパ
ス系
の活
用
高圧
注入
系の
多重
故障
等に
より炉
心の
冷却
に失
敗し
、さ
らに
主蒸
気逃
がし弁
を用いた
SGによ
る除
熱に
失敗
した
場合
に、ター
ビンバ
イパ
ス系
を用
いて
SGによ
る除
熱を
行い、原子
炉を
冷却・減
圧す
るこ
とに
より
、低
圧注入系
で注入
また
は再
循環
を行
う。
⑫代
替再
循環
EC
CS再
循環
に失
敗した場
合に、
RWSP
にほう
酸水
を補給
して
ECC
Sによる
原子炉
への
注入
を継
続し
つつ
、余
熱除
去系
と原子
炉格納
容器
スプ
レイ
系の
接続を
行い
、当
該系
統によ
る炉心
注入
を行
う。
⑬格
納容
器内
自然
対流
冷却
原
子炉格
納容
器ス
プレイ系
の作動
に失
敗し
、格
納容
器圧力
が異
常に
上昇
した
場合に
、格納容
器再循
環ユ
ニッ
トに
原子
炉補
機冷
却水を
通水
し、格
納容器
内の水
蒸気
を凝
縮さ
せ格
納容器
内の雰囲
気を冷
却す
る。
⑭代
替補
機冷
却
原子
炉補
機冷
却水
系の
機能
が喪
失し
た場
合に
、原
子炉
補機
冷却
水系
で冷
却し
てい
る高
圧注
入ポ
ン
プ、余熱
除去
ポン
プ等
の機
器の停
止及
び２
次系
強制
冷却を
実施
する
と共
に、必
要に
応じてポ
ンプ間
欠運
転を
行う
こと
により時
間余裕
を確
保し
、その間
に空調
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。こ
れに
より
、原
子炉
補機冷
却水系の
復旧の
ため
の時
間余
裕を
確保する
。
炉 心 冷 却 機 能 に 係 る 対 策
⑮ク
ール
ダウ
ン＆
リ
サーキ
ュレ
ーシ
ョン
蒸気
発生
器伝
熱管
損傷等が
発生し
、漏
えい
箇所
の隔
離に失
敗し
た場
合に
、EC
CS等により
原子
炉へ
の注
水を
確保
しつ
つ、主蒸
気逃が
し弁
等を
用いた
SGに
よる除
熱及
び加
圧器逃
がし弁等に
よる
原子
炉の
減圧
を実
施し
て漏えい
を抑制
する
と共
に、
余熱
除去系
によ
り長
期的
に炉
心を冷
却する。
また、
余熱
除去
系に
よる
冷却に失
敗した
場合は
RWSP
へほ
う酸
水の
補給
を行
い、
フィー
ドアンド
ブリー
ドを
実施
した
後、
ECC
S再
循環を
実施
する
。
添付 5-(6)-3
(2/4)
A
M検
討報
告書
及び
AM
整備報告書で整備した防護措置（続き）
①代
替格
納容
器気
相冷
却
格納
容器
再循
環ユ
ニットを
起動し
て除
熱し
、非常用
格納容
器冷
却系
の復
旧の
ための
時間
余裕
を確保
する
。
②格
納容
器手
動隔
離
格納
容器
隔離
弁が
自動
的に
閉止さ
れて
いな
い場
合に
手動で
閉止
する
。
③格
納容
器内
自然
対流
冷却
原
子炉格
納容
器ス
プレイ系
の作動
に失
敗し
、格
納容
器圧力
が異
常に
上昇
した
場合に
、格納容
器再循
環ユ
ニッ
トに
原子
炉補
機冷
却水を
通水
し、格
納容器
内の水
蒸気
を凝
縮さ
せ格
納容器
内の雰囲
気を冷
却す
る。
④格
納容
器内
注水
炉心
損傷
を検
知し
、さらに
原子炉
格納
容器
スプ
レイ
系の作
動に
失敗
した
場合
に、淡
水タンク
の水を
消火
ポン
プに
より
原子
炉格
納容
器ス
プレ
イ系
のス
プレ
イヘ
ッダ
から
スプ
レイ
する
こと
で格
納容
器
内に
注水
し、崩壊
熱により
水蒸気
を発
生さ
せた
上で
、その
水蒸
気を
格納
容器
内自然
対流
冷却
等によ
り凝
縮す
る。
さら
に、格納
容器ス
プレ
イ及
び格
納容
器内自
然対
流冷
却の
両方
に失敗
した
場合
でも、
消火
ポン
プに
より
淡水
タン
クの
水を
原子
炉格
納容
器ス
プレ
イ系
のス
プレ
イヘ
ッダ
から
スプ
レイ
す
るこ
とで
、崩
壊熱
を格納容
器内液
相部
に蓄
熱し
て圧
力上昇
を抑
制す
るこ
とが
できる
。これに
より、
原子
炉格
納容
器ス
プレイ系
または
格納
容器
内自
然対
流冷却
の復
旧の
ため
の時
間余裕
を確保す
る。
放 射 性 物 質 の 閉 じ 込 め 機 能 に 係 る 対 策
⑤１
次系
強制
減圧
高
圧注入
系の
作動
失敗
及び
SGによ
る除
熱失
敗によ
り原子
炉が
高圧
状態
とな
った場
合に、加圧
器逃
がし
弁を
手動
で開
放して原
子炉を
減圧
する
こと
によ
り格納
容器
雰囲
気直
接加
熱の発
生を防止
する。
添付 5-(6)-3
(3/4)
AM
検討
報告
書及
びA
M整備報告書で整備した防護措置（続き）
①電
源復
旧
動力
用の
交流
電源
が全て喪
失した
場合
に電
源系
の回
復を図
る。
②直
流電
源確
保
動力
用の
交流
電源
が全
て喪
失し
た場
合に
事象
収束
に不
要な
直流
電源
から
の負
荷を
切り
離し
て蓄
電
池を
効果
的に
利用
する。
③補
機冷
却水
系回
復
原子
炉補
機冷
却水
系に異常
が発生
した
場合
に原
子炉
補機冷
却水
系の
回復
を図
ると共
に、必
要な
機器
への
冷却
水を
確保
する。
④
代替制
御用
空気
供給
制
御用空
気系
喪失
時に所内
用空気
系か
ら供
給を
受け
る。
⑤代
替補
機冷
却
原子
炉補
機冷
却水
系の
機能
が喪
失し
た場
合に
、原
子炉
補機
冷却
水系
で冷
却し
てい
る高
圧注
入ポ
ン
プ、余熱
除去
ポン
プ等
の機
器の停
止及
び２
次系
強制
冷却を
実施
する
と共
に、必
要に
応じてポ
ンプ間
欠運
転を
行う
こと
により時
間余裕
を確
保し
、その間
に空調
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。こ
れに
より
、原
子炉
補機冷
却水系の
復旧の
ため
の時
間余
裕を
確保する
。
安 全 機 能 の サ ポ ー ト 機 能 に 係 る 対 策
⑥号
機間
電源
融通
動力
用の
交流
電源
が全て喪
失した
場合
に、原
子炉施
設の安
全系
機器
を手
動に
切り替
えて
自動
起動し
ない
よう
措置
した
後、隣接
する原
子炉
施設
の安
全系
機器
1系
列の
電源
が確保
されて
いること
を確
認
して
から、残り
の1系列の
非常用
ディ
ーゼ
ル発
電機
から、動
力用
の交
流電源
が全て
喪失
した
原子
炉
施設
に電
源を
融通
する。こ
れによ
り、当該
原子
炉施
設の安
全系
母線
の電
圧を
確立さ
せ、その
後順次
安全
系機
器を
手動
で起動し
ていく
。
添付 5-(6)-3
(4/4)
1
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
原子炉の
停止機能
①手動原子炉トリップ
②緊急ほう酸注入
③緊急２次系冷却
④緊急２次系冷却の多様化
2 2 2 2
炉心冷却機能 ①代替注入
②２次系強制冷却による低圧注入
③２次系強制冷却による低圧再循環
④２次系強制冷却によるサンプ水冷却
⑤水源補給による注入継続
⑥代替格納容器気相冷却
⑦１次系注水・減圧
⑧代替給水
⑨２次系水源補給
⑩フィードアンドブリード
⑪タービンバイパス系の活用
⑫代替再循環
⑬格納容器内自然対流冷却
⑭代替補機冷却
⑮クールダウン＆リサーキュレーション
3333485666348
13 5
Ⅱ)緊急時の 終的な除熱機能の確保 7
放射性物質の
閉じ込め機能
①代替格納容器気相冷却
②格納容器手動隔離
③格納容器内自然対流冷却
④格納容器内注水
⑤１次系強制減圧
8 10 8 8 9
ⅳ)水素爆発防止対策 11
安全機能の
サポート機能
①電源復旧
②直流電源確保
③補機冷却水系回復
④代替制御用空気供給
⑤代替補機冷却
⑥号機間電源融通
12 12 13 14 13 12
Ⅰ)緊急時の電源確保 12
その他 Ⅲ)緊急時の使用済燃料貯蔵槽の冷却確
保
ⅰ)中央制御室の作業環境の確保
ⅱ)緊急時における発電所構内通信手段
の確保
ⅲ)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
ⅴ)がれき撤去用の重機の配備
15－
－
－
－
※各頁において、防護措置の識別番号を【 】で補記した。
添付 5-(6)-4
(1/15)
2
１．原子炉の停止機能に係る対策
原子炉の停止が必要となる異常時には、様々な監視パラメータにより制御棒を挿入するよ
う信号が発信し、制御棒が自動的に原子炉へ挿入されることにより、原子炉は安全に停止す
る。 万一、原子炉が自動で停止しない場合には、
(1) 原子炉を手動で停止する。【①】 (2) 高濃度のほう酸水を炉心に緊急注入する。【②】 (3) 蒸気発生器（SG）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は手
動起動する。【③】 (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。【④】
ことにより、原子炉の停止機能喪失時に炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(2/15)
加圧器
蒸 気発生器
原子炉格納容器
原子炉容器
主給水ポンプ
補助給水ポンプ
充てんポンプ等
制御棒
（主蒸気系へ）
(2)
(3)
(4) (1)
3
２．炉心冷却機能に係る対策(1) 原子炉冷却材喪失事故（LOCA）が発生した場合は、非常用炉心冷却設備（ECCS）が自動
起動し、燃料取替用水ピット（RWSP）のほう酸水を炉心へ注入・冷却する。 万一、ECCS が自動起動しない場合には、
(1) ECCS を手動起動する。【①】 (2) 充てんポンプを手動起動する。【①】
ことにより、炉心冷却機能を確保する。さらに、１次系が高圧状態で高圧注入ポンプまたは
格納容器スプレイポンプが使用できない場合には、 (3) 主蒸気逃がし弁を使用し、２次系からの除熱で１次系を冷却・減圧し、余熱除去ポ
ンプにより炉心または再循環水を冷却する。【②、③及び④】 (4) 主蒸気逃がし弁が使用できない場合は、タービンバイパス弁を使用する。【⑪】
ことにより、炉心冷却機能喪失時に炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(3/15)
原子炉格納容器
蒸 気発生器
原子炉容器
加
圧器
（タービン）
（復水器）
主蒸気 逃がし弁
タービンバイパス弁
格納容器再循環サンプ
原子炉格納容器スプレイヘッダ
高圧注入ポンプ
格納容器スプレイポンプ
燃料取替用水ピット
余熱除去ポンプ
充てんポンプ (1),(3)
(2)
(1)
(3)
(4)
4
２．炉心冷却機能に係る対策(2) LOCA が発生した場合は、ECCS が自動起動し、RWSP のほう酸水を炉心へ注入・冷却す
る。ECCS の水源は、RWSP 水の注入を終了した時点で再循環サンプ側へ切り替えられ、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には、
(1) RWSP にほう酸水を補給しながら、原子炉へ注入を継続する。【⑤】 (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、格納容器スプレイ系
を用いて再循環する。【⑫】 ことにより、長期的な炉心の冷却を確保して炉心冷却機能喪失時に炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(4/15)
原子炉格納容器
蒸 気 発生器
原子炉容器
加
圧器
格納容器再循環サンプ
原子炉格納容器スプレイヘッダ
余熱除去ポンプ
スプレイポンプ
燃料取替用水ピット
再循環
失敗
格納容器 Ｍ
Ｍ
スプレイ冷却器格納容器
余熱除去冷却器Ｍ
Ｍ
：設備改造範囲
補給水源 (1)
(1)
(2)
5
２．炉心冷却機能に係る対策(3) 蒸気発生器伝熱管破損等が発生した場合は、１次系と２次系を均圧にして漏えい箇所を隔
離し、１次系の保有水を維持する。 万一、漏えい箇所の隔離ができない場合には、
(1) ECCS により原子炉へほう酸水を注水し、主蒸気逃がし弁により原子炉を冷却すると
共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
して炉心を冷却する。【⑦】 (2) 常用系が使用可能な場合は、充てん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、RWSP へほう
酸水の補給を行いつつ、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。【⑮】 ことにより、長期的な炉心の冷却を確保して炉心冷却機能喪失時に炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(5/15)
原子炉格納容器
蒸 気発生器
原子炉容器
加圧器
主蒸気逃がし弁
格納容器再循環サンプ
高圧注入ポンプ
余熱除去ポンプ
燃料取替用水ピット
給水ポンプ
加圧器逃がし弁
補給水源
余熱除去冷却器
(1),(2)
(1)
(1)
(1)
(2)
(1),(2)
(2)
タービンバイパス弁
(2)
充てんポンプ(2)
加圧器スプレイ／補助スプレイ
(2)
6
２．炉心冷却機能に係る対策(4) 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次系からの除熱ができない場合には、
(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。【⑧】 (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。【⑨】 (3) SG で冷却できない場合は、高圧注入ポンプで原子炉へほう酸水を注水し、加圧器逃
がし弁を開放する。【⑩】 (4) 蒸気放出経路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。【⑪】
ことにより、炉心冷却機能喪失時に炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(6/15)
原子炉格納容器
蒸 気発生器
原子炉容器
加
圧器
格納容器再循環サンプ
高圧注入ポンプ
燃料取替用水ピット
主給水ポンプ
加圧器逃がし弁
補給水源
（タービン）
（復水器）
主蒸気逃がし弁
タービンバイパス弁
補助給水ポンプ
復水ピット
(1)
(2)
(3)
(3)
(4)
7
２．炉心冷却機能に係る対策(5) 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、全交流電源喪失が発生した場合には、
(1) タービン動補助給水ポンプによる冷却を継続する。【Ⅱ)】 ことにより継続的かつ安定的に冷却し、炉心の健全性を維持する。
添付 5-(6)-4
(7/15)
原子炉格納容器
蒸 気発生器
原子炉容器
加
圧器
３/４号 C-２次系純水タンク
１/２号２次系純水タンク
（タービンへ）
主蒸気逃がし弁
補助給水ポンプ
復水ピット
方法１：復水ピットの水を使用する。
方法２：３/４号 C-２次系純水タンクの水を復水ピットへ補給する。
方法３：１/２号２次系純水タンクの水を復水ピットへ補給する。
方法４：消防ポンプで海水を汲み上げ、海水を復水ピットへ補給する。
(1)
（海水）
消防ポンプ
※点線は消火ホースを表す。
8
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、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格納容器を冷却し、圧力上昇を抑制する。 万一、炉心損傷が発生し、さらに格納容器スプレイ系が使用できない場合には、
(1) 常用格納容器冷却系のファン（格納容器再循環ファン）を手動起動する。【①】 (2) ファンが起動できない場合は、常用格納容器冷却系の空調冷却器（格納容器再循環
ユニット）に通水し、格納容器内に自然対流を発生させる。【③】 (3) 格納容器自然対流冷却も使用できない場合は、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淡水タンクの水を格納容器内に注水する。【④】 ことにより、格納容器内の圧力上昇を抑制し、放射性物質の閉じ込め機能を確保する。
なお、(1)及び(2)は炉心冷却機能に係る対策（【⑥及び⑬】）としても有効である。
添付 5-(6)-4
(8/15)
原子炉格納容器
蒸 気発生器
原子炉容器
加
圧器
格納容器再循環サンプ
原子炉格納容器スプレイヘッダ
余熱除去ポンプ
スプレイポンプ格納容器
Ｍ
Ｍ
スプレイ冷却器 格納容器
余熱除去冷却器
：設備改造範囲
淡水タンク
格納容器
再循環ユニット
格納容器再循環ファン
Ｍ
Ｍ 原子炉補機冷却水
格納容器スプレイ系
機能喪失
消火ポンプ
(2) (1)
(3)
9
３．放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(2) 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、炉心損傷が発生し、さらに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を冷却できなくなった場合には、 (1) 加圧器逃がし弁を手動で開放し、原子炉を減圧する。【⑤】
ことにより格納容器雰囲気直接加熱*の発生を防止し、放射性物質の閉じ込め機能を確保する。
＊高圧で原子炉容器外へ放出された溶融炉心が微粒子化して表面積を増し、格納容器雰囲気（気相部）を急
激に加温・加圧する現象。
添付 5-(6)-4
(9/15)
加圧器
蒸 気発生器
原子炉格納容器
原子炉容器
主給水ポンプ
補助給水ポンプ
加圧器逃がし弁
高圧注入ポンプ
(1)
10
３．放射性物質の閉じ込め機能に係る対策(3) 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格納容器を隔離す
る。 万一、炉心損傷が発生し、さらに隔離弁が自動的に閉止しない場合には、
(1) 隔離弁を手動で閉止する。【②】 ことにより、放射性物質の閉じ込め機能を確保する。
添付 5-(6)-4
(10/15)
Ｍ
原子炉格納容器
加圧器
蒸 気発生器
原子炉容器
(1)
格納容器隔離弁
11
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、さらに格納容器内で発生した水素がア
ニュラスに漏えいした場合には、 (1) アニュラス空気浄化ファンに空冷式非常用発電装置で給電し、アニュラス部の空気
をアニュラス空気浄化フィルタを通して排気筒から放出する。【ⅳ)】 ことにより水素爆発の発生を防止し、放射性物質の閉じ込め機能を確保する。
添付 5-(6)-4
(11/15)
原子炉格納容器
加圧器
蒸 気発生器
原子炉容器
(1)
アニュラス
給電
排気筒
アニュラス空気浄化ファン
12
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、全交流電源の喪失により非常用所内電源系の機能が喪失した場合には、
(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。【①】 (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。【②】 (3) 隣接プラントの非常用 D/G から、動力用の交流電源を融通する。【⑥】
ことにより、非常用所内電源系の機能喪失時に安全機能のサポート機能を維持する。 なお、隣接プラントを含めて全交流電源喪失が発生した場合には、
(4) D/G 制御盤またはメタクラ遮断器へ空冷式非常用発電装置をつなぎ込んで給電する。
【Ⅰ)】 ことにより、緊急時の電源を確保する。
添付 5-(6)-4
(12/15)
D/G D/G D/G D/G
炉心冷却に 必要な負荷 D/G運転に
必要な負荷隣接プラントで使用する負荷
非常用母線Ａ 非常用母線Ａ非常用母線Ｂ 非常用母線Ｂ
所内変圧器 予備変圧器 所内変圧器
電源喪失プラント 隣接するプラント
空冷式非常用
発電装置
(4)
(1) (3)
(2)
(1)
13
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には、原子炉補機冷却水系から軸受等を冷却する冷却水が供給
されている。 万一、原子炉補機冷却水系から冷却水が供給できない場合には、
(1) 原子炉補機冷却水系の回復を図ると共に、必要な機器への冷却水を確保する。【③】 (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
冷却を確保する。【⑤】 ことにより、原子炉補機冷却水系の機能喪失時に安全機能のサポート機能を維持する。
なお、(2)は炉心冷却機能に係る対策（【⑭】）としても有効である。
原子炉補機冷却水冷却器
原子炉補機冷却水ポンプ
空調用冷凍機
空調用冷水ポンプ
（空調用冷水系）
（原子炉補機冷却水系）
余熱除去ポンプ（余熱除去系）
： 設備改造範囲
～
～
～
～原子炉補機冷却水系機能喪失
仮設ホース
添付 5-(6)-4
(13/15)
(1)
(2)
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測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には、
(1) 所内用空気系から空気を供給する。【④】 ことにより、制御用空気系の機能喪失時に安全機能のサポート機能を維持する。
制御用空気系 A
制御用空気系 B
所内用空気系
供給先
供給先
供給先
バックアップ (1)
添付 5-(6)-4
(14/15)
15
５．その他 使用済燃料ピット（SFP）では、通常 SFP 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 SFP 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には、 (1) SFP 水量の減少を補うため、SFP へ水の補給を行う。【Ⅲ)】
ことにより SFP 水量を確保し、放射性物質の閉じ込め機能を確保する。
添付 5-(6)-4
(15/15)
１次系補給水ポンプ
消火栓
消防ポンプ１次系純水タンク
使用済燃料ピット
（海水）
淡水タンク
※点線は消火ホースを表す。
方法１：屋内の消火栓から、No.1 淡水タンクの水を水頭圧にて補給する。
方法２：屋外の消火栓から、No.1 淡水タンクの水を水頭圧にて補給する。
方法３：１次系補給水ポンプに空冷式非常用発電装置で給電し、１次系純水タンクの水を補給する。
方法４：消防ポンプで海水を汲み上げ、海水を補給する。
(1)
給電
防護措置の整備状況
（燃料の重大な損傷を防止するための措置（
1/2）
）
機
能
目的
防
護措置
対
策概要
主
要な必
要系
統等
設
置時期
等
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
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
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
原子炉の
停
止機能
原
子炉停
止
機能
喪失
の
影響
緩和
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
純水系
イ
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
EC
CS注
入
機能
喪失
の
影響
緩和
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
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
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、
廃液
処理
系、
１
次系純
水系
、SF
P冷却系
、
２次
系純
水系
、原
水系
イ
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
⑫
代替再
循環
格
納容
器ス
プレ
イ系
－余
熱除
去系
接続
ライ
ンの
設置
、手
順書
の整
備
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
格納
容器
スプ
レイ
系－
余熱
除去
系接
続
ライ
ン
イ
ロ
第
5回
定検
ECC
S再
循環
機
能喪失
の
影響
緩和
⑭代
替補
機冷
却
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
空調
用冷
水系
、海
水系
仮
設ホー
ス
イ
ロ
第
5回
定検
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
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
、海
水系
原
子炉補
機冷
却水
系
イ
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
の
除熱
機能
喪失
の
影響
緩和
⑬格
納容
器内
自然
対流
冷却
既
存設備
の利
用、手
順書の
整備、監
視計
器の
追加
設置
格
納容器
空気
再循
環系
、海
水系
原
子炉補
機冷
却水
系
イ
ロ
第
5回
定検
⑦
１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
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
却水
系、海
水系
イ
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
純水系
イ
⑨２
次系
水源
補給
既
存設備
の利
用、
手順
書の
整備
２
次系純
水系
イ
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
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
炉心
冷
却機能
２次
系か
らの
除
熱機能
喪失
の
影響
緩和
Ⅱ)緊
急時
の終的
な除
熱機
能の確
保
（復
水ピ
ット
への
給水
の多
様化）
消
防ポンプ及
び消
火ホ
ース
の配置
、手
順書
の整
備
補助
給水
系
消防
ポン
プ及
び消
火ホ
ース
イ
ハ
H23
.4
添付 5-(6)-5
(1/3)
防護措置の整備状況
（燃料の重大な損傷を防止するための措置（
2/2）
）
機
能
目的
防
護措置
対
策概要
主
要な必
要系
統等
設
置時期
等
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
②
直流電
源確
保
既存設備
の利
用、
手順
書の
整備
－
－
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
電源
喪失
の
影響
緩和
Ⅰ)緊
急時
の電
源確
保
（空
冷式
非常
用発
電装
置に
よる給
電）
空
冷式非
常用
発電
装置
及び
電源ケ
ーブ
ルの
配置
、
手順書の
整備
所
内電源
系
空冷
式非
常用
発電
装置
及び
電源
ケー
ブ
ル
イ
二
H
23.1
0
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
系、
海水
系、
２
次系純
水系
、１
次系
純水
系、
燃
料取替
用水
系
イ
補
機冷却
水喪
失の
影
響緩和
⑤代
替補
機冷
却
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
空調
用冷
水系
、海
水系
仮
設ホー
ス
イ
ロ
第
5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
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
SFPの
冷却
機
能喪失
の
影響
緩和
Ⅲ)緊
急時
の使
用済
燃料
貯蔵
槽の冷
却確
保
（使
用済
燃料
ピッ
トへ
の給
水の多
様化
）
消防
ポンプ及
び消
火ホ
ース
の配置
、手
順書
の整
備
原水
系
消防
ポン
プ及
び消
火ホ
ース
イ
ハ
H23
.4
ⅱ)緊
急時
にお
ける
発電
所構
内通信
手段
の確
保
通信機器（
トラ
ンシ
ーバ、衛星
携帯
電話
、携
行型
通話装置
）の
配備
通
信機器（
トラ
ンシ
ーバ
、衛
星携帯
電話
、
携行
型通
話装
置）
ハ
H
23.6
その他
事故
対応
環境
の
強化
ⅴ
)がれき
撤去
用の
重機
の配
備
トラクタ
ーシ
ョベ
ル（ホイ
ールロ
ーダ
ー）の
配備
ト
ラク
ター
ショ
ベル
（ホ
イー
ルロ
ーダ
ー）
ハ
H
23.6
※網掛けは、緊急安全対策また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。
※「設置時期等」におけるイ～ニの分類については以下のとおり。
イ）緊急安全対策以前に、手順の追加のみで整備したもの
ロ）緊急安全対策以前に、
AM策として設置した設備を用いたもの
ハ）緊急安全対策（短期）
ニ）設備強化対策（緊急安全対策に係る実施状況報告書にて計画されているもののうち設置済みの設備）
添付 5-(6)-5
(2/3)
防護措置の整備状況
（
放射
性物
質の
大規
模な
放出
を防
止す
るた
めに
原子
炉格
納容
器の
健全
性を
維持
する
ため
の措
置）
機能
目
的
防護
措置
対
策概要
主
要な必
要系
統等
設
置時期
等
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
、海
水系
原
子炉補
機冷
却水
系
イ
③
格納容
器内
自然
対流
冷却
既
存設備
の利
用、手
順書の
整備、監
視計
器の
追加
設置
格
納容器
空気
再循
環系
、海
水系
原
子炉補
機冷
却水
系
イ
ロ
第
5回
定検
④
格納容
器内
注水
消
火水系
－格
納容
器ス
プレ
イ系接
続ラ
イン
、積
算
流量
計の
設置
及び
原子
炉キ
ャビ
ティ
への
浸水
性
向上
のた
めの
炉内
計装
用シ
ンブ
ル配
管室
への
浸
水経路の
確保
、手
順書
の整
備
消火
水系
、格
納容
器ス
プレ
イ系
消
火水
系－
格納
容器
スプ
レイ
系接
続ラ
イン
イ
ロ
第
5回
定検
格納
容器
の
除熱
機能
喪失
の
影響
緩和
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
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
ⅳ
)水素爆
発防
止対
策
（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
ス排
気系
イ
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
②
直流電
源確
保
既存設備
の利
用、
手順
書の
整備
－
－
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
電源
喪失
の
影響
緩和
Ⅰ)緊
急時
の電
源確
保
（空
冷式
非常
用発
電装
置に
よる給
電）
空
冷式非
常用
発電
装置
及び
電源ケ
ーブ
ルの
配置
、
手順書の
整備
所
内電源
系
空冷
式非
常用
発電
装置
及び
電源
ケー
ブ
ル
イ
二
H
23.1
0
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
系、
海水
系、
２
次系純
水系
、１
次系
純水
系、
燃
料取替
用水
系
イ
補
機冷却
水喪
失の
影
響緩和
⑤代
替補
機冷
却
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
空調
用冷
水系
、海
水系
仮
設ホー
ス
イ
ロ
第
5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
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
ⅰ)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
ⅱ)緊
急時
にお
ける
発電
所構
内通信
手段
の確
保
通信機器（
トラ
ンシ
ーバ、衛星
携帯
電話
、携
行型
通話装置
）の
配備
通
信機器（
トラ
ンシ
ーバ
、衛
星携帯
電話
、
携行
型通
話装
置）
ハ
H
23.6
ⅲ)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
ハ
H
23.6
その他
事
故対応
環境
の
強化
ⅴ)が
れき
撤去
用の
重機
の配
備
トラクタ
ーシ
ョベ
ル（ホイ
ールロ
ーダ
ー）の
配備
ト
ラク
ター
ショ
ベル
（ホ
イー
ルロ
ーダ
ー）
ハ
H
23.6
※網掛けは、緊急安全対策また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。
※「設置時期等」におけるイ～ニの分類については以下のとおり。
イ）緊急安全対策以前に、手順の追加のみで整備したもの
ロ）緊急安全対策以前に、
AM策として設置した設備を用いたもの
ハ）緊急安全対策（短期）
ニ）設備強化対策（緊急安全対策に係る実施状況報告書にて計画されているもののうち設置済みの設備）
添付 5-(6)-5
(3/3)
失敗
失敗
大破断LOCA低圧注入による原子炉への給水蓄圧注入による
ほう酸水の給水
冷却成功(ア)
炉心損傷
炉心損傷
成功
低圧注入による再循環炉心冷却
成功
高圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
冷却成功(イ)
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替再循環による炉心冷却
炉心損傷
成功
失敗
炉心損傷
冷却成功(エ)
成功
失敗
代替格納容器冷却
冷却成功(ウ)
炉心損傷
高圧注入による原子炉への給水
成功
失敗
炉心損傷
失敗
成功
炉心冷却⑤
炉心冷却⑫
炉心冷却⑥,⑬
原子炉への給水 炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ１：大破断 LOCA）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(1/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
低圧注入による原子炉への給水1
中破断LOCA
冷却成功(イ)
成功
高圧注入による原子炉への給水
格納容器スプレイによる格納容器除熱
低圧注入による再循環炉心冷却
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
冷却成功(ア)
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
成功
失敗
失敗
成功
失敗
炉心損傷
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
失敗
低圧注入による原子炉への給水3
冷却成功(イ)低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
成功
失敗
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
成功
失敗
代替格納容器冷却
冷却成功(ウ)
炉心損傷
代替格納容器冷却へ移行
タービンバイパス弁による熱放出
成功
失敗
成功
失敗
低圧注入による原子炉への給水3へ移行
代替格納容器冷却へ移行
成功
失敗
成功
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替再循環による炉心冷却
炉心損傷
成功
失敗
炉心損傷
冷却成功(エ)
失敗
成功
タービンバイパス弁による熱放出
成功
失敗
低圧注入による原子炉への給水1へ移行
炉心損傷
成功
失敗
炉心損傷
炉心損傷
成功
低圧注入による原子炉への給水2
冷却成功(イ)
低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）炉心損傷
成功
失敗
失敗
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
失敗
成功
タービンバイパス弁による熱放出
成功
失敗
低圧注入による原子炉への給水2へ移行
炉心損傷
*1主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）へ移行
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環可）
*1主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）
*3主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）
*3主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）へ移行
炉心損傷
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の給水
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑫
炉心冷却③,④
炉心冷却③
炉心冷却⑪
炉心冷却②炉心冷却②
炉心冷却⑪
炉心冷却②炉心冷却②
炉心冷却②炉心冷却③
炉心冷却⑪
代替格納容器冷却へ移行
原子炉への給水 炉心の継続的な除熱
炉心冷却②
原子炉への給水 炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧（２次系使用）
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ１：中破断 LOCA）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(2/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
失敗
成功
失敗
小破断LOCA原子炉停止
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
失敗
成功成功
失敗
成功
失敗高圧注入による
原子炉への給水
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる
格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイ
による再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオ
高圧注入による原子炉への
給水
成功成功
失敗
格納容器スプレイによる
格納容器除熱
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイ
による再循環格納容器冷却
低圧注入による原子炉への
給水
冷却成功(イ)低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗炉心損傷
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
蓄圧注入によるほう酸水の
給水1
成功
失敗
炉心損傷
成功
失敗炉心損傷
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（自動）
成功
失敗
*1 フィードアンドブリードシナリオ
へ移行
ATWSへ
成功
冷却成功(ア)
失敗
低圧注入による原子炉への
給水
冷却成功(イ)
低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
成功
失敗
代替格納容器冷却2
冷却成功(ウ)
炉心損傷
代替格納容器冷却2へ移行
タービンバイパス弁
による熱放出
成功
失敗
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の給水3へ移行
代替格納容器冷却2へ移行
成功
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）
格納容器スプレイ
による再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替再循環による
炉心冷却
炉心損傷
成功
失敗炉心損傷
冷却成功(エ)
低圧注入による原子炉への
給水
冷却成功(イ)
低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
成功
失敗
失敗
成功
タービンバイパス弁
による熱放出
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の給水2へ移行
炉心損傷
失敗
高圧注入による再循環炉心冷却
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）へ移行
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）へ移行
成功
失敗
*3主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環可）
失敗
タービンバイパス弁
による熱放出
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の給水1へ移行
炉心損傷
蓄圧注入によるほう酸水の
給水3
成功
失敗
代替格納容器冷却2へ移行
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の
給水2炉心損傷
成功
失敗
成功
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ
（代替再循環不可）
冷却成功(オ)成功
失敗
成功
失敗
代替格納容器冷却1
冷却成功(カ)
炉心損傷
代替格納容器冷却1へ移行
成功
失敗
高圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗炉心損傷
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑫
炉心冷却③,④
炉心冷却⑪
炉心冷却②炉心冷却②
炉心冷却②炉心冷却②
炉心冷却②炉心冷却②
炉心冷却③
炉心冷却⑪
炉心冷却③
炉心冷却⑪
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧（２次系使用）原子炉の停止 原子炉への給水
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧（２次系使用） 原子炉への給水
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ１：小破断 LOCA）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(3/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
余熱除去系隔離弁LOCA
原子炉停止 炉心損傷
成功
失敗炉心損傷
蓄圧注入によるほう酸水の給水
高圧注入による原子炉への給水
隔離弁閉止成功
失敗
成功
失敗
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)
*2フィードアンドブリードシナリオへ移行失敗
成功
失敗
成功
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷失敗
*2 フィードアンドブリードシナリオ
成功
失敗
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
成功
失敗炉心損傷
タービンバイパス弁による熱放出
成功
失敗炉心損傷
加圧器逃がし弁による1次系の減圧（手動・中央制御
室）
失敗
成功
加圧器逃がし弁による1次系の減圧（手動・中央制御室）
へ移行
失敗
成功
加圧器補助スプレイによる１次系
の減圧
高圧注入停止
充てん系による原子炉への給水
成功
失敗炉心損傷
成功
失敗
炉心損傷
余熱除去系による冷却
成功
失敗
冷却成功(エ)
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
成功
失敗
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
冷却成功(オ)成功
失敗
*1 １次系注水・減圧または クールダウン＆リサーキュレーションシナリオ
高圧注入による再循環炉心冷却
代替格納容器冷却1へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
炉心損傷
炉心損傷
成功
失敗
代替格納容器冷却1
冷却成功(カ)
炉心損傷
炉心損傷
成功
失敗
高圧注入停止へ移行
炉心損傷
成功
失敗
成功
失敗
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
冷却成功(イ)成功
失敗
高圧注入による再循環炉心冷却
代替格納容器冷却2へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
炉心損傷
炉心損傷
成功
失敗
代替格納容器冷却2
冷却成功(ウ)
炉心損傷
成功
成功
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑮
炉心冷却炉心冷却炉心冷却炉心冷却⑦
炉心冷却⑮
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧（１次系使用）原子炉への給水原子炉の停止 隔離弁閉止 １次系の冷却・減圧（２次系使用）
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ２：余熱除去系隔離弁 LOCA）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(4/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
炉心冷炉心冷却
有り
成功
蒸気発生器伝熱管破損
原子炉停止
ATWSへ
高圧注入による原子炉への給水
*１ フィードアンドブリードシナリオ
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
タービンバイパス弁による熱放出
炉心損傷
加圧器逃がし弁による１次系の減圧（手動・中央制御室）
失敗
成功
加圧器逃がし弁による1次系の減圧（手動・中央制御室）
へ移行
失敗
成功
加圧器補助スプレイによる1次系の減圧
高圧注入停止
充てん系による原子炉への給水
炉心損傷
炉心損傷
余熱除去系による冷却
冷却成功(エ)
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
成功
失敗
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
冷却成功(オ)
高圧注入による再循環炉心冷却
代替格納容器冷却2へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
炉心損傷代替格納容器冷却2
冷却成功(カ)
炉心損傷
高圧注入停止へ移行
炉心損傷
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
成功
失敗
2次系の開放
成功
失敗
無し
有り
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)
*1フィードアンドブリードシナリオへ移行
失敗
失敗
成功
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
成功
失敗
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
冷却成功(イ)
高圧注入による再循環炉心冷却
代替格納容器冷却1へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
炉心損傷代替格納容器冷却1
冷却成功(ウ)
炉心損傷
2次系の開放
無し
有り炉心損傷
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）炉心損傷
2次系の開放
無し
炉心損傷
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)
炉心損傷
*2 1次系注水・減圧／ クールダウン＆リサーキュレーションシナリオ
成功
成功
失敗
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗 成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑦
炉心冷却⑦
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心冷却⑮炉心冷却⑮
炉心の継続的な除熱原子炉への給水原子炉の停止 １次系の冷却・減圧（２次系使用）
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）
１次系の冷却・減圧（１次系使用）
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ２：蒸気発生器伝熱管破損）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(5/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
炉心冷却⑩
成功
失敗
ATWS
高
低
原子炉出力レベル
タービントリップ
手動トリップ4補助給水による
蒸気発生器への給水（電動またはタービン動）
炉心損傷
失敗
成功
主給水による蒸気発生器への給水
炉心損傷
手動トリップ4へ移行
緊急ほう酸注入系によるほう酸の添加
炉心損傷
冷却成功(ア)
冷却成功(イ)
タービントリップ
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
失敗
成功手動トリップ3
緊急ほう酸注入系によるほう酸の添加
炉心損傷
冷却成功(ウ)
冷却成功(エ)
手動トリップ2
炉心損傷
緊急ほう酸注入系によるほう酸の添加
失敗
失敗
成功
成功
成功
失敗
高圧注入による原子炉への給水
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
代替格納容器冷却へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
冷却成功(オ)
代替格納容器冷却
冷却成功(カ)
炉心損傷
失敗
成功
高圧注入による原子炉への給水
へ移行
成功
手動トリップ1
緊急ほう酸注入系によるほう酸の添加
炉心損傷
冷却成功(キ)
冷却成功(ク)
主給水による蒸気発生器への給水
手動トリップ3へ移行
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑩
炉心冷却⑥,⑬
炉停止①
炉停止②
炉停止④
炉停止①
炉停止②
炉停止③
炉停止①
炉停止②
炉停止④
炉停止③炉停止①
炉停止②
失敗
タービントリップ 原子炉の停止１次系の冷却・減圧（２次系使用）／
炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱 １次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水
添付 5-(6)-6
(6/12)
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ３：ATWS）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
成功
成功
失敗
原子炉停止
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)(イ)
失敗
ATWSへ
主給水喪失
失敗
失敗
成功
成功
成功
失敗
高圧注入による原子炉への給水
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
*1 フィードアンドブリードシナリオ
成功
失敗
主給水による蒸気発生器への給水
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中
央制御室）に移行
成功
代替格納容器冷却へ移行高圧注入による
再循環炉心冷却
成功
失敗炉心損傷
冷却成功(ウ)成功
失敗
成功
失敗
代替格納容器冷却
冷却成功(エ)
炉心損傷
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心冷却⑧
原子炉の停止 １次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱 １次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水
添付 5-(6)-6
(7/12)
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ４：主給水喪失）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
成功
失敗
成功
失敗
失敗
成功
失敗
失敗
2次冷却系の破断 原子炉停止
高圧注入による原子炉への給水
成功
ATWSへ
成功
失敗
主蒸気隔離
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
成功
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
*１ フィードアンドブリードシナリオ
主蒸気隔離
炉心損傷
失敗
成功
成功
失敗加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
代替格納容器冷却へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
冷却成功(イ)
代替格納容器冷却
冷却成功(ウ)
炉心損傷
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)
炉心損傷
炉心損傷
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
１次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）
原子炉の停止 原子炉への給水 主蒸気隔離
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ４：２次冷却系の破断）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(8/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
成功
失敗
失敗
成功
成功
失敗
原子炉停止
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)(イ)
失敗
ATWSへ
過渡事象
失敗
失敗
成功
成功
成功
失敗
高圧注入による原子炉への給水
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
*1 フィードアンドブリードシナリオ
成功
主給水による蒸気発生器への給水
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中
央制御室）に移行
代替格納容器冷却へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
冷却成功(ウ)
代替格納容器冷却
冷却成功(エ)
炉心損傷
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩炉心冷却⑧
原子炉の停止 １次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ４：過渡事象）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(9/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
失敗
成功
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
冷却成功(ア)(イ)
失敗
手動停止
失敗
成功
高圧注入による原子炉への給水
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
*1 フィードアンドブリードシナリオ
成功
主給水による蒸気発生器への給水
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中
央制御室）に移行
代替格納容器冷却へ移行
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
冷却成功(ウ)
代替格納容器冷却
冷却成功(エ)
炉心損傷
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心冷却⑧
１次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ４：手動停止）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(10/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
失敗
成功
失敗
成功
成功
外部電源喪失
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・中央制御室）
非常用所内電源からの給電
冷却成功(ア)(カ)
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
失敗
失敗
炉心冷却②
失敗
失敗
成功
成功
成功
失敗
高圧注入による原子炉への給水2
加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環
炉心冷却
格納容器スプレイ
による再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオ
成功
高圧注入による再循環
炉心冷却
成功
失敗炉心損傷
冷却成功(イ)(キ)成功
失敗
成功
失敗
冷却成功(ウ)(ク)
炉心損傷
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑩
緊急安全対策Ⅱ)
補助給水による蒸気発生器への給水（タービン動（消防ポンプによる復水ピットへの
給水を含む））
成功
失敗
成功 蓄圧注入によるほう酸水の給水
失敗
空冷式非常用発電装置による給電
冷却成功(エ)成功
失敗成功
加圧器逃がし弁安全弁LOCAへ移行
加圧器逃がし弁安全弁LOCAへ移行
加圧器逃がし弁安全弁LOCAへ移行
主蒸気逃がし弁による熱放出（手動・現場）
加圧器逃がし弁安全弁LOCA
無し
発生
1次冷却材ポンプ封水LOCA
無し
発生
AC電源の回復（回復または電源融通）
AC電源の回復（回復または電源融通）
失敗
成功
成功
炉心損傷
成功
AC電源の回復（回復または電源融通）
失敗
サポート①,⑥
サポート①,⑥
サポート①,⑥
*1 加圧器逃がし弁安全弁LOCAシナリオ
*2 1次冷却材ポンプ封水LOCAシナリオ
電源の確保 １次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）原子炉への給水電源の回復
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動（空冷式非常用発電装置による給電、消防ポンプによる復水ピット
への給水を含む））
主蒸気逃がし弁による熱放出（手動・現場）
成功
失敗
成功 蓄圧注入によるほう酸水の給水
加圧器逃がし弁安全弁LOCAへ移行
冷却成功(オ)
加圧器逃がし弁安全弁LOCAへ移行
成功
失敗
失敗
失敗
緊急安全対策Ⅰ)
緊急安全対策Ⅰ),Ⅱ)
主蒸気逃がし弁による熱放出（自動/手動・
中央制御室）へ移行
代替格納容器冷却2
代替格納容器冷却2へ移行
炉心損傷
高圧注入による原子炉への給水1へ移行
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動）
成功
失敗
炉心冷却②炉心冷却②
失敗
炉心損傷
高圧注入による原子炉への給水1
格納容器スプレイによる格納容器除熱
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
失敗
成功
冷却成功
失敗
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
代替格納容器冷却1
冷却成功
炉心損傷
代替格納容器冷却1へ移行
成功
代替格納容器冷却1へ移行
成功 蓄圧注入によるほう酸水の給水3
成功
失敗
代替格納容器冷却1へ移行
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
代替再循環による炉心冷却
炉心損傷
炉心損傷
冷却成功
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
失敗
成功
炉心損傷
蓄圧注入によるほう酸水の給水2
炉心損傷
成功
失敗
成功
高圧注入による再循環炉心冷却
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）へ移行
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）へ移行
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷主蒸気逃がし弁
による熱放出（手動・中央制御室）
蓄圧注入によるほう酸水の給水1 炉心損傷
炉心損傷
失敗
炉心損傷
成功
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）
*３主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環可）
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑫
炉心冷却③,④
炉心冷却③
炉心冷却②
炉心冷却③
炉心冷却②
炉心冷却②炉心冷却②
炉心の継続的な除熱
１次系の冷却・減圧（２次系使用） 原子炉への給水 炉心の継続的な除熱
原子炉への給水
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動）*1 フィードアンドブリー
ドシナリオへ移行
１次系の冷却・減圧（２次系使用）
成功
失敗
添付 5-(6)-6
(11/12)
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ５：外部電源喪失）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
炉心冷却②炉心冷却②
失敗
発生
補機冷却水の喪失
成功
失敗
主蒸気逃がし弁による熱放出（手動・現場）補助給水による
蒸気発生器への給水（電動またはタービン動）
加圧器逃がし弁安全弁LOCA
無し
発生
1次冷却材ポンプ封水LOCA
無し
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
原子炉補機冷却水系短時間の回復
または代替補機冷却（含む回復）
炉心損傷
高圧注入による原子炉への給水2
格納容器スプレイによる格納容器除熱
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
失敗
成功
冷却成功
失敗
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
代替格納容器冷却2
冷却成功
炉心損傷
代替格納容器冷却2へ移行
タービンバイパス弁による熱放出
成功
失敗
蓄圧注入によるほう酸水の給水3へ移行
代替格納容器冷却2へ移行
成功 蓄圧注入によるほう酸水の給水3
成功
失敗
代替格納容器冷却2へ移行
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
代替再循環による炉心冷却
炉心損傷
炉心損傷
冷却成功
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
主蒸気逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
失敗
成功
タービンバイパス弁による熱放出
蓄圧注入によるほう酸水の給水2へ移行
炉心損傷
蓄圧注入によるほう酸水の給水2
炉心損傷
成功
失敗
成功
高圧注入による再循環炉心冷却
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）へ移行
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）へ移行
低圧注入による原子炉への給水
冷却成功
低圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷主蒸気逃がし弁
による熱放出（手動・中央制御室）
蓄圧注入によるほう酸水の給水1
炉心損傷
炉心損傷
失敗
タービンバイパス弁による熱放出
蓄圧注入によるほう酸水の給水1へ移行
炉心損傷
成功
*2主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環不可）
失敗
成功
原子炉補機冷却水系短時間の回復
炉心損傷
失敗
成功
成功
失敗
成功
失敗加圧器逃がし弁による熱放出
（手動・中央制御室）
炉心損傷
格納容器スプレイによる格納容器除熱
炉心損傷
高圧注入による再循環炉心冷却
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
炉心損傷
*1 フィードアンドブリードシナリオ
冷却成功(イ)
代替格納容器冷却1
冷却成功(ウ)
炉心損傷
代替格納容器冷却1へ移行
成功
失敗
高圧注入による再循環炉心冷却
炉心損傷
高圧注入による原子炉への給水1
補助給水による蒸気発生器への給水
（電動またはタービン動）
炉心損傷
原子炉補機冷却水系短時間の回復
または代替補機冷却（含む回復）
成功高圧注入による原子炉へ
の給水2へ移行
炉心損傷
*３主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（代替再循環可）
*4主蒸気逃がし弁による熱放出シナリオ（炉心冷却成功）
成功冷却成功(ア)
*1 フィードアンドブリードシナリオへ移行
*1フィードアンドブリードシナリオへ移行
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
成功
失敗
失敗
成功
失敗
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却⑫
炉心冷却③,④
炉心冷却③
炉心冷却⑪
炉心冷却②
炉心冷却⑪
炉心冷却⑭
サポート③,⑤
炉心冷却③
炉心冷却⑪
炉心冷却②
炉心冷却⑭
サポート③,⑤
炉心冷却⑥,⑬
炉心冷却②炉心冷却⑩
炉心冷却②
炉心冷却②
サポート③
１次系の冷却・減圧（２次系使用）／炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱
１次系の冷却・減圧（２次系使用） 原子炉への給水
原子炉補機冷却水系の回復１次系の冷却・減圧
（２次系使用）
炉心の継続的な除熱
炉心の継続的な除熱１次系の冷却・減圧
（１次系使用）１次系の冷却・減圧
（２次系使用）原子炉への給水
原子炉補機冷却水系の回復
原子炉への給水
炉心損傷に係るイベントツリー （カテゴリ５：補機冷却水の喪失）
アクシデントマネジメント策は PSA（確率論的安全評価）の結果を踏まえ
抽出していることから、ここでは PSA に用いたイベントツリーのシナリオに
沿って記述している。このため、現実的な（決定論的な）事象進展を示して
いる地震・津波評価におけるイベントツリーとは異なる部分がある。
添付 5-(6)-6
(12/12)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
炉心損傷に係るイベントツリーと防護措置の関係
カテゴリ１ カテゴリ２ カテゴリ３ カテゴリ４ カテゴリ５
機能 目的 防護措置 大破断
LOCA 中破断
LOCA 小破断
LOCA
余熱除去
系隔離弁
LOCA
蒸気発生器
伝熱管破損ATWS 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
①手動原子炉トリップ ○ ②緊急ほう酸注入 ○ ③緊急２次系冷却 ○
原子炉の 停止機能
原子炉停止 機能喪失の 影響緩和
④緊急２次系冷却の多様化 ○ 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。 ②２次系強制冷却による低圧注入 ○ ○ ○ ○
ECCS 注入 機能喪失の 影響緩和 ⑪タービンバイパス系の活用 ○ ○ ○
③２次系強制冷却による低圧再循環 ○ ○ ○ ○ ⑤水源補給による注入継続 ○ ⑪タービンバイパス系の活用 ○ ○ ○ ⑫代替再循環 ○ ○ ○ ○ ○
ECCS 再循環 機能喪失の 影響緩和
⑭代替補機冷却 ○ ④２次系強制冷却によるサンプ水冷却 ○ ○ ○ ○ ⑥代替格納容器気相冷却 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ⑪タービンバイパス系の活用 ○ ○ ○
格納容器の 除熱機能喪失の 影響緩和
⑬格納容器内自然対流冷却 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ⑦１次系注水・減圧 ○ ○ 漏えい箇所の
隔離機能喪失の 影響緩和
⑮クールダウン＆リサーキュレーション ○ ○
⑧代替給水 ○ ○ ○ ⑨２次系水源補給 ⑩フィードアンドブリード ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ⑪タービンバイパス系の活用 ○ ○ ○
炉心冷却機
能
２次系からの 除熱機能喪失の 影響緩和
Ⅱ)緊急時の 終的な除熱機能の確保 （復水ピットへの給水の多様化） ○
①電源復旧 ○ ②直流電源確保 ⑥号機間電源融通 ○
電源喪失の 影響緩和
Ⅰ)緊急時の電源確保（空冷式非常用発電
装置による給電） ○
③補機冷却水系回復 ○ 補機冷却水喪失
の影響緩和 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代替制御用空気供給
空気作動弁の作動等制御用空気が要求される場合の代替措置として有効である。
※表中、起因事象毎に有効な防護措置を○で示した。
※網掛けは、緊急安全対策また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 5-(6)-7
添付 5-(6)-8
原子炉キャビティ
加 圧 器
原 子 炉 容 器
原子炉格納容器
蒸 気 発 生 器
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。
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。
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。
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。
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。
格納容器内での事象進展に係る物理現象
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。
大破断LOCA等
炉心損傷時
起因事象：大破断LOCAATWS（出力レベル高＊（タービントリップ失敗／補助給水失敗））
（注）／：または ＊：及び
炉心冷却
失敗
成功
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
低圧注入による再循環炉心冷却
成功
失敗
格納容器健全（オ）
成功
失敗
格納容器健全（カ）
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器健全（キ）
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器隔離
炉心損傷
格納容器機能喪失
炉内水蒸気爆発による
格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
可燃性ガスの高濃度での燃焼による
格納容器破損
格納容器機能喪失
無し
発生
原子炉への給水回復
原子炉容器破損発生失敗
成功
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによるRWSP水の持ち込み
消火水スプレイによる格納容器内注水
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器スプレイの回復
成功
失敗
格納容器内液相部への蓄熱
成功
失敗
格納容器スプレイの遅い回復
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器健全（エ）格納容器健全（イ）
格納容器健全（ウ）
格納容器健全（ア）
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却へ
移行
代替格納容器冷却へ移行
(1)RWSP水の持ち込みまたは格納容器内注水に成功の場合、ベースマット溶融貫通には至らないとする。
(2)RWSP水の持ち込み及び格納容器内注水に失敗の場合、ベースマット溶融貫通で格納容器機能喪失とする。(3)原子炉への給水回復に成功の場合、原子炉容器破損には至らないとする。
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
失敗
成功
無し
発生
格納容器機能喪失
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
炉心損傷
格納容器先行破損シナリオシナリオi)
シナリオii)
炉心冷却⑥,⑬
閉じ込め② 閉じ込め①,③
閉じ込め④
閉じ込め④
格納容器機能喪失に係るイベントツリー （グループ１：大破断 LOCA 等）
添付 5-(6)-9
(1/4)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
中破断LOCA
炉心損傷時
起因事象： 中破断LOCA
（注）／：または ＊：及び
炉心冷却
失敗
成功
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
格納容器健全（カ）
成功
失敗
格納容器健全（ク）
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器健全（キ）
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器隔離
炉心損傷
格納容器機能喪失
炉内水蒸気爆発による
格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
可燃性ガスの高濃度での燃焼による
格納容器破損
格納容器機能喪失
無し
発生
原子炉への給水回復
成功 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器スプレイの回復
成功
失敗
格納容器内液相部への蓄熱
成功
失敗
格納容器スプレイの遅い回復
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器健全（エ）格納容器健全（イ）
格納容器健全（ウ）
格納容器健全（ア）
(1)RWSP水の持ち込みまたは格納容器内注水に成功の場合、ベースマット溶融貫通には至らないとする。
(2)RWSP水の持ち込み及び格納容器内注水に失敗の場合、ベースマット溶融貫通で格納容器機能喪失とする。(3)原子炉への給水回復に成功の場合、原子炉容器破損には至らないとする。
２次系強制冷却によるサンプ水冷却
失敗
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによるRWSP水の持ち込み
消火水スプレイによる格納容器内注水
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却へ
移行
代替格納容器冷却へ移行
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
失敗
成功無し
発生
格納容器機能喪失
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
炉心損傷
格納容器先行破損シナリオ
シナリオi)
シナリオii)
炉心冷却④,⑪
炉心冷却⑥,⑬
閉じ込め② 閉じ込め①,③
閉じ込め④
閉じ込め④
原子炉容器破損発生
格納容器機能喪失に係るイベントツリー （グループ 2：中破断 LOCA）
添付 5-(6)-9
(2/4)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
小破断LOCA等
炉心損傷時
起因事象：小破断LOCA余熱除去系隔離弁LOCA（F&B成功）
蒸気発生器伝熱管破損（F&B成功）
ATWS（F&B成功）
主給水喪失（F&B成功）
２次冷却系の破断（F&B成功）
過渡事象（F&B成功）
手動停止（F&B成功）
外部電源喪失（LOCA有り／F&B成功）
補機冷却水の喪失（LOCA有り／F&B成功）
（注）／：または ＊：及び
炉心冷却
失敗
成功
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
格納容器健全（カ）
成功
失敗
格納容器健全（ク）
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器健全（キ）
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器隔離
炉心損傷 格納容器機能喪失
炉内水蒸気爆発による
格納容器破損無し
発生格納容器機能喪失
可燃性ガスの高濃度での燃焼による
格納容器破損
格納容器機能喪失
無し
発生
原子炉への給水回復
失敗
成功 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器スプレイの回復
成功
失敗
格納容器内液相部への蓄熱
成功
失敗
格納容器スプレイの遅い回復
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器健全（エ）格納容器健全（イ）
格納容器健全（ウ）
格納容器健全（ア）
(1)RWSP水の持ち込みまたは格納容器内注水に成功の場合、ベースマット溶融貫通には至らないとする。
(2)RWSP水の持ち込み及び格納容器内注水に失敗の場合、ベースマット溶融貫通で格納容器機能喪失とする。(3)原子炉への給水回復に成功の場合、原子炉容器破損には至らないとする。(4)１次系強制減圧に成功の場合、デブリ分散は生じないとする。
２次系強制冷却によるサンプ水冷却
１次系強制減圧
失敗
成功
原子炉への給水回復
失敗
成功
原子炉容器破損発生
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却へ
移行
原子炉容器破損発生
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによるRWSP水の持ち込み
消火水スプレイによる格納容器内注水
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却へ
移行
代替格納容器冷却へ移行
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
失敗
成功
無し
発生
格納容器機能喪失
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損
格納容器機能喪失
格納容器への直接接触による格納容器破損
無し
発生
無し
発生
格納容器機能喪失
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによる
RWSP水の持ち込みへ移行
炉心損傷
格納容器先行破損シナリオ シナリオi)
シナリオii)
炉心冷却④,⑪
炉心冷却⑥,⑬
閉じ込め②
閉じ込め①,③
閉じ込め④
閉じ込め④
シナリオiii)-1
閉じ込め⑤
格納容器機能喪失に係るイベントツリー （グループ 3：小破断 LOCA 等）
添付 5-(6)-9
(3/4)
・二重枠は防護措置に係る手段を表す。 ・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
主給水喪失等
炉心損傷時
起因事象：余熱除去系隔離弁LOCA（隔離弁閉止成功＊F&B失敗）
ATWS（（手動トリップ失敗＊緊急ほう酸注入失敗）／F&B失敗）
主給水喪失（F&B失敗）
2次冷却系の破断（F&B失敗）
過渡事象（F&B失敗）
手動停止（F&B失敗）
外部電源喪失（LOCA無し＊F&B失敗）
補機冷却水の喪失（LOCA無し＊F&B失敗）
（注）／：または ＊：及び
炉心冷却失敗
成功
失敗
格納容器隔離
炉心損傷 格納容器機能喪失
炉内水蒸気爆発による
格納容器破損無し
発生格納容器機能喪失
可燃性ガスの高濃度での燃焼による
格納容器破損
格納容器機能喪失
無し
発生
原子炉への給水回復
失敗
成功 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却
成功
失敗
代替格納容器冷却
成功
失敗
格納容器スプレイの回復
成功
失敗
格納容器内液相部への蓄熱
成功
失敗
格納容器スプレイの遅い回復
格納容器機能喪失
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器健全（エ）格納容器健全（イ）
格納容器健全（ウ）
格納容器健全（ア）
１次系強制減圧
成功
誘因蒸気発生器伝熱管破損
原子炉容器破損発生
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによるRWSP水の持ち込み
消火水スプレイによる格納容器内注水
成功
失敗
格納容器機能喪失
格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却へ
移行
代替格納容器冷却へ移行
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
失敗
成功
無し
発生
格納容器機能喪失
炉外水蒸気爆発による格納容器破損
無し
発生
格納容器機能喪失
格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損
格納容器機能喪失
格納容器への直接接触による格納容器破損
無し
発生
無し
発生
格納容器機能喪失
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによる
RWSP水の持ち込みへ移行
無し
発生
格納容器機能喪失
ホットレグクリープ破損
原子炉容器破損発生
原子炉容器破損発生
発生
無し
高圧注入／低圧注入／格納容器スプレイによる
RWSP水の持ち込みへ移行
(1)RWSP水の持ち込みまたは格納容器内注水に成功の場合、ベースマット溶融貫通には至らないとする。
(2)RWSP水の持ち込み及び格納容器内注水に失敗の場合、ベースマット溶融貫通で格納容器機能喪失とする。(3)原子炉への給水回復に成功の場合、原子炉容器破損には至らないとする。(4)１次系強制減圧に成功の場合、デブリ分散は生じないとする。(5)１次系強制減圧に失敗の場合、原子炉への給水回復は失敗とする。
シナリオi)
シナリオii)
閉じ込め②
閉じ込め①,③
閉じ込め④
閉じ込め④
失敗
閉じ込め⑤
シナリオiii)-2
添付 5-(6)-9
(4/4)
格納容器機能喪失に係るイベントツリー （グループ 4：主給水喪失等） ・二重枠は防護措置に係る手段を表す。
・吹き出しは防護措置の識別番号（添付 5-(6)-4）を記載している。 ・冷却成功に付した片仮名は、本文のシナリオと対応している。
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
グループ１
グループ２
グループ３
グループ４
グループ５
④２次系強制冷却によるサンプ水冷却
○
○
⑥代替格納容器気相冷却
○
○
○
○
⑪タービンバイパス系の活用
○
○
格納容器の
除熱機能喪失の
影響緩和
⑬格納容器内自然対流冷却
○
○
○
○
⑦１次系注水・減圧
○
漏えい箇所の
隔離機能喪失の
影響緩和
⑮クールダウン＆リサーキュレーション
○
炉心冷却
機能
２次系からの
除熱機能喪失の
影響緩和
⑩フィードアンドブリード
○
①代替格納容器気相冷却
○
○
○
○
③格納容器内自然対流冷却
○
○
○
○
④格納容器内注水
○
○
○
○
格納容器の
除熱機能喪失の
影響緩和
⑤１次系強制減圧
○
○
格納容器隔離
機能喪失の
影響緩和
②格納容器手動隔離
○
○
○
○
放射性物質
の閉じ込め
機能
水素発生の
影響緩和
ⅳ
)水素爆発防止対策
（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有効である。
①電源復旧
②直流電源確保
⑥号機間電源融通
電源喪失の
影響緩和
Ⅰ)緊
急時
の電源
確保（空
冷式非
常用発電
装置による給電）
③補機冷却水系回復
補機冷却水喪失の
影響緩和
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
5-(6
)-4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。
※表中、グループ毎に有効な防護措置を○で示した。
※グループ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
LOC
A」及
び「蒸気発生器伝熱管破損」に同じ。
※網掛けは、緊急安全対策また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 5-(6)-10
シビアアクシデント・マネジメントの実施組織の概要
添付 5-(6)-11
中央制御室の運転員
本部長
原子炉
主任技術者
副本部長等
緊急時対策所
指示、指導、助言
支援組織
中央制御室
シビアアクシデント・マネジメントの実施組織
（原子力緊急時対策本部）
報告、連絡、相談
本部運営等
広報業務等
事故に関する情報の
整理、通報・連絡等
事故影響範囲の推
定、事故拡大の防止
のための技術評価等
事故状況の把握、事
故拡大防止のための
運転措置等
放射線測定、汚染の
除去等
応急復旧のための計
画立案、実施
総務班
広報班
情報班
安全管理班
発電班
放射線管理班
保修班
設
計基準
事象
フ
ェーズ
ⅠＡ
Ｍ
フェ
ーズ
ⅡＡ
Ｍ
運 転 員 用
設計
基準
事象
の想
定シ
ナリ
オに基づ
く操作
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
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
炉心
損傷
後の
シビ
アア
クシ
デン
ト・
マネ
ジメ
ント
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
策を
実施
する
上で
必要
な、
技術
的な
情報
／根
拠を
まと
めた
もの
支 援 組 織 用
津
波によ
って交
流電源
を供給
する全
ての設
備、海水
を使用して
原子炉
施設
を冷
却す
る全
ての
設備
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
について
定めて
いる。
シ
ビア
アク
シデ
ント
・マ
ネジ
メン
ト関
連手
順書
類の
構成
概要
大飯
発電
所電
源機
能等
喪失
時に
おけ
る原
子炉
施設
の保
全の
ため
の活
動に
係る
対応
所達
（緊
急安
全対
策）
事故
時操
作所
則
（第
二部
）
事故
時操
作所
則
（第
三部
）
手順
書移
行
事故
時影
響緩
和操
作評
価マ
ニュア
ル
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
参
考情報
炉心
損傷
添付 5-(6)-12
事故
時操
作所
則
