<4D F736F F D208E9197BF C DB782B591D682A6817A202E646F6378>

(1)

東京成な機１．（略）２．原子炉福島第一た地震応答取得された地震応答－1）を設地震応答あり、東西変形状態と京電力が作 23 年東北地機器・配管炉建屋一原子力発答解析にあた観測記録答解析にあ設定してお答解析の結西方向の5 となってい図－2 作成した平成地方太平洋管系の地震応発電所第2 号あたっては、録を用いた地あたっては、ります。結果、耐震壁階を除く全いることが確図耐震壁のせ成23 年 6 洋沖地震の観応答解析結号機原子炉、地震時の地震応答解、建物・構壁のせん断全ての耐震確認できま図－1 2 号機せん断ひずみ月17 日付観測記録を結果に関す炉建屋の平成の建屋の状況解析を実施構築物や地盤断ひずみは、震壁で、スケました。（図機原子炉建屋み付「福島第一を用いた原る報告書成23 年東況を確認すしました。盤の特性を、最大で0 ケルトン曲線図－2、3）屋（モデル図図－3 一原子力発電原子炉建屋及（概要）」（北地方太平する観点かを適切に表現 0.43×10-3_（線上の第一図） 3 耐震壁のせ電所第2 及び耐震安抄）平洋沖地震ら、建屋基現できるモ（東西方向、一折れ点以下せん断ひずみ

資料

2 号機平安全上重要震を踏まえ基礎版上でモデル（図、5 階）で下の応力・み

Ⅵ－１

平で

(2)

３．耐震安福島第一観測記録に準地震動比較の結等を一部上わる安全上価基準値以を有する主と推定され設地震荷重等原子原子炉心評価用震度床応答スペクトル（原子炉建屋）＜中間床応答スペクトル（原子炉遮へい壁）＜原子安全上重要一原子力発に基づいた Ss による耐結果、今回上回るもの上重要な機以下である主要な設備れます。設備等子炉圧力容器基子炉格納容器基心シュラウド基燃料集合体燃料交換床基礎版間階（O.P. 18. 子炉遮へい壁基要な機器・配発電所2 号機た地震応答解耐震安全性回の地震によのの、原子炉機能を有するることを確認備は、地震時表－1 耐震地基部せん断モーメ軸力（基部せん断モーメ軸力（基部せん断モーメ軸力（相対変震度（震度（震度（震度（ .70m）＞基部（O.P. 13. 配管系機の原子炉解析をおこ性評価で得よる地震荷炉を「止める主要な設認しました時及び地震震安全上重要（福島第一地震応答荷重断力（kN）ント（kN・m （kN）断力（kN）ント（kN・m （kN）断力（kN）ント（kN・m （kN）変位（mm）（水平）（G）（鉛直）（G）（水平）（G）（鉛直）（G） .91m）＞炉等の大型機こない、そのられている荷重等は、耐める」、「冷や設備の耐震性た（表－1）。震直後におい要な機器・配一原子力発電基準地震 496 m） 225 571 727 m） 1240 311 259 m） 138 76 16. 0.9 0.5 0.5 0.5 機器についの結果得らる地震荷重耐震安全性やす」、放射性評価を実。これらのいて安全機配管系の影響電所2 号機）震動Ss シミョン 60 00 10 70 000 1 10 90 00 0 .5 97 56 54 52 いて、東北地られた地震荷等との比較性評価で得射性物質を実施し、計算の結果から、機能を保持で響評価の概要ミュレーシン解析結果 5110 25600 4110 8290 153000 2350 3950 21100 579 33.2 1.21 0.70 0.68 0.37 地方太平洋荷重等と、較をおこなられているを「閉じ込め算される応、安全上重できる状態要耐震性評原子炉圧力容（基礎ボルト計算値：29M 評価基準値：原子炉格納容（ドライウェ計算値：87M 評価基準値：炉心支持構造（シュラウド計算値：122M 評価基準値：制御棒（挿入評価基準値：残留熱除去系（電動機取付計算値：45M 評価基準値：主蒸気系配管計算値：208M 評価基準値：残留熱除去系計算値：87M 評価基準値：洋沖地震の既往の基いました。る地震荷重める」に係応力等が評重要な機能態にあった評価結果容器） MPa 222MPa 容器ル） MPa 278MPa 造物ドサポート） MPa 300MPa 入性） 40.0mm ポンプ付ボルト） MPa 185MPa 管 MPa 360MPa 配管 MPa 315MPa 係

(3)

東北電力が作成した平成23 年 4 月 7 日付「女川原子力発電所における平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震時に取得された地震観測記録の分析および津波の調査結果に係わる報告書（概要）」（抄）１．女川原子力発電所で得られた地震観測記録今回の東北地方太平洋沖地震は、我が国で発生した最大規模の地震であり、１号機、２号機および３号機原子炉建屋の各階で観測された最大加速度値は､耐震設計審査指針の改訂を踏まえて策定した基準地震動Ss に対する最大応答加速度値を一部上回っているものの、ほぼ同等であった（表１参照）。表1 今回の地震における観測記録と基準地震動 Ss に対する最大応答加速度値の比較観測位置観測記録基準地震動Ss に対する最大応答加速度値（ガル）最大加速度値（ガル）南北方向東西方向鉛直方向南北方向東西方向鉛直方向１号機屋上 2000※ _{1636 1389 2202 2200 1388} 燃料取替床（5 階） 1303 998 1183 1281 1443 1061 1 階 573 574 510 660 717 527 基礎版上 540 587 439 532 529 451 ２号機屋上 1755 1617 1093 3023 2634 1091 燃料取替床（3 階） 1270 830 743 1220 1110 968 1 階 605 569 330 724 658 768 基礎版上 607 461 389 594 572 490 ３号機屋上 1868 1578 1004 2258 2342 1064 燃料取替床（3 階） 956 917 888 1201 1200 938 1 階 657 692 547 792 872 777 基礎版上 573 458 321 512 497 476 ※当該地震計の最大設定値（2000 ガル）を上回っているため参考値。

資料Ⅵ－２

(4)

東北（2 （抄１．（略）２．基礎版今回の地せん断ひずを概略評価地震応答解（１）最大地震応答（表－2）。女川１号女川２号女川３号 ※評価基準値鉄筋コン（２）各階地震応答る各階毎の３．まとめ女川原子上回るもの地震によっ北電力が作 2011 年）東抄）版上の観測地震によるずみ）や各価するため解析を実施大応答せん答解析の結。号機 NS 方 EW 方号機 NS 方 EW 方号機 NS 方 EW 方値は、日本電クリート造耐階毎の耐震答解析の結のせん断力図めと今後の子力発電所のの、ほぼっても原子作成した平成東北地方太測記録を用いる原子炉建屋各階毎の耐震めに、基礎版施した（図－ん断ひずみの結果、最大応表－2 方向方向方向方向方向方向電気協会「原耐震壁の終局震壁に作用結果、各階毎力（弾性限耐図-5 原子炉の対応所における今ぼ同等であっ子炉建屋の機成23 年 4 太平洋沖地震いた地震応屋耐震壁の震壁に作用版上の観測－4）。の確認応答せん断原子炉建屋解析結果 0.36×10 -0.35×10 -0.49×10 -0.28×10 -0.81×10 -0.18×10 -原子力発電所耐局せん断ひずみしたせん断毎の耐震壁耐力）を下炉建屋の各階今回の地震った。また機能が維持月7 日付震時に取得応答解析結果の変形（最大用したせん断測記録を用い断ひずみは評耐震壁の最大果 -3 -3 -3 -3 -3 -3 耐震設計技術みに 2 倍の安断力の確認壁に作用した下回ってい階毎の耐震壁震の観測記録た、観測記録持されてい「女川原子得された地震果大応答断力いた図-評価基準値大応答せん断評価基準 2.0×1 術規程（JEAC 安全率を持たたせん断力ることを確壁に作用した録を分析し録を用いたることを確子力発電所に震観測記録 4 基礎版上地震応答値※_以下であ断ひずみ準値※ 0-3 4601-2008）」せたもの。力は鉄筋の弾確認した（図せん断力の確した結果、基た地震応答解確認した。における平録の分析結上の観測記録答解析の概要あることを（参考）基準 0.65× 0.56× 1.15× 0.55× 0.99× 0.41× 」に定められ弾性範囲で図－5）。確認基準地震動解析の結果

資料

平成23 年果の概要」録を用いた要確認した準地震動 Ss ×10-3 ×10-3 ×10-3 ×10-3 ×10-3 ×10-3 れており、で負担でき動 Ss を一部果、今回の

料Ⅵ-３

部

(5)

東北電力が作成した平成23 年 7 月 28 日付「女川原子力発電所における平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震時等に取得された地震観測記録の分析・評価および耐震安全上重要な設備の影響評価に係わる報告書（概要）」（抄）１．耐震安全上重要な設備の影響評価平成23 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震（以下、「3.11 地震」という。）および平成 23 年 4 月 7 日の宮城県沖の地震（以下、「4.7 地震」という。）の揺れにより受けた影響について、それぞれの地震観測記録に基づく原子炉建屋の解析結果（平成 23 年 4 月 7 日および4 月 25 日報告）を踏まえ、女川 1 号機、2 号機および 3 号機の原子炉を「止める」「冷やす」、放射性物質を「閉じ込める」機能を有する耐震安全上重要な主要設備の地震時における機能を概略評価（構造強度評価および動的機能維持評価）した。その結果、3.11 地震および 4.7 地震による各設備の発生値は、機能維持の評価基準値を下回っていることを確認した（表1、表 2 参照）。表1 構造強度評価結果機能評価設備（評価対象箇所）発生値(N/mm2₎ _{評価基準値} （N/mm2_）判定 3.11 地震 4.7 地震止める _{（シュラウドサポートレグ）}炉心支持構造物 1 号機 71 69 250 ○ 2 号機 85 111 209 ○ 3 号機 80 58 209 ○ 冷やす残留熱除去系ポンプ（取付ボルト） 1 号機 88 103 185 ○ 2 号機 22 21 444 ○ 3 号機 27 26 444 ○ 残留熱除去系配管（配管本体） 1 号機 140 151 363 ○ 2 号機 114 157 366 ○ 3 号機 204 213 324 ○ 閉じ込める原子炉圧力容器（基礎ボルト） 1 号機 62 71 222 ○ 2 号機 117 89 499 ○ 3 号機 72 73 499 ○ 原子炉格納容器（サンドクッション部） 1 号機 120 129 255 ○ 2 号機 0.34 0.41 1 ○ 3 号機 0.33 0.31 1 ○ 主蒸気系配管（配管本体） 1 号機 135 139 366 ○ 2 号機 157 207 375 ○ 3 号機 240 304 375 ○ 表2 動的機能維持評価結果機能評価設備（評価対象箇所）相対変位（mm）評価基準値（mm）備考 3.11 地震 4.7 地震止める制御棒（挿入性）（燃料集合体相対変位）１号機 20.5 17.5 40.0 ・3.11 地震時：制御棒が全挿入したことを確認済・4.7 地震時：制御棒は全て挿入状態であることを確認済２号機 13.9 10.2 40.0 ３号機 12.2 9.5 40.0

資料Ⅵ－４

(6)

○ 手動スクラム原子炉停止機能 ○ 代替反応度制御（ＲＰＴ及びＡＲＩ） ○ 水位制御及びほう酸水注入系の手動操作 ○ ＥＣＣＳ等の手動起動原子炉及び格納容器 ○ 代替注水手段　（復水補給水系、消火系ポンプによる原 ○ 原子炉の手動減圧及び低圧注水操作への注水機能子炉・格納容器への注水手段及び格納容器冷却系から ○ 代替注水手段（給復水系、制御棒駆動水圧水系による停止時冷却系を介した原子炉への注水手段）原子炉への注水手段） ○ 格納容器からの除熱手段格納容器からの除熱・ドライウェルクーラー、原子炉冷却材浄化系を利 ○ 格納容器からの除熱手段機能用した代替除熱・格納容器冷却系の手動起動・格納容器冷却系の故障機器の復旧・不活性ガス系、非常用ガス処理系を通したベント・耐圧強化ベント ○ 電源供給手段 ○ 電源供給手段安全機能のサポート・電源の融通（隣接プラントからの４８０Ｖ融通）・外部電源の復旧及び非常用ディーゼル発電機の手機能・非常用ディーゼル発電機の故障機器の復旧動起動・非常用ディーゼル発電機の専用化・電源の融通（隣接プラントからの６．９kV融通）アクシデントマネジメント策従来から整備しているアクシデントマネジメント策整備したアクシデントマネジメント策のまとめ（１号炉）機　能今回（平成６年３月以降）整備した東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成14年5月）を基に作成

資料Ⅵ－５

(7)

○ 手動スクラム原子炉停止機能 ○ 代替反応度制御（ＲＰＴ及びＡＲＩ） ○ 水位制御及びほう酸水注入系の手動操作 ○ ＥＣＣＳ等の手動起動原子炉及び格納容器 ○ 代替注水手段　（復水補給水系、消火系ポンプによる原 ○ 原子炉の手動減圧及び低圧注水操作への注水機能子炉・格納容器への注水手段） ○ 代替注水手段（給復水系、制御棒駆動水圧水系による ○ 原子炉減圧の自動化原子炉への注水手段、海水系ポンプによる原子炉・格納容器への注水手段＊） ○ 格納容器からの除熱手段・ドライウェルクーラー、原子炉冷却材浄化系を利 ○ 格納容器からの除熱手段用した代替除熱・格納容器冷却系の手動起動・残留熱除去系の故障機器の復旧・不活性ガス系、非常用ガス処理系を通したベント・耐圧強化ベント ○ 電源供給手段 ○ 電源供給手段安全機能のサポート・電源の融通（隣接プラントからの４８０Ｖ融通）・外部電源の復旧及び非常用ディーゼル発電機の手機能・非常用ディーゼル発電機の故障機器の復旧動起動・非常用ディーゼル発電機の専用化・電源の融通（隣接プラントからの６．９kV融通）　＊：２号炉は除く格納容器からの除熱機能整備したアクシデントマネジメント策のまとめ（２～５号炉）機　能今回（平成６年３月以降）整備した従来から整備しているアクシデントマネジメント策アクシデントマネジメント策東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成14年5月）を基に作成

(8)

○ 手動スクラム原子炉停止機能 ○ 代替反応度制御（ＲＰＴ及びＡＲＩ） ○ 水位制御及びほう酸水注入系の手動操作 ○ ＥＣＣＳ等の手動起動原子炉及び格納容器 ○ 代替注水手段　（復水補給水系、消火系ポンプによる原 ○ 原子炉の手動減圧及び低圧注水操作への注水機能子炉・格納容器への注水手段） ○ 代替注水手段（給水系、制御棒駆動水圧水系による原 ○ 原子炉減圧の自動化子炉への注水手段、海水系ポンプによる原子炉・格納容器への注水手段） ○ 格納容器からの除熱手段・ドライウェルクーラー、原子炉冷却材浄化系を利 ○ 格納容器からの除熱手段用した代替除熱・格納容器スプレイ冷却系の手動起動・残留熱除去系の故障機器の復旧・不活性ガス系、非常用ガス処理系を通したベント・耐圧強化ベント ○ 電源供給手段・電源の融通（隣接プラントからの４８０Ｖ融通、高 ○ 電源供給手段安全機能のサポート圧炉心スプレイ系専用ディーゼル発電機からの・外部電源の復旧及び非常用ディーゼル発電機の手機能６．９kV融通）動起動・非常用ディーゼル発電機の故障機器の復旧・電源の融通（隣接プラントからの６．９kV融通）・非常用ディーゼル発電機の専用化格納容器からの除熱機能整備したアクシデントマネジメント策のまとめ（６号炉）機　能今回（平成６年３月以降）整備した従来から整備しているアクシデントマネジメント策アクシデントマネジメント策東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成14年5月）を基に作成

(9)

代替注水設備（１号炉，概念図）：追設部分ろ過水タンク復水貯蔵タンク消火系電動ポンプディーゼル駆動ポンプ電動ポンプ(待機) 電動ポンプ復水補給水系炉心スプレイ系格納容器冷却系格納容器冷却系復水補給水系消火系復水補給水系炉心スプレイ系復水補給水系 MO MO MO MO ：系統間の境界圧力容器ドライウェルサプレッションプール東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成 14 年 5 月）を基に作成凡例

資料Ⅵ－６

(10)

代替注水設備（２～５号炉，概念図）ろ過水タンク復水貯蔵タンクディーゼル駆動ポンプ電動ポンプ電動ポンプ（待機）電動ポンプ復水補給水系サプレッションプールドライウェル残留熱除去系低圧注水格納容器冷却圧力容器ヘッドスプレイ：追設部分消火系復水補給水系 MO MO MO MO MO MO MO MO MO 消火系復水補給水系：系統間の境界圧力容器残留熱除去系 MO 凡例東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成 14 年 5 月）を基に作成

(11)

圧力容器ドライウェルペデスタル注水サプレッションプール電動ポンプ復水貯蔵タンク電動ポンプディーゼル駆動ポンプろ過水タンク低圧注水原子炉隔離時冷却系残留熱除去系復水補給水系消火系復水補給水系格納容器冷却代替注水設備（６号炉，概念図） MO MO MO MO MO MO MO MO MO 消火系復水補給水系残留熱除去系凡例：追設部分：系統間の境界 MO MO

(12)

ドライウェルサプレッションプールラプチャーディスク非常用ガス処理系（SGTS）原子炉建屋換気系ダクトスタック MO AO 非常用ガス処理系不活性ガス系（格納容器バウンダリ）耐圧強化ベント設備（１～６号炉，概念図）圧力容器凡例：追設部分：系統間の境界東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成 14 年 5 月）を基に作成資料Ⅵ－７

(13)

遮断器変圧器 (M/C) (MCC) 遮断器起動用変圧器共通母線 (6.9kV) （Ａ）（Ｂ）非常用母線 (6.9kV) 非常用母線 (480V) 非常用母線 (480V) 蓄電池予備充電器専用充電器ＤＧＤＧ 125VＤＣ母線２（４，６）号機１（３，５）号機常用母線 (6.9kV) 電源の融通（１～６号炉，概念図）（Ａ）ルート：6.9kV のＡＣ電源を融通する。平成６年３月までに設置されていた高圧交流電源を融通するためのライン（Ｂ）ルート：480V のＡＣ電源を融通する。平成10 年６月から平成 12 年８月までの間に設置された低圧交流電源を融通するためのタイライン追設部分凡例

_{資料Ⅵ－８}

東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成 14 年 5 月）を基に作成

(14)

(15)

㻏㻢㻌㼀㻛㻮㻏㻡㻌㼀㻛㻮㻏㻡㻢㻌㻯㻛㻮㻾㻛㻮㻾㻛㻮㻾㻛㻮 _㻾㻛㻮㻾㻛㻮㻾㻛㻮㻏㻝㻌㼀㻛㻮㻏㻞㻌㼀㻛㻮㻏㻟㻌㼀㻛㻮㻏㻠㻌㼀㻛㻮㻏㻟㻌㻯㻛㻮㻏㻠㻌㻯㻛㻮㛤㛢ᡤ ㉸㧗ᅽ 㛤㛢ᡤ 㻏㻝㻌㻞㻏㻟㻌㻠㉸㧗ᅽ 㛤㛢ᡤ 㻢㻢㼗㼂 ஦ົᮏ㤋㻾㼃㻛㻮㻾㼃㻛㻮㻾㼃㻛㻮㻾㼃㻛㻮㐠⏝⿵ຓඹ⏝᪋タ䠄ඹ⏝䝥䞊䝹䠅㻿㻛㻮㻿㻛㻮㻿㻛㻮㻾㻛㻮㻏㻞㻌㻯㻛㻮㻏㻝㻌㻯㻛㻮㻾㼃㻛㻮㼀㻛㻮㻾㼃㻛㻮㻯㻛㻮㐠⏝⿵ຓඹ⏝᪋タ㉸㧗ᅽ㛤㛢ᡤ 㻿㻛㻮 ஦ົᮏ㤋䠄ඹ⏝䝥䞊䝹䠅䝃䞊䝡䝇ᘓᒇ 䝁䞁䝖䝻䞊䝹ᘓᒇ 䝍䞊䝡䞁ᘓᒇ ཎᏊ⅔ᘓᒇ ᗫᲠ≀ฎ⌮ᘓᒇ ซ౛

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(16)

(17)

(18)

(19)

助言指示報告相談連絡中央制御室支援組織本部※ _保安班技術班情報班復旧班発電班通報班医療班広報班資材班厚生班総務班警備誘導班本店本部との指令受理・情報伝達、各班情報の一元管理事故状況の把握、評価、事故影響範囲の推定、事故拡大防止対策の検討放射線状況の把握、被ばく管理・汚染管理、放射能影響範囲の推定応急処置を含めた故障機器復旧の計画立案・実施、火災時の消火活動事故状況の把握、事故拡大防止に必要な運転上の措置、発電所施設の保安維持外部への通報・連絡緊急医療措置の実施報道関係対応資材の調達及び運搬、機動力の調達食料、被服、宿泊関係所内一斉放送、要員の動員・輸送関係所内の警備、非要員の避難・誘導関係従来から定めている緊急時対策本部 ※ 原子炉主任技術者を含むアクシデントマネジメント実施組織

資料Ⅵ－11

(20)

・事故の起因事象を問わず観測・・設計上想定される事象毎のシナされるプラントの徴候に応じリオに従った操作手順を記載した操作手順を記載した手順書対応手順を記載た手順書・アクシデントマネジメントの・アクシデントマネジメントの内、内、炉心損傷を防止するため電源融通操作を記載の対応手順を記載安全確保上特に重要な機能を有する残留熱除去系（１号炉は格納容器冷却系）及び非常用ディーゼル発電機故障時の復旧ガイドを記載運転員用アクシデントマネジメントの内、炉心損傷後の影響緩和のための支援組織用炉心損傷後の影響緩和措置をプラント状態に応じて総合的に判断するため、手順や判断基準、技術データ等の知識ベース、影響予測等をとりまとめ、ガイドラインとして記載炉心損傷前炉心損傷後炉心損傷を防止するためのアクシデントマネジメント用炉心損傷が発生した場合にその影響を緩和するためのアクシデントマネジメント用炉心損傷の有無によらずに用いるアクシデントマネジメント用の手順書事故時運転操作基準（事象ベース）ＡＯＰ事故時運転操作基準（徴候ベース）ＥＯＰアクシデントマネジメントガイドＡＭＧ事故時運転操作基準（シビアアクシデント）ＳＯＰ復旧手順ガイドライン（ＲＨＲ及びＤ／Ｇ）・ＡＯＰ：Abnormal Operating Procedures ・ＥＯＰ：Emergency Operating Procedures ・ＳＯＰ：Severe Accident Operating Procedures ・AMG：Accident Management Guideline アクシデントマネジメント関連手順書類の構成概要東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成14年5月）を基に作成

資料Ⅵー12

(21)

アクシデントマネジメントに関する教育等の方法及び頻度項目自習技術班以外の技術ＧＭ等による講義要員本部長、副本部自習長、技術系班班技術ＧＭ等による講義長、副班長、技術班員自習当直長発電ＧＭ等による講義当直副長自習当直主任以下発電ＧＭ等による講義全員運転員については、ＢＷＲ運転訓練センターのフルスコープシミュレータでシミュレーション可能な範囲においてアクシデントマネジメント対応操作の訓練も実施。アクシデントマネジメントに関する教育内容（例）基礎的知識・ＡＭの概要（ＡＭとは何か）・苛酷事故の概要（苛酷事故とは何か）・代表的な事故シナリオ現象とそのイベントの流れ・機能別の設備の種類とその設備概要・アクシデントマネジメントガイドライン（ＡＭＧ）等の位置付け基礎的知識・ＡＭの概要（ＡＭとは何か）：本部長、・苛酷事故の概要（苛酷事故とは何か）副本部長・代表的な事故シナリオ現象とそのイベントの流れ技術系班班長・機能別の設備の種類とその設備概要副班長・アクシデントマネジメントガイドライン（ＡＭＧ）等の技術班員位置付け運転員：当直長・ＡＭＧ等（フロー・ガイド）当直副長・代表的な事故シナリオの流れとその時のプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位・不確実な現象（金属－水反応等）の概要・不確実な現象の発生状況と確認方法及び対応操作（注）教育方法、頻度及び内容に関しては適宜見直しを図っていく予定。在任中１回基礎的知識応用的知識教育方法頻度在任中１回基礎的知識頻度頻度教育対象支援組織要員運転員教育方法（注）対象者応用的知識内　　容支援組織要員及び当直員全員支援組織年１回基礎的知識教育方法頻度年１回教育内容基礎的知識応用的知識教育方法東京電力「福島第一原子力発電所のアクシデントマネジメント整備報告書」（平成14年5月）を基に作成