東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-40-3 改 6

提出年月日

平成 30 年 5 月 25 日

工事計画に係る補足説明資料
安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書のうち補足-40-3【環境条件における機器の健全性評価の手法について】（抜粋）

平成 30 年 5 月
日本原子力発電株式会社

別紙－2① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，希ガス，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 の Table3.12 に基づく放出割合により放出されるものとする）③ 原子炉格納容器内気相部における放射性物質の存在量の算出（存在量の算出に当たり，放射線環境条件設定に対して保守的な想定となるよう，原子炉格納容器内空間線量に寄与する気相部存在量を保守的に設定する。希ガス及び有機よう素については全量が気相部に存在するものとする。その他の核種のうち 2%※1 は気相部に存在するものとし，残りの 98%※1 のうち 5%※2 は空間線量に寄与するものとする。また，サプレッション・チャンバの環境条件設定に当たっては，サプレッション・プール内に移行した放射性物質のうち，サプレッション・プール水深 60 ㎝分※3 が空間線量に寄与するものとする。）※1 CSE 実験の知見として原子炉格納容器内の沈着効果（除去効果）として DF200 が確保できることから，保守的に気相部へ 2%（DF50 の沈着割合相当）の移行割合を設定※2 ※1 の沈着する放射性物質の多くは格納容器スプレイ等によりサプレッション・プールに流入するものと考えられるが，一部はドライ
ウェル床面の水溜り部等にも沈着され，空間線量に寄与する可能性があるため，サプレッション・プール及びドライウェル床面の水溜
り部の容積比が約 1%であることから，沈着する放射性物質のうち空間線量に寄与する割合を保守的に 5%に設定する。
※3 水面下 60 ㎝以深では 1 桁程度の線量低減が見込めることから，水深 60 ㎝に存在する放射性物質の線量寄与を考慮する。なお，水深60 ㎝の放射性物質の存在量は保守的に※1 の沈着分の全量がサプレッション・プールに均一分布し存在するものとして設定した。

④ 原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質による積算放射能量の算出（ドライウェルにおける積算放射能量は，想定事故の起因事象が LOCA であることを踏まえ，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量
全量がドライウェルに存在するものとし算出する。サプレッション・チェンバにおける積算放射能量は，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量のうち，原子炉格納容器全体の気相部容積に対するサプレッション・チェンバの気相部容積の割合に相当する存在量を設定し算出する。また，積算放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）

算出結果は，第 2-1-2 表に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当⑤ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部における積算放射能量（Bq･s）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R

第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図1 重大事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

1

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出，気相部における存在量の算出（図 1 の②及び③で示す原子炉格納容器気相部における存在量の算出と同様）③ 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への放射性物質の移行量及び積算放射能量の算出（②で算出した原子炉格納容器気相部への移行量に対して，原子炉格納容器の漏えい率 1.5 %/日※1 を設定し，事故後直後からの原子炉建屋
原子炉棟への移行量を算出する。また，積算評放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）※1 AEC の式により格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率が 1.3 %/日となること
から，原子炉建屋原子炉棟の空間線量を保守的に設定する観点から 1.5 %/日を設定

算出結果は，第 2-1-3 表に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部（原子炉建屋原子炉棟気相部の最大容積）と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部 VOF と等価な半球の半径（m）
R
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図2 重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

2

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，第 2-1-4 表に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当③ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉格納容器内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉格納容器内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R

第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当④ ③での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図3 設計基準事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

3

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，図 3 の②と同じく，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）③ 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉建屋への移行挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，第 2-1-5 表に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価な半球の半径（m）
R
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図4 設計基準事故時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

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（別添資料）重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
重大事故時における原子炉格納容器（以下「PCV」という）及び原子炉建屋原子炉棟内（以下「R/B」という）の安全施設に対する環境条件設定に当たり，図 1 及び図 2 に示すフロー図に従い，PCV 内に対しては 550 kGy/7 日間（主蒸気逃がし安全弁），640 kGy/7 日間（その他の設備）を設定
し，R/B 内に対しては 1.7 kGy/7 日間を設定する。本環境条件設定における放射性物質（以下「FP」という）存在量の設定に係る評価条件の保守性について表 1 に示す。
表 1 重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
評価項目
炉内から PCV 内への FP 放出量の設定

PCV 内気相部の FP 存在量の設定

PCV 内の積算放射線量の算出

PCV から R/B への FP 放出量の設定※

評価条件の保守性
・希ガス，よう素及びセシウムについて全量放出を設定
・サプレッション・プールの pH 調整効果（有機よう素の低減効果）を考慮しない
・無機よう素及び粒子状物質は CSE 実験の知見では数百分の 1 以上の沈着効果が得られるが，50 分の 1 の沈着効果を設定
・PCV 内で沈着する FP のほとんどは S/P に移行すると考えられるが，5%は空間線量に寄与するものとして気相部存在量に加算して設定・サブマージョンモデルにおける評価は，ドライウェル
又はサプレッション・チェンバと等価な体系をモデル化し評価しているが，原子炉圧力容器等構造物による遮へい効果は考慮していない・ドライウェルの線量評価の保守性
PCV 内気相部に存在する FP が全てドライウェルに存在するものして評価
・サプレッション・チェンバの線量評価の保守性
PCV 内で沈着する FP 全量がサプレッション・プールに移行するものとして，サプレッション・プールに内包する放射性物質からの線量寄与を考慮※
・R/B へ漏えいする FP は，PCV 内の放射線環境条件で保守的に想定した PCV 内気相部に存在する FP を想定
・格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率 1.3 %/日を包絡する値として 1.5 %/日一定の漏えい率を設定

サプレッション・チェンバ内気相部に存在する FP からの線量評価に当たっては，FP が PCV 気
相部全域に一様に存在しているものとして積算放射線量を評価する。

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