別添6

添

付

書

類

九

変更後における発電用原子炉施設の放射線の管理に関する説明書

9－5－1

下記項目の記述及び関連図面等を次のとおり変更又は追加する。

4.

放射性廃棄物処理4.3

液体廃棄物処理4.3.3

液体廃棄物の放出量

第 4.3.1 表(2)放射性廃液の年間推定発生量及び液体廃棄物の年間推定環境
放出量（１号炉）

5.

通常運転時における発電所周辺の一般公衆の受ける線量評価

5.1

実効線量の計算

5.2

線量評価結果5.3

参考文献

第 5.1.1 表

人の居住の可能性のある地点及び周辺監視区域境界外における線量計算に用いた放出源の有効高さ

第 5.1.2 表

着目方位及び隣接 2 方位への最大放出回数

第 5.1.3 表(1)

線量計算に用いた気象条件（1）（１号炉）

第 5.1.3 表(2)

線量計算に用いた気象条件（2）（２号炉）

第 5.1.4 表(1)

線量計算に用いた気象条件（3）（１号炉）

第 5.1.4 表(2)

線量計算に用いた気象条件（4）（２号炉）

第 5.1.5 表

人の居住の可能性のある地点及び周辺監視区域境界外における希ガスのγ線による年間実効線量（１号及び２号炉合算）

第 5.1.6 表

液体廃棄物中に含まれる核種ｉの実効線量係数

第 5.1.7 表

液体廃棄物の放水口濃度

第 5.1.8 表

濃縮係数

9－目－1

第 5.1.9 表

気体廃棄物中のよう素による実効線量計算結果（１号及び２号炉
合算）

第 5.1.10 表

液体廃棄物中のよう素による実効線量計算結果（２号炉放水口）

第 5.1.11 表

気体廃棄物中及び液体廃棄物中のよう素を同時に摂取する場合の実効線量計算結果（２号炉放水口）

第 5.1.1 図

計算地点

9－目－2

4.

放射性廃棄物処理4.3

液体廃棄物処理4.3.3

液体廃棄物の放出量

２号炉における放射性廃液の発生源のうち，１次冷却材抽出水，格納容器
冷却材ドレン，補助建屋冷却材ドレン及び補助建屋機器ドレン（高水質）は，処理後，原則として再使用するが，評価上は 20％を液体廃棄物として放出す
るものとする。液体廃棄物の年間推定放出量を第 4.3.1 表(1)に示す。
上記放出量中に含まれ る放射能量（トリチウムを除く。）は ，約 4.3×
10９ Bq／y となる。
放出放射能量の算定に当たっては，燃料被覆管欠陥率を 1％と想定し，１
次冷却材中の放射性物質の濃度（希ガス及びトリチウムを除く。）は，約 6.7×10５ Bq／g とした。
１号炉における液体廃棄物の年間推定放出量を，第 4.3.1 表(2)に示す。放
出量中に含まれる放射能量（トリチウムを除く。）は，約 1.4×10９ Bq／y となる。
発生源別液体廃棄物の年間推定放出量とその放射性物質の濃度の概略を第4.3.1 図(1)(2)に示す。

9－4－1

第 4.3.1 表(2)放射性廃液の年間推定発生量及び液体廃棄物の年間推定環境放出量（１号炉）

種
高

純

別
度

廃

液

推定発生量

推 定 環 境 放 出 量

約 70m３ ／d

0（機器ドレン系）
低

純

度

廃

液

約 30m３ ／d（7.4×10８ Bq／y）（床ドレン系）
化

学

廃

液 ＊２

約 2,000m３ ／y＊１，＊３

約 60m３ ／d0（再生廃液系）
洗

濯

廃

３

液

約 25m ／d

約 7,300m３ ／y＊３
（5.4×10８ Bq／y）

シャワードレン＊４

３

約 10m ／d

約 3,000m３ ／y＊３
（1.1×10８ Bq／y）

ス ク ラ バ 廃 液 ＊４

約－m３ ／d

約 － m３ ／y＊３
（ － Bq／y）（注）＊１ 低純度廃液の環境放出は，この廃液を蒸発濃縮処理するため，通常はない。しかし，所内で雑用水を多量に使用した時など所内
復水貯蔵タンクの保有水量が増加するような場合，環境放出可能な廃液，たとえば蒸発濃縮器蒸気系の凝縮水を放出することがある。この場合，この廃液の環境放出量は年間 2,000m３ 程度と推定される。
＊２ 復水脱塩装置及び廃液脱塩装置の再生によって発生する化学廃液は，1 再生につき約 60m３ である。再生作業は年間約 25 回，作業は 1 日につき 1 回の割合で行われる。
＊３ ２号炉復水器冷却水放水口より放出する。
＊４ 雑固体処理建屋のシャワードレン，スクラバ廃液については２号炉で考慮する。

9－4－2

5.

通常運転時における発電所周辺の一般公衆の受ける線量評価「線量目標値に関する指針」に基づき，１号及び２号炉からの気体廃棄物
中の希ガスのγ線からの外部被ばくによる実効線量，液体廃棄物中の放射性物質の摂取に伴う内部被ばくによる実効線量及びよう素の摂取に伴う内部被
ばくによる実効線量を，「線量目標値に対する評価指針」及び「発電用原子炉
施設の安全解析に関する気象指針」に従って評価する。

9－5－1

5.1

実効線量の計算5.1.1

気体廃棄物中の希ガスのγ線による実効線量

5.1.1.1

計算方法の概要

実効線量の計算に使用する気体廃棄物中の希ガスとして次の 8 種類を対象
とする。
(1)

ガス減衰タンクから放出される希ガス（２号炉）(2)

原子炉停止時の原子炉格納容器換気により放出される希ガス（２号炉）(3)

原子炉格納容器減圧時の排気により放出される希ガス（２号炉）(4)

補助建屋等の換気により放出される希ガス（２号炉）(5)

復水器空気抽出器排ガス中の希ガス（１号炉）(6)

タービン衛帯蒸気復水器排ガス中の希ガス（１号炉）(7)

復水器真空ポンプの運転による排ガス中の希ガス（１号炉）(8)

換気系から放出される希ガス（１号炉）(1)，(2)及び(7)は，放出が間欠的な事象であるため，着目方位及びその隣

接 2 方位へ向かう風の出現頻度の和と年間の放出回数とから二項確率分布の信頼度が 67％となるように，着目方位を中心とした 3 方位への最大放出回数を求め，その放射性雲からの実効線量を計算する。また，風速については方位別大気安定度別風速逆数の平均を用いる。
(3)，(4)，(5)，(6)及び(8)は，放出が連続的な事象であるとして，方位別
大気安定度別風速逆数の総和を用いてその放射性雲からの実効線量を計算する。また，風が着目方位に隣接する方位へ向かっている場合は，着目方位にも実効線量の寄与があるので，これも加算する。
実効線量の計算は，将来の集落の形成を考慮し，２号炉排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点について行い，希ガスのγ線による実効線量が最大となる地点での線量を求める。
9－5－2

また，16 方位の周辺監視区域境界外についても，希ガスのγ線による実効線
量が最大となる地点での線量を求める。
なお，線量の計算に当たっては，その地点に対して１号及び２号炉の寄与を合算する。

5.1.1.2(1)

実効線量の計算式計算に用いる基本式
γ線による空気カーマ率を求める基本式は次式のとおりである。
∞ ∞∞e − μ⋅rD γ ( x , y,0) = K1 ⋅ E γ ⋅ μ en ⋅ ∫ ∫ ∫⋅ B(μ ⋅ r ) ⋅ χ ( x ' , y ' , z ' )dx ' dy ' dz '4πr 2
0 −∞ 0…………………………………（9-11）

χ ( x' , y ' , z ' ) =

Q
x'
y'2
⋅ exp( −λ ) ⋅ exp( −)U
2π ⋅ σ y ⋅ σ z ⋅ U
2σ y2⎡ ⎧ ( z '−h) 2 ⎫⎧ ( z '+h) 2 ⎫⎤⋅ ⎢exp⎨−+ exp⎨−2 ⎬2 ⎬⎥⎩ 2σ z ⎭⎦⎥⎣⎢ ⎩ 2σ z ⎭……………（9-12）

ここで，Dγ ( x, y,0) ：計算地点(x,y,0)におけるγ線による空気カーマ率（μGy／h）

K1：空気カーマ率への換算係数（（dis・m３ ・μGy）／（MeV・Bq・h））

Eγ：γ線の実効エネルギ

μen：空気に対するγ線の線エネルギ吸収係数r：放射性雲中の点（x’,y’,z’）から計算地点（x，y，0）ま（MeV／dis）（m－１ ）での距離
r = ( x − x ' ) 2 + ( y − y ' ) 2 + (0 − z ' ) 2

9－5－3

（m）

μ

：空気に対するγ線の線減衰係数

B(μ ⋅ r )：空気に対するγ線の再生係数（m－１ ）

B(μ ⋅ r ) = 1 + α ⋅ (μ ⋅ r ) + β ⋅ (μ ⋅ r ) 2 + γ ⋅ (μ ⋅ r ) 3

ただし， μen ， μ ， α ， β ， γ については，0.5MeV／dis のγ線に対する値を用い，以下のとおりとする。

μen ＝3.84×10－３ （m－１ ）

μ ＝1.05×10－２ （m－１ ）α ＝1.000γ ＝0.0038

β ＝0.4492

χ ( x ' , y ' , z ' ) ：放射性雲中の点（x’,y’,z’）における放射性物質の濃度（Bq／m３ ）

(2)

Q

：放出率

（Bq／s）

U：放出源高さを代表する風速

（m／s）

λ

：放射性物質の物理的崩壊定数（s－１ ）

h：放出源の有効高さ（m）σy：濃度分布の y 方向の拡がりのパラメータ

（m）

σz

：濃度分布の z 方向の拡がりのパラメータ（m）

実効線量の計算式
希ガスのγ線による実効線量は方位別に次式を用いて計算する。

Hγ = Hγ in + Hγ cont……………………………………（9-13）

ここで，
Hγ

：希ガスのγ線による方位別年間実効線量

Hγ in：間欠放出分（ガス減衰タンク排気，原子炉停止時の原子炉格納（μSv／y）

容器換気及び復水器真空ポンプの運転による排ガス）の希ガスのγ線による方位別年間実効線量（μSv／y）

H γ cont ：連続放出分（原子炉格納容器減圧時の排気，補助建屋等の換気，復水器空気抽出器排ガス，タービン衛帯蒸気復水器排ガス及び
9－5－4

換気系からの排気）の希ガスのγ線による方位別年間実効線量（μSv／y）
ａ．ガス減衰タンクから放出される希ガス，原子炉停止時の原子炉格
納容器換気により放出される希ガス及び復水器真空ポンプの運転により放出される希ガス
ガス減衰タンク排気，原子炉停止時の原子炉格納容器換気及び復水器真空ポンプの運転により間欠的に放出される希ガスのγ線による実効線量は次式を用いて計算する。
F

H γ in = ∑ ( H γ in , L , S + H γ in , L −1, S + H γ in , L +1, S ) …………………………（9-14）
S=A

H γ in , L , S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅Qin ⋅ E γ in ⋅ nT
3,600 × 0.5 × N ⋅ f LT

⋅ D γ ,L,S ⋅

N L,S
Nt

⋅ S L,S………（9-15）

H γ in , L −1, S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅Qin ⋅ Eγ in ⋅ nT
3,600 × 0.5 × N ⋅ f LT

⋅ D γ , L −1, S ⋅N L −1, S
Nt⋅ S L −1, S………（9-16）

H γ in , L +1, S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅Qin ⋅ E γ in ⋅ nT
3,600 × 0.5 × N ⋅ f LT

⋅ D γ , L +1, S ⋅N L +1,SNt⋅ S L +1,S………（9-17）

ここで，H γ in, L,S ：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの着目地点における希ガスのγ線による年間実効線量（μSv／y）

H γ in, L−1,S ， H γ in, L+1,S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，
9－5－5大気安定度がＳであるときの着目地点における希ガスのγ線による年間実効線量
S（μSv／y）：6 つの大気安定度型（Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ)を示す
添字

K2：空気カーマから実効線量への換算係数（μSv／μGy）

fh：家屋による遮蔽係数

f0

：居住係数

Dγ ,L ,S ：放出率 1Bq／s，γ線エネルギ 0.5MeV／dis，風速 1m／sで着目方位（Ｌ）へ放出した場合，大気安定度がＳであるときの当該距離におけるγ線による空気カーマ率の
方位内平均値（μGy／h）

Dγ ,L−1,S ， Dγ ,L+1,S ：それぞれ,放出率 1Bq／s,γ線エネルギ 0.5MeV／dis，風速 1m／s で着目方位に隣接する方位へ放出した場合，大気安定度がＳであるときの着目方位の当該距離におけるγ線による空気カーマ率の方位内平均値（μGy／h）

Dγ ,L ,S ， Dγ ,L−1,S ， Dγ ,L+1,S は（9-11）式を基本式として求める。
Qin：ガス減衰タンク排気，原子炉停止時の原子炉格納容器換
気又は復水器真空ポンプの運転による排ガス中の希ガ
スの年間放出量Eγ in（Bq／y）：ガス減衰タンク排気，原子炉停止時の原子炉格納容器換
気又は復水器真空ポンプの運転による排ガス中の希ガ
スのγ線実効エネルギ

N（MeV／dis）：ガス減衰タンク排気，原子炉停止時の原子炉格納容器換
気又は復水器真空ポンプ運転による排気の回数 （y－１ ）
9－5－6

nT

：着目方位及びその隣接 2 方位へ向かう風の出現頻度の和と年間の放出回数とから二項確率分布の信頼度が 67％となるように求めた着目方位を中心とした 3 方位への最（y－１ ）

大放出回数

f LT

：着目方位及びその隣接 2 方位へ向かう風の出現頻度の和（y－１ ）

Nt：総観測回数N L, S：風が着目方位（Ｌ）へ向かっているときの大気安定度別（y－１ ）（y－１ ）

観測回数
N L −1, S ， N L +1, S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっている
ときの大気安定度別観測回数
S L,S（y－１ ）：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの風速逆数の平均（s／m）

S L −1, S ， S L +1, S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，
大気安定度がＳであるときの風速逆数の平均
L

（s／m）

：16 方位（計算方位）を示す添字

ｂ．原子炉格納容器減圧時の排気により放出される希ガス，補助建屋等の換気により放出される希ガス，復水器空気抽出器排ガス中の希ガス，タービン衛帯蒸気復水器排ガス中の希ガス及び換気系から放出される希ガス
原子炉格納容器減圧時の排気，補助建屋等の換気，復水器空気抽
出器の排気，タービン衛帯蒸気復水器の排気及び換気系の運転により連続的に放出される希ガスのγ線による実効線量は，次式を用い9－5－7

て計算する。
F

H γ cont = ∑ ( H γ cont , L , S + H γ cont , L −1, S + H γ cont , L +1, S ) ……………（9-18）
S=A

H γ cont , L , S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅H γ cont , L −1, S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅Qcont ⋅ Eγ cont

1

⋅ D γ , L , S ⋅ N ⋅ S L, S ……………（9-19）

3,600 × 0.5
Qcont ⋅ Eγ cont3,600 × 0.5

H γ cont , L +1, S = K 2 ⋅ f h ⋅ f 0 ⋅t⋅ D γ , L −1, S ⋅Q cont ⋅ E γ cont3,600 × 0.5

1⋅ S L −1,S …………（9-20）
Nt⋅ D γ , L +1, S ⋅1⋅ S L +1, S …………（9-21）
Nt

ここで，

H γ cont, L,S ：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの着目地点における希ガスのγ線による年
間実効線量（μSv／y）

Hγ cont,L−1,S ， H γ cont,L+1,S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，
大気安定度がＳであるときの着目地点における希ガスのγ線による年間実効線量
Qcont（μSv／y）：原子炉格納容器減圧時の排気，補助建屋等の換気，復水器空気抽出器の排気，タービン衛帯蒸気復水器の排気又は換気系の運転による排気中の希ガスの年間放出量（Bq／y）

Eγ cont：原子炉格納容器減圧時の排気，補助建屋等の換気，復水器空気抽出器の排気，タービン衛帯蒸気復水器の排気又は換気系の運転による排気中の希ガスのγ線実効エネ
ルギ（MeV／dis）
9－5－8

S L,S：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの風速逆数の総和（s／m）

S L −1, S ， S L +1, S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，
大気安定度がＳであるときの風速逆数の総和

5.1.1.3

（s／m）

計算条件

（9-11）及び（9-12）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。

K1：4.46×10－４

λ：0（考慮しない。）

h：第 5.1.1 表参照（（dis・m３・μGy）／（MeV・Bq・h））（9-15），（9-16）及び（9-17）式の計算に用いたパラメータは次のとおり
である。

K2

：0.8

fh

：1

f0

：1

Qin

：ガス減衰タンク排気（μSv／μGy）

1.0×10１５（２号炉）（Bq／y）

原子炉停止時の原子炉格納容器換気（２号炉）

5.8×10１３（Bq／y）

4.6×10１３（Bq／y）

3.5×10－２（MeV／dis）

復水器真空ポンプの排気
（１号炉）

Eγ in

：ガス減衰タンク排気（２号炉）

原子炉停止時の原子炉格納容器換気9－5－9

（２号炉）

4.5×10－２（MeV／dis）

2.5×10－１（MeV／dis）

復水器真空ポンプの排気（１号炉）
N：ガス減衰タンク排気
（２号炉）

20

（回／y）

原子炉停止時の原子炉格納容器換気
（２号炉）

10

（回／y）

5

（回／y）

復水器真空ポンプの排気
（１号炉）

nT

：第 5.1.2 表参照

f LT：第 5.1.3 表参照

Nt：8,760N L , S ， N L −1, S ， N L +1, S ：第 5.1.3 表参照
S L , S ， S L −1, S , S L +1, S ：第 5.1.4 表参照（9-19），（9-20)及び（9-21）式の計算に用いたパラメータは次のとおりで
ある。
Qcont

：原子炉格納容器減圧時の排気（２号炉）

7.8×10１２（Bq／y）

1.9×10１４（Bq／y）

1.9×10１４（Bq／y）

補助建屋等の換気（２号炉）
復水器空気抽出器排ガス（１号炉）
タービン衛帯蒸気復水器排ガス
9－5－10

3.9×10１３（Bq／y）

9.3×10１３（Bq／y）

原子炉建物

3.3×10１３（Bq／y）

廃棄物処理建物

3.3×10１３（Bq／y）

4.6×10－２（MeV／dis）

8.9×10－２（MeV／dis）

5.5×10－２（MeV／dis）

8.7×10－１（MeV／dis）

8.2×10－１（MeV／dis）

原子炉建物

2.2×10－１（MeV／dis）

廃棄物処理建物

2.2×10－１（MeV／dis）（１号炉）
換気系からの排気（１号炉）タービン建物

Eγ cont ：原子炉格納容器減圧時の排気（２号炉）
補助建屋等の換気（２号炉）
復水器空気抽出器排ガス（１号炉）
タービン衛帯蒸気復水器排ガス（１号炉）
換気系からの排気（１号炉）タービン建物

SL,S

，

S L −1, S，

S L +1, S ：第 5.1.4 表参照

5.1.1.4

計算結果

5.1.1.1 で述べた集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点及び周辺監
視区域境界外について，１号及び２号炉合算の希ガスのγ線による実効線量の計算を行った結果は第 5.1.5 表に，また，計算地点は第 5.1.1 図に示すとおりである。これによれば，集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点で9－5－11

希ガスのγ線による実効線量が最大となるのは，２号炉排気筒から南南東方
向約 940m の地点（浦底方向）であり，その実効線量は年間約 6.0μSv である。
また，周辺監視区域境界外において希ガスのγ線による実効線量が最大となるのは，２号炉排気筒から南東方向約 520m の地点であり，その実効線量は
年間約 14μSv である。

5.1.2
5.1.2.1

液体廃棄物中の放射性物質による実効線量
計算方法の概要

液体廃棄物中の放射性物質による実効線量の計算は，原子炉施設の前面海域に生息する海産物を摂取することによって放射性物質を体内摂取した場合について行う。
ただし，液体廃棄物中のよう素による実効線量の計算については，「5.1.3
よう素による実効線量」で行う。
１号炉の液体廃棄物は２号炉放水口から放出するため，２号炉の前面海域の海水中の放射性物質の濃度は，１号及び２号炉合計の放射性物質の年間放出量を２号炉の年間の復水器冷却水等の量で除した放水口における濃度とする。なお，前面海域での拡散による希釈効果は考慮しない。

5.1.2.2

実効線量の計算式

液体廃棄物による実効線量は次式を用いて計算する。

H W = 365 × ∑ K Wi ⋅AWi
i…………………………………………………（9-22）

AWi = CWi ⋅ ∑ {(CF )ik ⋅ Wk ⋅ f mk ⋅ f ki }
k

ここで，
HW

：海産物を摂取した場合の実効線量

365：年間日数への換算係数
9－5－12（μSv／y）
（d／y）

K Wi

：核種ｉの実効線量係数

AWi：核種ｉの海産物摂取による摂取率

CWi：海水中の核種ｉの濃度（μSv／Bq）（Bq／d）（Bq／cm３ ）(CF ) ik ：核種ｉの海産物ｋに対する濃縮係数（（Bq／g）／（Bq／cm３ ））Wk：海産物ｋの摂取率

f mk：海産物ｋの市場希釈係数

fki：海産物ｋの採取から摂取までの核種ｉの減衰比

f ki = exp(−

f ki =

（g／d）

0.693
⋅ tk )
Tri（魚類，無脊椎動物に対して）

⎧
Tri
3
0.693
9 ⎫
+
⋅ ⎨1 − exp( −× 365 × ) ⎬Tri
12 ⎭12 0.693 × 365 ⎩（海藻類に対して）
Tri：核種ｉの物理的半減期

（d）

tk

：海産物ｋ（海藻類を除く。）の採取から摂取までの期間（d）5.1.2.3

計算条件（9-22）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
K Wi：第 5.1.6 表参照

CWi：第 5.1.7 表参照(CF ) ik ：第 5.1.8 表参照
Wk

：魚類
無脊椎動物

200

（g／d）

20

（g／d）

海藻類（生 3 か月，生相当量の乾物 9 か月）
40
9－5－13

（g／d）

f mk

：1

tk

：0

Tri

：ＩＣＲＰ Publication 72（１） による。

5.1.2.4（d）

計算結果

液体廃棄物中の放射性物質による実効線量の計算結果は，１号及び２号炉合算で年間約 5.4μSv である。

5.1.3

よう素による実効線量

5.1.3.1(1)

気体廃棄物中のよう素による実効線量

計算方法の概要
実効線量の計算に使用する気体廃棄物中のよう素として，次の 7 種類を対象とする。
ａ．原子炉停止時の原子炉格納容器換気により放出されるよう素（２号炉）
ｂ．原子炉格納容器減圧時の排気により放出されるよう素（２号炉）
ｃ．補助建屋等の換気により放出されるよう素（２号炉）
ｄ．定期検査時に放出されるよう素（１号及び２号炉）
ｅ．タービン衛帯蒸気復水器排ガス中のよう素（１号炉）
ｆ．復水器真空ポンプの運転による排ガス中のよう素（１号炉）
ｇ．換気系から放出されるよう素（１号炉）
ただし，ａ．，ｂ．，ｃ．，ｅ．，ｆ．及びｇ．はＩ－131 及びＩ－133 について計算し，ｄ．はＩ－131 のみについて計算する。
実効線量の計算は，大気中にＩ－131 及びＩ－133 が存在するときの被ばく経路を考慮し，成人，幼児及び乳児が吸入摂取及び葉菜摂取によってよう素を体内摂取した場合について行う。
9－5－14

よう素の年平均地上空気中濃度は，ａ．及びｆ．は放出が間欠的な事象であるとし，ｂ．，ｃ．，ｄ．，ｅ．及びｇ．は放出が連続的な事象であるとし，それぞれ希ガスのγ線による実効線量の計算の場合と同様の方法で求める。
吸入摂取による実効線量を求める場合には，将来の集落の形成を考慮し，２号炉排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点について年平均地上空気中濃度が最大となる地点の
地上空気中濃度を用いる。
葉菜摂取による実効線量を求める場合には，食物連鎖を考慮し，２号炉
排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点について年平均地上空気中濃度が最大となる地点の地上空
気中濃度を用いる。
気象条件等は，希ガスのγ線による実効線量の場合と同一とする。
実効線量を計算するに当たっては，食物連鎖として葉菜摂取以外に牛乳摂取が考えられるが，この牛乳摂取については発電所周辺に乳用牛が飼育されておらず，また，乳用牛用の牧草地がないので，評価の対象外とした。
(2)

年平均地上空気中濃度の計算
ａ．年平均地上空気中濃度の計算式
よう素の年平均地上空気中濃度は，方位別に次式を用いて計算する。

χ I = χ Iin + χ Icont ………………………………………………………（9-23）
ここで，

χI

：気体廃棄物中のよう素の年平均地上空気中濃度

χ Iin：間欠放出分（原子炉停止時の原子炉格納容器換気中のよう素（Bq／cm３ ）及び復水器真空ポンプの運転による排ガス中のよう素）による年平均地上空気中濃度
9－5－15（Bq／cm３ )χ Icont ：連続放出分（原子炉格納容器減圧時の排気中のよう素，補助
建屋等の換気中のよう素，定期検査時に放出されるよう素，
タービン衛帯蒸気復水器の排ガス中のよう素及び換気系の排気中のよう素）による年平均地上空気中濃度(a)（Bq／cm３ ）原子炉停止時の原子炉格納容器換気及び復水器真空ポンプの運転により放出されるよう素原子炉停止時の原子炉格納容器換気及び復水器真空ポンプの運転により間欠的に放出されるよう素の年平均地上空気中濃度は次式を用いて計算する。
Fχ Iin = ∑ ( χ Iin , L , S + χ Iin , L −1, S + χ Iin , L +1, S )…･･･････････････････（9-24）

S=Aχ Iin, L , S =N L,SQIin ⋅ nT⋅ χ L,S ⋅⋅ S L,S8,760 × N ⋅ f LTNt

χ Iin, L −1, S =N L −1,S
QIin ⋅ nT⋅ χ L −1, S ⋅⋅ S L −1, S
8,760 × N ⋅ f LTNt

χ Iin, L +1, S =N L +1, S
QIin ⋅ nT⋅ χ L +1,S ⋅⋅ S L +1,S
Nt
8,760 × N ⋅ f LT

ここで，χ Iin , L , S：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの着目地点における年平均地上空気中濃度（Bq／cm３ ）χ Iin , L −1, S ， χ Iin , L +1, S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，大気安定度がＳであるときの着目地点における年平均地上空（Bq／cm３ ）気中濃度
9－5－16

Q Iin：原子炉停止時の原子炉格納容器換気又は復水器真空ポンプの運転による排ガス中のよう素の年間放出量

χ L, S（Bq／y）：放出率 1Bq／h，風速 1m／s で着目方位（Ｌ)へ放出した場合，
大気安定度がＳであるときの当該距離における地上空気中濃度の方位内平均値（Bq／cm３ )χ L −1, S ， χ L +1, S ：それぞれ，放出率 1Bq／h，風速 1m／s で着目方位に隣接する方位へ放出した場合，大気安定度がＳであるときの着目方位の当該距離における地上空気中濃度の方位内平均値（Bq／cm３ ）χ L, S ， χ L −1, S 及び χ L +1, S は，（9-12）式を基本式として求める。
(b)

原子炉格納容器減圧時の排気により放出されるよう素，補助建屋等の換気により放出されるよう素，定期検査時に放出されるよう素，
タービン衛帯蒸気復水器排ガスに含まれるよう素及び換気系から放出されるよう素原子炉格納容器減圧時の排気，補助建屋等の換気，定期検査時の排気，タービン衛帯蒸気復水器の排気及び換気系からの排気により連続的に放出されるよう素の年平均地上空気中濃度は次式を用いて計算する。
Fχ Icont = ∑ ( χ Icont , L , S + χ Icont , L −1, S + χ Icont , L +1, S )S=Aχ Icont, L,S =QIcont1⋅ χ L,S ⋅⋅ S L, SNt
8,760

χ Icont, L−1,S =QIcont1⋅ χ L−1,S ⋅⋅ S L−1,S
Nt
8,760
9－5－17…………………（9-25）

χ Icont, L+1,S =QIcont1⋅ χ L+1,S ⋅⋅ S L +1,S
Nt
8,760

ここで，

χ Icont , L , S：風が着目方位（Ｌ）へ向かっており，大気安定度がＳであるときの着目地点における年平均地上空気中濃度（Bq／cm３ ）χ Icont , L −1, S ， χ Icont , L +1, S ：それぞれ，風が着目方位に隣接する方位へ向かっており，
大気安定度がＳであるときの着目地点における年平均地上（Bq／cm３ ）空気中濃度
QIcont：原子炉格納容器減圧時の排気中のよう素，補助建屋等の換気中のよう素，定期検査時に放出されるよう素，タービン
衛帯蒸気復水器排ガスに含まれるよう素又は換気系から放出されるよう素の年間放出量（Bq／y）

ｂ．計算条件（9-24）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
Q Iin：原子炉停止時の原子炉格納容器換気中のよう素の年間放出量
Ｉ－131
（２号炉）

8.5×10８（Bq／y）

1.2×10９（Bq／y）

Ｉ－133
（２号炉）

復水器真空ポンプ運転による排ガスに含まれるよう素の年間放出量
Ｉ－131
1.5×10９（１号炉）
9－5－18（Bq／y）

Ｉ－133
1.5×10９（１号炉）（Bq／y）（9-25）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
QIcont ：原子炉格納容器減圧時の排気中のよう素の年間放出量

Ｉ－131
（２号炉）

7.3×10８（Bq／y）

2.3×10８（Bq／y）

Ｉ－133
（２号炉）

補助建屋等の換気中のよう素の年間放出量
Ｉ－131
（２号炉）

6.5×10９（Bq／y）

1.3×10１０（Bq／y）

Ｉ－133
（２号炉）

定期検査時に放出されるよう素の年間放出量
Ｉ－131
（１号炉）

7.4×10９（Bq／y）（２号炉）

3.7×10９（Bq／y）

タービン衛帯蒸気復水器排ガス中のよう素の年間放出量
Ｉ－131
（１号炉）

4.7×10８（Bq／y）

3.3×10９（Bq／y）

Ｉ－133
（１号炉）

換気系から放出されるよう素の年間放出量Ｉ－131
1.7×10１０（１号炉）
9－5－19（Bq／y）

Ｉ－133
4.7×10１０（１号炉）（Bq／y）

ｃ．計算結果集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点において，１号及び２号
炉合算のよう素の年平均地上空気中濃度が最大となる地点は，２号炉排気筒から南東方向約 1,300m の地点であり，この地点におけるＩ－131 及びＩ－133 の年平均地上空気中濃度の計算結果は,約 2.5×10 － １ ０ Bq／
cm３ 及び約 3.8×10－１０ Bq／cm３ である。
(3)

実効線量の計算式
実効線量は成人，幼児及び乳児について，それぞれ次式を用いて求める。
H th = H I + H V…………………………………………………………（9-26）

H I = 365 × ∑ K Ii ⋅ AIi…………………………………………………（9-27）

H V = 365 × ∑ K Ti ⋅ AVi…………………………………………………（9-28）ii

AIi = M a ⋅ χ Ii
AVi = M V ⋅ f Vm ⋅ f Vt ⋅ f d ⋅ FVi ⋅ exp(−

0.693⋅ tV ) ⋅ χ Vi
Tri

ここで，
H th

：気体廃棄物中のよう素による実効線量（μSv／y）

HI：吸入摂取による実効線量（μSv／y）

HV：葉菜摂取による実効線量（μSv／y）

K Ii：核種ｉの吸入摂取による実効線量係数（μSv／Bq）

AIi：核種ｉの吸入摂取による摂取率

KTi：核種ｉの経口摂取による実効線量係数

AVi：核種ｉの葉菜摂取による摂取率
9－5－20（Bq／d）（μSv／Bq）（Bq／d）

Ma：呼吸率（cm３ ／d）

χ Ii：核種ｉの計算地点における年平均地上空気中濃度（Bq／cm３ ）MV：葉菜の摂取率fVm：葉菜の市場希釈係数

fVt：葉菜の栽培期間の年間比

fd：葉菜の除染係数

FVi：核種ｉが空気中から葉菜に移行する割合（g／d）（（Bq／g）／（Bq／cm３ ））Tri：核種ｉの物理的半減期

（d）

tV

：葉菜の採取から摂取までの期間（d）χVi ：核種ｉの計算地点における年平均地上空気中濃度(4)（Bq／cm３ ）計算条件（9-27）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
K Ii

Ｉ－131

1.5×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－133

2.9×10－３（μSv／Bq）

Ｉ－131

6.9×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－133

1.6×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－131

1.3×10－１（μSv／Bq）

Ｉ－133

3.5×10－２（μSv／Bq）： 成人

2.22×10７（cm３ ／d）

幼児

8.72×10６（cm３ ／d）

乳児

2.86×10６（cm３ ／d）

Ｉ－131

2.5×10－１０（Bq／cm３ ）Ｉ－133

3.8×10－１０（Bq／cm３ ）

： 成人

幼児

乳児

Ma

χ Ii

：（１号及び２号炉合算）

9－5－21

（9-28）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
KTi ：成人

Ｉ－131

1.6×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－133

3.1×10－３（μSv／Bq）

Ｉ－131

7.5×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－133

1.7×10－２（μSv／Bq）

Ｉ－131

1.4×10－１（μSv／Bq）

Ｉ－133

3.8×10－２（μSv／Bq）

幼児

乳児

M V ：成人

100

（g／d）

幼児

50

（g／d）

乳児

20

（g／d）

fVm ：1fVt ：0.5
fd

：0.5

FVi

：Ｉ－131

2.6×10６（（Bq／g）／（Bq／cm３ ））Ｉ－133

4.3×10５（（Bq／g）／（Bq／cm３ ））χ Vi ：（１号及び２号炉合算）

tV

Ｉ－131

2.5×10－１０（Bq／cm３ ）Ｉ－133

3.8×10－１０（Bq／cm３ ）：0（d）

Tri ：「被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について」（２） による。

(5)

計算結果
１号及び２号炉からの気体廃棄物中のよう素による実効線量を計算した
結果を第 5.1.9 表に示す。
これによれば，気体廃棄物中のよう素の吸入摂取及び葉菜摂取による実効線量が最大となるのは幼児の場合であり，年間約 3.1×10－１ μSv となる。
9－5－22

5.1.3.2(1)

液体廃棄物中のよう素による実効線量

計算方法の概要
液体廃棄物中のよう素による実効線量は，成人，幼児及び乳児が，原子炉施設の前面海域に生息する海産物を摂取することによって，よう素を体内摂取した場合について行う。
海水中のよう素の濃度は「5.1.2

液体廃棄物中の放射性物質による実効線量」と同様な方法で計算する。
(2)

実効線量の計算式
液体廃棄物中のよう素による実効線量は，海藻類を摂取する場合と摂取しない場合とに分けて，それぞれ以下の式を用いて計算する。
ａ．海藻類を摂取する場合

H WT = K 3 ⋅ ∑i

AWi⋅ q S ⋅ (SEE) i ⋅ f si ………………………………………（9-29）
AS

AWi = CWi ⋅ ∑ {(CF ) ik ⋅ Wk ⋅ f mk ⋅ f ki }kAS = CWS ⋅ ∑ {(CF ) ik ⋅ Wk }
k

ここで，
H WT

：海産物を摂取した場合の実効線量

K3：実効線量への換算係数（μSv／y）（（dis・g・μSv）／（MeV・Bq・y））
AWi：核種ｉの海産物摂取による摂取率（Bq／d）

AS：安定よう素の海産物摂取による摂取率

（g／d）

qS

：甲状腺中の安定よう素量（g）( SEE )i ：核種ｉの甲状腺に対する比実効エネルギ（MeV／（g・dis））
f Si：核種ｉの甲状腺中比放射能の減衰係数
9－5－23

C WS：海水中の安定よう素の濃度（g／cm３ ）ｂ．海藻類を摂取しない場合

H F = 365 × ∑ K Ti ⋅ AFii……………………･････････････････････（9-30）

AFi = CWi ⋅ ∑ {(CF ) ik ⋅ Wk ⋅ f mk ⋅ f ki }
k

ここで，

HF

：海産物（海藻類を除く。）を摂取した場合の実効線量（μSv／y）

AFi：核種ｉの海産物（海藻類を除く。）摂取による摂取率（Bq／d）(3)

計算条件（9-29）及び（9-30）式の計算に用いたパラメータは次のとおりである。
K3：2.52×10２（（dis・g・μSv）／（MeV・Bq・y））

qS

：成人

1.2×10－２（g）

幼児

2.07×10－３（g）

乳児

7.5×10－４（g）( SEE )i ：成人

幼児

乳児

f si

：成人

幼児

Ｉ－131

0.01

（MeV／（g・dis））

Ｉ－133

0.022

（MeV／（g・dis））

Ｉ－131

0.058

（MeV／（g・dis））

Ｉ－133

0.12

（MeV／（g・dis））

Ｉ－131

0.15

（MeV／（g・dis））

Ｉ－133

0.33

（MeV／（g・dis））

Ｉ－131

0.1

Ｉ－133

0.01

Ｉ－131

0.3

Ｉ－133

0.04
9－5－24

乳児

Wk

Ｉ－131

0.4

Ｉ－133

0.07

：魚類
成人

200

（g／d）

幼児

100

（g／d）

乳児

40

（g／d）

成人

20

（g／d）

幼児

10

（g／d）

乳児

4

（g／d）

無脊椎動物

海藻類（生 3 か月，生相当量の乾物 9 か月）

C WS

(4)

成人

40

（g／d）

幼児

20

（g／d）

乳児

8

（g／d）

：5×10－８（g／cm３ ）

計算結果
１号及び２号炉からの液体廃棄物中のよう素による実効線量の計算を行った結果は第 5.1.10 表のとおりである。これによると,実効線量が最大となるのは，海藻類を摂取する場合の乳児であり，その実効線量は年間約2.1×10－１ μSv である。

9－5－255.1.3.3

気体廃棄物中及び液体廃棄物中のよう素を同時に摂取する場合の実
効線量

(1)

計算方法の概要
実効線量の計算は，空気中及び海水中によう素が存在するときの被ばく
経路を考慮し，成人，幼児及び乳児が吸入摂取，葉菜摂取及び海産物摂取によってよう素を体内摂取した場合について行う。
気体廃棄物中に含まれるよう素の年平均地上空気中濃度及び液体廃棄物
中に含まれるよう素の海水中の濃度は，それぞれ「5.1.3.1のよう素による実効線量」及び「5.1.3.2

気体廃棄物中液体廃棄物中のよう素による実効線量」の場合と同様な方法で計算する。
(2)

実効線量の計算式
気体廃棄物中及び液体廃棄物中のよう素を同時に摂取する場合の実効線
量は，海藻類を摂取する場合と摂取しない場合とに分けて，それぞれ以下の式を用いて計算する。
ａ．海藻類を摂取する場合

HT = K3 ⋅ ∑iAi⋅ q s ⋅ (SEE) i ⋅ f si ………･････････････････････……（9-31）
AS

Ai = 0.90 × AIi + AVi + AWi

ここで，

HT

：吸入摂取，葉菜摂取及び海産物摂取による実効線量（μSv／y）

Ai：核種ｉの吸入摂取，葉菜摂取及び海産物摂取による摂取率（Bq／d）

ｂ．海藻類を摂取しない場合

H TF = 365 × ∑ {K Ii ⋅ AIi + K Ti ⋅ ( AVi + AFi )}i

9－5－26……………………………（9-32）

ここで，

H TF ：吸入摂取，葉菜摂取及び海産物（海藻類を除く。）摂取による実効線量(3)（μSv／y）

計算条件（9-31）及び（9-32）式の計算に用いたパラメータは「5.1.3.1
棄物中のよう素による実効線量」及び「5.1.3.2

気体廃液体廃棄物中のよう素による実効線量」で述べたとおりである。
(4)

計算結果
１号及び２号炉からの気体廃棄物中及び液体廃棄物中のよう素を同時に摂取する場合の実効線量の計算を行った結果は第 5.1.11 表のとおりである。
これによると，１号及び２号炉からの液体廃棄物中のよう素並びに気体
廃棄物中のよう素による実効線量が最大となるのは，海藻類を摂取しない
場合の幼児であり，その実効線量は年間約 4.4×10－１ μSv である。

9－5－27

5.2

線量評価結果集落側 5 方位の人の居住の可能性のある地点における１号及び２号炉からの気体廃棄物中の希ガスのγ線からの外部被ばくによる実効線量，液体廃棄物中の放射性物質の摂取に伴う内部被ばくによる実効線量及びよう素の摂取に伴う内部被ばくによる実効線量は,それぞれ年間約 6.0μSv,年間約 5.4μ
Sv 及び年間約 4.4×10－１ μSv となり，合計は年間約 12μSv である。
この値は，「線量目標値に関する指針」に示される線量目標値の年間 50μ
Sv を下回る。

9－5－28

5.3
(1)

参考文献
「 Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake ofRadionuclides:Part5 Compilation of Ingestion and Inhalation Dose
Coefficients」
ＩＣＲＰ Publication 72，Pergamon Press，1995(2)「被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について」
原子力安全委員会了承,平成 13 年 3 月 29 日

9－5－29

第 5.1.1 表

人の居住の可能性のある地点及び周辺監視区域境界外における線量計算に用いた放出源の有効高さ

計算地点の方位

放出源の有効高さ（m）
１号炉

２号炉

Ｎ

125

110

ＮＮＥ

115

95

ＮＥ

95

90

ＥＮＥ

90

75

Ｅ

95

105

ＥＳＥ

85

90

ＳＥ

95

75

ＳＳＥ

95

90

Ｓ

90

60

ＳＳＷ

110

70

ＳＷ

110

85

ＷＳＷ

135

165

Ｗ

165

185

ＷＮＷ

－

－

ＮＷ

－

－

ＮＮＷ

85

155

（注）－は海側方位を示す。
平常運転時の海側方位については，風洞実験を実施した陸側方位（陸側方位に隣接する海側方位を含む。)のうち，最も低いものを放出源の有効高さとする。

9－5－30第 5.1.2 表

着目方位及び隣接 2 方位への最大放出回数

着目方位及びその隣接 2 方位へ向かう風の出現頻度の
和と年間の放出回数から二項確率分布の信頼度が，67％となるように求めた着目方位を中心とした 3 方位への最大放出回数（単位:y－１ ）着目方位を中心とした 3 方位への最大放出回数ｎ Ｔ
計算地点の
方位
Ｎ
ＮＮＥ
ＮＥ
ＥＮＥ
Ｅ
ＥＳＥ
ＳＥ
ＳＳＥ
Ｓ
ＳＳＷ
ＳＷ
ＷＳＷ
Ｗ
ＷＮＷ
ＮＷ
ＮＮＷ

復水器真空ポンプ
運転時排ガス
（１号炉）
1
1
1
１
2
2
2
1
1
1
1
1
1
2
2
2

ガス減衰タンク
排気
（２号炉）
3
１
１
2
6
9
9
6
2
１
１
１
１
7
9
9

9－5－31

原子炉停止時の原子炉格納容器換気
（２号炉）
2
1
１
１
3
5
5
3
１
１
１
１
１
4
5
5

9－5－32

第 5.1.3 表（1）

線量計算に用いた気象条件（1）（１号炉）

9－5－33

第 5.1.3 表（2）

線量計算に用いた気象条件（2）（２号炉）

9－5－34

第 5.1.4 表（1）

線量計算に用いた気象条件（3）（１号炉）

9－5－35

第 5.1.4 表（2）

線量計算に用いた気象条件（4）（２号炉）

第5.1.5表

人の居住の可能性のある地点及び周辺監視区域境界外における希ガスのγ線による年間実効線量（１号及び２号炉合算）（単位：μSv／y）
２号炉排気筒から
計算地点
評価地点までの距
の方位
離（m）
立

評価地点

石

（注）

浦

周
辺
監
視
区
域
境
界
計
算
地
点

底

実効線量

ＮＮＥ

840

1.3

ＮＥ

740

2.0

ＥＮＥ

770

3.4

ＳＥ

1,300

5.1

ＳＳＥ

940

6.0

Ｎ

900

1.9

ＮＮＥ

610

1.7

ＮＥ

550

2.0

ＥＮＥ

600

3.1

Ｅ

1,140

2.6

ＥＳＥ

840

7.3

ＳＥ

520

1.4×10１

ＳＳＥ

940

6.0

Ｓ

550

5.6

ＳＳＷ

680

2.7

ＳＷ

640

3.1

ＷＳＷ

500

9.6

Ｗ

710

6.4

ＷＮＷ

720

9.6

ＮＷ

720

1.1×10１

ＮＮＷ

760

6.0

（注）将来の集落の形成を考慮した人の居住の可能性のある地点。

9－5－36

第 5.1.6 表

液体廃棄物中に含まれる核種ｉの実効線量係数

Ｃｒ－51

実効線量係数Ｋ ｗｉ （μSv／Bq）
3.8×10－５Ｍｎ－54

7.1×10－４Ｆｅ－59

1.8×10－３

Ｃｏ－58

7.4×10－４

Ｃｏ－60

3.4×10－３

Ｓｒ－89

2.6×10－３

Ｓｒ－90

2.8×10－２

Ｃｓ－134

1.9×10－２

Ｃｓ－137

1.3×10－２

Ｈ

1.8×10－５核種－3

9－5－37

9－5－38

3

30
2
1
2
5
8

Ｃｏ－58

Ｃｏ－60

Ｓｒ－89

Ｓｒ－90

Ｉ－131

Ｃｓ－134Ｃｓ－137

（注）

－

30

20

15

1

2

15

10

１０

3.7×10
5.6×10
7.4×10
3.7×10
5.6×10
7.4×101.1×10１３

7.4×10

９

９
１０

８

８

８
９
９
１２

3.7×10

3.0×10

1.9×10

7.4×10

3.7×10

7.4×101.1×101.1×10

2.6×10

1.5×10

7.4×10

９

９

８

８

９

９

８

９

1.1×10１０８

7.4×102号炉
８7.4×101号炉

年間放出量(Bq/y・炉)

液体廃棄物の放水口濃度

１号炉の液体廃棄物は２号炉放水口より放出する。

－

7

Ｆｅ－59

Ｈ－3

3

40
10

Ｍｎ－54
2

2

2号炉

2

1号炉

Ｃｒ－51

核種

核種組成(%)

第 5.1.7 表

3.89×10

7.03×10

4.63×10

3.15×10

3.70×10

7.40×10

8.33×10

2.41×10

1.67×10

7.96×10

7.40×10

－２

－６

－６

－６

－７

－７

－６

－６

－６

－６

－７

放水口濃度
3
Cwi(Bq/cm )2号炉放水口（注）第 5.1.8 表

濃縮係数

濃縮係数（ＣＦ） ｉｋ
核（（Bq／g）／（Bq／cm３ ））

種
魚類

無脊椎動物
２

2×10３

Ｃｒ－51

4×10

Ｍｎ－54

6×10２

10４

2×10４

Ｆｅ－59

3×10３

Ｃｏ－58

10２

2×10４
10３

5×10４
10３

Ｃｏ－60

10２

10３

10３

Ｓｒ－89

1

6

10

Ｓｒ－90

1

6

10

Ｉ

－131

10

50

4×10３

Ｃｓ－13430

20

20

Ｃｓ－137

30

20

20

Ｈ

1

1

1

－3

2×10

海藻類

３

9－5－39

第 5.1.9 表

気体廃棄物中のよう素による実効線量計算結果（１号及び２号炉合算)（単位：μSv／y）

摂取経路
吸入摂取
葉菜摂取
合

核

種

成

人
－２

幼

児

児

3.4×10－２

Ｉ－131

3.0×10Ｉ－133

8.9×10－３

1.9×10－２

1.4×10－２

Ｉ－131

9.4×10－２

2.2×10－１

1.6×10－１

Ｉ－133

4.6×10－３

1.3×10－２

1.1×10－２

計

1.4×10－１

3.1×10－１

2.2×10－１

9－5－40

5.4×10

乳－２

第 5.1.10 表

液体廃棄物中のよう素による実効線量計算結果（２号炉放水口）（単位：μSv／y）
成人－２

海藻類を摂取する場合

5.6×10海藻類を摂取しない場合

5.5×10－２

9－5－41

幼

児

乳

－１

2.1×10－１

1.3×10－１

9.6×10－２

1.7×10児

第 5.1.11 表

気体廃棄物中及び液体廃棄物中のよう素を同時に摂取する場合の実効線量計算結果（２号炉放水口）（単位：μSv／y）
成人－２

海藻類を摂取する場合

6.5×10海藻類を摂取しない場合

1.9×10－１

9－5－42

幼

児

乳

－１

2.4×10－１

4.4×10－１

3.2×10－１

1.9×10児

第 5.1.1 図

計算地点

9－5－43