別紙 33

格納容器ベント実施に伴う現場作業の線量影響について

格納容器ベント実施に伴う現場作業は，放射線環境下での作業となることか
ら，作業の成立性を確認するために各作業場所における線量影響を評価する。
なお，中央制御室又は現場のいずれにおいても同等の操作が可能な場合については，高線量環境が予想される現場での作業線量のみについて記載する。
線量影響の評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）を参照した。
1. 想定する作業と作業時間帯，作業エリア
ここでは格納容器ベント実施に伴う作業を評価対象とする。格納容器ベントの実施前及び実施後における作業の作業場所，作業時間帯及び評価時間を第1-1 表及び第 1-7 図から第 1-17 図に示す。
各作業の評価時間には，作業場所への往復時間を含めた。格納容器ベント実施後の屋外の各作業の往復時間における被ばく評価に当たっては，移動中における線量率が作業場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）における線量率よりも小さいことを考慮し，作業場所よりも線量影響が小さい場所にいるものとして評価した。
格納容器ベント実施前の屋外及び屋内の各作業の被ばく評価に当たっては，作業場所を代表評価点とし，移動時間を含めて作業場所にいるものとして評価した。ただし，フィルタベント大気放出ラインドレン弁の閉操作の被ばく評価に当たっては，移動中は屋内，作業中は屋外にいるものとして評価した。

-434-

第 1-1 表

格納容器ベント実施前後の作業

格納容器ベント実施前の作業
フィルタベント

SGTS側PCVベント

大気放出ライン

用水素ガスベント

ドレン弁の閉操作

止め弁の開操作屋外

屋内(原子炉建屋屋上)

二次隔離弁の開操作
屋内(二次格納施設外) (二次格納施設外)

格納容器ベント実施後の作業

フィルタ装置

一次隔離弁のドレン移送

開操作

ポンプ水張り屋内
屋外(二次格納施設外)

フィルタ装置フィルタ装置

ドレン移送

水位調整

スクラバ水

ライン

（水抜き）

pH 調整

窒素ガスパージ

屋外

屋外

屋外

ドレンタンク
水抜き

屋外W/W ベント時
作業開始時間

4 時間後～

4 時間後～

4 時間後～

約 36 時間後～ベント実施時刻（事象発生後）約 38 時間後

約 38 時間後

約 38 時間後

約 37 時間後（約 38 時間後）

：63 時間後※1

W/W ベント時：63 時間後以降
168 時間後以降※2

D/W ベント時

D/W ベント時：79 時間後以降※1：79 時間後-435-

1 班：移動 20 分※4
1 班：作業 10 分※4 1 班：移動 55 分※4

評価時間※3

1 班：移動 20 分

2 班：移動 20 分※4 1 班：作業 15 分※4 1 班：移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

移動 20 分

1 班：作業 10 分

1 班 作業 5 分※4

2 班：移動 20 分※4 1 班：作業 10 分

作業 5 分

作業 5 分

作業 5 分

作業 35 分作業 40 分2 班：移動 20 分

3 班：移動 55 分※4 1 班：作業 10 分※4 2 班：移動 20 分

2 班：作業 10 分

1 班：作業 25 分※4 3 班：移動 20 分※4 2 班：作業 10 分
4 班：移動 20 分※4 1 班：作業 10 分※4
1 班：作業 15 分※4※1 スクラバ水の上限水位到達時間の評価結果から，水位調整に要する作業時間に余裕を見込み 3 時間を差し引き設定※2 ドレンタンク内凝縮水量の評価結果を参照※3 「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.7 で示すタイムチャートを踏まえて整理。評価時間には作業場所への往復時間を含め，タイムチャートに記載がない場合は片道 10 分と仮定した。第 1-1 図から第 16 図に各評価時間の設定根拠を示す。
※4 作業時間のうち 10 分は高台での作業であることから，移動中の評価と同様に，作業場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）よりも線量影響が小さい場所にいるものとして評価した。

-435-

-436第 1-1 図 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作） タイムチャート（W/W ベントの場合）及び（D/W ベントの場合）-436-

第 1-2 図 フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り タイムチャート-437第 1-3 図 フィルタ装置水位調整（水抜き） タイムチャート-437-

-438第 1-4 図 フィルタ装置スクラバ水 pH 調整 タイムチャート-438-

-439-

第 1-5 図 ドレン移送ライン窒素ガスパージ タイムチャート

第 1-6 図 ドレンタンク水抜き タイムチャート-439-

第 1-7 図

第 1-8 図6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階）

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋地下 1 階（中間階））-440-

第 1-9 図

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 2 階）

第 1-10 図

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 3 階）-441-

第 1-11 図

6 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 3 階（中間階））

第 1-12 図

6 号炉屋外作業場所-442-

第 1-15 図

第 1-16 図

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 2 階）

7 号炉屋内遮蔽壁等（原子炉建屋 3 階（中間階））-444-

b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果を踏まえ評価した。
c.放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる被ばく
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばくは，事故
期間中の大気中への放射性物質の放出量及び大気拡散効果を踏まえ評価した。なお，評価に当たってはマスクの着用を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故
期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効果を踏まえて評価した。
e.格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ
内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィル
タ内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業エリアの位
置，線源の位置と形状並びに線源を囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮して評価した。直接ガンマ線の評価には，QAD-CGGP2R コードを用い，
スカイシャインガンマ線の評価には，QAD-CGGP2R コード及び G33-GP2R コードを用いた。
(2)原子炉建屋内での作業
a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくは，作業エリアの放射性物質濃度が外気と同濃度※1 になると仮定し，サブマージョンモデ
ルを用いて評価した。なお，サブマージョンモデルでの計算に用いる空間
容積は，6 号及び 7 号炉の一次隔離弁，二次隔離弁及び SGTS 側 PCV ベント
用水素ガスベント止め弁の作業エリアの空間容積を包絡する値を設定した。
b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故期間-450-第 8-1 表

6 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）
格納容器ベント実施前の作業

評価内容

フィルタベント
SGTS 側 PCV ベント
大気放出ライン
用水素ガスベント
ドレン弁の閉操作※1 止め弁の開操作※1
屋外(原子炉建屋屋上)

二次隔離弁の開操作※1

格納容器ベント実施後の作業

フィルタ装置
一次隔離弁のドレン移送ポンプ
開操作（S/C 側）
水張り

屋内
屋内
(二次格納施設外) (二次格納施設外)

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

フィルタ装置スクラバ水
pH 調整※1※2

ドレン移送ライン
窒素ガス
パージ※1※2

ドレンタンク
水抜き※1※2

屋外

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

-457-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質
からのガンマ線による外部被ばく約 3.1×100

約 1.7×100

約 1.7×100

約 4.1×100

約 3.8×100※3

約 1.0×100

約 2.3×100

約 1.8×100

約 1.0×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.2×101

約 4.7×100

約 2.2×100

約 6.0×100

約 5.2×100

約 5.0×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.6×10-1

約 6.4×10-1

約 6.4×10-1

約 1.5×100

約 1.4×100

約 1.1×10-1

約 3.0×10-1

約 2.6×10-1

0.1 以下

地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 4.5×100

―※5

―※5

約 2.7×101―※5

約 7.8×100

約 2.1×101

約 1.8×101

約 5.2×100

フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線によ
る被ばく

―※5

―※5

―※5

―※5

約 1.1×101

約 2.7×101

約 4.5×101

約 2.0×101

約 1.2×101

約 21mSv

1 班：約 38mSv
2 班：約 38mSv

1 班：約 38mSv
2 班：約 24mSv
3 班：約 74mSv
4 班：約 52mSv

1 班：約 46mSv
2 班：約 38mSv
3 班：約 38mSv

1 班：約 19mSv
2 班：約 19mSv

被ばく線量

約 9.3mSv

約 2.4mSv

約 2.4mSv

約 45mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-457-

第 8-2 表

7 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）
格納容器ベント実施前の作業

評価内容

フィルタベント
SGTS 側 PCV ベント
大気放出ライン
用水素ガスベント
ドレン弁の閉操作※1 止め弁の開操作※1
屋外(原子炉建屋屋上)

二次隔離弁の開操作※1

格納容器ベント実施後の作業

フィルタ装置
一次隔離弁のドレン移送ポンプ
開操作（S/C 側）
水張り

屋内
屋内
(二次格納施設外) (二次格納施設外)

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

フィルタ装置スクラバ水
pH 調整※1※2

ドレン移送ライン
窒素ガス
パージ※1※2

ドレンタンク
水抜き※1※2

屋外

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

-458-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質
からのガンマ線による外部被ばく約 3.2×100

約 1.7×100

約 1.7×100

約 3.1×100

約 3.8×100※3

約 1.1×100

約 3.0×100

約 2.6×100

約 1.2×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.2×101

約 4.7×100

約 2.2×100

約 6.0×100

約 5.2×100

約 5.0×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.6×10-1

約 6.4×10-1

約 6.4×10-1

約 1.5×100

約 1.4×100

約 1.1×10-1

約 3.0×10-1

約 2.6×10-1

0.1 以下

地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 4.5×100

―※5

―※5

約 2.7×101―※5

約 7.8×100

約 2.1×101

約 1.8×101

約 5.2×100

フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線によ
る被ばく

―※5

―※5

―※5

―※5

0.1 以下

約 2.8×101

約 4.8×101

約 2.4×101

約 1.3×101

約 10mSv

1 班：約 39mSv
2 班：約 39mSv

1 班：約 39mSv
2 班：約 25mSv
3 班：約 78mSv
4 班：約 53mSv

1 班：約 50mSv
2 班：約 39mSv
3 班：約 39mSv

1 班：約 20mSv
2 班：約 20mSv

被ばく線量

約 9.4mSv

約 2.4mSv

約 2.4mSv

約 44mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-458-

第 8-3 表

6 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）
格納容器ベント実施前の作業

評価内容

フィルタベント
SGTS 側 PCV ベント
大気放出ライン
用水素ガスベント
ドレン弁の閉操作※1 止め弁の開操作※1
屋外(原子炉建屋屋上)

二次隔離弁の開操作※1

格納容器ベント実施後の作業

フィルタ装置
一次隔離弁のドレン移送ポンプ
開操作（D/W 側）
水張り

屋内
屋内
(二次格納施設外) (二次格納施設外)

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

フィルタ装置スクラバ水
pH 調整※1※2

ドレン移送ライン
窒素ガス
パージ※1※2

ドレンタンク
水抜き※1※2

屋外

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

-459-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質
からのガンマ線による外部被ばく約 3.2×100

約 1.8×100

約 1.8×100

約 4.3×100

約 4.2×100※3

約 9.6×10-1

約 2.3×100

約 1.8×100

約 1.0×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.2×101

約 2.8×100

約 3.6×100

約 9.0×100

約 7.8×100

約 4.6×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.7×10-1

約 6.5×10-1

約 6.5×10-1

約 1.6×100

約 1.6×100

約 1.3×10-1

約 3.5×10-1

約 3.0×10-1

0.1 以下

地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 4.5×100

―※5

―※5

約 2.7×101―※5

約 7.3×100

約 1.9×101

約 1.7×101

約 5.5×100

フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線によ
る被ばく

―※5

―※5

―※5

―※5

約 3.5×100

約 2.8×101

約 4.6×101

約 2.1×101

約 1.6×101

約 12mSv

1 班：約 40mSv
2 班：約 40mSv

1 班：約 40mSv
2 班：約 25mSv
3 班：約 77mSv
4 班：約 55mSv

1 班：約 48mSv
2 班：約 40mSv
3 班：約 40mSv

1 班：約 23mSv
2 班：約 23mSv

被ばく線量

約 9.4mSv

約 2.4mSv

約 2.4mSv

約 45mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-459-

第 8-4 表

7 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果（単位：mSv）
格納容器ベント実施前の作業

評価内容

フィルタベント
SGTS 側 PCV ベント
大気放出ライン
用水素ガスベント
ドレン弁の閉操作※1 止め弁の開操作※1
屋外(原子炉建屋屋上)

二次隔離弁の開操作※1

格納容器ベント実施後の作業

フィルタ装置
一次隔離弁のドレン移送ポンプ
開操作（D/W 側）
水張り

屋内
屋内
(二次格納施設外) (二次格納施設外)

フィルタ装置
水位調整（水抜き）※2

フィルタ装置スクラバ水
pH 調整※1※2

ドレン移送ライン
窒素ガス
パージ※1※2

ドレンタンク
水抜き※1※2

屋外

屋内(二次格納施設外)

屋外

屋外

屋外

屋外

-460-

原子炉建屋内に浮遊する放射性物質
からのガンマ線による外部被ばく約 3.4×100

約 1.8×100

約 1.8×100

約 3.2×100

約 4.2×100※3

約 1.1×100

約 2.9×100

約 2.6×100

約 1.2×100

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 1.1×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.2×101

約 2.8×100

約 3.6×100

約 9.0×100

約 7.8×100

約 4.6×10-1

放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく※4

約 5.7×10-1

約 6.5×10-1

約 6.5×10-1

約 1.6×100

約 1.6×100

約 1.3×10-1

約 3.5×10-1

約 3.0×10-1

0.1 以下

地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約 4.5×100

―※5

―※5

約 2.7×101―※5

約 7.3×100

約 1.9×101

約 1.7×101

約 5.5×100

フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線によ
る被ばく

―※5

―※5

―※5

―※5

約 5.5×100

約 2.9×101

約 4.9×101

約 2.4×101

約 1.7×101

約 14mSv

1 班：約 41mSv
2 班：約 41mSv

1 班：約 41mSv
2 班：約 26mSv
3 班：約 81mSv
4 班：約 56mSv

1 班：約 52mSv
2 班：約 41mSv
3 班：約 41mSv

1 班：約 24mSv
2 班：約 24mSv

被ばく線量

約 9.6mSv

約 2.4mSv

約 2.4mSv

約 44mSv※1 被ばく線量が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の被ばく線量を記載※2 被ばく線量の内訳は，被ばく線量が最も大きい班について記載※3 ベント流体が原子炉建屋内に流入することによる影響は考慮しない。
※4 マスク着用（PF1000）による防護効果を考慮する。
※5 線源との間に十分な遮蔽があるため，影響は軽微であり，評価の対象外とした。

-460-別紙 37

ラプチャーディスクの凍結による影響について

よう素フィルタ下流側のラプチャーディスク出口側は第 1 図に示すとおり大気側に開放されているため，格納容器圧力逃がし装置の出口配管の頂部放出口から雨水が流入した場合，ラプチャーディスクまで流入する。そのため，第 2 図に示すようにラプチャーディスクの下流側配管水平部に設置している雨水排水ラインの止め弁を常時開運用とすることにより，流入した雨水はラプチャーディスク下
流側配管内に蓄積せずに系外へ放出され，配管内で凍結することはない。
主排気筒
6号炉
RE
フ ィルタ 装置
出 口放射 線モニ タ
AO

雨 水排水 ライン

※6号炉と7号炉で設置場所が異なる

原 子炉区 域・
タ ービン 区域
〔ＦＣ〕
換 気空調 系排風 機へ

H 2E

フ ィルタ 装置
水 素濃度

PI

原 子炉区 域より
パ ージ用 排風機
AO

MO

ボ ンベ

PT

フ ィルタ 装置出 口配管 圧力
7号炉
RE
フ ィルタ 装置
出 口放射 線モニ タ〔ＦＣ〕

非 常用ガ ス処理 系
排 風機へ

フ ィルタ 装置
入 口圧力MO

ラ プチャ ーディ スク
オ リフィ スＮ 2ベント ライン

MO

遠 隔手動 弁操作 設備
AO

〔ＦＯ〕

ボ ンベ

AO

H 2E

Ｎ 2供給ラ イン

原 子炉区 域運転 階より

フ ィルタ 装置
水 素濃度

ラ プチャ ーディ スク

よ う素
フ ィルタ

・

PT

フ ィルタ 装置水 位LT

遠 隔手動 弁操作 設備

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フ ィルタ
装置

遠 隔手動 弁操作 設備

遠 隔手動 弁操作 設備
遠 隔手動 弁操作 設備

〔ＦＣ〕

MO

ボ ンベ

LＳ

ド レン
タ ンク
水位

MO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

DP

AO

AO
〔ＦＣ〕

Ｎ 2ベント ライン

フ ィルタ 装置
金 属フィ ルタ差 圧

・

・

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

ド ライウ ェルオ リフィ スフ ィルタ 装置
出 口圧力

AO

〔ＦＣ〕

・
サ プレッ ション ・
チ ェンバ

原子炉建屋

遠 隔手動 弁操作 設備

AO

ボ ンベ

〔ＦＣ〕

MO

pH

FE

FE

MO

フ ィルタ 装置
ス クラバ 水pH

ド レン
移 送ポン プ

原子炉格納容器

非 常用ガ ス処理 系
排 風機よ りMOド レン
ポ ンプ流 量MO

MO

二次格納施設可 燃性ガ ス濃度 制御系
気 水分離 器より

原子炉建屋

Ｎ 2供給ラ イン

第1図

雨水排水ライン系統図

放出口TP 51795

下流側
ラプチャーディスクク

雨水排水ライン（通常時開）TP 40045

よう素フィルタより

第2図

ラプチャーディスク下流側の配管配置図（７号炉）-470-

Ｎ 2供給ラ イン

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

設定されているが，冷温破裂試験においてはにて破裂した。これはステンレスの物性値は温度によって左右することから，200℃以外の温度条件では破裂
圧力は変化することによるものと考えられる。但し，ベント実施時の原子炉格納容器の圧力（炉心損傷前ベント時：0.31MPa, 炉心損傷後ベント：0.62MPa）と比較して，十分低い圧力でラプチャーディスクが開放することに変わりはないため，ベントを阻害するものではない。
スリットディスク(SUS316L)
下流側

スリットディスク(SUS316L)
ディスク(PTFE)

系統圧力
上流側

第4図

ラプチャーディスク構造図

ベントを実施する際に，雨水排水ラインの止め弁は，ベント開始前準備作業の中で閉にする運用とし，ベントガスの一部が主ラインではなく，雨水排水ライン
を通して排出されてしまうことを防止する。これにより，低所放出により発電所
敷地内外での被ばく線量が大きくなること，ならびに雨水排水ラインが設置されている原子炉建屋屋上が高濃度に汚染されることを防止する。
なお，ベント実施中は，常にベントガスの流れがあるため，放出口から雨水が流入することは考えにくい。また，仮に放出口から雨水が流入したとしても，流入した雨水はドレンタンクに回収され，原子炉格納容器に移送することが可能である。そのため，ベント開始前準備作業の中で雨水排水ラインの止め弁を閉にしても，格納容器圧力逃がし装置の機能に影響はない。
また，ラプチャーディスクは，その他の自然現象に対して，下記の理由から機能喪失に至ることはないと考えている。
【風（台風）】 配管内に設置されているため，損傷する恐れはない。
【竜巻】
竜巻による最大気圧差は 16.4kPa と想定しており，ラプチャー
ディスクが開放することはない。
【積雪・火山】 放出口は斜め下 45°に開口している形状となっているため，
雪ならびに降下火砕物は侵入しにくい構造となっており，ラプ
チャーディスクまで到達することは考え難いことから，損傷の恐れはない。
【生物学的影響】放出口と雨水排水ラインの開口部には，小動物の侵入を防止するための設備（網等）を設置するため，小動物の浸入によりラプチャーディスクが損傷する恐れはない。

-472-3．重大事故対処中に設備故障が発生した場合
格納容器圧力が比較的高い状態において，格納容器スプレイ機能喪失を想定した場合，620kPa[gage]までの余裕時間が少ないが，この状態でも 620kPa[gage]を超えることなく格納容器ベントを実施する必要がある。操作場所への移動時間及び操作時間の遅れによる620kPa[gage]到達を回避するためには，中央制御室からの遠隔操作手段を確保しておく必要がある。
操作場所への移動中または現場での遠隔操作前に格納容器圧力が 620kPa[gage]に接近到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により格納容器一次隔離弁を「全開」とし，格納容器ベントを実施する。中央制御室からの遠隔操作後，現場での遠隔操作により格納容器一次隔離弁を開保持させる。
中央制御室からの遠隔操作を確保するためには，電源と駆動源を確保する必要がある。格納容器一次隔離弁の電源は「AM 用直流電源」から供給されており，非常用交流電源または AM 用蓄電池から供給されており重大事故時においても期待することができる設備である。駆動源は，通常時は計装用空気圧縮系から供給されているが重大事故時において期待することができないため，
格納容器一次隔離弁専用の空気ボンベにより駆動源を確保することができる。中央制御室からの遠隔操作確保を，格納容器ベント準備操作として実施することにより，重大事故対処中の設備
故障に対応した格納容器ベント操作が可能となる。

4．その他の格納容器ベント判断基準について
原子炉格納容器ベントを実施する判断基準は，原子炉格納容器過圧破損防止を目的とした格
納容器圧力による判断のほか，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止を目的とした格納容
器内の酸素濃度「4.0 vol%到達」による判断，及び原子炉格納容器からの異常漏えいの抑制を目的とした原子炉建屋オペレーティングフロア上部の水素濃度「2.2 vol%到達」による判断があ
る。

以上

－509－

補足 2
水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生速度(G 値)を
設計基準事故ベースとした場合の評価の位置付けと手順との関係

技術的能力の説明資料では，原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値(4.0vol%)に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置等の操作により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止することとしている。
一方，有効性評価「3.4 水素燃焼」の添付資料3.4.1に示したG値を設計基準事故ベースとした
場合の評価では，技術的能力説明資料と異なり酸素濃度が可燃限界である5.0vol%に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出操作(以下，「格納容器圧力逃がし装置等の操作」という)を実施するものとしているが，これは，G値を設計基準事故ベースとした場合の評価が水の放射線分解による酸素濃度の上昇が早い場合において，酸素濃度が可燃限界である5.0vol%に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置等の操作を実施しても，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃限界を上回ることなく速やかに低下することを確認しているためである。このため，評価条件として初期酸素濃度及びG値に保守的な値を用いている。
仮にG値を設計基準事故ベースとした場合の評価に技術的能力の説明資料に示す手順を適用した場合，事象発生から約30時間程度で原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値(4.0vol%)に到達す
るため，それまでに格納容器圧力逃がし装置等の操作を実施することとなるが，技術的能力の説
明資料に示す通り※，格納容器圧力逃がし装置等の操作には十分な時間余裕があるものと考える。
格納容器圧力及び格納容器温度についても，この時点では代替循環冷却系の運転により，安定的に低下する傾向となっているため，格納容器圧力逃がし装置等の操作によって速やかに低下す
るものと考えられる。また，環境中に放出される核分裂生成物(Cs-137)の観点では，大破断LOCA
後(事象発生から約38時間)に格納容器圧力逃がし装置等による排出を実施する場合について評
価し，評価項目である100 TBqを十分に下回ることを確認していることを踏まえると，数時間早い格納容器圧力逃がし装置等による排出を考慮しても，環境中に放出される核分裂生成物(Cs137)は評価項目である100 TBqを十分に下回るものと考える。
※

原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出操作に要する時間は，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は45分，耐圧強化ベント系を用いる場合は60分(耐圧強化ベント系の窒素パージ操作は並行して実施するものとして考慮)

以

－511－

上

補足 3
格納容器ベント判断直後に格納容器ベントを実施する場合の影響

格納容器ベント判断直後（事象発生から約 32 時間後）に格納容器ベントを実施する場合の現場作業の成立性及び Cs-137 放出量評価について以下に示す。
1.現場作業の成立性について
別紙 33「格納容器ベント実施に伴う現場作業の線量影響について」では,事象発生から約 38
時間後に格納容器ベントを実施することを想定した場合において，被ばくの観点から格納容器ベント実施に伴う現場作業が可能であることを確認している。以下では，格納容器ベント判
断直後（事象発生から約 32 時間後）に格納容器ベントを実施することを想定した場合における，現場作業環境の成立性について検討した。
格納容器ベントを約 32 時間後に実施する場合（以下，「32 時間ベント時」という。）及び
約 38 時間後に実施する場合（以下，「38 時間ベント時」という。）の大気中への放出放射能量（事象発生から 7 日間の積算値）並びにその比を表 1 から表 4 に示す（W/W ベント時の場
合：表 1 及び表 2，D/W ベント時の場合：表 3 及び表 4）。
32 時間ベント時は，38 時間ベント時と比較し，原子炉格納容器内での除去（自然沈着等）
や時間減衰の効果に期待できる期間が短くなるため，ベントライン経由の放出量は大きくな
る傾向となる。ただし，格納容器ベント実施後は原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えいが減少することから，原子炉建屋経由の放出量は，より早く格納容器ベントを実施する 32 時間
ベント時の方が小さい傾向となる。
表 1 及び表 3 より，格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出において，被ばく線量に大部分の影響を及ぼすよう素※1 の放出放射能量は，38 時間ベント時に対し，32
時間ベント時では約 1.1 倍となっている。ここでは，格納容器ベントを実施する号炉からの寄与及び代替循環冷却系により事象を収束する号炉からの寄与並びに被ばく経路にかかわらず，
保守的に各号炉及び各被ばく経路からの合計被ばく線量が 38 時間ベント時の 1.2 倍になるものと仮定し，32 時間ベント時の現場作業の被ばく線量に与える影響を確認した※2。
38 時間ベント時（別紙 33 を参照）における 1 作業あたりの最大被ばく線量は約 81mSv※3 であり，これを 1.2 倍しても約 97mSv である。したがって，32 時間ベント時における格納容器
ベント実施に伴う現場作業は，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても，作業可能であることを確認した。

※1 格納容器ベント後の格納容器ベント実施に伴う現場作業は，格納容器ベントを実施してから 20 時間以上経過した後に行われる。したがって，当該時間帯においては，希ガスはほとんど放出された後であるため，被ばく線量は「地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく」及び「フィルタ及び配管内の放射性物質からのガンマ線による被ば－512－

く」の 2 つの被ばく経路からの寄与により大部分を占められ，この 2 つの被ばく経路からの寄与はよう素による影響が支配的である。
※2 原子炉建屋経由の放出放射能量が 38 時間ベント時に比べ小さいこと等を考慮していないため，合計被ばく線量を 1.2 倍とすることは保守的な結果を与える。
※3 7 号炉が格納容器ベント（D/W ベント）を実施した場合における，フィルタ装置スクラバ水
pH 調整の 3 班の被ばく線量－513－

表 1 大気中への放出放射能量（W/W ベントの実施を想定する場合）（格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時
希ガス類

※1

約 1.2×10②38 時間ベント時

18

約 1.0×10比（①/②）

18

約 1.21

よう素類

約 1.7×1016

約 1.6×1016

約 1.09Cs 類※2

約 1.2×1010

約 8.5×109

約 1.40Te 類※2

約 2.6×109

約 1.7×109

約 1.52Ba 類※2

約 9.4×108

約 6.2×108

約 1.53※2

約 2.9×108

約 2.0×108

約 1.43

La 類※2

約 1.2×108

約 8.3×107

約 1.49Ce 類※2

約 1.5×108

約 9.8×107

約 1.51Ru 類※1 希ガス類は，38 時間ベント時に対し，32 時間ベント時では 1.2 倍以上放出されているが，格納容器ベント後の現場作業を行う時間帯においては希ガスはほとんど放出された後であり，希ガスによる影響は全体に対し小さくなっているため，1.2 倍以上放出される影響は，検討の保守性の中に包含されるものと考えられる。
※2 Cs 類等は，38 時間ベント時に対し，32 時間ベント時では 1.4 倍以上放出されているが，よう素と比較し放出放射能量が数桁小さく，被ばく線量に及ぼす影響が小さいため，今回の検討においては無視できる。

表 2 大気中への放出放射能量（W/W ベントの実施を想定する場合）（原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出）
原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時②38 時間ベント時

比（①/②）

希ガス類

約 1.4×1016

約 2.0×1016

約 0.71

よう素類

約 1.4×1016

約 1.8×1016

約 0.7413

13

約 1.00Cs 類

約 9.9×10

Te 類

約 2.6×1013

約 2.6×1013

約 1.00Ba 類

約 1.2×1013

約 1.2×1013

約 1.02Ru 類

約 2.6×101212

約 1.00La 類

約 1.2×1012

約 1.2×1012

約 1.00

Ce 類

12

12

約 0.99

約 1.3×10－514－

約 9.9×10

約 2.6×10

約 1.4×10

表 3 大気中への放出放射能量（D/W ベントの実施を想定する場合）（格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時
希ガス類

※1

約 1.2×10②38 時間ベント時

18

約 8.3×10比（①/②）

17

約 1.45よう素類

約 1.7×1016

約 1.5×1016

約 1.13

Cs 類

約 1.3×1013

約 1.2×1013

約 1.05Te 類

約 2.8×1012

約 2.4×1012

約 1.20

Ba 類

約 1.0×1012

約 8.8×1011

約 1.17

Ru 類

約 3.2×101111

約 1.09La 類

約 1.4×1011

約 1.2×1011

約 1.16

Ce 類

約 1.6×1011

約 1.4×1011

約 1.18

約 2.9×10※1 希ガス類は，38 時間ベント時に対し，32 時間ベント時では 1.2 倍以上放出されているが，格納容器ベント後の現場作業を行う時間帯においては希ガスはほとんど放出された後であり，希ガスによる影響は全体に対し小さくなっているため，1.2 倍以上放出される影響は，検討の保守性の中に包含されるものと考えられる。

表 4 大気中への放出放射能量（D/W ベントの実施を想定する場合）（原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出）
原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時②38 時間ベント時

比（①/②）

希ガス類

約 1.5×1016

約 2.2×1016

約 0.68よう素類

約 1.4×101616

約 0.72

Cs 類

約 1.0×1014

約 1.1×1014

約 0.92Te 類

約 2.6×101313

約 0.91

Ba 類

約 1.2×1013

約 1.3×1013

約 0.91

Ru 類

約 2.6×1012

約 2.9×1012

約 0.91

La 類

約 1.2×101212

約 0.91

Ce 類

約 1.4×1012

約 1.5×1012

約 0.91－515－

約 1.9×10

約 2.8×10

約 1.3×10

2.Cs-137 放出量評価について
重大事故等対策の有効性評価では，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用しない場合）」において，事象発生約 38 時間後に格納容器ベントを実施する場合の大気中への Cs-137 の放出量を評価している。ここでは，事象発生約 32
時間後にベントを実施することによる，大気中への Cs-137 の放出量に与える影響を確認した。
なお，評価に当たっては原子炉建屋内における放射性物質の沈着効果及び時間減衰は考慮せず，保守的に原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした放射性物質は即座に大気中に放出されるものと仮定した。
大気中への Cs-137 の放出量の評価結果を表 5 に示す。
表 5 より，事象発生約 32 時間後に格納容器ベントを実施した場合における総放出量は，最大で約 17[TBq]（7 日間）となり，事象発生約 38 時間後に格納容器ベントを実施した場合とほぼ同等であり，基準となる 100[TBq]を下回っていることを確認した。

表5

大気中への放射性物質(Cs-137)の放出量（単位：TBq/7 日間）

ベントライン経由
原子炉建屋経由合計(D/W ベントの場合)①大 LOCA②【参考】大 LOCA

（約 32 時間後ベント）※1（約 38 時間後ベント）※1

約 1.9×10-3 (W/W ベント)

約 1.4×10-3 (W/W ベント)

約 2.1(D/W ベント)

約 2.0(D/W ベント)

約 15

約 14

約 17

約 16

※1 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用しない場合）」において，事象発生から約 32 時間後又は約 38 時間後に格納容器ベントを実施した場合の名称を，それぞれ「大 LOCA（約 32 時間後ベント）」，「大 LOCA（約 38 時間後ベント）」とした。

－516－

別紙 42 よう素フィルタの初期過渡性能及び有機よう素許容吸着量について（P495～497）【有機よう素の最大保持量】【資料③】
1.3.2 放射性物質除去性能の概略（P8）3.2.2.1.1 粒子状放射性物質（エアロゾル）（P84～86）【格納容器内雰囲気制御】【資料③】
3.2.2.2

事故時のフィルタ装置のパラメータ変化(P124)【格納容器内で発生する最大熱量及び水蒸気量】【資料③】3.2.2.1 格納容器圧力逃がし装置に流入する放射性物質(P86～118)
別紙 30 フィルタ装置の長期使用時の影響について（P420）

520

別紙 27 スクラバ水の設定について(P394，395)
別紙 42 よう素フィルタの初期過渡性能及び有機よう素許容吸着量について(P497)【発生最大エアロゾル量及びガス状物質量】【資料④】
有効性評価 添付資料 3.1.2.6 非凝縮性ガスの影響について(P 添 3.1.2.6-1～添 3.1.2.6-7)【発生可燃性ガスの種類と最大量】【資料③】
別紙 27 スクラバ水の設定について(P394～398)【発生化学種の種類】②各設計条件の設定根拠を確認し、妥当なものとなっているか。 【資料③】
特に、以下を確認。
②－１フィルタベントの最高使用温度の設定の考え方の妥当性の確認。

別紙 21 配管内に付着した放射性物質による発熱の影響について（P371～375）【最高使用温度設定】

a-3-3． 必要となる資機材①運転に必要となる動力源（電源、加圧空気）、水源、薬剤な 【資料③】
どが適切に準備されるか。

2.3.1 格納容器圧力逃がし装置電源設備（P35～38）
別紙 10 弁の操作方法について（P309～315）
別 紙 24ス ク ラ バ 水 の pH 調 整 方 法 に つ い て（P384,385）
a-4．隔離弁等の信頼性・隔離弁としての信頼性①隔離弁として信頼性の高い構造であるか、多重化されている 【資料③】
ことを確認。

2.2.2.2 主要弁等（P31，32）

・ベント弁としての信頼性 ②ベント弁として信頼性の高い構造、並列化。
・開放手段をリスト化し、各々について信頼性を確認。

別紙 19 格納容器圧力逃がし装置と他系統との隔離について（P355～359）

・並列化（例：ウェットウェルラインとドライウェルライン、 【隔離弁の構造，多重化】
各弁でバイパスラインを設ける）

別紙 16 格納容器圧力逃がし装置の弁選定の考え方（P344，345）【弁開放手法リスト化，並列化】

a-5．ベント手順
a-5-1．手順着手の判断基
準①ベント手順着手の判断基準が適切に設定されているか。

【資料③】

以下の観点から確認を行う。

4.格納容器圧力逃がし装置の設備操作と操作性（P135・利用可能なパラメータを使用しているか。

～137）

・余裕時間を考慮して作業可能な時間に手順着手の判断が可能 別紙 44 原子炉格納容器圧力破損防止のための原子か。

炉格納容器ベントについて(P500～516)②炉心損傷の判断根拠が妥当であるか。

【①ベント手順，判断基準，パラメータ，余裕時間】

522

【資料③】
4.1.1 格納容器ベント操作について（P137）【②炉心損傷判断】
a-5-2．ベント実施の判断 ①ベント実施の判断の考え方が適切に設定されているか。
基準

【資料③】

特に、事象発生からの時間的な観点と、炉心損傷前か後か 4.1.1 格納容器ベント操作について（P135～137）の観点。
☆炉心損傷前の判断の妥当性。→

4.1.2

中央制御室及び現場での操作内容（P137～（その後に炉心損傷にい 151）

たってしまった場合、再度隔離弁を閉められるか。） 別紙 44 原子炉格納容器圧力破損防止のための原子☆炉心損傷後の判断の妥当性。
a-5-3．操作手順①ベント準備手順が妥当か。

炉格納容器ベントについて(P500～516)
【資料③】

・事前準備

・ベント実施後の状況を考慮した窒素供給設備の準備

4.1.2 中央制御室及び現場での操作内容（P137～151）

・ベント実施・スクラバ水供給準備

4.3 水素燃焼防止に関する設備操作（P158～163）

・ベント実施後・ｐＨの確認・ベント使用時に他系統と隔離する弁が確実に閉とする手順となっているか。
②耐圧強化ベント、フィルタベント、代替フィルタベントの運 【資料④】
用方法、優先順位が妥当か確認。また、耐圧強化ベントの位置 有効性評価 3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合
付けが明確にされているか。

（P3.1.3-18）別紙 47

SUPRA コードによる計算結果と試験結果の比較について

原子炉格納容器内のエアロゾル粒子は,サプレッション・プールを通過する際にスクラビングを受け,原子炉格納容器の雰囲気中から除去される。
MAAP コードにおいてもサプレッション・プールのスクラビング効果を考慮しており,SUPRA コードにより種々の条件で計算された DF 値のデータテーブルがMAAP コードに内蔵されている。また,MAAP コードでは,プール水深,エアロゾル
粒子の粒子径等の条件により,データテーブルを補間してサプレッション・プー
ルの除去効率（DF）を求めている。
サプレッション・プールのスクラビング効果に影響するパラメータとしては,エアロゾル粒子の粒子径の他,キャリアガス中の水蒸気割合，スクラビング水深，
圧力及びプール水のサブクール度が挙げられる。電力共同研究にて各パラメー
タを変えた場合の実験が行われており，SUPRA コードによる計算結果との比較検討がなされている。試験条件及び試験装置の概要を第 1 表及び第 1 図に示す。
また，試験結果を第 2 図から第 6 図に示す※1。
第 2 図から第 6 図より，DF 値のオーダーは実験結果と SUPRA コードによる評価結果とで概ね同じとなっている。このことから，SUPRA コードは DF 値を適切に評価できていると考えられる。
※1 共同研究報告書「放射能放出低減装置に関する開発研究」（PHASE2）最終報告書 平成 5 年 3 月

第1表

試験条件

第1図

-542-

試験装置の概要

第2図

第3図

キャリアガス流量に対する DF の比較

水蒸気割合に対する DF の比較（密度補正）

-543-

第4図

プール水温に対する DF の比較

第5図

ガス温度に対する DF の比較

-544-

第6図

スクラビング水深に対する DF の比較-545-

別紙 48セシウムの放出割合の評価方法

1.セシウムの放出割合(1)CsI の形態で存在しているセシウム
全よう素が CsI の形態で存在するものとして整理する。CsI の形態で存在しているセシウムの重量は以下のとおりとなる。
CsI の初期重量[kg] ＝ MI ＋ MI/WI×WCs
CsI 初期重量中のセシウム重量[kg] ＝ MI/WI×WCs
セシウム元素初期重量[kg]：MCs
セシウム原子量[-]：WCs

よう素元素初期重量[kg]：MIよう素原子量[-]：WI(2)CsOH の形態で存在しているセシウム
全セシウムが CsI と CsOH の形態で存在するものとして整理する。CsOH の形態で存在しているセシウムの重量は以下のとおりとなる。
CsOH 初期重量中のセシウム重量[kg]＝ MCs － CsI 初期重量中のセシウム重量[kg]＝ MCs － MI/WI×WCs(3)セシウムの放出量
MAAP 解析により CsI と CsOH の原子炉格納容器外への放出割合を評価
セシウムの放出重量[kg] ＝ MI/WI×WCs × X ＋ （MCs － MI/WI×WCs）×Y
X：CsI 放出割合（MAAP 解析により得られる）
Y：CsOH 放出割合（MAAP 解析により得られる）(4)セシウムの放出割合
1.(3)で得られたセシウムの放出量から，セシウムの放出割合を評価
セシウムの放出割合 ＝ セシウムの放出量 / セシウム元素初期重量＝ MI/WI×WCs/MCs × X ＋ （1 － MI/WI×WCs/MCs）×Y＝ Y ＋ MI/MCs×WCs/WI（X － Y）
以上

-546-