第１９回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会

日時

令和元年８月３０日（金曜日）
午前１０時００分から

場

所

ハーネル仙台

３階

蔵王Ｂ

１．開
○司会

会
それでは、ただいまから第１９回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会を開催いたします。

２．あいさつ○司会

開会に当たりまして、宮城県環境生活部長の大森から挨拶申し上げます。

○環境生活部長

皆さん、おはようございます。

本日は、大変お忙しい中、８月２回目となるこの検討会にご出席を賜りまして、まことにありがとうございます。
８月２日に開催いたしました第１８回目の会議では、新規制基準適合性審査申請のうち、耐津波設計方針や炉心損傷防止について活発なご議論をいただき、ありがとうございました。
第１９回目となる本日の検討会では、新規制基準適合性審査申請のうち、格納容器破損防止、制御室及び緊急時対策所について東北電力からご説明いただき、委員の皆様にご確認いただきたいと考えております。
また、１つお知らせも含めてお話しさせていただきますけれども、女川原子力発電所では、
女川原子力発電所３号機管理区域内の放射線モニタについて、保安規定で定めている数量を長期間満足していない状況であったことから、８月２１日に原子力規制委員会より保安規定違反、監視というふうに判定されており、県からも、各種法令等の遵守について改めて要請しております。また、一昨日、２号機燃料プールの冷却ポンプが一時停止した不具合もありましたので、これも含めまして関係市町とともに、９月２日、来週月曜日でございますけれども、立入調査を行うこととしております。
本日の検討会でございますけれども、前回に引き続きまして、午前、午後と長時間の開催となりますが、皆様にはそれぞれの専門分野に係る知見に基づく忌憚のないご意見を賜りたいと考えておりますので、よろしくお願い申し上げまして、簡単ではございますけれども、開会に当たっての挨拶とさせていただきます。本日もどうぞよろしくお願いいたします。
○司会

それでは、本検討会の開催要綱第４条の規定に基づきまして、座長の若林先生に議事の進行をお願いしたいと思っております。よろしくお願いいたします。
○座長（若林）議事に入る前に、本日検討する論点項目について、事務局から説明をお願いい

たします。
○事務局

原子力安全対策課長の伊藤と申します。
- 1 -それでは、本日検討を予定しております論点項目につきましてご説明をさせていただきます。
まず、Ａ４判の資料－１をごらん願います。この資料では、全体の論点項目を取りまとめておりまして、本日検討を予定しております項目については、網がけ部分となります。具体的には、「新規制基準適合性審査申請」のうち、「（８）重大事故対策」の「格納容器破損防止」、「（９）の事故対応の基盤整備」の「制御室」及び「緊急時対策所」についてご検討をお願いしたいと考えてございます。
次に、Ａ３判の資料１（別添）と書いてあるカラーのものをごらん願います。こちらにつきましては、委員の皆様方からいただきましたご意見・ご質問を論点項目として整理しておりま
すほか、検討会の途中段階でいただきました質問につきましても関連質問ということで追加してございます。また、その質問は第何回の検討会で出されたのかを質問の末尾に括弧書きでお示ししておりますので、参考にしていただければと思います。
今回検討をお願いする項目については、オレンジ色の枠で囲った部分でありまして、２枚目の裏側にございますが、（８）の重大事故対策の６９、７１から７３、７７、７８及び（９）の事故対応の基盤整備の部分の追加の関連質問の部分でございます。
また、多くの視点からご意見をいただき、より議論を深めるため、ご欠席の委員に対しましては、事前に送付した資料をご確認の上、コメントをいただくようお願いしてございます。事務局からの説明は以上でございます。
○座長

皆様よろしいでしょうか。

それでは、早速議事に入らせていただきます。
○事務局

それでは、議事に入りますので、ここからはカメラによる撮影をご遠慮願います。カ

メラをお持ちの方は撮影をおやめください。

３．議事（１）各論点の説明・検討「２

新規制基準適合性審査申請について」・（８）重大事故対策（格納容器破損防止）〈前半〉○座長

それでは、（１）各論点の説明・検討のうち、（８）重大事故対策（格納容器破損防止）について、東北電力株式会社から説明をお願いします。
なお、議事の進行上、本説明は午前と午後に分けて行いますので、午前中は資料２の「１は- 2 -じめに」及び「３．２水蒸気爆発の評価」までの説明、質疑・応答としたいと思います。
それでは、よろしくお願いします。
○東北電力株式会社

東北電力の田中です。

本日は、資料－２を用いましてご説明をさせていただきます。資料－２の参考については、
必要に応じて参考にさせていただきますので、よろしくお願いします。
それでは、資料－２の１ページをめくっていただいて、目次でございます。
目次のうち、本日は、午前中「１．はじめに」の部分についてご説明をさせていただいて、あわせて「３．２の水蒸気爆発の可能性確認及び水蒸気爆発発生を仮定した評価」と、この２点をご説明をさせていただきます。
それでは、２ページ、３ページは、略語、用語の説明になっておりますので、割愛させていただいて進めさせていただきます。
５ページでございます。
５ページで、有効性評価とはということで、記載させていただいております。有効性評価とは、安全対策が有効に機能し、炉心損傷や格納容器破損等を防止できることを評価することということでございまして、有効性評価の内容として本日ご説明をするのは、②の原子炉格納容器破損防止対策でございます。
次のページをお願いします。６ページでございます。
格納容器破損防止対策の有効性評価の概要ということで、下にフロー図をお示しをしておりますけれども、安全対策を考慮しない場合というのをフローの上に記載しておりまして、安全対策を考慮したものというものをフローの下に記載をしております。
安全対策を考慮しない場合、事故発生後、炉心が損傷し、格納容器破損に至るような事故シ
ナリオに対しまして、新たに整備する安全対策を実施することによって炉心損傷後であっても格納容器の安定冷却に至ることを確認するということでございます。
フローでいいますと、下のフローで、炉心損傷後のところに黒の枠囲みをしておりますけれ
ども、緑色の各種対策によりまして格納容器の安定冷却に導くことを確認をするということでございます。
あわせて、下に吹き出しで書いておりますとおり、炉心損傷防止対策の有効性評価自体は第１７回の中でご確認をいただいておりますけれども、本日は炉心損傷を前提とした上で、格納容器の安定冷却を確保できるということの評価を説明するものでございます。
次のページをお願いします。７ページでございます。
- 3 -有効性評価の概要として、実際の作業の流れを目次的に記載をしているものでございますので、次のページ以降、具体的な内容がありますので、そちらでご説明をさせていただきます。
８ページをお願いします。
初めに、ＰＲＡの技術を用いまして事故シナリオの抽出ということを実施いたします。ＰＲ
Ａを用いまして、事故シーケンスの下図の赤枠、下の図で、小さくて申しわけありませんけれ
ども、赤枠の中にＴＱＵＶ、ＴＱＵＸ、長期ＴＢといった各種事故シーケンスが記載されておりますけれども、この事故シーケンスごとに炉心損傷の発生を仮定・想定した上で、圧力容器
破損前、圧力容器破損直後、事故後期の３段階に分けて事象進展を分析し、格納容器破損に至る事故シナリオ、物理化学現象、格納容器破損モードを網羅的に抽出するというものでございます。
下の図でいいますと、黄色の箱で記載しておりますのが格納容器の破損モードということで、格納容器の壊れ方ということで、記載をしているものでございます。ピンク色で記載しているのは、物理化学現象ということで、格納容器の健全性に影響をもたらす事象を物理化学現象と記載をしております。
フローで一例だけ申し上げますと、一番上です。ＴＱＵＶから順に追っていきますと、炉心損傷、その後ＲＰＶ、原子炉圧力容器下部へのデブリ落下が発生いたしまして、その後、原子炉圧力容器の破損、それ以降は各種物理化学現象が発生し、格納容器破損に至るというような分析を実施しております。
同じ分析を踏まえまして、次のページをお願いします。９ページでございます。
具体的な格納容器破損モードの選定方法ということで、格納容器破損防止対策の有効性は（ａ）と（ｂ）と２つの破損モードを評価対象といたします。（ａ）については、必ず想定する格納容器破損モードということで、下の図でいいますと６つ記載をしております。これは、これまでの各種シビアアクシデント研究を踏まえまして想定される格納容器破損モードが記載されているものでございまして、基準の中では必ず想定することが要求されているものでございます。
そして（ｂ）ですけれども、個別プラント評価により抽出した格納容器破損モードということで、内部事象については確率論的リスク評価、外部事象はそれに代わる方法で評価をいたしまして、その結果、必ず想定する破損モードに含まれない有意な頻度・影響をもたらす破損モードが抽出された場合には、新たに想定する格納容器破損モードとして追加をするというようなプロセスになっております。
- 4 -次のページをお願いします。１０ページでございます。
１０ページで、個別プラント評価による格納容器破損モードの選定ということで、個別プラ
ント評価の結果から下図の（ｂ）に該当する格納容器破損モードが５つ抽出されておりますけ
れども、ＰＲＡの知見等を踏まえまして、新たな格納容器破損モードを追加不要と判断をしております。
個別のプラント評価といたしましては、下の図で記載しておりますけれども、個別プラントのＰＲＡを内部事象に対して実施をいたしまして、ＰＲＡに代わる方法による評価を地震・津波など、こちら定性的な分析になるんですけれども、実施をしております。
この実績を踏まえまして、（ｂ）に記載をしておりますのが５つありますけれども、それぞれ上３つにつきましては、炉心損傷より先に格納容器が破損するシーケンスであることから、
炉心損傷防止対策を図ることが格納容器破損防止をするということになるので、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性確認の中で確認をするということで、記載をしております。
下２つと（ａ）の必ず想定する格納容器破損モードにあるシェルアタックという部分につきましては、事象の特徴と頻度を考慮して格納容器破損モードへの追加不要と判断をしております。この内容については、次にご説明をいたします。
次のページをお願いします。
格納容器破損モードの除外理由の説明に先立ちまして、１１ページでは先行プラント、個別
プラント評価により抽出した格納容器破損モードの先行プラントとの比較を実施しております。
女川２号では、先行ＢＷＲプラントと同等の格納容器破損モードを抽出しておりまして、女川２号特有の格納容器破損モードはありません。
下の図を見ていただきますと、左から女川２号炉、次に柏崎刈羽６、７号炉、その右に東海第二のそれぞれの破損モードを記載しております。
１点だけ補足をいたしますと、東海第二では固有の格納容器破損モードを抽出しております
けれども、これは格納容器型式の違いによるものということで、女川２号に当てはまるものではありません。
次のページをお願いします。１２ページでございます。
先ほど３つの格納容器破損モードを除外するという説明をいたしましたけれども、格納容器破損モードの除外理由ということで、記載をしております。
格納容器破損モードのうち、格納容器直接接触（シェルアタック）、圧力容器内での水蒸気爆発及び格納容器隔離失敗については、評価対象から除外をしておりますけれども、その理由- 5 -を下に示しております。この取り扱いは、先行プラントと同様でございます。
表の一番上ですけれども、最初にシェルアタック、格納容器直接接触ということでございます。これについては、下の図がございます。ＢＷＲ

Ｍａｒｋ－Ⅰ型格納容器の溶融炉心の流出イメージ、こちらを見ながらお話をいたしますけれども、このシェルアタックという破損モードは、格納容器下部の床面とその外側のドライウェル床面とが同じ高さに設計されているＭ
ａｒｋ－Ⅰ型の格納容器に特有の破損モードということでありまして、下でいうと左側ですけ
れども、女川原子力発電所２号炉のＭａｒｋ－Ⅰ改良型格納容器では、溶融炉心が格納容器バ
ウンダリに直接接触することはない構造であることから、有効性評価対象から除外したと記載をしております。
左を見ていただきますと、Ｍａｒｋ－Ⅰ型の改良型格納容器のところに赤点線で囲んでおりますけれども、掘り込んだような構造になっておりまして、溶融炉心の高さよりも側面の開口部の高さのほうが高いものになっておりますので、ドライウェル床に溶融炉心は広がらないということを確認をしております。
シェルアタックについてのご説明は以上です。
次に、圧力容器内での水蒸気爆発ということでございますけれども、溶融炉心が原子炉圧力容器内の下部プレナム、圧力容器のお釜の下に水中に落下して発生する水蒸気爆発については、
各種研究より得られた知見から格納容器の破損に至る可能性は極めて低いと評価されておりま
して、国内においてもリスクの観点から大きな影響がないと認識されていることから、評価対象から除外をしております。下に参考文献を示しております。
３番目の格納容器隔離失敗ですけれども、この破損モードは事象の発生と同時に格納容器の隔離機能が喪失している事象でございまして、現状の運転管理として格納容器内の圧力を日常的に監視しているほか、格納容器圧力について１日１回の記録の採取などを踏まえますと、格納容器隔離失敗に伴う大規模な漏えいが生じた場合、速やかに検知できる可能性が高いと考えておりまして、本破損モードに対して講じるべき対策は炉心損傷防止対策ということで、格納容器破損モードへの追加不要と判断して評価対象から除外をしております。
破損モードの除外理由３つについての説明は以上です。
次のページをお願いします。１３ページでございます。
評価事故シーケンスの選定ということで、具体的に有効性評価におきましてどのようなシナリオで評価をするかというのを選定している部分でございますけれども、格納容器破損モード発生の観点で、事象進展が最も厳しくなると考えられる事故シーケンスを格納容器破損モード- 6 -ごとに検討いたしまして、評価事故シーケンスを選定をしております。
各破損モードに対しまして、下の表で見ますと、一番上に①－１で、格納容器過圧破損と記載をしておりますけれども、評価事故シーケンスとしては、大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ、こちら高圧のＥＣＣＳですけれども、こちらが失敗、さらに低圧のＥＣＣＳも失敗して、加えて全交流動力電源喪失を想定した事故シーケンスに対して評価を実施するということでございます。
具体的な内容については、午後の部でご説明をさせていただきます。
次のページをお願いします。１４ページでございます。
格納容器破損防止対策の有効性評価に使用した解析コードということで、記載をしておりま
して、使用する解析コードは、下の表にお示しをしておりますけれども、ＭＡＡＰと言われる
解析コードを使用しております。
ＭＡＡＰは、炉心損傷に伴う事故シーケンスについて、炉心損傷、圧力容器破損、格納容器破損のプラント内の熱水力及び放射性物質の挙動を解析するコードでございます。
ＭＡＡＰは、シビアアクシデントマネジメントの策定において世界的に広く利用されているコードでありまして、米国では設計認証、いわゆるＤＣ申請というものや国内でもＰＲＡやス
トレステストなどに使用してきたものでございます。
次のページをお願いします。１５ページでございます。
この解析コードの妥当性についてということでございますけれども、ＭＡＡＰコードの主要な要素モデルは、種々の実験解析や国際標準問題によるベンチマーク解析などにより、モデルの妥当性が確認をされておりまして、シビアアクシデント時のプラント挙動解析に適用する総合解析コードとして国際的に認知をされているコードでございます。
電力・プラントメーカとしましても、評価に使用する解析コードにつきましては、実験などをもとに検証され、妥当性が確認されたものであることを確認しております。また、解析コードの妥当性については、国の審査でも確認をされているものでございます。電力・プラントメーカの確認内容については、レポートを発行しておりまして、後ほどご説明をいたします。
次に、規制委員会ではという枠で記載をしておりますけれども、規制委員会の所有する解析
コード、これはＭＥＬＣＯＲと呼んでおりますけれども、ＭＥＬＣＯＲを用いた解析結果が、事業者が使用するＭＡＡＰによる解析結果と同様の傾向であることを確認しております。
最後に、なお書きで記載をしておりますけれども、炉心溶融後の挙動については、不確かさが大きい現象であるということから、不確かさが大きいパラメータについては、実験解析で得られた不確かさ幅で、保守側の限界値を使用するなど、保守的な評価条件による解析評価や感- 7 -度解析によりまして各種評価項目について、過小とはならないよう、過大な評価になるよう評価をしているということでございまして、評価項目への適合性確認に支障がないようにしております。その内容につきましては、１７ページから２５ページ、後ほどご説明をさせていただ
きます。
次に、有効性評価で使用した解析コードに係る適合性審査の状況ということで記載をしておりまして、有効性評価で使用した解析コードに関する審査といたしましては、当社を含むＢＷ
Ｒプラントを所有する事業者が合同で審査を受けておりまして、これまでに審査会合を４回実施しておりまして、妥当性の確認をされているところでございます。
次のページをお願いします。１６ページでございます。
有効性評価で使用した解析コードのライセンシングレポートについてということで、審査を実施した有効性評価で使用した解析コードの資料については、ＢＷＲ各社が共通的に用いる資料であることから、ライセンシングレポートという名称のレポートとしてまとめておりまして、
公知化されているということでございます。
下にその表をお示しをしておりますけれども、こういった表紙のものが作成されているということでございます。
次のページをお願いします。１７ページでございます。
各格納容器破損モードについて、格納容器破損に至る現象について詳細に説明することとあわせまして、その不確かさをどのように考えて対応しているかということをご説明をさせていただきます。
１７ページは格納容器の過圧破損の特徴と過温破損の特徴ということで、記載をしておりま
して、炉心損傷後、損傷炉心冷却に成功した場合に損傷炉心冷却に伴う発生蒸気によってサプ
レッションプール水温が上昇し、圧力が上昇することで、格納容器破損になるというものが過圧破損ということでございます。
下に過温破損とありますけれども、こちらは炉心損傷後、冷却に失敗したケースです。注水に失敗したようなケースにおきまして損傷炉心が冷却されず、格納容器内の高温の溶融炉心により雰囲気が過熱をされ、貫通部やフランジ部が熱的に損傷して格納容器破損に至るという現象でございます。
１７ページでは、下の図で枠囲み、溶融炉心の移行挙動というところを記載しておりまして、
こちらは原子炉注水手段の喪失により水位が低下し、炉心損傷、炉心溶融に至るという過程を記載しておりますけれども、こちらの不確かさの取り扱いを１８ページでご説明をさせていた- 8 -だきます。
１８ページをお願いします。
溶融炉心の移行挙動の不確かさの扱いといたしまして、右側の図面に溶融炉心の移行挙動ということをお示しをしております。炉心が損傷し、溶融をした場合、最初に①下部プレナムへのリロケーションということで、炉心からお釜の下のほうに溶けた炉心が移行するという現象があります。これをリロケーションと呼称しております。
お釜の底に落ちました②で、下部プレナムでの堆積状態というところがありまして、お釜の下でどのように溶融炉心がたまるかということが記載されておりまして、そして③でＲＰＶの破損挙動ということがあります。
溶融炉心の移行挙動については、このようなプロセスを経て発生をするわけですけれども、その不確かさの取り扱いをここではご説明をしております。
溶融炉心の移行挙動については、現象の不確かさと推定される実現象、ＭＡＡＰコードの扱いを下表にまとめております。いずれの過程の現象もＭＡＡＰコードの扱いは不確かさの範囲
で厳しい側に保守的に扱っているということでございます。
一例を申し上げますけれども、②の下部プレナムでの堆積状態ということで、不確かさとしては、固相が主な素体の形で堆積をしているか、固体と液体が層状態で分離状態で堆積をする
かで、お釜の底への熱負荷が変わりますので、こういった不確かさがあるということですけれども、推定される実現象としては段階的なリロケーションにより、溶融炉心は粒子化、冷却・固化され、大部分が固相として堆積すると推定されております。
ＭＡＡＰコードの扱いは、層分離状態で堆積をすると仮定をしておりますけれども、これは長時間下部プレナムに保持され、ＲＰＶ破損まで溶融炉心が高温化するということですので、下部ヘッドへの熱的負荷は厳しくなる傾向ということで、保守的に扱っているということを各現象について検討・確認をしているということでございます。
次のページをお願いします。１９ページでございます。
炉心損傷後、圧力容器が破損し、燃料が格納容器下部に落下をいたしますと、格納容器の破損に至るおそれのあるさまざまな物理現象が発生いたします。下の図でいいますと、最初に②高圧溶融物放出（ＤＣＨ）と書いておりますけれども、こちらから時計回りに②、③溶融炉心－冷却材相互作用（ＦＣＩ）とありまして、次に青いのが水素燃焼で、最後に下のほうに記載
しておりますけれども、溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）となります。この４つありますけれども、それぞれご説明をさせていただきます。
- 9 -次のページをお願いします。２０ページです。
②高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱、ＤＣＨと呼称しておりますけれども、この特徴です。原子炉圧力容器が高い圧力の状態で損傷し、溶融炉心が急速に放出され、雰囲気が直接加熱されることで、格納容器内の温度・圧力が上昇し、格納容器破損に至るというのがこの特徴でありまして、下の図で拡大されている図を見ながらお話をしますけれども、ＲＰＶ、原子炉圧力容器の底から①溶融炉心、水蒸気、水素が急速に放出される。これが高圧溶融物放出ということで、下に落ちた溶融炉心がガス流で輸送されない溶融炉心と記載されておりますけ
れども、ドライウェル側に移行するということでございます。この場合、放出された溶融炉心はガス流に運ばれ、格納容器内を移動するということで、最終的に③溶融炉心の熱移動で雰囲
気温度が上昇するというような事象でございます。
次のページをお願いします。２１ページでございます。
こちらは原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）の特徴ということで、溶融炉心と原子炉圧力容器外の冷却水が接触して圧力スパイクが生じる可能性があり、このとき発生するエネルギーが大きいと構造物が破壊され、格納容器破損になるということでございま
して、下の図で記載しておりますけれども、①の原子炉圧力容器が損傷し、溶融炉心が原子炉
圧力容器外にまず落下をするということでございます。
②で、溶融炉心から冷却材への伝熱により水蒸気が発生し、急激な圧力上昇（圧力スパイク）が生じるということでございまして、下に灰色のハッチングで書いておりますけれども、ＦＣＩの中には衝撃を伴う水蒸気爆発という事象もありまして、原子炉圧力容器の支持機能への影響が生じる懸念があるということで、記載をしております。こちらの水蒸気爆発の取り扱
いについては、後ほどご説明をいたします。
次のページをお願いします。
次が水素燃焼の特徴ということでございます。こちらは、ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等によって水素が発生し、水素と原子炉格納容器内の酸素が反応することによって激しい燃焼（爆轟）が生じ、格納容器の破損に至るという事象でございます。
下の吹き出しに書いておりますけれども、格納容器内では水素の発生源として①ジルコニウ
ム－水反応、これは燃料の表面がジルコニウムという金属でできているのですけれども、このジルコニウム－水反応によって水素が発生をするというのが①。②が水の放射線分解で水素が発生する。③というのが溶融炉心・コンクリート相互作用の過程で水素が発生をするということで、格納容器内に酸素などの反応性ガスが存在していると、この発生した水素と反応するこ- 10 -

とで爆轟が生じ、格納容器破損に至る可能性があるということで、記載をしております。
次のページをお願いします。２３ページでございます。
水素燃焼にかかわる不確かさの扱いということで、水素燃焼にかかわる評価におきましては、
水の放射線分解による水素・酸素の発生というのが不確かさ要因として考えられておりまして、
この発生割合、Ｇ値という値で表現をされますけれども、過去の研究の成果に基づきまして重大事故環境下での放射線分解の評価に相当する値を設定して使用しております。
一方で、電力共同研究における実験においては、Ｇ値には不確かさが大きいということ、さらに事故時の環境においても不確かさがあるということから、何らかの要因によって今回の評
価よりも多く水素・酸素が発生をするような場合も想定いたしまして、現実的な上限であるＧ
値を設定した感度解析を実施して確認をするということにしております。
下の表で、感度解析と記載をしておりますけれども、こちらは従前の設置許可で評価をしている可燃性ガス濃度制御系、ＦＣＳの性能の評価の際に用いている値であり、保守性を有する値でございます。
次のページをお願いします。２４ページでございます。
溶融炉心・コンクリート相互作用の特徴ということで、これが最後の事象でございます。
原子炉圧力容器から溶融炉心が格納容器の床上に流出をいたしまして溶融炉心と接触した床
コンクリートが溶融炉心によって侵食をされ、格納容器の構造部材の支持機能が喪失し、格納容器破損に至るという事象でございまして、下の拡大図でいいますと、①の部分に溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって格納容器の床のコンクリート、壁もなんですけれども、壁・床のコンクリートが侵食をするということで、上でいうと、濃い茶色で表現をされているものが侵食というところでございます。
上に②と記載しておりますけれども、コンクリートの侵食に伴い、一酸化炭素や水素などの非凝縮性ガス及び水蒸気が発生をするということで、これは※１の部分に書いておりますけれ
ども、コンクリートの熱分解によりガス（水蒸気及び二酸化炭素）が発生し、それらが溶融炉
心と化学反応して水素や一酸化炭素が発生するということでございます。
各格納容器破損モードに対して詳細をご説明させていただいておりますけれども、こちらの対策については、午後の部でご説明をさせていただきます。
２５ページをお願いします。
このＭＣＣＩに関しての不確かさの記載をしておりますけれども、溶融炉心とコンクリートの間の伝熱、コンクリートの侵食挙動については、ＡＣＥ実験やＳＵＲＣ－４の実験、これは- 11 -

米国の国立研究所が実施をした実験でございますけれども、の結果によりＭＡＡＰの結果の妥当性を確認しております。
先生方には別でお配りをしている資料で具体的なグラフは見ていただきたいんですけれども、予測の実験とコードの予測の侵食量が概ね一致していることをご確認いただけるかと思います。
すみません、さらに下に記載しておりますけれども、ＭＡＡＰにおいては、溶融炉心が格納容器下部の床に均一に堆積した状態でのＭＣＣＩを評価しておりますけれども、これは知見より格納容器下部に落下した溶融炉心は床全面に広がる可能性が高いと考えらえることから、適切な取り扱いと考えるものの、堆積形状については不確かさが大きいということから、右下に書いてあるような溶融炉心の堆積形状のバリエーションを確認いたしまして冷却上重要な水との伝熱面積の比較を行いまして、ＭＡＡＰで想定している１番の円柱状の評価というのが保守的な条件になっていることを確認しております。女川２号の１００万キロ級のＢＷＲ

Ｍａｒ

ｋ－Ⅰ改におきまして、均一の堆積形状が最も伝熱面積が小さいということを確認をしております。
ＭＣＣＩの不確かさの扱いは、以上です。
次のページをお願いします。２６ページでございます。
午後に２章にてご説明する格納容器破損モードと評価事故シーケンスの関係ということでございますけれども、ここの下の①から⑤番の破損モードに評価事故シーケンスがそれぞれ記載
されておりますけれども、同一のものをまとめて評価をするということで、結果として２．１章から２．３章まで３種類のシナリオでご説明をさせていただきますということをまとめております。
「１．はじめに」の部分は以上でございます。
あわせて、「３．２の水蒸気爆発の可能性確認及び水蒸気爆発発生を仮定した評価」という部分をご説明をさせていただきます。
５２ページからでございます。５２ページから水蒸気爆発の扱いをご説明しております。こちらをご説明します。
５３ページをお願いします。
背景ということですけれども、女川２号機ではＭＣＣＩの対策として、溶融炉心の落下前に格納容器下部への水張りを実施いたします。そのため、溶融炉心落下時には急激な水蒸気発生や圧力上昇が生じる可能性がございます。このうち衝撃波を伴うものを水蒸気爆発と呼んでおります。水蒸気爆発が発生した場合におきましては、格納容器下部の圧力容器支持機能への影- 12 -

響が生じる懸念があるということで、水蒸気爆発の発生の可能性について確認を行っております。
下に水蒸気爆発発生のメカニズムということで、①から④番、記載しておりますけれども、①というところで、まず水の中で粒子化した溶融炉心は膜沸騰状態ということで、溶融炉心と液相の直接接触、この場合水ですね、溶融炉心と水の直接接触は発生しにくく、水蒸気爆発には至らないということを記載しておりまして、②でございます。その状態から外乱等によりこの蒸気膜が不安定化して局所的に溶融炉心と液相の直接接触が生じるということで、絵でも水色と黄色のものが接触をしているのが見てとれるかと思います。この状態が発生をいたしますと、③ということで、溶融炉心と液相の直接接触により急激な蒸気発生によって溶融炉心の細粒化が生じますということで、③の絵でも小さく分離している、細粒化しているところが見てとれるかと思います。最後に④ということで、溶融炉心の細粒化に伴い、液相との接触が促進
され、急激な水蒸気爆発が起こるということで、これに伴い圧力波が発生するという過程で水蒸気爆発が発生すると考えられております。
このメカニズムを踏まえまして５４ページですけれども、５４ページには水蒸気爆発の実験の知見の整理ということで記載をしております。
実機において想定される溶融物（二酸化ウランとジルコニウムの混合溶融物）を用いた大規模実験といたしまして、ＣＯＴＥＬＳ、ＦＡＲＯ、ＫＲＯＴＯＳ、ＴＲＯＩという実験がございまして、近年の論文を踏まえまして、下に字が小さくて申しわけありませんけれども、文献を確認しております。
上記実験のうち、水蒸気爆発が発生したＫＲＯＴＯＳ、ＴＲＯＩの一部実験の特徴ということで、外乱の付与と溶融物の初期温度の設定というのが特徴的なところはあるのですけれども、そちらを絵でご説明をしていきます。下の図を見ながらご説明をさせていただきます。
最初に、外部トリガー（外乱）の付与ということで、水蒸気爆発が発生した実験の特徴といたしましては、外乱を与えて液－液直接接触を生じやすくしていることが挙げられます。ＫＲ
ＯＴＯＳ、ＴＲＯＩの実験においては、圧縮ガスや爆薬によって外部トリガーを与えて水蒸気爆発が発生しやすい環境をつくっております。これは、水蒸気爆発時の挙動を確認する実験ですので、外部トリガーを与え、水蒸気爆発を発生しやすい環境としているということでございます。
下の図にＫＲＯＴＯＳとＴＲＯＩの実験装置を記載しておりますけれども、それぞれトリガ
ー発生用の機構といたしまして、爆薬、ペンスリット１グラムという爆薬によって圧力を与え- 13 -

る機構があるというような説明をしております。
次のページをお願いします。
５５ページですけれども、外部トリガー付与の実験結果ということで、ＴＲＯＩの実験の主要な実験条件と結果は以下のとおりということで、トリガーを与えた実験に応じて水蒸気爆発が発生をしているというところを表でお示しをしておりまして、青囲みしている部分が外部ト
リガーがありということ、「Ｙｅｓ」と書いてあるところです。水蒸気爆発発生の「Ｙｅｓ」と書いてあるところが赤の線で囲んでいるところで、表記をしております。
次のページをお願いします。５６ページです。
もう一点、溶融物の初期温度の設定ということで、そのほか水蒸気爆発が発生した実験の特徴としては、実機よりも溶融物の初期温度を高く設定することで、溶融物表面が冷却材中で固化しにくくさせていることが挙げられます。
下の表の右下に実機における溶融炉心温度は約２６００ケルビンと記載をしておりますけれ
ども、この値を踏まえてですけれども、ＴＲＯＩの実験の主要な条件として下に記載をしておりまして、溶融物温度を高く設定することで、水蒸気爆発を発生しやすい条件としております。
緑囲みのところが溶融物温度ということで、３３７３ケルビンであるとか３８００ケルビン
といった溶融物温度がご確認いただけるかと思います。そういう場合、水蒸気爆発の部分が「Ｙｅｓ」ということになっておりまして、このうち補足で、１３番の実験ケースですけれども、こちらは２６００ケルビンと記載をしておりまして、溶融物、実機における溶融炉心の温度と同じという数字になっておりますけれども、こちらについては表の下に書いてある注１のところに記載しておりますけれども、参考文献３という実験者自体が書いているレポートによれば、温度計測に問題があり、実際には３５００ケルビン程度以上だったと推測されている旨が記載をされております。
５６ページのご説明は以上でございます。
５７ページということで、水蒸気爆発の可能性の確認ということで、大規模実験の条件と実機条件とを比較した上で、実機においては液－液直接接触が生じるような外乱となり得る要素は考えにくいという点、また実機で想定される溶融物の初期温度は実験条件よりも低く、冷却材中を落下する過程で固化が起こりやすいということを踏まえますと、「したがって」ということで、実機において想定される条件においては、水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さ
いと考えられるということでございます。
「なお」ということで、下の圧力容器下部の構造の絵を記載しておりますけれども、実機に- 14 -

おける格納容器下部の水深は水蒸気爆発が発生した実験条件よりも深いということから、粒子化した溶融炉心が固化しやすいという点とＢＷＲの原子炉圧力容器下部には制御棒駆動機構等の構造物が存在しておりますので、水蒸気爆発の阻害要因となるということで、実機においてはさらに水蒸気爆発の発生確率を低減させる要素があるということでございます。
次のページをお願いします。５８ページです。
実機の条件においては、水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えておりますけれども、仮に水蒸気爆発の発生を仮定した場合の評価ということを５８ページではお示しをしております。
仮に水蒸気爆発が発生した場合における圧力容器の支持機能への影響を以下の評価方法で保守的な条件で評価をしたということを記載しておりまして、下の図で、評価方法①、②、③と記載をしておりますけれども、事故進展解析コードＭＡＡＰを用いましてシビアアクシデント
時のプラント応答を評価をいたしまして、溶融炉心の放出挙動を評価して、②の水蒸気爆発解
析コード、これはＪＡＳＭＩＮＥと言われるコードですけれども、こちらで水蒸気爆発発生時の発生エネルギーを評価して、③というところで構造応答解析コード、ＬＳ－ＤＹＮＡという
コードなんですけれども、こちらで水蒸気爆発発生時の圧力伝播挙動と構造応答評価を実施をいたしまして原子炉圧力容器の支持機能への影響を評価いたしております。
右に行って主な評価条件というところで、格納容器下部水位でございますけれども、格納容器下部水位が高いほうが厳しい評価になるということから、物理的に水位が上昇する上限ということで、４．２メートルでの評価を実施いたしておりまして、下に評価結果、多いときの水位を記載しておりますけれども、格納容器下部の外側鋼板にかかる応力は最大で１９２メガパ
スカルということで、降状応力４９０メガパスカルを大きく下回るということで、原子炉圧力容器の支持機能への影響はないということを確認をしております。
水蒸気爆発の発生を仮定した評価についてのご説明は以上です。
午前中のご説明は、一旦こちらで区切らせていただきます。
○座長

ありがとうございました。

初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら、事務局よりご報告をお願いいたします。
○事務局
○座長

特にございませんでした。
それでは先生方、何か質問等がございましたらご発言いただきたいと思います。岩崎先生、お願いします。
- 15 -

○岩崎委員

それでは、少しお尋ねしますけれども、１５ページのＭＡＡＰの有効性について使用したコード、ＭＡＡＰのモデルの妥当性について記載されているんですけれども、具体的には実験等でかなり検証されているという点と、規制庁のＭＥＬＣＯＲと同等ということで記載されているんですけれども、まずこの３番目の矢印のところで、ＭＥＬＣＯＲとどの程度合っているのかという点は、ちょっとご説明いただけますか。
○東北電力株式会社

規制委員会が所有する解析コードＭＥＬＯＲとの比較結果でございますけ

れども、こちらは規制庁のＮＲＡ技術報告というレポートでまとめられております。こちらで、
事象進展の傾向といいますか、どういう挙動をとるかという点が一致をしているということを確認しているということでありまして、あわせて不確かさ要因が何かということもあわせて確認をされていて、そこで規制委員会側が想定する不確かさ要因が事業者において評価・確認をされているかということが確認をされているということでございます。
不確かさ要因については、先ほど来ご説明をさせていただいたような落下した際の堆積形状が不確かさが大きいということを不確かさ要因として規制委員会側も抽出をしておりまして、
それが事業者側としても確認をしていることを確認しているということでございます。以上でございます。
○岩崎委員

ＭＥＬＣＯＲの正しい計算をしているというようなレベルまで、多分私の認識では、

ＭＡＡＰも同等で、かなりの不確かさを伴っているコードであるということで、それで、この同様ということを今ご説明いただいたんですけれども、同様と言われる、こういう定性的な表
現のもうちょっと詳しい説明は、各パラメータが合う合わないというのはともかく傾向が一致しているということを多分表現されていると思うんですけれども、幾つか具体例で、そういう典型的な結果で、ＭＥＬＣＯＲとＭＡＡＰが本当に正しい、正しいって、同様の傾向にあるん
だったらディープの位置が大体合っているとか、そういうようなことをちょっとお示しいただ
けることはできますか。
○東北電力株式会社

東北電力の田中ですけれども、今ご指摘の点については、ＮＲＡの技術報

告というレポートでまとめられておりますので、先生ご指摘のような整理で確認をしてお示しをしたいと考えております。
○岩崎委員

わかりました。実験について、上の２つの矢印で、実験等で検証されているということは、ライセンスレポート等に書いてあるとは思うんですが、これなかなかわかりにくいので、どこが一致しているかというのがつかみにくいので、やっぱり日本で規制庁のコードであるものというものをぜひとも、炉心損傷にかかわる非常に重要なところなので、確認させてく- 16 -ださい。後で結構ですので、いいですか。
○東北電力株式会社○岩崎委員

承知いたしました。

それで、その点を踏まえて最後の矢羽根で、一番最後の文章で、「評価項目への適合性確認に支障がないようにしている」ということは、私の理解では、必ず非安全側が評価を与える。安全側の評価を与える。大きめの値、安全性についてということで理解しているんですが、もうちょっと的確な、的確というかもうちょっとご説明いただけますか。この支障がないようにしているという文章について。
○東北電力株式会社

１５ページで、「評価項目への適合性確認に支障がないようにしている」と記載をしておりますけれども、ここで申し上げたかったのは１８ページで記載をしているよ
うな内容なんですけれども、１８ページの矢じりの３つ目に書いてあるようなところで例えばでご説明をしますけれども、特にＲＰＶ破損時にということで、ＲＰＶが破損してどういう挙動でＲＰＶから溶融炉心がペデスタルに落ちていくかというところは非常に不確かさがあるところだと考えておりますけれども、これを、全溶融炉心が短時間で流出する、１分程度で流出をするような評価のやり方になっているんですけれども、これによってＦＣＩやＭＣＣＩを評価する過程では、温度が高いものが大量に一度に落下をするほうが厳しくなりますので、それに基づいて評価をすることで、過小ではなく過大に評価して評価項目に対して厳し目に評価をするというやり方のことを「評価項目への適合性確認に支障がないようにしている」という表
現で記載をさせていただきました。
○岩崎委員

わかりました。私もそういうふうに理解しているんですが、支障がないという表現はあまりにもこういう説明としては意図的なことを理解させようというか、何かもうちょっと
この辺、内容は理解するんですけれども、直接例えば１８ページの３つ目の矢羽根の、例えばここで有効性評価結果が厳しくなるような扱いをするとか、今ご説明いただいたようにリロケーションのときには厳し目になるようなパラメータ設定をしているのかということで、最後のところで、結局あれですね、有効性評価の結果が厳しくなる方向に評価をしていると設定しているとか、そういうことでいいんですね。
○東北電力株式会社

はい。ご理解のとおりで結構です。ＭＡＡＰのほうので、実際そのように保守的になっているものであれば、その保守的になっていることを確認してその評価を適用しますし、なっていないとすれば、それをパラメータを振ってあげて厳しくなるように設定をして確認をするというようなことを実施しておりますので、支障がないようにしているという言い回しがちょっと慎重過ぎたのかもしれないので、ちょっと考えさせていただきたいと思いま- 17 -

す。
○岩崎委員

内容は理解するので、ＭＥＬＣＯＲとの違い等々を勘案したり、事象の複雑さを考慮して安全側に評価しているということなんですけれども、この支障、最後の文章で、有効性の最後の文章で、「評価項目への適合性確認に支障がないようにしている」という文章は、文言をもう少しきちっと考え直していただきたいと。内容は結構ですので、ぜひともお願いします。
○東北電力株式会社○岩崎委員

承知いたしました。記載を見直して対応いたします。

それと、あと２つで、先ほど田中さんのほうからご説明いただいた１８ページのところのそれぞれの不確かさの取り扱いの、例えば②番の堆積のところであると粒子化するとか、
ＲＰＶ破損挙動では小口径の破損するというような事象をさらに厳しい側になるように設定しているというご説明なんですけれども、これはやっぱり有効性評価が厳しくなるということで、事象の模擬度合いとしてはやっぱりずれると言ったら変ですけれども、なかなか難しいので、一番厳し目に設定しているという理解ですよね。
○東北電力株式会社

そうですね。ご理解のとおりで結構です。１８ページについては、ＭＡＡ

Ｐの取り扱いがこのように保守的な扱いになっていて、現実的な挙動としてはここに推定されているような実現象と書いてあるようなものになるかと考えておりますけれども、現状ＭＡＡ
Ｐではこうなっていて、それは保守的な扱いになっているということでございます。
○岩崎委員

それで、これは難しい問題なんですけれども、実際に福島の結果があって、福島ではまだなかなか知見が得られていないんですけれども、幾つか写真を見せていただく限り、かなり粒状化しているとか、恐らく小さい口径のものも大きい口径のものも全部流れ出している様相だと思うので、多分これは保守的な設定であろうかなとは思うんですけれども、福島の知見から何かもう少し言えることがあればぜひとも加えていただきたいんですけれども、このＭ
ＡＡＰコードについて。
○東北電力株式会社

福島の知見ということでいうと、実際溶融炉心の移行過程について、小口径のものからにじみ出すように出ているということが実際の挙動ではあるんですけれども、この有効性評価を実施する上では、炉心内に炉心が損傷した後に水が一切入らないで、ＲＰＶが破損をして、その後の現象に対しての対策の妥当性を確認するということになるので、ここの溶融過程に対する福島の知見というのを直接反映というのはないんですけれども、いろんな知見は得られている。
○岩崎委員

そういうことではなくて、ここの粒状化している、粒子化している点とか、小口径- 18 -

の部分からの破断の漏れがあるということが福島から推定されるということが、どこかの別、
仮でいいんですけれども、それを踏まえてこの設定は妥当であるということをきちっとどこかで書いてもらえれば、ここの例えば粒子化の部分は実際起こった福島のものからの知見で、きちっと反映しているというようなことになるので、その辺ちょっとご検討いただけますか。
○東北電力株式会社

承知しました。すみません。理解が不足しておりました。推定される実現

象の部分について、福島の知見を踏まえて、確かにそうなっているねというところがある。そこを補強いたします。福島の知見という点も、今得られた観測データから得られたものと、あとＭＡＡＰ、ＭＥＬＣＯＲ、ＡＳＴＥＣ、ＳＡＭＰＳＯＮなどの各種詳細コードを用いまして検討していってこういう実現象を書きましたので、ちょっと補強したいと思います。以上です。
○岩崎委員
○座長

よろしくお願いします。以上です。

そのほか質問。関根先生、お願いします。

○関根委員

説明ありがとうございました。岩崎先生の繰り返しになるかもしれませんけれども、表現については少しいろいろとわかりやすく読めるように心がけていただきたいと思います。
説明でよくわかったのは、水蒸気爆発の文献と実験の結果をひもといていて、それぞれ特徴をまとめられていたので、どういう状況でどうなるのかかというのがよく整理されていると思います。こちらのほうは文献に基づいて、その実績に基づいていますので、私は聞いていてわ
かりやすかったと思いました。
それから、前のほうはさすがにちょっとわかりづらかった点があり、水素燃焼関係のところでその発生や表現などで気になるところがありました。
２点なのですけれども、表現については岩崎先生がおっしゃるとおりで、最後に何を言っているのかわからない点があるんですよ。というのは、例えば１２ページです。本筋は除外理由のところの流れなんですけれども、例えば格納容器を隔離失敗というところの文章を見ますと、「格納容器への圧力を日常的に監視しているほか、容器圧力について１日１回記録を採取していることから、失敗に伴う大規模な漏えいが生じた場合、速やかに検知できる」と書いてあります。前の文章の中にある「日常的に監視している」というのは、どのぐらいのペースでしょうか。１日１回というのは速やかなんでしょうか。前の前提条件のところと後ろのこの表現の日本語がつながっていないように思います。こういう例が時々見えるんです。表現を考えていただけるといいと思いました。
それから、２２ページと２３ページについてちょっと伺いたいんです。やはり岩崎先生の言うように福島の場合との比較を直感的に思い浮かべるんですけれども、２２ページの水素発生- 19 -

のメカニズムの割合で、１番目が一番多いと思うんですけれども、それはどの程度の知見が得られているのかというのが１点です。
それから、２３ページはこれ多分学術的な点に関わるのですけれども、水素の発生のＧ値が過去の電力共同研究の、最初のところの矢羽根ですが、１番、２番の成果に基づき、この評価に適した値を設定していると書いてあるのですが、その値の記載がなくわからないんです。下の表に書いてあるのかなと思うと、ベースケースというのがあって、この条件もわからない。
それから、感度解析という言葉もわからない。また、沸騰・非沸騰というのは、これは何ケルビンで圧力をかけたのかという、どういうものかというのが文献を含めてわからないですね。
それがじゃ結局何を使ったのかという疑問が残り、上の文章とつながらない。２番目も同じで「多く発生する場合を想定した」というのは、下の表を見ると確かに右のほうが発生しているとわかるんだけれども、具体的にはどのような値を使ったのか。先ほどと同じで、表現が全体として丸めてあるので、具体的でなくよくわからないんです。例えば、保守的な値であるとい
うふうに、例えば、超臨界の水の中の放射線分解の発生のＧ値の値の報告値などを含めて実際に近い条件を想定されて、その根拠をもとにどうやったかと説明があれば非常に分かりやすいですが、それが対応関係がよくわからないのです。実際には何日経ったのか。それで安全だと言っているのが何なんだろうかと思います。その推定の仕方やその過程をもう少しわかりやす
くご説明いただきたかった。福島のケースと、Ｇ値の計算の根拠、用い方、その上の文章との関係、これをちょっと質問したいと思いました。
○東北電力株式会社

ありがとうございます。

３点、福島の知見での水素の件とＧ値の取り扱いの部分ですね、というのと、あと隔離失敗の部分についてご指摘がありましたけれども、ちょっと表現が適切ではなかったかもしれませんけれども、１２ページです。格納容器隔離失敗と記載をしておりまして、これは事象発生と同時に格納容器隔離機能喪失という記載をしておりますけれども、事故の発生の前から、事象発生前から格納容器の隔離が失敗していて格納容器があいていますよというような事象を想定しています。格納容器があいている状態で炉心損傷が発生をすると、そのままリークということになるので、格納容器の隔離機能が維持されているということを確認がなされているということが対策ですよねということで記載をしていて、現状の運転管理として圧力は中央制御室において日常的に常時監視をしているとともに、１日１回の記録採取ということを書いておりま
して、隔離失敗の状況というのは速やかに発生したら認知ができると考えているので、さらに、この破損モードに対してとるべき対策は、炉心損傷発生を防止するというのが対策であると考- 20 -

えていて、格納容器破損モードへの追加というのはしませんよということを書いたということで、ちょっと記載が不十分であったり主語と述語が不一致だったりするのかなと思いますので、記載は見直したいと思います。隔離失敗の件は以上です。
福島の知見の部分、水素ですね。２２ページですね。２２ページですけれども、２２ページに①、②、③と水素の発生源として書いておりまして、左下にはさらにプラットフォームに使われるアルミや亜鉛めっきといったようなものも水素の発生源として記載があるので、記載があるというのか福島の事故分析の中で上がってきております。
量的なものでいいますと、ジルコニウム－水反応というのが支配的であるというのはご理解のとおりだと思うんですけれども、トータルの発生量というところでいえば、少なくとも同程度の評価がなされている。概ね１，０００キロ程度というのが、いろんな解析コードによって多少の揺れはありますけれども、評価がなされているところです。
１点だけ補足をすると、この格納容器の破損防止というものを評価するに当たっては、水素というのはＢＷＲの格納容器ではイナート化しているというところがあって、酸素律速で格納容器の燃焼は決定されます。したがって、水素は発生すれば発生するほど希釈されて希釈ガスとしての作用をするので、楽目の評価になります。それは格納容器単体でいえばそういうだけなので、格納容器破損防止という観点からは評価上は支障がないものだと考えております。
Ｇ値のところは、２３ページで、ちょっと不確かさの取り扱いという観点で書いてしまっているので、なかなかこれで直接内容がというのがわかりにくいかと思います。２３ページで、
ベースケースと書いてあるのが、ベースケースでＧ値、酸素が０．０３とか、水素が０．０６とか書いておりますが、これがＧ値そのものでございます。それで、重大事故の環境下でのノ
ミナルといいますか実際の値として設定をしているのがこのベースケースの値ということで、記載をさせていただいていて、感度解析と書いている部分がその不確かさを考慮して大き目の値、Ｇ値は大きいほうがたくさんの水素、酸素が出ますので、こういう値を使っていますということです。
沸騰・非沸騰については、沸騰環境下と非沸騰環境下で、水素・酸素のでき方が違いますので、そこに適応する数字として記載をしております。ちょっとすみません、記載が不十分であるというご指摘だと思いますので、改めて確認をいたします。以上です。
○関根委員

どうもありがとうございました。最初のほうは大体そうだろうなと思いました。最後のＧ値の件ですけれども、ベースケースというのは、いわゆる大気圧の２５℃と普通の水ということでいいですか。２９８ケルビンという言い方でしょうね。
- 21 -

○東北電力株式会社○関根委員

おっしゃるとおりです。

その感度解析というのは、下の文献から、こういう具合に変化するよということですね。
それではどのような値を用いているのかということがわからない。上の文章を読んでもわからないですよね。保守的なというのは、どういう意味でしょうか。これよりも上の値を持ってきたのか、それとも実験値を用いたのか。上の文章を読んでも、下の表とのつながりがわからないので、例えば０．４を使ったのか、０．５を使ったのか、１を使ったのか、１００を使ったのかわからない。だから、その上の文章との対応をつけ、何のために下に書いてあるのかというのを結びつけていただければそれでいいです。
それから、不確かさを扱っているので、確かにわかっているところはここまでであり、それを基に保守的にやっているのか、それともこのまま使っているのかというのがこの１枚の説明では確認できないです。
○東北電力株式会社

今のご指摘のとおり、 この感度解析と書いてある、この沸騰・非沸騰

０．４、０．２と書いてあるようなものというのは、いわゆる初期Ｇ値と言われるような再結合、１回水素・酸素ができてからもう一度結びついてという部分を考慮しないで、初期Ｇ値というもので評価をしているところがありまして、重大事故環境下では、そこの１回できたものが結びついて実効Ｇ値というところの評価を入れ込んでおります。その実効Ｇ値を評価する上で、重大事故環境下の水素であるとか、よう素とか、阻害因子を考慮してどのぐらいになるか
なということを評価したのでございますけれども、ちょっとここ、これでは全くわからないと思いますので、ちょっと文章を適切にしたいと思います。内容も、はい。
○関根委員

わかりました。時間の影響を受けているということですね。例えば、ミリ秒やマイクロ秒で変化しているということですね。
○東北電力株式会社
○関根委員
○座長

はい、そのとおりです。

じゃ、そういうことで、よろしくお願いします。

そのほか。兼本先生、お願いします。

○兼本委員

幾つかあるんですけれども、順番に。

最初、コメントですけれども、今関根先生の話ありましたように、１２ページの格納容器隔離失敗と同時にというところで、私も同じように誤解を受けて、理解はできたんですけれども、誤解を受けるような表現の問題が結構あるんですよね。これは、専門家同士の文言で、お互いレビューすると、規制庁も含めて。普通の人にはわかりにくい表現が結構あると思うので、気- 22 -

をつけていただきたいなと思います。
それで、もう一点、ちょっと質問あるのは、２１ページです。水蒸気爆発が起こったときの破損箇所がこれは炉心、圧力容器の下のプールの壁になっているんですけれども、もうちょっと上まで評価しているんじゃないかという気がするんですけれども、これはいかがですか。
○東北電力株式会社

２１ページの図なんですけれども、この下の図のペデスタルの壁というのが圧力容器の支持機能を有しておりまして、ペデスタルの上に圧力容器が乗っているようになっているかと思いますけれども、この壁全体が圧力容器支持機能を有しております。それで、水蒸気爆発については、水面を伝って力が移行しますので、この表記としては水面があるところに対して力がかかりましたよという表記をした上で、そこから先も伝播もして構造物全般に力はかかるわけですけれども、最初の水蒸気爆発や圧力スパイクの影響が直接的に至るところという意味合いで、黄色の、こういう記載をさせていただいた。（「一番厳しいところと」の声あり）はい、そのとおりです。
○兼本委員

先ほど資料の５８ページで、影響評価、圧力伝播挙動とか、最大のもの、１９２メ

ガパスカルとありましたけれども、これはじゃこの壁の部分が一番強度上厳しいということで、
それで大丈夫と理解していいんですね。
○東北電力株式会社

５８ページは、その圧力容器の支持機能を有するペデスタルというのが最終的に内側の鋼板と外側の鋼板と間の鋼板が刺さっているような構造物になっているんですけ
れども、外側の鋼板でのその支持機能を有しておりますので、そこにかかる力として記載をしておるものです。
○兼本委員

ほかの支持部分のほうが強度は保持している。強度という意味では大きいと思うんですけれども、そこに圧力はそれほどかからない。
○東北電力株式会社

内側の鋼板と外側の鋼板というのがあるんですけれども、内側のほうが数

字自体は大きいんですけれども、支持機能は外側の鋼板でもたせておりますので、そちらのほう、クリティカルなほうをお示しをしたということです。
○兼本委員

わかりました。

もう一点お聞きしたいのは、５３ページで、炉心の落下前に格納容器に支持に水張りをするというような手順なんですけれども、この水張りするというのは、事故が起こった後にやるわけですね。もう一回、そう理解していいですか。
○東北電力株式会社○兼本委員

そのご理解のとおりです。

溶融炉心が起こるような事故というのはそうとうやっかいな事件で、そういうとき- 23 -

に水張りまでする余裕があるという評価はされていますか。
○東北電力株式会社

ご指摘の点ですね、午後の部ではこの事象に対する対策として初期水張り、ＲＰＶが破損する前に初期水張りをするというところなんですけれども、それに対して３時間、４時間後に最終的に落ちてくるという、ＲＰＶ破損するというところですので、そこの成立性は確認しております。
○兼本委員

わかりました。じゃ、その前に電源も復旧してそういうことができるという理解でいいですね。
もう一点、よろしいですか。水蒸気爆発の件は、私も専門じゃないのでよくわからないんですけれども、外乱とか溶融温度が高くないと起こらないという部分というのは、規制庁の中に安全の専門家がいると思うんですけれども、そういうところで議論された上での、これは結論なんでしょうかということ。
○東北電力株式会社

ご指摘の点ですけれども、この取り扱いについては、これまでの適合性審査、弊社も含めてですけれども、弊社も含めて弊社より先行の電力さんとの規制庁側の確認も同様の内容であるということでございます。
○兼本委員
○座長

わかりました。以上です。

そのほか。栗田先生、お願いします。

○栗田委員

２点ほど教えていただきたいことがあります。

１つは、１２ページのところです。点々で書かれている溶融炉心の堆積高さ約１．２メート
ルと書いてあるんですけれども、この値の根拠というのは。
○東北電力株式会社

１．２メートルの根拠ということですけれども、これはＲＰＶ内の溶融炉

心が全て溶けたときに一様に積もったとしたら１．２メートルになりますよということで、この評価上出てくる値でもあるんですけれども、実際に溶融炉心１００％分が落ちたらこうなり
ますよという評価でございます。
○栗田委員

わかりました。どうもありがとうございます。

もう一つは、５８ページです。ここにおける水蒸気爆発が起こったとしても、鋼板、これは大丈夫ということですけれども、これは水蒸気爆発というのは繰り返しは起こらない。いや、金属は金属疲労を繰り返すこと、最大応力だけであれば不十分ということなんですけれども。
○東北電力株式会社

これにつきましては、今回お示しをしたのは、先ほども少し話をしました

けれども、１００％の溶融炉心が一度に１分で落ちてきて、そのときに水蒸気爆発が起こったとしたら、このぐらいの力が働きますよという部分になります。今ご指摘の点は、何度かに分- 24 -

けて溶融炉心が落下したときにということになろうかと思いますけれども、その場合には溶融
炉心自体の量が非常に少ない、現実的な挙動を想定すると、非常にわずかな量の、今我々１００％、溶融炉心が１分でという話になっていますけれども、溶けた分から落ちてくるというよ
うな挙動をとったとしたら、それは水蒸気爆発のエネルギーとしても非常にここよりも大分小
さくて、疲労とかそういうレベル感にはならないかなと思っています。ちょっと５８ページのご説明をする中で、１つ十分に話ができていないかもしれませんけれども、我々基本的には５７ページまでの整理で、水蒸気爆発というのは、非常に大規模な水蒸気爆発というのは、起こらない。起こる可能性は十分に低いという整理をした上で、バウンダリとしてその５８ページでは最大溶融炉心を落として、それを力がかかったときでも破損はしませんよという評価を実施しております。ご指摘の点は、直接答えるとすると、その場合には少量で、水蒸気爆発エネ
ルギーも非常に低いので、影響はないものだというふうに考えているところでございます。以上でございます。
○座長

そのほか。長谷川先生。

○長谷川委員大体は岩崎先生がおっしゃったことですが、まず、この１２ページのところと、水蒸気爆発に関して、５８ページですけれども、そういう、今言われたように大規模なことが起こらない。そうすると、やっぱりどうして大規模なのは起こらないというか、そのことに戻ってちょっと説明いただきたい。
それから、もう一つは、次の、同じく１２ページで、また別の件で、現状の運転管理として
ＰＣＶの圧力を日常的に監視していると。１日１回記録していると。この表現は、非常時のときにちゃんとできますよという表現にはちょっと不十分な嫌いがあるんですね。「常にやっています、１日１回は測っている」からという問題じゃないんです。言葉尻をとらえるつもりはありませんが、「重大事故も考えて常に訓練しておりどんなときに起こってもやっていけます」それでいいんですよね。だけれども、１日１回といったら、何か常識的には何か、例えば
毎日朝９時にやります。何かそういうふうにとられるので、朝同じ時間にシビアアクシデントが起こるとは限らないので、何か表現をもうちょっと考えていただきたいと思います。
それから、もう一つは、ちょっと非常に、１８ページのところとかもだし、堆積状態がどうかということです。直接関係ないかもしれませんが、それでは、福島の１号炉、２号炉、３号炉が水素爆発のときにどうなっていたか。福島原発の知見が未だよくわかっていないのは確かだけれども、何かそれら知見をも統合するようなことになっているのかどうか。宮城県民からすれば、新潟では、柏崎刈羽原発の再稼働の議論に関しては、いろいろな事情があっても東京- 25 -

電力の福島原発と同じことじゃないかと検討されていると、関心・心配されていると思うんです。宮城県としては、福島原発事故の知見、重大事故対策関連のことに関してどこまでわかってきているのか。さらに柏崎刈羽原発６・７号、島根 2 号機原発、東海第二原発、具体的にどういう取り扱いになっているのか。女川原発はちゃんとそこを考えているのか、全く考えていないのか、そこをちょっとしっかりしていただきたいという気がするので。
それから、２４ページですが、ちょっとあるんだけれども、コンクリートの熱分解による一酸化炭素は問題ないということは、どこかにちゃんと言っていただきたいという気がするんです。
それから、２５ページの溶融炉心の堆積形状、均一、円柱などといろいろとありますけれど
も、これらいろんな形が考えられるのは、どういう理由でしょうか。粘性だとか、何でこういうことを考えたのか。例えば、下からの真ん中のところに三角形の何かこれはどこか偏心してどこかに均一に置くみたいなことも考えている。何かその理由を教えていただきたいと思います。
それと、５７ページですか、その一番下のところに制御棒駆動機構等の構造物があり、水蒸
気爆発の阻害要因となることから、実機では爆発は起こりにくいとありますが、もう少しちょっと説明いただけないでしょうか。ちょっと素人で勘違いしているところがあるかと思うんですけれども。こっちはやっぱり宮城県の県民が素直に考えるようなことを考えていただきたい。
○東北電力株式会社

すみません、我々の記載がちょっと不十分かなと思っておりますので、誤解を生じるような記載については見直していきたいと思っております。
幾つかコメントをいただきましたけれども、まず１２ページから申し上げますと、圧力、ここで記載をしておりますのは、圧力容器内の水蒸気爆発というところでございます。圧力容器
内の水蒸気爆発というのは、圧力容器内で溶けた溶融炉心がお釜の下のほうに落ちたときに発生する水蒸気爆発ということでございます。
水蒸気爆発につきましては、冷たい水に落ちたときには起こりやすいという知見がございますけれども、圧力容器内の下部プレナム、お釜の底にたまっている水というのは、水の量も少ないですし、飽和体形の水であるということを踏まえるのと、あとＢＷＲの圧力容器の下部というのは、ＣＲＤの構造物が林立をしているような形状になっておりまして、先ほどご説明、
水蒸気爆発のプロセスをご説明しましたけれども、そういう管がたくさんあるところでは水蒸
気爆発は起きにくい。それは邪魔されちゃうので。林立している管に邪魔されちゃうので起きにくいですよということを言っていて、なので、圧力容器内の水蒸気爆発が発生しにくいとい- 26 -うところは、物理的に言えば飽和体形の水に落下する場合に水蒸気爆発というリスクの発生は、圧力容器外での発生も非常に小さい、よりもさらにもっと起こりにくいですという。
○長谷川委員

そこをちゃんとわかりやすく。

○東北電力株式会社

明確に、はい、すみません。なので、ちょっと１２ページの記載が淡白なのかなと思っておりますので、しっかり書きたいと思います。
あとは、隔離失敗のところについては、ここは記録は１日１回なんですというところがちょっと誤解を生じるというのが、審査の中で言うと、ルールで定められた記録というのはこの記載になってしまって、もちろん我々の中ではやるんですけれども、確認しているんですけれど
も、すみません、これがちょっと審査上の記録というワーニングになってしまっているので。
○長谷川委員

それと事故時のあれとは全く本当は関係ないんです。

○東北電力株式会社

すみません、東北電力の佐藤と申します。

今、こちらの……（「いや、わかっているんだけれども」の声あり）もちろん事故時に通常時と同じような頻度でプラント状態を確認することなんてありませんで、頻度を高く、そうい
うところは重点的に監視をしていくということになりますので、そうしたところの扱いは、ちょっと今ごちゃごちゃになっているようなところがありますので、しっかり切り分けて記載していきたいと思います。
○東北電力株式会社

すみません、あと何点かいただきましたけれども、ＭＣＣＩの、２５ページですね。２５ページで、ＭＣＣＩの溶融炉心の堆積形状のバリエーションというところ記載
しておりますけれども、これは何点か知見がございまして、例えば先ほどおっしゃっていましたけれども、偏心して落下をするようなケースというのがあります。福島の事故の調査の中で、ペデスタルに入っていってカメラで撮影というのがなされておりますけれども、真ん中というよりは偏心したところで堆積をしているというような状況もありましたので、ＲＰＶの端のほうから偏心して落下したら、例えばこの５番のサイドにたまって吹きだまったような形での堆積があるんじゃないかというようなことを踏まえて５番は設定をしておりますし……
○長谷川委員どんなことを考えたのかということを書いてくれりゃいいんですよ。

○東北電力株式会社

すみません、はい、承知しました。

そうですね、そういう意味でいうと、恐らく溶融炉心の状態というのも、先ほど岩崎先生からお話があった点とも重なるんだと思うんですけれども、推定される実現象についての福島での取り扱いを踏まえながらということなんですけれども、整理したいと考えております。ちょっと繰り返しになりますけれども、少なくともこの格納容器破損防止で、対策の有効性を確認- 27 -

するという意味でいうと、ここの溶融炉心が溶ける過程については、一切冷却水を入れない状
態で沈殿させて大規模にＲＰＶから落として、そのときにＦＣＩやＭＣＣＩに対処できますかということをこの審査といいますか対策としては説明しておりますけれども、ただこの過程においてわかっている知見がないので、対策が有効なのかというところは、ちょっと丁寧にご説明をしたいと思っております。
○長谷川委員

いや、おっしゃることはわかるんですけれども、要するに福島で考えられるであろうことは統合してちゃんとやっていますということを言っていただければ。それが何かそういう説明がないとと思います。いや、規制委員会（審査）での対応では十分に通用するんでしょうけれども、やっぱり宮城県民にしたらどうなっているんだろう。そういうこともちゃんと考えていますよと、そういうふうにしていただければと思います。表現の意味では少し問題かとは思います。あまりにも淡白過ぎる。
○東北電力株式会社

東北電力の佐藤です。２５ページの落下時の堆積のバリエーションなんかも、一部はやはり福島で確認されているような偏心の状態であるとか、あとは堆積高さを高く見てどうなんですかという、いろんなパラスタの考え方というのを持ってこういうことをやってございますので、どういったことを考えてとか、どういった知見を踏まえてというところで、その辺は少し丁寧にご説明させていただくようにします。
○長谷川委員
○座長

そうですね。そこらがないと、何か。

源栄先生。

○源栄委員

水蒸気爆発、それから巨大地震で、福島の例でどこまでわかっているかわからない

んですけれども、本震で損傷を受けても、具体的に物すごい繰り返し、何回もあったでしょう、来る。そうすると、状況がどんどん変わっていくような、この余震の影響で、こういう水素爆
発の分解条件変わってこないかという辺りなんです。何か破壊しているものがあれば、揺すられれば、位置も変わるわ、とんでもないこと起こるかもしれない。その辺に対する考慮ってどうなっていますかということです。福島も、本震だけでなくて余震の影響というのがどれぐらいあるのかというような調査結果ってわかっているのかそうでないのかという疑問も含めて重要なんじゃないかというふうに思いますので、余震の考査という意味で指摘したいと思います。
○東北電力株式会社

東北電力の佐藤です。

今先生からご指摘いただいた点というのは、非常に我々としても難しい問題かなと思います。
ただ、構造的な耐震に関する評価のあり方みたいなところも絡んでくる部分もございますので、
ちょっとこの場で回答というのが、すみません、少し難しいところなので、その辺の考え方、- 28 -

どう、現時点、現状、現時点においてどういうふうに考えるべきかというところを少し検討させていただきたいと思います。ただ、現在の評価においては、建屋自身、このペデスタルの構造も含めて、Ｓｓに対しての構造健全性というのはしっかり確認された状況で、こういった物
理現象についての評価というのも行っている現状にはございますが、その繰り返しに対して、規制基準とは別にしても、そういうところをどういうふうにどこまでのことが現時点での評価で言えるのかというのは少し整理というか検討させてもらえるとありがたいなと思います。
○源栄委員

どこの改良型とそうでない、ＢＷＲでも、福島の２号機は改良型だという。そうす

ると、改良型でないものが厳しい、有効性とかやる、なんですね。ちょっと女川との関係ない。
規制庁の立場から。
○東北電力株式会社

１２ページの図を見ながら少しお話をしますけれども、Ｍａｒｋ－Ⅰ型格

納容器というのが、基本的に福島は全てＭａｒｋ－Ⅰ型でございまして、必ず想定する破損モードの中にこの格納容器直接接触、シェルアタックというものを含めてこの評価を必ずやってくださいという形で基準ができておりますので、Ｍａｒｋ－Ⅰの申請があればもちろん評価することになりますし、これはＢＷＲを含めて、ＢＷＲ全社含めて、まずこのシェルアタック考
えてください、考える対象ですよということで、評価対象になっています。なので、必ずここはシェルアタックを扱うというふうになっております。以上です。
○座長

兼本先生、お願いいたします。

○兼本委員

ちょっと１つだけ、コメント忘れたので。

この資料で、炉心損傷と炉心溶融と言う言葉が出てきていて、説明上、我々誤解なく受け取っていると思うんですけれども、一般的には炉心の構造材が１，３００度で融けて、ウランそのものは２６００と、いろんな溶融、損傷で、いろんな定義あるんですけれども、福島のとき
これで話が１年ぐらいもめていましたので、少し定義をはっきりどこかにしておいたほうが良いんじゃないかなとコメントさせていただきます。２つ、定義なしであちこち使われています
けれども、意識して特別扱いしております。
○東北電力株式会社

すみません、ご指摘のとおり、６ページみたいなところでいうと、６ペー

ジのフローみたいなところでいうと、被覆管の１２００度であるとか、そういうところを炉心損傷と呼んで、そこを区切りに評価の切り分けをしているのでここを炉心損傷という記載をしていますし、事象そのものを扱うときには炉心溶融みたいな損傷してから溶けて落ちてくるところをお示ししているので、定義を少しはっきりさせて、今この意味で使っていますよというのがわかるようにちょっと整理したいなと思います。
- 29 -

○座長

岩崎先生、お願いします。

○岩崎委員

この例えば５８ページの降伏応力の４９０メガパスカルというのは、これは新規プ

ラントの値で、これ以上であるということは保証されるんだと思うんですけれども、例えば被災プラントであったり、経年で照射を受けたものであるとか、そういうようないわゆる時系列
あるいは事象経験によるものというのは、どういうふうに評価されていますか。
○東北電力株式会社

すみません、５８ページの降伏応力の件については、ちょっと取り扱いを整理して別途説明させてください。
○岩崎委員
○座長

わかりました。

私は、２つほど。

１つは、５４ページのところで、枠で囲んでいるところで、実機よりも溶融物の初期温度を高く設定するというそういうふうな実験のところで書いてあるんですけれども、この実機の溶融物の初期温度は何度かというのをどこかに入れていたほうがいいと思うんです。それはなぜかというと、実験の結果として溶融物の温度として３３７３ケルビンとか、それに対してどのぐらい低いのかというのが実際の温度でやっぱり示したほうがいいんじゃないかと思うので、
まずその温度は何度かということ、それを記載してほしいというのと、それから外部のトリガーで、外乱で、これは圧縮ガスとかその辺が大きいトリガーを加えたということなんですけれども、実際トリガーを加えた実験をやっていると思うんですけれども、ですから、幾らのトリガーであれば、例えば圧力でいうと何気圧であれば壊れなかったとか、そういうのを入れておくことによってこの値が相当過剰な条件だったなというのがわかると思うんです。ですから、
２つ、実機の温度、それからそういういろんな実験をやった中で、外部トリガーとして圧力が塞がれた、壊れなかった条件は何かというのをちょっと入れていただくと、わかりやすいんじ
ゃないかなと思います。
○東北電力株式会社

すみません、ありがとうございます。

１つ目の５６ページの実機の溶融炉心の温度につきましては、本当申しわけないんですけれ
ども、表の下に小さく右下に実機における溶融炉心温度２６００ケルビンと記載をしておりま
して、ちょっと見にくいので、大きくして対応したいと。わかるようにさせていただきます。
すみません。
それが１点と、５４ページにつきましては、トリガー発生装置のところにトリガー発生機構、
５４ページに実験装置の絵を入れておりますけれども、発生用の機構がありまして、爆薬のグ
ラム数を書いてあったりする横に爆薬によって約９０気圧程度の圧力を与える機構を設置と。
- 30 -

この装置で圧力を与えると、５５ページの外部トリガーベースで水蒸気爆発発生ということになっておりますので、こういう爆発物で生成される圧力波は９０気圧程度のものを与えると水蒸気爆発が発生しているというのが５５ページで確認をいただけるかと思います。以上です。
○座長

９０気圧以下であれば起きないということですか。

○東北電力株式会社

そうですね。それは、外部トリガー装置のありなししかないので、ちょっと外部トリガー、爆薬量を半分にしてどうだとかそういう評価をしているような実験ではないので、ちょっとそこはわからないんですけれども、少なくとも９０気圧をかけた場合発生していますよということが、これは韓国の実験ですけれども、そこではそういうことが確認することができますということを申し上げました。
○座長

ほかの実験で、外部トリガーをやった実験というのはないわけですか。

○東北電力株式会社

それが左にＫＲＯＴＯＳとありますけれども、（「これだけしかない」の声あり）そうですね、発生していると、そのトリガーを与えて発生しているというもので、リバイスしているのは今この２つを挙げておりまして、１５０や９０というものを与えると発生していることが確認をできますという。与えない、一方で、外部トリガーをこういう機構によって与えない場合には起こっていないというのが基本的な整理でございます。
○座長

何か外部トリガーの大きさによって発生したり発生しなかったりというのがわかると、

外部トリガーというものの影響がよりクリアになるかなというふうに思いますので、もしそういう例があったら提示していただければと思います。
○東北電力株式会社○座長

ちょっと改めて確認したいと思います。ありがとうございました。

はい。

○岩崎委員

２６００のところは、例えば燃料による違いで、ナトリウムが蓄積してきたとか、

その辺、例えばさまざまなガス圧とか、そういうのを全部換算して一番低い温度というのは何度ぐらいなんですか。
○東北電力株式会社

それは、すみません、溶融炉心温度のこの２６００というのがあってということですよね。その件については、実際の燃料の燃焼度などによって変わり得るとは思っていますけれども、このＲＰＶの下からペデスタルに落ちてくるときの状況ということを考えま
すと、炉心が溶融して下に金属を巻き込んで温度が少し下がった状態で下に行きます。そして、その際に溶接部を溶かしながら下に落ちてくるということを考えると、概ねこのぐらいの温度になってしまうと溶接部が溶けてしまいますので、このぐらいで制限がされると考えています。
以上です。
- 31 -

○座長

この解析上は２６００、そういうふうな設定でいいと思うんですけれども、先ほどの議論のようにさまざまな要因、いろいろな先生からありましたように、ちょっと画一的じゃなくという、まとめる際にご考慮ください。
○東北電力株式会社○座長

はい、承知しました。ありがとうございます。

そろそろ時間となりました。何かよろしいですか。

それでは、以上で、（８）重大事故対策（格納容器破損防止）に関する前半部分の議論を終了したいと思います。
ここで１時間、休憩をとりたいと思いますので、再開は１３時とします。

〔休

○座長

憩〕

それでは、議事を再開します。

・（８）重大事故対策（格納容器破損防止）〈後半〉○座長（１）各論点の説明・検討のうち、（８）重大事故対策（格納容器破損防止）について、

東北電力株式会社から説明をお願いいたします。
○東北電力株式会社

それでは、引き続き説明をさせていただきます。

２７ページからでございます。
２７ページでございますが、２．運転中の原子炉における格納容器破損防止対策の特徴と主な対策ということでご説明をさせていただきます。
２８ページ目、お願いします。
初めに、格納容器の過圧・過温破損の特徴と対策というところでご説明をさせていただきま
すけれども、本格納容器破損モードは、原子炉格納容器バウンダリに対する過圧・加温の観点で厳しい事象でありますので、代替循環冷却系の使用可否によって格納容器の圧力・温度等の挙動が異なることが想定されます。そのため、代替循環冷却系を使用するケースと使用できないケースの両者について格納容器破損防止対策の有効性評価を実施いたします。
代替循環冷却系が使用できる場合には、格納容器フィルタベント系よりも優先して使用するということとしております。
次のページをお願いします。
- 32 -

初めに、２９ページからですけれども、格納容器過圧・過温破損に対して代替循環冷却系を使用する場合のご説明をさせていただきます。
まず、事象の想定ですけれども、上に①、②、③、④と４つ想定を入れておりますけれども、下の図を見ながらお話をいたします。
まず、１つ目の①が大破断ＬＯＣＡということで、再循環系の配管のところに破断箇所と入れておりました。こちら大破断ＬＯＣＡの発生を想定しています。
２番目に、ＨＰＣＳの失敗というところで、左上に②と書いてありますけれども、高圧炉心スプレイ系の失敗を仮定していて、さらに③で低圧ＥＣＣＳの失敗ということで、低圧炉心ス
プレイ系と残留熱除去系ポンプ、これは低圧注水系ということなので、こちらの注水の失敗を想定します。
さらに、④というところで、電源の部分、外部電源にバツをつけているのと、非常用ディー
ゼル発電機等にバツをつけておりますけれども、全交流動力電源喪失を仮定しております。
ということで、配管破断などにより流出した高温の原子炉冷却材、崩壊熱及びジルコニウム－水反応により発生した水蒸気などによる格納容器の圧力・温度上昇という事象を取り扱っております。
対策ですけれども、Ａ．とＢ．と２つお示しをしていて、１つ目がＡ．で、復水移送ポンプ
による炉心の冷却というところで、下の図でもＡとして復水貯蔵タンクから復水移送ポンプを介して原子炉圧力容器に注水されているというものが１つ目で、Ｂ．が代替循環冷却系と原子炉補機代替冷却水系、これは下に記載している海から可搬型の熱交換をする車両ですけれども、こちらを使って最終ヒートシンクへの熱の輸送手段の確保を実施するという、この２つの対策を実施をするということにしております。
次のページをお願いします。
前回もお示しをしましたけれども、安全対策なしのケースとありの場合で、どういう形で対策が機能していくかということをあらわしたフローになっております。
上のフローでは、安全対策なしで、大破断ＬＯＣＡ発生から炉心損傷、そして損傷炉心の冷却失敗、格納容器破損に至る事象に対して、下の安全対策ありのケースですと、大破断ＬＯＣ
Ａ発生以降、炉心損傷後、１５分後に常設代替交流電源設備による交流電源の受電を行い、この電源によって低圧代替注水系の復水移送ポンプによる注水を２５分までに実施をします。これによって損傷炉心の冷却を先行し、その後、代替循環冷却系による格納容器の除熱を２４時間後に実施をすることで、格納容器の安定冷却に至るということとしております。
- 33 -

次のページをお願いします。３１ページ目でございます。
有効性評価の結果ということで、表の１－１に示す評価項目について、解析結果が判定基準を満足することを確認しております。
評価項目といたしましては、原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値、そして温度の最大値ということですけれども、解析結果が０．５３６メガパスカル、温度のほうが１７８度ということで、いずれも判定基準を満足することを確認しております。
また、下に格納容器の圧力と温度の推移を図の１と図の２にお示しをしておりますけれども、格納容器圧力の推移のほうでご説明をいたしますけれども、初期は炉心損傷後の水素の発生による急激な過圧で原子炉格納容器の圧力が上昇しておりますけれども、ＭＵＷＣによる注水によって水素の発生が収まり、圧力が緩慢に上昇するという形になります。その後、サプレッションプール水の蒸発量が、サプレッションプール側の温度が上がっていくと、次第に再度圧力の上昇が始まりますけれども、２４時間後代替循環冷却系の投入によって最大圧力０．５３６
メガパスカルで下がっていく。ここで最大をたたくというような推移になっております。
次のページをお願いします。
あわせて、格納容器破損モード「水素燃焼」の評価項目の評価でございます。
評価項目としては、格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟（激しい燃焼）を防止することということで、具体的な判断基準としては、格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して１３％以下または酸素濃度が５％以下であることを確認するということになっております。
３２ページの対策の概要のＡ．ですけれども、水素燃焼に対する対策は、窒素置換による格納容器内の不活性化という対策でございます。
図で確認をいたしますと、右側です。Ａと記載されて格納容器から吹き出しで出ております
けれども、通常運転中、窒素ガスで不活性化と、これが対策になっております。
※に飛ばして少し詳しく書いておりますけれども、事故時に格納容器内での水素爆発を防ぐ対策として、通常運転中に格納容器内の気体を空気から窒素ガスに置換して常時酸素欠乏状態にしているということが対策になっております。
次のページをお願いします。３３ページでございます。
水素燃焼における有効性評価の結果ということで、表の１－２に解析結果をお示ししていて、格納容器内の常時不活性化をしている場合は、水素燃焼の律速になるのが酸素濃度になります
ので、解析結果としては酸素濃度をお示ししています。
最も厳しい酸素濃度サプレッションチェンバ側のドライ条件の値を見ていただくと、３．４- 34 -

％ということで、判定基準５％以下になっていることをご確認いただけます。
また、ドライウェルとサプレッションチェンバの気相濃度の推移を図の１－３と図の１－４にお示しをします。
先に図の１－４のサプレッションチェンバの値を見ていただくと、評価は７日間の評価を実施しておりますけれども、酸素ガスの蓄積が７日間、単調に増加をしていっているさまがご確認いただけるかと思います。これによって７日後の値が３．４％ということで、判定基準を満足しているということを確認しております。
１点補足ですけれども、左側のドライ条件側の値を見ていただくと、水素濃度や酸素濃度の値が高い期間、２４時間より手前側ですけれども、高い期間があります。ここについては、Ｌ
ＯＣＡ後のブローダウン、ＬＯＣＡ発生後の冷却材の流出によってドライウェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプレッションチェンバに送り込まれるということで、事象発生から数時間のドライウェルの気相濃度はほぼ１００％の水蒸気環境にあります。このときドライ条件での気体組成というものを評価をすると、このほぼ１００％の水蒸気がないものと扱って表記をしているので、気体組成は水の放射線分解によって生じる水素・酸素が支配的となりまして、このウェット条件での酸素が支配的となります。そのウェット条件での濃度は、実際
ウェット条件での濃度は１％未満ということで、ドライウェルの圧力が低下をすればサプレッ
ションチェンバから気体が流入することになりますので、この２４時間のより手前で水素・酸素が高くなっているというのは、ドライ条件という表記によって起こっていることであって、現実的な問題はないということを記載しております。
次のページをお願いします。
３４ページからが代替循環冷却系を使用できない場合ということで、こちらフィルタベント
を使う評価をお示しするということでございます。
３５ページをお願いします。
３５ページは、格納容器フィルタベント系を使用する場合の有効性の、対策のご説明をいたします。
事象想定については、先ほどと同じです。対策がＡ、Ｂ、Ｃと３つありまして、先ほどと異なります。Ａ．がまず復水移送ポンプによる炉心の冷却、Ｂ．の対策が原子炉格納容器代替ス
プレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却ということで、左側、下でいうと、淡水
貯水槽から大容量送水ポンプタイプ１を用いまして注水用ヘッダを介して格納容器にスプレイをするという対策がＢの対策でございます。
- 35 -

Ｃ．が図でいうと下の左上にありますけれども、フィルタベント系による最終ヒートシンクへの熱の輸送手段の確保ということで、格納容器からフィルタベント系によって冷却、熱の輸送を行うということで、表記をしております。
次のページをお願いします。３６ページです。
今の対策をフローに当てはめるとどうなるかということをご説明します。
安全対策ありのケースですけれども、２５分後までの復水移送ポンプによる注水までは先ほどと同じです。Ｂの部分から対策が異なりますけれども、Ｂは大容量送水ポンプの設置からつながって原子炉格納容器代替スプレイ冷却系による格納容器冷却をスプレイでやるということで、その後、外部水源注水量限界までスプレイをしたところで、４５時間後にフィルタベント
系による格納容器除熱を行って格納容器の安全冷却に至るということを確認をしております。
次のページをお願いします。３７ページでございます。
フィルタベント系を使用する場合の有効性評価の結果でございます。
表の２－１に解析結果をお示ししておりますけれども、圧力の最大値が０．６４メガパスカ
ル、温度の最大値が１７８度ということで、判定基準である０．８５４メガパスカル、２００
度を下回っているということを確認をしております。
解析図としては、下に図の２－１と図の２－２を示しておりまして、圧力と温度の推移をお示ししております。
圧力の推移のほうでご説明をいたしますけれども、２４時間近辺のところからご説明をします。サプレッションプール水の蒸発量が増え、大きく圧力上昇するというところまでは先ほどと同じです。そこで、０．６４メガパスカル、これはＰｄで表記されるデザインベース、デザイン、設計圧力の１．５倍に到達をしたところで、原子炉格納容器代替スプレイ冷却系によるスプレイを実施して、そこから１００キロパスカル、０．５４メガパスカルまで下がったら一旦停止をして、また０．６４メガパスカルになったらまたスプレイをするというような形で、対策を実施しておりまして、最終的にフィルタベント系によるベントの実施というのがサプレ
ッションプール水が真空破壊装置下端－０．４メートルに到達したところでスプレイを停止してベントを実施する、４５時間後にベントを実施するということになっております。
次のページをお願いします。
１点、感度解析の結果というものをお示しをします。
損傷炉心冷却開始時間の感度解析の結果ということで、ベースとしては、基本的には２５分
後のＭＵＷＣによる注水というものを対策としてお示しをしておりますけれども、運転員によ- 36 -

る操作遅れを想定し、注水開始時間を有効性評価における設定よりも２５分遅延と。もともとが２５分ですので、事象発生５０分後に原子炉注水を開始した場合についてどのようになるのかということを確認しておりまして、有効性評価の基本のケースと同様に圧力容器の健全性、格納容器破損防止対策の有効性が維持されることを確認をしております。
表の２－２ですけれども、上側に書いてあるのが有効性評価の基本のケースということで、２５分後注水、この場合、損傷炉心は炉心位置に保持をされて圧力容器下部への移行、リロケ
ーションは発生しないということを確認していて、５０分後においても同じ状況ということを確認をしております。
次のページをお願いします。３９ページでございます。
表の２－３で、有効性に関する感度解析結果ということで、２５分後の原子炉注水と５０分後の原子炉注水で、スプレイの開始時間、ベントの開始時間が同等であることを確認しています。
このように運転員の操作時間に関しても不確かさを考慮して、対策の有効性に支障はないかということを確認するというのがこの感度解析の目的でございます。
次のページをお願いします。４０ページでございますけれども、ここからＤＣＨ、ＦＣＩ、ＭＣＣＩという現象の対策についてご説明をします。
４１ページをお願いします。
４１ページについては、それぞれの破損モードの特徴をお示ししておりますが、先ほどご説明したので、割愛させていただきます。
４２ページをお願いします。
このＤＣＨ、ＦＣＩ、ＭＣＣＩに対する事故シナリオの想定ですけれども、事故想定としては、まず過渡事象の発生を想定しておりまして、これは給水流量全喪失を想定しています。それに加えて①ということで、下を見ながらですけれども、高圧注水失敗ということで、原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系の失敗を仮定します。さらに、②ということで、低圧ＥＣ
ＣＳの失敗を想定しておりまして、低圧炉心スプレイ系と残留熱除去系のポンプの機能喪失を想定します。
さらに、この事象に対しては、③ということで、重大事故等対処設備による低圧代替注水も期待しないことによって圧力容器破損を想定します。それが下の図で③と書いてありますけれ
ども、低圧代替注水系も期待しないということで、記載しています。
次のページをお願いします。４３ページでございます。
- 37 -

そして、その対策の概要ということで、対策の①、②、③ということで、次のページにわたってご説明をしていきます。
まず、対策の①ということで、圧力容器が破損するまでというところでございます。図でいうと左下です。左下に圧力容器破損前というところで、Ａ－１とＡ－２という対策をお示しをしています。
Ａ－１というところでいうと、原子炉水位が有効燃料棒底部から燃料の有効長さの２０％上の位置に到達した時点で、逃がし安全弁を２個手動開操作して原子炉急速減圧をして原子炉圧
力容器破損まで逃がし安全弁の開放状態を維持すると、これがＤＣＨの対策として対応しております。
Ａ－２ですけれども、原子炉格納容器代替スプレイ系により原子炉圧力容器破損前までに格納容器下部に３．６７メートルから３．８８メートルの水位を確保するということで、原子炉圧力容器下側の温度が３００℃に到達した時点でこの対応をするということを記載しております。
３．６７メートルから３．８８メートルの水位というのは、後ほどご説明をしますけれども、ドライウェル床、ちょうど今見ていただいている図にあらわしているような位置で、ドライウ
ェル床に水面が形成されるぐらいの水位設定になっております。具体的なものは後ほどご説明をします。
次が対策②です。ＲＰＶ破損後から代替循環冷却系の運転開始までという期間の対策でござ
いますけれども、Ｂ－１ということで、原子炉格納容器下部注水系によりまして原子炉下部水位を３．６７ｍから３．８８ｍに維持をします。こちらについては、先ほど落ちる前までにある水位を確保しますけれども、溶融炉心が落ちてきた後もその水位を維持しますよというのがＢ－１の内容です。
そしてＢ－２ですけれども、こちらは代替スプレイ冷却系によるスプレイによって格納容器内を冷却するという対策でございます。
次のページをお願いします。４４ページです。
対策③ということで、代替循環冷却系の運転開始後ということで記載していて、Ｃ．代替循
環冷却系＋原子炉補機代替冷却水系によりということで、溶融炉心の冷却と格納容器の除熱を実施します。
図で見ていただくと、海から可搬型の設備によって大容量送水ポンプによって原子炉補機代
替冷却水系に冷却水を供給して、これで熱交を冷やして代替循環冷却系ポンプでサプレッショ- 38 -

ンチェンバから水をとってきて熱交換器で冷やしたものを原子炉圧力容器と格納容器にスプレ
イと注水をするというような対策になっております。この入れたものはドライウェル床面を介してサプレッションチェンバによって一回りをするということになります。
次のページをお願いします。４５ページでございます。
今ほどの対策をフローに組み込んだ場合の姿としてご説明をさせていただきます。
安全対策ありのほうのフローを見ていただきますと、原子炉水位の低下のところからＡ－１とありまして、４３分後に逃がし安全弁による手動減圧を実施します。その後、損傷炉心の冷却失敗を仮定しておりますので、２．５時間後に原子炉格納容器代替スプレイ冷却系による下部注水、初期水張りを実施するということでございまして、その後、原子炉圧力容器の破損が起こり、溶融炉心の落下がするので、それに対して原子炉格納容器下部注水系による格納容器
下部注水を実施するということでございます。その後、その冷却によって溶融炉心によるコンクリート侵食は停止いたしまして、格納容器の圧力温度がまた上昇しますので、それに対しては代替スプレイ冷却系による格納容器冷却を実施して、その後、２４時間後に代替循環冷却系
による格納容器の除熱を行うということで、格納容器の安定冷却に至るということを評価しております。
次のページをお願いします。
４６ページですけれども、ここから個別の破損モードに対する評価項目に対する評価結果をお示しします。
まず、ＤＣＨにおける有効性評価の結果ということで、表の３－１ですけれども、評価項目としては原子炉圧力容器破損直前の原子炉圧力が解析結果が０．１メガパスカルになっておりますけれども、これが２メガパスカル以下になっていることを確認して高圧溶融物放出が起こらないということを確認しております。
原子炉圧力と原子炉水位の推移は、下の図の３－１と図の３－２にお示しをしていて、原子炉圧力の推移としては、当初逃がし安全弁の開閉により原子炉圧力が制御されておりますけれ
ども、原子炉水位が有効燃料棒底部から燃料の有効長さ２０％上の位置に到達した時点で減圧をすることによって原子炉が減圧をされます。その後、一旦、炉心下部プレナムへの溶融炉心移行に伴う原子炉圧力上昇が一時的にありますけれども、それ以降、低い値を維持しておりま
して、原子炉圧力容器破損直前ということでいうと、０．１メガパスカルという結果になっているということでございます。
次のページをお願いします。４７ページでございます。
- 39 -

こちらはＦＣＩにおける有効性評価の結果ということで、こちら圧力スパイクの結果ですけ
れども、解析結果は、原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は０．２３メガパスカ
ル、バウンダリにかかる温度の最大値は１２８度ということで、いずれも判定基準を下回っていることを確認いただけます。
図の３と図の４は、格納容器の圧力と温度の推移で、この確認でいうと、４時間目から５時
間目の間を見ていただいて、ここの圧力上昇を確認していると、評価をしているということでございます。
次のページをお願いします。
ＭＣＣＩにおける有効性評価の結果ということで、表の３－３に評価項目についての結果をお示ししておりますけれども、格納容器の下部の床面、壁面、いずれも侵食量は２センチメー
トルということで、床面以下のコンクリート厚さと比較いたしまして十分に圧力容器の支持機能を維持できることを確認しているということでございます。
次のページをお願いします。
４９ページから適合性審査における主要な確認事項として３つ挙げておりまして、先ほど水蒸気爆発の３．２をご説明しましたので、３．１と３．３をご説明します。
５０ページをお願いします。
１つ目が大気中へのセシウムの放出量評価ということでございます。
大気中へのセシウムの放出量評価結果としては、大気中への放出量の評価を次のページの条件に沿って評価をしておりますけれども、５１ページについては、今ほどまでご説明をした３つのシナリオについてそれぞれ格納容器の漏えい開始時刻がどの程度でということをまとめたものですので、５０ページに戻っていただいて、左側の図を見てお話をしますけれども、セシ
ウムの放出経路のイメージということで、セシウムの放出経路といたしましては、１つが格納容器ベントによる放出ということで、ベント装置から出ているものを見ていただいて、もう一つは格納容器から原子炉建屋へ漏えいする分というものを評価いたしまして、これが非常用ガ
ス処理系と呼ばれる空調によってスタックを介して出ていくものと建屋から直接漏えいするものと、この２つが考えられますということでございます。
それぞれの漏えいパスを足し合わせてどんな結果になるかということを取りまとめておりま
すのが右側の評価結果でございまして、代替循環冷却系を使用する場合でいうと、９．９掛け
る１０の－１乗テラベクレルということで、ベントを使うケースでいうと、その合計というところを見ていただくと、１．４テラベクレルという数字になっております。いすれも判定基準- 40 -

１００テラベクレルを下回ることを確認しております。
次のページをお願いします。
次に３．３をご説明をしますので、５９ページをお願いします。
３．３が格納容器の下部の初期水張り高さということで、ご説明をします。
６０ページに具体的な内容がありますけれども、格納容器下部の初期水張り高さの設定の考え方ということで、初期水張りの水位は、水蒸気爆発による格納容器への影響の観点では低いほうがよくて、ＭＣＣＩの観点からは、初期水張り水位は高い方がよいということでございます。
この状況を踏まえまして、女川２号炉においては、水位の上限として４．２メートル水位における水蒸気爆発評価を実施して、下の表１にお示しをしておりますけれども、水蒸気爆発参考評価で４．２メートルの結果というものをお示しをして、判定基準を満足することを確認しております。これによって４．２メートル以下で水位を管理しようということで、よって４．
２メートル以下の水位を管理水位とするという形で記載をしております。
一方で、下限側ですけれども、水位の下限としては２．８メートル水位におけるＭＣＣＩ評価を実施しております。
下の表の１にコンクリート侵食量と溶融炉心の冠水評価ということを記載しておりますけれども、２．８メートルの水位におけるＭＣＣＩの評価をした場合、床面３センチ、壁面３セン
チの侵食量で、判定基準を満足していることを確認しておりますし、溶融炉心の冠水評価というのは、２．８メートルまで水を張って溶融炉心が落ちてきた後に何分間注水をしなくても冠水状態が維持できるかということを評価するものでございまして、評価結果としては、２．８メートルの水張りだと４５分後に露出ということになりますけれども、操作としては格納容器
下部注水操作は５分程度でできる操作なので、十分に時間余裕がありますということを確認をしております。
これを踏まえまして、上の最後の矢じりに書いておりますけれども、４．２メートル以下
２．８メートル以上の範囲内において、具体的には３．６７メートルから３．８８メートルの間で水位計で初期水張りの水位を管理をするということを考えております。
次のページをお願いします。
３．６７メートルから３．８８メートルというのが、６１ページのペデスタルの中にちょっと水色に隠れて見にくいんですけれども、３．６７メートルと３．８８メートルとありまして、
ドライウェル床の水位計でいうところの０．０２メートル、２センチから２３センチ、- 41 -

０．２３メートルと書いてありますけれども、ドライウェル床で０．０２メートルから
０．２３メートルの範囲で管理をしますよというのが先ほど３．６７メートルから３．８８メートルで管理をするということを指しております。
水蒸気爆発とＭＣＣＩの観点両方を踏まえまして、このような初期水張りの水位を決定しているということをご説明させていただきました。
次のページをお願いします。
適合性審査の状況ということで、６３ページですけれども、適合性審査の状況としましては、
有効性評価の格納容器破損防止対策については、当社これまで審査会合を１１回実施しておりまして、直近でいいますと７２０回審査会合ということで、今年の５月３０日に実施をしておりますけれども、過去の審査会合における指摘事項を回答して特段のコメントはいただいておりません。
下表に質問事項と指摘事項に対する回答をお示ししておりますけれども、こちらは割愛させていただきます。
次のページをお願いします。６５ページをご説明させていただきます。
こちらは、格納容器フィルターベント設備の性能及び運用等について説明することということで、設備の性能については前回の安全性検討会にてご説明させていただいておりましたので、運用についてご説明をさせていただきます。
１．ですけれども、まず原子炉格納容器フィルタベント系の位置付けということで、こちらは炉心の著しい損傷が発生した場合には代替循環冷却系により格納容器の過圧による破損を防止することが可能であるが、使用できない場合はフィルタベント系による過圧破損を防止するということで、ここではベントの判断基準を説明させていただきますということでございます。
２．に原子炉格納容器フィルタベント系の運用ということで書いておりますけれども、下の概要図を見ながら少しお話をさせていただきます。
フィルタベント系によってベントをするときにやる操作というのは、３番の弁と２番の弁を開けて、開けるとフィルタベントまで経路が確保されて、そこからフィルタ装置から外、系外に放出をされるということになります。
①なんですけれども、①の弁はフィルタベントのラインから他系統に流れるところ、配管を隔離する弁になっておりまして、こちらも隔離をする必要はあります。なので、ベントをする
ときには、③と②の弁を開けて①を閉めるという操作が必要になるということでございます。
ということで、我々はベントを操作するときには①と②の操作を先にやって、それをベント準- 42 -

備操作と呼んでいて、最後③の弁を開けることをベント実施操作と呼んでおります。
この内容を踏まえまして、２．の（１）ａ．のご説明をしますけれども、炉心損傷前の判断基準としてはベント準備と、①と②を操作するというのを格納容器で３８４メガパスカルに到達した際に実施をすることにしていて、最終的な１弁を開けるのを０．４２７メガパスカルで実施をしますということで、ａ．のほう、炉心損傷前の判断基準を記載しております。
ｂ．ですけれども、炉心損傷判断後の判断基準としては、ベントの準備操作を０．６４メガ
パスカル到達で実施をすることにしていて、最後の１弁を開けるベント実施操作を外部注水量
限界到達で実施をするということで、手順を踏んでおります。
６６ページ、お願いします。
この操作をフローとタイムラインの形であらわしたものがこの記載になっていて、それぞれ
２９時間後からフィルタベント系による格納容器除熱準備を実施して４４時間後にサプレッションプール水の＋２メートルということで、外部水源注水量限界到達して４５時間後にベントを実施するということにしております。
それぞれに色に対応した形でタイムラインでお示しをしております。
右側のタイムラインでいうと、それぞれの弁操作を基本的には中央操作でできるんですけれども、それに失敗した場合には現場で開けるということで、現場操作というのが１時間、それぞれの操作に記載がされているということでございます。
次にお願いします。６７ページでございます。
こちらは、ＰＲＡのピアレビューにおいてどんなコメントがあったのか例示していただきた
いということでいただいていたコメントでございます。先に６８ページを見ていただくと、前回一番上の「運転員へのインタビューにより評価に関連する情報を得ることができる」というところだけ記載しておりましたので、もう少しご説明をさせていただきたいと思います。
前回は、ＰＲＡのピアレビューで得られる知見というのが、ＰＲＡの評価者にとっては重要な情報なんですけれども、一般に聞いたときに内容が伝わりづらいかなと考えて１つだけをお出ししたんですけれども、今回改めて２つ例を追加して説明させていただきます。
６７ページをお願いします。
ピアレビューの目的なんですけれども、前回も少しご説明をしましたけれども、事故シーケ
ンスグループと格納容器破損モードの選定に当たり実施したＰＲＡの妥当性確認と品質向上を目的として国内外のＰＲＡ専門家によるピアレビューを実施しております。
ピアレビューの結果の概要としては、ＰＲＡの評価結果に影響を及ぼすような技術的な問題- 43 -

というのはないことを確認しております。
１つ目の確認事項が日本原子力学会の学会標準との整合性ということで、そこについてはＰ
ＲＡの妥当性の確認がされたということで、確認をしております。
下の矢じりですけれども、国内及び海外のレビューアからは、ＰＲＡの品質向上に資すると考えられる推奨事項を得ております。これら推奨事項については、より現実的な評価、リスク
プロファイルの獲得の観点で、重要と考えております。この内容を６８ページにお示しをしております。
６８ページをお願いします。
運転員へのインタビューの部分は割愛させていただいて、もう一つですけれども、大ＬＯＣ
Ａの発生頻度について具体的な破断箇所を特定せずに設定しているが、原子炉圧力容器に接続されている配管の運転温度、圧力等の相違を考慮して個別配管毎にＬＯＣＡの発生頻度を設定することを推奨するというのがコメントでございます。
対応方針としては、個別配管毎のＬＯＣＡ発生頻度を設定しても複数の注水手段があって炉心損傷頻度評価に対して影響が小さいと考えられるので、現状、具体的な破断箇所を特定せずに設定しております。
次のページに感度解析としてＥＣＣＳ配管のモニタ、次のページに確認内容をお示ししておりますけれども、６９ページでございます。
こちらは、非公開のページを含みますので、そちらの６９ページもあわせて見ながらお願い
したいんですけれども、感度解析としてＥＣＣＳ配管などの溶接線の数と配管径に基づく評価を実施してベースケースと大きな差異がないことを確認しております。
表の１のほうを見ていただくと各系統の配管口径別の溶接線数とＬＯＣＡ発生頻度とありまして、各ＥＣＣＳの配管に対して溶接線、配管径ごとに溶接線の数を数えまして、それに基づ
いて配管の発生頻度、配管破断の発生頻度を評価いたしました。
そして、その配管が破断した場合のリスク評価というものを実施いたしまして比較をしたものが表の２でございまして、ベースケースの大ＬＯＣＡによる炉心損傷頻度と中ＬＯＣＡによる炉心損傷頻度の結果が下のような数字になるということで、ベースケースと参照評価の炉心損傷頻度に大きな影響はないということを確認をしています。
前のページをお願いします。
対応方針としては、最後のポツですけれども、個別の配管毎のＬＯＣＡの評価については、
今後実施する安全性向上評価においては個別に分割してＬＯＣＡの評価を実施することを考え- 44 -

ておりまして、今後実施してまいりますということを記載しております。
もう一つですけれども、ＲＨＲの空調設備の共通原因故障のモデル化等の検討が望まれるとありまして、こちらについては、ＲＨＲポンプそのものの共通原因故障は我々のＰＲＡモデル
で既に考慮されているんですけれども、空調設備については現時点で考慮しておりませんでした。この空調設備の共通原因についても、今後モデル化を行うことを考えております。
共通原因故障自体はポンプに対してとっておりますので、事故シナリオ設定上は影響はないと考えておりますけれども、モデルの高度化、リスクプロファイルの獲得という観点からは重要と考えておりますので、対応していく予定でございます。
ご説明は以上でございます。
○座長

ありがとうございました。初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら事務局からご報告をお願いします。
○事務局
○座長

特にございませんでした。
それでは、先生方、何か質問等ありましたらご発言いただきたいと思います。岩崎先生、

お願いします。
○岩崎委員

一番心配するのが、多分フィルタベントの決断をするというところの場合に、ある圧力で設定されていますけれども、その圧力計が調子悪いと、何か故障したと、あるいは事故によって動かなくなったというときにはどうなされるんでしょうか。
○東北電力株式会社

東北電力の飯塚と申します。

圧力計ということで、そもそも圧力計については事故時の状況であっても健全性というものは確保できるような設計とまずしてございます。仮にそういった圧力計が見れない場合につきましては、代替の監視方法というものをパラメータごとに定めてございますので、そちらの代替で観測をした上で、こちらの結果によって是非を判断するというふうに考えてございます。
○岩崎委員

前回にもそういう議論をさせていただいたんですけれども、代替のものの機器が生きていればいいんですけれども、例えば原子炉の格納容器の圧力計が全部死んでしまったと。
ほかのパラメータから推定するときにどの程度の精度があるのかというのをお示しいただきた
いということをちょっと考えて前回もループとしたと思うんですけれども、その点のいわゆるほかのパラメータから推定するときにどの程度おくれを生じる可能性があるのかということは、いかがですか。
○東北電力株式会社

ご指摘の点ですけれども、代替測定による対応ということを考えた場合に、全く同じ精度でないというのは明らかでございます。我々は、格納容器圧力が測定できない場- 45 -

合には、一番頭から圧力が推定できていない状態というのは考えづらいので、途中で圧力計が喪失をするような状況を考えますけれども、その場合でいうと、直近の状態で見れていた圧力はこの程度で、それ以降、注水した量はこの程度でというので、最終的にベントに到達する圧力に到達する時間はこの程度でということで、半分評価になったような推定になるかと思いま
すけれども、一定程度の、実際の値とは多少相違があるかと思いますけれども、４５時間後のベントという、実際到達時間というのは４５時間後になっていることを踏まえると時間余裕があるので、そこの影響は踏まえて対応ができるものかなと考えておりますけれども、ちょっと具体的なパラメータでこれはお話をしなくてはいけないのかなと思っておりますので、ちょっと検討させていただきたいと思います。
○東北電力株式会社

補足にはなりますけれども、今は格納容器の圧力というパラメータでございますと、それが見れない場合には格納容器とか温度ですとかいろんな類似の、代替のパラメータというのは１つではなくて幾つか代替のパラメータでもって圧力を推定するとしていますから、そういった流れになりますので、パラメータのおくれという意味では、そのときの値は出ていますので、おくれというものは、時間おくれというものはないのかなというふうには考
えております。
○岩崎委員

いや、例えば、これは福島のことで、要するに炉心がメルトダウンしているかどうかということさえ疑問に思っていた運転員がいたと。メルトダウンしているかしていないか、どの弁が安全弁があいていて、どの弁があかなかったとか、そういうようないわゆる通常運転
時のパラメータ推定ではなくて非常時のパラメータ推定というのは相当の誤差を含むと思うんです。そのときに圧力を指示値としてフィルタベントを決断するというスキームは、非常に危ないと私は思うんですけれども、メルトダウンしているかどうか、これは例えば内部の解析だ
ったらメルトダウンしたのはわかりますよ、炉心温度がわかるんですから。だけれども、炉心温度というのがわからないわけですね。炉心の状態さえ見えていない状況の中で、燃料がどこにあるのかさえわからない。本当に抜けて落ちているのか、炉心の中にあるのか。そこで格納容器の圧力の指示値が、系統が全部死んでしまったときにフィルタベントをその圧力容器の推定値で動かすというのは、できるんですか。それだったら、もう最初からその案事態を生じた
たらフィルタベントをしてしまうとか、そういうスキームを設定していなければ、圧力、例えば３７ページのこの結果は明らかに圧力を見て操作して、最終的に何時間経ったから開くということですけれども、わからなかったらどうするんですかと。フィルタベントがおくれたと。
格納容器が壊れてしまう。そういう事態を福島では経験しているわけじゃないでしょうか。そ- 46 -

このところに対するスキーム、ちょっと考える必要があるんじゃないかと思うんですけれども、いかがでしょうか。
○東北電力株式会社

格納容器圧力につきまして、具体的に我々考えております代替のパラメー

タが何かというところもきちっとご説明をさせていただいて、その上でご回答させていただきたいと思います。
○岩崎委員○座長

わかりました。じゃ、その際によろしくお願いします。以上です。

そのほか。関根先生、お願いいたします。

○関根委員

どうもありがとうございました。

２点だけあります。今のベントの、６５ページ、６６ページ、に関わる話で、これ多分皆さん気にされると思うんです。それぞれの弁の開け閉めにおいて最終的に操作ができなくなった
ときには、これは手動でやるというお話でしたが、こういう状況のときに手動で行うことのできる場所までちゃんと行きつけるのかということが気になると思いました。これが１点です。
それから、もう一点は、５０ページです。大気中へのセシウム１３７の放出という評価結果に、そのときの判断基準１００テラベクレルというのがございますね。５０ページの矢羽根のところの右端のほうに判断基準（１００テラベクレル）を下回るとありますが、この根拠を教えていただきたい。その２点です。
○東北電力株式会社

２点ありましたので、１つ目は、フィルタベント設備に関しまして、遠隔で操作できない場合、現場で操作をしますけれども、現場につきましての成立性はどうかということでございます。これについては、対策として、そのフィルタベント弁自体の場所に行って操作をするのではなくて遠隔で操作をするための装置を設けておりまして、原子炉建屋のイ
ンナーといいますか、インナーから装置を出してアウターから操作ができるような装置を設けておりますので、操作が可能であると考えております。実際にその時間がどの程度かかってということを積み上げた結果がこちらのタイムラインにお示しをした結果でございますので、問
題ないものと考えておりますというのが１点目で、２点目の１００テラベクレルの根拠でございますけれども、５０ページに参考で福島第一原子力発電所の事故時という数字が記載されております。これが１．５掛ける１０の４乗テラベクレルということで、１００テラベクレルというのは環境への影響が十分小さいと判定するために、この１００分の１程度ということで、規制基準において設定されているところでございます。
この１００テラベクレルは、海外の安全目標の議論の中でも参照されている値で、そういう海外での検討を踏まえながら１００テラベクレルという基準が設定をされているものと理解を- 47 -

しております。
○東北電力株式会社

すみません、東北電力の佐藤です。

６５ページの弁の開閉のところ、少しだけ補足させていただきますが、ベントの準備段階で、②番という弁を開けます。これは、外側の弁で、これなぜ先に準備段階で３番じゃなくて２番の弁なんですかというと、３番を開けて２番が閉まった状態ですと、２番の弁のところまで要
はガスが流れるということになりますので、現場作業のところがいろいろやるときはあまり広い範囲にガスを流さないほうが有意だということがありますので、こういう準備段階では外弁を開けて実際ベントをするとき内側を開ける、こういうような配慮をしているということにな
ります。
○関根委員

わかりました。どうもありがとうございます。

３番のところ、多分順番は今おっしゃっていただいたところですけれども、操作する場所の線量によって人間が近づける、近づけないという想定がございますよね。ですので、そこだけは確認させていただきたいと思います。
それから、５０ページのところもやはり環境基準を踏まえてこの１００と言われるのはそのとおりですが、この女川の場所を考えて、その周りの基準を考えたわけではないということですね。それと、この基準のとき、周りの線量評価を行ったということではないということですね。一般的な基準をここに入れたということでよろしいでしょうか。
○東北電力株式会社

１００テラベクレルについては、ご理解のとおりでございます。個別のプ

ラントの状況というよりは、一般的な環境への影響の制限として設けられている部分でござい
ます。
○関根委員
○座長

わかりました。どうもありがとうございました。

栗田先生。

○栗田委員

関根先生と同じなんですが、５０ページの数値だけではなくてやっぱり１００テラ

ベクレルという環境がどのくらい影響があるのか、どのくらい、それを示されないと、数値があって大丈夫と言っても理解できないんじゃないのか。電力さんが出している合計ですか、１．
５テラベクレルというのはどんな状況なのかという部分。数値よりもその状況、環境への影響がどの程度のあるのかというのを言葉で表現してもらったほうが理解しやすいと思うんです。
いかがでしょうか。
○東北電力株式会社

先生おっしゃるとおりだと思います。今回、１００テラベクレルを下回ることを確認ということで記載をしておりますけれども、意味ですね、環境への影響を十分制限- 48 -

できるようだと考えておりますけれども、その意味合いといったところをちょっとお示しをできればよいのかなと思います。
○東北電力株式会社

すみません、東北電力の佐藤です。

直接的にこの放出があったときの、ある場所においてどういう管理をですとか、線量的な話だと思うんですが、そういう評価というのは直接的にはやってございませんけれども、我々としては作業する場所というのがあります。今ほどの弁を操作する場所で、そういう場所においてどのぐらいの線量的な状況になっているかというのはお示しをできますので、我々が現状持
ち合わせているものとしてはそういう作業に特化した環境への状況です。あとは、放出量という観点でいえば、１Ｆとの違いというところは考察ができる範囲だと思いますので、その辺少し整理をさせていただいてご説明を今後させていただければと思います。
○座長

そのほかご質問。じゃ、岩崎先生。

○岩崎委員

６１ページで、水位計というのが通常水がないところでやっていますけれども、この辺の機器というのはどういう水位計を使っているのかとか、例えば水が出たりいろんな状況が激変するときの信頼性というのはどこから出てくるんでしょうか。
○東北電力株式会社

６１ページの水位計なんですけれども、６１ページの水位計は熱電対みた

いなもので、水が来たら来たよという評価をするものでございます。
あと、激変ということなんですけれども、６１ページの水位計に、この水位の挙動につきましては、スプレイをしてだんだんこのペデスタルにたまっていって、ある水位を２センチとか
２３センチをたたきましたよということで、基本的にオン・オフみたいな挙動を想定しておりますので、支障はないのかなと考えております。
○岩崎委員

通常の、水位をアウトプットするんではなくて水が来たらオンと、信号を出すと。

切れたらアウトにするというだけの。
○東北電力株式会社
○岩崎委員
○座長

そのとおりです。

それなら安定性はありますね。はい、わかりました。

では、長谷川先生。

○長谷川委員ちょっと素朴な疑問で、今の栗田先生の、要するに１００テラベクレルというのは、公衆それは受け入れるか。もう要するにリスクのことで、受け入れるかどうかなんですよね。何か基準というのが何かがあるはずなんですよね。これだったらよろしいだろうと。原発のメリット、それとマネジメント、それを考えてやっていくというのが今の考え方だと思うんです。ですからそういう意味でも、作業員のことはもちろん社員、生命はもちろんです。だか- 49 -

ら、どんなというか、何か少しないと、あまりにも機械的であるということが１つ気になるわ
けです。そうしないと、本来の能書きで、そして今やっぱり、リスク評価のときに公衆が受け入れるかどうか、メリット・デメリットを考えて、こうだろうという提案をしているわけですね。だから、そこの単に機械的にやると、栗田先生、そうですよね。そこをちょっと１つお願いしたい。もう少し。
○東北電力株式会社

東北電力の佐藤です。

先ほど私作業員という観点で話をしていたところがあるんですが、平成２６年に規制委員会
が、要は、これはちょっとこの場の議論じゃないかもしれないんですけれども、防護措置、放出過程の防護措置の有効性ということで、ＰＡＺ、ＵＰＺに対してよう素剤の服用だとか、屋内だとかへの退避、避難についての有効性というものを評価をしている。そこが１００テラというのが一つ基準というかそういうものになっているということでございます。
我々がこの１００テラに対して十分満足するような放出、下回るような放出であるということを一つ踏まえれば、防護措置の有効性、決して直接的な比較ではありませんけれども、その辺に対しては一定の有効性というのが同じように言えるんだろうなというのは思っているとこ
ろであります。ただ、直接的にそういう何か数式をもって我々現段階では整理をしているわけではございませんので、少し課題は課題だなという認識はしております。
○長谷川委員

電力さんの責任では、何かこれは国の責任でもあると。ちょっと。だけれども、何か少し説明が欲しいと思っています。
それから、もう一つ、今度はこれも素朴な質問なんですね。１Ｆの先ほどの岩崎先生のお話もあったんですけれども、結局、私ら、あのときにベントしたが、既に燃料損傷（炉心溶融）だねというふうに思っていた。マスコミ等では何か、まだ溶けているとか、溶けていないとか、議論しているように思えたんですね。だけれども、我々から見ると、ＴＭＩ（スリーマイル島
原発 2 号機）の事故のことを知っている人は、炉心は１日か２日でもうかなり溶けているよと思うわけです。それを知っていながら議論してやっていたんだなという気がするんです。ですから何か、例えば計器だとか不具合とかがあったりしても、そのことを含めたシミュレーショ
ンをやってみればいい。ここまで来ていたら計器がどうだった、どうであってもベントすると、
そういう何か覚悟があってしかるべきだと思うんです。当たり前のこと、ＴＭＩのことなど、
私は、東電の人に知っていたでしょうと聞いたんです。答えは、「知っていました」でした。
霞が関かどこかの段階では、あたかも知らないようなことになっていた。そのようなことが原子力に対する信頼感が欠けた一つの原因ではあるんです。当然わかってしかるべきなことにも- 50 -かかわらず、確証がないからわからんと言えばそうだけれども、当たり前のことなのに。何か
そこなんかも少し表現というか、もっと、このシナリオのとおり、１Ｆの場合、かなり住民のリスクとか何か検討されている。女川ではそういうこと決して起こらないと思うんですが、だ
けれども、万一のそのときに備えてシミュレーション、ちょっと考えておいていただきたいという気がするんです。そこなんです。
○東北電力株式会社

整理させていただきます。

１点だけお話しさせていただくと、６１ページに今回ドライウェル床面に水位計をつけております。ここには記載しておりませんけれども、ペデスタル側にも水位計をつけております。
従前この格納容器内の水位が、あと温度計もあるんですけれども、従来はここに水位計も温度計もありませんでしたので、溶融炉心が落ちてきたねということがわかる計測器がなかったんですけれども、今回この水位計と温度計をつけることによってまさに落ちてきたということがわかるようにしております。ここは従前の設計ですと、ここは割とブラックボックスというか見れなかったんですけれども、シビアアクシデント対策で計測というところはかなり強化をされておりまして、いろんなシビアアクシデントの進展を確認できる手段が準備をされていると考えております。
ただ、今回のご説明は割と淡々とされているので、されているといいますか私がしているので、ちょっと詳細にご説明をさせていただきたいと思います。以上です。
○長谷川委員

やっぱり福島を踏まえて、これだけちゃんとしているということが伝わるような、

何かシナリオみたいなということで示していただきたい。ここまで考えてやっているんだということが伝わるような説明をいただきたいと思います。
○座長

そのほかご質問。

私のほうから、３９ページの感度解析のところで、図２－４のところの温度が結構２００度に近くなっているんですけれども、これは何度になっているんでしょうか。
○東北電力株式会社

すみません、ちょっと生値はあれなんですけれども、１９０度ぐらいだったと記憶しているんですけれども、数字確認します。
○座長

感度解析なので、これを下回っていればいいんでしょうけれども、そういう、誤差とかそういうのも考慮して保守的な値として設定、感度解析出てきた値として１９０度ぐらいと。
○東北電力株式会社

すみません、ご指摘の点、１９０度近辺で２００度に近い値にはなっているんですけれども、こちら空間部の温度になっておりまして、この気相部の温度になっており
まして、この格納容器の耐性評価でいうと壁の温度ということを直接的な評価事項になります。
- 51 -

その場合にもう少し下がるので、もう少し余裕はあるということを確認をしていて、１９０度
自体の評価結果も保守的だと考えておりますので、その点では支障ないのかなと考えております。
○座長

そうしますと、図の２－３は雰囲気の温度ということですか。格納容器の壁の直接の温度じゃなくて。
○東北電力株式会社

図の２－４については、格納容器温度と記載しております。これは空間面の温度になっております。
○座長

図の２－３もそうですか。

○東北電力株式会社○座長

失礼しました。図の２－４は空気……

○東北電力株式会社○座長

はい。全て格納容器の雰囲気の温度で表現をしていて。

表面ではないということですね。

○東北電力株式会社○座長

２－４は空間部の温度と。空間部の温度と。

前の格納容器温度の推移という３７ページのも同じということですか。

○東北電力株式会社○座長

図の２－３は圧力ですので。

はい、そのとおりです。

ちょっとその辺は何か、表面の温度となっているので。

○東北電力株式会社

わかりました。すみません。ちょっとそこはわかるように工夫したいと思

います。
○座長

それと、もう一点、６６ページのところで、これベントの運用というのの説明ということで質問が出ているので、この特にフィルタベント系による格納容器除熱の実施と、ここのところの人数、どのぐらいの人数がここのところにかかわる必要があるのかと。現場の作業とかそういう装備の準備とかあるんですけれども、どのぐらいの人数でこのベントの操作を行うのかというのを教えていただければと思います。
○東北電力株式会社

現場の操作は、最終的に２名で実施をします。中央が１名、最後操作するのは１名で、現場でやる場合には２名、現場に行って作業をします。
○座長

合計３名でこの操作を行うということ。

○東北電力株式会社

はい。先ほどもご説明をしましたけれども、そういう最後のベント操作をする際に作業量がたくさんあるとその成立性に問題があると思っておりますので、このために
６５ページにお示ししたように、ほかの操作は全部終わらせておいて最後の一弁の操作だけを
このベントのタイミングで実施をするということで、なので、中央でもし操作ができるんだっ- 52 -

たら最後１名でできますし、現場で行って弁を直接開けるという操作をする場合は２名でできるというような体制を組んでおります。以上です。
○座長

わかりました。そのほか質問。はい、岩崎先生。

○岩崎委員

次の問題、制御室の関係なんですけれども、現場に行けるかどうかということはあ

まり考えなくてもいいんですか。線量とかさまざまな事象が起こったときに、その辺はいかがですか。
○東北電力株式会社

東北電力の佐藤です。

現場における作業環境評価というのはやっておりまして、十分対応ができるということで、判断してございます。
○座長

そのほか質問よろしいでしょうか。

それでは、以上で（８）重大事故対策（格納容器破損防止）についての本日の議論を終了したいと思います。
ここで、５分間、休憩をとりたいと思います。１４時２５分に再開したいと思います。

〔休

○座長

憩〕

それでは、議事を再開したいと思います。

・（９）事故対応の基盤整備（制御室）
・（９）事故対応の基盤整備（緊急対策所）○座長（１）各論点の説明・検討のうち、（９）事故対応の基盤整備（制御室及び緊急時対策所）について、東北電力から説明をお願いいたします。
○東北電力株式会社

東北電力の猪股と申します。よろしくお願いいたします。

それでは、資料－３、あと資料－４に従いまして、制御室とあと緊急時対策所の被ばく評価のご説明をさせていただきたいと思います。
それではまず、資料－３、（９）事故対応の基盤整備（制御室）の資料からごらんになっていただきたいと思います。
１枚めくっていただきまして、１ページ目はタイトルでございますので、２ページ目をごらんください。
- 53 -

こちらのほう、第１７回の関連質問でいただいた指摘事項ございまして、そちらのほう、枠囲いの中に記載してございます。ご質問でございましたが、被ばく評価に関して、放射性物質の拡散条件（実効放出継続時間）やインベントリ（内蔵量）のどの程度の割合が放出することを想定しているのか等、放出量の根拠を詳しく説明してほしいというご指摘でございました。
こちらのほう、まず制御室に対して回答させていただきます。
中央制御室における運転員の被ばく評価では、こちらは先ほど有効性評価のほうで抽出している事故シーケンスございます炉心損傷に至る大破断ＬＯＣＡ＋ＨＰＣＳ失敗＋低圧ＥＣＣＳ
失敗＋全交流動力電源を喪失した事故シーケンスを評価対象事象として評価してございます。
この事故シーケンスでございますが、放射性物質の放出量、こちらのほうを評価してございまして、これは炉内内臓量と時々刻々と変化する炉心、圧力容器、格納容器の状態をもとに格納容器外への移行割合を評価し、これをもとに環境中に放出される放射性物質の量を算出してございます。
また、環境中に放出された放射性物資による評価点位置における濃度、これはこの場合でいいますと中央制御室における濃度につきましては、放出点の周囲にある建物と風による巻き込
みの影響を考慮した評価を実施してございます。
下のほうに図１ということで、評価で考慮している被ばく経路をお示ししてございますが、簡単にご説明させていただきますと、左側にある原子炉建屋からの放射線による影響を見ている（１）と（５）と書いてある青枠と赤枠のもの、こちら直接ガンマ線とスカイシャインガン
マ線、それとあと放射性プルームからの影響ということで、（２）、（６）、放射性雲からのガンマ線、それとあと制御室の中に入ってきた放射性物質の影響を見ている（４）ガンマ線であったり、吸入摂取、それとあと緑の線で示しておりますが、（３）地表面からのガンマ線、これらを見た評価を実施しております。
それでは、次ページ以降で放射性物質の移行プロセスをお示ししておりますので、３ページをごらんください。
３ページ目でございます。こちらのほうに放射性物質の放出とあと拡散に係る評価条件を示してございます。
主な条件ということで、表１ということで記載してございますが、まず左側のほうに環境への放射性物質の放出にかかわる条件を記載させていただいております。こちらのほう、第１７回の資料に一部加筆した資料になってございますが、再度ご説明させていただきたいと思います。
- 54 -

まず、評価号炉でございますが、これは２号炉、女川の２号炉を対象に評価していると。評
価事象が、先ほども言いましたとおり、有効性と同じく炉心損傷に至る事故シーケンスを対象にしておりますといったところでございます。
評価対象核種、これは希ガス、よう素、セシウムなどを考慮している重大事故時に考慮すべ
き核種、６５核種を考慮した評価としています。
それと、あと燃料の運転時間、こちらのほうは全部で５サイクル分の運転期間を考慮して評価を実施しておりまして、平衡炉心になるような装荷割合で、記載だけの十分長い時間燃焼させたものを想定した評価を実施しております。
また、その下のところ、原子炉格納容器内での除去効果でございますが、これは格納容器ス
プレイによる除去効果、あと自然沈着、あとサプレッションチェンバのプール水でのスクラビ
ングによる除去効果、それと格納容器から漏えいする際の除去効果、こういったものを考慮した評価を実施しております。
また、その下のところ、原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率でございますが、こちら設計漏えい率をもとに圧力に応じて漏えい率が変化するものとして評価してございます。
それと、その下のところ、非常時ガス処理系、こちらのほうは、７０分後に非常時ガス処理
系の起動を考慮した評価を実施してございます。
また、その下のところ、格納容器フィルタベント、こちらのほうは有効性のほうでもご説明しておりますが、４５時間後にベントするといった事故シナリオで評価してございます。
その下のところ、フィルタベントの除去能力でございますが、こちらのほうは、希ガスに対しては期待しないものとして評価してございます。粒子状放射性物質、こちらは１，０００分の１、無機よう素は５００分の１、有機よう素は５０分の１あるものとして評価しております。
また、右側のほうをごらんください。
今度は放射性物質の大気拡散の条件になります。こちらのほう、前々回１７回のほうでもご説明しまして、ガウスプルームモデルというのを使ってございまして、気象データとしては女川の２０１２年の１年間の気象データを使って評価してございます。
それと、実効放出継続時間は１時間ということで、こちらのほうもコメントいただいており
まして、後ほどこの辺をご説明をさせていただきます。
放出源については、フィルタベントと排気筒、それぞれ高さが違っていますので、分けて評価しています。
あと、遮蔽、これも考慮しておりまして、遮蔽モデルについては後ほどご説明させていただ- 55 -

きます。
それと、その下のところ、運転員の防護措置ということで、制御建屋、中央制御室には換気
空調系、あと待避所にも加圧設備を設けるなどの防護設備をとってございますので、そういった効果を考慮した評価を実施しております。それとあと、マスク、運転員のほうがマスクの着用を考慮した評価を実施してございます。それと、交代の体制も、５直３交替ということで、交替を考慮した評価を実施してございます。
続きまして、４ページをごらんください。
今ほどの評価条件を踏まえまして、大気中への放出量をフローチャートにしたものをお示ししておりますので、その根拠についてご説明させていただきたいと思います。
４ページの図２の大気放出過程でございますが、これは一番上に炉内内蔵量があって、そこから溶融炉心からどのようなフローで大気中に出ていくかというものをお示ししたものになってございます。
それぞれ、まず炉内内蔵量から４つに分かれていまして、希ガス、無機よう素、有機よう素、
粒子状放射性物質と、これはそれぞれ化学性状ごとに挙動が違ってきますので、それぞれ分けて評価を実施しているといったところでございます。
それで、左側から希ガスでございますが、こちらは原子炉格納容器内での除去効果というのを考慮しない評価、保守的に考慮しないものとして評価してございます。
無機よう素、こちらのほうは格納容器内での自然沈着の効果として、記載してあるとおり、
１秒間当たり９掛ける１０の－４乗の割合で減っていくという効果が実験的に認められておりますので、その効果を考慮してございます。
続きまして、その右です。有機よう素、こちらのほうは希ガスと同じようにガス状で、保守的にその除去効果を見込まないというふうにして評価してございます。
その右側のところ、粒子状放射性物質、こちらのほうは先ほど条件のほうでご説明しましたが、格納容器のスプレイ沈着効果を見ているといったところでございます。
こういった効果を考慮しまして、さらにその下のところ、経路が２つに分かれてございますが、左側のほうが格納容器から漏えいして原子炉建屋に漏えいしていく経路を示したものになってございます。
また、右側がフィルタベントの経路になりますが、まず左側からご説明させていただきます。
左側、原子炉格納容器から原子炉建屋への移行については、これは格納容器圧力に応じた漏
えい率、これは設計漏えい率をベースに計算した漏えい率で移行していくものと評価をしてご- 56 -

ざいます。
その際、原子炉格納容器から漏えいする際に捕集効果が認められておりますので、そこについては粒子状放射性物資として１０分の１になる効果を見ているところでございます。
その下のところ、原子炉建屋への流入割合、こちらのほうはＭＡＡＰのほうで解析評価してございまして、記載のとおりの数字の割合のとおりになるという結果が得られております。
さらに、その下のところ、非常用ガス処理系が起動する前までは左の経路、原子炉建屋からの大気中への漏えいというものを考慮しておりまして、そこは保守的に換気回数として無限大として評価しております。
右側のほうは、７０分後から非常用ガス処理系での放出を考慮しておりまして、記載の換気率のほうで評価していると。ただ、その際には除去効率は考慮しないというふうな評価をしております。
この結果、一番下のとおり、非常用ガス処理系を経由した排気筒からの放出ということで、記載の数字のとおりの大気放出量になったという結果でございます。
また、右側のほう、今度はフィルタベントの経路でございますが、こちらのほうはベントする際にサプレッションプールでのスクラビングによる除去効果を考慮した評価をしております。
ベントラインへの流入割合は同様にＭＡＡＰの解析結果で求めておりまして、記載の数字のよ
うになってございます。
その下のところ、その結果に対しましてさらにフィルタベントによる除去効果を考慮した結果、一番右下のとおりの数字になるといったところでございます。
このあたりの数字につきまして、もう少し考察を加えておりますので、次の５ページをごらんください。
放射性物質の放出量についてということで、炉内内蔵量と大気中への放出割合を示している
ものになってございます。
こちらのほう、表２ということで、大気放出量をお示ししてございますが、これは評価に当たりまして、先ほど言いましたとおり、原子炉格納容器フィルタベント系からの放出経路と原
子炉建屋原子炉棟から非常用ガス処理系を通じた大気中の放出経路を考慮して評価したものになってございます。
それで、主な核種としまして希ガスでございますが、これは炉内内蔵量１．６掛ける１０の１９乗ベクレルと評価してございます。それに対して４．７掛ける１０の１８乗ベクレルが出ていくと。これは比率としましては福島第一との比率を記載してございますが、おおよそ福- 57 -

島の７分の１程度になるといったところでございます。
一方、よう素でございますが、福島との比較でいいますと３００分の１程度、あとセシウムにつきましては、こちらは約１万分の１になるといった評価結果になってございます。
こういった放出量の評価でございますが、これは積算値を示したものになってございますが、実際は時々刻々と出てくるものを評価して被ばく評価に使っておりまして、それを６ページのほうにトレンドでお示ししてございますので、６ページをお開きください。
左側の図３のほうに非常用ガス処理系から出てくる放射性物質のトレンドを示しております。
右側の図４はフィルタベント系から出てくる放出トレンドを示しておりまして、フィルタベン
ト系のほうは４５時間後に一気に立ち上がるといったトレンドになってございます。
６ページの２つ目の矢羽根のところに記載してございますが、こちらの時々刻々と出てくる放出トレンドをもとに大気拡散係数を評価する際のパラメータも決めておりまして、それは実効放出継続時間と呼ばれるものなんですが、これは格納容器フィルタベント実施時の放射性物
質が短時間に全量放出されるようなトレンドになっておりますので、それは図４のほうを見ていただくと理解いただけると思うんですが、それを踏まえまして実効放出継続時間は１時間として設定しております。
ということで、運転員の被ばく評価では、運転員の交代時間と時々刻々と変化する放出量を踏まえて評価を実施しているものになってございます。
この際、大気拡散係数というものを用いて評価しているんですが、それがどのように評価しているのかというのをまた次の７ページでご説明させていただきます。
７ページをごらんください。
評価点における放射性物質の濃度と大気拡散係数についてということで、記載させていただ
いております。
まず、１つ目の矢羽根でございますが、評価点における放射性物質の濃度、これはχ（ｘ ,ｙ,ｚ）と記載してございますが、これは単位放出率当たりの風下の相対濃度といいますが、これは下のほうに１つ目の矢羽根の（１）式の下に書いてあるとおり、（χ／Ｑ）というもの
で、これが相対濃度になります。これに時々刻々と放出される放射性物質の放出率を乗じて算出しているものであります。この放射性物質の放出率は、先ほどご説明したとおり、フローチ
ャートでお示しした評価をもって評価したものになってございます。
放射性物質の濃度χ（ｘ,ｙ,ｚ）は、（１）に示しておりますが、この相対濃度にＱ（ｔ）という放射性物質の放出率を掛けたものになっております。大気拡散係数を使って評価するの- 58 -

はこの相対濃度でございまして、大気拡散係数相対濃度を評価してございまして、そもそもの評価というのが２つ目の矢羽根以降に記載したものになってございます。
相対濃度につきましては、次の（２）式により計算されるということで、これは実効放出継続時間をＴというふうに書いておりまして、あと（χ／Ｑ）ｉにデルタというものを掛けたものの平均をとっているんですが、このデルタというのは評価方位、この場合でいうと放出点から中央制御室のほうに風が吹いているときには、これは足し合わせて平均をとりますということを意味しているものになってございます。
先ほどベントを踏まえてＴ、この実効放出継続時間を１時間にしますとご説明させいただい
たんですが、このところのパラメータＴというのを大きく取ればとるほどここの数字というのは小さくなりますので、数字としては非保守側になっていくといったところで、Ｔは１にしているといったところになります。
さらに下の末の矢羽根のところ、この（χ／Ｑ）の具体的な評価でございますが、（χ／Ｑ）ｉ、これは建屋の影響を考慮した広がりのパラメータ、シグマｙ、シグマｚというのを用いまして、基本拡散式（ガウスプルームモデル）をもとにした（３）式で評価したものになっています。
このガウスプルームモデルにつきましては、次のページ、８ページで簡単にご説明させていただきます。８ページをごらんください。
大気拡散評価モデル（ガウスプルームモデル）についてというところで、ガウスプルームモ
デルでございますが、こちらは放射性物質の空間濃度分布が水平方向、鉛直方向ともに正規分布になると仮定したものになってございます。
放射性物質の濃度は中心線上が最も高くなるというふうになりますので、評価点の位置を正規分布の中心線上にとることで、保守的な評価を与えることができると考えております。
前回、１７回のときに巻き込みによる考慮がされているんでしょうかというご質問をいただ
いていますが、そこについては、先ほども言いましたが、今回ここにも改めて追加させていただきましたが、なお書きに書いてあるとおり、建屋による巻き込みについても考慮する手法が確立されておりまして、建屋の影響を考慮した拡散パラメータを用いて計算していると。そのパラメータは、先ほどご説明したシグマｙ、シグマｚというものになります。
そのイメージ図というのを下の図５につけてございます。
これ簡単にご説明しますと、放出点のある建屋から評価点の原子炉制御室であったり、緊急時対策所であったり、そういった評価点に向かって風が吹いた場合のこの当該方位だけではな- 59 -

くて隣接方位による影響も考慮して評価しましょうといったものになってございます。この辺の評価の詳細なパラメータについては、前ページの７ページの式になっております。
それで、なおと２つ目のところに書いてあるのが前々回のときにもご説明しましたが、ＳＰ
ＥＥＤＩ等の三次元的なモデルというのはあるんですが、ガウスプルームモデルで評価することで、これは保守的な評価はできているものと考えておりますというところでございます。
続きまして、９ぺージをお開きください。
９ページ目、評価結果になってしまうんですけれども、後ほど参考ということで、被ばく経
路ごとの評価方法をお示ししますが、まずは結果でございます。表３に評価結果を示しております。
評価経路については、一番最初に図１でポンチ絵でご説明したものになっていますが、それぞれの評価経路をして評価したものになります。
中央制御室滞在時とあと入退域時両方の評価を実施しておりまして、中央制御室滞在時には約４５ミリシーベルト、入退域時については約５．４ミリシーベルトで、合計として最も厳し
い班で、約５１ミリシーベルトになるという結果になってございます。
この辺の評価の評価方法について、引き続き２．参考というところで簡単にご説明させていただきたいと思います。
１１ページをごらんください。
１１ページ、まずは原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法になります。
こちらのほう、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく、被ばく経路としては（１）、（５）にありますけれども、前述までの放射性物質の移行経路を考慮して原子炉建
屋内の放射性物質の濃度を評価して建屋の遮蔽の効果も考慮した上で被ばくの計算を実施してございます。
その際には、直接ガンマ線の評価はＱＡＤコードと、あとスカイシャインガンマ線の評価は
ＡＮＩＳＮコードとＧ３３コードを用いた評価を実施しております。
ＱＡＤコードと、あとＡＮＩＳＮコード、Ｇ３３コード、こちらのほう、いずれも世界的に広く使われているコードでございまして、ＱＡＤコードは直接ガンマ線を評価するコードで、
ＡＮＩＳＮは線量の輸送計算するコードになってございまして、Ｇ３３と組み合わせてスカイ
シャイン評価を実施しております。Ｇ３３は一回散乱を計算するとなってございます。
運転員被ばく線量の評価に当たりましては、線源領域を原子炉建屋内に設定しておりまして、- 60 -

評価点を中央制御室の中の最も線量の高い箇所に設定してございます。
入退域時の被ばく評価に関しましては、制御建屋の入り口と出入管理所、入ってくる、必ず通過する場所がございまして、そこを代表点として設定しております。制御建屋による遮蔽効
果、この際には制御建屋による遮蔽効果を考慮しないものとして評価を実施してございます。
このときの遮蔽の効果について、次の１２ページにお示ししております。具体的な数字につきましては、１２ページのほうの数字については、別途配付している資料のほうでごらんになっていただければと思います。
建屋の遮蔽のうち、主だったものを考慮しているといったところで、細かい内壁等は考慮しないことで、そういった意味で保守的な評価になってございます。
続きまして、１３ページをごらんください。
今度は放射性雲（プルーム）中の放射性物質からのガンマ線による被ばくによる評価についてご説明させていただきます。
放射線雲中からのガンマ線の線源は建屋外に存在しておりまして、建屋内外の遮蔽壁によって遮蔽されることになります。
イメージ図を右側に示しておりますので、そちらのほうをごらんください。
建屋の外に放射線雲がありまして、そこからガンマ線がやってくるといったところでございまして、そのとき考慮する遮蔽壁の厚さとしましては、屋外から室内に至るまでの経路のうち、ガンマ線の経路のうち、最も薄い遮蔽厚さを参照して評価してございます。
そのときに評価する際の計算式というのを３つ目のポツに示しておりまして、これは放射性
雲中のガンマ線、これは空気中のカーマを評価する式でございますが、これに遮蔽壁による遮蔽効果を考慮して、さらにビルドアップ係数を考慮して評価したものになっております。
また、ということで、この空気カーマの線量、（Ｄ／Ｑ）といいますが、この（Ｄ／Ｑ）は
基本拡散式から求められる空間濃度分布とあとガンマ線線量計算モデルを組み合わせた空気カ
ーマ率を計算する次式を用いて計算しているということになります。
続きまして、１４ページをごらんください。
今度は地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばくになります。
大気中に放出された放射性物質が地表面、あとは建屋の屋上に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくというものを計算したものになっておりまして、中央制御室における放射性物質の濃度に沈着係数を乗ずることで、地表面に沈着した放射性物質の濃度を評価したものになってございます。
- 61 -

運転員の被ばく評価に当たりましては、原子炉建屋内の放射性物質のガンマ線による被ばく
評価の（１）、（５）の評価と同様に、ＱＡＤコードを用いて評価してございます。
線源領域でございますが、これは地表面からの影響が飽和する範囲というのがございまして、
これがＪＡＥＡが評価しているレポートがあるんですが、地表面に沈着した範囲としまして４００メートル以内からの影響が約９９％という知見がございます。それをもとにその線源範囲というのを設定しておりまして、保守的に制御建屋を中心とした２，０００メートル四方の範囲を線源領域として設定しました。
最後のところ、沈着線源の位置でございますが、これは制御建屋の屋上以外につきましては、周辺の建屋の影響、地形等を考慮しまして設定してございまして、具体的には下の図９の絵を見ていただきたいんですけれども、隣接建屋、あと地表面に沈着している線源というのをオレンジの点線で表現させていただいておりますが、これは中央制御室内の評価点と同じ高さの位置に持ってくるということで、線源から評価点までの距離が近くなるという観点で、保守的なモデルを設定して評価してございます。
続きまして、１５ページをごらんください。
今度は室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくと、あと大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時のご説明になります。
中央制御室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの評価に当たりま
しては、室内と同じ容積を持つ半球状の線源から受ける外部被ばくとして次式を用いて評価しております。
この式でございますが、サブマージョンの式と呼ばれているものになっておりまして、半球状のモデル、右側の図１０に示すようなイメージの評価モデルになってございます。
その下のところ、今度は吸入摂取による被ばくの計算になりますけれども、中央制御室内、あと入退域時における吸入摂取における内部被ばくでございますが、こちらマスクによる防護を考慮して次式による評価式を用いて評価してございます。
吸入摂取による内部被ばくということで、Ｈイコールと書いてありますが、ＰＦがマスクによる防護係数を示しておりまして、呼吸率等を考慮して評価したものになってございます。
まず簡単ではございますが、制御室に対する回答になります。
続きまして、資料－４を用いまして緊急時対策所の被ばく評価結果について引き続きご説明させていただきたいと思いますので、資料の４のほうをごらんください。
資料－４のページをめくっていただきまして、２ページ目でございます。
- 62 -

緊急時対策所の第１５回の関連質問の回答になります。
このときのご質問でございますが、緊対所の被ばく評価ついて評価の前提条件や実効線量の算出方法等、詳細に説明してほしいということで、中央制御室と同じようなご質問をいただいたものでございます。
回答でございます。緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価でございますが、こちらは放射性物質の放出量につきましては、東京電力福島第一原子力発電所事故と同等として評価したものになります。
放出量については、プラントの出力比で換算して評価したものになってございます。
その次のところ、放射性物質の拡散につきましては、これは中央制御室の居住性に係る被ばく評価と同等の手法で、ガウスプルームモデルで建屋の巻き込みを考慮した評価を実施しております。
被ばく経路でございますが、図１のほうに示してございますが、これも中央制御室と同じような考えで設定したものでございますので、説明は割愛させていただきます。
３ページ目をごらんください。
表１のほうに緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主な条件を記載しております。
左側に環境中への放射性物質の放出に係る条件を示しております。
まず、評価号炉、こちらは２号炉でございます。女川２号炉でございます。
評価事象としては、先ほどご説明したとおり、福島第一事故と同等の状態を想定したものになります。
評価対象核種、これは制御室と同じく希ガス、よう素などの６５核種を考慮しているものになります。
あと、運転時間、燃料の装荷割合でございますけれども、炉内内蔵量については制御室と同じ条件で評価したものになってございます。
その下のところ、放射性物質の大気中への放出割合、こちらでございますが、これは福島第一事故、原子力発電所事故のときの評価結果というのがＩＡＥＡの評価結果が示されておりま
して、それに基づいて研究されているものになってございます。１から３号機、それぞれの全体について平均をとったものになった数字になってございます。
その下のところ、放出開始時刻、こちらにつきましては、事故発生から２４時間後ということで、福島の事故のときに最も放出が早かった１号炉の放出時刻を参照しているものになっております。
- 63 -

その下のところ、放出継続時間、こちらについては、最も計測時間が長くて放出量が多かった２号炉の時間を想定したものなってございます。
右側のほう、放射性物質の拡散については、中央制御室と同様に評価したものになってございますが、放出源の高さでございますが、これは排気筒やフィルタベントを使わないということで、原子炉建屋から出てくるということで、地上ゼロメートル放出と評価したものになってございます。
遮蔽モデルは後ほどご説明させていただきます。
その下のところ、対策要員の防護措置につきましては、緊急時対策所の換気設備、それと加圧設備、こういったものを考慮して評価したものになってございまして、マスクや交代要員については、制御室と違いまして、運転員と違いまして、こちらのほうでは保守的に評価、見込
まないと、期待しないものとして評価した評価結果になっております。
続きまして、４ページをごらんください。
４ページ目のほう、大気放出過程をフローで示したものになっております。
炉内内蔵量は、制御室と同じ数字になってございまして、放出割合も先ほどご説明したとおりになってございます。それに対して放出継続時間１０時間を考慮した結果、大気中への放出量というのが一番下の枠囲みの中に書いてある数字のとおりになるといったところでございます。
この辺の数字に対しての考察について５ページ目に示しておりますので、５ページ目をごらんください。
放射性物質の放出量について、炉内内蔵量と大気中への放出割合というものの考察になります。
表２のほうをごらんください。
希ガス、よう素、セシウムについて炉内内蔵量と女川の放出量とを記載したものになります。
炉内内蔵量に対して女川の放出量は希ガスが６．０掛ける１０の１８乗ベクレル、よう素は２．２掛ける１０の１７乗ベクレル、セシウムは１．８掛ける１０の１６乗ベクレルという結果になりますが、これは福島の１から３号機のその放出量に対して、比率としましては希ガス
は５分の１と、よう素は８分の１、セシウムは２分の１という結果で評価したものになってございます。
続きまして、６ページをごらんください。
こういった放出量に対して遮蔽の効果を見込んだ評価をしてございます。放射線線量の計算- 64 -

の評価方法については、制御室のほうの２．参考で示している評価方法と同様に評価してございますので、そこは割愛させていただきます。
緊急時対策所の生体遮蔽装置、遮蔽でございますが、こちらについては枠囲いの中に書いてあるモデルで評価しているところでございます。こちらのほう、商業機密になっておりますので、ちょっと別途配布している配付資料でごらんになっていただければと思います。
緊急時対策所のほうは、一番下の階に配置されておりまして、その周りの遮蔽の効果を見込
んで評価しておるといったところでございます。
その結果でございますが、次ページをごらんください。
７ページになります。
結果としまして合計値としては７．０掛ける１０の－１乗ミリシーベルトということで、７日間で１００ミリシーベルトを超えないということを確認しております。
この被ばく経路の内訳のうち、一番線量が多いのは（２）の放射線雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくになっておりまして、これが６．７掛ける１０の－１乗ミリシーベルトということで、ほぼ、これが緊急時対策所の場合の評価の影響になるといったところでございます。
被ばく評価のご説明は以上になります。
○座長

ありがとうございました。

初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら、事務局からご報告をお願いします。
○東北電力株式会社○座長

特にございませんでした。

それでは、先生方、何か質問等がありましたら発言をいただければと思います。関根先

生。
○関根委員

前回いろいろと伺わせていただいて今日回答いただきました。ありがとうございました。時間の単位としての考え方、最初の資料の７ページで、わかりまして、少し理解が深まりました。
最終結果ですが資料３の９ページ、それから資料４の５ページだったと思ったんですけれども、例えばこれが気象条件でどのように変わるのかなというのをお伺いしたいと思うんです。
例えば、乾性で飛んでいるときにはそのまま通り過ぎるんですけれども、湿性沈着したときは異なります。先ほど沈着係数を用いると言われていましたが、たまたま放出の最中に雨が降っているという場合には、この９ページの表を見る限り、降雨時は地表面からの影響が大きいで- 65 -

すよねそうすると、多分この中で出入りがあり、例えばプルームの影響と相まって上下の関係の広がりが生じるのかなと思ったのです。特に雨の場合の影響についてお伺いしたいと思いました。
○東北電力株式会社

今ほどのご質問ですけれども、まずこの評価の前提、沈着に関しまして、

実際降雨の影響を考慮した評価と関係ございます。その考慮の仕方なんですが、少しご説明させていただきますと、３ページ目のほうを一旦開いていただき、資料３の３ページ目、こちらの評価条件で記載してございますが、まず放射性物質の拡散の右側の項目の上から２つ目のところ、気象資料と記載しているものでございますが、これは女川原子力発電所の１年間の気象データを実際使ってございます。この気象データを１年間分のデータを使った上で、厳しいものをとって評価しているといったことでございます。その評価は先ほど７ページ目の拡散式をお示ししましたが、この７ページ目の拡散式を１年間分計算してやっているんです。それで、厳しいものをとって、厳しいものから９７％の数字のものをとってそれで評価に使ってございますので、その数字は湿性沈着、実際降雨時のデータになっているということを確認してございまして、その数字としては乾性沈着の約１．２～３倍ぐらいの量になるという結果が得られております。ですので、それらを足し合わせて評価しています。
ただ、実際さらにそこに保守性を見込んでおりまして、今その結果は１．３倍と言いました
けれども、それを３倍にして湿性沈着分は乾性沈着の３倍というふうに保守的に係数を掛けて評価してございますので、さらにそれを厳しく評価しているといったところでございます。
○関根委員

わかりました。３ページの条件の気象資料というのがありましたので、１年分の資料を何らかの形で、重み付けをして平均化しているのかなと思ったのです。だから、そこの重みの大きいところだけを取り出しているという計算結果であり、この条件での結果は雨の結果と理解してよろしいですか。
○東北電力株式会社
○関根委員
○座長

はい、そのとおりでございます。

わかりました。どうもありがとうございました。

では、源栄先生、お願いします。

○源栄委員

拡散モデルで、今気象条件の話出ましたけれども、セシウムの拡散とか、物理的に異臭の拡散問題とか、やっていますね。一番厳しいのは、地表面を這って上に拡散しないような気象条件になりますよね。この隣の駅の声が今朝はよく聞こえるとかね。それから、仙台では異臭騒ぎがありました、河北新報で。工場の異臭が町の中で、あれは寒い朝に上に拡散しな
いで地表這ってきた。そういう条件のときって一番厳しいんじゃないでしょうか。もちろん風- 66 -

速、風向の問題とかありますよね。そういうものに対して、平均とっているんだったらいいんですけれども、特別なとき考慮して。
○東北電力株式会社

特別な状態ということでございますが、この評価の際に最も厳しいのは、おっしゃるとおり、地表面を這う場合には地面の影響で、下側の拡散が抑制されるという効果がありますので、そういった場合には厳しくなる。ただ、制御室の場合は、放出点が高いところに設定していると。フィルタベントの排気放出口、あと排気筒の放出口、これも原子炉建屋の屋上であったり高いところに排気口があるということで、そこの効果は、地面による抑制効
果は、考慮しなくていいのではないかなと。あと、制御建屋自体の運転員のいる建屋の建物の中で、中央制御室の一番高いところに、比較的高いところにありまして、ただその際に評価する際はエンジク上で評価しているということ、中心軸上で評価しているというところがあって、地面による抑制効果は、そこについては考慮していないんですが、厳しくは評価しているだろうと考えております。
一方、緊急時対策所、こちらのほうについては、地上放出として扱っておりまして、対策所の位置も比較的低いところにありますので、そこは上方に拡散されない、下側からの反射も考慮した評価をしてございます。そういった意味では、厳しくなっているのかなと。
あと、吹き上げのエネルギー、こういったものも評価の際には考慮していないという意味合いでは、厳しいのかなと思っています。
○源栄委員

敷地内だとやっぱり地形効果って何か気になって、私、最近、距離減衰みたいなものは、発電所内というか周りの住民に与える影響みたいなときには非常に大事なんだと思いますので。
○東北電力株式会社

まず、先ほどの議論のちょっと補足的な意味でお話ししますけれども、説明の中でもありましたけれども、１年間の８，７６０時間の拡散、そのχ／Ｑというものを評価をしていまして、大きいほうから３％目をとりますということで、これはまれに起こるような、あまり拡散をしないで高い濃度で評価点に向かうというところをピックアップしたいということで、そういうやり方をしています。それがある意味先生が言われた地表を這うようなところが厳しいでしょうというふうなことに対応する一つの答えかなと思います。
それから、高所放出と低所放出とありますけれども、地形の影響を考えたときにもちろん複雑な地形で、放出点と同じようなレベルにに評価する地点があるとすれば、高い濃度が届きやすいですよねということはあるので、地形の影響というのは、気象条件のほかに大きな評価をするときには、やっぱりそこの特徴というのは出やすいというのは、我々としてもしていると- 67 -

ころで、女川もやはり３号を丘陵地に囲まれたお椀型の地形ですので、じゃ今フィルタベントをしましたというときに、地上高３６メートルのところから放出をします。仮にですけれども、もうちょっと高いところから出したら、敷地の境界において結構違うんじゃないかと。そういう議論は審査の中でもございました。我々は、地形、高さも考慮し、敷地境界で放出の高さが違った場合、どのぐらいインパクトあるのかというと、ほぼないということも確認してございますので、そういう意味では、女川の気象条件を使って評価しているところでは、そういう敷地の複雑な地形の影響というのはカバーできるぐらいですので、保守性でカバーされているんじゃないかなとそういうふうに思っています。
○源栄委員
○座長

わかりました。

そのほかご質問。岩崎先生。

○岩崎委員

放出量のところで、最初のほうの制御室についてのフィルタベントを考慮して１０の１２乗の放出量と。一方は、福島を参考にして１０の１６乗の放射能の放出量ということで、制御室については上にあって遮蔽効果が薄いということで、５１ミリシーベルト、一方、地下２階とか深くあるところで、０．７ぐらいになっていますけれども、そうすると地下にあるものが５桁ぐらい遮蔽効果があるということになりますか。それでよろしいですか。
○東北電力株式会社○岩崎委員

その考えで合っていると思います。

そこが効いているのは、中にある深さですか、生体遮蔽。

○東北電力株式会社

建屋の遮蔽厚もかなり効いていると思いますが、あとは実際制御建屋の位置とあと緊急時対策所の位置、この位置関係が少し、緊急時対策所のほうが少しというかかな
り上がる。そこは我々影響しているというふうに。
○岩崎委員

そうすると、対策所のほうに例えばプルームが真上に来て、横にある生体遮蔽が使えないで真上から照射されるような最も厳しいケースというのはどうなんですか。そこはあまり、それは心配しなくていい。プルームが真上にきて照射されるケース。
○東北電力株式会社

その条件を考慮して評価したものになっております。この評価がかなり厳しく見ている点では、全てが、ほぼ全ての放射性物質が建屋の真上に来ていたらどのぐらいの線量になるかという観点で、放射性雲からの影響は見ているというところでございます。
○岩崎委員

わかりました。

それともう一つ、ＱＡＤコードというのは、私ちょっとよく知らないんですけれども、どういう、ガンマ線の三次元のですか。
○東北電力株式会社

基本、三次元を形状を考慮することはできるところになってございますが、- 68 -

簡単にいいますと、線源領域を決めたときに一つ一つは点線源とみなし、点線源と評価点との位置関係から、ビルドアップ係数を考慮したうえで、非散乱のガンマ線の到達本数を線源弱係数等を用いて評価すると。それに対して、線源領域ごとに積分してやるという、そういう評価
方法になっております。
○岩崎委員

ガンマ線の深い遮蔽の計算は非常に難しくて大変なんですけれども、いろいろほか

で検証はされていると思うんですけれども、それは大丈夫ですか。
○東北電力株式会社

実際、いろいろなモデルというか実験モデル等、この計算モデルを比較して検証されていまして、ＱＡＤコードも、ほかのＧ３３、ＡＮＩＳＮなどもそうなんですけれども、許認可コードとしてかなり実績のあるコードになっております。ですので、しかも保守的な結果が得られるということで、実績もあるというふうに考えております。
○岩崎委員

わかりました。

それと、最後に、フィルタベントで、桁が１万分の１ぐらいにソースタームが落ちるということで理解しているんですけれども、そうすると、ただフィルタベントをすると、とりあえず相当量の放射能を落とせるということですよね。仮に何か事故、だからフィルタベントを積極的に使うという前のセッションであれなんですけれども、フィルタベントを極力使いたくないというスキームじゃなくて、フィルタベントを積極的に使うような事故対策というのをしたほうがソースタームからいうと明らかなんですけれども、何かほかにそういうフィルタベントをすると害があるというのは、ゼロじゃなくなるということはあるんですね。やっぱり１万分の１というのは非常に大きいソースタームですので、減少の効果があるので、その辺はどうお考
えなんでしょうか。フィルタベントについて。
○東北電力株式会社

フィルタベントでございますが、これは特に汚染がひどい、セシウム

１３７に対してはかなりの効果が見込めると思っています。ただ、一方ですが、先ほどの有効性評価でもお示ししたとおり、フィルタベントを使わない代替循環冷却で収束するケースでも、フィルタベント以下にセシウム放出量は抑えられると我々は評価してございます。ですので、
あと希ガスの放出という観点を考慮しますと、できるだけフィルタベントを使わないで代替循
環で収束させるというのが基本ケースになるのではないかと思います。
○岩崎委員

いや、そうなんですよね。代替循環、要するにおっしゃりたいことはよくわかるんですけれども、それがうまくいかなかった想定をしたときにフィルタベントをどう扱うかということは、私はまだちょっと電力さんの中できちっと、効能もあるし、害もあるしというような、長所短所をきちっとやった上で、考えられてやって、例えば福島の事故を念頭に置けば、- 69 -

フィルタベントしておけばよかったなというのは明らかなので、そうならないことを私はぜひとも、代替の、ほかの動的な機器が動いているときはいいんですけれども、それ以外のときにフィルタベントするかしないかを迷っておくれてしまうということをぜひとも避けることをお考えいただきたい。そうすると、確かに敷地は汚れるかもしれない。だけれども、遠くの、例
えば福島の遠く１０キロ、２０キロのところは汚れない可能性、非常に大きいわけで、そこをちょっとお考えいただきたいなというのがこのソースタームを見せていただいて、ちょっとコメントさせていただきました。
○東北電力株式会社

フィルタベントというのは、やはり土壌の汚染というのに大きい効果をもたらすと私も当社としても認識をしています。先生おっしゃるように、やはり注水とかうまく機能している場合というのはいいんですけれども、やはり迷わない、代替循環冷却系がうまく使えている分にはいいですけれども、迷わずに、判断が人に依存しないと、そういうことをしっかりと我々も手順としても考えて定めていくという、そこは重要だと考えておりますので、貴重なご意見として承っておきます。
○岩崎委員
○座長

よろしくお願いします。

そのほかご質問。

１つだけちょっと細かいんですけれども、３ページ目のところの表１のところで、ちょっと真ん中のところに燃料装荷割合というのがあって、１サイクルから４サイクルまでが０．２２９で、５サイクルが０．０８４というふうに、ちょっと考えると、各サイクル、５分の１でいいのかなと思うんですけれども、これだと、どうしてこの５サイクルだけ少ないんですか。
○東北電力株式会社

こちらは、基本燃料装荷、交換というのが大体４分の１炉心ずつ、４分の１ずつ交換していくことになります。ですので、概ね４サイクルで全部交換になってしまうんですが、とはいえ５サイクル目の燃料というのが実際にありまして、そこを厳しく見ていくという観点で設定しているものでございます。
取りかえ平均の燃焼度というのがございまして、それが４５ギガワットｄ／ｔになるのが今、女川２号で使っている９×９燃料の設計値になってございまして、おおよそこの辺は装荷割合
がそれに近しいと。ただし、それよりも数字的には厳しくなる燃焼になるような設定をしている、この評価上の装荷割合だと考えてございます。
○座長

５万５，０００にするために５サイクルの燃料を入れたということですかね。

○東北電力株式会社

最大の燃焼度として５万５，０００、５５ギガワットｄ／ｔになるように、- 70 -

こういう設計をしたものというところでございます。
○座長

そのほかご質問ございますか。よろしいですか。

それでは、以上で（９）事故対応の基盤整備（制御室及び緊急時対策所）についての本日の議論を終了します。
先生方、貴重なご意見、ありがとうございました。もし本日の説明をお聞きになりまして改
めてご質問等がございましたら、事務局まで提出していただければと思います。
議事１を終了させていただきたいと思います。

（２）その他

○座長
○事務局
○座長

４．閉
○司会

次に、（２）のその他ですが、事務局から何かございますでしょうか。
特にございません。
それでは、特にないようでしたら、本日の議事を終了させていただきます。

会
若林先生、ありがとうございました。あと、委員の皆様からの貴重なご意見、大変あり

がとうございました。
これをもちまして第１９回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会を終了させていただきます。本日は長時間にわたりありがとうございました。

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