福島第二原子力発電所の事故収束の教訓
平成２８年１月２８日
東京電力株式会社
川村 慎一
本資料には，東京電力株式会社また はその他の企業の秘密情報が含ま れている可能性があります。当社の 許可なく本資料の複製物を作成する こと，本資料の内容を本来の目的以 外に使用すること，ならびに第三者 に開示，公開する行為を禁止します。 東京電力株式会社発電所の概要及びレイアウト
発電所のレイアウト 発電所の概要 位置：東京から北東に約210km 楢葉町に1，2号機， 富岡町に3，4号機 敷地： 1.5km２ 南北に1.5km，東西に1km 原子炉形式： 沸騰水型軽水炉（BWR5） 熱出力： 329.3 万ｋW × 4基 電気出力：110.0 万ｋW × 4基沸騰水型軽水炉 (BWR5)の主要設備
海水 海水熱交換器建屋 RHRCポンプ RHRSポンプ RHRポンプ 原子炉格納容器 低圧タービン 高圧タービン 高圧復水 ポンプ 給水ポンプ (タービン駆動) 給水ポンプ (モータ駆動) 発電機 主変圧器 送電線 復水貯蔵タンク 低圧復水 ポンプ 復水器 復水器 復水器 タービン建屋 海水 圧力抑制室 主蒸気隔離弁 RCIC 主蒸気逃し安全弁 原子炉 圧力容器 原子炉建屋 MUWC ポンプ 循環水 ポンプ東北地方太平洋沖地震
発生日時：2011年3月11日14:46 発生場所：三陸沖 (北緯 38.1度，東経 142.9 度)，深さ: 24 km マグニチュード：9.0 震度(気象庁発表)：楢葉町，富岡町，大熊町，双葉町で震度6強 震源位置と原子力発電所 地震発生前，福島第二原子力発電所で は，１～4号機の全号機が定格熱出力 で運転中 全号機が「地震加速度大」を検出し， 自動停止※ 福島第二で観測された最大加速度は 水平方向277gal※1，上下方向305gal※2 （※1 ３号機原子炉建屋最地下階） （※2 １号機原子炉建屋最地下階） ※設定値は原子炉建屋最地下階で水平方向135gal，上下 方向100gal 福島第二原子力発電所１号機残留熱除去系熱交換器 １号機中央制御室空調用コンデンサ １号機残留熱除去系ポンプ
１号機ほう酸水注入系のタンクとポンプ １号機制御棒駆動機構ポンプ １号機水圧制御ユニット
津波の到達
津波撮影ポイント
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津波浸水被害（その１）
浸水 浸水なし 原子炉 建屋 ３号機 タービン建屋 ２号機 タービン建屋 タービン建屋１号機 原子炉 建屋 原子炉 建屋 原子炉 建屋 【3号機タービン建屋】 海水熱交換器建屋からケーブルト レンチを通り，地下階へ浸水 【廃棄物処理建屋】 １階から浸水 【免震重要棟】 １階から浸水 【事務本館】 浸水なし 4号 3号 2号 1号 ©GeoEye/日本ｽﾍﾟｰｽｲﾒｰｼﾞﾝｸﾞ 【1号機原子炉建屋】 １階の給気口から浸水 ２号機海水熱交換器建屋 浸水高：海抜７ｍ 敷地高さ：海抜 4m 敷地高さ 海抜12m 【海水熱交換器建屋】 機器搬入口が津波により破壊 1階以下が浸水 １号機タービン建屋 浸水高：海抜15.9ｍ ©GeoEye/日本ｽﾍﾟｰｽｲﾒｰｼﾞﾝｸﾞ 【原子炉建屋】 ２～４号機浸水なし 【タービン建屋】 ２，４号機浸水なし ４号機 タービン建屋 １号機 ２号機 ３号機 ４号機 唯一3号機南側 1階の電源盤，ポンプ機能は健全津波浸水被害（その２）
・・ ※１号機 原子炉建屋付属棟へ非常用 ディーゼル発電機給気口等 から浸水 防波堤 海抜 0m 海水熱交換器建屋 電源盤 海抜 12m 機器ハッチ 海水ポンプ 冷却系ポンプ 電源盤 浸水防止構造の搬入口 １号機非常用ディーゼル発電機 非常用送風機 海抜 4m 敷地高さ 浸水高: 海抜 約15m １号機非常用ディーゼル発電機 １号機 原子炉建屋 ※２～４号機 原子炉建屋付属棟への浸水は ほとんどなし ※全号機 （３号機南側海水熱 交換器建屋除く） 機器搬入口が津波に より破壊され，建屋 へ浸水 浸水高:海抜 約7m D/G 1号機非常用ディーゼル発電機 給気口１，２，４号機が原子炉除熱機能喪失 （原災法第１０条該当） 設備 １号機 ２号機 ３号機 ４号機 RHR(A) 電源及び補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 RHRC/RHRS(A/C) 電源及び電動機機能喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源及び電動機機能喪失による起動不可 EECW(A) 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源及び電動機機能喪失による起動不可 LPCS LPCS 電源及び補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 ：健全 D/G(A) D/G(A) 被水による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 RHR(B) 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 待機 補機冷却系喪失による起動不可 RHRC/RHRS(B/D) 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源喪失による起動不可 待機 電源及び電動機機能喪失による起動不可 EECW(B) 電源及び電動機機能喪失による起動不可 電源喪失による起動不可 運転 電源喪失による起動不可 D/G(B) D/G(B) 被水による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 運転 補機冷却系喪失による起動不可 RHR（C) RHR(C) 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 待機 補機冷却系喪失による起動不可 CUW CUW 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 ＦＰＣ FPC 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 補機冷却系喪失による起動不可 MUWC MUWC 待機 待機 待機 待機 RCIC RCIC 待機 待機 待機 待機 代替注 水・その 他 B系 ：間接的要因 ：直接被水による機能喪失 （補機冷却系・電源水没） による機能喪失 A系 RHR(A)系統 RHR(B)系統
津波直後の原子炉注水・冷却設備等の状態
ＲＨＲ ：残留熱除去系 ＲＨＲC : 残留熱除去機器冷却系 ＲＨＲS : 残留熱除去機器冷却海水系 ＥＥＣＷ：非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電設備冷却系 ＬＰＣＳ：低圧炉心スプレイ系 Ｄ／Ｇ ：非常用ディーゼル発電機 ＣＵＷ ：原子炉冷却材浄化系 ＦＰＣ ：燃料プール冷却浄化系 ＭＵＷＣ：復水補給水系 ＲＣＩＣ：原子炉隔離時冷却系健全 直接被水に よる機能喪失 設備 状態 設備 状態 設備 状態 設備 状態 M/C 1C 水没 M/C 2C 運転 M/C 3C 運転 M/C 4C 運転 M/C 1D 運転 M/C 2D 運転 M/C 3D 運転 M/C 4D 運転 M/C 1H 水没 M/C 2H 運転 M/C 3H 運転 M/C 4H 運転 P/C 1C-1 水没 P/C 2C-1 運転 P/C 3C-1 運転 P/C 4C-1 運転 P/C 1C-2 水没 P/C 2C-2 水没 P/C 3C-2 水没 P/C 4C-2 水没 P/C 1D-1 運転 P/C 2D-1 運転 P/C 3D-1 運転 P/C 4D-1 運転 P/C 1D-2 水没 P/C 2D-2 水没 P/C 3D-2 運転 P/C 4D-2 水没 ２号機 ３号機 ４号機 （ Ｐ ／ Ｃ ） 非 常 用 パ ワ ー セ ン タ （ M / C ） 非 常 用 高 圧 電 源 盤 １号機 青色枠にある電源盤（Ｐ／Ｃ）は，海側の熱交換器建屋内に設置 冷却装置の動力源は，P/C 3D-2を除いて全て機能喪失
津波直後の電源盤の状態
原子炉除熱機能の喪失／運転操作による事象進展緩和
津波後，１，２，４号機の原子炉除熱のため のポンプ（電動機）が被水・使用不能※ⅰ （※ⅰ：原災法第１０条（原子炉除熱機能喪失）該当） 事故時運転操作手順書（徴候ベース）を活用 し，RCICからの高圧注水によって原子炉水 位を維持しつつ逃し安全弁にて原子炉を減圧 ただし，原子炉からの蒸気で圧力抑制室水温 １００℃超えが発生※ⅱ （※ⅱ：原災法第１５条（圧力抑制機能喪失）該当） 低圧注水可能な圧力まで原子炉減圧後に MUWCによる代替注水で原子炉水位を維持 MUWCによる代替格納容器スプレイで格納 容器内圧力上昇を緩和 原子炉建屋 海水 蒸気 復水貯蔵タンク RPV 海水熱交換器建屋 減圧操作 温度上昇 電源喪失・ 電動機被水 機器冷却不能 RHRCポンプ RHRSポンプ RHRポンプ RCIC MUWC 主蒸気 隔離弁 圧力抑制室 水 原子炉格納容器 逃し安全弁 略語説明 ＲＣＩＣ：原子炉隔離時冷却系 ＭＵＷＣ：復水補給水系 ＲＨＲ ：残留熱除去系 ＲＨＲC : 残留熱除去機器冷却系 ＲＨＲS : 残留熱除去機器冷却海水系 電源喪失運転操作による事象進展緩和の効果（１号機の例）
-1000 -500 0 500 1000 1500 3/11 3/13 3/15 3/17 3/19 （mm） オーバースケール 0 1 2 3 4 5 6 7 8 3/11 3/13 3/15 3/17 3/19 （MPa[gage]） 原子炉圧力 原子炉水位 3/11 15:55 原子炉減圧開始(SRV自動開) 3/11 15:55 原子炉減圧開始(SRV自動開) 3/14 10:05～ RHR(B)による低圧注水及 び圧力抑制室スプレイ 3/14 17:00 冷温停止 3/11 15:36 - 3/12 4:58 RCIC起動 3/12 0:00 MUWCによる 代替注水開始 有効燃料頂部は －４１９６mm 0 20 40 60 80 100 120 140（℃） 3/12 06:20～07:45 FCS冷却水によるS/C注水 3/12 07:10 ドライウェルスプレイ 3/12 07:37 圧力抑制室スプレイ 3/13 11:32～13:26 14:29～14:37 ドライウェルスプレイ 0 50 100 150 200 250 300 3/11 3/13 3/15 3/17 3/19 （kPa[gage]） 圧力抑制室温度 圧力抑制室圧力 3/14 01:24 RHR(B)起動 （圧力抑制室スプレイ） 3/17 20:03～20:20 復水貯蔵タンク経由 から圧力抑制室への 水移送 3/13 11:32～13:26 14:29～14:37 ドライウェルスプレイ 3/12 06:20～07:45 FCS冷却水による圧力抑制室注水 3/12 07:10 ドライウェルスプレイ 3/12 07:37 圧力抑制室スプレイ運転操作における緊急時対応の教訓
運転員が監視・操作に集中できるようにすること
運転経験を有する要員を発電所対策組織から中央制御室に派遣し，対策組織と の連絡調整役を担わせることで，運転員が監視・操作に集中できた
運転員の判断を再確認して確実性を高めること
作業管理班（運転班のひとつ）が，地震直後に中央制御室へ参集し，運転の知 識と経験を有する要員による支援が可能になった
中央制御室と発電所対策組織が，共通の認識を持つこと
アナウンスによる情報の共有，掲示による見える化等によって，全対応要員が 共通の認識を維持できるようにした これによって，一つの戦略のもとで指揮命令系統を一貫させることができた中央制御室に適切な支援を行うとともに，指揮命令系統の一貫性を確保
運転操作における緊急時対応の教訓（続き）
原子炉注水で実行された戦略
最初の対応手段（RCIC）による注水確保後は，減圧を速やかに実行し，複数 の代替手段が取り得る低圧注水へ移行
原子炉格納容器冷却の戦略
格納容器内に水をスプレイすることで，温度・圧力の上昇抑制を図りつつ，さ らにその代替手段として，炉心損傷前ベントによる冷却も検討・準備
前提としてデータによる状況把握と推移予測が重要
格納容器圧力上昇予測 監視機能を失った福島第一との大きな違い状況把握と推移予測に基づき，対応手段の代替可能性を常に増す戦略
現場の被害状況確認
（３月１１日深夜）
現場確認を行う上での困難
津波警報が継続する中，大量の瓦礫が散乱し開口部や水没部のある暗闇の現場 に入り、被害状況を特定する必要あり さらなる津波に備え，所員の緊急避難態勢を含む安全対策を講じた上で現場確 認を実施 しかしながら，震災から６時間以上は海側の現場にアクセス不能
津波後の現場確認
現場確認を行い，設備の破損状況を確認 現場確認結果を緊急対策室で集約，共有 優先すべき復旧対象を決定（RHR(B)系統） 被水したRHRC，EECWポンプの電動機交換 被水した電源盤に代わり，生き残った電源盤や， 電源車から仮設ケーブルで給電多くの機器が損傷している状況で，短時間で効率的に除熱機能を
回復できるか検討し，機器復旧の優先順位を決定
復旧機材の緊急調達
（３月１２日）
資材や機器の調達
交換用の電動機，電力ケーブル，電源車，軽油，移動用変圧器を緊急調達（本 店と発電所の連絡が奏功） 電動機は東芝の工場から空輸と，柏崎刈羽原子力発電所からトラックによる搬 送を実施
調達の際の困難
国道６号線の寸断や，輸送部隊と発電所対策本部の通信が滞る困難も経験 電源車 復旧資材のリスト化 発電所に運び込まれた燃料仮設電源の供給と電動機の交換
（３月１３日）
廃棄物処理建屋 免震重要棟 事務本館 ４号機海水熱 交換器建屋 ４号機 原子炉 建屋 電源車 (500kVA) 仮設ケーブル 電源車 (500kVA) 6.6kV/480V変圧器 6.6kV/480V 変圧器 ３号機海水熱 交換器建屋 ２号機海水熱 交換器建屋 １号機海水熱 交換器建屋 ４号機 タービン 建屋 ３号機 原子炉 建屋 ３号機 タービン 建屋 ２号機 原子炉 建屋 ２号機 タービン 建屋 １号機 原子炉 建屋 １号機 タービン 建屋 総延長９ｋｍの仮設ケーブルの大半を 約２００名の所員の手で１日で敷設 廃棄物処理建屋電源盤から の電源供給 RHRCポンプ電動機への 仮設ケーブル接続 電源車からの電源供給海水 冷却水 復水貯蔵タンク RPV 原子炉建屋 海水熱交換建屋 逃し安全弁を開け て冷却水経路構成 RHRCポンプ RHRSポンプ RHRポンプ RCIC MUWC 圧力抑制室
冷却系復旧による原子炉冷温停止
（３月１４～１５日）
原子炉をより効果的に冷却するた め，緊急冷却手順を決定し，新た なループ経路を形成 圧力抑制室 RHR ポンプ RHR熱交換器 原子炉注水 逃し安全弁 圧力抑制室 この手順によって，３月１５日 7:15に全号機において冷温停止を 達成 さまざまな努力により 原子炉の冷温停止を達成 略語説明 ＲＣＩＣ：原子炉隔離時冷却系 ＭＵＷＣ：復水補給水系 ＲＨＲ ：残留熱除去系 ＲＨＲC : 残留熱除去機器冷却系 ＲＨＲS : 残留熱除去機器冷却海水系 主蒸気隔離弁 原子炉格納容器 電源復旧・ 電動機交換 機器冷却 可能 電源復旧冷温停止後の設備復旧継続による安全維持
４号機 残留熱除去機器冷却系ポンプ（Ａ） 本設ケーブルへの切替後 仮設ケーブル 本設ケーブル 残留熱除去機器 冷却系（A）電動機 １号機 電源盤（P/C 1C-1)据付作業 １号機 電源盤（P/C 1C-1)据付後 ３号機 海水熱交換器建屋 地下１階⇔１階 復旧状況 １号機 非常用ディーゼル発電機（A） 復旧作業 ディーゼル機関 残留熱除去機器冷却 海水系（Ｂ系）電動機 ポンプ １号機 残留熱除去機 器冷却海水系（Ｂ） 電動機の据付作業 安全な停止状態維持のために，冷温停止後もバックアップ設備の復旧，仮 設設備の本設復旧を継続し，４号機は平成２４年５月１７日， ３号機は 平成２４年１０月１１日， ２号機は平成２５年２月１５日， １号機は平 成２５年５月３０日に本設復旧完了 浸水高→復旧作業における教訓
復旧優先順位の明確化
現場調査で被害状況を確認し，比較的早期に復旧の優先順位を明確に定めるこ とができた
現場活動の安全確保
津波警報，瓦礫，開口部がある暗闇，本設通信設備の被害等により，現場調査 要員の安全確保に手間取った 今後は，緊急時の現場活動を想定し，安全確保の手段をあらかじめ考えておく ことが重要
恒設設備による初期対応
恒設設備を用いた原子炉への代替注水で当座の安全確保を行うことで，復旧対 応の時間を稼ぐことができた 緊急事態の初期には，被害現場での状況調査や復旧活動が制約を受ける可能性， 休日・夜間など対応要員が限定される場合も想定し，初動から一定時間は現場 活動に期待できなくても対応できる手段を準備しておくことが重要復旧作業における教訓（続き）
発電所員の直営作業技能
事故時に作業してもらえる作業員が不足し，社内の配電部門からの支援等を得 て，復旧を実行した 今後は緊急普及作業に必要な技能を発電所員が身につけ，休日・夜間も含めて 何時でも対応できるようにすることが重要 復旧作業以外にも，緊急事態が長期化する場合には，各種資機材(防護管理機器， 放射線モニタ，事務機器等）の保守体制が必要
復旧後の設備診断と補修
応急復旧した設備の状態が安定せず，振動診断，潤滑油診断，赤外線サーモグ ラフィなどによる設備診断を頻繁に行い，適宜補修をすることが必要になった 発電所員による設備診断と補修の技術が重要ロジスティクスにおける教訓
輸送体制において以下の課題があり、改善が必要
避難区域内の輸送を担う会社がなかった→緊急時輸送の体制を予め構築し，放 射線防護教育を含め，必要な訓練等を実施しておく必要あり 国道の寸断と迂回路の混乱→発電所外での活動では，自然災害と重畳した複合 災害の影響も検討しておく必要あり 輸送部隊と発電所との連絡手段が無かった→所外で信頼できる通信手段の確保
必要資材の所内備蓄
復旧資材，放射線管理用資材が不足した→少なくとも1週間程度の間に必要な 資材は所内備蓄が必要 電源車，構内車両の燃料調達先確保，現場での 給油具，ガソリン等危険物の構内における保管・ 給油所の運営に苦労した→発電所への輸送手段 と所内で安全に取り扱う為の手段について， 予め備えておくことが必要 構内給油所におけるトラックへの給油作業緊急時対応要員を支える為に工夫した点，苦労した点
免震棟内での仮眠 建物間移動に伴うサーベイを 無くす為，連絡通路を設置 津波で停電した免震棟の電 源を仮設ケーブルで復旧 津波で免震重要棟の電源設備が被災 → 仮設ケーブルで復旧 事務本館は地震被害無し → 空調にフィルターを設置する等して環境維持 協力企業棟は地震被害等で暫く使用不可 建物出入口の狭いスペースでの非効率な汚染管理を改善 所員の不安（家族の被災等）へのケアは，当初から必要 ストレスに伴う体調変化が後から出てくるケースも有り，継続的フォローが肝要 交替勤務態勢へ移行するタイミングの判断は重要 狭い場所で大勢が勤務，生活を継続することに伴う衛生面のリスク管理 トイレ，シャワー用水は深井戸復旧と配管応急修理で確保 仮眠場所の不足への対応 対応の長期化に伴う非常食から通常食への切替 廃棄物の所外搬出ができないため、日々累積する生活ゴミ等を発電所構内で管理福島第二の対応に対する海外専門家（当時）の評価
NRC（米国原子力規制委員会） 家族が被災されているような厳しい状況にありながらも，原子炉が深刻な状況に至る前に早期 に冷温停止を達成し，24時間泊まりがけで対応していたことは大いに勇気ある行動であり，世 界中が今回の対応を教訓にできる（ヤツコ委員長） 世界的に見ても，福島第二での災害対応は評価すべき内容。米国でも予想外の大規模災害が発 生した場合の対応が課題となっているが，大いに参考すべき（アミーホACRS議長） NEI（米国原子力エネルギー協会） 福島第二原子力発電所が，津波後に冷却源，電源を喪失しながらも安全に停止した事例は，発 電所への柔軟で多様性をもった設備の追加に取り組んでいる米国の産業界にとって有益な示唆 となる（ピーターソン副理事長） INPO（米国原子力運転者協会） 緊急事態に際して，明確な戦略の立案とその遂行のためのリーダーシップとオーナーシップを 発揮したことを福島第二からの教訓と考えている（INPOフォローアップTV会議） エクセロン（米国最大の電力・原子力事業者） これほどのシビアアクシデントの中で何日も寝る間も惜しんで所員を指示し，冷温停止状態を 達成したことを誇りに思う。これほど良い事例を示したことに心から感謝したい（シャカラミ 上級副社長） EDF（フランス電力会社） 原子力を運転している同じ仕事をしている人間として，みなさんがいかに大変だったか，心を 揺り動かされた。ここで働いているスタッフ全員に対して，やる気いっぱいで毅然とした態度 で根性をもって対応したこと，プロフェッショナリズムに敬意を表したい（バーナード原子力まとめ
原子炉の除熱設備の機能を失ったが，緊急復旧を行って冷温停止
事故収束における重要な成功要因
中央制御室に適切な支援を行うとともに，指揮命令系統の一貫性を確保 状況把握と推移予測に基づく，対応手段の代替可能性を常に増す戦略 現場状況の確認に基づく，復旧優先順位の明確化 代替品利用の決断も含む，緊急調達と輸送の成功 社内外からの人的・物的支援
今回の対応で苦労した課題
現場の安全（特に初動の現場アクセスと状況確認） 復旧資機材，作業員の確保 復旧資材の緊急輸送（体制確保，複合災害対応，通信手段等） 事故対応要員の執務場所，仮眠場所，食事，衛生，心のケア，家族のケア■RHR：Residual Heat Removal System ／ 残留熱除去系
原子炉を停止した後にポンプや熱交換器を利用して原子炉冷却材を冷却（燃料の崩壊熱の除去）したり，非常時に原子炉へ冷却水を注入したりする系統（非 常用炉心冷却系ECCSのひとつ）で，原子炉を冷温停止に持ち込めるだけの能力を有している。ポンプ流量・熱交換器容量ともに能力が高く，以下のような運 転方法（モード）を有する。
(1)原子炉停止時冷却モード (2) 低圧注水モード（LPCIモード） (3) 格納容器スプレイモード (4) 圧力抑制室冷却モード
■RHRC：RHR Cooling Water System ／ 残留熱除去機器冷却系
RHR熱交換器，RHRポンプと低圧炉心スプレイ系（LPCS）ポンプのメカニカルシール冷却器などに，淡水の冷却水を供給する設備。
■RHRS：RHR Sea Water System ／ 残留熱除去機器冷却海水系
熱交換器を介して残留熱除去機器系の水を冷却するために，海水を供給する系統。
■RCIC：Reactor Core Isolation Cooling System ／ 原子炉隔離時冷却系
通常運転中，何らかの原因で主蒸気隔離弁（MSIV）の閉等により主復水器が使用できなくなった場合，残留熱除去系（RHR）と連携運転し，原子炉の蒸気 でタービン駆動ポンプを回して冷却水を原子炉に注水し，燃料の崩壊熱を除去する。また，給水系の故障時などに，非常用注水ポンプとして使用し，原子炉の 水位を維持する。原子炉から発生する蒸気を駆動源とするため，一定の原子炉圧力がないと運転ができない。
■MUWC：Make-Up Water System (Condensate) ／ 復水補給水系
発電所の運転に必要な水（水源は原子炉で使われた水を浄化後に貯える復水貯蔵タンク）を，ポンプを利用して補給する系統。 ■Ｄ／Ｇ：Diesel Generator ／ 非常用ディーゼル発電機 ６．９ｋVの高圧所内電源が喪失した時に，非常用母線に電源を供給するための非常用予備電源設備。 ■Ｐ／Ｃ：Power Center ／ パワーセンタ 所内低電圧回路に使用されている動力電源盤で，しゃ断器，保護継電器，付属計器をコンパクトに収納したもの。
参考資料
略語集（１）
■LPCS：Low Pressure Core Spray System ／ 低圧炉心スプレイ系
非常用炉心冷却系（ECCS）の一つで，配管等の大破断で原子炉圧力が急激に低下するような事故時に，大量の冷却水を原子炉内に注水できる装置。
■CUW：Clean up System ／ 原子炉冷却材浄化系
原子炉水中の不純物を除去し，水質を維持するための浄化装置。
■FPC：Fuel Pool Cooling and Filtering System ／ 燃料プール冷却浄化系
使用済燃料貯蔵プールの冷却をしながら不純物を取除き水質を保つ浄化系統。
■ EECW：Emergency Equipment Cooling Water System ／ 非常用ディーゼル発電設備冷却系
非常用ディーゼル発電設備，非常用空調機，RHRポンプモータ等のクーラに淡水冷却水を供給する設備。
