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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0072 改51
提出年月日
平成29年6月7日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について

平成29年6月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
1. 重大事故等対処設備
1.1 重大事故等対処設備の設備分類
2. 基本設計の方針
2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 耐津波設計の基本方針
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性
3. 個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備
3.20 原子炉本体
3.21 原子炉格納施設
3.22 燃料貯蔵施設
3.23 非常用取水設備

目次-1

別添資料－1
別添資料－2
別添資料－3

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置について）
復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備について

下線部の資料のうち，説明に必要な箇所を抜粋して提出。

目次-2

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柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
別添資料－１

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について

平成28年1月
東京電力株式会社

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第 3.2.2.1.1－2 表 想定するエアロゾルの種類及び想定シナリオ（W/W ベント）時に格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量
核種グループ

各核種グループに対応
する主な化学物質例

炉内内蔵量[kg]（安定核種を含む）※1

格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量（安定核種を含む）※2

希ガス

Xe , Kr

-

CsI

CsI

TeO 2，Te 2 ※4

TeO 2 ， Te 2

約 7.4×10 -5 kg
約 7.1×10 -5 kg

SrO

SrO

約 3.2×10 -5 kg

MoO 2

MoO 2

約 1.5×10 -5 kg

CsOH

CsOH , RbOH

約 1.3×10 -3 kg

BaO

BaO

約 4.5×10 -5 kg

La 2O 3

約 2.4×10 -6 kg

Sm 2O 3 , Y 2O 3

CeO 2

CeO 2

約 2.4×10 -6 kg

Sb

Sb

約 1.1×10 -6 kg

UO 2

UO 2 , NpO 2 , PuO 2

約 8.9×10 -4 kg-

約 1.7×10 -3 kg

コンクリート/構造材※1

La 2O 3 , Pr 2O 3 , Nd 2O 3 ,

炉内内蔵量[kg]は，ORIGEN コードを用いて評価した核種ごとの停止時炉内内蔵量に基づ
き，MAAP コードにより評価した値※2

格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量は，炉内内蔵量[kg]と，格納容器圧力逃がし装置への放出割合（MAAP 解析結果を NUREG-1465 の知見を用いて補正）から評価した。想定シナリオ（W/W ベント時）では Te 2 及び UO 2 の放出割合の MAAP 解析結果はゼロであることから，後述する MAAP 解析の保守性は顕在化しておらず，NUREG-1465 の知見を用いた補正は必ずしも必要ないものと考えられる。しかしながら，ここでは保守的に Te 2 及び UO 2 の放出割合として MAAP 解析結果（ゼロ）そのものではなく，MAAP 解析結果を NUREG1465 の知見を用いて補正した放出割合を採用した。

※3

表中に示す Te 2 の炉内内蔵量[kg]は，Te の全量が Te 2 の形態で存在する場合の値に相当する。

※4

ここでは TeO 2 と Te 2 の存在比率を考慮せず，TeO 2 と Te 2 の各々が表中の炉内内蔵量[kg]をもつものとして格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を評価した（Te の停止
時炉内内蔵量を，ORIGEN コードを用いて評価した値よりも大きい値として想定することに対応）。本評価は格納容器圧力逃がし装置の設備設計に係る評価であることから，このような保守的な評価方法を採用した。なお，放出放射能量の評価に当たっては，より現実的な想定として停止時炉内内蔵量は ORIGEN コードを用いて評価した値そのものを採用し
ている。

-88-

第 3.2.2.1.1－4 表

MAAP 解析による放出割合の評価結果（エアロゾル量の評価に使用しない）核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（事故発生から 168 時間後時点,格納容器圧力逃がし装置に流入するエアロ
ゾル量の評価には使用しない）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 1.7×10-6

SrO

約 2.0×10-4

MoO2

約 3.0×10-6

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 4.2×10-5

La2O3

約 1.0×10-4

CeO2

約 1.0×10-4

Sb

約 2.9×10-6

Te2

0

UO2

0

-94-

第 3.2.2.1.1－7 表

NUREG-1465 の知見を用いた補正後の放出割合（格納容器
圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量を評価する際に使用）

核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（事故発生から 168 時間後時点）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 5.2×10-7

SrO

約 2.1×10-7

MoO2

約 2.6×10-8

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 2.1×10-7

La2O 3

約 2.1×10-9

CeO2

約 5.2×10-9

Sb

約 5.2×10-7

Te2

約 5.2×10-7

UO2

約 5.2×10-9

第 3.2.2.1.1－8 表

NUREG-1465 での原子炉格納容器内への放出割合

核種グループ

原子炉格納容器への放出割合 ※１

Cs

0.25

TeO2 ，Sb，Te2

0.05

SrO，BaO

0.02

MoO2

0.0025

CeO2 ，UO2

0.0005

La2O 30.0002※１ NUREG-1465 の Table 3.12「Gap Release」の値と「Early In-Vessel」の値の和を参照

-96-

4.2
4.2.1

格納容器圧力逃がし装置の操作性
ベント弁操作エリア

4.2.1.1
ベント前の被ばく評価 ※ベント前に屋内（原子炉建屋内の原子炉区域外）にて現場作業を行う際は，原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント前の屋内（原子炉建屋内の原子炉区域外）における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約 2.4mSv となり作業可能である。
4.2.1.2
ベント後の被ばく評価 ※ベント後（ベント中を含む）に屋内（原子炉建屋内の原子炉区域外）にて現場作業を行う際は，原子炉建屋原子炉区域内のベント配管内の放射性物質及び格納容器圧力逃がし装置を経由し大気中に放出される放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント後の屋内（原子炉建屋内の原子炉区域外）における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約 37mSv となり作業可能である。

4.2.2

フィルタベント遮蔽壁周辺

4.2.2.1
ベント前の被ばく評価 ※ベント前に屋外にて現場作業を行う際は，原子炉建屋から大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント前の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約45mSv となり作業可能である。
4.2.2.2
ベント後の被ばく評価 ※ベント後（ベント中を含む）に屋外にて現場作業を行う際は，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント後の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約81mSv となり作業可能である。
※被ばく評価の詳細は，別紙 33 を参照
4.2.2.3
自然現象による操作性への影響
環境条件として設定する自然現象（降水，積雪，風（台風），低温（凍結））による，操作性への影響は以下のとおり。

-156-

別紙 15■よう素フィルタからの放射性物質の再浮遊について

放射線照射による再浮遊よう素フィルタの銀ゼオライトに捕捉されたよう素は，捕捉した放射性核種による放射線の照射を受ける。ここで，一旦銀ゼオライトに捕獲されたよう素が放射線照射下において安定的に保持できるのかを確認するため，有機よう素を吸着した銀ゼオライトに対して放射線を照射したものと，放射線を照射していないものとを比較し，放射線照射によるよう素の離脱の有無の確認を行った。
まず，よう素フィルタの銀ゼオライトが吸収する放射線量について，以下の第 1 表の条件にて評価を行った。
第1表

銀ゼオライト吸収放射線量評価条件

項目条件

対象プラント・ABWR

事故シナリオ・シナリオレス（原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に CsI が 100％放出すると想定）

原子炉格納容器 pH 制御
ベントタイミング

・原子炉格納容器の pH 制御は無し
・出力停止後１時間後（線量を保守的に算定するための仮定）
・よう素フィルタに蓄積したよう素（有機よう素，無機よう素）及びよう素が崩壊して対象線源生成したキセノン。放射線としてはガンマ線及びベータ線を考慮
原子炉格納容器外への放出割合

・有機よう素＝0.04，無機よう素＝0.91×1/200（原子炉格納容器内での自然沈着）

フィルタ装置の DF・無機よう素，有機よう素＝1（除去されない）

よう素フィルタの DF

・無機よう素，有機よう素＝∞（全て除去される）

線源分布
評価時間

・よう素フィルタの吸着材全体に均一に吸着されると想定
・10 万時間（積算値がほぼ変化しなくなるまでの時間）
・ORIGEN2 コードにてよう素フィルタに蓄積したよう素，キセノンの放出エネルギ（崩評価方針壊熱）の時間変化を評価し，この放出エネルギが全量よう素フィルタに充填される銀
ゼオライト全量で 100％吸収されたとして，吸収線量を評価（系外への漏えい無し）

第 1 表の条件にて，よう素フィルタに充填される銀ゼオライトに吸収される
累積放射線量を評価したところ，銀ゼオライト 1g 当たり約 20kGy との結果となった。
上記の評価結果を踏まえ，第 2 表の条件にて銀ゼオライトの放射線照射試験を実施した。また，試験設備の概略構成図を第 1 図に示す。

-340-

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別紙 27

スクラバ水の設定について【待機時薬液濃度の設定】
水スクラバの無機よう素に対する DF を 1000 以上とするためには，スクラバ水の pH を以上とする必要がある。そのため，スクラバ水の薬液として NaOH を添加することとしている。
一方，格納容器ベント中は，以下の 3 つの要因によりスクラバ水の pH は酸性側にシフトする。
（スクラバ水 pH を低下させる要因）① 原子炉格納容器からの酸性物質の飛来に伴う水酸化物イオンの消費② 無機よう素のイオン化に伴う水酸化物イオンの消費③ ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度は，これらの要因を考慮しても pHが以上を維持できるよう設定する必要がある。
そこで，①～③の要因による水酸化物イオンの消費，希釈量を評価する。
① 原子炉格納容器からの酸性物質の飛来に伴う水酸化物イオンの消費格納容器ベント実施に伴い，原子炉格納容器内の酸性物質の一部がスクラ
バ水に流入する。原子炉格納容器内で発生する主な酸性物質については
NUREG/CR-5950 にて検討がなされており，その発生源として燃料（核分裂生成物），サプレッション・プール水及び溶存窒素，原子炉格納容器内のケーブル，原子炉格納容器下部コンクリートが挙げられている。また，これに加え，原子炉格納容器内の塗料についても成分元素に窒素が含まれており，硝酸の発生源となる可能性がある。原子炉格納容器内で発生する主な酸性物質
を第 1 表に示す。
以下では，第 1 表に示す酸性物質のうち原子炉格納容器内での発生量が多くなると考えられる原子炉格納容器内のケーブルから発生する酸性物質，サ
プレッション・プール水中で発生する硝酸，原子炉格納容器下部コンクリー
トから発生する二酸化炭素について検討を行い，スクラバ水への酸性物質の流入量を評価した。
評価の結果，スクラバ水に流入する酸性物質として影響が支配的になると考えられるのは，原子炉格納容器内のケーブルから発生する酸性物質であり，原子炉格納容器からスクラバ水への流入量は HCl で 330[mol]となった。この酸を中和するため，水酸化物イオンは 330[mol]消費される。

-394-

第1表

原子炉格納容器内で発生する主な酸性物質

発生源

酸性物質

燃料（核分裂生成物）

よう化水素（HI）

サプレッション・プール水及び溶存窒素

硝酸（HNO3）

原子炉格納容器内のケーブル

塩化水素（HCl）

原子炉格納容器下部コンクリート（溶融炉心落下時）

二酸化炭素（CO2）

原子炉格納容器内塗料

硝酸（HNO3）a.原子炉格納容器内のケーブルから発生する酸性物質
原子炉圧力容器が破損し炉心溶融物が下部ドライウェルに落下した場合
は，下部ドライウェルが局所的に高温になり，下部ドライウェルに接続されるケーブルの被覆材が熱分解することで酸性物質が発生する可能性がある。熱分解により発生した酸性物質は原子炉格納容器内スプレイにより気相部から除去されるとともに，原子炉格納容器内に保持されている間に水蒸気と共にサプレッション・チェンバに移行し複数回スクラビングを受ける。
また，原子炉格納容器内が高線量となった場合には，ケーブルの被覆材
が放射線分解することで酸性物質が発生すると考えられる。放射線分解により発生した酸性物質についても，熱分解により発生した酸性物質同様，
原子炉格納容器内での除去に期待できる。
このことを踏まえ，スクラバ水への酸性物質の流入量については，保守的に原子炉格納容器内のケーブルの被覆材の全量が分解されるものと仮定した上で，原子炉格納容器内スプレイによる除去効果及びサプレッショ
ン・チェンバでのスクラビング効果を考慮し，以下の式を用いて評価した。
なお，ケーブルの被覆材の全量が分解されるものと仮定した場合，ケーブ
ル内含有元素量の調査結果から，酸性物質の発生量は HCl で 33000[mol]と評価される。
評価の結果，原子炉格納容器内のケーブルから発生する酸性物質のスク
ラバ水への移行量は 330[mol]となった。

-395-

Q = q1×1/(DF1×DF2)= 33000×1/(10×10)= 330[mol]Q：HCl の流入量[mol]q1：熱分解による HCl 発生量(33000)[mol]DF1：格納容器内スプレイによる除去係数（10: CSE 試験に基づき設定）[-]DF2：サプレッション・チェンバでのスクラビングによる除去係数(10: Standard Review Plan6.5.5 を参照し設定))[-]

b. サプレッション・プール水中で発生する硝酸
サプレッション・プール水中に放射性物質が移行し，サプレッション・
プール水中が高線量となった場合は，サプレッション・プール水及び溶存
窒素への放射線の照射により硝酸が生成される。
大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失においては，サプレッション・プール水中での硝酸の発生量は 7 日間で 1000[mol]程度と評価しているが，①生成される場所がサプレッション・プール水中であること，②硝酸は揮発しにくい性質を持つことから，原子炉格納容器気相部への硝酸の移行量は小さいものと考えられる。
このことから，スクラバ水への硝酸の移行量は小さく，前述の HCl の移行量と比べ無視し得る程度と考えられる。

c.原子炉格納容器下部コンクリートから発生する二酸化炭素
溶融炉心・コンクリート相互作用発生時において，原子炉格納容器下部
コンクリートから二酸化炭素が発生した場合，二酸化炭素は水中で水と結合し酸性物質である炭酸（H2CO 3）が生成される。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の事故進展解析においては，溶融
炉心・コンクリート相互作用発生時においても，二酸化炭素の発生量は無視し得る程度と評価している。※1 このことから，スクラバ水への二酸化炭
素の流入量は小さく，前述の HCl の移行量と比べ無視し得る程度と考えられる。
※1 有効性評価「溶融炉心・コンクリート相互作用」を参照-396-

② 無機よう素のイオン化に伴う水酸化物イオンの消費
スクラバ水にて無機よう素を捕捉する際には，下記の化学反応式に記載の通り，1[mol]の無機よう素を捕捉するためには，2[mol]の水酸化物イオンが消費される。
3I2+6OH - → 5I-+IO3 -+3H2O
今，フィルタ装置に流入する無機よう素量は，0.53[mol] ※2 と評価している。そのため，この無機よう素を捕捉するため，水酸化物イオン 1.06[mol]が消費される。
※2

無機よう素のフィルタ装置への流入量は，原子炉格納容器内での沈着や，サプレッション・チェンバでのスクラビング効果を考慮し，以下の式により評価する。ここで，よう素放出量の低減対策として導入した原子炉格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。

Q = q0×F×g×1/DF×1/M= 29100×1×0.91×1/200×1/254～ 0.53 [mol]Q：無機よう素のフィルタ装置への流入量[mol]q0：よう素の停止時炉内内蔵量(29100)[g]F：よう素の原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放出割合（1）[-]
g：無機よう素の組成構成比（0.91: R.G.1.195）[-]
DF：原子炉格納容器内での自然沈着による除去係数（200:CSE 実験に基づき設定）[-]M：無機よう素の分子量（254）[-]-397-

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③ ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈
待機時のフィルタ装置には，スクラバノズル上端から 1[m]まで水を張っており，水量は 23766[l]である。ベントガスの凝縮により，スクラバ水の最大
水位はスクラバノズル上端から 2.2[m]であることから，水量は 38846[l]へ増加する。そのため，スクラバの薬液濃度は 23766/38846=0.61 倍に希釈される。
ここで，フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度を[wt%]とする。スクラ
バ水の初期量は 23766[l]であるため，添加する NaOH の量は 23766×=[kg]=[mol]となる。
上記の①及び②による水酸化物イオンの消費量は 330+1.06=331.06[mol]であるため，これらの反応後，水酸化物イオンの残存量は-331.06=[mol]となる。一方，③の最大水位におけるスクラバ水の量は 38846[l]である。そのため，水酸化物イオン濃度は/38846=[mol/l]となり，pH はとなる。
よって，フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度を[wt%]とすると，①②③の要因を考慮した後の pH はとなり，無機よう素の DF を 1000 以上とするために必要なスクラバ水の pH であるよりも十分に大きい。そのため，フィル
タ装置待機時のスクラバ水薬液濃度は[wt%]（NaOH）とする。また，その時の
pH は

となる。

-398-

別紙 33

格納容器ベント実施に伴う現場作業の線量影響について

格納容器ベント実施に伴う現場作業は，放射線環境下での作業となることか
ら，作業の成立性を確認するために各作業場所における線量影響を評価する。
なお，中央制御室又は現場のいずれにおいても同等の操作が可能な場合については，高線量環境が予想される現場での作業線量のみについて記載する。
線量影響の評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）を参照した。
1. 想定する作業と作業時間帯，作業エリア
ここでは格納容器ベント実施に伴う作業を評価対象とする。格納容器ベントの実施前及び実施後における作業の作業場所，作業時間帯及び評価時間を第1-1 表及び第 1-8 図から第 1-17 図に示す。
各作業の評価時間には，作業場所への往復時間を含めた。格納容器ベント実施後の屋外の各作業の往復時間における被ばく評価に当たっては，移動中における線量率が作業場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）における線量率よりも小さいことを考慮し，作業場所よりも線量影響が小さい場所にいるものとして評価した。
格納容器ベント実施前の屋外及び屋内の各作業の被ばく評価に当たっては，作業場所を代表評価点とし，移動時間を含めて作業場所にいるものとして評価した。ただし，フィルタベント大気放出ラインドレン弁の閉操作の被ばく評価に当たっては，移動中は屋内，作業中は屋外にいるものとして評価した。

-434-

第 1-1 表

格納容器ベント実施前後の作業

格納容器ベント実施前の作業
フィルタベント
大気放出ラインドレン弁の閉操作
屋外

二次隔離弁の開操作
屋内(原子炉建屋屋上) (二次格納施設外)

フィルタ装置
ドレン移送
ポンプ水張り屋外

格納容器ベント実施後の作業
一次隔離弁の開操作
屋内(二次格納施設外)

フィルタ装置フィルタ装置

ドレン移送

水位調整

スクラバ水

ライン

（水抜き）

pH 調整

N2 パージ

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き

屋外W/W ベント時
作業開始時間

4 時間後～

4 時間後～

約 36 時間後～ベント実施時刻（事象発生後）約 38 時間後

約 38 時間後

約 37 時間後（約 38 時間後）

：63 時間後※1

W/W ベント時：63 時間後以降
168 時間後以降※2

D/W ベント時：79 時間後D/W ベント時：79 時間後以降

※1

-435-

1 班：移動 20 分※4
1 班：作業 10 分※4 1 班：移動 55 分※4
1 班：移動 20 分 2 班：移動 20 分※4 1 班：作業 15 分※4 1 班：移動 20 分
評価時間※3

移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

1 班：作業 10 分 1 班：作業 10 分※4 2 班：移動 20 分※4 1 班：作業 10 分

作業 5 分

作業 5 分

作業 35 分作業 40 分2 班：移動 20 分 3 班：移動 55 分※4 1 班：作業 10 分※4 2 班：移動 20 分
2 班：作業 10 分 1 班：作業 25 分※4 3 班：移動 20 分※4 2 班：作業 10 分
4 班：移動 20 分※4 1 班：作業 10 分※4
1 班：作業 15 分※4※1 スクラバ水の上限水位到達時間の評価結果から，水位調整に要する作業時間に余裕を見込み 3 時間を差し引き設定※2 ドレンタンク内凝縮水量の評価結果を参照※3 「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.7 で示すタイムチャート（次ページ以降の第 1-1 図から第 1-7 図）を元に整理。
※4 作業時間のうち 10 分は高台での作業であることから，移動中の評価と同様に，作業場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）よりも線量影響が小さい場所にいるものとして評価した。

-435-

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1-1 図

移動，系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（W/W ベントの場合）

タイムチャート

経過時間（分）
10

-436-

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

60

50

70

80

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1-2 図2

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（D/W ベントの場合）-436-

タイムチャート

備考

第 1-3 図 フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り タイムチャート-437第 1-4 図 フィルタ装置水位調整（水抜き） タイムチャート-437-

-438-

第 1-5 図 フィルタ装置スクラバ水 pH 調整 タイムチャート-438-

第 1-6 図 ドレン移送ライン N₂パージ タイムチャート-439第 1-7 図 ドレンタンク水抜き タイムチャート-439-

第 1-8 図

第 1-9 図6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階）

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階（中間階））-440-

第 1-10 図

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 2 階）

第 1-11 図

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 3 階）-441-

第 1-12 図

6 号炉屋外作業場所-442-

第 1-13 図

第 1-14 図

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階）

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階（中間階））-443-

第 1-15 図

第 1-16 図

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 2 階）

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 3 階（中間階））-444-

第 1-17 図

7 号炉屋外作業場所-445-

2. 想定シナリオ
想定シナリオは以下のとおりとした。
・ 発災プラント：6 号及び 7 号炉・ 想定事象：大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失
・ 以下の 4 ケースについて評価※1- 6 号炉：W/W ベント，7 号炉：代替循環冷却系により事象収束に成功- 6 号炉：代替循環冷却系により事象収束に成功，7 号炉：W/W ベント- 6 号炉：D/W ベント，7 号炉：代替循環冷却系により事象収束に成功- 6 号炉：代替循環冷却系により事象収束に成功，7 号炉：D/W ベント※1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，原子炉格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度による静的負荷のうち，原子炉格納容器過圧の破損モードにおいて想定している「大破断 LOCA
時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」
においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束することのできる代替循環冷却系を整備している。したがって，仮に 6 号及び 7 号炉において同時に重大事故等が発生したと想定する場合であっても，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し,当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。格納容器ベントに至る事故シーケンスとしては,
前述の「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定した。なお，よう素放出量の低減対策として導入した原子炉格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。
3. 放出放射能量
大気中への放出放射能量は，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価※1 と同様の評価方法にて評価した。なお，D/W ベント時においては，
ベントライン経由で放出される無機よう素に対しサプレッション・プールのスクラビング効果を見込まないものとした。
評価結果を第 3-1 表から第 3-3 表に示す。
※1 「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」の「添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について」を参
照。

-446-

第 3-1 表 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（代替循環冷却系により事象を収束することを想定する場合）
核種類

停止時炉内内蔵量[Bq]（gross 値）

放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）

希ガス類

約 2.6×1019

約 3.8×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 1.6×1016

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.9×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.9×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.8×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 4.6×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.5×1012

La 類

約 6.5×1019

約 8.2×1011

原子炉建屋から大気中への放出

第 3-2 表 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（W/W ベントの実施を想定する場合）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）

核種類

停止時炉内
内蔵量[Bq](gross 値)

格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出

原子炉建屋から大気中への放出希ガス類

約 2.6×1019

約 7.8×1018

約 1.3×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 6.4×1015

約 7.5×1015

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.4×109

約 4.0×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.4×109

約 3.3×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.3×109

約 3.0×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 3.7×108

約 5.0×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.0×108

約 4.1×1012

La 類

約 6.5×1019

約 6.6×107

約 8.8×1011-447-

第 3-3 表 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（D/W ベントの実施を想定する場合）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）

核種類

停止時炉内
内蔵量[Bq](gross 値)

格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出

原子炉建屋から大気中への放出希ガス類

約 2.6×1019

約 6.6×1018

約 1.4×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 6.1×1015

約 8.0×1015

Cs 類

約 1.3×1018

約 5.1×1012

約 4.4×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 3.4×1012

約 3.6×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 3.4×1012

約 3.3×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 5.4×1011

約 5.5×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 4.3×1011

約 4.5×1012

La 類

約 6.5×1019

約 9.6×1010

約 9.7×1011-448-

4. 大気拡散評価
大気拡散評価の条件は，評価点，着目方位，実効放出継続時間を除き，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価と同じとした。
放射性物質の大気拡散評価で用いた放出点，評価点並びに評価結果を第 4-1
表に示す。また，主な評価条件を第 4-2 表に示す。
なお，評価点は，全方位（16 方位）に対し 10m 刻みで評価点を変更した大気拡散評価を行い，最大の評価結果を与える評価点を選定した。このため，作業エリア全域に対し，第 4-1 表に示す相対濃度及び相対線量を適用することは保守的な結果を与える。
第 4-1 表
評価点

相対濃度及び相対線量

放出点及び放出点高さ※

相対濃度[s/m3]

6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
1.0×10-3（地上 40.4m）
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
1.0×10-3（地上 39.7m）
6 号炉原子炉建屋中心
2.1×10-3
屋内及び（地上 0m）
屋外の7 号炉原子炉建屋中心
作業エリア
2.1×10-3（地上 0m）
6 号炉主排気筒
6.8×10-4（地上 73m）
7 号炉主排気筒
6.8×10-4（地上 73m）※放出点高さは，放出エネルギーによる影響は未考慮。

相対線量[Gy/Bq]
7.4×10-18
7.4×10-18
7.4×10-18
7.4×10-18
4.9×10-18
4.9×10-18

5. 評価経路
被ばく経路の概念図を第 5-1 図及び第 5-2 図に示す。
6. 評価方法(1)原子炉建屋外での作業
a.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
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガ
ンマ線による実効線量は，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，評価点の位置等を踏まえて評価した。直接ガンマ線については QAD-CGGP2R コードを用い，スカイシャインガンマ線について
は ANISN コード及び G33-GP2R コードを用いて評価した。

-449-

b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果を踏まえ評価した。
c.放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる被ばく
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばくは，事故
期間中の大気中への放射性物質の放出量及び大気拡散効果を踏まえ評価した。なお，評価に当たってはマスクの着用を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故
期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効果を踏まえて評価した。
e.格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ
内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィル
タ内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業エリアの位
置，線源の位置と形状並びに線源を囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮して評価した。直接ガンマ線の評価には，QAD-CGGP2R コードを用い，
スカイシャインガンマ線の評価には，QAD-CGGP2R コード及び G33-GP2R コードを用いた。
(2)原子炉建屋内での作業
a.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
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は，作業エリアの放射性物質濃度が外気と同濃度※1 になると仮定し，サブマージョンモデ
ルを用いて評価した。なお，サブマージョンモデルでの計算に用いる空間
容積は，6 号及び 7 号炉の一次隔離弁及び二次隔離弁の作業エリアの空間
容積を包絡する値を設定した。
b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋による遮-450-

蔽効果を踏まえて評価した。
c.原子炉建屋内の放射性物質を吸入摂取することによる被ばく
原子炉建屋内の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばくは，作業エリアの放射性物質濃度が外気と同濃度※1 になると仮定して評価した。
なお，評価に当たってはマスクの着用を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，原子炉建屋外壁が十分厚いことから影響は軽微であるとし，評価の対象外とした。
e. 格納容器圧力逃がし装置の配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
原子炉建屋内の配管内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，配管内の放射性物質からの直接ガンマ線による実効線量を，作業エリアの位
置，配管の位置と形状並びに作業エリアを囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価した。評価に当たっては，QAD-CGGP2R コードを用いた。
なお，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに屋外の配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，原子炉建屋外壁が十分厚いことから影響は軽微であるとし，評価の対象外とした。
また，原子炉建屋内の配管においても，配管と作業エリアとの間に十分厚い遮蔽が存在する場合は，影響は軽微であるとし評価の対象外とした。
※1 格納容器ベント実施時に原子炉建屋屋上から放出されたベント流体は，
熱エネルギーを持つため放出後に上昇し，さらに周囲の風場の影響を受け原子炉建屋から時間と共に離れてゆくものと考えられる。また，ベント流体の放出口（6 号炉：地上 40.4m，7 号炉：地上 39.7m）と一次隔離弁の開操作場所（W/W ベント時：
D/W ベント時：）は少なくとも 30m 程度の高低差があることから，放出されたベント流体が一次隔離弁の開操作場所に直接流入することはほとんど無いものと考えられる。このことから，一次隔離弁の開操作に伴う被ばくの評価においては，ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響を考慮しないものとした。

-451-

7. 評価条件
大気中への放出量及び大気拡散評価以外に関する主な評価条件を第 7-1 表及び第 7-2 表に示す。
8. 評価結果
格納容器ベント（W/W ベント）の実施前及び実施後の作業における被ばく線
量の評価結果を第 8-1 表，第 8-2 表に示す。また，格納容器ベント（D/W ベント）の実施前及び実施後の作業における被ばく線量の評価結果を第 8-3 表，第8-4 表に示す。
最も被ばく線量が大きくなる作業においても約 81mSv となった。したがって，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，作業可能であることを確認した。
なお，第 8-1 表から第 8-4 表の評価結果は，第 1-1 表に示す各作業の作業開始時間の範囲のうち，評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載しており，その他の時間帯における被ばく線量は前述の評
価結果以下となる。したがって，第 1-1 表に示す各作業の作業開始時間の範囲
においては，いずれの時間帯においても作業可能である※2。
また,炉心損傷前ベント後に炉心損傷の兆候が見られた場合における隔離弁の閉操作等の作業については,当該作業に係る被ばく線量が,炉心損傷後の格納容器ベントに伴う作業時の被ばくに包含されるものと考えられるため,作業可能である。
※2 本被ばく評価では，非常用ガス処理系が停止した時点で，二次格納施設の換気率は無限大[回/日]となり，それまで二次格納施設内に閉じ込められていた放射性物質が一瞬にして屋外に放出されるという想定をしている。
そのため，非常用ガス処理系の停止直後において，屋内及び屋外の作業環
境は非常に厳しいものになるが，被ばく評価に当たって，この期間における作業実施を想定することは過度に保守的であると考えられる。したがって，非常用ガス処理系が停止してから 5 分間は評価対象期間外とした。

-452-

第 5-1 図

被ばく経路概念図（原子炉建屋内）

第 5-2 図被ばく経路概念図（原子炉建屋外）-453-

第 4-2 表
項目
大気拡散
評価モデル

気象データ

放射性物質の大気拡散評価条件(1/2)
評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

審査ガイドを参照

柏崎刈羽原子力発電所における 1 年間の気象データ(1985 年 10 月～1986 年 9 月)

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守的に地上風（地上約 10m）の気象データを使用
審査ガイドに示されたとおり，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用【6 号炉】
・6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
相対濃度：1 時間，相対線量：1 時間
・6 号炉原子炉建屋
相対濃度：1 時間，相対線量：1 時間

実効放出
継続時間

・6 号炉主排気筒
相対濃度：10 時間，相対線量：10 時間
審査ガイドを参照【7 号炉】
・7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
相対濃度：1 時間，相対線量：1 時間
・7 号炉原子炉建屋
相対濃度：1 時間，相対線量：1 時間
・7 号炉主排気筒
相対濃度：10 時間，相対線量：10 時間

累積出現頻度小さい方から累積して 97%

審査ガイドを参照

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

巻き込みを
生じる
代表建屋

6 号炉原子炉建屋
及び7 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込みの影響が最も大きい建屋として設定-454-

第 4-2 表
項目

放出源及び
放出源高さ

放射性物質濃度の評価点

放射性物質の大気拡散評価条件(2/2)
評価条件

選定理由

【6 号炉】
6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 40.4m
6 号炉原子炉建屋：地上 0m
6 号炉主排気筒：地上 73m

実高さを参照。
なお，放出エネルギーによる影響は未考慮。

【7 号炉】
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 39.7m
7 号炉原子炉建屋：地上 0m
7 号炉主排気筒：地上 73m

全方位（16 方位）に対し，放出点から
大気拡散評価の評価結果が，作の距離を 10m 刻みで変更した大気拡散業エリア全域に適用可能となる評価を行い，最大の評価結果を与える
よう保守的に設定
方位及び距離を選定
全方位

大気拡散評価の評価結果が作業
エリア全域に適用可能となるよう保守的に設定

建屋投影面積1931m2

審査ガイドに示された評価方法を参照し設定。風向に垂直な投影面積のうち最も小さいもの。

形状係数

1/2

審査ガイドに示された評価方法を参照し設定着目方位第 7-1 表

防護措置

項目

評価条件

選定理由

マスクによる防護係数1000

着用を考慮し，期待できる防護係数とし
て設定した

ヨウ素剤

考慮しない

保守的に考慮しないものとした

防護服

考慮しない

同上

-455-

項目

線量換算係数

第 7-2 表 線量換算係数及び地表面への沈着速度等
評価条件
選定理由
成人実効線量換算係数使用(主な核種を以下に示す)
I-131：2.0×10-8Sv/Bq
I-132：3.1×10-10Sv/Bq
I-133：4.0×10-9Sv/Bq
I-134：1.5×10-10Sv/Bq
I-135：9.2×10-10Sv/Bq
Cs-134：2.0×10-8Sv/Bq
Cs-136：2.8×10-9Sv/Bq
Cs-137：3.9×10-8Sv/Bq
上述の核種以外の核種はICRP Publication71 及びICRP Publication72 に基づく

ICRP Publication71 及びICRP Publication72 に基づく
ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定呼吸率

1.2m3/h

地表への沈着速度

エアロゾル粒子：0.5cm/s
無機よう素：0.5cm/s
有機よう素：1.7×10-3cm/s
希ガス：沈着なし【配管内】
希ガス：0%
有機よう素：0%
無機よう素：10%/100m
粒子状放射性物質：10%/100m

配管内，フィル
タ内の線源強度の評価で用いる放射性物質の付着割合【フィルタ装置】
希ガス：0%
有機よう素：0%
無機よう素：100%
粒子状放射性物質：100%【よう素フィルタ】
希ガス：0%
有機よう素：100%
無機よう素：100%
粒子状放射性物質：0%-456-

湿性沈着を考慮し設定

NUREG/CR-4551 を参照し，付着量を設定する主要なパラメータとして沈着速度に着目して，配管内面への沈着割合を設定。
配管 100m 当たり，配管に流入する放射性物質の 10%が付着するものとした。

フィルタ内の線源強度を保守的に見積もるために，設計上フィルタで除去できる
放射性物質については，フィルタに流入する全量が付着するものとした。なお，フィルタへの流入量の評価に当たっては，配管内への付着による放射性物質の除去効果を考慮しないものとした。

第 8-1 表

評価内容

フィルタベント
大気放出ラインドレン弁の閉操作
屋外(原子炉建屋屋上)

6 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）
格納容器ベント実施前の作業
フィルタ装置
二次隔離弁のドレン移送ポンプ
※1
開操作
水張り
屋内
屋外
(二次格納施設外)

格納容器ベント実施後の作業
フィルタ装置ドレン移送ライン
スクラバ水N2 パージ※1※2
pH 調整※1※2

一次隔離弁の開操作（S/C 側）フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き※1※2-457-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 3.1×100

約 1.7×100

約 4.1×100

約 3.8×100※3

約 1.0×100

約 2.3×100

約 1.8×100

約 1.0×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下

約 1.2×101

約 4.7×100

約 2.2×100

約 6.0×100

約 5.2×100

約 5.0×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.6×10-1

約 6.4×10-1

約 1.5×100

約 1.4×100

約 1.1×10-1

約 3.0×10-1

約 2.6×10-1

0.1 以下

約 4.5×100―※5

約 2.7×101―※5

約 7.8×100

約 2.1×101

約 1.8×101

約 5.2×100

―※5

―※5

―※5

約 2.7×101

約 2.7×101

約 4.5×101

約 2.0×101

約 1.2×101

約 37mSv

1 班：約 38mSv
2 班：約 38mSv

1 班：約 38mSv
2 班：約 38mSv
3 班：約 74mSv
4 班：約 52mSv

1 班：約 46mSv
2 班：約 38mSv
3 班：約 38mSv

1 班：約 19mSv
2 班：約 19mSv

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく

被ばく線量

約 9.3mSv

約 2.4mSv

約 45mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-457-

第 8-2 表

評価内容

フィルタベント
大気放出ラインドレン弁の閉操作
屋外(原子炉建屋屋上)

7 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）

格納容器ベント実施前の作業
フィルタ装置
二次隔離弁のドレン移送ポンプ
※1
開操作
水張り
屋内
屋外
(二次格納施設外)

格納容器ベント実施後の作業
フィルタ装置ドレン移送ライン
スクラバ水N2 パージ※1※2
pH 調整※1※2

一次隔離弁の開操作（S/C 側）フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き※1※2-458-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 3.2×100

約 1.7×100

約 3.1×100

約 3.8×100※3

約 1.1×100

約 3.0×100

約 2.6×100

約 1.2×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下

約 1.2×101

約 4.7×100

約 2.2×100

約 6.0×100

約 5.2×100

約 5.0×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.6×10-1

約 6.4×10-1

約 1.5×100

約 1.4×100

約 1.1×10-1

約 3.0×10-1

約 2.6×10-1

0.1 以下

約 4.5×100―※5

約 2.7×101―※5

約 7.8×100

約 2.1×101

約 1.8×101

約 5.2×100

―※5

―※5

―※5

0.1 以下

約 2.8×101

約 4.8×101

約 2.4×101

約 1.3×101

約 10mSv

1 班：約 39mSv
2 班：約 39mSv

1 班：約 39mSv
2 班：約 39mSv
3 班：約 78mSv
4 班：約 53mSv

1 班：約 50mSv
2 班：約 39mSv
3 班：約 39mSv

1 班：約 20mSv
2 班：約 20mSv

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく

被ばく線量

約 9.4mSv

約 2.4mSv

約 44mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-458-

第 8-3 表

評価内容

フィルタベント
大気放出ラインドレン弁の閉操作
屋外(原子炉建屋屋上)

6 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）

格納容器ベント実施前の作業
フィルタ装置
二次隔離弁のドレン移送ポンプ
※1
開操作
水張り
屋内
屋外
(二次格納施設外)

格納容器ベント実施後の作業
フィルタ装置ドレン移送ライン
スクラバ水N2 パージ※1※2
pH 調整※1※2

一次隔離弁の開操作（D/W 側）

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き※1※2-459-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 3.2×100

約 1.8×100

約 4.3×100

約 4.2×100※3

約 9.6×10-1

約 2.3×100

約 1.8×100

約 1.0×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下

約 1.2×101

約 2.8×100

約 3.6×100

約 9.0×100

約 7.8×100

約 4.6×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.7×10-1

約 6.5×10-1

約 1.6×100

約 1.6×100

約 1.3×10-1

約 3.5×10-1

約 3.0×10-1

0.1 以下

約 4.5×100―※5

約 2.7×101―※5

約 7.3×100

約 1.9×101

約 1.7×101

約 5.5×100

―※5

―※5

―※5

約 3.5×100

約 2.8×101

約 4.6×101

約 2.1×101

約 1.6×101

約 12mSv

1 班：約 40mSv
2 班：約 40mSv

1 班：約 40mSv
2 班：約 40mSv
3 班：約 77mSv
4 班：約 55mSv

1 班：約 48mSv
2 班：約 40mSv
3 班：約 40mSv

1 班：約 23mSv
2 班：約 23mSv

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく

被ばく線量

約 9.4mSv

約 2.4mSv

約 45mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-459-

第 8-4 表

評価内容

フィルタベント
大気放出ラインドレン弁の閉操作
屋外(原子炉建屋屋上)

7 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）

格納容器ベント実施前の作業
フィルタ装置
二次隔離弁のドレン移送ポンプ
※1
開操作
水張り
屋内
屋外
(二次格納施設外)

格納容器ベント実施後の作業
フィルタ装置ドレン移送ライン
スクラバ水N2 パージ※1※2
pH 調整※1※2

一次隔離弁の開操作（D/W 側）

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き※1※2-460-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 3.4×100

約 1.8×100

約 3.2×100

約 4.2×100※3

約 1.1×100

約 2.9×100

約 2.6×100

約 1.2×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下

約 1.2×101

約 2.8×100

約 3.6×100

約 9.0×100

約 7.8×100

約 4.6×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.7×10-1

約 6.5×10-1

約 1.6×100

約 1.6×100

約 1.3×10-1

約 3.5×10-1

約 3.0×10-1

0.1 以下

約 4.5×100―※5

約 2.7×101―※5

約 7.3×100

約 1.9×101

約 1.7×101

約 5.5×100

―※5

―※5

―※5

約 5.5×100

約 2.9×101

約 4.9×101

約 2.4×101

約 1.7×101

約 14mSv

1 班：約 41mSv
2 班：約 41mSv

1 班：約 41mSv
2 班：約 41mSv
3 班：約 81mSv
4 班：約 56mSv

1 班：約 52mSv
2 班：約 41mSv
3 班：約 41mSv

1 班：約 24mSv
2 班：約 24mSv

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく

被ばく線量

約 9.6mSv

約 2.4mSv

約 44mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-460-

（参考）

現場作業の線量影響評価における地表面への沈着速度の設定について
現場作業の線量影響評価においては，エアロゾル粒子及び無機よう素の地表面への沈着速度として，乾性沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（0.5cm/s※1）を用いている。
以下では，湿性沈着を考慮したエアロゾル粒子及び無機よう素の地表面への沈着速度として0.5cm/s※1を用いることの適用性について検討を行った。
※1 有機よう素の地表面への沈着速度としては1.7×10-3cm/s
1.検討手法
上記沈着速度の適用性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積
出現頻度97%値と乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比と，エアロゾル粒子及び無機よう素の乾性沈着速度（0.3cm/s※2）の積が0.5cm/sを超えていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
※2 乾性沈着速度の設定については，「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」の「添付資料 2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について」を参照。
(1)乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル3PSA編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下，学会標準）解説4.7を参考に評価した。「学会標準」解説4.7では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（原子力安全・保安院 平
成21年8月12日）[【解説5.3】(1)]に従い，居住性に係る被ばく評価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
(χ/Q)(x, y, z) = V ・χ/Q(x, y, z)・・・・・①(χ/Q) (x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]
χ/Q(x, y, z)：時刻iでの相対濃度[s/m3]
V：沈着速度[m/s]（0.003 NUREG/CR-4551
Vol.2より）-461-

(2)湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける。湿性沈着率( / ) ( , ) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。
(χ/Q)(x, y) = Λ ・(χ/Q) (x, y)χ/Q(x, y, 0)
Λ
Pr
Σ
h

χ/Q(x, y, z) dz = χ/Q(x, y, 0) ・ΛπhΣ exp[] ・・②
22Σ

：時刻iでの湿性沈着率[1/m2]：時刻iでの地表面高さでの相対濃度[s/m3]：時刻iでのウォッシュアウト係数[1/s]（ = 9.5 × 10 × Pr . 学会標準より）：時刻iでの降水強度[mm/h]：時刻iでの建屋影響を考慮した放射性雲の鉛直方向の拡散幅[m]：放出高さ[m]乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は以下で定義される。

乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値
乾性沈着率の累積出現頻度97%値=

V ∙ χ/Q(x, y, z) + χ/Q(x, y, 0) ∙ Λ(V ∙ χ/Q(x, y, z) )

-462-

π
h
2 Σ exp[2Σ ]・・・③2.評価結果沈着率の評価結果を表1に示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.00～1.54程度となった。
以上より，エアロゾル粒子及び無機よう素の湿性沈着を考慮した沈着速度として，乾性沈着速度の1.54倍（約0.46cm/s）を丸め0.5cm/sと設定することは適切であると考えられる※3。
なお，中央制御室の居住性評価及び緊急時対策所の居住性評価においては，
更に保守性を持たせ，沈着速度として1.2cm/sを採用している。
※3 有機よう素の湿性沈着を考慮した沈着速度としては，有機よう素の乾性沈着速度（10-3cm/s）に対して上記と同じ倍率（=0.5/0.3）を参照し，値を丸め1.7×10-3cm/sを採用した。
表1 沈着率評価結果
放出点及び放出点高さ※4

相対濃度[s/m3]①乾性沈着率[1/m2]②乾性沈着率+湿性沈着率[1/m2]

比（②/①）

6 号炉格納容器
圧力逃がし装置配管（地上 40.4m）

1.0×10-3

約 3.1×10-6

約 3.5×10-6

約 1.127 号炉格納容器
圧力逃がし装置配管（地上 39.7m）

1.0×10-3

約 3.1×10-6

約 3.5×10-6

約 1.126 号炉
原子炉建屋中心（地上 0m）

2.1×10-3

約 6.2×10-6

約 6.2×10-6

約 1.007 号炉
原子炉建屋中心（地上 0m）

2.1×10-3

約 6.2×10-6

約 6.2×10-6

約 1.006 号炉主排気筒（地上 73m）

6.8×10-4

約 2.0×10-6

約 3.1×10-6

約 1.547 号炉主排気筒（地上 73m）

6.8×10-4

約 2.0×10-6

約 3.1×10-6

約 1.54※4 放出点高さは，放出エネルギーによる影響は未考慮-463-