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1 添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 )

2 添付資料 5-6-1(2/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 )

3 添付資料 5-6-1(3/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 )

4 添付資料 5-6-1(4/8) コアデリュージノズルへ玄海 1 号機の系統構成 ( 余熱除去系 )

5 添付資料 5-6-1(5/8) 原子炉格納容器外周コンクリートポーラクレーンアニュラス部アニュラスシール蒸気発生器非常用エアーロック機器搬入口通常用エアーロック 1 次冷却材ポンプ原子炉容器玄海 1 号機の系統構成 ( 原子炉格納容器 )

6 添付資料 5-6-1(6/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 格納容器スプレイ系 )

7 添付資料 5-6-1(7/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 電源系 )

8 玄海 1 号機の系統構成 ( 補機冷却水系 ) 添付資料 5-6-1(8/8)

9 添付資料 5-6-2(1/2) 起因事象事故シーケンス炉心損傷要因 ECCS 注入 / 再循環 C/V スプレイ成功 1( 破断サイズが小さい場合 ) LOCA 大破断 LOCA 中破断 LOCA 小破断 LOCA ECCS 注入失敗炉心損傷 ECCS 注入機能喪失 ECCS 再循環失敗炉心損傷 ECCS 再循環機能喪失 C/V スプレイ失敗炉心損傷格納容器の除熱機能喪失余熱除去系隔離弁 LOCA 破断口隔離失敗 / 不能炉心損傷 SG 伝熱管破損破損 SG 隔離成功 1 破損 SG 隔離失敗フィードアンドブリード失敗炉心損傷漏えい箇所の隔離機能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 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 2 次系からの除熱機能喪失 LOCA 発生せず 1 DC 母線 1 系列喪失 LOCA 発生 2 非常用所内電源確立成功外部電源喪失非常用所内電源確立失敗 1 電源回復成功 2 LOCA 発生電源回復失敗炉心損傷 LOCA 発生せず 1 LOCA 発生せず 1 補機冷却系回復 2 安全機能のサポート機能喪失補機冷却水の喪失 LOCA 発生補機冷却系回復失敗炉心損傷圧力抑制負の反応度投入成功 1 ATWS 圧力抑制負の反応度投入失敗炉心損傷原子炉停止機能喪失 1: トランジェントへ移行 2:LOCA へ移行事象進展に係るカテゴリ分類 ( 炉心損傷 )

10 添付資料 5-6-2(2/2) 起因事象事故シーケンス格納容器破損要因 LOCA 大破断 LOCA 中破断 LOCA 小破断 LOCA 炉心損傷 R/V 下部への溶融炉心落下 R/V 破損原子炉キャビティへの落下水蒸気爆発水蒸気発生 Zr- 水反応可燃性ガスの高濃度での燃焼デブリ冠水放射線分解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 DC 母線 1 系列喪失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水蒸気 ( 崩壊熱 ) による過圧外部電源喪失高圧による溶融物落下格納容器雰囲気直接加熱補機冷却水の喪失 ATWS 格納容器への直接接触コンクリート侵食コンクリート侵食過熱雰囲気貫通部過温 SG 伝熱管破損格納容器隔離弁閉失敗格納容器隔離機能喪失余熱除去系隔離弁 LOCA 漏えい箇所の隔離失敗漏えい箇所の隔離機能喪失事象進展に係るカテゴリ分類 ( 格納容器機能喪失 )

11 添付資料 5-6-3( 表紙 ) 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 1/14 1/14 1/14 1/14 炉心冷却機能 2-1 代替注入次系強制冷却による低圧注入次系強制冷却による低圧再循環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次系注水減圧 2-8 代替給水次系水源補給 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 2/14 2/14 2/14 2/14 3/14 7/14 4/14 5/14 5/14 5/14 2/14 5/14 3/14 7/14 12/14 4/14 a-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 6/14 6/14 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 格納容器内注水次系強制減圧 7/14 8/14 7/14 7/14 9/14 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 ) 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 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 10/14 11/14 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/

12 添付資料 5-6-3(1/14) 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)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手動起動する 1-3: 緊急 2 次系冷却 1-1 原子炉の手動停止 ( 手動で制御棒を挿入 ) (制御棒蒸気発生器次系による炉心発生熱の除去失敗時)原子炉 1 次冷却材ポンプ補助給水ポンプ充てんポンプほう酸タンク 1-2 充てんポンプ等による高濃度ほう酸水の注入ほう酸ポンプ (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蒸気発生器次系による炉心発生熱の除去主給水ポンプ補助給水ポンプ原子炉 1 次冷却材ポンプ

13 加圧器添付資料 5-6-3(2/14) 2. 炉心冷却機能に係る対策 (1) LOCA が発生した場合は ECCS が自動起動し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: 代替注入スプレイリング格納容器スプレイ冷却器 RWST 原子炉格納容器格納容器スプレイポンプ蒸気発生器原子炉容器高圧注入ポンプ余熱除去冷却器充てんポンプ余熱除去ポンプ格納容器再循環サンプさらに原子炉が高圧状態にある場合に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) 主蒸気大気放出弁を使用し 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) 主蒸気大気放出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主蒸気大気放出弁手動開による 2 次系強制冷却復水器タービンバイパス弁 2-11 主蒸気大気放出弁手動開失敗時タービンバイパス弁手動開補助給水ポンプスプレイリング原子炉格納容器圧発生器器主蒸気大気放出弁原子炉容器加RWST 格納容器スプレイ冷却器格納容器スプレイポンプ高圧注入ポンプ余熱除去冷却器余熱除去ポンプ格納容器再循環サンプ

14 加圧器添付資料 5-6-3(3/14) 2. 炉心冷却機能に係る対策 (2) LOCA が発生した場合は ECCS が自動起動し 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再循環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 の水源の切り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スプレイリング格納容器スプレイ冷却器 RWST 補給水源原子炉格納容器格納容器スプレイポンプ蒸気発生器原子炉容器高圧注入ポンプ余熱除去冷却器余熱除去ポンプ格納容器再循環サンプ万一再循環に失敗した場合は加圧原子炉格納容器器蒸気 (2) 代替再循環ポンプを用いて再循環する 2-12: 代替再循環 RWST 補給水源高圧注入ポンプ発生器原子炉容器余熱除去冷却器余熱除去ポンプ再循環失敗代替再循環ポンプ格納容器再循環サンプ代替再循環に係る設備変更については添付資料に示す

15 加圧添付資料 5-6-3(4/14) 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大気放出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 次系注水減圧原子炉格納容器加圧器逃がし弁主蒸気大気放出弁蒸気発生器 ( 健全側 ) 主蒸気大気放出弁手動開によるサブクール確保加圧器逃がし弁手動開による 1 次系の減圧原子炉容器器加圧器逃がしタンク補助給水ポンプ RWST 高圧注入ポンプ余熱除去冷却器余熱除去ポンプ ECCS 手動起動による 1 次冷却系への注入確保 (2) 常用系機器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 RWST 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 2-15: クールダウン & リサーキュレーション原子炉格納容器主蒸気大気放出弁タービンバイパス弁加圧器逃がし弁加圧器スプレイ / 補助スプレイ加圧器加圧器逃がしタンク復水器蒸気発生器 ( 健全側 ) 補助給水ポンプ高圧注入ポンプ RWST 補給水源余熱除去ポンプ原子炉容器余熱除去冷却器充てんポンプ格納容器再循環サンプ

16 添付資料 5-6-3(5/14) 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大気放出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使用する 2-11: タービンバイパス系の活用主蒸気大気放出弁原子炉格納容器主蒸気大気放出弁主給水系による代替給水補給水源復水タンク 2-9 復水タンクへ他の水源からの補給 2-8 主給水ポンプ補助給水ポンプ原子炉格納容器加圧器逃がし弁加圧器万一 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手動開弁する 2-10: フィードアンドブリード蒸気発生器原子炉容器加圧器蒸気発生器原子炉容器主蒸気大気放出弁補助給水ポンプ主給水ポンプタービンバイパス弁 RWST 復水器 2-11 主蒸気大気放出弁手動開失敗時タービンバイパス弁手動開高圧注入ポンプ加圧器逃がしタンク格納容器再循環サンプ

17 加圧器加圧器添付資料 5-6-3(6/14) 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 ) 原子炉格納容器主蒸気大気放出弁蒸気発生器ろ過水貯蔵タンク原子炉容器タービン動補助給水ポンプ復水タンク仮設ポンプ仮設ポンプ 2 次系純水タンク中間受槽池又は海 (6) 仮設ポンプ等を使用して SG に給水して主蒸気ドレンラインから排水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原子炉格納容器主蒸気大気放出弁蒸気発生器排水ろ過水貯蔵タンク原子炉容器仮設ポンプ仮設ポンプ中間受槽池又は海

18 添付資料 5-6-3(7/14) 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蒸気発生器加圧器スプレイリング原子炉格納容器常用格納容器冷却系格納容器再循環ファン原子炉容器 CCW 格納容器再循環ユニット CCW 3-1 格納容器再循環ファンを手動起動ファンの起動に失敗した場合 3-3 空調冷却器に CCW を通水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: 格納容器内注水スプレイリングろ過水貯蔵タンク原子炉格納容器蒸気発生器加圧器消火ポンプ格納容器スプレイポンプ原子炉容器格納容器スプレイ冷却器デブリ格納容器再循環サンプ格納容器内自然対流冷却格納容器内注水に係る設備変更については添付資料に示す

19 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 (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 M 原子炉容器格納容器隔離弁

20 添付資料 5-6-3(9/14) 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は (1) 加圧器逃がし弁を手動開弁して原子炉を減圧する 3-5:1 次系強制減圧原子炉格納容器加圧器逃がし弁加圧器原子炉容器蒸気発生器補助給水ポンプ主給水ポンプ高圧注入ポンプ RWST 加圧器逃がしタンク

21 添付資料 5-6-3(10/14) 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再循環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排気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) アニュラス排気ファンに代替電源 ( 高圧発電機車移動式大容量発電機 ) から給電しアニュラス空気再循環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 ) c-1: 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2: 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 外部遮へい原子炉格納容器排気筒 b-1 アニュラス空気再循環設備により排気筒より放出蒸気発生器加圧器原子炉容器空調ユニット M c-1 c-2 代替電源から仮設ケーブルをつなぎこみ給電仮設ケーブル代替電源アニュラス部非常用母線

22 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 (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: 直流電源確保外部電源喪失起動変圧器予備変圧器しゃ断器 4-2 事象収束に不要な直流電源負荷の切り離し蓄電池設備非常用母線 C 安全系補機直流補機用電源制御電源 D/G 非常用母線 D 安全系補機非常用ディーゼル発電機 D/G 4-1 外部電源非常用ディーゼル発電機の復旧 (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 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)D/G 盤又は動力変圧器高圧側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 ) (5) 接続箱へ移動式大容量発電機を繋ぎ込み給電する c-2: 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 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 ) 起動変圧器予備変圧器 c-1 D/G 盤又は動力変圧器高圧側へ高圧発電機車から給電非常用母線 C 炉心冷却に必要な負荷しゃ断器非常用母線 D 接続箱電源融通経路移動式大容量発電機非常用母線 C D/G 運転に必要な負荷非常用母線 D 隣接プラントで使用する負荷高圧発電機車 D/G D/G c-2 接続箱へ移動式大容量発電機から給電 D/G 4-6 隣接する原子炉施設から交流電源を融通 D/G

23 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 (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供給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 CCW サージタンク補給水源 CCW 冷却器余熱除去冷却器格納容器スプレイ冷却器海水系 CCW ポンプ常用補機 ( 格納容器再循環ユニット等 ) その他の安全系補機充てんポンプ高圧注入ポンプ余熱除去ポンプ格納容器スプレイポンプ (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余熱除去ポンプ CCW 冷却器 CCW ポンプコントロールタワー空調用冷凍機空調用冷水系統コントロールタワー空調用冷水ポンプ CCW 系統代替補機冷却に係る設備変更については添付資料に示す

24 添付資料 5-6-3(13/14) 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制御用空気系 A 制御用空気系 B 供給先安全機能を有する計装系や空気作動弁等バックアップ所内用空気系供給先

25 添付資料 5-6-3(14/14) 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ろ過水貯蔵タンク 2 次系純水タンク仮設ポンプ仮設ポンプ燃料取替用水補助タンク中間受槽池又は海燃料取替用水タンク使用済燃料ピット

26 添付資料 5-6-4(1/4) 玄海 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 1 設置時期 2 原子炉停止機能炉心冷却機能原子炉停止機能喪失の影響緩和 ECCS 注入機能喪失の影響緩和 ECCS 再循環機能喪失の影響緩和格納容器の除熱機能喪失の影響緩和 1-1 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 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 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 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 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 2-12 代替再循環既存設備の利用代替再循環ポンプ及び同ポンプから余熱除去系への連絡配管並びに代替再循環ポンプモータ冷余熱除去系原子炉補機冷却水系海水系却水配管の設置手順書の整備代替再循環ポンプ代替再循環ポンプ - 余熱除去系統連絡配管代替再循環ポンプモータ冷却水配管 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及び隔離弁の追設手順書の整備イイイイ空調用冷水系海水系イ原子炉補機冷却水系への供給戻り連絡配管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 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 2-13 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格納容器空気再循環系原子炉補機冷却水系海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 19 回定検ロ第 18 回定検イイロ第 18,19 回定検備考 : 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 ) 2: 設備変更を実施した防護措置に係る設置時期

27 添付資料 5-6-4(2/4) 玄海 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 1 設置時期 2 炉心冷却機能安全機能のサポート機能漏えい箇所の隔離機能喪失の影響緩和 2 次系からの除熱機能喪失の影響緩和電源喪失の影響緩和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 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水系海水系 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 a-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補助給水系 2 次系純水タンクろ過イ水貯蔵タンク中間受槽仮設ポンプ及び仮設ホースハ平成 23 年 4 月既存設備の利用仮設ポンプ及び仮設ホースの配備手ろ過水貯蔵タンク中間受槽イ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 c-1 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 既存設備の利用高圧発電機車及び電源ケーブルの配備所内電源系イ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 月既存設備の利用移動式大容量発電機接続箱及び電源所内電源系イケーブルの配備手順書の整備移動式大容量発電機及び電源ケーブルニ平成 24 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系海水系 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及び隔離弁の追設手順書の整備制御用空気喪失の影響緩和イイイ空調用冷水系海水系イ原子炉補機冷却水系への供給戻り連絡配管 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ロ第 18 回定検備考 : 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 ) 2: 設備変更を実施した防護措置に係る設置時期 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

28 添付資料 5-6-4(3/4) 玄海 1 号機防護措置の整備状況 ( 格納容器機能喪失防止 ) 機能目的防護措置対策概要主要な系統等 1 設置時期 2 放射性物質の閉じ込め機能安全機能のサポート機能格納容器の除熱機能喪失の影響緩和格納容器隔離機能喪失の影響緩和水素発生の影響緩和電源喪失の影響緩和 3-1 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 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格納容器空気再循環系原子炉補機冷却水系海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 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並びに原子炉キャビティへの浸水性向上のため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イイ消火水系格納容器スプレイ系イ消火水系 - 格納容器スプレイ系連絡配管積算流量計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 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 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 c-1 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) ロ第 18,19 回定検ロ第 19 回定検既存設備の利用高圧発電機車及び電源ケーブルの配備所内電源系イ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 月既存設備の利用移動式大容量発電機接続箱及び電源所内電源系イケーブルの配備手順書の整備移動式大容量発電機及び電源ケーブルニ平成 24 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系海水系 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及び隔離弁の追設手順書の整備制御用空気喪失の影響緩和イ空調用冷水系海水系イ原子炉補機冷却水系への供給戻り連絡配管 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ロ第 18 回定検備考 : 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 ) 2: 設備変更を実施した防護措置に係る設置時期 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

29 添付資料 5-6-4(4/4) 玄海 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 1 設置時期 2 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燃料取替用水系 2 次系純水タンクイろ過水貯蔵タンク中間受槽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その他 d-3 緊急時における発電所構内通信手段既存通信設備 ( ページング設備 ) の利用携帯型有線通ページング設備イ事故対応環境等の確保話装置 ( 乾電池式 ) の配備携帯型有線通話装置ハ平成 23 年 6 月の強化 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高線量対応防護服平成 23 年 6 月備 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 : 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 ) 2: 設備変更を実施した防護措置に係る設置時期 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

30 ン1 M M 2 代替再循環ライ添付資料 5-6-5(1/4) C/V 内 C/V 外原子炉容器 A ループ高温配管格納容器再循環サンプ M M M M M M M 3 M M M 玄海 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 ) M A 余熱除去冷却器 A 余熱除去ポンプ M B ループ低温配管原子炉容器 B ループ高温配管格納容器再循環サンプ B 余熱除去冷却器 B 余熱除去ポンプ CCWS 供給母管 C/V 再循環ユニット主な設備変更内容 CCWS 戻り母管 C/V 再循環ユニット代替再循環ポンプ 1 代替再循環ポンプの追設モータ冷却水ライン 2 代替再循環ポンプ余熱除去系連絡配管の接続ラインの追設 3 代替再循環ポンプモータ冷却水ライン ( 供給戻り ) の追設

31 添付資料 5-6-5(2/4) CCW 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 ) CCW 冷却器主な設備変更内容 1 空調用冷水の供給戻りラインの追設 2 CCWS の隔離弁の追設供給母管 2 CCW ポンプ戻り母管 1 1 凡例 : クイックカップラ F F : 流量計 A 余熱除去ポンプ ( 低圧注入ポンプ ) 空調用冷水膨張タンク供給母管コントロールタワー空調用冷凍機コントロールタワー空調用冷水ポンプ戻り母管玄海 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 )

32 主な設備変更内容 1N 2 ボンベ CCW サージタンク加圧ラインの追設 1 2 薬品添加口 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凡例 N 2 ボンベ P P ドCCW サージタンク : クイックカップラ P : 圧力計 F : 流量計 CCW 冷却器 3 P 格納容器再循環ユニット M M F 供給母管 CCW ポンプ 4 戻り母管玄海 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 ) N 2 マニホール添付資料 5-6-5(3/4)

33 添付資料 5-6-5(4/4) 原子炉格納容器燃料取替用水タンクろ過水貯蔵タンクろ過水貯蔵タンクスプレイリング M F 格納容器スプレイ冷却器ガスタービン消火ポンプ M F 格納容器スプレイポンプ各消火用水系統へ F M M 電動消火ポンプ主な設備変更内容 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 3 炉内計装用シンブル配管室への浸水経路の確保凡例 F : 流量計玄海 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 )

34 カテゴリ 1 カテゴリ 2 カテゴリ 3 機能原子炉停止機1-3 緊急 2 次系冷却能炉心冷却機能全機能のサポート機能添付資料 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 (1/2) 目的防護措置原子炉停止機能喪失の影響緩和大破断 LOCA 中破断 LOCA 小破断 LOCA 余熱除去系隔離弁 LOCA SG 伝熱管破損 1-1 手動原子炉トリップ 1-2 緊急ほう酸注入 1-4 緊急 2 次系冷却の多様化 ATWS ECCS 注入機能喪失の影響緩和 ECCS 再循環機能喪失の影響緩和 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次系強制冷却による低圧注入 2-11 タービンバイパス系の活用次系強制冷却による低圧再循環 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 2-12 代替再循環格納容器の除熱機能喪失の影響緩和漏えい箇所の隔離機能喪失の影響緩和 2 次系からの除熱機能喪失の影響緩和 2-14 代替補機冷却次系強制冷却によるサンプ水冷却 2-6 代替格納容器気相冷却 2-11 タービンバイパス系の活用 2-13 格納容器内自然対流冷却次系注水減圧 2-15 クールダウン & リサーキュレーション 2-8 代替給水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次系水源補給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 2-11 タービンバイパス系の活用 a-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電源喪失の影響緩和安補機冷却水喪失の影響緩和 4-5 代替補機冷却制御用空気喪失の影響緩和 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 c-1 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 4-3 補機冷却水系回復 4-4 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防護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

35 カテゴリ 4 カテゴリ 5 機能原子炉停止機1-3 緊急 2 次系冷却能炉心冷却機能全機能のサポート機能添付資料 5-6-6(2/2) 炉心損傷に係るイベントツリーと防護措置の関係 (2/2) 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 系列喪失原子炉停止機能喪失の影響緩和 ECCS 注入機能喪失の影響緩和 ECCS 再循環機能喪失の影響緩和 1-1 手動原子炉トリップ 1-2 緊急ほう酸注入 1-4 緊急 2 次系冷却の多様化 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 2-1 代替注入護措置として有効である次系強制冷却による低圧注入 2-11 タービンバイパス系の活用次系強制冷却による低圧再循環 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 2-12 代替再循環 2-14 代替補機冷却格納容器の除熱機能喪失の影響緩和漏えい箇所の隔離機能喪失の影響緩和 2 次系からの除熱機能喪失の影響緩和次系強制冷却によるサンプ水冷却 2-6 代替格納容器気相冷却 2-11 タービンバイパス系の活用 2-13 格納容器内自然対流冷却次系注水減圧 2-15 クールダウン & リサーキュレーション 2-8 代替給水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次系水源補給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 2-11 タービンバイパス系の活用 a-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電源喪失の影響緩和安補機冷却水喪失の影響緩和 4-5 代替補機冷却 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 c-1 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) 4-3 補機冷却水系回復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等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

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器格納容器雰囲気直接加熱格納容器直接接触 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

36 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器格納容器雰囲気直接加熱格納容器直接接触 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原子炉格納容器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 ) 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圧器原子炉キャビティ加蒸気発生器原子炉容添付資料 5-6-7

37 添付資料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 (SG 伝熱管破損等 ) 次系強制冷却によるサンプ水冷却格納容器の除熱機能喪失の影響緩和 2-6 代替格納容器気相冷却 2-11 タービンバイパス系の活用炉心冷却機能 2-13 格納容器内自然対流冷却漏えい箇所の隔離機能喪失の影響緩和次系注水減圧 2-15 クールダウン & リサーキュレーション 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 3-1 代替格納容器気相冷却放射性物質の閉じ込め機能格納容器の除熱機能喪失の影響緩和 3-3 格納容器内自然対流冷却 3-4 格納容器内注水次系強制減圧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有効である 4-1 電源復旧 4-2 直流電源確保安全機能のサポート機能電源喪失の影響緩和 4-6 号機間電源融通 c-1 緊急時の電源確保 ( 高圧発電機車の配備 ) c-2 緊急時の電源確保 ( 移動式大容量発電機の配備 ) サポート機能が喪失している場合は添付資料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補機冷却水喪失の影響緩和 4-3 補機冷却水系回復 4-5 代替補機冷却制御用空気喪失の影響緩和 4-4 代替制御用空気供給表中カテゴリ毎に有効な防護措置をで示した格納容器機能喪失カテゴリ 5 は添付資料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 SG 伝熱管破損に同じ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

38 添付資料発電所対策本部中央制御室中央制御室の運転員指示指導助言報告連絡相談緊急時対策所支援組織総括班情報の整理通報連絡等運転支援班事故拡大防止の運転措置及び保安上の技術的支援運転班事故拡大防止に必要な運転上の措置等本部長副本部長等安全管理班放射線測定汚染の除去等原子炉主任技術者保修班発電設備の応急復旧計画策定措置等 ( 運転支援班長 ) 広報班広報業務等総務班資材の補給緊急医療対応等土木建築班土木建築設備の応急措置計画策定措置原子力訓練センター班研修生等の避難誘導防護措置の実施組織及び体制の概要

39 設計基準事象炉心損傷運転基準緊急処置編フェーズ ⅠAM フェーズ ⅡAM 運運転基準緊急処置編 ( 第二部 ) 手順書移行運転基準緊急処置編 ( 第三部 ) 設計基準事象の想定シナリオに基づく対応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対応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対応手順を記載アクシデントマネジメントガイドライン参考情報知識データベース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 ( 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防護措置の手順書類の構成概要転員用支援組織用添付資料

添付資料 5-6-1(1/8) 川内 2 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 2 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 排気筒原子炉格納施設原子炉格納容器格納容器ポーラクレーン