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東海第二発電所 工事計画審査資料

業秘密又は防護上の観点から公資料番号

工認-030 改 7

開できません。

提出年月日

平成 30 年 5 月 8 日

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

目次

要 ················································································································ 1

1.

概2.

基本方針 ················································································································ 1

3.

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価 ······································································ 2
3.1 評価条件············································································································ 23.1.1 使用済燃料の計算条件 ··················································································· 23.1.2 使用済制御棒の計算条件 ················································································ 24.

線

源 ············································································································· 34.2.1 評価方法······································································································ 44.2.2 放射化断面積································································································ 44.2.3 照射期間及び中性子束 ··················································································· 44.2.4 制御棒の線源強度評価結果 ············································································· 55.

遮蔽計算 ·········································································································· 6NT2 補① Ｖ-1-3-5 R05.1 計算方法········································································································· 65.2 線量率計算······································································································ 75.2.1 計算モデル··································································································· 75.2.2 計算結果···································································································· 106.

静的サイフォンブレーカの詳細設計方針 ······························································ 126.1 地震による損壊について ················································································· 126.2 人的要因による機能阻害について ····································································· 126.3 異物による閉塞······························································································ 126.4 落下物干渉による破損 ···················································································· 126.5 通水状況の確認······························································································ 12

1.

概

要

本資料は，「 実用発 電用 原子炉及び その付属 施 設の技術基 準に関す る規則」（以下 「技術基準規則」という 。）第 26 条及び 第 69 条 第 1 項並びに それらの「実 用発電用原 子炉及びその付属施設の技 術 基準に関す る規則の 解 釈」（以下「 解釈」 という。）に基づ き，使用済燃料貯蔵槽(以 下「 使用済燃料 プール」 と いう。）の水 深によ る放 射線の遮蔽 能力に関し，原 子炉建屋 原子 炉棟 6 階に おける線 量 率が，基 準線量率（10 mSv/h）以 下 ＊ を満足できることを説明す る ものである 。
なお，通常運転時に お ける水深の 遮蔽能力 に 関しては， 技術基準 規則の要求事 項に変更がないため，今回 の 申請におい て変更は 行 わない。
今回は，重大事故に 至 るおそれが ある事故 と して，使用 済燃料プ ールからの水 の漏え
いその他の要因によ り 当該使用済 燃料プー ル 水位が低下 した場合 における放射 線の遮蔽能力について説明す る ものである 。

注記＊： 基準線量 率 は，原子炉 建屋原子 炉 棟 6 階での 作業時間 か ら 10 mSv/h に設定しNT2 補① Ｖ-1-3-5 R1た。原子炉 建屋原子 炉 棟 6 階で の操作は ，重 大事故等対 応要員に よ る使用済燃料プールへ の注水準 備 操作（可搬 型スプレ イ ノズルの設 置及びホ ー ス敷設等）を想定して おり，原 子 炉建屋原子 炉棟 6 階 に 滞在する時 間は 2.2 時 間以内である。そのた め，重大 事 故等対応要 員の被ば く 量は最大で も 22 mSv で あり，緊急作業時にお ける被ば く 限度の 100 mSv に対 し て余裕があ る。

2.

基本方 針
技術基準規則第 69 条 第 1 項及び その解 釈に 基づき，使 用済燃料 プールに接続 する配管が破断した場合に 原 子炉建屋原 子炉棟 6 階 における線 量率 10 mSv/h 以下を満 足するため，使用済燃料プ ー ル水位は，使用済燃 料 プール内の 燃料体又 は 使用済燃料（以下「燃料体等」という。）及び 使用済制御 棒からの 放 射線の遮蔽 に必要と なる水位高さ 以上を維持できる設計とする 。
また，使用済燃料プ ー ル入口配管 について は ，サイフォ ン現象に よる漏えいが 防止できる配管（静的サイ フ ォンブレー カ）を備 え つけ，弁類 等の機器 を設置しない 単管とするとともに，使用済 燃 料プール水 位の低下 が 燃料プール 冷却浄化 系戻り配管水 平部下端位置で停止する設計 と する。
静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ は ，「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽 に お け る燃料損傷防止対策の有 効 性評価に関 する審査 ガ イド」を参 考に，耐 震性も含めて 機器，弁類等の故障及び誤操 作 等によりそ の機能を 喪 失すること のない設 計とする。

1

3.

使用済 燃料プー ル における水 遮蔽の評 価
施設定期検査作業で の 原子炉建屋 原子炉棟 6 階における 線量率 10 mSv/h 以下を 満足するために必要な水 遮 蔽厚を算定 する。

3.1

評価 条件

3.1.1

使用 済燃料 の計 算条件(1) 使用済 燃料プー ル の水面にお ける線量 率 の計算にお いては貯 蔵容量分（2250 体）の使用済燃 料貯蔵を 想 定する。
(2) 使用済燃料プー ル の水温は 100 ℃とし ， 水の密度は 0.958 g/cm 3＊ とす る。
(3) 使用済燃料は 使用 済燃料有効 部（約 7.8 m×約 7.8 m×約 3.7 m）を線源と する。
燃料有効部 以外の燃 料 集合体構造 部材によ る 遮蔽効果は 考慮せず ， 遮蔽能力が構造部材より 小さい水 と みなす。
(4) 使用済燃料貯 蔵ラ ックによる 遮蔽効果 は 考慮せず， ラック材 料よりも遮蔽 効果のNT2 補① Ｖ-1-3-5 R2小さい水と みなす。

3.1.2

使用 済制御 棒の 計算条件

(1) 使用済制御棒 から の線量率計 算におい て は制御棒貯 蔵ラック 又は制御棒貯 蔵ハンガ全てに使 用済制御 棒 が貯蔵され た状態を 想 定する。
(2) 使用済燃料プー ル の水温は 100 ℃とし ， 水の密度は 0.958 g/cm 3＊ とす る。
(3) 使用済制御棒 は実 際の制御棒 貯蔵ラッ ク 又は制御棒 貯蔵ハン ガの配置と面 積を包絡するよう な直方体 線 源とする。 使用済制 御 棒は，遮蔽 能力が構 造 部材より小さい水とみな す。
(4) 制御棒貯蔵ラ ック 又は制御棒 貯蔵ハン ガ による遮蔽 効果は考 慮せず，ラッ ク材料
又はハンガ 材料より も 遮蔽効果の 小さい水 と みなす。
(5) 制御棒貯蔵ラ ック と制御棒貯 蔵ハンガ の 保管数量は ，評価上 の保管数量と して合計 180 本と 想定す る。 平均的な取 替本数 13 本が定期検 査毎に取 り 出される想定とし，14 カ 月運転 ＋100 日定検を 繰り返す も のとした。 最後の取 替 は原子炉停止
後 9 日で全 燃料取出 し ，10 日目に 制御棒取 替 えとした。また，10 定 期検査以上前の取替分は ，保守的 に 全て 10 定期検 査前取替 とした。Hf 制御棒は 5 定期検査に一度取り替 えるもの と した。制御 棒の冷却 期 間及び保管 本数を 第 1 表に示す。なお，最大保 管数量 は 134 本にて運 用（制御 棒 貯蔵ラック への貯蔵 及 び制御棒貯蔵
ハンガ 1 本 あたりプ ー ル壁側に制 御棒 2 本 の 吊り下げに て管理） す るため，評価上の想定は 保守的な 計 算条件と言 える。

注記＊：「1999 日 本機械学会 蒸気表」

2第1表

制 御棒の冷 却 期間及び保 管本数
保管本数（ 本）

制御棒貯蔵 ラックNT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

冷却期間（d）

Ｈｆ型

Ｂ４Ｃ型

Ｈｆ型

Ｂ４Ｃ型

1001300506

011021002

000131498

00013

1994

000132490

001302986

000133482

000133978

000134474

000134970

00173302430126

合計

4.
4.1

線

制御棒貯蔵 ハンガ

180

源
使用済 燃料の 線源 強度
使用済燃料 プール水 深 評価では， プール内 ラ ックに貯蔵 されている 使用済燃料 を線源として考える。線源 強度は文献 値 ＊ 1 記載 の ガンマ線エ ネルギ 4 群の線源強度（MeV/（W・s））を単位体 積あ たりの線源 強度（cm -3・s -1 ）に変換し ，線量率 計算用の入 力値とする。使用済燃料 の 照射期間 は 10 6 時 間（ 約 114 年） ＊ 2 ，原子炉 停止後貯蔵 までの期間を，9 日 ＊ 3 ，原子炉 運転中の燃 料集合体 １ 体当たりの 熱出力を 4.31 MW（９×９燃料（Ａ型）），燃料 集合 体体積は 7.2×10 4 cm 3 としたとき の体積当た りの線源強 度は第2 表となる。

第2表
群

使 用済燃料 の 線源強度

エネルギ

文献値

線源強度

（MeV）

（MeV/（W・ s））（cm -3 ・s -1 ）11.0

7.3×10 94.4×10 1122.02.5×10 9

7.5×10 1033.0

6.4×10 7

1.3×10 944.0

1.8×10 6

2.7×10 73注記＊1： Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,“REACTOR HANDBOOK.2nd ed. Vol.
ⅢPart B,SHIELDING”, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New York,London,1962”＊2：文献＊ 1 には ，照 射期間ごと 及び冷却 期 間ごとにＵ-235 核分 裂 生成物の1W あたりの ガンマ線 エ ネルギ（MeV/（W・s））が記載され ている 。照 射期間は 10 3 時間 ，10 6 時 間から通常 運転で想 定 される照射 期間を超 え る
10 6 時間を 選択＊3：原 子炉停止 後貯蔵 までの期間 9 日とは ，過去の全燃料取出完 了 日の実績を踏まえ余 裕をみた 日 数を設定し た。

4.2

使用済 制御棒 の線 源強度

4.2.1

評価 方法

(1) 制御棒の線源強 度 は，ORIGEN2 コード ＊ 4 を使用する 。

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

ORIGEN2 で は，放射 化 断面積，照 射期間及 び 冷却期間， 照射の中 性 子束並びに被照射材料（ 制御棒） の 物質組成を 入力する こ とで中性子 による放 射 化放射能を計算する。 な お，評 価に 用いる解析 コード ORIGEN2 の検証 ，妥当性 評 価について
は，付録 21「計算機 プ ログラム（ 解析コー ド ）の概要」 に示す。
(2) 各制御棒（Ｈｆ，Ｂ 4 Ｃ）の 単位体積 当た りの線源強 度は，各々制御棒を上 部，中間部，下部 の 3 領域 に 分割し算出 する。
(3) 制御棒は ，タイプ （Ｈｆ，Ｂ 4 Ｃ） 別に冷 却期間の異 なる制御棒 が混在する ため，貯蔵制御棒 全体の放 射 能を保存し て線源体 積 で加重平均 （均質化 ） した線源強度を設定する 。

注記＊4：A.G.Croff,”A User’s Manual for the ORIGEN2 Computer code”,ORNL/TM7175, Oak Ridge National Laboratory,(1980)

4.2.2

放射 化断面 積
ORIGEN2 に 入力する 放 射化断面積 は，JENDL-3.3 ベース BS340J33.LIB を適用する（BWR STEP-Ⅲ ボ イ ド率 40% UO2 < 60 GWd/TIHM）。

4.2.3

照射 期間及 び中 性子束
照射期間及 び中性子 束 を第 3 表に 示す。な お，定検期間等 による減 衰 は考慮しない。各制御 棒の冷却 期 間を考慮す る。

4

第3表

4.2.4

制 御棒の照 射 期間及び中 性子束制御棒

照射期間

全中性子束

タイプ

（d）

(cm -2 ･s -1 )Ｈｆ型

1.2×10 3

2.3×10 14

Ｂ４Ｃ型

4.4×10 2

2.3×10 14制御 棒の線 源強 度評価結果
以上 の 条 件 に 基 づ き 評 価 し た 制 御 棒 貯 蔵 ラ ッ ク 及 び 制 御 棒 貯蔵 ハ ン ガ 内 の 使 用
済制御棒線 源強度を 第 4 表及び第 5 表に示 す 。

第4表

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10-2

制御棒上部
線源強度
（cm-3･s-1）
3.6×107

制御棒中間部
線源強度（cm-3･s-1）
4.9×108

制御棒下部
線源強度（cm-3･s-1）
1.3×1092

2.50×10-2

1.8×105

1.1×106

5.1×1063

3.75×10-2

1.3×1058.8×105

1.1×1074

5.75×10-2

1.5×105

9.0×105

8.9×1085

8.50×10-2

9.1×104

5.1×105

8.3×1076

1.25×10-1

1.7×105

1.3×106

1.8×1087

2.25×10-1

1.8×105

1.3×106

2.6×1088

3.75×10-1

9.7×106

2.6×108

5.9×1089

5.75×10-1

3.4×107

1.6×108

2.7×10810

8.50×10-1

1.2×1088.4×108

1.6×10911

1.25×100

7.9×107

6.9×108

5.5×10912

1.75×100

6.3×105

2.9×106

5.0×10613

2.25×100

4.2×102

3.7×103

2.4×10414

2.75×100

9.9×100

1.1×101

7.5×10115

3.50×100

5.9×10-3

2.1×10-10

1.0×10-9

16

5.00×100

6.1×10-5

2.2×10-12

1.1×10-11

17

7.00×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

18

9.50×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

2.8×108

2.4×109

1.1×1010

群
NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

制 御棒貯蔵 ラ ック内の使 用済制御 棒 の線源強度

合計

5第5表

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10-2

制御棒上部
線源強度
（cm-3･s-1）
8.0×104

制御棒中間部
線源強度（cm-3･s-1）
1.5×106

制御棒下部
線源強度（cm-3･s-1）
5.5×1062

2.50×10-2

1.3×104

8.7×104

5.3×1053

3.75×10-2

7.1×1035.0×104

3.1×1054

5.75×10-2

8.0×103

5.6×104

1.7×106

58.50×10-2

3.2×1032.2×104

2.6×105

6

1.25×10-1

1.2×103

8.6×103

3.3×105

7

2.25×10-1

4.5×102

3.1×103

4.1×1058

3.75×10-1

1.2×103

8.6×103

5.3×10495.75×10-1

6.5×103

3.0×104

5.3×10410

8.50×10-1

2.5×104

7.3×106

1.5×10711

1.25×100

3.5×107

2.4×108

1.5×10912

1.75×100

1.2×102

5.5×102

9.7×10213

2.25×100

1.8×102

1.3×103

7.8×10314

2.75×100

5.7×10-1

3.9×100

2.4×10115

3.50×100

4.1×10-16

1.9×10-15

2.7×10-15

16

5.00×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

177.00×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

18

9.50×100

0.0×100

0.0×100

0.0×100

3.5×107

2.5×108

1.5×109

群

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

制 御棒貯蔵 ハ ンガの使用 済制御棒 の 線源強度

合計

5.
5.1

遮蔽計 算
計算方 法
使用済燃料 プール水 深 の遮蔽の計 算は，制 御 棒貯蔵ハン ガ線源，制 御棒貯蔵ラ ック線源，使用済燃料ラ ッ ク線源の各 線源ごと に ，それぞれ の真上の 原子炉建屋原 子炉棟6 階床面高さで行う 。遮 蔽計算には ，点減衰 核 積分法コー ドである「QAD－CGGP2R コード（ver1.04）」を用 い て計算する 。なお， 評 価に用いる 解析コー ド QAD－CGGP2R コード（ver1.04）の検証 ，妥当性評価 について は ，付録 20「 計算機プ ログラム（解 析コード）の概要」に示す 。
計算機コー ドの主な 入 力条件は以 下の項目 で ある。
・線源強度・遮蔽厚さ （燃料プ ー ル水深）・線源から の距離・線源のエ ネルギ
6・線源とな る使用済 燃 料，使用済 制御棒の 形 状
・遮蔽体の 物質の指 定

5.2

線量率 計算
線量率の計 算は，5.1 節に示した 入力条件 を 計算機コー ドに入力し て行う。

5.2.1

計算 モデル

第 1 図～ 第 3 図に 使用 済燃料プー ルの計算 モ デルを示す 。線量率計 算では，評 価点を線源となる機器の 中 心軸上に設 定し，線 量 率が最大と なる位置 について線量 率を算NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

出する。

※Ｔ：遮蔽水位の高さを 示す（単位：m）

第1図使 用済燃料 プ ール水面の 線量率計 算 体系
7

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0

約 0.2※Ｔ：遮蔽水位の高さを 示す（単位：m）

第2図

制 御棒貯蔵 ラ ックの線量 率計算モ デ ル

8NT2 補① Ｖ-1-3-5 R0※Ｔ：遮蔽水位の高さを 示す（単位：m）

第3図

制 御棒貯蔵 ハ ンガに貯蔵 された使 用 済制御棒の 線量率計算 モデル

95.2.2(1)

計算 結果
線量率 の計算 結果
使用済燃料 プールの 線 量率と水位 の関係の 計 算結果を第 4 図に示 す 。
第 4 図より ，使用済 燃 料プール周 辺の線量 率 を基準線量 率以下と す る放射線遮蔽の維持に 必要な水 遮 蔽厚（原子 炉建屋原 子 炉棟 6 階に おける線量 率が，基準 線量率（10 mSv/h）以下を 満 足できる水 遮蔽厚）は，通常水位よ り約 0.86 m 下となる。

1.0E+07
使用済燃料上部表面の線量率への寄与がほぼ一定となる水位

使用済燃料を線源とした線量率の寄与が支配的な水位

1.0E+06

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R2

1.0E+05

使用済制御棒を線源とした線量率の寄与よりも使用済燃料を線源とした線量率の寄与が大きくなる水位

制御棒上段ハンガの露出開始

1.0E+04
制御棒下段ハンガの露出開始
1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

使用済制御棒を線源とした線量率の寄与が支配的な水位

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6.40 m
1.0E-03

約 0.86 m
EL.約 38.9 m

第4図使 用済燃料 プ ールの線量 率と水位 の 関係

10(2)

評価結 果(1)で 求 め た 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 水 遮 蔽 厚 と 使 用 済 燃 料 プ ール 接 続 配 管 の 位 置 関係を第 5 図 に示す 。ま た，使用済 燃料プー ル 水戻り配管 に取り付け る，静的サ イフォンブレー カは，使 用 済燃料プー ル両端 の 2 本の使用済 燃料プール 水戻り配管 にそれぞれ設置 されてお り ，地震，人 的要因， 異 物による閉 塞，落下物 干渉に対し 健全性を有する 設計とす る ことから， 配管破断 に より，静的 サイフォン ブレーカ開 口部まで使用済 燃料プー ル 水位が低下 すればサ イ フォン効果 を除去する ことが可能 である。
原子炉建屋 原子炉棟 6 階における 線量率が ， 基準線量率 （10 mSv/h）以下となる
水遮蔽厚は ，(1)結 果か ら，通常水 位より約 0.86 m 下で あり，使用済 燃料プール水位の低下が 燃料プー ル 冷却浄化系 戻り配管 下 端位置で止 まる設計と することで ，遮蔽に必要な 水遮蔽厚 を 維持し，技 術基準規 則 第 69 条第 1 項及 びそ の解釈の要 求を満足する設 計とする 。

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R3

なお，プー ルの水位 が 放射線の遮 蔽維持水 位（通常水位 より約 0.86 m 下）まで低下するのは 事象発生 か ら約 9.8 時 間後で あり ，重大事故 等対策とし て期待して いる
可搬型代替 注水中型 ポ ンプによる 代替燃料 プ ール注水系 （注水ライ ン）による 注水操作の時間 余裕はあ る 。想定事故 2 に係 る有 効性評価解 析（原子炉 設置変更許 可申
請添付書類 十）にお い て，プール 水位は通 常 水位から約 0.62 m 下ま で低下する に留まり，必要 な水遮蔽 厚 が維持され ることを 確 認している 。
真空破壊弁の閉固着を想定

真 空 破 壊弁

水平配管下端まで水位低下

通常水位

約 0.23 m
約 0.86 m

放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10 mSv/h の 場 合 ）約 2.0 m静的サイフォンブレーカ
使用済燃料プール

約 4.4 m
制御棒貯蔵
上段ハンガ

約 6.40 m

制御棒貯蔵ラック
燃料有効長頂部

制御棒貯蔵
約 4.4 m 下 段 ハ ン ガ

燃料集合体

約 4.25 m
約 4.4 m

燃料プール冷却浄化系ポンプ

燃料プール冷却浄化系
熱交換器

配管破断
Ｍ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系熱交換器

第5図

使 用済燃料 プ ールの水遮 蔽厚と接 続 配管の位置 関係

11

6.

静的サ イフォン ブ レーカの詳 細設計方 針
使用済燃料 プール水 戻 り配管の静 的サイフ ォ ンブレーカ については ，重大事故 等時においても閉塞が発 生 せず，その 効果を期 待 できるよう ，以下の とおり設計す る。
6.1

地震に よる損 壊に ついて使用済燃料プール水戻り配管及びその配管に接続されている真空破壊弁を設置した 配 管は 耐 震 Ｓ ク ラ ス で 設 計 さ れ て お り ， そ の 配 管 に 静 的 サ イフ ォ ン ブ レ ー カ を 接続する設計 とする。

6.2

人的要 因によ る機 能阻害につ いて
静的サイフォンブレーカは操作や作動機構を有さない単管のみで構成し，誤操作や故障によ り機能を 喪 失すること はない設 計 とする。ま た，使用済 燃 料プールの 冷却系 の サイ フ ォ ン 現 象 に よ る 漏 え い が 発 生 し た 場 合 に お い て も ，操 作 や 作 業 を 実 施 す
る こ とな く ， 静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ 開 口 部 レ ベ ル ま で 使 用 済燃 料 プ ー ル 水 位 が 低

NT2 補① Ｖ-1-3-5 R1E

下すればサ イフォン 効 果を除去す ることが で きる設計と する。

6.3

異物に よる閉 塞
静的サイフ ォンブレ ー カ（内径φmm） は ，燃料プー ル冷却浄 化 系のろ過脱塩装置及びス トレーナ （24/110 mesh：縦 約 1.016 ㎜×横約 0.23 ㎜） にてろ過さ れた
冷 却 水が 流 れ る 位 置 に 設 置 し ， 異 物 に よ る 静 的 サ イ フ ォ ン ブ レー カ の 閉 塞 す る こ とはない設計 とする。

6.4落下物 干渉に よる 破損
静的サイフォンブレーカの落下物干渉を考慮する必要がある周辺設備として，原子炉建屋原 子炉棟鉄 骨 梁，原子炉 建屋クレ ー ン，燃料取 替機等の重 量物がある が，これ ら は基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に 対 す る 耐 震 評 価 に て 使 用 済 燃 料 プ ー ル内 に 落 下 し な い 設 計としている 。また，そ の他手摺等 の軽量物 に ついては，ボルト固定 ，固縛によ る運用としている 。
このため，落下物と し て考えられ る設備は 軽 量物である が，本配管 をステンレ ス鋼で 設 計す る こ と で ， 仮 に 静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ に 変 形 が 生 じた と し て も 完 全 閉 塞に至る変形 は生じず ， サイフォン 効果の除 去 機能は確保 される設計 とする。

6.5

通水状 況の確 認
静的サイフ ォンブレ ー カは上記の とおり閉 塞 しない設計 とするが，念のため，定期的なパトロ ール（1 回 ／1 週）を 実施し， 目 視により静 的サイフォ ンブレーカ から水が出ている ことによ る 水面の揺ら ぎ確認で 通 水状態を確 認する。
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