本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から
TK-1-468 改 3

公開できません。

平成 30 年 5 月 30 日
重大事故等時における環境条件を個別に設定するエリア

重大事故等時における環境条件のうち，環境圧力，環境温度，環境湿度及び環境放射線量については，原則として事象及びエリアに応じた一律の環境条件を設定するが，必要に応じて個別の環境条件を設定することとしている。個別の環境条件を設定する場合の考慮事項や設定する環境
条件について示す。

（1）圧力
パターン１に該当するものは個別に環境圧力を設定することとし，この対象設備を表１－１に
示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 0.62MPa[gage]を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の圧力を包絡する値（0.31MPa [gage]）を環境圧力として設定する。
（2）温度
パターン１～６に該当するものは個別に環境温度を設定することとし，これらの対象設備を表１－２に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 200℃（最高 235℃）を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の温度を包絡する値（171.1℃）を環境温度として設定する。
パターン２
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 65.6℃を設定するが，生体遮蔽の内側で原子炉格納容器からの熱影響を受けることにより 65.6℃を超える温度上昇があると考えられるエリアは，個別に重大事故等時の温度を確認した値を環境温度として設定する（添付資料 2）。
パターン３
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律40℃を設定するが，エリア内の発熱体と，周辺エリアとの熱収支等により個別に重大事故等時の温度を確認したものは，確認した値を環境温度として設定する（添付資料 3）。
1

パターン４「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する重大事故等対処設
備について，当該設備を設置する原子炉建屋原子炉棟内のエリアは，原則として一律 100℃を設定するが，当該重大事故等対処設備専用の冷却装置により冷却するものは，個別に 100℃以下の温度
を環境温度として設定する。
パターン５「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの高温水及び蒸気による影響が小さいことから
原則 65.6℃を設定するが，破断箇所と同区画にあることから高温水及び蒸気による影響を受ける
ものは，その影響を考慮して環境温度を設定する。
パターン６「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 65.6℃（短期100℃）を設定するが，当該重大事故等対処設備を断熱材により囲うことにより耐性の向上を図る
ものは，個別に 100℃以下の温度を環境温度として設定する。
（3）湿度
パターン１～４に該当するものは個別に環境湿度を設定することとし，これらの対象設備を表１－３に示す。
パターン１
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律90％を設定するが，当該重大事故等対処設備を設置するエリアが通常時に空調設備により管理されており，重大事故等時においても湿度が上昇する原因がなく，重大事故等時の湿度を確認したもの
は，確認した値を環境湿度として設定する。
パターン２
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律90％を設定するが，90％を超える湿度上昇があると考えらえられるエリアは，個別に重大事故等時の湿度を確認した値を環境湿度として設定する。
パターン３「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの蒸気による影響が小さいことから原則 100％を設定するが，破断箇所と同区画にあることから蒸気による影響を受けるものは，その影響を考慮
2

して環境湿度を設定する。
パターン４「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 100％（短期
100％（蒸気））を設定するが，当該設備を気密構造の断熱材により囲うことから蒸気による影響が受けないものは，個別に環境湿度を設定する。

（4）放射線
パターン１～４に該当するものは個別に環境放射線量を設定することとし，これらの対象設備
を表１－４に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 640kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の放射線量を包絡する値（260kGy）を環境放射線として設定する。
パターン２
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 1.7kGy を超える恐れのあるものは個別に確認した
値を環境放射線として設定する（添付資料４）。
パターン３
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律
3Gy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近で重大事故時に 3Gy を超える恐れのあるものは個別に確認した値を環境放射線として設定する（添付資料５）。
パターン４
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したものは，確認した
値を環境放射線として設定する（添付資料６）。
パターン５
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する設備であり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したものは，確認した値を環境放射線として設定する（添付資料７）。

3

表１－１ 重大事故等対処設備の環境圧力設定
設備評価に用いた環境圧力

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境圧力

パターン

設置エリア

起動領域計装0.31Mpa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

0.31Mpa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内4

表１－２ 重大事故等対処設備の環境温度設定
設備評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

65.6℃

65.6℃
（短期 100℃）

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

65.6℃

65.6℃
（短期 100℃）

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

65.6℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）
65.6℃（短期 100℃）
65.6℃（短期 100℃）
65.6℃（短期 100℃）
65.6℃（短期 100℃）
65.6℃（短期 100℃）

緊急用海水ポンプ

66℃

40℃

パターン３

緊急用海水ポンプピット

緊急用海水系ストレーナ

66℃

40℃

パターン３

緊急用海水ポンプ
ピット

フィルタ装置

65.6℃

40℃

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二弁操作室遮蔽

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

第二弁操作室空気ボンベユニット

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

65.6℃

40℃

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（短期 100℃）

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（短期 100℃）

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

使用済燃料プール監視カメラ

50℃

100℃

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

125V 系蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

200℃

65.6℃

パターン２

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

148℃

65.6℃

パターン２

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装171.1℃

200℃（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装171.1℃

200℃（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

65.6℃

40℃

パターン３

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

5

設備

評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

フィルタ装置圧力

65.6℃

40℃

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

65.6℃

40℃

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

中央制御室退避室空気ボンベユニット

66℃

40℃

パターン３

原子炉建屋付属棟

データ伝送設備

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

酸素濃度計

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所二酸化炭素濃度計

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

緊急時対策所エリアモニタ

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

携行型有線通話装置

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

総合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ－ＦＡＸ）

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

無線連絡設備（携行型）

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所

衛星連絡設備（携行型）

26℃

40℃

パターン３

緊急時対策所6

表１－３ 重大事故等対処設備の環境湿度設定
設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手
動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

自動減圧系の起動阻止スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

過渡時自動減圧機能

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

高圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ａ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｂ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｃ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二操作室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

常設代替高圧電源装置

100％

90％

パターン２

常設代替高圧電源
装置置場（地上階）

フィルタ装置水位

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

7

設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計
測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室遮蔽

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室遮蔽

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星制御装置

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

データ表示装置（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型照明（ＳＡ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

酸素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

二酸化炭素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

データ伝送設備

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（固定型）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟8

表１－４ 重大事故等対処設備の環境放射線量設定
設備評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

ほう酸水注入ポンプ

100Gy

1.7kGyパターン４

原子炉建屋原子炉棟

ほう酸水貯蔵タンク

100Gy

1.7kGyパターン４

原子炉建屋原子炉棟

常設高圧代替注水系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

高圧代替注水系タービン止め弁

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

代替循環冷却系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

遠隔人力操作機構

50kGy

1.7kGyパターン２

原子炉建屋付属棟
原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置

98kGy

3Gy

パターン３

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

第二弁

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

第二弁バイパス弁

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

第二弁操作室遮蔽

32kGy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン
ベ）

32kGy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

98kGy

3Gy

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）

32kGy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

フィルタ装置入口水素濃度

32kGy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

非常用ガス処理系排風機

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス処理系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系排風機

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

代替燃料プール冷却系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

代替燃料プール冷却系熱交換器

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ

1.7Gy

1.7kGyパターン５

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

100Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

640kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

640kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

1.7kGy3Gy

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

1.7kGy3Gy

パターン３

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

9

設備

評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

フィルタ装置スクラビング水温度

98kGy

3Gy

パターン３

格納容器圧力逃がし装置格納槽

代替循環冷却系ポンプ入口温度

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器入口温度

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器出口温度

100kGy1.7kGyパターン２

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室換気系空気調和器ファン

100Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタ系ファン

200Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系吸排気隔離弁

100Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系排煙装置隔離弁

100Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタユニット

200Gy

3Gy

パターン３

原子炉建屋付属棟10

図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（1／6）

11図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（2／6）

12図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（3／6）

13図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（4／6）

14図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（5／6）

15図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（6／6）

16

4.

添付資料
-1

その他建屋の環境条件について-2

格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定-3

熱収支等により環境温度を設定するエリアの設定方法について-4 原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について-5

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について-6

ほう酸水注入系の放射線環境条件設定-7

使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

17

その他建屋の環境条件について

大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧

格納容器圧力逃がし装置格納槽

常設低圧代替注水系ポンプ室
緊急用海水ポンプピット
常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）

常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部）
常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部）

格納容器圧力逃がし装置用配管カルバート

常設低圧代替注水系配管カルバート

100 ％

18
40℃

65.6 ℃
100 ％

100 ％

40 ℃
90 ％
66 ℃
90 ％
40℃
100 ％
地中の配管トレンチ
40℃
100 ％
40℃
100 ％

65.6 ℃

設定上の考慮

屋外と同じ環境条件を設定
屋外と同じ環境条件を設定
格納容器圧力逃がし装置格納槽と同じ環境
98 kGy/7日
条件を設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

3 Gy/7日
3 Gy/7日

空調設計より設定
屋外と同じ環境条件を設定
空調設計より設定
温度：格納容器圧力逃がし装置からの発熱を考慮して設定
98 kGy/7日
放射線：格納容器圧力逃がし装置からの線量を考慮して設定
3 Gy/7日 空調設計より設定
3 Gy/7日 温度：ポンプからの発熱を考慮して設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

原子炉建屋以外の建屋等及び地中の配管トレンチについて，環境条件及び考慮内容を示す。
環境条件（重大事故等対処設備）
設置場所
圧力
温度
湿度
放射線
原子炉棟以外の建屋等
緊急時対策所建屋
大気圧
40 ℃
90 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地上階）
大気圧
40℃
100 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地下階）
大気圧
40℃
90％
3 Gy/7日

添付資料１

添付資料２

格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定について
１．はじめに格納容器雰囲気放射線モニタは，原子炉格納容器の外面にドライウェル側とサプレッション・チェンバ側に 2 個ずつ設置している（第 1 図参照）
。これらは，原子炉格納容器
壁面から温度の影響を受けやすい場所にあるため，原子炉格納容器壁面温度が最も高くなると考えられる場合を格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度として保守的に設定する。
なお，格納容器雰囲気放射線モニタの環境圧力及び環境湿度については，設置場所が原
子炉建屋原子炉棟内であることから，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件である大気圧相
当及び 100％とする。また，環境放射線量については，格納容器内からの直接線の影響を考慮し，格納容器内の環境条件である 640kGy を保守的に設定する。
以下では，格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度の設定について考え方を示す。
(1)

様々なシーケンスを想定した場合の格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度について(ⅰ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）
」という。）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｄ／Ｗ壁面温度に近接することが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が厳しくなる事象としては，Ｌ
ＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴いＤ／Ｗの温度が上昇する事象である，大破断Ｌ
ＯＣＡの発生により原子炉水位が低下し炉心損傷に至る事故が考えられる。ただし，当該重大事故発生時においても，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプ
レイ等の実施により，原子炉格納容器を冷却することから，Ｄ／Ｗ壁面温度は原子炉格納容器の限界温度である 200℃を超えることはない。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温
度は，200℃を設定する。
第1表

ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度

シーケンス

環境温度の設定方法

大破断ＬＯＣＡの発生に設置場所の関係から，Ｄより炉心損傷に至る事故／Ｗ壁面温度を設定

環境温度
200℃

(ⅱ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｓ

19

／Ｃ）
」という。）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｓ／Ｃ壁面温度に近接することが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度が厳しくなる事象としては，以下に示す①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故，若しくは②大破断ＬＯＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故が考えられる。
①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故では，原子炉スクラムの失敗により，原子炉出力が高く維持された状態での原子炉圧力容
器内の高温・高圧の蒸気が，逃がし安全弁（安全弁機能）を通して，直接Ｓ／
Ｃプール水に排出されることで，Ｓ／Ｃプール水温度が上昇する。
②大破断ＬＯＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故では，ＬＯＣＡ
破断口からＤ／Ｗに流出した蒸気がベント管を通じて，又は原子炉圧力容器内の蒸気が逃がし安全弁を通じてＳ／Ｃへ排出されることにより，Ｓ／Ｃプール
水温度が，①に比べて緩慢に上昇する。
これらの事象のうち，②については，当該重大事故発生時においても，代替循環
冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器の温度上昇の抑制を図ることから，Ｓ／Ｐ水温度が①の事故に比べて上昇することはない。
一方，①については，原子炉スクラム失敗後に原子炉出力が高く維持された状態
が仮に継続した場合，残留熱除去系による除熱の容量を超える熱量が供給されるため，Ｓ／Ｐ水温度の上昇の観点で厳しい事象となる。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度については，「原子炉停止機能喪失」の重大事故等時において，より原子炉出力が高く維持されることとなる，電動駆動給水ポンプのトリップ条件を復水器ホットウ
ェル枯渇とした場合の感度解析※を想定し，このときのＳ／Ｃプール水温度の最高
温度 148℃を保守的にＳ／Ｃ壁面温度として扱い，環境温度として設定する（第 2図参照）。
なお，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が最も高くなる事象において，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度は 148℃を下回ることを，解析結果より確認している。
第2表
シーケンス
「原子炉停止機能喪失」のうち，電動駆動給水ポ
ンプのトリップ条件を復水器ホットウェル枯渇とした場合の感度解析※

ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度
環境温度の設定方法

環境温度

設置場所の関係から，Ｓ／Ｃプール水温度を設定

148℃※ 原子炉停止機能喪失の有効性評価では，電動駆動給水ポンプのトリップ時刻がサプレッション・プール水温度等の評価結果に与える影響を確認する目的で，保守的に復水器ホットウェ
ル水位の低下で電動駆動給水ポンプがトリップせずに復水器ホットウェルが枯渇するまで運転を継続するとした場合の感度解析を実施している。

20

第 1 図 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（1／2）
21

第 1 図 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（2／2）

22

148℃

1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

第 2 図 サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）23添付資料３
環境温度の個別設定の考え方

環境温度の個別設定の考え方としては，各エリアの隣接エリアの温度条件及び内部発熱量（ポンプ，電気盤，配管等の発熱量）を考慮し，また，空調設備の期待の有無を踏まえ，熱伝達工学に基づく室温評価を基に環境温度を設定している。
ａ．隣接エリアの温度条件
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，隣接エリアとの熱収支を考慮した環境条件を設定している。例えば，原子炉建屋原子炉棟について
は，原子炉格納容器外壁との熱収支を，原子炉建屋付属棟（電気室等）については，原子炉
建屋原子炉棟外壁との熱収支を，考慮している。
ｂ．内部発熱量
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設備を設置するエリアにポンプ，電気盤，配管等の熱源があり，それらの発熱の影響を受ける
設備は，それら発熱の影響を考慮した環境条件を設定している。
例：（格納容器圧力逃がし装置格納槽）
重大事故等時における温度を包絡する環境条件として，保守的に原子炉格納容器圧力
が限界圧力である 0.62MPa［gage］時にベントを実施することを仮定し，各部位（入口配管，フィルタ装置，出口配管）の系統内部流体温度をその場合における飽和温度と想定し熱源として考慮。
ｃ．空調設備原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設備を設置するエリアが空調設備により管理されている設備は，空調設備の機能に期待した環境条件を設定している。
空調設備の機能に期待するエリアは，水密扉等で区画化されている原子炉建屋原子炉棟の一部エリア（高圧炉心スプレイ系ポンプ室，残留熱除去系Ａ系ポンプ室），原子炉建屋付属棟内の一部エリア（中央制御室等を含む），常設代替高圧電源装置置場（地下階），常設低圧
代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポンプピット及び緊急時対策所建屋となる。
これらの空調設備の機能に期待しているエリアについて，図 1 に示す。

24

図１ 空調設備に期待するエリア（1／7）
25図１ 空調設備に期待するエリア（2／7）
26図１ 空調設備に期待するエリア（3／7）
27図１ 空調設備に期待するエリア（4／7）
28図１ 空調設備に期待するエリア（5／7）
29図１ 空調設備に期待するエリア（6／7）

30図１ 空調設備に期待するエリア（7／7）

31添付資料４
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟）において個別に放射線環境条件を設定する
エリアの設定方法について
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟）において，個別に放射線環境条件を設定する
エリアの設定方法について，図 1～図 2 に示す。また，個別に放射線環境条件を設定するエリアについて，図 3 に示す。

32

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（格納容器圧力逃がし装置配管の線量と比較して代替循環冷却系配管の線量評価が厳しくなることから，代替循環冷却系を使用する場合の事
故シナリオを想定する。）② 原子炉格納容器（サプレッション・プール）内への放射性物質の放出（代替循環冷却系の水源であるサプレッション・プールへの放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，よう素及びセシ
ウムは炉内蓄積量の全量がサプレッション・プール内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 に基づく放出割合により放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，代替循環冷却系配管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する。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④代替循環冷却系を使用する場合の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜代替循環冷却系配管＞

鉄：7.8g／cm
10000

３

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）

代替循環冷却系配管表面の線量：（約 56kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい等の影響も考慮し，④での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。また，格納容器圧力逃がし装置配管付近の重大事故等対処
設備の環境条件についても，包絡条件として本環境条件を設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うもの
は，その効果を考慮する。）

原子炉建屋付原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管）付近の環境条件に該当（原子炉建屋ガス処理
系フィルタ付近の設備を除く）：（100kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

33

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生② 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出（重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定における存在量の算出と同様。）③ 原子炉建屋ガス処理系フィルタへの放射性物質の蓄積（フィルタには希ガスを除く核種の放射性物質が 100％蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した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する。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当⑤ 原子炉建屋ガス処理系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（放射線源として，非常用ガス処理系フィルタを原子炉建屋ガス処理系フィルタの代表とする。）＜非常用ガス処理系フィルタ＞
線源（チャコールヘッド）：0.38g／cm

×

×

×

＜平面図＞

＜断面図＞

３

評価点
×

（単位：mm）

非常用ガス処理系フィルタ表面の線量（約 1.1MGy／7 日間）
3m の距離の線量（約 30kGy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい等の影響も考慮し，⑤での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理
系フィルタ）付近の環境条件に該当（線源から 1m 未満の距離にある設備※１：1.2MG／7 日間）（線源から 3m 以上距離のある設備：100kGy／7 日間）※1：非常用ガス処理系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系フィルタトレイン

図2 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（原子炉建屋ガス処理系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

34

表1 重大事故時における代替循環冷却系配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 4.5E+13
約 1.0E+14
約 2.8E+13
約 1.9E+13
約 1.7E+13
約 1.9E+13
約 1.5E+14
約 3.9E+14
約 1.2E+15
約 6.4E+14
約 1.9E+14
約 2.7E+13
約 9.4E+12
約 2.4E+11
約 9.7E+08
約 4.5E+02
約 5.2E+01
約 6.0E+00

表2 重大事故時における非常用ガス処理系フィルタの線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.9E+14
約 4.1E+14
約 1.1E+14
約 6.5E+13
約 9.4E+13
約 6.5E+13
約 6.1E+14
約 2.3E+15
約 4.9E+15
約 2.8E+15
約 6.2E+14
約 6.5E+13
約 3.8E+13
約 1.4E+12
約 3.9E+09
約 9.0E+03
約 1.0E+03
約 1.2E+0235

添付資料４

図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（1／7）

36図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（2／7）

37図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（3／7）

38図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（4／7）

39図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（5／7）

40図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（6／7）

41図 3 個別に環境放射線を設定するエリア（7／7）

42添付資料５
個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において，個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について，図 1～図 3 に示す。また，個別に放射線環境
条件を設定するエリアについて，図 4 に示す。

43

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置の配管内表面への放射性物質の付着（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置の配管内表面へ付着した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する。格納容器圧力逃がし装置配管の表面汚染密度は，希ガスを除く総放出量の 10％の放射性物質が，格納容器圧力逃がし装置配管長10m に均一付着するものとする。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の原子炉建屋付属棟内の評価
点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（配管内の表面汚染密度は，線源厚さを 1mm とする。）

鉄：7.8g／cm

３

×

10000
真空
３
0g／cm

面線源（真空）：0g／cm３

格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量：（約 32kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉建屋付属棟内のみでなく原子炉建屋原子炉棟にも設置する「遠隔人力操作機構」については，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい等の影響も考慮し，④での評価結果を上回る線量率を環境条件として設定する。その他の原子炉建屋付属棟内における線源付近の重大事故等対処設備については格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量を環境条件として設定する。設備重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する）

原子炉建屋付属棟内における線源付近の環境条件に該当（遠隔人力操作機構）：（50kGy／7 日間）
原子炉建屋付属棟内における線源付近の環境条件に該当（遠隔人力操作機構を除く設備）：（32kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（格納容器圧力逃がし装置配管）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
44

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生②格納容器圧力逃がし装置による大気への放射性物質の放出③中央制御室換気空調系フィルタへの放射性物質の蓄積（粒子状の放射性物質の大気への放出量は少ないことから，フィルタには線量に支配的な各種として放射性よう素が蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギ範囲ごとに線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した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する。）⑤中央制御室換気空調系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜中央制御室換気空調系フィルタ＞
３

線源（チャコールフィルタ）：0.38g／cm

×

×

×

＜平面図＞

＜断面図＞

評価点
×

（単位：mm）

非常用ガス処理系フィルタ表面の線量（約 200Gy／7 日間）
1m の距離の線量（約 30Gy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（⑤での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の環境条件：（線源から 1m 未満の距離にある設備※１：200Gy／7 日間）（線源から 1m 以上距離のある設備：100Gy／7 日間）※1：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

図2 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

45

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置格納槽内への放射性物質の放出（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。また，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に希ガス以外の放射性物質が全量保持されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置格納槽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する。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の格納容器圧力逃がし装置格
納槽内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（ベントフィルタ，ドレン配管，pH 配管（往復の 2 本を考慮）に加え，図 1 の④で算出した入口配管を線源とする。）＜ベントフィルタ＞

鉄：7.8g／cm３３線源（水）：1g／cm10000

×（単位：mm）＜ドレン配管＞＜pH 配管（往復 2 本）＞

鉄：7.8g／cm

３

鉄：7.8g／cm

３

３

10000

線源（水）
：1g／cm

10000

×

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）（単位：mm）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

格納容器圧力逃がし装置格納槽の環境条件に該当：（98kGy／7 日間）

図3 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
46

表1 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.1E+15
約 1.8E+15
約 4.3E+14
約 2.2E+14
約 7.4E+14
約 1.9E+14
約 3.1E+15
約 2.1E+16
約 4.7E+16
約 2.6E+16
約 6.2E+15
約 6.3E+14
約 4.1E+14
約 9.7E+12
約 8.3E+08
約 1.8E+03
約 2.1E+02
約 2.4E+01

表2 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 5.8E+13
約 9.5E+13
約 2.3E+13
約 1.2E+13
約 3.9E+13
約 1.0E+13
約 1.7E+14
約 1.1E+15
約 2.5E+15
約 1.4E+15
約 3.3E+14
約 3.4E+13
約 2.2E+13
約 5.1E+11
約 4.4E+07
約 9.8E+01
約 1.1E+01
約 1.3E+00

47

図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（1／5）

48図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（2／5）

49図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（3／5）

50図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（4／5）

51図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（5／5）

52添付資料６
ほう酸水注入系の放射線環境条件設定
重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，ほう酸水注入系における環境放射線量の設定については，本設備の使用する状況を踏まえ，100 Gy を設定する。環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事
象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した場合に，発電用原子炉を未臨界にする手段として，ほう酸水注入系を起動することにしているが，本操作は炉心損傷前の環境条件で期待する操作であり，以下に示す炉心の著しい損傷が発生した場合の手順における環境条件に包絡できる。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合に，ほう酸水注入系を起動させる重大事故等時の手順としては，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために，炉心損傷後の原子炉注水時にほう酸水注入系を起動する手順がある。ただし，本操作はほう酸水注入系が使用可能な場合の操作に限定されており，さらに，炉心損傷後に原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下するまでは数時間程度と考えられ，その間の積算放射線量は 100 Gy を下回る※。
※ 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線環境条件により評価した放射線量率及び積算放射能量の経時変化を下図に示す。

図

重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線量率及び積算放射能量の経時変化

53添付資料７
使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」時に使用する設備のうち，使用済燃料プール監視カメラについては，本設備の使用する状況を踏まえ，1.7Gy を設定する。当該重大事故等対処設備の環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 「許可申請書十号」ハ．にて評価した重大事故等において，使用済燃料プール監視カメラによる監視に期待する「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」では，事故時に使用済燃料プールへの注水等の対応を行うことにより，使用済燃料プールの水位は必要な遮蔽（10mSv／h）を確保できる水位より高く維持可能であることを確認している。
・ 上記を踏まえ，使用済燃料プール監視カメラの環境放射線については，使用済燃料プール水の遮蔽を期待して 1.7Gy を設定する。
10（mSv／h）×168（h／7 日間）≒1.7（Sv／7 日間）＝1.7（Gy／7 日間）

なお，大量の水の漏えいその他要因により使用済燃料貯蔵プールの水位が異常に低下する事象においては，使用済燃料プールの水位及び温度による監視を継続し，水位監視を主としながら必要に応じて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料貯蔵プールの状態を監視する。
これらの想定に基づいた使用済燃料プールの監視装置の設計については，V-1-3-1「使用済燃料
貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書」に係る補足説明資料に示す。

54