60 条

監視測定設備
目次

60-1
60-2
60-3
60-4
60-5
60-6
60-7
60-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
試験及び検査容量設定根拠保管場所図アクセスルート図
監視測定設備について

60‐1
SA 設備基準適合性一覧表

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境

第
1
号

条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁的障害６号及び７号炉

SA 設備基準適合性一覧表（可搬型）

類型化

可搬型放射線計測器

類型化

区分(可搬型ダスト・よう素サンプラ)

区分

屋外設備

Ｄ

その他建屋内設備
屋外設備

ＣＤ（有効に機能を発揮するよう転倒防止措置を実施）－（人が携行して使用するため，有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

可搬型モニタリングポスト(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
－

性
関連資料

第 操作性
2
号
第

関連資料

1
項
第
3
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第4
3

第 設置場所6
号 関連資料条

60-3-1 配置図

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）（接続作業）

60-3-2 配置図

Bc
Bd
Bg

60-3-1 配置図
計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）

関連資料

J

（校正が可能）第60-4-1 試験及び検査（本来の用途として使用）

3
項

対象外

第 アクセスルート
6号 関連資料第7号

共 環境条件，自然現象，外部人為
通 事象，溢水，火災
要因
故サポート系要因障防60-3-2 配置図
他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-1 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2 配置図Ａａ60-3-1 配置図

関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット15台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計16台を配備）

60-3-2 配置図

Ｃ

－

Ｃ

（常設設備と接続せず使用）－

60-3-2 配置図
対象外60-3-1 配置図（常設設備と接続せず使用）

対象外

60-3-2 配置図－

60-3-1 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

60-3-2 配置図Ｂｂ60-6-1 保管場所図
屋外アクセスルートの確保

る審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を配備）
60-5-2 容量設定根拠

60-3-1 配置図

屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａａ

その他設備
（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関す

60-5-1 容量設定根拠（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

現場（設置場所）操作

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａｂ

60-6-2 保管場所図
Ｂ60-7-1 アクセスルート図

屋外アクセスルートの確保

Ｂ

60-7-2 アクセスルート図

防止・緩和以外防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)（モニタリング・ポストと位置的分散）

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

Ｂ

対象外(代替するＤＢ設備あり)（放射能観測車と位置的分散）

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

止
関連資料

対象外

Ａｃ

（常設設備と接続せず使用）

第 保管場所5
号 関連資料（本来の用途として使用）

他設備から独立

第 異なる複数の接続箇所の確保

号 関連資料Ｊ

60-4-2 試験及び検査

60-3-1 配置図（常設設備と接続せず使用）

第 設置場所
4

計測制御設備（機能・性能検査が可能）（外観検査が可能）

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料3
号 関連資料Bc
Bd

60-3-2 配置図

その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に
第 可搬SAの容量
1号

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）－－

60-1-1

Ｂ

対象外

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
第
1
号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁的障害
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1

関連資料

項
試験・検査
第
(検査性，系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性4号 関連資料悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第第 設置場所643条

号 関連資料６号及び７号炉

SA 設備基準適合性

可搬型放射線計測器(NaIシンチレーションサーベイメータ)

類型化
区分

可搬型放射線計測器(GM汚染サーベイメータ)

類型化
区分

その他建屋内設備
屋外設備

ＣＤ

その他建屋内設備
屋外設備

ＣＤ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-2 配置図

現場操作

Bc

Bd

（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bd

60-3-2 配置図

60-3-2 配置図

計測制御設備

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）J60-4-3 試験及び検査（本来の用途として使用）

第3
項

第 設置場所4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件，自然現象，外部人為
通 事象，溢水，火災
第
7
号

要
因
故
障
防
止

サポート系要因

関連資料（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）Ｊ60-4-4 試験及び検査
対象外

60-3-2 配置図（本来の用途として使用）

対象外

60-3-2 配置図

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-2 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2 配置図Ａａ60-3-2 配置図

現場（設置場所）操作

Ａａ

60-3-2 配置図
その他設備

配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を配備）

3号 関連資料－Bc

1号

第 異なる複数の接続箇所の確保（電磁波により機能が損なわれない）

－

現場操作

（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量

号 関連資料

おそれがない）（運搬設置）（操作スイッチ操作）

第 可搬SAの容量

第 可搬SAの接続性
2(周辺機器等からの悪影響により機能を失う

60-3-2 配置図

その他設備

関連資料

一覧表（可搬型）

Ｃ

60-5-4 容量設定根拠－

60-3-2 配置図（常設設備と接続せず使用）

対象外

－

Ａｂ

Ｂ

－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

屋外アクセスルートの確保

Ｂ防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)

Ａｂ

Ｂ

Ｂ

（放射能観測車と位置的分散）

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）－

60-1-2－60-7-2 アクセスルート図（放射能観測車と位置的分散）

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

60-6-2 保管場所図

60-7-2 アクセスルート図
防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)（常設設備と接続せず使用）

60-3-2 配置図

60-6-2 保管場所図
屋外アクセスルートの確保－

60-3-2 配置図

60-3-2 配置図
屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)（常設設備と接続せず使用）
60-3-2 配置図

60-3-2 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ｃ

配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を配備）

60-5-3 容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量

対象外

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境

第
1
号

条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁的障害
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1

関連資料

項
第
3
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
5
号

第
4
3

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料条

６号及び７号炉

SA 設備基準適合性

可搬型放射線計測器(ZnSシンチレーションサーベイメータ)

類型化
区分

可搬型放射線計測器(電離箱サーベイメータ)

類型化
区分

その他建屋内設備
屋外設備

ＣＤ

その他建屋内設備
屋外設備

ＣＤ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）－

60-3-2 配置図

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）

60-3-2Bc
Bd

60-3-2 配置図
計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）

J（校正が可能）60-4-5

関連資料
第 可搬SAの接続性
2号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料

第3
項

第 設置場所4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件，自然現象，外部人為
通 事象，溢水，火災
第
7
号

配置図

現場操作
（運搬設置）（操作スイッチ操作）

60-3-2Bc
Bd

配置図

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）

Ｊ（校正が可能）試験及び検査（本来の用途として使用）

60-4-6 試験及び検査対象外（本来の用途として使用）

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-2 配置図

60-3-260-3-2 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2Ａａ

60-3-2 配置図

指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット1台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計2台を配備）
60-5-5指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を配備）－（常設設備と接続せず使用）
60-3-2

対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ａｂ

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

60-6-3 保管場所図
屋外アクセスルートの確保
60-7-260-6-3
Ｂ

アクセスルート図防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

対象外

配置図

－

60-3-2－

配置図（常設設備と接続せず使用）
60-3-260-3-2 配置図
屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｃ

60-5-6 容量設定根拠

60-3-2 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ａａ

配置図

Ｃ

60-3-2 配置図（常設設備と接続せず使用）

配置図

その他設備
（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）

対象外

配置図

現場（設置場所）操作
60-3-2

その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
第 可搬SAの容量
1
号

一覧表（可搬型）

－

配置図
Ａｂ

保管場所図

屋外アクセスルートの確保

Ｂ

60-7-2 アクセスルート図

対象外防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障防サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

止
関連資料

－

－

60-1-3

対象外

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線境６号及び７号炉

SA 設備基準適合性

小型船舶（海上モニタリング用）

類型化
区分

一覧表（可搬型）

可搬型気象観測装置

類型化
区分

その他建屋内設備
屋外設備

Ｃ
Ｄ

屋外設備

Ｃ
Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水を通水又は海で使用

Ⅰ（海水を通水しない）

対象外

条
件 荷重
第
1
号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁的障害
性
関連資料

第 操作性
2

(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-3 配置図(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-4 配置図

現場操作

Bc

現場操作

（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bd（運搬設置）（操作スイッチ操作）（接続作業）

Bc
Bd
Bg

号
第

関連資料

1
項

試験・検査
第
(検査性，系統構成・外部入力)
360-3-3 配置図

60-3-4 配置図

その他設備

計測制御設備（起動試験が可能）（外観検査が可能）

M（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）Ｊ

号
関連資料
第 切り替え性60-4-7 試験及び検査（本来の用途として使用）

60-4-8 試験及び検査対象外（本来の用途として使用）対象外

4号 関連資料悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第4

第 設置場所

60-3-3 配置図

60-3-4 配置図

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-3 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-4 配置図
Ａａ

現場（設置場所）操作

Ａａ

6

3

号 関連資料条

60-3-3 配置図

60-3-4 配置図
その他設備

その他設備
第 可搬SAの容量
1号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第 設置場所第3項（海上モニタリングが可能な容量
配備数は1セット1台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計2台を配備）

Ｃ

プとして1台の合計2台を配備）
60-5-8 容量設定根拠－

60-3-3 配置図（常設設備と接続せず使用）（常設設備と接続せず使用）－

60-3-4 配置図
対象外60-3-3 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ｃ

配備数は1セット1台，故障時及び保守点検時のバックアッ

60-5-7 容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）（発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針の通常観測項目等を測定可能な容量（常設設備と接続せず使用）

対象外

60-3-4 配置図－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

4号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート

60-3-3 配置図
屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

60-3-4 配置図Ｂｂ60-6-3 保管場所図
屋外アクセスルートの確保

屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｂｂ

60-6-4 保管場所図
Ｂ

屋外アクセスルートの確保

Ｂ

6号 関連資料共 環境条件，自然現象，外部人為
通 事象，溢水，火災
第7号

60-7-2 アクセスルート図

防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

60-7-3 アクセスルート図
防止・緩和以外
対象外

要(代替するＤＢ設備あり)（気象観測設備と位置的分散）

Ｂ因故サポート系要因
障サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

防
止
関連資料

－

60-1-4－

対象外

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

第1号

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁的障害
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1
項

関連資料

第
3
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3

第
5
号

条

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料

第 常設SAの容量
1
号
関連資料

第
2
項

第 共用の禁止
2号

６号及び７号炉

モニタリング・ポスト用発電機

類型化
区分

屋外設備

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

第
3
号

防
関連資料
止

－
－

60-3-5 配置図

現場操作（操作スイッチ操作）

Bd

60-3-5 配置図
発電機（機能・性能検査が可能）

Ｈ（負荷検査が可能）
60-4-9 試験及び検査（本来の用途として使用）

対象外

60-2-1 単線結線図
通常時は隔離又は分離

Ａｂ

－

対象外

60-2-1 単線結線図
現場（設置場所）操作

Ａａ

60-3-5 配置図

その他設備（モニタリング・ポスト9台に給電可能な容量）Ａ

60-5-9 容量設定根拠
共用する設備（モニタリング・ポスト同様に共用することによって安全性が向上するよう考慮）

関連資料
共通 環境条件，自然現象，外部人為事
要 象，溢水，火災
因故サポート系故障
障

SA 設備基準適合性

Ａ

ー

対象外

対象外

対象外

対象外
－

60-1-5

一覧表（常設）

60‐2
単線結線図

モニタリング・ポスト用発電機

単線結線図

５号炉 常用所内電源A系

５号炉 常用所内電源B系

モニタリング・
ポスト用
発電機

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

モニタリング・ポスト１※

モニタリング・ポスト２※

モニタリング・ポスト３※※ 3 局舎毎の構成を示す。
モニタリング・ポスト 4～6，モニタリング・ポスト 7～9 についても同様。

60-2-1

60‐3
配置図

可搬型重大事故等対処設備

配置位置

放射線量の測定（可搬型モニタリングポスト）

60-3-1

可搬型重大事故等対処設備

使用場所

放射性物質の濃度の測定及び放射線量の測定（可搬型放射線計測器）

60-3-2可搬型重大事故等対処設備

使用場所

海 上 モ ニ タ リ ン グ （ 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 ， 小 型 船 舶 （ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ））60-3-3

可搬型重大事故等対処設備

配置位置

風向，風速その他の気象条件の測定（可搬型気象観測装置）

60-3-4

常設重大事故等対処設備

配置場所

モニタリング・ポストへの代替交流電源からの給電（モニタリング・ポスト用発電機）

60-3-5

60‐ 4
試験及び検査定 期 事 業 者 検 査 対 象 外 の 設 備 に つ い て は ，図 面 を 添 付 し て い る 。

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-1

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-2NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-3

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-4

ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-5

電離箱サーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-6

小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-7

可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-8

モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-9

60‐ 5
容量設定根拠

名
計 測 範
囲

称

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）
10～ 10 9

nGy/h【設 定 根 拠】
可搬型モニタリングポストは，可搬型重大事故等対処設備として配備する。
可搬型モニタリングポストは，モニタリング・ポストの機能喪失時の代替措置として用いるものである。
また，発電所海側等において，放射線量を監視するために用いるものである。
さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化判断に用いるものである。
な お ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト は ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト と 同 数 の 9台，発電所海側等に 5 台及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化判断用に 1 台設置できる数量とする。
さ ら に ，予 備 1 台 を 含 め た 合 計 16 台 を 荒 浜 側 高 台 保 管 場 所 ，大 湊 側 高台保管場所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する。

１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Gy/h） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 10～ 10 9 nGy/h で あ る 。

60-5-1

名
流 量
範 囲

称

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ（6 号及び 7 号炉共用）

L/min

0～ 50

【設 定 根 拠】
可搬型ダスト・よう素サンプラは，可搬型重大事故等対処設備として配備する。
可搬型ダスト・よう素サンプラは，放射能観測車の機能喪失時の代替措置として用いるものである。
また，発電所敷地内及び発電所の周辺海域において，空気中の放射性物質を採取するものである。
な お ，可 搬 型 ダ ス ト・よ う 素 サ ン プ ラ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計
3 台を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。
１．流量範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 流 量 範 囲 を 0～ 50 L /min と し ， サ ン プ リ ン グ 時 間 を 調 整 することにより測定上限値を満足できるようにする。
２．放射性物質の濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質の濃度の算出式
放 射 性 物 質 の 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/μ Gy/h） ×試 料 の NET 値 （ μ Gy/h） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ L） ×1000（ cm 3 /L）

60-5-2

名

称

計 測 範
囲

NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

μ Gy/h0.1～ 30【設 定 根 拠】
NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備として配備する。
NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 放 射 能 観 測 車 の 機 能 喪 失 時の代替措置として用いるものである。
また，発電所敷地内及び発電所の周辺海域において，採取した試料の放射性物質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め
た合計 3 台を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 を 0.1～ 30μ Gy/h と し ， サ ン プ リ ン グ 量 を 調 整 することにより測定上限値を満足できるようにする。
２．放射性物質の濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 算 出 式
放 射 性 物 質 の 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/μ Gy/h） ×試 料 の NET 値 （ μ Gy/h） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ L） ×1000（ cm 3 /L）

60-5-3

名

称

計 測 範
囲

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

min - 10～ 100k【設 定 根 拠】
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配 備 す る 。
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ，放 射 能 観 測 車 の 機 能 喪 失 時 の 代 替 措 置 と して用いるものである。
また，発電所敷地内及び発電所の周辺海域において，採取した試料の放射性物質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 3 台 を 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 を 0～ 100kmin - 1 と し ， サ ン プ リ ン グ 量 を 調 整 す る
ことにより測定上限値を満足できるようにする。
２．放射性物質の濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質の濃度の算出式
放 射 性 物 質 の 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/min - 1 ） ×試 料 の NET 値 （ min - 1 ） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ L） ×1000（ cm 3 /L）

60-5-4

名

称

計 測 範
囲

ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

min - 10～ 100k【設 定 根 拠】
ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備として配備する。
ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 発 電 所 敷 地 内 及 び 発 電 所 の周辺海域において，採取した試料の放射性物質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ，1 台 に 予 備 1 台 を 含 め
た合計 2 台を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 を 0～ 100kmin - 1 と し ， サ ン プ リ ン グ 量 を 調 整 す る
ことにより測定上限値を満足できるようにする。
２．放射性物質の濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質の濃度の算出式
放 射 性 物 質 の 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/min - 1 ） ×試 料 の NET 値 （ min - 1 ） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ L） ×1000（ cm 3 /L）

60-5-5

名
計 測 範
囲

称

電離箱サーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）

mSv/h

0.001～ 1000

【設 定 根 拠】
電 離 箱 サ ー ベ イ メ ー タ は ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配 備 す る 。
電離箱サーベイメータは，発電所敷地内及び発電所の周辺海域において，放射線量率を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，電 離 箱 サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 3 台 を 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査 指 針 」 に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Sv/h） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 0.001～ 1000mSv/h で あ る 。

60-5-6

名

小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）

称

最大積載重量kg

900【設 定 根 拠】
小型船舶（海上モニタリング用）は，可搬型重大事故等対処設備として配備する。
小型船舶（海上モニタリング用）は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な測定装置等及び要員を積載できる設計とする。
なお，小型船舶（海上モニタリング用）は，1 台に予備 1 台を含めた合計 2 台を荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管する。
１．積載重量範囲
発電所の周辺海域において，放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行 う た め に 必 要 な 測 定 装 置 等 及 び 要 員 の 総 重 量 約 500kg（ 測 定 装 置 等 約200kg， 要 員 300kg（ 75kg×4）） を 積 載 で き る 設 計 と す る 。
そ の た め ， 最 大 積 載 重 量 は 900kg で あ る 。

60-5-7

名可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）

称

計測範囲

風向

16 方 位

風速

0～ 60

風向風速計

m/s

日射計

kW/m 20～ 2.00

放射収支計

kW/m 2－ 0.250～ 0

雨量計

mm

0～ 100【設 定 根 拠】
可搬型気象観測装置は，可搬型重大事故等対処設備として配備する。
可搬型気象観測装置は，気象観測設備の機能喪失時の代替措置として用いるものである。
なお，可搬型気象観測装置は，1 台に予備 1 台を含めた合計 2 台を荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管する。
１．計測範囲「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める通常観測の 観 測 項 目 ，測 定 の 単 位 ，測 定 値 の 最 小 位 数 を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める通常観測の観測項目，測定の単位，測定値の最小位数を下表に示す。
観測項目

測定の単位

測定値の最小位数

風向

16 方 位

1

風速

m/s

1/10

日射量

kW/m 2

1/100

2

1/500

放射収支量

kW/m

60-5-8

モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）

名称
台数

台

3

容量

kVA/台

約 40

【設 定 根 拠】
モニタリング・ポスト用発電機は，常設重大事故等対処設備として配備する。
モニタリング・ポスト用発電機は，常用所内電源が喪失した場合，モニタリング・ポストに給電するためのものである。
１．容量
モニタリング・ポスト 3 台につき，モニタリング・ポスト用発電機を1 台配備する。モニタリング・ポスト用発電機は，表１のとおり必要な負荷をもとに設定する。
表１

モニタリング・ポスト１台の負荷詳細

機器名称

負 荷 （ kVA）

モニタリング・ポスト測定部

0.20

通信設備

0.16

その他

0.42

合計

0.78

こ の た め ， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 3 台 の 負 荷 は 合 計 2.34kVA で あ り ，
十 分 な 容 量 と し て ， 約 40kVA/台 と 設 計 す る 。
ま た ，連 続 運 転 可 能 な 時 間 と し て ，プ ル ー ム 通 過 に 要 す る 10 時 間 の 間 ，給油作業を行う必要がないよう，以下のとおりとする。
モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 用 発 電 機 の 燃 料 消 費 量 は 約 8.8L/h で あ り ，モ ニ
タ リ ン グ・ポ ス ト 用 発 電 機 軽 油 タ ン ク の 容 量 は ，約 190L で あ る こ と か ら（ た だ し ，タ ン ク の 最 低 油 量 と し て 約 24L を 下 回 っ た 場 合 停 止 す る ），約
18 時 間 連 続 運 転 可 能 な 設 計 と す る 。

60-5-9

60‐ 6
保管場所図：設計基準対象施設を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

放射線量の測定（可搬型モニタリングポスト）

60-6-1

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

放射性物質の濃度の測定及び放射線量の測定（可搬型放射線計測器）

60-6-2可搬型重大事故等対処設備

保管場所

海 上 モ ニ タ リ ン グ （ 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 ， 小 型 船 舶 （ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ））60-6-3

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

風向，風速その他の気象条件の測定（可搬型気象観測装置）

60-6-4

60‐ 7
アクセスルート図柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

重 大 事 故 等 時 ア ク セ ス ル ー ト 図 （ 第 60 条 関 連 ） [屋 外 ] (1)60-7-1

柏崎
崎刈
刈羽
羽原
原子
子力
力発
発電
電所
所 66号
号及
及び
び77号
号炉
炉 重
重大
大事
事故
故等
等時
時ア
アク
クセ
セス
スル
ルー
ート
ト図
図（
（第
第60
60条
条関
関連
連）
）[屋
[屋外
外]](2)(2)
柏60-7-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

重 大 事 故 等 時 ア ク セ ス ル ー ト 図 （ 第 60 条 関 連 ） [屋 外 ] (3)60-7-3

60‐8
監視測定設備について

<

目

次

>

1. 環 境 モ ニ タ リ ン グ 設 備 に つ い て
1.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト
1.1.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 配 置 及 び 計 測 範 囲
1.1.2 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源
1.1.3 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送
1.2 放 射 能 観 測 車
1.3 代 替 測 定
1.3.1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に よ る 放 射 線 量 の 測 定 及 び 代 替 測
定1.3.2 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ る 空 気 中 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 代 替
測定1.4 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 等 に よ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 の 測
定1.4.1 発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定
1.4.2 小 型 船 舶 （ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ） に よ る 海 上 モ ニ タ リ ン グ
2.

気象観測設備について

2.1
2.2
3.

気象観測設備
可搬型気象観測装置

参考

環境モニタリング設備等

1.

環境モニタリング設備について

1.1

モニタリング・ポスト

1.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に周辺監視区域
境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポスト 9台を設けており，連続測定したデータは，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所に表示し，監視を行うことができる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
な お ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト は ，そ の 測 定 値 が 設 定 値 以 上 に 上 昇 し た 場 合 ，直ちに中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に警報を発信する設計 と す る 。モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 配 置 図 を 図 1.1-1，計 測 範 囲 等 を 表 1.1-1に示す。

：設計基準対象施設

60-8-1

60-8-2
図 1.1-1

モニタリング・ポストの配置図

表 1.1-1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 計 測 範 囲 等
取付
名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲個数
箇所

NaI （ Tl ）モニタリング・

シンチレーション式

10

各 1台

～
計測範囲で可変

周辺監視区
域境界付近

10 8 nGy/ h

ポスト
イオンチェンバ

各 1台（9 箇所）

イオンチェンバ

NaI（ Tl） シ ン チ レ ー シ ョ ン 式（モニタリング・ポストの写真）：設計基準対象施設

60-8-3

1.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストの電源は，常用所内電源 2 系統に接続しており，常用所内電源喪失時においては，電源復旧までの期間，専用の無停電電源装置に よ り 電 源 を 供 給 で き る 設 計 と す る 。ま た ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 電 源 は ，
15 時 間 以 上 常 用 所 内 電 源 が 復 旧 し な い 場 合 に ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 で あ る モ
ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 に よ り 給 電 が 可 能 な 設 計 と す る 。な お ，モ ニ タ リ
ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 は ， 約 18 時 間 ご と に 給 油 を 行 う 。
無 停 電 電 源 装 置 及 び モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 の 設 備 仕 様 を 表 1.1-2 に ，モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 を 図 1.1-2 に ， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ
ス ト 用 発 電 機 の 配 置 図 を 図 1.1-3 に 示 す 。

表 1.1-2

無停電電源装置及びモニタリング・ポスト用発電機の設備仕様

名称

個数

発電

バックアップ

燃

方式

時間※３

料

出力

備考

常用所内電源喪失時
局舎毎

1.5kVAに 1台(3.0kVA) ※ １

計 9台(5.0kVA) ※ ２に 自 動 起 動 し ，電 源 復

無停電
蓄電池

約 15 時 間 以 上－

旧までの期間を担保

電源装置
する。

常用所内電源喪失

基準地震動による地

後 15 時 間 以 内 に 手

震力に対する耐震性

3 局舎
モニタリン

動 起 動 さ せ ， 約 18毎にグ・ポ ス ト 用

ディーゼル
約 40kVA

1台が確認できないため，
軽

時間ごとに給油をエンジン

発電機

機能喪失した場合は，
油

行 い つ つ ，常 用 所 内

可搬型モニタリング

電源復旧までの期

ポストにより対応す

間を担保する。

る。

計 3台

※１

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 1， 5

※２モニタリング・ポスト 8※３

バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷より算出。

：設計基準対象施設：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-4

○電源構成概略（ 3 局 舎 毎 の 構 成 を 示 す 。 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 4～ 6， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス
ト 7～ 9 に つ い て も 同 様 。）
５号 炉 常 用 所 内 電 源 A 系

５号 炉 常 用 所 内 電 源 B系

モニタリング・
ポスト用発電機

図 1.1-2

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

モニタリング・ポスト１

モニタリング・ポスト２

モニタリング・ポスト３

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 1/2）

：設計基準対象施設：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-5

○外観写真（無停電電源装置の写真）
図 1.1-2（モニタリング・ポスト用発電機の写真）

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 2/2）

：設計基準対象施設：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-6

60-8-7
図 1.1-3モニタリング・ポスト用発電機の配置図

1.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モニタリング・ポストで測定したデータの伝送を行う構成は，建屋間※にお い て 有 線 及 び 無 線 に よ り 多 様 性 を 有 し ，測 定 し た デ ー タ は ，モ ニ タ リ ン グ ・
ポスト局舎，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送 概 略 図 を 図 1.1-4 に 示 す 。
※建屋（5 号炉原子炉建屋，コントロール建屋）は，モニタリング・ポストと同等以上の耐震性を有しており，伝送の多様化の対象範囲は耐震性を有した建屋間とする。なお，
免震重要棟を経由するデータ伝送系は，信頼性向上を図る設備として活用する。

【凡例】： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

伝送装置
（伝送）

モニタリング・ポスト局舎（1～9全て）

図 1.1-4

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

モニタリング・ポストの伝送概略図：設計基準対象施設

60-8-8

1.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視，測定，記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取，測定する装置等を搭載した放射能観測車を 1 台配備する。
また，福島第一及び第二原子力発電所に放射能観測車を各 1 台，合計 2 台
保有しており，融通することが可能である。さらに，原子力事業者間協力協
定 に 基 づ き ， 放 射 能 観 測 車 11 台 の 融 通 を 受 け る こ と が 可 能 で あ る 。
放 射 能 観 測 車 搭 載 の 各 計 測 器 の 計 測 範 囲 等 を 表 1.2-1 に ， 放 射 能 観 測 車 の
保 管 場 所 を 図 1.2-1 に 示 す 。

表 1.2-1
名称

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等
検出器の種類

計測範囲

空間ガンマ

10

個数

サンプリング記録

1台

サンプリング記録

1台

サンプリング記録

1台

～

電離箱
10 8 nGy/h

線測定装置
放射能

1
GM 計 数 装 置

記録方法

～

GM 管
10 6

観測車
よう素測定

NaI(Tl)装置

シンチレーション（その他主な搭載機器）個数

：

カウント
1

10 6

～
カウント

各 1台

・ダスト・よう素サンプラ
・ PH S 端 末・衛星電話設備（可搬型）・風向，風速計（放射能観測車の写真）：設計基準対象施設

60-8-9

60-8-10
図 1.2-1

放射能観測車の保管場所

1.3

代替測定

1.3.1

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定

重 大 事 故 等 時 ，モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト が 機 能 喪 失 し た 際 に 代 替 で き る よ う
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト を モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 設 置 位 置 に 9 台 配 置 す る 。
ま た ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 が 発 生 し た 場 合 ， 可 搬 型
モニタリングポストをモニタリング・ポストが設置されていない海側等に 5台，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化が判断できるよう 5 号炉原子炉建屋付近に 1 台配置する。
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト は 合 計 15 台 （ 予 備 1 台 ） 保 管 す る 。 可 搬 型 モ
ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所 を 図 1.3-1，計 測 範 囲 等 を 表 1.3-1，
仕 様 を 表 1.3-2， 伝 送 概 略 図 を 図 1.3-2 に 示 す 。
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 電 源 は ，外 部 バ ッ テ リ ー に よ り 5 日 間 以 上 連
続 で 稼 動 で き る 設 計 と し て お り ，外 部 バ ッ テ リ ー を 交 換 す る こ と に よ り 継 続
して計測できる。また，測定したデータは，可搬型モニタリングポストの 電子メモリに記録するとともに，衛星回線により，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に伝送することができる。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-11

60-8-12
図 1.3-1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所

表 1.3-1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 計 測 範 囲 等
名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲

個数

10

計測範囲で

15 台

可変

（予備 1 台）NaI(Tl)
可搬型モニタシンチレーション～

10 9 nGy/h ※リングポスト半導体※「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Gy/h） 等 を 満 足 す る 設 計 と す る 。

表 1.3-2

可搬型モニタリングポストの仕様項目

内容
外部バッテリー（2 個）により 5 日以上供給可能。
5 日 後 か ら は ，予 備 の 外 部 バ ッ テ リ ー（ 2 個 ）と 交 換 す る こ と に よ り

電源
継続して計測可能。外部バッテリーは 1 個あたり約 3 時間で充電可能。
記録

測定値は本体の電子メモリに 1 週間分程度記録。
衛 星 回 線 に よ り ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に て デ ー タ 監 視 。

伝送
なお，本体で指示値の確認が可能。
概略

本 体 ： 約 700(W)×約 500(D)×約 1000(H)mm

寸法

外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 420(W)×約 330(D)×約 180(H)mm
合 計 ： 約 74kg

重量

本 体 ： 約 40kg
外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 34kg（ 約 17kg/個 ×2 個 ）

アンテナ部（可搬型モニタリングポストの写真）：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-13

【凡例】： 有線回線： 衛星回線

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5号炉原子炉建屋

可搬型モニタリングポスト15台： 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に常設するアンテナ，
データ処理装置等は耐震性を有する設計とする。

図 1.3-2

可搬型モニタリングポストの伝送概略図：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-14

1.3.2

可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

重 大 事 故 等 時 ， 放 射 能 観 測 車 の ダ ス ト ・ よ う 素 サ ン プ ラ 又 は GM 計 数 装 置 ，よう素測定装置が機能喪失した際に代替できるよう可搬型放射線計測器（ダスト・よう素サンプラの代替として 可搬型ダスト・よう素サンプラ ，よう素
測 定 装 置 の 代 替 と し て NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ，GM 計 数 装 置 の
代 替 と し て GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ）を 用 い て ，周 辺 監 視 区 域 境 界 付 近 に お け
る空気中の放射性物質の濃度を監視し，測定し，その結果を記録する。
可 搬 型 放 射 線 計 測 器 の う ち 可 搬 型 ダ ス ト ・ よ う 素 サ ン プ ラ ， NaI シ ン チ レ
ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ 及 び GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ， 合 計 2 台 （ 予 備 1台 ）を 保 管 す る 。可 搬 型 放 射 線 計 測 器 の 仕 様 を 表 1.3-3，保 管 場 所 を 図 1.3-3に示す。

表 1.3-3
名称

可搬型放射線計測器の仕様

検出器の種類

計測範囲

記録

個数
2 台 ※ 2， ※ 3

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素
―

―

―

サンプラ

（予備 1 台）NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン

NaI(Tl)

サーベイメータ

シンチレーション

0.1

2 台 ※ 2， ※ 3～
サンプリング記録

μ G y/h ※ 1

30

GM 汚 染0※1

2 台 ※ 2， ※ 3～

GM 管
サーベイメータ（予備 1 台）サンプリング記録
100k

m in - 1 ※ 1（予備 1 台）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満たす設計とする。

※ 2 「 1.4
※3

可 搬 型 放 射 線 計 測 器 等 に よ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 の 測 定 」と 共 用 。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に 2 台（予備 1 台）保管する。

（ 可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ ） （ NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン
サーベイメータ）（ GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ）：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-15

60-8-16
図 1.3-3

可搬型放射線計測器の保管場所

1.4

可搬型放射線計測器等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

1.4.1

発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定

重 大 事 故 等 時 に ，可 搬 型 放 射 線 計 測 器（ 可 搬 型 ダ ス ト・よ う 素 サ ン プ ラ ，NaI
シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ，GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ， ZnS シ ン チ レ ー ションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）及び小型船舶（海上モニタリ
ン グ 用 ）を 用 い て ，発 電 所 及 び そ の 周 辺（ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。）に お け る
空 気 中 ，水 中 及 び 土 壌 中 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 を 監 視 し ，測 定 し ，
その結果を記録する。
可 搬 型 放 射 線 計 測 器 の う ち 可 搬 型 ダ ス ト ・ よ う 素 サ ン プ ラ ， NaI シ ン チ レ ー
シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ， GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ 及 び 電 離 箱 サ ー ベ イ メ ー タ は ，合 計 2 台 （ 予 備 1 台 ） を 保 管 す る 。 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 の う ち ZnS シ ン チ レ ーションサーベイメータは，合計 1 台（予備 1 台）を保管する。海上モニタリン
グのための小型船舶（海上モニタリング用）は，合計 1 台（予備 1 台）を保管する。
発 電 所 及 び そ の 周 辺（ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。）の 測 定 に 使 用 す る 設 備 の 計
測 範 囲 等 を 表 1.4-1 に ， 外 観 の 写 真 を 図 1.4-1 に ， 保 管 場 所 及 び 海 水 ・ 排 水 試
料 採 取 場 所 を 図 1.4-2 に 示 す 。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-17

表 1.4-1

発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定 に 使 用 す る
設備の計測範囲等

名称

検出器の種類

計測範囲

記録

個数
2 台 ※ 2， ※ 3

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素
―

―

―

サンプラ

（予備 1 台）NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン

NaI（ Tl ）0.1

2 台 ※ 2， ※ 3～
サンプリング記録

サーベイメータ

シンチレーション

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

GM 管

μ G y/h ※ 1

30

0ZnS（ Ag ）サーベイメータ

シンチレーション

電離箱サーベイメータ

電離箱

2 台 ※ 2， ※ 3～
サンプリング記録

100k
ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン（予備 1 台）m in - 1 ※ 1

0（予備 1 台）
1 台※4～サンプリング記録

100k mi n - 1 ※ 1
0.001（予備 1 台）
2 台※3～サンプリング記録

1000m Sv/h ※ 1（予備 1 台）

小型船舶

1台
―

―

―

（海上モニタリング用）※1（予備 1 台）「 発 電 用 軽 水 型 原 子 炉 施 設 に お け る 事 故 時 の 放 射 線 計 測 に 関 す る 審 査 指 針 」に 定 め る 測
定上限値を満たす設計とする。

※2「 1.3.2

可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」と共用。

※3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に 2 台（予備 1 台）保管する。

※4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に 1 台（予備 1 台）保管する。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-18（ 可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ ）（ NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン（ GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ）サーベイメータ）（ ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ）（電離箱サーベイメータ）（ 小 型 船 舶 （ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ））

図 1.4-1

発 電 所 及 び そ の 周 辺（ 発 電 所 の 周 辺 海 域 を 含 む 。）の 測 定 に 使 用 す る
設備の写真：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-19

60-8-20
図 1.4-2

発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）の測定に使用する設備（小型船舶（海上モニタリング用）は除く。）の保管場所及び海水・排水試料採取場所

1.4.2小型船舶（海上モニタリング用）による海上モニタリング

重大事故等時，発電所の周辺海域へ気体状又は液体状の放射性物質が放出された場合，小型船舶（海上モニタリング用）により，周辺海域の放射線量率を
電離箱サーベイメータで測定し，その結果を記録するとともに，空気中の放射性 物 質 及 び 海 水 の サ ン プ リ ン グ を 行 う 。サ ン プ リ ン グ し た 試 料 に つ い て は ，NaI
シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ，GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ 及 び ZnS シ ン チ レ ーションサーベイメータで測定し，その結果を記録する。なお，海洋の状況等が安全上の問題がないと判断できた場合に海上モニタリングを行う。
小 型 船 舶 （ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ） の 保 管 場 所 及 び 運 搬 ル ー ト を 図 1.4-3 に 示す。

ａ．個 数：1 台（予備 1 台）ｂ．定 員：6 名ｃ．モニタリング時に持ち込む資機材
・電離箱サーベイメータ：1 台
・可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台・ 採 取 用 資 機 材 （ 容 器 等 ）： 1 式
ｄ．保管場所・ 荒 浜 側 高 台 保 管 場 所 ： 1 台 （ T.M.S.L 約 37ｍ ）・ 大 湊 側 高 台 保 管 場 所 ： 1 台 （ T.M.S.L 約 35ｍ ）ｅ．運搬方法
車両にてボートトレーラーを牽引，又はユニック車にて荒浜側放水口砂浜又は物揚場まで運搬する。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-21図 1.4-3

小型船舶（海上モニタリング用）の保管場所及び運搬ルート

60-8-222.

気象観測設備について

2.1

気象観測設備気象観測設備は，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の 被 ば く 線 量 評 価 並 び に 一 般 気 象 デ ー タ 収 集 の た め に ，風 向 ，風 速 ，日 射 量 ，
放射収支量，雨量，温度等を測定し，連続測定したデータは，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示し，監視を行うことができる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
気 象 観 測 設 備 の 配 置 図 を 図 2.1-1， 測 定 項 目 等 を 表 2.1-1 に 示 す 。
ま た ， 気 象 観 測 設 備 の デ ー タ 伝 送 系 に つ い て は ， 図 2.1-2 に 示 す と お り とする。気象観測設備のデータ伝送を行う構成は，建屋間において有線及び無線により多様性を有することで信頼性向上を図る設計とする。

：設計基準対象施設
60-8-23

60-8-24
図 2.1-1

気象観測設備の配置図

表 2.1-1

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備

放射収支計

日射計

風車型風向風速計（地 上 高 10m）

ドップラー型 風 向 風 速 計（標 高 85m，160m）（気象観測設備の写真）
個数：各 1 台（記録）（測定項目）

有線及び無線により中央制御室及び 5

風向※，風速※号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示

日射量※，放射収支量※

し，監視する。また，そのデータを記

雨量，温度等

録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目：設計基準対象施設

60-8-25

【凡例】： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

伝送装置
（伝送）

気象観測設備

図 2.1-2

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

気象観測設備の伝送概略図：設計基準対象施設

60-8-26

2.2

可搬型気象観測装置
重大事故等時，気象観測設備が機能喪失した際に代替できるよう可搬型気

象観測装置を気象観測設備近傍に配置する。
可搬型気象観測装置は，合計 1 台（予備 1 台）を保管する。可搬型気象観
測 装 置 の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所 を 図 2.2-1，測 定 項 目 等 を 表 2.2-1，伝 送 概 略
図 を 図 2.2-2 に 示 す 。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-27

60-8-28
図 2.2-1 可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所

表 2.2-1 可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 測 定 項 目 等
可搬型気象観測装置（可搬型気象観測装置の写真）
個数：1 台（予備 1 台）
（測定項目）
風向※，風速※，日射量※，放射収支量※，雨量（電源）
外部バッテリー（5 個）により 7 日以上供給可能。
7 日後からは，外部バッテリー予備（5 個）と交換することにより
継 続 し て 計 測 可 能 。外 部 バ ッ テ リ ー は 1 個 あ た り 約 1 日 で 充 電 可 能 。
（記録）本体の電子メモリに 1 週間以上記録。
（伝送）
衛星回線により，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ伝送。
（重量）
合 計 ： 約 141kg
本 体 ： 約 22kg
外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 119kg（ 約 20.5kg/個 ×5 個 ＋ 約 16kg(ケ ー ス )）※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-29

【凡例】： 有線回線： 衛星回線

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5号炉原子炉建屋

可搬型気象観測装置 1台： 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に常設するアンテナ，
データ処理装置等は耐震性を有する設計とする。

図 2.2-2

可搬型気象観測装置の伝送概略図：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-30

3.

参考

環境モニタリング設備等

3.1

その他条文との基準適合性

3.1.1

設置許可基準規則第 6 条

監視設備に関する要求事項のうち，設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下の通りである。
(1) 風 （ 台 風 ）モニタリング・ポストは，設計基準風速による風荷重に対し，機能喪失しない設計とする。その他監視設備が機能喪失した場合，代替モ
ニタリング設備により対応可能な設計とする。

(2) 竜 巻監視設備は，設計竜巻の最大瞬間風速による風荷重，気圧差荷重及び飛来物衝突の際の衝撃荷重を適切に組み合わせた荷重に対し機能喪失した場合，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(3) 低 温監視設備は，低温の影響モードとして想定される凍結に対し機能喪失した場合，低温に対して機能喪失しない代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(4) 降 水監視設備は，降水の影響モードとして想定される浸水に対しては，排水路による排水等により，想定される荷重に対しては，降水が滞留しない形状とすることで機能喪失しない設計とする。

(5) 積 雪発 電 所 建 屋 内 の 監 視 設 備 及 び 地 下 敷 設 の 専 用 通 信 回 線（ 有 線 系 ）は ，建屋等により積雪の影響を受けない設計とする。
また，監視設備において，屋外に設置する検出器等は，除雪するな
ど適切な対応を行うことにより機能喪失しない設計とする。

60-8-31(6) 落 雷監視設備は，落雷に対し機能喪失した場合，代替モニタリング設備
により対応可能な設計とする。

(7) 地 滑 り
監視設備は，地滑りに対し機能喪失した場合，代替モニタリング設
備により対応可能な設計とする。

(8) 火 山発 電 所 建 屋 内 の 監 視 設 備 及 び 地 下 敷 設 の 専 用 通 信 回 線（ 有 線 系 ）は ，建屋等により降下火山灰の影響を受けない設計とする。
また，監視設備において，屋外に設置する検出器等は，除灰するな
ど適切な対応を行うことにより機能喪失しない設計とする。

(9) 生 物 学 的 事 象
監 視 設 備 は ，海 水 取 水 を 必 要 と し な い 設 備 と す る こ と で ，海 生 生 物 であるクラゲ等の発生の影響を受けない設計とする。
小 動 物 の 侵 入 に 対 し 機 能 喪 失 し た 場 合 ，代 替 モ ニ タ リ ン グ 設 備 に よ り
対応可能な設計とする。

(10) 外 部 火 災
監視設備に対して影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災及び燃料輸送車両の火災が考えられる。
監視設備は，可能な限り消火活動により防護するが，外部火災に対し機能喪失した場合，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(11) 有 毒 ガ ス
監視設備は，要員による対応が必要とならない設備とすることで有毒ガスの影響を受けない設計とする。

60-8-32(12) 船 舶 の 衝 突
監視設備は，海水取水を必要としない設備とすることで，船舶の衝突の影響を受けない設計とする。

(13) 電 磁 的 障 害
監視設備は，ラインフィルタの設置等により，電磁的障害による擾乱に対し機能喪失しない設計とする。

60-8-33

3.2

モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド
低減対策手段事故後の周辺汚染により，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング

ポストによる放射線量の測定ができなくなることを避けるため，以下のとおり，バックグラウンドを低減する手段を整備する。

（ 1） モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト
・汚染予防対策事 故 後 の 周 辺 汚 染 に よ り ，放 射 性 物 質 で 検 出 器 保 護 カ バ ー が 汚 染 さ れ る
場合を想定し，交換用の検出器保護カバーを備える。

・汚染除去対策重 大 事 故 等 に よ り ，放 射 性 物 質 の 放 出 後 ，モ ニ タ リ ン グ・ポス ト 及 び その周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

① サーベイメータ等により汚染レベルを確認する。
② モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を行う。
③ モニタリング・ポスト局舎壁等の拭き取り等を行う。
④ モニタリング・ポスト周辺の除草，土壌の除去等を行う。
⑤ サーベイメータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

（ 2） 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト
・汚染予防対策
事故後の周辺汚染により，放射性物質で可搬型モニタリングポストが汚染される場合を想定し，可搬型モニタリングポストの配置を行う際，あらかじめ養生を行う。

60-8-34

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，可搬型モニタリングポスト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

① サーベイメータ等により汚染レベルを確認する。
② あらかじめ養生を行っていた養生シートを取り除く。
③ 可搬型モニタリングポスト周辺の除草，土壌の除去等を行う。
④ サーベイメータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

（ 3） バ ッ ク グ ラ ウ ン ド 低 減 の 目 安 に つ い て
放射性物質により汚染した場合のバックグラウンド低減の目安については，以下のとおり。

・モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 通 常 時 の 放 射 線
量率レベル（通常値）
・ た だ し ，汚 染 の 状 況 に よ っ て は ，通 常 値 ま で 低 減 す る こ と が 困 難 な 場 合が あ る た め ，検 出 器 の 周 囲 に コ ン ク リ ー ト の 遮 蔽 壁 を 設 置 す る な ど 可 能
な限りバックグラウンドの低減を図る。

60-8-35

3.3

放射能放出率の算出

3.3.1

原子力発電所周辺線量予測評価システムによる算出

重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に，放射性物質の放射能放出率を算出するために，原子力発電所周辺線量予測評価システム（以下 「 D I A N A 」 と い う 。） を 使 用 す る 。
DIANA は ， 地 形 形 状 を 考 慮 し た 大 気 拡 散 評 価 が 可 能 で あ り ， 放 射 能 放 出 率と気象条件より発電所周辺の任意の地点の放射線量率の計算を行うことができ る 。 DIANA を 使 用 し ， 単 位 放 出 率 あ た り の 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト 等 の位置での放射線量率を求め，実測された放射線量率との比例計算により，実際 の 放 射 能 放 出 率 を 算 出 す る こ と が で き る 。 DIANA が 機 能 喪 失 し た 場 合 は ，「 3.3.2

環境放射線モニタリング指針に基づく算出」に基づき算出を行う。

図 3.3-1 に DIANA に よ る 評 価 の 概 略 図 を 示 す 。

図 3.3-1

DIANA に よ る 評 価 の 概 略 図

60-8-36

3.3.2

環境放射線モニタリング指針に基づく算出（ 1） 地 上 高 さ か ら 放 出 さ れ た 場 合 の 測 定 に つ い て
重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に放射性物質の放射能放出率を算出するために，可搬型モニタリングポスト等で得られた放射線量率のデータより，以下の算出式を用いる。
（ 出 典：「環境放射線モニタリング指針」（原子力安全委員会

平 成 22 年 4 月 ））a． 放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 （ Q） の 算 出 式
Q＝ 4× D×U／ D 0 ／ E（ GBq/h ）Q： 実 際 の 条 件 下 で の 放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 （ GBq/h）

4

：安全係数

D

： 風 下 の 地 表 モ ニ タ リ ン グ 地 点 で 実 測 さ れ た 空 気 カ ー マ 率 ※ 1 （ μ Gy/h ）U： 平 均 風 速 （ m/s）

D0 ： 空 気 カ ー マ 率 分 布 図 の う ち 地 上 放 出 高 さ 及 び 大 気 安 定 度 が 該 当 す る 図 か ら 読 み 取っ た 地 表 地 点 に お け る 空 気 カ ー マ 率 （ μ Gy/h）（ a t 放 出 率 ： 1GBq/h ， 風 速 ： 1m/s ， 実 効 エ ネ ル ギ ー ： 1MeV/dis ） ※ 2
E：原 子 炉 停 止 か ら 推 定 時 点 ま で の 経 過 時 間 に よ る ガ ン マ 線 実 効 エ ネ ル ギ ー（ MeV/dis）b． 放 射 性 よ う 素 放 出 率 （ Q ） の 算 出 式
Q＝ 4×χ × U／ χ 0（ GBq/h ）Q： 実 際 の 条 件 下 で の 放 射 性 よ う 素 放 出 率 （ GBq/h）

4

：安全係数

χ ： 風 下 の 地 表 モ ニ タ リ ン グ 地 点 で 実 測 さ れ た 大 気 中 の 放 射 性 よ う 素 濃 度 ※ 1 （ Bq/m 3 ）U： 平 均 風 速 （ m/s ）χ0 ：地上高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における 大 気 中 の 放 射 性 よ う 素 濃 度 (Bq/m 3 )(at 放 出 率 ： 1GBq/h ， 風 速 ： 1m/s) ※ 2※1 ：モニタリングで得られたデータを使用※2 ：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ
率 分 布 図 （ Ⅲ ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Dat a／ Code2004 -010 ）

60-8-37

（ 2） 高 い 位 置 か ら 放 出 さ れ た 場 合 の 測 定 に つ い て
可搬型モニタリングポストは，地表面に配置するため，プルームが高い位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて放射線量率としては低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に配置する可搬型モニタリングポス
トで十分に測定が可能である。
【 放 出 高 さ 80ｍ の 場 合 】【 放 出 高 さ 0m の 場 合 】
10 -7

10 -8

大気安定度：D
約1.1×10 -9（Gy/h）

大気安定度：D
約1.8×10 -8（Gy/h）

10 -9

空気カーマ率（Gy/h）

10 -8

10 -1010 -9約150ｍ～2300ｍ

約150ｍ～2300ｍ
10 -11
10 -1

10 0

10 -10

距離（km）

・排気筒高さ10 1

地上高・敷地グランドレベル

10 2

10 -1

10 0

距離（km）

10 1

73ｍ
T.M.S.L 約 12m

・可搬型モニタリングポスト配置位置（ 6 号 及 び 7 号 炉 原 子 炉 建 屋 か ら 約 150m～ 2300m 付 近 ）出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（ Ⅲ ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2 004 年 6 月 JA ERI -D ata ／ Cod e2004 -0 10 ）図 3.3- 2

各大気安定度における地表面での放射性雲からのガンマ線による空気カーマ率分布図

60-8-38

10 2

（ 3） 放 射 能 放 出 率 の 算 出＜放射能放出率の計算例＞
以下に，放射性希ガスによる放射能放出率の計算例を示す。
（ 風 速 は 「 1m/s」， 大 気 安 定 度 は 「 D」 と す る 。）

放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 ＝ 4×D×U／ D 0 ／ E＝ 4×5×10 4 ×1.0／ 1.1×10 - 3 ／ 0.5=3.6×10 8 （ GBq/h）（ 3.6×10 1 7

Bq/h）

4

：安全係数

D

：地表モニタリング地点（風下方向）で実測された空間放射線量率⇒ 50mGy/h（ 5×10 4 μ Gy/h）U

1Sv=1Gy と し た：放出地上高さにおける平均風速⇒ 1.0m/s

D 0 ： 1.1×10 - 3 μ Gy/h （ 放 出 高 さ 80m， 距 離 150m）
E：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネ
ルギー⇒ 0.5MeV/dis※放射性よう素の放射能放出率は，可搬型ダスト・よう素サンプラにより採取し，可搬型放射線計測器により測定したデータから算出する。

60-8-39

（ 4）可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト（ 海 側 ）の 配 置 位 置 に お け る プ ル ー ム の 検 知 性について
プ ル ー ム が 放 出 さ れ た 場 合 に お い て ，プ ル ー ム は 必 ず し も 可 搬 型 モ ニ タ リ
ン グ ポ ス ト 等 の 配 置 位 置 を 通 過 す る わ け で は な く ，間 隙 を 通 過 す る ケ ー ス も
考 え ら れ る 。そ の た め ，海 側 に 配 置 す る 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 検 知 性に つ い て ， 以 下 の と お り DIANA に よ る 確 認 を 行 っ た 。

ａ．評価条件表 3.3-1

DIANA を 用 い た 大 気 拡 散 評 価

項目
風速

風向

設定内容

設定理由

地 上 高 10m： 3.1m/s

柏崎刈羽原子力発電所構内

地 上 高 75m： 5.8 m/sで観測された風速の平均値

地 上 高 150m ： 5.9m /s

を採用

北東，東北東，東，東南東，

海側にプルームが放出され南東，南南東，南，南南西

る こ と を 考 慮 し ，海 側 全 方 位
を採用

大気安定度

D（ 中 立 ）柏崎刈羽原子力発電所構内で観測された大気安定度のう ち ，最 も 出 現 頻 度 の 高 い 大
気安定度を採用

放出位置

評価地点

6 号炉格納容器圧力逃がし装7 号炉でも同様の結果が得ら

置出口配管

れ る と 考 え ら れ る た め ，6 号

（ 地 上 高 40.4m, 標 高 52.4m ）炉で代表して評価

6 号炉を放出原点として発電

プルームの方向による検知

所敷地境界の以下の位置

性 を 確 認 す る た め ，風 下 各 方・南 西 ，西 南 西 ，西 ，西 北 西 ， 位 の 敷 地 境 界 位 置 に 加 え ，海北西，北北西，北，北北東側に配置する 4 台の可搬型

・可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト

モニタリングポスト位置で（ 海 側 に 配 置 し た 4 台 ）の 配

評価

置 位 置 を 図 3 .3- 3 に 示 す 。

60-8-40

ｂ．評価結果
各 風 向 に お け る 評 価 地 点 で の 放 射 線 量 率 の 感 度 を 表 3.3-2 に 示 す 。 こ こ では，風向きによる差を確認するために，風下方向の敷地境界位置での放射線量率を１と規格化して求めた。各可搬型モニタリングポスト位置での評価結
果 は ，風 下 方 向 の 数 値 に 対 し て ，最 低 で も 0.15 程 度 の 感 度 を 有 し て お り ，プ
ルーム通過時の放射線量率の測定は可能であると評価する。

表 3.3-2

各風向による評価地点での放射線量率の感度
風向
北東

東北東

東

東南東

南東

南南東

南

南南西

1

1

1

1

1

１

1

1

風下方向

評

(敷 地 境 界 位 置 )

価

海側等 1

0.10

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

地

海側等 2

0.56

0.03

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

点

海側等 3

1.04

0.75

0.15

0.05

0.02

0.01

0.01

0.01

海側等 4

0.02

0.03

0.04

0.16

0.39

0.93

0.92

0.57

60-8-41

60-8-42
図 3.3-3 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置3.3.3

可搬型モニタリングポストの計測範囲（ 1） 重 大 事 故 等 時 に お け る 放 射 線 量 率 測 定 に 必 要 な 最 大 測 定 レ ン ジ
重大事故等時において，放出放射能量を推定するために，敷地境界で放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の測定デー タ を 踏 ま え て 11～ 17mSv/h 程 度 （ 炉 心 と の 距 離 が 最 も 短 い （ 6 号 炉 と モ ニ
タ リ ン グ ・ ポ ス ト 1） 約 800m 程 度 の 場 合 ） が 必 要 と 考 え ら れ る 。 ま た ， 敷 地
内で放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の陽圧化の判断のために設置する可搬型モニタリングポストと炉
心 の 距 離 が 約 150m 程 度 で あ る た め ， 同 様 に 約 13～ 170mSv/h 程 度 が 必 要 で ある。
こ の た め ， 1000mSv/h の 測 定 レ ン ジ が あ れ ば 十 分 測 定 可 能 で あ る 。
なお，測定レンジを超えたとしても，近隣の可搬型モニタリングポスト等の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラ
ウンドが高くなる場合は，配置位置を変更する等の対応を実施する。

（ 2） 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 測 定 デ ー タ に 基 づ く 放 射 線 量 率 の 評 価
福島第一原子力発電所敷地周辺の最大放射線量率は，原子炉建屋から約900m の 距 離 に あ る 正 門 付 近 で 約 11mSv/h で あ っ た （ 2011.3.15 9:00）。 こ れを も と に 炉 心 か ら 約 150m 及 び 約 800m を 計 算 す る と ，放 射 線 量 率 は そ れ ぞ れ
約 13～ 170 mSv/h 及 び 約 11～ 17mSv/h と な る 。

（距離と放射線量率の関係）
炉心からの距離

放射線量率※ 1： 風 速 1m /s， 放 出 高 さ 3 0m， 大 気 安 定 度 A ～ F「 排 気(m)(mSv/h)筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性5 号炉原子炉建屋内緊急時
対策所陽圧化判断用
約 150
モニタリング・
ポスト代替
約 800
約 900

雲 か ら の 等 空 気 カ ー マ 率 分 布 図 （ Ⅲ ）」（ 日 本 原 子 力 研 究

約 13～ 170 ※ 1
所 200 4 年 6 月 JA ERI-D ata ／ Code2 004-0 10） を 用 い て 算

約 11～ 17 ※ 1
約 11 ※ 2出※ 2： 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 原 子 炉 建 屋 よ り 約 900m の距離にある正門付近

60-8-43

3.3.4可搬型モニタリングポストのバッテリー交換における被ばく線量評価

可搬型モニタリングポストは，外部バッテリー（2 個）により 5 日間以上
電 源 供 給 が 可 能 で あ り ，5 日 後 か ら は 予 備 の 外 部 バ ッ テ リ ー（ 2 個 ）と 交 換 することにより，必要な期間継続して測定が可能な設計としている。なお，外部バッテリーは，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，通常時から充電を行うことで，5 日目に確実に交換できる設計とする。
ま た ，15 台 全 て の 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 外 部 バ ッ テ リ ー を 交 換 し た
場 合 の 所 要 時 間 は ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 移 動 時 間 も 含 め て 約 330 分 で 可能である。
ここでは，以下の評価条件から，可搬型モニタリングポストのバッテリー交換における被ばく線量の評価を示す。

<被 ば く 線 量 の 評 価 条 件 >・発災プラント：6 号及び 7 号炉・ 想 定 シ ナ リ オ ： 大 破 断 LOCA＋ ECCS 注 水 機 能 喪 失 ＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失- 6 号 炉 ： 格 納 容 器 ベ ン ト （ W/W ベ ン ト ） 実 施- 7 号炉：代替循環冷却系により事象収束に成功

・評 価 点：評 価 点 を 図 3.3-4 に 示 す 。評 価 点 は ，格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 号 炉（ 6号炉）から実際の作業エリアまでの距離よりも，格納容器ベント
実施号炉に近い範囲内で選定した。
（ 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 場 所 で あ る 展 望 台 ，海 側 等 3,
海 側 等 4， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 判 断 用 の 4
箇 所 は ，発 災 プ ラ ン ト の 比 較 的 近 傍 に 設 置 さ れ る こ と か ら ，移動 及 び バ ッ テ リ ー 交 換 時 に ，原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の
寄 与 ，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寄与を考 慮 し た 。）

60-8-4460-8-45
図 3.3-4

評価点及び可搬型モニタリングポストの配置位置及び保管場所

・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照

・ 評 価 時 間 ： 合 計 330 分 ※ 1※ 1: 展 望 台 ， 海 側 等 3， 海 側 等 4， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 判 断 用 以 外の 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に 係 る 作 業 ： 250 分（（ 作 業 場 所 へ の 移 動 1 0 分 ＋ 作 業 1 0 分 ） × 9 箇 所 ＋ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策
所 か ら 高 台 保 管 場 所 を 経 由 し て MP1 へ の 移 動 30 分 ＋ MP7 か ら 高 台 保 管 場 所 を 経 由
し て MP8 へ の 移 動 20 分 ＋ 作 業 10 分 ×2 箇 所 ）展 望 台 ，海 側 等 3 ，海 側 等 4 ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 判 断 用 の 可 搬型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に 係 る 作 業 ： 80 分（（ 作 業 場 所 へ の 移 動 1 0 分 ＋ 作 業 1 0 分 ） × 上 記 4 箇 所 ）・ 作 業 開 始 時 間 ： 事 故 発 生 後 か ら 5 日 後 （ 120 時 間 後 ） か ら 作 業 開 始・作業場所まわりの遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 1000
・被ばく経路：以下を考慮
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
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，
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，
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，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外部被ばく

作業開始時間事 故 発 生 か ら 120 時 間 後作業に係る被ばく線量

約 95mSv

60-8-463.4

測定器等の数量の考え方

可搬型放射線計測器等の数量の考え方を以下に示す。

名称

考え方

保管場所

個数

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素
サンプラ

陸上での試料採取と海上モニタリング
での試料採取を同時に実施できる数量（合計 2 台＋予備 1 台）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

3 台

NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン
サーベイメータ

陸上での採取試料と海上モニタリング
での採取試料を同時に測定できる数量（合計 2 台＋予備 1 台）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

3 台

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ータ

陸上での採取試料と海上モニタリング
での採取試料を同時に測定できる数量（合計 2 台＋予備 1 台）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

3 台

ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン
サーベイメータ

陸上での採取試料を迅速に測定できる数量（1 台＋予備 1 台）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

2 台

電離箱サーベイメー
タ

陸上と海上モニタリングで放射線量率を 同 時 に 実 施 で き る 数 量（ 合 計 2 台 ＋ 予
備 1 台）

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

3 台

小型船舶（海上モニタリング用）

海上モニタリングが実施できる数量（1台＋予備 1 台）

荒浜側高台保管場所，
大湊側高台保管場所

2 台

60-8-47

3.5

サーベイメータ等を搭載したモニタリング可能な車両（サーベイカー）

サ ー ベ イ メ ー タ 等 を 搭 載 し ，任 意 の 場 所 の モ ニ タ リ ン グ を 行 う サ ー ベ イ カ ー
を 2 台配備している。
な お ，放 射 能 観 測 車 の 保 守 点 検 時 は ，サ ー ベ イ カ ー を 使 用 可 能 な 状 態 で 待 機させる。

ａ．個 数：2 台
ｂ．主な搭載機器（台数：以下の各 1 台をそれぞれサーベイカーに搭載）
・電離箱サーベイメータ
・ NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ・ GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ
・可搬型ダスト・よう素サンプラ
・ PHS 端 末・衛星電話設備（可搬型）・可搬型風向，風速計（サーベイカーの写真）

60-8-48

3.6

自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）
重 大 事 故 等 時 に 機 能 維 持 を 担 保 で き な い が ，機 能 喪 失 し て い な い 場 合 に は ，事故対応に有効であるため使用する。
なお，使用にあたっては，必要に応じ試料に前処理を行い，測定する。

・ Ge ガ ン マ 線 多 重 波 高 分 析 装 置

・ 可 搬 型 Ge ガ ン マ 線 多 重 波 高 分 析 装 置

・ガスフロー測定装置

60-8-49

3.7

緊急時モニタリングの実施手順及び体制
重大事故等が発生した場合に実施する敷地内及び敷地境界のモニタリン

グは，以下の手順で行う。
（ 1） 放 射 線 量・事象進展に伴う放射線量の変化を的確に把握するため，モニタリング・
ポスト 9 台の稼動状況を確認する。
・モニタリング・ポストが機能喪失した場合，車両等により可搬型モニタ
リ ン グ ポ ス ト を モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 位 置 に 配 置 し ，放 射 線 量 の 代 替 測 定を行う。なお，現場の状況により配置位置を変更する場合がある。
・ ま た ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 が 発 生 し た 場 合 ， 海 側
等 及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 付 近 に ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス
ト 6 台を配置し，放射線量の測定を行う。

（ 2） 放 射 性 物 質 の 濃 度
・放射能観測車の使用可否を確認する。
・放射能観測車が機能喪失した場合，可搬型放射線計測器により，空気中の 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 代 替 測 定 を 行 う 。ま た ，主 排 気 筒 モ ニ タ が 使 用 で き
な い 場 合 ，又 は 気 体 状 の 放 射 性 物 質 が 放 出 さ れ た お そ れ が あ る 場 合 ，可 搬型放射線計測器により，空気中の放射性物質の濃度の測定を行う。
・液体廃棄物処理系排水モニタが使用できない場合，又は液体状の放射性物 質 が 放 出 さ れ た お そ れ が あ る 場 合 ，取 水 口 ，放 水 口 等 で 海 水 ，排 水 の 採
取 を 行 い ，可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ り 水 中 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 測 定 を 行う。
・プルーム通過後において，気体状の放射性物質が放出された場合，可搬型放射線計測器により土壌中の放射性物質の濃度を測定する。
・プルーム通過後において，気体状又は液体状の放射性物質が放出された場 合 ，小 型 船 舶（ 海 上 モ ニ タ リ ン グ 用 ）及 び 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ る 周
辺 海 域 の 放 射 線 量 及 び 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 測 定 を 行 う 。な お ，海 洋 の 状 況等が安全上の問題がないと判断できた場合に行う。
・放射性物質の濃度の測定における試料採取場所については，放出状況，
風向，風速等を考慮し，選定する。

60-8-50

（ 3） 気 象 観 測・事象進展に伴う気象情報を的確に把握するため，気象観測設備の稼動状
況を確認する。
・気象観測設備が機能喪失した場合，車両等により可搬型気象観測装置を
気象観測設備位置に配置し，気象観測を行う。なお，現場の状況により配置位置を変更する場合がある。

（ 4） 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ の 実 施 手 順 及 び 体 制
対応要員
手順

具体的実施事項

開始時期の考え方(必 要 想 定 人 員 )

可搬型モニタリング
ポストによる放射線量の測定及び代替測定

可 搬 型 モ ニ
タリングポス
トの配置【代替測定】
モニタリング・ポ
スト位置に配置

モニタリング・ポストが使用できない場合【測定】
海側等及び 5 号炉
原子炉建屋付近に配置

原子力災害対策特別措置 法 第 10 条 特 定 事 象※発生と判断した場合【代替測定】
放射能観測車が使用できない場合

可搬型放射線計測器
による空気中の放射性物質の濃度の測定及び代替測定

空気中の放射性物質の濃度の測定

可搬型気象観測装置
による気象観測項目の代替測定

可搬型気象観測装置の配置

気象観測設備が使用できない場合

海 水 ，排 水 中 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 の測定

液体廃棄物処理系排水モニタが使用できない
場合，又は液体状の放射性物質が放出された
おそれがある場合

可搬型放射線計測器
による水中の放射性物
質の濃度の測定【測定】
主排気筒モニタが使用できない場合，又は気体状の放射性物質が放出されたおそれがある場合

可搬型放射線計測器
による土壌中の放射性物質の濃度の測定

土壌中の放射性物質の濃度の測定

気体状の放射性物質が放 出 さ れ た 場 合 (プ ルーム通過後)

海上モニタリング

海上における放射線量及び放射性物質の濃度の測定

気体状又は液体状の放射性物質が放出された場 合 (プ ル ー ム 通 過 後 )（ 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。）

60-8-51

2 名

2 名

4 名

3.8 緊急時モニタリングに関する要員の動き「3.7 緊急時モニタリングの実施手順及び体制」に示す対応要員について，事故発生からプルーム通過後までの動きを以下に示す。
なお，対応要員数及び対応時間については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。
： 測定実施： 必要により実施： 設備が健全であれば測定実施

測定項目

対応要員
（必要想定人員）事故発生，拡大設備②プルーム通過中（24時間後）①事故発生③プルーム通過後（34時間後）

稼動状
況
確認
（30分）

モニタリング・ポスト
放射線量率の測定

可搬型モニタリングポストの設置（360分）（435分）

可搬型モニタリングポスト

60-8-52

2名

気象観測設備約約19時間毎に給油
18 時間毎に給油

モニタリング・ポスト
用発電機起動
（90分）
（110
分）

可搬型モニタリングポスト
設置後

稼動状況
確認
（30分）

気象観測
可搬型気象観測装置

放射能観測車（空気中）

放射能観測車

可搬型放射線計測器
放射能観測車の（空気中）代替測定設備

放射性物質の濃度の測定

気象観測設備が使用不可な場合

可搬型気象観測装置
設置（90分）
放射能観測車による測定分）（１ポイントにつき 90
60分）

使用可否
判断
（30分）

放射能観測車が使用不可な場合

放射能観測車の可搬型放射線計測器
代替測定設備による測定による代替測定（１ポイントにつき(1 ポイントにつき90分）
95 分)

2名

その他モニタリング設備
可搬型放射線計測器（水中，土壌中）（海水，排水，土壌等）

海水，排水，土壌等の水中，土壌中の測定
測定(1 ポイントにつき65 分)（１ポイントにつき 60分）

44名
名

可搬型放射線計測器
その他モニタリング設備
小型船舶（海上モニタリング）（海上モニタリング）

海上モニタリング
小型船舶による(260 分)海上モニタリング（260分）（260分）

3.9

発電所敷地外の緊急時モニタリング体制（ 1）原 子 力 災 害 対 策 指 針（ 原 子 力 規 制 委 員 会 平 成 29 年 3 月 22 日 全 部 改 正 ）に 従 い ，国 が 立 ち 上 げ る 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ セ ン タ ー に お い て ， 図 3.9-1 及 び 表 3.9-1 のと お り 国 ，地 方 公 共 団 体 と 連 携 を 図 り な が ら ，敷 地 外 の モ ニ タ リ ン グ を 実 施 す る 。

図 3.9-1

表 3.9-1

企画調整
グループ

情報収集
管理
グループ

測定分析
担当

緊急時モニタリングセンターの体制図

緊急時モニタリングセンター組織の機能と人員構成
機能
人員構成

・緊急時モニタリングセンター内の総括
・対 策 官 事 務 所 長 及 び 副 所 長 を 企 画 調 整 グ ル ー プ 長 、・緊急時モニタリングの実施内容の検討、所在都道府県センター長等を企画調整グループ長
指示等
補佐として配置
・国、所在都道府県、関係周辺都道府県、原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成
・緊急時モニタリングセンター内における ・国の職員（原子力規制庁監視情報課）を情報収集
情報の収集及び管理管理グループ長とし、国、所在都道府県、関係周・緊急時モニタリングの結果の共有、緊急辺都道府県、原子力事業者及び関係指定公共機関
時モニタリングに係る関連情報の収集等
等で構成
・情報共有システムの維持・異常対応等

・企画調整グループで作成された指示書に ・ 所在 都道府 県 、関 係周辺 都道 府県 、 原子力 事業者
基 づ き 、必 要 に 応 じ て 安 定 ヨ ウ 素 剤 を 服のグループで構成し、それぞれに全体を統括する用したのち測定対象範囲の測定グループ長を配置

出典：緊急時モニタリングセンター設置要領

第 2 版 （ 平 成 29 年 3 月 31 日 ）60-8-53

（ 2）原 子 力 事 業 者 防 災 業 務 計 画 に お い て ，以 下 の 状 況 を 把 握 し ，オ フ サ イ ト セ ン タ
ーに所定の様式で情報連絡を行うこととしている。
【オフサイトセンターへ情報連絡する事項】①

事象発生時刻及び場所②

事象発生の原因，状況及び拡大防止措置③

被ばく及び障害等人身災害にかかわる状況④

発電所敷地周辺における放射線並びに放射能の測定結果⑤

放出放射性物質の量，種類，放出場所及び放出状況の推移等の状況

⑥

気象状況

⑦

収束の見通し⑧

その他必要と認める事項

60-8-54

（ 3） オ フ サ イ ト セ ン タ ー か ら 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ セ ン タ ー へ の 情 報 の や り 取 り は ，
図 3.9-2 の と お り で あ る 。事 業 者 は オ フ サ イ ト セ ン タ ー へ 情 報 連 絡 す る 事 項（ 放出 源 情 報 ）を 連 絡 し ，オ フ サ イ ト セ ン タ ー は ，そ の 情 報 を 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ セ
ンターに提供することとなる。

図 3.9-2

緊急時モニタリング関連の情報のやり取り

出典：緊急時モニタリングについて（原子力災害対策指針補足参考資料）第 5 版（ 平 成 29 年 3 月 22 日 ）60-8-55

3.10

他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

原子力災害が発生した場合，他の原子力事業者との協力体制を構築するため，
原子力事業者間協力協定を締結している。
（ 1） 原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定 締 結 の 背 景
平 成 11 年 9 月 の Ｊ Ｃ Ｏ 事 故 の 際 に ，各 原 子 力 事 業 者 が 周 辺 環 境 の モ ニ タ リ ン グや住民の方々のサーベイなどの応援活動を実施した。
こ の 経 験 を 踏 ま え ，平 成 12 年 6 月 に 施 行 さ れ た 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法（ 以下「 原 災 法 」と い う 。）の 内 容 と も 整 合 性 を と り な が ら ，原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定を締結した。
（ 2） 原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定 （ 内 容 ）（目的）
原 災 法 第 14 条 ＊ の 精 神 に 基 づ き ， 国 内 原 子 力 事 業 所 に お い て 原 子 力 災 害 が 発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与
その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施し，原子力 災害の拡大防止及び復旧対策に努め，原子力事業者として責務を全うすることを目的としている。
＊ 原 災 法 第 14 条 （ 他 の 原 子 力 事 業 所 へ の 協 力 ）原 子 力 事 業 者 は ，他 の 原 子 力 事 業 者 の 原 子 力 事 業 所 に 係 る 緊 急 事 態 応 急 対 策
が 必 要 で あ る 場 合 に は ，原 子 力 防 災 要 員 の 派 遣 ，原 子 力 防 災 資 機 材 の 貸 与 その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力をするよう努めなければな
らない。
（事業者）
電 力 10 社 （ 北 海 道 ， 東 北 ， 東 京 ， 中 部 ， 北 陸 ， 関 西 ， 中 国 ， 四 国 ， 九 州 ， 電
源 開 発 ）， 日 本 原 子 力 発 電 ， 日 本 原 燃（協力の内容）発災事業者からの協力要請に基づき，緊急事態応急対策および原子力災害事
後対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，緊急時モニタリング，避難
退域時検査および除染その他の住民避難に対する支援に関する事項について協力要員の派遣，資機材の貸与その他の措置を講ずる。

60-8-56

61 条

緊急時対策所

目次

61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査
61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-1
SA 設備基準適合性 一覧表

61-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮蔽

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
二酸化炭素吸収装置

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3(操作不要）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3

対象外

現場操作
（操作スイッチ操作）

Bf

号
第
1

関連資料

[配置図]61-3[配置図]61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

遮蔽

Ｋ

空調ユニット

Ｃ

号
関連資料
第
4

第 切り替え性3条

4
号 関連資料

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止第2号 関連資料

2
項
第
5
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災［本文］3.18
本来の用途として使用－切替不要［試験及び検査］61-5
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ａ－

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

他設備から独立Ａｃ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外［配置図］61-3
現場操作［配置図］61-3
Ａa（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）対象外［緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について］ 61-10
共用する設備Ａ［配置図］61-3［系統図］61-4［配置図］61-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分

現場操作

Ａ

［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量設定根拠］61-6
共用する設備Ａ［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-2［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号 関連資料6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

負荷変圧器

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）

交流分電盤

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3
操作スイッチ操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3
Bd［配置図］61-3

操作スイッチ操作

Bd［配置図］61-3

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性第4号 関連資料43

その他の電源設備

Ｉ［試験及び検査］61-5
当該系統の使用にあたり切替操作が必要

その他の電源設備

Ｉ［試験及び検査］61-5
Ba[単線結線図] 61-2

当該系統の使用にあたり切替操作が必要

Ba[単線結線図] 61-2

［配置図］61-3［配置図］61-3条
第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量

第通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

[単線結線図] 61-2

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの［容量設定根拠］61-6

第 共用の禁止

共用する設備2
号 関連資料

2
項
第
5
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

対象外

対象外

［配置図］61-3
Aa［配置図］61-3

1
号 関連資料Ａｂ[単線結線図] 61-2

［配置図］61-3
現場（設置場所）で操作可能

通常時は隔離又は分離

現場（設置場所）で操作可能

Aa［配置図］61-3
Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量設定根拠］61-6
Ａ－共用する設備Ａ－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-3［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／環

SA 設備基準適合性

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

類型化

高気密室

区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

屋外の天候／放射線

件 荷重
に

1

お 海水
け

号

る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性Ｃ（5号炉原子炉建屋）

境条
第一覧表（常設）（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

－
対象外

[配置図]61-3

第 操作性(操作不要）

対象外

2
号
第

関連資料

1

[配置図]61-3

項
第
3

試験・検査

その他（気密室）(検査性、系統構成・外部入力)

Ｍ

号
関連資料

［本文］3.18

第4
3

第 切り替え性条

号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

4
－

悪 系統設計第影

5

響 その他(飛散物)
防号

止 関連資料（考慮対象なし）

対象外

現場操作

号 関連資料1
号 関連資料Ａｄ［配置図］61-3

第 設置場所
6

第 常設SAの容量

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａa［配置図］61-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）対象外［添付］61-9

第 共用の禁止

共用する設備Ａ

2
第号 関連資料［配置図］61-3

2
共

項
第
5
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外

因
故
障

サポート系故障

防止

関連資料［配置図］61-3

61-1-4

柏崎刈羽原子力発電所
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
可搬型陽圧化空調機

一覧表（可搬）

類型化
区分

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

類型化
区分

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

現場操作（操作スイッチ操作）（弁操作）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－［配置図］61-3

Bd
Bf

設備の運搬，設置，
操作スイッチ操作，接続作業

Bc,Bd,
Bg

号
第
1

関連資料

［本文］3.18

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性

空調ユニット［試験及び検査］61-5
本来の用途として使用－切り替え不要

4号 関連資料G,H［試験及び検査］61-5
Ａ－

当該系統の使用にあたり切替操作が必要

Ba［配置図］61-3

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

通常時は隔離又は分離

Ab

5
号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外

－

対象外

第 設置場所
63
条

内燃機関，発電機

第止 関連資料第4Ｃ

号 関連資料第 可搬SAの容量[配置図]61-3
現場操作

－
Ａ

［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

現場操作

Aa

［配置図］61-3

Ａ

その他設備

Ｃ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2［配置図］61-3

第 異なる複数の接続箇所の確保

対象外

第 設置場所3
項より簡単な接続号 関連資料5
号 関連資料

第[容量設定根拠書] 61-6

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号[容量設定根拠書] 61-6
Ｃ

－
－

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－［配置図］61-3
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

対象外－［配置図］61-3
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａ,Ｃ［配置図］61-3
対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

ボルト・ネジ接続，より簡単な接続

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7Ａ［配置図］61-3

屋内アクセスルートの確保

Ａ［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

防止設備-対象(代替対象DB設備有り)-屋外

Ab(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障防止関連資料［配置図］61-3

61-1-5［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
陽圧化装置（空気ボンベ）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）差圧計（対策本部）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

[配置図]61-3[配置図]61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
5

容器(タンク類)

Ｃ

計測制御設備Ｊ

号
関連資料
第 切り替え性－
本来の用途として使用－切替不要

4
号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

Ａ－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 設置場所
6

3
条

Ａ

－

止 関連資料
第
4

－

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量

－
Ａ

現場操作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－－

より簡単な接続Ｃより簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-6－

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

酸素濃度計（対策本部）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）二酸化炭素濃度計（対策本部）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

－

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号

計測制御設備関連資料
第 切り替え性

本来の用途として使用－切替不要

Ｊ－Ａ

本来の用途として使用－切替不要

－

Ａ

－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第 設置場所63条

計測制御設備－4
号 関連資料

第
4

Ｊ

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量

－
Ａ

現場操作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－－

より簡単な接続Ｃより簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-7－

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

可搬型エリアモニタ（対策本部）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）

可搬ケーブル（対策本部）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－［配置図］61-3

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－［配置図］61-3

Ｂ

接続作業

Bg

号
第
1

関連資料

－

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
5号

計測制御設備関連資料
第 切り替え性－（本来の用途として使用）

4
号 関連資料I［試験及び検査］61-5
対象外

当該系統の使用にあたり切替操作が必要

Ba－

悪 系統設計影

他設備から独立Ac

他設備から独立Ac

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 設置場所
63条

その他の電源設備－

止 関連資料第4Ｊ－
現場（設置場所）操作

号 関連資料第 可搬SAの容量－
Aa

現場（設置場所）操作－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Aa

－

Ａ

その他設備

Ｃ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－
より簡単な接続号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号［容量設定根拠書］61-6
Ｃ

－
対象外
－
－

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

－

－
Ab

［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

対象外
－

－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

A,C［配置図］61-3
対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

ボルト・ネジ接続，より簡単な接続

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ab［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

防止設備－対象(代替対象DB設備有り)－屋内

Ab(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-8－

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
第
1
号

SA 設備基準適合性

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
可搬型外気取入送風機

2
号
第
1

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

第 操作性

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び

件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性一覧表（可搬）－対象外［配置図］61-3

現場操作（操作スイッチ操作）（弁操作）

関連資料

Bd
Bf

［本文］61-3

項
試験・検査
第(検査性、系統構成・外部入力)
3

空調ユニットＣ号
関連資料
第 切り替え性4号 関連資料［試験及び検査］61-5
本来の用途として使用－切り替え不要－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第4[配置図]61-3

第 設置場所
6

3
条

Ａ

現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量
1Ａ［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

号
関連資料

［容量設定根拠］61-6

第 可搬SAの接続性

より簡単な接続

2号 関連資料［配置図］61-3

第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3項

対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

屋内アクセスルートの確保

6号 関連資料7号

Ａｂ［保管場所図］61-7

第 アクセスルート

第－［配置図］61-3

号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
要

対象外
－

4
号 関連資料第 保管場所
5Ｃ

Ａ［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系要因
障防止関連資料［配置図］61-3

61-1-9

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
第
1
号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮蔽

類型化
区分

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
室内遮蔽

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ（5号炉原子炉建屋）（5号炉原子炉建屋）（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3(操作不要）（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3

対象外(操作不要）

対象外

2
号
第

関連資料

1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3[配置図]61-3

遮蔽[配置図]61-3

Ｋ

遮蔽

Ｋ

号
関連資料
第
4

第 切り替え性43条

号 関連資料悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止2第2

号 関連資料［本文］3.18
本来の用途として使用－切替不要［本文］3.18
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ－

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外［配置図］61-3
現場操作［配置図］61-3
Ａa［配置図］61-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）

Ａa［配置図］61-3
対象外［緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について］ 61-10
共用する設備

現場操作

Ａ［配置図］61-3

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）対象外［緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について］ 61-10
共用する設備Ａ［配置図］61-3

共

項
第
5
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因故サポート系故障
障防
止 関連資料（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外［配置図］61-3

61-1-10［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

条
件 荷重
第
1
号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号
第

関連資料

1
項
第
3
号

6 号及び 7 号炉

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
可搬型陽圧化空調機

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
陽圧化装置（空気ボンベ）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びＣその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外［配置図］61-3［配置図］61-3

現場操作

Bd

（操作スイッチ操作）（弁操作）Bf［本文］3.18

空調ユニット

関連資料［試験及び検査］61-5
本来の用途として使用－切り替え不要

現場操作

Ｂ

[配置図]61-3

Ｃ

容器(タンク類)Ｃ－Ａ

本来の用途として使用－切替不要

－

Ａ

－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第 設置場所63
条

一覧表（可搬）その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

号 関連資料

第
4

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

第 切り替え性4

SA 設備基準適合性号 関連資料第 可搬SAの容量[配置図]61-3
現場操作

－
Ａ

現場操作

［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2［容量設定根拠］61-6
より簡単な接続号 関連資料［配置図］61-3

第 異なる複数の接続箇所の確保
5

対象外

号 関連資料
第 設置場所－Ｃ

より簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

4第3号 関連資料項

第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号［配置図］61-3
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7Ａ［配置図］61-3

屋内アクセスルートの確保

Ａ－（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障防止関連資料［配置図］61-3

61-1-11－

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

差圧計（待機場所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）可搬型エリアモニタ（待機場所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［保管場所図］61-7

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－［保管場所図］61-7

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

[本文]3.18[本文]3.18

項
試験・検査
第(検査性、系統構成・外部入力)
5号

計測制御設備関連資料
第 切り替え性

本来の用途として使用－切替不要

Ｊ－Ａ（本来の用途として使用）

－

対象外

－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ac

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第 設置場所63条

計測制御設備－4
号 関連資料

第
4

Ｊ

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量－
Ａ

現場（設置場所）操作－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Aa

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－
より簡単な接続－Ｃより簡単な接続号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保

－
対象外

対象外

5
号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

Ｃ

対象外

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

－

－
Ａｂ

［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ab［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-12－

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

酸素濃度計（待機場所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（可搬）二酸化炭素濃度計（待機場所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（5号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［保管場所図］61-7

現場操作(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［保管場所図］61-7

Ｂ

現場操作

Ｂ

号
第
1

関連資料

－

－

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号

計測制御設備関連資料
第 切り替え性

本来の用途として使用－切替不要

Ｊ－Ａ

本来の用途として使用－切替不要

－

Ａ

－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

第5号

響 その他(飛散物)
防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第 設置場所63条

計測制御設備－4
号 関連資料

第
4

Ｊ

－
現場操作

号 関連資料第 可搬SAの容量

－
Ａ

現場操作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2－－

より簡単な接続Ｃより簡単な接続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
5号 関連資料
第 設置場所第3
項

4
号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第7号－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－
Ａｂ［保管場所図］61-7
屋内アクセスルートの確保

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ［保管場所図］61-7
Ａ－

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

要
因
故
サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

61-1-13

－

61-2
単線結線図

61-2-1

図 61-2-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-2-2

単線結線図

61-3
配置図

61-3-1

図 61-3-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 配置図

61-3-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
5 号炉原子炉建屋

図 61-3-2

3 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び（待機場所）配置図

61-3-3

(a)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）レイアウト

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-3

3 階平面図(b) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）レイアウト
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の緊急時対策要員 配置図（その１）61-3-4

(a) 5 号原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）プルーム通過中レイアウト
図 61-3-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の緊急時対策要員

61-3-5配置図（その２）可搬ケーブル
仮設ケーブル（３階へ）（３階へ）

配線用遮断器（可搬）

起動スイッチ
操作パネル

接続箇所
5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備
設置場所（保管場所）（可搬）

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-5

1 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 1 階近辺 電源設備配置図
61-3-6

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-6

3 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 3 階近辺 電源設備配置図
61-3-7

図 61-3-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-8遮蔽

平面図

：高気密室バウンダリ：区画壁

図 61-3-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽

61-3-9平面図

図 61-3-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽断面図（NS 方向）

図 61-3-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽断面図（EW 方向）

61-3-10

図 61-3-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

61-3-11

平面図

図 61-3-12 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽断面説明
凡例図

図 61-3-13 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽
61-3-12断面図（A-A 方向）

図 61-3-14 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

61-3-13断面図（B-B 方向）

図 61-3-15 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

断面図（C-C 方向）（※1）C-C 方向断面における当該部位厚さはであるが，5 号炉原子炉建屋付属棟地上 2階北側壁面は西側半分の厚さがであることから補足説明資料（61-10）被ばく評価
においては保守的に一律 900mm と見なして取扱っている。

61-3-14図 61-3-16 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽断面図（D-D 方向）（※2）D-D 方向断面における当該部位厚さはであるが，5 号炉原子炉建屋付属棟地上 2階北側壁面は西側半分の厚さがであることから補足説明資料（61-10）被ばく評価
においては保守的に一律と見なして取扱っている。

61-3-15図 61-3-17 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

61-3-16断面図（E-E 方向）

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-18

3 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室バウンダリ
61-3-17配置図

図 61-3-19

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所（対策本部） 換気設備配置計画図
61-3-18

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-20

3 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
61-3-19

換気設備配置計画図（その 1）

：空気ボンベ設置エリア

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-21

2 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

61-3-20

換気設備配置計画図（その 2）

図 61-3-22

代替交流電源設備
61-3-21配置図

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所(対策本部)【凡例】：酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
可搬型エリアモニタ，差圧計
保管場所：酸素濃度，二酸化炭素濃度
測定箇所：可搬型エリアモニタ測定箇所：差圧計測定箇所

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所(待機場所)

5 号炉原子炉建屋

図 61-3-23

3 階平面図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，差圧計

61-3-22

配置図

図 61-3-24 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（原子炉建屋屋外） 設置位置図
61-3-23

図 61-3-25

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（原子炉建屋 3 階，2 階）

61-3-24

設置位置図

61-4
系統図

61-4-1

図 61-4-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図（プルーム通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）61-4-2

図 61-4-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-4-3

図 61-4-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図（プルーム通過直後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型外気取入送風機
及び可搬型陽圧化空調機の連結運用による外気取り入れ陽圧化，並びに建屋内空気置換）
61-4-4

図 61-4-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置 系統概略図

61-4-5

図 61-4-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置 系統概略図

61-4-6

..

図 61-4-6 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 系統概略図（プルーム通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）61-4-7

図 61-4-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-4-8図 61-4-8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 系統概略図（プルーム通過直後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）61-4-9

61-5
試験及び検査61-5-1

油漏れ点検，機能点検，発電機の絶縁抵
抗測定を定期的に実施する。

エンジン
発電機

内蔵燃料タンク

図 61-5-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備構造図

61-5-2

電源設備のケーブルは絶縁抵抗測定が可能である。

図 61-5-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備用ケーブル

61-5-3

試験系統図

模擬
負荷

図 61-5-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-5-4

試験系統図（模擬負荷による電源設備の出力性能確認）

負荷変圧器及び接続されたケーブルは絶縁抵抗測定が可能である。

図 61-5-4

負荷変圧器

61-5-5試験系統図

交流分電盤は絶縁抵抗測定が可能である。

図 61-5-5

交流分電盤

61-5-6試験系統図

〇5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化に関する試験・検査性について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化に関する点検及び検査は表61-5-1 のとおりである。
表 61-5-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性

プラント状態
運転中
又は
停止中

項目
外観検査

機能・性能試験内容
外観確認
気密性，陽圧化機能の確認
運転性能の確認

可搬型陽圧化空調機，差圧計各々の点検を行うと共に，これら設備を組み合わせた状態で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の気密性，陽圧化機能・性能が正常であることを確認する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能・性能検査は，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に対して，可搬型陽圧化空調機により定格流量により高気密室内を規定差圧に陽圧化できることを確認する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所においては，機能・性能検査として 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置の空気ボンベより規定流量の空気を高気密室に供給した場合，高気密室内を規定差圧に陽圧化できることを確認する。二酸化炭素吸収装置の機能・性能検査は，対策要員が待避している 10 時間に発生する二酸化炭素を吸収するために必要な二酸化炭素吸収剤量が確保されていることを確認する。

61-5-7

図 61-5-6 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備系
可搬型陽圧化空調機による陽圧化時の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

図 61-5-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備
陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化時の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

61-5-8図 61-5-8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備
可搬型陽圧化空調機による陽圧化時の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

図 61-5-9 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備
陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化時の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

61-5-9○二酸化炭素吸収装置の性能試験について
a．試験方法二酸化炭素吸収装置の性能試験は，ブロワ定格風量時においてブロワ下流側に二酸化炭素ボンベから二酸化炭素を吸収缶に供給し二酸化炭素濃度計により出口側の二酸化炭素濃度を測定し，10時間における二酸化炭素吸収剤による二酸化炭素吸収量を測定する。
ここで，二酸化炭素供給量は，ガスメータによりプルーム通過時の高気
密室内での二酸化炭素発生量を一定で制御し，10時間の試験により表2.4-11のH項に示す20.18m3の積算二酸化炭素発生量を供給可能とする。
本試験は収容人数をプルーム通過時に必要な対策要員81名に余裕を考慮した84名が発生する二酸化炭素量に対して，再現性確認として3回実施し，二酸化炭素吸収装置の定格風量600m3/h，二酸化炭素吸収剤容量kgと3した場合において，上記の積算二酸化炭素発生量20.5m を除去するとともに，二酸化炭素濃度（吸収缶出口側）を判定基準となる0.5％以下に維持可能なことについて確認を行う。
二酸化炭素吸収性能試験装置の系統図を図61-5-10に示す。

図61-5-10

二酸化炭素吸収性能試験装置

61-5-10系統図

○酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計の試験・検査性について
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正ガスによる性能検査が可能な設計とする。また差圧計は校正済みのものを定期的に入れ替えて使用することとし，高気密室及び待機場所空調バウンダリの気密性，陽圧化機能を確認する時点に併せて指示を確認する設計とする。
酸素濃度計概略図を図 61-5-11，二酸化炭素濃度計概略図を図 61-5-12 に示す。

図 61-5-11

図 61-5-12

酸素濃度計の概略図

二酸化炭素濃度計の概略図

61-5-11

○可搬型エリアモニタの試験・検査性について
可搬型エリアモニタはプラント運転中，プラント停止中に，模擬入力による機能・性能試験及び校正が可能とし，機能・性能の確認が可能な設計とする。
可搬型エリアモニタ概略図を図 61-5-13 に示す。

図 61-5-13

可搬型エリアモニタの概略図

61-5-12

○5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの試験・検査性について
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，プラント運転中及びプラント停止中に，屋外 3 箇所に設置するインターフォンと，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉中央制御室に設置するインターフォンとの通話確認を行うことができるようにすることで，機能・性能の確認が可能な設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの構成概略を図 61-5-14 に示す。

図 61-5-14

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの概略構成図

61-5-13

61-6
容量設定根拠61-6-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

名称
差圧／隣接区画の陽圧化差圧
Pa

20 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
低温及び高温の設計基準については，観測記録（気象庁アメダス）年超過確率評価を踏
まえ最低気温が最も小さく，及び最高気温が最も大きくなる値を設計基準として定めた。
評価の結果，統計的な処理による年超過確率 10-4 /年の値として最低気温は-15.2℃，及び最高気温は 38.8℃となった。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化バウンダリの設計に際しては，重大事故等時の室内の温度を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）のある原子炉建屋付属棟の設計最高温度 40℃，隣接区画を年超過確率 10-4/年の値よりも厳しい最低温
度-17.0℃と仮定すると，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の階層高さは最大 6m であるため，以下のとおり約 9Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気の密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝(1.378－1.127)×3.3＝0.828 kg/m2(≒8.11Pa)
このため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。

61-6-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

名称

可搬型陽圧化空調機台数台

1（予備 1）

容量㎥/h/台

560 以上(注 1)，(600 以上(注 2))
注 1：要求値を示す

機器仕様に関する注記

注 2：公称値を示す【設定根拠】(1)換気量(a)収容人数・収容対策要員人数：86 名(b)許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許容二酸化炭素濃度は，JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程」に定める 0.5%以下とする。許容酸素濃度は，労働安全衛生法 酸素欠乏症等防止規則に定める 18％以上とする。
(c)必要換気量の計算式①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量(Q1)・収容人数：n＝86 名・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5%(JEAC4622-2009)

・大気二酸化炭素濃度：C0＝0.039%(標準大気の二酸化炭素濃度)

・二酸化炭素発生量：M＝0.030m 3/h/人(空気調和・衛生工学便覧の軽作業の作業程度の吐出し量)：Q1＝100×M×n÷(C－C0 ) m3/h(空気調和・衛生工学便覧の・必要換気量CO2 濃度基準必要換気量)
Q1 ＝100×0.030×86÷(0.5－0.039)≒560[m3/h]②酸素濃度基準に基づく必要換気量(Q2)
・収容人数

：86 名

・吸気酸素濃度：a＝20.95%(標準大気の酸素濃度)

・許容酸素濃度：b＝18%(労働安全衛生規則)

・成人の呼吸量：c＝0.48m3/h/人(空気調和・衛生工学便覧)

・乾燥空気換算呼気酸素濃度：d＝16.4%(空気調和・衛生工学便覧)

・必要換気量：Q2＝c×(a－d)×n÷(a－b)m3/h(空気調和・衛生工学便覧の O2 濃度基準必要換気量)

61-6-3

【設定根拠】(続)Q2 ＝0.48×(20.95－16.4) ×86÷(20.95－18.0)≒64 [m3/h](d)高気密室の設計漏えい率
高気密室の設計漏えい率は酸素濃度基準に基づく必要換気量に合わせ，64m3/h（20Pa
陽圧化時）とする。
(e)必要換気量
上記より，可搬型陽圧化空調機の必要換気量は二酸化炭素基準の必要換気量，酸素基準の必要換気量及び設計漏えい率に対して余裕をもたせた 600m3/h/台以上×1 台を確保する。

61-6-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

名称

高気密室

数量

式

1

許容漏えい量3

64 以下（20Pa 陽圧化時）

m /h

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
高気密室は，必要換気量として最小となる換気量 64m 3/h（(1)，(c)，②項に示す
Q2＝64m3/h）で給気した場合においても隣接区域に対して 20Pa 以上に陽圧化可能とするため，設計漏えい率 64m3/h 以下（20Pa 陽圧化時）を確保可能な設計とする。
また，高気密室を陽圧化する場合の差圧制御は，差圧調整弁（可搬型陽圧化空調機）
及び差圧調整弁（緊急時対策所陽圧化装置）を切り替えることにより，高気密室から室外への排気量を調整し，プルーム通過前後においては可搬型陽圧化空調機の 560m3/h
以上の換気量により 20Pa 以上の陽圧化状態を維持可能とし，プルーム通過中においては緊急時対策所陽圧化装置の 64m3/h 以上の換気量により 20Pa 以上の陽圧化状態を維持可能な設計とする。

61-6-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

名称

陽圧化装置（空気ボンベ）

本数本

123 以上

容量

L/本

46.7

充填圧力

MPa

14.7(35℃)

機器仕様に関する注記－【設定根拠】(1)換気量(a)二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の設定根拠(1)，(c)，①項に示す Q1 ＝560m3/h とする。
(b)酸素素濃度基準に基づく必要換気量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の設定根拠(1)，(c)，②項に示す Q2 ＝64m3/h とする。
(c)高気密室の設計漏えい率
高気密室の設計漏えい率は酸素濃度基準に基づく必要換気量に合わせ，64m3/h（20Pa 陽圧化時）とする。
(d)必要換気量
陽圧化装置（空気ボンベ）の運転時においては，二酸化炭素吸収装置により二酸化炭素濃度上昇を抑制していることから，上記より，陽圧化装置（空気ボンベ）の必要換気量は酸素基準の必要換気量及び設計漏えい率に基づく 64m3/hとする。
(2)必要ボンベ本数
必要ボンベ本数は下記に示す「(a)プルーム通過中に必要となるボンベ容量」の 117 本に加えて，「(b)陽圧化切替時に必要な空気ボンベ容量」の 6 本を考慮し，合計で 123 本以上とする。

61-6-6

【設定根拠】(続)(a)プルーム通過中に必要となるボンベ容量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の高気密室を 10 時間陽圧化する必要最低限の ボ ン ベ 本 数 は 酸 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 64m3/h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m3/本から下記の通り 117 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa(at 35℃)
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本(at -4℃)
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 117 本以上となる。
64m3/h÷5.50m3/本×10 時間≒117 本(b)陽圧化切替え時に必要な空気ボンベ容量
高気密室の陽圧化を，陽圧化装置（空気ボンベ）による給気から可搬型陽圧化装置による給気に切り替える場合においては，切替え操作を行っている間を，陽圧化装置（空気ボンベ）の給気と可搬型陽圧化空調機の給気を同時に行うことにより，高気密室の陽圧化状態を維持することが可能な設計とする。
切替え操作は可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替え操作も考慮し，最大で 30 分とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の高気密室を 30 分間陽圧化する必要最低限の ボ ン ベ 本 数 は 酸 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 64m3/h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m3/本から下記の通り 6 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa(at 35℃)
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本(at -4℃)
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 6 本以上となる。
64m3/h÷5.50m3/本×30 分間≒6 本

61-6-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

名称

二酸化炭素吸収装置

台数

台

容量

kg

1(予備 1)

機器仕様に関する注記―【設定根拠】(1)二酸化炭素の除去原理及び吸収性能
二酸化炭素吸収装置の吸収剤は，主成分が水酸化カルシウム(消石灰)であり，大気中の二酸化炭素と触媒等がなくても直接反応可能とし，単位質量当りの二酸化炭素を
m3/kg吸収可能な設計とする。
Ca(OH) 2 ＋ CO 2 → CaCO 3 ＋ H2O(2)二酸化炭素吸収剤容量
二酸化炭素吸収装置は，外気を遮断した高気密室内に収容人数86人が10時間待避した場合において，室内の二酸化炭素量濃度を0.5％以下に維持するために十分な量の二酸化炭素吸収剤容量として表1の計算結果よりkg/台を確保する設計とする。

なお，必要吸収剤量及び設計吸収剤量については下記の通り定義する。
必要吸収剤量＝設計 CO2 発生量÷吸収剤吸収性能
設計吸収剤量＝必要吸収剤量×設計裕度
表1

吸収剤必要量の設計条件

項目

設計値

A

空間容積

538 m 3高気密室の容積

B

空隙率

0.95

―

C

収容人数

86 名

プルーム通過中を想定

D

陽圧化時間

10 h

―

E1

二酸化炭素発生量0.030m 3/h/人

軽作業(空気調和衛生工学便覧)

E2

換気量

64 m 3/h

陽圧化装置（空気ボンベ）給気量F0

初期二酸化炭素濃度

0.039％

WMO 温室欧化ガス年報（気象庁訳）2013 年報

F1

許容二酸化炭素濃度

0.5％

JEAC 4622-2009

H

積算二酸化炭素発生量20.5 m 3

C×D×E 1－(F 1－F 0) ×(A×B+E 2×D)÷100

I

吸収剤二酸化炭素吸収性能

―

J

設計裕度

安全率

K

設計吸収剤量H÷I×J

61-6-8備考

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

名称
差圧／隣接区画の陽圧化差圧
Pa

20 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の陽圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
低温及び高温の設計基準については，観測記録（気象庁アメダス）年超過確率評価を踏
まえ最低気温が最も小さく，及び最高気温が最も大きくなる値を設計基準として定めた。
評価の結果，統計的な処理による年超過確率 10-4 /年の値として最低気温は-15.2℃，及び最高気温は 38.8℃となった。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の陽圧化バウンダリの設計に際しては，重大事故等時の室内の温度を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）のある原子炉建屋付属棟の設計最高温度 40℃，隣接区画を年超過確率 10-4/年の値よりも厳しい最低温
度-17.0℃と仮定すると，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の階層高さは 4.7ｍより，以下のとおり約 12Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝(1.378－1.127)×4.7＝1.180 kg/m2 (≒11.6Pa)
このため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の陽圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。

61-6-9

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

名称

可搬型陽圧化空調機

台数

台

2（予備 2）

容量㎥/h/台

469 以上(注 1)，(600 以上(注 2))
注 1：要求値を示す

機器仕様に関する注記

注 2：公称値を示す【設定根拠】(1)換気量(a)収容人数・収容対策要員人数：98 名(b)許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許容二酸化炭素濃度は，JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程」に定める 0.5%以下とする。許容酸素濃度は，労働安全衛生法 酸素欠乏症等防止規則に定める 18％以上とする。
(c)必要換気量の計算式①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量(Q1)・収容人数：n＝98 名・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5%(JEAC4622-2009)

・大気二酸化炭素濃度：C0＝0.039%(標準大気の二酸化炭素濃度)

・二酸化炭素発生量：M＝0.030m 3/h/人(空気調和・衛生工学便覧の軽作業の作業程度の吐出し量)：Q1＝100×M×n÷(C－C0 ) m3/h(空気調和・衛生工学便覧の・必要換気量CO2 濃度基準必要換気量)
Q1 ＝100×0.030×98÷(0.5－0.039)≒638 [m3/h]②酸素濃度基準に基づく必要換気量(Q2)
・収容人数

：98 名

・吸気酸素濃度：a＝20.95%(標準大気の酸素濃度)

・許容酸素濃度：b＝18%(労働安全衛生規則)

・成人の呼吸量：c＝0.48m3/h/人(空気調和・衛生工学便覧)

・乾燥空気換算呼気酸素濃度：d＝16.4%(空気調和・衛生工学便覧)

・必要換気量：Q2＝c×(a－d)×n÷(a－b)m3/h(空気調和・衛生工学便覧の O2 濃度基準必要換気量)

61-6-10

【設定根拠】(続)Q2 ＝0.48×(20.95－16.4) ×98÷(20.95－18.0)≒73 [m3/h](d)待機場所の設計漏えい率
待機場所は 5 号炉原子炉建屋地上 3 階の既設の部屋を流用することから，20Pa 陽圧化した状態における気密性について，JIS A 2201 に基づく気密性能試験により確認を実施した。
気密性能試験結果として，3 回の測定結果から求まる回帰曲線（気密特性式）を図61-6-1 に示す。図 61-6-1 より，待機場所を 20Pa 陽圧化した場合の設計漏えい量は 938m3/hとなる。

図 61-6-1

待機場所の気密性能試験結果（回帰曲線）(e)必要換気量
上記より，可搬型陽圧化空調機の必要換気量は二酸化炭素基準の必要換気量，酸素基準の必要換気量及び設計漏えい率に対して余裕をもたせた 600m3/h/台以上×2 台を確保する。

61-6-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

名称

陽圧化装置（空気ボンベ）

本数本1792 以上

容量

L/本

46.7

充填圧力

MPa

14.7(35℃)

機器仕様に関する注記－【設定根拠】(1)換気量(a)二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の場合と同じく 638m3/h とする。
(b)酸素素濃度基準に基づく必要換気量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の場合と同
じく 73m3/h とする。
(c)待機場所の設計漏えい率
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の場合と同じく 938m3/h とする。
(d)必要換気量
上記より，陽圧化装置（空気ボンベ）の必要換気量は待機場所の設計漏えい率に基づく 938m3/h とする。
(2)必要ボンベ本数
必要ボンベ本数は下記に示す「(a)プルーム通過中に必要となるボンベ容量」の 1706 本に加えて，「(b)陽圧化切替時に必要な空気ボンベ容量」の 86 本を考慮し，合計で 1792 本以上とする。

61-6-12

【設定根拠】(続)(a)プルーム通過中に必要となるボンベ容量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を 10 時間陽圧化する必要最低限のボンベ本数は必要換気量 938m3/h 及びボンベ供給可能空気量 5.50m 3/本から
下記の通り 1706 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa(at 35℃)
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本(at -4℃)
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 1706 本以上となる。
938m3/h÷5.50m3/本×10 時間≒1706 本(b)陽圧化切替え時に必要な空気ボンベ容量
待機場所の陽圧化を，陽圧化装置（空気ボンベ）による給気から可搬型陽圧化装置による給気に切り替える場合においては，切替え操作を行っている間を，陽圧化装置（空気ボンベ）の給気と可搬型陽圧化空調機の給気を同時に行うことにより，高気密室の陽圧化状態を維持することが可能な設計とする。
切替え操作は可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替え操作も考慮し，最大で 30 分とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を 30 分間陽圧化する必要最低限のボンベ本数は必要換気量 938m3/h 及びボンベ供給可能空気量 5.50m 3/本から
下記の通り 86 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa(at 35℃)
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本(at -4℃)
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 86 本以上となる。
938m3/h÷5.50m3/本×30 分間≒86 本

61-6-13

名

称

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

台

数

台

2(予備 3)

容

量

kVA/台

200

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源喪失時の重大事故等対処設備(電源の確保)として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を設置する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源装置は，１台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有する。一方，燃料補給時，停止する必要があることから，１台追加配備し，2 台を 1 セットとすることにより，速やかに切り替えることができる構成としている。
また，大湊側高台保管場所に 2 台を配備し，多重性を確保するとともに，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとしてさらに１台配備する設計
し，合計 3 台の予備を配備する設計とする。
1．容量
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の容量は，以下の表に示す必要な負荷を基に設定する。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は重大事故等対処時の必要負荷と，重大事故等以外の一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した際の適切な措置のために必要な負荷がほぼ同等となる。(表 61-6-1)
表 61-6-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備約 21kVA
照明設備(コンセント負荷含む)
約 12kVA
安全パラメータ表示システム（SPDS），通信連絡設備 ※約 13kVA
放射線管理設備
約 14kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料系統は付属の油タンク(990L)
等で構成される。付属の油タンクは重大事故等時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に電源供給(60kVA の負荷に電源供給)した場合，約 66 時間の連続運転が可能な容量を持つ。

図 61-6-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源装置燃料性能表

61-6-14

名

称

負荷変圧器

台

数

台

1

容

量

kVA/台

75

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
負荷変圧器は，設計基準事故対処設備の電源が喪失(全交流動力電源喪失)した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
負荷変圧器の容量は，以下の表に示す必要な負荷容量に対し余裕を考慮し 75kVA とする。
(表 61-6-2)
表 61-6-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備約 21kVA
照明設備(コンセント負荷含む)
約 12kVA
安全パラメータ表示システム（SPDS），通信連絡設備 ※約 13kVA
放射線管理設備
約 14kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-15

名
台

称

交流分電盤

数

台

3

母線容量

A/台

600

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
交流分電盤は，設計基準事故対処設備の電源が喪失(全交流動力電源喪失)した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
交流分電盤の定格電流は，以下の表に示す必要な負荷を３つの交流分電盤に分散させ接続するが，保守的に１つの交流分電盤に接続した場合を想定すると，負荷電流は 60kVA÷
110V＝546A となり，母線容量は余裕を考慮し，600A とする。(表 61-6-3)
表 61-6-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称

負荷容量(kVA)
換気空調設備約 21kVA
照明設備(コンセント負荷含む)
約 12kVA
安全パラメータ表示システム（SPDS），通信連絡設備 ※約 13kVA
放射線管理設備
約 14kVA
合計
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-16

名
台

称

可搬ケーブル

数

組

2

サイズ

mm2

38

【設定根拠】
可搬ケーブルは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が機能喪失した場合，
大湊側高台保管場所に配備する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備(予備)と負荷変圧器を接続し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に必要な電力を供給する設計とする。
１．容量
可搬ケーブルは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に必要な電力である 60kVA を通電する容量が必要となる。
したがって，以下のとおり，通電電流は 79A となり，144A 通電可能なケーブルサイズとして 38mm2 とする。
60kVA÷√3÷440V＝79A

61-6-17

61-7
保管場所図

61-7-1

図 61-7-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 保管場所位置図
61-7-2

図 61-7-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 保管位置図
61-7-3

図 61-7-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 保管位置図（5 号炉原子炉建屋

61-7-4

地上 3 階）図 61-7-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 保管位置図（5 号炉原子炉建屋

61-7-5

地上 2 階）

可搬ケーブル

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所(対策本部)【凡例】：酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
差圧計，可搬型エリアモニタ
保管場所: 携帯型音声呼出電話設備

5 号炉原子炉建屋緊急時対策所(待機場所)

5 号炉原子炉建屋

3 階平面図

図 61-7-5 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタ 保管位置図

61-7-6

61-8
アクセスルート図61-8-1

図 61-8-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-8-2

アクセスルート61-9

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

61-9-i

目

次

1. 概要
1.1 設置の目的
1.2 拠点配置
1.3 新規制基準への適合方針
2. 設計方針
2.1 建物及び収容人数について
2.2 電源設備について
2.3 遮蔽設計について
2.4 換気空調系設備について
2.5 必要な情報を把握できる設備について
2.6 通信連絡設備について
3. 運用
3.1 必要要員の構成，配置について
3.2 事象発生後の要員の動きについて
3.3 汚染持ち込み防止について
3.4 配備する資機材の数量及び保管場所について
4. 耐震設計方針について
5. 添付資料
5.1 チェンジングエリアについて
5.2 配備資機材等の数量等について
5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
5.4 SPDS のデータ伝送概要とパラメータについて
5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について
5.6 原子力警戒態勢，緊急時態勢について
5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
5.8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5.9 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方
針について5.10 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて
5.11 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 の 緊 急 時 対 策 本 部 体 制 と 指 揮 命 令 及 び 情 報 の 流れについて
5.12 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について
5.13 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の構造及び耐震設計について
5.14 移動式待機所について
5.15 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の耐震設計について
5.16 大湊側緊急時対策所の設置計画について

61-9-ii

1. 概要1.1 設置の目的
本申請において，当社柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，5 号炉原子炉建
屋内に「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」を設置することにより適合を図る。柏崎刈羽原子力発電所では 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を，一次冷却系統に係る発電用
原 子 炉 施設 の 損壊 そ の他 の 異 常が 発 生し た 場合 ， 並 びに 重 大事 故 等が 発 生 した 場合に
お い て ，中 央 制御 室 以外 の 場 所か ら 適切 な 指示 又 は 連絡 を 行う た めに 使 用 する 拠点と位置付ける。
また 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処するための要員がとどまる こ と がで き るよ う 遮蔽 ， 換 気に つ いて 考 慮し た 設 計と す ると と もに ， 代 替交 流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

（１）緊急時対策所の特徴
緊急時対策所の特徴を表 1.1-1 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置する設計とする。5 号炉原子炉建屋に設置する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉，7 号炉において想定される全ての事象に対し緊急時対策所の拠点 と し て使 用 でき る よう ， 基 準地 震 動に よ る地 震 力 に対 し ても 機 能喪 失 し ない 設計とする。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，迅速な拠点立ち上げを可能とするため，対策要員の執務室，宿直室に近い場所に設置する設計とする。
表1.1-1 緊急時対策所の特徴
緊急時対策所

特徴

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所・基準地震動を含むすべての想定事象発生時において，対策要員
が緊 急時対策所 内にとどま り，指揮・ 復旧活動を 行うことが 可能である。
・対策要員の執務室，宿直室に近く，本部要員参集等の初動体制を迅速かつ容易に確立できる。
・代替電源設備をはじめとする緊急時対策所諸設備が常設である
ため，緊急時対策所拠点の立ち上げが迅速かつ容易である。
・被災号機に近い位置に設置することから，居住性やアクセスル
ートに配慮した設計とする。

61-9-1-1なお， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故時のプルーム通過時においても重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員，原子炉格納容器の破損等による発電所
外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な要員を収容するため，緊急時対策所内に居住性を高めた設計とする。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）で構成する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能概要比較を表1.1-2及び図1.1-1に示す。

表1.1-2

緊急時対策所の機能概要比較
事故想定と拠点活用

緊急時対策所

場所

面積
耐震性

プルーム時
居住性

その他

(*1)

緊急時対策所
活用ケース

5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋（耐震構造）

約 270㎡○－○ (*2)

ケース１

5 号炉原子炉
建屋内緊急時
対策所

同上

約 200 ㎡○○

○ (*2)

ケース２

＜ 凡例＞

○ ：活用可能，△ ：活用 場合がある，－ ：設計 配慮外(*1)「 そ の 他 」 と は ， 設 計 基 準 事 故 へ の 対 処 ケ ー ス の ほ か ， 地 震 の 影 響 を 受 け ず ， 重 大 事 故等 に伴う プルー ム通過の影 響も受 けない ケースを指 す。
(*2) 5 号炉原 子炉建 屋内 緊急時 対策所 用可搬型電 源設備 が損傷 の場合，大 湊側高 台保管 場所に 配備す る同可 搬型電源設 備を移 動させ 接続替えを 行い， 電源設 備の機能を 修復す る。

61-9-1-2

移 動 式 待 機 所 は 、 図 5.14-1 を 参 照 。

図 1.1-1

緊急時対策所の機能概要比較図
61-9-1-3

（２）事象進展に応じた必要要員数の考え方
緊 急 時 対策 所 にお い ては ， 事 象進 展 に応 じ て必 要 要 員数 が 変化 す る。 具 体 的に は 以
下の 4 フェーズに整理できる。
(フェーズⅠ) 重大事故等発生から放射性物質（プルーム）放出開始まで(フェーズⅡ) 少なくとも 1 つのプラントにおいて比較的高濃度の放射性物質（プルーム）の放出が行われている期間（フェーズⅠ＋10 時間まで）(フェーズⅢ) 放射性物質（プルーム）の放出は比較的低濃度になるが，現場環境等を 把握 し， 事前 に準 備し た戦 略の 実施 可否 を確 認す るた めに 時間 を要
す るこ とか ら， 必要 最低 限の 作業 を除 き状 況把 握や 戦略 検討 に従 事する期間（フェーズⅡ＋10～24 時間まで）(フェーズⅣ) 事象収束に向けた各種作業を本格化する期間（フェーズⅢ完了後）

フ ェ ー ズ移 行 の判 断 及び 考 え 方に つ いて は ，事 象 進 展に 伴 う対 応 作業 と 対 策要 員 規模を鑑み，以下の通り整理できる。
(フェーズⅠ⇒Ⅱ)

放射性物質（プルーム）の影響により可搬型モニタリングポスト

等 の線量率 が上昇し た場 合。（ 不要な被 ばく回避 のため， 一部現場 要員 を所外退避させる）(フェーズⅡ⇒Ⅲ)

放射性物質（プルーム）の放出が低濃度となることによる，可搬型モニタリングポスト及び自主対策設備であるモニタリング・ポストの指示値により周辺環境中の放射性物質が十分減少したと評価できる場合（プ
ルームの影響により可搬型モニタリングポスト等の線量率が上昇した後に線量率が減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になって，5 号炉原子炉建屋屋上階の階段室近傍（可搬型外気取入送風機の外気吸込場所）に設置する可搬型モニタリングポストの値が 0.2mGy/h(※1)を下回った場合）(※1)保守的に 0.2mGy/h を 0.2mSv/h として換算し，仮に 7 日間被ばくし続けたとしても，0.2mSv/h×168h = 33.6mSv≓34mSv 程度と 100mSv
に対して十分余裕があり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性評価である約 58mSv に加えた場合でも 100mSv を超えることのな
い値として設定（プルーム通過判断を以て，陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機へと切り替える，またチェンジングエリア等の除染他，来たるべき次フェーズに大人数が戻ってくることへの備えを進める）
61-9-1-4

(フェーズⅢ⇒Ⅳ) プルーム通過後の建屋内の雰囲気線量が屋外より高い状況を解消
す るた め， 可搬 型陽 圧化 空調 機の 給気 エリ アと なる 通路 雰囲 気の パージを完了した場合。
（アクセスルートの安全確保や除染など放射線管理措置を完了させる）

それぞれのフェーズにおける必要要員数は以下のとおりとなる。
(フェーズⅠ) 第 2 次緊急時態勢の要員数（本部 84 名，現場 90 名）：常設代替交流電源設備の起動，可搬型代替注水ポンプ（消防車）の配
備，代替原子炉補機冷却系の設置など，事象収束に向けた各種作業に必要な要員数。
6 号及び 7 号炉において事象が同時に発生しない場合においても，フェーズⅡ以降に伴い現場作業が出来なくなることが分かっているた
め，フェーズⅠ完了時点でフェーズⅣ到達までの間に必要となりうる
操作（格納容器ベント，代替循環冷却など）は全て完了させ，フェー
ズⅡ移行に備える。
(フェーズⅡ) 監視，通信連絡を主とした必要最低限の本部要員数（27 名）の 2 倍
及 びフ ェー ズⅡ中 の監視 ，給 油 （ *1）， フェ ーズ Ⅲ移 行後 の初動 に必要な最低限の現場要員数（17 名）と設備故障等の不測事態への対応 （ *2）及びフェーズⅢ移行後の給油作業等 （ *1） への対応に必要な追加現場要員数（40 名）の合計（本部 54 名，現場 57 名）：本部要員数は，比較的高濃度の放射性物質が通過するまでの間，本部内に留まり，監視及び通信連絡を主として対応するために必要な要員数 。 な お ， 所 外か ら 参集 し て 交 替 す るこ と がで き な い 場 合 も想 定 し ，必要要員数の 2 倍を確保し，半分は休息しておく。
現場要員数は，フェーズⅡでも発生してしまう給油作業の他，展開済
みの各種設備の監視，フェーズⅢ移行後の初動対応を行うために必要な要員数（17 名）と，設備故障等の不測事態やフェーズⅢ移行後の給油作業等に備えて待機しておくために必要な要員数（40 名）の合計。
この人数を確保することで，フェーズⅡにおいて必要な要員数（17 名）の 2 倍を確保できるため，適宜休憩をとることも可能となる。
(フ ェ ー ズ Ⅲ ) フ ェー ズⅡ の 必 要 最 低 限 の 本 部要 員 数 （ 27 名 ） 及 び 現場 要 員 数 （ 57
61-9-1-5名）に，状況把握や戦略確認に必要な追加本部要員数（27 名）を加えた数（本部 54 名，現場 57 名）：本部要員数は，放射性物質（プルーム）の放出が比較的低濃度になり所外からの参集及び交替が確実になることから，必要要員数の 2 倍の確保は不要となる。これにかわって，状況把握や戦略確認に従事する
こ と か ら ，「意 思 決定 ・指 揮 機 能 」，「情 報 収集・ 計 画 立 案機 能 」，「現場対応機能」に係る要員の一部（27 名）を緊急時対策所に再参集させる。再参集ができない場合，もしくは現場環境が早く改善されることでフェーズⅡからフェーズⅢへの移行が早まる場合は，フェーズⅡの本部要員全体で当該対応を実施する。
現場要員数は，本部要員が状況把握や戦略確認に従事している間，給油作業等を行うとともに設備故障等の不測事態に備えて待機しておくために必要な要員数。
(フェーズⅣ) 第 2 次緊急時態勢と同等の要員数（本部 84 名，現場 90 名）：事象収束に向けた各種作業を本格化することから，事象進展に応じて柔軟に対応できるようフェーズⅠと同等の要員数を確保することを基本とする。要員確保としては一時的に所外退避させた現場要員を徐々に戻すこととするが，格納容器破損ケースのような厳しい場合には直ちには戻せないことも考えられ，本部及び現場ともにフェーズⅡの本部要員及び現場要員全体での当該対応を継続実施する。

（ *1） 給油作 業等へ の対応 を行 う要員 数とし ては， フェ ーズⅡ 及びフ ェーズ Ⅲにお ける
給 油作 業及び 格納容 器ベン ト実 施後の 作業（ 格納容 器圧 力逃が し装置 のフィ ルタ
装 置（ 以下 ，「フ ィル タ装 置」）の 排水作 業， 薬液 注入 ，窒素 パージ ）に必 要となる 作業 人数の ほか， 異なる 時刻 に格納 容器ベ ントを 実施 する場 合も対 応可能 となる よう ，格納 容器ベ ント実 施前 の作業 （フィ ルタ装 置排 水ポン プ水張 り）に 必要と なる作 業人数 を考慮し， 各作業 人数の 合計を参照 した。
（ *2） 設備故 障等の 不測事 態へ の対応 を行う 要員数 とし ては， 原子炉 への注 水に係 る主な 設備 （可搬 型代替 注水ポ ンプ ，代替 原子炉 補機冷 却系 ，ガス タービ ン発電 機）
が 各々 1 台故 障した 場合で も対 応可能 となる よう， 各々 の予備 機との 交換作 業に
必 要とな る作業 人数の合計 を参照 した。

これらの必要要員数の変化を図 1.1-2 に示す。これらの必要要員数に加えて，緊急

61-9-1-6

時 対 策 所を 設 置す る プラ ン ト の運 転 員や 保 安検 査 官 を収 容 する 必 要が あ る 場合 は，当該要員数を考慮したうえで，各緊急時対策所は必要な要員を収容できる設計とする。
ただし，フェーズⅠからフェーズⅡの移行にあたっては，本部要員 30 名，現場要員
33 名を一旦，所外に退避させることとなる。無用な被ばくを避ける観点から，原則退避 さ せ るこ と とす る が， 何 ら かの 理 由に よ り退 避 で きな い 場合 も 想定 し ， 各緊 急時対策 所 は フェ ー ズⅠ に おけ る 収 容可 能 要員 数 をフ ェ ー ズⅡ ， フェ ー ズⅢ に お いて も維持できる設計とする。

61-9-1-7

▽ プルーム放出開始▽ プルーム放出完了
▽事故発生
0
事故前

フェーズ

本部要員

▽ 状況把握，戦略確認完了

炉心露出,損傷

プルーム放出

状況把握，戦略確認

収束活動

フェーズⅠ

フェーズⅡ

フェーズⅢ

フェーズⅣ

事象収束に向けた各種作業，フェーズⅡ移行準備監視，通信連絡，
給油，フェーズⅢ
移行後の初動準備

状況把握，戦略確認，不測事態対応（ 待 機 ）， 給 油 等

事象収束に向けた各種作業

本 部 要 員 （ 54 ※ ）本 部 要 員 （ 54）

本 部 要 員 （ 84）

本 部 要 員 （ 84）※ 27×2

現場要員

現 場 要 員 （ 90）

現 場 要 員 （ 90）
現 場 要 員 （ 57）

図 1.1-2

現 場 要 員 （ 57）

事象進展毎の必要要員数の動き

61-9-1-8

1.2 拠点配置
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置図を以下に示す。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，十分な耐震性を有する5号炉原子炉建屋に設置する。
また，敷地高さT.M.S.L.+12mの5号炉原子炉建屋の3階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設置す
ることにより，発電所への津波による影響を受けない設計とする。配置は，6号炉，7号炉
中央制御室から直線距離で約200m離れた位置（アクセス道路での移動距離は約400m）とし，また，換気設備及び電源設備を6号炉，7号炉中央制御室から独立させることにより，6号炉，7号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）

図1.2-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-1-9

配置図

1.3 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
緊急時対策所に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は
以下，表 1.3-1, 表 1.3-2 のとおりである。

表 1.3-1「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第三十四条（緊急時対策所）

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（緊急時対策所）

第３４条（緊急時対策所）

第 三 十 四 条 工 場 等 に は 、一 次 冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし ，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。

表 1.3-2 「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」
第四十六条（緊急時対策所）
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

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（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

61-9-1-10

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。
緊急時対策所は災害時に約180 名 の 関 係 要 員 を 収 容 で きる設計とする。
ま た ，中 央 制 御 室 内 の 運 転 員を介さずプラントの状態を把握するために必要なパラメー
タを収集，表示するために安全パラメータ表示システム（ SPDS）を 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所に設置する設計とする。

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

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（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

ま た ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施 設
及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所に表示できる設備を設ける。
さ ら に ，所 外 の 緊 急 時 対 策 支援 シ ス テ ム （ ERSS） へ 必 要 な
データを伝送できる設備を，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
事故に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が 出 来 る 通 信 連 絡 設 備 を 5号
炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。
さ ら に ，発 電 所 外 の 関 連 箇 所と必要な通信連絡を行うための，専用であって多様性を有した通信回線で構成する通信
連 絡 設 備 を 5号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所に設置する設計とする。

さ ら に 、酸 素 濃 度 計 を 施 設 し な け れ
ば な ら な い 。酸 素 濃 度 計 は 、設 計 基
準 事 故 時 に お い て 、外 気 か ら 緊 急 時
対 策 所 へ の 空 気 の 取 り 込 み を 、一 時
的 に 停 止 し た 場 合 に 、事 故 対 策 の ための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できる も の で あ る こ と 。ま た 、所 定 の 精
度 を 保 証 す る も の で あ れ ば 、常 設 設備、可搬型を問わない。

5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策所は必要な換気ができる設計としているほか，必要に応じて換気系を一時的に停止す
る運用とする。
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策 所 で は ,空 調 隔 離 時 で も 酸
素濃度計及び二酸化炭素濃度
計 に よ り ,室 内 環 境 を 確 認 することができる。

61-9-1-11

適合方針以下は，外部からの衝撃による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-3「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（外部からの衝撃による損傷の防止）

第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷防止）

第六条 安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。
次 項 に お い て 同 じ 。）が 発 生 し た
場合においても安全機能を損な
わないものでなければならない。

１ 第６条は、設計基準において想定 さ れ る 自 然 現 象（ 地 震 及 び 津 波 を除 く 。）に 対 し て 、安 全 施設 が 安 全
機能を損なわないために必要な安全 施 設 以 外 の 施 設 又 は 設 備 等（ 重 大事 故 等 対 処 設 備 を 含 む 。）へ の 措 置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される
自 然 現 象 」と は 、敷 地 の 自 然 環 境 を
基 に 、洪 水 、風（ 台 風 ）、竜 巻 、凍結 、降 水 、積 雪 、落 雷、地滑 り 、火山 の 影 響 、生 物 学 的 事 象 又 は 森 林 火
災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）
が発生した場合においても安全機
能 を 損 な わ な い も の 」と は 、設 計 上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において 、自 然 事 象 そ の も の が も た ら す 環
境条件及びその結果として施設で
生 じ 得 る 環 境 条 件 に お い て 、そ の 設備が有する安全機能が達成されることをいう。

２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

４ 第２項に規定する「重要安全施設 」に つ い て は 、「 発 電 用軽 水 型 原
子炉施設の安全機能の重要度分類に 関 す る 審 査 指 針 」（ 平 成 ２ 年 ８ 月
３０日原子力安全委員会決定）の「 Ⅴ ．２ ．（ ２ ）自 然 現 象 に 対 す る
設 計 上 の 考 慮 」に 示 さ れ る も の と する。
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される 自 然 現 象 」と は 、対 象 と な る 自 然
現 象 に 対 応 し て 、最 新 の 科 学 的 技 術
的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお、過去の記録、
現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとする。

61-9-1-12

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，設計基準において想定される自然現象に対して ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対策所が安全機能を損なわないよう，必要な措置をとった設計とする。*

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

６ 第２項に規定する「適切に考慮し た も の 」と は 、大 き な 影 響 を 及 ぼ
すおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するも の で は な く 、そ れ ぞ れ の 因 果 関 係
及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。

３ 安全施設は、工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事
象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意に よ る も の を 除 く 。）に 対 し て 安
全機能を損なわないものでなければならない。

７ 第３項は、設計基準において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（ 故 意 に よ る も の を 除 く。）に 対
し て 、安 全 施 設 が 安 全 機 能 を 損 な わ
ないために必要な安全施設以外の
施 設 又 は 設 備 等（ 重 大 事 故 等 対 処 設
備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を
除 く 。）」と は 、敷 地 及 び 敷 地 周 辺の状況をもとに選択されるものであ り 、飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ）、ダ
ム の 崩 壊 、爆 発 、近 隣 工 場等 の 火 災 、
有 毒 ガ ス 、船 舶 の 衝 突 又 は 電 磁 的 障
害 等 を い う 。な お 、上 記 の 航 空 機 落
下 に つ い て は 、「 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 」 （ 平 成 14・ 07・ 29 原
院 第 4 号（ 平 成 １ ４ 年 ７ 月 ３ ０ 日 原子 力 安 全・保 安 院 制 定 ））等 に 基 づ
き 、防 護 設 計 の 要 否 に つ い て 確 認 す
る。

*

適合方針

「 5.9 設 置 許 可 基 準 規 則 第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 ）へ の 適 合 方 針 に つ い て 」として後述する。

61-9-1-13

以下は，火災による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-4「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第八条（火災による損傷の防止）

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（火災による損傷の防止）

第８条（火災による損傷の防止）

第八条 設計基準対象施設は、火 １ 第８条については、設計基準に
災 に よ り 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
全 性 が 損 な わ れ な い よ う 、火 災 の 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 が 損 な わ れ な
発 生 を 防 止 す る こ と が で き 、 か い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
つ 、早 期 に 火 災 発 生 を 感 知 す る 設 設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
備（ 以 下「 火 災 感 知 設 備 」とい う 。） 防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よ
及 び 消 火 を 行 う 設 備（ 以 下「 消 火 る 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 め
設 備 」と い い 、安 全 施 設 に 属 す る て い る 。
も の に 限 る 。）並 び に 火 災 の 影 響 ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子炉 施 設 のを 軽 減 す る 機 能 を 有 す る も の で 安 全 性 が 損 な わ れ な い 」とは 、安 全
なければならない。
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。
２ 第 ８ 条 に つ い て 、別 途 定め る「 実用発電用原子炉及びその附属施設の 火 災 防 護 に 係 る 審 査 基 準 」（ 原 規
技 発 第 1306195 号（ 平 成 ２ ５ 年 ６ 月
１ ９ 日 原 子 力 規 制 委 員 会 決 定 ））に適合するものであること。
２ 消火設備（安全施設に属するも の に 限 る 。）は 、破 損 、誤 作 動
又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわない
ものでなければならない。

３ 第２項の規定について、消火設
備 の 破 損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き
た場合のほか、火災感知設備の破損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き た こ とにより消火設備が作動した場合にお い て も 、発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停止させるための機能を損なわないものであること。

61-9-1-14

適合方針

5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備及びそれらへのアクセスルートに対して，不燃性材料又は難燃性材料の使用による火災の発生防止対策を実施する設計とする。
万 一 ，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊
急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，当該緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。

（２）重大事故等への対処
緊急時対策所に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下の通りである。
表 1.3-5「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第六十一条（緊急時対策所）

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（緊急時対策所）

第６１条（緊急時対策所）

第 六 十 一 条 第 三 十 四 条 の規 定 により設置される緊急時対策所は、
重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられる よ う 、次 に 掲 げ る も の で な け ればならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

１ 第１項及び第２項の要件を満たす 緊 急 時 対 策 所 と は 、以 下 に 掲 げ る
措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し 、免 震 機 能 等 に よ り 、緊 急 時 対 策所の機能を喪失しないようにすると と も に 、基 準 津 波 の 影 響 を 受 け な
いこと。
ｂ ）緊 急 時 対 策 所 と 原 子 炉 制 御 室 は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ ）緊 急 時 対 策 所 は 、代 替 交 流 電 源からの給電を可能とすること。また 、当 該 代 替 電 源 設 備 を 含 め て 緊 急
時 対 策 所 の 電 源 設 備 は 、多 重 性 又 は多様性を有すること。
ｄ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 が 確 保 さ
れ る よ う に 、適 切 な 遮 蔽 設 計 及 び 換気設計を行うこと。
ｅ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に つ い ては 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。
① 想定する放射性物質の放出量等
は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措 置 を 講 じ る 場 合 を 除 き 、対 策 要 員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい 。た だ し 、そ の 場 合 は 、実 施 の ための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線
量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。
ｆ ）緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物
質により汚染したような状況下に
お い て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン
グ及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるもの
でなければならない。

61-9-1-15

適合方針*本 表 欄 外 下 部 に 示 す

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」と は 、第 １ 項 第 １ 号 に 規 定 す る「 重大事故等に対処するために必要な指 示 を 行 う 要 員 」に 加 え 、少 な く とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものと
する。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す（*） 以下，表 1.3-5 の適合方針について説明する。
ａ．要員（規則第六十一条２項，規則解釈第６１条２）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，6 号及び 7 号炉に係る重大事故等に対処する ために 必要な 指示を行 う要員 に加え ，原子炉 格納容 器の破 損等によ る発電 所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員 160 名，
1～5 号炉に係る要員 14 名及び保安検査官の 2 名をあわせて 176 名を収容できる設計とする。

ｂ．同時機能喪失回避（規則解釈第６１条１のｂ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，6 号炉，7 号炉中央制御室から十分離れていること（約 200m），換気設備及び電源設備を 6 号炉，7 号炉中央制御室から独立させ，6 号炉，7 号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。

ｃ．電源設備（規則解釈第６１条１のｃ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，通常時，外部電源から受電する設計とする。
外部電源喪失時, 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，可搬型代替交流電源設備及び
予 備 の 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 か ら 受 電 可 能 な 設 計 と し ,予 備 の 可 搬 型 代 替 交 流 電
源設備は可搬型代替交流電源設備と多重性を有した設計とする。

ｄ．居住性対策（規則解釈第６１条１のｄ，ｅ）

5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所の 重大事 故等 の対策 要員 の居住 性が 確保さ れる
61-9-1-16ように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行う。
5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所で は重大 事故 等時に おい て必要 な対 策活動 を行うため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は気 密性を 確保し た高気密 室内に 設置し ，上部及 び側面 に遮蔽 を設置す ること で直接線 ，スカ イシャ イン線， 及びグ ランド シャイン による 外部被 ばくを抑 制する とともに ，高気 密室を 可搬型陽 圧化空 調機， 可搬型外 気取入 送風機 または陽 圧化装 置を用
い て陽圧 化し， 重大事故 等に伴 うプル ーム通過 中及び プルー ム通過後 の意図 しない
放 射性物 質の流 入による 内部・ 外部被 ばくを抑 制する 。また ，高気密 室内に は二酸
化 炭素吸 収装置 を設置し ，外気 を遮断 した状態 におい ても二 酸化炭素 濃度増 加による窒息を防止可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）は気密性を確保した中央制御室空調
機械室に設置し，上部及び側面に遮蔽を設置することで直接線，スカイシャイン線，
及 びグラ ンドシ ャインに よる外 部被ば くを抑制 すると ともに ，中央制 御室空 調機械
室 を可搬 型陽圧 化空調機 または 陽圧化 装置を用 いて陽 圧化し ，重大事 故等に 伴うプル ーム通 過中及 びプルー ム通過 後の意 図しない 放射性 物質の 流入によ る内部 ・外部
被ばくを抑制する。
遮蔽設計及び換気設計により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性について
は，「実用発電用原子炉に係る重大事故等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」に基づき評価した結果，対策要員の実効線量は 7
日間で約 58mSv（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）であり，対策要員の実効線量が100mSv を超えないことを確認している。

ｅ．必要な情報を把握できる設備（規則第六十一条１項の二）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等時のプラントの状態並びに環境
放 射線量 ・気 象状況 を把 握する ため ，安全 パラ メータ 表示 システ ム（ SPDS）を設置する。

ｆ．通信連絡設備（規則第六十一条１項の三）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が出来る通信連絡設備を設置する。また，5 号炉原子炉建屋内緊61-9-1-17

急 時対策 所には ，発電所 外の関 連箇所 と必要な 通信連 絡を行 うための 通信連 絡設備を設置する。

ｇ．汚染の持ち込み防止（規則解釈第６１条１のｆ）

重大事故等時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染し たよう な状況 下におい て，緊 急時対 策所への 汚染の 持ち込 みを防止 するた め，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を，5 号炉原子炉建屋内の 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所出入口付近に設ける。

ｈ．資機材配備

（規則第六十一条１項の一）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，必要な要員が緊急時対策所内に 7 日間とどま り，重 大事故 等に対処 するた めに必 要な食料 と飲料 水を配 備する。 また対 策要員
が 7 日間緊急時対策所内にとどまり，現場での復旧作業に必要な数量の放射線防護
資機材（着替え，マスク等）を配備する。

ｉ．地震（規則解釈第６１条１のａ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 5 号炉原子炉建屋内に設置していることから，
基準地震動による地震力に対し，機能を喪失しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能維持にかかる電源設備，換気設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。また地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を想定した場合においても，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため,
5 号炉原子炉建屋内のアクセスが出来るように設計する。

ｊ．津波（規則解釈第６１条１のａ）

柏崎刈羽原子力発電所の敷地における基準津波による最高水位は T.M.S.L.*＋8.3m 程度と評価される。
これに対し 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，T.M.S.L.+12m の敷地に設置された 5 号炉
原子炉建屋の 3 階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設定することにより，周辺に設置する関連設
備，アクセスルートを含め，基準津波の影響を受けない設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）
61-9-1-18

以 下 は 火 災 に よ る 損傷 の 防 止 に 関 す る 設 置許 可 基 準 規 則 条 文 に おい て 定 め ら れ る 緊 急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。
表 1.3-6「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第四十一条（火災による損傷の防止）

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（火災による損傷の防止）第４１条（火災による損傷の防止）

第 四 十 一 条 重 大 事 故 等 対処 施 設
は 、火 災 に よ り 重 大 事 故 等 に 対 処するために必要な機能を損なう
お そ れ が な い よ う 、火 災 の 発 生 を
防 止 す る こ と が で き 、か つ 、火 災
感知設備及び消火設備を有する
ものでなければならない。

１ 第 ４ １ 条 の 適 用 に 当 たっ て は 、第８条第１項の解釈に準ずるもの
とする。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す第８条（火災による損傷の防止）
１ 第 ８ 条 に つ い て は 、 設計 基 準 に
お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
原子炉施設の安全性が損なわれな
い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よる 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 めている。
ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の
安 全 性 が 損 な わ れ な い 」と は 、安 全
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。

（*） 以下，表 1.3-6 の適合方針について説明する。

ｋ．火災防護

（規則解釈第４１条）

5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所は 火災に より 緊急時 対策 所に必 要な 機能を 損なう おそれ がない よう，火 災の発 生を防 止するこ とがで き，か つ，火災 感知設 備及び
消火設備を有する設計とする。
火災の発生を防止するため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に 設置す る関連 設備，及 びそれ らへの アクセス ルート を含む ）は，系 統内に 水素が滞 留する ことを 防止する 設計と してい る。また ，主要 構造物 ，設備は 不燃性 材料を使用し，ケーブルは自己消火性（UL 垂直燃焼試験）・耐延焼性（IEEE383）の実証試
験 に合格す る線種 を使用 する設計 とする 。地震 への対策 として は「 1.3(2)i 地 震」

61-9-1-19

に記載する耐震設計とすることによって火災発生を防止できる設計とする。
火災感知及び消火については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺 に設置 する関 連設備， 及びそ れらへ のアクセ スルー トを含 む）に消 防法に 基づき
火災感知器を設置している。特に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する屋内の ケーブ ル敷設 箇所等に は，火 災時に 炎が生じ る前の 発煙段 階から感 知でき る煙感
知器に加え，異なる 2 種類目の感知器として熱感知器を設置する設計とする。感知器は，外部電源が喪失した場合においても電源を確保する設計とし，6 号及び 7 号炉
中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
消火設備としては消火栓及び消火器を適切に設置している。5 号炉原子炉建屋内緊
急 時対策 所（緊 急時対策 所周辺 に設置 する関連 設備， 及びそ れらへの アクセ スルー
ト を含む ）のう ち，火災 によっ て煙が 充満し消 火が困 難とな る可能性 のある 室内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.3-7 に示す。また表 1.3-8 に設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧を示す。

61-9-1-20

表 1.3-7

系統機能

居住性の確保（対策本部）

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

常設
常設
常設
可搬
可搬
可搬
常設

(1/5)
設備分類
分類

機器
クラス

（重大事故等対処施設）－

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2
可搬型重大事故緩和設備※3
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－
－
－
－
SA－3
－

酸素濃度計（対策本部）※5

可搬二酸化炭素濃度計（対策本部）※5

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

差圧計（対策本部）※5

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

可搬型エリアモニタ（対策本部）

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－5 号炉屋外緊急連絡用インターフォ
ン

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

可搬型モニタリングポスト
※1
※2
※3
※4
※5

緊急時対策所）60 条に記載

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載。

61-9-1-21－

表 1.3-7 重大事故対処設備に関する概要（61 条 緊急時対策所） (2/5)

系統機能

設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対居住性の確保（対策本部）策本部）可搬型陽圧化空調機用仮設ダ（つづき）
クト［流路］
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）［流路］
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待居住性の確保（待機場所）
機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）

※1
※2
※3
※4
※5

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

－

－

分類

機器
クラス

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備※4

SA－2

常設

（重大事故等対処施設）

－

常設
常設
可搬
可搬

酸素濃度計（待機場所）※5

可搬二酸化炭素濃度計（待機場所）※5

可搬

差圧計（待機場所）※5

可搬

可搬型エリアモニタ（待機場所）

可搬

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載。

61-9-1-22

設備分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2
可搬型重大事故緩和設備※3
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故緩和設備※3

－
－
－
SA－3
－
－
－
－

表 1.3-7

系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
居住性の確保（待機場所）
所（待機場所）可搬型陽圧化空調（つづき）
機用仮設ダクト［流路］
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）［流路］
※1
※2
※3
※4
※5

設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

(3/5)

分類

機器
クラス

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備※4SA－2

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載。

61-9-1-23

設備分類

表 1.3-7

系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

必要な情報の把握

安全パラメータ表示システム（SPDS）

62 条に記載

通信連絡（5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所）

無線連絡設備（常設）62 条に記載

無線連絡設備（可搬型）
携帯型音声呼出電話設備
衛星電話設備（常設）
衛星電話設備（可搬型）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
無線通信装置［伝送路］
無線連絡設備（屋外アンテナ）［伝送路］
衛星電話設備（屋外アンテナ）［伝送路］
衛星無線通信装置［伝送路］
有線（建屋内）［伝送路］
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

61-9-1-24

(4/5)
設備分類
分類

機器
クラス

表 1.3-7

系統機能電源の確保（5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所）

重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

非常用所内電源設備－

可搬

可搬ケーブル

可搬

負荷変圧器

常設

交流分電盤

常設

軽油タンク

57 条に記載

タンクローリ（4kL）
軽油タンク出口ノズル・弁［燃料流路］

61-9-1-25

(5/5)
設備分類
分類
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器
クラス
－
－
－
－

表 1.3-8 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧

施設

代替電源設備5 号炉原子
炉建屋内
緊急時対
策所

居住性を確保するための設備

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備設計基準対象施設

重大事故等対処設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用所内電源5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

高気密室，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置，
二酸化炭素吸収装置，遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリングポスト

安全パラメータ表示システム（SPDS）

安全パラメータ表示システム（SPDS）

通信連絡設備（送受話器（警報装置を含む。
），電力保安通信用電 通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備），携帯型音声呼出電話設
話設備，テレビ会議システム，専用電話設備，衛星電話設備（社 備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備内向），無線連絡設備，衛星電話設備），携帯型音声呼出電話設備，
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

61-9-1-26

2. 設 計 方 針
本項では， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の主として設計基準対象施設としての緊急時対策所拠点と，各々に設置する重大事故等対処拠点の設備設計方
針 に つ い て ， ケ ー ス 1～ ケ ー ス 2 と し て 説 明 す る 。 以 下 に ， 各 ケ ー ス の 設 計 上の拠点の考え方について概略を示す。
表 2-1
緊急時対策所
名称

ケース 1

ケース 2

緊急時対策所の拠点の考え方
設置場所

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
及び（待機場所）

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室
及び5 号炉原子炉建屋
3 階中央制御室空調機械室

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
及び（待機場所（プルーム通過時にとどまる場所））

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室
及び5 号炉原子炉建屋
3 階中央制御室空調機械室（プルー
ム通過時にとどまる場所）

拠点の考え方・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
（竜巻襲来に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の修復に際しては大湊側高台保管場所に配備する同可

搬型電源設備を移動させ接続替えを行い，電源設備の機能を修復する。）
・プルームを伴わない重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（基準地
震動に対処できる設計とする。）
・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
・重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（基準地震動，プルームに対処できる設計とする。）

61-9-2-1

2.1 建 物 及 び 収 容 人 数 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 3 階 高 気 密 室 に 約 140㎡ ， 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )と し て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室 に 約 60 ㎡ (5 号 炉 中央制御室換気空調系設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化
装 置 設 置 面 積 除 き )， 合 計 約 200 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋の基準地震動入力時の耐震壁の最大せん断ひずみは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する 5 号炉原子炉建屋地上 3 階において評価基準値を満足する設計としており，遮蔽性能等について機能喪失しない設計とする。

a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 及 び （ 待 機 場 所 ） (ケ ー ス １ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 に は 5 号 炉 中 央 制 御 室 と は 別 に ， 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )と し て 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 3 階 高 気 密 室 に 約 140 ㎡ ， 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )とし て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室 に 約 60 ㎡ (5 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 設 備 ，5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）設置面積，対策要員のア
ク セ ス ル ー ト 等 除 き )，合 計 約 200 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊 急 時 対 策 所 部 屋 見 取 り 図 を 図 2.1-1 に 示 す 。
なお，待機場所については 5 号炉設備が設置されている場所や 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所の設備の設置場所，対策要員のアクセスルートとして必要な空間を除いた場所を活用することとしている。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）の レ イ ア ウ ト を 図 2.1-2，緊 急
時 対 策 所 (待 機 場 所 )の 配 置 詳 細 図 を 図 2.1-3 に 示 す 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ,基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災 対 応 の た め ，
及 び 重 大 事 故 の プ ル ー ム 通 過 時 以 外 の 対 応 の た め ,約 180 名 の 緊 急 時 対 策 要 員が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計とする。

61-9-2-2図 2.1-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

部屋見取り図：高気密室バウンダリ
：区画壁

【凡例】
：机
：機能班要員

立地・広報班

保安班

計画班
本部

資材班

6号炉号機班・
復旧班
総務班

1～5号炉
号機班・復旧班

通報班

保安検査官
7号炉号機班・
復旧班(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し適宜見直していく。自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

図 2.1-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
61-9-2-3

図 2.1-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

61-9-2-4

配置詳細図

b.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )及 び （ 待 機 場 所 ） (ケ ー ス 2)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に は 重 大 事 故 等 対 応 時 の 緊 急 時
対 策 所 と し て 約 140ｍ 2 ，緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )と し て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室に 約 60 ㎡ (待 機 場 所 内 の プ ル ー ム 通 過 時 に と ど ま る 場 所 )，合 計 約 200 ㎡ を 有 す
る設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は , 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災対応のため，及び重大事故等時のプルーム通過に備えた十分な広さと機能を有する設計とする。プルーム通過中においても, 6 号及び 7 号炉に係る重大事故
等 に 対 処 す る た め に 必 要 な 指 示 を 行 う 要 員 52 名 に ，原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 等 による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要 な 数 の 要 員 57 名 の う ち の 17 名 を 加 え た 69 名 ， 1～ 5 号 炉 に 係 る 要 員 2 名 及び 保 安 検 査 官 の 2 名 の 合 計 73 名 が 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )で，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制する
た め の 対 策 に 対 処 す る た め に 必 要 な 数 の 要 員 57 名 の う ち の 40 名 と 5 号 炉 運 転
員 8 名 の 合 計 48 名 が 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )で 活 動 す る ことを想定し，十分な広さと機能を有する設計とする。
プ ル ー ム 通 過 中 に お い て ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )に 待
機 す る 要 員 は ,室 内 遮 蔽 の 内 側 に と ど ま る こ と で 不 要 な 被 ば く を 抑 制 す る 設 計とする。プルーム通過時にとどまる場所には，マスク等の放射線防護資機材，
水・食料，照明，トイレ等とどまっている間に必要となる資機材を保管・設営できる設計とするとともに，トイレ等配置については待避中の安全衛生に配慮した設計とし，訓練等を通じ改善を図ることとする。
な お ，プ ル ー ム 通 過 後 に お い て は ,プ ラ ン ト 状 況 等 に よ り ，必 要 に 応 じ て 一 時退避させた要員を再参集させ，プルーム通過に備える必要最低限の重大事故等
対 策 要 員 に 限 定 し た 以 前 の 体 制 へ と 移 行 さ せ る 設 計 と し ， 最 大 180 名 の 緊 急 時対策要員が活動出来るよう設計する。
原子力防災組織については，福島第一原子力発電所事故の教訓を反映し，
Incident Command System(ICS)の 考 え 方 を 導 入 し て ， 重 大 事 故 等 対 処 に 伴 う 体
制の縮小・拡大に際しても，必要な指揮命令，及び現場復旧活動が円滑に行うことが出来るよう設計する。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 部 屋 見 取 り 図 を 図 2.1-4，5 号 炉 原 子 炉 建 屋

61-9-2-5

内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）(プ ル ー ム 通 過 中 )の レ イ ア ウ ト イ メ ー ジ を 図 2.1-5に示す。

61-9-2-6

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は ， 緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 汚 染 したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に 併 設する設計とし，緊急時対策要員の被ばく低減の観点から 5 号炉原子炉建屋内に設営する。

図 2.1-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-7

部屋見取り図(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し 適宜見直していく。

図 2.1-55 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） (プ ル ー ム 通 過 中 )レイアウトイメージ

61-9-2-8

2.2 電 源 設 備 に つ い て（１）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，通 常 時 ，5 号 炉 の 共
通用高圧母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，外部電源喪失時，6号炉もしくは 7 号炉の非常用ディーゼル発電機を介し受電可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，5 号 炉 の 共 通 用 高 圧
母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場
合 ，5 号 炉 東 側 保 管 場 所 に 設 置 し て い る 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 で あ る 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から受電可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は 1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，１
台故障による機能喪失の防止と燃料補給のために停止する際にも給電を継続するため 2 台を 1 セットとして配備する設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，プ ラ ン ト 設 備 (6号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 用 )の 電 源 か ら 独 立 し た 専 用 の 電 源 設 備 と し ，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と中央制御室は共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
ま た ，予 備 機 を 大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 2 台 1 セ ッ ト を 配 備 す る と と も に ，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとし て 更 に 1 台 配 備 し ， 合 計 3 台 の 予 備 を 配 備 す る 設 計 と す る こ と で ，多 重性を有する設計とする。
電 源 構 成 を 図 2.2-1 ， 予 備 機 の 接 続 箇 所 を 図 2.2-2 ， 必 要 な 負 荷 を 表
2.2-1 に 示 す 。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の仕様を表
2.2-2 に 示 す 。

61-9-2-9図 2.2-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-2-10

電源構成

可搬ケーブル

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所
用可搬型電源設
備 (予 備 機 )(大 湊 側 高 台 保 管

5 号炉原子炉建屋

場所に配備)

内緊急時対策所用
可搬型電源設備

図 2.2-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-2-11

設置場所

表 2.2-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

負荷名称
換気空調設備
照 明 設 備 (コ ン セ ン ト 負 荷 含 む )安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム (SPDS)，通 信 連 絡
設備※
放射線管理設備
合計

必要な負荷

負 荷 容 量 (kVA)
約 21kVA
約 12kVA
約 13kVA
約 14kVA
約 60kVA※電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

表 2.2-2容量
電圧力率

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備の仕様
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型
電源設備
約 200kVA
440V
0.8(参 考 )
6 号及び 7 号炉の非常用ディーゼル発電機
約 6,250kVA
6.9kV
0.8

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 負 荷 リ ス ト は ， 表 2.2-1 に 示 す と お
り ， 最 大 約 60kVA で あ り ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源
設 備 200kVA1 台 に よ り 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。 一 方 ， 燃 料 補 給 時 ， 5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を停止する必要があることから，1 台追加配備し，速やかに切り替えることが可能な設計とする。
ま た ， 軽 油 タ ン ク か ら タ ン ク ロ ー リ (4kL)を 用 い て ， 軽 油 を 補 給 す る ことにより，7 日以上 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は 燃 料 タ ン ク (990L)
を 内 蔵 し て お り ， 表 2.2-1 に 示 す 負 荷 に 対 し て 66 時 間 以 上 連 続 給 電 が 可能であり，格納容器ベント実施前にあらかじめ給油を行うことにより，格
納容器ベント実施後早期に給油が必要となることはない設計とする。
な お ，給 油 に つ い て は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ 設 備 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の圧力等を監視し，適切なタイミングで行うこととする。給油作業にかかる
被 ば く 線 量 は 表 2.2-3 の と お り 。
万が一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が停止した
場 合 ，無 負 荷 運 転 中 の 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
61-9-2-12

へ 切 り 替 え る こ と に よ り 10 時 間 以 上 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油タイミングを
図 2.2-3 に 示 す 。図 2.2-4 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電
源設備燃料補給作業タイムチャートを示す。
時間

事故前

0

事象

24

48

72

96

120

144

168

事故発生
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 (38 時 間 後 )5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (A)
5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (B)

起動
無負荷運転
給 油 (350L )

給 油 (990L)

停止

起動

給 油 (990L )図 2.2-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油時間

経過時間（分）
０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

110

100

90

▽電源設備燃料補給指示

120

130

電源設備給油完了▽
タンクローリ（4kL）置場へ移動※①

５号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備燃料給油手
順

タンクローリ（4kL）で軽油タンクエリアへ移動・配置
②

復旧班

２
名

仮設フランジ取付・給油準備③

タンクローリ（4kL）に補給

タンクローリ（4kL）
で電源設備配置場所へ移動①，②，③はタンクローリ（4kL）に残油がある場合は不要

タンクローリ（4kL）から電源設備へ給油・片付け※５号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所の場合。大湊側高台保管場所の場合は２０分。

図 2.2-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備燃料補給作業
タイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)
ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 2)
電 源 設 備 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)」 と 同 様である。
61-9-2-13

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：6 号炉及び 7 号炉・ ソ ー ス タ ー ム ： 大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉 心 冷 却 系 の 機 能 及 び 全 交 流 動 力 電源が喪失するシーケンス
6 号炉格納容器ベント実施，7 号炉代替循環冷却成功
・ 評 価 点 ： 6 号 炉 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ (防 火 水 槽 取 水 )の 設 置 箇 所(補 給 の た め に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
設置場所よりも発災プラントに近い 6 号炉及び 7 号炉軽油タン
クエリアに移動することから，保守的に選定。配置見直し等により，今後見直す可能性がある。)
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 29 分 (作 業 場 所 へ の 移 動 ： 5 分 ， 作 業 ： 19 分 ，作業場所からの移動：5 分)(現 場 作 業 時 間 19 分 (訓 練 実 績 ， ポ ン プ 性 能 を 用 い た 机 上 検 討
等 か ら 算 定 )に ， 保 守 的 に 移 動 時 間 中 も 同 じ 線 量 率 で 被 ば く
す る も の と し て 往 復 10 分 ( 発 電 所 内 移 動 時 間 の 実 績 か ら 算定 )を 加 え た も の )・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 1000
・被ばく経路：以下を考慮
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，
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，
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，
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，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外部被ばく
表 2.2-3

6 号炉放出時における燃料補給に伴う被ばく量(6 号 炉 と 7 号 炉 か ら の 寄 与 の 和 )(mSv)

作業開始時間(事 故 発 生 後 の 経 過 時 間 )(h)

102

147

作業に係る被ばく線量

約 28

約 23

61-9-2-14

【補足】格納容器が破損した場合の給電方法について
緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 評 価 で 想 定 す る 格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，給 油 が 不
要 と な る よ う に ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 移 動 さ せ ，順 次 切
り 替 え 操 作 を 行 う こ と と す る 。切 り 替 え の タ イ ミ ン グ に つ い て 図 2.2-5 に 示
す。
時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故発生

事象

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
プ ル ー ム 通 過 中 (10 時 間 )(※ )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(A)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(B)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 A )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 B )起動
無負荷運転
給 油 (350L )停止
起 動 (切 替 )

停止

無負荷運転
起動

切替

停止

無負荷運転
起動

切替

※ ：「 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」に基づく事象進展時間
図 2.2-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替手順(原 子 炉 格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 )プルーム放出前に予め 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備 へ の 給 油 を 行 い ，ま た ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 2 台 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 配 備
し，速やかに切り替え操作ができるよう負荷変圧器に接続する設計とする。
61-9-2-15

予 備 機 の 配 備 に つ い て は ，後 述 す る 図 2.2-6 に 示 す 手 順 に 従 い ，予 め 実 施 す
ることとする。
原 子 炉 格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，事 故 発 生 か ら 23 時 間 後 ，88 時 間 後 ，133
時 間 後 ，165 時 間 後 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 に 設 置 す る 負 荷 変 圧 器 の 遮
断 器 の 切 り 替 え 操 作 を 行 う こ と に よ り ，プ ル ー ム 放 出 後 の 給 油 を 行 う こ と な
く 7 日間連続して負荷へ給電可能な設計とする。
(２ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 代 替 交 流 電 源 を 可 搬 型 設 備 と す る 理 由
について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所については，原子炉建屋内の残留熱除去
ポンプ等のような大型の電動機は使用せず，小容量の負荷のみで構成する。
これにより，常設代替交流電流設備であるガスタービン発電機のような常設設備でなくとも給電可能となるため，無給油での給電継続能力及び万一の故障時の交換による復旧の迅速性に着目し，汎用性の高い小型の可搬型発電機を適用する。更に予備機を異なる場所に保管することで，復旧性を向上させる設計とする。
可搬型設備を使用する場合，可搬型設備の保管場所までのアクセス，保管場所から使用場所までの運搬，現場状況の確認，及び接続に時間を要すると考えられる。また，可搬型設備の給油時にタンクローリのような他の可搬型設備を使用するため，同様に時間を要すると考えられる。したがって，当社
は ，重 大 事 故 等 発 生 後 12 時 間 は 可 搬 型 設 備 を 使 用 せ ず に 対 応 可 能 な 設 計 と する原則を設けている。一方，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電
源 は ， 表 2.2-4 の と お り 設 計 上 の 考 慮 を 行 う こ と に よ り ， 重 大 事 故 等 発 生 後
12 時 間 未 満 で も 使 用 可 能 な 設 計 と す る 。

61-9-2-16

表 2.2-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源に対する設計上の考慮について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源に対する設計上の考慮

保管場所までの5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源へのアクアクセスについセスルートを整備することにより，5 号炉原子炉建屋内緊て急時対策所立ち上げ時に要員がアクセスして立ち上げる
ことが可能な設計とする。
（ 図 3.2-7

発電所構内への参集ルート

参照）

可搬型設備の保

保 管 場 所 と 使 用 場 所 を 同 じ に す る こ と に よ り ，運 搬 に 時 間

管場所から使用を要しない設計とする。

場所までの運搬について
使用場所の現場

頑強な格納容器圧力逃がし装置基礎に固定するとともに，状況の確認につ

予め電源ケーブルを接続し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対いて策所用代替交流電源と電源ケーブルの相対変位を発生させ な い 対 策 を 実 施 す る こ と に よ り ，使 用 場 所 の 現 場 状 況 の確認に時間を要しない設計とする。

可搬型設備の接予 め 電 源 ケ ー ブ ル を 接 続 す る こ と に よ り ，接 続 に 要 す る 時

続について間を要しない設計とする。

他の可搬型設備

12 時 間 以 上 の 無 給 油 で の 給 電 を 可 能 と す る こ と に よ り ，12の使用について時間以内の可搬型設備による給油が不要な設計とする。

前述の復旧性に関しては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，移動式クレーン等の資機材を用いて，大湊側高台保管場所の車両に積載する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備と入れ替えが可能な設計とする。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，燃料補給を考慮し 2 台
配 備 す る こ と ，ま た ，入 替 え 対 象 で は な い 1 台 に て 66 時 間 連 続 運 転 が 可 能 であることから，十分時間的な余裕をもって入替えが可能な設計とする。

61-9-2-17

(３ )代 替 交 流 電 源 設 備 稼 働 時 の 放 射 線 量 上 昇 に つ い て
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃焼・冷却用空気取入
口には，放射性物質をろ過するフィルタを設置していない。そのため，フィル
タに放射性物質が蓄積することによる放射線量の増加懸念はないと想定している。
なお重大事故等への対応が長期化することも見越して， 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所可搬型電源設備の内部やダクトに放射性物質が沈着し放射線量が高くなった場合にも対処できるよう，可搬型の生体遮蔽装置を発電所内に配備する設計とする。

(４ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 損 傷 時 の 緊 急 時 対 応 について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，プルーム通過時や燃料補給時等において当該電源設備が停止した場合でも，予備機に速やかに切り替えることで給電再開できるよう 2 台を一組として配置するが，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備 2 台が同時に損傷するケースもあり得るものと考えられる。最も考え得るものは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への竜巻襲来である。その際には大湊側高台保管場所に配備している予備機を 5 号
炉原子炉建屋近傍まで移動させ，ケーブルの接続替え作業を行うこと，もしくは仮設ケーブルを敷設し，負荷変圧器への接続替えで，電源設備の機能を復旧
す る こ と が 可 能 な 設 計 と す る 。 図 2.2-6 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用
可搬型電源設備の復旧のタイムチャートを示す。

61-9-2-18

０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

経過時間（分）
90
100

110

120

130

14
140
1

150

160

170

180

電源設備復旧完了▽▽電源設備復旧指示
電源設備設置場所へ移動
電源設備起動不可確認
大湊側高台保管場所へ移動
電源設備の簡易点検
5号炉原子炉建屋南側脇へ移動

5号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備復旧手順復旧班

可搬ケーブルの布設，接続替え

２
名

絶縁抵抗確認
発電機起動・起動後確認
負荷変圧器・遮断器投入
分電盤（３面）受電・受電確認

図 2.2-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の復旧のタイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)

61-9-2-19

2.3 遮 蔽 設 計 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に対策要員がとどまるために必要な居住性
を 確 保 す る た め ,5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 天 井 及 び 側 壁 面 に つ い て 適
切な厚さの遮蔽を設ける設計とする。

(2) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 2)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等対応時に緊急時対策所にとど ま る 要 員 (重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な 指 示 を 行 う 要 員 及 び 原 子 炉 格 納
容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要 な 要 員 )が ，過 度 の 被 ば く を 受 け な い よ う に 適 切 な 厚 さ の 遮 蔽 を 設 け ，緊 急 時対策所換気空調設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる対策要員の
実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い 設 計 と す る 。

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 遮 蔽 を 図 2.3-1～ 11 に 示 す 。 対 策 本 部 ， 待機場所のうちプルーム通過時にとどまる場所ともに，原子炉建屋 3 階に設置するとともに，天井及び側壁面の遮蔽とコンクリート躯体とによりコンクリート
遮 蔽 1,000mm 相 当 の 遮 蔽 能 力 を 有 す る 設 計 と す る 。

61-9-2-20図 2.3-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-21

遮 蔽 説 明 図 (屋 上 平 面 図 )：高気密室バウンダリ：区画壁

図 2.3-2：追設コンクリート遮蔽相当：追設コンクリート遮蔽（出入り可能な遮蔽とする）

相当：追設コンクリート遮蔽（出入り可能な遮蔽とする）

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮蔽説明図（平面図）

61-9-2-22

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000

対策本部エリア

図 2.3-3

追設コンクリート遮蔽

相当

追設コンクリート遮蔽

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (NS 方 向 )TMSL 51000
タービン
建屋側

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）
対策本部エリア

図 2.3-4

追設コンクリート遮蔽

相当

追設コンクリート遮蔽

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (EW 方 向 )61-9-2-24

図 2.3-55 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮蔽説明図（平面図）

61-9-2-25

図 2.3-6 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） 遮 蔽 断 面 説 明
凡例図61-9-2-26

TMSL 51000

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

プルーム通過時にとどまる場所

追設コンクリート遮蔽

図 2.3-7相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (A-A 方 向 )61-9-2-27

タービン
建屋側

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

プルーム通 過 時 にと どまる場 所

図 2.3-8

追設コンクリート遮蔽

相当

追設コンクリート遮蔽

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (B-B 方 向 )61-9-2-28図 2.3-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (C-C 方 向 )（ ※ 1）C-C 方 向 断 面 に お け る 当 該 部 位 厚 さ はで あ る が ，5 号 炉 原 子 炉 建屋付属棟地上 2 階北側壁面は西側半分の厚さがであることから補足 説 明 資 料 （ 61-10） 被 ば く 評 価 に お い て は 保 守 的 に 一 律と見なして取扱っている。

61-9-2-29

図 2.3-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (D-D 方 向 )（ ※ 2）D-D 方 向 断 面 に お け る 当 該 部 位 厚 さ はで あ る が ，5 号 炉 原 子 炉 建屋付属棟地上 2 階北側壁面は西側半分の厚さがであることから補足 説 明 資 料 （ 61-10） 被 ば く 評 価 に お い て は 保 守 的 に 一 律と見なして取扱っている。

61-9-2-30

図 2.3-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (E-E 方 向 )61-9-2-31

2.4

換気空調系設備について

2.4.1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
5 号炉原子炉建屋緊急時対策所（対策本部）は，5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置する高気密室を拠点として使用する設計とし，5 号炉原子炉建屋内緊急時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）換 気 設 備 を 用 い る こ と に よ り，重 大 事 故 等 発 生 時 に お いて も ， 緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 7 日 間 の 実 効 線 量 が 100mSv を 超 えない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備は，可搬型陽圧化空
調 機 ， 可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 ， 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ）， 二 酸 化 炭 素 吸 収 装
置及び監視計器により構成する。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 前 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 で 高 気
密室を陽圧化し，フィルタを介さない外気の流入を低減する設計とする。
プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を 停 止 し ，給 気 口 を 閉 止 板
等 に よ り 隔離 す る と と も に，陽 圧化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）に よ り 高 気 密 室 を 陽 圧
化 し ，外 気 の 流 入 を 完 全 に 遮 断 可 能 な 設 計 と す る 。ここ で ，高 気 密 室 内 を 陽 圧
化 装 置（空 気 ボ ン ベ ）に よ り 陽 圧 化 す る 場 合 ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 を 循 環 運 転
す る こ と で 二 酸 化 炭 素 を 除 去 し ，外 気 の 流 入 を 遮 断 し た 状 態 に お い て も 二 酸 化
炭素増加による対策要員の窒息を防止可能な設計とする。
プルーム通過直後に 5 号炉原子炉建屋付属棟内の放射性物質濃度が屋外より高い場合においては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外
気取入送風機を用いて屋外からの外気を直接給気し，放射性物質濃度が屋外より高い屋内エリアの空気を置換できる設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機とを連結して運用することで，5 号炉
原子炉建屋屋上から外気を給気可能な設計とする。可搬型外気取入送風機は各々の機能のために 1 台ずつ，合計 2 台使用する。
プ ル ー ム 通 過 後 に お い て は ，プ ル ー ム 通 過 前 と 同 様 に 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 によ り 高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減する設計とする。
なお，高気密室は，5 号炉中央制御室換気空調系バウンダリ内に設置し，重大事故等発生時に中央制御室換気空調系を停止し高気密室内から閉止板により中央制御室換気空調系の給排気ダクトを隔離可能な設計とする。
61-9-2-32

ま た ，高 気 密 室 の 差 圧 制 御 は 差 圧 調 整 弁 の 開 度 調 整 に よ り 行 う 。ま た 異 常 加
圧 発 生 時 に は ，大 気 開 放 弁 を 開 操 作 す る こ と に よ り ，高 気 密 室 を 大 気 圧 に す る
ことが可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 換 気 設 備 は ， 表 2.4-1 の 設 備等により構成され，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備の系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム 通 過 前 後 の 場 合 ） を 図 2.4-1 に ， 系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム
通 過 後 に 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 濃 度 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 ）を 図 2.4-2 に ，系 統 概
略 図 （ プ ル ー ム 通 過 中 の 場 合 ） を 図 2.4-3 に ， 配 置 図 を 図 2.4-4 に 示 す 。
表 2.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対処設備機器仕様

設備名称
高気密室

数量
1式

仕様
材料

：炭素鋼

設計漏えい量： 64m 3 /h 以 下（設計換気量）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 *1

1台
(予 備 1 台 )

重大事故等

定格風量

（ 20Pa 陽 圧 化 時 ）： 600m 3 /h/台

高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 *1

2台

定格風量

： 600m 3 /h/台

容量

： 約 47L／ 本

充填圧力： 約 15MPa

容量： 600m 3 /h/台

(予 備 1 台 )陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）二酸化炭素吸収装置

123 本 以 上

１台
(予 備 １ 台 )吸収剤吸収性能 ：吸収剤容量

監 視 計 器 *2

１式：

m 3 /kgkg/台

差圧計，二酸化炭素濃度計，酸素濃度計，可搬型モニタリングポスト，可搬型エリアモニタ*1 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ， 対 策 本 部 を 陽 圧 化 す る た め に 対 策 本 部 用 1 台 （ 予
備 1 台 ）， 待 機 場 所 を 陽 圧 化 す る た め に 待 機 場 所 用 2 台 （ 予 備 1 台 ） を 用
い る 設 計 と す る 。ま た 可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 は ，建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋
外 よ り 高 い 場 合 に お い て 対 策 本 部 へ 直 接 外 気 を 取 り 入 れ ，建 屋 内 の パ ー ジを行うため 2 台（予備 1 台）を用いる設計とする。
*2 監 視 計 器 の う ち ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は「 3.17 監 視 測 定 設
備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計 方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-2-33

図 2.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（プルーム通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

図 2.4-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（ プ ル ー ム 通 過 直 後 に 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 濃 度 が 屋 外 よ り 高 い 場 合：可 搬 型 外 気
取 入 送 風 機 及 び 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 連 結 運 用 に よ る 外 気 取 り 入 れ 陽 圧 化 ，並 びに建屋内空気置換）

61-9-2-34

図 2.4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-9-2-35

図 2.4-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

61-9-2-36

配置図

（ 2） 設 計 方 針
a. 収 容 人 数 （「 3.1 必 要 要 員 の 構 成 ， 配 置 に つ い て 」 参 照 ）5 号 炉 原 子 炉 建 屋 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）の 換 気 設 備 は ，重 大 事 故 等 時 に
お い て ，収 容 人 数 と し て 下 記 の「 ① プ ル ー ム 通 過 前 後 」及 び「 ② プ ル ー ム 通 過中 」 の 最 大 人 数 と な る 86 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。
① プルーム通過前及び通過後
・ 収 容 人 数 ： 86 名
（6 号及び 7 号炉対策要員：72 名，1～5 号炉対策要員：12 名，保安検査官：2 名）② プルーム通過中・ 収 容 人 数 ： 73 名
（6 号及び 7 号炉対策要員：69 名，1～5 号炉対策要員：2 名，保安検査官：2 名）b. 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ， 許 容 酸 素 濃 度
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は ， JEAC4622-2009「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員 の事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 程 」 に 定 め る 0.5%以 下 と す る 。 許 容 酸 素 濃 度 は ， 労働 安 全 衛 生 法 酸 素 欠 乏 症 等 防 止 規 則 に 定 め る 18％ 以 上 と す る 。

c. 必 要 換 気 量 の 計 算 式① 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q1）
・収容人数

：n 名

・許容二酸化炭素濃度： C＝ 0.5%（ JEAC4622-2009）

・大気二酸化炭素濃度： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・二酸化炭素発生量： M＝ 0.030m 3 /h/名 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 の軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量： Q 1 ＝ 100×M×n ÷ (C － C 0 ) m 3 /h （ 空 気 調 和 ・ 衛
生工学便覧の二酸化炭素濃度基準必要換気量）

Q 1 ＝ 100×0.030×ｎ ÷(0.5－ 0.039)＝ 6.51×ｎ [m 3 /h]② 酸 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q2）
・収容人数

：n 名

・吸気酸素濃度： a＝ 20.95%（ 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度 ）・許容酸素濃度： b＝ 18%（ 労働安全衛生法 酸素欠乏症等防止規則）

・成人の呼吸量： c＝ 0.48m 3 /h/名 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 乾燥空気換算呼気酸素濃度 ： d＝ 16.4%（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）61-9-2-37

・必要換気量： Q 2 ＝ c×（ a－ d） ×n÷（ a－ b） m 3 /h（ 空 気調和・衛生工学便覧の酸素濃度基準必要換気量）

Q 2 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4) ×ｎ ÷(20.95－ 18.0)＝ 0.741×ｎ [m 3 /h]d. 必 要 換 気 量①プルーム通過前及び通過後（可搬型陽圧化空調機の必要換気量）
プ ル ー ム 通 過 前 及 び 通 過 後 に お け る 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 運 転 時 は ,重 大事 故 等 時 に お け る 最 大 の 収 容 人 数 で あ る 86 名 に 対 し て ， 二 酸 化 炭 素 吸 収装置を運転しないことから二酸化炭素濃度上昇が支配的となった場合において窒息防止に必要な換気量を有する設計とする。
よ っ て 必 要 換 気 量 は ，二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 の 必 要 換 気 量 の 計 算 式 を 用 い
以下のとおりとする。
Q 1 ＝ 6.51×86＝ 560[m 3 /h]以 上（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ：469[m 3 /h]，1～ 5 号 炉 対 策 要 員：78[m 3 /h]，保 安
検 査 官 ： 13[m 3 /h]）

②プルーム通過中（緊急時対策所陽圧化装置の必要換気量）
プルーム通過中においては二酸化炭素吸収装置により二酸化炭素濃度の 上 昇 を 抑 え る 設 計 と し て い る 。そ の た め 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 装 置 運 転 時
は ， 重 大 事 故 等 時 に お け る 最 大 の 収 容 人 数 で あ る 86 名 に 対 し て ， 酸 素 濃
度低下が支配的となった場合において窒息防止に必要な換気量を有する設計とする。
よ っ て 必 要 換 気 量 は ，酸 素 濃 度 基 準 の 計 算 式 を 用 い 以 下 の と お り と す る 。
Q 2 ＝ 0.741×86＝ 64[m 3 /h]以 上（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ：53[m 3 /h]，1～ 5 号 炉 対 策 要 員：9[m 3 /h]，保 安 検
査 官 ： 2[m 3 /h]）61-9-2-38

（ 3） 高 気 密 室
a. 必 要 差 圧
高気密室は，配置上，風の影響を直接受けない屋内に設置されているため，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所高気密室内へのインリークは隣接区画との温度 差 に よ っ て 生 じ る 空 気 密 度 の 差 に 起 因 す る 差 圧 よ る も の が 考 え ら れ る 。隣 接
区 画 と の 境 界 壁 間 に 隙 間 が あ る 場 合 は ，両 区 画 に 温 度 差 が あ る と 図 2.4-5 の よ
う に 空 気 の 密 度 差 に 起 因 し ，高 温 区 画 で は 上 部 の 空 気 が 低 温 側 に ，低 温 区 画 では 下 部 の 空 気 が 高 温 側 に 流 れ 込 む 。こ れ ら 各 々 の 方 向 に 生 じ る 圧 力 差 の 合 計 は ，
図 2.4-6 の よ う に 高 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P 1 ， 低 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P 2 と な る 。
低 温 及 び 高 温 の 設 計 基 準 に つ い て は ，観 測 記 録（ 気 象 庁 ア メ ダ ス ）年 超 過 確
率 評 価 を 踏 ま え 最 低 気 温 が 最 も 小 さ く ，及 び 最 高 気 温 が 最 も 大 き く な る 値 を 設
計 基 準 と し て 定 め た 。 評 価 の 結 果 ， 統 計 的 な 処 理 に よ る 年 超 過 確 率 10-4/年 の値 と し て 最 低 気 温 は -15.2℃ ， 及 び 最 高 気 温 は 38.8℃ と な っ た 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）の 高 気 密 室 の 陽 圧 化 バ ウ ン ダ
リ の 設 計 に 際 し て は ，重 大 事 故 等 時 の 室 内 の 温 度 を 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対 策 所 （ 対 策 本 部 ） の あ る 原 子 炉 建 屋 付 属 棟 の 設 計 最 高 温 度 40℃ ， 隣 接 区 画
を 年 超 過 確 率 10-4/年 の 値 よ り も 厳 し い 最 低 温 度 -17.0℃ と 仮 定 し ， 生 じ る 最大 圧 力 差 ⊿ P3＝ ⊿ P2－ ⊿ P1 以 上 に 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 隣 接 区 画 か ら 室 内 へのインリークを防止する設計とする。
こ こ で ， 高 気 密 室 の 必 要 差 圧 は ， 下 記 の 計 算 式 よ り ， ⊿ P 3 ＝ 8.11Pa に 余 裕
を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。

・ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 階 高 H： H≦ 3.3m
・ 外 気 （ 大 気 圧 ）） の 乾 燥 空 気 密 度 ： ρ 0
・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） の 乾 燥 空 気 密 度 ρ 1， ρ 2
隣接区画（高温）ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣接区画（低温）ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） に 対 し て 生 じ る 差 圧 ： ⊿ P1， ⊿ P2
隣接区画（高温）⊿ P 1 ＝ ｜ ρ 0 － ρ 1 ｜ ×H

隣接区画（低温）⊿ P 2 ＝ ｜ ρ 2 － ρ 0 ｜ ×H

61-9-2-39

・ 室 内 へ の イ ン リ ー ク を 防 止 す る た め の 必 要 差 圧 ： ⊿ P3
⊿ P3 ＝ ⊿ P2－ ⊿ P1
＝ (ρ 2 － ρ 1 )×H＝ (1.378－ 1.127)×3.3＝ 0.828[kg/m 3 ]（ ＝ 8.11[Pa]）

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

差圧⊿P1＝（ρ0－ρ1）H

図 2.4-5

差圧⊿P2＝（ρ2－ρ0）H

温度差のある区画の圧力分布イメージ図

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

図 2.4-6

H

H

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

緊急時対策所を陽圧化した場合の圧力分布イメージ図

b. 気 密 性
高 気 密 室 の 気 密 性 は 設 計 漏 え い 量 64m 3 /h 以 下 （ 20Pa 陽 圧 化 時 ） を 確 保 可 能
な設計とする。
ま た ，高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る 場 合 の 差 圧 制 御 は ，差 圧 調 整 弁（ 可 搬 型 陽 圧 化
空 調 機 ）及 び 差 圧 調 整 弁（ 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 装 置 ）を 切 り 替 え る こ と に よ り
行 い ，高 気 密 室 か ら 室 外 へ の 排 気 量 を 調 整 す る 。プ ル ー ム 通 過 前 及 び 通 過 後 に
お い て は 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 560m 3 /h 以 上 の 換 気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧
化 状 態 を 維 持 可 能 と す る と と も に ，プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は 緊 急 時 対 策 所 陽
61-9-2-40

圧 化 装 置 の 64m 3 /h 以 上 の 換 気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧 化 状 態 を 維 持 可 能 な 設
計とする。

c. 室 温 調 整
緊急時対策所（対策本部）の設置される高気密室内は，パッケージエアコン
を用いて室温調整可能な設計とする。また，パッケージエアコンについては，
故障等に備えて予備を保有する。
高 気 密 室 及 び パ ッ ケ ー ジ エ ア コ ン の 配 置 図 を 図 2.4-7に 示 す 。

図 2.4-7

高気密室及びパッケージエアコンの配置図

61-9-2-41

（ 4） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
a.構 造
5 号炉原子炉建 屋内緊 急時対策所（対策本 部 ）及び（待機場 所）で 用いる可搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 概 要 図 を 図 2.4-8 に 示 す 。可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，中 性 能
フ ィ ル タ ，高 性 能 フ ィ ル タ ，活 性 炭 フ ィ ル タ 及 び ブ ロ ワ か ら 構 成 さ れ る 。各 フ
ィ ル タ は パ ッ キ ン を 介 し て ブ ロ ワ に 接 続 し て お り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 取込を防止する密閉構造となっている。

中性能フィルタ
高性能フィルタ
活性炭フィルタ
給気
ブロワ

排気

図 2.4-8

緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の概要図

b. 風 量可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 風 量 は 1 台 当 り 600m 3 /h を 確 保 す る こ と に よ り ，プ ル
ー ム 通 過 前 及 び 通 過 後 の 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 運 転 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 560
m 3 /h 以 上 を 満 足 す る 設 計 と す る 。

61-9-2-42

c． フ ィ ル タ 性 能（ a） フ ィ ル タ 捕 集 効 率
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効率を表
2.4-2 に 示 す 。 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 は ， 定 期 的 に 性 能 検 査 を 実 施 し 総 合 除 去 効率が確保されていることを確認する。

表 2.4-2

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

単 体 除 去 効 率 (%)

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ

99.97(0.15μ mPAO 粒 子 )99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ

99.99(相 対 湿 度 85％ 以 下 )99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )（ b） フ ィ ル タ 保 持 容 量
可搬型陽圧化空調機は，緊急時対策所の居住性確保の要件である福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出量を想定した場合においても，空調機が吸込む想定核分裂生成物量に対し十分な保持容量を有している。そのため供用中のフィルタ交換は不要な設計とし，居住空間の汚染のおそれはない。
放 射 性 物 質 の 想 定 放 出 量 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 保 持 容 量 を 表 2.4-3 に 示す。
表 2.4-3放射性物質の想定放出量と可搬型陽圧化空調機の保持容量

種類

想定核分裂生成物量

保持容量

放射性微粒子約 1g

約 400g/台

有機よう素

約 6㎎

約 50g/台61-9-2-43

（ c） 活 性 炭 フ ィ ル タ 使 用 可 能 期 間
活性炭フィルタは，大気中の湿分等の吸着障害物質を吸着することによる 吸 着 面 積 の 減 少 に よ り 吸 着 能 力 が 劣 化 す る （ 以 下 ， 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ ）。
可搬型陽圧化空調機のフィルタと同等の活性炭炭素繊維に対し，東京大学 ア イ ソ ト ー プ 総 合 セ ン タ ー で 通 常 大 気 に 127， 187， 310， 365 日 間 連 続 通
気 し た 状 態 で の 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ の 影 響 と し て CH 3 I に よ る 劣 化 状 況 を 確 認
し た （ 常 温 ・ 湿 度 60％ 環 境 に 換 算 し た ） 結 果 を 図 2.4-9 に 示 す 。 図 2.4-9
よ り ， 実 規 模 の フ ィ ル タ 厚 さ 0.112g/cm 2 に お い て は ， 187 日 （ 運 転 時 間 ： 8
時 間 /日 ×187 日 ＝ 1,496 時 間 ）に わ た り 99.9%以 上 の 捕 集 効 率 を 確 保 で き る
こ と か ら ， 7 日 間 （ 168 時 間 ） の 連 続 運 転 に お い て 捕 集 効 率 を 99.9%以 上 確保することは十分可能である。

100

80

60

活性炭素繊維：ｋ
40

東大0d
127d
187d
310d
大津365d

20

0
0

0.05

0.1
厚さ(g/cm2)

0.15

0.2

図 2.4-9 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の 厚 さ と 捕 集 効 率 の 関 係（ 出 典：日 本 放 射線 安 全 管 理 学 会 誌 ，Vol.7，No.2，TEDA 添 着 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の ウ ェ ザ
リ ン グ 試 験 ， 東 大 RI セ ， 野 川 憲 夫 ）61-9-2-44

（ 5） 陽 圧 化 装 置
a． 系 統 構 成
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 及 び （ 待 機 場 所 ） に 設 置 す る 陽
圧化装置は陽圧化装置（空気ボンベ），陽圧化装置（配管・弁（圧力調整弁，流量調整弁，空気給気弁，及び差圧調整弁等））から構成される。陽圧化装置（ 空 気 ボ ン ベ ）に 蓄 圧 さ れ た 約 15MPaの 空 気 を 圧 力 調 整 弁 に よ り 1MPa以 下 に 減 圧
し た の ち ，更 に 流 量 調 整 弁 及 び 空 気 給 気 弁 に よ り 減 圧 後 ，高 気 密 室 に 給 気 し ,高気密室を陽圧化する設計とする。
ここで，高気密室を陽圧化するための必要差圧は，陽圧化装置により一定流量の空気を室内に給気し，高気密室からの排気量を高気密室に設置された差圧調整弁の開度調整により制御できる設計とする。
陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-10に 示 す 。

図 2.4-10

陽圧化装置

61-9-2-45

系統概要図

b． 必 要 ボ ン ベ 本 数
必 要 ボ ン ベ 本 数 と し て は ， 以 下 に 示 す 「（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る
ボ ン ベ 本 数 」に 必 要 と な る 117 本 に 加 え て ，「（ b）陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空 気
ボ ン ベ 本 数 」 に 必 要 と な る 6 本 を 考 慮 し ， 合 計 で 123 本 以 上 確 保 す る 設 計 とする。

（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 本 数
高 気 密 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は ， 陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 運 用 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 64m 3 /h（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ：53[m 3 /h]，1～ 5 号 炉 要 員 ： 9[m 3 /h],及 び 保 安 検 査 官 ： 2[m 3 /h]）に 対 す る ボ
ン ベ 供 給 可 能 空 気 量 5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 117 本 （ 6 号 及 び 7 号 炉 要
員 ： 98 本 ，1～ 5 号 炉 対 策 要 員 ： 16 本 ，保 安 検 査 官 ： 3 本 ）と な る 。な お ，
高 気 密 室 に 対 す る 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 本 数 が 10 時 間 陽 圧 を 維
持 す る の に 十 分 で あ る こ と の 確 認 を 実 施 す る 。現 場 に 設 置 す る ボ ン ベ 本 数については，現場運用を考慮し別途決定する。

・ボンベ初期充填圧力： 14.7MPa（ at 35℃ ）・ボンベ内容積： 46.7L

・圧力調整弁最低制御圧力： 0.89MPa・ボンベ供給可能空気量： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 117 本 以 上 と な る 。
64m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間 ≒ 117 本（ b） 陽 圧 化 切 替 操 作 時 に 必 要 な ボ ン ベ 本 数
プルーム通過後は，高気密室の陽圧化を，陽圧化装置（空気ボンベ）に
よ る 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ る 給 気 に 切 り 替 え る 。切 替 操 作 の 間 ，
陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 給 気 を 並 行 し て行うことにより，高気密室の陽圧化状態を損なわない設計とする。
高 気 密室 の 陽 圧 化を ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧
化 空 調 機 に よ る 給 気 へ 切 り 替 え る 操 作 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.4-11 に 示す。
こ こ で ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 か ら 高 気 密 室 給 気 口 へ の 仮 設 ダ ク ト の 接 続 ，
61-9-2-46

高 気 密 室 給 気 口 の 閉 止 板 取 外 し ，及 び そ の 他 の 高 気 密 室 内 の 弁 の 操 作 に 必
要 と な る 所 要 時 間 は 10 分 で あ る 。こ れ に 加 え ,プ ル ー ム 通 過 直 後 に 建 屋 内の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 に ，屋 外 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に 直 接
外 気 の 取 入 を 可 能 と す る た め の 可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 ，仮 設 ダ ク ト 敷 設 ※ 1
及 び 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 起 動 操 作 （ 10 分 ）， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 起 動 失
敗 を 想 定 し た 場 合 の 予 備 機 へ の 切 替 操 作 ※ 2（ 10 分 ）を 考 慮 す る と ，本 操 作の 所 要 時 間 は 合 計 で 30 分 と な る 。
※15 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）脇 の 階 段 室 は 1 つ 上 の
階 層 に て 屋 上 出 口 に 繋 が っ て お り ， 仮 設 ダ ク ト 敷 設 長 さ は 約 20m と なる。

※2 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能 で あ り 個 々 の 重 量 は 30kg 以 下 と し ，固 定 架 台 に は ボ ル ト の み の 固 定とすることで容易に予備機への切替操作が可能な設計とする。

以 上 よ り ， 陽 圧 化 切 替 操 作 時 に 必 要 な ボ ン ベ 本 数 と し て ，（ a） プ ル ー ム
通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 本 数 の 計 算 式 を 用 い ，以 下 の と お り 6 本 以 上 を確保する設計とする。
64m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×0.5 時 間 ≒ 6 本

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化装置(空気ボンベ)からの切替開始
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトと高気密室給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

屋上～可搬型外気取入送風機～可搬型陽圧化空調機間の仮設ダクトを敷設，可搬型外気
取入送風機を起動 （建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合，必要に応じて実施）

２名

可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

高気密室給気口の閉止板取外し

陽圧化装置(空気ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認
保安班

１
名

高気密室陽圧化装置給気弁閉操作
差圧調整用排気弁の切替（陽圧化装置側→可搬型陽圧化空調機側）

室内差圧確認図 2.4-11 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ） か ら
可搬型陽圧化空調機への切替操作タイムチャート（ 技 術 的 能 力 審 査 資 料 「 1.18緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 関 す る 手 順 等 」 よ り 抜 粋 ）61-9-2-47

（ 6） 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置
a． 系 統 構 成
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）に 設 置 す る 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置
はブロワ，吸収缶，入口隔離弁，出口隔離弁及び水封配管等から構成され，ブロワにより吸収缶内の二酸化炭素吸収剤に室内の空気を循環することにより二酸化炭素を除去可能な系統構成とし，発生する二酸化炭素すべてを吸収可能な
二酸化炭素吸収剤容量を確保することで高気密室内の二酸化炭素濃度の上昇を抑制する設計とする。
ま た ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 は 100%容 量 ×2系 列 と す る こ と に よ り ， 装 置 の 単 一故障を想定しても機能を維持する設計とする。
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-12に ， 外 形 図 を 図 2.4-13に 示 す 。

図 2.4-12

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-48

系統図

図 2.4-13

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-49

外形図

b． 二 酸 化 炭 素 の 除 去 原 理 及 び 吸 収 性 能二酸化炭素吸収装置の吸収剤は，水酸化カルシウム（消石灰）を主成分としており大気中の二酸化炭素と触媒等を用いずに直接反応する。これにより吸収
m 3 /kgの 二 酸 化 炭 素 を 吸 収 可 能 な 設 計 と す る 。

剤単位質量当りCa(OH) 2 ＋ CO 2 → CaCO 3 ＋ H 2 O
c． 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量二酸化炭素吸収装置は，外気を遮断した高気密室内に重大事故等時における最 大 の 収 容 人 数 で あ る 86名 が 10時 間 待 避 し た 場 合 に お い て ， 室 内 の 二 酸 化 炭 素
量 濃 度 を 0.5％ 以 下 に 維 持 す る た め に 必 要 な 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 量 と し て
kg/台 を 確 保 す る 設 計 と す る 。表 2.4-4に そ の 設 計 条 件 及 び 計 算 結 果 を 示 す 。
なお，必要吸収剤量及び設計吸収剤量については以下の通り定義する。
表 2.4-4

設計吸収剤量の設計条件及び計算結果

項目

設計値

備考

A

空間容積

538m 3高気密室の容積※1

B

空隙率

0.95

―

C

収容人数

86 名

プルーム通過中を想定

D

陽圧化時間

10 h

―

E1

二酸化炭素発生量0.030m 3 /h/名軽 作 業（ 空 気 調 和・衛 生 工 学 便 覧 ）

E2

換気量

64m 3 /h

陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）給 気 量F0

初期二酸化炭素濃度

0.039％

WMO 温 室 効 果 ガ ス 年 版(気 象 庁 訳 )2013 年 報

F1

許容二酸化炭素濃度

0.5％ 以 下

JEAC 4622-2009

H

積算二酸化炭素発生量20.5m 3

C×D×E 1 － (F 1 － F 0 )×(A×B＋ E 2 ×D)÷100

I

吸収剤二酸化炭素吸収性能

―

J

設計裕度

安全率

K

設計吸収剤量H÷I×J※ 1 対 策 本 部 居 住 エ リ ア 140㎡ に 加 え ， 高 気 密 室 内 機 械 室 の 通 路 部 分 約 23㎡
を 加 味 し ， （ 140㎡ +23㎡ ） ×3.3m = 約 538㎥
ま た ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 は 予 備 と し て 100%容 量 を 確 保 し ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 装
置の予備機側の吸収剤と交換することで，装置の運転時間の延長が可能な設計とする。
61-9-2-50

d． 保 管 時 の 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 性 能 劣 化 防 止
二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 の 水 酸 化 カ ル シ ウ ム （ Ca(OH) 2 ） は ， 常 温 の 大 気 中 で 二 酸 化
炭 素 と 反 応 し 炭 酸 カ ル シ ウ ム （ CaCO 3 ） と な る こ と か ら ， 待 機 時 に 大 気 に 触 れ ないように密閉保管する必要がある。
こ こ で ， Ca(OH) 2 ， 及 び CaCO 3 は 水 溶 液 と し て 二 酸 化 炭 素 と 反 応 す る （ 湿 分 により二酸化炭素吸収性能は低下することがない）ため，二酸化炭素吸収剤は入口及び出口の２箇所に設置する隔離弁の間の配管を水封することにより，保管状態において二酸化炭素吸収性能を低下させることなく大気から隔離可能な設計とする。

61-9-2-51

（ 7） 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 性 能 試 験

a． 試 験 方 法
二酸化炭素吸収装置の性能試験は，ブロワ定格風量時においてブロワ下流側に二酸化炭素ボンベから二酸化炭素を吸収缶に供給し二酸化炭素濃度計により
出 口 側 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 を 測 定 し ， 10時 間 に お け る 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 に よ る 二
酸化炭素吸収量を測定する。
ここで，二酸化炭素供給量は，ガスメータによりプルーム通過時の高気密室
内 で の 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 一 定 で 制 御 し ， 10時 間 の 試 験 に よ り 表 2.4-4に 示 す
20.5m 3 の 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 供 給 可 能 と す る 。
本試験は，以下に示す試験方法及び判定基準に基づき実施する。
（試験方法）
・ 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 風 量 600m 3 /h， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量・ 再 現 性 確 認 と し て 3回 実 施（判定基準）
・ 二 酸 化 炭 素 20.5m 3 /10hを 除 去 可 能 で あ る こ と・ 二 酸 化 炭 素 濃 度 （ 吸 収 缶 出 口 側 ） を 0.5％ 以 下 に 維 持

二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-14に 示 す 。

図 2.4-14

二酸化炭素吸収性能試験装置

61-9-2-52

系統図kg

b． 試 験 結 果
二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 結 果 と し て ，二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 の 測 定 結 果
を 表 2.4-5 に ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 缶 出 口 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 の 時 間 変 化 を 図
2.4-15 に 示 す 。
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 性 能 試 験（ 試 験 時 間 10 時 間 ）を 3 回 実 施 し ,い ず れ も
二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 が 設 計 条 件 の 二 酸 化 炭 素 発 生 量 （ 20.5m 3 ） 以 上 となること，試験中は吸収缶出口側の二酸化炭素濃度が，常に許容二酸化炭素
濃 度 で あ る 0.5％ 以 下 で あ る こ と か ら ，設 計 条 件 に お い て 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置は必要な二酸化炭素吸収性能を有している。

表 2.4-5

図 2.4-15

二酸化炭素吸収性能試験結果（二酸化炭素吸収量の積算値）

試験回数

二酸化炭素吸収量（積算）

判定

1 回目

23.34 m 3

合格

2 回目

22.28 m 3

合格

3 回目

22.36 m 3

合格

二酸化炭素濃度の時間変化（二酸化炭素吸収装置性能試験結果より）

61-9-2-53

2.4.25 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
5 号炉原子炉内建屋緊急時対策所（待機場所）換気設備は，重大事故等時のプ ル ー ム 通 過 前 ，通 過 後 及 び プ ル ー ム 通 過 中 に お い て ，緊 急 時 対 策 所 に と ど まる 対 策 要 員 の 7 日 間 の 実 効 線 量 が 100mSv を 超 え な い 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備は，可搬型陽圧化空
調 機 ， 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ）， 及 び 監 視 計 器 に よ り 構 成 さ れ ， 二 酸 化 炭 素
吸 収 装 置 を 除 き 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）換 気 設 備 と 同 様 の設計方針とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 前 及 び 通 過 後 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空
調 機 に よ り 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減 可 能な設計とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を 停 止し，給気口を閉止板により隔離するとともに，陽圧化装置（空気ボンベ）により陽圧化し，外気の流入を完全に遮断可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） 換 気 設 備 は ， 表 2.4-6 の 設 備等により構成され，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備の系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム 通 過 前 及 び 通 過 後 の 場 合 ） を 図 2.4-16 に ， 系 統 概 略 図（ プ ル ー ム 通 過 中 の 場 合 ） を 図 2.4-17 に ， 系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム 通 過 直 後 に
建 屋 内 の 放 射 性 物 質 濃 度 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 ） を 図 2.4-18 に 示 す 。

表 2.4-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の重大事等対処設備の機器仕様

設備名称
可搬型陽圧化空調機※

数量
2台(予 備 2 台 )仕様
ブ ロ ワ 風 量 ： 600m 3 /h/台
高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 1792 本 以 上

監視計器

１式

容量

： 約 47L／ 本

充填圧力： 約 15MPa

差圧計，二酸化炭素濃度計，酸素濃度計，可搬型エリアモニタ※ 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，詳 細 な 設 計 仕 様 に つ い て は 「 2.4.1 5 号 炉 原 子
炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ），（ 4）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 」に 示 す ものと同様とする。

61-9-2-54

図 2.4-16

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備

系統概略図（プルーム通過前及び通過後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

図 2.4-17

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備

系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-9-2-55

図 2.4-18

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備

系統概略図（プルーム通過直後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）61-9-2-56

（ 2） 設 計 方 針

a. 収 容 人 数 （「 3.1 必 要 要 員 の 構 成 ， 配 置 に つ い て 」 参 照 ）5 号 炉 原 子 炉 建 屋 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）の 換 気 設 備 は ，重 大 事 故 等 時 に
お い て ，収 容 人 数 と し て 下 記 の「 ① プ ル ー ム 通 過 前 後 」及 び「 ② プ ル ー ム 通 過中 」 の う ち 、 最 大 人 数 と な る 98 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。
① プルーム通過前及び通過後
・ 収 容 要 員 人 数 ： 98 名
（ 6 号 及 び 7 号 炉 対 策 要 員 ： 90 名 ， 5 号 炉 運 転 員 ： 8 名 ）② プルーム通過中・ 収 容 要 員 人 数 ： 65 名
（ 6 号 及 び 7 号 炉 対 策 要 員 ： 57 名 ， 5 号 炉 運 転 員 ： 8 名 ）b. 必 要 換 気 量 の 計 算 式
窒 息 防 止 に 必 要 な 換 気 風 量 と し て は ，プ ル ー ム 通 過 前 後 の 待 機 場 所 の 必 要 換
気 量 の 考 え 方 （「 2.4.1

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 ，（ 2） 設

計 方 針 ， b.必 要 換 気 量 」 参 照 ） と 同 様 に ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 上 昇 が 必 要 換 気 量の支配的要因となることから，二酸化炭素濃度基準の必要換気量に配慮した設計とする。
○ 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q1）
・収容人数

：n 名

・許容二酸化炭素濃度： C＝ 0.5%（ JEAC4622-2009）

・大気二酸化炭素濃度： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・二酸化炭素発生量： M＝ 0.030m 3 /h/名 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 の軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量： Q 1 ＝ 100×M×n ÷ (C － C 0 ) m 3 /h （ 空 気 調 和 ・ 衛
生工学便覧の二酸化炭素濃度基準必要換気量）

Q 1 ＝ 100×0.030×ｎ ÷(0.5－ 0.039)＝ 6.51×ｎ [m 3 /h]c. 必 要 換 気 量
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 運 転 時 の 必 要 換 気 量 は ，重 大 事 故 等 時 に お け る 最 大の 収 容 人 数 で あ る 98 名 に 対 し て ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 上 昇 が 支 配 的 と な っ た
場合において窒息を防止可能な設計とする。
よ っ て 必 要 換 気 量 は ，二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 の 必 要 換 気 量 の 計 算 式 を 用 い
61-9-2-57

る と Q 1 ＝ 6.51×98＝ 638[m 3 /h]以 上（ 6 号 及 び 7 号 炉 対 策 要 員：586[m 3 /h]，
5 号 炉 運 転 員 ： 52[m 3 /h]） と な る 。

d. 待 機 場 所 の 設 計 漏 洩 量①待機場所を陽圧化するための必要差圧
待 機 場 所 は ，配 置 上 ，風 の 影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た
め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣 接 区 画 と の 温 度 差 に よ っ て 生 じ る 空 気 密 度 の差に起因する差圧によるものと考えられる。
よ っ て ，待 機 場 所 を 陽 圧 化 す る た め の 必 要 差 圧 は ，高 気 密 室 の 必 要 差 圧の 考 え 方 （「 2.4.1

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 ，（ 3） 高 気

密 室 ， a.必 要 差 圧 」 を 参 照 ） と 同 様 に 下 記 の 計 算 式 よ り ， ⊿ P 3 ＝ 11.6Pa に
余 裕 を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。
・ 待 機 場 所 の 階 高 H： H≦ 4.7m
・外気（大気圧）の乾燥空気密度：ρ0・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） の 乾 燥 空 気 密 度 ： ρ 1， ρ 2
隣接区画（高温）ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣接区画（低温）ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） に 対 し て 生 じ る 差 圧 ： ⊿ P1， ⊿ P2
隣接区画（高温）⊿ P 1 ＝ ｜ ρ 0 － ρ 1 ｜ ×H

隣接区画（低温）⊿ P 2 ＝ ｜ ρ 2 － ρ 0 ｜ ×H

・ 室 内 へ の イ ン リ ー ク を 防 止 す る た め の 必 要 差 圧 ： ⊿ P3
⊿ P3

＝ ⊿ P2－ ⊿ P1

＝ （ ρ 2 － ρ 1 ） ×H
＝ (1.378－ 1.127)×4.9＝ 1.180[kg/m 3 ]（ ＝ 11.6[Pa]）②待機場所を陽圧化するための設計漏えい量
待機場所は 5 号炉原子炉建屋地上 3 階の既設の部屋を流用することから ， 20Pa 陽 圧 化 し た 状 態 に お け る 気 密 性 に つ い て ， JIS A 2201 に 基 づ く
気密性能試験により確認を実施した。
気密性能試験結果として，3 回の測定結果から求まる回帰曲線（気密特 性 式 ）を 図 2.4-19 に 示 す 。図 2.4-19 よ り ，待 機 場 所 を 20Pa 陽 圧 化 した 場 合 の 設 計 漏 え い 量 は 938m 3 /h と な る 。
61-9-2-58

図 2.4-19

待機場所の気密性能試験結果（回帰曲線）（ 3） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
a. 配 備 数 量
上 記 に 示 す「 c.必 要 換 気 量 」の 638m 3 /h 、及 び「 d.設 計 漏 洩 量 」の 938m 3 /hに 対 し て 十 分 な 余 裕 を 持 た せ る こ と と し 、可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，定 格 風 量
600m 3 /h/台 の 機 器 を 2 台 確 保 す る 設 計 と す る 。

61-9-2-59

（ 4） 陽 圧 化 装 置
a. 必 要 換 気 量
プ ル ー ム 通 過 時 に お け る 陽 圧 化 装 置 の 必 要 換 気 量 は ，(3)可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 の 風 量 と 同 様 に 938m 3 /h を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。

b. 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ） の 必 要 本 数
必 要 ボ ン ベ 本 数 と し て は ， 下 記 に 示 す 「（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る
ボ ン ベ 本 数 」 に 必 要 と な る 1706 本 に 加 え て ，「（ b） 陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空
気 ボ ン ベ 本 数 」 に 必 要 と な る 86 本 を 考 慮 し ， 合 計 で 1792 本 以 上 確 保 す る 設
計とする。

（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 本 数
待 機 場 所 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は ， 陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 運 用 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 938m 3 /h に 対 す る ボ ン ベ 供 給 可
能 空 気 量 5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 1706 本 と な る 。な お ，現 場 に 設 置 す る
ボ ン ベ 本 数 に つ い て は ，待 機 場 所 に 対 す る 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ
本 数 が 10 時 間 陽 圧 化 維 持 す る の に 十 分 で あ る こ と の 確 認 を 実 施 し ， 余 裕
分のボンベ本数については現場運用を考慮し別途決定する。

・ボンベ初期充填圧力： 14.7MPa（ at 35℃ ）・ボンベ内容積： 46.7L

・圧力調整弁最低制御圧力： 0.89MPa・ボンベ供給可能空気量： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 1706 本 以 上 と な る 。
938m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間 ≒ 1706 本（ b） 陽 圧 化 切 替 操 作 時 に 必 要 な 空 気 ボ ン ベ 本 数
プ ル ーム 通 過 後 に お い て ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）に よ る 給 気 か ら 可
搬 型 陽 圧 化 装 置 に よ る 給 気 に 切 り 替 え る 。切 替 操 作 を 行 っ て い る 間 ，陽 圧
化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 給 気 を 並 行 し て 行 う
ことにより，陽圧化を維持した状態で切替操作が可能な設計とする。
陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 給 気 へ の 切
61-9-2-60

替 操 作 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.4-20 に 示 す 。
こ こ で ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 か ら 待 機 場 所 給 気 口 へ の 仮 設 ダ ク ト の 接 続 ，
待 機 場 所 給 気 口 の 閉 止 板 取 外 し に 必 要 と な る 所 要 時 間 は 10 分 で あ る 。 こ
れ に 加 え ,プ ル ー ム 通 過 直 後 に 建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 に ，屋外から可搬型陽圧化空調機に直接外気の取入を可能とするための仮設
ダ ク ト 敷 設 ※ 1 及 び 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 起 動 操 作 （ 10 分 ）， 可 搬 型 陽 圧 化
空 調 機 起 動 失 敗 を 想 定 し た 場 合 の 予 備 機 へ の 切 替 操 作 ※ 2（ 10 分 ）を 考 慮 する と ， 本 操 作 の 所 要 時 間 は 合 計 で 30 分 と な る 。
※15 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）脇の階段室は 1 つ上の階 層 に て 屋 上 出 口 に 繋 が っ て お り ， 仮 設 ダ ク ト 敷 設 長 さ は 約 20m と なる。

※2 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能 で あ り 個 々 の 重 量 は 30kg 以 下 と し ，固 定 架 台 に は ボ ル ト の み の 固 定とすることで容易に予備機への切替操作が可能な設計とする。

以 上 よ り ， 陽 圧 化 切 替 操 作 時 に 必 要 な ボ ン ベ 本 数 は ，（ a） プ ル ー ム 通 過
中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 本 数 の 計 算 式 を 用 い ， 以 下 の と お り 86 本 以 上 を 確保する設計とする。
938m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×30 分 ≒ 86 本
経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化装置（空気ボンベ）からの切替開始
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトと待機場所給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

２
名

屋上～可搬型陽圧化空調機間の仮設ダクトを敷設（建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合，必要に応じて 実施）
可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

待機場所給気口の閉止板取外し
陽圧化装置(空気ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「停 止 」
手順

復旧班

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認

１
名

陽圧化装置給気弁閉操作
室内差圧確認図 2.4-20

陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替操作のタイムチャート（ 技 術 的 能 力 審 査 資 料 「 1.18緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 関 す る 手 順 等 」 よ り 抜 粋 ）61-9-2-61

（ 5） 換 気 設 備 の 配 置
待 機 場 所 の 換 気 設 備 の 配 置 を 図 2.4-21， 22 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，使用機と予備機の保管場所を分けて配置する設計とする。陽圧化装置（空気ボンベ）は，5 号炉原子炉建屋 3 階及び 2 階の複数の部屋に設置することにより
必 要 数 量 1792 本 以 上 を 設 置 す る た め に 必 要 な エ リ ア を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。

図 2.4-21

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-2-62

地上 3 階）配置図

図 2.4-22

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-2-63

地上 2 階）配置図

2.5

必要な情報を把握できる設備について(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，重大事故等時に対処するために必要な情報（プラントパラメータ）を把握できる設備として，主に デ ー タ 伝 送 装 置 ，緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び 安 全 パ ラ メ ー
タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） を 構 築 す る 設 計 と す る 。
6 号及び 7 号炉のデータ伝送装置はコントロール建屋に設置し，緊急時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装 置 は 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所に設置する設計とする。
6号 及 び 7 号 炉 の コ ン ト ロ ー ル 建 屋 に あ る デ ー タ 伝 送 装 置 か ら 5 号 炉 原
子炉建屋内緊急時対策所にある緊急時対策支援システム伝送装置へのデ ー タ 伝 送 手 段 は ，有 線（ 光 フ ァ イ バ 通 信 回 線 ）と 無 線（ 無 線 通 信 回 線 ）に よ り 構 成 し ， 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.5-1に 示 す 。

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.5-1に 示 す 。
表 2.5-1に 示 す と お り ，格 納 容 器 内 の 状 態 ，使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 ，
水 素 爆 発 に よ る 格 納 容 器 の 破 損 防 止 ，水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷
防 止 を 確 認 で き る パ ラ メ ー タ に つ い て も SPDS表 示 装 置 に て 確 認 で き る
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が 困
難 と な っ た 場 合 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 で 推 定 を 行 う こ と が で き る よう可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。
ま た ，SPDS表 示 装 置 は 今 後 の 監 視 パ ラ メ ー タ 追 加 や 表 示 機 能 の 拡 張 等を考慮した設計とする。
なお，放射性物質の放射線量の測定に用いる可搬型モニタリングポス
ト，風向及び風速その他の気象条件の測定に用いる可搬型気象観測装置のデータは，無線により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に伝送することで確認できる設計とする。

61-9-2-64

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 2）
設備構成及び概要は「ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース1）」 と 同 様 で あ る 。
屋外監視カメラ（津波監視含む）

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館
光ファイバ
通信伝送装置※３

(e)

1～4号炉
建屋

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
※５
通信伝送装置※７

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置マイクロ波※５無線装置※７

(f)

(d)

(b)

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
(f)

※４
※５

SPDS
表示装置

図 2.5-1

光ファイバ
通信伝送装置※７(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）
（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置※３

緊急時対策支援システム伝送装置※４

衛星無線
通信装置

光ファイバ
※５
通信伝送装置※７マイクロ波※５無線装置※７

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

本社

衛星無線
通信装置※３(a)

中央制御室等 制御盤※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：可搬型モニタリングポスト等データ表示装置

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

電力保安通信用回線（有線系・無線系） ※５

有線

可搬型モニタ 可搬型気象
リングポスト 観測装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

(c)

国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

［凡例］

(d)

※５：屋外監視カメラ監視装置（有線又は無線系による伝送）※６：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※７：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） 等 の 概 要

61-9-2-65

SPDS
表示装置

： 有線系
： 無線又は衛星系

表 2.5-1

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ

目 的
炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ）（ 燃 料 域 ）原子炉圧力
原子炉圧力容器温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R A 系 代 替 注 水 流 量 ）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R B 系 代 替 注 水 流 量 ）
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R B 系 代 替 注 水 流 量 ）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

炉心冷却の状態確認

格納容器内の状態確認

格納容器隔離の状態

放射能隔離の状態確認
環境の情報確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

排気筒放射線レベル
モニタリングポストの指示
気象情報
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA 広 域 ）フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
原子炉建屋水素濃度

61-9-2-66

2.6 通 信 連 絡 設 備 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）
発電所内の関係要員に対して必要な指示を行うための通信連絡設備（発電所内用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関連箇所へ連絡を行うための通信連絡設備（発電所外用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。概要を図2.6-1 に 示 す 。
５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
発電所内
発電所内用
中央制御室
無線連絡設備（常設，可搬型）
現場（屋内外）送受話器（ページング）
携帯型音声呼出電話設備※1

発電所外

電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末，FAX）

本社（即応センター等）
国（原子力規制委員会等）

衛星電話設備（常設，可搬型）

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機，
テレビ会議システム（社内向））

その他関係機関
※１ ５号炉原子炉建屋内緊急時対策所本部と待機場所間の通信連絡を行う。
※２ 本社，国，自治体他と通信連絡が可能である。

テレビ会議システム（社内向）統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備※２（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX）［凡例］： 基準地震動による地震力に対し，機能を維持する範囲： 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）発電所外用

図 2.6-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-2-67

通信連絡設備の概要

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 2）
設 備 構 成 及 び 概 要 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）」と同様である。

ｃ．対策本部と待機場所との通信連絡
第 2 次 緊 急 時 態 勢 発 令 後 ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）の対策要員はプルーム通過中にとどまる場所内にて待機することとしている。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の待機場所において，対策本部との通信連絡を行うための通信連絡設備として，携帯型音声呼出電話設備を設置
す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.6-2 に 示 す 。

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 対策本部

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 待機場所

【凡例】
：専用接続箱：接続端子：携帯型音声呼出電話機（付属ケーブル含む）

携帯型音声
呼出電話機
専用接続箱
（設置例）

中継用ケーブルドラム（１００ｍ）：中継用ケーブルドラム（必要時に布設）※今後の詳細検討及び訓練を通して設備構成等の見直しを行う。

図 2.6-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 対 策 本 部 と 待 機 場 所 間における通信連絡設備の概要

61-9-2-68

3. 運用3.1

必要要員の構成，配置について(1) 原子力防災組織
当社 は ，福 島 事故 か ら 得ら れ た課 題 から 原 子 力防 災 組織 に 適用 す べ き必 要 要件 を 定め，米国における非常事態対応のために標準化された Incident Command System（ICS）
を参 考 に， 重 大事 故 等 の中 期 的な 対 応が 必 要 とな る 場合 及 び発 電 所 の複 数 の原 子 炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できるよう，原子力防災組織を構築する。
（詳細は 5.10 参照）
柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 にお け る原 子 力防 災 組 織は ， その 基 本的 な 機 能と し て， ① 意
思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対 外対 応，⑤ロジ ステ ィッ ク・
リソ ー ス管 理 を有 し て おり ， ①の 責 任者 と し て本 部 長（ 所 長） が あ たり ， ②～ ⑤ の機
能毎に責任者として「統括」を置く。
本部 長 （所 長 ）の 権 限 につ い ては ， あら か じ め定 め る要 領 等に 記 載 され た 範囲 に お
いて ， ②～ ⑤ の各 統 括 に委 譲 され て おり ， 各 統括 は その 範 囲内 に お いて 自 律的 に 活動することができる。（詳細は 5.11 参照）②～ ⑤ の機 能 を担 う 必 要要 員 規模 は 対応 す べ き事 故 の様 相 ，ま た 事 故の 進 展や 収 束の状 況 によ り 異な る が ，プ ル ーム 通 過の 前 ・ 中・ 後 でも 対 策要 員 の 規模 を 拡大 ・ 縮小
しながら円滑な事故対応が可能な組織設計とする。

柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 原子 力 事業 者 防災 業 務 計画 で は， 原 子力 災 害 が発 生 する お それがある場合又は発生した場合に，その情勢に応じて，以下のように態勢を区分する。
（詳細は 5.6 参照）① 原子力警戒態勢（原子力災害対策指針にて定められている警戒事態に対処するための態勢）② 第 1 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている施設敷地緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づく通報事象相当）に対処するための態勢）③ 第 2 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている全面緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 15 条に基づく報告事象相当）に対処するための態勢）

重大事故等発生時には，第 2 次緊急時態勢を発令し，原子力防災組織の要員がその対応にあたる。初動対応後に想定される原子力防災組織の要員を図 3.1-1 に示す。ま
61-9-3-1

た，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における 6 号及び 7 号炉に係る原子力防災組織の要員は図 3.1-2 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 28 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員として，中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名と復旧班
現場要員の 14 名，保安班現場要員 2 名，自衛消防隊（消防隊長 1 名，初期消火班（消防車隊）6 名，警備員 3 名）10 名を加えた合計 72 名を想定する。
原子 炉 格納 容 器が 破 損 し， 大 量の プ ルー ム が 放出 さ れる よ うな 事 態 にお い ては ， 不
要な被ばくから要員を守るため，緊急時対策所にとどまる必要のない要員については，所外に一時退避させる。
プル ー ム通 過 後に プ ラ ント 状 況等 に より ， 必 要に 応 じて 一 時退 避 さ せた 要 員を 再 参集させる。
なお ， プル ー ム通 過 の 判断 に つい て は， 発 電 所敷 地 内に 重 大事 故 等 対処 設 備と し て設置 す る可 搬 型モ ニ タ リン グ ポス ト 及び 自 主 対策 設 備で あ る常 設 型 モニ タ リン グ ・ポ
スト の 指示 値 によ り 判 断を 行 う。 保 安班 長 は ，プ ル ーム の 影響 に よ り可 搬 型モ ニ タリ
ング ポ スト 等 の線 量 率 が上 昇 した 後 に線 量 率 が減 少 に転 じ ，更 に 線 量率 が 安定 的 な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。

(2) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
第 2 次緊急時態勢において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応
する 6 号及び 7 号炉に係る要員は，図 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 72 名である。加えて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応する 1～5 号炉に係る要員として 12 名と保安検査官 2 名をあわせて，86 名が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に収容できるものとする（表3.1-1 参照）。また，6 号及び 7 号炉に係る要員として，図 3.1-1 における②原子炉格
納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員
106 名のうち中央制御室にて対応を行う運転員 18 名を除く 88 名と，1～5 号炉に係る現場要員 2 名をあわせて 90 名（表 3.1-1 参照）についての待機場所としては，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を確保する。
プルーム通過中において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）にとどまる 6 号及び 7 号炉に対応する要員は交替要員を考慮して，図 3.1-3 及び表 3.1-1 に示
すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格
61-9-3-2

納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 75
名のうち中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員 40 名を除く 17 名の合計 69 名とする。これに加えて，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応する 1～5 号炉に係る要員は 2 名と，保安検査官 2 名をあわせて，73 名（表 3.1-1 参照）が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に収容できるものとする。また、5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）には，プルーム通過中において，現場要員 40 名と 5 号炉運転員 8 名の合計 48 名が収容できるものとする。
本部長（所長）は，この要員数を目安として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる要員を判断する。
重大事故等に対処するための要員の動きを図 3.1-4 に示す。

61-9-3-3

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

11 名

機能班（統括除き）61 名
計画・情報統括1名

本部長 1 名
本部付

72 名

3名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能6 号炉原子炉主
任技術者
1名

6 号統括 1 名
③現場対応機能

7 号炉原子炉主
任技術者
1名

7 号統括 1 名

計画班員 6 名

保安班長 1 名

保安班員 12 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)2 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)2 名

通報班長 1 名

通報班員 6 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班員 4 名

資材班長 1 名

資材班員
5名
資材班員５名③現場対応機能①意思決定・指揮機能
対外対応統括①
1名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

総務班長 1 名

総務班員 10 名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・6 号及び 7 号炉中央制御室にて対応を行う運転員
運転員

18 名

・現場にて対応を行う復旧班要員
復旧班現場要員

63 名

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援
資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

106 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

・自衛消防隊（初期消火対応）

15 名

自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，長期的な対応に備え，所外に待機させた交替要員を召集し，順次交替させる。
今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-1

原子力防災組織の要員（第 2 次緊急時態勢

緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊

61-9-3-4

6 号及び 7 号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

9名

本部長 1 名
本部付

3名

6 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名

機能班（統括除き）19 名
計画・情報統括
1名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能保安班長 1 名

保安班員 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)1 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)1 名

通報班長 1 名

通報班員 2 名

6 号統括 1 名
③現場対応機能
7 号統括 1 名
③現場対応機能①意思決定・指揮機能
原子炉主任技術者は発電所近傍の寮等から参集するが，発電所到着までは，通信連絡手段により，必要に応じ発電所と連絡をとり，保安上の指
示を出す。

凡例：

28 名

対外対応統括①
1名

計画班員 1 名

立地・広報班長 1 名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

運転員

18 名

復旧班現場要員

14 名

発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援

要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

総務班長 1 名

・現場にて対応を行う復旧班要員

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート

資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

資材班長②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・6 号及び 7 号炉中央制御室にて対応を行う運転員

：初動態勢では統括が兼務する班長

44 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

・自衛消防隊（初期消火対応）

2名

自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-2

原子力防災組織の要員（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外），緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊
61-9-3-5

6 号及び 7 号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

52 名

10 名

本部長 1 名
本部長
交替要員 1 名
本部付 2 名機能班（統括除き）16 名

交替要員 26 名

計画・情報統括 1 名

計画班長 1 名

計画班員 3 名

計画班交替要員 4 名

計画・情報統括
交替要員 1 名

保安班長 1 名

保安班員 1 名

保安班交替要員 2 名

6 号統括 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

本部付
交替要員 2 名

6 号統括
交替要員 1 名

復旧班長(6 号炉)1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
1名

7 号統括 1 名

号機班長(7 号炉)1 名

7 号統括
交替要員 1 名

復旧班長(7 号炉)1 名

対外対応統括1名

通報班長 1 名

通報班交替要員 1 名

対外対応統括交替要員 1 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班交替要員 1 名

総務統括 1 名

資材班長 1 名

資材班交替要員 1 名

総務統括
交替要員 1 名

総務班長 1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
交替要員 1 名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉
主任技術者
交替要員 1 名

号機班交替要員 2 名

復旧班交替要員 2 名

総務班員 2 名

総務班交替要員 3 名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
75 名
・6 号及び 7 号炉中央制御室にて対応 ・現場にて対応を行う復旧班要員
・現場にて対応を行う保安班要員を行う運転員
復旧班現場要員 54 名
運転員 18 名
保安班現場要員 3 名※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-3

プルーム通過時緊急時対策所，中央制御室にとどまる 6 号及び 7 号炉対応要員
61-9-3-6

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の
収容人数
（1／4）

事象進展

要 員 数 （ ※1）

現場要員

意思決定・指揮

中央
制御
室

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

(名)

現場

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

5

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）18

復 旧 班 現 場 要 員(※ 2)14

保 安 班 現 場 要 員(※ 2)2

自 衛 消 防 隊(※ 3)

－

－

－

－

28

－

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12
－

－

－

－

－

10

－

－

－

－

10

－

情報収集・計画立案

1

－

－

－

－

1

－

現場対応

3

－

－

－

－

3

－

復 旧 班 現 場 要 員(※ 2)

2

－

－

－

－

2

－

5 号炉運転員（当直）

8

－

－

8

－

－

－

本部要員
現場要員

６号及び７号炉

意思決定・指揮4

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

5

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）復旧班現場要員

収容
人数
合計
－

4

14
2

本部要員 ※(２）

１～５号炉

初動態
勢

本部要員 ※(２）６号及び７号炉

通常時
※4

①

緊急時
対策所
(対 策 本
部)(①)

緊急時
対策所
(待 機 場
所)
(② )

①：
32
28

－

－

－

－

－

18

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12

14

－

14

－

－

－

(14)

2

－

2

10

－

1

－

－

9

(10)

情報収集・計画立案

1

1

－

－

－

－

－

現場対応

3

3

－

－

－

－

－

復旧班現場要員
5 号炉運転員（当直）

2

－

2

－

－

－

(2)

8

－

－

8

－

－

－

本部要員

１～５号炉

保安班現場要員
自 衛 消 防 隊(※ 3)(2)※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※2： 平 日 昼 間 は ， 5 号 炉 定 検 事 務 室 等 で 勤 務 し て い る 。 夜 間 及 び 休 日 （ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ） に つ
いては，宿泊棟等で待機。
※3： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 1 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ）6 名 ， 警 備 員 3 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※4： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 召 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交替要員として待機させる。

61-9-3-7②：19

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数（2／4）

事象進展

要 員 数 （ ※1）

意思決定・指揮6

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

13

ロジ・リソース管理

18

72

現場要員

運転員（当直）

18

－

－

63

－

63

保 安 班 現 場 要 員(※ 4)

15

－

15

自 衛 消 防 隊(※ 3)

10－

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

2

現場対応

5

復旧班現場要員

2

5 号炉運転員（当直）
保安検査官

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

本部要員

－

－

－

－

－

10

－

－

－

(10)

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

2

－

－

－

(2)

8

－

－

8

－

－

－

2

2
72

－

－
－

－
－

－
－

－
－

12

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

13

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）18－－

復 旧 班 現 場 要 員(※ 4)

63

－

63

保 安 班 現 場 要 員(※ 4)

15

－

15

自 衛 消 防 隊(※ 3)

10－

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

2

現場対応

5

復旧班現場要員
5 号炉運転員（当直）

2

－

8

－
2

本部要員
現場要員

６号及び７号炉

6

本部要員

１～５号炉

保安検査官

中央
制御
室

6～ 18

意思決定・指揮

第1次
緊急時
態勢

(名)

2

収容
人数
合計
①：
86
②：
90

復 旧 班 現 場 要 員(※ 4)

原子力
警戒態
勢
１～５号炉

③

本部要員

６号及び７号炉②

緊急時
対策所(対 策 本
部)(①)

緊急時
対策所
(待 機 場
所)
(② )
－

0～ 12
(63)
(15)

①：
86
②：
90

12

6～ 18

－

－

0～ 12

－

－

－

10

－

－

－

(10)

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

2
－

－

－

－

(2)

8

－

－

－

－

－

－

－

－

(63)
(15)

※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※2： 平 日 昼 間 は ， 5 号 炉 定 検 事 務 室 等 で 勤 務 し て い る 。 夜 間 及 び 休 日 （ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ） に つ
いては，宿泊棟等で待機。
※3： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 1 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ）6 名 ， 警 備 員 3 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※4： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 召 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交替要員として待機させる。

61-9-3-8

表 3.1-1

事象進展
本部要員 ※(２）
現場要員

6

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

13

ロジ・リソース管理

18

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

運転員（当直）

18

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12

63

－

63

－

－

－

(63)

保 安 班 現 場 要 員(※ 3)

15

－

15

自 衛 消 防 隊(※ 2)

10

－

10

－

－

－

(10)

意思決定・指揮

5

－

－

－

－

－

情報収集・計画立案

2

－

－

－

－

－

現場対応

5

－

－

－

－

－

復旧班現場要員

2

－

2

－

－

－

(2)

5 号炉運転員（当直）

8

－

－

8

－

－

－

保安検査官

2

2
52

－
－

－
－

－
－

－
－

－
－

本部要員

１～５号炉

本部要員

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

12

(15)

収容
人数
合計
① :
86
(要
員数
84＋
保安
検査
官 2)
②：
90

①：
73
②：
48

5

本部交替要員26

運転員（当直）18－－

復旧班現場要員

54

14

40

保安班現場要員

3
0

3
－

－

自衛消防隊
現場対応

1

交替要員

5 号炉運転員（当直）

本部要員 ※(２）１～５号炉

ロジ・リソース管理
現場要員

６号及び７号炉⑤

意思決定・指揮中央
制御
室

復 旧 班 現 場 要 員(※ 3)

第2次
緊急時
態勢

プルー
ム通過
中(発
災から
24 時 間
後)※ 4

72

緊急時
対策所
(待 機 場
所)
(② )
－

緊急時
対策所
(対 策 本部)(①)

要 員 数 （ ※1）

６号及び７号炉④

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数(3／4）
(名)

－

18

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

1

－

－

－

－

－

1

1

－

－

－

－

－

8

－

8

－

－

－

－

※5

－
－

保安検査官
－
2
2
－
－
－
－
※1： 要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※2：自衛消防隊は，消防隊長１名，初期消火班（消防車隊）６名，警備員３名で構成され，火災の規模に応じ，消火班が召集される。
※3：直ちに発電所全所員に非常召集を行い，この要員の中から状況に応じて必要要員を確保するとともに，残りの要員については交替要員として待機させる。
※4：「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」に基づく
事象進展時間※5： プルーム放出前に，緊急時対策所にとどまる要員以外の要員は発電所外に退避する。
※6： 必要に応じ，発電所外から交替・待機要員を呼び寄せ要員として加える。

：ＳＡ61-9-3-9

表 3.1-1

事象進展

緊急時
対策所
(対 策 本部)(①)

要 員 数 （ ※1）

本部要員
現場要員

６号及び７号炉⑥

意思決定・指揮6

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

6

52

緊急時
対策所
(現 場 要
員待機
場 所)
(② )
－

中央
制御
室

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

収容
人数
合計
①：
73
②：
48

ロジ・リソース管理5

本部交替要員－

運転員（当直）18－－

復旧班現場要員

54

14

40

保安班現場要員

3

－

6～ 18

－

－

0～ 12

－

－

－

－

－

－

－

－

※6

(54)
(3)

自衛消防隊

0

3
－

現場対応

2

2

－

－

－

－

－

交替要員

－

－

－

－

－

－

－

5 号炉運転員（当直）

8

－

8

－

－

－

－

保安検査官

2

2

－

－

－

－

－

本部要員

１～５号炉

プルー
ム通過
後(プ
ルーム
放出開
始から
10 時 間後)※ 4

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数(4／4）(名)：ＳＡ※1： 要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※2：自衛消防隊は，消防隊長１名，初期消火班（消防車隊）６名，警備員３名で構成され，火災の規模に応じ，消火班が召集される。
※3：直ちに発電所全所員に非常召集を行い，この要員の中から状況に応じて必要要員を確保するとともに，残りの要員については交替要員として待機させる。
※4：「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」に基づく
事象進展時間※5： プルーム放出前に，緊急時対策所にとどまる要員以外の要員は発電所外に退避する。
※6： 必要に応じ，発電所外から交替・待機要員を呼び寄せ要員として加える。

61-9-3-10

：ＳＡ
事故前
(地震等)

場所

炉心露出，損傷，溶融事故発生，拡大「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間⑤24 時間③

防災対策②

重大事故等対策

プルーム通過中
10 時間

プルーム通過後⑥34 時間

第 1 次緊急時態勢（10 条）

原子力警戒態勢④

第 2 次緊急時態勢（15 条）①初動態勢

6 号及び 7 号炉中央制御室(プルーム通過中は待避室)
5 号炉中央制御室

事故拡大防止，炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動
運転員（当直）（18）運転操作，監視
運転員（当直）（18）

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（8）

現場又は５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 （待機場所）

炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動（電源復旧，注水等）

初動対応要員

参集要員

復旧班現場要員（14/2 ※1）
退避（2 ※1）
炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動（電源復旧，注水等），放射性物質拡散抑制活動復旧班現場要員（49）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避
復旧班現場要員（40）(54)

復旧班現場要員（63/2 ※1）退避（9）モニタリングポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置

モニタリング要員
保安班現場要員（2）

保安班現場要員（15）(3)

保安班現場要員（15）

退避（12）

自衛消防隊（初期消火対応）

自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）
運転員（当直）（8）5 号炉運転員(69/4 ※2)

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

本部要員（28/4 ※1）

本部要員（72/12 ※1）
保安検査官（2）退避（20/10 ※1）

構外

本部要員（26/1 ※1）
本部交替要員（26/1 ※1）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）
保安検査官（2）交替・待機要員

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）

参集（必要に応じ）※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※1：１～5 号炉に係る対応要員，※2：1～5 号炉に係る対応要員及び保安検査官の人数

図 3.1-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，中央制御室
61-9-3-11

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

3.2 事象発生後の要員の動きについて(1) 要員の非常召集要領について
a. 平日勤務時間中
平日勤務 時間 中にお け る緊急時 対策 所で初 動 態勢時に 対応 する要 員 （本部要 員，
現場要員）
（「3.1

必要要員の構成，配置について」表 3.1-1 参照）は，平日勤務時間における対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にした上で，5 号炉定検事務室 又はそ の近傍 ，及び第 二企業 センタ ー又はそ の近傍 で分散 して執務 する。
具体的に は，本 部要員 について は，各 機能に おける統 括と班 長を分 散配置す ることによって ，初動 態勢時 に対応す る要員 が損耗 する状況 になっ たとし ても，個 々の機能が喪失しないように考慮する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げ時に必要となる 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機等の立ち上げに係る要員は，5 号炉定検事務室又はその近傍で執務する。
また，意思決定・指揮機能を担務する発電所長及び表 3.2-1 に示す本部長代行者の中から合計 2 名が，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で執務する。なお，本部長及び本部長代行の 2 名は分散して執務する。
初動態勢時における原子力防災組織の要員を図 3.2-1～3.2-3 に，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所，5 号炉定検事務室，第二企業センターの位置関係を図 3.2-4 に示す。
なお，当該運用については，社内の要領等に記載する。
非常召集連絡について，原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合には，事象確認者である当直副長等が，連絡責任者である運転管理部長に連絡し，原子力防災管理者である発電所長に報告する。原子力防災管理者は，連絡責任者に緊急時対策要員の召集連絡指示を行い，連絡責任者は総務班長に非常召集の指示をする。非常召集連絡のフローについて，表3.2-2に示す。
総務班長は，電話，送受話器等にて，発電所内の緊急時対策要員に対しての召集連絡を行うとともに，発電所入構者への周知を行う。
なお，発電所からの退避については，発電所で予め定めた方法で，発電所入構者の う ち緊 急 時 対 策 要員 以 外 の所 員 及 び 一 般入 構 者 は発 電 所 内 の 緊急 時 対 策要 員 以
外 の 所員 の 誘 導 で ，ま た 構 内作 業 員 は そ れぞ れ の 所属 構 内 企 業 の誘 導 で 安否 確 認
後，順次実施する。

61-9-3-12

b．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）中
夜 間及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務時 間 帯 以外 ） 中 に お ける 緊 急 時対 策 所 で 初 動態 勢 時に対 応 す る要 員 （ 本部 要員 ， 現 場要 員 ） は， 夜間 及 び 休日 （ 平 日の 勤務 時 間 帯以外）中における対応者を明確にした上で，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企 業 セ ンタ ー 又 はそ の近 傍 で 分散 し て 執務 及び 宿 泊 する 。 具 体的 には ， 各 機能にお け る 統括 と 班 長を 分散 配 置 する こ と によ って ， 初 動態 勢 時 に対 応す る 要 員が損耗する状況になったとしても，個々の機能が喪失しないように考慮する。また，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げ時に必要となる 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所可搬型陽圧化空調機等の立ち上げに係る要員は，5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する。
また，意思決定・指揮機能を担務する発電所長及び表 3.2-1 に示す本部長代行
者の中から合計 2 名が，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する。なお，本部長及び本部長代行の 2 名は分散して執務及び宿泊する。
なお，当該運用については，社内の要領等に記載する。
非常召集連絡について，原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合には，事象確認者である当直副長等が，連絡責任者である夜間・休日責任者に連絡し，原子力防災管理者である発電所長に報告する。原子力防災管理者は，連絡責任者に緊急時対策要員の召集連絡指示を行い，連絡責任者は総務班長に非常召集の指示をする。非常召集
連絡のフローについて，表3.2-2に示す。
総 務 班 長は ， 電 話 ， 送 受 話 器 等に て ， 発 電 所 内 の 緊 急時 対 策 要 員 に 対 し て の召
集 連 絡を 実 施 し ， 発電 所 外 にい る 緊 急 時 対策 要 員 を速 や か に 非 常召 集 す るた め ，
電 話 ，自 動 呼 出 ・ 安否 確 認 シス テ ム 等 を 活用 し 要 員の 非 常 召 集 及び 情 報 提供 を 行うとともに，発電所入構者に対しても周知を行う。
ま た ， 発電 所 内 の 緊 急 時 対 策 要員 以 外 の 所 員 ， 一 般 入構 者 及 び 構 内 作 業 員 の発電所からの退避については，「3.2(1)a. 平日勤務時間中」の対応と同様である。
なお，新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がな
くても自発的に緊急時対策要員は参集する。
地 震 等 によ り 家 族 ， 自 宅 等 が 被災 し た 場 合 や 自 治 体 から の 避 難 指 示 等 が 出 された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
参集場所は，柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（図 3.2-6 参照）とし,その両方

61-9-3-13

を使用するが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
参 集 場 所は 発 電 所 員 の 居 住 エ リア と 万 が 一 プ ル ー ム が放 出 さ れ た 後 に も 使 用する こ とを 考 え ， 発 電所 か ら の方 位 を 考 慮 して 選 定 した 。 柏 崎 エ ネル ギ ー ホー ル は
敷地面積約 3,000ｍ 2 ，延床面積約 1,900ｍ 2 の建築基準法の新耐震設計法に基づき設 計 され た 鉄 筋 コ ンク リ ー ト造 （ 一 部 鉄 骨造 ， 一 部鉄 骨 鉄 筋 コ ンク リ ー ト造 ） の建築物であり，2007 年中越沖地震発生時においても大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有している。また，刈羽寮は敷地面積約 4,600ｍ 2 ，延床面積約 1,100ｍ 2 の建築基準法の新耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート造の建築物であり十分な耐震性を有している。
緊急時対策要員の非常召集要領の詳細について，表 3.2-2 に示す。また，自動呼出・安否確認システムの概要を図 3.2-5 に示す。
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，図 3.2-6 に示すとおりであり ， 要員 参 集 ル ー トの 障 害 要因 と し て は ，比 較 的 に平 坦 な 土 地 であ る こ とか ら 土
砂 災 害の 影 響 は 少 なく ， 地 震に よ る 橋 の 崩壊 ， 津 波に よ る 参 集 ルー ト の 浸水 が 考えられる。
地 震 に よる 橋 梁 の 崩 落 に つ い ては ， 要 員 参 集 ル ー ト 上の 橋 梁 が 崩 落 等 に よ り通
行 が でき な く な っ た場 合 で も， 迂 回 ル ー トが 複 数 存在 す る こ と から ， 参 集は 可 能
で あ る。 ま た ， 木 造建 物 の 密集 地 域 は な くア ク セ スに 支 障 は な い。 な お ，地 震 による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，2007 年新潟県中越沖地震に
お い ても ， 橋 梁 本 体の 損 傷 によ る 構 造 安 全性 に 著 しい 影 響 の あ るよ う な 損傷 は 見られず （ ※ １ ），実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟 県 が実 施 した 広 域 避難 シ ミュ レ ーシ ョ ン （ ※ ２ ） に よ れ ば ，大 規 模な 地 震が発
生 し ，発 電 所 で 重 大事 故 等 が発 生 し た 場 合， 住 民 避難 の た め 発 電所 の 南 西の 海 側
ル ー トに 交 通 渋 滞 が発 生 し やす い と い う 結果 が 得 られ て お り ， 交通 集 中 によ る ア
ク セ ス性 へ の 影 響 回避 の た め， 参 集 ル ー トと し て は可 能 な 限 り 避け る こ とと し ，
複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津 波 浸 水時 に つ い て は ， ア ク セス 性 へ の 影 響 を 未 然 に回 避 す る た め ， 大 津 波警
報発生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3.2-6 に図示し た 海沿 い ル ー ト ）は 使 用 しな い こ と と し， こ れ 以外 の 参 集 ル ート を 使 用し て 参
集することとする。
ま た ， 発電 所 敷 地 外 か ら 発 電 所構 内 へ の 参 集 ル ー ト は， 通 常 の 正 門 を 通 過 するルートに加え，迂回ルートも確保している。発電所構内への参集ルートを図 3.2-7

61-9-3-14

に示す。
復 旧 班 長は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 実施 の 見 通 し が 判 明 し た後 は ， 現 場 に 出 向 し てい
る 現 場要 員 に 対 し ては ， 随 時， 通 信 連 絡 設備 （ 無 線連 絡 設 備 等 ）を 使 用 し， 計 画
班 が 随時 評 価 す る 格納 容 器 ベン ト 実 施 予 測時 刻 を 連絡 す る と と もに ， 現 場要 員 のう ち プル ー ム 通 過 前に 発 電 所か ら 退 避 予 定の 要 員 に対 し て は ， 格納 容 器 ベン ト 実
施予測時刻の 2 時間前までに余裕をもって 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に戻ってくるよう指示する。
総務班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，復旧班他と協働し，
緊 急 時対 応 に 必 要 な要 員 の みを 参 集 さ せ るこ と と し， 不 測 の 事 態に 備 え るた め 防
護 具 を携 帯 さ せ る 。参 集 途 中の 要 員 に 対 して は ， 随時 ， 通 信 連 絡設 備 （ 衛星 電 話
設 備 等） を 使 用 し て， 格 納 容器 ベ ン ト 実 施予 測 時 刻を 連 絡 す る 。ま た ， プル ー ム
放出時の参集要員の無用な被ばくを回避するため，PAZ（予防的防護措置を準備する区域，発電所から半径 5ｋｍ）外への退避時間を考慮し，遅くとも格納容器ベントの実施見通しの 2 時間前までに参集途中の要員に対して，参集の中止，PAZ 外への退避を指示する。
意 図 せ ずプ ル ー ム 放 出 が 始 ま る等 不 測 の 事 態 が 発 生 した 場 合 ， 本 部 長 は ， 総務
班長を通じて，参集途中の要員に対して，緊急に PAZ 外に退避するよう指示することを基本とするが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所までの移動時間等を考慮し，参集を継続させるかについて総合的に判断する。
(※ 1)参 考 文 献 ： 2007 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 の 被 害 と そ の 特 徴 ／ 小 長 井 一 男 （ 東 京 大 学 教 授
生産技術研究所）他
国 土 技 術 政 策 研 究 所 資 料 No.439， 土 木 研 究 所 資 料 No.4086， 建 築 研 究 資
料 No.112「 平成 19 年 （ 2007 年 ） 新 潟 県 中 越 沖 地 震 被 害 調 査 報 告 」(※2)参 考 文 献：新 潟 県 殿 向 け「 平 成 26 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」～ 最 終 報 告 書～

BGS-BX-140147

平 成 26 年 8 月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html

61-9-3-15

表 3.2-1

本部長代行者
役職 ※ 1

代行者
1

原子力安全センター所長

2

ユニット所長(5～7 号炉)

3

ユニット所長(1～4 号炉)

4副所長(技術系所員)

5

防災安全部長6

第二運転管理部長

7

第二保全部長8

第一運転管理部長

9

第一保全部長10第二運転管理部運転管理担当 ※ 2

11

第二保全部保全担当 ※ 212

第一運転管理部運転管理担当 ※ 2

13

第一保全部保全担当 ※ 2※1

役職については，組織見直し等により変更される場合がある。

※2

運転管理担当，保全担当は部長を補佐する専任職のことをいう。

61-9-3-16

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（本部要員）32 名
各機能の成立性を考慮して，「5号炉定検事務室又はその近傍」及び「第二企業センタ
ー又はその近傍」に分散して緊急時対策要員を配置し，非常召集時には，5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所に参集する。
(b)情報収集・計画立案機能(a)意思決定・指揮機能

計 画・情 報 統 括 1 名

本部長 1 名
本部付※1

3名

計画班長(1～5 号炉)1 名
計画班長(6,7 号炉)1 名

計画班員 1 名

保安班長 1 名

保安班員 1 名※ 1： 本 部 長 代 行 含 む(c)現場対応機能
6 号統括 1 名

7 号統括 1 名

1～ 5 号 統括 1 名

復 旧 班 長(6 号 炉)1 名

復 旧 班 員(6 号 炉)1 名

号 機 班 長(6 号 炉)1 名

号 機 班 員(6 号 炉)2 名

号 機 班 長(7 号 炉)1 名

号 機 班 員(7 号 炉 )2 名

復 旧 班 長(7 号 炉)1 名

復 旧 班 員(7 号 炉)1 名

復 旧 班 長(1～5 号 炉 )1 名
号 機 班 長(1～5 号 炉 )1 名(d)対外対応機能
対外対応統括 1 名

立 地・広 報 班 長 1 名
通報班長 1 名：1～ 5 号 炉 対 応 要 員： 6 号 又は 7 号 炉 対
応要員:1～ 7 号 炉 共 通 対 応要員

通報班員 2 名(e)ロジスティック・リソース管理機能
総務統括 1 名

資材班長※2※ 2： 初 動 態 勢 で は 統 括 が 兼 務

総務班長 1 名※上記の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

原子炉格納容器 の破損 等による発電所 外への 放射性物質の拡 散防止 を抑制するために必要な要員（現場要員）19 名
・現場にて対応を行う保安班要・現場にて対応を行う復旧班要員
復旧班現場要員（6 号及び 7 号炉） 14 名
保安班現場要員 2 名（１～5 号炉）
2名

・自衛消防隊（初期消火対応）
消防隊長

1名※上記の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

図 3.2-1

初動態勢時における原子力防災組織の要員（6，7 号炉対応要員，1～5 号炉対応要員）

61-9-3-17

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（本部要員） 16 名(a)意思決定・指揮機能
本部長 1 名本部付(b)情報収集・計画立案機能
計 画・情 報 統 括 1 名
計画班員 1 名

1名(c)現場対応機能
6 号統括 1 名

1～ 5 号 統括 1 名

復 旧 班 長(6 号 炉)1 名

復 旧 班 員(6 号 炉)1 名

号 機 班 長(7 号 炉)1 名

号 機 班 員(7 号 炉 )2 名

復 旧 班 長(1～5 号 炉 )1 名(d)対外対応機能
対外対応統括 1 名
通報班長 1 名：1～5 号 炉 対 応 要 員：6 号又は 7 号炉対応要員:1～ 7 号 炉 共 通 対 応要員

通報班員 1 名(e)ロジスティック・リソース管理機能
資材班長※2

総務統括 1 名※ 2： 初 動 態 勢 で は 統 括 が 兼 務※上記の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性が原子炉格納容器 の破損 等による発電所 外への 放射性物質の拡 散防止 を抑制するために必要な要員（現場要員）（6 名）
緊急時対策所の立上げを保安班現場要員(2 名)と本部要員復旧班(2 名)で実施

・現場にて対応を行う復旧班要員

・現場にて対応を行う保安班要員

復旧班現場要員（6 号及び 7 号炉）4 名

・自衛消防隊（初期消火対 応）

保安班現場要員 2 名※ 上 記 の 要 員 に つ い て は ，今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ

図 3.2-2

5 号炉定検事務室又はその近傍に配置する初動態勢時における原子力防災組織の要員

61-9-3-18

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（本部要員）16 名(b)情報収集・計画立案機能(a)意思決定・指揮機能
計画班長(1～5 号炉)1 名※ 2：現 場 対 応 も 実 施

計画班長(6,7 号炉)1 名

本部付※1

2名

保安班長 1 名※2

保安班員 1 名※2号 機 班 長(6 号 炉)1 名

号 機 班 員(6 号 炉)2 名

復 旧 班 長(7 号 炉)1 名

復 旧 班 員(7 号 炉)1 名(c)現場対応機能※ 1：本 部 長 代 行 含 む

7 号統括 1 名号 機 班 長(1～5 号 炉)1 名(d)対外対応機能
立 地・広 報 班 長 1 名
通報班員 1 名：1～5 号 炉 対 応 要 員：6 号又は 7 号炉対応要員:1～ 7 号 炉 共 通 対 応
要員(e)ロジスティック・リソース管理機能
資材班長※2※ 2： 初 動 態 勢 で は 統 括 が 兼 務

総務班長 1 名※上記の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性が原子炉格納容器 の破損 等による発電所 外への 放射性物質の拡 散防止 を抑制するために必要な要員（現場要員）（13 名）
・現場にて対応を行う復旧班要員

・現場にて対応を行う保安班

・自衛消防隊（初期消火対応）
消防隊長 1 名

復旧班現場要員（6 号及び 7 号炉） 10 名
（１～5 号炉）
2名※ 上 記 の 要 員 に つ い て は ，今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ

図 3.2-3

第二企業センター又はその近傍に配置する初動態勢時における原子力防災組織の要員

61-9-3-19

図 3.2-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，5 号炉定検事務室，第二企業センターの位置関係

61-9-3-20

表 3.2-2

緊急時対策要員の非常召集要領のまとめ

非常召集連絡非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要員
は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。
○地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族を一旦避難所に避難させる等の必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。
○集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，マスク，
線量計を含む））② その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動する上で有益な情報）③発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡先）○原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間中＞
原子力防災管理者①報告＜夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外）＞
原子力防災管理者②指示

連絡責任者（運転管理部長）

①報告

②指示

連絡責任者
（夜間・休日責任者）

総務班長
・ 送受 話器 (当 直長 に
依頼）
・電話

・電話
・自動呼出・安否確認システム起動・送受話器(当直長に依頼）

夜間・休日当番者
副原子力防災責任者，（初動要員）

本部員
副原子力防災責任者，
各統括

本部員

各班長

各統括

各班員

各班長
各班員

61-9-3-21

○自動呼出・安否確認システムによる緊急時対策要員の召集
平日勤務時間中については総務班長が，夜間・休日については夜間・休日当番者が自動呼出・安否確認システムを操作し，緊急時対策要員の自宅又は携帯電話への呼出電話
もしくは携帯電話へのメール発信を行う。

総務班長又は夜間・休日責任者（電話で起動）（PC に入力起動）

電話
電話回答
メール

回答確認

メール回答
自動呼出・安否確認システム

図 3.2-5

自動呼出・安否確認システムの概要

61-9-3-22

緊急時対策要員
自宅電話，携帯電話

緊急時対策要員
携帯電話

図 3.2-6

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート

61-9-3-23

図 3.2-7

発電所構内への参集ルート

61-9-3-24

(2) 5 号原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げについて
緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員は，召集連絡を受けた場合は，5号炉定検事務室又はその近傍の執務及び宿泊場所，及び第二企業センター又はその近傍の執務及び宿泊場所から，この執務又は宿泊場所から持ち出した通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（可搬型））を所持して，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備，必要な情報を把握できる設備等
へは，通常，5 号炉共通用高圧母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線から給電が行われ，外部電源喪失時には，6 号炉もしくは 7 号炉の非常用ディーゼル発
電機を介 し受電 可能な 設計とな ってい る。な お，5 号炉の共 通用高 圧母線， 及び 6号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場合，5 号炉東側保管場所に設置している可搬型代替交流電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備から受電可能となっており，その場合の受電に要する時間は約 25 分と想定する。タイムチャートを図 3.2-8 に示す。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の可搬型陽圧化空調機の起動対応は，保安班 2 名及び復旧班 2名で行い，この起動に要する時間は図 3.2-13 のタイムチャートに示す通り約 60 分と想定する。

経過時間（分）
0

手順の項目

要員

5

10

15

20

25

30
電源設備からの受電完了▽電源設備起動指示▽

電源設備配置場所へ移動
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備起動操作
手順

ケーブル接続復旧班

電源設備起動・起動後確認・
出力遮断器「入」２名負荷変圧器配置場所へ移動
遮断器切替

図 3.2-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
立ち上げのタイムチャート

61-9-3-25

(3) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの一時退避について
事故 対 応 にも か か わら ず， プ ラ ント の 状 況が 悪化 し た 場合 ， プ ルー ム通 過 前 に，
以下 の 手順 に て ，と ど まる 必 要の な い 要員 を 所外 （ 原子 力 事 業所 災 害対 策 支援 拠 点等）に一時退避させる。
① 本部長は，プルームの放出のおそれがある場合，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策 所 に とど ま る 要員 の対 策 本 部又 は 待 機場 所へ の 移 動と ， と どま る必 要がない要員の発電所から一時退避に関する判断を行う。
② 本部 長 は ，プ ル ー ム放 出中 に 緊 急時 対 策 所に とど ま る 要員 と ， 発電 所か ら一時退避する要員とを明確にする。
③ 本部長の指示の下，とどまる要員は対策本部又は待機場所に移動する。
④ 本部 長 は ，発 電 所 から 一時 退 避 する た め の要 員の 退 避 に係 る 体 制， 連絡 手段， 移 動 手段 を 確 保さ せ， 放 射 性物 質 に よる 影響 が 少 ない と 想 定さ れる 場
所（ 原 子 力事 業 所 災害 対策 支 援 拠点 等 ） への 退避 を 指 示す る 。 柏崎 エネ ル
ギーホールへの退避ルートは参集ルートと同じルートとなり，距離約 11km，
徒歩で 4 時間程度かかる。
⑤ 本部 長 は ，プ ル ー ム通 過後 に プ ラン ト 状 況等 によ り ， 必要 に 応 じて 一時 退避させた要員を再参集する。

(4) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備等について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の「対策本部」及び「待機場所」における換気設備の運用として，下記に示す「(a) 可搬型陽圧化空調機による陽圧化（プルーム通過前）」，「(b) 陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化（プルーム通過中）」，「(c)
陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替え（プルーム通過後）」を実施する。
また，プルーム通過直後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合においては，「（d）可搬型外気取入送風機による通路部のパージ」を別途実施する。
換気設備運用のイメージを図 3.2-10 に，プルーム通過前・中・後の換気設備の運用の全体像について図 3.2-11 に示す。また，上記（a）～（d）の操作のタイムチャートを図 3.2-13～16 に示す。

(a) 可搬型陽圧化空調機による陽圧化（プルーム通過前）

61-9-3-26

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を立ち上げる際に，以下の要領にて，可搬型陽圧化空調機により対策本部及び待機場所の陽圧化を開始する。
① 5 号炉中央制御室換気空調系の送風機及び排風機を停止する。
② 5 号炉 MCR 外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ及び MCR 非常用外気取入ダ
ンパを閉操作する。
③ 5 号炉中央制御室換気空調系給排気口に閉止板を取り付ける。
④ 可搬型陽圧化空調機を起動し，対策本部及び待機場所の陽圧化を開始する。
⑤ 対策本部及び待機場所の差圧計の指示を確認し，陽圧化に必要な差圧が確保できていることを確認する。

(b) 陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化（プルーム通過中）
プルーム通過時においては，可搬型陽圧化空調機から陽圧化装置（空気ボンベ）に切替えることにより対策本部及び待機場所への外気の流入を遮断する。
陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧判断のフローチャートは図 3.2-12に示すとおりであり，以下の①②のいずれかの場合において，陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧を開始する。
① 以下の【条件 1-1】及び【条件 1-2】が満たされた場合【条件 1-1】6 号炉及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必要なパラメータの監視不可
及び【条件 1-2】可搬型モニタリングポスト（5 号炉近傍に設置するもの，
以下同じ），可搬型エリアモニタいずれかの線量率の指示が急上昇した場合（警報発生）② 以下の【条件 2-1-1】又は【条件 2-1-2】，及び【条件 2-2-1】又は【条（どちらか）

件 2-2-2】が満たされた場合【条件 2-1-1】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器ベント判断【条件 2-1-2】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器破損徴候が発生
及び61-9-3-27

（どちらか）【条件 2-2-1】格納容器ベント実施の直前【条件 2-2-2】可搬型モニタリングポスト，可搬型エリアモニタいずれ
かの線量率の指示が急上昇した場合（警報発生）【条件 2-2-1】であれば加圧実施時期が明確であること，【条件 1-2】及び【条件 2-2-2】であれば放射性物質が緊急時対策所に到達したことを可搬型
エリアモニタによって瞬時に検知できる設計とすることから，加圧判断が遅れることはない。加圧判断後の操作は 1～2 分で実施可能な設計とするため，最長でも 2 分以内 ※ で外気の流入を遮断することが可能となる。
※陽圧化装置（空気ボンベ）は，通常運転時において空気ボンベの元弁を ”開”とし，ボンベラック毎に隔離弁を設置する隔離弁は通常運転
時に”閉”としておく。陽圧化装置（空気ボンベ）使用時には，各々のボンベラックの隔離弁を事故発生後 24 時間以内に開操作しておき，加圧判断を受けて，対策本部及び待機場所内に設置する給気弁を開操作することで陽圧化が開始可能な設計とする。

可搬型陽圧化空調機による対策本部及び待機場所の陽圧化から陽圧化装置（空気ボンベ）による対策本部及び待機場所の陽圧化への切替えは，陽圧化装置（空気ボンベ）の起動，可搬型陽圧化空調機仮設ダクトの切離し，給気口への閉止板取付けにより実施する。また対策本部については差圧制御用
排気弁の切替操作を実施する。
対策本部及び待機場所において，仮設ダクトはフック及び結束バンド等により，給気口の閉止板はトグルクランプ等により容易に取付け/取外しが可能な設計とする。また，陽圧化装置（空気ボンベ）給気弁及び差圧調整弁はレ
バー操作により容易に全開/全閉操作が可能な設計とする。なお，加圧判断後の操作が陽圧化を維持したままで，1～2 分で実施が可能であることについて
は，モックアップ試験等により確認している。
なお，判断に用いる監視計器は，5 号炉近傍に設置する可搬型モニタリン
グポスト，可搬型エリアモニタの 2 種類であるが，設計基準対象設備である
モニタリングポスト，気象観測設備，重大事故等対処設備であるその他の場
所にて運用する可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置について
も値が参照可能な場合は傾向監視を実施し，加圧判断の一助とする。

陽圧化装置（空気ボンベ）の操作手順は以下に示すとおりである。

61-9-3-28

①

可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトを切離し，対策本部及び待機場所への給 気 口に 閉止 板 を取 付け る とと もに ， 陽圧 化装 置 （空 気ボ ン ベ） 空
気給 気 弁を 開操 作 ，加 えて 対 策本 部に お いて は差 圧 調整 弁（ 陽 圧化 装置（空気ボンベ））を開操作及び差圧調整弁（可搬型陽圧化装置）を閉操作し，対策本部及び待機場所の陽圧化を開始する。
本 操 作 につ い て は ， 全て 対 策 本部 及 び 待 機 場所 内 か ら操 作 可 能 とすることにより，速やかな切替操作を可能とする。

② 陽圧 化 状 態の 差 圧 確 認 後に ， 対 策本 部 及 び 待 機場 所 外 に設 置 す る 可搬型陽圧化空調機を停止する。
③ 対策 本部 に おい て は， 差圧 確認 後 に二 酸 化炭 素濃 度上 昇 を防 止 する た
めに ，二 酸 化炭 素 吸収 装置 を装 置 本体 に 設置 され たス イ ッチ を 操作 することにより起動する。

(c) 陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替（プルーム通過後）
陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧は，プルーム通過中において原則停止しないが，発電所敷地内に重大事故等対処設備として設置する可搬型
モニタリングポスト及び自主対策設備であるモニタリング・ポストの線量率の指示から，プルーム通過を確認できた場合には停止を検討する。
プルームについては，可搬型モニタリングポスト等の線量率の指示が上昇した後に，減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になり，周辺環境中の放射性物質が十分減少し，5 号炉原子炉建屋屋上階の階段室近傍（可搬型外気取入送風機の外気吸込場所）に設置する可搬型モニタリングポストの値が 0.2mGy/h※を下回った場合に，通過したものと判断する。
可搬型モニタリングポストの設置予定位置を図 3.2-9 に示す。
※保守的に 0.2mGy/h を 0.2mSv/h として換算し，仮に 7 日間被ばくし続けたとしても，0.2mSv/h×168h = 33.6mSv ≓ 34mSv 程度と 100mSv に対して十分余裕があり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性評価である約 58mSv に加えた場合でも 100mSv を超えることのない値として設定

61-9-3-29

図 3.2-9

プルーム通過判断用可搬型モニタリングポスト設置位置

また，自主対策として配備する対策本部用の空気ボンベカードル車については，事前に接続口付近に移動させておき，必要に応じて使用する準備を整えておく。
対策本部及び待機場所の陽圧化を，陽圧化装置（空気ボンベ）による給気から可搬型陽圧化空調機による給気に切替える場合においては，以下の通り，切替操作を行っている間を，陽圧化装置（空気ボンベ）の給気と可搬型陽圧化空調機の給気を並行して行うことにより，対策本部及び待機場所の陽圧化状態を損なわない設計とする。
①

対策本部及び待機場所の内側において，給気口の閉止板を取外し対策
本部内に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機による給気を開始する。

②

対策本部及び待機場所の内側において，差圧調整弁（可搬型陽圧化空調機）を開操作し，差圧調整弁（陽圧化装置（空気ボンベ））を閉操作，
陽圧化装置（空気ボンベ）空気給気弁を閉操作する。
対策本 部に おい ては ， 可搬型 陽圧 化空 調機 か ら高気 密室 給気 口へ の61-9-3-30

仮設ダクトの接続，高気密室給気口の閉止板取外し，及びその他の高気
密室内の弁の操作に必要となる所要時間は 10 分である。これに加え,
プルーム通過 直後に建 屋内の雰囲気 線量が屋 外より高い場 合 ※ 1 に， 屋
外から可搬型陽圧化空調機に直接外気の取入を可能とするための可搬型外気取入送 風機，仮 設ダクト敷設 ※ 2 及 び可 搬型陽圧化空 調機の起 動操作（10 分），可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替操作 ※ 3（10 分）を考慮すると，本操作の所要時間は合計で 30 分となる。 ※ 4※1 5 号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポストの値と建屋内雰囲
気線量の 測定結 果を比較 して判断 する。
※2 5 号炉原 子炉建屋 内 緊急時対 策所（ 対策本 部 ）脇の 階段室は 1 つ上 の階層にて 屋上出 口（ 図 3.2-9 ）に繋がっ ており ，仮設ダク ト敷設 長さは約 20m となる 。
※3 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能であ り個々 の重量 は 30kg 以下とし， 固定 架台には ボルト のみの固定とす ること で容易に 予備機へ の切替 操作が可 能な設計 とする 。
※4 プルーム通過後の可搬型陽圧化空調機への切替え操作詳細について
は，「2.4 換気 空調系設 備につい て」に 示す。

(d) 可搬型外気取入送風機による通路部のパージ
プルーム通過直後に 5 号炉原子炉建屋付属棟内の放射性物質濃度が屋外より高い場合においては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可
搬型外気取入送風機を用いて屋外からの外気を直接給気し，放射性物質濃度が屋外より高い屋内エリアの空気を置換できる設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機と 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機とを連結して運用する
ことで，5 号炉原子炉建屋屋上から外気を給気可能な設計とする。
本 操 作 は 上 記 (c)項 の プ ル ー ム 通 過 後 に 建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り
高い 場 合に お ける 操 作 と同 様 に， 可 搬型 外 気 取入 送 風機 の 起動 操 作 等の 所
要時間 10 分に，屋外から外気取入を行うための仮設ダクト敷設 10 分，予備機への切替操作 10 分を想定し，合計で 30 分を考慮する
ここで，床及び壁面に汚染が確認された場合においては，除染を行うこととする。

61-9-3-31

図 3.2-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備の運用イメージ

経過時間（時間）
０

34

24

▽事象発生

35

44

45

47

46

48

▽通路のパージ開始(可搬型外気取入送風機)▽プルーム放出開始▽通路のパージ完了(可搬型外気取入送風機)▽陽圧化開始(可搬型空調機)▽陽圧化開始(空気ボンベ)▽空気ボンベから可搬型空調機へ切替

場所

フェーズ

フェーズⅠ

フェーズⅢ

フェーズⅡ

フェーズⅣ

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)
5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(対策本部)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型外気取入送風機運転(1台：外気取入)

(b)
(c)

高気密室

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)(c)
5号炉原子炉建屋内
地上3階北西側通路

可搬型外気取入送風機運転(1台：パージ用)(ｄ)
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(待機場所)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

(b)
(c)

図 3.2-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備の運用全体像

61-9-3-32

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で対応開始

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を開始

6 号及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必要なパラメ
ー タ （ ※2） を 監 視 可 能（ ※1）
5 号炉近傍に設置するもの
可搬型モニタリングポス
ト （ ※1），5 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所可搬型
エリアモニタ設置開始

ＮＯ

（ ※3）
警報により
確実に検知
可能

空気ボンベの隔離弁開操作実施
ＹＥＳ
可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始

6 号及び 7 号炉のプラントパラメータの傾向監視を実施

6 号又は 7 号炉で炉心損傷を確認

いずれかの モニタ値急上昇(b)①

空気ボンベ加圧開始

空気ボンベの隔離弁開操作実施
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を継続

6 号又は 7 号炉にて格納容器ベントの実施を判断
又は格納容器破損徴候を確認
（ ※4）

ＹＥＳ

可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始
ベント実施直前
又はいずれかの モニタ値急上昇(b)②

図 3.2-12

空気ボンベ加圧開始ＮＯ（ ※2） 具 体 的 に は 以 下
炉心損傷の評価： 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 ﾚﾍﾞﾙ， 原 子 炉
水位，原子炉圧力，原子炉圧力容器温度，各種注水設備流量等
格納容器破損の評価： 格 納 容 器 内 圧 力 ，ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ雰 囲 気 温 度 ，
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ気 体 温 度 ， 格 納 容 器 内
水素濃度，格納容器内酸素濃度，原子炉建屋水素濃度等（ ※4）
格納容器の限界圧力又は限界温度を超過する徴候，原子炉建屋水素濃度が格納容
器異常漏えい判断基準に到達する徴候

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧判断のフローチャート

61-9-3-33

経過時間（分）
０

手順の項目

要員

５

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽▽起動指示
中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動

２
名

活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認

経過時間（分）
０

手順の項目

要員

５

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽▽起動指示
中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

２
名

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動
活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認図 3.2-13

可搬型陽圧化空調機により陽圧化する場合（プルーム通過前）のタイムチャート（操作手順(a)）

61-9-3-34経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し
可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

給気口に閉止板取付け
保安班

２
名

室内差圧確認通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止

空気ボンベ陽圧化装置給気第一／第二弁開操作
陽 圧化 装置 (空気 ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「開 始 」手順

保安班

差圧調整用排気弁の切替

１
名

室内差圧確認（高気密室内作業）
二酸化炭素吸収装置起動

経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し
高気密室給気口に閉止板取付け
可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「停 止 」手順

復旧班

２
名

室内差圧確認通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止

空気ボンベ陽圧化装置給気第一／第二弁開操作
陽 圧化 装置 (空気 ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「開 始 」
手順

図 3.2-14

復旧班

１
名
室内差圧確認

陽圧化装置（空気ボンベ）により陽圧化を開始する場合（プルーム通過中）のタイムチャート（操作手順(b)）

61-9-3-35

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化装置(空気ボンベ)からの切替開始
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトと高気密室給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

屋上～可搬型外気取入送風機～可搬型陽圧化空調機間の仮設ダクトを敷設，可搬型外気
取入送風機を起動 （建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合，必要に応じて実施）

２名

可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

高気密室給気口の閉止板取外し

陽圧化装置(空気ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認
保安班

１
名

高気密室陽圧化装置給気弁閉操作
差圧調整用排気弁の切替（陽圧化装置側→可搬型陽圧化空調機側）

室内差圧確認

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化装置（空気ボンベ）からの切替開始
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトと待機場所給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

２
名

屋上～可搬型陽圧化空調機間の仮設ダクトを敷設（建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合，必要に応じて 実施）
可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

待機場所給気口の閉止板取外し
陽圧化装置(空気ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「停 止 」
手順

復旧班

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認

１
名

陽圧化装置給気弁閉操作
室内差圧確認図 3.2-15

陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機へ切り替える場合（プルーム通過後）のタイムチャート（操作手順(c)）

61-9-3-36経過時間（分）
０

手順の項目

5

10

15

20

25

30

要員
▽通路のパージ開始
通路（可搬型外気取入送風機設置場所）へ移動
屋上から可搬型外気取入送風機へ仮設ダクト敷設

可搬型外気取入送風機による原子炉建屋
地上3階北西側通路のパージ「開始」手
順

保安班

２
名

可搬型外気取入送風機を起動
可搬型外気取入送風機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型外気取入送風機の運転状態確認図 3.2-16

可搬型外気取入送風機による通路部のパージを開始する場合のタイムチャート（操作手順(d)）

61-9-3-37

3.3

汚染持ち込み防止について
緊急時対策所には，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したよ
うな状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，緊急時対策所に待機していた要員が，緊急時対策 所 外 で 作 業 を 行 っ た 後 ，再 度 ，緊 急 時 対 策 所 に 入 室 す る 際 等 に 利 用 す る 。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，要 員 の 被 ば く 低 減 の 観 点 か ら ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内，かつ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を
想 定 し ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 配 備 す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 のチ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設 営 場 所 及 び 概 略 図 を 図 3.3-1， 2 に 示 す 。
な お ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 及 び 待 機 場 所 に 入 室 す る
アクセスルートは 2 ルート設けることから，使用するアクセスルートに応じてチェンジングエリアを設営する。
また，チェンジングエリアの設営は，保安班員 2 名で，南側アクセスル
ー ト を 使 用 す る 場 合 で 約 60 分 ，北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合 で 約
90 分 を 想 定 し て い る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図
3.3-3 に 示 す 。

61-9-3-38

(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

靴脱ぎ場

サーベイエリア

除染エリア

対策本部
機器等

機器等

機器等

機器等

バリア

均圧室

脱衣エリア

待機場所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

図 3.3-1 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア
設 営 場 所 及 び 概 略 図 (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-3-39

(2) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
対策本部

5 号炉原子炉建屋 3 階

機器等

機器等

機器等
機器等

均圧室

待機場所

均圧室

待機場所
サーベイエリア
除染エリア
機器等

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

脱衣エリア
バリア

機器等

靴脱ぎ場

図 3.3-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア
設 営 場 所 及 び 概 略 図 (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト )枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-3-40

経過時間（分）
０

手順の項目

10

20

40

50

60

南側アクセスルート完了▽

▽設置指示

要員

30

70

80

90

北東側アクセスルート完了▽

資機材準備
南側アクセスルート

保安班

北東側アクセス
ルート

保安班

2
名

5号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所チェンジング
エリア設置手順

エリア設置

資機材準備
2
名

エリア設置

※チェンジングエリアは，南側又は北東側アクセスルートのいずれかを設置する。

図 3.3-3

チェンジングエリアの設営のタイムチャート

61-9-3-41

3.4配備する資機材の数量及び保管場所について

a． 資 機 材
緊急時対策所には，少なくとも外部から支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，必要な資機材を配備する。なお，それぞれの資機材は，汚染が 付 着 し な い よ う ビ ニ ー ル 袋 等 で あ ら か じ め 養 生 し ，配 備 す る 。5 号 炉 原
子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 配 備 す る 資 機 材 の 数 量 を 表 3.4-1 に ，資 機
材 保 管 場 所 の 位 置 及 び 調 達 経 路 を 図 3.4-1 に 示 す 。
表 3.4-1
区分

品目
防護具※3

放射
線
管理
用
資機
材

資料

食料
等

その
他

配備する資機材の数量
数量

備考

汚染防護服

1,89 0 着

180 名 ※ 1 × 7 日 ×1. 5＝ 1,890

全面マスク

810 個

180 名 ×3 日 ×1.5＝ 810 ※ 2

チャコールフィルタ

3,78 0 個

180 名 ×7 日 ×2× 1.5 ＝ 3,780

個人線量計

個人線量計

180 台

180 名

サーベイ

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

5台

予備を含む

メータ等

電離箱サーベイメータ

8台

予備を含む

可搬型エリアモニタ

3台

対策本部及び待機場所に重大事
故等対処設備として設置する。
予備を含む

チェンジグエリア用資機材

1式

重大事故対
策の検討に
必要な資料

・発電所周辺地図
・発電所周辺人口関連データ
・主要系統模式図
・系統図及びプラント配置図

1式

食料等

・食料
・ 飲 料 水 （ 1. 5 リ ッ ト ル ）

酸素濃度計

酸素濃度計

3台

二酸化炭素
濃度計

二酸化炭素濃度計

3台

ヨウ素剤

ヨウ素剤

照明

・乾電池内蔵型照明
・懐中電灯

等
3,780 食2,52 0 本

1,44 0 錠

1式

180 名 ×7 日 × 3 食 ＝ 3,780
180 名 ×7 日 × 2 本 ＝ 2,520
対策本部及び待機場所に重大事
故等対処設備として設置する。
予備を含む対策本部及び待機場所に重大事
故等対処設備として設置する。
予備を含む
180 名 × （ 初 日 2 錠 +2 日 目 以 降
1 錠 ／ 1 日 ＝ 8 錠 ） ＝ 1,44 0

表 3.4-2 参 照※ 1： 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕※ 2： 4 日 目 以 降 は 除 染 で 対 応 す る 。
※ 3： 初 動 態 勢 時 に 緊 急 時 対 策 所 に 参 集 す る 要 員（ 51 名 ）分 を 5 号 炉 定 検 事 務 室 又
は そ の 近 傍 の 執 務 及 び 宿 泊 場 所 ，並 び に 第 二 企 業 セ ン タ ー 又 は そ の 近 傍 の 執 務及び宿泊場所に配備する。

61-9-3-42

5 号炉原子炉建屋

地上 3 階
対策本部内にプルーム通過時を考慮し，約 1 日分を確保

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

図 3.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
調達経路

資機材保管場所の位置及び枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-3-43

ｂ．照明（ａ）設計基準対象施設
設 計 基 準 事 故 に 対 処 す る た め に ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対策 本 部 ），5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）及 び 5 号 炉 原 子
炉建屋屋内アクセスルート上に非常用照明，常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
非常用照明（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を除く）は
5 号炉非常用所内電源設備から，常用照明は 5 号炉常用所内電源設備から ，直 流 非 常 灯 は 5 号 炉 非 常 用 直 流 電 源 設 備 か ら 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
ま た ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）内 に 設 置 す る 非 常 用
照明及び蓄電池内蔵型照明は，外部電源が喪失した際に必要な照明が確保
で き る よ う ，6 号 及 び 7 号 炉 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 か ら 給 電 可 能 な 設 計 とし，全交流動力電源喪失時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電可能な設計とする。
図 3.4-2 に 照 明 装 置 ， 図 3.4-3 に 照 明 配 置 図 を 示 す 。

61-9-3-44直流非常灯仕様
・定 格 電 圧 ： 直 流 12 5V

・

床面１ルクス以上（設計値）（非常灯：床面１ルクス以上）

蓄電池内蔵型照明仕様
・

定 格 電 圧 ： 交 流 10 0V・

点 灯 可 能 時 間 ： 12 時 間 以 上(全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 か ら 代
替交流電源から給電開始される

非常用照明（蛍光灯）

ま で の 間 と し て 想 定 す る 120 分

仕様

以上点灯が必要)・ 定 格 電 圧 ： 交 流 100V
（常用照明の仕様は非常用照明と同じ）
図 3.4-2

照明装置

61-9-3-45

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (1/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-46

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (2/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-47

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (3/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-48

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (4/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-49

（ｂ）重大事故等対処設備
重大事故等に対処するために，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に非常用照明及び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）及び 5 号炉原子炉 建 屋 内 ア ク セ ス ル ー ト に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）に保管する乾電池内蔵型照明を設置し，必要な照度※を確保できる設計とする。
さ ら に 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 （ ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ） が 活 用 で き な
い 場 合 を 考 慮 し ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明（ ヘ ッ ド ラ イ ト（ ヘ ル メ ッ ト 装 着 用 ））及び懐中電灯を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に保管す
る設計とする。
表 3.4-2 に 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 の 保 管 場 所 ， 数 量 及 び 仕 様 ， 図 3.4-4 に
乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 用 い た 現 場 状 況 , 図 3.4-5 に 照 明 配 置 図 を 示 す 。
※照度：1 ルクス以上（建築基準施行令）

61-9-3-50

表 3.4-2乾電池内蔵型照明（ランタ ン タ イ プ LE Dラ イ ト ）乾電池内蔵型照明（ヘッ ド ラ イ ト (ヘ ル メ ッ
ト 装 着 用 )）懐中電灯

乾電池内蔵型照明の保管場所，数量及び仕様
保管場所
5号 炉 原 子 炉
建屋内緊急
時 対 策 所（ 対策本部）数量
60個 ※ 1 （ 5 号 炉 原 子 炉
建屋内緊急時対策所
現 場 要 員 待 機 場 所 6個
＋ 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内
ア ク セ ス ル ー ト 44 個
＋ 予 備 10個 ）仕様
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 ×3）
点灯可能時間：約 72 時 間（ 消 灯 し た 場 合 ，予 備 を
点 灯 さ せ ，乾 電 池 交 換を実施する。）
な お ， 7日 間 使 用 可 能 なように乾電池（単一×300 ） を 配 備 す る 。

150個 ※ （原子力防災組織の初動態勢時に緊
急時対策所に参集す
る 要 員 の う ち 5号 炉 定
検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する 要 員 22名 ）1
第二企業セ
50個 ※ （原子力防災組ンター又は織の初動態勢時に緊
その近傍に急時対策所に参集す
設置する執る要員のうち第二企
務場所又は業センター又はその宿泊場所近傍で執務及び宿泊
す る 要 員 29名 ）15号 炉 定 検 事
30個 ※ （原子力防災組務室又はそ織の初動態勢時に緊の近傍に設
急時対策所に参集す
置する執務る 要 員 の う ち 5号 炉 定
場所又は宿検事務室又はその近泊場所
傍で執務及び宿泊する 要 員 22名 ）1
第二企業セ
50個 ※ （原子力防災組ンター又は織の初動態勢時に緊
その近傍に急時対策所に参集す
設置する執る要員のうち第二企
務場所又は業センター又はその宿泊場所近傍で執務及び宿泊
す る 要 員 29名 ）５号炉原子70個 ※ 1 （ 現 場 要 員 90
炉建屋内緊
名 の う ち ， 5号 炉 定 検
急時対策所
事務室又はその近傍（対策本部） で執務及び宿泊する
要 員 22名 を 除 く 68名）

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 ×3）
点 灯 可 能 時 間：約 10 時 間

5号 炉 定 検 事
務室又はそ
の近傍に設
置する執務
場所又は宿
泊場所

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 ×2）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 9時 間
（管理区域での作業可
能 な 10 時 間 点 灯 で き る
ように予備乾電池を持参する。）※ 1．個 数（ 予 備 数 を 含 む ）に つ い て は ，運 用 を 考 慮 し 今 後 変 更 と な る 場 合 が あ る 。

61-9-3-51

１．現場要員待機場所（5 ルクス）

２．階段（5 ルクス）

３ ． 通 路 （ 原 子 炉 建 屋 1 階 ）（ 3 ル ク ス ）（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の 雰 囲 気 と な る よ う 補 正 を 施 し て あ り ま す 。）

図 3.4-4

乾電池内蔵型照明

61-9-3-52

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (1/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-53

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (2/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-54

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (3/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-55

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (4/4)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-3-56

4. 耐 震 設 計 方 針 に つ い て
緊急時対策所の機能は，事故に対応するために必要な対策要員がとどまるとともに，対策要員が事故時において事故対応に必要な情報を把握し，対策指令・通信連絡を可能とすることであり，またこれら設備に対して，電源供給を行うことである。
本項では，緊急時対策所に設置する以下の設備に対する耐震設計方針を示す。
・ 居住性を確保するための設備
・ 必要な情報を把握できる設備
・ 通信連絡設備・ 電源設備ま た ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 へ の 対 策 要 員 の 参 集 及 び 交 替 の ため，重大事故等への対処のための現場出向や可搬型重大事故等対処設備の運 搬 の た め ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 を 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内のアクセスルートを確保する必要がある。設備と併せて，アクセスルー
トについての耐震設計方針も示す

なお，緊急時対策所が設置される 5 号炉原子炉建屋については，基準地
震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能 が 喪 失 し な い 設 計 と す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋の 耐 震 成 立 性 の 見 通 し に つ い て は ， 本 補 足 説 明 資 料 「 5.15 5 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所の耐震設計について」で示す。

※ 1 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策 所（ 対 策 本 部 ）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）と で
構 成 さ れ る 。な お 以 下 で は ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）の 両 方 を ま と め て 扱 う場合，単に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と呼称する。

61-9-4-1

(1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と主要設備について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部），及び 5 号炉原子炉建屋
内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） の 機 能 と 主 要 設 備 を 表 4-1 に 示 す 。

表 4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と主要設備
主要設備

機能

居住性を確保するための設備【対策本部】
対策本部遮蔽，高気密室，可搬型陽圧化空調機，可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ），陽圧化装置（配管・弁），二酸化炭素吸収装置，
酸 素 濃 度 計 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ， 差 圧 計 ,可 搬 型 エ
リアモニタ【待機場所】
待機場所遮蔽，室内遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），陽圧化装置（配管・弁），酸
素 濃 度 計 ，二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，差 圧 計 ,可 搬 型 エ リ ア モ
ニタ【対策本部】
発電所内用
無 線 連 絡 設 備 ，衛 星 電 話 設 備 ,5 号炉屋外緊急連
絡用インターフォン※ 1

通信連絡設備発電所外用
衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を用いた通信連絡設備【待機場所】
発電所内用
携帯型音声呼出電話設備※2

必要な情報を把握できる設備
電源設備【対策本部】
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム (SPDS)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備，負荷変圧器，交流分電盤※ 1： 5 号 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に は ， 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お いて，対策要員を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に円滑かつ安全に
収 容 す る こ と が で き る よ う ，5 号 炉 屋 外 緊 急 連 絡 用 イ ン タ ー フ ォ ン を設置する。
※ 2： 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 本 部 と 待 機 場 所 間 の 通 信 連 絡 を 行うために設置する設計とする。

61-9-4-2

(2) 居 住 性 を 確 保 す る た め の 設 備
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ）(a) 対 策 本 部 遮 蔽
対 策 本 部 と 遮 蔽 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ， 図 4-1， 4-2 に 示 す 。 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，対策本部を設置する高気密室の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体を遮蔽体として見なして設計することとする。また一部の壁については遮蔽性能を補うため，追加の遮蔽を設置する設計とする。これら遮蔽体は基準地震動
による地震力に対して遮蔽性能を維持することを確認する。

図 4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (NS 方 向 )61-9-4-3

図 4-25 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (EW 方 向 )(b) 高 気 密 室
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室は，5 号炉
原子炉建屋地上 3 階に設置される常設の重大事故等対処設備として，
基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能 が 喪 失 し な い 設 計 と す る（ 詳 細な 設 計 方 針 に つ い て は 5 . 1 3 項 に 示 す ）。

61-9-4-4

(c) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 ,可 搬
型外気取入送風機の耐震設計
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 , 可 搬型 外 気 取 入 送 風 機 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り
基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
本 装 置 を 保 管 用 架 台 に 設 置 し た 状 態 の 外 観 を 図 4-3 に 示 す 。

図 4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機,
可搬型外気取入送風機 設置状態外観（可搬型外気取入送風機はフィルタユニット無し）(d)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 陽 圧 化 装 置 の 耐 震 設 計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置は，空気ボン
ベ の 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，配 管 ・ 弁 が 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力に対して機能を喪失しない設計とする。

(e) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 耐震設計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置は，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないこ

61-9-4-5

とを確認する。

(f) 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタの耐震設計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に設置する酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニアは，転倒防止措置等を施す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能 が 喪失しないことを確認する。

表 4-2

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ） 酸 素 濃 度 計 ，二 酸 化 炭
素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタに係る耐震設計
設備

機器

耐震設計

酸素濃度計

・酸素濃度計は，耐震性を有する 5号 炉 原 子 炉 建 屋 に 設 置 し ，転 倒 防 止
措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等
により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

二酸化炭素濃度計

・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 に 設 置 し ，転倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

差圧計

・差圧計は，耐震性を有する 5 号炉
原 子 炉 建 屋 に 設 置 し ，転 倒 防 止 措 置
等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に より基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

可搬型エリアモニタ

・可搬型エリアモニタは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，
転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

居住性を確保するための設備 ** 居住性を確保するための設備のうち，可搬型モニタリングポストについ て は 「 3.17 監 視 測 定 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計
方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-4-6

b.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ）(a) 待 機 場 所 遮 蔽
待 機 場 所 と 遮 蔽 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ， 図 4-4～ 10 に 示 す 。 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，待機場所を設置する 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体を遮蔽体として見なして設計することとする。
また一部の壁及び天井については遮蔽性能を補うよう，追加の遮蔽を壁，
天井，又はプルーム通過時にとどまる場所に設置する設計とする。これら
遮蔽体は基準地震動による地震力に対して遮蔽性能を維持することを確認
する。

図 4-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽説明図（平面図）

61-9-4-7

図 4-55 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-4-8

遮 蔽 説 明 図 (屋 上 平 面 図 )TMSL 51360
PN

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300

コンクリートTMSL 12000(2.15g/cm3)（単位：mm）

プルーム通過時にとどまる場所

追設コンクリート遮蔽

図 4-6

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (A-A 方 向 )61-9-4-9

タービン
建屋側

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

プルーム通 過 時 にとどまる場 所

図 4-7

追設コンクリート遮蔽

相当

追設コンクリート遮蔽

相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (B-B 方 向 )61-9-4-10

TMSL 51360
PN

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

プルーム通過時にとどまる場所

追設コンクリート遮蔽

図 4-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (C-C 方 向 )61-9-4-11

相当

TMSL 51360
PN

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

プルーム通過時にとどまる場所

図 4-9

追設コンクリート 遮蔽

相当

追設コンクリート 遮蔽相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (D-D 方 向 )61-9-4-12

図 4-105 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (E-E 方 向 )61-9-4-13

(b) 待 機 場 所 気 密 壁
待 機 場 所 と 気 密 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ，図 4 - 1 1 に 示 す 。5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所は，待機場所を設置する 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（待機場所）の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体に気密性を期待し，外部から接続する可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）を用いて送気することで待機場所
全体を陽圧化バウンダリとして見なして設計することとする。これらバウ
ンダリ壁は基準地震動による地震力に対して気密性能を維持することを確認する。

図 4-115 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-4-14

地上 3 階）配置図

( c ) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 耐 震設計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機は，
転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震
力に対して機能が喪失しないことを確認する。
本 装 置 を 保 管 用 架 台 に 設 置 し た 状 態 の 外 観 を 図 4-12 に 示 す 。

図 4-125 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
可搬型陽圧化空調機保管状態外観(d)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） 陽 圧 化 装 置 の 耐 震 設 計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置は，空気ボン
ベ の 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，配 管 ・ 弁 が 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力に対して機能を喪失しない設計とする。

61-9-4-15

(e) 酸 素 濃 度 計 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ， 差 圧 計 ， 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 耐 震 設
計
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）に て 使 用 す る 酸 素 濃 度 計 ，二酸化炭素濃度計，差圧計及び可搬型エリアモニアは，通常時は対策本部
内 に 保 管 し 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り 基 準 地 震 動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

表 4-3 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） 酸 素 濃 度 計 ，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニタに係る耐震設計
設備

機器

耐震設計

酸素濃度計

・酸素濃度計は，耐震性を有する 5 号
炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

二酸化炭素濃度計

・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確
認する。

差圧計

・差圧計は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

可搬型エリアモニタ

・可搬型エリアモニタは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

居住性を確保するための設備 *※酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計及び可搬型エリアモニ
アは，通常時に対策本部で保管してあるものを，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所の立ち上げ時に人力にて待機場所に運搬のうえ
使用する設計とする。

61-9-4-16

(3) 必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 及 び 通 信 連 絡 設 備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）に設置する必要な情報を把 握 で き る 設 備 及 び 通 信 連 絡 設 備 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準
地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
ま た ,建 屋 間 の 伝 送 ル ー ト は ， 無 線 系 回 線 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震
力 に 対 す る 耐 震 性 を 確 保 す る 設 計 と し ，有 線 系 回 線 に つ い て は 可 と う 性 を
有 す る と と も に ，余 長 の 確 保 及 び 2 回 線 化 す る こ と に よ り ，地 震 力 に よ る
影響を低減する設計とする。

61-9-4-17

表 4-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 通信連絡設備に係わる耐震設計
通信種別

発電所内外

主要設備

耐震設計

常設

・衛星電話設備（常設）の衛星電話用アンテナ，端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（常設）の端末装置から衛星電話用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に
敷設する。

可搬型

・衛星電話設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

常設

・無線連絡設備（常設）の無線連絡用アンテナ，据置型の端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・据置型の端末装置から無線連絡用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。

可搬型

・無線連絡設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

携帯型音声
呼出電話設備※

可搬型

・携帯型音声呼出電話設備は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン常設・5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

衛星電話設備

無線連絡設備発電所内

発電所外

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備テレビ会議
システム
IP-電話機・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX 及び通信装置）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

IP-FAX※：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所本部と待機場所間の通信連絡を行うために設置する設計とする。また通常時は対策本部で保管してあるものを，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げ時に人力にて待機場所に運搬のうえ使用する設計とする。

61-9-4-18

表 4-5 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 必要な情報を把握できる設備に係わる耐震設計
場所

主要設備
データ伝送装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

6 号炉

光ファイバ

・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等

及び 7 号炉

通信伝送装置を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

コントロール建屋

・無線通信装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとと無線通信装置もに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。
・無線通信用アンテナは，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋に設置し，

建屋間
建屋間

無線系

伝送
ルート

転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

有線系

光ファイバ
通信伝送装置・有線系のケーブルについては，可とう性を有するとともに余長を確保する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験

5 号炉

無線通信装置・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。

原子炉建屋内緊急時対策所等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS 表示装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・SPDS 表示装置は耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-19

(4) 電 源 設 備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は 5 号炉原子炉建屋
東側に設置し，頑強なフィルタベント建屋基礎に固定することで転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備は，予備を大湊側高台保管場所に保管することとする。予備は車両に搭載すること等で転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
また，負荷変圧器，交流分電盤は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，盤及び装置が基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備から負荷変圧器，交流分電盤及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所重大事故対処設備までのケーブルは，耐震性を有す
る電線管等に敷設する。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 の 保 管 場 所 を 図 4-13に ， ま た ， 外 観 を 図 4-14 に 示 す 。

図 4-135 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-4-20

保管場所

図 4-145 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-4-21

外観(5) 建 屋 内 ア ク セ ス ル ー ト の 耐 震 設 計
地 震 ，地 震 随 伴 火 災 及 び 地 震 に よ る 内 部 溢 水 を 想 定 し た 場 合 に お い て も ，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策要員が必要な事故対応を行うため,
5 号炉原子炉建屋内のアクセスルートを確保する設計とする。

a. ア ク セ ス ル ー ト と 選 定 に 際 し て の 確 認 事 項
建屋内アクセスルートの耐震設計として緊急時対策所の機能に影響を与えるおそれがある以下の事項について確認及び対策を行うこととする。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（南側アクセスルート，
北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト ） を 図 4-15～ 18 に 示 す 。

①

地震時の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策要員が必要な事故対応を行う

た め の 作 業 現 場 と の 往 来 に 際 し ，地 震 に 起 因 し て 機 器 の 転 倒 等 に よ り 通行が阻害されないことをプラントウォークダウンにて確認する。

②

地震随伴火災の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策要員が必要な事故対応を行う

た め の 作 業 現 場 と の 往 来 に 際 し ，地 震 に 起 因 し て 機 器 が 損 壊 し ，火 災 源となることにより通行が阻害されないように設計する。

③

地震による内部溢水の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策要員が必要な事故対応を行う

た め の 作 業 現 場 と の 往 来 に 際 し ，地 震 に 起 因 し て 溢 水 源 と な る 配 管 等 が損 壊 す る こ と で 発 生 す る 影 響 に よ り ，通 行 が 阻 害 さ れ な い よ う に 設 計 する。

61-9-4-22

図 4-155 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（原子炉建屋 1 階）

61-9-4-23

図 4-165 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（原子炉建屋中 2 階）

61-9-4-24

図 4-175 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（原子炉建屋 2 階）

61-9-4-25

図 4-185 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（原子炉建屋 3 階）

61-9-4-26

b. 地 震 時 の 影 響 評 価 結 果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 5 号炉原子炉建屋内アクセスルート
上 の 資 機 材 等 の 転 倒 防 止 確 認 結 果 を 表 4-6 に 示 し ， ア ク セ ス ル ー ト ウ ォ ー
ク ダ ウ ン 確 認 状 況 を 表 4-7 に 示 す 。

（アクセスルートウォークダウンの観点・結果）・ 周 辺 機 器 ま で の 離 隔 距 離 を と る 等 に よ り ，ア ク セ ス 性 に 与 え る 影 響 が ないことを確認した。
・ 周辺に作業用ホイスト・レール，グレーチング，手すり等がある場合，
落 下 防 止 措 置 等 に よ り ，ア ク セ ス 性 に 与 え る 影 響 が な い こ と を 確 認 し た 。
・ 周 辺 に 保 管 さ れ て い る 資 機 材 等 が あ る 場 合 ，転 倒 防 止 処 置 等 が 実 施 さ れていることを確認した。
・ 万 が 一 ，周 辺 に 保 管 さ れ て い る 資 機 材 等 が 転 倒 し た 場 合 で あ っ て も ，通行 可 能 な 通 路 幅 が あ る か ，通 路 幅 が な い 場 合 で あ っ て も 迂 回 又 は 乗 り 越えが可能であるため，アクセス性に与える影響がないことを確認した。
・ 上 部 に 照 明 器 具 が あ る 場 合 ，蛍 光 灯 等 の 落 下 を 想 定 し て も ，ア ク セ ス 性に与える影響がないことを確認した。
・ 周 辺 に 油 タ ン ク 等 が あ る 場 合 ，位 置 ，構 造 及 び 可 燃 物 移 設 等 に よ り ，火災によるアクセス性に与える影響がないことを確認した。

なお，柏崎刈羽原子力発電所の屋内設置物（資機材等）の固縛について は ，2 0 0 7 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 時 に ，仮 置 き し て い た 資 機 材 が 地 震 動 により移動し，ほう酸水注入系配管の保温材を変形させた事象を踏まえ，以下の方針に基づき資機材等の固縛を実施する運用としており，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルートを設定する場所についても同様の対策が完了している。
① 資機材等についてはその物品の形状や保管状態，人の退避空間の確保，現場へのアクセスルート確保を検討のうえ，改善すべき点があれば固定・固縛・転倒防止・レイアウトの変更等を行う。
②

資機材等については重要設備近傍に近づけない（重要設備近傍に設置 す る 場 合 は ， 固 定 ， 固 縛 を 実 施 す る ）。

61-9-4-27

表 4-6
資機材等
棚・ラック
ボ
ン
ベ

資機材等の転倒防止確認結果

設置箇所

確認結果

リフター

B 系ディーゼ
ル発電機制御盤室通路・ デ ィ ー ゼ
ル発電機用
工具棚

5 号炉原子炉建 ・ 一般的な転倒防止策を実施
屋地上 1 階・ 転倒した場合でも通行可能な通(非 管 理 区 域 )
路幅，乗り越え又は迂回が可能な
T.M.S.L.+12,30
ためアクセス性の問題なし
0（転倒防止処置例は写真 1 参照）○

B 系ディーゼ
ル発電機制御盤室通路・ 高 圧 窒 素
ガス供給系
ボンベラッ
ク

5 号炉原子炉建 ・ 一般的な転倒防止策を実施
屋地上 1 階・ 転倒した場合でも通行可能な通(非 管 理 区 域 )
路幅，乗り越え又は迂回が可能な
T.M.S.L.+12,30
ためアクセス性の問題なし
0（転倒防止処置例は写真 2 参照）○

B 系非常用デ
ィーゼル電気品室・ リフター

5 号炉原子炉建 ・ 一般的な転倒防止策を実施
屋地上 1 階・ 転倒した場合でも通行可能な通(非 管 理 区 域 )
路幅，乗り越え又は迂回が可能な
T.M.S.L.+12,30
ためアクセス性の問題なし
0（転倒防止処置例は写真 3 参照）○

HPCS 系 非 常 用ディーゼル電気品室
・ リフター

5 号炉原子炉建 ・ 一般的な転倒防止策を実施
屋地上 1 階・ 転倒した場合でも通行可能な通(非 管 理 区 域 )
路幅，乗り越え又は迂回が可能な
T.M.S.L.+12,30
ためアクセス性の問題なし
0（転倒防止処置例は写真 3 参照）○

61-9-4-28

表 4-7

資機材等の転倒防止処置の例

棚・ラック等（写真１）

資機材等の外観

ボンベ（写真２）
リフター（写真３）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

61-9-4-29

転倒防止対策c.重 大 事 故 対 処 時 に お け る 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 へ は ， 前 記 a.に 記 載 の 通 り ， 原 子 炉 建 屋 屋
内の 2 方向からのアクセスが可能なよう設計している。
さらに 5 号炉原子炉建屋の北側屋内の通路等が利用可能な場合には， 5 号炉
原子炉建屋北側の建屋入口扉を経由して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動可能な設計とする。これにより 6 号及び 7 号炉の格納容器破損時やフィル
タベント装置使用時等，事故号炉からの放射線影響が高い場合に，事故号炉に近づくことなく 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へアクセスできるようにする。
建 屋 北 側 の ア ク セ ス ル ー ト を 図 4-19～ 21 に 図 示 す る

図 4-19 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト（原子炉建屋 1 階）

61-9-4-30

なお，5 号炉原子炉建屋屋内北側には耐震グレードの低い 5 号炉設備（廃棄物処理系機器）が配置された設計となっていることから，地震後においてア
クセスルートが健全である場合に活用することとする。

図 4-20 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト（原子炉建屋中 2 階）

61-9-4-31

図 4-21 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト（原子炉建屋 2 階）

61-9-4-32

5. 添 付 資 料
5.1

チェンジングエリアについて(1) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 基 本 的 な 考 え 方チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 に 当 た っ て は ，「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附
属 施 設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 」第 61 条 第 １ 項（ 緊
急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関す る 規 則 の 解 釈 」第 76 条 第 １ 項（ 緊 急 時 対 策 所 ）に 基 づ き ，緊 急 時 対 策 所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
なお，チェンジングエリアは 6 号及び 7 号炉共用とする。

（ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 第 76条第１項（緊急時対策所）抜粋）

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下におい て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン グ
及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

(2) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 概 要
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，脱 衣 エ リ ア ，サ ー ベ イ エ リ ア ，除 染 エ リ ア か ら な
り， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化バウンダリに隣接するとともに ，要 員 の 被 ば く 低 減 の 観 点 か ら 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 に 設 営 す る 。概 要 は 表
5.1-1 の と お り 。

61-9-5-1

表 5.1-1

チェンジングエリアの概要

項目

理由
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下におい

設営
場所て，緊急時対策所への汚染の持ち込
5 号炉原子炉建屋みを防止するため，モニタリング及3階

び作業服の着替え等を行うための区画を設ける。

設営の容易さ及び迅速化の観点か

設営

エアーテントら，エアーテントを採用する。

形式

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ，保 安 班
手順

長 が ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器

着手

雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等のにより炉心損傷を判断した場合

判断等 ）， 参 集 済 み の 要 員 数 及 び 保 安

基準班が実施する作業の優先順位を

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染するようなおそれが発生した場合，チェンジングエリアの設営を行う。
考 慮 し て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設営を行うと判断した場合。
チェンジングエリアを速やかに設営
実施

保安班

できるよう定期的に訓練を行ってい者

る保安班が設営を行う。

61-9-5-2

(3) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト
チェンジングエリアは， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化バウン
ダ リ に 隣 接 し た 場 所 に 設 置 す る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の
ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 5.1-1， 2 の と お り 。
な お ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 及 び 待 機 場 所 に 入 室 す る
ア ク セ ス ル ー ト は 2 ル ー ト 設 け る こ と か ら ，使 用 す る ア ク セ ス ル ー ト に 応 じてチェンジングエリアを設営する。

61-9-5-3

a. 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

靴脱ぎ場

サーベイエリア

除染エリア

対策本部
機器等

機器等

機器等

機器等

バリア

均圧室

脱衣エリア

待機場所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

図 5.1-1 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所
及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-5-4

b. 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
対策本部

5 号炉原子炉建屋 3 階

機器等

機器等

機器等
機器等

均圧室

待機場所

均圧室

待機場所
サーベイエリア
除染エリア
機器等

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

脱衣エリア
バリア

機器等

靴脱ぎ場

図 5.1-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所
及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト )枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-5-5

(4)チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 （ 考 え 方 ， 資 機 材 ）a. 考 え 方
緊 急 時 対 策 所 へ の 放 射 性 物 質 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め ，図 5.1-3 の 設 営
フ ロ ー に 従 い ， 図 5.1-4， 5 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 設 営 す る 。 チ ェン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，保 安 班 員 2 名 で ，南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る
場 合 は 約 60 分 ，北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合 は 約 90 分 を 想 定 し ている。
なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，原 子 力 防 災 組 織 の 緊 急 時 対 策 要 員（ 夜 間 及
び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ））の 保 安 班 2 名 ，ま た は 参 集 要 員（ 10 時 間
後 ま で に 参 集 ）の う ち ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 に 割 り 当 て る こ と が で きる要員で行う。
設 営 の 着 手 は ， 保 安 班 長 が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象が 発 生 し た 後 ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等に よ り 炉 心 損 傷 を 判 断 し た 場 合 等 ）， 参 集 済 み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（乾電池内蔵型照明の設置）②

エアーテントの展開
床・壁等の養生を実施③

回収箱・ヘルメット掛け・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化
装 置・GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ の配備

図 5.1-3

チェンジングエリア設営フロー61-9-5-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(a) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

チェンジングエリア
エアーテント
放射性物質の飛散を防止するために設置

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄 化 す る こ と で ，汚 染 拡 大 を 防
止する

約 5ｍ
フェンス区画約 2 . 5ｍ

約 2. 2 ｍ

約 5ｍ
約 1.5ｍアノラック等（最外周）

ヘルメット掛け粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないように設置

ゴム手袋(外 側 )

靴脱ぎ場
バリア

マスク

約 4ｍ

脱衣
エリア

簡易シャワー
身体に付着した放射性物質の除染は，原則拭
き取りにより実施するが，拭き取れない場合を考慮し，あらかじめ
準備する

綿手袋

約 4ｍ

ゴム手袋
(内 側 )

靴下

不織布
カバーオール
可 搬 型 空 気 浄 化 装 置（ 循 環 ）チェンジングエリア付近の空気を循環させ，空気中の放射性物質を低減する

図 5.1-4

サーベイエリア

対策本部

除染
エリア

帽子

待機場所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア(5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )61-9-5-7

(b) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
5 号炉原子炉建屋 3 階

チェンジングエリア

フェンス区画

約 5m
約 2 .5m

対策本部

約 2.2m

約 5m
約 1.5m

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置（ 循 環 ）チェンジングエリア付近の空気を循環させ，空気中の放射性物質を低減する

待機場所
簡易シャワー
身体に付着した放射性物質の除染は，原則拭
き取りにより実施するが，拭き取れない場合を考慮し，あらかじめ
準備する

除染
エリア

約 2m

靴下
サーベイ
エリア

帽子

綿手袋

脱衣
エリア

不織布
カバーオール

約 1.3m

機器等

マスク
約 7.2m
ゴム手袋(外 側 )

約 1m

バリア
靴脱ぎ
場

アノラック等（最外周）

図 5.1-5

機器等

約 3.8m

ゴム手袋(内 側 )

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を防止する

約 2 .3m

約 3.3m

約 1.1m

エアーテント
放射性物質の飛散を防止するために設置粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないように設置

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア（5 号炉原子炉建屋北東側アクセスルート）

61-9-5-8

ヘルメット掛けb. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリ
ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ，表 5.1-2 の と お り と す る 。
チェンジグエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。なお，
アクセスルートに応じてチェンジングエリアを設営するため，チェンジング
エリア用資機材は南側アクセスルート又は北東側アクセスルートのチェンジ
ングエリア設営に必要な最大数を保管する。

表 5.1-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア用資機材

名称

数量

根拠

（6 号及び 7 号炉共用）

エ ア ー テ ン ト (南 側 ル ー ト )1式エ ア ー テ ン ト (北 東 側 ル ー ト )

1式

養生シート

3巻

バリア

4個

フェンス

28 枚

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

25 枚

テープ

5巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

3 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

7 台（予備 1 台）

チェンジングエリア設営に必要な数量61-9-5-9

(5) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 運 用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

a. 出 入 管 理
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た
よ う な 状 況 下 に お い て ，緊 急 時 対 策 所 に 待 機 し て い た 要 員 が ，緊 急 時 対 策 所
外 で 作 業 を 行 っ た 後 ，再 度 ，緊 急 時 対 策 所 に 入 室 す る 際 等 に 利 用 す る 。緊 急
時 対 策 所 外 は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，緊 急時対策所外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 5.1-4,5 の と お り で あ り ，チ ェ ン ジ
ングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。
汚染が確認されなければ緊急時対策所内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

61-9-5-10

b. 脱 衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱 衣 エ リ ア の 靴 脱 ぎ 場 で ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 班 員 が 要 員 の 脱 衣 状 況 を 適 宜 確 認 し ，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

c. 汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所へ入室する。汚染基準を超える場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ いて図示等を行う。また，保安班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

d. 除 染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を超える場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚 染 基 準 を 超 え る 場 合 は ，簡 易 シ ャ ワ ー で 除 染 す る 。
（簡易シャワーでも 汚 染 基 準 を 超 え る 場 合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 し ，再 度 除 染 が で き る 施 設
へ 移 動 す る 。）

61-9-5-11

e. 着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・緊急時対策所内で，綿手袋，靴下，帽子，不織布カバーオール，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

f. 要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に 隣
接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を 基
本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水 洗 によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 5.1-6 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ ス
へ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

図 5.1-6

除染及び汚染水処理イメージ図

61-9-5-12

g. 廃 棄 物 管 理
緊 急 時 対 策 所 外 で 活 動 し た 要 員 が 脱 衣 し た 防 護 具 に つ い て は ，チ ェ ン ジ ン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量率の上昇及び汚染拡
大 へ つ な が る 要 因 と な る こ と か ら ，適 宜 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 外 に 持 ち 出 し チェンジングエリア内の線量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

h. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保 安 班 員 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 の 表 面 汚 染 密 度 ，線 量 率 及 び 空 気 中 放
射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な 流 入や拡大がないことを確認する。
プ ル ー ム 通 過 後 に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 出 入 管 理 を 再 開 す る 際 に は ，表 面
汚 染 密 度 ，線 量 率 及 び 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 を 実 施 し ，必 要 に 応 じ チェンジングエリアの除染を実施する。なお，測定及び除染を行った要員は，
脱衣エリアにて脱衣を行う。
た だ し ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の
北 西 側 通 路 で 測 定 及 び 除 染 を 行 っ た 要 員 が ，北 東 側 の 脱 衣 エ リ ア ま で 移 動 でき な い 場 合 は ，北 西 側 通 路 近 傍 に 汚 染 拡 大 防 止 の た め の 簡 易 的 な エ リ ア を 区
画し，脱衣を行う。

61-9-5-13

(6) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 係 る 補 足 事 項
a. 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
を 設 置 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，最 も 汚 染 が 拡 大 す る お そ れ の あ る 脱 衣
エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 す る よ う 配 置 し ，脱 衣 エ リ ア を 換 気 す る こ と で ，
緊急時対策所外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。
緊急時対策所内への汚染持込防止を目的とした可搬型空気浄化装置で換
気 が で き て い る こ と の 確 認 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の エ ア ー テ ン ト 生 地 が しぼ む 状 態 に な っ て い る か ど う か を 目 視 す る 等 に よ り 確 認 す る 。可 搬 型 空 気 浄
化 装 置 は ， 脱 衣 エ リ ア を 換 気 で き る 風 量 と し ， 仕 様 等 を 図 5.1-7 に 示 す 。
な お ，緊 急 時 対 策 所 は プ ル ー ム 通 過 時 に は ，原 則 出 入 り し な い 運 用 と す る
こ と か ら ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に つ い て も プ ル ー ム 通 過 時 は ，原 則 利 用 し な
い 。し た が っ て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 の 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 に つ い て も プ
ル ー ム 通 過 時 に は 運 用 し な い こ と か ら ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 の フ ィ ル タ が 高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，
フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予 備 を 1
台 設 け る 。な お ，交 換 し た フ ィ ル タ 等 は ，線 源 と な ら な い よ う チ ェ ン ジ ン グ
エリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）

4 5k g○重量： 約４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 5.1-7

可搬型空気浄化装置の仕様等

61-9-5-14

b. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン ト によ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 5.1-8 の と お り で あ り ，高 圧 ボ ン ベに よ り 約 3 分 間 送 風 す る こ と で ，展 張 す る こ と が 可 能 で あ る 。な お ，展 張 は
手動及びブロワによる送風も可能な設計とする。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ，必 要 に 応 じ て 汚 染 の 除 去 の 容 易 さ の 観 点 か ら
養 生 シ ー ト を 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短 縮 し て い る 。ま た ，エア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補 修 用 の 資 機 材を準備する。

図 5.1-8

エアーテントの外観

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61-9-5-15

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c. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された 5 号炉原子炉建屋内に設置し，5 号炉原子炉建屋南側アクセスル
ー ト を 使 用 す る 場 合 は 図 5.1-9， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を使 用 す る 場 合 は 図 5.1-10 の よ う に ， 汚 染 の 区 分 ご と に エ リ ア を 区 画 し ， 汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。1
台はチェンジングエリア付近を循環運転することによりチェンジングエリ
ア 付 近 全 体 の 放 射 性 物 質 を 低 減 し ，も う 1 台 は ，脱 衣 を 行 う ホ ッ ト エ リ ア の
空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 図 5.1-9，10 の よ う に 空 気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

図 5.1-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ（5 号炉原子炉建屋南側アクセスルート）
61-9-5-16

図 5.1-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ（5 号炉原子炉建屋北東側アクセスルート）

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61-9-5-17

d. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が移行していないことを確認する。
サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリ
アを閉鎖するが，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに大きな影響は与えないようにする。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，要員は防護具を着用していることから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用 し て い る た め ，緊 急 時 対 策 所 に 入 室 し よ う と す る 要 員 と 接 触 し た と し て も ，
汚染が身体に付着することはない。
(7) 汚 染 の 管 理 基 準
表 5.1-3 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 に よ り 運 用 す る 。
た だ し ，表 5.1-3 の 管 理 基 準 で の 運 用 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，バ ッ ク グ ラ
ウンドと識別できる値を設定する。

表 5.1-3
状況

汚染の管理基準

汚染の
管理基準

根拠等

状

屋 外 (発 電 所 構 内 全1,300cpm

法 令 に 定 め る 表 面 汚 染 密 度 限 度 (ア況般 )へ 少 量 の 放 射 性(4Bq/cm 2 )ルファ線を放出しない放射性同位①

物質が漏えい又は放元 素 の 表 面 汚 染 密 度 限 度 ) ：出されるような原子

40Bq/cm 2 の 1/10

力災害時
状

大規模プルームが放40,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

況

出されるような原子(120Bq/cm 2 )

に準拠

②

力災害時

13,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

(40Bq/cm 2 )【1 ヶ月後の値】に準拠

61-9-5-18

(8) 乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型 照 明 を 使 用 す る 。乾 電 池 内 蔵 型 照 明 は ，脱 衣 ，汚 染 検 査 ，除 染 時 に 必 要 な
照 度 を 確 保 す る た め に 表 5.1-4 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 5.1-4

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 72時 間
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所

7台（ 予 備 1 台 ）（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）(9) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の ス ペ ー ス に つ い て
緊 急 時 対 策 所 に お け る 現 場 作 業 を 行 う 要 員 は ，プ ル ー ム 通 過 直 後 に 作 業 を行 う こ と を 想 定 し て い る 要 員 数 14 名 を 考 慮 し ，同 時 に 14 名 の 要 員 が チ ェ ン
ジ ン グ エ リ ア 内 に 収 容 で き る 設 計 と す る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に 14
名 の 要 員 が 来 た 場 合 ， 全 て の 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 に 入 り き る ま で 約 30 分 で
あ り ， 全 て の 要 員 が 汚 染 し て い る 場 合 で も 約 56 分 で あ る こ と を 確 認 し て いる。
ま た ，仮 に 想 定 人 数 以 上 の 要 員 が 同 時 に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 来 た 場 合 でも チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は 建 屋 内 に 設 置 し て お り ，屋 外 で の 待 機 は な く 不 要 な
被ばくを防止することができる。

(10)保 安 班 の 緊 急 時 対 応 の ケ ー ス ス タ デ ィ ー
保安班は，チェンジングエリアの設営以外に，緊急時対策所の可搬型陽
圧 化 空 調 機 運 転 (約 60 分 )， 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 設 置 (20 分 )， 可 搬 型 モ
ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 設 置 (最 大 435 分 )，可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 設 置 (90 分 )を行うことを想定している。これら対応項目の優先順位については，保安班長が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートの例を示す。なお，緊61-9-5-19

急 時 対 策 所 の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，北 東 側 ル ー ト を 設 営 し た 場 合 (90 分 )を想定する。
例えば，平日の勤務時間帯に事故が発生した場合（ケース①）には，全ての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休日（平日の勤務
時 間 帯 以 外 ） に 事 故 が 発 生 し た 場 合 で ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10条発生直後から周辺環境が汚染してしまうような事象が発生した場合（ケース②）は，原子力防災組織の緊急時対策要員の保安班 2 名で，チェンジ
ングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日の勤務時間帯の場合）

対応項目

要員

0
参 参 事象発生集 集
前 後 参集済2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

10条
原子力災害対策特別措置法第10条：10条

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動 保安班（現場）15

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）に事故が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参
事象発生
集 集
前 後
2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場） 2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場） 2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

要員参集

10条

原子力災害対策特別措置法第10条：10条※※※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先。

61-9-5-20

5.2 配備資機材等の数量等について(1) 通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に配備する通信連絡設備の通信種別と配備台
数等は次のとおりである。
通信種別

主要施設

配備
台数※1

電源設備

発電所内外

衛星電話設備（常設）9台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

衛星電話設備（可搬型）

15 台

充 電 式 電 池 （ 本 体 内 蔵 ）， 代 替 交 流 電
源設備※2

固定電話機

19 台

充電器

FAX

2台

非 常 用 高 圧 母 線，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

ハンドセット2台

非常用高圧母線，充電器

スピーカー

2台

非常用高圧母線，充電器

無線連絡設備（常設）4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

無線連絡設備（可搬型）

90 台

充電式電池（本体内蔵）

携帯型音声呼携帯型音声呼出電話機

6台

出電話設備

中継用ケーブルドラム

2台

衛星電話設備発電所内

電力保安通信
用電話設備

送受話器

無線連絡設備テレビ会議システム

発電所外

1式

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

IP-電 話 機 （ 有 線 系 ）4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

IP-電 話 機 （ 衛 星 系 ）2台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

IP-FAX（ 有 線 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

IP-FAX（ 衛 星 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 2

衛星社内電話機

4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 21式

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 21式

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 27台

乾電池，手動発電（ 衛 星 系・有 線 系 共 用 ）統合原子力

単 二 乾 電 池 4 本（ 連続 約 4 日 間 使 用 可能）※3
対 策 本 部 -待 機 場 所 間 の 通 信 連 絡 用 2台

防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備衛星電話設備（社内向）テレビ会議システム(社 内 向 )

テレビ会議
システム
専用電話設備テレビ会議システム(社 内 向 )専用電話設備（自治体他向）※1：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※2：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を指す※3：予備の乾電池を保有することで 7 日間以上継続しての通話が可能

61-9-5-21

(2) 放射線防護資機材品名と配備数○防護具
配 備 数 （6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

中央制御室

構内（参考）

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双ろ過式呼吸用保護具（以下内訳）

810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,050 個

電動ファン付き全面マスク

80 個 ※ 15

20 個 ※ 17,23

約 50 個

全面マスク

730 個 ※ 16

160 個 ※ 18

約 2,000 個

1,890 組 ※ １

420 組 ※ ８

約 2,500 組

電動ファン付き全面マスク用

560 組 ※ 19

140 組 ※ 21,23

約 500 組

全面マスク用1,330 組 ※ 20

280 組 ※ 22

約 2,000 組

アノラック

945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足高線量対応防護服（タングステンベスト）

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4台

4台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14―

5台

約 20 台チャコールフィルタ（以下内訳）※ 1： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ 2： ※ 1×2※ 3： 180 名 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 4： 180 名 ×7 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 5： 80 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 6： 14 名 （ プ ル ー ム 通 過 直 後 に 対 応 す る 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ 7： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う ）※ 8： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍※ 9： ※ 8×2※ 10： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台※ 15： 80 名 （ １ ～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ）※ 16： ※ 3－ ※ 15
※ 17： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ）※ 18： ※ 10－ ※ 17， ※ 19： ※ 15×7 日 ， ※ 20： ※ 1－ ※ 19, ※ 21： ※ 17×7 日 ， ※ 22： ※ 8－ ※ 21
※ 23： 中 央 制 御 室 の 被 ば く 評 価 に お い て ， 運 転 員 が 交 替 す る 場 合 の 入 退 域 時 に 電 動 フ ァ ン 付 き 全 面 マ ス ク を 着用するとして評価していることから，交替の拠点となる後方支援拠点にも同数配備する。

61-9-5-22

・1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （ 1 日 目）， 1～ 7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 で あ り ，
機 能 班 要 員 84 名 ， 現 場 要 員 80 名 及び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は，
緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ， 全 要 員 は 12 時 間 に 1
回 交 代 す る た め ， 2 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現 場 要 員 80 名 は ， 1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
プ ル ー ム 通 過 以 降（2 日 目 以 降），1～7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要 員 111 名 ＋5 号 炉 運 転 員 8
名 で あ り ， 機 能 班 要 員 54 名 ， 現 場 要 員 57 名 及 び 5 号 炉 運 転 員 8 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち，
本 部 要 員 は ，緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員は
7 日 目 以 降 に 1 回交 代 す る た め ， 1 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現 場 要 員 は 1 日 に 2 回 現 場 に 行
く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た
め考慮しない。
174 名×2 交 代 ＋ 80 名×6 回 ＋119 名 ＋ 65 名×2 回×6 日 ＝ 1,727 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ）7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ）11 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 運 転
員 （ 中 操 ） は ， 中 央 制 御 室 内 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。 た だ し，
運 転 員 は 2 交 代 を 考 慮 し ， 交 代 時 の 1 回 着 用 を 想 定 す る 。 ま た ， 運 転 員 （ 現 場 ） は ，1 日 に 1 回 現場に行くことを想定している。
18 名×1 回×2 交 代×7 日 ＋ 11 名×1 回×2 交 代 ×７ 日 ＝406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班 が い る 場 合 を 考 慮 し て も，
初動対応として十分な数量を確保している。
なお，いずれの場合も防護具類が不足する場合は，構内より適宜運搬することにより補充する。

○計測器（被ばく管理，汚染管理）
品名

配備台数 （6 号及び 7 号 炉共用） ※ ７
5 号炉原子炉建屋 内

中央制御 室緊急時対 策所
電子式線 量計

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

ガラスバ ッチ

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

GM 汚染サー ベイメ ータ

5 台※３

3 台※３

電離箱サ ーベイ メータ

8 台※４

2 台※４

可搬型エ リアモ ニタ

3 台※５

3 台※6

個人線量 計※１：180 名（1～7 号炉対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名 ＋余裕）
※２：18 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名）＋46 名（引継 班，日勤 班，作 業管理班 ）＋余裕
※３：モ ニタリ ング及び チェンジ ングエ リアにて 使用※４：モ ニタリ ングに使 用※５：緊 急時対 策所の居 住性（線 量率） を確認す るための 重大事 故等対処 設備として 2 台（予備 1 台）を緊 急時対 策所内に 保管す る。5 号炉原子炉 建屋内 緊急時対 対策所の 対策本部及 び待機 場所に 1 台ずつ設 置する 。
設置のタ イミン グは ，チ ェンジン グエリ ア設営判 断と同時（原 子力災 害対 策特別措 置
法第 10 条特定事象）※６：各エリアにて使用。設置のタイミングは，チェンジングエリア設営判断と同時（原子力災害 対策特 別措置法 第 10 条特定 事象）※７：予 備を含 む（今後 ，訓練等 で見直 しを行う ）61-9-5-23

(3) 重大事故対策の検討に必要な資料
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に以下の資料を配備する。
資料

１．発電所周辺地図①

発電所周辺地域地図（1/25,000）②

発電所周辺地域地図（1/50,000）

２．発電所周辺航空写真パネル
３．発電所気象観測データ①

統計処理データ②

毎時観測データ

４．発電所周辺環境モニタリング関連データ①

空間線量モニタリング設備配置図②

環境試料サンプリング位置図③

環境モニタリング測定データ

５．発電所周辺人口関連データ①

方位別人口分布図②

集落の人口分布図③

市町村人口表６．主要系統模式図（各号炉）
７．原子炉設置（変更）許可申請書（各号炉）
８．系統図及びプラント配置図
①

系統図

②

プラント配置図

９．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号炉）
10．プラント主要設備概要（各号炉）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号炉）
12．規定類①

原子力施設保安規定②

原子力事業者防災業務計画

13．事故時操作基準

61-9-5-24

名

(4) その他資機材等
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に以下の資機材等を配備する。
名称
酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

容量
3 台※1

・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

3 台※1

・測定精度：±3％FS・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）
飲食料

報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

1式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社 内 用 パ ソ コ ン を 配 備 す る と も に ,必 要 な イ ン フ ラ（社内回線）を整備する。

1式

プルーム通過中に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から退出する必要がないように，余裕数を見込んで
１日分以上の食料及び飲料水を待避室内に保管する。

3,780 食 ※ 2
2,520 本 ※ 3(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

残りの数量については，5 号炉原子炉建屋に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能であ
る。
簡易トイレ

プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。

1式

ヨウ素剤

初日に 2 錠，二日目以降は 1 錠／一日服用する。

1,440 錠 ※ 4※1：予備を 含む。
※2：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×3 食※3：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×2 本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※4：180 名（1～7 号炉対 応の緊急 時対策 要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋ 余裕）× （初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠 ／1 日×6 日）

61-9-5-25

5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要な容量について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は表 5.3-1 のとおりである。
表 5.3-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
通信種別

数量※1

主要設備

最低必要

発電所内外
衛星電話設備

9台

5台

衛星電話設備（可搬型）

15 台

3台

固定電話機

19 台

4台

FAX

2台

2台

ハンドセット

2台

1台

スピーカー

2台

1台

無線連絡設備（常設）4台

4台

復旧班現場連絡用 4 台

無線連絡設備（可搬型）

90 台

18 台

現場連絡用 18 台

携帯型音声呼出電話機

6台

4台

中継用ケーブルドラム

2台

2台

電話設備

送受話器

無線連絡設備携帯型音声呼出
電話設備
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン
発電所外号機班 3 台(6,7 号炉中央制御室連絡用 2 台，停止号
炉中央制御室連絡用 1 台），
通報班 1 台，共用 1 台

衛星電話設備（常設）

発電所内
電力保安通信用

最低必要数量※2 の根拠

数量※2

共用（モニタリングカー等）
号機班（6 号炉）2 台（中央制御室連絡用），号機班（7 号炉）2 台（中央制御室連絡用）
6 号炉中央制御室連絡用 1 台，7 号炉中央制御室連絡用 1 台
所内連絡用

対策本部 2 台，待機場所 2 台，予備 2
台
対策本部-待機場所間の通信連絡用 2 台
屋外からの連絡用 3 台，5 号炉原子炉建

インターフォン設備

5台

5台

屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5号炉中操制御室各 1 台

テレビ会議システム
統合原子力防災 （衛星系・有線系 共用）

1式

1式

社内外会議用ネットワークをIP-電話機（有線系）

4台

2台

政府関係者用 1 台，当社用 1 台

用いた通信連絡

IP-電話機（衛星系）

2台

2台

政府関係者用 1 台，当社用 1 台

設備

IP-FAX（有線系）

1台

1台

発電所内外連絡用

共用

IP-FAX（衛星系）

1台

1台

発電所内外連絡用

共用

衛星社内電話機

4台

4台

本社連絡用

1式

1式

社内外会議用

1式

1式

社内会議用

7台

－

衛星電話設備（社内向）テレビ会議システム
（社内向）

テレビ会議

テレビ会議システム

システム

（社内向）

専用電話設備（自治体他向）※１：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※２：今後，訓練等で見直しを行う。

61-9-5-26

他の発電所外用通信連絡設備にて代用が可能

(2) 事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，発電所外用として緊急時対策支援システム（ERSS）
へ必要なデータを伝送できる設備を配備し，専用であって多様性を確保した統合原子力防災
ネットワークに接続しており，表 5.3-2 のように事故時に必要なデータ（必要回線容量）を伝送できる回線容量を有している。
表 5.3-2 事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について

通信回線種別

回線容量

必要回線容量

データ伝送

通信連絡

（緊急時対策支援（統合原子力防災ネットワーク

システム伝送装置）
有線系
統合原子力

回線

5Mbps

1.3Mbps6kbps（1～7 号炉分）

を用いた通信連絡設備）
1.3Mbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

防災ネット
ワーク

衛星系
回線

384kbps

248kbps6kbps（１～7 号炉分）

61-9-5-27

242kbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

5.4

SPDS の デ ー タ 伝 送 概 要 と パ ラ メ ー タ に つ い て
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装
置 か ら デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送 装 置 に 入 力 さ れ る パ ラ メ ー タ （ SPDS パ ラ メ ー タ ） は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所において，データを確認することができる。
通常のデータ伝送ラインである有線系回線が使用できない場合，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，
主 な ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ ※ を バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン で あ る 無 線 系 回 線 により 6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装置から
デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
各パラメータは，緊急時対策支援システム伝送装置に 2 週間分（1 分周期 ） の デ ー タ が 保 存 さ れ ， SPDS 表 示 装 置 に て 過 去 デ ー タ （ 2 週 間 分 ） が 確
認できる設計とする。
※ 一 部 の「 環 境 の 情 報 確 認 」に 関 す る パ ラ メ ー タ は ，バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS
表示装置で確認できる。

SPDS パ ラ メ ー タ に つ い て は ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 必 要 な 指 示 を 行 う ことが出来るよう，プラント・系統全体の安定・変化傾向を把握し，それによって事故の様相の把握とその復旧方策，代替措置の計画・立案・指揮・助言を行うために必要な情報を選定する。すなわち，以下に示す対応活動が可能となるように必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
① 各 号 炉 の 中 央 制 御 室（ 運 転 員 ）を 支 援 す る 観 点 か ら「 炉 心 反 応 度 の 状
態 」，「 炉 心 冷 却 の 状 態 」，「 格 納 容 器 の 状 態 」，「 放 射 能 隔 離 の 状 態 」，
「 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ ） の 状 態 等 」 の 確 認 に 加 え ，「 使 用 済
み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握。
② 上 記 ① を 元 に し た 設 備・系 統 の 機 能 が 維 持 で き て い る か ，性 能 を 発 揮できているか等プラント状況・挙動の把握。
上記①②が可能となるパラメータを確認することで，中央制御室でのバルブ開閉等の操作の結果として予測されるプラント状況・挙動との比較を行うことができ，前述の計画・立案・指揮・助言を行うことができること
61-9-5-28

か ら ，弁 の 開 閉 状 態 等 に つ い て は 一 部 を 除 き SPDS パ ラ メ ー タ と し て 選 定 しない。弁の開閉状態等についての情報が必要な場合には，通信連絡設備を用いて中央制御室（運転員）に確認する。
（ 例：中 央 制 御 室 に て 低 圧 代 替 注 水 操 作 を 行 っ た 場 合 ，緊 急 時 対 策 所 に お いて は ，原 子 炉 水 位・復 水 補 給 水 系 流 量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）を 確 認 す る
こ と で 操 作 成 功 時 の 予 測 と の 比 較 を 行 う こ と が で き る 。）

バックアップ伝送ラインでは，これらパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」「 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷 防 止 」に 必
要なパラメータ（バックアップ対象パラメータ）を収集し，緊急時対策所に 設 置 す る SPDS 表 示 装 置 に お い て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ（ 6 号 炉 ，7 号 炉 ）を 表 5.4-1,5.4-2に 示 す 。ま た ，表 5.4-3 に 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と バ
ックアップ対象パラメータの整理を示す。
な お ，ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ 以 外 の バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ に つ い ては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備，統合原子力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用 い た 通 信 連 絡 設 備 （ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ， IP－ 電
話 機 ，IP－ FAX）を 使 用 し 国 等 の 関 係 各 所 と 情 報 共 有 す る こ と は 可 能 で あ る 。

61-9-5-29

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館
光ファイバ
通信伝送装置※３

(e)

1～4号炉
建屋

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置(d)
電力保安通信用回線（有線系・無線系） ５※(b)

５号炉原子炉建屋
プロセス
計算機

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

SPDS
表示装置

(a)

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

マイクロ波
無線装置※５

光ファイバ
通信伝送装置※５(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）
（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

本社

衛星無線
通信装置※３
衛星無線
通信装置

中央制御室等 制御盤

図 5.4-1

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
無線装置※５

有線

データ
伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

(c)

国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム (SPDS)等 の デ ー タ 伝 送 概 要

61-9-5-30

SPDS
表示装置

表 5.4-1

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ ６ 号 炉 （ １ ／ １ ０ ）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

対数計数率出力

○

○

○

炉心反応度

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

対数計数率出力

○

○

○

の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

○

○

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）（広帯域）（ＢＶ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉圧力（Ｂ）

○

－

○

状態確認

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

61-9-5-31

６ 号 炉 （ ２ /１ ０ ）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

炉心冷却の

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

状態確認

炉水温度

ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

開

目的

対象パラメータ○○○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（計装配管）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（計装配管）

○

－

○

61-9-5-32

６号炉（３／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

高圧炉心注水系（Ｂ）ポンプ吐出圧力

○

－

○

高圧炉心注水系（Ｃ）ポンプ吐出圧力

○

－

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

状態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

○

○

○

目的

対象パラメータ

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（ＲＨＲ

Ａ系代替注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

61-9-5-33

６号炉（４／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位

目的

対象パラメータ○○○

サプレッション・チェンバ・プール水位

ＢＶ

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ
ランジ部雰囲気温度）
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ
ターンライン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（ＲＨＲ

Ｂ系代替注水流量）

61-9-5-34

６号炉（５／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

の状態確認

格 納 容 器 下 部 水 位 ( ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 ( ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 ( ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m )）

○

－

○

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

外側

○

○

○

目的

対象パラメータ

放射能隔離
の状態確認

ＭＳＩＶ（内側）閉○○○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）閉○○○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動（１系）○○○

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

環境の情報

非常用ガス処理系（Ａ）排気流量

○

－

○

確認

非常用ガス処理系（Ｂ）排気流量

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ａ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｂ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｃ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｄ）

○

－

○

６号機

○

○

－※

※

海水モニタ（指数タイプ）

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-35

６号炉（６／１０）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメー
タ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

環境の情報

風向８５ｍ

○

○

－※

確認

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-36

６号炉（７／１０）
目的

SPDS
パラメータ

対象パラメータ
可搬型モニタリングポストＮｏ．７

低線量率
可搬型モニタリングポストＮｏ．８
環境の情報
確認

低線量

率
可搬型モニタリングポストＮｏ．９

低線量

率

○

○

○

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－※

○

－※

○

－※

風向（可搬型）○○－※

風速（可搬型）○○－※

大気安定度（可搬型）

○

○

－※

ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

作動
起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

※

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

総給水流量

○

○

○

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-37

６号炉（８／１０）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-38

６号炉（９／１０）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 7155 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）
使用済燃料
プールの状
態確認

（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ Ｓ Ａ広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 4240 mm) ）61-9-5-39

６号炉（１０／１０）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

水素爆発に

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

よる格納容

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

器の破損防

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ｂ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｃ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発に

原子炉建屋水素濃度

よる原子炉（サプレッション・チェンバ出入口）

建屋の損傷

原子炉建屋水素濃度防止確認（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気口温度）

61-9-5-40

表 5.4-2

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

７号炉（１／１０）

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

○

○

○

炉心反応度

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

○

○

○

の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

○

○

○

61-9-5-41

７号炉（２／１０）
目的

対象パラメータ

原子炉圧力Ａ

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）○○○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（計装配管）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（気相部）

○

－

○

状態確認

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（計装配管）

○

－

○

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

高圧炉心注水系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

高圧炉心注水系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

61-9-5-42

７号炉（３／１０）
SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

炉心冷却の

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

状態確認

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧

○

○

○

目的

対象パラメータ

Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

○

－

○

復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

○

－

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（ＲＨＲ

Ａ系代替注水流量）

格納容器内の状態確認

61-9-5-43

７号炉（４／１０）
SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

格納容器内の ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

目的

対象パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）

状態確認

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m )）

○

－

○

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

○

－

○

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
復水補給水系流量（ＲＨＲ

Ｂ系代替注水流量）

61-9-5-44

７号炉（５／１０）
SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離外側

目的

対象パラメータ

○

○

○

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

非常用ガス処理系（Ａ）排気流量

○

－

○

非常用ガス処理系（Ｂ）排気流量

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ａ）

○

－

○

環境の情報

原子炉建屋外気差圧（Ｂ）

○

－

○

確認

原子炉建屋外気差圧（Ｃ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｄ）

○

－

○

７号機

○

○

－※

放射能隔離の
状態確認※

主蒸気内側隔離弁

海水モニタ（指数タイプ）

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-45

７号炉（６／１０）
目的

対象パラメータ

SP D S
パラメー
タ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

環境の情報

可搬型モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

確認

可搬型モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向（可搬型）○○－※

風速（可搬型）○○－※

大気安定度（可搬型）

○

○

－※

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-46

７号炉（７／１０）
目的

対象パラメータ

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

61-9-5-47

７号炉（８／１０）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1 0 0 0m m ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 -1 0 0 0mm ) )使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-48

７号炉（９／１０）
目的

対象パラメータ

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 7 2 0 2m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6 7 5 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6 5 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5 5 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）
使用済燃料
プールの状
態確認

（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1 0 0 0m m )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 -1 0 0 0mm )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 -3 0 0 0mm )）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 -4 1 9 3mm )）61-9-5-49

７号炉（１０／１０）
目的

SP D S
パラメータ

ERS S 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

○

－

○

水素爆発によ フィルタ装置入口圧力

○

－

○

る格納容器の フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

破損防止確認 フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ｂ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｃ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発によ（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）

原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋 （サプレッション・チェンバ出入口）の損傷防止確 原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
認
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気口温度）

61-9-5-50

表 5.4-2 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と SPDS バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ の 整 理
主要設備
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）（燃料域）
原子炉水位（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
格納容器内水素濃度
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
起動領域モニタ
平均出力領域モニタ
復水補給水系温度（代替循環冷却）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水pH
耐圧強化ベント系放射線モニタ
復水貯蔵槽水位（SA）
復水移送ポンプ吐出圧力原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力

44 45

46

○
○
○
○
○

○
○
○
○

47

48

設置許可基準規則※1
49 50 51 52 53 54 55 56 57
○
○
○
○
○

○
○
○

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○
○

○
○

○
○
○
○
○

○

○
◎
◎

○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○
○
○

○

○

○
○
◎
◎
○
○
◎
○
○

○
◎
○
○
◎
◎
◎
◎

◯
◯
◯

◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯

58
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
◯

※1：「◎」は各設置許可基準規則で設置要求のある計装設備※2：有効性評価の3.3及び3.5は3.2のシナリオに包絡※3：有効性評価の3.4は3.1のシナリオに包絡※4：●：SPDS等伝送・表示対象，▲：SPDS等伝送・表示対象とする方針※5：使用済燃料貯蔵プール監視カメラはSPDSの伝送・表示対象とせず，緊急時対策所に設置する専用の表示装置で監視

61-9-5-51

2.1

2.2 2.3 2.4

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

2.6

2.7

◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

有効性評価※2※3
3.1 3.2 3.3 3.4
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
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2.5

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3.5

4.1

4.2

5.1
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5.2 5.3 5.4
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SPDS等
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伝送・表示
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5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について(1) 重大事故時に必要な指示を行う要員
プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる
必要のある要員は，交替要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名（6 号及び 7 号炉対応要員）と 1～5 号炉対応要員 2 名をあわせた 54
名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 75 名のうち,中央制御室待避室にとどまる運転員 18 名を除く 57 名の合計 111 名を想定している。
要員

考え方

人数

合計

本部長・統括他

緊急時対策本部を指揮・統括する本部長，本部

11 名

54 名

長を補佐する計画・情報統括，6 号統括，7 号
統括，対外対応統括，総務統括,原子炉主任技術者 2 名，本部付 2 名，1～5 号統括は，重大事
故等において，指揮をとる要員として緊急時対策所にとどまる。
各班長・班員各班については，本部長からの指揮を受け，重16 名

大事故等に対処するため，最低限必要な要員を残して，緊急時対策所にとどまる。
その際，各班長の業務を必要に応じその上司である統括が兼務する。
交替要員

上記，本部長，各統括，原子炉主任技術者及び本部付の交替要員については 11 名，班長，班員クラスの交替要員については 16 名を確保する。

61-9-5-52

27 名

(2) 原子炉格納容器破損時に所外への拡散を抑制する要員
プルーム通過後に実施する作業は，重大事故等対策の有効性評価の重要事故シーケ
ンスのうち，格納容器破損防止（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破壊），水素燃焼）を参考とし，重大事故対応に加えて，放射性物質拡散防止のための放水操作等が可能な要員数を確保する。また，設備故障等の不測事態への対応を考慮する。交替要員については，順次，構外に待機している要員を当てる。
要員
運転員
（当直）
復旧班要員

保安班要員

作業項目
プルーム通過時には，運転員については中央制御室待避室に待避する。
事 故 後 6 号及び 7 号炉ガスタービの 設 備 ン発電機の運転監視
監視，給 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に
油 作 業 よる復水貯蔵槽への注水
等
監視
燃料補給（燃料タンクから
タンクローリへの軽油移し替え，可搬型代替注水ポ
ンプへの燃料補給）
放射性物質拡散抑制対応（放射性物質の拡散を抑制するための原子炉建屋への放水操作の再開）
格納容器圧力逃がし装置
対応
フィルタ装置排水ポン
プ水張り
フィルタ装置の排水フィルタ装置への薬液注入
フィルタ装置の排水ラ
インの窒素パージ
設 備 故 可搬型代替注水ポン ph の
障 等 の 予備機への交換
不 測 事 （1 台故障を想定）
態 へ の 代替原子炉補機冷却系の対応
予備機への交換（1 台故障を想定）
ガスタービン発電機等の電源復旧（1 基故障を想定）
作業現場の放射線モニタリング

作業に必要な人数

人数

合計

－

18 名

18 名

2名

32 名

2 名／
(6 号及び 7 号炉）
2 名／(6 号及び 7 号炉）

2名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）

4名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）

4名

2 名／
(6 号及び 7 号炉）※2

2名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）※2
12 名／(6 号及び 7 号炉）
4 名／(6 号及び 7 号炉）

12 名

3 名／台

3名

13 名／台

13 名

6 名／基

6名

3名

3名

2名

4名
22 名

3名

※1 要員数については，今後の訓練等の結果より人数を見直す可能性がある。
※2 フィルタ装置排水ポンプ水張り(作業 A)は格納容器ベント実施前の作業で，フィルタ装置の排水(作業 B)は格納容器ベント実施後の作業であるため，各号炉単位で同時に発生することがない。
加えてこれら二つの作業は作業時間帯に十分な間隔があるため，作業 A 完了後に作業 B を実施することとし，作業 A と作業 B 合計で対策本部内に 4 名の現場要員を確保するものとした。

重大事故等に柔軟に対処できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度運用の改善を図っていく。

61-9-5-53

5.6 原子力警戒態勢，緊急時態勢について
柏 崎 刈羽 原 子 力 発 電所 原 子 力事 業 者 防 災 業務 計 画 では ， 原 子 力 災害 が 発 生す る お
それがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。）の拡大の防止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，
次表に定める原子力災害の情勢に応じて態勢を区分している。

表 5.6-1

態勢の区分

発生事象の情勢

態勢の区分

別表 2-1 の事象が発生したときから，第 1 次緊急時態勢が発令されるまでの間，又は別表 2-2 の事象に該当しない状態となり，事象が

原子力警戒
態勢

収束し原子力警戒態勢を取る必要が無くなったときまでの間
別表 2-2 の事象が発生し，原子力防災管理者が原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項に基づく通報を行ったとき，若しくは新潟県地域 防 災 計 画 等に 基 づ く 災 害 対 策 本 部を 設 置 し た 旨 の 連 絡を 受 け た ときから，第 2 次緊急時態勢を発令するまでの間，又は別表 2-2 の事
象に該当しない状態となり，事象が収束し第 1 次緊急時態勢を取る

第 1 次緊急時
態勢

必 要 が 無 く なっ た と き ， か つ 新 潟 県地 域 防 災 計 画 等 に 基づ く 災 害 対策本部を廃止した旨の連絡を受けたときまでの間
別表 2-3 の事象が発生し，その旨を関係箇所に報告したとき，又は内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第 15 条第 2 項に基づく 原 子 力 緊 急事 態 宣 言 が 行 わ れ た とき か ら ， 内 閣 総 理 大臣 に よ る 原子力災害対策特別措置法第 15 条第４項に基づく原子力緊急事態解除

第 2 次緊急時

宣 言 が 行 わ れ， さ ら に 新 潟 県 地 域 防災 計 画 等 に 基 づ く 災害 対 策 本 部

態勢を廃止した旨の連絡を受けたとき，かつ別表 2-2 及び別表 2-3 の事
象 に 該 当 し ない 状 態 と な り ， 事 象 が収 束 し 緊 急 時 態 勢 を取 る 必 要 が無くなったときまでの間
注）原子力災害対策特別措置法第 15 条第 4 項の原子力緊急事態解除宣言が行われた後においても，発電所対策本部長の判断により緊急時態勢を継続することができる。
（柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画

61-9-5-54

平成 29 年 3 月より抜粋）

表 5.6-2

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 29 年 3 月
別表 2-1 原子 力災害 対 策指針に 基づく 警戒事態 を判断す る基準 を抜粋）

略称
①AL11
原子炉停止機能の異常のおそれ②AL21
原子炉冷却材の漏
えい③AL22
原子炉給水機能の喪失④AL23
原子炉除熱機能の一部喪失⑤AL25
全交流電源喪失のおそれ⑥AL29
停止中の原子炉冷却機能の一部喪失⑦AL30
使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ⑧AL42
単一障壁の喪失又は喪失可能性⑨AL51
原子炉制御室他の機能喪失のおそれ⑩AL52
所内外通信連絡機
能の一部喪失⑪AL53
重要区域での火災・溢水による安
全機能の一部喪失
のおそれ
⑫
地震
⑬
津波
⑭
外部事象

警戒事態を判断する基準
原子炉の運転中に原子炉保護回路の 1 チャン ネルから原子炉停止
信号が発信され，その状態が一定時間継続された場合において，当
該原子炉停止信号が発信された原因を特定できないこと。
原子炉の運転中に保安規定で定められた数値を超える原子炉冷却材の漏えいが起こり，定められた時間内に定められた措置を実施できないこと。
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失すること。
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する機能の一部が喪失すること。
全ての非常用交流母線からの電気の供給が 1 系統のみとなった場合で当該母線への電気の供給が 1 つの電源のみとなり，その状態が15 分以上継続すること，又は外部電源喪失が 3 時間以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が水位低設定値まで低下すること。

使用済燃料貯蔵槽の水位が一定の水位まで低下すること。
燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失するおそれがあること，又は，燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失すること。
原子炉制御室その他の箇所からの原子炉の運転や制御に影響を及ぼす可能性が生じること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の一部の機能が喪失すること。
重要区域において，火災又は溢水が発生し，防災業務計画等命令第2 条第 2 項第 8 号に規定する安全上重要な構築物，系統又は機器（以下「安全機器等」という。）の機能の一部が喪失するおそれがあること。
当該原子炉施設等立地道府県において，震度 6 弱以上の地震が発生した場合。
当該原子炉施設等立地道府県において，大津波警報が発令された場合。
当該原子炉施設において新規制基準で定める設計基準を超える外部事象が発生した場合（竜巻，洪水，台風，火山等）。

61-9-5-55

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく施設敷地緊急事態を判断する基準 （1/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 29 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準を 抜粋）

略称
①SE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②SE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の放出
③SE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の放出
④SE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放
射線の放出

法令
(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，50μSv/h以上の放射線量の水準が10分間以上継続して検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である
場合であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-56

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく施設敷地緊急事態を判断する基準 （2/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 29 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準を 抜粋）

略称
⑤SE05
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射性物質の放出⑥SE06
施設 内(原子 炉 外)臨界事故のおそれ⑦SE21
原 子 炉冷 却 材 漏え
い に よる 非 常 用炉
心冷却装置作動⑧SE22
原 子 炉注 水 機 能喪
失のおそれ
⑨SE23
残 留 熱除 去 機 能の喪失
⑩SE25
全 交 流 電 源 の 30
分以上喪失

法令
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射能水
準が5μSv/hに相当するものとして空気中の放射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に50を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに50を乗じて得た値
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）において，核燃料物質等の形状による管理，質量による管理その他の方法による管理が損なわれる状態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
冷却材の漏えいが発生すること。
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
において，全ての非常用の炉心冷却装置（当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。）による注水ができないこと。
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全ての機能が喪失すること。
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が 30分以上継続すること。

61-9-5-57

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく施設敷地緊急事態を判断する基準 （3/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 29 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準を 抜粋）

略称
⑪SE27
直 流 電源 の 部 分喪失⑫SE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の喪失⑬SE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の冷却機能喪失⑭SE41
格 納 容器 健 全 性喪
失のおそれ
⑮SE42
２ つ の障 壁 の 喪失又は喪失可能性⑯SE43
原 子 炉格 納 容 器圧
力 逃 がし 装 置 の使用
⑰SE51
原 子 炉制 御 室 の一部 の 機能 喪 失 ・警
報喪失
⑱SE52
所 内 外通 信 連 絡機
能のすべての喪失⑲SE53
火 災 ・溢 水 に よる
安 全 機能 の 一 部喪失⑳SE55
防 護 措置 の 準 備及
び 一 部実 施 が 必要な事象の発生㉑XSE61
事 業 所外 運 搬 での放射線量率の上昇㉒XSE62
事 業 所外 運 搬 での放射性物質漏えい

法令
非常用直流母線が一となった場合において，当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が 5 分以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できないこと又は当該貯蔵槽の水位を維持できていないおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度の上昇率が一定時間にわたって
通常の運転及び停止中において想定される上昇率を超えること。
燃料被覆管の障壁が喪失した場合において原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，又は燃料被覆管の障壁もしくは原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがある場合において原子炉
格納容器の障壁が喪失すること。
原子炉の炉心の損傷が発生していない場合において，炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用すること。
原子炉制御室の環境が悪化し，原子炉の制御に支障が生じること，又は原子炉もしくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置も
しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能の一部が喪失すること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の全ての機能が喪失すること。

火災又は溢水が発生し，安全機器等の機能の一部が喪失すること。
その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業所周辺において，緊急事態に備えた防護措置の準備及び防護措置の一部の実施を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，100μSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器か
ら放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-58

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく全面緊急事態を判断する基準 （1/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 29 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準を抜粋）
略称①GE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②GE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の放出
③GE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の放出
④GE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射線の異常放出

法令(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上（これらの放射線量が2地点以上において検出された場合又は10分間以上継続して検出された場合に限る。）の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射線量の水準として5mSv/hが検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である場合
であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-59

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく全面緊急事態を判断する基準 （2/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 29 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準を抜粋）
略称⑤GE05
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射 性 物質 の 異 常放
出法令
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所におけるその放射能水準が1時間当たり500μSv/hに相当するものとして空気中の放射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に5,000を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに5,000を乗じて得た値⑥GE06
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）にお施設内（原子炉外）
いて，核燃料物質が臨界状態にあること。
での臨界事故⑦GE11
原子炉の非常停止が必要な場合において，制御棒の挿入により原子
原 子 炉停 止 機 能の 炉 を 停 止 す る こ と が で き な い こ と 又 は 停 止 し た こ と を 確 認 す る こ
異常とができないこと。
⑧GE21
原 子 炉冷 却 材 漏え 原 子 炉 の 運 転 中 に 非 常 用 炉 心 冷 却 装 置 の 作 動 を 必 要 と す る 原 子 炉
い 時 にお け る 非常 冷却材の漏えいが発生した場合において，全ての非常用の炉心冷却用 炉 心冷 却 装 置に 装置による当該原子炉への注水ができないこと。
よる注水不能⑨GE22
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
原 子 炉注 水 機 能の において，全ての非常用の炉心冷却装置による当該原子炉への注水喪失ができないこと。
⑩GE23
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機
残 留 熱除 去 機 能喪 能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全て
失 後 の圧 力 制 御機 の機能が喪失したときに，原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失す
能喪失
ること。
⑪GE25
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が１時
全交流電源の 1 時
間以上継続すること。
間以上喪失

61-9-5-60

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく全面緊急事態を判断する基準 （3/3）（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 29 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準を抜粋）
略称⑫GE27
全直流電源の 5 分
以上喪失
⑬GE28
炉心損傷の検出⑭GE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の完全喪失⑮GE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の 冷 却機 能 喪 失・
放射線検出
⑯GE41
格 納 容器 圧 力 の異
常上昇
⑰GE42
２ つ の障 壁 喪 失及び １ つの 障 壁 の喪
失又は喪失可能性⑱GE51
原子炉制御室の機能喪失・警報喪失⑲GE55
住 民 の避 難 を 開始
す る 必要 が あ る事
象発生
⑳XGE61
事 業 所外 運 搬 での放 射 線量 率 の 異常上昇

㉑XGE62
事 業 所外 運 搬 での放 射 性物 質 の 異常
漏えい

法令
全ての非常用直流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態
が 5 分以上継続すること。
炉心の損傷の発生を示す原子炉格納容器内の放射線量を検知すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下し，
当該非常用炉心冷却装置が作動しないこと。
使用済燃料貯蔵槽の水位が照射済燃料集合体の頂部から上方 2 メートルの水位まで低下すること，又は当該水位まで低下しているおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度が当該格納容器の設計上の最高
使用圧力又は最高使用温度に達すること。
燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失した場合において，原子炉格納容器の障壁が喪失するおそれがあること。
原子炉制御室が使用できなくなることにより，原子炉制御室からの原子炉を停止する機能及び冷温停止状態を維持する機能が喪失すること又は原子炉施設に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の全ての機能が喪失すること。
その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が異常な水準で原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業
所周辺の住民の避難を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，10mSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
主務省令で定めるところとは「通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第2条第1項」令第4条第4項第4号の規定による放射線量の検出は，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器から原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第4条に定められた量の放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-61

5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
緊急時対 策本部 内にお ける各機 能班， 本社緊 急時対策 本部間 との基 本的な情 報共有
方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有① 号機班が通信連絡設備を用い当直長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報について緊急時対策本部中央の幹部席に向かって発話する。
② 計画班は，SPDS 表示装置等によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③ 各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況
をホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ
等）内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の全要員，本社緊急時対策本部との情報共有を図る。
④ 6 号統括，7 号統括は，ユニット責任者として配下の各機能班の発話，情報共有記
録を下に全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，定期的に配下の各機能班長を召集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤ 本部長は定期的に各統括を召集して，対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部幹部席で緊急時対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。

ｂ．指示・命令，報告① 各機能班は各々の責任と権限が予め定められており，幹部席での発話や他の機能班から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うと共に，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の情報共有を図る。
また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で緊急時対策本部内の情報共有を阻害しないように 配慮し てい る 。
② 各統括は，配下の各機能班長ら報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部幹部席で発話することで情報共有する。
③ 本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。

61-9-5-62

ｃ．本社緊急時対策本部との情報共有
緊急時対策本部と本社緊急時対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有ツールと合わせて，同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，共有を行う。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

発話

OA 機器

通信連絡設備6，7 号炉
中央制御室

通信連絡設備
本社
緊急時対策本部
図 5.7-1

通信連絡設備5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）緊急時対策本部における各機
能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

61-9-5-635.8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，5 号炉原子炉建屋内の 2 階中央制御室の上部にあたる 3 階高気密室に設置する。そのため，緊急時対策所設備の設置及び運用に際しては，5 号炉プラントの停止管理業務と干渉が生じることがないよう，換気設備
および電源設備を独立させている他，以下事項について留意した設計とする。
① 5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと② 事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応
業務への影響が生じないこと② 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと（１）5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと
5 号炉原子炉施設は，平成 24 年 1 月 25 日以降，停止状態を安定継続しており，全ての燃料は使用済燃料プールに取り出されている（平成 29 年 4 月現在）。そのため，5 号炉プ
ラントの運転員業務はプールに保管中の使用済燃料の冷却に関する監視・操作が中心となり，5 号炉で事故として考え得る影響は使用済燃料プールに関するものが中心となると考える。
具体的には，「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象の発生が考えられる。また以下では「全交流電源喪失」事象を伴うものとして検討を行った。
「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象に対しては，5 号炉
タービン建屋脇の消火栓配管に消防車を接続し送水することで，使用済燃料プールへの
注水，水位維持対応を可能としている。
また 5 号炉原子炉建屋脇に設置する電源車接続口を経由して受電する代替交流電源からの電源供給により，恒設の注水系を活用できるように設計する。
なお「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」事象に対しては，上記代替交流
電源からの電源供給による恒設の冷却系と可搬式熱交換機器による冷却機能維持対応が可能となるように設計する。
上記対応業務に必要な設備及び電源構成は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備と分離されているほか，5 号炉中央制御室での監視・操作，現場での対応操作，現場へのアクセスルートについて干渉が発生することのない様配慮した設計とする。図 5.8-1 に 5 号
炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置を示す。

61-9-5-64

図 5.8-1

5 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置

61-9-5-65

（２）事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応業務への影響が生じないこと（１）以外に 5 号炉で発生する可能性のある事象として，「地震」，「津波」，「内部溢水（使用済燃料プールのスロッシングを含む）」，「内部火災」，「外部火災」を想定し必要な措置を行うこととする。このうち，「地震」，「津波」については，規則解釈第６１条１のａに適合するため，基準地震動及び基準津波発生時に機能を喪失しない設計とすることから，「内部溢水」「内部火災」「外部火災」に対する措置を以下に示す。
ａ．5 号炉の内部溢水影響に対する措置
5 号炉で発生する内部溢水に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，溢水防護区画として設定し溢水を想定のうえ評価を行い，必要措置を施すこととする。
具体的には，止水措置や耐震 B,C クラス機器の耐震性の確保等，必要な溢水防護対策を実施することにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，「重大事故等対処設備について（補足説明資料）

共通

共-8

重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に記載）
ｂ．5 号炉の内部火災影響に対する措置
5 号炉で発生する内部火災に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，火災防護区画として設定し，不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。また，5 号炉原子炉建屋 1 階屋内東側に設置している冷却材再循環ポン
プＭＧセットについて，危険物である第四類第四石油類（潤滑油）を抜き取り，危険物を貯蔵しない設備に変更する対策を取ることにより，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所のアクセスルートを維持する。
万一 5 号炉に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，41 条補足説明
資料 41-2「火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について」に記載）
ｃ．5 号炉の外部火災影響に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルートは，5 号炉原子炉建屋南側に設置している 5 号炉変圧器設備及び 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとること
により，火災発生時の熱影響が対策要員のアクセスに影響しない様配慮した設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，5 号炉原子61-9-5-66

炉建屋南側に設置している 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとることにより，タンク火災発生時の熱影響が対策要員の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備の機能に影響しない様配慮した設計とする。
（詳細は，「第６条：外部からの衝撃による損傷の防止」別添資料 4-1「外部火災影響評価について」添付資料 6「敷地内における危険物タンクの火災について」に記載）（３）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で何らかの影響が生じたとして，5 号炉の停止管理業
務が妨げられないよう配慮する設計とする。
ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する内部溢水に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備としては，破損等により内部溢水を引き起こす系統，機器を設置していない。そのため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が原因で 5 号炉に内部溢水が発生することはなく，5 号炉プラントの監視操作にも影響はないと評価できる。
ｂ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災防護に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災に関しては，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所設備への不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉中央制御室エリアに火災影響が及ぶことが無きよう設計する。
万一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉中央制御室に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（４）プロセス計算機停止時において，プラントの通常停止管理業務への影響が生じない
こと
緊急時対策所の設置に際しては，5 号炉における原子炉内の燃料を全て使用済み燃料プールに移動した上で，5 号炉プロセス計算機を一時的に移設することにより必要スペースを確保する。プロセス計算機は，運転員の補助機能（制御棒位置の記録や事故順序記録等）やプラント運転中に使用する機能（原子炉出力の計算や制御棒価値ミ
ニマイザ機能等）であり，プラント停止時は中央制御室の盤面器具（指示計，記録計，表示器）によりプラント監視や操作は可能であることから，プロセス計算機が停止してもプラント停止時の通常監視に支障はないと評価する。

61-9-5-67

5.9 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について
緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。
（1）風（台風）
設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録史上 1 位である
40.1m/s とする。想定される影響としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物
及び緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（以下，建物等という。）に対して，風荷重を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
なお，風（台風）による飛来物の影響は，強い上昇気流を伴い風速も大きい竜巻の方が飛来物の影響が大きいことから，竜巻評価に包絡する。
（2）竜巻
設計竜巻の最大瞬間風速は，設計基準竜巻の最大瞬間風速（76m/s）に将来的な気候変動の不確実性を踏まえ，Ｆ3 の風速範囲の上限値である 92m/s とする。
想定される影響としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，
風荷重，気圧差荷重及び飛来物衝突の際の衝撃荷重を適切に組み合わせた荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また，竜巻襲来による影響として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が 2 台同時に損傷するケースへの対応としては，大湊側高台保管場所に配備する予備機と接続替えすることで，電源設備の機能を修復することが可能な設計とする。
（3）低温（凍結）
低温の設計基準については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過確率評価を踏まえ，最低気温が最も小さくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処理による最低気温の年超過確率 10 -4 /年の値は-15.2℃となる。
また，低温の継続時間については，過去の最低気温を記録した当日の気温推移に鑑み，保守的に 24 時間と設定した。また，設計基準温度より高い温度（-2.6℃）が長期間（173.4 時間）継続した場合について考慮する。
低温の影響モードとして凍結を想定するが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の61-9-5-68

建物等に対して，設計基準対象施設として低温の影響を受けないことで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
（4）降水
設計基準降水量については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過
確 率評価 を踏ま え，降水 量が最 も大き くなる値 を設計 基準と して定め た。評 価の結果，統計的な処理による柏崎市の最大降水量の年超過確率 10 -4 /年の値は 101.3mm/hとなる。
降水による浸水については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，構内
排水路による排水等により，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
降水による荷重については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，排水口による排水等により影響を受けない設計とすることで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（5）積雪
設計基準積雪量は，最深積雪量の平均値 31.1cm に，統計処理による 1 日あたりの積雪量の年超過頻度 10 － 4 ／年値 135.9cm を加えた 167cm とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，積雪による静的荷重について，
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（6）落雷
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉主排気筒頂部に設置されている避雷針の遮へい効果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
また，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（発電所内）について，発電所建屋内の通信連絡設備及び地下布設の専用通信回線（有線系）は，建屋の壁等により落雷の影響を受けにくい設計とする。万が一，PHS 基地局及びデータ伝送に係る光ファイバ通信伝送装置が損傷した場合は，予備品を用いて復旧し，必要な機能を維持できる設計とする。
61-9-5-69

なお，データ伝送設備，通信連絡設備（発電所外）については，5 号炉原子炉建屋に配備すると共に，通信連絡設備（専用通信回線（有線系））を送電鉄塔に配備し，互いに独立しつつ分散することで同時に機能喪失しない設計とする。

（7）地滑り5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，斜面からの離隔距離を確保し地滑りの おそれ がない 位置に設 置する ことに より，柏 崎刈羽 原子力 発電所の 緊急時 対策所機能が喪失しない設計とする。

（8）火山
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る火山のうち，将来の活動可
能性が否定できない 33 火山について，設計対応が不可能な火山事象は，地質調査結果によれば，発電所敷地及び周辺で，痕跡が認められないことから，到達する可能性は十分小さいものと判断される。
その他の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に影響を与える可能性のある火山事象を抽出した結果，降下火砕物が抽出された。
降下火砕物の堆積量については，文献調査結果や国内外の噴火実績等による評価を実施した結果，保守性を考慮した 35cm を設計基準に設定する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，降灰による静的荷重について，
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所について，火山と積雪との重畳により，積雪単独事象より緊急時対策所を設置する建屋への荷重影響が増長されるが，除灰及び除雪を行うなど適切な対応を行い，緊急時対策所の機能を喪失しない設計とする。
（9）生物学的事象
生物学的事象として，海生生物であるクラゲ等の発生，陸上では小動物の侵入を考慮する。
クラゲ等の発生については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等には，海水取水を必要としない設備とすることで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
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小動物の侵入については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等のうち，屋内
設 備は建 屋貫通 部への止 水処置 等によ り，屋外 設備は 設備開 口部への 貫通部 シール
処 理等に より影 響を受け ない設 計とす ることで ，柏崎 刈羽原 子力発電 所の緊 急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（10）火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落による火災が考えられる。
森林火災としては，発電所構内の森林の全面的な火災を想定する。影響としては
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外壁に対する森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
外壁以外の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備については，各建屋内側に設置されていることから影響はないものと考える。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備のうち代替交流電源設備については，森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
近隣工場等の火災・爆発としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設置場所周辺の危険物の影響を想定し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能を喪失しない設計とする。
航空機墜落による火災としては，偶発的な航空機墜落に対して，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所と中央制御室を互いに独立して分散配置し，共通要因により同時に機能を喪失しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，森林火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，防火帯林縁からの離隔（約 297m）を確保することにより影響を受けない設計とする。また近隣工場等の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，外気取入口（5号炉原子炉建屋 3 階北側に設置）への伝播経路が原子炉建屋等の構造物により遮られることにより，外気取入口に到達しないことから，影響を受けない設計とする。
航空機墜落による火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所は，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
61-9-5-71

（11）有毒ガス
外部火災以外による有毒ガスのうち，敷地外で発生する有毒ガスについては離隔距離を確保していること及び敷地内の建屋内に貯蔵されている有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となる設置位置であるため問題ない。
また，敷地内外からの有毒ガスが発生した場合においても，要員が必要な対応ができるようセルフエアセット等防護具を利用することが出来る設計とする。

（12）船舶の衝突
船舶の衝突に対し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等には，海水取水を必要 としな い設備 とするこ とで， 柏崎刈 羽原子力 発電所 の緊急 時対策所 機能が 喪失しない設計とする。

（13）電磁的障害
電磁的障害による擾乱に対し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等のうち，
安 全パラ メータ 表示シス テム， 通信連 絡設備等 は，フ ィルタ の設置等 により 影響を
受 けない 設計と すること で，柏 崎刈羽 原子力発 電所の 緊急時 対策所機 能が喪 失しな
い設計とする。

61-9-5-72

5.10 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1) 福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を表 5.10-1 に示す。
表 5.10-1 福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
課 題※
自然災害と同時に起こり得る複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉毎に異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部の間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を共有し，正しく共有できなかった。
所長が全ての班（12 班）を管理するフラットな体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆる情報が発電所対策本部の本部長に報告され，情報が輻輳し混乱した。
所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんどの判断を所長が行う体制となっていた。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな
い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の両立を求められた。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が不十分だった。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対する細かい指示や命令，コメントを出し，所長の判断を超えて外部の意見を優先したことで，発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
官邸から所長へ直接連絡が入り，発電所対策本部を混乱させた。
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つべき技術として設定していなかったことから，作業を自ら迅速に実行できなかった。

61-9-5-73

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
⑤所長が直接監督する人数を減らす。
（監督限界の設定）④情報共有ツールを活用し，情報共有することにより，本部における発話を制限する。
⑥所長の権限を下部組織に委譲する。
⑦対外対応を専属化し，所長の対外発
信や広報の権限を委譲する。
⑧対外対応活動を本社対策本部に一元化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
⑦対外対応を専属化し，所長の対外発
信や広報の権限を委譲する。
⑨現場決定権は発電所対策本部に与え本社対策本部は支援に徹する。
⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外の者からの指示には従わない。
⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。
⑫外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型
代替注水ポンプやホイールローダ
等をあらかじめ配備し，運転操作を
習得する。

課 題※

必要要件
⑬後方支援拠点となる原子力事業所
災害対策支援拠を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。

地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質による屋外の汚染により，事故収束対応のための資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。 ⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
⑬本社は，災害発生後，発電所が必要
本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十としている資機材を迅速に送るこ
分な支援ができなかった。
とができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
⑫社員に対して放射線放射線計測器
通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大しの取扱研修を行い，放射線管理補助
たため，放射線管理員が不足した。
員を育成する。
※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

61-9-5-74

ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を表 5.10-2 に整理した。
表 5.10-2 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件
組織運営上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室毎の連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築
・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
⑤監督限界の設定
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案⑦対外対応の専属化
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。
⑨現場決定権を所長に与 ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動すえる。
る者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポ⑥所長の権限を下部組織 ートに徹する役割とする。
・必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を統括に委譲に委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。
⑧対外対応活動を本社対 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置し，広報，情報発信を一本化する。
策本部に一本化⑪外部からの対応の本社 ・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を
防止する。
一元化

④情報共有ツールの活用⑫現場力の強化⑬発電所支援体制の構築

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，
全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備
し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。
・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

表 5.10-2 における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

61-9-5-75

なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ICS1（Incident Command System）］を参考にしている。ＩＣＳの主な特徴を表 5.10-3 に示す。
表 5.10-3 ＩＣＳの主な特徴
特 徴

対応す
る要件
※

•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。

①②⑤•監督限界の設定（３～７名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。

⑤•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。

⑩•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官にあたえ，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺は
そのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。

⑥⑨•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。

④•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッ⑫
ションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることが出来る。
（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与え－られた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。
）※ 対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないた
め，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。
⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。
（詳
細は次ページ以降参照）

1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池 貞
利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ ICS） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

61-9-5-76

ICS は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件におおむね合致していると考えている。

(2) 具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
ａ．組織構造上の特徴○基本的な機能として 5 つの役割にグルーピング○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を 7 名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も 7 名以下となるよう組織を構成（発電所 図 5.10-1，本社 図 5.10-2）。班員についても役割に応じたチーム
編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合
は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割毎に分類）○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉毎に配置（図 5.10-1）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。安
全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各機能班長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
ｂ．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等発生時における本社対策本部の役割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示
や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，COP
Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有出来るような環境を整備する。
（図 5.10-3）

61-9-5-77

○テレビ会議システムで共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有
ツールと合わせて，同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることが出来るよう，調達・輸送面に関する運用をあらかじめ手順化。

61-9-5-78機能毎に統括を置き，発電所対策本部長（所長）の監督人数を削減

発電所対策本部長
広報班

所長（原子力防災管理者）

通報班

発電所対策本部長

意思決定・指揮

原子炉主任技術者

所長（原子力防災管理者）

安全監督担当情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班

発電班

号機班(１～５号)

1～５号統括保安班

復旧班(１～５号)
号機班(６号)

６号統括

現場対応

資材班

復旧班(６号)号機班(７号)

7号統括

復旧班(７号)
厚生班
医療班

対外対応統括対外対応

立地・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

総務統括

ロジ・
リソース管理資材班

図 5.10-1 柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

本社対策本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本社対策本部長（社長）

号機班は，号機毎に配置

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

総務班

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班

支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

通信班
総務班
厚生班

図 5.10-2 本社の原子力防災組織の改善

61-9-5-79

資材班

社内情報共有ツール（チャット）※

社内情報共有ツール（COP）

緊 急 時 組 織 の 運 用 に つ い て は ，訓 練 を 通 じ て 改 善 を 図 っ て い る こ と か ら ，今 後 変 更 と な る 可 能 性がある。

図 5.10-3 社内情報共有ツール(3) 改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能毎に明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,
複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

発電所緊急時対策本部（本部長）

図 5.10-4

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

61-9-5-80

5.11 柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて
当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，原子力防災
組織の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時対策本部の体制について，以下に説明する。
1.基本的な考え方
柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織を図 5.11-1 に示す。
緊急時体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能毎の整理
まず基本的な機能を以下の 4 つに整理し，機能毎に責任者として「統括」を配置する。さらに「統括」の下に機能班を配置する。
① 情報収集・計画立案② 現場対応③ 対外対応④ ロジスティック・リソース管理
これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長(所長)」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
あらかじめ定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限
は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことな
く，自律的に活動する。
なお，各統括，班長が権限を持つ作業が人身安全を脅かす状態となる場合においては，本部長へ作業の可否判断を求めることとする。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を提言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
号炉毎に行う現場対応については，申請号炉である 6 号及び 7 号炉と長期停止号炉である 1～5 号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である 6 号及び 7 号炉については，万一の両プラント同時被災の場
合の輻輳する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者
をそれぞれに置き(「6 号統括」と「7 号統括」)，統括以下，号炉毎に独立した
61-9-5-81

組織とすることで，要員が担当号炉に専念できる体制とする。
・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は 1～7 号炉の現場の対応について，
1～5 号統括，6 号統括，7 号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，3 名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり、2 基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。(図 5.11-2)
・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，1～5
号統括，6 号統括，7 号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
2.役割・機能(ミッション)
緊急時対策本部における各職位の役割・機能(ミッション)を，表 5.11-１に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班，及び号機統括の役割・機能について，以下のとおり補足する。
○号機班： プラント設備に関する運転操作について，当直による実際の対応を確認する。この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示が無くても，当直が手順に従って自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，当直の対応に疑義がある場合には，号機班長は当直に助言する。
○復旧班： 設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順に従って自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。
○号機統括： 当直及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については当直及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。
61-9-5-82

3.指揮命令及び情報の流れについて
緊急時対策本部において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班など，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，あらかじめ定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行う。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具体例として以下の 2 つのケースの場合を示す。
(ケース 1)可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水(定められた手順で対応が可能な場
合の例：図 5.11-3)
・復旧班長(6 号炉)の指示の下，6 号復旧班が自律的に可搬型代替注水ポンプによる送水を準備，開始する。
・復旧班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告するとともに号機班(6 号炉)にも情報を共有する。
・6 号炉当直副長の指示の下，当直が自律的に原子炉圧力容器への注水ラインを構成する。
・号機班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告するとともに復旧班(6 号炉)にも情報を共有する。
・号機班長(6 号炉)は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉圧力容器への注水の準備ができたことを当直に連絡する。
・当直は原子炉圧力容器への注水を開始する。
・号機班長(6 号炉)は 6 号統括に，原子炉圧力容器への注水開始を報告する。
(ケース 2)複数個所の火災発生(自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：図 5.11-4)・6 号炉での火災消火のため，6 号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が 6 号炉で活動中に 1 号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について 1～5 号統括と 6 号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「6 号炉での消火活動の継続」を決定する。
・6 号炉消火後，6 号統括は，自衛消防隊に 1 号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を 1～5 号統括に委譲する。
61-9-5-83

・自衛消防隊は 1～5 号統括の指揮の下，1 号炉の消火活動を実施する。
4.その他(1)夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していく。
(2)要員が負傷した際等の代行の考え方
特に夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷する等により役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアッ
プ要員がいないことが考えられる。
このような場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか，または上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する(例：復旧班長が負傷した場合は復旧班副班長が代行するか，または統括が兼務する)。
具体的な代行者の選定については，上位職の者(例えば班長の代行者については統括)が決定する。

61-9-5-84

表 5.11-1 各職位のミッション
職 位
本部長

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部（以下「対策本部」という。
）の指揮・統括・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への助言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への助言
・事故対応方針の立案
・プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測・本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設備の活用）

計画班

・事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット

助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括
・事故対応手段の選定に関する当直への情報提供
・当直からの支援要請に関する号機統括への助言

当直（運転員）

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中央制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括・初期消火活動（消防車隊）
・対外対応活動の統括
・対外対応情報の収集，本部長へインプット

通報班

・社外関係機関への通報連絡

立地・広報班・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

61-9-5-85

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術者

①

3 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

1
1
1
1
1
1
1

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 1（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）
保安班長

1

計画班員 1（1～5 号炉）
計画班員 6（6,7 号炉）
保安班員

12

技術支援組織※2

保安班 15
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 2
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 1（1～5 号炉）
復旧班長 1（1～5 号炉）

号機班員 1（1～5 号炉）
復旧班員 1（1～5 号炉）

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

号機班員 2（6 号炉）
復旧班員 2（6 号炉）

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 2（7 号炉）
復旧班員 2（7 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
6 号統括

1

※Ａ

7 号統括

1

実施組織
④

⑤

※Ａ

対外対応 1
統括

総務統括

1

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）※Ａ※2

復旧班 32 ※3
現場要員
7 号炉運転員

通報班長

1

通報班員

立地・広報 4
班員

1

5

総務班長

消防隊長

1

※2

復旧班 31 ※3
現場要員

6

立地・広報 1
班長
資材班長

（連携）

６号及び７号炉の重大事故等に対処
資材班員するために事象発
生 10 時間を目途と10 ※2 し て 参 集 す る 緊 急
時対策要員
総務班員
：106 名1

初期消火班 6
（消防車隊）
警備員

3

消火班 18 ※4
（専任）
※１
※２
※３

※４

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は，6 号及び 7 号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

：1～5 号炉対応要員①：意思決定・指揮
合計：232 名：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理

図 5.11-1 柏崎刈羽原子力発電所 原子力防災組織 体制図(第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後 6，7 号炉とも運転中の場合)
61-9-5-86基本的な緊急時体制
6号統括

本部長

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
共有本部長(1～5号)※

号機班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括：１～７号炉共通対応要員

図 5.11-2 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部体制(概要)

61-9-5-87

指示・命令の流れ(例：可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要となった場合)

図 5.11-3 可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ
61-9-5-88

指示・命令の流れ(例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合)

図 5.11-4 火災発生時(2 箇所の場合)の対応と情報の流れ(例)61-9-5-89

5.12 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について停止中の 1～5 号炉プラントの事故・異常状況への対処を行うのは，基本的には運転員であることから，6 号炉，7 号炉いずれかの格納容器ベント時には 6 号及び 7 号炉に加え，1～5 号炉の運転員が中央制御室にとどまることが出来るよう放射線防護資機材等の配備を行うこととし，更に 5 号炉については緊急時対策所を設置する設計とし，人による監視を継続して行うことで事態への対処を行うこととする。

一方，6 号炉，7 号炉が重大事故に伴い格納容器破損に至った際には，放出される放射性物質により中央制御室内の居住性環境がさらに悪化することが予想される。その際には，各号炉の中央制御室からは一旦緊急時対策所に運転員を待避させる。
なお，プラントパラメータの遠隔監視に関して，6 号炉，7 号炉ではプラント計測制御設
備からプロセス信号を取り込み，伝送するためのデータ伝送装置と，中央制御室内待避室
において表示するためのデータ表示装置を設置することで，重大事故等時においても継続してプラント監視が可能な設計としている一方で，申請前号炉である 1～5 号炉には上記のようなデータ伝送装置や表示装置をはじめとするプラント情報を監視するための設備について工事計画途上である。
そのため停止中の 1～5 号炉が 6 号炉，7 号炉と同時被災し全交流動力電源喪失に至った
際には，プラントパラメータを把握し，伝送･表示するための措置として 6 号炉，7 号炉のような専用の設備には期待することが出来ない。
したがって，プラント状況を把握するための設備について設置が完了するまで自主対策の措置としては，各号炉の既設の計測制御設備と，可搬の計測資機材類を組み合わせることで，6 号炉，7 号炉の格納容器ベント時に 1～4 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所において各号炉の運転員が自号炉の使用済燃料プール内の燃料健全性確認に必要な監視を行うことが可能なようにする。以下にその概略を示す。

(1)監視対象
6 号炉，7 号炉申請時点で，申請前かつプラント停止中の 1～5 号炉においては，いずれも使用済燃料プールに使用済燃料が保管・冷却されているため，使用済燃料プールの冷却状態の把握が必要である。なお 1～5 号炉においては，いずれも使用済燃料の崩壊熱は低くなっているため,対応操作に対する時間余裕も充分ある状況である（スロッシングによる漏えいを考慮し，65℃から 100℃に達するまでに約 30 時間）。
61-9-5-90

(2)使用済燃料プールの冷却状態の把握方法
1～5 号炉の使用済燃料貯蔵プール水位・水温は，9 箇所に設置した熱電対のうち，気相に露出している熱電対と，水中にある熱電対を用いて電気信号として検出し，中央制御室に指示・記録する設計としている（水中にある各検出点温度と気相部の温度を比較することにより，間接的に水位を監視する）。使用済燃料ラック上端付近から使用済燃料プール上端付近を計測範囲としている。

：熱電対

使用済燃料

図 5.12-1 使用済燃料貯蔵プール水位・水温 概要図(3)伝送方法① 5 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
5 号炉中央制御室のデジタル記録計に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所付近に設置する仮設電源より給電を行いつつ，デジタル記録計の信号出力を仮設の LAN ケーブ
ルにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。なお，ケーブル敷設等作業は事故後に参集した要員により，6 号炉，7 号炉のベント実施前に作業を完了させることが可能となる様，必要な資機材類の配備や手順の整備，要員の確保，タイムラインの明確化に努める。
② 1～4 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
1～4 号炉中央制御室のデジタル記録計に仮設電源による電源供給を行いつつ，デジ

61-9-5-91

タル記録計の信号出力を仮設の伝送装置や光ケーブル等により 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。
なお，ケーブル敷設等作業は上記①と同様。

荒浜側

大湊側

１号炉※２

２号炉※２

６号炉※１

中央制御室

中央制御室

中央制御室

５号炉

５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
データ
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

光通信
伝送装置

光通信
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

衛星
モデム

緊急時対策
支援システム
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

デジタル
記録計

中央制御室

デジタル
記録計
SPDS表示端末

中央制御室待避室
監視装置（PC）
電工ドラム

電工ドラム
第一ガスタービン発電機等

仮設電源

【凡例】
有線（電源ケーブル）
有線（計測用ケーブル）

監視装置（PC）

デジタル
記録計
仮設電源

※１：７号炉も同様※２：３号及び４号炉も同様

有線（LANケーブル）
有線（光ケーブル）
無線系回線
衛星系回線

設置場所又は方法については，今後，訓練を通して見直しを行う可能性がある。

図 5.12-2 デジタル記録計と伝送装置とを組み合わせた使用済燃料プールパラメータの緊急時対策所からの遠隔監視 概要図61-9-5-92

5.13 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の構造及び耐震設計について(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の機能は，鋼製の高気密室，及び緊急時対策所遮蔽により構成される。
高気密室は，鋼製の柱を溶接した高気密室架構により必要な構造強度を確保し，高気密室架構に設置する鋼鈑により必要な気密性を確保可能な設計とする。鋼鈑は鋼製の胴縁を介して高気密室架構の柱に溶接され，高気密室架構は柱と柱の間をブレースにより補強することより剛性を高め，ベースプレート及び基礎ボルトにより床面に支持する構造とする。
ここで，高気密室は，常設重大事故等対処設備において「常設耐震重要重大事故防止設
備 」 及 び 「 常 設 重 大 事 故 緩 和 設 備 」 に 分 類 し ，「 原 子 力 発 電 所 耐 震 設 計 技 術 指 針
JEAG4601-1987」及び「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」に基づき，機器・配管系として耐震設計を行うこととする。
また，緊急時対策所遮蔽は，5 号炉原子炉建屋を構成するコンクリート躯体の一部であり，必要な構造強度を確保するとともに，対策要員の居住性を維持するための被ばく線量低減
可能な遮蔽厚さを確保する設計とする。
ここで，緊急時対策所遮蔽は，常設重大事故等対処設備において「常設耐震重要重大事
故防止設備」及び「常設重大事故緩和設備」に分類し，「原子力発電所耐震設計技術指針
JEAG4601-1987」及び「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」に基づき，建物・構築物として耐震設計を行うこととする。

対策本部の各要求機能に対する許容限界（評価基準）について表 5.13-1 に示す。
また，対策本部内部の平面図を図 5.13-1 に，高気密室架構のイメージを図 5.13-2 に，高気密室架構のブレース及び気密パネル取付けイメージを図 5.13-3 に，高気密室の配置計
画図を図 5.13-4～6 に示す。

61-9-5-93

表 5.13-1 対策本部の各要求機能に対する許容限界（評価基準）
要求

機能設計上の性能

許容限界
地震力

機能

部位

目標

（評価基準）
供用状態 D での許容
高気密室基礎部（ベース
応力以下となるこ
プレート，基礎ボルト）と供用状態 D での許容構造強度を有する

基準地震動

高気密室架構（柱，ブレ―

応力以下となるこ
こと

Ss

ース）
と
耐震壁※1

最大せん断ひずみ（緊急時対策所（対策本

2×10-3 以下となる

部）遮蔽）

こと
供用状態 D での許容気密性能を維持す

基準地震動

気密性

鋼鈑
ること

応力以下となるこ

Ssと遮蔽体の損傷によ

耐震壁※1

最大せん断ひずみ 2（緊急時対策所（対策本×10-3 以下となるこ

部）遮蔽）

と

基準地震動
遮蔽性

り遮蔽性を損なわ
Ss
ないこと
機器・配管系等の設

支持供用状態 D での許容基準地震動備を支持する機能機能※2

高気密室架構（胴縁）応力以下となるこ

Ssを損なわないことと※1： 建屋全体としては，地震力をおもに耐震壁で負担する構造となっており，柱，梁，間仕切壁等が耐震壁の変形に追従すること，全体に剛性の高い構造となっており複数の耐震壁の相対変形が小さく床スラブの変形が抑えられるため，各層の耐震壁が最大せん断ひずみの許容限界を満足していれば，建物・構築物に要求される機能は維持される設計とする。
※2： 高気密室内に設置する機器・配管系等の設備は高気密室架構の柱に設置される鋼製の胴縁から支持され，高気密室架構の各部位はこれらの設備が胴縁に設置された状態において許容限界を満足する設計とする。

61-9-5-94

：コンクリート：高気密室バウンダリ
：区画壁

相当追加

：コンクリート相当追加（出入り可能な遮蔽とする）：コンクリート相当追加（出入り可能な遮蔽とする）

図 5.13-1 対策本部内部の平面図

61-9-5-95

図 5.13-2 高気密室架構のイメージ図

図 5.13-3 高気密室架構のブレース及び気密パネル取付けイメージ図

61-9-5-96

図 5.13-4 高気密室の配置計画図（平面図）

図 5.13-5 高気密室の配置計画図（断面図）

61-9-5-97

図 5.13-6 高気密室の配置計画図（床面構造概要図）

61-9-5-98

(2) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の機能は，待機場所の空調バウンダリである躯体壁の気密性及び待機場所の遮蔽壁が有する遮蔽性を担うコンクリート躯体，及び待機場所内に設置する待避スペースの遮蔽性を担う室内遮蔽により構成される。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）のコンクリート躯体は，5 号炉原子炉建屋を構成するコンクリート躯体の一部であり，必要な構造強度を確保するとともに，対策要員の居住性を維持するための被ばく線量を低減できる遮蔽厚さを確保するとともに，換気設備とあいまって対策要員の居住性を維持するための気密性を有する設計とする。
ここで，待機場所のコンクリート躯体は，常設重大事故等対処設備において「常設耐震重要重大事故防止設備」及び「常設重大事故緩和設備」に分類し，「原子力発電所耐震設計
技術指針 JEAG4601-1987」及び「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」に基づき，建物・構築物として耐震設計を行うこととする。

室内遮蔽は，鋼製の柱をボルト締結した架構により必要な構造強度を確保し，架構に設置する遮蔽材により必要な遮蔽性を確保可能な設計とする。遮蔽材は待避スペースの架構の柱にボルト締結され，架構は柱と柱の間をブレースにより補強することより剛性を高め，
ベースプレート及び基礎ボルトにより床面に支持する構造とする。
ここで，室内遮蔽は，常設重大事故等対処設備において「常設耐震重要重大事故防止設
備」及び「常設重大事故緩和設備」に分類し，「鋼構造設計規準 ―許容応力度設計法―（日本建築学会）」に基づき，鋼構造の構造体として耐震設計を行うこととする。

待機場所の各要求機能とコンクリート躯体及び室内遮蔽に対する許容限界（評価基準）について表 5.13-2 に示す。
また，待機場所内部の配置図を図 5.13-7，室内遮蔽の構造図を図 5.13-8 に示す。

61-9-5-99

表 5.13-2 待機場所の各要求機能に対する許容限界（評価基準）
部位
要求

機能設計上の性

許容限界
地震力

機能

能目標

待機場所

待機場所内の待避スペース

最大せん断ひずみ
2×10-3 以下となる
こと

待機場所遮蔽
（耐震壁）
―

気密性

遮蔽性

支持
機能

構造強度を有すること

基準地震動

気密性能を維持
すること

基準地震動

遮蔽体の損傷により遮蔽性を損
なわないこと機器・配管系等の設備を支持す
る機能を損なわないこと

室内遮蔽（底面部架構，柱架
構，ブレース架構，
基礎ボルト）

Ss

Ss（評価基準）

遮蔽材の直接支持構造物として，基準
地震動 Ss による地震力で機能維持するよう設計されていること

待機場所遮蔽
（耐震壁）

最大せん断ひずみ
2×10-3 以下となる
こと

待機場所遮蔽
（耐震壁）

最大せん断ひずみ
2×10-3 以下となる
こと

基準地震動
Ss

鋼構造物（室内遮蔽
室内遮蔽（遮蔽材） の架構）の変位に追従すること待機場所遮蔽
（耐震壁）
基準地震動
Ss

最大せん断ひずみ
2×10-3 以下となること

鋼構造物（室内遮蔽
室内遮蔽（遮蔽材） の架構）の変位に追
従すること

［補足］
※1： 建屋全体としては，地震力をおもに耐震壁で負担する構造となっており，柱，梁，間仕切壁等が耐震壁の変形に追従すること，全体に剛性の高い構造となっており複数の耐震壁の相対変形が小さく床スラブの変形が抑えられるため，各層の耐震壁が最大せん断ひずみの許容限界を満足していれば，建物・構築物に要求される機能は維持される設計とする。
※2：室内遮蔽は，地震力を鋼構造物の構造体（底面部架構，柱架構，ブレース架構）で負担する構造となるよう設計する。また遮蔽体は構造体の変形に追従するため室内遮蔽に要求される機能は維持される設計とする。

61-9-5-100

図 5.13-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所） 配置図

図 5.13-8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽の構造図
61-9-5-101

5.14 移動式待機所について(1)移動式待機所の役割と要件について
当社柏崎刈羽原子力発電所は発電所構内が広い特徴を有することから，事故発生後の敷地内の放射線量率分布やアクセス性等に様々な事故後環境が考えられ，かつ，複数号
機被災対応における事象進展も号炉によって様々となることもあり得る。
このため，固定施設としての緊急時対策所を設置するほかに，移動式の現場要員待機所を設けることが，事故対応への柔軟性と対応要員の放射線安全，労働環境向上に寄与することが期待できる。ひいては事故対応の長期的，安定的取り組みへとつながるものと考える。
(2)移動式待機所の居住性要件
居住性に対する要件については，後述する被ばく評価の基本想定シナリオにおいて以下を満足することとした。
・プルーム通過時間（格納容器ベント実施後 10 時間）経過後に，1mSv/h 以下の線量率となること。※1
・事故発生後 7 日（168 時間）時点で 0.2mSv/h 以下の線量率となること※2※1 設備の故障等の不測の事態にも対応できるよう 1 交替当たり 8 時間待機するものと想定し，1 回の待機に伴う合計被ばく量が 10mSv 以下となるよう 1mSv/h 以下と設定。
※2 1 日あたり 8 時間の勤務時間を想定した場合，そのうち 2 時間現場要員待機場所を使用すると考えられる（発電所外ブリーフィング 1 時間→現場作業 1 時間→休憩
30 分→現場作業 1 時間→休憩 1 時間→現場作業 1 時間→休憩 30 分→現場作業 1時間→発電所外ブリーフィング 1 時間）。従って，発生後 8 日目から 30 日目までの 23 日間作業をした場合に合計 46 時間≒50 時間滞在すると想定し，休憩中の合計被ばく量が 10mSv 以下となるよう 0.2mSv/h 以下と設定。
（被ばく評価の基本想定シナリオ）
・6 号または 7 号炉のいずれか 1 つが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」（以下，「大 LCOA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）で格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う。
・6 号炉または 7 号炉の残る 1 つが「大 LCOA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」で代替
循環冷却系による事象収束を行う。

61-9-5-102

(3) 移動式待機所の居住性以外の要件
居住性以外の要件については，(1) 移動式待機所の役割，で記載の通り，要員が安
全にとどまることができること，また現場作業に迅速，かつ確実に出向できることができる設計とする。
【移動式待機所の設備設計方針】
ａ．機能
・現場要員がとどまるための必要空間が確保できること
・遮蔽，気密及び換気設備による居住性の確保ができること（待機中の負担軽減のため，マスクを外して滞在出来ること）（空気の取り込みを一時停止した場合においても，影響がないことを確認する
ための酸素濃度計，及び二酸化炭素濃度計の配備）
・現場要員と対策本部とが通信連絡を行うための設備を設置すること
・必要負荷設備へ代替電源設備から給電できること
・汚染の持ち込みを防止するためのモニタリング及び作業服の着替え等を行う区画を設置すること・放射線防護装備資機材（マスク・着替え等），水・食料を配備すること
ｂ．設計条件
・地震により機能喪失しない，また津波による影響を受けない
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）と移動式待機所の設備概要について，表5.14-1 に示す。移動式待機所の設備の設計方針は，移動可能な車両形態であることを除き，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）と同等の機能を備えるよう設計する。

61-9-5-103

表 5.14-1 現場要員待機に対する設備設計方針比較
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

移動式待機所

現場要員待機場所の設置・保管場所及び設
置高さ

5 号炉原子炉建屋屋内地上 3 階
中央制御室空調機械室
T.M.S.L.+27.8m

荒浜側高台保管場所
T.M.S.L.+36m

構造

原子炉建屋 室内
（常設）

車両
（可搬）

現場要員待機場所の面積と収容可能要員数

約 131 ㎡
約 90 名約 10 ㎡×4 台
約 10 名×4

居住性設備

・無窓，コンクリート遮蔽，鉛遮蔽
・無窓，鉛遮蔽・可搬型陽圧化空調機によるろ過空・可搬型陽圧化空調機によるろ過空気陽圧化，空気ボンベ陽圧化装置
気陽圧化による清浄空気陽圧化
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
差圧計の配備
差圧計の配備

通信連絡設備・対策本部～待機場所間連絡（携帯型音声呼出電話設備）

・対策本部～待機場所間連絡（無線連絡設備等）

放射線管理設備

可搬型エリアモニタ

可搬型エリアモニタ

電源設備

・5 号炉の共通用高圧母線，及び6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備

可搬型電源設備（車載）資機材

収容要員の一日分を室内保管収容要員の一日分を室内保管

地震

Ss 機能維持

Ss 機能維持（転倒防止）

津波

設置場所は津波影響を受けない（T.M.S.L.+27.8m）

津波影響を受けない場所で保管（T.M.S.L.+36m）

61-9-5-104

2.移動式待機所の概要
移動式待機所の外観を図 5.14-1 に，収容スペース詳細を図 5.14-2 に示す。

図 5.14-1 移動式待機所 外観図

図 5.14-2 移動式待機所 要員収容スペース概略図

61-9-5-105

また，移動式待機所の保管場所及び使用場所は荒浜側高台保管場所とする。なお，
移動式待機所は車両構造を有していることから，その特徴を生かし，被災後に健全性が確認でき，かつ放射線量率が低い場所があればその場所に移動して運用することも可能とする。保管・使用場所と，移動して使う際の想定候補地を図 5.14-3 に示す。

図 5.14-3 移動式待機所の保管及び使用場所

61-9-5-106

5.15 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の耐震設計について
緊急時対策所が設置される 5 号炉原子炉建屋については，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しない設計とする。
以下では，5 号炉原子炉建屋の地震応答解析モデルについて示すとともに，基準地震動
Ss による地震応答解析を実施し，耐震成立性の見通しについて示す。
なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所※1 の機能である，居住性の確保，必要な情報の把握，通信連絡，電源の確保各々についての設備の耐震性，及び地震を想定した場合の 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の屋内アクセスルートの成立性については，本補足説明資料「4. 耐震設計方針について」で示す。
※1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）とで構成される。なお以下
では，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の両方をまとめて扱う場合，単に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と呼称する。

61-9-5-107

(1) 5 号炉原子炉建屋の地震応答解析モデルについて
5 号炉原子炉建屋は，重大事故等対処施設において「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」（以下「間接支持構造物」という。）に分類される。また，5 号炉原子炉建屋を構成する壁及びスラブの一部は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽に該当し，
これら遮蔽は重大事故等対処施設において「常設耐震重要重大事故防止設備」，「常設重大事故緩和設備」に分類される。
5 号炉原子炉建屋は，柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉の建設時の工事計画認可申請書（以下「既工認」という。
）において，地震応答解析を実施しているが，今回工認においては地震
応答解析モデルを一部見直す予定である。
以下では，今回工認で採用予定の地震応答解析モデル及び地震応答解析モデルの既工認時からの変更点について示した上で，妥当性及び適用性について説明する。
a.構造概要5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が設置される 5 号炉原子炉建屋は，地下 4 階，地上 4階建てで，基礎底面からの高さは 75.0m である。平面は，地下部分では一辺 83.0m の正方形，最上階では 51.0m(NS)×53.0m(EW)のほぼ正方形をなしている。
建屋の主体構造は鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート造）で，屋根トラ
スは鉄骨造である。原子炉建屋は原子炉棟とその付属棟より構成されており，それら両棟は同一基礎スラブ上に設置された一体構造である。その主たる耐震要素は，原子炉格
納容器の回りを囲んでいる原子炉一次遮蔽壁，原子炉棟の外壁及び付属棟の外壁である。
基礎は，泥岩上に直接設置されている。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋の 3 階に設置されており，原子炉建屋躯体の一部が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽を構成している。
建屋の概略平面図を図 5.15-1 に，建屋の断面図を図 5.15-2 及び図 5.15-3 に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設置位置を図 5.15-4 に示す。

61-9-5-108

図 5.15-1 5 号炉原子炉建屋概略平面図（基礎盤上）

61-9-5-109

図 5.15-2 5 号炉原子炉建屋断面図（NS 方向）

61-9-5-110

図 5.15-3 5 号炉原子炉建屋断面図（EW 方向）

61-9-5-111

枠組みの内容は機密事項に属しますので公開できません

図 5.15-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設置位置

61-9-5-112

b. 地震応答解析モデル
地震応答解析に用いるモデルは，建屋を質点系とし地盤を等価なばねで評価した建屋－地盤連成モデルとする。建屋の地震応答解析モデル図及び諸元を図 5.15-5 に，地盤モ
デルを表 5.15-1 に示す。
建屋は，曲げ変形とせん断変形をする質点系としてモデル化しており，建屋側方の地
盤は水平ばねで，また，建屋底面下の地盤は水平ばね及び回転ばねで置換している。地
下部分側面の地盤水平ばねは，各質点の支配深さに従って地盤を水平に分割し，波動論により評価している。なお，表層部分については，基準地震動 Ss による地盤の応答レベルを踏まえ，ばね評価を行わないこととする。
また，基礎スラブ底面における地盤の水平及び回転ばねは，それ以深の地盤を等価な
半無限地盤とみなして，波動論により評価している。
復元力特性は，建屋の方向別に，層を単位とした水平断面形状より，「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」
（以下「JEAG4601-1991」という。
）に基づいて設定する。水平方向の地震応答解析は，上記復元力特性を用いた弾塑性応答解析とする。
入力地震動は，解放基盤表面レベルに想定する基準地震動 Ss を用いることとする。埋め込みを考慮した水平モデルであるため，モデルに入力する地震動は，一次元波動論に基づき，解放基盤表面レベルに想定する基準地震動 Ss に対する地盤の応答として評価する。また，基礎底面レベルにおけるせん断力を入力地震動に付加することにより，地盤の切り欠き効果を考慮する。

61-9-5-113

回転慣性重量
IG(×10 6kN・m 2)

質点
番号

質点重量
Ｗ(kN)

51.0

①

39,440

10.5

39.5

②

50,840

20.4

33.0

③

249,590

146.1

27.8

④

341,850

187.1

20.3

⑤

477,550

262.7

12.3

⑥

471,970

300.9

5.3

⑦

454,390

299.4

-1.1

⑧

608,920

373.9

-10.1

⑨

637,660

436.1

-17.5

⑩

815,450

472.1

-24.0

⑪

526,750304.0

計4,674,410

部材
番号

T.M.S.L.(m)
1
1
2
2
3
3
4
4
5
5
6
6
7
8
9

10
11

7

8

9

10

せん断
断面積
A S(m2)断面2次モーメント
I(m 4)

1

42.6

29,0002

61.0

53,0003

336.1

260,100

4

411.7

331,700

5

566.6

470,700

6

702.2

599,000

7

837.9

656,800

8

919.7

730,500

9

1,079.7

801,400

10

6,889.0

3,955,000（NS 方向）回転慣性重量I G(×10 6kN・m 2)

質点
番号

質点重量
Ｗ(kN)

51.0

①

39,440

14.3

39.5

②

50,840

18.0

33.0

③

249,590

153.1

27.8

④

341,850

192.5

20.3

⑤

477,550

268.4

12.3

⑥

471,970

293.0

5.3

⑦

454,390

285.8

-1.1

⑧

608,920

365.3

-10.1

⑨

637,660

432.1

-17.5

⑩

815,450

476.9

-24.0

⑪

526,750304.0

計4,674,410

部材
番号

T.M.S.L.(m)
1
1
2
2
3
3
4
4
5
5
6
6
7
8
9

10
11

7

8

9

10

せん断
断面積
A S(m2)

1

54.5

38,0002

67.6

55,5003

396.5

263,600

4

429.9

338,300

5

521.4

474,400

6

766.7

602,200

7

816.6

667,000

8

951.2

741,800

9

1,033.9

813,800

10

6,889.0

3,955,000（EW 方向）図 5.15-5 5 号炉原子炉建屋質点系モデル図及び諸元

61-9-5-114

断面2次
モーメント
I(m 4)

表 5.15-1

標高T.M.S.L.
(m)
+12.0
+8.0
+4.0
0.0
-9.0

5 号炉原子炉建屋 地盤モデル

層厚 単位体積重量
ﾎﾟｱｿﾝ比地質Hγν3(m) (kN/m )
4.0
17.9
0.41
砂層
4.0
17.9
0.40
4.0
17.9
0.40
古安田層
安田層 9.0
17.5
0.48

せん断波 初期せん断
速度
弾性係数
Vs
G0
(m/s)
(kN/m2)140
34,600170
54,900200
69,600310
171,000

51.0

16.7

0.45

490

409,000

40.0

17.2

0.44

560

550,000

34.0

18.0

0.43

610

683,000

-

19.9

0.42

710

1,020,000

-60.0
西山層

-100.0-134.0解放基盤

61-9-5-115

c. 既工認モデルからの変更点(a) 既工認モデルからの変更点について
5 号炉原子炉建屋については，既工認で耐震計算書を添付しているが，今回工認においては地震応答解析モデルを一部見直す予定である。地震応答解析モデルにおける主要な変更点を表 5.15-2 に示す。
採用予定の項目のうち，補助壁については，設計時には耐震要素として考慮していな
かった壁のうち，規格規準に適合する壁を新たな耐震要素として選定するものであることから，5 号炉原子炉建屋の地震応答解析モデルにも適用可能な項目であると考えられる。
詳細については後述する。
また，5 号炉原子炉建屋は，既工認時は設計基準強度に基づくコンクリート剛性を用いていたが，今回工認では，6 号及び 7 号炉と同様に強度試験データに基づく実強度を採用する。
ただし，
5 号炉原子炉建屋は 6 号及び 7 号炉各建屋とは設計基準強度が異なるため，
5 号炉原子炉建屋としての強度試験データを整理した上で，コンクリート実剛性算出に使用する実強度の数値を検討する。
なお，建屋地盤相互作用効果を考慮するための地震応答解析モデルとして，既工認では，格子型モデル（多質点系並列地盤モデル）を採用していたが，今回工認では，埋め込み SR モデルを採用する。埋め込み SR モデルは，「JEAG4601-1991」に基づき設定するものであり，かつ柏崎刈羽原子力発電所 3 号，4 号，6 号及び 7 号炉原子炉建屋等の既工認で採用実績のあるモデルであることから，技術的な論点とはならない変更点であると考えている。
また，表 5.15-2 で示した主要な変更点以外の変更点としては，「建屋の弾塑性解析」及
び「表層地盤の埋め込み効果の無視」が挙げられる。「建屋の弾塑性解析」については，
既工認では採用していないが，「JEAG4601-1991」に基づき採用するものであり，妥当性・適用性が確認されている項目であると判断している。また，「表層地盤の埋め込み効
果の無視」については，地震動レベルの増大を踏まえその効果を無視するとしたものである。これらの 2 項目については，6 号及び 7 号炉の地震応答解析モデルで採用を予定しており，主要な論点とはなっていないことから，ここでも主要な変更点としては抽出しないこととした。

61-9-5-116

表 5.15-2 5 号炉原子炉建屋 地震応答解析モデルの主要な変更点
項目

既工認

今回工認

耐震要素（建屋壁） 外壁等の主要な壁ののモデル化

建屋コンクリート剛性
地震応答解析
モデル

みモデル化（240kg/cm2）に基

格子型モデルな壁（補助壁）を追加
でモデル化

設計基準強度づく剛性を使用

左記に加え，考慮可能

コンクリート実強度に基づく剛性を使用

埋め込み SR モデル

61-9-5-117

備考
6 号及び 7 号炉原子炉
建屋,タービン建屋等の地震応答解析モデ
ルで採用予定の項目。
同上

同上

(b) 考慮する補助壁について
補助壁の選定基準の設定に当たっては，先行審査を含む既工認で適用実績のある規準である，日本建築学会：「原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（2005）」（以下「RC-N 規準」という。
）を参考とし，表 5.15-3 に示す選定条件を設定することとする。
また，地震応答解析で用いる解析モデルへの反映方針としては，「JEAG4601-1991」
におけるスケルトン評価法のベースとなった実験の内容や耐震壁と補助壁の違い（鉄筋比，直交壁の有無）を踏まえ，補助壁のせん断スケルトンカーブとしては第１折点で降伏する完全弾塑性型とし，曲げスケルトンとしては補助壁の剛性を無視する保守的な設定とする。
なお，実際の地震応答解析は，複数の耐震壁と補助壁のスケルトンカーブを軸ごとに集約した合算後のスケルトンカーブを用いて解析を実施している。スケルトンカーブの集約方法を図 5.15-6 に示す。
今回の評価では，補助壁を考慮した地震応答解析を実施し，「JEAG4601-1991」に基
づくせん断ひずみの許容限界を下回っていることを確認する方針である。補助壁は前述
したとおり，RC-N 規準を参考にして，原子力発電所建屋の耐震要素として考慮可能な壁を選定していることから，既往の耐震壁と同様の許容限界が適用可能であると考えられる。また，せん断力は耐震壁と補助壁で負担するため，層としての変形量は同一となることから，耐震壁と補助壁を軸ごとに集約した解析モデルにより求まるせん断ひずみを用いた評価を行えば，補助壁に要求される機能が維持されることが確認できるものと考えられる。
以上で説明した補助壁の選定方針及び地震応答解析モデルへの反映方針は，6 号及び7 号炉原子炉建屋等で採用する補助壁の取り扱いと同一であり，全ての既設建屋に適用可能な手法であると考えられることから，5 号炉原子炉建屋に対して適用することは妥当であると判断した。
なお，柏崎刈羽原子力発電所では，鉄筋コンクリート造建物の躯体について，躯体の健全性維持の観点から，社内マニュアル※に基づく定期点検を実施しており，補助壁を含めた全ての壁が維持管理の対象となっていることから，耐震要素として補助壁を新たに考慮した場合についてもこれまでと同様の維持管理を実施することで特段の支障は生じないものと考えられる。
※NE-55-7「原子力発電所建築設備点検マニュアル」

61-9-5-118

表 5.15-3
項目

壁厚・内法高さ

せん断補強筋比

補助壁の選定条件

RC-N 規準（算定外の規定）

補助壁の選定条件

・壁の厚さは 200mm 以上，かつ壁の・壁の厚さは 300mm 以上，かつ壁の内法高さの 1/30 以上

内法高さの 1/30 以上

・壁のせん断補強筋比は，直交する各方向に関し，それぞれ 0.25%以上

同左

・複筋配置
壁筋

・D13 以上の異形鉄筋を用い，壁の見同左

付面に関する間隔は 300mm 以下
・下階まで壁が連続している，若しく
は床スラブを介して壁に生じるせん断
その他条件

力を下階の耐震壁に伝達できる壁・フレーム構面外でも上記を満たす壁

61-9-5-119

Q(t）① 耐震壁のスケルトンの算定
耐震壁については，せん断スケルトンカーブ
を「JEAG4601-1991」の評価法に従い算定する。
ここで，コンクリート強度は，実強度とする。
複数壁の合算方法は以下とする。
Q 1’ ：各壁 q1’の和
γ1’ ：Q1’／G･(耐震壁 As の和)Q2’ ：各壁 q2’の和
γ2 ：各壁γ2 の最小値
Q3’ ：各壁 q3’の和
γ3 ：4.0×10-3
ここで，qi’：個々の耐震壁のせん断力
G：せん断弾性係数② 補助壁のスケルトンの算定
補助壁については，「JEAG4601-1991」で評価される第１折点まで耐力を有すると仮定して，
完全弾塑性型のスケルトンカーブとする。
複数壁の合算方法は以下とする。
Q 1’’ ：各壁 q1’’の和（Q2’’,Q3’’も同じ）
γ1’’ ：Q1’’／G･(補助壁 As の和)
ここで，qi’’：個々の補助壁のせん断力

耐震壁合算
Q3'

Q2'
Q1 '

0

γ1' γ2

地震応答解析モデルのためのスケルトンの設定（１軸への集約方法）①耐震壁と②補助壁を合算して，1 軸に集約したスケルトンカーブを設定する。
合算方法は以下とする。
Q 1 ：耐震壁 Q 1’と補助壁 Q 1’’の和
γ1 ：Q1／G･(耐震壁 As＋補助壁 As の和)Q2 ：耐震壁 Q2’と補助壁 Q2’’の和
γ2 ：耐震壁γ2 の最小値
Q3 ：耐震壁 Q3’と補助壁 Q3’’’の和
γ3 ：4.0×10-32

3
4γ（×10-3）

Q(t）

補助壁合算

Q1''

0 γ1''

③

1

1

2

3
4
γ（×10-3）Q(t）③耐震壁と補助壁の合算
Q3Q2①耐震壁合算' Q1Q1②補助壁合算Q1''
0 γ1 γ212

3
4
γ（×10-3）2

3
4
γ（×10-3）

τ（N/mm2）8④

地震応答解析モデルのためのスケルトンの設定（Q－γ曲線からτ－γ曲線へ変換，SI 単位系に換算）③で得られた Q－γ曲線をτ－γ曲線に変換する。
変換方法は以下とする。
τ1 ： Q 1／(耐震壁 As＋補助壁 As の和)τ2 ： Q 2／(耐震壁 As＋補助壁 As の和)τ3 ： Q 3／(耐震壁 As＋補助壁 As の和)

7
6
5
4
3
2
1
0
0

1

図 5.15-6 スケルトンカーブの算定フロー

61-9-5-120

表 5.15-3 で示した考え方に基づき，耐震要素として考慮する補助壁の選定を実施した。
既工認で考慮していたせん断断面積（耐震壁のみ）と今回工認で考慮するせん断断面積（耐震壁＋補助壁）について整理した結果を表 5.15-4 に示す。
表 5.15-4 5 号炉原子炉建屋 既工認と今回工認のせん断断面積の整理表（単位：m2）
NS 方向
階

EW 方向

既工認

今回工認

既工認

今回工認

（耐震壁）

（耐震壁＋補助壁）（耐震壁）（耐震壁＋補助壁）

CRF

42.6

42.6

54.5

54.5

4F

61.0

61.0

67.6

67.6

3F

295.8

336.1

299.8

396.5

2F

335.8

411.7

344.4

429.9

1F

484.0

566.6

462.7

521.4

B1F

570.7

702.2

602.1

766.7

B2F

658.6

837.9

661.1

816.6

B3F

724.3

919.7

740.8

951.2

B4F

802.2

1079.7805.41033.961-9-5-121

(c)5 号炉原子炉建屋の地震応答解析に採用するコンクリ－ト実剛性について
今回工認においては，6 号及び 7 号炉原子炉建屋，同タービン建屋，コントロール建屋，廃棄物処理建屋について，地震応答解析においてコンクリート実剛性を採用する予定である。5 号炉原子炉建屋についても，地震応答解析においてコンクリート実剛性を採用する予定であるが，6 号及び 7 号炉原子炉建屋等とは設計基準強度が異なることから，5 号
炉原子炉建屋としての建設時の強度試験データを整理した上で，コンクリート実剛性算
出に使用する実強度の数値を検討する。
5 号炉原子炉建屋の 28 日強度の統計値を表 5.15-5 に示す。本統計値は，5 号炉原子炉
建屋の各階，各部位ごとに打設の際に採取した供試体から得られており，十分な数のデータから算出されているため，建屋コンクリートの平均的な 28 日強度を推定する統計値として妥当性・信頼性を有していると考えられる。コンクリートは一般的に強度が安定した後も緩やかに強度が増進する傾向があると言われているが，ここでは保守的に 28 日
以降の経年によるコンクリート強度の増進効果を無視することとし，地震応答解析で採用するコンクリート実剛性の設定に当たっては，28 日強度の平均値である 328kg/cm2 を保守的に評価して有効数字 3 桁を切り下げ，320kg/cm2（31.3N/mm2）という値を用いることとした。地震応答解析に採用するコンクリート物性値を表 5.15-6 に示す。
なお，本項目で設定したコンクリート実強度は，解析で用いるコンクリート部の剛性算出のために使用する値であり，応力解析で用いるコンクリートの許容値としては，従来の計算と同様に設計基準強度を採用する方針である。

61-9-5-122

表 5.15-5 5 号炉原子炉建屋の 28 日強度統計値
28 日強度平均値
328（kg/cm2）
標準偏差33（kg/cm2）
最小値
245（kg/cm2）
最大値
421（kg/cm2）772

標本数

表 5.15-6 地震応答解析に採用するコンクリート物性値
320kg/cm2
コンクリート実強度（31.3N/mm2）
ヤング係数
2.48×104N/mm2
1.03×104N/mm2

せん断弾性係数61-9-5-123

（2）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の耐震評価の見通しについて(a) 影響検討の方針
本検討では，前述した地震応答解析モデルを用いて，基準地震動 Ss による地震応答解析を実施し，5 号炉原子炉建屋の耐震安全性を概略的に確認する。本検討は概略検討であるため，検討に用いる地震動としては，図 5.15-7 に示す基準地震動 Ss-1～8 の応答
スペクトルを踏まえ，建屋応答への影響が大きいと考えられる基準地震動 Ss-1 を代表波として選定する。基準地震動 Ss-1 の加速度時刻歴波形を図 5.15-8 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽の耐震安全性への影響確認に当たっては，最大接地圧が地盤の極限支持力を超えないことを確認する。構造強度については，最大せん断ひずみが許容限界を超えないことを確認する。また，気密性，遮蔽性及び支持機能の維持については，
最大せん断ひずみが許容限界を超えないことを確認する。
各要求機能に対する許容限界は表 5.15-7 のとおり設定する。

61-9-5-124

10
00

1000

(h=0.05)

20
00

10
00
0

10

Res_EGF_長岡+十日町ver02_
Ss-8H（大湊側）
Ss-8

50
00

2000

Ss-5（NS）
Ss-5（EW）
Ss-6（NS）
Ss-6（EW）
Ss-7（NS）
Ss-7（EW）

(c
m/
s2
)

Ss-1
Ss-2（NS）
Ss-2（EW）
Ss-3
Ss-4（NS）
Ss-4（EW）
(c
m
)

50
0

1

20
0

500

10
0

200
100
50

50

0.
1

速
度

20

(cm/s)

10
5

0.
01

2
1
0.5

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

5

周 期(秒)

図 5.15-7 基準地震動の応答スペクトル（大湊側・水平方向）

61-9-5-125

10

○印は最大値を示す
1500

加速度（gal）

1000
500
0
-500
-1000

-1050

-1500
0

10

20

30

40

50

60

時間（sec)

図 5.15-8 加速度時刻歴波形（基準地震動 Ss-1H）

61-9-5-126

7080

表 5.15-7 地震応答解析による評価における許容限界（重大事故等対処施設としての評価）
要求機能－

機能設計上の性能目標

構造強度を有
すること

地震力

基準地震動
Ss

部位

いまって気密

基準地震動

（注１）

機能を維持すSs

ること(5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）遮蔽，及び 5号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（待機場所）遮蔽)が構造強度を確保

最大せん断するための許容限ひずみ界を超えないこと2.0×10-3

により遮蔽性

基準地震動を損なわない

Ss

こと

（注３）

最大接地圧が地盤

極限支持力度の支持力度を超え

4,412kN/m2

ないことを確認(450t/m2)

耐震壁（注 2）が気密性を維持す（5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）遮蔽）るための許容限界
を超えないことをおおむね弾性
範囲
若しくは
最大せん断
ひずみ
2.0×10-3（注 1）

耐震壁（注 2）

最大せん断ひずみ(5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）遮蔽，及び 5号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（待機場所）遮蔽)が遮蔽性を維持す最大せん断るための許容限界

ひずみを超えないことを

2.0×10-3

確認
最大せん断ひずみ

機器・配管系等する機能を損を確認

確認

遮蔽体の損傷機能(評価基準値)

最大せん断ひずみ
気密性の設備を支持ための考え方
最大せん断ひずみ

換気機能とあ

支持

許容限界

耐震壁

基礎地盤

遮蔽性

機能維持の

基準地震動
Ss

耐震壁

（注 2）

なわないことが支持機能を維持最大せん断するための許容限ひずみ界を超えないこと2.0×10-3

を確認（注 1）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の気密性については，原子炉建屋のコンクリート躯体とは別に設置される鋼製の高気密室により機能を維持する方針である。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
については，原子炉建屋のコンクリート躯体（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽）により換気機能とあいまって機能を維持する方針である。気密性の維持の確認に当たって，最大応答がせん断スケルト
ン曲線上の第一折点を下回っている場合はおおむね弾性範囲にあると判断し，気密性が維持されているものと評価する。また，せん断スケルトン曲線上の第一折点を上回っている場合は，許容限界として設定した最大せん断ひずみによる空気漏えい量を算定し，設置する換気設備の性能と比較することにより，必要な気密性が維持されることを確認する。
（注 2）建屋全体としては，地震力を主に耐震壁で負担する構造となっており，柱，梁，間仕切壁等が耐震壁の変形に追従すること，全体に剛性の高い構造となっており複数の耐震壁間の相対変形が小さく床スラブの変形が抑えられるため，各層の耐震壁が最大せん断ひずみの許容限界を満足していれば，建物・構築物に要求される機能は維持される。
（注 3）「支持機能」の確認には，「内包する設備に対する波及的影響」の確認が含まれる。

61-9-5-127

b. 地震応答解析結果
基準地震動 Ss-1 による最大応答値を，それぞれ図 5.15-9～14 に示す。
(cm/s2)
Ss-1 NS
T.M.S.L.(m)Ss-1 NS

1860

51.0

1412

39.5

1067

33.0

996

27.8

838

20.3

735

12.3

644

5.3

631

-1.1

582

-10.1

545

-17.5
0

500

図 5.15-9

1000

1500

2000
2000
(cm/s2)

最大応答加速度 NS 方向(cm/s2)
Ss-1 EW

T.M.S.L.(m)Ss-1 EW

1757

51.0

1263

39.5

1067

33.0

974

27.8

832

20.3

724

12.3

648

5.3

633

-1.1

586

-10.1
-17.5
0

545
500

図 5.15-10

1000

1500

2000
(cm/s 2)

最大応答加速度 EW 方向

61-9-5-128

×103(kN)Ss-1 NS
Ss-1 NS

T.M.S.L.(m)
51.0

74.88
39.5
133.0333.0
397.7527.8

730.3320.3
1123.4112.3
1454.775.3
1733.20-1.1
2020.57-10.1
2500.54
-17.5
0

1000

2000

3000
×103(kN)

図 5.15-11

最大応答せん断力 NS 方向
×103(kN)Ss-1 EW
Ss-1 EW

T.M.S.L.(m)
51.0

71.21
39.5
134.1633.0
400.0727.8

738.4520.3
1133.6612.3
1454.125.3
1725.82-1.1
2020.58-10.1
2467.78
-17.5
0

1000

2000

3000
×103(kN)

図 5.15-12

最大応答せん断力 EW 方向

61-9-5-129

6×10 (kNm)

Ss-1 NS
Ss-1 NS

T.M.S.L.(m)
51.0

0.34

39.5

1.19
1.72

33.0

2.55
5.79
7.70
11.58

27.8
20.3

16.35
21.14

12.3

28.55
33.47

5.3

41.90
46.60

-1.1

55.93
61.18

-10.1

70.82
75.74
85.86

-17.5
0

50

100

150
（×10 6kNm）

図 5.15-13 最大応答曲げモーメント NS 方向
6×10 (kNm)

Ss-1 EW
Ss-1 EW

T.M.S.L.(m)
51.0

0.44

39.5

1.24
1.70

33.0

2.57
5.98
7.88
11.91

27.8
20.3

16.69
21.65

12.3

29.08
33.91

5.3

42.32
46.81

-1.1

56.12
61.29

-10.1

70.87
75.59
85.97

-17.5
0

50

100

150
（×106kNm）

図 5.15-14 最大応答曲げモーメント EW 方向

61-9-5-130

c. 耐震安全性評価結果
基準地震動 Ss-1 による地震応答解析結果に基づく接地圧は NS 方向で 2,121kN/m2，
EW 方向で 2,121kN/m2 であり，設置地盤の極限支持力 4,412kN/m2（450tf/m2）に対して十分な余裕がある。
基準地震動 Ss-1 による最大応答せん断ひずみ一覧を図 5.15-15 及び図 5.15-16 に，最大応答をせん断スケルトン曲線上にプロットした結果を図 5.15-17～図 5.15-25 に示す。
これより，建屋各階の応答は，評価基準値(2.0×10-3)を満足することが確認できる。また，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所遮蔽に該当する部位を含む層（3 階：T.M.S.L.27.8m～
T.M.S.L.33.0m）の応答はせん断スケルトン曲線上の第 1 折点以下であり，おおむね弾性状態であることが確認できる。

61-9-5-131

×10 -3
Ss-1 NS
Ss-1 NS

T.M.S.L.(m)
51.0

0.18
39.5
0.28
33.0
0.12

27.8

0.18
20.3
0.20
12.3
0.21
5.3
0.21
-1.1
0.22
-10.1
0.23
-17.5
0.00

0.50

1.00

1.50

2.00
×10 -3

図 5.15-15

最大応答ひずみ NS 方向
×10-3
Ss-1 EW
Ss-1 EW

T.M.S.L.(m)
51.0

0.13
39.5
0.20
33.0
0.10

27.8

0.17
20.3
0.22
12.3
0.19
5.3
0.21
-1.1
0.21
-10.1
0.24
-17.5
0.00

0.50

1.00

1.50

2.00
×10-3

図 5.15-16

最大応答ひずみ EW 方向

61-9-5-132

τ (N/mm2)8

τ (N/mm2)
8

BAR1
Ss-1NS

7

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

BAR1
Ss-1EW

0

0

1

2

3

4

γ

(×10-3)0(NS 方向)

1

2

3

4

γ

(×10-3)34（EW 方向）図 5.15-17 せん断スケルトン曲線上へのプロット（CRF）

τ (N/mm2)8τ (N/mm2)8

BAR2
Ss-1NS

7

BAR2
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1
0

0
0

1

2

3

4

0

1

2

γ (×10-3)

γ (×10-3)(NS 方向)（EW 方向）図 5.15-18 せん断スケルトン曲線上へのプロット（4F）

61-9-5-133

τ (N/mm2)
87

τ (N/mm2)
8

BAR3
Ss-1NS

BAR3
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

0

0

1

2

3

4

γ

(×10-3)0(NS 方向)

1

2

3

4

γ

(×10-3)（EW 方向）図 5.15-19 せん断スケルトン曲線上へのプロット（3F※）※緊急時対策所遮蔽を含む部位
τ (N/mm2)8τ (N/mm2)
8
BAR4
Ss-1NS

7

BAR4
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

0

0

1

2

3

4

0

1

2

(NS 方向)（EW 方向）図 5.15-20 せん断スケルトン曲線上へのプロット（2F）

61-9-5-134

3

4

γ (×10-3)

γ (×10-3)τ (N/mm2)8

τ (N/mm2)
8
BAR5
Ss-1NS

7

BAR5
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

0
0

1

2

3

4

γ

(×10-3)0(NS 方向)

1

2

3

4

γ

(×10-3)34（EW 方向）図 5.15-21 せん断スケルトン曲線上へのプロット（1F）τ (N/mm2)8τ (N/mm2)8

BAR6
Ss-1NS

7

BAR6
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

0
0

1

2

3

4

0

1

2

γ (×10-3)

γ (×10-3)(NS 方向)（EW 方向）図 5.15-22 せん断スケルトン曲線上へのプロット(B1F)

61-9-5-135

τ (N/mm2)
87

τ (N/mm2)8

BAR7
Ss-1NS

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

BAR7
Ss-1EW

0
0

1

2

3

4

γ

(×10-3)0(NS 方向)

1

2

3

4

γ

(×10-3)34（EW 方向）図 5.15-23 せん断スケルトン曲線上へのプロット(B2F)

τ (N/mm2)8τ (N/mm2)8
BAR8
Ss-1NS

7

BAR8
Ss-1EW

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

0
0

1

2

3

4

0

1

2

γ (×10-3)

γ (×10-3)(NS 方向)（EW 方向）図 5.15-24 せん断スケルトン曲線上へのプロット(B3F)

61-9-5-136

τ (N/mm2)8

τ (N/mm2)8

BAR9
Ss-1NS

7

7

6

6

5

5

4

4

3

3

2

2

1

1

0

BAR9
Ss-1EW

0
0

1

2

3

4

γ

(×10-3)0(NS 方向)12（EW 方向）図 5.15-25 せん断スケルトン曲線上へのプロット(B4F)

61-9-5-137

3

4

γ

(×10-3)

（3）まとめ
建屋内に緊急時対策所が設置される予定の柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉原子炉建屋について，今回工認の耐震評価に用いる動解モデルを示した上で，既工認モデルからの変更点を整理し，その妥当性を確認した。
また，基準地震動 Ss に対する 5 号炉原子炉建屋の耐震成立性を確認することを目的として，基準地震動 Ss-1 による地震応答解析を実施した。その結果，5 号炉原子炉建屋の応答が評価基準値を満足することを確認した。
詳細な評価結果は，今回工認の時点で示すこととするが，今回の地震応答解析結果からは，重大な課題が存在するとは考えられない。

61-9-5-138

参考資料-1
5 号炉原子炉建屋 埋め込み効果を考慮することの妥当性確認
はじめに
5 号炉原子炉建屋の地下部建屋側面と地盤の接触面積比を確認することで，動解モデル
において埋め込み効果（側面水平ばね）を考慮することの妥当性を確認する。
地盤接触面積比による埋め込み効果を考慮することの妥当性確認
参表 5.15-1 に，図面を元に計算した 5 号炉原子炉建屋の地盤と建屋の接触面積比率を示す。4 面の建屋-地盤の接触面積比（地盤と接している壁面積/地中外壁面積）を平均化した
場合の接触地盤面積比は 86.0%であった。
「JEAG4601-1991」において引用されている「建屋埋込み効果の評価法の標準化に関する調査報告書」※1 によると埋め込みを見込むためには，建屋は少なくとも三面が埋め込まれていることが必要であるとされている。また，「JEAC4601-2008」※２において引用されている，「埋め込み基礎の接触状況が構造物の応答に与える影響について」※3 等の文献では，
建物・構築物の地下部分の大部分（3 面又は面積で 75%以上）が周辺地盤と接している場
合には，全埋め込みと同様な埋め込み効果が期待できるものとされている。
5 号炉原子炉建屋は 86.0%が地盤と接していることから，埋め込み効果を考慮することは妥当であると考えられる。
参表 5.15-1 地盤と建屋の接触面積比率

北側

地下部表面積

接地表面積

接触面積比

（㎡）

（㎡）

（％）

2988

2988

100%

備考

トレンチが存在するため

南側

2988

2954

98.9%

わずかに地盤と接していない部分がある。

東側

2988

2894

96.9%

同上
西側にタービン建屋が存

西側

2988

1440

48.2%

在するため接地表面積が他の 3 面と比較し小さい

合計

11952

10276

※1：社団法人日本電気協会 電気技術基準調査委員会

86.0%
建屋埋込み効果の評価法の標準化に関する調査報告書：昭和 62 年 6 月※2：社団法人日本電気協会

原子力発電所耐震設計技術規定 JEAC4601-2008，2009※3：吉田ほか：埋め込み基礎の接触状況が構造物の応答に与える影響について
工学シンポジウム，pp1287-1292,2002

61-9-5-139

第 11 回日本

5.16 大湊側緊急時対策所の設置計画について
本申請において，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，5号炉原子炉建屋内に「5号炉原子炉建屋内緊急時対策所」を設置することとするが，より確実な災害対応を行うため，新たに「大湊側緊急時対策所」を新設し，平成32年7月に竣工を予定している。
以下に，大湊側緊急時対策所の設置計画について概略を記す。
（１）大湊側緊急時対策所の特徴
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，耐震構造の建屋内に「5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所」を設置することとしており，6 号及び 7 号炉に係る重大事故等への対処は可能であると考えている。
一方，柏崎刈羽原子力発電所は，7 プラントを有すると共に敷地も広大であることから，将来的には荒浜側に設置している 1～4 号炉に係る重大事故等が発生した場合の対処なども考慮し，大湊側の高台に大湊側緊急時対策所を新設することで，事故対応への柔軟性を向上させる設計とする。
大湊側緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能を最大限生かしつつ以下の特徴を有するものとする。
・ 建屋を耐震構造とする。
・ 配置場所を耐津波対策も考慮し大湊側高台とする。
（設置高さ T.M.S.L.+15m 以上とする。）
・ 放射線被ばく上有利となるよう，緊急時対策室（指揮所）を地下に設ける。
2 拠点の緊急時対策所の設置場所及び特徴を，図 5.16-1 及び表 5.16-1 に示す。

61-9-5-140

図 5.16-1 緊急時対策所の設置場所
表 5.16-1 緊急時対策所の特徴

荒浜側
プラント
との距離

（1 号炉）
大湊側（7 号炉）

建屋構造
代替電源設備※1
初動対応の容易性
活動拠点の確保

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所※2

大湊側緊急時対策所（大湊側）※3

約 1,700ｍ

約 1,400ｍ

約 260ｍ

約 450ｍ

耐震構造

耐震構造（Ss 機能維持）（Ss 機能維持）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
移動が必要

ガスタービン発電機
移動が必要

緊急時対策所の機能を維持しつつ，現場状況に応じて，対策要員の待機場所や事故収束に向けた復旧活動拠点への活用が可能。
※1：共通要因による電源喪失しないよう常用電源を別系統とし，かつ，異なる代替電源方式とする。
※2：5 号炉起動時においては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 5 号炉中央制御室機能との干渉により使用出来ないため, 基本的な考え方を保持しつつ，大湊側での拠点の拡充等について，引き続き検討していく。
※3：大湊側緊急時対策所は詳細設計中であり，変更となる可能性がある。

61-9-5-141

（２）大湊側緊急時対策所の概要
大湊側緊急時対策所は，鉄筋コンクリート造の地上 2 階地下 2 階の耐震構造の建屋とし，緊急時対策所の機能を内包させ，屋外に非常用発電機，軽油タンク等を配置する。
以下に，大湊側緊急時対策所の各フロアの構成について示す。また，大湊側緊急時対策所の建屋概要を図 5.16-2～5 に示す。
地上 2 階：空調機，フィルタ室等の設備機械フロア
地上 1 階：電気品室，出入管理等を行う放射線管理フロア等
地下 1 階：電気品室，通信機械室等の通信機械フロア
地下 2 階：緊急時対策所，会議室等の緊急時対策所フロア

図 5.16-2 大湊側緊急時対策所建屋概要（断面図）

61-9-5-142

図 5.16-3 大湊側緊急時対策所の建屋概要（2 階・屋上平面図）

61-9-5-143

図 5.16-4 大湊側緊急時対策所の建屋概要（1 階・地下 1 階平面図）

61-9-5-144

図 5.16-5 大湊側緊急時対策所の建屋概要（地下 2 階・地下ピット平面図）

61-9-5-145

〔参考〕各拠点の緊急時対策所の仕様について
各拠点の緊急時対策所の仕様について比較したものを表 5.15-3 に示す。
大湊側緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能を最大限生かしつつ，
以下のとおり設備を設置する予定である。
表 5.16-3 各拠点の緊急時対策所の仕様について※1
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（大湊側）

大湊側緊急時対策所
（大湊側）

設置高さ

T.M.S.L.+27.8m

T.M.S.L.+30m

建屋構造

耐震構造
（地上 3 階既設活用）（Ss 機能維持）

耐震構造（地上 2 階地下 2 階）
（Ss 機能維持）

延べ床面積

既設建屋活用約 7,280 ㎡

緊急時対策室面積

約 200 ㎡

約 610 ㎡

緊急時対策室の場所

地上 3 階

地下 2 階緊対要員数

180 名程度

250 名程度

電源設備

所内電源（大湊側）
非常用電源系統
可搬型電源設備

換気設備

可搬型空調方式
空気ボンベ設置

所内電源（大湊側）
非常用電源系統
ガスタービン発電機
空気ボンベ設置
全号機の同時被災を想定した
被ばく評価

通信・情報設備

自
然
災
害
に
よ
る
影
響

無線，有線，衛星通信設備,テレビ会議システム，中央制御室との通信設備，
緊急時対策支援システム伝送装置・表示装置他

放射線管理設備

可搬型出入管理装置
可搬型エリアモニタ

常設出入管理装置
常設エリアモニタ

放射線防護設備

無窓，高性能・よう素フィルタ付

無窓，高性能・よう素フィルタ付

地震
津波※2

火災・竜巻
落雷他

Ss 機能維持
T.M.S.L.+27.8m

T.M.S.L.+30m

火災・竜巻・落雷他による影響により，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

同左
機械室等の非居室もその他特徴
放射線フィルタ設置（汚染取込防止）※1 大湊側緊急時対策所は詳細設計中であり，変更となる可能性がある。
※2 基準津波高さ T.M.S.L.+8.3m
基準地震動を含むすべての重大事故時等に対応可能61-9-5-146

61-10

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-1-1

目 次
1. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-10-1-3

1.1

新規制基準への適合状況

61-10-1-3

1.2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について61-10-1-5

・添付資料 15 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価条件

61-10-1-13

・添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性について

61-10-1-27

・添付資料 3

被ばく評価に用いる大気拡散評価について

61-10-1-32

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-1-36

・添付資料 5

エアロゾル粒子の乾性沈着速度について

61-10-1-39

・添付資料 6

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の評価方法について・添付資料 761-10-1-47

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評
価方法について・添付資料 861-10-1-52

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の評価方法について

・添付資料 961-10-1-58

外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法について

61-10-1-66

・添付資料 10 陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響について61-10-1-69

・添付資料 11 可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

61-10-1-78

・添付資料 12 使用済燃料プール等の燃料等による影響について

61-10-1-82

・添付資料 13 コンクリートの施工誤差の影響について

61-10-1-96※1

61-10-1-101

・添付資料 14 審査ガイドへの適合状況

（※1） 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

61-10-1-2

1.

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

1.1 新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），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第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊重大事故等が発生した場合において急時対策所は、重大事故等が発生した場

も，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に合においても当該重大事故等に対処するより，当該重大事故等に対処するためのための適切な措置が講じられるよう、次

適切な措置を講じることができるように掲げるものでなければならない。

にしている。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

三

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

2

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。

61-10-1-3－

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），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第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1,2

適合状況

【解釈】
１

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

第１項及び第２項の要件を満たす緊急 の居住性については，「実用発電用原時対策所とは、以下に掲げる措置又はこ子炉に係る重大事故時の制御室及びれらと同等以上の効果を有する措置を行

緊急時対策所の居住性に係る被ばく

うための設備を備えたものをいう。

評価に関する審査ガイド」に基づき

ｅ） 緊急時対策所の居住性については、 評価し，対策要員の実効線量が 7 日間
次の要件を満たすものであること。

で 100mSv を超えないことを確認して①いる（約 58mSv/7 日間）。なお，想定想定する放射性物質の放出量等は

東京電力株式会社福島第一原子力発 する放射性物質の放出量等は東京電電所事故と同等とすること。
②

プルーム通過時等に特別な防護措力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と想定し，マスク着用なし，置を講じる場合を除き、対策要員は 交替要員なし及びヨウ素剤の服用な
緊急時対策所内でのマスクの着用な しとして評価した。
しとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-1-4

1.2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
重大事故等時の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「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。）に基づき評価を行った。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）は同等の遮蔽性能及び空調設備を有しているため，重大事故等の発生を想定する号炉（6 号及び 7 号炉）に，より近接した 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
を代表として評価を行った。
（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 76 条抜粋）
緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価の結果，実効線
量は 7 日間で約 58mSv であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
（1） 想定する事象
想定する事象は，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，
想定する放射性物質等に関しては審査ガイドに基づき評価を行った。
（2） 大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の発災を想定し評価した。なお，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を表 1-1 に示す。

61-10-1-5

表 1-1 大気中への放出放射能量（gross 値）
放出放射能量[Bq]核種類6 号及び 7 号炉の和

希ガス類

約 1.8×1019

よう素類

約 6.3×1017

Cs 類

約 5.6×1016

Te 類

約 1.6×1017

Ba 類

約 6.1×1015

Ru 類

約 2.8×1010

Ce 類

約 1.9×1014

La 類

約 2.8×1013（3） 大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さいほうから順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値を用いた。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985
年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用した。
相対濃度及び相対線量の評価結果を表 1-2 に示す。
表 1-2 相対濃度及び相対線量
評価対象

放出号炉

5 号炉原子炉建屋内

相対濃度

相対線量

3

χ/Q[s/m ]D/Q[Gy/Bq]

6 号炉

3.6×10-4

1.7×10-18

7 号炉

9.8×10-5

8.1×10-19

緊急時対策所（対策本部）（4） 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，対策要員は 7 日間 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮した被ばく経路と被ばく経路のイメージを図 1-1 及び図 1-2 に示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件を表 1-4 に，被ばく評価に係る換気空調設備の概略図を図 1-3 に示す。

61-10-1-6

a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する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 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等を踏まえて評価した。
直接ガンマ線については QAD-CGGP2R コードを用い，スカイシャインガンマ線については ANISN コード及び G33-GP2R コードを用いて評価した。
b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路②）放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。なお，遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これにより，本被ばく経路の評価結果は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する区画内に浮遊する放射性物質からの影響を包含する。
c.外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
内での被ばく（経路③）
外気から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質による被ばくは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質濃度を基に，放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び放射性物質の吸入摂取による
内部被ばくの和として評価した。なお，内部被ばくの評価に当たっては，マスクの着用
及びヨウ素剤の服用はないものとして評価した。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下の(a).及び(b).の効果を考慮した。
(a). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機による 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（以下「可搬型陽圧化空調機」という。
）により陽圧化することで，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へのフィルタを経由しない外気の侵入を防止する効果を考慮した。

61-10-1-7

(b). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置による 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（以下「陽圧化装置」という。）により陽圧化することで，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）への外気の侵入を防止する効果を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路④）
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，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，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。

（5） 被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価結果を表 1-3 に示す。対策要員の 7 日間の実効線量は約 58mSv となった。また，遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合は，対策要員の 7 日間の実効線量は約66mSv となった。
したがって，評価結果は判断基準の「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足している。

61-10-1-8

表 1-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
7 日間での実効線量[mSv]

被ばく経路
6 号炉

合計※1

7 号炉

①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対0-1

約 1.9×10

約 3.2×10

約 2.7×101

約 1.3×101

0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 2.3×100(約 2.9×100)

策本部）内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策約 4.1×101(約 4.6×101)

本部）内での被ばく③外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋
室内

内緊急時対策所（対策本部）内

作業時

での被ばく
（内訳）内部被ばく

0.1 以下(0.1 以下)
0.1 以下(0.1 以下)

外部被ばく

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(0.1 以下)④地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所

約 1.2×101

約 3.1×100

約 4.1×101

約 1.7×101

約 1.5×101(約 1.7×101)（対策本部）内での被ばく合計（①＋②＋③＋④）

約 58(約 66)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

61-10-1-9

線源

原子炉建屋内放射性物質

地表面放射性物質

大気中放射性物質

被ばく経路

直接ガンマ線，

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

放射性雲中の内に取り込まれる放射性物質による被ばく

放射性物質

スカイシャインガンマ線
ガンマ線

被ばく部位

①

③

②

④

吸入摂取

からのガンマ線③

ガンマ線による

吸入摂取による

外部被ばく

内部被ばく

室内作業時

図 1-1 被ばく経路（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））

61-10-1-10

地表面放射性物質
からのガンマ線

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく
室内
作業時（クラウドシャインガンマ線による外部被ばく）③ 外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（放射性物質の吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）④ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（グランドシャインガンマ線による外部被ばく）

図 1-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく経路イメージ図
61-10-1-11

表 1-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件
項目
放出量評価

大気拡散条件

評価条件

発災プラント6 号及び 7 号炉

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10 時間

放出源高さ

地上放出

気象データ

1985.10～1986.9 の 1 年間の気象データ
6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）

着目方位

7 号炉：2 方位(N,NNE)

建屋巻き込み巻込みを考慮

累積出現頻度小さい方から 97%

重ね合わせ

号炉ごとに評価し被ばく線量を足し合わせる

事故発生からの経過時間
可搬型陽圧化空調機
による陽圧化
防護措置

結果

陽圧化装置
による陽圧化

0～24 時間後

24～34 時間後

34～168 時間後

加圧

－

加圧

－

加圧

－

マスクの着用考慮しない

ヨウ素剤の服用

考慮しない

要員の交替

考慮しない

合計線量（7 日間）

約 58mSv(約 66mSv)※1※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

図 1-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の被ばく評価に係る換気空調設備の概略図（陽圧化装置による陽圧化時）

61-10-1-12

添付資料１5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価条件
表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(3)h. 同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されてい発災プラント6 号及び 7 号炉

運転号炉を想る場合、全原子炉施設につい定。号炉ごとにて同時に事故が起きたと想定

評価し被ばく線

して評価を行うが、各原子炉量を足し合わせ施設から被ばく経路別に個別た。

に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。
4.1(2)a.緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物質の評価事象

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等

審査ガイドに示されたとおり設定

大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故と同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物
質放出量を計算する。

炉心熱出力

運転時間

3926MW

定格熱出力

1 サイクル：10000h (約 416 日)

1 サイクル 13 ヶ2 サイクル：20000h

月(395 日）を考

3 サイクル：30000h

慮して，燃料の4 サイクル：40000h

最高取出燃焼度

5 サイクル：50000hに余裕を持たせ（平均燃焼度：約 30GWd/t）

長めに設定

－

－

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料装荷割合2 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料

3 サイクル：0.229（200 体）

装荷割合に基づ

4 サイクル：0.229（200 体）

き設定

5 サイクル：0.084（72 体）

61-10-1-13－

表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4（1）a.事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子炉格納容器が破損したと考えられる
福島第一原子力発電所事故並

希ガス類：97%

みを想定する。

よう素類：2.78%

希ガス類：97%

Cs 類：2.13%
放射性物質のTe 類：1.47%

大気中への放出割合

Ba 類：0.0264%

審査ガイドに示されたとおRu 類：7.53×10-8%

り設定

-4

Ce 類：1.51×10 %ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、
無機ヨウ素：4.85%、
有機ヨウ素：0.15%)(NUREG-1465 を参考に設定）

La 類：3.87×10-5%Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%

粒子状よう素：95%
よう素の形態

無機よう素：4.85%

同上

同上

有機よう素：0.15%

放出開始時刻事故発生から
24 時間後審査ガイドに示されたとおり設定

4.4(4)a.放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する。
4.4(4)a.放射性物質の大気中

放出継続時間10 時間

同上への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。
3.判断基準は、対策要員の実効

事故の評価期間

7日

同上

線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-1-14

表添 1-1-2 大気中への放出放射能量
核種類

放出放射能量[Bq]（gross 値）
6 号炉

7 号炉
18

合計

希ガス類

約 8.8×10

約 8.8×10

約 1.8×1019

よう素類

約 3.2×1017

約 3.2×1017

約 6.3×1017

Cs 類

約 2.8×1016

約 2.8×1016

約 5.6×1016

Te 類

約 7.8×1016

約 7.8×1016

約 1.6×1017

Ba 類

約 3.1×1015

約 3.1×1015

約 6.1×1015

Ru 類

約 1.4×1010

約 1.4×1010

約 2.8×1010

Ce 類

約 9.7×1013

約 9.7×1013

約 1.9×1014

La 類

約 1.4×1013

約 1.4×1013

約 2.8×1013

61-10-1-15

18

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源
高さ及び気象条件に応

大気拡散
評価モデル

審査ガイドに示された

ガウスプルームモデル

とおり設定

じて、空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向
ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守的に地

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所に上風（地上約 10m）の気象デ

おける 1 年間の気象データータを使用。審査ガイドに(1985 年 10 月～1986 年 9示されたとおり，発電所に月) （地上約 10m）

おいて観測された 1 年間の気象データを使用（添付資料 2 参照）

4.2(2)a.風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
4.2(2)c.相対濃度は、
短時間放出又は長時間

実効放出
継続時間

10 時間

審査ガイドに示された放出に応じて、毎時刻

とおり設定の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

61-10-1-16

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源：
6 号炉原子炉建屋
及び
放出源及び
放出源高さ

4.4(4)b.放出源高さは、

7 号炉原子炉建屋
放出源高さ：地上 0m

審査ガイドに地上放出を仮定する。放

示されたとお出エネルギーは、保守的り設定な結果となるように考慮しないと仮定する。

放出エネルギーによる影響：
未考慮
4.2(2)c.評価点の相対濃審査ガイドに累積出現頻度小さい方から示されたとお累積して 97%

り設定（添付資料 3 参照）

度又は相対線量は、毎時
刻の相対濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／

放出点から近距離の建屋の建屋巻き込み影響を受ける

考慮する

ため，建屋による巻き込み現象を考慮

緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡
散による拡散パラメータを用いる。

61-10-1-17

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補
助建屋、タービン建屋、コントロール建

巻き込みを

6 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として

生じる

及び

みの影響が最も大き放出源の近隣に存在するすべての建屋

代表建屋

7 号炉原子炉建屋

い建屋として設定が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与え
る。

放射性物質
濃度の評価点5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）中心

4.2(2)b.屋上面を代表とする場合、例え審査ガイドに示されば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急たとおり設定時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る披ばく評価では、建屋の風下後流側での広範囲

6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）
着目方位
7 号炉：2 方位(N,NNE)

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定（添付資料 3 参照）に及ぶ乱流混合域が顕著であることか
ら、放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる 1 方位のみを対象とす
るのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

審査ガイドに示され建屋投影面積21931m

たとおり設定4.2(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影

風向に垂直な投影面面積を求め、放射性物質の濃度を求める

積のうち最も小さい

ために大気拡散式の入力とする。

もの「原子力発電所中央
制御室の居住性に係
形状係数

1/2

る被ばく評価手法について（内規）」に示されたとおり設定

61-10-1-18

4.2(2)a.放射性物質の大気拡散の詳細
は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」による。

表添 1-1-4 相対濃度（χ/Q）及び相対線量（D/Q）
評価点

放出点

放出点から

相対濃度

相対線量

評価点までの距離[km]χ/Q[s/m3]

D/Q[Gy/Bq]

0.146

3.6×10-4

1.7×10-18

0.278

9.8×10-5

8.1×10-19

6 号炉
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）中心

原子炉建屋
中心
7 号炉
原子炉建屋
中心

61-10-1-19

表添 1-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋

放出された放射性物
線源
強原子炉建屋内
線源強度分布質が自由空間容積に均一に分布すると
し，事故後 7 日間の内の放射性物質は、自審査ガイドに示された

由空間容積に均一にとおり設定分布するものとして、事故後 7 日間の積算線

積算線源強度を計算

度
事故の評価期間

源強度を計算する。

7日

同上

原子炉建屋
遮蔽厚さ

モ
デ
ル

5 号炉原 子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽厚さ

同上
4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋
内の放射性物質から

図添 1-1-1 のとおり

計
算

審査ガイドでの記載（評価点高さ）
スカイシャインガン
マ線：天井高さ

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定（コンクリート厚の施工誤差の影響については，添付資料 13 を参照）

ンマ線及び直接ガンマ線による外部被ば
く線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件

直接ガンマ線：から計算する。

床面上 1.5m
評価点のスカイシャインガ

線源となる建屋に近い壁側を選定―

直接ガンマ線の線量評価に用いる
QAD-CGGP2R コードは三次元形状
を，スカイシャインガンマ線の線
量評価に用いる ANISN コード及びG33-GP2R コードはそれぞれ一次評
価直接ガンマ線：
QAD-CGGP2R コード

コ|ドスカイシャインガンマ線：
ANISN コード，G33-GP2R コード

元，三次元形状を扱う遮蔽解析コードであり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は，線源条件，遮蔽体条件であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。
したがって，重大事故等時における線量評価に適用可能である。
QAD-CGGP2R コード，ANISN コード
及び G33-GP2R コードはそれぞれ許認可での使用実績がある。

61-10-1-20―

表添1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-21

積算線源強度（photons）（単一号炉当たり）（168 時間後時点）
約 5.0×1022
約 5.0×1022
約 1.7×1023
約 4.0×1023
約 1.6×1022
約 1.1×1022
約 5.8×1022
約 2.9×1023
約 2.9×1022
約 8.4×1022
約 1.7×1023
約 1.9×1023
約 9.6×1022
約 1.5×1023
約 5.2×1021
約 2.3×1023
約 2.6×1023
約 1.1×1023
約 2.2×1023
約 7.5×1022
約 2.3×1021
約 3.6×1022
約 6.8×1021
約 1.4×1022
約 1.3×1022
約 7.9×1020
約 1.3×1019
約 1.3×1019
約 8.9×1011
約 8.9×1011
約 8.9×1011
約 8.9×1011
約 1.0×1011
約 1.0×1011
約 1.0×1011
約 1.0×1011
約 3.1×1010
約 1.6×1010
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

図添 1-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(1/2)

61-10-1-22

図添 1-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(2/2)

61-10-1-23

表添 1-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

陽圧化装置の
空気供給量

時対策所内への外気取

0～24h ：0m3/h
24～34h ：52m3/h

運用を基に設定

34～168h ：0m3/h

入による放射性物質の取り込みについては、
非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

可搬型陽圧化空調機の風量0～24h ：600m3/h
24～34h ：0m3/h

同上

同上

34～168h ：600m3/h
4.2(1) a.ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機の高性能粒

無機よう素：0%

設計値を基に設定

設計値を基に設定す子フィルタの除有機よう素：0%（添付資料 11 参照）

る。なお、フィルタ効率

去効率

効率は、使用条件でのエアロゾル粒子：99.9%の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機のチャコー

無機よう素：99.9%

ル・フィルタの除有機よう素：99.9%

去効率

同上

同上

エアロゾル粒子：0%
重大事故等時には，陽圧化装置又は可搬型陽圧化空

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）への外気の直接流入量0～168h：0m3/h

調機により 5 号炉原子炉建4.2(l)b.既設の場合で屋内緊急時対策所（対策本は、空気流入率は、空気部）を陽圧化し，フィルタ

流入率測定試験結果をを経由しない外気の流入基に設定する。

を防止できる設定としている。

61-10-1-24

表添 1-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）の空

取り込まれる放射性物質の空3610m

設計値を基に設定

気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室

調バウンダリ体積／緊急時対策所バウンダリ体
積（容積）を用いて計算する。

ガンマ線による全身に対する外部被ばく線量評価時の

610m3

同上

同上

自由体積
3.プルーム通過時等に特別な防 護 措 置を 講じ る 場合を 除
マスクの着用未考慮

保守的に考慮しないものとした

き、対策要員は緊急時対策所
内でのマスクの着用なしとして評価すること。
3.交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮

ヨウ素剤の服用未考慮

保守的に考慮しないものとしたしてもよい。ただしその場合
は、実施のための体制を整備
すること。

要員の交替

未考慮

運用を基に設定

61-10-1-25

同上表添 1-1-8 線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

成人実効線量換算係数使用(主な核種を以下に示す)
I-131：2.0×10-8Sv/Bq
I-132：3.1×10-10Sv/Bq
I-133：4.0×10-9Sv/Bq
線量換
算係数

I-134：1.5×10-10Sv/Bq

ICRP Publication71

I-135：9.2×10-10Sv/Bq

及び-8

Cs-134：2.0×10 Sv/Bq

ICRP Publication72

Cs-136：2.8×10-9Sv/Bq

に基づく

－

-8

Cs-137：3.9×10 Sv/Bq
上記以外の核種は
ICRP Publication71 及びICRP Publication72に基づく

ICRP Publication71 に基づ
呼吸率

3

1.2m /hく成人活動時の呼吸率を設－

定エアロゾル粒子：1.2cm/s
無機よう素：1.2cm/s
有機よう素：沈着なし※1

線量目標値評価指針（降水希ガス：沈着なし

時における沈着率は乾燥時4.2.(2)d. 放 射 性 物 質の 2～3 倍大きい）を参考に， の地表面への沈着評価
地表面※1 有機よう素はエアロゾル

湿性沈着を考慮して乾性沈では、地表面への乾性への沈粒子や無機よう素に比べ着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設

沈着及び降雨による湿着速度

大気中への放出割合及び定 。 乾 性 沈 着 速 度 は性沈着を考慮して地表

地表面への沈着速度が小NUREG/CR-4551

Vol.2 ※2 よ面沈着濃度を計算すさいことから，地表面へのり設定。
（添付資料 4 及び添沈着分からの影響は無視

付資料 5 を参照）

る。

できるものと考え，評価対象外とした。
※2 NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks: Quantification ofMajor Input Parameters”

61-10-1-26

添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性について

柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月までの１
年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。
1.

検定方法

(1) 検定に用いた観測データ
気象資料の代表性を確認するに当たっては，通常は被ばく評価上重要な排気筒高風を用いて検定するものの，被ばく評価では保守的に地上風を使用することもあることから，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データに加え，参考として標高 20ｍの観測データを用いて検定を行った。
(2) データ統計期間
統計年：2004 年 04 月～2013 年 03 月
検定年：1985 年 10 月～1986 年 09 月
(3) 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。
2.

検定結果
検定の結果，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データについては，有意水準5%で棄却されたのは 3 項目（風向：E，SSE，風速階級：5.5～6.4m/s）であった。
棄却された 3 項目のうち，風向（E，SSE）についてはいずれも海側に向かう風である
こと及び風速（5.5～6.4m/s）については，棄却限界をわずかに超えた程度であることか
ら，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
なお，標高 20ｍの観測データについては，有意水準 5%で棄却されたのは 11 項目であったものの，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データにより代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検定結果を表添 1-2-1 から表添 1-2-4 に示す。

61-10-1-27

表添 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

○

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

○

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

○

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

○

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

×

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

○

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

○

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

×

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

○

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

○

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

○

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

○

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

○

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

○

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

○

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

○

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

61-10-1-28

表添 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

61-10-1-29

表添 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

61-10-1-30

表添 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

61-10-1-31

添付資料 3

被ばく評価に用いる大気拡散評価について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価で用いる相対濃度及び相対線量は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値としている。
着目方位と評価結果を図添 1-3-1 及び図添 1-3-2 並びに表添 1-3-1 に示す。

図添 1-3-1 着目方位
（放出点：6 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-1-32

図添 1-3-2 着目方位
（放出点：7 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-1-33

表添 1-3-1 着目方位並びに相対濃度及び相対線量
評価点

放出点

着目方位

相対濃度
3

相対線量

[s/m ][Gy/Bq]

NNW,N,NNE,NE

3.6×10-4

1.7×10-18

N,NNE

9.8×10-5

8.1×10-19

6 号炉
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）中心

原子炉建屋
中心
7 号炉
原子炉建屋
中心

61-10-1-34相対濃度及び相対線量の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して，相対濃度及び相対線量を算出し，小さい値から順に並べて整理した。
評価結果を表添 1-3-2 及び表添 1-3-3 に示す。

表添 1-3-2 相対濃度及び相対線量の値（6 号炉）
相対濃度
放出点

6 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

3.6×10-4

97.06

1.7×10-18

97.01

3.6×10-4

97.01

1.7×10-18

96.99

3.6×10-4

96.98

1.7×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

表添 1-3-3 相対濃度及び相対線量の値（7 号炉）
相対濃度
放出点

7 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

9.9×10-5

97.06

8.2×10-19

97.01

9.8×10-5

97.01

8.1×10-19

96.96

9.7×10-5

96.99

8.0×10-19

･･･

･･･

･･･

･･･

61-10-1-35

添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価において，エア
ロゾル粒子及び無機よう素の地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/s※1の4倍である1.2cm/sを用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日 原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の4倍と設定した。
湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の4倍として設定した妥当性の検討結果を以下に示す。
※1 乾性沈着速度の設定根拠については添付資料5を参照
1.検討手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
(1)乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル3PSA編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下「学会標準」という。）
解説4.7を参考に評価した。「学会標準」解説4.7では，使用する相対濃度は地表面高さ付
近としているが，ここでは「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（原子力安全・保安院 平成21年8月12日）[【解説5.3】(1)]に従い評価した，放出点高さの相対濃度を用いた。
χ/Q
χ/Q(x, y, z) = V ・χ/Q(x, y, z)(x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]

χ/Q(x, y, z)V・・・・・①：時刻iでの相対濃度[s/m3]：沈着速度[m/s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2より）

61-10-1-36

(2)湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける。湿性沈着率 χ/Q( , ) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。
∞(x, y) = Λ ・

χ/Q

χ/Q

Pr

π
h
Σ exp[]・・②22Σ

(x, y) ：時刻iでの湿性沈着率[1/m2]

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

× Pr .

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

V ∙ χ/Q(x, y, z) + χ/Q(x, y, 0) ∙ ΛV ∙ χ/Q(x, y, z)

61-10-1-37πh]
2 Σ exp[
2Σ

・・・③

2.評価結果
表添1-4-1に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の評価点における評価結果を示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.1程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表添1-4-1 沈着率評価結果
評価点

放出点

5 号炉原子炉6 号炉原子炉

建屋内緊急時

建屋中心

対策所（対策

7 号炉原子炉

本部）中心

建屋中心

相対濃度

①乾性沈着率32②乾性沈着率+湿性沈着率比[s/m ][1/m ]

3.6×10-4

約 1.1×10-6

約 1.2×10-6

約 1.1

9.8×10-5

約 3.0×10-7

約 3.3×10-7

約 1.1

61-10-1-38[1/m2]（②/①）

添付資料 5

エアロゾル粒子の乾性沈着速度について

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，エアロゾ
ル粒子の地表面への沈着速度を乾性沈着速度の4倍と想定しており，乾性沈着速度として0.3cm/sを用いている。乾性沈着速度の設定の考え方を以下に示す。
エアロゾル粒子の乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551 ※１ に基づき 0.3cm/s と設定した。
NUREG/CR-4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5µm～5µm の粒径に対して検討されているが，原子炉格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾル粒子は原子炉格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾル粒子の放出はされにく
いと考えられる。
また，W.G.N.Slinn の検討※2 によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1µm～5µm の粒径では沈着速度は0.3cm/s 程度（図添 1-5-1）である。以上のことから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価におけるエアロゾル粒子の乾性の沈着速度として0.3cm/s を適用できると判断した。

61-10-1-39

図添 1-5-1 様々な粒径における乾性沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※2）※1 J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risks: quantification of major
input parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
※2 W.G.N. Slinn: Parameterizations for Resuspension and for Wet and Dry
Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose Calculations,
Nuclear Safety Vol.19 No.2, 1978

61-10-1-40

（参考）

重大事故等時のエアロゾル粒子の粒径について

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

61-10-1-41

別表添 1-1 重大事故等時のエアロゾル粒子の粒径についての文献調査結果
番号

試験名又は報告書名等

エアロゾル粒子の備考

粒径(μm)

重大事故等時の評価に使用されるコ
LACE LA2※1①

約 0.5～5

ードでの原子炉格納容器閉じ込め機(別図添 1-1 参照)

能喪失を想定した条件とした比較試験
原子炉格納容器内に水が存在し，溶NUREG/CR-5901※2②

0.25～2.5

融炉心を覆っている場合のスクラビ(参考 1-1)

ング効果のモデル化を紹介したレポート③

AECL が実施した実験

PBF-SFD※3④※3

0.1～3.0(参考 1-2)
0.29～0.56(参考 1-2)

重大事故等時の炉心損傷を考慮した
1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
重大事故等時の炉心損傷を考慮した
1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
重大事故等時の FP 挙動の実験（左記

PHÉBUS FP※3⑤

0.5～0.65のエアロゾル粒子の粒径は PHÉBUS(参考 1-2)

FP 実験の原子炉格納容器内のエアロ
ゾル挙動に着目した実験の結果）

参考文献※1：J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations
for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) Test LA2※2：D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol
Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3：STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R(2009)5

61-10-1-42

別図添 1-1 LACE LA2 でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒子の粒径の時間変化グラフ

61-10-1-43

参考 1-1 NUREG/CR-5901 の抜粋

61-10-1-44

61-10-1-45

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

試験名又は報告書名等
AECL が実施した実験

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

PBF-SFD

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

PHÉBUS FP

た，重大事故等条件下での炉心燃料から 1 次系を経て原子炉格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機燃料を用いた総合試験

61-10-1-46

添付資料 6

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の評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等から評価する。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)原子炉建屋内の積算線源強度
原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の積算線源強度[photons]
は，核種ごとの積算崩壊数[Bq・s]に核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]
を乗ずることで評価した。なお，放射性物質は自由空間内に均一に分布するものとした。

Sγ =Q ∙s γSγ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]
Qk ：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]
核種ごとの積算崩壊数は以下の式により評価した。ここで，核種の原子炉建屋への放出
量は，審査ガイドに記載の移行割合に基づき評価した。

Q =q ∙1λ∙ 1 − exp(−λ (T − t ))Qk

：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]qk：核種 k の原子炉建屋への放出量[Bq]λk ：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]t0：原子炉建屋への放出時刻[s]61-10-1-47

核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した
ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値を参照した。また，エネルギー群を ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月（社団法人）日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。
（図添 1-6-1）以上の条件に基づき評価した原子炉建屋内の積算線源強度は表添 1-1-6 のとおり。

審査ガイドの記載（５）線量評価
a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行う
ことができる。
NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR

BWR

希ガス類：

100%

100%

ヨウ素類：

66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果から想定して、原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。
また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

61-10-1-48

図添 1-6-1 エネルギー群の変換方法

61-10-1-49

(2)評価体系
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価体系は図添 1-1-1 のとおり。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋の外壁の厚さと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽壁の厚さを加えた厚さのう
ちで最も薄い遮蔽厚さを採用した（コンクリート：）。さらに，本評価モデルでは，

原子炉格納容器による遮蔽効果を含め，5 号炉原子炉建屋内の上記以外の内壁による遮蔽効果には期待しておらず，保守的な遮蔽モデルとなっている。
評価点は，線源となる原子炉建屋に最も近くなる点（南西角）を選定した。また，評価
点高さは，スカイシャインガンマ線の評価に当たっては保守的に天井高さとし，直接ガンマ線の評価に当たっては 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から 1.5mとした。
なお，直接ガンマ線の評価に当たっては，原子炉建屋の地下階の自由空間中の放射性物質からのガンマ線は地下階の外壁及び土壌により十分に遮蔽されると考えられることから，1 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質からのガンマ線のみを考慮するものとした。また，スカイシャインガンマ線の評価に当たっては，下層階の自由空間中の放射性物質からのガンマ線は原子炉建屋の床面により十分に遮蔽されると考えられることから，原子炉建屋 4 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質からのガンマ線のみを考慮するものとした。
(3)評価コード
直接ガンマ線による被ばく評価には，QAD-CGGP2R コード※1 を用いた。また，スカイシャインガンマ線による被ばく評価には，ANISN コード及び G33-GP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
(4)評価結果
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-6-1 及び
表添 1-6-2 に示す。

61-10-1-50

表添 1-6-1 直接ガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 1.9×100

約 3.1×10-1

約 2.2×100

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

表添 1-6-2 スカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 9.2×10-3

約 3.7×10-3

約 1.3×10-2

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-1-51

添付資料 7放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における，放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価する。なお，
クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これ
により，クラウドシャインガンマ線による被ばく線量の評価結果は，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）に隣接する区画内に浮遊する放射性物質からの影響を包含することができる。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)放出量及び大気拡散
大気中に放出される放射能量は表添 1-1-2 の値を用いた。また，相対線量は表添 1-1-4の値を用いた。
(2)評価体系
評価モデルを図添 1-7-1 に示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の厚さを表添 1-7-1 に示す。
放射性雲中の放射性物質は 5 号炉原子炉建屋外に存在し，当該放射性物質からのガンマ線は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁に加え，それ以外の 5 号炉原子炉建屋内の外壁及び内壁等により遮蔽される（図添 1-7-2）。クラウド
シャインガンマ線の評価に当たっては，これらの遮蔽のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の遮蔽効果のみを考慮し，それ以外の外壁及び内壁による遮蔽効果には期待しないものとした。
また，クラウドシャインガンマ線による被ばく線量は，相対線量を基に評価した線量に対して遮蔽効果を考慮することで評価しており，相対線量は審査ガイドに基づき放射性雲が評価点周りにも存在しているものとして評価している（図添 1-7-3）。
これは，クラウドシャインガンマ線の線源となる放射性雲が，5 号炉原子炉建屋外だ
けではなく，隣接区画及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に進入しているものと想定していることに相当する（図添 1-7-4）。

61-10-1-52

本クラウドシャインガンマ線の評価では，①5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の遮蔽効果のみを考慮していること，②相対線量（放射性雲が評価点周りにも存在しているものとして評価）を基に評価していることから，その評価結果は，隣接区画内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による影響を包含するものと考えられる。なお，本評価では，クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽厚さとして，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁のうちで最も薄い遮
蔽厚さ（コンクリート：を参照しており，保守的な遮蔽モデルとなっている。

表添 1-7-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の厚さ
遮蔽壁の厚さ
東面
西面
南面
北面
天井面
床面

コンクリート(2.15g/cm3)

図添 1-7-1 クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽モデル

61-10-1-53

クラウドシャインガンマ線の線源

隣接区画内に浮遊する線源

図添 1-7-2 線源との位置関係イメージ図

クラウドシャインガンマ線の線源
放出点

図添 1-7-3 相対線量評価イメージ図

61-10-1-54

遮蔽効果に期待する壁

クラウドシャインガンマ線の線源
遮蔽

遮蔽効果に期待しない壁
評価点（遮蔽壁で覆われていると想定）

図添 1-7-4 評価上考慮したクラウドシャインガンマ線の線源イメージ図

61-10-1-55

(3)評価コード
クラウドシャインガンマ線による被ばくは，評価コードを使用せず以下に示す式を用いて評価した。

h (t)dt

H =h (t) = K ∙ (D/Q) ∙ q (t) ∙γp γ ∙ Bγ ∙ exp(−μγ ∙ X)

H

：クラウドシャインガンマ線による実効線量[Sv]hk(t)：クラウドシャインガンマ線のうち，核種 k からのガンマ線による
単位時間当たりの実効線量[Sv/s]

K：空気カーマから実効線量への換算係数(1)[Sv/Gy]

D/Q：相対線量[Gy/Bq]qk(t)：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]（0.5MeV 換算）

pkγ：核種 k が放出する photon のうち，エネルギーγ の photon の割合[-]Bγ：エネルギーγの photon におけるビルドアップ係数[-]μγ：エネルギーγの photon における遮蔽体に対する線減衰係数[1/m]X：遮蔽体厚さ[m]T：評価期間[s]ビルドアップ係数は「放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル 2007」（公益財団法人

原子力安全技術センター）に記載されている値を内挿することにより求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構
造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月 社団法人 日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。

61-10-1-56

(4)評価結果
クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-7-2 に示す。

表添 1-7-2 クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 2.7×101

約 1.3×101

約 4.1×101

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-1-57

添付資料 8

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の評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び沈着速度並びに建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価した。
なお，放射性物質は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で，5 号炉原子炉建屋の屋上及び 5 号炉原子炉建屋周りの地表面に一様に沈着しているものと仮定した。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)地表面の単位面積当たりの積算線源強度
地表面の単位面積当たりの積算線源強度[photons/m2]は，核種ごとの単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]に核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。なお，5 号炉原子炉建屋の屋上面の単位面積当たりの積算線源強度は地表面と同じとした。

Sγ =Q ∙s γSγ ：単位面積当たりのエネルギーγの photon の積算線源強度[photons/m2]
Qk：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]

skγ ：核種 k のエネルギーγ の photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]は以下の式により評価した。

Q =Qk(χ/Q) ∙ q (t) ∙ V ∙f

λ∙ 1 − exp(−λ ∙ (T − t)) dt：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]
qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
Vg：地表面への沈着速度[m/s]61-10-1-58

f1：沈着した放射性物質のうち残存する割合(1)[-]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]核種の大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
1-1-4 の値を用いた。
地表面への沈着速度は表添 1-1-8 のとおり 1.2[cm/s]（乾性沈着速度の 4 倍）とした。
核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した
ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値から求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計
及び検査基準：2008」（2009 年 9 月 社団法人 日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。
以上の条件に基づき評価した地表面の単位面積当たりの積算線源強度を表添 1-8-1 に示す。

61-10-1-59

表添 1-8-1 グランドシャインガンマ線の評価に用いる単位面積当たりの積算線源強度
エネルギー(MeV)
単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）（168 時間後時点）
上限
下限（代表エネルギー）
6 号炉
7 号炉
－
1.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015
1.00×10-2
2.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015-2-2
16
2.00×103.00×10
約 6.2×10
約 1.7×1016
3.00×10-2
4.50×10-2
約 1.4×1016
約 3.8×1015-2-2
15
4.50×106.00×10
約 6.9×10
約 1.9×1015
6.00×10-2
7.00×10-2
約 4.6×1015
約 1.2×1015-2-2
14
7.00×10
7.50×10
約 8.7×10
約 2.4×1014
7.50×10-2
1.00×10-1
約 4.4×1015
約 1.2×1015-1-115
1.00×10
1.50×10
約 4.0×10
約 1.1×1015
1.50×10-1
2.00×10-1
約 3.0×1016
約 8.1×1015-1-1
16
2.00×103.00×10
約 5.9×10
約 1.6×1016
3.00×10-1
4.00×10-1
約 9.3×1016
約 2.5×1016-1-1
16
4.00×10
4.50×10
約 4.6×10
約 1.3×1016
4.50×10-1
5.10×10-1
約 6.1×1016
約 1.7×1016
5.10×10-1
5.12×10-1
約 2.0×1015
約 5.5×1014-1-1
16
5.12×106.00×10
約 8.9×10
約 2.4×1016
6.00×10-1
7.00×10-1
約 1.0×1017
約 2.8×1016-1-1
16
7.00×108.00×10
約 4.4×10
約 1.2×1016
8.00×10-1
1.00×100
約 8.8×1016
約 2.4×1016
00
16
1.00×10
1.33×10
約 2.0×10
約 5.5×1015
1.33×100
1.34×100
約 6.2×1014
約 1.7×1014
0015
1.34×10
1.50×10
約 9.9×10
約 2.7×1015
1.50×100
1.66×100
約 7.4×1014
約 2.0×1014
0015
1.66×102.00×10
約 1.6×10
約 4.3×1014
2.00×100
2.50×100
約 1.6×1015
約 4.3×1014
0013
2.50×103.00×10
約 3.5×10
約 9.5×1012
3.00×100
3.50×100
約 2.9×108
約 7.8×107
008
3.50×104.00×10
約 2.9×10
約 7.8×107
4.00×100
4.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
4.50×105.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
5.00×100
5.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
5.50×106.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
6.00×100
6.50×100
約 6.8×101
約 1.9×101
6.50×100
7.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
00
1
7.00×10
7.50×10
約 6.8×10
約 1.9×101
7.50×100
8.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
0
1
1
8.00×101.00×10
約 2.1×10
約 5.7×100
1.00×101
1.20×101
約 1.0×101
約 2.9×100
11
0
1.20×10
1.40×10
約 0.0×10
約 0.0×100
1.40×101
2.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100
1
1
0
2.00×103.00×10
約 0.0×10
約 0.0×100
3.00×101
5.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100

61-10-1-60

(2)評価体系(a)線源領域a.5 号炉原子炉建屋の屋上に沈着した放射性物質
5 号炉原子炉建屋の屋上には，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中
心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で放射性物質が一様に沈着しているものとした。
また，図添 1-1-1 に示したとおり 5 号炉原子炉建屋の屋上面は凸型となっているが，本評価では 5 号炉原子炉建屋の屋上面が平坦であるものとし線源領域を設定した。屋上面の標高は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）が位置する場所の屋上面の標高（T.M.S.L 33000）を参照した。屋上面の線源の評価モデルを図添 18-3 に示す。
なお，5 号炉原子炉建屋の凸部分の屋上面の標高（T.M.S.L 51360）は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）が位置する場所の屋上面の標高（T.M.S.L 33000）
よりも高く，凸部分の屋上面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，当該凸部分の躯体（屋上面の躯体や原子炉建屋 5 階の床面等）により遮蔽され影響は小さくなるものと考えられる。5 号炉原子炉建屋の屋上面を平坦であると設定することは，この遮蔽効果に期待しないことに相当するため保守的な設定となる。
線源領域の面積は，5 号炉原子炉建屋の屋上面の面積（6889m2 = 83m×83m）と同一とした。
b.5 号炉原子炉建屋周りの地表面に沈着した放射性物質
5 号炉原子炉建屋周りには，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で放射性物質が一様に沈着しているものとした。
5 号炉原子炉建屋周りの地表の高さは場所により異なるが，本評価では 5 号炉原子炉建屋周りの線源の高さを保守的に評価点高さと同一として評価した。また，放射性物質の地表面への沈着が広範囲に渡ることを考慮し，地表面からの影響がほぼ飽和する半径 500m 以内を線源領域とした。なお，この領域に含まれる海面及び斜面も平坦な地表面とみなし，他の領域と同様に線源とした。地表面の線源の評価モデルを図
添 1-8-1 に示す。
(b)遮蔽及び評価点
グランドシャインガンマ線の評価においては，5 号炉原子炉建屋の外壁及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽による低減効果を考慮した。本遮蔽モ
デルでは，原子炉格納容器による遮蔽効果を含め 5 号炉原子炉建屋内の上記以外の壁

61-10-1-61

による遮蔽効果には期待しておらず，保守的な遮蔽モデルとなっている。遮蔽モデル図を図添 1-8-2 及び図添 1-8-3 に示す。
評価点は，地表面の線源からのグランドシャインガンマ線と，5 号炉原子炉建屋の屋
上の線源からのグランドシャインガンマ線の評価結果の和が最も大きくなる点（南西角）を選定した。なお，評価点高さは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から 1.5m とした。評価点を図添 1-8-2 及び図添 1-8-3 に示す。

(3)評価コードQAD-CGGP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
(4)評価結果
グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-8-2 に示す。
表添 1-8-2 グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）

線源

積算日数

地表面沈着分

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 1.1×101

約 3.1×100

約 1.5×101

屋上沈着分

7日

約 9.7×10-2

約 2.6×10-2

約 1.2×10-1

合計

7日

約 1.2×101

約 3.1×100

約 1.5×101

61-10-1-62図添1-8-1 線源領域（灰色及び橙色，半径500m）

61-10-1-63

図添1-8-2 グランドシャインガンマ線の評価モデル（平面図）

61-10-1-64

図添1-8-3 グランドシャインガンマ線の評価モデル（断面図）

61-10-1-65

添付資料 9外気から取り込まれた放射性物質による被ばくについて

室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくは，図添 1-9-1 に示すタイムチャートを基に整理した以下のフェーズごとに評価した。各フェーズの換気設備の運用イメー
ジを図添 1-9-2 に示す。
フェーズⅠ： 放射性雲の通過前
フェーズⅡ： 陽圧化装置による陽圧化期間（放射性雲の通過中）
フェーズⅢ： 吸気位置を屋外とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージを実施している期間）
フェーズⅣ： 吸気位置を通路部とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージ終了後）経過時間（時間）
０

▽事象発生

場所

フェーズ

34

24

35

44

45

47

46

48

▽通路のパージ開始(可搬型外気取入送風機)▽プルーム放出開始▽通路のパージ完了(可搬型外気取入送風機)▽陽圧化開始(可搬型空調機)▽陽圧化開始(空気ボンベ)▽空気ボンベから可搬型空調機へ切替
フェーズⅠ

フェーズⅢ

フェーズⅡ

フェーズⅣ

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)
5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(対策本部)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型外気取入送風機運転(1台：外気取入)

(b)
(c)

高気密室

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)(c)
5号炉原子炉建屋内
地上3階北西側通路

可搬型外気取入送風機運転(1台：パージ用)(ｄ)
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(待機場所)(a)

空気ボンベ加圧（陽圧化）
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

(b)
(c)

図添 1-9-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備のタイムチャート（「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」から抜粋）

61-10-1-66

図添 1-9-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備の運用イメージ（「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」から抜粋）

61-10-1-67

1.評価方法及び評価結果
各期間における評価方法及び評価結果について，以下 a.～d.及び表添 1-9-1 に示す。
a.放射性雲の通過前
放射性物質の放出開始以前においては室内への放射性物質の取り込みはない。
b.陽圧化装置による陽圧化期間（放射性雲の通過中）
陽圧化装置により室内を陽圧化し，室内への外気の流入を遮断することから，室内への放射性物質の取り込みはない。
c.吸気位置を屋外とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージを実施
している期間）
本期間は放射性雲の通過後であることから，吸気位置を“屋外”とした可搬型陽圧化
空調機による室内への放射性物質の取り込みはない。
d.吸気位置を通路部とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージ終了
後）本期間における被ばくは，可搬型陽圧化空調機の効果及び吸気位置（通路部）の放射性物質濃度を踏まえて評価した。
なお，通路部の放射性物質濃度は，通路部のパージの効果を考慮し求めた。パージ時
間は 10 時間とし，パージ開始前の通路部の放射性物質濃度は，放射性雲通過中の外気濃度と同じとした。
表添 1-9-1 外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果
評価位置

吸入摂取による

5 号炉原子炉建屋内

内部被ばく

緊急時対策所（対策本部）

外部被ばく

実効線量[mSv]

積算

被ばく経路

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-68

日数

6 号炉

7 号炉

合計

7日

0.1 以下0.1 以下0.1 以下7日

0.1 以下0.1 以下0.1 以下添付資料 10

陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）では，陽圧化装置による陽圧化開始の遅れ
時間は最長でも 2 分以内※となるよう設計している。
陽圧化装置による陽圧化開始が遅延した場合，陽圧化装置による陽圧化が開始されるまでの間，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には可搬型陽圧化空調機により外気が取り込まれる。また，可搬型陽圧化空調機のフィルタには放射性物質が取り込まれ線源となる。ここでは，陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することによる被ばくへの影響を評価した。
評価の結果，陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合，7 日間の積算被ばく線量は遅延しない場合と比べ約 23mSv 上昇すると評価された。このことから，遅延時間を設計上の最長時間（2 分間）と想定した場合に，他の被ばく経路からの被ばく線量（約 58mSv）と合算しても，対策要員の実効線量は 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
※「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」の「3.2 事象発生後の要員の動きについて」の「(6)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備等について」を参照。
1. 影響を受ける被ばく経路
陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することにより影響を受ける被ばく経路は以下のとおり。
-

室内に取り込まれた放射性物質による被ばく-

可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく

2. 各被ばく経路からの被ばく線量(1)室内に取り込まれた放射性物質による被ばく
室内に取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法及び評価結果を以下に示す。
a.放射性物質の濃度
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の濃度は，可搬型陽
圧化空調機及び陽圧化装置の効果を考慮し以下の式で評価した。

m (t) =
61-10-1-69

M (t)
V

【可搬型陽圧化空調機で陽圧化する場合】
dM (t)GE= −λ ∙ M (t) − ∙ M (t) + 1 −∙ G ∙ S (t)dt
V100
S (t) = χ/Q ∙ Q (t)【陽圧化装置で陽圧化する場合】
dM (t)
G= −λ ∙ M (t) −∙ M (t)dt
Vmk(t)：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]

Mk(t)：時刻 t における核種 k の室内の放射能量[Bq]V：空調バウンダリ内容積[m3]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]G1：可搬型陽圧化空調機の風量[m3/s]

G2：陽圧化装置の空気供給量[m3/s]

Ek：可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率[%]Sk(t)：時刻 t における核種 k の外気の放射能濃度[Bq/m3]

χ/Q：相対濃度[s/m3]

Qk(t)：時刻 t における核種 k の放出率[Bq/s]

大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
1-1-4 の値を用いた。

b.評価体系
室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価に当たり想定した評
価体系を図添 1-10-1 に示す。なお，線源領域は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の空間部とし，室内の放射能濃度は一様とした。

61-10-1-70

R ：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[m]R
室内濃度：一様

図添 1-10-1 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価モデル図

c.評価コード
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの評価に当たっては，評価コードを使用せず，以下の式を用いて評価した。
【吸入摂取による内部被ばく】R ∙ H ∞ ∙ C (t)dt

H=H：放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量[Sv]R：呼吸率(1.2/3600)※1[m3/s]

Hk∞：核種 k の吸入摂取時の実効線量への換算係数※2[Sv/Bq]

Ck(t) ：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]
T：評価期間[s]※1 ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定※2 ICRP Publication71 及び ICRP Publication72 に基づき設定【外部被ばく】H =6.2 × 10∙ Eγ ∙ 1 − e μ61-10-1-71∙ Cγ (t)dtH：ガンマ線による外部被ばくの実効線量 [Sv]Eγ

：ガンマ線の実効エネルギー(0.5)[MeV]μ：空気に対するガンマ線の線エネルギー吸収係数[1/m]R：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[m]Cγ(t) ：時刻 t における室内の放射能濃度[Bq/m3]（ガンマ線 0.5MeV 換算）
T：評価期間[s]d.評価結果室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果を表添 1-10-1 に示す。

表添 1-10-1 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果（陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合）
評価位置

被ばく経路

積算日数

内部被ばく

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 9.5×100

約 2.6×100

約 1.2×101

外部被ばく

7日

約 8.8×100

約 2.4×100

約 1.1×101

合計

7日

約 1.8×101

約 5.0×100

約 2.3×101

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-72

(2)可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法を以下に示す。
a.積算線源強度
フィルタ内の積算線源強度[photons]は，核種ごとの積算崩壊数[Bq・s]に核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。積算線源強度の評価結果を表添 1-10-3 及び表添 1-10-4 に示す。
なお，陽圧化装置による陽圧化開始が 2 分間遅れた場合の積算崩壊数は，陽圧化開
始が 10 時間遅れた場合の積算崩壊数に 600 分の 2（= 2 分/(10×60 分)）を乗ずることにより求めた。

Sγ =Q ∙s γSγ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]

Qk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγ の photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質の積算線源強度は以下の式により評価した。なお，本評価においては，希ガス以外に対するフィル
タの除去効率を保守的に 100%とした。

Q =Qk(χ/Q) ∙ q (t) ∙Gλ∙ 1 − exp(−λ ∙ (T − t)) dt：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]
qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
G：換気空調系による取込の体積風量[m3/s]

λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]61-10-1-73

核種の大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は
表添 1-1-4 の値を用いた。
核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値から求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から
MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカイシャイン
ガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月（社団法人 日本原子力学会））の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。

61-10-1-74

b.評価体系
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価に当たり，想定した評価体系を図添 1-10-2 に示す。線源（フィルタ）と評価点の距離は

遮蔽厚さはコンクリートでと仮定した。なお，可搬型陽圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の最近接距離は以上であること，及び可搬型陽圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の間には 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁（コンクリートで）に加え，遮蔽効果が見込めるその他の内壁（コンクリート）が存在することから，本評価体系は保守的な結果を与える。

コンクリート（2.15g/cm3）
線源

評価点

空気
（1.2×10-3g/cm3）

図添 1-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタからのガンマ線による被ばくの評価モデル
c.評価コード
QAD-CGGP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
d.評価結果
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-10-2 に示す。表添 1-10-2 より，遅延時間が 2 分間の場
合の実効線量は無視できる程度に小さいことが分かる。
表添 1-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

遅延時間

5 号炉原子炉建屋内

実効線量[mSv]

積算
日数

6 号炉

7 号炉

合計

10 時間

7日

約 4.3×100

約 1.2×100

約 5.5×100

2 分間

7日

約 1.4×10-2

約 3.9×10-3

約 1.8×10-2

緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-75

表添 1-10-3 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 10 時間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-76

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 6.1×1016
約 1.6×1016
約 6.1×1016
約 1.6×1016
17
約 8.6×10
約 2.4×1017
約 1.9×1017
約 5.2×1016
16
約 9.5×10
約 2.6×1016
約 6.4×1016
約 1.7×1016
16
約 1.2×10
約 3.3×1015
約 6.1×1016
約 1.7×1016
16
約 5.5×10
約 1.5×1016
約 4.1×1017
約 1.1×1017
17
約 8.3×10
約 2.2×1017
約 1.3×1018
約 3.5×1017
約 6.4×1017
約 1.8×1017
17
約 8.4×10
約 2.3×1017
約 2.8×1016
約 7.7×1015
18
約 1.2×10
約 3.4×1017
約 1.4×1018
約 3.8×1017
17
約 6.1×10
約 1.7×1017
約 1.2×1018
約 3.3×1017
17
約 2.8×10
約 7.7×1016
約 8.6×1015
約 2.3×1015
17
約 1.4×10
約 3.7×1016
約 1.0×1016
約 2.8×1015
16
約 2.2×10
約 5.9×1015
約 2.2×1016
約 6.0×1015
14
約 4.8×10
約 1.3×1014
約 4.0×109
約 1.1×1099
約 4.0×10
約 1.1×109
約 8.2×103
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1033
約 8.2×10
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1032
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 2.9×10
約 7.9×101
約 1.5×102
約 4.0×1010
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

表添 1-10-4 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 2 分間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-77

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 2.0×1014
約 5.5×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
15
約 2.9×10
約 7.8×1014
約 6.4×1014
約 1.7×1014
14
約 3.2×10
約 8.7×1013
約 2.1×1014
約 5.8×1013
13
約 4.1×10
約 1.1×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
14
約 1.8×10
約 5.0×1013
約 1.4×1015
約 3.7×1014
15
約 2.8×10
約 7.5×1014
約 4.3×1015
約 1.2×1015
約 2.1×1015
約 5.8×1014
15
約 2.8×10
約 7.7×1014
約 9.4×1013
約 2.6×1013
15
約 4.1×10
約 1.1×1015
約 4.7×1015
約 1.3×1015
15
約 2.0×10
約 5.6×1014
約 4.1×1015
約 1.1×1015
14
約 9.4×10
約 2.6×1014
約 2.9×1013
約 7.8×1012
14
約 4.6×10
約 1.2×1014
約 3.4×1013
約 9.3×1012
13
約 7.3×10
約 2.0×1013
約 7.3×1013
約 2.0×1013
12
約 1.6×10
約 4.4×1011
約 1.3×107
約 3.6×1067
約 1.3×10
約 3.6×106
約 2.7×101
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×100
1
約 2.7×10
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×1000
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1
0
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1-1
約 9.7×10
約 2.6×10-1
約 4.9×10-1
約 1.3×10-10
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

添付資料 11

可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

可搬型陽圧化空調機は，エアロゾル粒子の捕集が可能な高性能粒子フィルタ及び無機よう素と有機よう素の捕集が可能なチャコール・フィルタを有している。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，可搬型陽圧化空調機の各フィルタの除去効率を，設計値を基に 99.9%としている。以下に，温度及び湿度条件並びにフィルタの保持容量の観点から，被ばく評価におけるフィルタ除去
効率の設定の妥当性について示す。
1．温度及び湿度条件について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，6 号及び 7 号炉の原子炉建屋から離れた建屋内（5 号炉原子炉建屋内）に設置されているため，温度や湿度が通常時に比べて大きく変わることはなく，フィルタの性能が低下するような環境にはならない。したがって，温度及び湿度条件の観点において，高性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。
2．保持容量について
各フィルタの保持容量と事故期間中でのフィルタの捕集量を比較し，フィルタの保持
容量が捕集量に対し十分大きいことから，被ばく評価におけるフィルタ除去効率の設定が妥当であることを示す。
(1) フィルタの捕集量の評価方法
フィルタの捕集量は，安定核種を考慮した炉心内蔵量及び審査ガイドに定められる
核種ごとの大気中への放出割合並びに大気拡散の効果，可搬型陽圧化空調機の風量から算出した。なお，各フィルタが捕集可能な物質は全てフィルタ内に捕集されるものとした。また，評価に当たっては，放射性雲が通過する期間（事故発生 24 時間後から 34
時間後までの 10 時間）において，可搬型陽圧化空調機が 600m3/h の風量で運転しているものと仮定した。
図添 1-11-1 及び図添 1-11-2 に，フィルタの捕集量評価過程について示す。
(2) 評価結果
表添 1-11-1 に，各フィルタの保持容量及び捕集量を示す。各フィルタの保持容量
は，捕集量に対し十分大きい。したがって，フィルタの保持容量の観点において，高61-10-1-78

性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。

表添 1-11-1 可搬型陽圧化空調機の各フィルタの捕集量及び保持容量
フィルタ種類

高性能粒子フィルタ

チャコール・フィルタ

捕集量

約 1g

約 6mg

保持容量

約 400g/台

約 50g/台61-10-1-79

エアロゾル粒子として放出される物質の炉内内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気のエアロゾル粒子の濃度(フィルタを経由したエアロゾル粒子が全量捕集)
高性能粒子フィルタ捕集量※1 炉内内蔵量は表添 1-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 1-1-4 の値を使用
図添 1-11-1 高性能粒子フィルタの捕集量評価の過程

よう素の炉内内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気のよう素の濃度(フィルタを経由した無機よう素及び有機よう素が全量捕集)
チャコール・フィルタ捕集量※1 炉内内蔵量は表添 1-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 1-1-4 の値を使用
図添 1-11-2 チャコール・フィルタの捕集量評価の過程

61-10-1-80

表添 1-11-2 停止時炉内内蔵量（安定核種を含む）
核種グループ

核種類

CsI

I類

TeO2，Te2

Te 類

SrO

Ba 類

MoO2

Ru 類

CsOH

Cs 類

BaO

Ba 類

La2O3

La 類

CeO2

Ce 類

Sb

Te 類

UO2

Ce 類

炉内内蔵量[kg]※1 Te 単独よりも O2 が増える分，炉内内蔵量として大きく評価される
TeO2 を代表として参照

61-10-1-81

添付資料 12

使用済燃料プール等の燃料等による影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価に当たっては，
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉において「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」の事故が発生した場合を想定している。
一方，5 号炉については停止状態にあるものの，使用済燃料プール（以下「SFP」という。
）には使用済燃料や制御棒等を貯蔵している。さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する 5 号炉蒸気乾燥器・気水分離器ピット（以下「DSP」という。
）には，蒸気乾燥器及び気水分離器等を保管している。
これらの燃料等からの放射線については，SFP 等の水位が十分確保されている場合は水の遮蔽効果により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられるが，ここでは，仮に水位を十分確保できない場合を想定して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響について評価した。なお，1 号
炉から 4 号炉については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と各 SFP 等との距
離が 1km 以上離れていることから，その影響は十分に小さいと考えられる。また，6 号及び7 号炉については，SFP の重大事故時における注水手段を整備していることから，水位の低下による影響は考えないものとした。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）は同等の遮蔽性能を有しているため，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を代表として影響を評価した。
本評価の結果，5 号炉の SFP 等の燃料等からのガンマ線による対策要員の実効線量は 7 日間で 0.1mSv 以下となり，6 号及び 7 号炉の炉心内燃料からの寄与（7 日間で約 58mSv）に比べ，十分小さいことを確認した。
このことから，SFP 等の水位が十分確保されない場合を想定しても，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）の対策要員の実効線量は 7 日間で 100mSv を超えないと考えられる。
1.SFP について
SFP 内の燃料等はプール水により遮蔽されているため，SFP の水位を十分確保できている
場合は，燃料等に起因する放射線が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられる。また，SFP は耐震重要度 S クラスの設備でありSFP 水の補給も可能であることから，スロッシング等の要因による水位低下は長期間にわたることは無いと考えられる。
ここでは，SFP の水位が一時的に低下した場合を想定し，燃料等が 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響を評価した。

61-10-1-82

(1)評価条件
a.線源
線源として SFP 内の使用済燃料，燃料上部構造物，制御棒を考慮する。なお，制御棒については原子炉出力運転時において高さ方向の照射条件及び構造材質が異なるため，高さ方向に 3 領域に分割してそれぞれについて線源強度を設定した。線源強度を表添
1-12-1 から表添 1-12-2 に，線源強度の主要な評価条件を表添 1-12-3 に示す。また，
線源モデルを図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
表添 1-12-1 線源強度(使用済燃料及び制御棒)
エネルギー[MeV]

使用済燃料

制御棒上部

制御棒中間

制御棒下部

下限

上限

平均

線源強度※1

線源強度※1

部線源強度※1

線源強度※1

0.00×100

2.00×10-2

1.00×10-2

約 1.2×1010

約 6.2×107

約 2.9×107

約 1.4×108

2.00×10-2

3.00×10-2

2.50×10-2

約 2.8×109

約 6.9×106

約 2.5×106

約 1.5×107

3.00×10-2

4.50×10-2

3.75×10-2

約 2.9×109

約 3.9×106

約 1.6×106

約 8.7×106

4.50×10-2

7.00×10-2

5.75×10-2

約 2.4×109

約 4.4×106

約 2.3×107

約 9.7×106

7.00×10-2

1.00×10-1

8.50×10-2

約 1.7×109

約 1.7×106

約 2.6×106

約 3.8×106

1.00×10-1

1.50×10-1

1.25×10-1

約 1.8×109

約 6.6×105

約 4.6×106

約 1.5×106

1.50×10-1

3.00×10-1

2.25×10-1

約 1.4×109

約 2.2×105

約 6.4×106

約 4.9×105

3.00×10-1

4.50×10-1

3.75×10-1

約 8.2×108

約 6.1×104

約 3.9×104

約 1.4×105

4.50×10-1

7.00×10-1

5.75×10-1

約 1.7×1010

約 5.0×104

約 5.9×104

約 1.1×105

7.00×10-1

1.00×100

8.50×10-1

約 6.2×109

約 1.6×108

約 6.9×107

約 3.7×108

1.00×100

1.50×100

1.25×100

約 9.4×108

約 1.5×109

約 4.8×108

約 3.3×109

1.50×100

2.00×100

1.75×100

約 4.2×107

約 8.5×102

約 4.0×102

約 1.9×103

2.00×100

2.50×100

2.25×100

約 3.7×107

約 7.9×103

約 2.5×103

約 1.7×104

2.50×100

3.00×100

2.75×100

約 1.0×106

約 2.4×101

約 9.0×100

約 5.4×101

3.00×100

4.00×100

3.50×100

約 1.3×105

約 8.3×10-12

約 1.9×10-1

約 1.9×10-11

4.00×100

6.00×100

5.00×100

約 1.0×102

約 0.0×100

約 1.2×10-5

約 0.0×100

6.00×100

8.00×100

7.00×100

約 1.2×101

約 0.0×100

約 1.4×10-6

約 0.0×100

8.00×100

1.10×101

9.50×100

約 1.4×100

約 0.0×100

約 1.6×10-7

約 0.0×100※1 単位：photons・cm-3・s-1
表添 1-12-2 線源強度(燃料上部構造物)
ガンマ線エネルギー[MeV]

燃料上部構造物[photons・s-1]

1.17×100

約 2.8×1016

1.33×100

約 2.8×1016

61-10-1-83

表添 1-12-3 線源強度の主要な評価条件（1/2）
線源

使用済
燃料

項目

評価条件

選定理由

燃料タイプ

9×9 燃料（A 型）

－

燃料体数

3444 体燃焼度

50GWd/tU

1～7 号炉の使用済燃料プールの最大貯蔵体数
燃料の管理値
1～5 号炉の使用済燃料プールにおいて，冷却期間1000 日現在保管されている使用済燃料の冷却期間を包絡する冷却期間

線源形状

制御棒タイプ直方体として線源
分布は均一と想定

簡易的に配置の偏りは考慮しない

フラットチューブ

ボロンカーバイト型とハフニウム型の型ハフニウム制御

内，総合的な線源強度が大きなハフニウ

棒

ム型を採用
1 本あたりの各領域の大きさ及び線源強

制御棒

制御棒体数

580 体

度を算出し，保守的に制御棒貯蔵ハンガ／ラックの収納エリアの全てに制御棒が満たされた状態を仮定

冷却期間
線源形状

1000 日

使用済燃料の冷却期間の想定と同様

直方体として，高原子炉の出力運転時において高さ方向

さ方向に 3 領域にの照射条件が異なるため，線源強度が高分割

さ方向で異なることを考慮

61-10-1-84

表添 1-12-3 線源強度の主要な評価条件（2/2）
線源

項目

評価条件

選定理由

SUS

材料の重量

Inc

燃料集合体構造を考慮し設定

Zr
SUS
燃料上
部構造

材料中の

物※1

コバルト割合

Inc

同上

Zr

照射期間
冷却期間
線源形状

1915 日（50GWd/tU
相当）
1000 日燃料の管理値
使用済燃料の冷却期間の想定と同様

直方体として線源
分布は均一と想定

簡易的に配置の偏りは考慮しない※1 グリッド，上部端栓等

61-10-1-85

図添 1-12-1 線源モデル（使用済燃料・燃料上部構造物）（平面図）

図添 1-12-2 線源モデル（使用済燃料・燃料上部構造物）（A-A’断面）

61-10-1-86

図添 1-12-3 線源モデル（制御棒）（平面図）

図添 1-12-4 線源モデル（制御棒）（A-A’断面）61-10-1-87

b.遮蔽(a)線源周りの遮蔽
線源周りの遮蔽としては，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋屋上並びに SFP 躯体を考慮した。線源周りの遮蔽モデルを図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
なお，本評価では SFP の水位が十分確保できない場合の影響を評価するため，保守的にプール水による遮蔽効果には期待しないものとした。
(b)評価点周りの遮蔽
評価点周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の躯体を考慮し，評価点が厚さの普通コンクリート（密度 2.15g/cm3）に覆われているものとした。
c.線源と評価点との位置関係
線源と評価点との位置関係を図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
水平方向については，線源周りの遮蔽厚が最も小さくなるよう，線源の平面中心位置を通る直線上において，線源から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）までの水平距離として 46000mm を用いた。
垂直方向については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の床から 1.5m 高さとして，SFP 上端から 3700mm 低い位置とした。
(2)評価コードa.MCNP5 コード
MCNP5 コードでは，評価点周りに遮蔽がない場合の，評価点におけるガンマ線量率及びそのエネルギースペクトルを評価した。なお，本コードによる評価では，底面は平坦であるとし，底面や各遮蔽壁による散乱の効果を考慮している。
また，検出器には点検出器を用い，統計誤差の判断基準は 5%未満とした。
b.QAD-CGGP2R コード
QAD-CGGP2R コードでは，評価点周りの遮蔽体の遮蔽効果を評価した。なお，ガンマ線のエネルギースペクトルは MCNP5 コードにて評価したものを用いた。
(3)評価結果
単位時間当たりの実効線量は 2.0×10-4mSv/h 以下となり，7 日間の積算線量に換算した場合 0.1mSv 以下となった。

61-10-1-88

2.DSP について
DSP 内に保管される蒸気乾燥器及び気水分離器については，他号炉を含め，これまでの点検実績を踏まえると，当該構造物の表面におけるガンマ線量率は最大でも 200mSv/h 程度である。このため，DSP の水位を十分確保できている場合は，プール水の遮蔽効果により，当該構造物等に起因する放射線が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられるが，水位が十分確保できない場合において，当該構造物が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響について，以下のとおり評価した。
なお，蒸気乾燥器及び気水分離器からの直接ガンマ線については，図添 1-12-5 に示す
ように，どちらもの普通コンクリートに遮蔽されるため，その影響は SFP 内の燃料等による被ばく線量と比べても，十分小さいとして評価の対象外とし，スカイシャイン
ガンマ線を評価の対象とした。
また，蒸気乾燥器については，当該の表面線量率が気水分離器と同程度かそれ以下であり，さらに，
これらが DSP 内に配置された際の位置関係は図添 1-12-5 に示されるように，
蒸気乾燥器によるスカイシャインガンマ線の散乱角が，気水分離器のスカイシャインガ
ンマ線の散乱角より大きくなるよう配置される。このため，蒸気乾燥器による被ばく線量
は，気水分離器による被ばく線量より小さくなると考え，合計の線量の評価に当たっては，
気水分離器による評価結果を 2 倍することで評価した。

図添 1-12-5

DSP と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の位置関係

61-10-1-89

(1)評価条件
a.線源
線源として気水分離器を考慮し，気水分離器と同等の点線源（核種：60Co，放射角度：
約 165°）を用いた。
点線源の線源強度は，図添 1-12-6 に示す気水分離器のモデルを用いて，表面線量（200mSv/h，表面から距離 1cm）を再現する線源濃度を QAD-CGGP2R コードにて評価し，線源を 1 点に集約することによって求めた。このとき，線源は気水分離器の上面にのみ均一に分布しているものとした。線源強度を表添 1-12-4 に示す。
放出角度は，図添 1-12-7 から図添 1-12-9 に示す DSP の概形及び気水分離器モデルの上面高さを基に算出した。放出角度を図添 1-12-10 に示す。

図添 1-12-6 気水分離器のモデル

表添 1-12-4 線源強度
ガンマ線エネルギー[MeV]

気水分離器[photons・s-1]

1.17×100

約 9.5×1011

1.33×100

約 9.5×1011

61-10-1-90

図添 1-12-7

図添 1-12-8

DSP 平面図

DSP 断面図（A-A’断面）

61-10-1-91

図添 1-12-9

DSP 断面図（B-B’断面）

図添 1-12-10 放出角度61-10-1-92

b.遮蔽(a)線源周りの遮蔽
原子炉建屋外壁及び原子炉建屋屋上並びに DSP 躯体は考慮しないものとした。また，
本評価では DSP の水位が十分確保できない場合の影響を評価するため，保守的に水による遮蔽効果には期待しないものとした。
(b)評価点周りの遮蔽
評価点周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の躯体を考慮し，評価点が厚さの普通コンクリート（密度 2.15g/cm3）に覆われているものとした。
c.線源と評価点との位置関係
線源と評価点との位置関係を，図添 1-12-11 及び図添 1-12-12 に示す。
線源と評価点の水平距離は，とした。また，評価高さは，5 号炉原子炉建屋内

緊急時対策所（対策本部）の床から 1.5m 高さとした。

61-10-1-93

図添 1-12-11 線源と評価点との位置関係（平面図）

図添 1-12-12 線源と評価点との位置関係（A-A’断面）

61-10-1-94

(2)評価コード
a.QAD-CGGP2R コード
QAD-CGGP2R コードは，気水分離器と同等となる点線源の評価に用いた。
b.G33-GP2R コード
G33-GP2R コードは，QAD-CGGP2R で評価した点線源による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の評価点におけるスカイシャインガンマ線の評価に用いた。
(3)評価結果
気水分離器及び蒸気乾燥器の両方を考えた場合でも，スカイシャインガンマ線量率は2.0×10-7mSv/h 以下であり，直接ガンマ線と同様にスカイシャインガンマ線についても，
SFP 内の燃料等による被ばく線量に比べ十分に小さい。

61-10-1-95

添付資料 13

コンクリートの施工誤差の影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイ
ドに基づき最適評価手法を採用しており，コンクリート厚として公称値を参照している。また，各被ばく経路の遮蔽モデルは原子炉格納容器の遮蔽効果や大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも許容される施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。以下では，コンクリート厚の施工誤差が居住性評価に与える影響を検討した。
検討の結果，コンクリート厚の施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されると考えられ，仮に遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした
場合においても，被ばく線量に与える影響は最大でも約 8.5mSv となり，公称値を参照した
評価結果（約 58mSv）と合算しても判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。
1.想定する施工誤差について
5 号炉原子炉建屋のコンクリート工事は，「建築工事標準仕様書・同解説 JASS 5N 原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事」に準拠して実施されており，同仕様書においてコンクリートの柱・梁・壁・スラブの断面寸法の許容差の標準値（mm）は-5～+15 と定められている。
以下では，施工誤差の影響を保守的に考慮するため，想定する施工誤差を-5mm とした。
2.施工誤差による遮蔽効果への影響について
遮蔽壁によるガンマ線の遮蔽効果はガンマ線のエネルギースペクトルにより異なることから，施工誤差（-5mm）の影響は被ばく経路ごとに評価するものとした。また，本検討においては，単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなる（誤差の影響が最も大きい）
コンクリート厚区間（コンクリート厚 0cm から 100cm 間について 10cm 間隔で算出した線
量透過率から評価（表添 1-13-1 参照））における，単位厚さ当たりの線量透過率を用いた。
なお，直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線についてはコンクリート厚さ 30cm から 40cm，グランドシャインガンマ線についてはコンクリート厚さ 40cm から 50cm 間，クラウドシャインガンマ線についてはコンクリート厚さ 20cm から 30cm 間での単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなる。
施工誤差分の厚さのコンクリートの線量透過率の評価結果を表添 1-13-2 に示す。施工
誤差分の厚さ（-5mm）のコンクリートの線量透過率は約 9.4×10-1 から約 9.5×10-1 となった。

61-10-1-96

表添 1-13-1 各被ばく経路及びコンクリート厚に対する線量透過率
コンクリー
ト厚
※1

[cm]

被ばく経路
直接ガンマ線
スカイシャインガンマ線[-]

グランドシャイン

クラウドシャイン

ガンマ線[-]

ガンマ線[-]

0

1

1

1

10

約 5.69×10-1

約 5.85×10-1

約 4.16×10-1

20

約 2.27×10-1

約 2.27×10-1

約 1.28×10-1

30

約 8.14×10-2

約 7.73×10-2

約 3.86×10-240

約 2.84×10-2

約 2.52×10-2

約 1.19×10-2

50

約 9.97×10-3

約 8.19×10-3

約 3.84×10-360

約 3.58×10-3

約 2.69×10-3

約 1.29×10-3

70

約 1.32×10-3

約 9.00×10-4

約 4.49×10-480

約 5.03×10-4

約 3.09×10-4

約 1.63×10-490

約 1.97×10-4

約 1.09×10-4

約 6.10×10-5100

約 7.91×10-5

約 3.99×10-5

約 2.36×10-5※1 コンクリート密度：2.15g/cm3
表添 1-13-2 施工誤差分の厚さのコンクリートに対する線量透過率
コンクリート厚の施工誤差
被ばく経路

-10mm

-15mm

-25mm

（-5mm×（-5mm×（-5mm×遮蔽 2 枚※1）

遮蔽 3 枚※1）

遮蔽 5 枚※1）

約 9.5×10-1

約 9.0×10-1

約 8.5×10-1

約 7.7×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.4×10-1

約 9.5×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.6×10-1-5mm

直接ガンマ線，
スカイシャインガンマ線
クラウドシャイ
ンガンマ線
グランドシャイ
ンガンマ線※1 遮蔽壁が複数枚重なる場合は，各遮蔽壁に対し施工誤差（-5mm）を考慮

61-10-1-97

3.居住性評価結果への影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，被ばく経路ごとに遮蔽モデルを設定している。各遮蔽モデルは原子炉格納容器の遮蔽効
果や大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等，保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。
例えば，被ばく経路のうち最も影響が大きいクラウドシャインガンマ線については，遮蔽モデル上の遮蔽厚さとしてコンクリート厚を採用しているが，5 号炉原子炉建屋

内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうち，3 面はりも厚くなっており（天井面，西面：，北面：コンクリート厚よ），当該方向から入射するガンマ線からの影響は他の方向（東面，南面，床面）から入射するガンマ線からの影響に対し桁落ちすると考えられる。
このことから，クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽モデルについて遮蔽の厚さをより精緻に設定した場合，その評価結果は全面をとした場合の評価結果に比べ大幅に低減されるものと考えられ，その低減効果は施工誤差による影響を上回るものと考えられる。
以下では，上述の状況にかかわらず，遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量に与える影響を評価した。
評価結果を表添 1-13-3 に示す。遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合，被ばく線量の上昇分は最大でも約 8.5mSv となった。このことから，仮に遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合においても，判断基準の「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。

61-10-1-98

表添 1-13-3 遮蔽モデル上で各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くすることによる被ばく線量に与える影響
評価モデル上で参照

施工誤差としているコンクリー

して考慮す

ト遮蔽の実際の枚数

る厚さ

被ばく線量
の上昇率

被ばく線量に与える影響（括弧内は公称値を使用した場合の評価結果）

合計 5 枚以下

直接ガンマ線
スカイシャイン
ガンマ線【6 号原子炉建屋，
7 号炉原子炉建屋】-25mm

約 30%上昇

3 枚以下

-15mm

約 18%上昇

2 枚以下

-10mm

約 13%上昇

－

－

－

2 枚以下

約 6.8×10-1mSv 上昇（約 2.3×100mSv）【5 号炉原子炉建屋】
3 枚以下
グランドシャイ
ンガンマ線
クラウドシャイ
ンガンマ線
合計

61-10-1-99

約 2.7mSv 上昇（約 15mSv）
約 5.2mSv 上昇（約 41mSv）
約 8.5mSv 上昇（約 58mSv）

（参考）原子炉運転時の炉心熱出力を定格熱出力に余裕を見た出力とした場合の影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイ
ドに基づき最適評価手法を採用しており，原子炉運転時の炉心熱出力として定格熱出力を参照している。以下では，原子炉運転時の炉心熱出力を，設計基準事故解析と同様に，定格熱出力に余裕を見た出力（定格熱出力の 102%）とした場合の影響を検討した。
検討の結果，被ばく線量は約 59mSv となり，判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。以下，検討結果を示す。
1.検討
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価において考慮した各被ばく経路からの被ばく線量は，線源となる放射性物質の量に比例する。また，線源となる放射性物質の量は，停止時炉内内蔵量に比例する。
なお，停止時炉内内蔵量は，以下の式より評価している。
停止時炉内内蔵量[Bq]＝単位出力当たりの停止時炉内内蔵量※[Bq/MW]×炉心熱出力[MW]※電力共通研究「立地審査指針改定に伴うソースタームに関する研究（ＢＷＲ）」において評価したがって，各被ばく経路からの被ばく線量は炉心熱出力に比例することになり，炉心熱出力を定格熱出力の 102%とした場合における被ばく線量は，定格熱出力を用いて評価した結果を，1.02 倍することによって求められる。
定格熱出力を用いた場合における各被ばく経路からの合計値（約 58mSv）を 1.02 倍す
ると，評価結果は約 59mSv になり，判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を
超えないこと」を満足している。

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添付資料 14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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第７６条（緊急時対策所）
１

第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
①

想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子

1e) →
①

力発電所事故と同等とすること。
②

審査ガイドの趣旨に基づき評価

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出を仮定している。放射性物質の放出割合は 4.4(1)のとおり。

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要②

対策要員はマスクの着用なしとして評価している。

③

交替要員体制：評価期間中の交替は考慮しない。

員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

ヨウ素剤の服用：考慮しない。
仮設設備：可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化を考慮している。また，実施のための体制を整備している。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない④

対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している。

こと。

61-10-1-101

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
４．１①

居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4.1 →審査ガイドどおり

居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に①

係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件

最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づき評価している。

の適用を否定するものではない。
②

実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

②③

不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超実験等に基づき検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づき評価している。

える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。
（１）被ばく経路

4.1(1) →審査ガイドどおり

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばくは，図 2 の①の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る～③の被ばく経路に対して評価している。評価期間中の対策要員の交替は考慮しな被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路

いため，④⑤の経路は評価しない。

をそれぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。

61-10-1-102

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド①

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御

4.1(1）①→審査ガイドどおり

室／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びア
ニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）での外部被ばく線量を評価している。

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

・原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）での外部被ばく線量を評価している。

②

大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

4.1(1）②→審査ガイドどおり対策所内での被ばく
大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による外部被ばく
線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

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（クラウドシャイン）・大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばく（クラウドシャイン）は，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。

二

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（グランドシャイン）

・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばく（グランドシャイン）は，事故期間中の大気中への放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効
果を踏まえて評価している。

61-10-1-103

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド③

外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

4.1(1)③→審査ガイドどおり

時対策所内での被ばく
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質は，5 号炉

性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。

原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に沈着せずに浮遊しているものと仮定し一て評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた
放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

二

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。

④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1）④→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

61-10-1-104

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド⑤

大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1）⑤→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一

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（クラウドシ
ャイン）二

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（グランドシャイン）

三

放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

61-10-1-105

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（２）評価の手順

4.1(2) →審査ガイドどおり

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を図 3 に示す。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばくは図 3 の手順に基づき評価している。
ただし，評価期間中の対策要員の交替は考慮しない。

a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用

4.1(2)a. →審査ガイドどおり

いるソースタームを設定する。
・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評価（参 2）で想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員又は対策要員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功
した事故シーケンス（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム解析を基に、大気中への放射性物
質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。
・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価は，放射質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

大気中への放射性物質放出量を計算している。

また、放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。

また，放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉建
屋内の放射性物質存在量分布を設定している。

61-10-1-106

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を計算する。

4.1(2)b. →審査ガイドどおり・被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いている。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。

c． 原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

4.1(2)c. →審査ガイドどおり
・直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算している。

d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被4.1(2)d. →審査ガイドどおり

ばく線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。
・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

・上記 c の結果を用いて，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線量を計算している。
・上記 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び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線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策

・上記 a 及び b の結果を用いて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線によ

外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及る外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。

び吸入摂取による内部被ばく）を計算している。

e． 上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認する。

4.1(2)e. →審査ガイドどおり
・上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準（対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと）を満足することを確認している。

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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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．２

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等
a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ

4.2(1)a. →審査ガイドどおり

効率
ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設定する。

・可搬型陽圧化空調機はフィルタを有しており，フィルタを介した外気を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へ送気する。可搬型陽圧化空調機のフィルタ効

なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

率は，設計上期待できる値（よう素については性状を考慮）として，よう素及び放射性微粒子については 99.9%として評価している。

b． 空気流入率

4.2(l)b. →審査ガイドどおり

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。 ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。
）

61-10-1-108

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（２）大気拡散a． 放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →審査ガイドどおり

・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度・放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算している。

分布が水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1
年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

・柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月の 1
年間の気象資料を大気拡散式に用いている。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の（参 3）

拡散パラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針にお・水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針における相関式を用いて計算している。

ける相関式を用いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を・建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。

61-10-1-109

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出
点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条

・一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一

放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

・放出点が地上であるため建屋高さの 2.5 倍に満たない。

二

放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n につ・放出点（地上）の位置は図 4 の領域 An の中にある。

いて、放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合
三評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合・評価点（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））は，巻き込みを生じる建屋

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響は（原子炉建屋）の風下側にある。

ないものとして大気拡散評価を行うものとする（参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから、・建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示されたように，建屋の後流側の広がりの影
響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。

放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

・放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づき評価している。

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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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b. →審査ガイドどおり

・巻き込みを生じる代表建屋
1)

原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込み・建屋の巻き込みによる拡散を考慮している。

による拡散が生じているものとする。
2)

巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉

・6 号炉原子炉建屋及び 7 号炉原子炉建屋を代表建屋としている。

補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻
き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，事故時において，可搬型陽圧化
空調機によりフィルタを介した外気を取り入れるとして評価している。なお，5 号

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又はii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する

炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置
により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i)

事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流
入61-10-1-111

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
2)

建屋による巻き込みの影響が生じる場合、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設
備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉
制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を
計算する。
i)

評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする・評価期間中に可搬型陽圧化空調機によるフィルタを経由した外気取り入れを実施す

場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制る。可搬型陽圧化空調機の吸気口は 5 号炉原子炉建屋内に存在することから，5 号

御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

炉原子炉建屋の屋上面を代表面として選定している。

ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の・陽圧化装置により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を陽圧化している
期間は，外気の流入は防止される。

各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

61-10-1-112

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
3)

代表面における評価点
i)

建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建緊急時制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので、評上）としている。

価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時
制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建所が属する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上）としている。

上面から離れている場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の側面を代表評価面として、それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋上面を代表面とする場合は、評価点として原子炉制御室

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し、対応す

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地る風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。

上）としており，その間の水平直線距離に基づき拡散パラメータを算出している。

またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。

61-10-1-113

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・着目方位
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算で・建屋による巻き込みを考慮し，i）～iii）の条件に該当する方位を選定し，建屋のは、代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著である

後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。

ことから、放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i)

放出点が評価点の風上にあること

・放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

ii) 放出点から放出された放射性物質が、建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に、評価点が存在すること。この条件に・放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込まれ評価点に達する複数の方位を対象としている。

該当する風向の方位ｍ１の選定には、図 6 のような方法を用いることができる。図 6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ、ｍ１Ｂのうち、放出点が評価点の風上となるどち
らか一方の範囲が評価の対象となる。放出点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある
場合は、風向の方位ｍ １ は放出点が評価点の風上となる
180°が対象となる。

61-10-1-114

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイドiii) 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に・図 7 に示された方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を評価対象方位として選定している。

示す方法を用いることができる。評価点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 7 のハッチング部分)の内部にある場合
は、風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2)

具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対・「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

策所が属する建屋表面において定めた評価点から、原子炉施設の代表
建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれによって、評価すべき方位の数が増加することが考えられるが、この場合、幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。

61-10-1-115

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・建屋投影面積1)

図 10 に示すとおり、風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め、放射・原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2)

建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要が・原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

あるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3)

風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。

・原子炉建屋の地表面から上面の投影面積を用いている。

方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。

61-10-1-116

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
c． 相対濃度及び相対線量4.2(2)c. →審査ガイドの趣旨に基づき評価

・相対濃度は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

・相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間
を基に，長時間放出の場合の評価方法に従って評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算
モデルに適用して評価点ごとに計算する。

・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モデルに適用している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間・相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算したについて小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値

値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いてい

とする。

る。

・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る（参 1）

被ばく評価手法について（内規）」による。

・相対濃度及び相対線量は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づき評価している。

d． 地表面への沈着

4.2(2)d. →審査ガイドどおり

放射性物質の地表面への沈着評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

・地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着速度を設定し，地表面沈着濃度を評価している。

e． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →審査ガイドの趣旨に基づき評価

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。
一

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備
によって室内に取り入れること（外気取入）

二ルタを介した外気を取り入れるものとしている。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機によりフィ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

61-10-1-117

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質
は、一様混合すると仮定する。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では放射性物質は一様に混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従・外気取入による放射性物質の取り込みは，可搬型陽圧化空調機の運転流量，フィルタの除去効率に従って計算している。

って計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質の空気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入が防止される。

策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価
a． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)a. →審査ガイドどおり／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）
・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線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積・クラウドシャインによる外部被ばく線量については，空気中濃度から評価された相対線量及び遮蔽効果等を考慮し計算している。

で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員
に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁及び天井によるガンマ線の遮蔽効果を考慮している。

放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-1-118

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制

4.2(3)b. →審査ガイドどおり

御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）
・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線量は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積・グランドシャインによる外部被ばく線量については，地表面沈着濃度及び遮蔽効果を考慮し計算している。

で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員

・建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮している。

に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射4.2(3)c. →審査ガイドどおり性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での内部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における内部被ばく線量については，

射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、

室内の放射性物質の濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積を積算して計算して呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

いる。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では，放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。

・マスクを着用しないものとして評価している。

その場合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。

61-10-1-119

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射4.2(3)d. →審査ガイドどおり性物質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質からの射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分

ガンマ線による外部被ばく線量については，室内の放射性物質濃度等を考慮し計算

濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算す

している。

る。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）では，室内に取り込まれた放射性物
質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

定する。
e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラ4.2(3)e. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

ウドシャイン）
・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線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.2(3)f. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない（グランドシャイン）
・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線量は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

61-10-1-120

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
g． 放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積
分濃度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。
h． 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →審査ガイドどおり

・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設から被ば・6 号及び 7 号炉からの寄与を被ばく経路毎に個別に評価を実施し，その結果を合算している。

く経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した、より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場
合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。

61-10-1-121

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．４

緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1) →審査ガイドどおり

a． 大気中への放出割合
・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容

炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定している。なお，

する

（参 5）

。

核種の崩壊及び娘核種の生成を考慮している。

希ガス類：97%
ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、無機ヨウ素：4.85%、有機ヨウ素：0.15%）（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）
Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%（２）非常用電源

4.4(2）

緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電源からの給電を考慮する。

→審査ガイドどおり

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時間が事故発生 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧している。

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。

61-10-1-122

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（３）沈着・除去等

4.4(3) →審査ガイドどおり

a． 緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備

・放射性物質の放出開始までに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の可搬

緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備は、上記(2)の非常用型陽圧化空調機の電源供給は復旧している。

電源によって作動すると仮定する。
（４）大気拡散a． 放出開始時刻及び放出継続時間

4.4(4)a. →審査ガイドの趣旨に基づき設定

・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24
時間後と仮定する・放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定している。

（参 5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した 1 号炉の放出開始時刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時

・放射性物質の大気中への放出継続時間は 10 時間としている。

間と仮定する（参 5）（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続時間を参考に
設定）。
b． 放出源高さ
放出源高さは、地上放出を仮定する

4.4(4)b. →審査ガイドどおり（参 5）。放出エネルギーは、保守的な結・放出源高さは，地上放出を仮定している。

果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。

61-10-1-123

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（５）線量評価a． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対

4.4(5)a. →審査ガイドどおり

策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行・福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉うことができる。

格納容器内への放出割合を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定して➢いる。

NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被（参 6）
覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR BWR
希ガス類：100%100%

ヨウ素類： 66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果（参 7）から想定して、原子炉格納容・原子炉格納容器から原子炉建屋への低減率は 0.3 倍と仮定している。

器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。
また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

61-10-1-124

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド➢

電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損
モードのうち、格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。

・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイドどおり

線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、 ・審査ガイドどおり
事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイドどおり

線による外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。
b． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.4(5)b. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。
・積算線源強度、原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線
及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

61-10-1-125

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 2 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-1-126

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 3 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，入退域での評価は実施しない。

61-10-1-127

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 4 →審査ガイドどおり

図 5 →審査ガイドどおり

61-10-1-128

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 6 →審査ガイドどおり

図 7 →審査ガイドどおり

61-10-1-129

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 8 →審査ガイドどおり

61-10-1-130

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審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 9 →審査ガイドどおり

図 10 →審査ガイドどおり

61-10-1-131

62 条 通信連絡を行うために必要な設備

目次
62-1
62-2
62-3
62-4
62-5
62-6
62-7
62-8

SA 設備基準適合性一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠アクセスルート図
設備操作及び切替に関する説明書

62-1
SA 設備基準適合性一覧表

62-1-1

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
無線連絡設備（無線連絡設備（常設））

類型化
区分

衛星電話設備（衛星電話設備（常設））類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所）

Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

Ａ
Ｂｄ

中央制御室操作
現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び中央制御室待避室）（操作スイッチ操作）

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・圧力・湿度／
屋外の天候／放射線
環境条件における健全性

第
1
号

関連資料

第
2
号

操作性

関連資料
第
1
項

第
3
号

62-3

62-8

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

第
5
号

62-5

本来の用途として使用－切替必要（重大事故等対処設備としての系統構成内で切替必要）

関連資料

62-4

系統設計

関連資料

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

関連資料

共通要因故障防止

第
2
項

関連資料

設備操作及び切替に関する説明書

通信連絡設備

62-5

Ｂａ

Ｌ

試験及び検査本来の用途として使用－切替不要

系統図

Ａ
Ｂｄ

62-4

Ｂｂ

系統図

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

Ａａ
Ｂ

現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び中央制御室待避室）
中央制御室操作

その他(飛散物)

設置場所

Ｌ

配置図

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

関連資料

第
6
号

62-8

試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
43
条

62-3

設備操作及び切替に関する説明書

通信連絡設備

関連資料

第
4
号

配置図

中央制御室操作
現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び中央制御室待避室）（操作スイッチ操作）

62-4

系統図

現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び中央制御室待避室）
中央制御室操作62-8

62-4

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの
62-6

62-8
Ｂ

容量設定根拠共用する設備－Ａａ
Ｂ

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの
62-6

Ａ

系統図

Ｂ

容量設定根拠共用する設備Ａ－防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内
環境条件、自然現象、外（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安部人為事象、溢水、火災
通信用電話設備と位置的分散）Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安
通信用電話設備と位置的分散）

Ａａ

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）Ｃａ

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）

Ｃａ

サポート系故障

関連資料

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

62-1-262-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）

安全パラメータ表示システム（SPDS)

類型化
区分

データ伝送設備類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）－

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・圧力・湿度／
屋外の天候／放射線
環境条件における健全性

第
1
号

関連資料

第
2
号

操作性

関連資料
第
1
項

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料

第
4
号
第
43
条

配置図

62-8

通信連絡設備

62-5

関連資料

62-4

その他(飛散物)
関連資料

Ｂｂ

試験及び検査本来の用途として使用－切替不要

62-4

Ｂｂ

系統図

対象外

（考慮対象なし）

対象外

62-4

系統図

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

共通要因故障防止

関連資料

62-5

Ｌ

（考慮対象なし）

第1号

サポート系故障

通信連絡設備

Ａｄ

62-3

第
3
号

Ｌ

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

関連資料

環境条件、自然現象、外部人為事象、溢水、火災

対象外

Ａｄ

設置場所

関連資料

操作不要

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

第
6
号

第
2
項

配置図

－

系統図

操作不要（ＳＰＤＳ表示装置を除く）
現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（ＳＰＤＳ表示装置）

関連資料

対象外
Ｂｄ

試験及び検査本来の用途として使用－切替不要

系統設計

62-3

設備操作及び切替に関する説明書

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

62-3

操作不要（ＳＰＤＳ表示装置を除く）
現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（ＳＰＤＳ表示装置）（操作スイッチ操作）

対象外
Ａａ

対象外

－
Ｂ

容量設定根拠共用する設備

系統図

操作不要

配置図

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの
62-6

62-4

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの
62-6

Ａ

－

Ｂ

容量設定根拠共用する設備Ａ－（同一機能の設備なし）

対象外（同一機能の設備なし）

対象
外

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）Ｃａ

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）

Ｃａ62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

62-1-362-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）類型化
区分

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉
中央制御室）
屋外（5 号炉原子炉建屋）

Ｃ
Ｄ

荷重

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

Ｂｄ

現場操作
（5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所及び 5 号炉中央制御室）（操作スイッチ操作）

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・圧力・湿度／
屋外の天候／放射線
環境条件における健全性

第1号

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

関連資料

第
2
号

第
3
号

第
4
号

第
43
条

通信連絡設備

関連資料

62-5

切り替え性

悪影響防止

系統設計

62-8

関連資料

Ｂｂ

62-4 系統図
設備操作及び切替に関する説明書

Ａｃ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

62-4

現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

62-8

62-4

系統図

Ａａ

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの
62-6

第
2
号

共用の禁止

共用する設備Ｂ

Ａ

容量設定根拠共通要因故障防止

共用する設備防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋外（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）Ａ－

緩和設備又は防止でも緩和でもない設備-対象（同一目的のＳＡ設備である衛星電話設備
により多様性）Ｂ

サポート系故障対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）

Ｃａ62-1-4

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ－

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

Ａａ62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

62-6

容量設定根拠系統図

現場操作（5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所及び 5 号炉中央制御室）
62-8

環境条件、自然現象、外部人為事象、溢水、火災関連資料

試験及び検査本来の用途として使用－切替不要

62-8

Ｌ

他設備から独立

関連資料

第
3
号

通信連絡設備Ａｄ

常設 SA の容量

関連資料

Ｂｂ

Ｂｄ

設備操作及び切替に関する説明書

62-5

62-4 系統図
設備操作及び切替に関する説明書

第
1
号

第
2
項

Ｌ

配置図

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

その他(飛散物)

設置場所

62-8

試験及び検査本来の用途として使用－切替不要

関連資料

第
6
号

設備操作及び切替に関する説明書

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料

第
5
号

62-8

62-3

配置図

現場操作（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

操作性

関連資料
第
1
項

62-3

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）
62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

Ａａ
Ａｂ

Ｃａ

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・圧力・湿度／
屋外の天候／放射線

携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）

類型化
区分

携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）

類型化
区分

原子炉建屋原子炉区域内（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（コントロール建屋）（保管場所）

Ｂ
Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

第
2
号

配置図

中央制御室操作
現場操作（コントロール建屋，原子炉建屋）（設備の運搬・設置，接続作業，操作スイッチ操作）

操作性

関連資料
第
1
項

62-3

62-8

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

第
4
号

切り替え性

本来の用途として使用－切替不要

関連資料

62-4

通信連絡設備
62-5

悪影響防止

系統設計

その他(飛散物)（考慮対象なし）

関連資料
第
43
条

第
6
号

第
1
号

第
3
項

設置場所

62-4

可搬 SA の容量

62-3

62-6

可搬 SA の接続性

第3号

異なる複数の接続箇所の確保

第
4
号

設置場所

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

62-3

第
5
号

保管場所

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

第6号（原子炉建屋の外から水又は電力を供給せず，負荷に直接接続する可搬型設備ではなく、建屋内の通信連絡に使用）関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成）

対象外

（考慮対象なし）

Ａａ
Ｂ

現場操作
（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）

Ｃ

その他設備
（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）

Ｃより簡単な接続（規格を統一した接続端子による接続）

62-4

62-3

62-6

62-3

62-7

対象外

Ａａ

配置図
Ｃ

容量設定根拠（原子炉建屋の外から水又は電力を供給せず，負荷に直接接続する可搬型設備ではなく、建屋内の通信連絡に使用）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）
62-3

Ｃ

対象外

Ａｂ

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)
62-3

－

配置図
Ａｂ

配置図

Ａ

緊急時対策所で保管及び使用

Ａａ

Ｃａ

アクセスルート図

対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）

サポート系要因

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（乾電池）を使用）

Ｃａ

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（乾電池）を使用）

62-1-5

対象外

－

配置図

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

Ａｄ系統図

環境条件、自然現
象、外部人為
事象、溢水、火災

関連資料

Ａｂ

－

配置図

屋内アクセスルートの確保（人が携行して使用）

Ｂｂ

系統図

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）－

関連資料
アクセスルート

62-4

Ａｄ

Ｌ

試験及び検査設備操作及び切替に関する説明書

関連資料

共通要因故障防止

第
7
号

62-8

62-5

容量設定根拠より簡単な接続（規格を統一した接続端子による接続）

第
2
号

関連資料

本来の用途として使用－切替不要

配置図

その他設備
（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）

関連資料

Ｂｂ

系統図

現場操作
（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）
中央制御室操作関連資料

通信連絡設備

Ａｂ

Ｂｃ
Ｂｄ
Ｂｇ

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

Ｌ系統図

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成）

配置図

現場操作
（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（設備の運搬・設置，接続作業，操作スイッチ操作）
62-8

試験及び検査通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）
第
5
号

Ａ
Ｂｃ
Ｂｄ
Ｂｇ

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

第
3
号

関連資料

62-3

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・圧力・湿度／
屋外の天候／放射線荷重
海水

無線連絡設備（無線連絡設備（可搬型））

類型化
区分

衛星電話設備（衛星電話設備（可搬型））

類型化
区分

屋外（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（保管場所）

ＤＣ

屋外（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）（保管場所）

ＤＣ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

第
1
項

62-3

配置図

現場操作
（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）

第
2
号

操作性

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

第
4
号

切り替え性

本来の用途として使用－切替不要

関連資料

62-4

関連資料

関連資料

悪影響防止

系統設計

その他(飛散物)

通信連絡設備
62-5

第
6
号

第
3
項

設置場所

62-4

第
1
号

可搬 SA の容量

第2号

可搬 SA の接続性

第3号

異なる複数の接続箇所の確保

関連資料

62-3

62-6

（常設設備と接続せず使用）

62-4

Ａｄ

対象外

設置場所
関連資料

62-3

第
5
号

保管場所

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）（考慮対象なし）
62-4

現場操作（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）

Ｃ

その他設備
（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）－（常設設備と接続せず使用）

62-6

62-3

62-7

Ａａ

Ｃ

容量設定根拠対象外（常設設備と接続せず使用）－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

－

対象外

－

62-3

－

配置図

共通要因故障防止Ａｂ

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａ
Ｂ

屋内外アクセスルートの確保（人が携行して使用）

Ａａ

Ｃａ

62-3

アクセスルート図

62-7

Ａｂ

配置図
Ａ
Ｂ

アクセスルート図

防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ施設あり)-屋内（代替対象ＤＢ施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）

サポート系要因

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（充電式電池）を使用）

Ｃａ

対象(サポート系あり)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（充電式電池）を使用）

62-1-6

対象外

－

配置図

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

Ａｄ

配置図

環境条件、自然現
象、外部人為
事象、溢水、火災

関連資料

Ａｂ

系統図

Ａａ

62-3

Ｂｂ

系統図

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）

配置図

屋内外アクセスルートの確保（人が携行して使用）

Ｌ

試験及び検査

－

第
4
号

第
7
号

62-5

－

関連資料

関連資料

本来の用途として使用－切替不要

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）

関連資料

アクセスルート

Ｂｂ

配置図

その他設備
（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第6号

通信連絡設備系統図

現場操作（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）

関連資料

Ｌ

Ａｂ

Ｂｃ
Ｂｄ

62-3 配置図
設備操作及び切替に関する説明書

系統図（考慮対象なし）

配置図

現場操作（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）
62-8

試験及び検査ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成）

関連資料
第
43
条

Ｂｃ
Ｂｄ

62-3 配置図62-8 設備操作及び切替に関する説明書

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）
第
5
号

62-3

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

62-2
単線結線図

62-2-1

【凡例】

第一ガスタービン発電機

常設代替
交流電源設備GTG

GTG
７号炉タービン
建屋南側

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

緊急用
断路器

：断路器
：配線用遮断器
：接続装置
７号炉へ

緊急用
電源切替箱
断路器

電源
車

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

共通用
高圧母線
6SA-1

：非常用所内電源設備又は無停電電源装置(充電器等を含む)

(6C)

(6B)

(6A)

：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

D/G

D/G

D/G

：重大事故等対処設備

共通用
高圧母線
6SA-2

共通用
高圧母線
6SB-2

非常用
高圧母線
6C

非常用
高圧母線
6D

非常用
高圧母線
6E

（略語）
MCC：モータ・コントロール・センタ

電源
車

動力変圧器

動力変圧器
非常用
低圧母線
6C-1

動力変圧器
非常用
低圧母線
6E-1

非常用
低圧母線
6D-1

MCC 6C-1-6

MCC 6C-1-7

蓄電池
1,000Ah

MCC 6E-1-3

MCC 6D-1-7

蓄電池
6,000Ah蓄電池
2,400Ah充電器（直流48V）

無停電電源装置（交流120Vﾊﾞｲﾀﾙ
電源設備）

充電器
（直流125V）

充電器（直流48V）
直流125V
主母線盤

交流120V
ﾊﾞｲﾀﾙ分電盤(a) へ(図62-2-2へ)

中央制御室
電力保安通信用
電話設備(固定電話機)

無線連絡設備衛星電話設備
データ伝送装置

図 62-2-1

送受話機(ページング)※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

中央制御室における通信連絡設備の単線結線図（６号炉）

62-2-2

【凡例】

第一ガスタービン発電機

常設代替
交流電源設備GTG

GTG
７号炉タービン
建屋南側

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

緊急用
断路器

：断路器
：配線用遮断器
：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

電源
車

６号炉へ

：非常用所内電源設備又は無停電電源装置(充電器等を含む)：重大事故等対処設備

共通用
高圧母線
6SA-1

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

(7A)

（略語）

非常用
高圧母線
7C

MCC：モータ・コントロール・センタ

電源
車

動力変圧器
非常用
低圧母線
7C-1

MCC 7C-1-5

MCC 7C-1-7
蓄電池
6,000Ah

蓄電池
1,000Ah充電器（直流48V）

無停電電源装置（交流120Vﾊﾞｲﾀﾙ
電源設備）

充電器
（直流125V）
直流125V
主母線盤

交流120V
ﾊﾞｲﾀﾙ分電盤

直流125V
分電盤(a) から
(図62-2-1から)

中央制御室
電力保安通信用
電話設備(固定電話機)

無線連絡設備衛星電話設備図 62-2-2

データ伝送装置

送受話機(ページング)※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

中央制御室における通信連絡設備の単線結線図（７号炉）

62-2-3

共通用高圧母線6SA-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

共通用高圧母線6SB-2

共通用高圧母線6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

Ｄ/Ｇ
(6A)

共通用高圧母線5SA-2 共通用高圧母線5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

【凡例】
非常用高圧母線7C5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ｇ

非常用高圧母線6C

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧母線7C-1

非常用低圧母線6C-1

非常用高圧母線6E

非常用高圧母線6D

非常用高圧母線5C

D/G：非常用ディーゼル発電機

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

：遮断器

非常用低圧母線6D-1

非常用低圧母線6E-1

非常用低圧母線5C-1：配線用遮断器

Ｇ

：切替装置
480V
MCC 7C-1-6

480V
MCC 7C-1-5

480V
MCC 6C-1-6

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8

Ｇ：電源車(常設代替交流電源設備)

可搬ケーブル

蓄電池
2,400Ah
蓄電池
1,000Ah（略語）

蓄電池
1,000Ah

MCC：モータ・コントロール・センタ

充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器：非常用所内電源設備又は無停電電源装置(充電器等を含む)
充電器

充電器
充電器

交流分電盤③交流分電盤①：6/7号炉設計基準対象施設：6/7号炉設計基準対象施設
及び重大事故等対処設備として使用する設備

交流分電盤②：重大事故等対処設備〇照明設備

局線加入電話設備
テレビ会議システム（社内向）
電力保安通信用
電話設備（FAX）
衛星電話設備（社内向）5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所

5号炉屋外緊急連絡用
インターフォン

図 62-2-3

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS表示装置〇照明設備（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備

送受話器（ページング）

電力保安通信用
電話設備（固定電話機）電力保安通信用
電話設備（固定電話機）電力保安通信用
電話設備（固定電話機）

無線連絡設備衛星電話設備統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム
IP-電話機，IP-FAX）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における通信連絡設備の単線結線図

62-2-4

表 62-2-1 通信連絡設備（発電所内）の電源設備（その１）
通信種別

非常用所内電源設備
又は無停電電源装置等

主要施設
携帯型音声呼出電話設備

携帯型音声呼出電話機

送受話器

ハンドセット，（警報装置を含む。
）

スピーカ

発電所内

6 号及び 7 号炉 中央制御室

代替電源設備

乾電池※1

(乾電池)

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

第一 GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）

6 号及び 7 号炉 中央制御室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

第一 GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※3（代替交流電源設備）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

充電式電池（本体内蔵）※4

可搬型電源設備※3（代替交流電源設備）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
6 号及び 7 号炉 中央制御室

無線連絡設備（常設）
無線連絡設備

無線連絡設備（可搬型）※1 乾電池により約４日間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能。
※2 GTG：ガスタービン発電機※3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備※4 充電式電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，ほかの端末若しくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
：設計基準対象施設及び重大事故等対処
設備として使用する設備

62-2-5：重大事故等対処設備

表 62-2-2
通信種別

通信連絡設備（発電所内）の電源設備（その２）
非常用所内電源設備
又は無停電電源装置等

主要施設

固定電話機

電力保安通信用

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

充電器（蓄電池）

6 号及び 7 号炉 中央制御室
充電式電池（本体内蔵）※1

PHS 端末電話設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
FAX

発電所内

6 号及び 7 号炉 中央制御室

6 号及び 7 号炉 中央制御室

非常用ディーゼル発電機

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

代替電源設備第一 GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）－
第一 GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）
可搬型電源設備※3（代替交流電源設備）
第一 GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）
可搬型電源設備※3（代替交流電源設備）

5 号炉原子炉建屋屋外
5 号炉屋外緊急連絡用
インターフォン

インターフォン

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※3（代替交流電源設備）

5 号炉中央制御室※1 充電式電池により約 4 時間の通話が可能。また，ほかの端末若しくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
※2 GTG：ガスタービン発電機※3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処
設備として使用する設備

62-2-6：重大事故等対処設備

表 62-2-3
通信種別

通信連絡設備（発電所内及び発電所外）の電源設備
非常用所内電源設備
又は無停電電源装置等

主要施設
6 号炉

プロセス計算機室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

7 号炉

プロセス計算機室

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

安全パラメータ表示シス データ伝送装置
テム(SPDS)
データ伝送設備
発電所内外

緊急時対策支援

免震重要棟

代替電源設備第一 GTG※1（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）

充電器（蓄電池）－

システム伝送装置

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備 （代替交流電源設備）

SPDS 表示装置

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）

6 号及び 7 号炉 中央制御室
衛星電話設備（常設）
衛星電話設備衛星電話設備（可搬型）

無停電電源装置

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

充電式電池（本体内蔵）※3※2

第一 GTG※1（常設代替交流電源設備）
電源車（可搬型代替交流電源設備）
可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）
可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）※1 GTG：ガスタービン発電機。
※2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備※3 充電式電池により約 4 時間の通話が可能。また，ほかの端末若しくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
：設計基準対象施設及び重大事故等対処
設備として使用する設備
ただし，免震重要棟に設置する緊急時対策支援システム伝送装置を除く。

62-2-7：重大事故等対処設備

表 62-2-4
通信種別

非常用所内電源設備
又は無停電電源装置等

主要施設

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備

発電所外

通信連絡設備（発電所外）の電源設備

専用電話設備テレビ会議システム

テレビ会議システム
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（有線系，衛星系 共用）
IP-電話機5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（有線系，衛星系）
IP-FAX
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（有線系，衛星系）
専用電話設備（ホットライン）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（自治体他向）テレビ会議システム(社内向)
テレビ会議システム

衛星電話設備（社内向）（社内向）
衛星社内電話機5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）

乾電池※1

手動発電，乾電池（予備）

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）

非常用ディーゼル発電機

可搬型電源設備※2（代替交流電源設備）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所※1 乾電池により 10 日間以上の連続通話が可能。また，手動発電又は予備の乾電池と交換することにより通話時間を延長可能。
※2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処
設備として使用する設備：重大事故等対処設備

62-2-8

62-3
配置図

設置箇所：常設設備の配置及び可搬型設備を使用時に設置する場所
保管場所：可搬型設備を保管している場所：設計基準対処施設を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

62-3-1

図 62-3-1

中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

62-3-2

図 62-3-2

コントロール建屋地上２階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-3中央制御室

図 62-3-3

コントロール建屋地上１階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-4

図 62-3-4

コントロール建屋地下１階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-5

図 62-3-5

6 号炉原子炉建屋地下１階及び地上 1 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-6

図 62-3-6

6 号炉原子炉建屋地下 3 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-7

図 62-3-7

7 号炉原子炉建屋地下 1 階及び地上 1 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-8図 62-3-8

7 号炉原子炉建屋地下 3 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-9図 62-3-9

コントロール建屋地下 2 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-10

図 62-3-10

廃棄物処理建屋地下 1 階及び地上 1 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-11

図 62-3-11

5 号炉原子炉建屋地上 3 階 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（常設設備）

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-12

図 62-3-12

5 号炉原子炉建屋地上 3 階 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（可搬型設備）

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-13図 62-3-13

5 号炉原子炉建屋地上 2 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-14図 62-3-14

5 号炉原子炉建屋地上 1 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-15図 62-3-15

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-1662-4
系統図

62-4-1

柏崎刈羽原子力発電所

発電所外（社内向）
本社（即応センター等）

現場（屋内）
電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）

コントロール建屋

その他関係機関（社内向）

中央制御室
電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末，FAX）

送受話器（ページング）

５号炉原子炉建屋

送受話器（ページング）

電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末，FAX）

無線連絡設備（常設）※４

送受話器（ページング）

現場（屋外）

携帯型音声呼出電話設備

無線連絡設備（常設，可搬型）

電力保安通信用電話設備（PHS端末）衛星電話設備（常設） ※４

携帯型音声呼出電話設備

送受話器（ページング）

無線連絡設備（可搬型）

衛星電話設備（可搬型）

衛星電話設備（常設，可搬型）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，
IP-電話機，IP-FAX）

国（原子力規制委員会等）
自治体他（新潟県，柏崎市，刈羽村等）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）その他関係機関（社外）

テレビ会議システム（社内向）

発電所外（社外）
携帯型音声呼出電話設備※５

プロセス計算機室
データ伝送装置※３

発電所外（社外）

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機，
テレビ会議システム（社内向））

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置※３ ）ERSS※２データセンター（原子力規制庁）※１

5号炉屋外緊急連絡用
インターフォン

【凡例】

本社へ

5号炉屋外緊急連絡用
インターフォン

５号炉中央制御室
5号炉屋外緊急連絡用
インターフォン

※１：５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※２：国の緊急時対策支援システム※３：安全パラメータ表示システム（SPDS)を含む。
※４：中央制御室待避室においても通信連絡が可能である。
※５：５号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部と待機場所との間において通信連絡が可能である。

図 62-4-1

通信連絡設備の概要

62-4-2：通信連絡設備（発電所内用）：通信連絡設備（発電所外用）：通信連絡設備（発電所内外用）：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：通信の流れ：データの流れ図 62-4-2 通信連絡設備（発電所内）の概要

62-4-3

図 62-4-3

中央制御室及び中央制御室待避室における無線連絡設備及び衛星電話設備の概要

62-4-4

図 62-4-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における無線連絡設備及び衛星電話設備の概要
62-4-5

柏崎刈羽原子力発電所

免震重要棟

光ファイバ
通信伝送装置 ※１

電力保安通信用
電話設備
（交換機）

局線加入
電話設備
（通信伝送
装置）

光ファイバ
通信伝送装置 ※１
マイクロ波無線通信装置 ※１

電力保安通信用電話設備
テレビ会議
システム（社内向）（固定電話機）テレビ会議
システム（社内向）
光ファイバ
通信伝送
装置※１
電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

電力保安通信用電話設備（固定電話機）（PHS端末）※衛星電話設備（常設）

衛星電話設備
（常設）

電
力
（保
有
線安
系通
）信
用
１
回
線

５号炉原子炉建屋

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

本社（即応センター等）

（
衛通
星
（無 信
衛 事
星線 業
者
系通
）信
回回
線線
）

（FAX）
局線加入電話設備（通信伝送装置）

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

（PHS端末）（FAX）（衛星社内電話機）
衛星電話設備（社内向）

マイクロ波無線通信装置 ※１

衛星無線
通信装置（テレビ会議システム（社内向））（衛星社内電話機）

６・７号炉廃棄物処理建屋

中央制御室
電力保安通信用電話設備

衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（常設）

災害時優先
電話設定あり

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

（固定電話機）

通
（信
有事
線業
系者
）回
線

衛星無線
通信装置

（テレビ会議システム（社内向））

災害時優先
電話設定あり通信の流れ（PHS端末）（FAX）：通常：バックアップ※１： 電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 62-4-5

通信連絡設備（発電所外［社内関係箇所］）の概要（その１）62-4-6

通信の流れ：通常：バックアップ
（
統
合
原
子通
（ 力信
衛 防事
星 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

柏崎刈羽原子力発電所

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機

光ファイバ
通信伝送装置※１

IP-FAX

（
統
合
原
子通
（ 力信
有 防事
線 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

本社（即応センター等）

即応センター

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国、自治体他所掌の通信連絡設備となる。

図 62-4-6

通信連絡設備（発電所外［社内関係箇所］）の概要（その２）62-4-7IP-FAX柏崎刈羽原子力発電所

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機

光ファイバ
通信伝送装置※１

電力保安通信用電話設備（固定電話機）IP-FAX（PHS端末）（FAX）

局線加入電話設備

電力保安通信用
電話設備（交換機）
局線加入電話設備（通信伝送装置）（加入電話）

衛星電話設備（常設）
災害時優先
電話設定あり専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）

（通
統
防 合信
災 原事
（ ネ 子業
衛
者
力
星ッ
ト 回
系ワ 線
）ー
ク
）
（通
統
防 合信
災 原事
（ ネ 子業有ッ 者
線 ト 力回
系ワ 線
）ー
ク
）

通信の流れ
：通常
：バックアップ
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

国（原子力規制委員会等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機IP-FAX
固定電話機（加入FAX）

本社（即応センター等）
テレビ会議
システム
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機電力保安通信用電話設備
IP-FAX

光ファイバ
通信伝送装置※１（固定電話機）

（
衛通
星
（ 無信
衛 事
星 線業
系通
者
）信
回回
線線
）

FAX

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置（PHS端末）（FAX）
局線加入電話設備（加入電話）

IP-電話機IP-FAX

電力保安通信用
電話設備（交換機）
局線加入電話設備（通信伝送装置）

衛星電話設備（常設）

災害時優先
電話設定あり

通
（信
有事
線業
系者
）回
線

固定
電話機

FAX
専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）（加入FAX）※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国、自治体他所掌の通信連絡設備となる。

図 62-4-7

通信連絡設備（発電所外［社外関係箇所］）の概要
62-4-8

柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館

(c)

(e)

1～4号炉
建屋

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※３
光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ッ統信
有 合事
ト
線ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
無線装置※５

(d)

有線
(b)

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

※

SPDS
表示装置

(a)

光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４

図 62-4-8

マイクロ波
無線装置※５

衛星無線通信装置

中央制御室等 制御盤※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

５

衛星無線通信装置※３

光ファイバ
通信伝送装置※５

(c)

(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

［凡例］

(d)

※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備の概要
62-4-9

SPDS
表示装置

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン

62-5
試験及び検査62-5-1

〇通信連絡設備（発電所内）の試験・検査性について
通信連絡設備（発電所内）における試験及び検査は表 62-5-1 のとおりである。
通信連絡設備（発電所内）の概要を図 62-5-1 に示す。
表 62-5-1

通信連絡設備（発電所内）の試験・検査

対応設備

試験・検査内容

携帯型音声呼出電話設備

通話通信の確認，外観の確認

無線連絡設備（常設），無線連絡設備（可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

衛星電話設備（常設），衛星電話設備（可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

通話通信の確認，外観の確認

図 62-5-1 通信連絡設備（発電所内）の概要［通信連絡設備（発電所外）と共用を含む］
62-5-2

携帯型音声呼出電話設備

試験・検査内容【試験構成】【発電所】
６号炉原子炉建屋※１【発電所】
６号炉コントロール建屋※１
中央制御室

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

中継用ケーブルドラム※２

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

※１:７号炉も同様※２:コントロール建屋を含め必要時に敷設※試験区間：６号炉原子炉建屋等～６号炉コントロール建屋（中央制御室を含む）
７号炉原子炉建屋等～７号炉コントロール建屋（中央制御室を含む）
図 62-5-2

携帯型音声呼出電話設備

62-5-3

試験・検査構成

携帯型音声呼出電話設備

試験・検査内容【試験構成】※試験区間：５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 対策本部
～ ５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-3

携帯型音声呼出電話設備

62-5-4

試験・検査構成

待機場所

無線連絡設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：6 号及び 7 号炉中央制御室（中央制御室待避室を含む。）～ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-4

無線連絡設備（常設）62-5-5

試験・検査構成

無線連絡設備（常設），無線連絡設備（可搬型）試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：屋外（可搬型）
図 62-5-5～ 6 号及び 7 号炉中央制御室（常設）

無線連絡設備（常設），無線連絡設備（可搬型）

62-5-6

試験・検査構成

無線連絡設備（可搬型）試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：屋外（可搬型）
図 62-5-6～ 屋外（可搬型）

無線連絡設備（可搬型）

62-5-7

試験・検査構成

衛星電話設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：6 号及び 7 号炉中央制御室（中央制御室待避室を含む。）～ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-7

衛星電話設備（常設）62-5-8

試験・検査構成

衛星電話設備（可搬型）試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：屋外（可搬型）
図 62-5-8～ 屋外（可搬型）

衛星電話設備（可搬型）

62-5-9

試験・検査構成

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：5 号炉原子炉建屋屋外
5 号炉原子炉建屋屋外
図 62-5-9～～

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号炉中央制御室

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン

62-5-10

試験・検査構成

〇通信連絡設備（発電所外）の試験・検査性について
通信連絡設備（発電所外）における試験及び検査は表 62-5-2 のとおりである。
通信連絡設備（発電所外）の概要を図 62-5-9 に示す。
表 62-5-2

通信連絡設備（発電所外）の試験・検査

対応設備

試験・検査内容

衛星電話設備（常設），衛星電話設備（可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

通話通信の確認，外観の確認

図 62-5-10

通信連絡設備（発電所外）の概要

62-5-11

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機）
試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-11～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機） 試験・検査構成

62-5-12

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ）
試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-12～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ） 試験・検査構成

62-5-13

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム）
試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-13～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム） 試験・検査構成

62-5-14

〇安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備の試験・検査性について安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備における試験及び検査は表 62-5-3 のとおりである。
表 62-5-3

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
及びデータ伝送設備の試験・検査性

対応設備

試験・検査内容

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

機能の確認，外観の確認

データ伝送設備

機能の確認，外観の確認

図 62-5-14

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備の概要

62-5-15

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
試験・検査内容【試験構成】※試験区間：６号及び７号炉中央制御室 ～図 62-5-15

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
試験・検査構成62-5-16

データ伝送設備

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ～図 62-5-16

データ伝送設備

62-5-17

本社

試験・検査構成62-6
容量設定根拠62-6-1

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）機

能使用する通信連絡設備

中央制御室 （６号炉）※２

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

発
電
所
内

現場（屋内）※１

・送受話器（ページング）

・送受話器（ページング）

・送受話器（ページング）（ハンドセット：4台．スピーカ：4台）（ハンドセット：11台．スピーカ：21台）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）（固定電話機：19台，PHS端末：30台）（固定電話機：14台，PHS端末：17台）

・衛星電話設備（常設）：9台

・衛星電話設備（常設）：1台

・無線連絡設備（常設）：4台

・無線連絡設備（常設）：1台

現場（屋外）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備

退避の指示（PHS端末）・衛星電話設備（可搬型）・無線連絡設備（可搬型）○設置台数
・送受話器：約370台
・固定電話機：約280台
・PHS端末：約250台
・衛星電話設備（可搬型）：39台
・無線連絡設備（可搬型）：180台※1：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-1

機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所内）（１／４）○「退避の指示」における通信連絡62-6-2

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できる場合
現場（屋内）※１

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・送受話器（ページング）

・送受話器（ページング）（ハンドセット：4台．スピーカ：4台）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）（固定電話機：19台，PHS端末：30台）
・衛星電話設備（常設）：9台

発
電
所
内

現場（屋外）※３
・送受話器（ページング）

操作・作業
の連絡

・電力保安通信用電話設備

中央制御室 （６号炉）※２（PHS端末）・送受話器（ページング）（ハンドセット：11台．スピーカ：21台）
・電力保安通信用電話設備

放射能観測車（モニタリングカー）（固定電話機：14台，PHS端末：17台）

・衛星電話設備（可搬型）：1台○設置台数
・送受話器：約370台
・固定電話機：約280台
・PHS端末：約250台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）※３：モニタリングに係る作業を含む

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図 62-6-2 機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所内）（２／４）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できる場合における「操作・作業の連絡」の通信連絡

62-6-3

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できない場合
５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
待機場所

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
対策本部

・携帯型音声呼出電話機※４ ：2台

・衛星電話設備（常設）：1台
・無線連絡設備（常設）：4台

現場（屋内）※１

・携帯型音声呼出電話機※４：2台

・携帯型音声呼出電話機：7台
現場（屋外）

発電所
内

中央制御室 （６号炉）※２

操作・作業
の連絡

・無線連絡設備（可搬型）：18台※3・衛星電話設備（常設）：１台
放射能観測車（モニタリングカー）

・携帯型音声呼出電話機：１台

・衛星電話設備（可搬型）：1台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様※３：モニタリングに係る作業に追加で１台必要※４：５号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と（待機場所）間の通信連絡を行うために設置する。

重大事故等が発生した場合においても，現在，配備している通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等が発生した場合（全交流動力電源喪失時及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）における必要な通信連絡設備は以下の通りである。
無線連絡設備（常設）

衛星電話設備（常設）・５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所：4台

・ ６号炉及び７号炉
中央制御室
：各1台
・５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所：1台

無線連絡設備（可搬型）・現場（屋外）：18台

携帯型音声呼出電話機
・ ６号炉及び７号炉
中央制御室
：16台

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-3 機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所内）（３／４）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない場合における「操作・作業の連絡」の通信連絡

62-6-4

機

能使用する通信連絡設備

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

５号炉原子炉建屋屋外

・インターフォン：1台

発
電
所
内

5号炉屋外
緊急連絡用
インターフォン

・インターフォン：3台

５号炉中央制御室
・インターフォン：1台

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-4 機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所内）（４／４）○「5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン」の通信連絡

62-6-5機能毎に必要な通信連絡設備（発電所外）機

能使用する通信連絡設備○ 衛星電話設備（社内向）及び専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）が使用できる場合
本社（即応センター）

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・衛星電話設備（社内向）・衛星電話設備（社内向）（テレビ会議システム（社内向）：1式，（テレビ会議システム（社内向）：1式，

衛星社内電話機：4台）

衛星社内電話機：4台）

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（有線系）：4台（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（有線系）： 5台

IP-FAX（有線系）：1台）

発
電
所
外

IP-FAX（有線系）：4台）

・テレビ会議システム（社内向）：1式

連絡・通報
等

・専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）：7台
・衛星電話設備（常設）：9台

・テレビ会議システム（社内向）：1式

国（原子力規制委員会等）

・送受話器（ページング）（ハンドセット：4台．スピーカ：4台）

自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：19台，PHS端末：30台）

所外関係箇所（社内向）・衛星電話設備（可搬型）

中央制御室（６号炉）※１
・送受話器（ページング）（ハンドセット：11台．スピーカ：21台）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：14台，PHS端末：17台）※１：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-5 機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所外）（１／２）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できる場合における「連絡・通報等」の通信連絡

62-6-6

機

能使用する通信連絡設備○ 衛星電話設備（社内向）及び専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）が使用できない場合
本社（即応センター）

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・衛星電話設備（常設）：5台

・衛星電話設備（常設）

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（衛星系）：2台（テレビ会議システム，IP-電話機（衛星系）
IP-FAX（衛星系））

IP-FAX（衛星系）：1台）

・局線加入電話設備

発電所
外

国（原子力規制委員会等）

連絡・通報
等

自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

中央制御室（６号炉）※１
・衛星電話設備（常設）：1台

所外関係箇所（社内向）※１：７号炉も同様

・衛星電話設備（可搬型）・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図 62-6-6 機能ごとに必要な通信連絡設備（発電所外）（２／２）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない場合における「連絡・通報等」の通信連絡

62-6-7

携帯型音声呼出電話設備等の使用方法及び使用場所
中央制御室に保管する携帯型音声呼出電話設備は，通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，６号及び７号炉中央制御室と各現場間に敷設している専用通信線携帯型音声呼出電話機を専用接続箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルを敷設することにより必要な通信連絡を行うことが可能な設計とする。
携帯型音声呼出電話機を用いた中央制御室と現場間との通信連絡の概要について図62-6-7に示す。
また，携帯型音声呼出電話機を使用する通話場所の例を表62-6-1，各重大事故
シーケンスで使用する携帯型音声呼出電話設備及び無線連絡設備等の台数を表
62-6-2及び表62-6-3に示す。

62-6-8

表 62-6-1 携帯型音声呼出電話機を使用する通話場所の例（重大事故シーケンス 全交流動力電源喪失時（７号炉）の例）

図 62-6-7 携帯型音声呼出電話機を用いた通信連絡の概要（重大事故シーケンス 全交流動力電源喪失時（７号炉）の例）

62-6-9

表 62-6-2 各重大事故シーケンスで使用する携帯型音声呼出電話設備の台数
使用場所
各重大事故シーケンス

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（炉心損傷防止）重大事故（格納容器破損防止）

コントロール建屋

中央制御室
号炉 ６号 ７号①-１
高圧・低圧注水機能喪失
１※１
高圧注水・減圧機能喪失
１※
１
①-２
※
１
１
①-３-１ 全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
１※１①-３-２ 全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗)
１①-３-３ 全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋直流電源喪失) １※１①-３-４ 全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋SRV 再閉失敗） １※
１※
１①-４-１ 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）
１※
１①-４-２ 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
原子炉停止機能喪失
１※１①-５
LOCA 時注水機能喪失
１※①-６※
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）
１①-７
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
※
１
１
②-１-１
代替循環冷却を使用する場合
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
１※
１
②-１-２
代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
１※②-２
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
１※
１
②-３
水素燃焼
１※
１
②-４
溶融炉心・コンクリート相互作用
１※
②-５
想定事故１
１※
１
③-１
（使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失）
想定事故２
１※
１
③-２
（サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失）

廃棄物
処理建屋

タービン
建屋

原子炉
建屋

計

６号 ７号
-

６号 ７号
６※
１
６※
１
※
６
６
６※
６
６※
６
６※
６
６※
３
６※
５
６※
２
６※
２
※
６
-

10
10
16
16
16
16
12
15
11
10
８

６号
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※

７号
１
１
１
１
1
-

６号
-

７号
-

１※

1

-

-

-

-

６※

２

12

１※

-

-

-

-

-

６※

２

11

１※
１※
１※
１※

-

-

-

-

-

６※
６※
６※
６※

１
４
１

８
10
13
９

１

10

２

11

２

11

４

13

２

11

-

８

使用済燃料プールにお１※
６※ける重大事故に至るおそれがある事故
１※
６※（ＳＦＰ破損防止）
運転停止中の原子炉に崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障による停止時冷却機能喪失）
１※
１
１※
６※
④-１
おける重大事故に至る
全交流動力電源喪失
１※
１
１※
６※
④-２
おそれがある事故
原子炉冷却材の流出
１※
１
１※
６※
④-３
（停止中原子炉の反応度の誤投入
１※
１※
６※
④-４
燃料損傷防止）・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
・携帯型音声呼出電話機は,６号及び７号炉の中央制御室に計２０台を保管している。
※：７号炉において事故が発生した場合の６号炉の台数を示す。６号炉においては必要台数の多い運転中に全交流動力電源喪失事故が発生した場合の台数を示す。

62-6-10

表62-6-3 各重大事故シーケンスで使用する無線連絡設備等の台数
使用場所
各重大事故シーケンス

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（炉心損傷防止）重大事故（格納容器破損防止）

設備

①-１
①-２
①-３-１
①-３-２
①-３-３
①-３-４
①-４-１
①-４-２
①-５
①-６
①-７

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗)
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋直流電源喪失)
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋SRV 再閉失敗）
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
原子炉停止機能喪失
LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-１
代替循環冷却を使用する場合
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-２
代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱②-２
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
②-３
水素燃焼
②-４
溶融炉心・コンクリート相互作用
②-５
想定事故１
③-１
（使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失）
想定事故２
③-２
（サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失）

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故（ＳＦＰ破損防止）
運転停止中の原子炉に崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障による停止時冷却機能喪失）④-１
おける重大事故に至る
全交流動力電源喪失④-２
おそれがある事故
原子炉冷却材の流出④-３（停止中原子炉の反応度の誤投入④-４
燃料損傷防止）・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
・無線連絡設備の他，衛星電話設備も使用可能であり，衛星電話設備も使用する。

62-6-11

屋内（緊急時対策所及び中央制御室）

屋外

無線連絡設備等（常設）

無線連絡設備（可搬型）

７
３
７
７
７
７
７
７
３
７
３

７
14
14
14
14
７
14
７
-

７

18

７

8

３
３
７
３

14
-

７

11

７

11

７

9

７

12

７

9

-

-

○ 過去のプラントパラメータ閲覧について
緊急時対策支援システム伝送装置に収集されるプラントパラメータ（SPDSパラメータ）は，緊急時対策支援システム伝送装置で２週間分（１分周期）のデータを保存（自動収集）できる設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置に保存されたデータについては，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のSPDS表示装置又は緊急時対策支援システム伝送装置
及び本社に設置しているSPDS表示装置から専用のセキュリティを有した外部記
憶媒体へ保存できる設計とする。
重大事故等が発生した場合には，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所においてプラントパラメータ（SPDSパラメータ）を専用のセキュリティを有した外部記
憶媒体へ保存し保管する手順を整備する。これにより，SPDS表示装置にて外部記憶媒体に保存されたプラントパラメータ（SPDSパラメータ）の過去のデータを閲覧することができる設計とする。
SPDS表示装置にてプラントパラメータ（SPDSパラメータ）の監視も可能な設計とする。概要を図62-6-8に示す。
また，SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（6 号炉，7 号炉）を表 62-6-4，
表 62-6-5 に示す。

図 62-6-8

過去のプラントパラメータ閲覧の概要

62-6-12

表 62-6-4 SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（６号炉）
６号炉（１／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

目的

対象パラメータ

ＳＲＮＭ （Ａ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

対数計数率出力○○○

炉心反応度の状 ＳＲＮＭ （Ｇ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

計数率高高

○

○

○

○

○

○

態確認

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

原子炉圧力（Ａ）○－○

炉心冷却の状態 原子炉圧力（Ｂ）

○

－

○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

確認

62-6-13

６号炉（２／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ワイド）

○

－

○

炉心冷却の状態 原子炉水位（ＳＡ）
（ナロー）

目的

確認

対象パラメータ○－○

炉水温度 ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

○

○

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（気相部）

開

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（計装配管）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（計装配管）

○

－

○

62-6-14６号炉（３／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

高圧炉心注水系（Ｂ）ポンプ吐出圧力

○

－

○

高圧炉心注水系（Ｃ）ポンプ吐出圧力

○

－

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

目的

対象パラメータ○－○

炉心冷却の状態 原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧○○○Ｄ／Ｇ ６Ａ 遮断器 投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ ６Ｂ 遮断器 投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ ６Ｃ 遮断器 投入

○

○

○

○

－

○

復水補給水系流量（ＲＨＲ Ａ系代替注水流量）

○

－

○

復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

○

－

○

確認

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）

62-6-15

６号炉（４／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位 ＢＶ

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内の状 ＣＡＭＳ（Ａ） 水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ） 水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ） 酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ） 酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

目的

対象パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）

態確認

ドライウェル雰囲気温度(上部ドライウェルフランジ部
雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度(下部ドライウェルリターンラ
イン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（ＲＨＲ Ｂ系代替注水流量）

62-6-16

６号炉（５／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離 内側○○○

ＰＣＩＳ隔離 外側○○○

ＭＳＩＶ（内側）閉

○

○

○

目的

格納容器内の状

対象パラメータ

格納容器下部水位(ペデスタル水位高（3m)）

態確認

格納容器下部水位(ペデスタル水位高（2m)）
格納容器下部水位(ペデスタル水位高（1m)）

放射能隔離の状
態確認

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）閉
主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ａ）

作動（１系）○○○

ＳＧＴＳ （Ｂ）

作動（１系）○○○

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

環境の情報確非常用ガス処理系（Ａ）排気流量

○

－

○

認

非常用ガス処理系（Ｂ）排気流量

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ａ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｂ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｃ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｄ）

○

－

○

６号機 海水モニタ（指数タイプ）

○

○

－※

※バックアップ伝送ラインを経由せず，SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-17

６号炉（６／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

環境の情報確

風向８５ｍ

○

○

－※

認

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

目的

対象パラメータ※

バックアップ伝送ラインを経由せず，SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-18

６号炉（７／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

可搬型モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

環境の情報確

可搬型モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

認

風向（可搬型）○○－※

風速（可搬型）○○－※

大気安定度（可搬型）

○

○

－※

ＡＤＳ Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ Ｂ

作動

目的

対象パラメータ○○○

ＲＣＩＣ 作動○○○ＨＰＣＦポンプ（Ｂ） 起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ） 起動

○

○

○

非常用炉心冷却ＲＨＲポンプ（Ａ） 起動

○

○

○

系（ＥＣＣＳ）

ＲＨＲポンプ（Ｂ） 起動

○

○

○

の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ） 起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

総給水流量

○

○

○

※

バックアップ伝送ラインを経由せず，SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-19

６号炉（８／１０）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+3000mm))
使用済燃料プー 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
ルの状態確認(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

62-6-20

６号炉（９／１０）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +7155mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料プー(燃料ラック上端 +4000mm)）

ルの状態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -4240mm)）

62-6-21

６号炉（１０／１０）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ｂ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

水素爆発による
格納容器の破損防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｃ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発による

原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）

原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気口温度）62-6-22

表 62-6-5 SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（７号炉）
７号炉（１／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）○－○

ＳＲＮＭ （Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

計数率

○

○

○

炉心反応度の状 ＳＲＮＭ （Ｇ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ Ａ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｂ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｃ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｄ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｅ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｆ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｇ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｈ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｊ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｌ 計数率高高

○

○

○

態確認

62-6-23

７号炉（２／１０）
目的

対象パラメータ

原子炉圧力

炉心冷却の状
態確認

Ａ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ワイド）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ナロー）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）○○○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ａ）温度（計装配管）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（気相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（液相部）

○

－

○

原子炉水位計凝縮槽（Ｂ）温度（計装配管）

○

－

○

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

高圧炉心注水系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

高圧炉心注水系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

62-6-24

７号炉（３／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧目的

炉心冷却の状態確認

対象パラメータ○○○Ｍ／Ｃ ７Ｃ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ ７Ｄ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ ７Ｅ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

復水補給水系流量（ＲＨＲ Ａ系代替注水流量）

○

－

○

復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

○

－

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）

格納容器内の状
態確認

62-6-25

７号炉（４／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

目的

対象パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

格納容器内の状 ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

復水補給水系流量（ＲＨＲ Ｂ系代替注水流量）

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（3m)）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（2m)）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（1m)）

○

－

○

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

○

－

○

態確認

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

62-6-26

７号炉（５／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離 内側

○

○

○

目的

放射能隔離の状
態確認

環境の情報確認

対象パラメータ

ＰＣＩＳ隔離 外側

○

○

○

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ｂ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

非常用ガス処理系（Ａ）排気流量

○

－

○

非常用ガス処理系（Ｂ）排気流量

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ａ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｂ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｃ）

○

－

○

原子炉建屋外気差圧（Ｄ）

○

－

○

７号機 海水モニタ（指数タイプ）

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

主蒸気内側隔離弁※

バックアップ伝送ラインを経由せず，SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-27

７号炉（６／１０）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

可搬型モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

風向（可搬型）○○－※

風速（可搬型）○○－※

大気安定度（可搬型）

○

○

－※

目的

環境の情報確認

対象パラメータ※

バックアップ伝送ラインを経由せず，SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-28

７号炉（７／１０）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＤＳ Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷却ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

系（ＥＣＣＳ）

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

62-6-29

７号炉（８／１０）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料プールの状態確認（燃料ラック上端+3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端-1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

62-6-30

７号炉（９／１０）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +7202mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールの状態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +4000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -4193mm)）

62-6-31

７号炉（１０／１０）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

○

－

○

水素爆発による フィルタ装置入口圧力

○

－

○

格納容器の破損 フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧（Ｂ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｃ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発による 原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋の損
原子炉建屋水素濃度
傷防止確認（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気口温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気口温度）62-6-32

○ 安全パラメータ表示システム（SPDS）の容量について
安全パラメータ表示システム（SPDS）のデータ伝送容量は，今後のプラントパ
ラメータの追加を考慮し，表 62-6-6 に示すとおり，回線容量は必要回線容量に対し余裕を持った設計としている。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）のデータ表示機能は，今後のプラ
ントパラメータの追加を考慮し，表 62-6-7 に示すとおり，表示可能なプラントパ
ラメータ数は必要なプラントパラメータ数に対し余裕を持った設計とするとともに，データ伝送設備及び緊急時対策支援システム伝送装置のソフトウェアを改造することにより拡張可能な設計としている。
表 62-6-6

安全パラメータ表示システム（SPDS）のデータ伝送容量

通信
回線
種別

建屋間におけるデータ伝
送路

有線系
回線

6 号及び 7 号炉
～5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所

無線系
回線

6 号及び 7 号炉
～5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所

必要回線容量※1

回線容量※1

データ伝送

その他

32kbps95.31Mbps

95.43Mbps

1Gbps

32kbps2,552kbps

2.63Mbps

6Mbps※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

表 62-6-7

安全パラメータ表示システム（SPDS）のデータ表示に係る容量必要となるプラントパラメータ数※1

表示可能なプラントパラメータ数※1

アナログ信号

ディジタル信号アナログ信号

ディジタル信号

データ伝送設備(6 号炉)

200 点

106 点

856 点

106 点

データ伝送設備(7 号炉)

254 点

70 点

900 点

900 点

緊急時対策支援システム伝送装置

165 点

119 点

1239 点

266 点※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

62-6-33

重大事故等が発生した場合において使用する通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線は，表 62-6-8 に示すとおり，必要回線容量を確保した回線容量を有している。

表 62-6-8

通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線の回線容量

通信回線種別
電力保安
通信用回線
※3

有線系
回線
衛星系

通信事業者
回線

回線
衛星系
回線

主要設備
テレビ会議システム（社内向）
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）
衛星電話設備通信事業者(統合原子力
防災ネット
ワーク)

衛星系
回線

容量

768kbps
336kbps

408Mbps

410Mbps

1Gbps

－

11 回線

11 回線

衛星電話設備（可搬型）

39 回線

－

39 回線

39 回線

168kbps－

168kbps 384kbps－

1.3Mbps－

248kbps 384kbps

1.3Mbps
IP-電話機(352kbps)

IP-FAX(150kbps)

テレビ会議システム(768kbps)

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

回線

その他

回線

11 回線

統合原子力防災

有線系
回線

主要設備

※2

衛星電話設備（常設）

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

ネットワークを用いた通信連絡設備

必要回線容量※1

統合原子力防災
ネットワークを用 IP-電話機
いた通信連絡設備
IP-FAX
テレビ会議システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

6kbps
242kbps(64kbps)(50kbps)(128kbps)
6kbps

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

※１：（ ）は内訳を示す。
※２：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。
※３：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

62-6-34

5Mbps

62-7
アクセスルート図62-7-162-7-1

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』より抜粋。

図 62-7-1 屋外アクセスルート図（緊急時対策所構内配置図)

62-7-2

図 62-7-2 地震・津波発生時の屋外アクセスルート図（地震・津波発生時のアクセスルート）

図 62-7-3 森林火災発生時の屋外アクセスルート図（森林火災発生時のアクセスルート）

62-7-3

図 62-7-4 中央交差点が通行不能時の屋外アクセスルート図（中央交差点が通行不能時のアクセスルート）

62-7-4

図 62-7-5

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-5

屋内アクセスルート（１／８）

図 62-7-6

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-6

屋内アクセスルート（２／８）

図 62-7-7

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-7

屋内アクセスルート（３／８）

図 62-7-8

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-8

屋内アクセスルート（４／８）

図 62-7-9

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-9

屋内アクセスルート（５／８）

図 62-7-10

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-10

屋内アクセスルート（６／８）

図 62-7-11

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-11

屋内アクセスルート（７／８）

図 62-7-12

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-12

屋内アクセスルート（８／８）

62-8
設備操作及び切替に関する説明書

62-8-1

図 62-8-1
操作概要図 携帯型音声呼出電話設備（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-2

図 62-8-2

操作概要図 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-3

図 62-8-3
切替え操作概要図 無線連絡設備（常設）（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については，イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-4

図 62-8-4

操作概要図 無線連絡設備（可搬）及び衛星電話設備（可搬）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
62-8-5

図 62-8-5

操作概要図 統合原子防災ネットワークを用いた通信連絡設備，SPDS 表示装置及び5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
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図 62-8-6

操作概要図 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（5 号炉中央制御室）
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図 62-8-7

操作概要図 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（5 号炉原子炉建屋屋外）
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