東海第二発電所

安全保護回路本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 24 条安全保護回路

＜目

次＞

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針

(3)

適合性説明

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

2.

安全保護回路2.1

安全保護回路の不正アクセス行為防止のための措置について

2.2

安全保護回路の概要

2.3

安全保護回路の物理的分離対策

2.4

外部からの不正アクセス行為防止について

2.5

想定脅威に対する対策について

2.6

物理的分離及び電気的分離について
別紙 1

アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針

別紙 2

今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している
場合の基準適合性別紙 3

アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策

別紙 4

ソフトウェア更新時の立会における，インサイダー等に対する

セキュリティ対策
別紙 5

安全保護回路のうちデジタル部分のシステムへ接続可能なアクセスについて別紙 6

安全保護回路のうちデジタル部分について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による
影響の有無

別紙 7

安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象
等）の反映事項

3.

運用，手順説明資料（別添資料）安全保護回路

＜概

要＞

1.において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2.において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3.において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全保護回路について，設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35条において，追加要求事項を明確化する。（第 1.1 表）

24 条 - 1

24 条 - 2

設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保するものとすること。

安全保護回路を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとする
こと。

三

四

運転時の異常な過渡変化が発生する場合において，その異常な状態を検知し，及び原子炉停止系統その他
系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損
傷限界を超えないようにできるものとすること。

二

一

要求事項

三

二

一

系統を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離
し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないように独立性を確保すること。

系統を構成する機械若しくは器具又はチャンネル
は，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保すること。

―

運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生じる場合において，原子炉停止系統その他系統と併せて機能する
ことにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものであること。

技術基準規則第 35 条（安全保護装置）
発電用原子炉施設には，安全保護装置を次に定めるところにより施設しなければならない。

設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35 条

設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。

第 1.1 表

変更なし

変更なし

変更なし

変更なし

変更なし

備

考

24 条 – 3計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する
場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制
御系統施設から機能的に分離されたものとすること。

七

―

―

五

不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものと
すること。

六

計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制御系か
ら機能的に分離されたものであること。
発電用原子炉の運転中に，その能力を確認するための必要な試験ができるものであること。
運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであ
ること。

六

七

八

不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止するために必要な措置が講じられているものであること。

技術基準規則第 35 条（安全保護装置）
四 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が生じた場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できること。

設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
五 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。
考

変更なし

変更なし

変更なし

追加要求事項

変更なし

備

1.2.

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(s)

安全保護回路安全保護回路は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合において，その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止系その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を自動的に作動させる設計とする。
安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計とする。
安全保護回路を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないよう独立性を確保する設計とする。
駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できる設計とする。
安全保護回路は，不正アクセス行為に対する安全保護回路の物理的分
24 条－4

離及び機能的分離を行うことで，不正アクセス行為をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができる設計とする。
【説明資料（2.1：P24 条-28,29）（2.2：P24 条-29,30）（2.3：P24
条-31）（2.4：P24 条-32）（2.5：P24 条-33）（2.6：P24-33,34）】
計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には，その安全機能を失わないよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備
原子炉の適切かつ安全な運転のため，中性子束を測定する炉内核計装設備と水位，圧力，再循環流量などを測定する計装設備，安全保護回路及び制御設備が設けられる。また，通常運転中の原子炉圧力を一定に保つために，圧力制御装置が設けられる。
原子炉の出力制御は，再循環流量の調整及び制御棒位置の調整の 2 方式により行われる。

(1)計

装（ⅰ）核計装の種類
中性子束は以下のように 2 つの領域に分けて原子炉内で計測する。
起動領域：固定型計数方式及び8 チャンネルキャンベル方式計装
出力領域：固定型直流方式計装172 チャンネル

（ⅱ）その他の主要な計装の種類
原子炉水位，原子炉圧力，再循環流量，給水流量，蒸気流量，制御棒
位置，制御棒駆動用冷却材圧力などの計装装置が設けられる。
24 条－5

(2)安全保護回路安全保護回路（安全保護系）は，「原子炉停止回路（原子炉緊急停止系
作動回路）」及び「その他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）」で構成する。
安全保護回路は，不正アクセス行為をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止する設計とする。
【説明資料（2.1：P24条-28,29）（2.2：P24条-29,30）（2.3：P24条31）（2.4：P24条-32）（2.5：P24条-33）（2.6：P24-33,34）】(ⅰ)

原子炉停止回路の種類
原子炉停止回路（原子炉緊急停止系作動回路）は，次に示す条件により原子炉をスクラムさせるため，2つの独立のチャンネルが設けられ，これらの同時動作によって原子炉をスクラムさせる。
ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低
ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束指示低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
ｈ．スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉
ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉（ＥＨＣ油圧低）ｍ．地震加速度大24 条－6

ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」の位置
ｏ．手動

なお，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも原子炉はスク
ラムする。
(ⅱ)

その他の主要な安全保護回路の種類
その他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）には，次のものを設ける。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸
気管流量大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖
ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいず
れかの信号による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処
理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉
心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系の起動
ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による非常用
ディーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいず
れかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動(2)

安全設計方針1.1.5 安全保護系の基本方針
24 条－7

反応度制御系（制御棒）および工学的安全施設の作動を開始させるための安全保護系は，重複性と独立性を有する設計とし，実際に起こると考えられる，いかなる単一故障によってもその安全保護機能が妨げられないような設計とする。また，安全保護系は系の遮断，駆動源の喪失等においても安全上許容される状態になる（フェイル・セイフ）よう設計する。
安全保護系については，不正アクセス行為をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止する設計とする。
【説明資料（2.1：P24 条-28,29）（2.2：P24 条-29,30）（2.3：P24
条-31）（2.4：P24 条-32）（2.5：P24 条-33）（2.6：P24-33,34）】

24 条－8

(3)

適合性説明

（安全保護回路）
第二十四条

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

運転時の異常な過渡変化が発生する場合において、その異常な状態を検知し、及び原子炉停止系統その他系統と併せて機能することにより、燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとすること。

二

設計基準事故が発生する場合において、その異常な状態を検知し、原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

三

安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは、単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において、安全保護機能を失わないよう、多重性を確保するものとすること。

四

安全保護回路を構成するチャンネルは、それぞれ互いに分離し、それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとすること。

五

駆動源の喪失、系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても、発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか、又は当該状態を維持することにより、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。

六

不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。

24 条－9七

計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には、その安全保護機能を失わないよう、計測制御系統施設から機能的に分離されたものとすること。

適合のための設計方針
第１項第１号について(1)

安全保護系は，運転時の異常な過渡変化時に，中性子束及び原子炉圧力等の変化を検出し，原子炉緊急停止系を含む適切な系統の作動を自動的に開始させ，燃料要素の許容損傷限界を超えることがない設計とする。

(2)

安全保護系は，偶発的な制御棒引抜きのような原子炉制御系のいかなる単一誤動作に起因する異常な反応度印加が生じた場合でも，燃料要素の許容損傷限界を超えないよう，中性子束高スクラム及び原子炉出力ペリオド短スクラムにより原子炉を停止できる設計とする。

第１項第２号について
安全保護系は，設計基準事故時に異常状態を検知し，原子炉緊急停止系を自動的に作動させる。また自動的に主蒸気隔離弁の閉鎖，非常用炉心冷却系の起動，原子炉建屋ガス処理系の起動を行わせる等の保護機能を有する設計
とする。
(1)

発電用原子炉は，下記の条件の場合にスクラムする。
ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低
ｃ．ドライウェル圧力高24 条－10ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束指示低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
ｈ．スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉
ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉（ＥＨＣ油圧低）ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」の位置
ｏ．手
(2)

動

その他主要な安全保護系（工学的安全施設作動回路）には，次のようなものを設ける設計とする。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸気管
流量大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖
ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいずれかの信号による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心ス
プレイ系，低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系の起動
ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動
ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による非常用ディ
24 条－11

ーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動

第１項第３号について
安全保護系は，十分に信頼性のある少なくとも2チャンネルの保護回路で構成し，機器又はチャンネルの単一故障が起きた場合，又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合においても，安全保護機能を失わないように，多重性を備えた設計とする。
具体例は下記のとおりである。
(1)

原子炉緊急停止系作動回路は，検出器，トリップ接点，論理回路，主トリップ継電器等で構成し，基本的に二重の「1 out of 2」方式とする。
安全保護機能を維持するため，原子炉緊急停止系作動回路は，運転中すべて励磁状態であり，電源の喪失，継電器の断線及び検出器を取り外した
場合，回路が無励磁状態で，チャンネル・トリップになるようにする。
したがって，これらの単一故障が起きた場合，又は使用状態からの単一の取外しを行った場合においても，その安全保護機能を維持できる。
核計装系は，安全保護回路として必要な最小チャンネル数よりも一つ以
上多いチャンネルを持ち，運転中でもバイパスして保守，調整及び校正できる。
したがって，これが故障の場合，故障チャンネルはバイパスし，残りのチャンネルにより安全保護回路の機能が維持できる。
24 条－12

(2)工学的安全施設を作動させるチャンネル（検出器を含む。）は，多重性をもった構成とする。
したがって，これらの単一故障，使用状態からの単一の取外しを行った
場合においても，その安全保護機能を維持できる。

第１項第４号について
安全保護系は，その系統を構成するチャンネル相互が分離され，また計測制御系からも原則として分離し，独立性を持つ設計とする。
具体例は下記のとおりである。
(1)

原子炉格納容器を貫通する計装配管は，物理的に独立した貫通部を有する2系列を設ける。

(2)

検出器からのケーブル及び電源ケーブルは，独立に中央制御室の各盤に導く。各トリップチャンネルの論理回路は，盤内で独立して設ける。

(3)

原子炉緊急停止系作動回路の電源は，分離・独立した母線から供給する。

第１項第５号について
安全保護系の駆動源として電源あるいは計器用空気を使用する。この系統に使用する弁等は，フェイル・セイフの設計とするか，又は故障と同時に現状維持（フェイル・アズ・イズ）になるようにし，この現状維持の場合でも多重化された他の回路によって保護動作を行うことができる設計とする。
フェイル・セイフとなる主要なものは以下のとおりである。
(1)

電源喪失
ａ．スクラムｂ．主蒸気隔離弁閉24 条－13

ｃ．格納容器ベント弁閉(2)

計器用空気喪失
ａ．スクラムｂ．格納容器ベント弁閉
また，主蒸気隔離弁以外の工学的安全施設を作動させる安全保護系の場

合，駆動源である電源の喪失時には，系統を現状維持とする設計とする。
系統の遮断やその他，火災，浸水等不利な状況が発生した場合でも，この工学的安全施設作動回路及び工学的安全施設自体が多重性，独立性を持つことで発電用原子炉施設を十分に安全な状態に導くよう設計する。

第１項第６号について
安全保護系のアナログ回路は，これが収納された盤の施錠等により，ハードウェアを直接接続させない措置を実施することで物理的に分離するとともに，外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限することで機能的に分離し，外部からの不正アクセスを防止する設計とする。
また，発電所での出入管理による物理的アクセスの制限により不正な変更等による承認されていない動作や変更を防止する設計とする。
【説明資料（2.1：P24条-28,29）（2.2：P24条-29,30）（2.3：P24条31）（2.4：P24条-32）（2.5：P24条-33）（2.6：P24-33,34）】第１項第７号について
安全保護系と計測制御系とは電源，検出器，ケーブル・ルート及び原子炉格納容器を貫通する計装配管を，原則として分離する設計とする。
安全保護系は，原子炉水位及び原子炉圧力を検出する計装配管ヘッダの一24 条－14

部を計測制御系と共用すること及び核計装等の検出部が表示，記録計用検出部と共用される以外は計測制御系とは完全に分離する等，計測制御系での故障が安全保護系に影響を与えない設計とする。
安全保護系と計測制御系で計装配管を共用する場合は，安全保護系の計装配管として設計する。
また，核計装等の検出部が表示，記録計用検出部と共用しているが，計測制御系の短絡，地絡又は断線によって安全保護系に影響を与えない設計とす
る。

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）

6.

計測制御系統施設

6.3

原子炉プラント・プロセス計装

6.3.1

概

要

発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，核計装のほかに，発電用原子炉施設の重要な部分には，すべてプロセス計装を設ける。原子炉プラント・
プロセス計装は，温度，圧力，流量，水位等を測定及び指示するものである
が，一部を除き必要な指示及び記録計器は，すべて中央制御室に設置する｡
原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉圧力容器計装，再循環回路計
装，原子炉給水系及び蒸気系計装，制御棒駆動機構計装及びその他の計装から構成されている。
発電用原子炉の停止，炉心冷却及び放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても監視でき確
24 条－15実に記録及び保存ができる。

6.3.2

設計方針

(1)

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器バウンダリ並びにそれらに関連する系
統の健全性を確保するために必要なパラメータは，予想変動範囲内での監視が可能であるようにプロセス計装を設ける設計とする。

(2)

設計基準事故時において，事故の状態を知り対策を講じるのに必要なパラメータを監視できるように，プロセス計装を設ける設計とする。

(3)

安全保護系に関連する原子炉プラント・プロセス計装は，「6.6

安全保護系」に記載する設計方針(4)～(9)を満足するように設計する。
(4)

原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいがあった場合，その漏えいを検出するのに必要なプロセス計装を設ける設計とする。

(5)

安全確保上最も重要な原子炉停止，炉心冷却及び放射能閉じ込めの 3
つの機能の状況を監視するのに必要な炉心の中性子束，原子炉水位及び原子炉冷却材系の圧力及び温度等は，設計基準事故時においても記録されるとともに事象経過後に参照できるよう当該記録が保存できる設計と
する。

6.3.3

主要設備の仕様

原子炉プラント・プロセス計装の一覧を第 6.3－1 表に示す。

6.3.4

主要設備

(1)

原子炉圧力容器計装
原子炉圧力容器について計測する必要のある項目は，水位，圧力，容器
24 条－16

胴部の温度及びフランジ・シール漏えいである。
原子炉水位は差圧形検出器で連続的に測定され，指示及び記録される。
水位高及び水位低で警報が出され，水位低下が更に大きい場合には，原子炉スクラム信号が出される。原子炉圧力は圧力検出器で測定され，指示及び記録される。原子炉圧力高でスクラム信号が出される。
原子炉圧力容器壁の温度は熱電対によって測定され，記録される。この記録を基にして，原子炉冷却材の加熱及び冷却を行う。
原子炉容器上蓋のフランジ部シールの漏えいは，2 個のＯリング間のフランジ面に接続されたドレン・ラインで連続的にモニタされる。通常ドレ
ン・ラインは閉鎖されているが，ドレン・ラインの圧力が測定及び指示され，圧力高で警報が出される。
(2)

再循環回路計装
外部の再循環回路では，再循環流量，冷却材温度，ポンプ出入口差圧及び流量制御弁開度が連続的に測定され指示される。また炉心流量はジェット・ポンプのディフューザの差圧によって測定される。再循環ポンプについては，シール漏えい量，冷却水流量及び温度が計測され，シール漏えい
流量高及び低，並びに原子炉補機冷却系流量低で警報が出される。

(3)

原子炉給水系及び蒸気系計装
原子炉給水流量及び蒸気流量は，フロー・ノズルによって連続的に測定され，指示及び記録される。これらは温度及び圧力補償が行われた後，三要素式原子炉水位制御用の信号として用いられる。
そのほか，給水温度，タービン第一段圧力などが測定され，指示及び記
録される。

(4)

制御棒駆動機構計装制御棒駆動機構計装は，駆動冷却材の供給系，通常の駆動水圧系，スク
24 条－17

ラム・アキュムレータ及びスクラム・ディスチャージ・ボリューム，並びに制御棒位置指示に対して，それぞれ適当なプロセス計装が設けられている。
駆動冷却材の供給系では，駆動ポンプ出口圧力，フィルタでの圧力降下などが計測される。
通常の駆動水圧系では，原子炉と駆動水圧系との差圧，駆動ヘッダの流量と制御棒駆動機構の温度（位置指示用計器ウェル内）などが計測される。
スクラム・アキュムレータ及びディスチャージ・ボリューム系では，アキュムレータ窒素圧力，アキュムレータの漏えい水量，ディスチャージ・
ボリューム水位などが計測され，アキュムレータの圧力低と水位高，ディ
スチャージ・ボリュームの水位高で警報が出される。ディスチャージ・ボ
リュームの水位が更に高くなれば，原子炉はスクラムされる。
制御棒位置は，駆動機構の中心部に設けられた計器ウェル内のリード・スイッチによって測定指示される。
(5)

漏えい検出系計装
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいは，ドライウ
ェル内ガス冷却装置のドレン量，格納容器内サンプ水量の測定により約
3.8L／min の漏えいを 1 時間以内に検出できるようにする。また，格納容
器内雰囲気中の核分裂生成物の放射性物質濃度の測定によっても漏えいを検出できるようにする。測定値は，指示するとともに，原子炉冷却材の漏えい量が多い場合には警報を出す。

(6)

その他の原子炉プラント・プロセス計装
ドライウェル及びサプレッション・チェンバ系では，ドライウェル圧力
及びサプレッション・プールの水温及び水位が計測され，ドライウェル圧
24 条－18

力高で原子炉はスクラムされる。
ほう酸水注入系では，ほう酸水貯蔵タンク水位，ほう酸水温度及びポン
プ出口圧力が計測され，タンク水位低，ポンプ出口圧力低等で警報が出される。
高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系では，ポンプ出口圧力及びサプレッション・プール水位が計測される。

6.3.5

試験検査

原子炉プラント・プロセス計装は，定期的に試験又は検査を行い，その機能の健全性を確認する。

6.3.6

評価

(1)

原子炉プラント・プロセス計装は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器バ
ウンダリ並びにそれらに関連する系統の健全性を確保するために必要なパラメータを予想変動範囲内で監視することができる設計としている。

(2)

原子炉プラント・プロセス計装は，設計基準事故時において，事故の状態を知り対策を講じるのに必要なパラメータを監視することができる設計としている。

(3)

安全保護系に関連する原子炉プラント・プロセス計装は，「6.6

安全保護系」に記載する設計方針(4)～(9)を満足する設計としている。
(4)

原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいがあった場合，その漏えいを検出することができる設計としている。

24 条－19

6.6

安全保護系

6.6.1

概

要

安全保護系は，原子炉の安全性を損なうおそれのある過渡状態や誤動作が生じた場合，あるいはこのような事態の発生が予想される場合には，原子炉及び発電所の保護のための制御棒の緊急挿入（スクラム）機能，その他の保護動作（非常用炉心冷却系起動等を含む。）を有する。また，安全保護系を構成するチャンネルは，各チャンネル相互を可能な限り，物理的，電気的に分離し，独立性を持たせるように設計するとともに，原子炉運転中においても試験が可能な設計とする。

6.6.2

設計方針

(1)

安全保護系は，運転時の異常な過渡変化時に，その異常状態を検知し，原子炉緊急停止系を含む適切な系統を自動的に作動させ，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにする。

(2)

安全保護系は，偶発的な制御棒引抜きのような原子炉停止系のいかなる単一の誤動作に対しても，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにする。

(3)

安全保護系は，設計基準事故時にあっては，直ちにこれを検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設の作動を自動的に開始させる。

(4)

安全保護系は，多重性及び電気的・物理的な独立性を有する設計とし，機器の単一故障若しくは使用状態からの単一の取外しによっても，その安全保護機能が妨げられないようにする。

(5)

安全保護系は，系統の遮断，駆動源の喪失においても，安全上許容される状態（フェイル・セイフ又はフェイル・アズ・イズ）になるようにする。
24 条－20

(6)安全保護系は，計測制御系とは極力分離し，部分的に共用した場合でも計測制御系の故障が安全保護系に影響を与えないようにする。

(7)

安全保護系は，通常運転中においても，定期的に機能試験を行うことができるようにする。

(8)

安全保護系は，監視装置，警報等によりその作動状況が確認できる設
計とする。

(9)

安全保護系は，不正アクセス行為をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止する設計とする。

【説明資料（2.1：P24 条-28,29）（2.2：P24 条-29,30）（2.3：P24 条-31）（2.4：P24 条-32）（2.5：P24 条-33）（2.6：P24-33,34）】

6.6.3

主要設備の仕様

原子炉緊急停止系作動回路の主要設備を第 6.6－1 表，第 6.6－1 図から第6.6－3 図に，その他主要な安全保護系の仕様を第 6.6－2 表，第 6.6－4 図及び第 6.6－5 図に示す。

6.6.4

主要設備

(1)

原子炉緊急停止系の機能
原子炉緊急停止系は，第 6.3－1 図に示すように 2 チャンネルで構成され各チャンネルには，1 つの測定変数に対して少なくとも 2 つ以上の独立
したトリップ接点があり，いずれかの接点の動作でそのチャンネルがトリップし，両チャンネルの同時のトリップに対して，原子炉がスクラムされるようになっている。
原子炉は，下記の条件の場合にスクラムされる。
ａ．原子炉圧力高24 条－21

ｂ．原子炉水位低ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束指示低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
ｈ．スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉
ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉（ＥＨＣ油圧低）ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」の位置
ｏ．手動

検出器の形式，配置場所及びスクラム設定値は，第 6.6－1 表に示すとおりである。
この他，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも原子炉はスクラムする。
なお，原子炉モード・スイッチによって安全保護系の回路は以下のようにバイパスされる。
(a)「停止」このモードでは，スクラム信号が出され，全制御棒が炉内に挿入される。このモードにしてから約 10 秒程度で自動的にスクラ
ム信号のリセットが可能となる。また，主蒸気隔離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約 4.1MPa［gage］以下のときには自動的にバイパスされ，スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高によるスクラ
24 条－22ム信号も手動でバイパス可能である。
(b)「燃料取替」このモードではスクラム回路は動作状態にあるが，主蒸気隔離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約 4.1MPa［gage］以下のときは自動的にバイパスされる。さらに，スクラム・ディスチャー
ジ・ボリューム水位高によるスクラム信号も手動でバイパス可能であるが，この場合には制御棒を引き抜くことはできない。

(c)「起動」このモードは原子炉を起動し，最高で定格の約 5％まで出力をあげる場合に適用される。また，主蒸気隔離弁が閉で，かつター
ビン補機が動作している状態で，原子炉を臨界に保つ時にも適用される。このモードでは，主蒸気隔離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約 4.1MPa［gage］以下のときには自動的にバイパスされる。

(d)「運転」このモードでは，バイパスはすべて解除され，運転手順の上で特に許される場合にのみ保守上の目的で，個々の計器をバイパスさせることができる。

(2)

その他の主要な安全保護系の種類
その他の主要な安全保護系（工学的安全施設作動回路）には，次のようなものが設けられる。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸気管
流量大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖
ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいずれかの信号による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心ス
プレイ系，低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系の起動
24 条－23ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動
ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による非常用ディーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動(3)

原子炉緊急停止系の動作
原子炉緊急停止系は二重チャンネル，継電器方式の構成で，論理回路及びスクラム・パイロット弁のソレノイドを制御する主トリップ継電器には，特に高信頼度の継電器を用いている。
チャンネル・トリップあるいは原子炉スクラムに関連する継電器は，すべて運転中励磁状態にあり，コイルの断線又は短絡，あるいは導線の断線等の継電器の故障の大部分は，継電器自体を非励磁状態に戻し，回路が不動作状態になるように働くので，このような回路構成は，大部分の故障条件に対して“フェイル・セイフ”になっている。
一方，接点の焼損又は溶着等“フェイル・セイフ”に反する方向の故障に対しては，各接点を流れる電流が定格の 50％以下であるように制限することによって，その発生を防止するようにしている。
第 6.6－1 図に示すように，論理回路の継電器接点はすべて直列につながれているので，どの継電器でも 1 個が非励磁の状態になれば，その継電器接点が属している論理回路の主トリップ継電器の電源は阻止されることになる。主トリップ継電器の接点は，各ソレノイド・グル一プ回路ごとに2 つずつ直列につないで，継電器接点が 1 つ単独で故障して開かない場合
24 条－24

でも，スクラム動作を妨げないようにしている。
主蒸気隔離弁の閉鎖及びそのほかの補助保護機能の作動開始には，別の継電器が使用されている。
主スクラム弁への計器用空気の制御には，ソレノイド作動スクラム・パ
イロット弁を使用する。このパイロット弁は，3 方向形で，各制御棒駆動機構のスクラム弁に対して，2 つのソレノイドの 1 つあるいは両方が励磁状態にある場合は，スクラム弁のダイヤフラムに空気圧がかかって，弁を閉鎖状態に保つようになっている。両パイロット弁のソレノイドが非励磁になれば，スクラム弁ダイヤフラムの空気圧がなくなって弁は開き，制御棒を挿入することになる。各駆動機構に 2 つずつあるソレノイドは，2 チ
ャンネルに接続されるので，両チャンネルがトリップすれば，原子炉はスクラムされるが，単一チャンネルのトリップではスクラムされない。
緊急停止系統の試験は，一度に 1 つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせることによって，原子炉運転中でも定期的に行うことができる。
この試験によって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックすることができる。
(4)

リセット及び警報
いずれか一方のチャンネルがトリップすれば，ロック・アウトされ警報が出る。この場合スクラム・パイロット弁を再励磁するためには，手動でリセットしなければならない。個々のトリップ信号の警報によって，運転員はチャンネル・トリップあるいはスクラムの原因を確認することが可能であり，また運転監視補助装置が，各検出器トリップの時間的順序を記録
する。

(5)

後備緊急停止系統
スクラム・パイロット弁の一つが故障によって動作しないという事態が24 条－25

生じた場合，制御棒が確実に挿入されるように，計器用空気系統に 2 個の3 方向ソレノイド後備緊急停止弁を設けている。このソレノイドは直流回路に接続されていて，通常時は無励磁状態にある。原子炉緊急停止系の 2
チャンネルの主トリップ継電器の消勢によって，2 個の後備緊急停止弁のソレノイドが励磁される。パイロット弁が故障で動作しない場合には，後備緊急停止弁の動作によってスクラム弁への空気圧がなくなる。この場合の制御棒の挿入時間は，通常の挿入時間より長いが原子炉を停止させる場
合，1 本の制御棒の挿入が遅れても，他の制御棒が挿入できれば十分なので，たとえ後備緊急停止弁がなくても安全に停止することができる。
原子炉緊急停止系の電源回路(6)

原子炉緊急停止系の電源回路は，第 6.6－2 図に示されている。原子炉
緊急停止系の各チャンネルは，原子炉保護系用Ｍ－Ｇ装置（はずみ車付）に接続されていて，各電動機は所内電気系の別々の 480V 交流電源に接続されている。はずみ車の保有エネルギが大きいので，瞬間的な電圧降下では原子炉スクラムは生じない。
ＭＧセットを保守のため取り外すことができるように，バイパス変圧器
からも電力を供給できるようになっている。

6.6.5

試験検査

(1)

原子炉緊急停止系は，原則として原子炉運転中でも次の試験ができ，定期的にその機能が喪失していないことを確認できる。
ａ．手動スクラム・パイロット弁作動試験：手動スクラム・スイッチによるパイロット弁ソレノイドの無励磁の確認
ｂ．自動スクラム・パイロット弁作動試験：各トリップ・チャンネルごとの鍵付テスト・スイッチによるトリップ・チャンネル及びパイロット弁
24 条－26

ソレノイドの無励磁の確認
ｃ．検出器作動試験：各検出器の校正用タップ及びトリップ・チャンネルの試験端子から校正用模擬信号を入れることによるトリップ・チャンネ
ルの作動の確認
ｄ．制御棒スクラム試験：手動スイッチによる同一水圧制御ユニットに属する 1 組又は 1 本の制御棒のスクラム時間の確認
以上のうちｂ．及びｃ．の試験により，各チャンネルの独立性の確認も行うことができる。
(2)

工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル（検出器含む。）の試験を行うことができる。
なお，論理回路を含む全系統の試験については，原子炉停止時に行うことができる。

6.6.6

手順等

安全保護系に関して，以下の内容を含む手順等を定め，適切な管理を行う。
(1)

安全保護回路を有する制御盤については，施錠管理方法を定める。

(2)

発電所の出入管理方法については，「1.1.1.5

人の不法な侵入等の防止(3)手順等」に示す。
(3)

発電所の出入管理に係る教育については，「1.1.1.5等の防止(3)手順等」に示す。

24 条－27

人の不法な侵入第 6.3－1 表
項

原子炉プラント・プロセス計装一覧表

目

名

称

原子炉圧力容器計装

原子炉水位，圧力圧力容器胴部温度
圧力容器フランジ部シール漏えい

再循環回路計装

再循環流量
冷却材温度
再循環ポンプ出入口差圧
炉心流量
再循環ポンプ冷却水流量，温度

原子炉給水系及び蒸気系計装

原子炉給水流量
給水温度
タービン第一段圧力

制御棒駆動機構計装制御棒駆動ポンプ出口圧力
フィルタ圧力原子炉と駆動水圧系との差圧駆動ヘッダ流量
制御棒駆動機構温度

漏えい検知系計装

ドライウェル内ガス冷却装置ドレン量
格納容器内サンプ水量
格納容器内雰囲気中の核分裂生成物の放射性物質濃度

その他の原子炉プラン
ト・プロセス計装

ドライウェル圧力
サプレッションプール水温，水位
ほう酸水貯蔵タンク水位
ほう酸水温度及びポンプ出口圧力
高圧炉心スプレイポンプ出口圧力低圧炉心スプレイポンプ出口圧力
残留熱除去系ポンプ出口圧力

24 条－28

第 6.6－2 表

その他の主要な安全保護系作動信号一覧表

信 号 の 種 類
原

子

炉

水

位

保護機能の種類
低原子炉建屋ガス処理系起動

主蒸気隔離弁閉鎖
高圧炉心スプレイ系起動

設

定

値

1,370cm（ベッセルゼロより上）（レベル３）
1,245cm（ベッセルゼロより上）（レベル２）

原 子 炉 水 位 異 常 低 下
低圧炉心スプレイ系起動
低圧注水系起動自動減圧系作動960cm（ベッセルゼロより上）（レベル１）

低圧炉心スプレイ系起動
低圧注水系起動ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高高圧炉心スプレイ系起動

13.7kPa［gage］

自動減圧系作動
原子炉建屋ガス処理系起動
主 蒸 気 管 圧 力 低

主蒸気隔離弁閉鎖

5.89MPa［gage］

主高

主蒸気隔離弁閉鎖

定格流量の 140％相当

復 水 器 真 空 度 低

主蒸気隔離弁閉鎖真空度 24.0kPa

主 蒸 気 管 放 射 能 高

主蒸気隔離弁閉鎖

通常運転時の放射能の10 倍以下

主蒸気管トンネル温度高主蒸気隔離弁閉鎖93℃

原 子 炉 建 屋 放 射 能 高

原子炉建屋ガス処理系起動

通常運転時の放射能の10 倍以下蒸気流

量24 条－29

原子炉保護系電源喪失
原 子 炉 圧 力 低
停
原
子
炉 燃
モード・スイッチ 起
運

料

取

止
替
動
転

●

●

主 蒸 気 隔 離 弁 閉
スクラム･ディスチャージ･ボリューム
水位高スクラム･ ディスチャージ･ ボリューム
水 位 高 信 号 バ イ パ ス ･ス イ ッ チ

通
常
バイパス

原 子 炉 ス ク ラ ム

主蒸気管放射能高地震加速度大主 蒸 気 止 め 弁 閉
蒸気加減弁急速閉
原子炉熱出力（約 30％以下）

平均出力
領域計装

中 性 子 束 高
中性子計装動作不能
中 性 子 束 指 示 低

起動領域
計装

中 性 子 束 高
中性子計装動作不能
原子炉出力ペリオド短原子
炉
モード･スイッチ

●

運
転
運転以外

原 子 炉 圧 力 高ＯＲ

原子炉水位低（レベル３）
ドライウェル圧力高
手

ＡＮＤ

動
ＮＯＴ

原子炉モード・スイッチ「停止」位置

第 6.6－3 図 原子炉緊急停止系機能説明図
24 条－29

主 蒸 気 管 圧 力 低原子炉モード・スイッチ「運転」

原子炉水位異常低下（レベル２）

蒸

気

流

量

主 蒸 気 隔 離 弁 閉

主高復 水 器 真 空 度 低

主 蒸 気 止 め 弁 閉
原 子 炉 圧 力 低原子炉モード・スイッチ「 運 転 」 以 外
復 水 器 真 空 度 低
バイパス・スイッチ「 バ イパ ス」 位置

主 蒸 気 管 放 射 能 高

主蒸気管トンネル温度高

ＯＲ

ＡＮＤ

第 6.6－4 図 その他の主要な安全保護系機能説明図（その１）24 条－30

ＮＯＴ●

原子炉水位異常低下（レベル１）

低圧炉心スプレイ系起動●

ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高

低 圧 注 水 系 起 動●●

非常用ディーゼル発電機
起 動

●

●

高圧炉心スプレイ系起動
原子炉水位異常低下（レベル２）●●

主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖●T.D
原子炉水位低（レベル３）●●

自 動 減 圧 系 作 動
低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立
残留熱除去系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立

原子炉建屋ガス処理系起動
原 子 炉 建 屋 放 射 能 高

ＯＲ

第 6.6－5 図

ＡＮＤ

T.D

その他の主要な安全保護系機能説明図（その２）24 条 - 31

時間遅れ

2.

安全保護回路2.1

安全保護回路の不正アクセス行為防止のための措置について「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第二十四条（安全保護回路）第 1 項第六号にて要求されている『不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。』に対して，安全保護回路（原子炉緊急停止系，
工学的安全施設作動回路）のうちデジタル処理部のある機器については，
下記の対策を実施している。

(1)

物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，
電気的アクセスについては，安全保護回路を有する制御盤を施錠管理とし，デジタル処理部を持つ機器からデータを採取するデータ収集端末にはデジタル処理を行う演算回路からのデータ受信機能のみを設けるとともに，データ収集端末を施錠管理された場所に保管することで管理されない変更を防止している。

(2)

ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護回路の信号は，安全保護回路→プロセス計算機・データ伝送装
置→防護装置→緊急時対策支援システム伝送装置→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護回路からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。

(3)

外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場
合は，防護装置を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通24 条 - 32

信に制限 ※ し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
※データダイオード装置（ハードウェアレベルでダイオードのように片方向のみ通信を許可する装置）により一方向通信に制限する。
(4)

システムの導入段階，更新段階または試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ対策
安全保護回路のうちデジタル処理部を持つ機器は，固有のプログラム言語を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要な演算回路へのアクセス制限対策として入域制限や設定値変更作業での鍵管理及びパスワード管理を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。

(5)

耐ノイズ・サージ対策
安全保護回路は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部及びケーブルからの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
ケーブルは金属シールド付ケーブルを適用し，金属シールドは接地して電磁波の侵入を防止する設計としている。安全保護回路は，鋼製の筐体に格納し，筐体を接地することで電磁波の侵入を防止する設計としている。

2.2

安全保護回路の概要
安全保護回路の検出器はアナログ機器，論理回路はハードワイヤーロジ
ック（補助継電器や配線等）で構成されており，ソフトウェアを用いない
アナログ回路である。従って，ネットワークを介した不正アクセス等による被 害 を受 け るこ と はな い 。例 と して ， 原子 炉 緊急 停 止系 の 構成 例 を第2.2 図に示す。
24 条 - 33

安全保護回路は，検出器からの信号を受信し，原子炉緊急停止系を自動的に作動させる回路と，工学的安全施設を作動させる信号を発する工学的
安全施設作動回路で構成しており，多重性及び電気的・物理的な独立性を持たせている。

Ry

A 検出器

C 検出器

B 検出器

D 検出器

トリップ設定器

トリップ設定器

トリップ設定器

トリップ設定器

ﾁｬﾝﾈﾙ
A1

Ry

ﾁｬﾝﾈﾙ
A2

Ry

安全保護系チャンネル A

ﾁｬﾝﾈﾙ
B1

Ry

ﾁｬﾝﾈﾙ
B2

安全保護系チャンネル B

排気
計装用空気圧縮系より制御棒駆動機構へ

制御棒駆動水ポンプより

第2.2図

原子炉緊急停止系の構成例

24 条 - 34

2.3

安全保護回路の物理的分離対策
安全保護回路は，不正アクセスを防止するため，安全保護系盤等の扉には施錠を行い，許可された者以外はハードウェアを直接接続できない対策を実施している。

保管ラック
データ収集端末

安全保護系盤等は，社内規程に定める発電長による扉の鍵管理を行っている。
データ収集端末は，作業担当箇所により鍵管理されたラック内に保管しており，許可されない者のアクセスを防止している。また，情報セキュリティに関する教育を行っている。

第 2.3 図安全保護系盤及びデータ収集端末

24 条 - 35

2.4

外部からの不正アクセス防止について
安全保護回路は，外部ネットワークと直接接続は行っていない。外部シ
ステムと接続する必要のある計算機については，防護装置を介して接続され，外部からのデータ書き込み機能を設けないことでコンピュータウイル
スの侵入等を防止している。
また，外部からの妨害行為または破壊行為については，出入管理により関係者以外の接近を防止している。
外部ネットワークとの接続構成概略図を第 2.4 図に示す。
社外

東海第二発電所

（

通信機器

出
入
管
理

通信機器

）

妨
害
行
為
又
は
破
壊
行
為

緊急時対策所

ー

原子炉建屋

ネ
ッ
ト統
ワ合
原
ク子
力
衛防
星災
系

防護装置
防護装置
プロセス
計算機

データ
伝送装置

通信機器
緊急時対策支援システム伝送装置

第 2.4 図妨害行為又は破壊行為

外部ネットワークとの接続構成概略図

24 条 - 36）【凡例】：データ伝送（有線）：データ伝送（無線）

妨
破害
壊行
行為
為又
は

（

安全保護回路

出
入
管
理

出入管理

ー

出入管理

ネ
ッ
ト統
ワ合
原
ク子
力
有防
線災
系

2.5

想定脅威に対する対策について
デジタル処理を行っている機器については，工場製作段階から第 2.5 表に示す想定脅威に対する対策を行っている。

第 2.5 表
外部脅威
内部脅威

人的要因

想定脅威に対する対策（工場製作及び出荷）想定脅威
外部からの侵入対策
ソフトウェアの設計データの製作環
境は外部に接続しない環境で製作設備の脆弱性
安全保護系のソフトウェアは供給者
独自ソフトウェアにて構築
不 正 ソ フ ト ウ ェ ア 利 不正ソフトウェアが無いことを確認
用した環境で，ソフトウェア設計を実施
持 込 機 器 ・ 媒 体 に よ 作業専用端末による作業
る改ざん・漏えい作 業 環 境 か ら の 不 正 作業環境での第三者のソフトウェア
アクセスへの不正アクセスを防止
作 業 ミ ス ， 知 識 不 足 情報セキュリティ教育の実施による情報漏えい等

2.6

物理的分離及び電気的分離について(1)

物理的分離について
安全保護回路と計測制御系とは電源，ケーブル・ルート及び格納容器を貫通する計装配管を，原則として分離する設計とする。
計測制御系のケーブルを安全保護回路のケーブルと同じケーブル・ルー
トに敷設した場合には，安全保護回路のケーブルと同等の扱いとする設計とする。
安全保護回路と計測制御系で計装配管を共用する場合は，安全保護回路の計装配管として設計する。

(2)

電気的分離について
安全保護回路からインターフェース部（計測制御系）の分離は，アイソ
レータや補助継電器等の隔離装置（第2.6図参照）を用いて電気的分離
24 条 - 37

（計測制御系で短絡等の故障が生じても安全保護回路に影響を与えない）を行う。
核計装系等の検出部が表示，記録計用検出部と共用しているが，計測制
御系の短絡，地絡又は断線によって安全保護回路に影響を与えない設計とする。

アイソレータ
発光素子

受光素子
光

入力信号

電気
信号

電気
信号

出力信号

入力信号
補助継電器
コイル

接点
出力信号

第 2.6 図隔離装置（アイソレータ及び補助継電器）

24 条 - 38

別紙 1

アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針

アナログ型の安全保護回路は，論理回路がハードワイヤーロジック（補助継電器や配線によるアナログ回路）で構成され制御盤内に設置している。
当該回路に対し，承認されていない動作及び変更を防ぐ措置として以下を実施している。
・安全保護回路の変更が生じる場合は，上流文書から下流文書（第 1 図参照）へ変更内容が反映されていることを設備図書で承認する。
・改造後はインターロック試験や定期事業者検査等にて，安全保護回路が正しく動作することを複数の人間でチェックしている。
・中央制御室への入域に対しては，出入管理により関係者以外のアクセスを防止している。
・安全保護回路及び設定値を変更するには，中央制御室にて発電長の許可を得て，発電長の管理する鍵を借用する必要があり，外部からの人的妨害行為又は破壊行為を防止している。

24 条 - 別紙 1 - 1

安全保護回路
システム要求事項（設置許可申請書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

ハードウェア設計要求仕様（インターロックブロック線図）

ハードウェア設計・製作（展開接続図）試

第1図

験

安全保護回路の設計・製作・試験の流れ（例）24 条 - 別紙 1 - 2

別紙 2

今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性

2011 年 3 月の運転停止以降の安全性向上対策工事等（新規制対応工事含む）のうち，安全保護回路の変更に係る工事を抽出し，確認を行った。第 1
図の抽出フローに基づき抽出した結果，SA 対策で実施する自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止スイッチ設置が抽出された。
安全保護回路の変更に係る設備の抽出結果を第 1 表に，抽出された設備についての個別の確認結果を(1)に示す。また，過渡時自動減圧機能及びＡＴ
ＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）については，安全保護回路に変更を施しておらず，安全保護回路と電気的・物理的に分離されており安全保護回路に悪影響を与えない設計とする（参考 1）。
(1)

自動減圧系の起動阻止スイッチについて
ａ．目的
原子炉停止機能喪失事象においては，原子炉が臨界状態であるため，
高圧炉心スプレイ系及び低圧注水系の急激な流量増加は，正の反応度印
加を引き起こし，原子炉出力の急上昇につながる。このため原子炉停止
機能喪失事象発生時に自動減圧系及び過渡時自動減圧機能が作動しない
ように，起動阻止スイッチを設置する。
ｂ．起動阻止スイッチ
自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の作動回路を第2図に示す。この
起動阻止スイッチは，単一故障により，自動減圧系の機能を阻害しない
ように，また，多重化された自動減圧系の独立性に悪影響がないように
自動減圧系の論理回路ごとに設ける設計としている。
ｃ．自動減圧系への影響について
24 条 - 別紙 2 - 1

追加設置する自動減圧系の起動阻止スイッチが，自動減圧系に対して悪影響を与えないことを以下に示す。
設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 運転時の異常な過渡変化が発生する
場合において，その異常な状態を検知し，及び原子炉停止系統その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとすること。
二 設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。
三 安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保するものとすること。
四 安全保護回路を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとすること。
五 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても，発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。
六 不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。
七 計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制御系統
施設から機能的に分離されたものとすること。

自動減圧系への影響
起動阻止スイッチは，原子炉停止機能喪失
事象時に手動で自動減圧系を阻止するものであり，運転時の異常な過渡変化時には使用しないため問題ない。

自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。
自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。

自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。

自動減圧系は，駆動源である電源の喪失で系の現状維持（フェイル・アズ・イズ），
その他の不利な状況が発生した場合でも多重性，独立性をもつことで原子炉を十分に安全な状態に導くようにしている。追加する起動阻止スイッチはこの安全保護動作を阻害するものではない。
阻止回路はアナログで構成しており，不正アクセス行為による影響を受けない。

計測制御系とは共用していないため，影響はない。

24 条 - 別紙 2 - 2

設置許可基準規則
第 12 条（安全施設）
４ 安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

自動減圧系への影響
起動阻止スイッチを設置することで自動減圧系の試験に影響を与えることはない。

2011 年 3 月運転停止以降の安全性向上対策工事等

既設の制御盤の改造又は新たな制御盤の設置に関
する改造か

NO

対象外

YES

原子炉緊急停止系及び工学的安全施設作動回路に係る改造か

NO

対象外

YES

原子炉緊急停止系及び工学的安全施設作動回路の論理に係る改造か

NO

対象外

YES

確認対象

第1図

安全保護回路の変更に係る改造抽出フロー

24 条 - 別紙 2 - 3

第1表

安全保護回路の変更に係る設備の抽出結果

改造概要

条文

ＡＴＷＳ時に自動減圧系及び過渡時
自動減圧機能の作動を阻止する手動阻止回路を追加する。
44 条

安全保護回路への影響評価
自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止スイッチは自動減圧機能論理
回路の関連回路として安全保護回路と同等に扱うものとする。これらは安全保護回路と同様，計測制御系統施設や他の重大事故等対処設備から物理的，電気的に分離する。さらに，安全保護回路として多重化しそれぞれの区分は
互いに物理的，電気的に分離する。

24 条 - 別紙 2 - 4

第2図

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の作動回路図

24 条 - 別紙 2 - 5

参考 1

1.
(1)

新規制対応設備の安全保護回路への影響について

過渡時自動減圧機能について目的
過渡時自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場
合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷
及び原子炉格納容器の破損を防止することを目的とする。

(2)

自動減圧系への影響について
過渡時自動減圧機能の論理回路は別紙2（第2図）のとおりであり，論理回路を自動減圧系に対して独立した構成としており，自動減圧系に悪影響を与えない設計としている。
第1図のとおり，原子炉水位異常低下（レベル１），低圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力確立，及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力確立信号については共有しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，
自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。
また，論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。

24 条 - 別紙 2 - 6

信号の分離について
第1図
24 条 - 別紙 2 - 7

2．ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）について(1)

目的
代替制御棒挿入機能は，運転時の異常な過渡変化時において，原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合において，原子炉緊急停止系から独立した回路により，計器用空気配管上に設置したスクラム・パイロット弁とは別のソレノイドが励磁され排気弁を開放し，全制御棒を挿入することにより原子炉出力を低下させることを目的とする。

(2)

原子炉緊急停止系への影響について
代替制御棒挿入機能の論理回路は第 2 図のとおり，検出器から論理回路
まで，原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止
系に悪影響を与えない設計としている。
なお，代替制御棒挿入機能の作動電磁弁についても，第 3 図のとおり代
替制御棒挿入機能と原子炉緊急停止系では独立した構成となっている。

24 条 - 別紙 2 - 8

原子炉緊急停止系論理回路
原子炉圧力高Ａ
原子炉水位低（レベル３）Ａ
原子炉圧力高Ｃ
原子炉水位低（レベル３）Ｃ
原子炉スクラム
原子炉圧力高Ｂ
原子炉水位低（レベル３）Ｂ
原子炉圧力高Ｄ
原子炉水位低（レベル３）ＤＡＴＷＳ緩和設備論理回路
原子炉圧力高Ａ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ａ
原子炉圧力高Ｃ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｃ

代替制御棒
挿入機能

原子炉圧力高Ｂ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｂ
原子炉圧力高Ｄ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｄ

凡例
代替原子炉再循環
ポンプトリップ機能：ＯＲ回路：ＡＮＤ回路第2図

原子炉再循環ポンプ及び低速度用電源装置停止操作（手動操作）

原子炉緊急停止系及び代替制御棒挿入機能の論理回路図

24 条 - 別紙 2 - 9

第3図

作動電磁弁について

24 条 - 別紙 2 - 10

別紙 3

アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策

アナログ型安全保護回路の検出器はアナログ機器，論理回路はハードワイ
ヤーロジック（補助継電器や配線によるアナログ回路）で構成しているが，一部の安全保護回路への出力信号処理でデジタル装置を使用している。安全保護回路（原子炉緊急停止系，工学的安全施設作動回路）について，検出器から論理回路の入口までの構成機器に対しアナログ・デジタルの有無を抽出した。安全保護系構成概略図を第 1 図，抽出結果を第 1 表，第 2 表に示す。
安全保護回路にはプロセス放射線モニタ盤の演算処理装置及び中性子束計装モニタ盤の演算処理装置にデジタル回路が含まれる。ただし，当該演算処理
装置は外部ネットワークと直接接続しないことにしている。さらに，出入管理により外部からの妨害行為または破壊行為を防止していることから不正ア
クセス行為による被害を受けることはない。
(1)

物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，
電気的アクセスについては，安全保護回路を有する制御盤を施錠管理とし，デジタル処理部を持つ機器からデータを採取するデータ収集端末にはデジタル処理を行う演算回路からのデータ受信機能のみを設けるとともに，データ収集端末を施錠管理された場所に保管することで管理されない変更を防止している。

(2)

ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護回路の信号は，安全保護回路→プロセス計算機・データ伝送装
置→防護装置→緊急時対策支援システム伝送装置→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護回路からは発信され24 条 - 別紙 3 - 1

るのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
(3)

外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場
合は，防護装置を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限 ※ し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
※データダイオード装置（ハードウェアレベルでダイオードのように片方向のみ通信を許可する装置）により一方向通信に制限する。

(4)

システムの導入段階，更新段階または試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ対策
安全保護回路のうちデジタル処理部を持つ機器は，固有のプログラム言語を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要な演算回路へのアクセス制限対策として入域制限や設定値変更作業での鍵管理及びパスワード管理を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。

(5)

耐ノイズ・サージ対策
安全保護回路は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部及びケーブルからの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
ケーブルは金属シールド付ケーブルを適用し，金属シールドは接地して電磁波の侵入を防止する設計としている。安全保護回路は，鋼製の筐体に格納し，筐体を接地することで電磁波の侵入を防止する設計としている。

24 条 - 別紙 3 - 2

第1図

安全保護系構成概略図

24 条 - 別紙 3 - 3

第1表

原子炉緊急停止系の構成機器
構成機器

原子炉スクラム信号の種類
検出器

設定器

原子炉圧力高アナログ

アナログ

原子炉水位低アナログ

アナログ

ドライウェル圧力高

アナログ

アナログ

原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）

アナログ

デジタル

中性子束高（起動及び平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

中性子束指示低（平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

中性子計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

スクラム・ディスチャージ・ボリューム水位高アナログ（接点）

主蒸気隔離弁閉アナログ（接点）

主蒸気管放射能高

アナログ

デジタル

主蒸気止め弁閉アナログ（接点）

蒸気加減弁急速閉（ＥＨＣ油圧低）アナログ（接点）

地震

アナログ（接点）

原子炉モード・スイッチ「停止」の位置

アナログ（接点）

手動

アナログ（接点）24 条 - 別紙 3 - 4

第2表

工学的安全施設作動回路の構成機器
構成機器

機能

信号の種類
検出器

設定器

主蒸気管放射能高

アナログ

デジタル

主蒸気管圧力低

アナログ

アナログ

主蒸気流量高アナログ

アナログ

原子炉水位異常低下

アナログ

アナログ

主蒸気管トンネル温度高

アナログ

アナログ

復水器真空度低

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

ドライウェル圧力高

アナログ

アナログ

原子炉水位異常低下

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

デジタル

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

主蒸気隔離弁閉

高圧炉心スプレイ
ドライウェル圧力高系，低圧炉心スプレ
イ系及び低圧注水系
原子炉水位異常低下の起動
自動減圧系の作動
高圧炉心スプレイ系
ドライウェル圧力高ディーゼル発電機及び非常用ディーゼル
原子炉水位異常低下
発電機の起動ドライウェル圧力高原子炉建屋常用換気系 の 閉 鎖 と 原 子 炉 建 原子炉水位低屋ガス処理系の起動
原子炉建屋放射能高ドライウェル圧力高
主蒸気隔離弁以外の原子炉水位低主要な隔離弁閉鎖
原子炉水位異常低下

24 条 - 別紙 3 - 5

別紙 4

ソフトウェア更新時の立会における，インサイダー等に対するセキュ
リティ対策

安全保護回路について，検出器から論理回路入口までの構成機器のうちデジタル処理部がある機器は，プロセス放射線モニタ盤，中性子束計装モニタ盤である。これらについては以下の対策を実施する。
データ収集端末については，デジタル処理を行う演算回路からのデータ受信機能のみを設けることとし，施錠管理されたラック内に保管する。また，
データ収集端末は，当社保修員が許可した者に限定して貸し出しを行うこととする。
データ収集端末接続のためには制御盤の解錠が必要であり，制御盤の鍵は発電長の許可を得た上で貸し出しを行う。
これらにより，許可された者のみアクセス可能とする。

24 条 - 別紙 4 - 1

別紙 5

安全保護回路のうちデジタル部分のシステムへ接続可能なアクセスについて安全保護回路の検出器はアナログ機器，論理回路はハードワイヤーロジッ
ク（補助継電器や配線等）で構成されており，ソフトウェアを用いないアナログ回路であるが，一部の安全保護回路への出力信号処理でデジタル装置を使用している。
安全保護回路のうちデジタル部分のシステムへの接続可能なアクセスとして，データ収集端末の接続がある。こちらについては以下のとおり対策する。
(1)

データ収集端末による不正アクセスの防止対策
データ収集端末は，中性子束計装モニタ盤に接続することによりデジタ
ル処理を行う演算回路からデータを受信する機能がある。この場合において，中性子束計装モニタ盤からはデータを発信するだけであり，データ収
集端末には自身から中性子束計装モニタ盤に向けて通信する機能は持たせ
ていない。

(2)

物理的アクセスの制限
データ収集端末は通常時接続はせず，接続のためには制御盤の解錠を必要とする。また，施錠管理された場所に保管することで管理されない使用及び変更を防止している。
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，管理されない変更を防止している。

24 条 - 別紙 5 - 1

別紙 6

安全保護回路のうちデジタル部分について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無

システム設計に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，安全保護回路のうちデジタル処理部がある機器は，工場出荷前試験及び導入時における試験を実施することにより，要求される機能を満足することの確認及び未使用機能等による悪影響がないことの確認が供給者によって確実に実施されていることを確認している。

24 条 - 別紙 6 - 1

別紙 7

安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反
映事項

安全保護系に関わる過去のトラブル情報を抽出し，東海第二発電所の安全保護系の設計面へ反映すべき事項を下記のとおり確認した。

(1)

過去の不具合事象の抽出
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象の抽出にあたり，以下を考慮した。
ａ．公開情報（原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」）を対象
ｂ．キーワード検索（安全保護系，原子炉保護系，工学的安全施設作動回路，雷，ノイズ，スクラム等）により抽出
ｃ．間接的な影響（他設備のトラブル）によって安全保護系へ影響を与えた事象（安全保護系の正動作は除く）(2)

反映が必要となる事象の選定
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象について，第1図及び第1表に基づき抽出した。抽出された過去の不具合事象を第2表に示す。

(3)

過去の不具合事象への対応について
安全保護系の設計面への反映要否について検討を実施した結果，抽出された1件については対応を実施しており，また，その他の不具合事象については反映不要であることを確認した。
なお，今後新知見等が得られれば，設計面への反映を検討していく。

24 条 - 別紙 7 - 1

ニューシア情報

安全保護系に影響を及ぼさない事象

YES

対象外

NO

人的要因による
事象

YES

操作・手順ミスによる不具合事
象（60件）

YES

一過性及び基板故障等の設備不具合，事象発生プラント固有の原因による不具合（125件）

NO

設備の不具合，プラント固有の原因（設計面への反映
無し）による事象

NO

不具合事象に対して設計面の対策を実施した事象（1件）

第1図

第1表
項目

設計面へ反映すべき事項の抽出フロー

設計面への反映を不要とする理由
事象例

安全処置の実施又人的要因による事象 は 復 旧 時 の ミ ス ，
作業手順のミス等
計器・部品の単体
故障，一過性故障，偶発故障等
設備の不具合，プラプラント固有の原
ント固有の原因（設因によるケーブル
計面への反映なし）
へのノイズ混入やによる事象
機器振動の計装配管への伝搬による
誤動作

理由
作業手順，作業管理等の人的要因によるものであり，設計面へ反映すべき事項ではない。
故障した部品の交換等の対策を図ることが基本であり，設計面
へ反映すべき事項ではない。
事象発生プラント固有の原因によるものであり，東海第二発電所の設計面へ反映すべき事項ではない。

24 条 - 別紙 7 - 2

第2表
件名
会社名・
プラント
発生日
事象発生
時の状況

抽出された過去の不具合事象

原子炉保護系チャンネルＡのトリップについて
日本原子力発電株式会社 東海第二発電所
1982年3月18日
出力１，１００ＭＷで定常運転中の３月１８日１６時５６分，原子炉保護系チャンネルＡが，原子炉圧力高（Ａ２）の動作によりトリップした。
関連パラメータには，異常が認められなかったので，チャンネルＡトリップをリセットして，運転を継続した。

原因調査
当該圧力スイッチ（Ｂ２２－Ｎ０２３Ｃ）の較正確認試験をの概要実施した結果，セット値７３．３ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ（原子炉施設
保安規定に定める設定値は７４．０ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ）に対し，動作値は７２．１ｋｇ／ｃｍ ２ ｇであり，動作値がセット値に対し１．２ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ低い（ドリフト）ことが判明した。
なお，当該圧力スイッチ（Ｂ２２－Ｎ０２３Ｃ）は，昨年７
月２８，２９日にも同じ事象が発生しており，その後，再現性テスト，配管・サポートの点検，圧力スイッチの固有振動数並
びに運転中の圧力変動（脈動）及び振動値（加速度）の測定等の結果，当該圧力スイッチの検出管は，他の検出管に比べ圧力変動（脈動）が大きい（変動巾最大値１．３５ｋｇ／ｃｍ２ｇ）現象が認められた。しかし，動作に至るほどの変動ではな
かった。このため，定検後の原子炉起動時（昨年１２月）には，検出配管内のフラッシング及び空気抜きを十分に行っていた。
事象の原
当該圧力スイッチの動作値がドリフトしていたこと及び検出
因
配管内の圧力脈動等を瞬時に検出して，動作したものと考えられる。
再 発 防 止 （１）当該圧力スイッチは動作値がドリフトしていたので，予対策
備の圧力スイッチと交換した。
（２）次回定検時，検出方式を現在の現場圧力スイッチ方式から，圧力変動（脈動）等の影響（誤動作）及びドリフトの少ない，アナログ方式に変更する。
（３）中間停止（今年６月）から次回定検（今年１１月開始）までの運転中，関連パラメータをイベントレコーダに接続して，誤動作が生じるような事象の連続監視を行う。

24 条 - 別紙 7 - 3

参考１
サイバー攻撃（ランサムウェア）による安全保護回路への影響について

チェルノブイリ原子力発電所周辺において，ランサムウェアによる攻撃により，ウィンドウズ・システムを使う放射線センサが作動しなくなったため手動に切り替えたとの報道がある。
東海第二発電所の安全保護回路はアナログ回路で構成しており，また外部ネットワークへ直接接続されておらず，外部からのランサムウェア等のサイバー攻撃に対して安全保護回路が影響を受けることはないと考える。

プロセス計器

検出器（アナログ）

安全保護系
設定器盤（アナログ）

放射線モニタ計算機
検出器 増幅器（アナログ）

防護装置

プロセス放射
線モニタ盤（デジタル）

中性子束計装アナログ信号
検出器 増幅器（アナログ）

中性子束計装モニタ盤（デジタル）

24 条 - 別紙 7 - 4

通信

外部

参考２
安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反映事項
において，柏崎の落雷事象を反映不要とした理由

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機で発生した落雷によるスクラム事象は，原子炉建屋外壁埋設となっていた信号ケーブルに雷サージ電流が侵入したことが原因と考えられる。
東海第二発電所における安全保護回路のケーブルは，建屋内に集約されており，原子炉建屋外壁埋設となっていないため，上記事象はプラント固有の原因と判断し，設計面へ反映すべき事項の抽出フロー（別紙 7-2 第 1 図）により反映不要としている。
なお，安全保護回路を含む重要安全施設に対する落雷影響については，6 条「外部からの衝撃による損傷の防止」（7.落雷影響評価について）において評価し，機能が損なわれないことを確認している。

24 条 - 別紙 7 - 5

別 添

東海第二発電所

運用，手順説明資料
安全保護回路第 24 条安全保護回路設置許可基準 第 24 条 第 1 項 第 6 号
不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。
（解釈）
第 6 号に規定する「不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止すること」とは，ハードウェアの物理的分離，機能的分離に加え，システムの導入段階，更新段階又は試験段階でコンピュータウイルスが混入することを防止する等，承認されていない動作や変更を防ぐ設計のことをいう。

安全保護盤

物理的分離

機能的分離

コンピュータウイルスの混入防止

アクセス制限出入管理

不正なアクセスを遮断する措置施 錠 管 理【 第 7条 （ 発

固有のプロ

防護装置を

【 第 7条 （ 発施錠管理，パ

（データ収

電用原子炉

グラム言語

介して一方

電用原子炉

スワード管理

集端末の施

施設への人

を使用

向通信

施設への人

（制御盤及び

錠管理，制

の不法な侵

の不法な侵

データ収集端

御盤の施錠

入）にて整

入）にて整

末保管場所の

管理）

理】

理】

施錠管理，設
定値変更時の鍵管理及びパス ワ ー ド 管
理）

工

保

核

工

【後段規制との対応】

工【添付六，八への反映事項】

工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）：当該条文に該当しない

核：核物質防護規定（下位文書含む）

核（他条文での反映事項他）

24 条 - 別添 - 1

工第1表
設置許可基準対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目

施錠管理

区分

運用対策等

運用・手順

・施錠管理に関する管理方法を定める。
（運転員，保修員による識別及び施錠管
理）－－・管理（設定値変更時のパスワード管理の手順整備含む）・操作（パスワード入力手順の整備含む）（保修員によるパスワード管理）
－
－

体制
保守・点検
教育・訓練

第 24 条安全保護回路

運用・手順
パスワード
管理

体制
保守・点検
教育・訓練

24 条 - 別添 - 2

東海第二発電所

原子炉制御室等

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 26 条

1.

2.

3.

原子炉制御室等

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

外の状況を把握する設備

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。

また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-1

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

発電用原子炉施設に発電用原子炉施設には，原子は，次に掲げるところに

炉制 御室 を施 設し な けれ ばな

より，原子炉制御室（安全らない。

施設に属するものに限 ２

備考

原子炉制御室には，反応度制る。以下この条において

御系 統及 び原 子炉 停 止系 統に同じ。）を設けなければな

係る設備を操作する装置，非常らない。

用炉 心冷 却設 備そ の 他の 非常

一時に 発電 用原 子炉 の 安全 を確 変更なし

設計基準対象施設の健全性を確保するため保す るた めの 設備 を 操作 するに必要なパラメータを装置，発電用原子炉及び一次冷監視できるものとする

却系 統に 係る 主要 な 機械 又はこと。

器具 の動 作状 態を 表 示す る装
置，主要計測装置の計測結果を表示 する 装置 その 他 の発 電用原子 炉を 安全 に運 転 する ための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操作することなく 適切 に運 転操 作 する ことがで きる よう 施設 し なけ れば
ならない。

二

発電用原子炉施設の ３

原子炉制御室には，発電用原 追 加 要 求 事

外の状況を把握する設備

子炉 施設 の外 部の 状 況を 把握 項を有するものとするこする ため の装 置を 施 設し なけと。

ればならない。

26 条-2

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

三

発電用原子炉施設の 第 2 項と同じ

備考
変更なし

安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる
ものとすること。

２

発電用原子炉施設に ４発電用原子炉施設には，火災 変更なし

は，火災その他の異常

その他 の異 常な 事態 により 原

な事態により原子炉制

子炉制 御室 が使 用で きない 場

御室が使用できない場

合に，原子炉制御室以外の場所

合において，原子炉制から発 電用 原子 炉の 運転を 停

御室以外の場所から発止し，かつ，安全な状態に維持

電用原子炉を高温停止

するこ とが でき る装 置を施 設の状態に直ちに移行さしなければならない。

せ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-3

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

一次冷却系統に係る発 ５３

備考

一次冷却系 統に 係る発電用

電用原子炉施設の損壊又原子 炉施 設 の損 壊又 は故 障そ

は故障その他の異常が発の他 の異 常 が発 生し た場 合に生した場合に発電用原子

発電 用原 子 炉の 運転 の停 止そ

炉の運転の停止その他のの他 の発 電 用原 子炉 施設 の安発電用原子炉施設の安全

全性 を確 保 する ため の措 置を性を確保するための措置とるため，従事者が支障なく原をとるため，従事者が支子炉制御室に入り，又は一定期

障なく原子炉制御室に入間とどまり，かつ，当該措置をり，又は一定期間とどまとる ため の 操作 を行 うこ とがり，かつ，当該措置をとるできるよう，次の各号に掲げるための操作を行うことが場所の区分に応じ，当該各号にできるよう，次の各号に定め る防 護 措置 を講 じな けれ

掲げる場所の区分に応ばならない。

じ，当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びそ一

原子炉制 御室 及びその近 追 加 要 求 事の近傍並びに有毒ガスの傍並 びに 有 毒ガ スの 発生 源の 項

発生源の近傍工場等内に近傍 工場 等 内に おけ る有 毒ガ

おける有毒ガスの発生を

スの 発生 を 検出 する ため の装検出するための装置及び置及 び当 該 装置 が有 毒ガ スの当該装置が有毒ガスの発発生 を検 出 した 場合 に原 子炉生を検出した場合に原子制御 室に お いて 自動 的に 警報

炉制御室において自動的するための装置の設置に警報するための装置

26 条-4

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

二二

原子炉制御室及びこ備考

原子炉 制御室 及びこれ に 変更なし

れに連絡する通路並び連絡する通路並びに運転員に運転員その他の従事

その他の従事者が原子炉制者が原子炉制御室に出御室に出入りするための区入りするための区域遮域遮蔽その他の適切な放射蔽壁その他の適切に放線防護措置，気体状の放射性射線から防護するため物質及び原子炉制御室外のの設備，気体状の放射火災により発生する燃焼ガ

性物質及び原子炉制御

スに対する換気設備の隔離

室外の火災により発生

その他の適切な防護措置する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備－

６

原子炉制御室には，酸素濃度 追 加 要 求 事計を施設しなければならない。 項

26 条-5

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設
(u)

中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
26 条-6

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあ
いまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質並びに中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備(5)

その他の主要な事項

(ⅶ)

中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保
26 条-7

するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
気体状の放射性物質,火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができる
ようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮
26 条-8

し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。
その他，運転員その他従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない
範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避
室遮蔽，衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
【説明資料（2.4.1：p26 条-別添 1-26）（2.4.2：p26 条-別添 1-28）（2.4.3：
p26 条-別添 1-29）（2.4.4：p26 条-別添 1-37）】

26 条-9

重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，中央制御室換気系
高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタ，並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る再循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の被ばくから防護す
る設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室
及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系
26 条-10ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型
代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制
御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室と中央制御室待避室との間が26 条-11正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度・
二酸化炭素濃度計を保管する。
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベ
イ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置す
る設計とする。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした気体に含まれる放射性物質を低減しつつ，非常用ガス処理系排気筒から排気することで原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持し，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼ
ル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装
置からの給電が可能な設計とする。
26 条-12

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ (1) (ⅲ) 遮蔽設備」に記載する。
中央制御室換気系は，「チ (1) (ⅳ) 換気設備」に記載する。
常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「ヌ(2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「チ(1)(ⅲ)遮蔽設備」と兼用）

一式

中央制御室換気系空気調和機ファン（既設）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約42,500 m３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（既設）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

容

量

1（予備1）
約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（既設）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）
26 条-13

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（既設）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

非常用ガス再循環系排風機（既設）個

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h／個

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ（既設）個数

よう素除去効率

1（予備1）
90％以上（系統効率）

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ（既設）個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

非常用ガス処理系排風機（既設）個

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h／個

非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ
26 条-14個

数

1（予備1）

よう素除去効率97％以上（系統効率）

非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ（既設）個

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコール
フィルタ，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャ
コールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガ
ス処理系粒子用高効率フィルタは，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

差圧計
個

数

1

[可搬型重大事故等対処設備]
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数13（予備7）

容量

約47L/本可搬型照明（ＳＡ）
26 条-15個

数

7（予備2）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

数

一式

データ表示装置（待避室）
個

数

一式

酸素濃度計
個

数

1（予備1）

二酸化炭素濃度計個数

1（予備1）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

チ

放射線管理施設の構造及び設備(1)

屋内管理用の主要な設備の種類

(ⅲ)

遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。

ａ．中央制御室遮蔽
中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御
26 条-16

室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよ
う施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，100mSvを下回るよう設計する。
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまる
ために必要な中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽を設置する設計とする。
重大事故が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御
室待避室遮蔽を設ける。
主要設備については，ヘ，(5)，(ⅵ)中央制御室に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

26 条-17一式

(ⅵ)

換気空調設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時に運転員その他従事者に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去低減及び火災により発生する燃焼ガス等に対する隔離が可能な換気設備を設ける。
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまる
ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御室換気系
フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御
室換気系チャコールフィルタを通る再循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，再循
環方式に切り替えることが可能な設計とする。
重大事故時において，中央制御室換気系は，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御換気系フ
ィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフ
26 条-18

ィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系空気調和機ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
常設代替高圧電源装置については，「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室換気系空気調和機ファン（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約42,500 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（既設）26 条-19

（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコール
フィルタは，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）を設ける。
26 条-20［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
空気ボンベ

(2)

本

数

13（予備7）

容量

約47L/本

安全設計方針該当なし

26 条-21

(3)

適合性説明

（原子炉制御室等）
第二十六条

発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

三発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

２

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を
高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり，かつ，当該措置をとるための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍工場等内に

26 条-22

おける有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装
置
二

原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備，気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の
適切に防護するための設備適合のための設計方針
１について
一及び三
中央制御室は，発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに，安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には，これを行うことができる設計とする。
(1)

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況の監視及び操作を行うことができる設計とする。
(2)

炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリ及びそれらの関連する系統の健全性を確保するため，炉心の中性子束，制御棒位
置，一次冷却材の圧力・温度・流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力・温度等の主要パラメータの監視が可能な設計とする。
(3)

事故時において，事故の状態を知り対策を講じるために必要なパラメー

タである原子炉格納容器内の圧力・温度等の監視が可能な設計とする。
二
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等に
26 条-23

加え，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を，屋外に暗視機能等を持った監視カメラを遠隔操作することにより中央制御室にて把握することができる設計とする。
また，津波，竜巻等による発電所構内の状況の把握に有効なパラメータは，
気象観測設備等にて測定し中央制御室にて確認できる設計とする。
さらに，中央制御室に公的機関から気象情報を入手できる設備を設置し，地震，津波，竜巻情報等を入手できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】

２について
火災その他の異常な事態により，中央制御室内で原子炉停止操作が行えない場合でも，中央制御室以外の適切な場所から発電用原子炉を直ちに停止す
るとともに高温停止状態を維持できる設計とする。
(1)

中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により発電用原子炉をスクラムさせる。発電用原子炉を直ちに停止した後，中央制御室外原子炉停止装置により，逃がし安全弁，原子炉隔離時
冷却系，残留熱除去系等を使用して，発電用原子炉を高温停止状態に安全に維持することができる設計とする。
(2)

また，中央制御室外原子炉停止装置により，上記高温停止状態から残留

熱除去系等を使用して，適切な手順により発電用原子炉を低温停止状態に導くことができる設計とする。

３について
一
26 条-24

「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間 ※ 内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続き（設置変更許可申請）を行う。
※

経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで

二
発電用原子炉の事故対策に必要な各種指示計並びに発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護系及び工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室に集中して設ける。
中央制御室において火災が発生する可能性を抑えるように，中央制御室内の主要ケーブル，制御盤は不燃性，難燃性の材料を使用する。
なお，通信機器等については実用上可能な限り不燃性，難燃性の材料を使用する。
万一事故が発生した際には，次のような対策により運転員その他従事者が中央制御室に接近可能であり，中央制御室内の運転員その他従事者に対し，過度の被ばくがないように考慮し，中央制御室内にとどまり，事故対策に必要な各種の操作を行うことができるように設計する。
(1)想定される最も苛酷な事故時においても，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた緊急作業に係る許容被ばく線量を十分下回るように遮蔽を設ける。ここで想定される最も過酷な事故時としては，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とし，「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）」（平成21・07・27原院第1号平成21年8月12日）」に定める想定事故相当のソースタームを基とした数値，評価手法及び評価条件を使用して評価を行う。
26 条-25

(2)中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換
気系チャコールフィルタを通る再循環方式とし，運転員その他の従事者を過度の被ばくから防護することができるように設計する。
(3)中央制御室は，中央制御室外の火災等により発生するばい煙，有毒ガス及び降下火砕物を想定しても中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，再循環方式に切り換えることにより，運転員その他従事者を外部からの自然現象等から防護できる設計とする。
なお，事故時において，中央制御室への外気取入れを一時停止した場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

1.3

気象等
該当なし。

26 条-26

1.4

設備等（手順等含む）

6.10

制御室

6.10.1

通常運転時等6.10.1.2

設計方針

中央制御室及び中央制御盤は，以下の方針を満足するように設計する。
(1) 発電用原子炉施設の主要な計測及び制御装置は，中央制御室に配置し，集中的に監視及び制御が行えるようにする。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作が容易に行えるよう人間工学的な観点からの考慮を行う設計とする。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失，ばい煙や有毒ガス，降下火
砕物による操作雰囲気の悪化及び凍結）を想定しても安全施設を容易に操作することができる設計とする。
(2)設計基準事故時においても，運転員が中央制御室内にとどまって，必要な操作，措置がとれるようにする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】(3)中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室以外からも，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導けるようにする。
(4)計測制御装置，制御盤には実用上可能な限り不燃性又は難燃性の材料を用いる。
(5)中央制御室から原子炉施設内の必要な箇所に指示・連絡が行えるようにする。
(6)昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定され
26 条-27

る自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とする。
(7)中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない
範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
(8)炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計とする。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

6.10.1.4
6.10.1.4.1

主要設備
中央制御室

中央制御室は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障が発生した場合に，従事者が支障な
く中央制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入りするための区域を多重化する。また，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換
気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回るような遮蔽を設ける。換気系統は他と独立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断
し，中央制御室換気系チャコールフィルタを通る再循環運転とし運転員
26 条-28その他従事者を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室
換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象
等や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢
水，外部電源喪失，ばい煙及び有毒ガス，降下火砕物による操作雰囲気の悪化並びに凍結）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転
員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
中央制御室で想定される環境条件とその措置は次のとおり。
（地震）
中央制御室及び制御盤は，耐震性を有する原子炉建屋付属棟内に設置し，26 条-29

基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。
また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，主制御盤に手摺を設置するとともに天井照明設備には落下防止措置を講じることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。
（内部火災）
中央制御室に粉末消火器又は二酸化炭素消火器を設置するとともに，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知を可能とし，火災が発生した場合の運転員の対応を社内規程に定め，運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。また，中央制御室床下に火災感知器及び固定式ガス消火設備を設置することにより，火災が発生した場合に運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（内部溢水）
中央制御室内には溢水源となる機器を設けない設計とする。また，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行うため，溢水源とならないことから，消火水による溢水により運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（外部電源喪失）
中央制御室における運転操作に必要な照明は，地震，竜巻，風（台風），
積雪，落雷，外部火災及び降下火砕物に伴い外部電源が喪失した場合には，
非常用ディーゼル発電機が起動することにより，操作に必要な照明用電源を確保し，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
26 条-30

また，直流非常灯により中央制御室における運転操作に必要な照明を確保し，容易に操作ができる設計とする。
（ばい煙等による中央制御室内雰囲気の悪化）
外部火災により発生するばい煙や有毒ガス並びに降下火砕物による中央制御室内の操作雰囲気の悪化に対しては，手動で中央制御室換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，再循環運転を行うことで外気を遮断することから，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（凍結による操作環境への影響）
中央制御室の換気系により環境温度が維持されることで，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設
備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがあって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。
ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積
雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）】

26 条-31

ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピッ
ト水位計及び潮位計を設置する。
【説明資料（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）】

ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス，及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）】(1)計測制御装置
中央制御室には，発電所を安全に運転するに必要とされる，以下の計測制御装置が設置されている。
a.原子炉補助設備関係
高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，原子炉隔離
時冷却系，隔離弁，再循環系，原子炉冷却材浄化系等の計測制御装置。
b.原子炉制御関係
中性子計装，制御棒操作系，ほう酸水注入系等の計測制御装置。
c.タービン補機関係
給水系，復水系，循環水系，補機冷却系等の計測制御装置。
d.タービン発電機関係
タービン及び発電機の計測制御装置。
26 条-32

e.所内電気回路関係
所内電気回路及びディーゼル発電機の計測制御装置。
f.放射線計装関係
エリア及びプロセス放射線モニタ用計測制御装置。
g.中性子計装関係
中性子計装用増巾器，電源装置等。
h.タービン発電機の保護及び記録関係
タービン，発電機，所内電気回路の保護継電器，記録計等。
i.原子炉プラントプロセス計装関係
再循環系，ジェット・ポンプ系，給水系等の計測制御装置。
j.原子炉緊急停止系関係
原子炉緊急停止系用継電器等。
k.制御棒操作系関係
制御棒操作系用継電器等。
l.格納容器内ガス濃度制御及び原子炉建屋ガス処理関係
格納容器内ガス濃度制御系，原子炉建屋ガス処理系の継電器及び格納容
器内水素，酸素濃度モニタ計測装置等。
m.送電線関係
275KV，154KV 開閉所及び送電線の計測制御装置。
n.運転監視用計算機関係
計算機コンソール，タイプライター等。
o.屋外監視関係
監視カメラ(2)中央制御室換気系
26 条-33

中央制御室の換気系統は，設計基準事故時に放射線業務従事者等を内部被ばくから防護し必要な運転操作を継続することができるようにするため，他の換気系とは独立に外気をチャコールフィルタ系に通して取り入れるか，又は外気との連絡口を遮断し，チャコールフィルタ系を通して再循環できるように設計する。（「8.2換気空調設備」参照）(3)中央制御室遮蔽
中央制御室には，設計基準事故時に中央制御室内にとどまり必要な操作及び措置を行う運転員が，過度な被ばくを受けないように遮蔽を設ける。
（「8.3

遮蔽設備」参照）(4)通信連絡設備及び照明設備
中央制御室には，通信連絡設備及び照明設備を設ける。通信連絡設備は，建屋内外に指示が行えるように，送受話器，電力保安通信用電話設備等を設ける。（「10.11

6.10.1.4.2

安全避難通路等」及び「10.12

通信連絡設備」参照）

中央制御室外原子炉停止装置

中央制御室外原子炉停止装置は，中央制御室から十分離れた場所に設置し，中央制御室で操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に安全かつ容易に導くためのものである。
原子炉のスクラムは，中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により行うことができる。
中央制御室外原子炉停止装置は，その盤面に設ける切替スイッチを本装置側に切換えることにより，中央制御室とは，独立して使用できる。
中央制御室外原子炉停止装置には，逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系，
26 条-34

残留熱除去系等の計測制御装置及び建屋内の必要箇所と連絡可能な通信設備を設ける。

6.2.1.5

手順等(1)手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室の居住環境確認を行う。
(2)手順に基づき，監視カメラ及び気象観測設備等により発電用原子炉施設の外の状況を把握するとともに，公的機関から気象情報を入手できる設備により必要な情報を入手する。

6.2.1.6

試験検査

中央制御室及び中央制御室外原子炉停止装置室にある監視及び制御装置は，定期的に試験又は検査を行い，その機能の健全性を確認する。

6.2.1.7

評価(1)中央制御室には原子炉施設の主要な計測及び制御装置を設けており，集中的に監視及び制御を行うことができる。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作を容易に行えるよう人間工学的な観点からの考慮を行う設計としている。
(2)中央制御室は，想定される最も過酷な事故時においても，運転員が中央制御室にとどまって，必要な操作，措置がとれるような遮蔽設計及び換気設計としている。
(3) 中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室から十分離れた場所に設置した中央制御室外原子炉停止装置から，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導くことができる。
26 条-35

(4)計測制御装置，制御盤には実用上が能な限り，不燃性又は難燃性の材料を用い火災に対して防護する設計としている。
(5)中央制御室には，所内通信設備，加入電話等を設けており，原子炉施設内の必要な箇所に指示が行えるとともに発電所外の必要箇所との通信連絡を行うことができる。
(6)昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計としている。
(7)中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない
範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管している。
(8)炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計としている。

26 条-36

第6.2－2表

中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様(1)居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室遮蔽一式兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・遮蔽設備
材

質

鉄筋コンクリート

遮 蔽 厚

以上

ｂ．中央制御室待避室遮蔽一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
・遮蔽設備
材

質

遮蔽性能

鉄筋コンクリート
鉛20㎜相当以上

ｃ．中央制御室換気系(a)

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）
26 条-37

容

(b)

量

約42,500m ３ ／h／個

中央制御室換気系フィルタ系ファン

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100m ３ ／h／個(c)中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）(d)中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
26 条-38

・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

97％以上

ｄ．差圧計
個

数

１

(2)中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系(a)非常用ガス再循環系排風機個

数

1（予備1）

容量

約17,000m ３ ／h／個(b)非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ個

数

1（予備1）よう素除去効率90％以上（系統効率）(c)非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）(d)非常用ガス処理系排風機個

数

1（予備1）

容量

約3,570m３ ／h／個

（原子炉建屋原子炉棟内空気を1日に1回換気できる量）
26 条-39(e)非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（系統効率）(f)非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率

第6.10－3表

1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様(1)居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数13（予備7）

容量

約47L/本。

ｂ．衛星電話設備（可搬型）（固定型）（待避室）
設備名：衛星電話設備（固定型）（待避室）
使用回線：衛星系回線個

数

1（予備1）

使用回線

衛星系回線

ｃ．データ表示装置（待避室）
個数

１

26 条-40

ｄ．酸素濃度計
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

ｅ．二酸化炭素濃度計兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

ｆ．可搬型照明（ＳＡ）

8.

種

類

蓄電池内蔵型照明個

数

7（予備2）

放射線管理施設

8.2.4
(2)

主要設備
中央制御室換気系

中央制御室換気系は，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換
気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室
換気系チャコールフィルタ 等で構成し，中央制御室等の換気及び冷暖房を行う。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子26 条-41

フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系
チャコールフィルタを通る再循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった
場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気
系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，再循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
中央制御室換気系の系統概要を第8.2－1 図に，また，設備仕様の概略を第8.2-1図に示す。
(3)

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。

本設備については，「6.10

26 条-42制御室」に示す。

第8.2－1表

中央制御室換気系設備の主要機器仕様(1)中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

容量

約42,500m ３ ／h／個

(2)中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h／個

(3)

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
26 条-43

・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(4)1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）よう素除去効率（総合除去効率）
上26 条-44

97％以

8.3

遮蔽設備

8.3.4

主要設備

8.3.4.5(1)

中央制御室遮蔽

通常運転時等中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故
後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室
遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回る遮蔽とする。

3.

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

26 条-45

別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

26 条‐別添 1-1

59-9

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

26 条‐別添 1-2

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

設計方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

2.1.4

津波・構内監視カメラにより把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

26 条‐別添 1-3

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ26 条‐別添 1-4

1.

概要

1.1

新規制基準への適合方針(1)

設計基準事象への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第 26 条及び実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則第 38 条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下第 1.1-1 表，第 1.1-2 表のとおりである。

第 1.1-1 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第 26 条（原子炉制御室等）

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈（原子炉制御室等）

適合方針

第２６条（原子炉制御室等）

第二十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

（追加要求事項への適合方針は以下の通１ 第１項第１号に規定する「必要な り）
パラメータを監視できる」とは，発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて，
計測制御系統施設で監視が要求されるパラメータのうち，連続的に監視する必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 ２ 第１項第２号に規定する「発電用握する設備を有するものとすること。
原子炉施設の外の状況を把握する」とは，原子炉制御室から，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

26 条－別添 1-5・中央制御室は，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために，原子炉建屋屋
上及び防潮堤上部に設置する津波・構内
監視カメラの映像により，自然現象等の外部事象を昼夜にわたり監視できる設計とする。
・また，気象観測設
備等の情報を中央制御室で把握可能とする。
・さらに，公的機関の警報（地震情報，
大津波警報等）を中
央制御室内の FAX 等
にて受信可能とす実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈

適合方針
る。

三

発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す ３ 第１項第３号において「必要な操るために必要な操作を手動により行作を手動により行う」とは，急速なうことができるものとすること。
手動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。

２

発電用原子炉施設には，火災その他の ４ 第２項に規定する「発電用原子炉
異常な事態により原子炉制御室が使用を高温停止の状態に直ちに移行」とできない場合において，原子炉制御室以は，直ちに発電用原子炉を停止し，外の場所から発電用原子炉を高温停止
残留熱を除去し及び高温停止状態の状態に直ちに移行させ，及び必要なパを安全に維持することをいう。
ラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。
３ 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 ５ 第３項に規定する「従事者が支障
施設の損壊又は故障その他の異常が発なく原子炉制御室に入り，又は一定生した場合に発電用原子炉の運転の停期間とどまり」とは，事故発生後，止その他の発電用原子炉施設の安全性
事故対策操作をすべき従事者が原を確保するための措置をとるため，従事
子炉制御室に接近できるよう通路者が支障なく原子炉制御室に入り，又はが確保されていること，及び従事者
一定期間とどまり，かつ，当該措置をとが原子炉制御室に適切な期間滞在るための操作を行うことができるよう，できること，並びに従事者の交替等
次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当のため接近する場合においては，放該各号に定める設備を設けなければな
射線レベルの減衰及び時間経過とらない。
ともに可能となる被ばく防護策が採り得ることをいう。「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生に関して，
有毒ガスが原子炉制御室の運転員に及ぼす影響により，運転員の対処能力が著しく低下し，安全施設の安全機能が損なわれることがないことを含む。
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に ６ 第３項第１号に規定する「有毒ガ ・「有毒ガス防護に係
有毒ガスの発生源の近傍工場等内にスの発生源」とは，有毒ガスの発生 る 影 響 評 価 ガ イ ド 」
おける有毒ガスの発生を検出するた時において，運転員の対処能力が損 に 基 づ く 対 応 を 経 過めの装置及び当該装置が有毒ガスのなわれるおそれがあるものをいう。 措 置 期 間 ※ 内 に 実 施発生を検出した場合に原子炉制御室「工場等内における有毒ガスの発 することとし，今回において自動的に警報するための装生」とは，有毒ガスの発生源から有 申 請 と は 別 に 必 要 な
許認可手続き（設置置
毒ガスが発生することをいう。
変更許可申請）を行う。
※ 経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで
二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区
域遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備，気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備

26 条－別添 1-6

第 1.1-2 表 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第 38 条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈

適合方針（原子炉制御室等）
第３８条（原子炉制御室等）
第三十八条 発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
２ 原子炉制御室には，反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（ 第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操作することなく適切に運転操作することができるよ
う施設しなければならない。
３

原子炉制御室には，発電用原子炉施設 ８ 第３項に規定する「発電用原子炉 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則の外部の状況を把握するための装置を
施 設 の 外 部 の 状 況 を 把 握 す る た め 第二十六条第 1 項第 2
施設しなければならない。
の装置」とは，発電用原子炉施設に 号に同じ。
迫る津波等の自然現象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をいう。

４

発電用原子炉施設には，火災その他の ９ 第４項に規定する「原子炉制御室
異常な事態により原子炉制御室が使用以外の場所」とは，原子炉制御室をできない場合に，原子炉制御室以外の場構成する区画壁の外であって，原子所から発電用原子炉の運転を停止し，か炉制御室退避の原因となった居住
つ，安全な状態に維持することができる性の悪化の影響が及ぶおそれがな
装置を施設しなければならない。
い程度に隔離された場所をいい，「安全な状態に維持することができる装置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

５

一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 １０ 第５項に規定する｢これに連絡設の損壊又は故障その他の異常が発生する通路並びに運転員その他の従した場合に発電用原子炉の運転の停止
事者が原子炉制御室に出入りする
その他の発電用原子炉施設の安全性をための区域｣とは，一次冷却系統に確保するための措置をとるため，従事者係る施設の故障，損壊等が生じた場が支障なく原子炉制御室に入り，又は一合に原子炉制御室に直交替等のた定期間とどまり，かつ，当該措置をとる
め入退域する通路及び区域をいう。
ための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当該 １１ 第５項においては，原子炉制御各号に定める防護措置を講じなければ室等には事故・異常時においても従ならない。
事者が原子炉制御室に立ち入り，一定期間滞在できるように放射線に係る遮蔽壁，放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設26 条－別添 1-7

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは，運転員が必
要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内にとどまり必要
な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」の第８条における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評
価手法は，「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）」（平成２１・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。
チャコールフィルターを通らな
い空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環対象
範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生時において，原子炉制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とすることを含む。「防護措置」には，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策を含む。

26 条－別添 1-8

適合方針

・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評価を「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)」に基づき実施
し ， 実 効 線 量 が100mSv 以下であることを確認している。
また，フィルタを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評
価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設適合方針
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に １４ 第５項第１号に規定する「工場 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則
有毒ガスの発生源の近傍工場等内に
等 内 に お け る 有 毒 ガ ス の 発 生 を 検 第二十六条第 3 項第 1
おける有毒ガスの発生を検出するた
出 す る た め の 装 置 及 び 当 該 装 置 が 号に同じ。
めの装置及び当該装置が有毒ガスの
有毒ガスの発生を検出した場合に発生を検出した場合に原子炉制御室
原子炉制御室において自動的に警において自動的に警報するための装報するための装置の設置」について
置の設置
は「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記－９）」によること。
二 原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る １５ 第５項第２号に規定する「換気通路並びに運転員その他の従事者が設備の隔離」とは，原子炉制御室外
原子炉制御室に出入りするための区の火災により発生した燃焼ガスを域 遮蔽その他の適切な放射線防護措
原子炉制御室換気設備によって取置，気体状の放射性物質及び原子炉制
り入れないように外気との連絡口
御室外の火災により発生する燃焼ガを遮断することをいい，「換気設備」
スに対する換気設備の隔離その他のとは，隔離時の酸欠防止を考慮して適切な防護措置
外気取入れ等の再開が可能であるものをいう。
６

原子炉制御室には，酸素濃度計を施設 １ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る 「 酸 素 濃 度
しなければならない。
計」は，設計基準事故時において，外気から原子炉制御室への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。
また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

26 条－別添 1-9・中央制御室には，
酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を配備する。

（2）重大事故等への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第五十九条及び実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十四条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事
項と，その適合方針は以下第 1.1-3 表のとおりである。

第 1.1-3 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第五十九条（原子炉制御室）

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈

適合方針（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員が （なお，重大事故等に対処するためとどまるために必要な設備」とは， に必要なパラメータについても監
以下に掲げる措置又はこれらと同等 視できる設計とする。）
以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調 ・中央制御室には，重大事故が発生
及び照明等）は，代替交流電源設 した場合においても運転員がとど
備からの給電を可能とすること。 まるために必要な設備（中央制御室
換気系，原子炉建屋ガス処理系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）を設置す
る設計とする。
重大事故発生時において運転員がとどまるために必要な設備（中央制
御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）は，常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した
場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

・炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室にとどまる
運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉
制御室の運転員の被ばくの観点か
ら結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器
破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

・原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事
故収束に成功した事故シーケンスとして，格納容器破損モードにおいて想定している，大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を使用しない場合）を選定する。

26 条－別添 1-10

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈適合方針② 運転員はマスクの着用を考慮 ・マスクの着用を考慮し，その実施してもよい。ただしその場合は， のための体制を整備する。
実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよ ・運転員は 5 直 2 交代勤務を前提にい。ただしその場合は，実施のた 評価を行なうが，積算の被ばく線量めの体制を整備すること。
が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮する。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

・中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査（モニタリング）を行うためのサーベイ
エリア，脱衣（作業服の着替え）を行うための脱衣エリア，身体に付着した放射性物質を除染するための除染エリア及びサーベイエリア等
から中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するためのクリー
ンエリアを設ける設計とする。
・テントハウス及び扉付シート壁並
びにチェンジングエリアと中央制
御室の間の気密扉により中央制御室への汚染の持ち込みを防止する設計とする。

※なお「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

第七十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

なお，原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要
を第 1.1-4 表に示す。

26 条－別添 1-11

26 条－別添 1-12※1配管・弁[流排風機

配管・弁（非常用ガス処理系）

(S)

(S)

(S)

(S)

(S)

耐震重要
度分類

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

設備
種別
常設
可搬
型

―
―

常設重大事故緩和設備 ※1――

常設重大事故緩和設備 ※1―

常設重大事故緩和設備 ※1
常設重大事故緩和設備 ※1―

常設重大事故緩和設備 ※1

26 条－別添 1-12

―

―

―

―

―

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1

機器
クラス
―

分類

設備分類

（重大事故等対処施設）

原子炉制御室）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。

非常用ガス処理系排気筒

非常用ガス処理系
路]

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系[流路](非常用ガス再循環系)(中央制御室換気系)

中央制御室換気系 空気調和機
ファン
中央制御室換気系 フィルタ系
ファン
中央制御室換気系フィルタユニ
ット
中央制御室換気系 給排気隔離
弁
中央制御室換気系 排煙装置隔
離弁
排風機(中央制御室遮蔽)

中央制御室遮蔽

非常用ガス再循環系(中央制御室)

中央制御室

居住性の確保設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

重大事故対処設備に関する概要（59 条

系統機能

第 1.1-4 表

26 条‐別添 1-13―――

中央制御室待避室

中央制御室待避室遮蔽

居住性の確保

（続き）

※1

―
―
―
―
―

衛星制御装置

衛星制御装置～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

データ表示装置（待避室）

酸素濃度計 ※1

二酸化炭素濃度計 ※1

計測器本体を示すため計器名を記載

常設代替交流電源設備

可搬型照明（ＳＡ）

26 条－別添 1-13――

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

常設代替交流電源設備

中央制御室照明

可搬型照明（ＳＡ）

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
57条に記載可搬

57条に記載

可搬

可搬

可搬

常設

常設

可搬

可搬

―

―

―

―

―

―

―

―

―

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設

差圧計 ※1――

常設重大事故緩和設備

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備（重大事故等対処施設）

機器クラス

可搬型重大事故緩和設備

常設

常設

分類

設備分類

可搬

―

―

―

設備
種別
常設
可搬
型

中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（配管・弁）

―

設備

系統機能

汚染の持ち込み防止

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

59条

26 条‐別添 1-14

※1
※2

排風機

排風機

（非常用ガス処理系）(S)―

常設重大事故緩和設備 ※1――

常設重大事故緩和設備 ※1
常設重大事故緩和設備 ※1

常設

26 条－別添 1-14

―

―

―

―

常設重大事故緩和設備 ※1
常設

常設

―

常設重大事故緩和設備 ※1

―

―

―

―

―

―

―

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1（重大事故等対処施設）

分類

設備分類

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

設備
種別
常設
可搬
型

非常用ガス処理系 粒子用高効
常設
常設重大事故緩和設備 ※1率フィルタ
非常用ガス処理系 よう素用チ
常設
常設重大事故緩和設備 ※1ャコールフィルタ
非常用ガス処理系 配管・弁[流常設
常設重大事故緩和設備 ※1路]
常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系 粒子用高効率フィルタ
非常用ガス再循環系 よう素用
チャコールフィルタ
非常用ガス再循環系 配管・弁
[流路]

非常用ガス再循環系(S)

中央制御室遮蔽(非常用ガス再循環系)

(S)
―
(S)
―

(中央制御室遮蔽)―(中央制御室換気系)
―

中央制御室

居住性の確保

中央制御室換気系 空気調和機
ファン
中央制御室換気系 フィルタ系
ファン
中央制御室換気系 高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系 チャコール
フィルタ
中央制御室換気系 給排気隔離
弁(S)(中央制御室)設備

系統機能代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

26 条‐別添 1-15―――

中央制御室待避室

中央制御室待避室遮蔽

居住性の確保

（続き）

―
―
―
―
―

衛星制御装置

衛星制御装置～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

データ表示装置（待避室）

酸素濃度計 ※1

二酸化炭素濃度計 ※1

計測器本体を示すため計器名を記載

常設代替交流電源設備

可搬型照明（ＳＡ）

26 条－別添 1-15――

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

常設代替交流電源設備

中央制御室照明

可搬型照明（ＳＡ）

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
57条に記載可搬

57条に記載

可搬

可搬

可搬

常設

常設

可搬

可搬

―

―

―

―

―

―

―

―

―

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設

差圧計 ※1――

常設重大事故緩和設備

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備（重大事故等対処施設）

機器クラス

可搬型重大事故緩和設備

常設

常設

分類

設備分類

可搬

―

―

―

設備
種別
常設
可搬
型

中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベ
ユニット（配管・弁）

―

設備

系統機能

汚染の持ち込み防止※1

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重
設備
要
度分類

59 条

1.2

設計における想定シナリオ

原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
(1)

設計基準事故時の想定シナリオ「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準」という。）の解釈第 38 条 12 に記載のとおり，「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）」」（平成21・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

(2)

重大事故時の想定シナリオ
東海第二発電所においては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）の解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「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。）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」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
ことができる代替循環冷却系を整備する。しかしながら，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷
却系の機能喪失を仮定する。格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器
26 条－別添 1-16

ベントに至る事故シナリオとしては，前述の「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源喪失の重畳を考慮した場合を選定する。
第 1.3-1 表に基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオの比較を示す。

第 1.3-1 表

基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオ
中央制御室の基本的な居住性評価用事故収束シナリオ
想定事故シナリオ

代替循環冷却系の機能期待する

26 条－別添 1-17

期待しない

2.

設計方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

以下の設備等を用いることで，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

津波・構内監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波），及び自然現象等による発電所構内，原子炉施設への影響の概況を原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する津波・構内監視カ
メラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(3)

気象観測設備発電所構内に設置している気象観測設備により，風向・風速等の気象状況を常時監視できる設計とする。
また，周辺モニタリング設備により，発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を把握できる設計とする。
：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-18

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻情報等を入手するために，中央制御室に電話，FAX 等を設置している。また，社内ネットワークに接続されたパソコンを使用することで，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

津波・構内監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

津波・構内監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m～EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-19

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-20

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

津波・構内監視カメラは原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象
等（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波），及び自然現象等による発電所構内，
原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。
第 2.1-3 表に津波・構内監視カメラの概要を示す。
津波・構内監視カメラは，取付け部材，周辺の建物，設備等で死角となるエリアをカバーすることができるように配慮して配置する。ただし，一部死角となるエリアがあるが，構内のタービン建屋付近等のごく限られた場所であり，その他の監視可能な領域の監視により，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を十分把握可能である。また，一部死角となる
タービン建屋付近に設置されている主変圧器，起動変圧器については，津波・構内監視カメラにて全体像のうち上半分程度が監視可能で，自然現象等による影響を十分把握可能である。なお，中央制御室にて警報による監視も可能である。
同エリアにあるアクセスルートについては目視監視を行う時間が確保できることから問題はない。津波・構内監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
なお，可視光カメラによる監視が期待できない夜間の濃霧発生時や強雨時においては，赤外線カメラによる監視機能についても期待できない状況となることが考えられる。その場合は，津波・構内監視カメラ以外で中央制御室にて監視可能なパラメータを監視することで，外部状況の把握に努めつつ，気象等に関する公的機関からの情報も参考とし，原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある自然現象等を把握する。
26 条‐別添 1-21

：ＤＢ範囲

津波・構内監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重，堆積量
降下火砕物荷重，堆積量
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)，垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
S クラス
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重，設置高さにて設計
降下火砕物を考慮した荷重，設置高さにて設計
原子炉建屋屋上 3 台，防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

津波・構内監視カメラの概要*1：一部死角となるエリアがあるが，死角となるのは，構内のタービン建屋付近（主変圧器,起動変圧器）等のごく限られた場所であり、その他の監視可能な領域の監視により，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を十分把握可能である。

第 2.1-4 図

津波・構内監視カメラの監視可能な範囲

26 条‐別添 1-22

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

中央制御室において，津波・構内監視カメラにより監視できる映像のサン
プルを第 2.1-5 図に示す。
また，津波・構内監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-23

2.1.4

津波・構内監視カメラで把握可能な自然現象等

地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第 6 条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，津波・構内監視カメラにより把握可能な自然現象等を第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表

津波・構内監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現

象等
自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風(台風)

○

竜巻

○

風(台風)･竜巻(飛来物含む)による発電所及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における
影響の有無

降水

○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

○

火山

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

○
○

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

○

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無○

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-24

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第2.1-8 表に示す。

第 2.1-8 表 津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメ
ータ
パラメータ

測定レンジ

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計と
する。

大気温度

-10～40℃

雨量

0～49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0～540°(N～S)

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0～30m/s(10 分間平均値)

陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。

日射量0～1.2kW/m2

放射収支量0.05～-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0～20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8～2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A～D）

低レンジ

10１ ～10５ nGy/h

高レンジ

10－８ ～10－１ Gy/h

大気安定度を識別できる設計とする。
津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位
及び非常用海水系ポンプの取水可能水位（-6.08m）を把握可能な設計とする。
なお，設計基準を超える津波による原子炉施設への影響を把握するための設備としては監視カ
メラを用いる設計とする。（第2.1-3 表）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限
値（108nGy/h=10-1Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-25

2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要を第 2.2-1 表に示す。
第 2.2-1 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0～40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0～5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-26

2.2.2酸素濃度，二酸化炭素の管理

労働安全衛生法，ＪＥＡＣ 4622-2009 「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則を踏まえ，酸素濃度が 19％を下回るおそれのある場合，又は二酸化炭素濃度が 1.0％を上回るおそれのある場合に，外気をフィルタで浄化しながら取り入れる運用とする。
なお，法令要求等における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の基準値は以下のとおりである。
酸素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表，二酸化炭素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表に示す。
(1)

酸素濃度

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場
合は，この限りでない。

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

第 2.2-2 表 酸素濃度の人体への影響について([出典]厚生労働省 HP 抜粋)
酸素濃度
21％
18％
16％
12%
8％
6％

症状等
通常の空気状態
安全限界だが連続換気が必要
頭痛，吐き気
目まい，筋力低下
失神昏倒，7～8 分以内に死亡
瞬時に昏倒，呼吸停止，死亡：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-27

：ＳＡ範囲

(2)

二酸化炭素濃度

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内の CO ２ 濃度の上昇による運転員等の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO ２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号，最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）
により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており，中央制御室の CO２ 濃度
もこれに準拠する。
したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

第 2.2-3 表 二酸化炭素濃度の人体への影響について（[出典]消防庁 二酸化炭素設備の安全対策について（通知）H8.9.20）
二酸化炭素濃度人体への影響

<2％
2％～3％
3％～4％
4%～6％

はっきりした影響は認められない
呼吸深度の増加，呼吸数の増加
頭痛，めまい，悪心，知覚低下
上記症状，過呼吸による不快感
意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの付随運動を伴うこともある
同上
意識喪失，その後短時間で生命の危険あり

6％～8％
8％～10％
10%<：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-28

：ＳＡ範囲

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状

況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリ
ア付近の全照明が消灯した場合を想定し，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。
中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を第 2.3-1 図に示す。

第 2.3-1 図

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-29

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な設備として，遮蔽設備，換気系設備，通信連絡設備，データ表示装
置（待避室），照明設備，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を中央制御室に設
置，又は保管する。
中央制御室は，周囲に遮蔽が設置されており，重大事故等が発生した場合に中央制御室換気系の給・排気隔離弁により外気との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンによる高粒子フィルタ及びチャコールフ
ィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
さらに，原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線の被ばくから防護する設計とする。
中央制御室待避室は，中央制御室内に設置し，中央制御室待避室空気ボン
ベユニットにより中央制御室待避室内の遮蔽に囲まれた空間を正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断することで，重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。また，重大事故時に格納容器圧力逃がし装置を作動させた場合においても，中央制御室にとどまる必要のある最低限の要員である 3 名を収容可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータにより，居住性確保ができていることを確認可能な設計とする。また，中央制御室に保管している可搬型照明（ＳＡ）及びデータ
26 条‐別添 1-30

：ＳＡ範囲

表示装置（待避室）を中央制御室待避室に設置することで，継続的にプラントの監視を行うとともに，通信連絡設備により外部との連絡を可能とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-31

2.4.2中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

中央制御室待避室正圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない
屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室の設計最高温度 48.9℃，隣接区画を外気の設計最低温度-12.7℃と仮定すると，中央制御室待避室の天井高さは
最大約 2m であるため，以下のとおり約 5.1Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。

⊿P＝{(－12.7℃の乾き空気密度［kg／m３ ］)－(＋48.9℃の乾き空気の密度［kg／m ３ ］)}×天井高さ［m］＝（1.3555［kg／m ３ ］－1.0963［kg／m３ ］）×2［m］＝0.5184［kg／m ２ ］≒5.1［Pa］

このため，正圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋10Pa とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-32

2.4.3中央制御室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室は，放射性物質による室外からの放射線を遮蔽するためコンクリート構造を有している。通常時における中央制御室の換気系は，一部外気を取り入れる再循環方式により空気調整を行っているが，重大事故等発生時には外気取り入れのための給・排気隔離弁を全閉とし，中央制御室
換気系を閉回路循環方式とすることにより，中央制御室内へのフィルタを介さない外気の流入を防止可能な設計とする。また，原子炉建屋ガス処理
系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用
ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-33

（2）

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体となった壁であり，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。第 2.4-1 図に中央制御室遮蔽の配置図を示す。

第 2.4-1 図

中央制御室の遮蔽

配置図
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-34

(3)中央制御室換気系
中央制御室換気系の概略図を，第 2.4-2 図に示す。
通常時は，空気調和機ファン及び排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
事故時は，外気取入口を遮断して，フィルタ系ファンによりフィルタ（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する。なお，外気との遮断は，中央制御室
換気系の給気隔離弁 4 台，排気隔離弁 2 台の合計 6 台により行い，全交流
動力電源喪失時にも常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室からの操作スイッチによる操作で弁の閉操作が可能な設計とする。また，
中央制御室排煙装置との隔離は隔離弁 3 台により行い，全交流動力電源喪
失時にも常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，チャコール
フィルタにより外気を浄化して取り入れることも可能な設計とする。
なお，中央制御室換気系については常設代替交流電源設備から受電するまでの間起動しないが，居住性に係る被ばく評価においては，全交流動力
電源喪失発生後，2時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住環境が確保されることを確認している。

【設備仕様】
・空気調和機ファン
台数：1(予備1)
容量：約42,500 m３ ／h／台・フィルタ系ファン
台数：1（予備１）
26 条‐別添 1-35

容量：約5,100 m３ ／h／台・チャコールフィルタ
基数：1(予備1)：ＳＡ範囲

処理容量：5,100 m３ ／h／基
よう素除去効率：97％以上
・高性能粒子フィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
粒子除去効率：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対して）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-36

通常時（再循環方式）
事故時（閉回路循環方式）
外気取り入れ時（閉回路循環方式）

第 2.4-2 図

中央制御室換気系の概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-37

(4)原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，格納容器から漏えいする放射性物質による運転員の被ばくを低減するために設置している。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン，配管・弁類，計測制御装置等で構成している。
原子炉建屋ガス処理系の概略図を第 2.4-3 図に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原
子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル
発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-38

【設備仕様】
・非常用ガス再循環系排風機
種類：遠心型
容量：17,000 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス処理系排風機
種類：遠心型
容量：3,570 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-39

原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)
AO

AO

AO

AO

(A) GD

AO

(B)

GD

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)
(A)

GD

AO

AO

(B)

GD

AO

AO

AO

AO

排風機

第 2.4-3 図

原子炉建屋ガス処理系の概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-40

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。
重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，
中央制御室待避室を空気ボンベにより正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-41

(2)

収容人数及び設置場所
格納容器圧力逃がし装置作動中は，中央制御室にはプラントの状態監視等に必要な最低限の要員を残すこととしており，中央制御室待避室には 3名を収容できる設計とする。
発電長等が中央制御室待避室に待避している間，プラントの運転操作は行わないことを基本とするが，操作が必要な事象が発生した場合に即座に対応できるよう，中央制御室内に設置する。中央制御室待避室の設置場所
を第 2.4-4-1 図に，中央制御室待避室の寸法を第 2.4-4-2 図に示す。

第 2.4-4-1 図

中央制御室待避室

設置場所
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-42

（平面図）（Ａ－Ａ断面図）※（）内は概略寸法（mm）を示す。なお，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
第 2.4-4-2 図

中央制御室待避室

概要図
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-43

(3)

遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm と同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁とし，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減する設計とする。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット

ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

概要図

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-44

ｂ．必要空気供給量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・

収容人数：ｎ＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量：Q１ ＝100×M×n／（C－C０ ）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷(0.5－0.0336)＝14.15≒14.2m３ /h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝19%（鉱山保安法施工規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m３ /h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q１ ＝c×（a－d）×n／（a－b）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×(20.95－16.4)×3÷(20.95－19.0)＝3.36≒3.4m３ /h：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-45

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸
化炭素濃度基準換気量の 14.2 m ３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を維持するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。

・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により13本となる。
14.2m３ /h÷5.5m３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本
：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-46

ｄ．空気ボンベの設置エリア
空気ボンベは中央制御室近傍の原子炉建屋付属棟３階に配置し，中央制御室待避室に空気を供給する。空気ボンベの配置を第 2.4-6 図に示す。
あわせて，中央制御室待避室の正圧化バウンダリを示す。

第 2.4-6 図

空気ボンベ配置図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-47

ｅ．正圧達成までに要する時間
中央制御室待避室を加圧した際に隣接区画に比べて+10Pa の正圧達成までに要する時間を評価した結果，約 1.5 秒となった。
(a)

評価モデル
中央制御室待避室への加圧の評価モデル及び評価式を以下に示す。

：流入量（：圧力（ ）：容積（ ）：温度（ )
：気体定数

)

：流出量（

)

中央制御室待避室における基礎式を以下に示す。

上記基礎式を展開し，単位時間当たりの室内圧力上昇量を求める算
出式を導く。この式を用いて微小時間 後の室圧を繰り返し計算することで，室圧 の経時変化を求める。
(b)

評価条件
中央制御室待避

項目

記号

単位

備考
室

大気圧力

101,325

容積

16

温度

293.15
14.2

流入量
0.164

リーク面積
正圧（10

9.06E-04

）

1.5

達成時間

26 条‐別添 1-48

流入量と室圧基準より算出
（評価用暫定値）

：ＳＡ範囲(c)

圧力の時間変化中央制御室待避室内圧力の時間変化：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-49

（5）中央制御室換気系の運転状態比較
中央制御室換気系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事
故時の運転モードを第 2.4-7 図（1／2）に，重大事故時のプルーム通過前・

閉回路循環方式（少量外気取入時）

閉回路循環方式（外気隔離時）

通常運転モード

後，及びプルーム通過中の運転モードを第 2.4-7 図（2／2）に示す。

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（1／2）
26 条‐別添 1-50

：ＤＢ範囲

（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（2／2）：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-51

(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）は今後の監視パラメータ追加や表示機
能の拡張等を考慮した設計とする。
データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等が緊急時対策所及び屋外と通信連絡できるよう，中央制御室待避室に設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-52

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの 状態
確認

原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使用済燃料プール水位・温度
フィルタ装置入口圧力

水素爆発による格納 容器 フィルタ装置水位の破損防止確認
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
水素爆発による原子 炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-53

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

現場（屋外）

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-54

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-55

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室待避室の居住環境の基
準値の範囲を測定できるものを，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0～40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0～5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

電離箱サーベイメータは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測定できるものを，１台配備する。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-56

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001～1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-57

2.5

重大事故等時の電源設備について

中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）を設置している。これらの設備については，重大事故等が発生した場合にも，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ばく評価で想定する格納容器破損モードのうち，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスである「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源
喪失の重畳を考慮した場合に対して，第 2.5-1 表に示すとおり十分な電源供給
容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生から常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 90 分以内）の照明を確保できる。
常設代替高圧電源装置による給電が開始された後については，中央制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場
合には，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。仮にこれら照明が活用できない
場合のため，ランタン，ヘッドライト等の乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな
26 条‐別添 1-58

：ＳＡ範囲

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住性が確保されていることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-59

中央制御室換気系

原子炉建屋ガス処理系

第 2.5-1 図

重大事故等時に運転員がとどまるために必要な換気設備：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-60

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-61

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条‐別添 1-62

：ＳＡ範囲

第 2.5-1 表

①
②

③

④

⑤

⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷

負荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ（2台）
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ａ
・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ｂ・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
原子炉保護系電源装置
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量59.6kW
380.0kW

389.2kW313.1kW86.9kW

217.7kW160.5kW90.2kW
2015.3kW
520.0kW22.0kW
4254.5kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-63

（1）可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，３台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

中央制御室

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 10 時間

ヘッドライト
中央制御室

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-64

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり主制御盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
26 条‐別添 1-65

：ＳＡ範囲

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，室内照明全消灯時に運転員が装着した状態で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，監視計器及び操作部で600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（シミュレーション施設におけるヘッドライト使用状況）

第2.5-6図

乾電池内蔵型照明使用イメージ：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-66

3.

添付資料

3.1

中央制御室待避室の運用について
格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室待避室の運用を以下にまとめる。第3.1-1図に格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要を示す。

(1)

格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
発電長等は重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置を作動させる必要があると判断された場合，中央制御室待避室を使用するため，第3.1-1表に示す設備，資機材の運用準備を行う。
第3.1-1表 中央制御室待避室の運用準備
居住性対策設備・中央制御室待避室空気ボンベユニットによる中央制御室待避室の加圧
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型照明（ＳＡ）及び電離箱サーベイメータの配置，電源入監視設備
通信連絡設備(2)・データ表示装置（待避室）の配置，電源入・通信連絡設備の切替及び通話確認

格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動開始後，速やかに中央制御室
待避室に移動し，出入口扉を閉める。
中央制御室待避室に施設する差圧計を確認し，中央制御室待避室へ適切に空気が供給され，正圧化されていることを確認する。また，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計により酸素濃度及び二酸化炭素濃度（酸素濃度が 19％以上であること，二酸化炭素濃度が 0.5％以下であること）を確認するとともに，中央制御室待避室の放射線量率を電離箱サーベイメータにて監視す
る。

：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-67

中央制御室待避室に待避している間にも，データ表示装置（待避室）を用いることで，格納容器圧力逃がし装置の作動状況等のプラント状態の監視を行う。また，中央制御室待避室には通信連絡設備を設置し，災害対策本部との連絡が常時可能とする。
なお，中央制御室待避室に待避している間の運転操作は不要であるが，万一，中央制御室での運転操作が必要となった場合は，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部の指示の下，必要な放射線防護装備，個人線量計管理措置を施した上で，中央制御室に出て，運転操作を行い，速やかに中央制御室待避室に移動する。そのために必要な資機材は中央制御室待避室に配備する。

(3)

格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動に伴うプルーム放出後，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部との協議の上，必要な防護装備を着用し，中央制御室待避室における待避を解除し，中央制御室での対応を再開する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-68

26 条-別添 1-67

中央制御室待避室

約 2h

▽

約 19h

約 28h

168h

ベント放出から 5 時間後まで待避する

26 条-別添 1-69

：ＳＡ範囲

第 3.1-1 図 格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要

への滞在

0h

全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる 2 時間を起動遅れ時間として設定

中央制御室換気系

ベント放出

タイムチャート3.2

配備する資機材の数量について(1)

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材等の内訳を第3.2-1表及び第3.2-2表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第3.2-1表

放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着

26 条-別添 1-70

：ＳＡ範囲

※11

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着※16 11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足※17 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個※18 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双※19 11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双※20 11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個※21 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足※22 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式
・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】

中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交代要員が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）
は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-71

第3.2.-2表 放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）の配備数
品名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ ※22台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4
※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-72

（2）飲食料等
中央制御室に配備する飲食料等の内訳を第3.2-3表に示す。なお，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第 3.2-3 表 飲食料等品

配備数 ※１

名

飲食料等
・食料

231 食 ※２

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※３

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

154 錠 ※４

※1
※2
※3
※4

今後、訓練等で見直しを行う。
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝
231 食
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋
2 日目以降 1 錠／1 日×2 交替）＝154 錠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-73

3.3

チェンジングエリアについて(1)

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「 実用発電用原子炉及びその附

属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行
うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

(2)

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，ク

リーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 3.3-1 表のとおり。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-74

第 3.3-1 表

チェンジングエリアの概要
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室

設営場所

への汚染の持ち込みを防止するため，身体
原子炉建屋付属棟 4 階の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設ける。

空調機械室

なお，空調機械室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず、事故発生時でも外部の風
設営形式

雨の影響を防止できる構造とする。
テントハウス

通路にテントハウスを設営し，テントハウ（一部，通路区画化）

ス内は扉付シート壁等により区画化する。

中央制御室の外側が放射性物質により汚手順 着手 の判断基準

原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合。

染するようなおそれが発生した場合，チェ
ンジングエリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営でき
放射線管理班

るよう定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

(3)

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 3.3-1 図，
第 3.3-2 図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルートは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へのアクセスする。子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセ
26 条-別添 1-75

：ＳＡ範囲

スルートの設定図を第 3.3-3 図に示す。作業員が携行する資機材（携行型
有線通話装置，電離箱サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバッ
クパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

第 3.3-1 図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-76

（通行状態のイメージ）

①

②

④

既設の梯子は撤去③

中央制御室への気密扉

第 3.3-2 図

中央制御室へのアクセスルートの概要図

26 条-別添 1-77

：ＳＡ範囲

第 3.3-3 図(4)中央制御室へのアクセスルート設定図

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ．考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 3.3-4 図の設営フローに従い，第 3.3-5 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア及び除染エリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェンジングエリ
アが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班
26 条-別添 1-78

：ＳＡ範囲

員 4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-79

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテン
トハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第 3.3-4 図

チェンジングエリアの設営フロー：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-80

第 3.3-5 図

中央制御室チェンジングエリア
26 条-別添 1-81

：ＳＡ範囲

ｂ．チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジング
エリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 3.3-2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。
第3.3-2表

チェンジングエリア用資機材
名

エリア設
営用

消耗品

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13

今後，訓練等で見直しを行う。
エリアの設営に必要な数量
各エリア間の4個×1.5倍＝6個
1台×1.5倍＝1.5→2台
設置作業用、脱衣用、除染用の3本
サーベイエリア用、除染エリア用の2式
44.0 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻

26 条-別添 1-82

：ＳＡ範囲

※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数 修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷
30m／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-83

(5)チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ．出入管理チェンジングエリアは，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 3.3-5 図のとおりであり，チェ
ンジングエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室
内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

④

クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-84

ｂ．脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ．汚染検査チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①

サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。

②

汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。

③

汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリアを通過して中央制御室へ入室する。

④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。

なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況に
26 条-別添 1-85

：ＳＡ範囲

ついて，適宜確認し，指導，助言をする。

ｄ．除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（マスク及び帽子は除く）
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

ｅ．着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，
マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ．重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場
合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭26 条-別添 1-86

：ＳＡ範囲

き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 3.3-6 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】
サーベイエリアにて、汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
除染不可

移動

ポリ袋

移動

除染不可
テープ等で養生

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

第 3.3-6 図

簡易水槽

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

ｇ．廃棄物管理中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジ
ングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ．チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量
26 条-別添 1-87

：ＳＡ範囲

率及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

(6)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
ａ．汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シート壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空
気浄化装置を 1 台設置する。

ｂ．チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，サーベイエリア，ク
リーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハウスの外観は第 3.3-7 図のとおりであり，仕様は第 3.3-3 表のとおりである。また，第 3.3-8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は第 3.3-9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により２重に区画した上で２重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
26 条-別添 1-88

：ＳＡ範囲

更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込
まないように粘着マットを設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-89

第 3.3-7 図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第 3.3-3 表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 0.7～2.6m×奥行 1.1m～5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※

約 2 分 ※12構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て※1

幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2

手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-90

テントと一体型のシートによる
間仕切り区画する

退室

入室ルート

第 3.3-8 図

テントハウスの設置状況（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-91

② ファスナーによる接続① 接続前④ 難燃テープによるシール③ マジックテープによる接続

第 3.3-9 図

各テントハウス間の接続（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-92

ｃ．可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型空気浄化装置の仕様等を第 3.3-10 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，
原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう
チェンジングエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 3.3-10 図

可搬型空気浄化装置の仕様等：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-93

ｄ．チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 3.3-11 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，エリア内で放射性物質が飛散した場合でも，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
第 3.3-11 図、第 3.3-12 図のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを
確保する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-94

第 3.3-11 図

中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-95

第 3.3-12 図

中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-96

ｅ．チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。

(7)

汚染の管理基準
第 3.3-4 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 3.3-4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-97

第 3.3-4 表

汚染の管理基準

汚染の

状況

管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射1,300cpm
2（4Bq／㎝ 相当）

40,000cpm（ 120Bq ／ ㎝ 2 相
大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時性同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時状根拠等

当）原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4 に準拠

原子力災害対策指針における13,000cpm
2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-98

(8)可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3 台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 3.3-5 表に示す。
第 3.3-5 表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

チェンジングエリア内は，第 3.3-13 図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-99

第 3.3-13 図

チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況(9)

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了
し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2 分×4 名）と設定しており、訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-100

(10)放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長
が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポス
ト及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジング
エリアの運用については、エリア使用の都度放射線管理班員がチェンジング
エリアまで移動して対応するがチェンジングエリアが使用されるのは直交代時及び作業終了後に運転員が中央制御室に戻る際であり，多くとも1日数回程
度のため十分対応が行える。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-101

・ケース①（平日昼間の場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

2

3

経過時間（時間）
4
5

事象発生
▽
10 条
▽

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線
管理班
員A,B
放射線
管理班
員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置

放射線
管理班
員A,B

中央制御室チェンジングエリアの設置

放射線
管理班
員C,D

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5

▽参集完了

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策
所加圧判断用モニタを優先して設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-102

（11）チェンジングエリア設置前の汚染の持ち込み防止について

夜間，休日は，参集要員によりチェンジングエリアの設置を行う可能性があるため，チェンジングエリアの初期運用の開始 ※１ まで事象発生から３時間程度 ※２ 要する場合が考えられる。その場合において，チェンジングエ
リアの初期運用開始までは，下記の対応により中央制御室への過度な汚染の持ち込みを防止する。
※１： サーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアの設営※２： ２時間（参集時間）＋１時間（サーベイエリア及び除染エリアの設営）

運転員等は，自ら汚染検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスによる拭取り）を行った上で，中央制御室に入室する。
放射線管理班員は，チェンジングエリアの初期運用開始に必要なサーベイ
エリア及び除染エリアを設営後，運転員等の再検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスでの拭き取り又は簡易シャワーによる水洗）を行う。
また，中央制御室内の環境測定を行う。
上記に加えて，中央制御室とチェンジングエリアの間に設置する気密扉により中央制御室バウンダリを区画する。
なお，仮に中央制御室に汚染が持ち込まれた場合でも，中央制御室換気系
により中央制御室内を浄化することで，中央制御室の居住性を確保する。

詳細な手順は(5)チェンジングエリアの運用に従う。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-103

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
：ＳＡ範囲
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，第3.4-1表に示す起因事象（内部火災，内部溢水，地震等）と同時にもたらされる環境条件が考えられるが，いずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。
中央制御室における主な対応を以下に示す。
○地震
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天
井照明設備には落下防止措置を講ずることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。

○火災
中央制御室にて火災が発生した場合は運転員が火災状況を確認できる設計とし，初期消火を行うことができるよう消火器を設置する。
また，中央制御室外で発生した火災に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

○溢水
中央制御室内には溢水源がない設計とする。
万が一，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，消火器にて初期消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
また，中央制御室外で発生した溢水に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-104

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（1／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
火災による中央制御室内設備の機能喪失

内部火災（地震起因含む）

溢水による中央制御室内設備の機能喪失内部溢水（地震起因含む）

余震

地震

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室にて火災が発生しても速やかに消火できるよう，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，中央制
御室の機能を維持する。（詳細については，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」に関する審査資料を参照）
中央制御室内には溢水源がない設計とする。火災が発生したとしても，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，
消火水による溢水の影響がない設計とする。
蒸気配管破断が発生した場合も，漏えいした蒸気の影響がない設計とする。（詳細については，
設置許可基準規則第 9 条「溢水による損傷の防止等」に関する審査資料を参照）
中央制御室は，原子炉建屋付属棟（耐震Ｓクラス）に設置し，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
中央制御室の照明ルーバーに対し落下防止措置を講じている。
余震時には，運転員は運転員机又は制御盤のデス
ク部下端に掴まることで体勢を維持し，指示計，
記録計等による原子炉施設の監視を行うことができる。今後，余震時における運転員の更なる安全確保を考慮し制御盤に手すりを設置する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-105

第3.4-1表
起因事象

地震

竜巻・風（台風）

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（2／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
外部電源喪失による照明
等の所内電源の喪失

中央制御室での運転操作に与える影響
外部電源喪失においても，中央制御室の照明は，ディーゼル発電機から給電され ＊１ ，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯も備え，機能が喪失することはない。また，蓄電池内蔵型照明を備
え，機能が喪失しない設計とする。（詳細については，設置許可基準規則 11 条「安全避難通路等」
に関する審査資料を参照）＊１ ディーゼル発電機は各自然現象に対して，健全性が確保される設計とする。
地

積雪

落雷

外部火災（森林火災）

火山

震：基準地震動に対して，耐震Ｓクラス設計であるため，健全性が確保する。
竜
巻：設計基準の竜巻による複合荷重（風圧，
気圧差，飛来物衝撃力）に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
風：設計基準の風（台風）による風圧に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
積
雪：設計基準の積雪による堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
落
雷：設計基準の雷撃電流値に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
外 部 火 災：防火帯の内側に設置することにより延焼を防止し，熱影響に対しては隔離距離の確保によって健全性を確保する。
また，ばい煙の侵入に対してフィルタによる防護で健全性を確保する。
火山：想定する降下火砕物の堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。また，下火砕物の侵入に対しては，フィルタによる防護で健全性を確保する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-106

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（3／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
ばい煙や有毒ガス発生による中央制御室内環境へ
の影響

外部火災
（森林火災）

降下火砕物による中央制
御室内環境への影響

火山

低温による中央制御室内
環境への影響凍結

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室の換気系について，給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環方式とすること
により外気を遮断することから，中央制御室内環境への影響はない。この場合の酸素濃度・二酸化
炭素濃度への影響を【補足 1】，【補足 2】に示す。
但し，影響が長期化する場合は，必要に応じて一
次的に外気を取り入れて換気する。第 3.4-1 図に運転モード毎の中央制御室換気系の系統概略図を示す。
なお，外部火災時の有毒ガスについては，中央
制御室外気取入口における濃度がＩＤＬＨ（急性の毒性限界濃度（30 分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限界値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有
毒ガス及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。（詳細については，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災））」，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（有毒ガス）」，
外部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する審査資料を参照）
中央制御室の換気系により環境温度が維持される
環境温度が維持されるため，中央制御室内環境への影響はない。（詳細については，設置許可基準
規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（凍結）」に関する審査資料を参照）：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-107

通常運転モード
閉回路循環方式（外気隔離時）
閉回路循環方式（少量外気取入時）

第 3.4-1 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-108

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）
1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 7 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min

26 条-別添 1-109：ＤＢ範囲

／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.45864[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×7[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ －｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095－｛0.45864／（0.4×2700）｝＝0.209075 ≒ 20.90％以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：7 名
26 条-別添 1-110：ＤＢ範囲

・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.322[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×7[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.322／（0.4×2700）｝＝0.000599 ≒ 0.06％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。
：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-111

【補足2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
重大事故発生時において中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
重大事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を26 条-別添-3-0

：ＳＡ範囲

適
用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.72072[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×11[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ －｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095－｛0.72072／（0.4×2700）｝＝0.208166 ≒ 20.81％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発26 条-別添-3-1：ＳＡ範囲

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.506[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×11[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.506／（0.4×2700）｝＝0.000769 ≒ 0.08％：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-2

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-3

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5-1 表

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
(1/6)

目的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装

平均

平均出力領域計装A

平均出力領域計装B

平均出力領域計装C

平均出力領域計装D

平均出力領域計装E

平均出力領域計装F

起動領域計装A

起動領域計装B

起動領域計装C

起動領域計装D

起動領域計装E

起動領域計装F

起動領域計装G

起動領域計装H

原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA 広帯域)
原子炉水位(SA 燃料域)
原子炉圧力
炉心冷却の状態確認

原子炉圧力(SA)
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量 A
残留熱除去系系統流量 B
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-4

(2/6)
目的

対象パラメータ
原子炉再循環ポンプ入口温度
原子炉給水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
6.9kV 母線 2A-1 電圧
6.9kV 母線 2A-2 電圧
6.9kV 母線 2B-1 電圧

炉心冷却の状態確認

6.9kV 母線 2B-2 電圧
6.9kV 母線 2C 電圧
6.9kV 母線 2D 電圧
6.9kV 母線 HPCS 電圧
D/G 2C 遮断器(660)閉D/G 2D 遮断器(670)閉HPCS D/G 遮断器(680)閉
圧力容器フランジ温度
125VDC 2A 母線電圧
125VDC 2A 母線電圧
6.9kV 緊急用母線電圧480V 緊急用母線電圧：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-5

(3/6)
目的

対象パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
ドライウェル圧力（広帯域）
ドライウェル圧力（狭帯域）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・プール水温度（平均値）
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水位
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

格納容器内の状態確認

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)
格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内酸素濃度(SA)低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
格納容器下部水位
格納容器下部水温常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-6

(4/6)
目的

対象パラメータ
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

格納容器内の状態確認

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系 A 注入弁全開
残留熱除去系 B 注入弁全開
残留熱除去系 C 注入弁全開
格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内スプレイ弁 B（全開）主排気筒放射線モニタ A
主排気筒放射線モニタ B
主排気筒モニタ（高レンジ）
主蒸気管放射線モニタ A
主蒸気管放射線モニタ B
主蒸気管放射線モニタ C
主蒸気管放射線モニタ D
排ガス放射能（プレホールドアップ）A
排ガス放射能（プレホールドアップ）B

放射能隔離の状態確認

NS4 内側隔離NS4 外側隔離
主蒸気内側隔離弁 A 全閉
主蒸気内側隔離弁 B 全閉
主蒸気内側隔離弁 C 全閉
主蒸気内側隔離弁 D 全閉
主蒸気外側隔離弁 A 全閉
主蒸気外側隔離弁 B 全閉
主蒸気外側隔離弁 C 全閉
主蒸気外側隔離弁 D 全閉

環境の情報確認

SGTS A 作動
SGTS B 作動：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-7

(5/6)
目的
環境の情報確認

対象パラメータ
SGTS モニタ（高レンジ）A
SGTS モニタ（高レンジ）B
SGTS モニタ（低レンジ）A
SGTS モニタ（低レンジ）B
耐圧強化ベント系放射線モニタ
放水口モニタ(T-2)
モニタリングポスト(A)モニタリングポスト(B)モニタリングポスト(C)モニタリングポスト(D)モニタリングポスト(A)広域レンジ
モニタリングポスト(B)広域レンジ
モニタリングポスト(C)広域レンジ
モニタリングポスト(D)広域レンジ
大気安定度

10 分値

18m ベクトル平均風向 10 分値
71m ベクトル平均風向 10 分値
140m ベクトル平均風向 10 分値
18m ベクトル平均風速 10 分値
71m ベクトル平均風速 10 分値
140m ベクトル平均風速 10 分値
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料プール水位・温度（SA）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置：ＳＡ範囲
26 条-別添-3-8

(6/6)
目的

対象パラメータ
自動減圧系 A 作動
自動減圧系 B 作動
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系注入弁全開
低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

非 常 用 炉 心 冷 却 系 (ECCS) の 状 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
態等
残留熱除去系ポンプ A 起動
残留熱除去系ポンプ B 起動
残留熱除去系ポンプ C 起動
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
全制御棒全挿入
取水ピット水位
津波監視

潮位

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-9

3.6

中央制御室待避室の内部寸法について(1)

中央制御室待避室に待避する要員数の考え方
中央制御室待避室には 3 名の運転員が待避することとしている。この要員数を設定した考え方を以下に示す。
①

待避前に中央制御室で行う以下の運転操作に必要な要員数を確保する。
格納容器スプレイ停止，原子炉注水流量の調整，格納容器ベント操作を，SA 操作盤において，指揮者（発電長）1 名，操作者（運転員 A）1 名で実施する。
待避室の正圧化操作を操作者（運転員 B）1 名で実施する。
したがって，待避前に中央制御室で行う運転操作に必要な要員数は3 名である。

②

中央制御室待避室に待避中は，運転員による運転操作を実施する必要はなく，データ表示装置によるプラントパラメータの監視及び衛星
電話又は携行型有線通話装置による通信連絡を行うこととしており，①に必要な要員数に包含される。

③

原子炉施設保安規定の定めにより中央制御室には 3 名の運転員が常駐する必要がある。

以上の条件から，中央制御室待避室の収容要員数を指揮者（発電長）１名，操作者（運転員 A，B）2 名の計 3 名に設定した。

(2)

中央制御室待避室内の必要スペースの考え方
中央制御室待避室に待避する運転員は 3 名であることから，中央制御室
待避室は 3 名の運転員が 5 時間に亘って待避するために必要なスペースを確保することを条件とする。
26 条-別添-3-10：ＳＡ範囲

中央制御室待避室内で行う作業はデータ表示装置によるプラントパラメ
ータの監視，衛星電話等による通信連絡のみであり，広い作業スペースは不要であることから，以下の条件を考慮して中央制御室待避室の必要寸法を検討する。
運転員 3 名が着席して待機するために必要なスペース
データ表示装置，衛星電話及び可搬型照明を配置するためのスペース
待避室内圧力調整用の配管・バルブの設置及び操作スペース
携行型有線通話装置接続箱の設置スペース
運転員が椅子に座った姿勢で待機するために必要なスペースを 1 名あた
り 500mm×1200mm とすると，中央制御室待避室の必要寸法は 2000mm×1200mm となる。

(3)

中央制御室待避室の居住性向上
中央制御室待避室の必要寸法として 2000mm×1200mm を設定したが，中央制御室待避室の居住性を向上させるため，以下を実施する。
外部との通信手段の確保（衛星電話設備／携行型有線通話装置）
十分な照度の確保（可搬型照明）
天井高を高く設定することで，室内空間を広くする
鉛ガラスの窓の設置
これに加えて，さらなる居住性向上のため，中央制御室待避室の床面積を必要寸法における床面積の 2 倍に拡大する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-11

(4)中央制御室待避室のレイアウト
これまでの検討結果を反映し，第 3.6-1 図に中央制御室待避室のレイアウト図を示す。図に示すとおり，中央制御室待避室は必要十分なスペースを確保した設計とする。

第 3.6-1 図

中央制御室待避室レイアウト図：ＳＡ範囲

26 条-別添-3-12

別添２

東海第二発電所

原子炉制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-i

目次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 設 計 基 準 事 故 時 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て .........
........................................................ 26 条 -別 添 2 -1
1． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ............................... 26 条 -別 添 2 -1
2． 大 気 拡 散 の 評 価 ....................................... 26 条 -別 添 2 -1
3． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ......... 26 条 -別 添 2 -1
4． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ................... 26 条 -別 添 2 -2
4.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ............................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1.1 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 （ 経 路 ① ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く（ 経 路 ② ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 3 室 内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ③ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -4
4.2 入 退 域 時 の 被 ば く ................................... 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 1 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 （ 経 路 ④ ）................................................. 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -6
5． 評 価 結 果 の ま と め ..................................... 26 条 -別 添 2 -6
添付資料 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
1 中 央 制 御 室 の 居 住 性 (設 計 基 準 事 故 )に 係 る 被 ば く 評 価 条 件 表.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 1-1
2 居 住 性 評 価 に 用 い た 気 象 資 料 の 代 表 性 に つ い て ........ 26 条 -別 添 2 - 添 2-1
3 線 量 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 の 評 価 に つ い て ............ 26 条 -別 添 2 - 添 3-1
4 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ........................ 26 条 -別 添 2 - 添 4-1
5 中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 5-1
6 内規

※１

と の 整 合 に つ い て ........................... 26 条 -別 添 2 - 添 6-1※１ 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）26 条-別添 2-ii

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「 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）（平成 21・07・27 原院第 1 号平成 21 年 8 月 12 日）」（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づき行った。

1．大気中への放出量の評価
評価事象は，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量，大気中への放出量は，
仮想事故相当のソースタームを基にする数値，評価手法及び評価条件を使用して評価した。

2．大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した結果を年間について小さい方から順に並べた累積
出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月～2006 年 3
月の 1 年間における気象データを使用した。なお，当該データの使用に当たっては，当該 1 年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施し，特に異常でないことを確認している。

3．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟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運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等を考慮して評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコード，
スカイシャインガンマ線についてはＡＮＩＳＮコード及びＧ３３－ＧＰ２Ｒ
26 条-別添 2-1

コードを用いて評価した。

4．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①～⑤）を第 4-1 図に示す。それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 30 日間とした。
運転員の勤務体系は 5 直 2 交替とし，30 日間の評価期間において最も中央制
御室の滞在期間が長く，入退域回数が多い者を対象として，30 日間の積算線
量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し，実効線量を評価した。

4.1 中央制御室内での被ばく
4.1.1 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（経路①）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する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中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述 3．の方法で実効線量を評価した。

4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性希ガス等（以下「希ガス等」という。）の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

26 条-別添 2-2

第 4-1 図

事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条-別添 2-3

4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制
御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガス等からのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素（以下「よう素」という。）の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，（1），（2）に示す
中央制御室換気系の効果を考慮した。
（1）中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第4-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転モード
通常時は，中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2）事故時運転モード
事故時は，外気取入口を遮断して，中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環運転とし，運転員を放射線被ばくから防護する。
なお，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，
チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
（2）フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのフィルタユニットを通らない空気の流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。

26 条-別添 2-4

第4-2図中央制御室換気系概略図

26 条-別添 2-5（外気取り入れ時）

事故時運転モード（閉回路循環時）

通常時運転モード（再循環時）

4.2 入退域時の被ばく
4.2.1 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（経路④）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する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入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は，「4.1.1 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（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，建屋出入口を代表点とし，入退域ごとに評価点に 15 分滞在するとして評価した。

4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑤）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
くは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと
以外は「4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）」と同様な手法で，吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価は，上記 4.2.1 の仮定と同じとした。

5．評価結果のまとめ
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価結果を第 5-1
表に，内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は，原子炉冷却材喪失において実効線量で約 1.8mSv，主蒸気管破断において実効線量で約 1.6mSv であり，法令に26 条-別添 2-6

おける緊急時作業に係る線量限度 100mSv を下回っている。
なお,この評価に係る被ばく経路イメージを第 5-3 表に，被ばく評価の主要条件を第 5-4 表及び第 5-5 表に示す。

第 5-1 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断（実効線量）（実効線量）

約 6.6×10－１

約 1.3×10－４

約 2.4×10－２

約 9.2×10－３

約 2.0×10－１

約 1.5×10０

約 8.9×10－１

約 1.5×10０

約 8.7×10－１

約 2.1×10－３

約 3.5×10－２

約 9.4×10－２

小計（④＋⑤）

約 9.1×10－１

約 9.6×10－２

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 1.8

約 1.6

被ばく経路
①建物内の放射性物質から のガンマ線による中中央制御室内

央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射 性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく③室内に外気から取り込ま れた放射性物質による中央制御室内での被ばく小計（①＋②＋③）

入退 域時④建物内の放射性物質から のガンマ線による入退域時の被ばく⑤大気中へ放出された放射 性物質による入退域
時の被ばく

26 条-別添 2-7

室内作業時26 条-別添 2-8
約 1.1×10－２

約 7.0×10－１

約 8.7×10－１

約 1.5×10－２

約 8.9×10－１③室内に外気から取り 込まれた放射性物質による被ばく小計（①＋②＋③）④原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく⑤大気中へ放出された 放射性物質による被ばく

小計（④＋⑤）
約 1.6×10０

約 2.4×10－２②大気中へ放出された 放射性物質のガンマ線による被ばく約 6.6×10－１

外部被ばく

約 2.1×10－１

約 2.0×10－２

約 2.0×10－２―

約 1.9×10－１

約 1.9×10－１

―

―

内部被ばく

原子炉冷却材喪失

約 1.8

約 9.1×10－１

約 3.5×10－２

約 8.7×10－１

約 8.9×10－１

約 2.0×10－１

約 2.4×10－２

約 6.6×10－１

実効線量の
合計値

約 5.5×10－２

約 5.9×10－３

約 3.8×10－３

約 2.1×10－３

約 4.9×10－２

約 3.9×10－２

約 9.2×10－３

約 1.3×10－４

外部被ばく

実効線量（mSv）

約 1.5×10０

約 9.0×10－２

約 9.0×10－２―

約 1.4×10０

約 1.4×10０

―

―

内部被ばく

主蒸気管破断中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果の内訳①原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく第 5-2 表合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

入退域時

約 1.6

約 9.6×10－２

約 9.4×10－２

約 2.1×10－３

約 1.5×10０

約 1.5×10０

約 9.2×10－３

約 1.3×10－４

実効線量の
合計値

26 条-別添 2-9

入退域での被ばく⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく、吸入摂取による内部被ばく）④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（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく、室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①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（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく経路イメージ

中央制御室内での被ばく

第 5-3 表26 条-別添 2-10

運転員の被ばく評価

大気拡散

評価期間

コード

直 接線 ，スカ イシ ャイン 線評 価

交代要員体制への考慮

中央制御室への空気流入量

置よう素除去効率

中 央制 御室非 常時 際循環 処理 装

中央制御室換気設備

1 方位

着目方位

30 日間

QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R

入退域回数を設定

5 直 2 交代をベースに滞在時間，1.0 回／h

90%

運転(3h)の交互運転

閉回路循環運転(27h)，外気取入起動時間遅れ：15min

小さい方から 97%

累積出現頻度よう素：24 時間

希ガス：24 時間

2005 年 4 月～2006 年 3 月

気象資料

実効放出継続時間

外部放出：90%

ガス処理系のよう素除去効果

0.5%/day

原子炉格納容器からの漏えい率
再循環：80%よう素に対する除去効果

非 常用 ガス再 循環 系及び 非常 用の比）：100

格 納容 器スプ レイ 等によ る無 機の低減効果

環境への放出

分 配係 数（気 相濃度 と液 相濃度の沈着割合

原子炉格納容器内で50%

よう素：50%成物割合

原 子炉 格納容 器へ の無機 よう 素

希ガス：100%

格 納容 器に放 出さ れる核 分裂 生

2000 日原子炉運転時間(熱出力 3,440MW)

定格熱出力の約 105%

主要条件

物量

炉心熱出力

中項目

中央制御室の居住性（設計基準事故：原子炉冷却材喪失）に係る被ばく評価の主要条件

出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-4 表26 条-別添 2-11

運転員の被ばく評価

大気拡散

主 蒸気 隔離弁 閉止 後の破 断口 か

評価期間

コード

直 接線 ，スカ イシ ャイン 線評 価

交代要員体制への考慮

着目方位

累積出現頻度

実効放出継続時間

気象資料

えい

主 蒸気 隔離弁 から 建物内 への 漏

らの放出

追 加さ れる核 分裂 生成物 のう ち

放出

らの放出

主 蒸気 隔離弁 閉止 前の破 断口 か

裂生成物の量燃 料棒 から追 加放 出され る核 分

放射性物質濃度事 象発 生前の 原子 炉冷却 材中 の原子炉運転時間

炉心熱出力

中項目

30 日間

QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R

5 直 2 交代をベースに滞在時間，入退域回数を設定

入退域時：9 方位中央制御室内：9 方位

小さい方から 97%

よう素：20 時間

希ガス：1 時間2005 年 4 月～2006 年 3 月

120％／d放出される

す べ て の 核 分 裂 生 成 物が 瞬 時 に原 子 炉 冷 却 材 中 への 追 加 放 出 は ， 主 蒸 気隔 離 弁 閉止 直 後 に ， こ れ ら

主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 後 の燃 料 棒 から の 核 分 裂 生 成 物るさ れ た 放 射 性 物 質 の 約 1％ が 破 断 口 か ら 放 出 さ れ

原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合に 比 例 する と し ， 追 加 放 出

希ガスについてはよう素の 2 倍とするはその組成を平衡組成として求める

I-131 は 4.44×10 １４ Bq とし，その他の放射性物質の 1／50 とすると す る 。 蒸 気 相 中 の ハロ ゲ ン 濃度 は ， 液 相 の 濃 度

I-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成

2000 日(熱出力 3,440MW)

定格熱出力の約 105%

主要条件

中央制御室の居住性（設計基準事故：主蒸気管破断）に係る被ばく評価の主要条件

主蒸気隔離弁からの物量出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-5 表添付資料

1

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，
以下の第 1-1 表～第 1-12 表に示す。

第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1-7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1-9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1-10 表中央制御室換気設備条件

第 1-11 表

運転員交替考慮条件

第 1-12 表

線量換算係数及び呼吸率の条件

26 条-別添 2-添 1-1

26 条-別添 2-添 1-2
同上

無機（元素状）よう素：90％ 同上
有機よう素：10％

原子炉格納容器 50％が沈着等への無機（元素状）よう素の沈着効果

よう素の形態

4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に示されたとおり設定出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素： 50％
分裂生成物量同上

5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力考慮した値を設定
で十分長時間運転していたとする。

運転サイクルを想定

2,000 日

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1／3)

サイクル数（バ 5ッチ数）

原子炉運転時間

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

炉心熱出力

評価条件

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

目

評価事象

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-3

被ばく評価手法（内規）での記載

1 回／日

非常用ガス処理系：

められた値とする。

に示されたとおり設定

系等の容量4.8 回／日

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：

瞬時に起動すると設定持しているため事故 後

屋原子炉棟は負圧を 維

通常運転中も原子炉 建 裕を見込む。

時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余系等の起動時間だ値とする。

器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込ん

ＬＯＣＡ信号により 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィを見込んで設定

格納容器内の圧力に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原応した漏えい率に余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動

原子炉格納容器 0.5％／日
からの漏えい率る割合

よう素が溶解す素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有に示されたとおり設定

選定理由

プール水に無機

評価条件

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機よう目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

サプレッション 分配係数：100

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-4

目

評価条件

被ばく評価手法（内規）での記載

30 日間

事故の評価期間

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内にに示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

排気筒放出

放出経路

同上

ECCS からの漏えいによる放出量は，格納容器内
気相部からの漏えい による放出量に比べて 十分に小さく，有意な寄与はないため

4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へらの漏えい率導かれたサプレッション・
チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略する。

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系
環系等のフィル （再循環）：80％
非常用ガス処理系
タ除去効率（外部放出）：90％

項

第 1-1 表26 条-別添 2-添 1-5目

運転サイクルを想定

同上

ン等の濃度

蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 とする。

る。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50とする。

に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。

規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度

そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定

ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／g

冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性

ッチ数）

サイクル数（バ 5を設定

慮した最大運転期間

間定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十を考慮した値を設定 分長時間運転していたとする。

い。

事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ

5 サイクル運転を考 同上

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

り設定規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす

選定理由

主蒸気管破断評価条件

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)

原 子 炉 運 転 時 2,000 日

炉心熱出力

評価事象

項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-6

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出する。
4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出する。

原子炉圧力の低下割合に比 同上例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出される。

主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上
棒からの核分裂生成物の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加放出割合

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性
その他の放射性物質はその り設定
物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスは組成を平衡組成として求めよう素の 2 倍の放出量とする。
る。希ガスはよう素の 2 倍の放出量とする。

項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-7

目

評価条件

主蒸気隔離弁
閉止前及び閉止後の大気中への放出想定隔離弁閉止前：放出された 同上
原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。
隔離弁閉止後：放出された
放射性物質は，大気中に地上放散する。

が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。

選定理由

4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉
冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス
は，すべて瞬時に気相部に移行する。

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％
無機よう素：90％への移行割合有機よう素は原子炉圧力容器内で分解により 1／10 程
度に減少するので，気相部
へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等項

第 1-2 表26 条-別添 2-添 1-8

目

評価条件

事故の評価期間の漏えい率

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとす選定理由

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。

計値に余裕を見込んだ値とし，漏えい率は一定とする。
）

止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見閉止しないものとして，設 り設定（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉主 蒸 気 管 か ら 120％／日

項

第 1-2 表第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）

約 2.8×10１６

原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換算））
隔離弁
希ガス及びハロゲン等

閉止前

約 2.5×10１４

約 6.1×10１３（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）

隔離弁
閉止後

主蒸気管
破断

隔離弁
閉止前

よう素

約 1.2×10１４

約 1.4×10１２（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算）
）

隔離弁
閉止後

26 条-別添 2-添 1-9

約 2.5×10１２

26 条-別添 2-添 1-10

被ばく評価手法（内規）での記載

気象資料【原子炉冷却材喪失】られている場合にはそれを活用してよい。

【主蒸気管破断】は保守的かつ適切である。

測された１年間の気象資料を 地上高さに相当する比較的低風速の気象デ使用（補足説明資料 1-2 参照） ータ（地上 10m 高さで測定）を採用するの被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上れたとおり発電所において観 高さに渡る気象条件の影響を受けるため，る。

（標高約 18m(地上高約 10m)の 項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用い気象データを使用。

建屋影響を受ける大気拡散評 【主蒸気管破断】価を行うため保守的に地上風 5.1.1(1) 風向，風速，大気安定度等の観測る。放出源の高さにおける気象データが得

象データを使用

建屋影響を受けない大気拡散 5.1.1(1)c）風向，風速，大気安定度等の観（2005 年 4 月～2006 年 3 評価を行うため排気筒風（標高 測項目を，現地において少なくとも 1 年間
約 148m（地上高約 140m））の気 観測して得られた気象資料を拡散式に用い月）

年間の気象資料

東海第二発電所における 1 【原子炉冷却材喪失】

スプル－ムモデルを適用して計算する。

ともに正規分布になると仮定した次のガウ

じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向

放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応れたとおり設定

選定理由

価モデル

評価条件

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，目

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル

項

第 1-4 表 大気拡散条件(1/6)

26 条-別添 2-添 1-11

目

評価条件

被ばく評価手法（内規）での記載

気筒を経由して環境に放出されるとする。
【主蒸気管破断】【主蒸気管破断】
地上放出と想定して設定。

放射性物質は大気中に地上放散する。

になるとする。隔離弁閉止後に放出された

放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲れた原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出さ屋内非常用ガス処理系で処理された後，排効高さを設定。

験結果から保守的に最小の有 屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建【主蒸気管破断】

地上：0m

排気筒放出を想定した風洞実 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建

排気筒：95m（有効高さ）

放出源高さ【原子炉冷却材喪失】

る。

質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法であ【原子炉冷却材喪失】

希ガス等：1 時間
よう素 ：20 時間

ければならないが，事故期間中の放射性物【主蒸気管破断】

保守的に 24 時間とする。

ただし，24 時間を超えた場合は ので，放出モードを考慮して適切に定めな：24 時間よう素定事故の種類によって放出率に変化がある：24 時間希ガス

れたとおり設定。

被ばく評価手法（内規）に示さ 解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想選定理由

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】

続時間

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】

項

第 1-4 表 大気拡散条件(2/6)

26 条-別添 2-添 1-12

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影 射性物質の放出点から比較的近距離の場所考慮する。

【主蒸気管破断】【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。

のため，放出点と巻き込みを生じる建屋及【主蒸気管破断】現象を考慮する。

（原子炉建屋）による巻き込みため，放出点から近距離の建屋 がある。

を受ける大気拡散評価を行う 影響を考慮して大気拡散の計算をする必要

地上放出を想定し，建屋の影響 び評価点との位置関係によっては，建屋のによる影響が顕著となると考えられる。そ行うため考慮しない。

響を受けない大気拡散評価を では，建屋の風下側における風の巻き込み

相対濃度とする。

た場合，その累積出現頻度が 97％に当たる

対濃度を年間について小さい方から累積し建屋の影響被ばく評価手法（内規）での記載

れたとおり設定。

選定理由

度

評価条件
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相目

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％

項

第 1-4 表 大気拡散条件(3/6)

26 条-別添 2-添 1-13

原子炉建屋

表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする

示された選定例に基づき選定て，被ばく評価手法（内規）にの影響が最も大きい建屋とし代表建屋の選定例【主蒸気管破断】
放出源から最も近く，巻き込み行うため考慮しない。

響を受けない大気拡散評価を とは適切である。

【主蒸気管破断】

建屋

5.1.2(3)3) 巻き込みを生じる代表的な建被ばく評価手法（内規）での記載

排気筒放出を想定し，建屋の影 屋として，表 5.1 に示す建屋を選定するこ

選定理由

生 じ る 代 表 考慮しない。

評価条件【原子炉冷却材喪失】

目

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】

項

第 1-4 表 大気拡散条件(4/6)

26 条-別添 2-添 1-14

【中央制御室内】

被ばく評価手法（内規）での記載

点

面から，事故時に外気取入を行う場合は主【入退域時】

建屋入口

るとする。

し，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在す

7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価と【入退域時】のは妥当である。

例えば中央制御室の中心点を評価点とする

める必要はない。屋上面を代表とする場合，一様と考えられるので，評価点は厳密に定での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼる場合には，中央制御室の属する建屋表面

5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受け射性物質が侵入するとする。

被ばく評価手法（内規）に示さ に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放れた方法に基づき設定室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表れたとおり設定【入退域時】

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御

選定理由

濃 度 の 評 価 中央制御室中心

評価条件【中央制御室内】

目

放 射 性 物 質 【中央制御室内】

項

第 1-4 表 大気拡散条件(5/6)

26 条-別添 2-添 1-15

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

形状係数

着目方位

原子炉建屋の投影断面積

被ばく評価手法（内規）での記載

3.0×10３m２

選定理由

建屋投影
面積

評価条件
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではな
く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

目【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位
入退域時：1 方位【主蒸気管破断】
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位項

第 1-4 表 大気拡散条件(6/6)

第 1-5 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価点
中央制御室
中心
建屋入口

第 1-6 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度

相対線量
３

χ／Ｑ（s／m ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.2×10－６

4.9×10－２０

1.2×10－６

5.0×10－２０

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

評価点

相対濃度

相対線量
３

χ／Ｑ（s／m ）中央制御室

8.3×10－４（希ガス）中心

4.9×10－４（よう素）

建屋入口

8.2×10－４（希ガス）
4.9×10－４（よう素）

26 条-別添 2-添 1-16

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）
2.9×10－１８
2.9×10－１８

26 条-別添 2-添 1-17

目

評価条件

件

事故の評価期間 30 日

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉
建屋原子炉棟内に漏線 源強度分布
えいした核分裂生成
源
物が均一に分布条

被ばく評価手法（内規）での記載

同上

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容されたとおり設定
器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。

選定理由

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/2)

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％
分裂生成物

項

第 1-7 表26 条-別添 2-添 1-18状をモデル化る。

建屋の配置，形状及び地形条件から計算す

線による全身に対する線量は，施設の位置，

Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

ＡＮＩＳＮ

価：

スカイシャイン線評

ードを使用している

シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ

コード

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。

遮へい効果を見込んでもよい。

件

直接線・スカイ 直接線評価：

対して，配置，形状及び組成を明らかにして，の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組条

考慮

成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に状をモデル化ルデ デル化

モ 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで

算

計

被ばく評価手法（内規）での記載
射性物質に起因するスカイシャインガンマ

選定理由

デル

評価条件

6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮

項

第 1-7 表26 条-別添 2-添 1-19

件

条

源

線

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)

同上

ービン建屋の自由空間容積に均一に分布す全量が均一に分布とする。

解説 3.2

評価期間は，事故発生後 30 日間

ンマ線の線源とする。

物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガ

るものとする。このタービン建屋内の放射性がタービン建屋から漏えいすることなく，タした核分裂生成物の6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からターの放出量の計算条件と同じとする。

屋からの漏えいを無視する以外は，大気中へ

6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建のは，計算対象としない。

の極めて短いもの及びエネルギの小さいもハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期

ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量同上されたとおり設定

ービン建屋内に放出

事故の評価期間 30 日

線源強度分布タービン建屋内 主蒸気隔離弁からタ裂生成物放出される核分 等

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び項

第 1-8 表26 条-別添 2-添 1-20

被ばく評価手法（内規）での記載

建屋の配置，形状及び地形条件から計算す

線による全身に対する線量は，施設の位置，

コード

Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

ＡＮＩＳＮ

価：

スカイシャイン線評

シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ

ードを使用している

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。

遮へい効果を見込んでもよい。

条

件 直接線・スカイ 直接線評価：

対して，配置，形状及び組成を明らかにして，の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組

ル

考慮

成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に状をモデル化

デ

モ デル化

る。
計
算 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで形状をモデル化

射性物質に起因するスカイシャインガンマ

選定理由

モデル

評価条件

6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)

タービン建屋の タービン建屋の幾何 建屋外壁を遮蔽体として考慮

項

第 1-8 表第 1-9 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

代表エネルギエネルギ範囲（MeV／dis）（MeV／dis）

0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

0.01 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

1.2×10
2.3×10１５
7.2×10１７
1.0×10１５
000
6.2×10２１
4.6×10１７
4.8×10１９
4.9×10２０
1.5×10２０
7.7×10１８
7.8×10１８
7.0×10１７
6.2×10１９
1.8×10２０
1.1×10２０
4.5×10１９
2.2×10１９
4.8×10１６
1.5×10１９
5.5×10１８
4.5×10１８
2.6×10１９
1.1×10１８
2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-21

主蒸気管破断9.0×10１４
8.0×10１３
3.6×10１５
7.7×10１６
000
5.6×10１８
6.3×10１６
1.3×10１８
1.1×10１８
2.0×10１８
4.6×10１６
1.2×10１６
5.4×10１５
3.1×10１７
2.4×10１７
2.5×10１７
9.5×10１６
9.3×10１６
4.8×10１４
1.8×10１６
3.0×10１６
2.8×10１６
1.2×10１７
8.9×10１５
3.7×10１４
8.2×10１３
3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-22

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

中央制御室換気設備条件(1/2)：3 時間

外気取入循環運転

閉回路循環運転：27 時間能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

量7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h

３

同上央制御室の容積から除外してもよい。

体積

中央制御室換気 通常時：0m ／hて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中量評価時の自由３制御室と異なる階層部分のエンベロープについ7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央

外部γ線による 2.8×10３m３

全身に対する線

央制御室内の放射能濃度を求める。

積
同上能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射b)中央制御室内に直接，流入すること

a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れること

設備処理空間容設計値

素濃度を考慮し設定

取入を交互に行う。
） した場合の室内の二酸化炭 を想定する。

転（循環運転と外気 にインリークがないと想定 の経路で放射性物質が外気から取り込まれること

中央制御室換気 2.8×10３m３

外気取り込み事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的 7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）

項

第 1-10 表

26 条-別添 2-添 1-23

空気流入率

1 回／h

事故時運転モー 15 分
ドへの切替時間る除去効率

10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

運転員が事故を検知してから操作を開始するまで作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて要する時間を見込む。また，隔離のために手動操説明資料 1-3 参照）

見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。

「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定（0.45 回／h）を基に余裕を は，

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について作を開始するまでの値

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に97％以上）

素フィルタによ

被ばく評価手法（内規）での記載

余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。

選定理由

用循環設備よう

評価条件

設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に

目

中央制御室換気設備条件(2/2)

中央制御室非常 90％

項

第 1-10 表

26 条-別添 2-添 1-24

目

評価条件

入退域回数

被ばく評価手法（内規）での記載

7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定

選定理由

32 回
運転員の勤務体系として 5 直 2（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時間が最大となる運転班を想定し設定

中央制御室滞在期間 196 時間

項

第 1-11 表 運転員交替考慮条件

26 条-別添 2-添 1-25目

呼吸率

線量換算係数項

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

線量換算係数及び呼吸率の条件

1.2m３／h

I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

I-134：1.5×10-10 Sv／Bq

I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq

T：計算期間(30 日間)

線量への換算係数(Sv／Bq)
Cl(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(I-131 等価量) (Bq／m３)

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：よう素(I-131)吸入摂取時の成人の実効0

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
T
に基づく）
H1
RH C 1 ( t )dt

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，
成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq

評価条件

第 1-12 表

2

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所
敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。
本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点
までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については， 敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査する
ことが望ましいとしている。
26 条-別添 2-添 2-1

以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
(1)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度 ※ は 2.01×10 －６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04
×10－６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 2-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域
気象観測所）の観測記録についても使用した。

26 条-別添 2-添 2-2

第 2-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1検定年① 2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4月～② 2004 年 4 月～2016 年 3 月
2006 年 3（最新 10 年の気象データ）
月

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
c．検定結果（①～⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月～
2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データは異常年とは判断されない。

26 条-別添 2-添 2-3

第 2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10m

81m ※2

140m

気象台

①

1個

0個

3個

－

－

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005 年度※1：①：2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月～2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月～2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 2-3
表のとおり比較した。
26 条-別添 2-添 2-4

ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5～0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 2-3 表棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m３ ） 相対濃度 ※ （s／m３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10－６

1.258×10 －６

0.864

Ｅ

1.982×10 －６

1.010×10 －６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10－６

1.062×10 －６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10－６

1.421×10 －６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時
間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月～
26 条-別添 2-添 2-5

2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月～2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

26 条-別添 2-添 2-6

26 条-別添 2-添 2-7

26 条-別添 2-添 2-8

26 条-別添 2-添 2-9

26 条-別添 2-添 2-10

26 条-別添 2-添 2-11

26 条-別添 2-添 2-12

26 条-別添 2-添 2-13

26 条-別添 2-添 2-14

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

26 条-別添 2-添 2-15

3

線量評価に用いる大気拡散の評価について

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順番に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，建屋放出時の着目方位は，第 3-1 図から第 3-2 図に示す通り，建屋による広がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

第 3-1 図主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 3-1

第 3-2 図

主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 3-2

4

空気流入率試験結果について「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）（平成21・07・27 原院第1 号平成 21 年8 月12 日）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細は次ページ以降に示す。

26 条-別添 2-添 4-1

第4-1表東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

平成27年2月24日～平成27年2月26日
試験日程（試験時のプラント状態：停止中）
トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ
空気流入率測定

系 統：（測定値－平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系－7.6～7.0％

Ｂ系－5.7～8.1％

均一化の程度内規に定める空気流入率測定試験手法のうち試験手法「基本的な試験手順」／「全サンプリング点による試験手順」にて
実施

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

－①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。
②特異点の除外が，１時点の全測定
データ個数の10％以内であること。
③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記
し，運転員へ周知すること。
空気流入率系統（±以下は95％信頼限界値）－

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している－

特異点の除外はない－

特定の区画を排除
せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）－

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

－

特記事項

26 条-別添 2-添 4-2

5中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 5-1
表に，評価期間 30 日間の直交替スケジュールを第 5-2 表に示す。

第 5-1 表運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間

1直

8:00～21:45（13 時間 45 分）

2直21:30～8:15（10 時間 45 分）

第 5-2 表日
１直8:00～21:45

直交替スケジュール

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

D

２直 21:30～8:15

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

指定休

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

D

E

指定休

／

D

／

A

／

B

／

C

／

D

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

研修直 8:30～17:00

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

C

C

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間(1 直 8 回＋2 直 8 回)
入退域滞在時間：8 時間(入退域 32 回，1 回当たり 15 分)が最大となる。

26 条-別添 2-添 5-1

26 条-別添 2-添 6-1

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6 内規との適合性について

3.2(1)a)2)大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室で外部被ばくは、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中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3)事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から
中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及びガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。
3.2(1)b)4)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

3.2(1)a)1)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

3.2→内規のとおり。

3.1(1)a)東海第二発電所は BWR 型原子炉施設であり、原子炉格納容器内放出
は原子炉冷却材喪失、原子炉格納容器外放出は主蒸気管破断として評価する。

3.1 (1)→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3.2(2)f)評価条件及び評価結果を文書化し、資料としてまとめている。
3.2(2)g)評価手順の a)から c)までのうち、b)は他の評価と並列に進めている。
また、d)及び e)は並列に進めている。

3.2(2)d)3) 前項 a)及び b)の結果を用いて、中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)e)1)前項 c)の結果を用いて、建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線(スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。

3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。

3.2(1)b)5)大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による内部被ばく
線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-3

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

「1 人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合計値が、100mSv を超えない」
ことを満足していることを確認している。

3.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-4

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-5

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-6

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1.2→内規のとおり
4.1.2(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時聞運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.2(2)原子炉の出力運転中に,主蒸気管1本が,原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3)主蒸気隔離弁は,設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4)原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては,流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし,主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは,弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5)事象発生と同時に,外部電源は喪失すると仮定し,評価している。
4.1.2(6)事象発生後,原子炉圧力は,24時間で大気圧まで直線的に減少するとして評価している。
4.1.2(7)a)希ガスは図4.3,ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b)事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし,その組成は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし,評価している。
4.1.2(7)c)原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を,I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし,その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している、
4.1.2(7)d)主蒸気隔離弁開止前の燃料榛からの放射性物質の追加放出割合
は,主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし,追加放出され放射性物質の1%が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e)主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に,これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2⑦f)燃料棒から放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素としている。有機よう素のうち10%は瞬時に気相部に移行す
るとし,残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は,2%として評価している。希ガスは,すべて瞬時に気相部に移行

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-7

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

するとして評価している。
4.1.2(7)g)主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し,同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔雛弁閉止後に放出された放射性物質は,大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h)主蒸気隔離弁は,1個が閉止しないとし,閉止した隔離弁からは,蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率
は設計値に余裕を見込んだ値とし,この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i)主蒸気隔離弁閉止後は,逃がし安全弁等を通して,崩壊熱相当の蒸気が,サプレツション・プールに移行するものとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-8

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(1)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため、
5.1.1(2)に示された方法で評価している。

5.1.1→内規のとおり
中央制御室は、国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため、
大気拡散モデルを適用する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-9

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)a)1)建屋の影響を受けるため、(5.3)式の基本拡散式を用いて評価している。

5.1.1(2)a)中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため、建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-10

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)d)建屋影響は、放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため、保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ(地上 10m
高さで測定)で評価している。
5.1.1(2)e)建屋影響を受ける場合の条件については、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて、原子炉施設周辺の濃度を、次のb)又は c)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1)放出源と評価点の高度差がある場合には、評価点高さを放出源
高さとして(z=H,H>0)、(5.4)式で濃度を評価している。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)a)2)放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していない。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2→内規のとおり
5.1.2(1)a)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに、放出点と巻込みを生じる建屋との位置関係について、示された条件すべてに該当するため、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとして評価している。

5.1.1(3)b)2)放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には、地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり、右辺の指数減衰項は 1 に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c)放出源及び評価点が地上面にある場合(z=0,H=0)、地上面の濃度を適用して、(5.5)式で評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-12

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-13

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-14

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(2)b)この場合の拡散パラメータは、建屋等の投影面積の関数であり、かつ、その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

5.1.2(2)a)着目方位を 1 方位のみとせず、複数方位を着目方位と見込み、かつ、保守的な評価となるよう、全ての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-15

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)b).1)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行う
が，同時に外気取込を行うため,中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。5.1.2(3)b)2)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

5.1.2(3)a)巻き込みを生じる建屋として，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気
管破断の堤合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-16

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)c）1）代表建屋の風下後流側での広縫囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点を結ぶラインが含まれる1方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように,代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある
複数の方位を対象として評価している。

5.1.2(3)b）3）中央制御室が属する原子炉建屋屋上面を代表とし中央制御室の中心点を評価点としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-17

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）全16方位について三つの条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象として評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-18

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-19

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2（3)d)1)風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力としている。
5.1..2(3)d)2)全ての方位に対して最小面積である,地表面から上の原子炉
建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している.
5.1.2(3)d)3)風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を用いため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用している。

5.1.2(3)c)2)当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表建
屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-20

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.3→内規のとおり
5.1.3(1)(2)風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

5.1.2(4)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-21

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-22

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(1)a) (χ／Q)iは時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b)補正は不要である。

5.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-23

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)a)原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため
5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-24

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

5.2.2(2)b) 5.1.2 項の考え方に基づき、中央制御室を含む建屋の後流側では、建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりを持つ濃度分布として計算している。また、5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づき、実効放出継続時間によらず
5.2.2(2)b)1)によって、相対濃度を計算している。
5.2.2(2)b)1)建屋影響を受ける場合の濃度分布は、風向に垂直な建屋の投影
幅と高さに相当する拡がりの中で、放出点から軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため、保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点が存在し風向が一定であるものとして、(5.13)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-25

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.3(4)建屋影響を受けるため、建屋影響の効果を取入れている。

5.3→内規のとおり
5.3(1)大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために、空気カーマを用いた相対線量を計算している。
5.3(2)空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、1Sv／Gy として評価している。
5.3(3)評価点(x,y,0)における空気カーマ率は、(5.14)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-26

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.1(1)→内規のとおり
6.1(1)a)事故の想定は、「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b)事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は、原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋(二次格納施設)に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。
6.1(1)c)二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして評価している。
6.1(1)d)二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処
理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e)スカイシャインガンマ線の線源は、原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f)計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし、核分裂収率が小さく
半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(1)g)希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心蓄積量に対する割合は、希ガス 100％、よう素 50％としている。
6.1(1)h)事故後 30 日間の積算線源強度は、二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

6→内規のとおり
6(1)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算、スカイシャインガンマ線の計算、直接ガンマ線の計算において、6.1 から 6.3 に示す方法によって評価している。
6(3)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており、省略はしていない。

5.3(5)建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-27

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2→内規のとおり
6.2(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は、施設の位置、建屋の配置、形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネル
ギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.2(4)a)スカイシャインガンマ線の計算は、輸送計算コードを組み合わせて、一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b)基本計算式を(6.1)式として評価している。

6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-28

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2(4)c)散乱点におけるガンマ線束は、ⅱ)の方法によって評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-29

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.3→内規のとおり
6.3(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために、線源、施設の位置関係、建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネ
ルギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.3(3)a)直接ガンマ線の計算は、点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b)基本計算式は(6.4)式としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-30

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1 →内規のとおり
7.1(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1 から 7.1.2 までに示す方法によって計算している。

7(3) 運転員の勤務形態については, 平常時の直交替を基に設定している。

7(2)b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。

7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について,7.1 から 7.5 までに示す方法によって計算している。

7 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-31

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋(二次格納施設〉内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.1 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-32

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による,中央制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は「6.1 スカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を,構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-33

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋等（二次格納施設)内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による,中央制御室内における積算線量を評価している。

7.1.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-34

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部披ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-35

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

7.2(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転
員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

7.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-36

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(5)c)大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は、示された方法によって評価している。

7.2(5)a)主蒸気管破断時には、半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。

7.2(3)相対線量Ｄ／Ｑの評価点は、中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4)中央制御室の天井・側壁によるガンマ線(Eγ≧1.5MeV 以上)の遮蔽効
果を考慮して計算している。
7.2(5)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-37

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3(2)室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく及び室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては、
7.3.3 から 7.3.4 までに示す方法によって評価している。

7.3(1)室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばくについては、7.3.1 から 7.3.2 までに示す方法によって評価している。

7.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-38

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.1(1)b)建屋の影響を考慮して、5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋
周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

7.3.1→内規のとおり。
7.3.1(1)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し、放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで、中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.3.1(1)a)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-39

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2→内規のとおり。
7.3.2(1)建屋の表面空気中から、中央制御室の非常用換気空調及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し、評価している。
7.3.2(2)中央制御室内の雰囲気中で、放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3)中央制御室換気系フィルタの効率は、設計値を用いて評価している。
7.3.2(4)中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して、時刻 t における核種 i の外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5)相対濃度χ／Ｑの評価点は、外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため、中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6)中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており、隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで 10 分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7)中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は、示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a)中央制御室内への取り込み空気放射性物質濃度に基づき、空調シ
ステムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-40

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-41

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

7.3.3→内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を、次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算に当たって，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間あお計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-42

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

7.3.4→内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）としている。

半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。

7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-43

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-44

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4→内規のとおり
7.4(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.4.1 から 7.4.2までに示す方法によって計算している。

半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-45

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内の存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

7.4.1→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-46

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線の線源強度」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域までの所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.3.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-47

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(1)a)原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(2)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(2)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

7.4.2→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-48

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(3)a)主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-49

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5→内規のとおり
7.5(1)大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.5.1 から 7.5.2 までに示す方法で計算している。
7.5(2)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した上で（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a)建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b)建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-50

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.1→内規のとおり
7.5.1(1)大気中へ放出された放射性物質から発射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される
放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2)建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3)入退域時の線量は入退域評価点での相対線量Ｄ／Ｑを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.5.1(6)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-51

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.2→内規のとおり
7.5.2(1)大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2)入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ／Ｑを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4)被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.5.2(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-52

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）ている。

7.5.2(6)吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算し制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

別紙 3

運用,

手順説明資料26 条-別添 3-1

第 26 条原子炉制御室等【条文要求】（設置許可基準規則 26 条）発電所原子炉施設には，次に掲げるところより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
二

発電用原子炉施設の状況を把握する設備を有するものとすること。

【条文要求】（技術基準規則第 38 条）
発電用原子炉施設には,原子炉制御室を施設しなければならない。
3

原子炉制御室には,発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。
6

原子炉制御室には,酸素濃度計を施設しなければならない。

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計の保管
工・保監視カメラの設置

ファックス等を使用した公的機関からの
情報入手

工・保

気象観測設備等の
取置
工・保

工・保

【後段規制との対応】【添付六,工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

26 条-別添 3-2

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準対象条文

対象項目

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原子炉制御室

区分

運用対策等

運用・手順

手順に基づき，発電用原子炉施設の外部の状況を把握す
る。

体

制

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により
中央制御室の居住環境の確認を行う。

（技術基準規則対象条文
第 38 条 原子炉制御室等）
酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

26 条-別添 3-3

－

体

制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

第1表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度
設計基準事故設備

送受話器
ハンドセット，（警報装置を含
スピーカ
む。）

点検項目

点検基準

外観点検
機能確認

１回／年

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月固定電話
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

テレビ会議システ
テレビ会議システム
ム（社内）
（社内）
携行型有線通話装携行型有線通話装置
置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置
加入電話

外観点検
機能確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年
１回／６ヶ月

加入ＦＡＸ

外観点検
機能確認

専用電話（ホットライン）（自治体向）

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月ＴＶ会議システム
統合原子力防災ネッ ト ワ ー ク を 用 い ＩＰ電話
た通信連絡設備
ＩＰ―ＦＡＸ

外観点検
通信確認

１回／６ヶ月

緊急時対策支援システム伝送装置

外観点検
機能確認

１回／年

加入電話設備

専用電話設備

データ伝送設備26 条-別添 3-4

東海第二発電所

監視設備

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第31条：監視設備

＜

1.

目

次

＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

適合のための基本方針

1.3 気象等
1.4
2.

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

2.2

放射能観測車2.3

気象観測設備別添１

東海第二発電所
監視設備

運用，手順説明資料

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理監視設備について，設置許可基準規則第31条及び技術基準規則第34条において，追加要求事項を明確化する。(第1.1-1表)

31 条-1

31 条-2

４
第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事 項 を 計 測 す る 装 置 に あ っ て は ，計 測 結 果 を 表 示 し ，記 録
し ，及 び こ れ を 保 存 す る こ と が で き る も の で な け れ ば な らな い 。た だ し ，設 計 基 準 事 故 時 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 線
量 当 量 率 を 計 測 す る 主 要 な 装 置 以 外 の 装 置 で あ っ て ，断 続
的 に 試 料 の 分 析 を 行 う 装 置 に つ い て は ，運 転 員 そ の 他 の 従
事 者 が 測 定 結 果 を 記 録 し ，及 び こ れ を 保 存 し ，そ の 記 録 を確認することをもって，これに代えることができる。

――

十五 敷地内における風向及び風速

十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度

３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測
す る 装 置（ 第 一 項 第 十 二 号 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 に
あ っ て は ，燃 料 取 扱 設 備 及 び 燃 料 貯 蔵 設 備 に 属 す る も の に
限 る 。）に あ っ て は ，外 部 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も
これらの事項を計測することができるものでなければな
らない。

（解釈）
５ 第 31条 に お い て ， モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は ， 非常 用 所 内 電 源 に 接 続 し な い 場 合 ，無 停 電 電 源 等 に よ り 電 源
復 旧 ま で の 期 間 を 担 保 で き る 設 計 で あ る こ と 。ま た ，モ ニ
タリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

第 34条 （ 計 測 設 備 ）第 31条 （ 監 視 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，通 常 運 転 時 ，運 転 時 の 異 常 な 過 渡
変 化 時 及 び 設 計 基 準 事 故 時 に お い て ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施
設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線 量 を 監 視 し ，及 び 測 定 し ，並 び に 設 計 基 準 事 故 時 に お ける迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他
当 該 情 報 を 伝 達 す る 必 要 が あ る 場 所 に 表 示 で き る 設 備（ 安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，次 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 を施 設 し な け れ ば な ら な い 。た だ し ，直 接 計 測 す る こ と が 困
難 な 場 合 は ，当 該 事 項 を 間 接 的 に 測 定 す る 装 置 を 施 設 す る
ことをもって，これに代えることができる。

技術基準規則設置許可基準規則三十一条及び技術基準規則三十四条

設置許可基準規則

第 1.1-1表

追加要求事項

追加要求事項

追加要求事項
設置許可基準規則（解釈５）

備考

1.2

追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造，及び設備
ロ.発電用原子炉施設の一般構造（3） その他の主要な構造（ⅰ）本発電用原子炉施設は(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本方針のもとに安全設計を行う。
（ｚ）監視設備
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設備（安全施設に係るものに限る。）を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条-14)】
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モ
ニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，
中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事
故等対処設備を保管する。
【説明資料(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】
31 条-3

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
チ.放射線管理施設の構造及び設備(2)

屋外管理用の主要な設備の種類
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺
監視区域境界付近の放射線等を監視するために排気筒モニタ，排水モニ
タ，気象観測設備（東海発電所と共用），周辺監視区域境界付近の固定モニタ（東海発電所と共用），環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）及び放射能観測車（東海発電所と共用）を設ける。
排気筒モニタ，排水モニタ及び周辺監視区域境界付近の固定モニタ（モニタリング・ポスト）（東海発電所と共用）については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策
所に表示できる設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。また，
モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置からも電源を供給できる設計とする。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能なできる設計とする。
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，指示値は，中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とす
31 条-4

る。
モニタリング・ポストは，非常用ディーゼル発電機に加えて，電源喪
失時においても代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備から給電できる設計とする。
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備については，「ヌ .(2)(iv) 代替電源設備」にて記載する。

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定及び海上モニタリング）を設ける。
可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定）として，可搬型モニタリング・ポストは，モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替するとともに，重大事故等が発生した場合に，原子炉施設から放出される放射線量を，
31 条-5

原子炉施設周囲において，監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，測定が可能な十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ又はよう素モ
ニタが機能喪失した場合にその機能を代替する可搬型モニタリング設備（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車の測定機能を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング設備（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定及び海上モニタリング測定）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示するとともに，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）における放射性物質の濃度及び放射線量の測定が可能な個数を保管する設計とする。さらに，周辺海域においては，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる設計とする。
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定でき
31 条-6

る設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，以下の重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）を設ける。
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）として，可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発電所において
風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できるとともに，気象観測設備を代替し得る十分な個数を保管する設計とする。可搬型気象観測設備の指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備については，「ヌ(2)(iv)代替電源設備」にて記載する。
排気筒モニタ

一式

排水モニタ

一式

気象観測設備（東海発電所と共用）

一式

周辺監視区域境界付近固定モニタ（東海発電所と共用）

一式

環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）
一式
放射能観測車（東海発電所と共用）［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型モニタリング・ポスト個

数

10（予備 2）(「その他発電用原子炉施設」と兼用)
31 条-7一式

可搬型放射能測定装置

一式（予備を含む）

電離箱サーベイ・メータ個

数

1（予備 1）数

1（予備 1）

小型船舶
個

可搬型気象観測設備個

数

1（予備 1）（２）安全設計の方針該当なし（３）適合性説明
第三十一条

監視設備

発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事
故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備(安全施設に属するものに限る。)を設けなければならない。

適合のための設計方針(1)

原子炉格納容器内雰囲気のモニタリングは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時には格納容器雰囲気放射線モニタによって連続的に測定を行い，中央制御室で監視できる設計とする。

(2)

発電用原子炉施設内放射能の連続監視は、原子炉補機冷却水放射線モニ
31 条-8

タ，主蒸気管放射線モニタ，主復水器空気抽出器排ガス放射線モニタ等のプロセスモニタリング設備にて行い，中央制御室で監視し，規定値を超えた場合，直ちに警報を発信し，発電用原子炉施設からの放射性物質の放出を制限するための適切な措置が行える設計とする。
放射性物質の放出経路については，下記の場所にモニタを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。また，必要箇所はサンプリングができるようにして通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時においてモニタリングできる設計とする。
ａ．主排気筒、非常用ガス処理系出口配管，廃棄物処理建屋排気筒
ｂ．希ガスホールドアップ装置排ガスライン，主復水器真空ポンプ排ガス
ライン
ｃ．液体廃棄物処理設備排水ライン，原子炉補機冷却用海水排水ライン，
残留熱除去系熱交換器排水ライン(3)

周辺監視区域境界付近には，モニタリング・ポスト及びモニタリング・
ポイントを設置し，さらに放射能観測車により放射線測定を行うことができる設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用所内電源に接続する設計とする。また，
モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置からも電源を供給できる設計とする。
また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有し，指示値は，中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，
その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
また，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並
31 条-9びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，
風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
上記により，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所及び発電所周辺における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を把握できる設計とする。

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）(1)

放射線業務従事者等及び物品の搬出入に対して，出入管理，汚染管理及び各個人の被ばく管理ができるようにする。
(2)

発電所内外の外部放射線に係る線量当量率及び放射性物質濃度等を測定，監視できるようにする。

(3)

万一の事故に備えて，必要な放射線訓測器を備える。

(4)

中央制御室及び緊急時対策所に必要な情報の通報が可能である設計と
する。

(5)

通常運転時の放射性物質放出に係る放射線監視設備は,「発電用軽水型

原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」に適合する設計
とする。
(6)

設計基準事故時に必要な放射線監視設備は，「発電用軽水型原子炉施設
における事故時の放射線計測に関する審査指針」に適合する設計とする。

(7)

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，

モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給
31 条-10

できる設計とする。
また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，モニタリング・ポストから中央制御室及び緊急時対策所までの建屋外において
有線と衛星系回線又は無線系回線と多様性を有しており，伝送データは，
中央制御室で監視することができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。
モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
(8)

放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】

8.1.1.3

主要設備の仕様

放射線管理設備の主要機器仕様を第8.1―1表に示す。
8.1.1.4
8.1.1.4.6(1)

主要設備
発電所周辺のモニタリング設備（東海発電所と共用）

固定モニタリング設備
周辺監視区域境界付近に空間放射線量率の連続監視を行うためのモニタ
リング・ポスト4台及び空間放射線量測定のため適切な間隔でモニタリン
グ・ポイントを設定し，熱蛍光線量計を配置する。
モニタリング・ポストは，非常用所内電源に接続する設計とする。また，
モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置からも電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有し，指示値は，
中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポ
31 条-11ストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
(2)

環境試料測定設備
周辺監視区域境界付近に空気中の粒子状放射性物質を捕集・測定するダスト・サンプラを設けるとともに，発電所周辺の水・食物・土壌などの環
境試料の放射性物質の濃度を測定するための機器を備える。

(3)

放射能観測車事故時等に発電所敷地周辺の空間放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，空間ガンマ線測定装置,ダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ及びよう素測定装置等を搭載した無線通話装置付の放射能観測車を備える。

(4)

気象観測設備放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で風向，風速，日射量，放射収支量等を測定及び記録する設備を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】

31 条-12

第8.1―1表

放射線管理用設備の主要機器仕様(1) 出入管理室

1 式(2) 試料分析関係施設

1 式(3) 発電所内の放射線監視設備及び測定機器

1 式(4) 放出放射性廃棄物及び系統内の放射線監視設備並びに測定機器

1 式(5) 発電所外の放射線監視設備

1 式(6) 個人管理用測定設備及び測定機器

1 式(7) 放射線計測器の校正設備

1 式

31 条-13

2．追加要求事項に対する適合方針
2.1
2.1.1

モニタリング・ポスト
モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポ
スト4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視を行うことができる設計とする。なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信できる設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第2.1-1表に，モニタリング・ポストの配置図及び写真を第2.1-1図に示す。

第2.1-1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

NaI（Tl）シンチ
レーション

101～105nGy／h
10-8～10 -1
Gy／h

計測範囲内で
可変
計測範囲内で可変

電離箱

31 条-14

台数
1
1

取付箇所
モニタリング・
ポストは周辺監
視区域境界付近
に4台

電離箱検出器

第 2.1-1 図NaI(Tl )ｼﾝﾁ ﾚｰｼｮﾝ 検 出 器

モニタリング・ポストの配置図及び写真

31 条-15

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替交流電源設備としては，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
無停電電源装置の設備仕様を第 2.1-2 表に，モニタリング・ポストの電源構
成概略図を第 2.1-2 図に示す。

第 2.1-2 表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

無停電電源装置の設備仕様

量

発電
方式

バックアップ時間 ※１

3.0kVA蓄電池

約 12 時間容備

停電時に電源を供給できる※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

31 条-16考第 2.1-2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(1/2)

31 条-17

＜外観写真＞常設代替交流電源装置

無停電電源装置

可搬型代替低圧電源車

第 2.1-2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(2/2)

31 条-18

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星系回線又は無線系回線と多様性を有しており，伝送データは，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視，記録することができる。
モニタリング・ポスト設備の伝送概略図を第 2.1-3 図に示す。

無線系・衛星系回線通信

第2.1-3図

モニタリング・ポスト設備の伝送概略図

31 条-19

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備している。また，原子力災害時における原子力事業者
間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることができる。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第
2.2-1表に，放射能観測車の保管場所を第2.2-1図に示す。
第2.2-1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写
真

名称

放射能
観測車

検出器の種類

計測範囲

記録方法

台数

空間ガンマ
線測定装置

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

B.G.～108
nGy／h

記録紙

1

ダスト
モニタ

プラスチックシンチレーション

B.G.～105
S-1

記録紙

1

B.G.～105
S-1

記録紙

1

よう素
測定装置

半導体

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション
ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション（その他主な搭載機器）個数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線連絡設備（放射能観測車搭載）（放射能観測車の写真）

31 条-20

第 2.2-1 図

放射能観測車の保管場所

31 条-21

2.3 気象観測設備
気象観測設備は，気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線
量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，その他の気象条件を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示するよう設計する。また，そのデータを記録し，保存することができるよう設計する。
気象観測設備の各測定器は防潮堤等周囲の構造物の影響のない位置 ※ １ ※ ２ に設置する設計とする。
気象観測設備の配置図を第2.3-1図に，測定項目等を第2.3-1表に，伝送概略
図を第2.3-2図に示す。

第2.3-1図

気象観測設備配置図※１「露場から建物までの距離は建物の高さから１．５ｍを引いた値の３倍以上，または露場から１０ｍ以上。」「露場中心部における地上１．５ｍの高さから周囲の建物に対する平均仰角は１８度以下。」（地上気象観測指針（２００２気象庁））
31 条-22

※２「（ドップラーソーダの）各アンテナの送信方向の中心軸±４５度に反射体のないこと」（ドップラーソーダによる観測要領（２００４

原子力安全研究協会））

第2.3-1表

気象観測設備の測定項目等【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計(左),放射収支計(右)】（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

台数：1式

（記録）

（測定項目）

中央制御室及び緊急時対策所へ伝送

風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※ ，し，表示する。また，そのデータを記

放射収支量 ※ ，雨量，温度

録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

31 条-23

第2.3-2図

気象観測設備の伝送概略図

31 条-24

別添１
第 31 条

監視設備【条文要求】
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準
事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅
速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければな
らない。
【解釈】
５ 第 31 条において，モニタリングポストについては，非常用所内電源に接続しない場合，無停電電源等により電源復旧までの期間を担保できる設計である
こと。また，モニタリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

データ伝送を多様化

無停電電源装置で担保

非常用電源の復旧

有線回線【添付六 ,【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

31 条-別添 1-1

無線回線

衛星回線

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準
対象条文

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

－

体

制

－

無停電電源装置
保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体
第 31 条 監視設備

制

－

有線回線
保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体

制

－

衛星回線

31 条-別添 1-2

保守・点検

－

教育・訓練

－