東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 12
提出年月日
平成 29 年 6 月 19 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 29 年 6 月
日本原子力発電株式会社
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。

下線部：今回提出資料
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針次

2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 耐津波設計の基本方針
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性について
3

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
目-1

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備

別添資料-1

耐津波設計

別添資料-2

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

別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備に
ついて

目-2

別

紙

別紙 1

水素の滞留に対する設計上の考慮について

別紙 2

格納容器フィルタベント系の系統設計条件の考え方について

別紙 3

格納容器フィルタベント系の漏えいに対する考慮について

別紙 4

フィルタ装置の各構成要素における機能について

別紙 5

金属フィルタドレン配管の閉塞及び逆流防止について

別紙 6

流量制限オリフィスの設定方法について

別紙 7

ベント実施時の放射線監視測定の考え方について

別紙 8

電源構成の考え方について

別紙 9

エアロゾルの再浮遊・フィルタの閉塞について

別紙 10

ベンチュリスクラバにおける無機よう素の再揮発・薬剤の容量不足に
ついて

別紙 11

よう素除去部におけるよう素の再揮発・吸着剤の容量の減少について

別紙 12

スクラビング水の保有水量の設定根拠について

別紙 13

スクラビング水が管理範囲を超えた場合の措置について

別紙 14

よう素除去部へのスクラビング水の影響について

別紙 15

圧力開放板の信頼性について

別紙 16

フレキシブルシャフトが常時接続されている状態における弁操作の詳細メカニズム

別紙 17

フィルタベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価

別紙 18

スクラビング水補給及び窒素供給作業の作業員の被ばく評価

別紙 19

格納容器内の圧力が計測できない場合の運用について
目-4

別紙 20

ベント停止の判断について

別紙 21

格納容器雰囲気温度によるベントの運用について

別紙 22

格納容器減圧に伴うベント管からサプレッション・プールへの冷却水の流入について別紙 23

有効性評価における炉心損傷の判断根拠について

別紙 24

格納容器からの異常漏えい時における対応について

別紙 25

格納容器スプレイに失敗した場合のベント運用について

別紙 26

ベント準備操作開始タイミングについて

別紙 27

格納容器フィルタベント系の計装設備の網羅性について

別紙 28

格納容器フィルタベント系の計装設備の概略構成図

別紙 29

フィルタ装置水素濃度計の計測時間遅れについて

別紙 30

配管内面に付着した放射性物質による発熱の影響について

別紙 31

地震による損傷の防止に関する耐震設計方針の説明

別紙 32

フィルタベント設備の外部事象に対する考慮について

別紙 33

主ライン・弁の構成について

別紙 34

格納容器負圧防止対策について

別紙 35

ベント実施によるプルーム通過時の要員退避について

別紙 36

エアロゾルの保守性について

別紙 37

希ガスの減衰効果に期待してドライウェルベントを実施した場合の影響評価について別紙 38

コリウムシールド侵食時のガス及びエアロゾル発生について

別紙 39

格納容器フィルタベント系使用後の保管管理

別紙 40

ベント放出位置の違いによる公衆被ばくへの影響について目-5

別紙 17
フィルタベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価

フィルタベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
ベント操作としてサプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合及びドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合のそれぞれにおける第一弁及び第二弁の開操作時の被ばく評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象として格納容器破損モード「大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」で想定される事故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用しない場合を想定した事故シナリオを選定する。また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程を第 1
図～第 4 図に示す。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 5 図～第 7 図に示すとおり大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，格納容器フィルタベント系配管及び原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくを考慮した。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表に示すとおり拡散効果を考慮した。また，作業場所に流入する放射性物質による被ばくについては，屋外の放射性物質の濃度と作業場所の放射性物質の濃度を同じとし，第 4 表及び第 5 表に示すとおり外部被ばくについて
は作業場所の空間体積を保存したサブマージョンモデルで評価を行い，内部被ばくについては呼吸率，線量換算係数等から評価を行った。なお，
第二弁の操作においては，空気ボンベにより加圧された待避室（遮蔽厚17-1別紙 17
コンクリート相当）内で作業することを考慮し評価を行った。
格納容器フィルタベント系配管，原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくについては，第 6 表及び第 7 表に示すとおり原子炉建屋の外壁，作業場所の遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．アクセスルート及び評価地点
第一弁（Ｓ／Ｃ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 8
図～第 10 図に示すとおりである。第一弁（Ｄ／Ｗ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 11 図～第 14 図に示すとおりである。第二弁のベント操作を行う場合のアクセスルートは第 15 図～第 18 図に示すとおりである。
評価点は，第 8 図～第 19 図に示すとおり，ベント操作時は作業場所とし，移動時はアクセスルートで被ばく評価上最も厳しい地点とする。
d．作業時間第一弁の開操作は，フィルタベント実施前に行うものとし，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の作業時間は 160 分（移動時間（往復）70 分＋作業時間 90 分），
第一弁（Ｄ／Ｗ側）の作業時間は 190 分（移動時間（往復）100 分＋作業
時間 90 分）とする。また，第二弁の開操作は，フィルタベント実施直後
から 180 分作業場所（待避室）に滞在するものとし，作業時間は 270 分（移動時間（往復）90 分＋作業時間（待避室滞在）180 分）とする。
（2）評価結果
フィルタベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価結果は以下に示すとおりであり，作業員の実効線量は緊急作業時の線量限度である 100mSv 以下であり，フィルタベント実施に伴うベント操作を手動で行うことができることを確認した。また，実効線量の内訳を第 8
表～第 10 表に示す。
17-2

別紙 17
a．Ｓ／Ｃからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 20mSv，第二弁開操作で約 25mSvとなった。
b．Ｄ／Ｗからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 50mSv，第二弁開操作で約 40mSv
となった。

17-3

別紙 17
第1表
項

目

放出量評価条件（1／3）
評価条件

選定理由

評価事象

「大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」（代替循環
冷却系を使用しない場合）

格納容器破損防止対策の有効性評価で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又は対策要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を選定

炉心熱出力

3293MWt

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10,000 時間（416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395 日）を考慮して
設定

取替炉心の
燃料装荷割合放出開始時間

1 サイクル：0.229（200 体）
2 サイクル：0.229（200 体）
3 サイクル：0.229（200 体）
4 サイクル：0.229（200 体）
5 サイクル：0.084（72 体）
格納容器漏えい：
事象発生直後格納容器ベント：
事象発生から約 19h 後取替炉心の燃料装荷
割合に基づき設定

ＭＡＡＰ解析結果

格 納 容 器 内 pH
制御の効果

考慮しない

格納容器内 pH 制御設
備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため，保守的に設定

よう素の形態

粒子状よう素 : 5％
無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

Ｒ . Ｇ .1.195 ※ １ に 基
づき設定

1Pd以下：0.9Pdで0.5％／day
1Pd超過：2Pdで1.3％／day

ＭＡＡＰ解析にて格
納容器の開口面積を設定し格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，格納容器の設計漏えい率（0.9Pd で 0.5％／day）及びＡＥＣの式に基づき設定格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス及びエアロゾル）

17-4

別紙 17
第1表
項

目

放出量評価条件（2／3）
評価条件

選定理由

1.5h後～19.5h後：1.3％／day（一定）その他の期間：0.5％／day（一定）

格納容器の設計漏えい率（0.5％／day）
及びＡＥＣの式に基づき設定（格納容器
圧 力 が 0.9Pd を 超 える期間を包絡するよ
うに1.3％／dayの漏えい率を設定）ＭＡＡＰ解析に基づく

ＭＡＡＰ解析で評価考慮しない

保守的に設定格納容器等への除去効果（無機
よう素）

自然沈着率9.0×10－４ （1／s）（格納容器内の最大存在量から1／200まで）

CSE実験及びStandard Review
Plan 6.5.2※２ に基づき設定

サプレッショ
ン・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素及び有機よう素）Ｓ／Ｃベント
無機よう素：10
有機よう素：1

Standard Review
Plan6.5.5※３ に基づ
き設定

格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

Ｓ／Ｃベント：約4.3×10－３
希ガス類：約6.3×10－５
ＣｓＩ類
ＣｓＯＨ類 ：約3.2×10－５：約6.8×10－６
Ｓｂ類
ＴｅＯ ２ 類 ：約6.8×10－６
ＳｒＯ類：約2.7×10－６
ＢａＯ類：約2.7×10－６
ＭｏＯ ２ 類 ：約3.4×10－７
ＣｅＯ ２ 類 ：約6.8×10－８
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約2.7×10－８

格納容器から原子炉建屋への漏
えい率（無機よう素及び有機よう素）
格納容器内での除去効果（エアロゾル）
格納容器内での除去効果（有機よう素）

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動前）
原子炉建屋から大気への放出率(非常用ガス処
理系及び非常用
ガス再循環系の起動後）

Ｄ／Ｗベント
無機よう素：1
有機よう素：1
Ｄ／Ｗベント：約4.4×10－３：約6.3×10－５：約3.2×10－５：約6.8×10－６：約6.8×10－６：約2.8×10－６：約2.8×10－６：約3.4×10－７：約6.8×10－８：約2.8×10－８

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 ※
４に基づき設定無限大／day（地上放出）（格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座に大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定

1 回／day（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）17-5

別紙 17
第1表
項

放出量評価条件（3／3）

目

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率

評価条件

選定理由

事象発生から2h後

起動操作時間に余裕を見込み設定

考慮しない

保守的に設定Ｓ／ＣベントＤ／Ｗベント－１
希ガス類：約9.5×10：約9.5×10－１－６
ＣｓＩ類：約1.1×10：約4.0×10－３
ＣｓＯＨ類 ：約4.0×10－７：約7.5×10－３－８
格納容器圧力逃 Ｓｂ類
ＭＡＡＰ解析結果
：約9.0×10：約1.5×10－３－３がし装置への放 ＴｅＯ ２ 類 ：約9.0×10－８
及びＮＵＲＥＧ
：約1.5×10－８－４-1465 に基づき設定
出割合
ＳｒＯ類：約3.6×10：約5.8×10－８－４ＢａＯ類：約3.6×10：約5.8×10
ＭｏＯ ２ 類 ：約4.5×10－９：約7.2×10－５
ＣｅＯ ２ 類 ：約9.0×10－１０ ：約1.5×10－５
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約3.6×10－１０ ：約5.8×10－６
希ガス：1
格納容器圧力逃設計値に基づき設
有機よう素：50
がし装置の除去定
無機よう素：100係数
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1000※１：Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluationg RadiologicalConsequences of Desigh Basis Accidents at Light-Water Nuclear Power
Reactors”,May 2003
※２：Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup
System”,March 2007
※３：Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission ProductCleanup System”,March 2007
※４：NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

17-6

別紙 17

希ガスの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第1図

希ガスの大気放出過程

17-7

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 17

よう素の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での自然沈着：9.0×10―４ [1／s]，
上限 DF200

格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェル
スプレイ，沈着，サプレッション・プー
ルでのスクラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素】1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／day【無機よう素，有機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／day（一定）上記以外の期間：0.5％／day（一定）サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（Ｓ/Ｃベントのみ）
有機よう素：1

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
粒子状よう素：1000
無機よう素：100
有機よう素：50

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第2図

よう素の大気放出過程

17-8

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 17

セシウムの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプ
レイ，沈着，サプレッション・プールでのス
クラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 3 図セシウムの大気放出過程

17-9

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 17

その他核種の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプ
レイ，沈着，サプレッション・プールでのス
クラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－
1465 の知見に基づき評価

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第4図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

その他核種の大気放出過程

17-10

別紙 17
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路①クラウドシャイン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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③スカイシャインガンマ線②大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（マスク着用（ＤＦ50）を考慮）

格納容器フィルタベント系
排気口
原子炉建屋

③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（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）④大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）

17-11③直接ガンマ線

格納容器

第5図

②吸入摂取

④グランドシャイン

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（屋外移動時）

別紙 17
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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被ばく①クラウドシャイン（クラウドシャインによる外部被ばく）②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②スカイシャインガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく

格納容器フィルタベント系
排気口（作業場所内に浮遊している放射性物質による内部及び外部被ば
く）

原子炉建屋

④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく⑤大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線17-12による被ばく
②直接ガンマ線（グランドシャインによる外部被ばく）

作業場所
外気流入

③流入した放射性物質による被ばく格納容器④ベント系配管の直接ガンマ線⑤グランドシャイン

第6図

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（屋内移動時及び第一弁開操作時）

別紙 17
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①クラウドシャイン②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（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく②スカイシャインガンマ線（作業場所内に浮遊している放射性物質による外部被ばく。ただし，退避室は空気ボンベにより加圧させるため，退避室内への格納容器フィルタベント系
排気口

放射性物質の流入はないものとする。）④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

原子炉建屋⑤大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線17-13による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）
作業場所②直接ガンマ線

外気流入

正圧③流入した放射性物質からのガンマ線

格納容器
待避室
空気ボンベ
④ベント系配管の（遮蔽区画）
直接ガンマ線⑤グランドシャイン

第7図

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（第二弁開操作時）

別紙 17
第2表
項目

大気拡散評価モデル

大気拡散評価条件

評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

気象資料

東海第二発電所における 1 年間の気象資料（2005 年 4 月～
2006 年 3 月）
地上風 ：地上 10m
排気筒風：地上 140m

放出源及び放出源
高さ（有効高さ）

原子炉建屋漏えい：地上0m
格納容器フィルタベント系
排気口からの放出：地上55m
非常用ガス処理系排気筒からの放出：地上95m

実効放出継続時間

1時間

累積出現頻度発 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。）に基づき評価
格 納 容 器 フィ ル タベント 系 排 気 口
及 び 原 子 炉建 屋 からの放 出 は 地 上
風（地上 10m）の気象データを使用
非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出は排気筒風（地上 140m）の気象データを使用格 納 容 器 フィ ル タベント 系 排 気 口
か ら の 放 出は 建 屋影響を 考 慮 し 原
子 炉 建 屋 屋上 か らの放出 と 想 定 し設定
非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出 は 方 位 ごと の 風洞実験 結 果 の う
ち 保 守 的 に最 低 の方位の 有 効 高 さを設定
保 守 的 に 最も 短 い実効放 出 継 続 時
間を設定

小さい方から 97％

建屋の影響

考慮する

巻き込みを生じる
代表建屋

原子炉建屋

大気拡散評価点

第 19 図参照

着目方位

非常用ガス処理系排気筒：
1 方位
原子炉建屋及び格納容器フィルタベント系
排気口：
9方位

建屋影響

3000m２形状係数

0.5

気象指針に基づき設定
格 納 容 器 フィ ル タベント 系 排 気 口
放 出 及 び 原子 炉 建屋漏え い に お いて は 放 出 源か ら 近距離の 原 子 炉 建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮
放出源から最も近く，巻き込みの影
響が最も大きい建屋として選定
屋 外 移 動 時は 敷 地内の最 大 濃 度 点
で設定
屋 内 移 動 時は 原 子炉建屋 付 近 の 最大濃度点で設定
作 業 時 は 作業 地 点のある 原 子 炉 建
屋外壁で設定非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）については評価点の方位とし，
原 子 炉 建 屋漏 え い及び格 納 容 器 フ
ィ ル タ ベ ント 系 排気口に つ い て は
放 出 源 が 評価 点 に近いこ と か ら ，
180 度をカバーする方位を対象とする。
原 子 炉 建 屋の 最 小投影断 面 積 を 設
定
気象指針に基づき設定

17-14

別紙 17
第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）

作業内容

第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
開操作

放出箇所

屋内移動時／
作業時

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 2.1×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 6.4×10－２０

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.7×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

屋内移動時

第一弁
（Ｄ／Ｗ側）
開操作
作業時

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）

第二弁
開操作
屋内移動時

作業時

17-15

別紙 17
第4表
項

建屋内に流入した放射性物質による外部被ばく評価条件

目

評価条件

D = 6.2 × 10

Q

χ／Q E

選定理由

1

e

3600

D ：放射線量率（Sv／h）
Qγ ：大気に放出された放射性物質放出率（Bq／s）
サブマー（0.5MeV 換算値）
ジ ョ ン モ Eγ ：ガンマ線エネルギ（0.5MeV／dis）
デル
μ ：空気に対するガンマ線エネルギ吸収係数（評価式）（3.9×10 －３ ／m）
R ：作業エリア等の空間体積と等価な半球の半径（m）―

R=
V ：作業エリア等の空間体積（m ３ ）＜Ｓ／Ｃからのベントを行う場合＞
・第一弁
操作場所
：2,200m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３
・第二弁
作業場所
操作場所
： 590m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３
等の空間体積（ V ） ＜Ｄ／Ｗからのベントを行う場合＞
・第一弁
屋外のため相対線量より評価
・第二弁
操作場所
： 590m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３

アクセスルートとなる建屋内の区画で最も線量率が高くなる区画の空間体積で設定
操作エリアは作業区画の空間体積で設定

屋内作業
場所流入
率の考慮

考慮しない

待避室の
遮蔽及び
空気ボン
ベ加圧考
慮（第二弁
操作場所）
のみ）

待避室の遮蔽厚
：（コンクリート相当）
空気ボンベによる加圧時間：ベント実施から 3 時間
第二弁操作場所にベン※格納容器フィルタベント系配管がある部分の遮蔽厚 ト後 3 時間滞在する。
は（コンクリート相当）

保守的に外気濃度と同一濃度とする。

17-16

別紙 17第5表
項目

線量換算係数，呼吸率等
評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）

線量換算係数

Ｉ-131 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｉ-132 ：3.1×10－１０ Sv／Bq
Ｉ-133 ：4.0×10－９ Sv／Bq
Ｉ-134 ：1.5×10－１０ Sv／Bq
Ｉ-135 ：9.2×10－１０ Sv／Bq
Ｃｓ-134 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｃｓ-136 ：2.8×10－９ Sv／Bq
Ｃｓ-137 ：3.9×10－８ Sv／Bq
上記以外の核種は ICRP Pub.71 等に基づく

ICRP Publication 71に基づき設定呼吸率

1.2m３ ／h

成人活動時の呼吸率
を設定

マスクの
除染係数

ＤＦ50

性能上期待できる値
から設定

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5 ㎝／s
無機よう素：0.5 ㎝／s
有機よう素：1.7×10 －３ ㎝／s

東海第二発電所の実
気象から求めた沈着
速度から保守的に設定（補足 1～補足 3
参照）

17-17

別紙 17
第6表

格納容器フィルタベント系配管からの直接ガンマ線

項

評価条件

目
第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）

遮蔽厚さ ※

第二弁
第一弁（Ｓ／Ｃ側）
配管中心か
ら評価点ま
での距離

第一弁
（Ｄ／Ｗ側）
第二弁

選定理由

作業場所
移動ルート
作業場所
移動ルート
作業場所

ベント操作エリアにおける原子炉建屋壁，補助遮蔽設備等を考慮（第 8 図～第 18 図参
照）

移動ルート
作業場所
移動ルート
作業場所
移動ルート

―

作業場所
移動ルート

※遮蔽厚はコンクリート相当の厚さとする。

第7表項

原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線
目

評価条件

選定理由

原子炉建 屋内線 源強度
分布

原 子 炉 建 屋内 に 放出 され た 放 射 性
物質が均一に分布

審査ガイドに示されたとおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体として考慮

直接ガン マ線・ スカイ
シャイン ガンマ 線評価
コード直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同
じ

17-18

別紙 17

第8図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

17-19

別紙 17第9図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

17-20

別紙 17

第10図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

17-21

別紙 17

第11図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

17-22

別紙 17

第12図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

17-23

別紙 17

第13図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

17-24

別紙 17

第14図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

17-25

別紙 17

第15図

第二弁操作場所及びアクセスルート（屋外移動）17-26

別紙 17

第16図

第二弁操作場所及びアクセスルート

17-27

別紙 17

第17図

第二弁操作場所及びアクセスルート

17-28

別紙 17

第18図

第二弁操作場所及びアクセスルート

17-29

別紙 17

第 19 図大気中に放出された放射性物質の濃度評価点

17-30

別紙 17
第8表

第一弁開操作に伴う移動時及び作業時の被ばく線量（単位：mSv／h）
第一弁（Ｓ／Ｃ側）開操作

被ばく経路
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばく第一弁（Ｄ／Ｗ側）開操作

ベント操作時屋内移動時（中央制御室⇔作業場所）

ベント操作時

屋内／屋外移動時（中央制御室⇔作業場所）

約1.9×10０

約2.7×10０

約4.2×10０

約4.2×10０

約2.6×10－２

約2.6×10－２

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

外部被ばく
屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

内部被ばく
外部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下
大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

17-31

内部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約5.7×10－２

約2.4×10－１

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

1.0×10－２ 以下

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

約1.3×10－２

約1.2×10１

約1.1×10１

約1.2×10１

合計線量率

約1.9×10０

約1.4×10１

約1.5×10１

約1.6×10１

作業時間及び移動時間

90分

70分（往復）90分

100分（往復）

約1.7×10１ mSv

約2.3×10１ mSv

約2.7×10１ mSv

作業線量（作業時及び移動時）
作業線量（合計）（復路のみ）

約2.8×10０ mSv

約2.0×10１ mSv※第一弁開操作はフィルタベント実施前に行う。
※移動ルートは中央制御室から作業場所であり屋内移動のみである。

17-8

約2.4×10－１（復路のみ）

約5.0×10１ mSv

別紙 17
第9表

第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の被ばく線量（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）（単位：mSv／h）
第二弁開操作時（ベント実施時）

被ばく経路

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出された放射性物質による被ばく

17-32

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく屋外移動時（緊急時対策所⇔原子炉建屋入口）

ベント開始～
1時間

1時間～
2時間

2時間～
3時間

ベント
実施前

ベント
実施後

ベント
実施前

ベント
実施後

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.2×10０

約2.2×10０

約1.7×10０

約1.7×10０

約4.8×10－２

約1.1×10－１

1.0×10－２ 以下

約2.7×10－２

外部被ばく

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

内部被ばく
外部被ばく

屋内移動時
（原子炉建屋入口⇔作業場所）

約3.6×10０

約4.4×10－２

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約4.1×10－２
屋外のため対象外

内部被ばく

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

正圧化により流入なし

1.0×10－２以下

約2.7×10－２

約2.6×10－１

約2.6×10－１

約2.6×10－１

約7.7×10－２

約1.7×10－１

約1.7×10－２

約1.7×10－２

約1.7×10－２

約1.2×10１

約1.2×10１

約1.2×10１

約1.2×10１

合計線量率

約3.8×10０

約3.3×10－１

約2.8×10－１

約1.4×10１

約1.4×10１

約1.4×10１

約1.4×10１

作業時間及び移動時間

60分

60分

60分

10分（往路）10分（復路）35分（往路）35分（復路）作業線量（作業時及び移動時）

約3.8×10０ mSv

約3.3×10－１ mSv

約2.8×10－１ mSv

約2.3×10０ mSv

約2.3×10０ mSv

約8.1×10０ mSv

約8.1×10０ mSv

約2.5×10１ mSv

作業線量（合計）

17-9

屋外のため対象外

別紙 17
第 10 表第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の被ばく線量（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）（単位：mSv／h）
第二弁開操作時（ベント実施時）

被ばく経路

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出された放射性物質による被ばく

17-33

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく屋外移動時（緊急時対策所⇔原子炉建屋入口）

ベント開始～
1時間

1時間～
2時間

2時間～
3時間

ベント
実施前

ベント
実施後

ベント
実施前

ベント
実施後

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.3×10０

約2.3×10０

約1.7×10０

約1.7×10０

約4.8×10－２

約1.5×10１

1.0×10－２ 以下

約1.3×10０

外部被ばく

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

内部被ばく
外部被ばく

屋内移動時
（原子炉建屋入口⇔作業場所）

約3.1×10０

約2.6×10－１

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

約6.0×10－２

1.0×10－２ 以下

約8.3×10０
屋外のため対象外

内部被ばく

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

正圧化により流入なし

1.0×10－２

以下

約1.3×10０

約2.9×10－１

約2.9×10－１

約2.9×10－１

約1.8×10－２

約1.9×10－１

約2.3×10－２

約2.3×10－２

約2.3×10－２

約1.2×10１

約1.6×10１

約1.2×10１

約1.6×10１

合計線量率

約3.4×10０

約5.8×10－１

約3.8×10－１

約1.4×10１

約2.8×10１

約1.4×10１

約3.4×10１

作業時間及び移動時間

60分

60分

60分

10分（往路）10分（復路）35分（往路）35分（復路）作業線量（作業時及び移動時）

約3.4×10０ mSv

約5.8×10－１ mSv

約3.8×10－１ mSv

約2.3×10０ mSv

約4.6×10０ mSv

約8.1×10０ mSv

約2.0×10１ mSv

約4.0×10１ mSv

作業線量（合計）

17-10

屋外のため対象外

別紙 17
補足 1

地表面への沈着速度の設定について

地表面への放射性物質の沈着は，第 1 図に示すように乾性沈着と湿性沈着によって発生する。乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウト係数によって計算される。

降水期間

無降水期間

ウォッシュアウト係数
放射性物質
相対濃度
χ／Ｑ

地表面

沈着速度

湿性沈着率

乾性沈着率

降水期間は湿性・乾性沈着
を考慮

第1図

沈着速度

乾性沈着率

無降水期間は乾性沈着のみを考慮

地表面沈着のイメージ

現場作業の線量影響評価においては、地表面の放射性物質の沈着速度として，
乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮した地表面沈着速度として 0.5cm／sを用いる。
以下では，湿性沈着を考慮した地表面沈着速度として 0.5cm／s を用いることの適用性について確認した。
17-34

別紙 17
1.

評価手法
湿性沈着を考慮した地表面沈着速度（0.5cm／s）の適用性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値を求め，乾性沈着率の
累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，補足 3 参照）の積が 0.5cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。

（1）乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル 3PSA 編）：2008」（社団法人

日本原子力学会）（以下「学会標準」という。
）解説 4.7 を参考に評価した。学会標準解説
4.7 では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」[【解説 5.3】（1）]に従い，放出経路毎の相対濃度を用いて評価した。

χ/Q (x, y, z) = V ・χ/Q(x, y, z)

χ/Q(x, y, z)

χ/Q(x, y, z)V・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m２]：時刻 i での相対濃度[s／m３]：沈着速度[m／s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）（2）湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影
響を受ける。湿性沈着率（χ／Ｑ)w(x,y)i は学会標準解説 4.11 より以下のように表される。
17-35

別紙 17∞

χ/Q(x, y) = Λ・χ/Q(x, y, z) dz = χ/Q (x, y, 0) Λ

2

Σ exp

h
2Σ

・・・・・②
χ/Q(x, y)

χ/Q(x, y, 0)Λ：時刻 i での湿性沈着率[1／m２]：時刻 i での地表面高さでの相対濃度[s／m３]：時刻 i でのウォッシュアウト係数[1／s]（= 9.5 × 10

× Pr . 学会標準より）P：時刻 i での降水強度[mm／h]Σ：時刻 i での建屋影響を考慮した放射性雲の鉛直方向の拡散幅[m]h：放出高さ[m]乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値と，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値の比は以下で定義される。

乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）
・χ/ ( , , )=2.

χ/ ( , , ) Λ・χ/ ( , , )

Σ

Σ

％

・・・・・③％

評価結果
沈着率の評価結果を第 1 表に示す。
乾性沈着率に各放出点の相対濃度を用いたとき，各地表面沈着率（乾性＋湿性）は乾性沈着率の約 1.22～1.34 倍程度となった。
以上より，無機よう素の湿性沈着を考慮した沈着速度として，乾性沈着速17-36

別紙 17度（0.3cm／s）の 1.34 倍（約 0.4cm／s）から保守的に 0.5cm／s と設定する
ことは適切であると考えられる。また，有機よう素の湿性沈着を考慮した沈
着速度は，
NRPB-B322 レポートから乾性沈着速度 10－３(cm／s)を引用する。
（補足 2 参照）
なお，
中央制御室の居住性評価及び緊急時対策所の居住性評価においては，
更に保守性を持たせ，沈着速度として 1.2cm／s を採用している。

第1表

沈着率評価結果

放出点

相対濃度（s／m３）

乾性沈着率③比
乾性沈着率（①）+湿性沈着率（①＋②）（（①＋②）（1／m２）（1／m２）／①）

原子炉建屋

約 8.3×10－４

約 2.5×10－６

約 3.0×10－６

約 1.22

約 0.36

原子炉
建屋屋上

約 4.2×10－４

約 1.2×10－６

約 1.5×10－６

約 1.22

約 0.36排気筒

約 3.0×10－６

約 8.9×10－９

約 1.2×10－８

約 1.34

約 0.4017-37

湿性沈着を考慮
した沈着速度（cm／s）

別紙 17
補足 2

有機よう素の乾性沈着速度について

原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈
着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に設定した。以下にその根拠を示す。

（1）英国放射線防護庁（NRPB）による報告
英国放射線防護庁 大気拡散委員会による年次レポート（NRPB-R322※１）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下のとおり報告されている。
・植物に対する沈着速度の“bestjudgement”として 10－５m／s（10－３cm／s）を推奨（2）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で10－４～10－２cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価においてはその沈着は無視できる。

以上のことから，有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また，原子力発電所内は，コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されて
17-38

別紙 17いるがエアロゾルへの沈着速度の実験結果（NUREG／CR－4551）によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって，有機よう素の乾性沈着速度として，NRPB－R322 の植物に対する沈着速度である 10－３cm／s を用いるのは妥当と判断した。

※1：NRPB-R322-Atmospheric Dispersion Modelling Liaison Committee Annual
Report, 1998-99

17-39

別紙 17
NRPB-322 ANNEX-A「2.2 Iodine」の抜粋

17-40

別紙 17
補足 3

エアロゾルの乾性沈着速度について

現場作業の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性
沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（0.5cm／s，補足 1 参照）を用いており，沈着速度の評価に当たっては，乾性沈着速度として 0.3cm／s を用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551※１に基づき 0.3cm／s と設定した。NUREG/CR-4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内も同様の構成であるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5μm～5μm の粒径に対して検討されているが，原子炉格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは原子炉格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N. Slinn の検討※２によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1μm～5μm の粒径では沈着速度は 0.3cm／s 程度（第 1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として 0.3cm／
s を適用できると判断した。

17-41

別紙 17第1図※1※2

様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２）

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk：quantificationof major input parameters, NUREG/CR-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn ：Environmental Effects, Parameterizations for
Resuspension and for Wet and Dry Deposition of Particles and Gases
for Use in Radiation Dose. Calculations, Nuclear Safety Vol.19 No.2,
1978

17-42

別紙 17（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に原子炉格納容器内で発生する放射性物質を含むエア
ロゾル粒径分布として「0.1μm～5μm」の範囲であることは，粒径分布に関して実施されている研究を基に設定している。
シビアアクシデント時には原子炉格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「原子炉格納容
器内でのエアロゾルの挙動」及び「原子炉格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された第 1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビ
アアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第 1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 1 表に示す。
この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（原子炉
格納容器，1 次冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，原子炉格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれ
らのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
したがって，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm～5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

17-43

別紙 17
第1表番号

シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果

試験名又は
報告書名等

エアロゾル粒径
（μm）

備 考

LA2※１

約0.5～5（第1図参照）

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの原子炉格納容器閉じ込め機
能喪失を想定した条件とした比較試験

①

LACE

②

NUREG/CR-5901※２

0.25～2.5（参考1-1）

原子炉格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビング効果のモデル化を紹介したレポート③

AECLが実施した試
験※３

0.1～3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目し
た実験

④

※３

0.29～0.56（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目した実験

0.5～0.65（参考1-2）

シビアアクシデント時のFP挙動の実験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP実験の原子炉格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

⑤

※1

※2

※3

PBF-SFDPHEBUS-FP※３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol CodeCalculations for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2, ORNL
A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE
COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2
D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of
Aerosol Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting
With Concrete
STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)17-44

別紙 17

第1図LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化
グラフ

17-45

別紙 17
参考1-1

17-46

NUREG/CR-5901の抜粋

別紙 1717-47

別紙 17
参考1-2 STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS，
NEA/CSNI/R(2009)5の抜粋及び試験の概要

試験名又は報告書名等
AFCLが実施した実験

試験の概要
CANDUのジルカロイ被覆管燃料を使用した，1次系でも核分裂生成物の挙動についての試験
米国アイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状態

PBF-SFD

での燃料棒及び炉心のふるまい並びに核分裂生成物及び水素の放出についての試験
フランスカダラッシュ研究所のPHEBUS研究炉で実施された，

PHEBUS FP

シビアアクシデント条件下での炉心燃料から1次系を経て原子炉格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機
燃料を用いた総合試験

17-48

別紙 18
スクラビング水補給及び窒素供給作業の作業員の被ばく評価

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽へのスクラビング水の補給及び原子炉建屋系統内への窒素ガスの供給作業における作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象として格納容器破損モード「大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」で想定される事故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用しない場合を想定した事故シナリオを選定する。また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程を第 1 図～第4 図に示す。また，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合及びドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合のそれぞれについて評価を行った。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 5 図及び第 6 図に示すとおり大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線，原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくを考慮した。
大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくについては，
第 2 表～第 4 表に示すとおり拡散効果等を考慮し，作業場所における相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）から被ばく評価を行った。なお，内部被ばくについてはマスク等の放射線防護効果を考慮し評価を行
った。

18-1

別紙 18
原子炉建屋及びフィルタ装置格納槽からの直接ガンマ線等による外部
被ばくについては，第 5 表及び第 6 表に示すとおり原子炉建屋の外壁及びフィルタ装置格納槽の遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．評価地点
評価地点は，第 7 図に示すとおりとした。
d．作業開始時間
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給は事象発生から 7 日後に実施することを想定し評価した。
（2）評価結果
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業場所の線量率は，第 7 表及び第 8 表に示すとおり，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 13mSv／h，窒素ガスの供給作業については 3.6mSv／h となり，ドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 15mSv／h，窒素ガスの供給作業については 4.6mSv／h となり，スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業を行うことができることを確認した。

18-2

別紙 18第1表
項目

放出量評価条件（1／3）
評価条件

選定理由

評価事象

「大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」（代替循環
冷却系を使用しない場合）

格納容器破損防止対策の有効性評価で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又は対策要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を選定

炉心熱出力

3293MWt

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10,000 時間（416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395 日）を考慮して
設定

取替炉心の
燃料装荷割合放出開始時間

1 サイクル：0.229（200 体）
2 サイクル：0.229（200 体）
3 サイクル：0.229（200 体）
4 サイクル：0.229（200 体）
5 サイクル：0.084（72 体）
格納容器漏えい：
事象発生直後格納容器ベント：
事象発生から約 19h 後取替炉心の燃料装荷
割合に基づき設定

ＭＡＡＰ解析結果

格 納 容 器 内 pH
制御の効果

考慮しない

格納容器内 pH 制御設
備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため，保守的に設定

よう素の形態

粒子状よう素 : 5％
無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

Ｒ . Ｇ .1.195 ※ １ に 基
づき設定

1Pd以下：0.9Pdで0.5％／day
1Pd超過：2Pdで1.3％／day

ＭＡＡＰ解析にて格
納容器の開口面積を設定し格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，格納容器の設計漏えい率（0.9Pd で 0.5％／day）及びＡＥＣの式に基づき設定格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス及びエアロゾル）

18-3

別紙 18第1表
項目

放出量評価条件（2／3）
評価条件

選定理由

1.5h後～19.5h後：1.3％／day（一定）その他の期間：0.5％／day（一定）

格納容器の設計漏えい率（0.5%／day）及びＡＥＣの式に基づ
き設定（格納容器圧
力 が 0.9Pd を 超 え る
期間を包絡するように1.3％／dayの漏えい率を設定）

ＭＡＡＰ解析に基づく

ＭＡＡＰ解析で評価考慮しない

保守的に設定格納容器等への除去効果（無機
よう素）

自然沈着率9.0×10－４ （1／s）（格納容器内の最大存在量から1／200まで）

CSE実験及びStandard Review
Plan 6.5.2※２ に基づき設定

サプレッショ
ン・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素及び有機よう素）Ｓ／Ｃベント
無機よう素：10
有機よう素：1

Standard Review
Plan6.5.5※３ に基づ
き設定

格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

Ｓ／Ｃベント希ガス類：約4.3×10－３
ＣｓＩ類：約6.3×10－５
ＣｓＯＨ類 ：約3.2×10－５
Ｓｂ類：約6.8×10－６
ＴｅＯ ２ 類 ：約6.8×10－６
ＳｒＯ類：約2.7×10－６：約2.7×10－６
ＢａＯ類
ＭｏＯ ２ 類 ：約3.4×10－７
ＣｅＯ ２ 類 ：約6.8×10－８
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約2.7×10－８

格納容器から原子炉建屋への漏
えい率（無機よう素及び有機よう素）
格納容器内での除去効果（エアロゾル）
格納容器内での除去効果（有機よう素）

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動前）
原子炉建屋から大気への放出率(非常用ガス処
理系及び非常用
ガス再循環系の起動後）

Ｄ／Ｗベント
無機よう素：1
有機よう素：1
Ｄ／Ｗベント：約4.4×10－３：約6.3×10－５：約3.2×10－５：約6.8×10－６：約6.8×10－６：約2.8×10－６：約2.8×10－６：約3.4×10－７：約6.8×10－８：約2.8×10－８

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 ※
４に基づき設定無限大／day（地上放出）（格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座に大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定

1 回／day（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）18-4

別紙 18第1表
項

放出量評価条件（3／3）

目

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率

評価条件

選定理由

事象発生から2h後

起動操作時間に余裕を見込み設定

考慮しない

保守的に設定Ｓ／ＣベントＤ／Ｗベント－１
希ガス類：約9.5×10：約9.5×10－１－６
ＣｓＩ類：約1.1×10：約4.0×10－３
ＣｓＯＨ類 ：約4.0×10－７：約7.5×10－３－８
ＭＡＡＰ解析結果
格納容器圧力逃 Ｓｂ類：約9.0×10：約1.5×10－３－３がし装置への放 ＴｅＯ ２ 類 ：約9.0×10－８
及びＮＵＲＥＧ
：約1.5×10－８－４出割合-1465 に基づき設定
ＳｒＯ類：約3.6×10：約5.8×10－８－４ＢａＯ類：約3.6×10：約5.8×10
ＭｏＯ ２ 類 ：約4.5×10－９：約7.2×10－５－１０：約1.5×10－５
ＣｅＯ ２ 類 ：約9.0×10
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約3.6×10－１０ ：約5.8×10－６
希ガス：1
格納容器圧力逃有機よう素：50
設計値に基づき設
がし装置の除去
無機よう素：100定係数エアロゾル（粒子状よう素を含む）：1000※１：Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluationg RadiologicalConsequences of Desigh Basis Accidents at Light-Water Nuclear Power
Reactors”,May 2003
※２：Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup
System”,March 2007
※３：Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission ProductCleanup System”,March 2007
※４：NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

18-5

別紙 18希ガスの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第1図

希ガスの大気放出過程

18-6

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 18

よう素の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での自然沈着：9.0×10―４ [1／s]，
上限 DF200

格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェル
スプレイ，沈着，サプレッション・プー
ルでのスクラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素】1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／day【無機よう素，有機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／day（一定）上記以外の期間：0.5％／day（一定）サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（Ｓ／Ｃベントのみ）
有機よう素：1

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
粒子状よう素：1000
無機よう素：100
有機よう素：50

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第2図

よう素の大気放出過程

18-7

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 18セシウムの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプ
レイ，沈着，サプレッション・プールでのス
クラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第3図

セシウムの大気放出過程

18-8

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 18

その他核種の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプ
レイ，沈着，サプレッション・プールでのス
クラビング）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／day
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／day

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／day

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－
1465 の知見に基づき評価

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第4図

その他核種の大気放出過程

18-9

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

別紙 18①クラウドシャイン
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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格納容器フィルタベント系
排気口②スカイシャインガンマ線

原子炉建屋

ばく）
② 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
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

18-10③ 地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）④ フィルタ装置内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく②直接ガンマ線（直接ガンマ線による外部被ばく）③グランドシャイン④フィルタ装置
格納槽からの直接ガンマ線

格納容器

①吸入摂取

スクラビング水補給ライン
フィルタ装置第5図

スクラビング水補給作業時の作業員の被ばく評価経路イメージ

別紙 18①クラウドシャイン
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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格納容器フィルタベント系
排気口
原子炉建屋

②スカイシャインガンマ線

ばく）② 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
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

18-11③ 地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）①吸入摂取②直接ガンマ線④ フィルタ装置内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）

窒素供給ライン③グランドシャイン④フィルタ装置格納槽からの直接ガンマ線

格納容器

フィルタ装置第6図

窒素供給作業時の作業員の被ばく評価経路イメージ

別紙 18第2表
項目

大気拡散評価条件

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象資料

東海第二発電所における 1 年間の気象資料（2005 年 4 月～
2006 年 3 月）
地上風：地上 10m
排気筒風：地上 140m

放出源及び放出源高さ（有効高さ）

原子炉建屋漏えい：地上0m
格納容器フィルタベント系
排気口からの放出：地上55m
非常用ガス処理系排気筒からの放出：地上95m

実効放出継続時
間

1時間

累積出現頻度小さい方から 97％

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）に基づき評価
格納容器フィルタベント系排気口及び原子炉建屋からの放出は地上風（地上高 10m）の気象データを使用
非常用ガス処理系排気筒からの放出
は排気筒風（地上高 140m）の気象データを使用
格納容器フィルタベント系排気口からの放出は建屋影響を考慮し建屋屋
上からの放出と想定し設定
非常用ガス処理系排気筒からの放出は方位ごとの風洞実験結果のうち保守的に最低の方位の有効高さを設定
保守的に最も短い実効放出継続時間を設定

気象指針に基づき設定

建屋の影響

考慮する

格納容器フィルタベント系排気口放出及び原子炉建屋漏えいにおいては放出源から近距離の原子炉建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

巻き込みを生じ
る代表建屋

原子炉建屋

放出源から最も近く，巻き込みの影
響が最も大きい建屋として選定

着目方位

非常用ガス処理系排気筒：
1 方位
原子炉建屋及び格納容器フィルタベント系
排気口：
9方位

屋外移動時は敷地内の最大濃度点で設定
作業時は作業地点のある原子炉建屋
外壁で設定
非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）については評価点の方位とし，建屋放出及び格納容器フィルタベン
ト系排気口については放出源が評価点に近いことから，180 度をカバーする方位を対象とする。

建屋影響

3000m２

原子炉建屋の最小投影断面積を設定

形状係数

0.5

大気拡散評価点

第 6 図参照

気象指針に基づき設定

18-12

別紙 18
第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）

作業内容

放出箇所
原子炉建屋漏えい（地上放出）

スクラビング
水補給作業

屋外移動時
／作業時

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）窒素供給作業

原子炉建屋漏えい（地上放出）

作業時

格納容器フィルタベント系
排気口（建屋屋上放出）

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）18-13

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ
χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.7×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 7.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 6.3×10－２０

別紙 18第4表
項目

線量換算係数，呼吸率等

評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）

線量換算係
数

Ｉ-131 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｉ-132 ：3.1×10－１０ Sv／Bq
Ｉ-133 ：4.0×10－９ Sv／Bq
Ｉ-134 ：1.5×10－１０ Sv／Bq
Ｉ-135 ：9.2×10－１０ Sv／Bq
Ｃｓ-134 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｃｓ-136 ：2.8×10－９ Sv／Bq
Ｃｓ-137 ：3.9×10－８ Sv／Bq

ICRP Publication 71 に基づき設定

上記以外の核種は ICRP Pub.71
等に基づく

呼吸率

1.2m３ ／h

成人活動時の呼吸率を設定
ICRP Publication 71 に基づき設定

マスクの除
染係数

ＤＦ50

性能上期待できる値から設定

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5cm／s
無機よう素：0.5cm／s
有機よう素：1.7×10 －３ cm／s

東海第二発電所の実気象から求めた沈着速度から保守的に設定（別紙 17 補足 1～
補足 3 参照）18-14

別紙 18第5表項

原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線

目

評価条件

選定理由

原子炉建屋内線源強度分布

原子炉建 屋内に 放出さ れた放射性物質が均一に分布

審査ガイドに示された とおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体とし て考慮

直接ガンマ線・スカ
イシャインガンマ線
評価コード

直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同じ

第6表
項

目

フィルタ装置からの直接ガンマ線
評価条件

選定理由

スクラビング水補給場所作業場所壁厚

フィルタ装置遮蔽設計値（10mSv／h 以下）に基づき設定フィルタ装置格納槽
外壁壁厚

フィルタ装置遮蔽設計値（0.62mSv／h 以下）に基づき設定

18-15

別紙 18第7図

大気中に放出された放射性物質の濃度評価点

18-16

別紙 18

第7表

スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）（単位：mSv／h）
スクラビング水補給作業

窒素供給作業

被ばく経路
補給作業時

屋外移動時

供給作業時

屋外移動時

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

外部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

3.3×10０

3.3×10０

2.9×10０

3.3×10０

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

1.0×10１

6.3×10－１

6.3×10－１

6.3×10－１

作業線量率

1.3×10１

3.9×10０

3.6×10０

3.9×10０

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

18-17

18-8

別紙 18第8表

スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）（単位：mSv／h）
スクラビング水補給作業

窒素供給作業

被ばく経路
補給作業時

屋外移動時

供給作業時

屋外移動時

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

外部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

4.5×10０

4.5×10０

4.0×10０

4.5×10０

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

1.0×10１

6.3×10－１

6.3×10－１

6.3×10－１

作業線量率

1.5×10１

5.1×10０

4.6×10０

5.1×10０

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

18-18

18-9

別紙 40
ベント放出位置の違いによる公衆被ばくへの影響について

格納容器フィルタベント系の放出位置（原子炉建屋屋上放出，排気筒放出）の違いによる公衆被ばくへの影響を評価した。
（1）炉心損傷防止対策の有効性評価においては，格納容器フィルタベント系によるベント放出時の非居住区域境界外での実効線量を評価し，周辺の公衆に著しい放射線被ばくのリスクを与えない（発生事故当たり概ね 5mSv 以下）ことが要求される。放出高さの違いによる非居住区域境界外の実効線量の差異については，原子炉建屋屋上放出（地上放出）とした場合約 0.15mSv，
排気筒放出とした場合約 0.018mSv と評価され，5mSv に対していずれも十分余裕があり，放出高さの違いによる有意な差はない（補足 1 参照）。
（2）被ばく評価に使用する事故時の気象条件については，気象指針に基づき，保守的な気象条件として 97％値が使用されるが，現実的な評価として，中央値（50％値）を求めると，従来の 97％値に比べ約 1／2 となり 5mSv に対する余裕をより確保できる（補足 2 参照）。
（3）格納容器フィルタベント系の主な設置目的として長期土壌汚染の主要因となる放射性セシウム等の低減効果があげられる。このため放出位置から風下距離 30km までの遠距離地点の地上濃度について原子炉建屋屋上放出（地上放出），排気筒放出の場合についてそれぞれ評価を行った。その結果，風
下距離が延びるとともに，原子炉建屋屋上放出（地上放出）と排気筒放出の差異は小さくなる（補足 3 参照）。
さらに，３次元移流拡散コードにより風下 5km の地点での放出高さの違いの影響を確認したところ，上記と同等の結果が得られた（補足 4 参照）。
（4）格納容器損傷防止対策の有効性評価においては，Ｃｓ－137 の放出量を100TBq 未満にすることが要求されているが，放出量評価において，放出高40-1

別紙 40さの違いによる影響はなく，原子炉建屋屋上放出においても 100TBq を十分下回る結果となる。
（5）以上の被ばく評価結果等を踏まえ，格納容器フィルタベント系の放出位置については，非常用ガス処理系排気筒（耐圧強化ベント系で使用）との位
置的分散も考慮し，原子炉建屋屋上としている（補足 5 参照）。

40-2

別紙 40
補足 1

短期被ばくの主因となる放射性希ガス及びよう素による影響（非居住区域境界周辺への影響）

格納容器フィルタベント系によって粒子状の放射性物質は大幅に低減されることから，短期的には放射性希ガス及びよう素による被ばくが支配的となる。格納容器フィルタベント系の放出位置は原子炉建屋屋上としているが，非居住区域境界外の被ばく評価では，放出高さを保守的に地上放出としている。ここでは，排気筒放出と仮定した場合の放射性希ガスによる外部被ばく
及び放射性よう素の吸入による内部被ばくの実効線量の合計を比較して第 1表に示す。また，排気筒放出の場合の放出源の有効高さは，東海第二発電所
での風洞実験結果を用いる。
放出高さの違いによる実効線量の差異については，地上放出とした場合約0.15mSv，排気筒放出とした場合約 0.018mSv と評価され，5mSv に対していずれも十分余裕がある。
また，参考として格納容器フィルタベント系の放出高さを原子炉建屋屋上とし放出源の有効高さを設定した場合の実効線量を第 1 表に示す。ここで，原子炉建屋屋上放出の放出源の有効高さは，当社敦賀発電所２号炉での風洞実験結果を参考に 30m とした。なお，放出源の有効高さの設定に当たっては，
東海第二発電所周辺の状況を考慮し，地形影響の小さい方位のデータを用い，建屋近傍のデータを参考にしている。原子炉建屋屋上放出時の放出源の有効高さの推定手順を第 1 図に示す。
放出源の有効高さを 30m と設定した場合でも，実効線量は約 0.13mSv であり，5mSv に対して十分余裕がある。

40-3

別紙 40第1表

放出高さの違いによる非居住区域境界外での実効線量等の比較
建屋屋上放出 ※１

排気筒放出

参考 ※３

放出高さ
(m)

0
(地上)

95～115(排気筒)

30(建屋屋上相当)

風向風速
データ

地上風
（地上高 10m）

排気筒風（地上高 140m）

地上風（地上高 10m）

評価方位

ＮＷ

Ｗ

ＮＷ

相対線量
(Gy／Bq)

約 4.0×10－１９

約 8.1×10－２０

約 3.5×10－１９相対濃度(m３ ／s)約 2.9×10－５

約 2.0×10－６

約 2.5×10－５

実効線量 ※４(mSv)

約 0.15※２

約 0.018

約 0.13項目※1 申請書ではフィルタベント放出について保守的に地上放出と想定し被ばく評価している。
※2 炉心損傷防止対策の有効性評価における非居住区域境界外での周辺公衆の実効線量※3 敦賀発電所２号炉の事故時排気筒放出時（地上 58m）の風洞実験結果を参考に推定した放出高さを使用した場合の評価結果※4 実効線量の評価に用いる希ガスの放出量は約 1.5×10１４ Bq（ ガンマ線 0.5MeV 換算値），
よう素の放出量は約 2.3×10１１ Bq（I-131 等価量）

40-4

別紙 40測定風向 ＮＷ
排気筒

敦賀発電所２号炉
敦賀発電所２号機△

模型実験結果－平地実験結果H０=58m（周辺監視区域境界）※図中曲 線は平 地実験 に よる放出 源高さごとの地表煙軸濃度分布、また三角プロ
ッ ト は模 型 実験 での 放 出源 高 さの 地 表
濃度分布を示す。
評価地点以遠において模型実験の濃度分布を下回らない濃度を示す平地実験の放出源高さを有効高さとする。

【東海第二推定値】
有効高さ(He)30m（風下 200m 付近）

正規化濃度ＵＣ／Ｑ（×10－６ ）【敦賀】
有効高さ(He)55m（風下距離 520m）

風下距離（m）
地表煙軸濃度分布図（風向：ＮＷ，放出源：２号炉排気筒）

東海第二発電所の原子炉建屋放出時(55m)の有効高さの推定手順
1) 敦賀 2 号炉(PWR)は，原子炉格納容器付
属排気筒で，放出高さが東海第二発電所の原 子炉 建屋高 さと 同 等(58m)であるため，この風洞実験結果を参考にする。
2) 敦賀発電所は起伏のある地形であり，建屋影響が比較的大きい風向の風洞実
験結果を用いる。この実験によれば排気筒から放出されたガスは建屋の影響で拡散が促進される。
3) 東海第二発電所の原子炉建屋周辺もタービン建屋等が存在しており，原子炉
建屋から放出されたガスも拡散が期待できるが，敦賀発電所のように建屋が密集していないため，原子炉建屋による影響が主と考えられる風下距離 200m
での有効高さを用いる。
（第 2 図、第 3
図参照）
4) 以上から，東海第二発電所の原子炉建屋から放出した時の有効高さの推定値
は，30m とする。
排気筒

敦賀発電所２号機
敦賀発電所
２号炉

風向

ＮＷ

周辺監視区域－520m
模型実験結果H０=58m－６

単位：ＵＣ／Ｑ（×10

第1図）

原子炉建屋屋上から放出した時の有効高さ(推定値)について
40-5
敦賀発電所 ２号炉

別紙 40

第2図

第3図

東海第二発電所配置図

敦賀発電所配置図40-6

別紙 40
補足 2

気象条件における中央値について

事故時の大気拡散評価に係る気象条件は，気象指針に基づき整理しており，
これを参考に次式(相対濃度の場合)により風下方位が陸側の全ての方位を対象に現実的な気象条件として中央値を求めた。

1 T（χ／ Q ）
i ･δi
T i1

χ／Ｑ

ここで，

χ／Ｑ

：実効放出継続時間中の相対濃度（s／m３ ）T：実効放出継続時間（h）（χ／Ｑ）i ：時刻ｉにおける相対濃度（s／m３ ）δi：時刻ｉにおいて風向が陸に向う方位にあるときδi ＝1
時刻ｉにおいて風向が海に向う方位にあるときδi ＝0

相対濃度及び相対線量の試算値(地上放出,実効放出継続時間 1 時間)を従来の 97％相当値と比較して第 2 表に示す。相対濃度，相対線量とも中央値は従来
値の約 1／2 となる。

第2表

相対濃度及び相対線量の試算値
相対濃度（s／m３ ）相対線量（Gy／Bq）

従来値(97％相当値)

約 2.9×10－５

約 4.0×10－１９

試算値(中央値)

約 1.6×10－５

約 2.3×10－１９

40-7

別紙 40
補足 3

長期土壌汚染の主原因となる放射性セシウム等による影響（遠距離地点への影響）

格納容器フィルタベント系は広域の地表汚染を防止するために設置するものであり，風下距離で 5km，10km，20km，30km 地点での放出高さの影響を検討する。また，参考として非居住区域境界外での影響を確認した。
土壌汚染は大気中に拡散した放射性セシウム等が地表に沈着することによって生じることから，地上空気中濃度に依存する。このため，放出高さを排気筒と仮定した場合と原子炉建屋屋上の場合の上記の地点における地上空気
中濃度を比較して第 3 表に示す。また，風下距離による地上空気中濃度の変化を第 4 図に示す。ここで，放出高さは排気筒放出の場合は東海第二発電所の風洞実験で風向毎に求めた値の平均値（105m），原子炉建屋屋上放出の場合
は地上(0m)とし，大気安定度は中立，風速は 1m／s，放出率は 1Bq／s とした。
地上空気中濃度は，原子炉建屋屋上放出の場合には排気筒放出の場合に比べ，風下距離 5km では約 1.7 倍，10km では約 1.3 倍，20km では約 1.2 倍，30km
では約 1.1 倍であり，風下距離とともにその差は小さくなる。
なお，格納容器フィルタベント系での放射性物質の低減効果（粒子状物質
で 1／1000）を考慮すれば，土壌汚染抑制の観点からは原子炉建屋屋上放出と排気筒放出では大差はないと考える。

40-8

別紙 40
第3表

遠距離地点の地上空気中濃度の比較

風下距離

建屋屋上
(Bq／cm３ )排気筒(Bq／cm３ )備 考（屋 上 ： 排 気 筒 ）5km

約 1.1×10－５

約 6.3×10－６

1.7： 110km

約 4.0×10－６

約 3.1×10－６

1.3： 120km

約 1.5×10－６

約 1.3×10－６

1.2： 130km

約 8.4×10－７

約 7.8×10－７

1.1： 1

10－３

建屋屋上放出※１

10－４

地上空気中濃度（Bq／cm ３ ）排気筒放出※２

10

－５

10－６

最大濃度：約 8.0×10－６ Bq／cm３
10－７

10－８

10－９

10－１０
0.1

1.0

10
風下距離（km）

第4図

風下距離による地上空気中濃度の変化※1 放出点からＮＷ方向の非居住区域境界は 600m
※2 放出点からＷ方向の非居住区域境界は 530m

40-9

100

別紙 40
補足 4

ＡＲＥＤＥＳを用いた放出高さの違いによる影響評価

a．ＡＲＥＤＥＳについて
放出高さの違いによる拡散効果への影響について，３次元移流拡散評価
コードである緊急時環境影響評価システム（以下「ＡＲＥＤＥＳ」という。）
を用いて評価を行った。ＡＲＥＤＥＳには，東海第二発電所周辺の地形データが入力されており，地形の形状を考慮した大気拡散評価が可能である。
ＡＲＥＤＥＳにより，単位放出量当たりの拡散係数（相対濃度（χ／Ｑ）
及び相対線量（Ｄ／Ｑ））を評価し，放出高さの違いによる拡散効果への影響を評価した。
b．ＡＲＥＤＥＳへの入力条件について
東海第二発電所における放出高さの違いによる拡散効果の影響を確認するために，原子炉建屋屋上（フィルタベント系排気口）及び排気筒の 2 つの放出高さを設定した。
拡散効果を確認するために，各高度における一定の気象条件（風向，風速，
大気安定度）を入力条件として評価を行った。なお，ＡＲＥＤＥＳは地形影響を考慮できるため，放出高さは実際の放出位置を設定した。
主な入力条件を第 4 表に示す。また，ＡＲＥＤＥＳの評価画面を用いた評
価位置を第 5 図に示す。

40-10

別紙 40
第4表

ＡＲＥＤＥＳへの主な入力条件

項

目

評価条件

風

速

地上 10m：3.1m／s
地上 81m：5.1m／s
地上 140m：5.4m／s

東海第二発電所構内で観測された各高度の年間（2005 年度）の平均風速から設定

風向

Ｅ方向、ＳＥ方向

地上放出時，排気筒放出時の主風向を参考に設定

大気安定度

Ｄ型（中立）
屋上放出：地上 57m

備考

東海第二発電所構内で観測された大気安定度のうち、年間（2005 年度）で最も出現頻度の高い大気安定度
格納容器フィルタベント系の放出位置から設定

放出高さ
排気筒放出：地上 140m

耐圧強化ベント系の放出位置から設定

Ｗ方向：5km

放出点からＷ方向の遠距離地点（5km）に設定

ＮＷ方向：5km

放出点からＮＷ方向の遠距離地点（5km）に設定

評価地点

ＮＷ方向
5km 地点：放出点：評価点

5km 地点
Ｗ方向

東海第二発電所

第5図

ＡＲＥＤＥＳ評価画面を基にした評価位置図40-11

別紙 40c．ＡＲＥＤＥＳによる評価結果
ＡＲＥＤＥＳによるシミュレーション結果を第 5 表に示す。
気象指針に基づいた評価と同様，遠距離地点においては原子炉建屋屋上放出と排気筒放出の拡散効果の差異が小さく，その差は約 2～3 倍となった。

第5表
評価地点
Ｗ方位
5km

ＮＷ方位
5km

遠距離地点のχ／Ｑ及びＤ／Ｑの比較

拡散係数
χ／Ｑ
（s／m３ ）
Ｄ／Ｑ
（Gy／Bq）
χ／Ｑ（s／m３ ）
Ｄ／Ｑ
（Gy／Bq）

屋上放出
排気筒放出（地上 57m） （地上 140m）

屋上：排気筒2.1×10－６

9.0×10－７

2.3 ： 1

9.1×10－２０

5.6×10－２０

1.6 ： 1

1.7×10－６

6.4×10－７

2.7 ： 1

1.0×10－１９

5.2×10－２０

1.9 ： 140-12

別紙 40
補足 5

格納容器フィルタベント系放出位置と排気筒放出位置の位置関係について

耐圧強化ベント系による格納容器ベントは，排気筒に支持される非常用ガス処理系排気筒より排気筒高さで放出される。格納容器フィルタベント系の排気を原子炉建屋屋上からの放出とすれば，耐圧強化ベント系の放出箇所と位置的分散を図ることが可能である。第 6 図に各系統の放出配管の配置を示す。

第6図

格納容器フィルタベント系放出位置と排気筒放出位置の位置関係図40-13