東海第二発電所工事計画審査資料

本資料のうち，枠組みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

資料番号補足-90-1 改 9

提出年月日

平成 30 年 5 月 7 日

工事計画に係る補足説明資料
外部火災への配慮に関する説明書のうちNT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

補足-90-1【外部火災への配慮に関する説明書】

平成３０年５月
日本原子力発電株式会社

1

1.

添付書類に係る補足説明資料「外部火災への配慮に関する説明書」に係る添付資料の記載内容を補足するための説明資料リストを以下に示す。
工認添付資料

補足説明資料資料Ⅴ-1-1-2-5
外部火災への配慮に関する説明書
資料Ⅴ-1-1-2-5-1

1.

外部火災より防護すべき施設について

外部火災への配慮に関する基本方針

2.

発電所敷地内の火災源

資料Ⅴ-1-1-2-5-2

2.1 森林火災について

外部火災の影響を考慮する施設の選定

2.2 発電所敷地内に設置する危険物タンク等の火災についてNT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

資料Ⅴ-1-1-2-5-3
外部火災防護における評価の基本方針

2.3 航空機墜落による火災について

資料Ⅴ-1-1-2-5-4

2.4 熱影響評価における離隔距離図

外部火災防護に関する許容温度設定根拠3.

資料Ⅴ-1-1-2-5-5

3.1 石油コンビナート施設等の火災・爆発につ発電所敷地外の火災源
いて

外部火災防護における評価方針
資料Ⅴ-1-1-2-5-64.

ばい煙及び有毒ガスの影響評価について

外部火災防護における評価条件及び評価結5.

外部火災に関する工事計画変更認可後の変更
申請対象項目の抽出について

果
資料Ⅴ-1-1-2-5-7

6.

評価で使用するパラメータの設定根拠について

二次的影響（ばい煙）及び有毒ガスに対する
設計
2.

別紙
（１）工認添付資料と設置許可まとめ資料との関係【外部火災への配慮】

1

2

外部火災への配慮に関する説

明書

資料Ⅴ-

1-1-2-5

工認添付資料ＤＢ

第６条（外部火災）

外部からの衝撃による損傷の防止

許可まとめ資料NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

資料そのものを概ね引用

引用内容

別紙

2

3

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

添付資料Ⅴ-1-1-2-5 に係る補足説明資料【説明する添付資料】
添付資料Ⅴ-1-1-2-5 外部火災への配慮に関する説明書

4

目次
1.

外部火災より防護すべき施設について ........................................................................................ 12.

発電所敷地内の火災源 ................................................................................................................ 27

3.

発電所敷地外の火災源 ................................................................................................................ 52

4.

ばい煙及び有毒ガスの影響評価について................................................................................... 53

5．外部火災に関する工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について .............................. 63

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

6. 評価で使用するパラメータの設定根拠について.......................................................................... 665

1.

外部火災より防護すべき施設について(1) 外部事象防護対象施設等の抽出
外部火災によってその安全機能が損なわれないことを確認する必要がある施設のうち，外部事象防護対象施設は，外部事象に対し必要な構築物，系統及び機器（発電用原子炉を停止するため，また停止状態にある場合は引き続きその状態を維持するために必要な異常の発生防止の機能又は異常の影響緩和の機能を有する構築物，系統及び機器として安全重要度分類のクラス１，クラス２及び安全評価上その機能に期待する安全重要度分類のクラス３に属する構築物，系統及び機器）とする。また，外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する建屋を併せて，外部事象防護対象施設等という。外部事象防護対象施設等の抽出フローを図 1-1 に，抽出結果を表 1-1 に示す。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9・安全重要度分類のクラス 1，クラス 2 及びクラス 3 に属する構築物，系統及び機器・安全機能を有しない構築物，系統及び機器

Step1①安全重要度分類のクラス 1，クラス 2に属する構築物等

No②安全評価 ※ １ 上
期待する安全重要度分類のクラス 3に属する構築物等

No①及び②を内包
する建屋

Yes

Yes

外部事象防護対象施設

外部事象防護対象施設を内包する建屋（外部事象防護対象施設である建屋を除く）

No
Yes

その他の施設※２

外部事象防護対象施設等※1：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※2：外部火災による損傷を考慮して，代替設備により必要な機能を確保すること，安全上支障のない期間での修復等の対応が可能であることを確認する。

図 1-1 外部事象防護対象施設等の抽出フロー

16(2) 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の選定
屋内に設置する外部事象防護対象施設は，建屋にて防護することから，外部事象防護対象
施設の代わりに外部事象防護対象施設を内包する建屋を外部火災の影響を考慮する施設として選定する。ただし，外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設は外部火災の影響を考慮する施設として選定する。また，屋外の外部事象防護対象施設は，外部火災の影響により安全性を損なうおそれがあるため，外部火災の影響を考慮する施設として選定する。外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出フローを図 1-2 に，抽出結果を表 1-1 及び図 1-3 に示す。
ａ．外部事象防護対象施設を内包する建屋・タービン建屋・使用済燃料乾式貯蔵建屋

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9・排気筒モニタ建屋
ｂ．外部火災の影響を受ける屋外の外部事象防護対象施設
・原子炉建屋・排気筒
・非常用ディーゼル発電機吸気口及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機吸気口（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）吸気口」という。）
・残留熱除去系海水系ポンプ
・非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポンプ」という。）
・排気筒モニタ・残留熱除去系海水系ストレーナ
・非常用ディーゼル発電機用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ストレー
ナ（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
用海水ストレーナ」という。）
・非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機ルーフベントファ
ン（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
ルーフベントファン」という。）
・非常用ガス処理系排気配管
ｃ．外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設
・非常用ディーゼル発電機機関及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機機関（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）機関」とい2

7

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9う。）

図 1-2 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出フロー
抽出施設のうち，排気筒モニタについては，放射性気体廃棄物処理施設の破損の検出手段として期待している。外部事象を起因として放射性気体廃棄物処理施設の破損が発生することはないが，独立事象としての重畳の可能性を考慮し，安全上支障のない期間に補修等の対応を行うことで，排気筒モニタ建屋も含め安全機能を損なわない設計とする。
また，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気
口，残留熱除去系海水系ストレーナ，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機を含む。
）用海水ストレーナ，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）ルーフベントファン及び非常用ガス処理系排気配管については，
以下のとおり他の施設の評価により，安全機能を損なわない設計であることを確認する。
。
各対象の位置を第 2-2 図に示す。

38図 1-3 他の評価に包絡される対象の位置

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9(a)

残留熱除去系海水系ストレーナ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系デ）用海水ストレーナ
ィーゼル発電機を含む。
残留熱除去系海水系ストレーナ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ストレーナは以下の理由により同じ海水ポンプ室内にあり動的機器である残留熱除去系海水系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプの評価に包絡される。
・海水ポンプ室内にある機器の評価では，火災源から対象までの離隔距離を一律海水ポ
ンプ室外壁までとしているため，離隔距離が同じとなる。海水ポンプとストレーナの位置を第 2-3 図に示す。
・動的機器である残留熱除去系海水系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポンプは，受ける熱の躯体及び冷却空気への影響度を踏まえ，より影響が大きい冷却空気への評価を行っており，この躯体への熱影響の評価は，同じ材質であるストレーナに対しても同じ結果となる。

図 1-4 海水ポンプとストレーナの位置
49

(b) 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気口及び
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）ルーフベントファン
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気口及び
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）ルーフベント
ファンは，以下の理由により，排気筒の評価に包絡される。
・同じ鋼材である排気筒の方が，吸気口及びルーフベントファンより火災源からの離隔距離が短く熱影響が大きい。敷地内の火災源から各対象までの離隔距離を第 1-2 表に示す。
・ルーフベントファンは，ディーゼル発電機室の排気を行う設備であり，熱影響を受けた排気が他の設備に影響を及ぼすことはない。
第 1-2 表 敷地内の火災源から各対象までの離隔距離NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

火災源までの離隔距離
分類

火災源

吸気口及び
ルーフベントファン※１

排気筒

森林火災

森林火災

267m

266m

溶融炉灯油タンク

－

※２

22m

主要変圧器

－※２

－※２

所内変圧器

－※２

－※２

起動変圧器

－※２

－※２

Ｆ－１５

22m

22m

敷地内火災

航空機火災

※１：火災源から，吸気口及びルーフベントファンが位置する原子炉建屋までの離隔距離※２：火災源から対象が臨まない(c) 非常用ガス処理系排気配管
非常用ガス処理系排気配管は，以下の理由により排気筒の評価に包絡される。
・排気筒の評価は，排気筒周囲の鉄塔を評価点としているため，非常用ガス処理系排気
配管より火災源からの離隔距離が短く，熱影響が大きい。排気筒と非常用ガス処理系
排気配管の位置を第第 2-5 図に示す。
・排気筒及び非常用ガス処理系排気配管の熱影響の評価はは，同じ材質である非常用ガ
ス処理系排気配管の方が，離隔距離が長いため低い結果となる。

5

10

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

図 1-6 非常用ガス処理系排気配管と排気筒の位置(3) 外部事象防護対象施設のうち外部火災の二次的影響（ばい煙）を考慮する施設の抽出
外部事象防護対象施設のうち外部火災の二次的影響（ばい煙）を考慮する施設が二次的影
響（ばい煙）により安全性を損なうおそれがないよう，以下により選定する。
換気空調設備は二次的影響（ばい煙）により人体に影響を及ぼすおそれがあるため，二次的影響（ばい煙）を考慮する系統として選定する。
外気を直接設備内に取り込む機器は二次的影響（ばい煙）により機器の故障が発生するおそれがあるため，二次的影響（ばい煙）を考慮する機器として選定する。
屋外設置機器は二次的影響（ばい煙）により機器の故障が発生するおそれがあるため，二次的影響（ばい煙）を考慮する機器として選定する。
ばい煙を含む外気又は，室内空気を機器内に取り込む機構を有しない設備又は，取り込んだ場合でも，その影響が非常に小さいと考えられる設備（ポンプ，モータ，弁，盤内に換気
ファンを有しない制御盤，計器等）については，対象外とする。
ａ．外気を取り込む空調系統（室内の空気を取り込む機器を含む。
）
・換気空調設備・計装制御設備（安全保護系）
ｂ．外気を直接設備内に取り込む機器
・非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）機関
ｃ．外気を取り込む屋外設置機器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポン
プ
611

(4) 有毒ガスの影響を考慮する施設の選定
外部火災起因を含む有毒ガスの影響を考慮する施設については，人体に影響を及ぼすおそNT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9れがある換気空調設備を選定する。

7

12

4

13

2) 過剰反応度の印加

系統及び機器ある構築物，

こすおそれの能

3) 炉心形状の維持機

防止機能

・制御棒カップリング

・上部格子板・炉心支持板・燃料支持金具

御棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。）②安全評価上

○

○

－※３

－※３

－※３

に属する構築物等物等○度分類のクラス３

期待する安全重要※２２に属する構築類のクラス１，①安全重要度分

Step1

－※３

－※３

－※３

包する建屋

①及び②を内※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

・燃料集合体（スペーサ）

下部タイプレート

上部タイプレート・燃料集合体の下記部分

・制御棒駆動機構ハウジング

・制御棒案内管・シュラウドサポート

上部格子板，炉心支持板，制・炉心シュラウド

・制御棒駆動機構カップリング

ウド，シュラウドサポート，

炉心支持構造物（炉心シュラ

制御棒カップリング

・中性子束計装管ハウジング

破損を引き起・制御棒駆動機構ハウジング

損傷又は

・隔離弁

・配管，弁

・原子炉再循環ポンプ

・原子炉圧力容器のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する(b )燃料の大量のく。）

を構成する機器・配管系（計原子炉冷却材圧力バウンダリ(a) 炉心の著しい

バウンダリ機能1) 原子炉冷却材圧力

機器

装等の小口径配管・機器は除により発生する事

機能

構築物，系統又は象によって，

その損傷又は故障

－１

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類

Step2

×：No

（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設

※４

外部火災の影響を受ける○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（1//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）×を考慮する施設のうち外部火災の影響

外部事象防護対象施設

抽出結果－：該当せず5

14

機能ての開機能）

ク，ポンプ吸込配管及び弁，注入物，系統及び機器

逃がし安全弁（安全弁としンク出口弁，ほう酸水貯蔵タン

響を防止する構築

ウンダリの過圧防止（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タ

○

○

○

る構築物等

１，２に属す分類のクラス①安全重要度

－※３

－※３

－※３

築物等

ス３に属する構

要度分類のクラ期待する安全重②安全評価上※２

Step1

－※３

－※３

－※３

屋

内包する建

①及び②を

（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（安全弁開機能）・逃がし安全弁

配管及び弁）

・ほう酸水注入系

・制御棒駆動機構カップリング

・制御棒カップリング

・制御棒

過度の放射線の影

3) 原子炉冷却材圧力バる系，ほう酸水注入系）

・制御棒駆動機構

・制御棒案内管・制御棒のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

敷地周辺公衆へのの過圧を防止し，材圧力バウンダリ

原子炉停止系（制御棒による系（制御棒及び制御棒駆原子炉停止系の制御棒によ

動系（スクラム機能））2) 未臨界維持機能

能1) 原子炉の緊急停止機

機器

去し，原子炉冷却

原子炉を緊急に停機能

構築物，系統又は止し，残留熱を除1) 異常状態発生時に

－１

定義

ＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（2//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず6

15

器

構築物，系統及び機（手動逃がし機能）

・自動減圧系（手動逃がし機能）・逃がし安全弁

レイヘッダ）

スプレイ先までの配管，弁，スプル，サプレッション・プールから（ポンプ，サプレッション・プー

・高圧炉心スプレイ系

弁）

プールから注水先までの配管，

ル，タービン，サプレッション・（ポンプ，サプレッション・プー

・原子炉隔離時冷却系

弁）

冷却モードのルートとなる配管，（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時・残留熱除去系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

期待する安全

○

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

構築物等

築物等

○

ラス３に属する

重要度分類のク

に属する構

ラス１，２

２

度分類のク

Step1
②安全評価上※

①安全重要

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

能））

線の影響を防止する（手動逃がし機能），自動を防止し，敷地周辺

減圧系（手動逃がし機

レイ系，逃がし安全弁，

公衆への過度の放射離時冷却系，高圧炉心スプ

力バウンダリの過圧留熱除去系（原子炉 停止

残留熱を除去する系統（残し，原子炉冷却材圧

機能4) 原子炉停止後の除熱

機器

時冷却モード），原子炉隔子炉を緊急に停止

機能

構築物，系統又はし，残留熱を除去

1) 異常状態発生時に原

－１

定義

ＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（3//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず716

自動減圧系）

熱を除去し，原

注水先までの配管，弁（熱交換器
バイパスライン含む），注水ヘッ
ダ）

影響を防止する

構築物，系統及

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

構築物等

築物等

○

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（逃がし安全弁）・自動減圧系

レイヘッダ）

スプレイ先までの配管，弁，スプル，サプレッション・プールから（ポンプ，サプレッション・プー

・高圧炉心スプレイ系

ル，サプレッション・プールから過度の放射線のび機器（ポンプ，サプレッション・プー

地周辺公衆への・残留熱除去系（低圧注水モード）

レイヘッダ）

スプレイ先までの配管，弁，スプル，サプレッション・プールから（ポンプ，サプレッション・プー

・低圧炉心スプレイ系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する圧を防止し，敷バウンダリの過子炉冷却材圧力系，高圧炉心スプレイ系，に停止し，残留

非常用炉心冷却系（低圧炉

心スプレイ系，低圧注水5) 炉心冷却機能に原子炉を緊急機器

1) 異常状態発生時

機能

－１

定義

構築物，系統又はＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（4//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず8

17

物，系統及び機器

響を防止する構築

過度の放射線の影

敷地周辺公衆へのッション・プール）

イヘッダ（ドライウェル及びサプレ

ル気相部）までの配管，弁，スプレ

イウェル及びサプレッション・プー

ョン・プールからスプレイ先（ドラプレッション・プール，サプレッシ

却モード）（ポンプ，熱交換器，サ・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷・主蒸気流量制限器

ダリ配管

・格納容器隔離弁及び格納容器バウン

・原子炉建屋原子炉棟

チ）

所員用エアロック，機器搬入ハッ・格納容器（格納容器本体，貫通部，のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

○

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

構築物等

築物等

○

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×○（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

系，可燃性ガス濃度制御系

炉建屋，非常用ガス処理

容器スプレイ冷却系，原子の過圧を防止し，能

去し，原子炉冷却系，非常用再循環ガス処理

へい及び放出低減機

止し，残留熱を除

納容器隔離弁，原子炉格納

原子炉格納容器，原子炉格

機器

構築物，系統又は材圧力バウンダリ

め機能，放射線の遮原子炉を緊急に停

6) 放射性物質の閉じ込

1) 異常状態発生時に

機能

－１

定義

ＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（5//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×・原子炉建屋（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず918

び原子炉停止系への作動信号の発生及び機器

機能

1) 工学的安全施設及安全保護系

物，系統及び機器

他の構築物，系統から格納容器までの配管，弁）・遮へい設備（原子炉遮へい壁，一響を防止する構築

2) 安全上必須なその装置までの配管，弁，再結合装置②安全評価上

○

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

に属する構築物等る構築物等○

度分類のクラス３

期待する安全重要※２

１，２に属す分類のクラス①安全重要度

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

る建屋

①及び②を内包す（原子炉建屋に内包）※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

に内包）

（一部は原子炉建屋

○

屋外施設

※４

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

・原子炉緊急停止の安全保護回路

・遮蔽設備（二次遮へい壁）

次遮へい壁）（再結合装置，格納容器から再結合

過度の放射線の影

・可燃性ガス濃度制御系

ら排気筒頂部までの配管，弁）置，原子炉建屋原子炉棟吸込口か（乾燥装置，排風機，フィルタ装・原子炉建屋ガス処理系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

敷地周辺公衆へのガス濃度制御系

屋，非常用ガス処理系，非常の過圧を防止し，低減機能

去し，原子炉冷却

スプレイ冷却系，原子炉建用再循環ガス処理系，可燃性の遮へい及び放出止し，残留熱を除容器隔離弁，原子炉格納容器

原子炉格納容器，原子炉格納機器

構築物，系統又は材圧力バウンダリ

込め機能，放射線原子炉を緊急に停

6) 放射性物質の閉じ

1) 異常状態発生時に

機能

－１

定義

ＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（6//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×

で評価）

（その他は原子炉建屋

管・非常用ガス処理系排気配

・排気筒

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず10

19の作動信号の発生

及び機器

関連機能

2) 安全上特に重要な機能

び原子炉停止系へ

他の構築物，系統

1) 工学的安全施設及

2) 安全上必須なその

機能

－１

定義

ＭＳ

分類

び電路）

直流電源系（いずれも，ＭＳ-

期

○

－※３

－※３

属する構築物等

る構築物等○

分類のクラス３に待する安全重要度②安全評価上１，２に属す分類のクラス①安全重要度

※２

Step1

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包（一部は原子炉建屋に内包）○※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

で評価）（その他は原子炉建屋

ーフベントファンーゼル発電機を含む。）ル（高圧炉心スプレイ系ディ・非常用ディーゼル発電機

関ーゼル発電機を含む。）機（高圧炉心スプレイ系ディ・非常用ディーゼル発電機

気口ーゼル発電機を含む。）吸（高圧炉心スプレイ系ディ・非常用ディーゼル発電機

×（原子炉建屋で評価）

×

設

外部火災の影響を考慮する施（原子炉建屋に内包）

屋外施設

※４

抽出結果

外部事象防護対象施設のうち－：該当せず

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

から非常用負荷までの配電設備及調系，非常用補機冷却水系，

1関連のもの）（ディーゼル機関，発電機，発電機

・非常用所内電源系

・主蒸気隔離の安全保護回路

保護回路

・原子炉建屋ガス処理系作動の安全

路

・原子炉格納容器隔離の安全保護回回路

・非常用炉心冷却系作動の安全保護のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

びその遮へい・非常用換気空非常用所内電源系，制御室及

安全保護系

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（7//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

11

20

他の構築物，系統及び機器

2) 安全上必須なその

－１

定義

ＭＳ

分類

関連機能

2) 安全上特に重要な

機能

期

○

○

－※３

－※３

－※３

属する構築物等

る構築物等○

分類のクラス３に待する安全重要度②安全評価上１，２に属す分類のクラス①安全重要度

※２

Step1

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

Step2

×：No

（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設

※４

外部火災の影響を受ける※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

パ）

送風機，排風機，ダクト及びダン

環フィルタ装置，空調ユニット，（非常用再循環送風機，非常用再循機能）（放射線防護機能及び有毒ガス防護・中央制御室換気空調系

・中央制御室及び中央制御室遮へい

び電路）

直流電源系（いずれも，ＭＳ-1関連のもの）から非常用負荷までの配電設備及（ディーゼル機関，発電機，発電機

・非常用所内電源系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

調系，非常用補機冷却水系，

びその遮へい・非常用換気空非常用所内電源系，制御室及機器構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（8//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず12

21

他の構築物，系統及び機器

2) 安全上必須なその

－１

定義

ＭＳ

分類

関連機能

2) 安全上特に重要な機能1関連のもの）

備及び電路（ＭＳ-1関連））

常用計測制御装置までの配電設・計測制御電源系（蓄電池から非び電路（ＭＳ-1関連））

ら非常用負荷までの配電設備及・直流電源系（蓄電池，蓄電池か（ポンプ，配管，弁，ストレーナ）

・ディーゼル発電機海水系

トレーナ）（ポンプ，熱交換器，配管，弁，ス

・残留熱除去系海水系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する②安全評価上

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

に属する構築物等る構築物等○

度分類のクラス３

期待する安全重要※２

１，２に属す分類のクラス①安全重要度

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

に内包）

（一部は原子炉建屋○に内包）（一部は原子炉建屋

○

屋外施設

※４

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

直流電源系（いずれも，ＭＳ-

調系，非常用補機冷却水系，

びその遮へい・非常用換気空非常用所内電源系，制御室及機器構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（9//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×

で評価）

（その他は原子炉建屋

む。）用海水ストレーナ

ィーゼル発電機を含（高圧炉心スプレイ系デ・非常用ディーゼル発電機

む。）用海水ポンプ

ィーゼル発電機を含（高圧炉心スプレイ系デ・非常用ディーゼル発電機

で評価）（その他は原子炉建屋

レーナ

・残留熱除去系海水系スト

プ

・残留熱除去系海水系ポンる施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

13

22

く。）

放出のおそれのあび機器

用済燃料貯蔵ラックを含む。）

ものであって，放射性物質を貯蔵す（新燃料貯蔵ラック）

・新燃料貯蔵庫（臨界防止する機能）

ラックを含む）・使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵

希ガスホールドアップ装置）

・放射性気体廃棄物処理系（活性炭式

離弁下流からタービン止め弁まで）

ダリから外れる部分であって外側隔給ライン（原子炉冷却材圧力バウン

・原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供

・主蒸気系

れる部分）

（原子炉冷却材圧力バウンダリから外・原子炉冷却材浄化系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

期

○

○

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

属する構築物等

る構築物等○

分類のクラス３に待する安全重要度②安全評価上１，２に属す分類のクラス①安全重要度

※２

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：外部事象防護対象施設として抽出しているため，本項目には該当しない（Step2 へ進む）

Step2

×：No

（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×

建屋で評価）

ン建屋に内包）×（原子炉建屋及びタービン

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず（原子炉建屋及びタービ

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設

※３

外部火災の影響を受ける※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

の），使用済燃料プール（使接続されていないる機能

能インベントリの大きいも放射性廃棄物処理施設（放射弁の外側のみ）系（いずれも，格納容器隔離

主蒸気系，原子炉冷却材浄化

機器

構築物，系統又はバウンダリに直接

2) 原子炉冷却材圧力ていないものは除る構築物，系統及リに直接接続され計装等の小口径のを直ちに引き起こ

度の放射性物質のら除外されている

燃料の大量の破損が，敷地外への過圧力バウンダリかの著しい損傷又はもの及びバウンダ

し，原子炉冷却材

象によって，炉心

すおそれはない

蔵する機能（ただにより発生する事

1) 原子炉冷却材を内

1) その損傷又は故障

機能

－２

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（10//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

14

23

ものであって，放射性物質を貯蔵する機能

料の大量の破損を直ちに引き起こすおそれはない

が，敷地外への過度の放弁の吹き止まり機能

異常な過渡変化時に作動を要求されるものであっび機器性の高い構築物，系統及心冷却が損なわれる可能て，その故障により，炉1) 安全弁及び逃がし扱う機能

2) 通常運転時及び運転時の機器のある構築物，系統及び3 )燃料を安全に取り接続されていない

炉心の著しい損傷又は燃

射性物質の放出のおそれ

バウンダリに直接発生する事象によって，

2) 原子炉冷却材圧力

1) その損傷又は故障により

機能

－２

定義

ＰＳ

分類
のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する部分）

・燃料交換機

関連する部分）・逃がし安全弁（吹き止まり機能にーン

・使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレ・原子炉建屋クレーン

○

○

○

－※３

－※３

－※３

－※３

構築物等

築物等

○

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No（原子炉建屋に内包）（原子炉建屋で評価）

×

建屋で評価）

内包）×（使用済燃料乾式貯蔵×（原子炉建屋で評価）

×

建屋で評価）（使用済燃料乾式貯蔵×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

（使用済燃料乾式貯蔵建屋に×（原子炉建屋に内包）

×

内包）（使用済燃料乾式貯蔵建屋に×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（吹き止まり機能に関連する

逃がし安全弁燃料取扱設備む。）

用済燃料貯蔵ラックを含の），使用済燃料プール（使能インベントリの大きいも放射性廃棄物処理施設（放射 ・使用済燃料乾式貯蔵容器

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（11//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

15

24

び機器

構築物，系統及応上特に重要な

2) 異常状態への対器

物，系統及び機ようにする構築

十分小さくする

放射線の影響を状態の把握機能1) 事故時のプラント防止機能

事故時監視計器の一部放出を低減する系（高レンジ）

・原子炉格納容器エリア放射線量率

・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器圧力・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域，燃料域）

・制御棒位置態

・原子炉スクラム用電磁接触器の状・中性子束（起動領域計装）

・原子炉建屋ガス処理系

・原子炉建屋原子炉棟

ル入口逆止弁

・燃料プール冷却浄化系の燃料プー

・排気筒

ス）隔離弁

○

○

○

○

○

○

○

○

○

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要
期待する安全

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

構築物等

ラス３に属する

重要度分類のク

２②安全評価上※

Step1

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（一部は原子炉建屋に内包）○○（原子炉建屋に内包）

×○（タービン建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

燃料集合体落下事故時放射能

理系排気管の支持機能以外）

離弁，排気筒（非常用ガス処

燃料プールまでの配管，弁）・放射性気体廃棄物処理系（オフガ

放射性気体廃棄物処理系の隔・残留熱除去系（ポンプ，サプレッション・プー

辺公衆に与える2) 放射性物質放出の非常用補給水系のうち主な施設※１

電気，機械装置

障により敷地周

給機能1) 燃料プール水の補機器

構築物，系統又はル，サプレッション・プールから物，系統及び機機能

該当する器の損傷又は故

1) ＰＳ－２の構築

－２

定義

ＭＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（12//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9×

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×

で評価）

（その他は原子炉建屋

・非常用ガス処理系排気配管

・原子炉建屋（原子炉建屋で評価）

・排気筒（タービン建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×

設

外部火災の影響を考慮する施

外部事象防護対象施設のうち抽出結果－：該当せず1625

上特に重要な構築

物，系統及び機器

2) 異常状態への対応

－２

定義

ＭＳ

分類

の）

止に関連するもの）の操作回路

・制御室外原子炉停止装置（安全停―・原子炉格納容器酸素濃度・原子炉格納容器水素濃度

起動][可燃性ガス濃度制御系

・サプレッション・プール水温度（広帯域，燃料域）

・原子炉水位[サプレッション・プール冷却]・原子炉格納容器圧力（広帯域，燃料域）

・原子炉水位[ドライウェルスプレイ]

・原子炉水位（広帯域）・原子炉圧力[低温停止への移行]のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

○

―

－※３

－※３

構築物等

築物等

○

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No（原子炉建屋に内包）

×―（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（安全停止に関連するも制御室外原子炉停止装置

3) 制御室外からの安全停止機能

ＢＷＲには対象機能なし

事故時監視計器の一部

機器2) 異常状態の緩和機能の把握機能

1) 事故時のプラント状態

機能

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（13//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（原子炉建屋で評価）

×―（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず1726

能3) 放射性物質の貯蔵機

機能（低電導度廃液収集槽，高電導度廃

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

×

構築物等

築物等

×

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

×

×

×

×

×

×

する建屋

①及び②を内包

―

―

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

・給水加熱器保管庫

廃棄物貯蔵庫（ドラム缶））

済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用・固体廃棄物処理系

液収集槽）

・液体廃棄物処理系の）・復水貯蔵タンク

能インベントリの小さいも射性廃棄物処理施設（放射水系，復水貯蔵タンク，放サプレッションプール水排ンプ

ライザー管（炉内），ジェットポ

・原子炉再循環ポンプ，配管，弁，

原子炉再循環系

・ベント配管，弁2) 原子炉冷却材の循環

・ドレン配管，弁・試料採取管，弁・計装配管，弁

のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

物，系統及び機器－２以外のもの)ってＰＳ－１，Ｐ計装配管，試料採取管

機器

構築物，系統又はＳ－２以外の構築

能（ＰＳ－１，ＰＳ

象となるものであ

1) 原子炉冷却材保持機

1) 異常状態の起因事

機能

－３

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（14//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

18

27

常用を除く）／弁）

動給水ポンプ，給水加熱器，配管（電動駆動給水ポンプ，タービン駆・給水系（復水器，復水ポンプ，配管／弁）・復水系（復水器を含む）（主タービン，主要弁，配管）・蒸気タービン（発電機，励磁器）

・発電機及びその励磁装置（新燃料貯蔵ラック）

・新燃料貯蔵庫

射性廃棄物処理系）

減容処理設備（液体及び固体の放・セメント混錬固化装置及び雑固体のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

×

×

×

×

×

属する構築物等分類のクラス３に

×

×

×

×

×

×

る建屋

待する安全重要度 ①及び②を内包す②安全評価上※２期

Step1※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No

―

―

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

電線，変圧器，開閉所む），給水系，循環水系，送磁装置，復水系（復水器を含タービン，発電機及びその励

新燃料貯蔵庫4) 電源供給機能（非ベントリの小さいもの）物，系統及び機器

系，復水貯蔵タンク，放射性サプレッションプール水排水Ｓ－２以外の構築

機能3) 放射性物質の貯蔵

機器

構築物，系統又は廃棄物処理施設（放射能イン

象となるものであ

機能ってＰＳ－１，Ｐ1) 異常状態の起因事

－３

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（15//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

19

28

所

・送電線

連以外））

での配電設備及び電路（ＭＳ-1関（電源装置から常用計測制御装置ま・計装制御電源系外））

配電設備及び電路（ＭＳ-1関連以（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの・直流電源系

1関連以外））

荷までの配電設備及び電路（ＭＳ-（発電機又は外部電源系から所内負・常用所内電源系（循環水ポンプ，配管／弁）・循環水系のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

×

×

×

×

属する構築物等分類のクラス３に待する安全重要度②安全評価上※２期

Step1

×

×

×

×

×

する建屋

①及び②を内包※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

―

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

系，送電線，変圧器，開閉物，系統及び機器

励磁装置，復水系（復水器

タービン，発電機及びそのＳ－２以外の構築

用を除く）

4) 電源供給機能（非常機器

構築物，系統又はを含む），給水系，循環水

象となるものであ

機能ってＰＳ－１，Ｐ1) 異常状態の起因事

－３

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（16//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず20

29

物，系統及び機器

能6) プラント運転補助機く）（安全保護機能を除機能5) プラント計測・制御

系

×

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

×

×

×

×

構築物等

のクラス３に属する

する安全重要度分類②安全評価上※２期待

Step1

×

×

×

×

×

建屋

①及び②を内包する※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

Step2

×：No

―

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（ポンプ，配管／弁）・所内蒸気系及び戻り系

ポンプ，配管／弁）（補助ボイラ，給水タンク，給水・補助ボイラ設備

・原子炉プラントプロセス計装の一部

所内ボイラ，計装用圧縮空気

・原子炉核計装（制御棒価値ミニマイザを含む）

・原子炉制御系（母線，遮断器，断路器，電路）

・開閉所

変圧器，電路）（所内変圧器，起動変圧器，予備・変圧器のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

原子炉プラントプロセス計装ザ），原子炉核計装の一部，装置（制御棒価値ミニマイ

原子炉制御系，運転監視補助

電線，変圧器，開閉所

磁装置，復水系（復水器を含タービン，発電機及びその励

Ｓ－２以外の構築

用を除く）

4) 電源供給機能（非常機器

構築物，系統又はむ），給水系，循環水系，送象となるものであ

機能ってＰＳ－１，Ｐ1) 異常状態の起因事

－３

定義

ＰＳ

分類

安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（17//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

21

30

象となるものであ

物，系統及び機器

Ｓ－２以外の構築ってＰＳ－１，Ｐ1) 異常状態の起因事

－３

定義

ＰＳ

分類

機能

6) プラント運転補助

機能

系

ナ）

海水ポンプ，配管／弁，ストレー・タービン補機冷却海水系（補機冷却器，配管／弁）（タービン補機冷却ポンプ，熱交換・タービン補機冷却水系

管／弁）（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配・原子炉補機冷却水系

弁）（空気圧縮機，中間冷却器，配管／・計装用圧縮空気設備のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

×

×

構築物等

築物等

×

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

×

×

×

×

する建屋

①及び②を内包※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

所内ボイラ，計装用圧縮空気機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（18//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず

22

31

象となるものであび機器る構築物，系統及機能2) 原子炉冷却材の浄化

止機能

常運転に支障のな

い程度に低く抑え

炉冷却材中の放散防

1) 核分裂生成物の原子

能6) プラント運転補助機機能

射性物質濃度を通

2) 原子炉冷却材中放物，系統及び機器

Ｓ－２以外の構築ってＰＳ－１，Ｐ1) 異常状態の起因事

－３

定義

ＰＳ

分類
のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

・タイロッド・上/下部端栓

・燃料被覆管

（復水移送ポンプ，配管／弁）

浄化系

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

×

×

×

属する構築物等分類のクラス３に

×

×

×

×

る建屋

待する安全重要度 ①及び②を内包す②安全評価上※２期

Step1

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

（復水脱塩装置，配管／弁）・復水浄化系弁）

ＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管／（再生熱交換器，非再生熱交換器，Ｃ

原子炉冷却材浄化系，復水 ・原子炉冷却材浄化系

燃料被覆管

気系

所内ボイラ，計装用圧縮空 ・復水補給水系

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（19//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず23

32

渡変化があっても器

築物，系統及び機事象を緩和する構２とあいまって，ＭＳ－１，ＭＳ－1) 運転時の異常な過

－３

定義

ＭＳ

分類

能

3) 原子炉冷却材の補給機

2) 出力上昇の抑制機能機能

1) 原子炉圧力上昇の緩和

機能（ポンプ，タービン）

・原子炉隔離時冷却系

棒駆動機構までの配管及び弁）蔵タンク，復水貯蔵タンクから制御・制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯・選択制御棒挿入系の操作回路

・制御棒引抜阻止インターロック

・原子炉再循環制御系

・タービンバイパス弁・逃がし安全弁（逃がし弁機能）のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

×

○

○

○

構築物等

築物等
×

ラス３に属するに属する構

重要度分類のク

期待する安全

２

度分類のク
ラス１，２

②安全評価上※

①安全重要

Step1

×

×

－※３

－※３

－※３

する建屋

①及び②を内包※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

×：No

―

―

（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×（原子炉建屋に内包）

×

屋外施設※４

外部火災の影響を受ける

Step2※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

隔離時冷却系

制御棒駆動水圧系，原子炉能），制御棒引抜監視装置

循環ポンプトリップ機

原子炉冷却材再循環系（再能），タービンバイパス弁

逃がし安全弁（逃がし弁機

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（20//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9――

（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×（原子炉建屋で評価）

×る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せず24

33

もの及び異常状態の把握機能上必要な構築物，

系統及び機器

1) 緊急時対策上重要な

2) 異常状態への対応

機能

－３

定義

ＭＳ

分類

（排気筒モニタ以外）

・放射線監視設備（排気筒モニタ）・放射線監視設備

有する通信連絡設備）（１つの専用回路を含む複数の回路を・通信連絡設備

分析）

雰囲気放射性物質濃度サンプリング

サンプリング分析，原子炉格納容器

もの。原子炉冷却材放射性物質濃度（異常時に必要な下記の機能を有する・試料採取系

・緊急時対策所のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

○

×

×

×

属する構築物等分類のクラス３に待する安全重要度②安全評価上※２期

Step1

×

－※３

×

×

×

建屋

①及び②を内包する※４：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※３：外部事象防護対象施設として抽出しているため本項目には該当しない。
（Step2 へ）※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析

Step2

×：No

―

建屋に内包）―

建屋で評価）（その他は排気筒モニタ

・排気筒モニタ○（一部は排気筒モニタ

―

―

―

設

外部火災の影響を考慮する施

外部事象防護対象施設のうち抽出結果－：該当せず―――屋外施設※４

外部火災の影響を受ける※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

路，非常用照明部，消火系，安全避難通備，事故時監視計器の一絡設備，放射能監視設

所，試料採取系，通信連

原子力発電所緊急時対策

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（21//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

25

34

の及び異常状態の把握

機能上必要な構築物，

系統及び機器

1) 緊急時対策上重要なも

2) 異常状態への対応

機能

－３

定義

ＭＳ

分類

照明

・非常用照明・安全避難通路（中央制御室排煙装置）

・消火系

素消火設備，等）（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭・消火系・事故時監視計器の一部のうち主な施設※１

電気，機械装置

該当する

×

×

×

×

×

築物等

に属する構

ラス１，２

度分類のク

①安全重要

×

×

×

×

×

構築物等

のクラス３に属する

×

×

×

×

×

建屋

する安全重要度分類 ①及び②を内包する②安全評価上※２期待

Step1

―

―

―

―

―

屋外施設※３

外部火災の影響を受ける

Step2

×：No

※３：外部火災の熱影響を受けた屋外の外部事象防護対象施設により影響を受ける屋内の外部事象防護対象施設※２：運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故解析※１：電気，機械装置のうち主な施設の記載は，当該系の施設を代表して記載し，直接関連系及び間接関連系の記載は省略した。

系，安全避難通路，非常用

故時監視計器の一部，消火設備，放射能監視設備，事所，試料採取系，通信連絡

原子力発電所緊急時対策

機器

構築物，系統又は安全機能の重要度分類○：Yes

表 1-1 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設の抽出結果（22//22)

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

―

―

―

―

―

る施設

ち外部火災の影響を考慮す

外部事象防護対象施設のう

抽出結果－：該当せずNT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

図 1-3 外部事象防護対象施設のうち外部火災の影響を考慮する施設配置図

26

35

2.

発電所敷地内の火災源

2.1 森林火災について(1)

危険距離評価用データの選定
発火点から発電所に延焼するまでの間に，防火帯外縁付近より高い反応強度がある可能性があるため，原子炉施設に影響を与える影響範囲を踏まえ，防火帯から 100 m の範囲を抽出対象とし防火帯外縁以外に存在する最大の反応強度を抽出することで保守的な評価を実施している。
火災の円筒評価の概要は以下のとおり。(図 2-1)
森林火災の解析は，使用したＦＡＲＳＩＴＥ解析コードのうち，分割が最も小さい 10 m
メッシュを用いた解析である。火炎円筒モデルは，反応強度最大のメッシュにおける火炎高さの 1/3 から燃焼半径が決まり，10 m メッシュの中には火炎円筒モデルが約Ｆ′個存在する。
この約 9 個の火炎円筒モデルは，10 m メッシュごと燃焼完了後に隣のメッシュへ移動す

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9る解析であり，森林火災のあるメッシュが燃焼し，隣接メッシュに移動した後は，燃焼していた元のメッシュの可燃物を燃焼しつくしていることから，消炎するものとする。また，メッシュの燃焼途中での移動は考慮しない。
最初に防火帯の下縁に到達したメッシュの輻射は，約Ｆ′個分が同時に放射する。燃焼完
了後メッシュが両隣へ移動し，それぞれ約Ｆ′個分が 2 箇所から同時に放射される。このメッシュ移動が継続され移動ごとに外部火災の影響を考慮する施設までの距離も変化する。
この移動が継続した長さを火炎到達幅とする。
火炎到達幅は，ＦＡＲＳＩＴＥ解析結果において敷地境界で燃焼しているメッシュの総数の合計長さとする。
燃焼継続時間は，ＦＡＲＳＩＴＥ解析燃焼到達時間の差※としている。
注記 ※：10 m メッシュへの火災到達時刻から隣のメッシュに燃焼が到達する時刻までの
時間

27

36

(2)

火炎輻射発散度を切上げた場合の影響
森林火災評価において，火炎輻射発散度が延焼の過程で，日射量，地形の相違により増減することを考慮し，より高い火炎輻射発散度を抽出するため，防火帯外縁から 100m の範囲で最大の火炎輻射発散度を抽出している。一方で，より高い火炎輻射発散度の設定として，
火炎輻射発散度を切上げる方針も考えられるため，評価結果への影響度合いを確認した。
最も危険距離が長い非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機含む。
）機関について，火炎輻射発散度を切上げた場合の評価結果を示す。表 2-1 のとおり，
危険距離は約 2m 長くなる程度であり，離隔距離を上回ることはない。
表 2-1 現状評価と火炎輻射発散度を切上げた評価の比較
火炎輻射発散度を現状評価
火炎輻射発散度（W/m2）

切上げた場合の評価

442

500

28

30

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機含む｡)
機関の危険距離（m）
防火帯外縁までの離隔距離（m）

267

図 2-1 森林火災における火炎の円筒モデル評価の概要

28

37

(3) 建屋及び排気筒における温度評価式の使い分けについて
a. 固体内部の温度状態
固体内部の熱伝導と表面からの熱伝達量の比率を表すビオ数が 0.1 を下回るとき，温度差がみられず一様な温度状態と考えることができる。固体表面の温度評価を行っている建屋及び排気筒について，ビオ数を算出した結果，排気筒は 0.1 を下回るため，固体内部は一様な温度状態として考えることができる。ビオ数の評価式は式１のとおり。

ビオ数：Ｂｉ＝

ｈ・ｄ

（式１）

λ

表 2-2 建屋及び排気筒のビオ数
項目

建

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

２

屋

排気筒

ｈ：熱伝達率(W/m /K)

17

ｄ：厚さ(m)0.3※２0.19※３λ：熱伝導率(W/m/K)

1.63※４51.6※５

Bi：ビオ数(-)

3.1

0.063

※１

17※１

※１：空気調和･衛生工学便覧，※２：原子炉建屋の評価で想定する壁厚※３：最も厚い補助主柱材の肉厚，※４：原子炉建屋構造設計指針※５：伝熱工学資料

b. 温度評価式
固体表面の温度評価を行っている建屋及び排気筒については，固体内部の温度分布が一様と考えることができるか否かで温度評価式を分ける。
固体内部の温度分布が一様と考えることができない建屋については，式２に示す熱伝導方
程式を用いて算出する。
固体内部の温度分布が一様と考えることができる排気筒については，式３に示す固体表面での輻射による入熱量と対流による放熱量が釣り合うことを表した温度評価式を用いて算出
する。
ρＣｐ
Ｔ＝

∂Ｔ
∂ｔ

Ｅ
2ｈ

＝

∂
∂ｘ

λ

∂Ｔ

（式２）

∂ｘ

＋Ｔ０

（式３）

，Ｃｐ：比熱（J／kg／K），λ：熱伝導率（W／m／K）
ρ：密度（kg／m３）
Ｔ：到達温度(℃),Ｔ０：周囲温度(℃)，Ｅ：輻射強度(W／m２)
ｈ：熱伝達率(W／m２／K)

29

38

(4) 各評価で対象とする発火点について
a. 温度評価式
各対象に対する評価は大きく分けて，以下固体表面の温度，流入する空気の温度に分けられる。各対象の評価式を式１～式３に示す。
表 2-3 各対象の評価式
外部火災の影響を考慮する施設

評価内容

評価式

原子炉建屋
タービン建屋式１
使用済燃料乾式貯蔵建屋
鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁

固体表面の温度を評価

排気筒
止水ジョイント部

式２NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

防潮扉
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。
）機関
残留熱除去系海水系ポンプ

流入する空気の温度を評価

式３

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。
）海水ポンプ

ρＣｐ

∂Ｔ

＝

∂ｔ

∂
∂ｘ

λ

∂Ｔ

（式１）

∂ｘ

（参考：伝熱工学，東京大学出版会）

Ｔ＝Ｔ0＋

Ｅ
2ｈ

＋ΔＴ1

（式２）

（参考：建築火災のメカニズムと火災安全設計 財団法人日本建築センター）

Ｔ＝Ｔ0＋

Ｅ・Ａ
Ｇ・Ｃｐ

＋ΔＴ2

（式３）
（参考：空気調和衛生工学便覧 第 14 版）

ρ：密度（kg／m３），Ｃｐ：比熱（J／kg／K），λ：熱伝導率（W／m／K）
Ｔ：到達温度(℃),Ｔ０：周囲温度(℃)，Ｅ：輻射強度(W／m２)
ｈ：熱伝達率(W／m２／K)，Ａ：輻射を受ける面積（m2）
Ｇ：重量流量(kg/s)，ΔＴ１：日射による温度上昇(℃)ΔＴ２：構造物を介しての温度上昇(℃)

3039b. 各評価で対象となる発火点の選定方針
各評価で使用する火災源に係るパラメータを踏まえると，対象とする発火点は以下２つに分けられる。
・式１の対象となる発火点… 輻射強度が大きくかつ火炎継続時間が長い発火点

・式２，３の対象となる発火点 … 輻射強度が大きい発火点
表 2-4 評価で使用する火災源に係るパラメータ

外部火災の影響を考慮する施設

評価式

評価で使用する火災源に係るパラメータ（要：○／不要：×）
輻射強度

火炎継続時間

式１

○

○

式２

○

×

式３

○

×

原子炉建屋
タービン建屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁
排気筒
止水ジョイント部
防潮扉
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。
）機関
残留熱除去系海水系ポンプ
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプc. 各評価で対象となる発火点
輻射強度は，式４～式６により算出され，火炎輻射発散度及び火炎長が大きいほど，大きくなる。
・輻射強度の算出式
E0=Φ0 ・F’・Rf（中心火炎の場合）（式４）

Ei=Φi・F’・Rf ・2（中心以外の火炎の場合）（式５）２

Φi：形態係数(-)，Rf ：最大火炎輻射発散度(kW/m )F’：円筒火炎モデル数(10/2R)(-)
・形態係数の算出式
Φi =

1
πn

tan-1

m
n2 -1

+

m

(A-2n)

π

n AB

tan-1

A(n-1)
B(n+1)

1

(n-1)

n

(n+1)

- tan-1（式６）Li
H
m= ，n= ，A=(1+n)2+m2 ，B=(1-n)2 +m2
RR
Φi：円筒火炎モデルの形態係数(-)
Li ：離隔距離(m)，H：火炎長(m)，R ：燃焼半径(Ｈ/3)(m)31

40

表 2-5 の評価結果を踏まえると，対象となる発火点は以下となる。
・輻射強度が大きくかつ火炎継続時間が長い発火点 … 発火点５・輻射強度が大きい発火点 … 発火点３
表 2-5 各発火点の解析結果
項 目

発火点
1

発火点
2

発火点
3

発火点
4

発火点
5

発火点
6

発火点
7

火炎継続時間
（hr）

0.36

0.16

0.07

0.16

0.10

0.06

0.08

火炎輻射発散度（kW/m２）

442

441

442

440

444

443

439

火炎長
（m）

0.74

0.91

1.60

1.05

1.50

1.58

1.46

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9以上より，各評価で対象となる発火点は以下となる。
表 2-6 各外部火災の影響を考慮する施設の評価で対象となる発火点
外部火災の影響を考慮する施設

評価内容

評価式

評価で対象となる
発火点

式１

発火点５

原子炉建屋
タービン建屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋
固体表面の鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁
温度を評価
排気筒
止水ジョイント部

式２

防潮扉
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系

発火点３

ディーゼル発電機を含む。
）機関
流入する空気の式３

残留熱除去系海水系ポンプ
温度を評価
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ

32

41

2.2 発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の火災について
2.2.1 外部火災の影響を考慮する施設の許容温度について(1) 危険距離評価に用いるコンクリート許容温度(200 ℃)について
第 2-2 図に示すとおりコンクリートの圧縮強度は常温～100 ℃で一旦低下し，100～200 ℃
で再び上昇し，200 ℃で常温と同程度の強度まで回復する。その後は温度上昇に伴い，圧縮強度は低下していくことから，コンクリート表面温度 200 ℃を許容温度と定めた。なお，第2-2 図の結果は試供体温度を内表面均一としており，コンクリート壁の表面温度を 200 ℃に設定することは保守的な評価となる。
また，常温～100 ℃の間の残存圧縮強度は，長期許容応力度（設計基準強度の 1/3）を十分上回ることを確認した。
(2) 危険距離評価に用いる鋼材許容温度(325 ℃)について
第 2-3 図に示すとおり，鋼材の強度は，常温～325 ℃までは常温時の強度を維持し，325 ℃
以上で強度が低下していくことから，鋼材の許容温度を 325 ℃と定めた。また，常温～325 ℃までの強度は，長期許容応力度（設計基準強度の 2/3）を十分上回ることを確認した。なお、
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9(3) 危険距離評価に用いる流入空気温度(53 ℃)について
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）機関内への流入空気の許容温度は，空気冷却器の冷却能力よりメーカが算出した，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）機関の性能が担保される最高温度 53 ℃と定めた。
(4) 危険距離評価に用いる冷却空気温度について
残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。
）用海水ポンプの冷却空気の許容温度は，上部及び下部軸受のうち，運転時の温度上昇が高い下部軸受の上昇温度を考慮し，軸受の機能維持に必要な冷却空気の許容温度を表 2-7 に示す。
表 2-7 下部軸受の機能維持に必要な冷却空気の許容温度
名称

残留熱除去系海水系
ポンプ

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用
海水ポンプ

軸受の機能維持に必要な冷却空気の許容温度

70℃※１

60℃※２

※１：ポンプ運転により，下部軸受は最大で約 10℃上昇することから，軸受の機能を維持するため電気規格調査会標準規格 JEC-2137-2000「誘導機」で定める自由対流式軸受の表面で測定するときの温度限度
80℃から 10℃を差し引いた 70℃を冷却空気の許容温度に設定※２：ポンプ運転により，下部軸受は最大で約 35℃上昇することから，軸受の機能を維持するため電気規格調査会標準規格 JEC-2137-2000「誘導機」で定める耐熱性の良好なグリースを使用する場合の温度限度
95℃から 35℃を差し引いた 60℃を冷却空気の許容温度に設定

3342

コンクリートの許容温度に係る抜粋（１）素材の高温強度
常温時のコンクリートの圧縮強度低下率を図 14 に示す。圧縮強度は 200℃程度までは常温と殆ど変わらないか，むしろ上昇する。しかし，その後は徐々に低下して 500℃で常温強度の 2／3 に，800℃
では殆ど零となる。2／3 はコンクリートの短期許容応力に相当するので，500℃が素材としての限界温度と考えられる。また，図 15 に示すように高温から冷却した後の残存強度は，高温時の強度よりもさらに低下する。長期許容応力度を加熱前強度の 1／3 相当と考えると，火災後の残存強度を確保する

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

場合には 450℃が限界となる。

図 14 コンクリートの高温時圧縮強度（常温温度に対する比）（参考文献 18）～23)のデータより作成

図 15 加熱後のコンクリート残存圧縮強度（加熱前強度に対する比）（参考文献 24）～26)）のデータより作成
図 2-2 コンクリートの高温時圧縮強度（常温強度に対する比）3443

鋼材の許容温度に係る抜粋に一部追記（1）鋼材の高温耐力
図 4 は，各種温度における構造用鋼材（SM490A，基準強度２325N／mm２）の応力―ひずみ曲線の測定例である。常温での応力―ひずみ関係は，よく知られたように 0.2％程度まで弾性変形し，その後は耐力がほぼ１定のままひずみが増加する領域（ひずみ硬化域）がある。

高温での応力―ひずみ曲線の形
は常温とことなる。降伏棚が消滅
し，曲線は全体的に丸みを帯びる。耐力値そのものは，300℃では常温よりも上昇し，400℃を超えると急激に低下し始める。600℃以上

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9ではひずみが増加しても耐力が減少する領域（ひずみ軟化域）がある。この領域に入ってしまうと，変形が歯止めなく進行して崩壊に向かう。

このような鋼材の特性を踏まえ，高温時の構造計算には 1％ひずみ時の耐力を用いる。図 5 に，各種鋼材の 1％ひずみ時耐力の測定結果を示す。縦軸の値は，各温度での測定値を常温の基準強度（Ｐ値）で割ったものであり，これを鋼材の強度低下率と呼ぶ。構造耐火設計のためには，測定値の下限をとり次式で強度低下率が定義されている２）。

強度が変わらない最高温度である 325℃を許容温度に設定

これを用いると，素材としての限界温度を求めることができる。例えば，鋼材の長期許容応力度は基準強度の 2/3 なので，長期許容応力度一杯で設計された部材では，

より，450℃が許容鋼材温度となる。

3544

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

図 2-3 鋼材の高温時の 1％歪時耐力
2.2.2 放熱を考慮する評価について
表面温度と周囲空気との温度差により熱が移動することで対流が起こることを踏まえ，建屋及び排気筒の一部の熱影響評価では，周囲への放熱を考慮した評価式を用いている。放熱量
を，実際に火災が発生した場合の影響を下回ることがないよう，以下の設定としている。
・放熱量を決める熱伝達率は，建物の設計では一般的に冬場の 23 W/m２･K が用いられているが，放熱量が少なくするよう夏場の熱伝達率 17 W/m２･K を用いている。
・放熱量が小さくなるよう建屋及び排気筒の内側は断熱とし，放熱面を限定している。
・想定する火災源に対し，外部火災の影響を考慮する施設は十分大きいため，実際には固体内部への放熱が考えられるが，一次元で評価することで固体内部への放熱は考慮しないこととしている。
・外壁の初期温度は日射による温度上昇を考慮し 50 ℃，周囲温度は最寄りの水戸地方気象台の過去 10 年間の最高気温 37 ℃を上回る 39 ℃と設定する。なお，放熱量の影響を保守的に評価するため，評価モデル上は周囲温度を外壁の初期温度と同じ 50 ℃として
いる。

36

45

2.3 航空機墜落による火災について(1) 評価対象航空機の選定について
航空機落下確率評価では，評価条件の違いに応じたカテゴリに分けて落下確率を求めている。
また，機種によって装備，飛行形態等が同一ではないため，落下事故件数及び火災影響の大きさに差がある。
したがって，これらを考慮して，下表に示すカテゴリ毎に航空機墜落による火災の影響評価を実施する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R91)計器飛行方式
民間航空機
2)有視界飛行方式
民間航空機3)自衛隊機又は米軍機落下事故のカテゴリ①飛行場での離着陸時②航空路を巡航中③大型機（大型固定翼機及び大型回転翼機）④小型機（小型固定翼機及び小型回転翼機）⑤-1 空中給油機等，高高度での巡航が想⑤訓練空域内で訓練
定される大型固定翼機
中及び訓練空域外を⑤-2 その他の大型固定翼機，小型固定翼
飛行中機及び回転翼機⑥基地－訓練空域間往復時

ａ．計器飛行方式民間航空機
計器飛行方式民間航空機の落下事故には，「①飛行場での離着陸時」における落下事故と「②航空路を巡航中」の落下事故がある。
①については，東海第二発電所から約 36 km 離れた位置に茨城空港があり，茨城空港の最大離着陸地点（航空路誌（以下「ＡＩＰ」という。
）に記載された離着陸経路において着陸態勢に入る地点又は離陸態勢を終える地点）までの直線距離（以下「最大離着陸距離」という。
）を半径とし，滑走路端から滑走路方向に対して±60°の扇型区域内に発電所が存在するため，評価対象とする。
②については，東海第二発電所上空に航空路が存在するため，評価対象とする。
本カテゴリにおいて対象とした航空機を下表に示す。①の対象航空機は，茨城空港を離着陸する航空機が発電所に落下する事故を対象としていることから，
茨城空港の定期便（Ｂ
７３７及びＡ３２０）のうち燃料積載量が多い航空機（Ｂ７３７）を選定した。また，②については，評価対象航空路を飛行すると考えられる定期便のうち燃料積載量が最大の航空機を選定した。
落下事故のカテゴリ①飛行場での離着陸時
1)計器飛行方式民間航空機②航空路を巡航中

対象航空機
Ｂ７３７－８００
Ｂ７４７－４００37

46

ｂ．有視界飛行方式民間航空機
有視界飛行方式民間航空機の落下事故には，「③大型機（大型固定翼機及び大型回転翼機）」の落下事故と「④小型機（小型固定翼機及び小型回転翼機）」の落下事故がある。
本カテゴリにおいて対象とした航空機を下表に示す。有視界飛行方式民間航空機の落下事故においては，全国の有視界飛行が可能な民間航空機のうち，燃料積載量が最大の航空機を選定した。

2)有視界飛行方式
民間航空機

落下事故のカテゴリ
③大型機
④小型機

対象航空機
Ｂ７４７－４００
Ｄｏ２２８－２００

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

有視界飛行方式民間航空機の小型機のうち，燃料積載量が上位の機種を下表に示す。

小型固定翼機機
種
ドルニエＤｏ２２８－２００
パイパーＰＡ－４２－１０００
セスナ５０１
ビーチＢ２００
ガルフストリーム・コマンダ６９５
セスナ５２５／５２５Ａサイテーションジェット
ユーロコプター（アエロスパシアル）ＡＳ３６５Ｎ３
ベル４１２
シコルスキＳ－７６Ａ
ビーチＣ９０Ａ
セスナ５１０
セスナ４２５
セスナ４０４
セスナ２０８
セスナ２０８Ｂ
ユーロコプターＥＣ１５５Ｂ／Ｂ１
ベル４１２ＥＰ
ユーロコプター（アエロスパシアル）ＡＳ３６５Ｎ１
ユーロコプター（アエロスパシアル）ＡＳ３６５Ｎ２
ベル４３０
ソカタＴＢＭ７００
シコルスキＳ－７６Ｂ
シコルスキＳ－７６Ａ＋／Ｓ－７６Ｃ／Ｓ－７６Ｃ＋／
Ｓ－７６Ｃ＋＋

燃料量（m3）
約 2.4
約 2.2
約 2.2
約 2.1
約 1.8
約 1.8
約 1.6
約 1.5
約 1.5
約 1.5
約 1.5
約 1.4
約 1.3
約 1.3
約 1.3
約 1.3
約 1.2
約 1.2
約 1.2
約 1.1
約 1.1
約 1.1
約 1.1

ｃ．自衛隊機又は米軍機
自衛隊機又は米軍機の落下事故には，「⑤訓練空域内で訓練中及び訓練空域外を飛行中」の落下事故と「⑥基地－訓練空域間往復時」の落下事故がある。
⑤については，東海第二発電所周辺上空には，自衛隊機又は米軍機の訓練空域はないため，訓練空域外を飛行中の落下事故を評価対象とする。
⑤の対象航空機は，全国の自衛隊機及び米軍機のうち，用途別に燃料積載量が最大の航空機を選定した。以下の機種については，原子力発電所付近で低高度での飛行を行うこと
38

47

はないため，「⑤-1 空中給油機等，高高度での巡航が想定される大型固定翼機」として整理し，その他については，「⑤-2 その他の大型固定翼機及び回転翼機」として整理した。
・高高度での巡航が想定される「空中給油」及び「早期警戒」を用途とした機種
・目的地付近で低高度での飛行となるものの移動は高高度の巡航を行うものと想定される「哨戒」及び「輸送」を用途とした機種（「哨戒」の目的地は海上，「輸送」の目的地は基地又は空港）下表に代表的な自衛隊機のうち燃料量の観点から大型機のみについて整理した結果を示
す。
該当する
航空機
Ｐ－３Ｃ
Ｐ－１
⑤-1 空中給油 「空中給油」，「早 Ｃ－１
機,高高度での 期警戒」，
「哨戒」，
Ｃ－１３０Ｈ巡 航 が 想 定 さ 「輸送」を用途とＫＣ－７６７れる大型固定 する大型固定翼
ＫＣ－１３０Ｈ
翼機
機
Ｅ－２Ｃ
Ｅ－７６７
ＬＲ－２
ＣＨ－４７Ｊ
ＵＨ－６０ＪＡ
ＡＨ－６４Ｄ⑤-2 その他の 上 記 以 外 を 用 途 ＳＨ－６０Ｊ
大型固定翼機， と す る 大 型 固 定 ＳＨ－６０Ｋ
小 型 固 定 翼 機 翼機，小型固定翼 ＭＨ－５３Ｅ
ＭＣＨ－１０１
機及び回転翼機
及び回転翼機Ｆ－１５Ｊ／ＤＪ
Ｆ－４ＥＪ
Ｆ－２Ａ／Ｂ
ＲＦ－４Ｅ／Ｊ
注記 ※1：増槽の燃料量を考慮した値。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

カテゴリ

用

途

寸法（m）
燃料量※１
（m3）
全長
全幅
約 36
約 30
約 35
約 38
約 35
≦ＫＣ－７６７
約 29
約 31
約 16
約 30
約 40
約 37
約 49
約 48
約 145
約 30
約 40
約 37
約 18
約 25
約7
約 49
約 48
≦ＫＣ－７６７
約 14
約 18
約2
約 16
約4
約4
約 16
約3
約3
約 18
約6
約1
約 15
約3
約1
約 16
約3
約1
約 22
約6
約 12
約 23
約 19
約5
約 19
約 13
約 15
約 19
約 12
約 12
約 16
約 11
約 11
約 19
約 12
約 13
出典：平成 28 年度版防衛白書等

以上を踏まえ，⑤で対象とした航空機を下表に示す。

カテゴリ対象とする航空機の内訳⑤-1 空中給油機等，高高度「空中給油」，「早期警戒」，「哨戒」，「輸
での巡航が想定される大送」を用途とする大型固定翼機
型固定翼機⑤-2 その他の大型固定翼 「戦闘」，
「連絡偵察」，「偵察」等を用途
機，小型固定翼機及び回転 とする大型固定翼機，小型固定翼機及翼機
び回転翼機
注記 ※1：増槽の燃料量を考慮した値。

対象
航空機

燃料量※１
（m3）

ＫＣ－７６７145.03

Ｆ－１５

14.87

39

48

⑥については，百里基地と訓練空域を往復時に発電所に落下することを想定するため，百里基地に所属する自衛隊機のうち燃料積載量が最大の航空機を選定した。下表に⑥で考慮している百里基地に所属する自衛隊機を示す。

所

属

航空
自衛隊

寸法（m）
燃料量※１
（m3）
全長
全幅
Ｆ１５Ｊ／ＤＪ大型固定翼 戦闘
約 19
約 13
約 15
Ｆ－４ＥＪ
大型固定翼 戦闘
約 19
約 12
約 12
Ｔ－４
大型固定翼 中等練習
約 13
約 10
約3
ＲＦ－４Ｅ／ＥＪ
大型固定翼 偵察
約 19
約 12
約 13
Ｕ－１２５Ａ
大型固定翼 救難捜索
約 16
約 16
約6
ＵＨ－６０Ｊ
大型回転翼 救難救助
約 20
約 16
約3
出典：平成 28 年度版防衛白書，航空自衛隊ウェブページ（平成 29 年 7 月確認）等
機

種

形

式

用

途

注記 ※1：増槽の燃料量を考慮した値。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9以上を踏まえ，⑥で対象とした航空機を下表に示す。

カテゴリ対象とする航空機の内訳

試験空域において訓練を行うと想定される百里基地に所属する固定翼機及び回転翼機
注記 ※1：増槽の燃料量を考慮した値。
⑥基地－訓練空域間往復
時

対象
航空機

燃料量※１
（m３）

Ｆ－１５

14.87

40

49

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

（参考）自衛隊機の基地－訓練空域間往復時の想定飛行範囲

出典：ENROUTE CHART（2014 年 3 月 6 日改定）

4150

(2) カテゴリ別の航空機落下の離隔地点の評価「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について（内規）」（平成 21・06・
25 原院第 1 号）の航空機落下確率評価式に基づき，カテゴリ毎に落下確率が 10-7（回／炉・年）に相当する面積を算出し，その結果を用いて離隔距離を評価した。
ａ．計器飛行方式民間航空機の落下事故①

飛行場での離着陸時における落下事故

ⅰ) 標的面積Pd,a＝fd,a・Nd,a・A・Φd,a(r,θ)
Pd,a：対象施設への離着陸時の航空機落下確率（回/年）
fd,a＝Dd,a／Ed,a：対象航空機の国内での離着陸時事故率（回/離着陸回）
Dd,a：国内での離着陸時事故件数（回）Ed,a：国内での離着陸回数（離着陸回）
Nd,a：当該飛行場での対象航空機の年間離着陸回数（離着陸回/年）
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

A：対象施設の標的面積（km2）Φd,a(r,θ)：離着陸時の事故における落下地点確率分布関数（/km2）
発電所名称

東海第二発電所

パラメータ
飛行場

茨城空港

fd,a※1

約 1.43×10-7（＝4/27887158）

Nd,a※24,210

Φd,a(r,θ)

約 2.98×10-4発電所からの距離

約 36 km

滑走路方向に対する角度

約 9.60°

最大離着陸距離※3約 56 km（30 nm）※1：離着陸時の事故件数は，「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制員会）より，平成 5 年～平成 24 年において離陸時に 1 件，着陸時に 3 件。
離着陸回数は，
平成 5 年～平成 24 年の「航空輸送統計年報 第 1 表 総括表 1.輸送実績」
における運航回数の国内の値及び国際の値の合計値。
※2：「数字でみる航空２０１４」にある平成 24 年飛行場別着陸回数と同数を離陸回数とし，その和を飛行場別離着陸回数とした。
※3：ＡＩＰを参照した。
これらの式より，Pd,a＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.56
km2 となる。

42

51ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設（原子炉建屋，タービン建屋，海水ポンプ
室，排気筒）の離隔距離 L は 245 m とする（評価結果は，約 245.9 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 393 m とする（評価結果は，約 393.4 m）。
②

航空路を巡航中の落下事故

ⅰ) 標的面積
Pc＝fc・Nc・A/W
Pc：対象施設への巡航中の航空機落下確率（回/年）
fc＝Gc/Hc：単位飛行距離当たりの巡航中の落下事故率（回/（飛行回・km））
Gc：巡航中事故件数（回）
Hc：延べ飛行距離（飛行回・kzm）
Nc：評価対象とする航空路等の年間飛行回数（飛行回/年）
A：対象施設の標的面積（km2）
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

W：航空路幅（km）
発電所名称

東海第二発電所

パラメータ
対象航空路

直行経路：
IWAKI(IXE)－SWAMPIWAKI(IXE)－KISARAZU(KZE)

fc※1

広域航法経路：Y30（LOTUS－SWAMP）

約 5.13×10-11（＝0.5/9740013768）

Nc※2

365
(平成 24 年データ)1095（平成 24 年データ）

W※3

14.81618.52※1：延べ飛行距離は，平成 5 年～平成 24 年の「航空輸送統計年報 第１表 総括表 1.輸送実績」における運航キロメートルの国内の合計値。
巡航中の事故件数は，「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）より，平成 5 年～平成 24 年において 0 件であるため，0.5 件発生したものとして評価した。
※2：国土交通省航空局への問い合わせ結果（ピークデイの値）を 365 倍した値。
※3：直行経路については「航空路等設定基準」を参照した。広域航法経路については，航法精度
を航空路の幅とみなして用いた。
（1 nm＝1.852 km として換算した。
）
これらの式より，Pc＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 23 km2となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 1873 m とする（評価結果
は，約 1873.5 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 2695 m とする（評価結果は，約 2695.5 m）
。
43

52

ｂ．有視界飛行方式民間航空機の落下事故③

有視界飛行方式民間航空機（大型機）の落下事故

ⅰ) 標的面積
Pv＝（fv／Sv）
・A・α
Pv：対象施設への航空機落下確率（回／年）
fv：単位年当たりの落下事故率（回／年）
Sv：全国土面積（km2）
A：対象施設の標的面積（km2）α：対象航空機の種類による係数
発電所名称

東海第二発電所

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

パラメータ
fv※1

大型固定翼機 0.025（＝0.5／20）
大型回転翼機 0.05（＝1／20）

Sv※2

37.2 万α※3

1※1：「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。なお，大型固定翼機の事故件数は平成 5 年～平成 24 年において 0 件であるため，0.5 件発生したものとして評価した。
※2：「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。
※3：「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について（内規）」による。
これらの式より，Pv＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.50
km2 となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 229 m とする（評価結果は，
約 229.4 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 372 m とする（評価結果
は，約 372.2 m）
。

44

53

④

有視界飛行方式民間航空機（小型機）の落下事故

ⅰ) 標的面積
Pv＝（fv／Sv）
・A・α
Pv：対象施設への航空機落下確率（回／年）
fv：単位年当たりの落下事故率（回／年）
Sv：全国土面積（km2）
A：対象施設の標的面積（km2）α：対象航空機の種類による係数
発電所名称

東海第二発電所

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

パラメータ
fv※1

小型固定翼機 1.75（＝35／20）
小型回転翼機 1.20（＝24／20）

Sv※1

37.2 万

α※2

0.1

※1：
「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。
※2：「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について（内規）」による。
これらの式より，Pv＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.13
km2 となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 89 m とする（評価結果は，
約 89.4 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 175 m とする（評価結果
は，約 175.4 m）
。

45

54

ｃ．自衛隊機又は米軍機の落下事故⑤-1 訓練空域外を飛行中の落下事故（空中給油機等，高高度での巡航が想定される大型固定翼機）
ⅰ) 標的面積
Pso＝fso・A／So
Pso：訓練空域外での対象施設への航空機落下確率（回／年）
fso：単位年当たりの訓練空域外落下事故率（回／年）
A：対象施設の標的面積（km2）
So：全国土面積から全国の陸上の訓練空域の面積を除いた面積（km2）
発電所名称

東海第二発電所

パラメータ

自衛隊機 0.025（＝0.5／20）
米軍機
0.05（＝1／20）
自衛隊機 29.5 万（＝約 37.2 万－約 7.72 万）So※2
米軍機 37.2 万（＝約 37.2 万－約 0.05 万）※1：「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。なお，自衛隊機の事故件数は平成 5 年～平成 24 年において 0 件であるため，0.5 件発生したものとして評価した。
※2：「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

fso※1

これらの式より，Pso＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.46
km2 となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 217 m とする（評価結果は，
約 217.8 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 355 m とする（評価結果
は，約 355.97 m）
。

46

55

⑤-2 訓練空域外を飛行中の落下事故（その他の大型固定翼機，小型固定翼機及び回転翼機）
ⅰ) 標的面積
Pso＝fso・A／So
Pso：訓練空域外での対象施設への航空機落下確率（回／年）
fso：単位年当たりの訓練空域外落下事故率（回／年）
A：対象施設の標的面積（km2）
So：全国土面積から全国の陸上の訓練空域の面積を除いた面積（km2）
発電所名称

東海第二発電所

パラメータ
fso※1
So※1

自衛隊機 0.35（＝7／20）
米軍機 0.20（＝4／20）
自衛隊機 29.5 万（＝約 37.2 万－約 7.72 万）
米軍機 37.2 万（＝約 37.2 万－約 0.05 万）NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

※1：
「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）による。
これらの式より，Pso＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.058
km2 となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 43 m とする（評価結果は，
約 43.0 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 111 m とする（評価結果
は，約 111.2 m）
。

47

56

⑥

基地－訓練空域間を往復時の落下事故（想定飛行範囲内に原子炉施設が存在する場合）

ⅰ) 標的面積
Pse＝fse・A／Sse
Pse：対象施設への航空機落下確率（回／年）
fse：基地と訓練空域間を往復中の落下事故率（回／年）
A：対象施設の標的面積（km2）
Sse：想定飛行範囲の面積（km2）
発電所名称

東海第二発電所（自衛隊機の評価）

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

パラメータ
fse※1

0.25（＝5／20）

Sse※2175720fse／Sse※3

3.00×10-6※1：「航空機落下事故に関するデータ」（平成 28 年 6 月 原子力規制委員会）より，百里基地－
訓練空域間の想定飛行範囲内における自衛隊機の移動時の事故件数は平成 5 年～平成 24 年
において 0 件であり，全国の基地－訓練空域間往復時の落下実績（5 件）を用いた。
※2：全国の基地－訓練空域間往復時の想定飛行範囲の面積。
※3：fse，Sse から算出された約 1.42×10-6 回／（年・km2）を保守的に 2 倍にして丸めた値。
これらの式より，Pse＝10-7（回／炉・年）に相当する標的面積 A を求めると，約 0.033
km2 となる。
ⅱ) 離隔距離ａ．で求めた標的面積より，原子炉施設の離隔距離 L は 22 m とする（評価結果は，
約 22.1 m）。また，使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離 L は 78 m とする（評価結果は，約 78.6 m）。
自衛隊機の基地-訓練空域間往復時の落下事故に対する離隔距離を図 2-4 及び図 25 に示す。

48

57

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

図 2-4 基地-訓練空域間往復時の落下事故に対する
原子炉施設の離隔距離

図 2-5 基地-訓練空域間往復時の落下事故に対する使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離
49

58

（参考）
「基地－訓練空域間往復時」の落下事故における航空機落下確率の推定について「基地（百里基地）－訓練空域間往復時」の落下事故における航空機落下確率は大きな保守性を含んでいることから，以下を踏まえ，本航空機落下確率の算出においては，実際に落下事故実績のある全国の基地と訓練空域間を往復時の落下事故件数及び全国の基地の想定飛行範囲の面積を用いて算出した全国平均の基地－訓練空域間往復時の航空機落下確率を 2 倍した値（以下「全国平均の落下確率の 2 倍値」という。
）を「基地（百里基地）－訓練空域間往復時」の落下事故における航空機落下確率とする。
・百里基地－訓練空域間往復時に落下事故は発生していないが，全国の基地－訓練空域間往復
時に 5 件の落下事故が発生していること及び百里基地－訓練空域間を飛行する際の自衛隊機の機種，飛行環境が全国と比較して大きな相違がないことを考慮すると，百里基地の落下確
率は全国平均に対して同程度又はそれ以下と考えられる。
・落下事故実績が存在する全国平均の落下確率を参考とし，保守性を確保するために全国平均の落下確率の 2 倍値を百里基地－訓練空域間往復時の落下確率として採用。
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9・百里基地－訓練空域間の想定飛行範囲の面積が小さいこと，防衛省による原子力関連施設上
空の飛行は原則として行わないよう制限されていること等を考慮すると，全国平均の落下確率の 2 倍値には実際の落下確率より十分高いと考えられる。

50

59

2.4 残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプに対する熱影響評価について(1) 海水ポンプ室と残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

イ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプとの位置関係

第 2-8 図 海水ポンプ室と残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプとの位置関係(2) 熱影響評価の方針
残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプは，海水ポンプ室の外壁で囲まれており，直接熱を受けることはない
が，保守的に各海水ポンプに直接熱が当たることを想定し評価を実施した。ただし，各火災源から各海水ポンプまでの離隔距離は，火災源から海水ポンプ室外壁までの離隔距離として評価を行
う。

51

60

3.

発電所敷地外の火災源

3.1 石油コンビナート施設等の火災・爆発について
茨城県内において，石油コンビナート等防災計画に定められている特別防災区域に指定されている鹿島臨海地区は，東海第二発電所から約 50 km の離隔距離があり，発電所の敷地外 10 km

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9以内に石油コンビナート施設はないことを確認した。
（図 3-1）

図 3-１ 鹿島臨海地区と発電所の位置関係

52

61

4.

ばい煙及び有毒ガスの影響評価について

4.1 外部火災の影響を考慮する施設への影響(1) 外気を取り込む空調系統
外気を取り入れる換気空調設備は，ばい煙及び有毒ガスの侵入による二次的影響を考慮し，換気空調設備についても評価対象とする。
外気を取り入れる換気空調設備として，以下の設備が存在する。
①中央制御室換気系②電気室換気系③原子炉建屋換気系）室換気系④非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
これらの外気取入口にはフィルタ（捕集率 80 ％以上

ＪＩＳ Ｚ ８９０１ 試験用紛体 11

種 粒径約 2 μm）を設置しているため，ばい煙が外気取入口に到達した場合であっても，一定以上の粒径のばい煙については，フィルタにより侵入を阻止可能である。
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

上記の設備のうち，中央制御室換気空調設備については，ばい煙の侵入が予想される場合には，外気取入ダンパを閉止し，閉回路循環運転を行うことにより，ばい煙の侵入を阻止可能である。
上記以外の外気隔離用ダンパが設置されていない設備については，空調ファンを停止する
ことにより，ばい煙の侵入を阻止可能である。
なお，ばい煙によるフィルタの閉塞については，フィルタ出入口差圧又は排気ファン出口
流量を監視することで検知可能である。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室換気系は，ばい煙及び有毒ガスの侵入が想定される場合は，外気を遮断し，閉回路循環運転とすることができる。
（図 4-2（閉回路循環運転時））
また，外気の遮断が長期にわたり室内の空気が悪くなった場合は，通常モードに切り換
え，外気を取り入れることができる。
（図 4-2（通常時）
）

53

62

排煙装置

中央制御室排気隔離弁

排 気
中央制御室排気ファン

C／F

中央制御室給気隔離弁

E
H
C

給 気

中央制御室空調ファン
及びフィルタユニット
中央制御室給気隔離弁

C
／
W

B
／
F

チャコールフィルタ

H／F

へパフィルタB／F

バグフィルタ

C／W

冷水冷却コイル

EHC

電気加熱コイル

E
H
C

ダンパ：開

ダンパ：閉
E
H
C

中央制御室非常用循環ファン
及びフィルタユニット

中央
制御室

ファン：運転B H C H／ ／ ／ ／F F F F

換気口
B
／
F

E
H
C

C
／
W

空気の流れ

E
H
C

（通常時）

排煙装置

排 気

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

B H C H／ ／ ／ ／F F F F

ファン：停止中央制御室排気隔離弁

C／F

チャコールフィルタ

H／F

へパフィルタB／F

バグフィルタ

C／W

冷水冷却コイル

EHC

電気加熱コイル中央制御室排気ファン

E
H
C

中央制御室給気隔離弁

給 気

中央制御室給気隔離弁

中央制御室空調ファン
及びフィルタユニット

B
／
F

C
／
W

E
H
C

ダンパ：開

ダンパ：閉

ファン：運転E
H
C

中央制御室非常用循環ファン
及びフィルタユニット

中央
制御室

B H C H／ ／ ／ ／F F F FB H C H／ ／ ／ ／F F F F

ファン：停止
換気口

B
／
F

E
H
C

C
／
W

空気の流れ

E
H
C

（閉回路循環運転時）
図 4-2 中央制御室換気系の系統概略図
5463

(2) 外気を直接設備内に取り込む機器
ａ．非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）機関
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）機関の吸気系
統は，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気口を介して吸気している。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気口（粒径
5 μm 以上において約 56 ％捕獲）で粒径の大きいばい煙粒子は捕獲される。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）吸気口を通過
したばい煙（数μm～10 数 μm）が過給機，空気冷却器に侵入するが，それぞれの機器の間隙は，ばい煙に比べて十分大きく，閉塞に至ることはない。
シリンダ／ピストン間隙まで到達したばい煙（数μm～10 数 μm）は，当該間隙内において摩擦発生が懸念されるが，ばい煙粒子の主成分は炭素であり，シリンダ／ピストンより

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

軟らかいため，ばい煙粒子による摩擦が発生することはないと判断される。
（図 4-3）55

64

吸気口の構造NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

シリンダ構造（シリンダ／ピストン間隙：数μm～数十μm）

空気冷却器構造（狭隘部寸法 伝熱フィン間隙：2.47 mm））
図 4-3 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
機関吸気系統構造図
56

65

(3) 屋外設置機器
ａ．残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ電動機は，全閉防まつ型屋外形構造であり，下部に設置した外扇で外気を空気冷却器冷却管内に直接取り込み，冷却管壁で電動機内部空気と熱交換することで冷却を行う構造であり，冷却管内を通った空気は全て排気口に導かれるため，外気が電動機内部に侵入することはない。
空気冷却器冷却管の内径は約 26 mm であり，ばい煙の粒径はこれに比べて十分小さいことから，閉塞することはない。
（図 4-4）電動機端子箱は，端子箱内部と外部（大気）に圧力差がなく，端子箱蓋はパッキンでシールされているため，ばい煙の侵入による短絡は発生しない。
以上のことから，ばい煙が残留熱除去系海水系ポンプ電動機の機能に影響を及ぼすことNT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9はないと考えられる。

空気冷却器冷却管（内径 約 26 mm）

端子箱

外扇

図 4-4 残留熱除去系海水系ポンプ電動機 構造図

5766

ｂ．非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ電動機は，外扇から吸引した外気をファンカバーから下向きに本体放熱フィンに沿って流し，電動機本体を冷却する構造であり，外気が電動機内部に侵入することはない。
また，冷却流路出口幅は約 28 mm であり，ばい煙の粒径はこれに比べて十分小さいことから，閉塞することはない。
（図 4-5）電動機端子箱は，端子箱内部と外部（大気）に圧力差がなく，端子箱蓋はパッキンでシールされているため，ばい煙の侵入による短絡は発生しない。
以上のことから，ばい煙が非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ電動機の機能に影響を及ぼすことはないと考えられる。
ファンカバー

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

外扇

冷却流路出口幅（約 28 mm）
端子箱

放熱フィン

シャフト

図 4-5 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用
海水ポンプ電動機 構造図

5867

4.2 有毒ガスによる中央制御施設居住性への影響「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 38 条第 13 項に規定
する「原子炉制御室外の火災等により発生した有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，中央制御室換気系は外気の取入れを遮断することができる。
中央制御室換気系の外気取入を遮断することで，運転員の作業環境に影響を及ぼさないことを確認するため，酸素濃度及び炭酸ガス濃度について評価した。
① 酸素濃度
中央制御室換気系閉回路循環運転時の中央制御室内の酸素濃度について評価した。
ⅰ) 評価条件
・在室人員 11 人(運転員 7 人に余裕を持たせた人数)
・中央制御室バウンダリ内体積 2,700 m３
・初期酸素濃度 20.95 ％※1
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

・1 人あたりの呼吸量は事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量※1 を適用して，24
L／min とする。
，成人呼気酸素濃度※2・1 人あたりの酸素消費量は，成人吸気酸素濃度※１（20.95％）（16.40％）から 1.092L／min とする。
・許容酸素濃度 19.0％以上※3※1：空気調和・衛生工学便覧 第 14 版 3 空気調和設備編※2：呼気には肺胞から蒸発した水蒸気が加わっており，吸気と等容積ではないため，酸素消費量を計算するには，乾燥空気換算（％）を使用する。
※3：鉱山保安法施行規則ⅱ) 評価結果
評価条件から求めた酸素濃度は，表 4-1 のとおりであり，外気取入を遮断しても約73 時間まで中央制御室内に滞在可能である。
敷地内で発生する火災の最長燃焼継続時間（主要変圧器約 7 時間）に対して，余裕があり運転員の作業環境に影響を及ぼすことはない。
表 4-1 中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度
時間

12 時間

24 時間

48 時間

73 時間

酸素濃度

20.6 ％

20.3 ％

19.6 ％

19.0 ％5968

②

炭酸ガス濃度
中央制御室換気系閉回路循環運転時の中央制御室内の炭酸ガス濃度について評価した。
ⅰ) 評価条件
・在室人員 11 人(運転員 7 人に余裕を持たせた人数)
・中央制御室バウンダリ内体積 2,700 m３
・初期炭酸ガス濃度 0.03 ％・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
・1 人あたりの炭酸ガス吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量※１
を適用して，0.046 m３/hr とする。
・許容炭酸ガス濃度 1.0 ％未満※2※1：空気調和・衛生工学便覧 第 14 版 3 空気調和設備編※2：鉱山保安法施行規則ⅱ) 評価結果

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

評価条件から求めた炭酸ガス濃度は，表 4-2 のとおりであり，外気取入を遮断しても約 51.7 時間まで中央制御室内に滞在可能である。
敷地内で発生する火災の最長燃焼継続時間（主要変圧器約 7 時間）に対して，余裕があり運転員の作業環境に影響を及ぼすことはない。
表 4-2 中央制御室換気系閉回路循環運転時の炭酸ガス濃度
時間

12 時間

24 時間

48 時間

51.7 時間

炭酸ガス濃度

0.26％

0.48％

0.93％

1.00％

b．敷地外の火災源からの有毒ガス評価
敷地外の石油コンビナート，危険物貯蔵施設，燃料輸送車両及び船舶と発電所の間には十分な離隔距離を有しているため，これらの事故時に発生する有毒ガスが外部火災の影響を考慮する施設に影響を及ぼすことはない。

60

69

4.3 薬品タンクの影響
薬品タンクの影響評価については，森林火災発生時の消火活動の成立性という観点で評価を実施している。
森林火災発生時には，防火帯に沿った消火活動を実施することとしている。一方で，敷地内の屋外薬品タンクにおいて，防火帯付近には設置されていないため，森林火災の影響を受けて消火活動に影響を及ぼすことはない。また，森林火災の影響を受けて薬品がタンク外に漏れ出したとしても，タンク周辺には堰を設置しているため，薬品は堰内に収まり，消火活動中に劇薬の影響を受けることもない。
毒性ガスを発生する可能性のある屋外薬品タンクの位置を以下の図に示す。毒性ガスを発生する可能性のある屋外薬品タンクは防火帯から離れているため，薬品が漏えいし，毒性ガスを拡散する可能性は低いと考えられる。仮に薬品が漏洩したとしても，薬品を特定した後は防護具を着用し，安全を確保した上で通行及び作業を行うこととしている。評価結果を下表に示す。

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9以上より，森林火災発生時の消火活動に支障を及ぼすことはない。

図

屋外薬品タンクの位置

61

70

表

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

No.

屋外薬品タンクの火災時の影響

屋外薬品タンク

薬品の種類

容量
（ｍ３）

火災時の
危険有害性

①

硫酸貯蔵タンク

硫酸

50.0

※１

②

苛性ソーダ貯蔵タンク

苛性ソーダ

50.0

※１

③

屋外硫酸タンク

硫酸

0.6

※１

④

硫酸貯槽

硫酸

3.0

※１

⑤

苛性ソーダ貯槽

苛性ソーダ

10.0

※１

⑥

硫酸希釈槽

硫酸

1.2

※１

⑦

希硫酸槽

硫酸

0.4

※１

⑧

PAC 貯槽

ポリ塩化アルミニウム

6.0

※２

⑨

薬品混合槽

ポリ塩化アルミニウム
希釈硫酸

8.4

※２

⑩

溶融炉アンモニアタンク

アンモニア

1.0

※３

⑪

溶融炉苛性ソーダタンク

苛性ソーダ

3.0

※１

⑫

硫酸第一鉄注入タンク

硫酸第一鉄

7.0

※３

※１：刺激性，腐食性又は毒性のガスを発生するおそれがある。
※２：塩化水素ガスを発生するおそれがある。
※３：刺激性又は毒性のガスを発生するおそれがある

62

71

63

72

航空機墜落による火災時の対象施設の温度が許容温度以下であることを確認する｡

重畳火災を考慮して影響を受ける
対象施設の温度が許容温度以下であることを確認する｡

熱影響
評価

重畳火災

ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる危険限界距離を算出し，その危険限界距離を上回る離隔距離があることを確認する。

危険限
界距離

熱影響
評価

敷地内危険物貯蔵施設等の火災による対象施設の温度が許容温度以下であることを確認する｡

森林火災による対象施設の温度が許容温度以下となる危険距離を算出し,危険距離を上回る離隔距離があることを確認する｡

熱影響
評価

危険
距離

FARSITE より出力される最大火線
強度より防火帯幅を設定

評価の考え方

航空機墜落
による火災

敷地内危険
物貯蔵施設
等の火災

森林火災

防火帯
幅

外部火災影響評価

危険距離：許容温度以下となる距離※：許容温度は上記火災参照

危険距離＞離隔距離

危険限界距離：ガス爆発の爆
風圧が 0.01 MPa となる距離

危険限界距離＞離隔距離

危険距離：許容温度以下となる距離【許容温度】･建屋:200 ℃･排気筒:325 ℃･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関※
２の流入空気温度:53 ℃･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟの
冷却空気温度:70℃･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ※２の冷却空気温
度:60℃･津波防護施設のうち鋼管杭鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ防潮壁:200 ℃･津波防護施設のうち止水ｼﾞｮ
ｲﾝﾄ部:325 ℃･津波防護施設のうち防潮扉:325 ℃

危険距離＞離隔距離

23 m 以上(評価により 23 m を超えないこと)

ﾀﾝｸ貯蔵量,ﾀﾝ
ｸ内包物の種類から,火災・爆発の評
価は対象施設の温度又は危険限界距離により判断するが,算出結果はﾀﾝｸ貯蔵量,
ﾀﾝｸ内包物の種類により都度算出値が異なることから,工認変更手続き条件としては評価結果を用いる｡

設置(変更)許可を受けた数値

工認変更(下記の条件となった場合に工認変更手続きが必要)(参考)
計算結果※１(最も影響が大きい火災源である F-15 の場合)
･建屋:183 ℃＜200 ℃･排気筒:142 ℃＜325 ℃･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関:50 ℃＜53 ℃･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ:59 ℃＜70 ℃･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ:51 ℃＜
60 ℃(最も影響が大きい火災源である主変圧器+F15 の場合)
･建屋:195 ℃＜200 ℃(水素貯槽)･危険限界距離:7 m＜35 m(最も影響が大きい火災源である所内変圧器
2A の場合)･ﾀｰﾋﾞﾝ建屋:187 ℃＜200 ℃(火災源が発火点 5 の場合)
･使用済燃料乾式貯蔵建屋:18 m＜37 m･鋼管杭鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ防潮壁:18 m＜21 m(火災源が発火点 3 の場合)
･排気筒:20 m＜266 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関:30 m＜267 m･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ:29 m＜242 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ:26 m＜242
m･止水ｼﾞｮｲﾝﾄ部: 20 m＜21 m･防潮扉: 20 m＜35 m

火線強度 6278 kW/m で 21.4 m の防火帯

表 5-1 工認記載ポイント（1/3）

原子力発電所の外部火災影響評価において，各評価工事計画変更認可後の変更手続きの賛否に着目して工認記載ポイントを整理した。

5．外部火災に関する工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9･対象施設の温度が許容温度以下となることを記載･熱影響評価方法の概要･対象施設の温度が許容温度以下となることを記載･熱影響評価方法の概要(航空機落下確率 10―7 回/炉･年から求める離隔距
離を含む)･危険限界距離が対象までの離隔距離を上回ることを記載･熱影響評価方法の概要･対象施設の温度が許容温度以下となることを記載･熱影響評価方法の概要･許容温度の設定根拠･熱影響及び危
険限界距離評価の評価条件,
評価方針,評価
結果

工認記載ﾎﾟｲﾝﾄ
本文
説明書(基本設計方針)FARSITE の評価については,設設置(変更)許可を受けた置許可にて審査
防火帯(約 23m)を記載
済みのため記載
しない･設置(変更)許可を受けた ･FARSITE の評
価については,火炎輻射発散度(建設置許可にて屋:444 kW/m2)及び輻射強
審査済みのた度（排気筒及び非常用ﾃﾞｨめ記載しないｰ ｾ ﾞ ﾙ 発 電 機 機 関 :0.07
kW/m2，残留熱除去系海水 ･熱影響評価の評価条件,評価
系ﾎﾟﾝﾌﾟ及び非常用ﾃﾞｨｰ
方法,評価結果
ｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ：
0.08 kW/m2)を記載･森林火災の熱影響評価方
法の概要

定期的に
評価

敷地内危険
物貯蔵施設
等の新･増
設又は移設
時に評価
(定期的に
評価)

土地を改変
する場合
(敷地内の
植生変更)
に評価
(定期的に
評価)

評価頻度
(本文及び
保安規定)

64

73

燃料輸送
車両の火
災･爆発

石油ｺﾝﾋﾞ
ﾅｰﾄ施設
等の火
災･爆発

危険
距離

燃料輸送車両のガス貯蔵量から容器の破裂による破片の最大飛散範囲を算出し，最大飛散範囲を上回る離隔距離を確保する。

危険限界
距離

最大飛散
範囲

燃料輸送車両火災による対象施設の温度が許容温度以下となる危険距離を算出し,危険距離を上回る
離隔距離があることを確認する｡

燃料輸送車両のガス爆発の爆風圧が 0.01MPa 以下になる危険限界距離を算出し，危険限界距離を上回
る離隔距離を確保する。

危険
距離

最大飛散
範囲

危険限界
距離

敷地外の危険物貯蔵施設等の火災による対象施設の温度が許容温度以下となる危険距離を算出し,危険距離を上回る離隔距離があることを確認する｡

敷地外の高圧ガス貯蔵施設のガス
爆発の爆風圧が 0.01 MPa 以下になる危険限界距離を算出し，危険
限界距離を上回る離隔距離を確保する。
敷地外の高圧ガス貯蔵施設のガス貯蔵量から容器の破裂による破片の最大飛散範囲を算出し，最大飛散範囲を上回る離隔距離を確保する。

発電所敷地外 10 km の範囲に石油
ｺﾝﾋﾞﾅｰﾄ施設がないことを確認する｡

評価の考え方

存在の有無

外部火災影響評価

容器の破裂による破片の最大飛散範囲が離隔距離以下

危険限界距離：ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる距離
最大飛散範囲＞離隔距離

危険限界距離＞離隔距離

危険距離：許容温度以下となる距離※：許容温度は上記火災
参照

危険距離＞離隔距離

容器の破裂による破片の最大飛散範囲が離隔距離以下

最大飛散範囲＞離隔距離

危険限界距離：ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる距離

危険限界距離＞離隔距離

危険距離：許容温度以下となる距離※：許容温度は上記火災
参照

危険距離＞離隔距離

発電所敷地外 10 km の範囲に新たに石油ｺﾝﾋﾞﾅｰﾄ
施設及び石油ｺﾝﾋﾞﾅｰﾄ施
設に沿う等する産業施設が建設された場合

ﾀﾝｸ貯蔵量,ﾀﾝｸ内
包物の種類から,
火災・爆発の評
価は対象施設の温度又は危険限
界距離により判断するが,算出結
果はﾀﾝｸ貯蔵量,
ﾀﾝｸ内包物の種類により都度算出
値が異なることから,工認変更手続き条件としては評価結果を用いる｡

工認変更(下記の条件となった場合に工認変更手続きが必要)(LPG 輸送車両の場合)・ﾀｰﾋﾞﾝ建屋：435 m＜450 m･爆発源と対象施設との離隔距離が最大飛散範囲以上となることを記載･最大飛散範囲の評価方法の概要･燃料輸送車両の位置を特定し，爆発源と対象施設との離隔距離が危険限界距離以上となることを記載･危険限界距離の評価方法の概要･燃料輸送車両の位置を特定し，火災と対象施設との離隔距離が危険距離以上となることを記載･危険距離の評価方法の概要(燃料輸送車両の場合)･ﾀｰﾋﾞﾝ建屋:23 m＜450 m，･排気筒:9 m＜610 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関:14 m＜510 m･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ:13 m＜760 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ:11 m＜760 m(最も影響が大きい爆発源である LPG 輸送
車両の場合)
・ﾀｰﾋﾞﾝ建屋：88 m＜450 m･爆発源と対象施設との離隔距離が最大飛散範囲以上となることを記載･最大飛散範囲の評価方法の概要(LPG 輸送車両の場合)・ﾀｰﾋﾞﾝ建屋：88 m＜450 m･爆発源と対象施設との離隔距離が危険限界距離以上となることを記載･危険限界距離の評価方法の概要･火災源と対象施設との離隔距離が危険距離以上となることを記
載･危険距離の評価方法の概要(敷地外の危険物貯蔵施設の場合)･使用済燃料乾式貯蔵建屋:41 m＜800 m，･排気筒:10 m＜1200 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関:17 m＜1100 m･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ:16 m＜1300 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟﾀ:12 m＜1300 m
(最も影響が大きい爆発源である日立 LNG
基地の場合)
・発電所施設：373 m＜1500 m

発電所敷地外の火災源に対し,必要な離隔距離を確保していることを記載

工認記載ﾎﾟｲﾝﾄ
本文(基本設計方針)

発電所敷地外の火災源に対し,必要な離隔距離を確保していることを記載(参考)
計算結果※１

表 5-1 工認記載ポイント（2/3）

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9･飛来物の設定
根拠･評価条件,評価
方針,評価結果･爆風圧(0.01MPa)の設定根
拠･評価条件,評価
方針,評価結果･許容温度の設
定根拠･評価条件,評価
方針,評価結果･飛来物の設定
根拠･評価条件,評価
方針,評価結果･爆風圧(0.01MPa)の設定根
拠･評価条件,評価
方針,評価結果･許容温度の設
定根拠･評価条件,評価
方針,評価結果

発電所敷地外10 km の範囲に
石油ｺﾝﾋﾞﾅｰﾄ施
設がないことを
記載

説明書

定期的に
評価

評価頻度
(本文及び
保安規定)

65

74

危険限界距離：ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる
距離

外部火災の影響評価の方法を変更する場合

対象施設を新･増設する場合算出した危険距離等により外部
火災影響評価の妥当性を確認す
る｡

温度評価及び距離の評価により条件を満足しない場合に設備対応等を実施し,条件を満足する対
策を行う｡

危険限界
距離

外部火災の影響評価

上記火災源における
外部火災評価結果を満足しない場合

危険限界距離＞離隔距離評価ｶﾞｲﾄﾞに基づく影響評価方法
を変更しない場
合は工認の変更不要

ﾀﾝｸ貯蔵量,ﾀﾝｸ内
包物の種類から,
火災・爆発の評
価は対象施設の温度又は危険限
界距離により判断するが,算出結
果はﾀﾝｸ貯蔵量,
ﾀﾝｸ内包物の種類により都度算出
値が異なることから,工認変更手続き条件としては評価結果を用いる｡――(最も影響が大きい爆発源である LPG 輸
送船の場合)
・ﾀｰﾋﾞﾝ建屋：340 m＜1100 m(最も影響が大きい火災源である LNG 輸送船の場合)･原子炉建屋:263 m＜1100 m･排気筒:87 m＜1100 m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機機関:153 m＜
1100 m
･残留熱除去系海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ:142 m＜940
m･非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ:111
m＜940 m(参考)
計算結果※１※２：高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。

※１：建屋に対する評価は，原子炉建屋，タービン建屋及び使用済燃料乾式貯蔵建屋のうち最も厳しい結果となるものを代表して記載

漂流船舶
の火災･
爆発

危険距離：許容温度以下となる距離※：許容温度は上記火災参照漂流船舶のガス爆発の爆風圧が0.01 MPa 以下になる危険限界距離を算出し，
危険限界距離を上回る離隔距離を確保する。

危険距離＞離隔距離

危険距離評価の考え方

燃料輸送車両火災による対象施設の温度が許容温度以下となる
危険距離を算出し,危険距離を上回る離隔距離があることを確認する｡

外部火災影響評価

工認変更(下記の条件となった場合に工認変更手続きが必要)

表 5-1 工認記載ポイント（3/3）

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9――

外部火災の熱影
響評価の評価条
件,評価方針,評
価結果･爆風圧(0.01MPa)の設定根拠･評価条件,評価
方針,評価結果･漂流船舶の位置を特定し，爆発源と対象施設との離隔距離が危険限界距離以上となることを記載･危険限界距離の評価方法の概要
上記のとおり外部火災影響評
価の概要を記載･許容温度の設定
根拠･評価条件,評価
方針,評価結果

説明書･漂流船舶の位置を特定し，火災と対象施設との離隔距離が危険距離以上となることを記
載･危険距離の評価方法の概要

工認記載ﾎﾟｲﾝﾄ
本文(基本設計方針)

―

火災防護計
画に規定

定期的に
評価

評価頻度
(本文及び
保安規定)

6. 評価で使用するパラメータの設定根拠について

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

6.1 森林火災
記 号

単 位

定 義

Ｒ

m

燃焼半径

式 2.1.1-4 で算出

Ｈ

m

火炎長

ＦＡＲＳＩＴＥの出力値

Ｆ－

円筒火炎モデル数

Ｗ

m

火炎到達幅

φｉ

－

各円筒火炎モデルの形態係
数

Ｌｉ

m

離隔距離

国土地理院のデータを基に算出

Ｅ

W/m2

輻射強度

式 2.1.1-1 等で算出

Ｒｆ

W/m2

火炎輻射発散度

φｔ－

各火炎モデルの形態係数を合計した値

式 2.1.1-7 等で算出

Ｌｔ

m

危険距離

式 2.1.1-7 等で算出

Ｔ

℃

温度

式 2.1.1-1 等で算出

Ｔ０

℃

周囲温度

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

ρ

kg/m3

コンクリート密度

伝熱工学資料 日本機械学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率ｔh

燃焼継続時間2

設定根拠

式 2.1.1-5 で算出
ＦＡｓＲＳＩＴＥの出力値
式 2.1.1-6 で算出

ＦＡＲＳＩＴＥの出力値から算出

水戸地方気象台の観測記録より算出

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会
ＦＡＲＳＩＴＥの出力値から算出

ｑｓ

W/m

コンクリート表面熱流束式 2.1.1-1 等で算出

Δｘm

コンクリート座標刻み

設定値

Δｔ

s

時間刻み

設定値

ｈ

2

W/m ･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m

2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

6675

6.2 発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の火災・爆発

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

(1) 火災源に対する評価痛い
記 号

単 位

定 義

設定根拠

Ｒ

m

燃焼半径

式 2.1.2-1 で算出

ｗ

m

防油堤幅

自社図面

ｄ

m

防油堤奥行き

自社図面

ｗ・ｄ

m

2

防油堤面積

防油堤幅×防油堤奥行き

φ

－

形態係数

式 2.1.2-2 で算出

Ｌ

m

離隔距離

自社図面

Ｈ

m

火炎の高さ

評価ガイドの式より算出

ｔs

燃焼継続時間式 2.1.2-4 で算出

Ｖ

m

3

燃料量

自社図面

ｖ

m/s

燃焼速度

燃料の質量低下速度÷密度Ｍ2kg/m ･s

燃料の質量低下速度

ρ

kg/m3

燃焼密度

Ｔ

℃

温度

Ｔ０

℃

周囲温度

水戸地方気象台の観測記録より算出

Ｔ1

℃

初期温度

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出

Ｅ

W/m2

輻射強度

式 2.1.2-3 で算出

α

m2/s

コンクリート温度伝導率

原子炉建屋構造設計指針日本建築学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率

伝熱工学資料 日本機械学会

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱

Ｒｆ

W/m2

輻射発散度

評価ガイド

ｈ

W/m2･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m

2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

ＮＵＲＥＧ－１８０５
・溶融炉灯油タンク：製品安全データシート
・変圧器：NUREG-1805
式 2.1.2-5 等で算出

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

67

76

(2) 爆発源に対する評価
単 位

定 義

設定根拠

Ｖ

m３

ガスタンクの貯蔵量

自社図面

λm/kg1/３

換算距離

評価ガイド

ρ

t/m３

ガス密度

一般社団法人 水素エネルギー協会ホームページ

Ｋ-

石油類の定数

評価ガイド

Ｗ

－

貯蔵設備のＷ値

式 2.1.2-6 で算出

Ｘm

ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる距離式 2.1.2-7 で算出

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

記 号

68

77

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

6.3 航空機墜落による火災
記 号

単 位

定 義

設定根拠

Ｒ

m

燃焼半径

ｗ・ｄ

m2

航空機の燃料タンクの投影
面積

φ

－

形態係数

式 2.1.2-2 で算出

Ｌ

m

離隔距離

自社図面より算出

Ｈ

m

火炎の高さ

評価ガイドの式より算出

ｔs

燃焼継続時間式 2.1.2-4 で算出

Ｖ

m

3

燃料量

・KC-767：世界航空機年鑑 2012-2013
・F-15：航空ジャーナル２月号増刊Ｆ-15 イーグル・その他：ボーイング社ホームページ資料

ｖ

m/s

燃焼速度

燃料の質量低下速度÷密度Ｍkg/m2･s

燃料の質量低下速度

ρ

kg/m3

密 度

・B737-800, B747-400：「航空ﾀｰﾋﾞﾝ燃料油」（JIS-K2209-1991）
・その他：NUREG-1805

Ｔ

℃

温 度

式 2.1.2-5 等で算出

Ｔ０

℃

周囲温度

水戸地方気象台の観測記録より算出

Ｔ1

℃

初期温度

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出

Ｅ

W/m2

輻射強度

式 2.1.2-3 で算出

α

m2/s

コンクリート温度伝導率

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率

伝熱工学資料 日本機械学会

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱

Ｒｆ

W/m2

輻射発散度

評価ガイド

ｈ

W/m2･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m

2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

式 2.1.2-1 で算出
・F-15： 航空ジャーナル２月号増刊Ｆ-15 イーグルより算出
・その他：ボーイング社ホームページ資料より算出

ＮＵＲＥＧ－１８０５

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

6978

6.4 発電所敷地外の危険物貯蔵施設の火災

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

(1) 火災源に対する評価
記 号

単 位

定 義

Ｒ

m

燃焼半径

式 2.1.2-1 で算出

ｗ

m

防油堤幅

聞き取り

ｄ

m

防油堤奥行き

聞き取り

ｗ・ｄ

m2

防油堤面積

防油堤幅×防油堤奥行き

φ

－

形態係数

式 2.1.2-2 で算出

Ｌ

m

離隔距離

国土地理院のデータを基に算出

Ｈ

m

火炎の高さ

評価ガイドの式より算出

ｔs

燃焼継続時間式 2.1.2-4 で算出

Ｖ

m3

燃料量

仮想タンク：「石油コンビナート等災害防止法施行令」の第 2 条で規定する基準総貯蔵量
抽出タンク：自治体資料

ｖ

m/s

燃焼速度

燃料の質量低下速度÷密度Ｍkg/m2･s

燃料の質量低下速度

ρ

kg/m3

密 度

仮想タンク：ＮＵＲＥＧ－１８０５
抽出タンク：製品安全データシート

Ｔ

℃

温 度

式 2.1.2-4 等で算出

Ｔ０

℃

周囲温度

水戸地方気象台の観測記録より算出

Ｔ1

℃

初期温度

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
式 2.1.2-2 で算出

2

設定根拠

ＮＵＲＥＧ－１８０５

Ｅ

W/m

輻射強度

α

m2/s

コンクリート温度伝導率

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率

伝熱工学資料 日本機械学会

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱

Ｒｆ

W/m2

輻射発散度

評価ガイド

ｈ

2

W/m ･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

70

79

(2) 爆発源に対する評価
記 号

単 位

定 義

設定根拠

Ｖ

m３

ガスタンクの貯蔵量

λm/kg1/３

換算距離

評価ガイド

ρ

t/m３

ガス密度

・ＬＮＧタンク：伝熱工学資料
・ＬＰＧタンク：JIS K 2240-2013

Ｋ-

石油類の定数

評価ガイド

Ｗ

－

貯蔵設備のＷ値

式 2.1.2-6 で算出

Ｘm

ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる距離式 2.1.2-7 で算出

東京ガスホームページ(3) 容器破損時における破片の最大飛散距離の評価
単 位

定 義

設定根拠

Ｍ

kg

破裂時の貯蔵物質量

自治体資料

Ｌ

m

破片の最大飛散範囲

式 2.2.2-1 で算出

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

記 号

71

80

6.5 燃焼輸送車両の火災

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

(1) 火災源に対する評価
記 号

単 位

定 義

設定根拠

ｗ

m

車両幅

メーカ資料

ｄ

m

車両長さ

メーカ資料

ｗ・ｄ

m2

車両面積

車両幅×車両長さ

φ

－

形態係数

式 2.1.1-6 で算出

Ｌ

m

離隔距離

国土地理院のデータを基に算出

Ｈ

m

火炎の高さ

評価ガイドの式より算出

ｔs

燃焼継続時間式 2.1.2-3 で算出

Ｖ

m3

燃料量

危険物の規則に関する政令第 15 条第 1 項三号で定める，移動タンク貯蔵所の公道を通行可能な上限量

ｖ

m/s

燃焼速度

燃料の質量低下速度÷密度Ｍkg/m2･s

燃料の質量低下速度

ＮＵＲＥＧ－１８０５

ρ

kg/m3

密 度

ＮＵＲＥＧ－１８０５

Ｔ

℃

温 度

式 2.1.2-4 等で算出

Ｔ０

℃

周囲温度

水戸地方気象台の観測記録より算出

Ｔ1

℃

初期温度

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出

Ｅ

W/m2

輻射強度

式 2.1.2-2 で算出

α

2

m /s

コンクリート温度伝導率

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率

伝熱工学資料 日本機械学会

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱

Ｒｆ

W/m2

輻射発散度

評価ガイド

ｈ

W/m2･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m

2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

72

81

(2) 爆発源に対する評価
記 号

単 位

定 義

設定根拠

Ｖ

m３

ガスタンクの貯蔵量

λm/kg1/３

換算距離

評価ガイド

Ｋ

-

石油類の定数

評価ガイド

Ｗ

－

貯蔵設備のＷ値

式 2.1.2-6 で算出

Ｘm

ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる距離式 2.1.2-7 で算出

東京ガスホームページ

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9(3) 容器破損時における破片の最大飛散距離
記 号

単 位

定 義

設定根拠

Ｖ

kg

タンクの容積

Ｌ

m

タンク長さ

ｒ

m

円筒状タンク底面の半径Ｍkg

タンクの質量

タンク容積が 33m３となる円筒形状を想定し算出ｔm

タンク外層の厚さ

高圧ガスタンクローリーの事故防止について
高圧ガス保安協会

ρ

kg／m３

タンク材密度ｖ０m／s

飛来物の最高速度式 2.2.3-4 で算出

Ｅ

Ｊ

タンク爆発により発生するエネルギ

式 2.2.3-3 で算出

Ｐ１

Pa

タンク内の圧力高圧ガス例示基準を参照し，安全弁設定圧力×1.2 と
設定

Ｐ２

Pa

大気圧力

理科年表

γ

-

比熱比

工業熱力学 朝倉書店

Ａkｅ-

爆発エネルギの飛来物への移行係数ｍkg

飛来物の質量Ｆ-

空気抵抗による外力

ｇ

m／s２

重力加速度

理科年表

ＣＤ

－

流体抗力係数Ａ

m２

飛来物の速度方向に対する投影面積

竜巻による原子力施設への影響に関する調査研究 独立行政法人原子力安全基盤機構委託研究成果報告書
等

v

m／s

飛来物の速度

ρ

kg／m３

空気密度

危険物の規制に関する規則に基づき空間容積を 10％として算出
車両の幅を最高限度（2.5m）とした場合に，設定した容積から求まる円筒タンクの最長長さ
車両の幅の最高限度（2.5m）の半分

伝熱工学 東京大学出版会

Methods for the Calculation of Physical Effects(TNO Yellow Book, CPR14E(Part 1),3rd edn)
原子力発電所の竜巻影響評価ガイドに記載の設計飛来物を基に算出
式 2.2.3-7 で算出

式 2.2.3-8 で算出
伝熱工学 東京大学出版会

7382

6.6 漂流船舶の火災

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9

(1) 火災源に対する評価
記 号

単 位

定 義

Ｒ

m

燃焼半径

ｗ

m

船幅

ｄ

m

船舶の全長

ｗ・ｄ

m2

燃焼面積

船舶の全長×船幅

φ

－

形態係数

式 2.1.2-2 で算出

Ｌ

m

離隔距離

国土地理院のデータを基に算出

Ｈ

m

火炎の高さ

評価ガイドの式より算出

ｔs

燃焼継続時間式 2.1.2-4 で算出

Ｖ

m

3

燃料量

聞き取り

ｖ

m/s

燃焼速度

燃料の質量低下速度÷密度Ｍkg/m2･s3

設定根拠
式 2.1.2-1 で算出
・LNG 船：聞き取り・定期船：原燃輸送ホームページ
・LNG 船：聞き取り・定期船：原燃輸送ホームページ

燃料の質量低下速度

ＮＵＲＥＧ－１８０５

密 度

製品安全データシート
式 2.1.2-5 等で算出

ρ

kg/m

Ｔ

℃

温 度

Ｔ０

℃

周囲温度

水戸地方気象台の観測記録より算出

Ｔ1

℃

初期温度

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出し設定

Ｅ

W/m2

輻射強度

式 2.1.2-3 で算出

α

2

m /s

コンクリート温度伝導率

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

λ

W/m･K

コンクリート熱伝導率

伝熱工学資料 日本機械学会

Ｃｐ

J/kg･K

コンクリート比熱2

原子炉建屋構造設計指針 日本建築学会

Ｒｆ

W/m

輻射発散度

評価ガイド

ｈ

W/m2･K

熱伝達率

空気調和･衛生工学便覧

Ａ

m2

輻射を受ける面積

Ｇ

kg/s

重量流量

設備仕様

Ｃｐ

J/kg･K

空気比熱

伝熱工学 東京大学出版会

ΔＴ1℃

日射による温度上昇

ΔＴ2℃

構造物を介しての温度上昇

自社図面より算出

空気調和･衛生工学便覧に基づき算出
火災による温度上昇を考慮し設定

74

83

(2) 爆発源に対する評価
単 位

定 義

設定根拠

Ｖ

m３

ガスタンクの貯蔵量

聞き取り

λm/kg1/３

換算距離

評価ガイド

ρ

t/m３

ガス密度

・LPG 船：｢液化石油ｶﾞｽ(LP ｶﾞｽ)｣(JIS-K-2209-1991)
・その他：伝熱工学資料 日本機械学会

Ｋ-

石油類の定数

評価ガイド

Ｗ

－

貯蔵設備のＷ値

式 2.1.2-6 で算出

Ｘm

ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる距離式 2.1.2-7 で算出

NT2 補① Ⅴ-1-1-2-5 補 1 R9E

記 号

75/E

84