東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 69
提出年月日
平成 29 年 12 月 26 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 12 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について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
41-3 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設に係る火災区域の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策に
ついて

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性に関する補足説明資料
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
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
共-9 自主対策設備の悪影響防止について
共-10 設計基準事故対処設備に対する多様性及び独立性並びに位置的分散の整
理について

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について
44-10 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

目-2

45 条
45-1 SA 設備基準適合性一覧表
45-2 電源構成図
45-3 配置図45-4 系統図
45-5 試験検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書
45-9 ＥＣＣＳ系ポンプの高温耐性評価について
45-10 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
目-3

46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について
45-13 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 電源構成図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

48 条
48-1 SA 設備基準適合性一覧表
48-2 電源構成図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について
目-4

48-9 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

49 条
49-1

SA 設備基準適合性一覧表

49-2

電源構成図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 電源構成図
50-3 配置図50-4 系統図
50-5 試験検査
50-6 容量設定根拠50-7 接続図
50-8 保管場所図50-9 アクセスルート図目-5

50-10 その他設備
50-11 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について50-12 代替循環冷却系の成立性について
50-13 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図

51-5

試験検査

51-6

容量設定根拠

51-7

接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 原子炉圧力容器の破損判断について
51-12 ペデスタル内に設置する計器について
51-13 その他設備
51-14 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
目-6

52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験検査
52-6 容量設定根拠52-7 接続図
52-8 保管場所図52-9 アクセスルート図
52-10 計装設備の測定原理
52-11 水素及び酸素発生時の対応について
52-12 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験検査
53-6 容量設定根拠53-7 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備について
53-8 その他設備
53-9 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図
目-7

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験検査

54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
54-14 その他
54-15 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

55 条
55-1 SA 設備基準適合性一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図55-7 保管場所
55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

目-8

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について（直流電源設備について）
57-11 その他資料

目-9

58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2

単線結線図

58-3

配置図

58-4

系統図

58-5

試験検査

58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
59-11 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

目-10

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
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 試験及び検査性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

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表62-2 単線結線図
目-11

62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-12

59-10原子炉制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について

59-10-i1

目

次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 炉 心 の 著 し い 損 傷 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て 59-10-1
1． 評 価 事 象 ..... .............................................. 59-10-1
2． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 .. ................................... 59-10-2
3． 大 気 拡 散 の 評 価 ............................................. 59-10-2
4． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ............... 59-10-2
5． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ......................... 59-10-3
5.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ................................... 59-10-3
5.1. 1 原 子 炉 建 屋 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ） ....... 59-10-3
5.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ② ）.... ........... ....................................... 59-10-4
5.1. 3 室 内 に 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 被 ばく （ 経 路 ③ ） ... ....................................... 59-10-4
5.2 入 退 域 時 の 被 ば く ...... ................................... 59-10-6
5.2. 1 建 屋 内 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ） ........... 59-10-6
5.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ） ... 59-10-6
6． 評 価 結 果 の ま と め ........ .................................. 59-10-1 0

添付資料て

中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価につい

1 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件.............................. 59-10- 添 1- 1
2 事 象 の 選 定 の 考 え 方 に つ い て .............................. 59-10-添 2- 1
3 格 納 容 器 漏 え い 率 の 設 定 に つ い て .......................... 59-10-添 3- 1
4 格 納 容 器 内 で の 除 去 効 果 に つ い て .......................... 59-10-添 4- 1
5 格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 効 果 に つ い て ...... 59-10-添 5- 1
6 サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）に つ い て ...... ... ....................................... 59-10-添 6- 1
7 格 納 容 器 外 へ の 核 分 裂 生 成 物 の 放 出 割 合 の 設 定 に つ い て ...... 59-10-添 7- 1
8 炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡 散 の 評 価 に つ い て ...................................... 59-10-添 8- 1
9 フ ィ ル タ の 除 去 性 能 に つ い て .............................. 59-10-添 9- 1
10 中 央 制 御 室 換 気 系 フ ィ ル タ 内 放 射 性 物 質 か ら の 被 ば く に つ い て............................. 59-10- 添 10-1
11 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ............................ 59-10- 添 11-1
12 全 面 マ ス ク に よ る 防 護 係 数 に つ い て ...................... 59-10- 添 12-1
13 運 転 員 の 勤 務 体 系 に つ い て .............................. 59-10- 添 13-1
14 グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 評 価 モ デ ル に つ い て .................. 59-10- 添 14-1

59-10-ii

2

15 エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-10- 添 15-1
16 地 表 面 へ の 沈 着 速 度 の 設 定 に つ い て ...................... 59-10- 添 16-1
17 有 機 よ う 素 の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-10- 添 17-1
18 実 効 放 出 継 続 時 間 の 設 定 に つ い て ........................ 59-10- 添 18-1
19 待 避 時 間 の 設 定 根 拠 に つ い て ............................ 59-10- 添 19-1
20 審 査 ガ イ ド ※ 1 へ の 適 合 状 況 .............................. 59-10- 添 20-1
※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

59-10-iii

3中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室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。
（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 59 条より抜粋）【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 59 条（原子炉制御室）第 1 項b）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。
① 本規程第 37 条の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（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格
納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。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，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

1．評価事象東海第二発電所においては，「想定する格納容器破損モードのうち，中央制
御室の運転員の被ばく低減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」である「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
59-10-14過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいても，格納容器ベントの回避若しくは格納容器ベントの実施時期を遅延させることができる代替循
環冷却系を整備する。しかし，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷却系を使用できず，早期の格納容器
圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施した場合を想定する。

2．大気中への放出量の評価
放射性物質については，上記 2.1 で示した事故シーケンスを想定し，格納容器から格納容器圧力逃がし装置への流入量及び格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい量をＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ-1465 の知見を用いて評価した。ただし，ＭＡＡＰコードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，無機よう素及び有機よう素については，Ｒ.Ｇ.1.195 の知見を用いて評価した。

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結果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％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月〜2006 年 3 月の 1 年間における気象データを使用した。なお，当該データの使用に当たっては，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，特に異常でないことを確認している。

4．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟内の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運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等から59-10-2

5

評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコード，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。

5．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①〜⑤）は第 5-1 図に示すとおりである。それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 7 日間とした。
運転員の勤務体系（5 直 2 交替）に基づき，中央制御室の滞在期間及び入退域の時間を考慮して評価する。想定する勤務体系を第 5-1 表に示す。

第 5-1 表想定する勤務体系
中央制御室の滞在時間

1直

8:00〜21:45

2直21:30〜8:15

日勤業務

―

1 日目
Ａ班 ※

2 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

3 日目

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班 ※

1直

2直

1直
1直

2直

2直

※被ばくの平準化のため，事故直後に中央制御室に滞在している班（Ａ班）の代
わり， 2 日目以降は日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとする。

59-10-3

6

5.1 中央制御室内での被ばく
5.1.1 原子炉建屋からのガンマ線による被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟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中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述 4．の方法で実効線量を評価した。

5.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室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中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。
また，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価した。

5.1.3 室内に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被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質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実効線量を評価した。なお，内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。
評価に当たっては，（1）〜（4）に示す中央制御室換気系の効果及び中央制御室に設置する待避室の効果等を考慮した。なお，中央制御室換気系の起動時間については，全交流動力電源喪失を想定した起動時間を考慮した評価とした。また，待避室の遮蔽効果は，待避室に待避する期間のみに
59-10-4

7

ついて考慮した評価とした。中央制御室内での対応のタイムチャートを第5.1.3-1 図に示す。
（1）中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第5.1.3-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転時
通常時は，中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより，一部外気を取り入れる閉回路循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2）事故時
事故時は，外気取入口を遮断して，中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環運転とし，運転員を放射線被ばくから防護する。
なお，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，
チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
（2）フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのよう素除去フィルタを通らない空気の流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。
（3）待避室中央制御室内に設置する待避室には，格納容器ベント開始から 5 時間待避すると想定する。待避中は待避室内を空気ボンベにより加圧し室内を正圧にするものとし，外部からの空気の流入はないものとして評価した。
待避室の概要図及び設置場所を第 5.1.3-3 図に示す。

59-10-58

（4）マスクの考慮
事象発生から 3 時間後まではマスクを着用（DF50）すると想定した。

5.2

入退域時の被ばく

5.2.1

建屋内からのガンマ線による被ばく（経路④）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟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入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと
以外は，「5.1.1 原子炉建屋からのガンマ線による被ばく（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，周辺監視区域境界から中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とし，代表評価点は，建屋入口とした。

5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑤）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の外部被
ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外
は「5.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）」と同様な手法で，吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「5.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。また，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価した。
59-10-69

入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，上記 5.2.1 の仮定と同じである。

第 5-1 図炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室居住性評価における想定被ばく経路

タイムチャート

0h

2h

3h

19h

ベント放出

24h

168h

▽

ＭＣＲ空調
全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる事象発生から約 2 時間を起動時間として設定

待避室への滞在
ベント放出から 5 時間を退避時間として設定

マスクの着用事象発生から 3 時間（ＭＣＲ空調復旧後１時間）までをマスク着用時間として設定

第 5.1.3-1 図

中央制御室内での対応のタイムチャート
59-10-710通 常 運 転 時 （ 再 循 環方 式 ）通常運転時

外 気 隔 離 時 （ 閉 回 路循 環 方 式 ）設故時

外気取入れ時中央制御室換気系系統構成

第5.1.3-2図59-10-811中央制御室

待避室

正圧

空気ボンベ

炉心の著しい損傷が発生した場合【格納容器ベント実施中】（空気ボンベ加圧）※ 格納容器ベント実施後，中央制御室内の線量が下がるまでは，中央制御室内の待避室に滞在するものとし，待避室内を空気ボンベにより加圧する。

第 5.1.3-3 図

待避室の概要図及び設置場所

6．評価結果のまとめ
1．に示したとおり，東海第二発電所において炉心の著しい損傷が発生した

59-10-912

場合，第一に代替循環冷却系を用いて事象を収束するが，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷却系を使用できず，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施した場合を想定した。この想定に基づく，7 日間の各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価結果は，第 6-1 表に示すとおりである。また，最大の線量となる班（Ａ班）の内訳は第 6-2 表に示す通りであり，実効線量は約 60mSv である。
したがって，評価結果は，「 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと」を満足している。なお，マスクを着用しない場合の 7 日間の各班の実効線量は第 6-3 表に示すとおりである。また，最大の線量となる班（Ａ班）の内訳は第 6-4 表に示す通りである。
この評価に係る被ばく経路イメージを第 6-5 表に，被ばく評価の主要条件
を第 6-6 表に示す。

59-10-1013

第 6-1 表

各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評

価結果（マスクを考慮する場合）
1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

（単位：mSv）
6 日目

7 日目

Ａ
約 6.0×10１
班
Ｂ
約 1.2×10１ 約 9.3×10０
約 5.5×10０ 約 2.7×10０
班
Ｃ
約 4.0×10１
約 7.5×10０ 約 6.2×10０
班
Ｄ
約 1.4×10１ 約 1.0×10１
約 5.2×10０
班
Ｅ
約 2.4×10１
約 8.0×10０ 約 6.6×10０
班

第 6-2 表合計
約 6.0×10１
約 3.0×10１
約 5.4×10１
約 2.9×10１
約 3.9×10１

最大の線量となる班（Ａ班）の被ばく評価結果の内訳(マスクを考慮する場合)
被ばく経路

実効線量

①建屋からのガンマ線による被ばく

中央制御室内作業時②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく
③室内に外気から取り込まれた放射性物質に
よる被ばく
（内訳）

（単位：mSv）

約 7.8×10−１
約 9.6×10−１
約 4.6×10１

内部被ばく

約 4.0×10１

外部被ばく

約 5.3×10０②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 4.7×10０（①＋②＋③）

約 5.2×10１④建屋からのガンマ線による被ばく

約 2.6×10−１

小計⑤大気中へ放出された放射性物質による被ば

入退域時

く
（内訳）

内部被ばく

約 1.3×10−３

外部被ばく

約 5.6×10−３⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 8.0×10０（④＋⑤）

約 8.3×10０

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 6.0×10１

小合

約 6.9×10−３

計

59-10-1114

第 6-3 表

各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評
価結果（マスクを考慮しない場合）

1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

（単位：mSv）
6 日目

7 日目

Ａ
約 1.0×10３
班
Ｂ
約 1.2×10１ 約 9.3×10０
約 5.5×10０ 約 2.7×10０
班
Ｃ
約 4.0×10１
約 7.6×10０ 約 6.2×10０
班
Ｄ
約 1.4×10１ 約 1.0×10１
約 5.2×10０
班
Ｅ
約 2.4×10１
約 8.0×10０ 約 6.6×10０
班

第 6-4 表合計
約 1.0×10３
約 3.0×10１
約 5.4×10１
約 2.9×10１
約 3.9×10１

最大の線量となる班（Ａ班）の被ばく評価結果の内訳（マスクを考慮しない場合）
被ばく経路

実効線量

①建屋からのガンマ線による被ばく

中央制御室内作業時②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく
③室内に外気から取り込まれた放射性物質に
よる被ばく
（内訳）

（単位：mSv）

約 7.8×10−１
約 9.6×10−１
約 1.0×10３

内部被ばく

約 1.0×10３

外部被ばく

約 5.3×10０②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 4.7×10−１（①＋②＋③）

約 1.0×10３④建屋からのガンマ線による被ばく

約 2.6×10−１

小計⑤大気中へ放出された放射性物質による被ば

入退域時

く
（内訳）

内部被ばく

約 6.3×10−２

外部被ばく

約 5.6×10−３⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 8.0×10０（④＋⑤）

約 8.3×10０

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 1.0×10３

小合

約 6.8×10−２

計

59-10-1215

第 6-5 表中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく経路イメージ（1）閉回路循環運転時（2）待避室待避時

59-10-13

16

第 6-6 表中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価の主要評価条件項目

放出放射能量評価条件

評価事象

放出開始時間

評価条件「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力
電源喪失の重畳を考慮）
格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器ベント：事象発生から約19時
間後

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から 2 時間後事故の評価期間

7 日間

大気拡散条件

放出源及び
放出源高さ

被ばく評価条件

中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率
中央制御室非常用換気系微粒子フィルタによる
除去効率
中央制御室非常用換気系の起動
時間

放出源：原子炉建屋からの放出（地上高 0m），格納容器圧力逃がし装置排気口放出（地上高 57m）及び非常用ガス
処理系出口（地上高 140m）

選定理由
審 査 ガ イ ド に示 さ れ た と お り 設 定（添付2参照）
ＭＡＡＰ解析結果
起動操作時間（115 分）＋負圧達成
時間（5 分）（起動に伴い原子炉建
屋内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として 5 分を想定）
審査ガイドに示す 7 日間における運転員の実効線量を評価する観点から設定
原 子 炉 建 屋 放出 時 の 高 さ は 地 上 放出として地上高 0m で設定
格 納 容 器 圧 力逃 が し 装 置 排 気 口 放
出時の高さは地上高 57m に設定
非 常 用 ガ ス 処理 系 か ら の 放 出 時 は
排気筒高さとして地上 140m に設定
フィルタユニットの設計値（チャコールフィルタ効率：97％）を保守的に設定（添付 9,10 参照）

95％

フィルタユニットの設計値（高性能粒子フィルタ：99.97％）を保守的に設定（添付 9,10 参照）

99.9％

事象発生から 2 時間

空気流入率

1 回／h

マスクによる
防護係数

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域時：50（その他の期間及びマスク着用を考慮
しない場合は評価期間中常時マスク着
用なし）

待避室
加圧開始時間事象発生から約 19 時間後（ベント開始時）

待避室加圧時間

ベント開始から 5 時間

全交流動力電源喪失を考慮し，代替電源からの電源供給開始時間から保守的に設定非常用換気系作動時の空気流入率
測定試験結果の結果である 0.45 回／h に対して保守的に 1 回/h と設定（添付 11 参照）
中央制御室非常用換気系作動前及び中央制御室内の放射性物質濃度が下がるまでの時間についてマスクの着用を考慮。（添付 12 参照）
格納容器圧力逃がし装置により放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に待避すると想定
中央制御室内に流入した放射性物
質からの影響を十分に防護できる時間として設定

詳細な評価条件は添付 1 参照

59-10-14

17

添付資料

中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評
価について

1

中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件
炉心の著しい損傷が発生した場合における中央制御室の居住性に係 る 被 ば く 評 価 条 件 に つ い て ， 第 1-1 表 〜 第 1-10 表 に 示す。

第 1-1 表大気中への放出放射能量評価条件

第 1-2 表大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）

第 1-1 図放射性物質の大気放出過程

第 1-3 表大気拡散条件

第 1-4 表相対濃度及び相対線量

第 1-5 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件

第 1-6 表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
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度

第 1-2 図直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の計算モデル

第 1-7 表中央制御室換気設備条件

第 1-8 表中央制御室内待避室設備条件

第 1-9 表運転員交替考慮条件

第 1-10 表 線 量 換 算 係 数 ， 呼 吸 率 及 び 地 表 へ の 沈 着 速 度 の 条 件

59-10-添 1-1

18

第 1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(1/6)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a．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「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗
評価事象＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系

審査ガイドに示されたとおり設定

最も厳しくなる事故収束に成功した事を使用できない場合）（全交流動力電源（添付 2 参照）

故シーケンス（この場合，格納容器破損

喪失の重畳を考慮）防止対策が有効に働くため，格納容器は

59-10-添 1-2

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。
炉心熱出力
運転時間

3,293MW

定格熱出力

1 サイクル当たり

1 サイクル 13 ヵ月（395 日）を考

10,000 時間（約 416 日）

慮して設定

―
―

1 サイクル：0.229
取替炉心の装荷割合2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

取替燃料炉心の燃料装荷割合に基
づき設定

―

19

第 1-1 表
項目

炉心内蔵量

大気中への放出放射能量評価条件(2/6)

評価条件

59-10-添 1-3

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類

選定理由
１９：約 2.2×10 Bq：約 2.9×10１９Bq：約 1.2×10１８Bq：約 1.3×10１８Bq：約 6.8×10１８Bq：約 1.3×10１９Bq：約 1.2×10１９Bq：約 2.5×10１９Bq：約 7.5×10１９Bq：約 5.5×10１９Bq（核種毎の炉心内蔵量を核種グループ

審査ガイドでの記載
4.3.(1)a．希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，「単位熱出力当たりの炉心内蔵量 Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La 類を（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱
考慮する。
出力）
」
（単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件として，東海第二と同じ装荷燃料（９×９燃料（Ａ型）），運転時 間（10,000 時間）で算出したＡＢＷ
Ｒのサイクル末期の値を使用）毎に集約して記載）
格納容器漏えい：
放出開始時間事象発生直後格納容器ベント：4.3.(4)a．放射性物質の大気中への放出
ＭＡＡＰ解析結果

事象発生から約 19 時間後
格納容器内ｐＨ制御の効果で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設定する。

格納容器内ｐＨ制御設備は，重大考慮しない事故等対処設備と位置付けていな―

いため，保守的に設定
粒子状よう素 : 5％

よう素の形態

開始時刻及び放出継続時間は，4.1(2)a

無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

4.3(1) a．原子炉格納容器への放出割合※１

Ｒ.Ｇ.1.195に基づき設定の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に
考慮する。

20

第 1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(3/6)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

ＭＡＡＰ解析にて格納容器の開口

4.3(3)e．原子炉格納容器漏えい率は，面積を設定し格納容器圧力に応じ4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事

1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日

漏えい率が変化するものとし，格故進展解析結果を基に設定する。

1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日

納容器の設計漏えい率（0.9Pd で格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス，エア
ロゾル及び有機よ0.5％／日）及びＡＥＣの式等に基う素）づき設定（添付 3 参照）
格納容器の設計漏えい率及びＡＥ

59-10-添 1-4

格納容器から原子炉建屋への漏えい率（無機よう素）1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日
上記以外の期間：0.5％／日

Ｃの式等に基づき設定（格納容器
圧力が 0.9Pd を超える期間を包絡するように 1.3％／日の漏えい率を設定）（添付 3 参照）
4.3(3)c．原子炉格納容器スプレイの作動については，4.1(2)a で選定した事故

格納容器内での除 ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレ
去効果（エアロゾ ッション・プールでのスクラビング及ル）

びドライウェルスプレイ）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル（添付4 参照）

シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。
4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈着率については，実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

格納容器内での除去効果（有機よう 考慮しない
素）

保守的に設定―21

第 1-1 表
項目

格納容器内での除去効果（無機よう素）

大気中への放出放射能量評価条件(4/6)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

自然沈着率：9.0×10−４（1／s）

ＣＳＥ実験及び Standard Review

4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈着（格納容器内の最大存在量からPlan 6.5.2※２に基づき設定（添付率については，実験等から得られた適切

5 参照）

なモデルを基に設定する。

1／200 まで）
サプレッション・プールのスクラビン
グによる除去効果：1059-10-添 1-5

格納容器から原子炉建屋への漏えい
割合

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理
系及びガス再循環
系の起動前）

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類：約 4.3×10−３：約 6.3×10−５：約 3.2×10−５：約 6.8×10−６：約 6.8×10−６：約 2.7×10−６：約 2.7×10−６：約 3.4×10−７：約6.8×10−８：約2.7×10−８

Standard Review Plan 6.5.5※３に基づき設定（添付 6 参照））―

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 ※４の知見に基づき設定（添―付 7 参照）

無限大／日（地上放出）（格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座に大気へ漏え
いするものとして評価）

保守的に設定―22

第 1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(5/6)

評価条件

選定理由

4.3(3)a．非常用ガス処理系（ＢＷＲ）

原子炉建屋から大気への放出率（非常用ガス処理系及審査ガイドでの記載

1 回／日（排気筒放出）

び非常用ガス再循

設計値に基づき設定

又はアニュラス空気浄化設備（ＰＷＲ）（非常用ガス処理系のファン容の作動については，4.1(2)a で選定した量）

事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

環系の起動後）起動操作時間（115 分）＋負圧達
非常用ガス処理系

59-10-添 1-6

及び非常用ガス再成時間（5 分）（起動に伴い原子事象発生から 2 時間後循環系の起動時間

炉建屋内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として 5 分を想定）
4.3(3)b．ヨウ素類及びエアロゾルのフ

非常用ガス処理系
及び非常用ガス再循環系のフィルタ

ィルタ効率は，使用条件での設計値を基考慮しない

保守的に設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮す

除去効率

る。

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開閉状態に設定する。なお，フィルタ効率の設定

原子炉建屋の急激な圧力上昇等に閉状態

よる原子炉建屋外側ブローアウト
パネルの開放がないため―

23

第 1-1 表
項目

評価条件

59-10-添 1-7

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
格 納 容 器 圧 力 逃 Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
がし装置への放
ＳｒＯ類
出割合
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類
格納容器圧力逃がし装置の除去係数

事故の評価期間

大気中への放出放射能量評価条件(6/6)
選定理由：約 9.5×10：約 1.1×10−６：約 4.0×10−７：約 9.0×10−８：約 9.0×10−８：約 3.6×10−８：約 3.6×10−８：約 4.5×10−９：約 9.0×10−１０：約 3.6×10−１０

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の知見に基づき設定（添付 7

―

参照）

希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100

設計値に基づき設定―

エアロゾル：1,000

7 日間（解釈抜粋）第 74 条（原子炉制御室）
審査ガイドに示す 7 日間における 3．
運転員の実効線量を評価する観点 １ b） ④判断基準は，運転員の実効線
から設定

※1

審査ガイドでの記載−１

量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

Regulatory Guide 1.195, Methods and Assumptions for Evaluationg Radiological Consequences of Desigh Basis Accidents at
Light-Water Nuclear Power Reactors ,May 2003
※2 Standard Review Plan6.5.2, Containment Spray as a Fission Product Cleanup System ,March 2007
※3 Standard Review Plan6.5.5, Pressure Suppression Pool as a Fission Product Cleanup System ,March 2007
※4 NUREG-1465, Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants ,1995

24

第 1-2 表
核種
グループ

大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
放出放射能[Bq]（gross 値）※

原子炉建屋から大気中へ放出

格納容器圧力逃がし装置を経由した放出

合計

希ガス類

約 3.6×10１６

約 8.9×10１８

約 9.0×10１８

よう素類

約 2.8×10１５

約 7.3×10１５

約 1.0×10１６

ＣｓОＨ類

約 3.8×10１３

約 5.0×10８

約 3.8×10１３

Ｓｂ類

約 4.5×10１２

約 2.6×10７

約 4.5×10１２

ＴｅＯ２類

約 3.7×10１３

約 4.4×10８

約 3.7×10１３

ＳｒＯ類

約 2.0×10１３

約 1.7×10８

約 2.0×10１３

ＢａＯ類

約 2.0×10１３

約 2.1×10８

約 2.0×10１３

ＭｏＯ２類

約 6.9×10１２

約 8.4×10７

約 6.9×10１２

ＣｅＯ２類

約 4.3×10１２

約 5.5×10７

約 4.3×10１２

Ｌａ２Ｏ３類

約 1.2×10１２

約 1.2×10７

約 1.2×10１２※ 小数点第 2 位以下切上げ

59-10-添 1-825希ガスの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(1/5)(希ガス)

59-10-添 1-926

よう素の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での自然沈着：9.0×10-４[1／s]，(最大存在量から 1/200 まで)

格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（S/C ベントのみ）
有機よう素：1

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置の除去
係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(2/5)(よう素)59-10-添 1-10

27

セシウムの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(3/5)(セシウム)

59-10-添 1-1128

その他核種の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ−1465 の知見に基づき評価原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ−1465の知見に基づき評価

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(4/5)(その他各種)59-10-添 1-1229

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h〜）※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h〜）※３
放出率：1Pd で 13.4kg／s
格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10-４（1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数10（S/C ベントのみ）

原子炉建屋

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋から大気中への漏えい（〜2h）
漏えい率：無限大／日S/C ベント

格納容器圧力逃がし装置

格納容器

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100※1 格納容器から原子炉建屋への漏えい率
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日（一定），左記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

0h

▼2h※２

▼19h※３168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいは無くなる。
※3 事象発生後 19ｈ以降は，「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第 1-1 図放射性物質の大気放出過程(5/5)(イメージ)

59-10-添 1-13

30

第 1-3 表項目
大気拡散評価評価条件
ガウスプルームモデル

モデル

大気拡散条件(1/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

審査ガイド及び被ばく評価

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

手法（内規）に示されたとお 件に応じて，空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向ともに正り設定

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。

気象データ

59-10-添 1-14

東海第二発電所における 1

建屋影響を受ける大気拡散 4.2.(2)a．風向，風速，大気安定度及び降雨の観測項目を，年間の気象資料（2005 年 4評価を行うため保守的に地 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

月〜2006 年 3 月）

上風（地上高 10m）の気象デ 大気拡散式に用いる。

（地上風を代表する観測点ータを審査ガイドに示され（地上高 10m）の気象デー

たとおり発電所において観タ）測された 1 年間の気象資料を使用

実効放出継続時間

全核種：1 時間

保守的に最も短い実効放出

4.2.(2)c．相対濃度は，短時間放出又は長時間放出に応じて，継続時間を設定（添付 18 参 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
照）に計算する。

31

第 1-3 表

大気拡散条件(2/5)

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源及び放放出源：原子炉建屋からの原子炉建屋放出時の高さは 4.3.(4)b．放出源高さは，4.1(2)a で選定した事故シーケンス

出源高さ

放出（地上高 0m），格納容器

地上放出として地上高 0m で に応じた放出口からの放出を仮定する。4.1(2)a で選定した

圧力逃がし装置排気口放出

設定（地上高 57m）及び非常用ガ

格納容器圧力逃がし装置排 ギーを考慮してもよい。

事故シーケンスのソースターム解析結果を基に，放出エネル

ス処理系出口（地上高 140m） 気口放出時の高さは地上高57m に設定
非常用ガス処理系からの放59-10-添 1-15

出時は排気筒高さとして地上 140m に設定
累積出現頻度小さい方から 97％

審査ガイドに示されたとお4.2.(2)c．評価点の相対濃度又は相対線量は，毎時刻の相対り設定

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。

建屋巻き込み考慮する

原子炉建屋放出及び格納容

4.2.(2)a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居器圧力逃がし装置排気口放 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
出は放出源から近距離の建 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屋（原子炉建屋）の影響を受 る拡散パラメータを用いる。
けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

32

第 1-3 表
項目
巻き込みを生

評価条件
原子炉建屋

じる代表建屋大気拡散条件(3/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源から最も近く，巻き込

4.2.(2)b．巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，

みの影響が最も大きい建屋 原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ−ルとして選定

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。

59-10-添 1-16放射性物質濃【中央制御室内】【中央制御室内】

度の評価点

中央制御室中心

審査ガイドに示されたとお 4.2.(2)b．屋上面を代表とする場合，例えば原子炉制御室/緊【入退域時】

り設定

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

建屋出入口【入退域時】

である。

【中央制御室内】

被ばく評価手法（内規）に示 【入退域時】された方法に基づき設定

7.5.1(5)a) 管理区域の入口を代表評価とし，入退域ごとに評
価点に，15 分間滞在するとする。（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには入退域時の評価点について，記載なし。

33

第 1-3 表
項目
中央制御室内滞在時

着目方位

評価条件

大気拡散条件(4/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

9 方位

審査ガイドに示

4.2.(2)a．原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，建屋建屋放出：された評価方法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

S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,Nに基づき設定（添から，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出

格納容器圧力逃がし装置排気口放出： 付 8 参照）

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

SW,WSW,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE

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

1 方位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。

非常用ガス処理系排気筒放出：W

入退域時

59-10-添 1-17

9 方位
建屋放出：
S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N
格納容器圧力逃がし装置排気口放出：
SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE
1 方位
非常用ガス処理系排気筒放出：W34

第 1-3 表
項目

評価条件

建屋投影面積原子炉建屋の投影断面積：

大気拡散条件(5/5)

選定理由
原子炉建屋の投影断面積

3,000m2
形状係数

1／2

審査ガイドでの記載
4.2.(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物
質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

審査ガイドに示された評価

5.1.1(2)形状係数の値は，特に根拠が示されるもののほかは方法に基づき設定

原則として 1／2 を用いる（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには形状係数について，記載なし。

59-10-添 1-18

35

第 1-4 表
評価対象

相対濃度及び相対線量

評価点
建屋放出

室内作業時

中央制御室
中心

非常用ｶﾞｽ
処理系放出

相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m３）

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

8.3×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

8.8×10−２０

3.7×10−４

8.8×10−１９

8.2×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

9.0×10−２０

3.7×10−４

9.4×10−１９

格納容器圧
力逃がし装
置放出
建屋放出

入退域時

建屋
出入口

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出

（添付 8 参照）

59-10-添 1-19

36

第 1-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/3)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

格納容器から原子炉「第 1-1 表 大気中へ

「第 1-1 表 大気中への放4.3(5)a．4.1(2)a で選定した事故シーケンスの建屋原子炉棟へ放出の放 出 放射能 量 評価

出放射能量評価条件」を参

ソースターム解析結果を基に，想定事故時に原子される放射性物質条件」を参照照炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。

線源条件

格納容器内線源強度

格納 容 器内に 放 出さ審査ガイドに示されたとお4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質は，自由空分布

れた 核 分裂生 成 物がり設定

間容積に均一に分布するものとして，事故後 759-10-添 1-20

均一に分布
7 日間

日間の積算線源強度を計算する。

審査ガイドに示す 7 日

3．
（解釈抜粋）第７４条（原間に お ける運 転 員の子炉制御室）１ b） ④判断

実効 線 量を評 価 する

基準は，運転員の実効線量観点から設定が 7 日間で 100mSv を超えな

7 日間

いこと。
計算モデル条件

遮蔽厚さ

第 1-2 図のとおり

審査ガイドに示された評価

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカ方法に基づき設定

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，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。

37

第 1-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/3)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

直接線・スカイシャイ

直接線評価：

直接ガンマ線の線量評価に用

4.1②実験等を基に検証され，適用範囲が適切なモ

ン線評価コード

QAD-CGGP2R

いる QAD-CGGP2R は三次元形

デルを用いる。

スカイシャイン線評価：状を,スカイシャインガンマ

ANISN

線の線量評価に用いる ANISN

G33-GP2R

及び G33-GP2R はそれぞれ一次元及び三次元形状を扱う遮蔽解析コードであり,ガンマ

59-10-添 1-21

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ぱ
線量評価は可能である。したがって,設計基準事故を超える事故における線量評価に適用可 能 で あ る

QAD-CGGP2R,ANISN

及。
び

G33-GP2R はそれぞれ許認可
での使用実績がある。

38

第 1-5 表
項目
評価点

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(3/3)
評価条件

第 1-2 図のとおり

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室内滞在時の評価は線量が最大となる位置とする。
入退域時の評価は建屋入口の高さ 2m を選定。

―

59-10-添 1-22

39

第 1-6 表

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
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(1/4)（格納容器ベント実施前）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

7.8×10１８

22

1.5

2.4×10１８2

0.02

8.7×10１８

23

1.66

7.5×10１７

3

0.03

1.0×10１９

24

2.0

1.6×10１８

4

0.045

1.4×10２０

25

2.5

4.6×10１８

50.06

5.3×10１７

26

3.0

1.3×10１７

6

0.07

3.6×10１７

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

2.0×10１９

28

4.0

1.5×10１５

8

0.1

9.9×10１９

29

4.5

5.0×10５

90.15

4.6×10１７30

5.0

5.0×10５

100.2

5.6×10１９

31

5.5

5.0×10５11

0.3

1.1×10２０

32

6.0

5.0×10５12

0.4

6.6×10１８

33

6.5

5.7×10４13

0.45

3.3×10１８

34

7.0

5.7×10４14

0.51

1.1×10１９

35

7.5

5.7×10４15

0.512

3.7×10１７

36

8.0

5.7×10４

16

0.6

1.6×10１９

37

10.0

1.8×10４17

0.7

1.8×10１９

38

12.0

8.8×10３18

0.8

5.4×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

１９

1.1×10

40

20.0

0.0

20

1.33

5.0×10１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.5×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-23

40

第 1-6 表

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
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(2/4)（格納容器ベント実施時）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

1.3×10１９

22

1.5

2.2×10１８2

0.02

1.5×10１９

23

1.66

3.7×10１７

3

0.03

1.7×10１９24

2.0

8.0×10１７

4

0.045

2.9×10２０

25

2.5

1.1×10１８

5

0.06

7.4×10１７

26

3.0

1.7×10１６

6

0.07

4.9×10１７

27

3.5

4.8×10１２

7

0.075

4.2×10１９

28

4.0

4.8×10１２

8

0.1

2.1×10２０

29

4.5

2.2×10５

90.15

4.7×10１７30

5.0

2.2×10５

100.2

8.0×10１９

31

5.5

2.2×10５

11

0.3

1.6×10２０

32

6.0

2.2×10５12

0.4

9.3×10１８

33

6.5

2.6×10４13

0.45

4.6×10１８34

7.0

2.6×10４14

0.51

1.4×10１９

35

7.5

2.6×10４15

0.512

4.7×10１７

36

8.0

2.6×10４

16

0.6

2.1×10１９

37

10.0

7.9×10３17

0.7

2.3×10１９

38

12.0

4.0×10３18

0.8

7.2×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.4×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

4.6×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.4×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-24

41

第 1-6 表

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
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(3/4)（格納容器ベント実施後）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

1.6×10１９

22

1.5

1.9×10１８2

0.02

1.8×10１９

23

1.66

1.9×10１７

3

0.03

2.0×10１９

24

2.0

4.1×10１７

40.045

4.0×10２０

25

2.5

4.1×10１７

50.06

6.1×10１７

26

3.0

9.4×10１５

6

0.07

4.1×10１７

27

3.5

3.5×10１１

7

0.075

5.9×10１９

28

4.0

3.5×10１１

8

0.1

2.9×10２０

29

4.5

3.6×10５

90.15

3.8×10１７30

5.0

3.6×10５

10

0.2

3.5×10１９

31

5.5

3.6×10５

11

0.3

7.1×10１９

32

6.0

3.6×10５12

0.4

1.1×10１９

33

6.5

4.1×10４13

0.45

5.7×10１８34

7.0

4.1×10４14

0.51

1.2×10１９

35

7.5

4.1×10４15

0.512

4.1×10１７

36

8.0

4.1×10４

16

0.6

1.8×10１９

37

10.0

1.3×10４17

0.7

2.1×10１９

38

12.0

6.3×10３18

0.8

8.3×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.7×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

3.9×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.2×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-25

42

第 1-6 表

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
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(4/4)
（合計）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

3.7×10１９

22

1.5

6.5×10１８2

0.02

4.1×10１９

23

1.66

1.3×10１８

3

0.03

4.8×10１９

24

2.0

2.8×10１８

4

0.045

8.3×10２０

25

2.5

6.2×10１８

5

0.06

1.9×10１８

26

3.0

1.6×10１７

6

0.07

1.3×10１８

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

1.2×10２０

28

4.0

1.5×10１５

80.1

6.0×10２０

29

4.5

1.1×10６

90.15

1.3×10１８30

5.0

1.1×10６

100.2

1.7×10２０

31

5.5

1.1×10６

11

0.3

3.4×10２０

32

6.0

1.1×10６

12

0.4

2.7×10１９

33

6.5

1.2×10５13

0.45

1.4×10１９34

7.0

1.2×10５14

0.51

3.7×10１９

35

7.5

1.2×10５15

0.512

1.2×10１８36

8.0

1.2×10５

16

0.6

5.5×10１９

37

10.0

3.8×10４17

0.7

6.2×10１９

38

12.0

1.9×10４18

0.8

2.1×10１９

39

14.0

0.0

19

1.0

4.2×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１９

1.3×10

41

30.0

0.0

21

1.34

4.1×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-26

43

第 1-2 図 原子炉建屋の計算モデル(1/5)

59-10-添 1-27

44

第 1-2 図 原子炉建屋の計算モデル(2/5)

59-10-添 1-28

45

第 1-2 図 原子炉建屋の計算モデル(3/5)

59-10-添 1-29

46

第 1-2 図 原子炉建屋の計算モデル(4/5)

59-10-添 1-30

47

第 1-2 図 原子炉建屋の計算モデル(5/5)

59-10-添 1-31

48

第 1-7 表
項目

選定理由

審査ガイドでの記載

フィルタユニットの設計値（チ4.2(1)a．ヨウ素及びエアロゾルのフィルタ効率は，

常用循環設備ャコールフィルタ効率：97％）

使用条件での設計値を基に設定する。なお，フィル

よう素フィルを保守的に設定（添付 9,10 参照） タ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮

中央制御室非評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)

95％

タによる除去する。

効率
中央制御室非99％

フィルタユニットの設計値（高59-10-添 1-32

常用換気系微性能粒子フィルタ：99.97％）を粒子フィルタ

保守的に設定（添付 9,10 参照）

同上による除去効率
中央制御室非

全交流動力電源喪失を考慮し，4.3(3)f．原子炉制御室の非常用換気空調設備の作

常用換気系の代替電源からの電源供給開始時動については，非常用電源の作動状態を基に設定す

起動時間間から保守的に設定る。

非常用換気系作動時の空気流入

4.2(1)b．既設の場合では，空気流入率は，空気流率測定試験結果の結果である

入率測定試験結果を基に設定する。

空気流入率

事象発生から 2 時間

1 回／h

0.45 回／h に対して保守的に 1
回/h と設定（添付 11 参照）49

第 1-7 表
項目

中央制御室換気設備条件(2/2)

評価条件

選定理由

外気取り込み閉回路循環運転：27 時間

閉回路循環運転が長期にわたり量

外気取り入れ運転：3 時間

室内環境が悪化して外気取り入

審査ガイドでの記載―れる際に必要な運転時間として設定

59-10-添 1-33

マスクによる

事象発生から 3 時間及び入退域

中央制御室非常用換気系作動前4.2(3)c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対

防護係数

時：50

及び中央制御室内の放射性物質

策所内でマスク着用を考慮する。その場合は，マス（その他の期間及びマスク着

濃度が下がるまでの時間についク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求め用を考慮しない場合は評価期てマスクの着用を考慮。
（添付 12る。

間中常時マスク着用なし）

参照）

50

第 1-8 表中央制御室内待避室設備条件

項目

評価条件

選定理由

待避室遮蔽

遮蔽厚：コンクリート 40cm（公中央制御室内に流入した放射性称値）相当物質からのガンマ線による被ば審査ガイドでの記載―

くを十分に低減できる設計。
待避室加圧開事象発生から約 19 時間後

格納容器圧力逃がし装置により始時間（ベント開始時）放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に―待避すると想定59-10-添 1-34

待避室加圧時

ベント開始から 5 時間間

中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護で―きる時間として設定
空気流入率

ボンベ加圧時：0 回／h

待避室への待避時は待避室内を空気ボンベにより加圧し，外部からの空気流入がないと想定―

51

第 1-9 表

運転員交替考慮条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，3.74 条 1.b)③交代要員体制を考慮してもよ滞在時替）に基づき，班ごとの中

班ごとに中央制御室滞在中の被ばくを評価。 い。ただしその場合は実施のための体制を整備

央制御室の滞在時間で評

なお，一班当たり線量が高くなる場合には， する事。

価（日勤業務の班ごとの交被ばく平準化のために日勤業務に当たって替も考慮）いる班に交替する。（添付 13 参照）

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，替）に基づき，班ごとの入

班ごとに入退域に必要な時間を 15 分（片道）退域時間で評価

として被ばくを評価。（添付 13 参照）

入退域時

―

59-10-添 1-35

52

第 1-10 表

線量換算係数，呼吸率及び地表への沈着速度の条件

項目
線量換算係数

59-10-添 1-36

呼吸率

評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）
I-131 ：2.0×10−８ Sv／Bq
I-132 ：3.1×10−１０ Sv／Bq
I-133 ：4.0×10−９ Sv／Bq
I-134 ：1.5×10−１０ Sv／Bq
I-135 ：9.2×10−１０ Sv／Bq
Cs-134：2.0×10−８ Sv／Bq
Cs-136：2.8×10−９ Sv／Bq
Cs-137：3.9×10−８ Sv／Bq
上記以外の核種は ICRP Pub.71
等に基づく

ICRP Publication 71 等に基づく

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設定。

審査ガイドでの記載――

ICRP Publication 71 に基づく
地表面への沈着

エアロゾル：1.2 ㎝／s

線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性 4.2.(2)d 放射性物質の地表速度

無機よう素：1.2 ㎝／s

沈着速度（0.3cm／s）の 4 倍を設定。

面への沈着評価では，地表

エアロゾル及び無機よう素の乾性沈着速度は面への乾性沈着及び降雨に

NUREG/CR-4551Vol.2※1 より設定

よる湿性沈着を考慮して地−３

有機よう素：4×10
希ガス：沈着無し㎝／s

有機よう素の乾性沈着速度は NRPB-R322

※２

より設定

表面沈着濃度を計算する。

（添付 14,15,16 参照）※1 米国 NUREG／CR-4551 Vol.2

Evaluation of Severe Accident Risks：Quantification of Major Input Parameters※2 英国 NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Mpdelling Liaison Committee Annual Report53

2 事象の選定の考え方について

炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ば
く線量は，中央制御室内に取り込まれた放射性物質による被ばく及び地表面に沈着した放射性物質による被ばくが支配的であることから，放射性物質の放出量が多くなる事象が被ばく評価の観点から厳しくなる。さらに，格納容器圧力が高く維持される事象や炉心損傷時間が早い事象は中央制御室の被ばく評価の観点から厳しくなる。
炉心の著しい損傷が発生した場合における対応として，代替循環冷却系を使用できず，格納容器ベントを実施する場合は，格納容器圧力の抑制のため格納容器ベント実施までは代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。格納容器スプレイによる圧力抑制効果を高くする観点で，格納容器圧力を比較的高い領域で維持するため，代替循環冷却系を使用する場合と比較して格納容器貫通部等からの漏えい率が大きくなり，大気への放射性物質の放出量が多 く な る 。 さ ら に ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に到達した時点で，格納容器ベントを実施するため，放射性物質の放出量が多くなる。
また，原子炉建屋ガス処理系の起動により，原子炉建屋から大気への放射性物質の放出率低減効果に期待できることから，事象進展が早く原子炉建屋ガス処理系の起動前の格納容器貫通部等からの漏えい量が多いほど，大気への放出量が多くなる。さらに，炉心損傷時間が早いほど，早期に格納容器内に放出される放射性物質は多くなるため，格納容器貫通部からの漏えい量も多くなる。
以上より，代替循環冷却系を使用せず格納容器ベントを実施する場
59-10-添 2-1

54

合，かつ炉心損傷の時間が早く評価上想定している原子炉建屋ガス処
理系の起動までの時間が長い場合には，放射性物質の放出量が多くなる。
第 2-1 表 に 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に 想 定 す る 事 象 の 中 央
制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 へ の 影 響 を 示 す 。 第 2-1 表 に 示 す とおり，格納容器破損防止対策の有効性評価で想定している炉心損傷を前提とした事象のうち，炉心損傷時間が早く，格納容器ベントを実施する「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」の代
替循環冷却系を使用できない場合が最も放射性物質の放出量が多くなるため，この事象を中央制御室の居住性に係る被ばく評価で想定する事象として選定する。

59-10-添 2-2

55

第 2-1 表

炉心の著しい損傷が発生した場合に想定する事象の中央制
御室の居住性に係る被ばく評価への影響
ＤＣＨ

静的負荷シナリオ※１
事象

シナリオ※２

代替循環冷却

代替循環冷却

代替循環冷却

中央制御室被ば系を使用する系を使用でき系を使用するく評価への影響

ない
格納容器
ベント

格納容器圧力が
実施しない

実施する

実施しない

代替循環冷却

格納容器圧力代替循環冷却器からの漏えい系の使用によは高い状態で系の使用によ率 が 大 き く な

り格納容器内推移する。まり格納容器内り，放出量が多圧力は低い状た ，格 納 容 器 ベ

圧力は低い状くなる。

高い状態で推移
すると，格納容態で推移する。 ン ト 実 施 に 伴態で推移する。 格納容 器ベ ン ト

い放射性物質を実施すると，を大気へ放出

放射性物質が大する。

気へ放出される
ため，放出量が
多くなる。

炉心損傷時
間（燃料被

大気への放出率
約 4分

約 39 分

覆 管 温 度低減効果に期待できる原子炉建

1, 0 00 K 到 達

大破断ＬＯＣＡを想定してお

静的負荷シナ屋ガス処理系の

時 間 を 想り，早期（原子炉建屋ガス処理

リオよりは遅起動（事象発生

定）系起動前）に炉心損傷に至る。

い が ，原 子 炉 建

2 時間後）まで

屋ガス処理系に，炉心損傷時

起動前に炉心間が早いほど放損傷に至る。

出 量 が 多 く な
る。

※1

※2

格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・
過 温 破 損 ）」 及 び 「 水 素 燃 焼 」 の 事 故 シ ー ケ ン ス 「 大 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧
炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却 失 敗 」（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 重 畳 を 考 慮 ）格 納 容 器 破 損 モ ー ド 「 高 圧 溶 融 物 放 出 ／ 格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 」， 「 原子 炉 圧 力 容 器 外 の 溶 融 燃 料 − 冷 却 材 相 互 作 用 」及 び「 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ
ー ト 相 互 作 用 」の 事 故 シ ー ケ ン ス「 過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 手 動 減
圧 失 敗 ＋ 炉 心 損 傷 後 の 手 動 減 圧 失 敗 ＋ Ｄ Ｃ Ｈ 」（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 重
畳 を 考 慮 ），「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心
冷 却 失 敗 ＋ Ｆ Ｃ Ｉ （ ペ デ ス タ ル ）， デ ブ リ 冷 却 失 敗 （ ペ デ ス タ ル ）」（ 全 交
流動力電源喪失の重畳を考慮）を想定

59-10-添 2-356

3 格納容器漏えい率の設定について

格納容器からの原子炉建屋への漏えい率は，ＭＡＡＰ内で模擬した漏えい孔の等価漏えい面積及び格納容器の圧力に応じて設定している。
模擬する漏えい孔の等価漏えい面積は，以下に示す格納容器圧力が最 高 使 用 圧 力 （ 310kPa[gage]（ 1Pd）） 以 下 の 場 合 と 最 高 使 用 圧 力 を 超過した後の場合の２種類を設定する。
ただし，ＭＡＡＰ解析においては，よう素の化学組成について考慮されておらず，全て粒子状よう素として扱われることから，無機よう
素及び有機よう素の格納容器漏えい率は別途設定する。

1． 格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 以 下 の 場 合
格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 以 下 の 場 合 ， 設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd で0.5％ ／ 日 ） を 基 に 算 出 し た 等 価 漏 え い 面 積 （ 約 3×10 − ６ m ２ ） を 設 定
し，ＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。

2． 格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 を 超 過 し た 場 合
格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 を 超 過 し た 場 合 ，2Pd で 漏 え い 率 1.3％
／ 日 と な る 等 価 漏 え い 面 積（ 約 7×10 − ６ m ２ ）を 設 定 し ，1.と 同 様 に Ｍ
ＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。
2Pd に お け る 漏 え い 率 1.3％ ／ 日 は ， 以 下 の Ａ Ｅ Ｃ の 評 価 式 ， Ｇ Ｅの評価式及び定常流の式によって評価した漏えい率の結果を包絡する 値 と し て 設 定 し た 。こ れ ら の 式 は ，設 計 基 準 事 故 の 原 子 炉 冷 却 材 喪
失事象において格納容器漏えい率の評価に用いている理論式※１である 。 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd） 及 び 温 度 （ 200℃ ） ま で は ， 事 故 後 ７ 日 間
59-10-添 3-1

57

に 渡 り ，格 納 容 器 本 体 並 び に 開 口 部 及 び 貫 通 部 の 健 全 性 が 確 保 さ れ て
い る こ と を 確 認 し て い る こ と か ら ，こ れ ら の 理 論 式 を 用 い て 格 納 容 器
内 圧 力 （ 2Pd） 及 び 温 度 （ 200℃ ） に お け る 漏 え い 率 を 設 定 す る こ と は可能と判断した。

◯ＡＥＣの評価式

L
L

：

L

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 1.28％ ／ 日 】

L0 ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

Pt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pd ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）Rt ：事故時の気体定数※2Rd ：空気の気体定数Tt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 温 度 （ 200℃ ）【 473.15K】

Td ：設 計 格 納 容 器 内 温 度 (20℃ )【 293.15K】【 101.325kPa[abs]】【 523.7J／ Kg･K】【 287J／ Kg･K】

59-10-添 3-2

58◯ Ｇ Ｅ の 評 価 式 （ General Electric 社 の 漏 え い モ デ ル 式 ）

L

L0

1
1

L

：

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 0.51％ ／ 日 】

L0 ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

Pt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pd ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）【 101.325kPa[abs]】◯定常流の式LL

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 0.93％ ／ 日 】

L０ ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

ρｔ：

事故時の格納容器内気体の平均密度※３【 2.9kg／ m ３ 】

ρｄ：

設計温度・圧力における格納容器内気
体の平均密度※４【 4.5kg／ m ３ 】

Pｔ ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pｄ ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pａ ：格納容器外の圧力（大気圧）

※1

：

L0

「沸騰水型原子力発電所
成 16 年 1 月 ）」（ 株 式 会 社※2【 101.325kPa[abs]】

事 故 時 の 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て（ 平日立製作所）

事 故 時 の 気 体 定 数 Rｔ は ， 以 下 の 式 に よ り 算 出 し た 。

R ｔ [J ／ kg ･ K] ＝ モ ル 気 体 定 数 8.314[J ／ K ・ mol] ／ 平 均 分 子 量 Ｍ

59-10-添 3-3

59

[kg／ mol]
ＡＥＣの評価式より，事故時の気体定数が大きくなるほど漏えい率は高くなる。また，上記計算式より，事故時の気体定数は，
平均分子量が小さくなるほど大きくなる。事故時の格納容器内は水素，窒素及び水蒸気で構成されるため，分子量の小さい水素の割合が増加するほど平均分子量は小さくなり，結果として事故時の気体定数は大きくなる。平均分子量の設定に当たり，水素，窒素 及 び 水 蒸 気 の ガ ス 組 成 を 34％：33％：33％ と し ，水 素 の 割 合（ 34％ ）は ， 有 効 性 評 価 （「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過
圧 ・ 過 温 破 損 ）」） に お け る 水 素 発 生 量 （ 約 700kg（ 内 訳 ： ジ ル コ ニ
ウ ム − 水 反 応 約 324kg， ア ル ミ ニ ウ ム ／ 亜 鉛 の 反 応 約 246kg， 水の 放 射 線 分 解 約 115kg））を 包 含 し た 値 で あ る こ と か ら ，保 守 的 な設定であると考える。
※3

事故時の格納容器内気体の平均密度ρｔは，以下の式により算出した。

ρ ｔ [kg ／ m ３ ] ＝ 平 均 分 子 量 Ｍ [kg ／ mol] × 物 質 量 ｎ [mol] ／ 格 納
容 器 体 積 Ｖ [m ３ ]定常流の式より，事故時の格納容器内気体の平均密度が小さくなるほど漏えい率は大きくなる。また，上記計算式より，事故時の格納容器内気体の平均密度は，平均分子量が小さくなるほど小さ く な る 。平 均 分 子 量 は ※ 2 と 同 じ で あ り ，保 守 的 な 設 定 で あ る と考える。
※4

格納容器内気体の平均密度ρｄは，以下の式により算出した。

ρ ｄ [kg／ m ３ ]＝ 1.205[kg／ m ３ ]×( P ｄ [Pa]／ P ａ [Pa])1.205[kg／ m ３ ]： 乾 燥 空 気 密 度 （ 20℃ ）59-10-添 3-4

60

3． 無 機 よ う 素 及 び 有 機 よ う 素 の 格 納 容 器 漏 え い 率(1) 無 機 よ う 素
他の核種と同様に格納容器圧力に応じて漏えい率が変動すると
考 え る が ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お い て 無 機 よ う 素 を 模 擬 し て い な い た め ，ＭＡＡＰ解析結果による格納容器圧力を基に漏えい率を設定する。
漏 え い 率 の 設 定 に 当 た っ て は ，第 3-1 図 の と お り Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結
果 に よ る 格 納 容 器 圧 力 を 包 絡 し た 格 納 容 器 圧 力 を 設 定 し ，そ の 格 納
容器圧力に対する漏えい率を設定している。
こ の よ う に 設 定 し た 漏 え い 率 は ， 0.9Pd 以 下 で 0.5％ ／ 日 ， 0.9Pd
超 過 で 1.3％ ／ 日 を 一 律 に 与 え る も の で あ り ， Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お け
る漏えい率を包絡した保守的な設定であると考える。

2Pd（ 1.3％ /日 ）0.9Pd
（ 0.5％ /日 ）第 3-1 図 格 納 容 器 圧 力 と 漏 え い 率 の 時 間 変 化（無機よう素の格納容器漏えい率の設定）(2) 有 機 よ う 素
有 機 よ う 素 に つ い て も ，無 機 よ う 素 と 同 様 の 漏 え い 率 の 設 定 が 可
能 で あ る が ，有 機 よ う 素 が ガ ス 状 と し て 振 る 舞 う こ と 及 び 格 納 容 器59-10-添 3-5

61内 で の 除 去 効 果 を 受 け な い 点 で 希 ガ ス に 類 似 し て い る こ と か ら ，Ｍ
Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お け る 希 ガ ス と 同 じ 挙 動 を 示 す も の と し ， 1. 及 び 2.に基づき漏えい率を設定する。

59-10-添 3-6

624

格納容器内での除去効果について

ＭＡＡＰにおけるエアロゾルに対する格納容器内の除去効果として，沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェルス
プ レ イ を 考 慮 し て い る 。ま た ，沈 着 に つ い て は ，重 力 沈 降 ，拡 散 泳 動 ，
熱 泳 動 ，慣 性 衝 突 ，核 分 裂 生 成 物（ Ｆ Ｐ ）ガ ス 凝 縮 /再 蒸 発 で 構 成 さ れる 。（「 重 大 事 故 等 対 策 の 有 効 性 評 価 に 係 る シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析 コードについて」の「第５部

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 」（ 抜 粋 ） 参 照 ）「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 」（ 抜 粋 ）59-10-添 4-1

63

59-10-添 4-2

64

1.

沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果
沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果を確認するため，

感 度 解 析 を 行 っ た 。 解 析 結 果 を 第 4-1 図 に 示 す 。 な お ， 感 度 解 析 では，以下の式により格納容器内の除去効果を算出している。
格納容器内ＤＦ＝格納容器内へのＣｓＩ放出割合／ベントラインから大気へのＣｓＩ放出割合

第 4-1 図エ ア ロ ゾ ル に 対 す る 格 納 容 器 内 の 除 去 効 果（ 感 度 解 析 結 果 ）第 4-1 図 よ り ，全 除 去 効 果 を 考 慮 し た ベ ー ス ケ ー ス に お け る Ｄ Ｆ（ 10６オ ー ダ ー ）と の 比 較 か ら ，重 力 沈 降 の Ｄ Ｆ は 10 ３ 程 度 ，ド ラ イ ウ ェ ル

ス プ レ イ の Ｄ Ｆ は 10〜 10 ２ 程 度 で あ る こ と が わ か る 。 こ れ よ り ， 重 力
沈 降 及 び ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ 両 方 に よ る Ｄ Ｆ は 10 ４ 〜 10 ５ 程 度 と なるため，エアロゾルに対する格納容器内の除去効果は重力沈降及びドライウェルスプレイの影響が大きいと考える。
59-10-添 4-3

65

2.

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果(1)

スクラビング効果について
スクラビングは，エアロゾルを含む気体がプール内に移行する

場合，気泡が分裂しながら上昇していく過程においてエアロゾル
が気泡界面に到達した時点で水に溶解して気体から除去される現象である。スクラビングにおけるエアロゾル除去のメカニズムは，プールへの注入時の水との衝突や気泡がプール水中を上昇してい
く過程における慣性衝突等が考えられる。

(2)

ＭＡＡＰ解析上の扱いについて
スクラビングによる除去効果について，ＭＡＡＰ解析ではスク

ラビング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）により計算されたＤＦ値のデータテーブルに，プール水深，エアロゾルの粒子径，
キャリアガス中の水蒸気割合，格納容器圧力及びサプレッション・プールのサブクール度の条件を補間して求めている。
ＳＵＰＲＡコードでは，スクラビングに伴う初期気泡生成時及び気泡上昇時のエアロゾルの除去効果をモデル化しており，気泡
挙 動 （ 気 泡 サ イ ズ 及 び 気 泡 上 昇 速 度 ）， 初 期 気 泡 生 成 時 の Ｄ Ｆ ， 気
泡 上 昇 時 の Ｄ Ｆ を 評 価 式 に よ り 与 え て い る 。 第 4-2 図 に ， 気 泡 中のエアロゾルが気泡界面に到達するまでの過程を示す。気泡上昇
時における各過程の除去速度を評価することでエアロゾルのＤＦを与えている。

59-10-添 4-4

66

第 4-2 図(3)スクラビングによるエアロゾル捕集効果

ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果の比較について
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果については，電力共同研究※１

にて実験結果との比較検討が行われている。試験条件及び試験装置 の 概 要 を 第 4-1 表 及 び 第 4-3 図 に 示 す 。ま た ，試 験 結 果 を 第 4-4
図 か ら 第 4-10 図 に 示 す 。
試験結果より，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果について，キャリアガス流量等のパラメータ値の増減によるＤＦ値の傾向は概ね一致していることを確認した。
また，粒径μm までの粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より小さいＤＦ値を示しており，保守的な評価であることを確認した。
一方，粒径μm の粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より大きいＤＦ値を示しているが，これは実験とＳＵＰＲＡコードで用いている粒子の違い（実験：ＬＡＴＥ
Ｘ粒子（密度

g/cm ３ ）， Ｓ Ｕ Ｐ Ｒ Ａ コ ー ド ： Ｃ ｓ Ｏ Ｈ （ 密 度g/cm ３ ））が 影 響 し て い る た め で あ る 。Ｓ Ｕ Ｐ Ｒ Ａ コ ー ド の 計
算 結 果 を 密 度 補 正 ※ ２ し た 第 4-7 図 及 び 第 4-9 図 で は ， Ｓ Ｕ Ｐ Ｒ Ａ
59-10-添 4-5

67

コードによる計算結果は実験結果より概ね小さいＤＦ値を示すことが確認できる。
以上より，ＳＵＰＲＡコードにより計算されたＤＦ値を用いることは妥当と考える。
※1

共 同 研 究 報 告 書「 放 射 能 放 出 低 減 装 置 に 関 す る 開 発 研 究 」（Ｐ
ＨＡＳＥ２）最終報告書※2

平成 5 年 3 月

実験ではＬＡＴＥＸ粒子を用いているため，その粒径はと な る 。一 方 ， Ｓ Ｕ Ｐ Ｒ Ａ コ ー ド で は Ｃ
ｓＯＨの粒径を基にしているため，下記の計算式によりに換算する。
6

dae ：
rp ：
r0 ：
e：

K R：
de ：

59-10-添 4-6

68

第 4-1 表

第 4-3 図試験条件

試験装置の概要

59-10-添 4-7

69

第 4-4 図

キャリアガス流量に対するＤＦの比較

第 4-5 図

プール水温に対するＤＦの比較

59-10-添 4-8

70

第 4-6 図

第 4-7 図水蒸気割合に対するＤＦの比較

水蒸気割合に対するＤＦの比較（密度補正）

59-10-添 4-9

71

第 4-8 図

第 4-9 図スクラビング水深に対するＤＦの比較

スクラビング水深に対するＤＦの比較（密度補正）

59-10-添 4-10

72

第 4-10 図(4)

ガス温度に対するＤＦの比較

沸騰による除去効果への影響について「 雰 囲 気 圧 力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損 ）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは ， 第 4-11 図 の と お り ， 格 納 容 器 ベ ン ト の 実 施 に 伴 い サ プ レ ッ ション・プールは飽和状態（沸騰状態）になるため，サプレッション・プールの沸騰による除去効果への影響を確認した。ＭＡＡＰ解 析 条 件 及 び 評 価 結 果 を 第 4-2 表 及 び 第 4-3 表 に 示 す 。 な お ， エ
アロゾルの粒径については，スクラビング前後でそれぞれ最も割合の多い粒径について除去効果への影響を確認した。その結果，
第 4-3 表 の と お り 沸 騰 時 の 除 去 効 果 は 非 沸 騰 時 に 比 べ て 小 さ い ことを確認した。
た だ し ，「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過
59-10-添 4-1173

温 破 損 ）」 の 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 で き な い 場 合 に お け る 事 故 シ ー
ケ ン ス で は ， 第 4-12 図 の と お り ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の Ｃ ｓ − 137
は，大破断ＬＯＣＡにより生じた破断口より格納容器内気相部へ移行し，その後重力沈降等により，事象発生 5 時間程度で大部分が格納容器内液相部へ移行するため，本評価においてサプレッション・プールの沸騰による除去効果の減少の影響はほとんどないと考える。
な お ， Ｃ ｓ Ｉ ， Ｃ ｓ Ｏ Ｈ の 沸 点 は そ れ ぞ れ 1,280℃ ， 272.3℃ ※ ２
であり，シビアアクシデント時に格納容器内でＣｓＩ，ＣｓＯＨが揮発することは考えにくいが，サプレッション・プールの沸騰に伴い液相部中のＣｓＩ，ＣｓＯＨの一部が気相部へ移行する可能性がある。ただし，その場合でも，ドライウェルから格納容器
圧 力 逃 が し 装 置 を 介 し た 場 合 の Ｃ ｓ − 137 放 出 量（ 事 象 発 生 7 日 間
で 約 18TBq） に 包 絡 さ れ る と 考 え ら れ る 。
※2化合物の辞典集]

髙 本 進 ・ 稲 本 直 樹 ・ 中 原 勝 儼 ・ 山 﨑 昶 [編1997 年 11 月 20 日

59-10-添 4-1274

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作（ 約 3.9 時 間 ）に 伴 う サ ブ ク ー ル 度 の 低 下格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作（ 約 1 9 時 間 ）の実施に伴う格納容器圧力低下により，サプレッション・プールは飽和状態となる。

第 4-11 図

サプレッション・プールのサブクール度の推移

第 4-2 表
項目

評価条件

評価条件※

選定理由
格納容器ベント実施前のドライウ

蒸気割合

％

ェ ル に お け る 蒸 気 割 合 （ 約 55％ ）相当

格納容器圧力サプレッション・プール
水深

サブクール度kPa[gag e]

格納容器ベント実施前の格納容器
圧 力 （ 400〜 465 kPa[g age]） 相 当
実 機 で は 水 深 3m 以 上 の た め ，設 定m

上限値を採用℃℃μm

未飽和状態として設定（設定上限値）
飽 和 状 態 と し て 設 定（ 設 定 下 限 値 ）スクラビング前において，最も割合が多い粒径エ ア ロ ゾ ル の 粒 径（ 半 径 ）μm

スクラビング後において，最も割合が多い粒径※ＳＵＰＲＡコードにより計算されたデータテーブルの設定値を採用

59-10-添 4-13

75

第 4-3 表

評価結果
ＤＦ

粒径（半径）

未飽和状態（サブクール度

飽和状態℃）（サブクール度

℃）

μm
μm

1.0
0.9
0.8
炉
内
内
蔵
量
に
対
す
る
割
合
(−)

0.7
0.6

事象発生 5 時間程度で大部分の放射性物質が液相部へ移行

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
0

5

10

15

20

25

30

35

40

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第 4-12 図

格納容器内液相部中の存在割合

59-10-添 4-1476

5

格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について

1． 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 の 設 定
格 納 容 器 内 で の 無 機 よ う 素 の 除 去 効 果 と し て ， 自 然 沈 着 率 9.0×10−４（ 1／ s）（ 格 納 容 器 内 の 最 大 存 在 量 か ら 1／ 200 ま で ）を 用 い て い る 。

以下に，自然沈着率の算出に関する概要を示す。
格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 に つ い て ，財 団 法 人 原 子
力 発 電 技 術 機 構 （ 以 下 「 Ｎ Ｕ Ｐ Ｅ Ｃ 」 と い う 。） に よ る 検 討 「 平 成 9
年 度 Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の ソ ー ス タ ー ム を 用 い た 放 射 性 物 質 放 出 量 の 評
価 に 関 す る 報 告 書（ 平 成 10 年 3 月 ）」に お い て ，Ｃ Ｓ Ｅ（ Containment
Systems Experiment） A6 実 験 に 基 づ く 値 が 示 さ れ て い る 。
格 納 容 器 内 で の 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 を λ d（ μ g／ m ３ ）と す る と ，格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 濃 度 ρ の 濃 度 変 化（ 1／ s）は 式 １ で 表
さ れ ， 自 然 沈 着 率 λ d は 時 刻 t0 に お け る 無 機 よ う 素 濃 度 ρ 0 と 時 刻 t1
における無機よう素濃度ρ1 を用いて式２のとおりとなる。

ρ

λ

λ ρ
log

（式１）
ρ
ρ

（式２）

な お ， Ｎ Ｕ Ｐ Ｅ Ｃ の 報 告 書 で は ， Nuclear Technology

Removal of

Iodine and Particles by Sprays in the Containment Systems
Experimentの記載（ＣＳＥ Ａ６実験）より，時刻 0 分における無機 よ う 素 の 気 相 濃 度 10 ５ μ g／ m ３ 及 び 時 刻 30 分 に お け る 無 機 よ う 素 の気 相 濃 度 1.995×10 ４ μ g／ m ３ を 上 式 に 代 入 す る こ と で ，式 ３ の と お り ，

59-10-添 5-1

77

無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 9.0×10 − ４ （ 1／ s） を 算 出 し た と し て い る 。
log

λ

.

9.0

こ の 自 然 沈 着 率 は ，BNWL-1244，
fromContainment

Atmospheres

Experiment Interim Report

10

（式３）

Removal of Iodine and Particles
bySpray-Containment

SystemsのＣＳＥ Ａ６実験による無機よう素の気 相 部 濃 度 の 時 間 変 化 を 表 す 図 に 基 づ く も の で あ る 。時 刻 0 分 か ら 30
分 の 濃 度 変 化 は ，よ う 素 の 浮 遊 量 が 多 く ，格 納 容 器 ス プ レ イ を 考 慮 して い な い 事 故 初 期 の 状 態 を 模 擬 し て い る と 考 え ら れ る 。（ 第 5-1 図 参照）

第 5-1 図CSE A6 実 験 に よ る 無 機 よ う 素 の 濃 度 変 化 図

59-10-添 5-2

78

2． Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 の 適 用 に つ い て
Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 条 件 と 東 海 第 二 発 電 所 の 評 価 条 件 の 比 較 を 第 5-1 表 に 示す。

第 5-1 表ＣＳＥ実験条件と東海第二発電所の評価条件の比較
Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 の Run No.
Ａ６
Ａ５※３
Ａ１１※３
蒸気＋空気
同左
同左
※ １ ,※ ２

東海第二発電所

雰囲気
同左
雰囲気圧力
約 0. 20
約 0.22
約 0.24
約 0.47 以 下 ※ ４（ MP a[g a ge] ）雰囲気温度
約 12 0約 120
約 120
約 200 以 下 ※ ４
（℃）
格納容器
なし
なし
間欠※６
間欠※５
スプレイ
※ 1 R.K .Hi lli ar d e t.al, Removal of iodine and particles by sprays in
the cont ain men t sy ste ms experiment , Nucl. Technol. Vol 10
pp4 99-51 9, 197 1※ 2 R.K .Hi lli ar d et.al, Removal of iodine and particles fromcon tainm ent at mo sp her ies by sprays , BNWL-1244※ 3 R.K .Hi lli ar d and L.F. Coleman, Natural transport effects on
fis sion pro du ct beh avior in the containment systems experiment ,BNW L-145 7※4 評価事故シーケンスにおける格納容器内の雰囲気圧力及び温度のＭＡ
ＡＰ解析結果より記載※ 5 A6 実 験 は ス プ レ イ を 伴 う 実 験 だ が ，自 然 沈 着 率 の 算 出 に は 1 回 目 の ス
プレイ実施前における格納容器内の濃度変化より設定している※6 格納容器スプレイを実施するが，評価上は無機よう素の除去効果に対しては自然沈着のみ考慮し，格納容器スプレイによる除去効果は考慮
しない

スプレイを使用していないＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における
無 機 よ う 素 の 格 納 容 器 内 気 相 部 濃 度 の 時 間 変 化 を 第 5-2 図 に 示 す 。
初期の沈着についてはＡ６と同様の傾向を示すとともに，初期濃度より数百分の 1 程度まで低下した後は緩やかとなる傾向が見られる。
ま た ， 米 国 SRP6.5.2 で は ， 格 納 容 器 内 の 無 機 よ う 素 濃 度 が 1／ 200になるまでは無機よう素の除去が見込まれるとしている。

59-10-添 5-3

79

第 5-2 図

ＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における無機よう素の格納容器
内気相部濃度の時間変化

自然沈着率は，評価する体系の体積と内表面積の比である比表面積の影響を受け，比表面積が大きいほど自然沈着率は大きくなると考えられるため，ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較を
第 5-2 表 に 示 す 。 表 か ら Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 と 東 海 第 二 発 電 所 の 比 表 面 積 は同程度となっていることが確認できる。

第 5-2 表ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較
ＣＳＥ実験体系

東海第二発電所

体 積 （ m３ ）約 600

約 5,700

表 面 積 （ m２ ）約 570

約 5, 900

比 表 面 積 （ 1／ m）

約 0.96

約 1. 04

59-10-添 5-4

80

6

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル で の ス ク ラ ビ ン グ に よ る 除 去 効 果（ 無 機 よう素）についてサプレッション・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去
効 果 （ 以 下 「 Ｄ Ｆ 」 と い う 。） と し て ， Standard Review Plan 6.5.5に 基 づ き Ｄ Ｆ 10 を 設 定 し て い る 。 こ れ は Standard Review Plan 6.5.5
において，「 無 機 よ う 素 の ス ク ラ ビ ン グ に よ る 除 去 効 果 と し て ，Ｍ ａ ｒ
ｋ − Ⅱ 及 び Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅲ に 対 し て Ｄ Ｆ 10 以 下 ， Ｍ ａ ｒ ｋ − Ⅰ に 対 し て
ＤＦ5 以下を主張する場合は，特に計算を必要とせず容認しても良い」との記載（抜粋参照）に基づくものであり，東海第二発電所はＭａｒ
ｋ−Ⅱ型原子炉格納容器を採用していることから，サプレッション・
プ ー ル の 沸 騰 の 有 無 に 関 わ ら ず ， Ｄ Ｆ 10 を 適 用 す る こ と と し て い る 。
なお，有機よう素についてはガス状の性質であることから，本ＤＦの効果には期待していない。粒子状よう素のＤＦについては，ＭＡＡ
Ｐ解析のスクラビング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）にて評価している。
「 Standard Review Plan 6.5.5」（ 抜 粋 ）59-10-添 6-1

81

参考
サプレッション・プールでのスクラビングによる
無機よう素の除去効果に関する他の知見について

サプレッション・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去効果に関する他の知見として，ＳＰＡＲＣコードによる計算結果並びにＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験がある。

1.

ＳＰＡＲＣコードによる計算結果
Standard Review Plan 6.5.5 の 引 用 文 献 ※ １ に お い て ， Ｓ Ｐ Ａ Ｒ Ｃ

コードを用いたよう素のスクラビングによる除去効果を計算している。当該文献では，Ｍａｒｋ−Ⅰ型原子炉格納容器を対象として無機 よ う 素 （ Ｉ ２ ）， 粒 子 状 よ う 素 （ Ｃ ｓ Ｉ ） 及 び 有 機 よ う 素 （ Ｃ Ｈ ３
Ｉ）に対するスクラビングによる除去効果を計算している。計算結果 は 第 1 図 の と お り で あ り ，無 機 よ う 素 に 対 す る Ｄ Ｆ は 最 小 で 10 程度である。
なお，選定した事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失であり，以下の事故進展を想定している。
・過渡時において制御棒の挿入不良が発生
・緊急炉心冷却システムは作動するが，原子炉出力レベルはサプレッション・プールの冷却能力を超過
・原子炉圧力容器の過圧破損の発生により冷却材が喪失した結果，炉心損傷が発生59-10-添 6-2

82

※ 1： P.C.Owczarski and W.K.Winegarder, Capture of Iodine in
Suppression Pools ,19th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning
Conference.

I2 流 量 の 減 少 に よ り ，
スクラビングによる除去効果が低下※第 1図ＳＰＡＲＣ計算結果（瞬時値ＤＦ）※文献中の記載（抜粋）H e re th e I ２ f lo w ra te is f airly high until 1 48.5min, then th erate (an d i ncom ing I ２ concentration) d ecreases . These dec rease s
caus e th e p ool sc ru bbing to become less ef fect ive at the iodine
conc ent r ati ons of p ool.

2.

ＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験
無機よう素に対するスクラビングによる除去効果について，ＵＫ

Ａ Ｅ Ａ ※ ２ 及 び Ｐ Ｏ Ｓ Ｅ Ｉ Ｄ Ｏ Ｎ ※ ３ に お い て 実 験 が 行 わ れ て い る 。実
験 体 系 を 第 2 図 及 び 第 3 図 ，実 験 条 件 及 び 実 験 結 果 を 第 1 表 及 び 第 259-10-添 6-3

83表 に 示 す ※ ４ 。第 2 表 の と お り ，無 機 よ う 素 の Ｄ Ｆ は 最 小 で 14 で あ る 。
※ 2： イ ギ リ ス の ウ ィ ン フ リ ス （ 重 水 減 速 沸 騰 軽 水 冷 却 炉 (SGHWR)）の蒸気抑制システムにおける核分裂生成物の保持を調べるた
めの実験※ 3： ス イ ス の ポ ー ル ・ シ ェ ラ ー 研 究 所 で 行 わ れ た 水 中 へ の ガ ス 状 よう素のスクラビングに関する実験※ 4： State-of-the-art review on fission products aerosol poolscrubbing under severe accident conditions ， 1995

第 2図

ＵＫＡＥＡ実験体系

59-10-添 6-4

84

第 3図

ＰＯＳＥＩＤＯＮ実験体系

第 1表

実験条件

59-10-添 6-5

85

第 2表

実験結果

59-10-添 6-6

86

7

格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について

大気への放出量は，炉心内蔵量に格納容器外への放出割合を乗じる
こ と で 算 出 す る 。（ 参 考 1 参 照 ））格 納 容 器 外 へ の 放 出 割 合 の 評 価 に 当 た っ て は ，想 定 事 故 シ ナ リ オ「 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）において原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，そのプラント状態を模擬可能なＭＡＡＰコードを用いる
こ と と す る が ，以 下 の 考 察 か ら ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を 用 い て 一 部
補 正 す る 。Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 を 第 7-1 表 に ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を
用 い て 一 部 補 正 し た 結 果 を 第 7-2 表 に 示 す 。
第 7-1 表
核種
グループ
希ガス類
CsI 類
CsOH 類
Sb 類
TeO ２ 類SrO 類
BaO 類
MoO ２ 類CeO ２ 類La ２ O ３ 類

放出割合の評価結果（ＭＡＡＰ解析）

格納容器から原子炉建屋への漏えい割合約 4. 3× 10 − ３
約 6. 3×10 − ５
約 3. 2×10 − ５
約 7. 6×10 − ５
約 4. 5×10 − ５
約 8. 6×10 − ５
約 9. 2×10 − ５
約 9. 2×10 − ５
約 1. 6×10 − ５
約 1. 6×10 − ５

格納容器圧力逃がし装置への放出割合
約 9.5×10 − １
約 1.1×10 − ６
約 4.0×10 − ７
約 2.7×10 − ６
約 3.9×10 − ７
約 2.6×10 − ５
約 1.6×10 − ５
約 3.5×10 − ６
約 1.1×10 − ５
約 1.1×10 − ５※ 小数点第 2 位以下切上げ

59-10-添 7-1

87

第 7-2 表 放 出 割 合 の 評 価 結 果（中・低揮発性の核種グループに対する補正後）
核種
格納容器から原子炉建屋へ
格納容器圧力逃がし装置へのグループの漏えい割合※１
放出割合※１
希ガス類
約 4. 3× 10 − ３
約 9.5×10 − １−５CsI 類
約 6. 3×10
約 1.1×10 − ６
CsOH 類
約 3. 2×10 − ５
約 4.0×10 − ７
※２
−５
Cs 類
約 3. 4× 10
約 4.5×10 − ７
Sb 類
約 6. 8×10 − ６
約 9.0×10 − ８−６
TeO ２ 類
約 6. 8×10
約 9.0×10 − ８
SrO 類
約 2. 7×10 − ６
約 3.6×10 − ８−６BaO 類
約 2. 7×10
約 3.6×10 − ８
MoO ２ 類
約 3. 4×10 − ７
約 4.5×10 − ９−８
CeO ２ 類
約 6. 8×10
約 9.0×10 − １ ０
La ２ O ３ 類
約 2. 7×10 − ８
約 3.6×10 − １ ０※1 小数点第 2 位以下切上げ※ 2 Cs I 類 及 び Cs OH 類 の 値 か ら 評 価 （ 評 価 式 は 式 1）

①ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実について
第 7-1 表 に よ る と ， 高 揮 発 性 核 種 （ Ｃ ｓ Ｉ ， Ｃ ｓ Ｏ Ｈ ） の ベ ン ト ラ
イ ン か ら の 放 出 割 合（ 10 − ６ 〜 10 − ７ オ ー ダ ー ）と 比 べ ，中 ・ 低 揮 発 性 核
種 の 放 出 割 合 が 大 き い （ 10 − ５ オ ー ダ ー ） と い う 結 果 に な っ て い る 。
一方，ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が発生した場合に最も多く放出される粒子状物質は，よう素やセシウ
ム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べて少量であることがわかっている。
第 7-3 表 は ， Ｔ Ｍ Ｉ 事 故 後 に 評 価 さ れ た 放 射 性 核 種 の 場 所 毎 の 存 在量であるが，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に炉心内蔵量の半分程度放出される一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器に保持されているという評価となっている。

59-10-添 7-2

88

第 7-3 表
核種

ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所毎の存在量
低揮発性
１５４
Eu

中揮発性
１０６
Ru

（単位：％）
高揮発性
１２９
８５
I
Kr

１４４
１５５
９０
１２５
１３７
Ce
Eu
Sr
Sb
Cｓ
原子炉建屋
原子炉容器
105.4
122.7
109.5
89.7
93.2
117.2
40.1
42
30
原子炉冷却系
1
0.2
3
1
†
54
地階水，気相タンク類
0.01
2.1
0.5
0.7
47
(47)
補助建屋
0.1
0.7
5
7
合計
105
122
110
93
94
119
95
97
85
† 広範囲のＩ濃度測定値と多量のデブリ（おもに地下水沈殿物）のため，ここでの保持量は炉心インベントリ−を大きく上回る分析結果となってしまう。したがって，ここに保持されたＩのインベントリーはＣｓと同等であると考える。

※存在割合＝サンプル試料の分析結果／ＯＲＩＧＥＮ２コード解析結果
出 典：「 Ｔ Ｍ Ｉ − ２ 号 機 の 調 査 研 究 成 果（ 渡 会 偵 祐 ,井 上 康 ,桝 田 藤 夫 日 本 原子 力 学 会 誌 Vo l.3 2 ， No.4（ 199 0））」

ま た ， 第 7-4 表 は ， 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 後 に 実 施 さ れ た 発 電所敷地内の土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮発性核種（セシウムやよう素）であり，多くの中・低揮発性核種は不検出（ＮＤ）という結果となっている。

第 7-4 表 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 後 に 検 出 さ れ た
土壌中の放射性核種

出 典：東 京 電 力（ 株 ）H P（ htt p://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）

59-10-添 7-3

89

②各元素の放出挙動について
燃料からの核分裂生成物の放出及び移行挙動に関する研究結果より，各元素の放出挙動は以下のように整理されており※１，高揮発性核種が高温でほぼ全量放出されるのに対し，中・低揮発性核種は雰囲気条件に大きく左右される。
希ガス：高温にてほぼ全量放出される。
Ｉ ，Ｃ ｓ：高 温 に て ほ ぼ 全 量 放 出 さ れ る 。放 出 速 度 は 希 ガ ス と 同 等 。
Ｓ ｂ ，Ｔ ｅ：被 覆 管 と 反 応 し た 後 ，被 覆 管 の 酸 化 に 伴 い 放 出 さ れ る 。
Ｓ ｒ ， Ｍ ｏ ， Ｒ ｕ ， Ｒ ｈ ， Ｂ ａ ： 雰 囲 気 条 件 （ 酸 化 条 件 or 還 元 条件）に大きな影響を受ける。
Ｃ ｅ ，Ｎ ｐ ，Ｐ ｕ ，Ｙ ，Ｚ ｒ ，Ｎ ｂ：高 温 状 態 で も 放 出 速 度 は 低 い 。
※1「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチ
ニ ド の 放 出 挙 動 評 価 の た め の 研 究 （ JAEA-Review 2013-034 ，2013 年 12 月 ）」③補正について① 及 び ② よ り ， 第 7-1 表 の 中 ・ 低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 が 高 揮 発性核種よりも大きいという結果は実態に即しておらず，これは，Ｍ
ＡＡＰ解析において，中・低揮発性核種の放出割合が過度に大きく評価されたためと考えられ，要因としては，溶融燃料が再冠水し溶
融燃料の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表面からの放射性物
質の放出評価において溶融燃料の平均温度を参照して放出量を評価していることや，溶融燃料上部の水によるスクラビング効果を考慮していないことが挙げられる。なお，ＭＡＡＰコードの開発元であるＥＰＲＩからも，以下の報告がなされている。
59-10-添 7-4

90

・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ｒｕ及びＭｏ）の放出について，低温の溶融燃料表面付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，ＭＡＡＰ解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Ｍ ｏ の 放 出 量 評 価 に つ い て ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 よ り も Ｍ Ａ Ａ Ｐ の 方が放出量を多く評価する。
したがって，ＴＭＩ事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った，環境中への放出量を評価するため，中・低揮発性核種の放出割合を補正することとした。補正するに当たり，ＴＭＩ事故を契機として行われたシビアアクシデントに係るソースターム研究を踏まえ，被覆管材であるジルコニウムの酸化量の違い等により核分裂生成物の放出量や放出タイミングに相違が生じることを考慮し，ＢＷＲ及びＰ
ＷＲそれぞれに対して放出割合を設定する等，より現実的なソースタ
ー ム の 設 定 を 目 的 と し て 制 定 さ れ た Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を 利 用 する。事象発生後，炉心損傷が開始し，原子炉圧力容器が破損するまでの Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 想 定 の 比 較 を 第 7-5 表 の と お り
であり，想定事故シーケンスでは重大事故等対処設備による原子炉注
水 に よ り 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 に は 至 ら な い が ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 想 定とＭＡＡＰ解析の事象進展に大きな差はなく，本評価においてＮＵＲ
Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 は 利 用 可 能 と 判 断 し て い る 。

59-10-添 7-5

91

第 7-5 表

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 事 象 進 展 と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 1465 の 想 定 の 比 較
燃 料 被 覆 管 損 傷 が 開 始 し ，ギャップから放射性物質が放出される期間炉心溶融が開始し，溶融燃
料が原子炉圧力容器破損するまでの期間ＭＡＡＰ

約 4 分 〜 約 27 分 ※ １

約 2 7 分 〜 約 3. 3 時 間 ※ ２

Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ - 146 5〜 30 分

30 分 〜 2 時 間※1※2

炉 心 損 傷 開 始 （ 燃 料 被 覆 管 1,00 0 ） 〜 燃 料 溶 融 開 始 （ 燃 料 温 度 2,50 0 ）原 子 炉 注 水 を し な い 場 合 に お け る 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 間 (本 評 価 に お いては原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らない)

以 下 ，各 核 種 グ ル ー プ に お け る 放 出 割 合 の 具 体 的 な 評 価 手 法 を 示 す 。
(1)希ガスグループ，ＣｓＩグループ，ＣｓＯＨグループ
希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ

解析結果から得られた放出割合を採用する。
なお，Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯ
Ｈ グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，I 元 素 と Ｃ ｓ 元 素 の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心
内 蔵 重 量 よ り ， 式 1 を 用 い て 評 価 す る 。（ 式 1 の 導 出 過 程 は ， 参 考
2 参照）

−

FCs T
FCｓ OH T
FCｓ I T
MI
MCｓ
WI
WC ｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉心内蔵重量：停止直後のＣｓの炉心内蔵重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量59-10-添 7-6

92

(2) 中 ・ 低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ
中 低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ に つ い て は ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 か ら 得 ら れた 放 出 割 合 は 採 用 せ ず ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 の 結 果 か ら 得 ら れ た Ｃ ｓ の 放
出 割 合 ， 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -１ ４ ６ ５ の 知
見を利用して放出割合を評価する。
こ こ で ，中・低 揮 発 性 の 核 種 に お け る 放 出 割 合 の 経 時 的 な 振 る 舞
い は ，格 納 容 器 ベ ン ト か ら の 放 出 に つ い て は 希 ガ ス ，原 子 炉 建 屋 への 漏 え い に つ い て は Ｃ ｓ と 同 一 に な る も の と し ※ 2， 事 象 発 生 か ら
168 時 間 経 過 時 点 に お け る Ｃ ｓ の 放 出 割 合 に 対 す る 当 該 核 種 グ ル ー
プ の 放 出 割 合 の 比 率 は Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 で 得 ら れ た 比 率 に 等 し い とし て ， 式 2 及 び 式 3 に 基 づ き 評 価 す る 。 ま た 、 第 7-6 表 に ， Ｎ Ｕ Ｒ
Ｅ Ｇ -1465 で 評 価 さ れ た 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合 を 示 す 。

【格納容器圧力逃がし装置への放出】＝

168（ 式 2）【格納容器から原子炉建屋への漏えい】＝（ 式 3）

F i T ：時 刻 T に お け る i 番 目 の Ｍ Ａ Ａ Ｐ 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合
FNG T ： 時 刻 T に お け る 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合
FCS T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ の 放 出 割 合γi ： Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 に お け る i 番 目 の Ｍ Ａ Ａ Ｐ 核 種 グ ル ー プに相当する核種グループの格納容器への放出割合
γ C s： Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 に お け る Ｃ ｓ に 相 当 す る 核 種 グ ル ー プ の格納容器への放出割合※2

格納容器内に放出された中・低揮発性の核種グループは，粒子状として振る舞い，沈着やドライウェルスプレイ等に

59-10-添 7-7

93

よる除去効果を受けると考えられる。したがって，中・低揮発性の核種グループの原子炉建屋への漏えいについては，沈着等による除去効果を受けるＣｓの振る舞いに近いと考えられる。
また，中・低揮発性の核種グループは，Ｃｓに比べて格納容器内に放出される量が少なく，壁面等への付着量も少ない。したがって，格納容器圧力逃がし装置への放出については，格納容器ベントに伴い大気に放出された後も，壁面等に付着した放射性物質の再浮遊に伴い大気への放出が生じるＣｓではなく，格納容器気相部に浮遊し，壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻に お け る 放 出 割 合 」は ，「各時刻における希ガスグループ又はＣｓの放出割合」に比例するものとする。

第 7-6 表Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -１ ４ ６ ５ で の 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合核種グループ
格納容器への放出割合※
Cs
0.25
TeO ２ ， Sb
0.05
SrO ， B aO
0.02
MoO ２
0.0025CeO ２
0.0005
La ２ O ３
0.00 02※ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ - 146 5 の Ta ble3.12「 Gap Release」 及 び 「 Early In-Vessel」の値の和（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1 465 で は ，「 Gap Release」，「 Early In-Vessel」，「 Ex-Vessel」
及 び「 Lat e In -Ve s se l 」の 各 事 象 進 展 フ ェ ー ズ に 対 し て 格 納 容 器 内 へ の
放 出 割 合 を 与 え て い る 。本 評 価 事 象 は 原 子 炉 圧 力 容 器 が 健 全 な 状 態 で 事
故 収 束 す る た め ，原 子 炉 圧 力 容 器 損 傷 前 ま で の 炉 心 か ら の 放 出 を 想 定 する 「 Ga p Rel eas e」 及 び 「 Early In-Vessel」 の 値 を 用 い る 。）

59-10-添 7-8

94

参考 1

大気への放出量評価過程について

大気への放出量は，「 核 種 ご と に 評 価 し た 炉 心 内 蔵 量 」に「 Ｍ Ａ Ａ Ｐ
により評価した核種グループごとの格納容器外への放出割合」を乗じることで算出する。本評価において考慮したＭＡＡＰにおける核種グ
ル ― プ と 各 グ ル ー プ の 核 種 を 第 7-7 表 に 示 す 。 な お ， Ｍ Ａ Ａ Ｐ に お け
る 核 種 グ ル ー プ と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 1465 に お け る 核 種 グ ル ー プ の 比 較 は 第
7-1 図 の と お り で あ り ，分 類 数 に 違 い は あ る が ，取 り 扱 っ て い る 核 種 は同等である。

第 7-7 表ＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種

核種グループ

核種

希ガス類

Ｋｒ，Ｘｅ

ＣｓＩ類

Ｉ

ＣｓＯＨ類

Ｃｓ，Ｒｂ

Ｓｂ類

Ｓｂ

ＴｅＯ２類

Ｔｅ

ＳｒＯ類

Ｓｒ

ＢａＯ類

Ｂａ

ＭｏＯ２類

Ｍｏ，Ｃｏ，Ｔｃ，Ｒｕ，Ｒｈ

ＣｅＯ２類

Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ
Ｌａ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ，

Ｌａ２Ｏ３類Ｐｒ，Ｎｄ，Ａｍ，Ｃｍ※本評価において「Ｔｅ２類」及び「ＵＯ２類」の核種グループに対するＭＡＡＰ解析結果がゼロのため，対象外とした。

59-10-添 7-9

95

第 7-1 図

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 1465 に お け る 核 種 グ ル ー プ の（「 重 大 事 故 等 対 策 の 有 効 性 評 価 に 係 る シ ビ ア ア ク シ デ ン
ト解析コードについて」の「第５部

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 」（ 抜 粋 ））59-10-添 7-10

96

参考 2

Ｃｓの放出割合の評価式について

Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの 放 出 割 合 ，I 及 び Ｃ ｓ の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心 内 蔵 重 量 並 び に Ｉ 及 び
Ｃｓの分子量を用いて，下記の式 1 により評価している。ここでは，
式 1 の導出過程について示す。

−

FCs T
FCｓ OH T
FCｓ I T
MI
MCｓ
WI
WC ｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｏ Ｈ グ ル ー プ の 放 出 割 合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉心内蔵重量：停止直後のＣｓの炉心内蔵重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量

1． Ｃ ｓ Ｉ に 含 ま れ る Ｃ ｓ
Ｉ は 全 て Ｃ ｓ Ｉ と し て 存 在 し て い る た め ，Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ
は ，Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｉ の 重 量 に Ｉ 及 び Ｃ ｓ の 分 子 量 の 比 を 乗 ず る
ことで算出する。

MCs CsI T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ の 放 出 量

59-10-添 7-11

97

2． Ｃ ｓ Ｏ Ｈ に 含 ま れ る Ｃ ｓ
ＣｓはＣｓＩ又はＣｓＯＨのいずれかの形態で存在しているため，
Ｃ ｓ Ｏ Ｈ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ は ，１ ．で 算 出 し た Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ
ｓを差引くことで算出する。

MCs OH T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｏ Ｈ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ の 放 出 量

3． Ｃ ｓ の 放 出 割 合
1．及 び 2．で 得 ら れ た Ｃ ｓ の 放 出 量 を Ｃ ｓ の 炉 心 内 蔵 重 量 で 除 す る
ことで，Ｃｓの放出割合を算出する。

−

59-10-添 7-12

98

参考 3

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 に つ い て

被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮ
Ｕ Ｒ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 を 第 7-8 表 に 示 す 。第 7-8 表 の と お り ，Ｃ ｓ 及
びＩについてはＭＡＡＰ解析結果の方が大きい。また，希ガスについて は ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 の 方 が 大 き い が ，こ れ は 東 海 第 二 の想定事故シナリオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するためと考える。

第 7-8 表Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合
ＭＡＡＰ

Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 ※

希ガス

0.95

1

Ｉ

0.78

0.30

Ｃｓ

0.37

0.25

※ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ - 146 5 の T able3.12「 Gap Release」 及 び 「 Ear ly In-Vessel」の値の和（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1 465 で は ，「 Gap Rel ease」，「 Early In-Vessel」，「 E x-Vessel」
及 び 「 La te In- Ves se l 」 の 各 事 象 進 展 フ ェ ー ズ に 対 し て 格 納 容 器 内 へ の放出割合を与えている。本評価事象は原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定す
る 「 Gap Rel e as e」 及 び 「 Early In-Vess el」 の 値 を 用 い る 。）

59-10-添 7-1399

8

炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評価について

中央制御室の居住性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。評価対象方位を第 8-1 図から第 8-4 図に，各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果を第 8-1 表に示す。

第 8-1 図中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：中央制御室中心）59-10-添 8-1

100

第 8-2 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：建屋出入口）

59-10-添 8-2

101

第 8-3 図

中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：中央制御室中心）59-10-添 8-3

102

第 8-4 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：建屋出入口）

59-10-添 8-4

103

第 8-1 表

各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果
相対濃度
（χ／Q）
（s／m ３ ）

相対線量
(D／Q)
(Gy／Bq)

中央制御室中心（55m）

SW，WSW，W，
WNW，NW，NNW，
3.7×10 − ４
N，NNE，NE
（9 方位）

8.8×10 -19

建屋出入口
（45m）

SSW，SW，WSW，W，WNW，NW，
3.7×10 − ４
NNW，N，NNE（9 方位）

9.4×10 -19

中央制御室中心（10m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.3×10 − ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

建屋出入口
（15m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.2×10 − ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

評価点（放出源からの距離）

評価対象

室内
格納容器
作業時
圧力逃が
し装置出
口配管

入退域時

室内
建屋放出

作業時

着目方位

（原子炉
建屋側壁）
入退域時

室内
非 常 用 ガ作業時

中央制御室中心（100m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

8.8×10 -２ ０

建屋出入口（110m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

9.0×10 -２ ０

ス 処 理 系
出口放出

入退域時

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。評価結果を第 8-2 表に示す。

59-10-添 8-5

104

第 8-2 表

相対濃度及び相対線量の値（1/3）（格納容器圧力逃がし装置放出）

室内作業時
入退域時

相対 濃度
累積 出現頻度値(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 3.7×10 − ４
97.001
約 3.7×10 − ４
97.013
約 3.7×10 − ４…
…
…
…
96.990
約 3.7×10 − ４
97.001
約 3.7×10 − ４
97.013
約 3.7×10 − ４…
…

第 8-2 表相対線量
累積 出現頻度値(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 8.8×10 − １ ９
97.001
約 8.8×10 − １ ９
97.013
約 8.8×10 − １ ９…
…
…
…
96.990
約 9.4×10 − １ ９
97.001
約 9.4×10 − １ ９
97.013
約 9.4×10 − １ ９…
…

相対濃度及び相対線量の値（2/3）（建屋放出）

室内作業時

相対 濃度
累積 出現頻度(％)

値(s／m ３ )相対線量
累積 出現頻度値(％)(Gy／Bq)

入退域時…
96.99097.00197.013…

…
約 8.3×10 − ４
約 8.3×10 − ４
約 8.3×10 − ４…

…
96.99097.00197.013…

…
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８…

…
96.99097.00197.013…

…
約 8.2×10 − ４
約 8.2×10 − ４
約 8.2×10 − ４…

…
96.99097.00197.013…

…
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８…

第 8-2 表相対濃度及び相対線量の値（3/3）（非常用ガス処理系出口放出）

室内作業時
入退域時

相対 濃度
累積 出現頻度値(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 3.0×10 − ６
97.001
約 3.0×10 − ６
97.013
約 3.0×10 − ６…
…
…
…
96.990
約 3.0×10 − ６
97.001
約 3.0×10 − ６
97.013
約 3.0×10 − ６
…
…

相対線量
累積 出現頻度値(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 8.8×10 − ２ ０
97.001
約 8.8×10 − ２ ０
97.013
約 8.8×10 − ２ ０…
…
…
…
96.990
約 9.0×10 − ２ ０
97.001
約 9.0×10 − ２ ０
97.013
約 9.0×10 − ２ ０…
…

59-10-添 8-6

105

9

フィルタの除去性能について

中央制御室の居住性評価に係る被ばく評価において，中央制御室換
気空調系での放射性物質の除去を前提としているため、そのフィルタ性能に期待している。評価事故シナリオにおけるフィルタのよう素及び粒子状物質の捕集量を評価し，フィルタに捕集できる容量が確保され て い る こ と を 確 認 し て い る 。以 下 に ，評 価 方 法 及 び 評 価 結 果 を 示 す 。

1. フ ィ ル タ へ の 捕 集 量 の 評 価 条 件
フィルタに捕集されるよう素及び粒子状物質の重量評価の条件を以下のとおり設定する。
①

よ う 素 重 量 の 評 価 に お い て ， 安 定 核 種 と し て I-127 及 び I-129を考慮する。

②

第 9-１ 表 に 示 す 炉 心 内 蔵 量 を 評 価 に 用 い る 。

③

よう素用チャコールフィルタの捕集量評価においては，よう素の 化 学 組 成 を 有 機 よ う 素 4％ ， 無 機 よ う 素 96％ と す る 。

④

粒子用高効率フィルタの捕集量評価においては，よう素の全量が粒子状よう素として設定する。

⑤

中央制御室換気空調系の再循環フィルタ（よう素用チャコール
フィルタ及び粒子用高効率フィルタ）における捕集量評価については，大気放出量評価における格納容器圧力逃がし装置の除染 係 数 は 考 慮 し な い 。ま た ，フ ィ ル タ の 除 去 効 率 は 100％ と し て
評 価 す る 。（ 第 9-1 図 及 び 第 9-2 図 参 照 ）59-10-添 9-1

106

第 9-1 表

炉心内蔵量（安定核種含む）

核種グループ

炉 心 内 蔵 量 （ kg）

よう素類

約 2.4×10 １

Ｃｓ類

約 1.5×10 ２

Ｓｂ類

約 3.2×10 − ２

Ｔｅ類

約 5.9×10 − １

Ｓｒ類

約 6.8×10 １

Ｂａ類

約 2.2×10 ０

Ｒｕ類

約 1.9×10 １

Ｃｅ類

約 8.0×10 ２

Ｌａ類

約 2.8×10 １

合計

約 1.1×10 ３

59-10-添 9-2

107

2.

フィルタへの捕集量の評価結果
フ ィ ル タ の 捕 集 量 評 価 結 果 は 第 9-2 表 の と お り で あ り ， フ ィ ル タ の保持容量を十分に下回る。

第 9-2 表 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 に お け る
フィルタ保持容量と捕集量評価結果
フィルタの種類保 持 容 量 （ g）

捕 集 量 （ g）

よう素用チャコールフィルタ

約 500

1.4×10 − １

粒子用高効率フィルタ

約 2,000

7.5×10 − ４

59-10-添 9-3108粒子状物質の炉心内蔵量（ 有 機 よ う 素 4％ ， 無 機 よ う 素 96％ ）ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器への放出割合

格納容器から原子炉建屋に漏えい

ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器圧力逃がし装置から大気中への放出割合

原子炉建屋から大気中への放出

格納容器圧力逃がし装置による除染係数は考慮しない（原子炉建屋ガス処理系の作動を考慮）

大気拡散による希釈効果（ 地 上 55ｍ ）χ ／ Ｑ ： 3.7× 10 − ４ （ s／ m ３ ）大気拡散による希釈・非常用ガス処理系作動前（地上放出）
χ ／ Ｑ：8 .3×1 0 − ４（ s ／ m ３ ）・非常用ガス処理系作動後（排気筒放出）χ ／ Ｑ：3 .0×1 0 − ６（ s ／ m ３ ）中央制御室外気のよう素濃度

中央制御室に流入したよう素が全量捕集

よう素用チャコールフィルタ
捕集量

第 9-1 図中央制御室換気空調系における

よう素用チャコールフィルタへの捕集量評価過程
59-10-添 9-4109粒子状物質の炉心内蔵量（よう素は全て粒子状とする）

ＭＡＡＰ解析結果に基づく
原子炉建屋から大気中への放出割合

ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器圧力逃がし装置から大気中への放出割合（原子炉建屋ガス処理系の作動を考慮）

格納容器圧力逃がし装置による除染係数は考慮しない

大気拡散による希釈・非常用ガス処理系作動前（地上放出）
χ ／ Ｑ：8 .3×1 0 − ４（ s ／ m ３ ）・非常用ガス処理系作動後（排気筒放出）χ ／ Ｑ：3 .0×1 0 − ６（ s ／ m ３ ）大気拡散による希釈効果（ 地 上 5 5ｍ ）
χ ／ Ｑ ： 3.7× 10 − ４ （ s／ m ３ ）中央制御室外気の微粒子濃度

中央制御室に流入した粒子状物質が全量捕集

粒子用高効率フィルタ
捕集量

第 9-2 図中央制御室換気空調系における粒子用高効率フィルタへの捕集量評価過程

59-10-添 9-5

110

10

中央制御室換気系フィルタ内放射性物質からの被ばくについて

中央制御室換気系フィルタの近傍には，中央制御室チェンジングエ
リアがあるため，フィルタ内に付着した放射性物質からのガンマ線に起因する運転員の身体の汚染検査等に伴う被ばく線量を評価した。

１． 考慮する線源
格納容器ベント実施に伴い放出される放射性物質のうち希ガス類はフィルタ装置に取り込まれず，中央制御室換気系の微粒子フィルタ及
びよう素フィルタ内には放射性物質が取り込まれる。
取り込まれる放射性物質のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合の 大 気 放 出 量 は 第 10-1 表 の と お り で あ り ，希 ガ ス 類 及 び よ う 素 類 の 放出割合が大きい。したがって，よう素フィルタに取り込まれたよう素が支配的な線源となる。
上記のことから，よう素フィルタ内のよう素に起因するガンマ線による影響を評価した。
なお，よう素フィルタに流入するよう素は，その全量がフィルタ内に取り込まれるものとし，よう素はフィルタ内に一様に分布するものとした。

59-10-添 10-1

111

第 10-1 表 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 大 気 放 出 量
大 気 放 出 量 （ Bq）
希ガス類

9.0×10 １ ８

よう素類

1.0×10 １ ６

ＣｓＯＨ類

3.8×10 １ ３

Ｓｂ類

4.5×10 １ ２

ＴｅＯ２類

3.7×10 １ ３

ＳｒＯ類

2.0×10 １ ３

ＢａＯ類

2.0×10 １ ３

ＭｏＯ２類

6.9×10 １ ２

ＣｅＯ２類

4.3×10 １ ２

Ｌａ２Ｏ３類1.2×10 １ ２

２． 評価点
チェンジングエリアの中でよう素フィルタに最も近い点を評価点とし て 選 定 し た 。 線 源 と 評 価 点 と の 位 置 関 係 を 第 10-1 図 に 示 す 。

59-10-添 10-2

112

59-10-添 10-3
第 10-1 図

線 源 ， チ ェ we ン ジ ン グ エ リ ア 及 び 評 価 点 の 位 置 関 係

113

３．評価コード評 価 コ ー ド は QAD-CGGP2R コ ー ド を 用 い た 。

４．評価結果評 価 点 に お け る 空 間 線 量 率 の 推 移 を 第 10-2 図 に 示 す 。チ ェ ン ジ ン グ
エ リ ア 内 の 線 量 率 は 最 大 で 約 0.4mSv／ h で あ る 。

実効線量率(mSv/h)

1E+00

1E-01

1E-02
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の経過時間(h)第 10-2 図 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 空 間 線 量 率 の 推 移

59-10-添 10-4

114

11

空気流入率試験結果について「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）（平成21・07・27 原院第1 号平成 21 年8 月12 日）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。第11-1表に試験結果の詳細を示す。

59 条-10-添 11-1

115

第11-1表

東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

平成27年2月24日〜平成27年2月26日
試験日程（試験時のプラント状態：停止中）
トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ
空気流入率測定

系 統：（測定値−平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系−7.6〜7.0％

Ｂ系−5.7〜8.1％

均一化の程度内規に定める空気流入率測定試験手法のうち試験手法「基本的な試験手順」／「全サンプリング点による試験手順」にて実施

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

−①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。
②特異点の除外が，１時点の全測定データ個数の10％以内であること。
③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記し，運転員へ周知すること。
空気流入率系統（±以下は95％信頼限界値）−

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している−

特異点の除外はない−

特定の区画を排除せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）−

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

−

特記事項

59 条-10-添 11-2

116

12

全面マスクによる防護係数について

炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性に係る被ばく評価において，以下の検討を踏まえ，全面マスクの防護係数として 50 を使用している。

1．厚生労働省労働基準局長通知について「電離放射線障害防止規則の一部を改正する省令の施行等について」（基発
第 0412 号

都道府県労働局長あて厚生労働省労働基準局長通知）(以下「基発第 0412 号」という。)によると「200 万ベクレル毎キログラムを超える事故由
来廃棄物等を取り扱う作業であって，粉じん濃度が 10 ミリグラム毎立方メー
トルを超える場所における作業を取り扱う場合，内部被ばく線量を 1 年につき1 ミリシーベルト以下とするため，漏れを考慮しても，50 以上の防護係数を期待できる捕収効率 99.9％以上の全面型防塵マスクの着用を義務付けたものであること」としている。

●以下，電離放射線障害防止規則（最終改正：平成 25 年 7 月 8 日）抜粋
第三十八条

事業者は，第二十八条の規定により明示した区域内の作業又は緊急作業その他の作業で，第三条第三項の厚生労働大臣が定める限度を超えて汚染された空気を吸入するおそれのあるものに労働者を従事させるときは，をの汚染の程度に応じて防じんマスク，防毒マスク，ホースマスク，酸素呼吸器等の有効な呼吸用保護具を備え，これらをその作業に従事する労働者に使用させなければならない。

59-10-添 12-1

117

●以下，基発第 0412 号（平成 25 年 4 月 12 日抜粋）
第1号
①

キ

保護衣（第 38 条関係）

第 1 項の「有効な呼吸用保護具」は，次に掲げる作業の区分及び事故由来

廃棄物等の放射能濃度の区分に応じた捕収効率を持つ呼吸用保護具又はこれと同等以上のものをいうこと。
放射能濃度

放射能濃度

放射能濃度

200 万 Bq／kg 超

50 万 Bq／kg 超

50 万 Bq／kg 以下

200 万 Bq／kg 以下
高濃度粉じん作業

捕収効率 99.9％以 捕収効率 95％以上 捕収効率 80％以上（粉じん濃度 10mg 上／m ３ 超の場所にお （全面型）
ける作業）
高 濃度 粉 じん作業 捕収効率 95％以上 捕収効率 80％以上 捕収効率 80％以上
以外の作業（粉じん濃度 10mg
／m ３ 以下の場所における作業）②防じんマスクの捕収効率については，200 万ベクレル毎キログラムの超える事故由来廃棄物を扱う作業であって，粉じん濃度が 10 ミリグラム毎立方メート
ルを超える場所における作業を行う場合，内部被ばく線量を 1 年につき 1 ミリシーベルト以下とするため，漏れを考慮しても，50 以上の防護係数を期待でき
る捕収効率 99.9％以上の全面型防塵マスクの着用を義務付けたものであること。

59-10-添 12-2118

2．マスクメーカーによる除染係数検査結果について
全面マスクを納入しているマスクメーカーにおいて，全面マスク（よう素用吸収缶）についての除染係数を検査している。本検査は，放射性ヨウ化メチルを用い，除染係数を算出したものである。その結果は第 12-1 表に示すとおり
であり，DF≧1.21×10 ３ と十分な除染係数を有することを確認した。（フィルタの透過率は 0.083％以下）
第 12-1 表
入口濃度(Bq／cm 3 )マスクメーカーによる除染係数検査結果

4 時間後
出口濃度
３

(Bq／cm )10 時間後
DF 値

出口濃度

DF 値

３

(Bq／cm )9.45×10 − ２

4.17×10 − ７

2.27×10 ５8.33×10 − ７

1.13×10 ５

7.59×10 − ６

6.25×10 − ８

1.21×10 ３

2.78×10 − ８

2.73×10 ３

試験条件

試験流量：20L／min
通気温度：30℃
相対湿度:95％RH

また，同じくマスクメーカーにより全面マスクの漏れ率を検査しており，最大でも 0.01％であった。この漏れ率と除染係数（フィルタ透過率）から計算される防護係数は約 1,075 であった。

3．呼吸用保護具着用に関する教育・訓練について
東海第二発電所では，定期検査等において定期的に着用の機会があることか
ら，基本的に呼吸用保護具着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教育・訓練を実施している。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用した
呼吸用保護具着用訓練において，漏れ率（フィルタ透過率を含む）2％を担保できるよう正しく呼吸用保護具を着用できていることを確認する。
今後とも，さらに教育・訓練を進めていき，呼吸用保護具着用の熟練度を高めて行く。
59-10-添 12-3

119

13

運転員の勤務体系について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室居住性評価における直交替の考慮は，実態の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき設定した。被ばく評価においては，事故期間中に被ばくの影響が大きくなる期間に，勤務スケジュー
ル上，最も長く滞在する場合を想定し評価を行った。また，班当たりの線量が高くなる場合には，被ばくの平準化のため日勤業務の班が交替するものとし評価を行った。

（1）中央制御室居住性評価で想定する勤務形態
被ばく評価の勤務形態については，事故期間中に放出される放射性物質が多くなる格納容器ベント実施時及び換気系が停止している事故発生直後が被ばくの影響の大きくなることから，勤務スケジュール上，最も滞在時間が長くなる場合を想定し設定した。
想定する勤務体系は第 13-1 表に示すとおりである。また，事故発生直後に滞在している班（Ａ班）は，線量が高くなることから，被ばくの平準化のため，2 日目以降は，Ａ班の代わりに日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとし評価を行った。なお，入退域時の被ばく評価については，入退域（片道）に必要な時間を 15 分とし評価を行った。
第 13-1 表想定する勤務体系
中央制御室の滞在時間

1 日目
Ａ班

8:00〜21:45

2直21:30〜8:15

日勤業務

―

2 日目

3 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

1直

2直

1直

1直

59-10-添 13-1

120

Ｄ班

2直

Ｅ班

1直

2直

1直
2直

2直

① 格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合
格納容器ベント実施時はベント放出による被ばくの影響が大きくなることから，ベント実施直前に交替し，ベント実施時に中央制御室の滞在時間が最長となる場合（Ｅ班がベント実施時に滞在する場合）を想定し，以下の勤
務スケジュールで評価を行った。

②事故発生直後に滞在時間が最長となる場合
事故発生直後（事象発生から 2 時間）は換気系が停止していることから被ばくの影響が大きくなることから，事故発生時に交替し，事故発生直後に中央制御室の滞在時間が最長となる場合（Ａ班が事故発生直後に滞在する場合）を想定し，以下の勤務スケジュールで評価を行った。

（2）中央制御室居住性評価に係る被ばく評価結果（1）で想定した勤務スケジュールにおける被ばく評価結果について格納
容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合を第 13-2 表及び第 13-3 表に，格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合を第 13-4 表及び第13-5 表示す。この結果，最も被ばく線量が大きくなるのは，事故発生直後に滞在時間が最長となる場合のＡ班であり，実効線量は約 60mSv となった。
59-10-添 13-2

121

59-10-添 13-3

122

第 13-2 表

格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合の被ばく評価結果（マスクを考慮）

1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

(mSv)

6 日目

7 日目

合計

Ａ
約 5.9×10 １
約 5.9×10 １
班
Ｂ
約 1.3×10 １ 約 9.9×10 ０
約 5.7×10 ０ 約 4.8×10 ０ 約 3.4×10 １
班Ｃ
約 2.2×10 １
約 7.9×10 ０ 約 6.5×10 ０
約 3.7×10 １
班
Ｄ
約 1.5×10 １ 約 1.1×10 １
約 7.8×10 ０ 約 3.4×10 １
班
Ｅ
4.4×10 １
約 8.5×10 ０ 約 6.9×10 ０
約 6.0×10 １
班

第 13-3 表

格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合の最大の線量となる班（Ｅ班）の被ばく評価結果の内訳（マスクを考慮）
実効線量

被ばく経路

(mSv)

①建屋からのガンマ線による被ばく

中央制御室内作業時②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく③室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく
（内訳）

約 4.5×10 − １
約 1.4×10 １
約 1.3×10 １

内部被ばく

約 2.2×10 ０

外部被ばく

約 1.0×10 １②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 4.9×10 ０（①＋②＋③）

約 3.2×10 １④建屋からのガンマ線による被ばく

約 5.9×10 − １

小計⑤大気中へ放出された放射性物質による被

入退域時

ばく
（内訳）

内部被ばく

約 4.6×10 − ３

外部被ばく

約 1.3×10 − ２⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく
小合

約 1.8×10 − ２

計

（④＋⑤）

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 2.7×10 １
約 2.7×10 １
約 6.00×10 １

59-10-添 13-4

123

第 13-4 表

事故発生直後に滞在時間が最長となる場合の被ばく評価結果（マスクを考慮）

1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

6 日目

(mSv)

7 日目

合計

Ａ
約 6.0×10 １
約 6.0×10 １
班
Ｂ
約 1.2×10 １ 約 9.3×10 ０
約 5.5×10 ０ 約 2.7×10 ０ 約 3.0×10 １
班Ｃ
約 4.0×10 １
約 7.5×10 ０ 約 6.2×10 ０
約 5.4×10 １
班
Ｄ
約 1.4×10 １ 約 1.0×10 １
約 5.2×10 ０ 約 2.9×10 １
班Ｅ
約 2.4×10 １
約 8.0×10 ０ 約 6.6×10 ０
約 3.9×10 １
班

第 13-5 表

事故発生直後に滞在時間が最長となる場合の最大の線量となる班（Ａ班）の被ばく評価結果の内訳（マスクを考慮）
実効線量

被ばく経路

(mSv)

①建屋からのガンマ線による被ばく

中央制御室内作業時②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく③室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（内訳）

約 7.8×10 − １
約 9.6×10 − １
約 4.6×10 １

内部被ばく

約 4.0×10 １

外部被ばく

約 5.3×10 ０②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

約 4.7×10 ０（①＋②＋③）

約 5.2×10 １④建屋からのガンマ線による被ばく

約 2.6×10 − １

小計⑤大気中へ放出された放射性物質による被

入退域時

ばく
（内訳）

内部被ばく

約 1.3×10 − ３

外部被ばく

約 5.6×10 − ３⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく
小合

約 6.9×10 − ３

計

（④＋⑤）

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 8.0×10 ０
約 8.3×10 ０
約 6.04×10 １

59-10-添 13-5

124

14

グランドシャイン評価モデルについて

中央制御室の居住性に影響するグランドシャインの評価モデルを以下に示す。

（１）線源領域
原子炉建屋周辺の地形を第 14-1 図に，中央制御室内の評価モデルを第 14-2
図に示す。線源領域は炉心の著しい損傷が発生した場合に大気中に放出された
放射性物質が，中央制御室天井及び周辺建屋天井の上面に均一に沈着した面線
源とし，評価点である中央制御室中心を囲む一辺 800m の正方形と設定した。また，線源範囲の設定は以下のように分けた。
・中央制御室天井より高い位置に存在する線源は中央制御室の天井レベル（EL23m）で代表させた。
・中央制御室天井より低い位置に存在する線源のレベルはサービス建屋天井
レベル（EL22m）又は南側空調機械室レベル（EL18m）に代表させた。

入退域時の評価モデルを第 14-3 図に示す。原子炉建屋周辺の地形は平坦で約100m 離れた場所に丘上の斜面がある。斜面は標高差 20m 程度のなだらかな形状であり，また原子炉建屋周辺の建屋によって遮蔽されるため地形による寄与は無視できると考えられる。そこで，地表線源からのグランドシャインの評価にあたっては，放射性物質が平坦な土壌に一様に沈着したものとし，線源領域は評価点を囲む一辺 800m の正方形と設定した。

（２）遮蔽
グランドシャインによる影響の評価に当たって，遮蔽物は第 14-2 図に示す中央制御室遮蔽とし，中央制御室を囲む東西南北壁及び天井の躯体について各々59-10-添 14-1125

の最少厚さで代表した。また，コンクリートの種類は普通コンクリート（密度2.23g/cm ３ ）とした。

（３）評価点
中央 制 御室内の評価点は，線量が最大となる位置とした。評価点を第 14-2
図中に示す。
入退域時の評価点は，計算モデルの中心，地表面より高さ 1m の位置とした。
評価点を第 14-3 図中に示す。

（４）評価コード
評価コードはＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

59-10-添 14-2

126

第 14-1 図 原子炉建屋周辺の地形（赤点線内は線源とした領域：１辺 800m）

59-10-添 14-3

127

第 14-2 図 グランドシャインの評価モデル及び評価点

59-10-添 14-4

128

第 14-3 図 入退域時の評価モデル及び評価点

59-10-添 14-5

129

15

エアロゾルの乾性沈着速度について

中央制御室の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（1.2cm／s，添付 16 参照）
を用いており，沈着速度の評価に当たっては，乾性沈着速度として 0.3cm／sを用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，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。原子力発電所内も同様の構成であるため，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，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は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（第 15-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾル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。

59-10-添 15-1

130

第 15-1 図※1※2

様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19 ※ ２ ）J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk：quantificationof major input parameters, NUREG/CR-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn ：Environmental Effects, 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

59-10-添 15-2131

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル
粒径分布として「0.1μm〜5μm」の範囲であることは，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。
シビアアクシデント時には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，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「格納容器内でのエア
ロゾルの挙動」及び「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第 15-1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント時のエアロゾル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シビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第 15-1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 15-1 表に示す。
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（格納容器，原子炉冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロ
ゾル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カバーする値として，0.1μm〜5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

59-10-添 15-3

132

第 15-1 表 シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番
号
①

②

試験名又は
報告書名等
LACE

LA2 ※ １

NUREG/CR-5901 ※２

エアロゾル粒径（μm）

備 考

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの格納容器閉じ込め
約0.5〜5（第15−2図参照） 機 能 喪 失 を 想 定 し た 条 件 と し た 比 較
試験0.25〜2.5（参考1-1）

格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビ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
試験 ※ ３

0.1〜3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を
考 慮 し た 1次 系 内 の エ ア ロ ゾ ル 挙 動 に着目した実験

④

PBF-SFD ※ ３

0.29〜0.56（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を
考 慮 し た 1次 系 内 の エ ア ロ ゾ ル 挙 動 に着目した実験

0.5〜0.65（参考1-2）シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 時 の FP 挙 動 の 実
験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP
実験の格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

⑤

※1

※2

※3

PHEBUS-FP ※ ３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol CodeCalculations for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2,ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE
COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2
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
STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)59-10-添 15-4

133

第15-2図LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化

グラフ

59-10-添 15-5

134

参考1-1

NUREG/CR-5901の抜粋

59-10-添 15-6

135

59-10-添 15-7

136

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

第15-2表 試験の概要
試験 名又は報告書 名等
AFCL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 も核分裂生成 物の挙動に ついての試 験
米国アイ ダホ国立工 学環境 研究所で実 施された炉心 損傷状態で のPBF-SFD

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 カダラッシ ュ研究 所のPHEBUS研究炉で実施 された，シビア

PHEBUS FP

アクシデ ント条件下 での炉 心燃料から1次系を経て 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

59-10-添 15-8

137

16

地表面への沈着速度の設定について

地表面への沈着速度の設定について

地表面への放射性物質の沈着は，第 16-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈着によって発生する。乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウト係数によって計算される。

降水期 間

無降水 期間ウォッ シュアウト 係数
放射性 物質
相対濃度
χ／Ｑ

地表面

沈着速 度

沈着速 度

乾性沈 着率乾性沈 着率湿性沈 着率降水 期間は湿性 ・乾性沈 着を考慮

第 16-1 図

無降水期 間は乾性沈着 のみを考慮

地表面沈着のイメージ

中央制御室の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速
度 0.3cm／s の 4 倍である 1.2cm／s ※ １ を用いている。
※１

有機よう素の地表面への沈着速度としては 1.7×10 − ３ cm／s

「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
59-10-添 16-1

138

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。
以下では，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を検討した。

1.

評価手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の適用性は，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％値を求め，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，添付資料 15 参照）の積が 1.2cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。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，ここでは内規[【解説 5.3】①]に従い，地上高さの相対濃度を用いた。
χ /Q

χ /Q

x, y, zx, y, zV ・χ /Q x, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m ２ ]59-10-添 16-2

139

χ/Q x, y, z
V(2)

：時刻 i での相対濃度[s／m ３ ]：沈着速度[m／s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）

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) w (x,y) i は学会標準解説 4.11 より以下のように表される。
∞

χ /Q

x, y

Λ・

χ /Q x, y, z dz

χ /Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ

・・・・・②
χ/Qx, y

χ/Q x, y, 0Λ

：時刻 i での湿性沈着率[1／m ２ ]：時刻 i での地表面高さでの相対濃度[s／m ３ ]：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）P：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（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）

59-10-添 16-3

140

・χ/

2.

, ,

, ,

Λ

・χ /

, ,

χ/

πΣ

Σ

％

・・・・・③％

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方
地表面沈着率の累積出現頻度は，気象指針に記載されているχ／Ｑの累積出

現頻度 97％値の求め方 ※ ２ に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 16-2 図参照）。
（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を 1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 16-2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，
小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ
／Ｑの累積出現頻度と異なる）。

※２（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度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％に当たる相対濃度とする。
59-10-添 16-4141

降水 が ない 時 刻は ，
湿性 沈 着率 は ゼロ

方位
風速
大気
（風 向） （m／s） 安定 度

χ／ Ｑ（s／m ３ ）乾性 沈 着率（1／m ２ ）（① ）

降水 量（mm／hr）

湿性 沈 着率（1／m ２ ）（② ）地表 面 沈着 率（① ＋ ②）

4/1 1:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

4.3

F

○×10 − ６○×10 − ９00○×10 − ９

4/1 2:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

4.5

E

○×10 − ６○×10 − ９

1.0○×10 − ８○×10 − ８

4/1 3:00

Ｓ
（Ｎ ）

1.4

F

○×10 − ６○×10 − ９

1.5○×10 − ８○×10 − ８

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

3/31 24:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

5.5

D

○×10 − ７○×10 − １ ０00○×10 − １ ０

日時

評価 対 象方 位 をＳ Ｗと し ，
地表 面 沈着 率 の出 現頻 度 を昇 順に 並 び替 え

評価対象方位の時刻のみχ／Ｑ及 び 乾性 沈 着率 が出 現
評価 対 象方 位 以外 のχ ／ Ｑはゼロ と なる た め ，地 表面 沈 着率
はゼ ロ とな る 。
地表 面 沈着 率 の累積 出 現頻 度 97 ％ 値
地表 面 沈着 率 の並 び替 え であ り，気象 条 件によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限 ら ない 。
（従 来 のχ ／ Ｑ計 算と は 順番 が異 な る。）

第 16-2 図No
1

出現 頻 度
（％ ）
0.000

χ／ Ｑ
（s／m ３ ）0

地表 面 沈着 率（① ＋② ）
0

2

0.003

0

0

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

○○

97.004○×10 − ６○×10 − ９○○

97.010○×10 − ６○×10 − ９

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

×××

100.000○×10−５○×10 − ８

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

59-10-添 16-5

142

3.

評価結果
第 16-1 表に中央制御室の評価点についての検討結果を示す。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 1.3 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。
第 16-1 表

沈着率評価結果① 乾性沈着率（1／m ２ ）②乾性沈着率+湿性沈着率（1／m ２ ）

比
（②／①）

評価点

放出点

相対濃度
（s／m ３ ）

中央制御室
中心

原子炉
建屋

8.3×10 − ４

2.5×10 − ６

2.9×10 − ６

1.1

建屋出入口

原子炉
建屋

8.2×10 − ４

2.5×10 − ６

2.9×10 − ６

1.2

59-10-添 16-6

143

17

有機よう素の乾性沈着速度について
今回の評価では，原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に乾性沈着速度を 10 − ３ cm／s とし，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度の 4 倍である
4×10 − ３ cm／s を設定した。以下にその根拠を示す。

（１）英国放射線防護庁（ＮＲＰＢ）による報告
英国放射線防護庁

大気拡散委員会による年次レポート（ＮＲＰＢ−Ｒ３２

２ ※ １ ）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下の通り報告されている。
・植物に対する沈着速度の推

best judgement

として 10 − ５ m／s(10 − ３ cm／s)を奨（２）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で 10 -4〜10 -2 cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し，僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価においてはその影響は無視できる。

以上のことから有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また原子力発電所構内は,コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されてい59-10-添 17-1

144

るが，エアロゾルへの沈着速度の実験結果（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４５５１)によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって有機よう素の乾性沈着速度として，ＮＲＰＢ−Ｒ３２２の植物に対する沈着速度である 10 − ３ cm／s を用いるのは妥当と判断した。
※1：NRPB-R322-Atomospheric Dispersion Moddeling Liaison Committee Annual
Report,1988-99

NRPB-R322 ANNEX-A 「2.2 Iodine」の抜粋

59-10-添 17-2

145

18

実効放出継続時間の設定について

大気拡散評価に用いる実効放出継続時間は，「 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」※１ に従い，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値として計算する。実効放出継続時間は，大気拡散評
価で放出継続時間を考慮した単位時間当たりの拡散係数を求めるために設定するものであり，被ばく評価においては，評価対象期間の放出率に拡散係数を乗じることにより大気拡散を考慮した評価を行う。
実効放出継続時間は放出経路ごとに設定しており，原子炉建屋，非常用ガス処理系排気筒及び格納容器圧力逃がし装置排気口のそれぞれの放出経路について実効放出継続時間を計算した結果を第 18-1 表に示す。
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出の実効放出継続時間は 1
時間程度であり，非常用ガス処理系排気筒からの放出の実効放出継続時間は 20
時間〜30 時間程度となっている。
大気拡散評価に用いる風速，風向などの気象データは，1 時間ごとのデータとして整理されており，実効放出継続時間として設定できる最小単位は 1 時間である。
また，実効放出継続時間を 2 時間以上で設定した場合，その期間に同一風向の風が吹き続けることを想定し，その期間の拡散係数の平均を単位時間当たりの拡散係数としている。なお，平均する期間に異なる風向が含まれる場合は，拡散係数を 0 として平均を計算する。このため，実効放出継続時間が長くなるほど平均される期間が長くなり拡散係数は小さい傾向となる。
このことから，中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，保守的に被ばく
評価上の影響が大きい原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出における実効放出継続時間である 1 時間を適用し大気拡散評価を行った。
59-10-添 18-1

146

なお，参考として実効放出継続時間の違いによる拡散係数（相対濃度，相対線量）の変化について第 18-2 表に示す。

※１（気象指針解説抜粋）（3）実効放出継続時間（Ｔ）は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

59-10-添 18-2

147

第 18-1 表①
放出 量 （Bq）
非常 用 ガス 処
理系 排 気筒 放出分

Ｓ／Ｃからベントを行う場合の実効放出継続時間②
最大 放 出率 （Bq／ h）
非常 用 ガス 処
原子 炉 建屋 放
理系 排 気筒 放
出分
出分

（①÷②）
実効 放 出継 続 時間 （h）
非常 用 ガス 処
原子 炉 建屋ベン ト
理系 排 気筒 放
放出 分
放出 分
出分

放出 経 路原子 炉 建屋 放
出分

希ガ ス

約 4.6×10 １ ５

約 3.1×10 １ ６

約 8.9×10 １ ８

約 3.1×10 １ ５

約 1.2×10 １ ５

約 8.7×10 １ ８

約 1.5

約 25.1

約 1.0

希ガ ス 以外

約 1.3×10 １ ５

約 1.6×10 １ ５

約 7.2×10 １ ５

約 9.2×10 １ ４

約 6.2×10 １ ３

約 7.1×10 １ ５

約 1.4

約 26.3

約 1.0

ベン ト
放出 分

添
59-10-

第 18-2 表

ベン ト
放出 分

実効放出継続時間の違いによる拡散係数の変化
相対線量（Gy／Bq）

1 時間

3.0×10 − ６

1.2×10 − １ ９

5 時間

2.9×10 − ６

8.8×10 − ２ ０

10 時間

1.7×10 − ６

7.5×10 − ２ ０

20 時間

1.2×10 − ６

6.2×10 − ２ ０

18-3

相対濃度
（s／m ３ ）148

19

待避時間の設定根拠について

中央制御室では，ベント実施時における放射性物質による被ばく低減のために待避室に待避することとしており，中央制御室の居住性評価においては待避時間を 5 時間としている。
待避時間の設定については，運転員の実効線量が 100mSv／7 日間を超えな
いよう，余裕を考慮し設備，運用等を整備している。また，継続的に作業可能な線量率として数 mSv／h となるよう，中央制御室の居住性評価においては，
第 19-1 図に示すとおり，待避室外の空間線量率が約 6mSv／h なるまでは待避室に待避すると想定し評価している。

待避室外の空間線量率
約 6mSv／h

空間線量率
：待避室外
：待避室内

△ベント実施待避室加圧
5 時間

第 19-1 図

待避室内外の空間線量率

なお，実際には被ばく低減の観点から，さらに空間線量率が低減した段階
で待避室から退出できるよう，加圧用空気ボンベの本数は 5 時間以上加圧ができる本数を設置することとしている。

59-10-添 19-1

149

20

審査ガイドへの適合状況

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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 74 条（原子炉制御室）

1. 第 74 条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」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いう。

59-10-添 20-1b）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。
① 設置許可基準規則解釈第 37 条の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（例えば，炉心の著しい損傷

1b)→審査ガイドの趣旨に基づき評価①格納容器圧力逃がし装置による格納容器破損防止対策を考慮する事故シーケンスを選定している。
②マスク着用は考慮する場合と考慮しない場合とで評価している。

の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に③運転員の勤務形態（5 直 2 交代）を考慮して評価している。

機能した場合）を想定すること。

④運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認し② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。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，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
4.居住性に係る被ばく評価の標準評価手法

ている。

150

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
4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1 →審査ガイドのとおり① 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

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

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし，保守

解析条件」に基づいて評価している。実験等に基づいて検証され的な仮定及び条件の適用を否定するものではない。

たコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づいて評価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。

している。

③ 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

59-10-添 20-2

慮する。
（１）被ばく経路
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，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，原子4.1 (1)→ 審査ガイドのとおり
中央制御室居住性に係る被ばく経路は図 1 のとおり，①〜⑤の経路に対して評価している。

炉制御室の居住性に係る被ばく経路を，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。
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／

4.1 (1) ①→審査ガイドのとおり

緊急時制御室／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。

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

151

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
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
よる中央制御室内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中央制
御室での外部被ばく線量を評価している。
4.1(1)②→審査ガイドのとおり

59-10-添 20-3

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

大気中に放出された放射性物質からのガンマ線によ中央制御室／緊急時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室での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出

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

量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線遮蔽効計算する。

果を踏まえて運転員の外部被ばく(クラウドシャイン)を評価し一 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（クラウている。

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）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／緊急時対策所内での被ばく原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

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)についても考慮して評価している。
4.1(1)③→審査ガイドのとおり
中央制御室内に取り込まれた放射性物質は，中央制御室に沈着せず浮遊しているものとして評価している。

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。

事故期間中に大気中に放出された放射性物質の一部は外気か

一 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

ら中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部

152

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
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
被ばくの和として実効線量を評価している。

まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく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

4.1(1)④→審査ガイドのとおり

く
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

59-10-添 20-4

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

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入退域時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入退域
時の外部被ばく線量を評価している。

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

4.1(1)⑤→審査ガイドのとおり
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域計算する。

時の被ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待

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

しないこと以外は「4.1(1)②大気中へ放出された放射性物質によドシャイン）

る中央制御室内での被ばく」と同様な手段で，放射性物質からの二 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（グガンマ線による外部被ばくおよび吸入摂取による内部被ばくのランドシャイン）和として実効線量を評価している。地表面に沈着した放射物質放三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

射性物質からのガンマ線についても考慮して評価している。

153

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（２）評価の手順
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。
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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

4.1(2)→審査ガイドのとおり
中央制御室居住性に係る被ばくは，図 3 の手順に基づいて評価している。
4.1(2)a.→審査ガイドのとおり

く評価に用いるソースタームを設定する。

59-10-添 20-5

・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評価事象については，炉心の著しい損傷が発生するシーケンス策の有効性評価（ 参 2）で想定する格納容器破損モードのうち，原子「大 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力

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電源喪失」を選定する。また，放出放射能量の観点から，代替循なる事故収束に成功した事故シーケンス（この場合，格納容器破損防環冷却系の機能喪失を仮定し，格納容器圧力逃がし装置による格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

納容器ベントを実施する場合を想定する。

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，放大気中への放射性物質の放出量については，MAAP 解析結果を元

射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に設定しているが，放出割合については，TMI-2 事故や福島第一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原子力発電所事故での知見も踏まえた設定としている。

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。
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。
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.→審査ガイドのとおり
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

154

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 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 4.1(2)c.→審査ガイドのとおりを計算する。

原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，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を評価する

59-10-添 20-6

ために，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 4.1(2)d.→審査ガイドのとおり
要員の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（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

前項 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外部被ばく線量を計算している。
前項 a.及び b.の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物する。

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

・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く線量を計算している。

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

前項 a.及び b.の結果を用いて，中央制御室内に外気から取りする。

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

・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

く線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

時対策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。
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.→審査ガイドのとおり

155

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

上記 d.で計算した線量の合計値が，「判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確
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

認している。
4.2(1)a.→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率と59-10-添 20-7

フィルタ効率して，設計値である 95%を，中央制御室換気設備のフィルタ除去

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

効率は，設計上期待できる値として，有機よう素は 95%，無機よに設定する。

う素及び粒子状物質は 99%として評価している。

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。
b．空気流入率
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。
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。）

4.2(1)b.→審査ガイドのとおり
中央制御室待避室に待避している間は，空気の流入は考慮しない。
中央制御室待避室に待避していない間は，空気流入率を 1 回/ｈとした。

（２）大気拡散a．放射性物質の大気拡散・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。

4.2(2)a.→審査ガイドのとおり
放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。

156

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
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。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から・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2006 年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いてくとも 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。

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（参 3）における相関式を用いて計算する。

水平方向及び鉛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，気象指針の相関式を用いて計算している。
放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）から近距離の建屋（原59-10-添 20-8

・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子炉建屋）の影響を受けるため，建屋による巻き込みを考慮し，な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には，建屋による巻き建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

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。
・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一〜三の全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。

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
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放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

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(中央制御室等)は，巻き込みを生じる建屋(原子炉建屋)

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，建屋の影響の風下側にある。

157

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はないものとして大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流

・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側拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方

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位 9 方位(中央制御室及び入退域))を対象としている。

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。

59-10-添 20-9・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)」に基づいて評価している。

b．建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b.→審査ガイドのとおり・巻き込みを生じる代表建屋

建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

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

放出源（格納容器圧力逃がし装置配管）から最も近く，巻き込みによる拡散が生じているものとする。

みの影響が最も大きい建屋として原子炉建屋を代表建屋として

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，原子いる。

炉補助建屋，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

158

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

面の選定
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

59-10-添 20-102) 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

建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には間欠的御室／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，代表に外気を取り入れる。代表面として建屋側面を選定し、保守的に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。

地上高さにおける濃度を評価している。

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場合は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
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。

建屋側面を選定しており，評価点は中央制御室内の最も線量が高い位置とする。

159

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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／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風下距離の依存性は代表面として建屋側面を選定し、保守的に地上高さにおける濃度を評価している。

小さくほぼ一様と考えられるので，評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／緊急時対策所が属

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室内の最も線量が59-10-添 20-11

する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

高い位置としている。また，放出点と評価点の直線距離に基づき，また，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れ濃度評価の拡散パラメータを算出している。直線距離の評価に当ている場合は，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する

たっては，保守的に評価点が放出点と同じ高さであると仮定し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た。

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／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し，対応する風下距離から拡
散パラメ−タを算出してもよい。
またσy＝0 及びσz＝0 として，σy0，σz0 の値を適用してもよい。
・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

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では，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を選定し，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出がある複数の方位(評価方位は 9 方位)を対象としている。

160

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居なく，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

住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

を対象として評価している。

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

59-10-添 20-12

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
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放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

るような範囲に，評価点が存在すること。この条件に該当する風向の放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価

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 の点の風上となる 180°を対象としている。

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ｍ１は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
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 に示す方法を用

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点いることができる。評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図 7 のに及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 9 方位)を評価方位とハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ２は放出点が評価して選定している。

161

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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「・着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定してい対策所が属する建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代る。

59-10-添 20-13

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。
・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

風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としている。
原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

があるので，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。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

162

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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。
c．相対濃度及び相対線量
・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

4.2(2)c.→審査ガイドのとおり
相対濃度は，毎時刻の気象項目(風向，風速，大気安定度)及び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。

実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価してい・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線る。

59-10-添 20-14

量計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。
・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%

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
マ線計算モデルに適用し，計算している。
年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻のに当たる値とする。

風向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いてい・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る。

に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

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被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価している。

d．地表面への沈着
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。
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)d.→審査ガイドのとおり
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
面沈着濃度を計算している。
4.2(2)e.→審査ガイドのとおり

・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

中央制御室は間欠的に外気取入れ運転運転により外気が取りら，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

込まれることを仮定している。また中央制御室非常用循環設備の163

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
運転による空気が直接流入することを仮定している。
プルーム通過中は運転員は中央制御室待避室に待避し、室内を備によって室内に取り入れること（外気取入）

加圧するため外気取入れ及び空気流入はないものとして評価し二 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ている。

と（空気流入）・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。

中央制御室内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

59-10-添 20-15

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外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，中央制御室の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。

転条件に従って計算する。
・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

空気流入量は中央制御室のバウンダリ体積（容積）を用いてい
計算している。

／緊急時対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 4.2(3)a.→審査ガイドのとおり
時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャイン・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，に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算

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して計算している。

算係数の積で計算する。

164

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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

中央制御室の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
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／ 4.2(3)b.→審査ガイドのとおり
緊急時制御室／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

中央制御室の運転員のグランドシャインによる外部被ばくについては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

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

59-10-添 20-16

算係数の積で計算する。
・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 4.2(3)c.→審査ガイドのとおりれた放射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

中央制御室内における内部被ばくについては，空気中濃度，呼時対策所内での内部被ばく

吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して・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計算している。

れた放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，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。
・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／緊急時対策所内でマスク着用を考慮

中央制御室内では室内で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。
事象発生から 3 時間及び入退域時にマスクを着用することとし165

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイドする。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

た。

求める。
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 4.2(3)d.→審査ガイドのとおりれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく

59-10-添 20-17

・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

中央制御室内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する

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

外部被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算して数の積で計算する。

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，c 項の内部被ばく同様，室内に沈着せずに浮遊して中央制御室で室内に取り込まれた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。

いるものと仮定する。
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（クラウドシャイン）

4.2(3)e.→審査ガイドのとおり
外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャイン・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，に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算

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して計算している。

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 4.2(3)f.→審査ガイドのとおり被ばく（グランドシャイン）

入退域時の運転員のグランドシャインによる外部被ばくにつ・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

いては，地表沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく

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

線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。考算係数の積で計算する。

慮している。

166

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
g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.2(3)g.→審査ガイドのとおり・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

入退域時の運転員の内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸

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率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して計計算する。

算している。

・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。

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域時にマスクを着用することとした。

h. 被ばく線量の重ね合わせ

59-10-添 20-18

・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。

4.2(3)ｈ.→複数原子炉施設は設置されていないため考慮しない

167

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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)→審査ガイドのとおり

a．原子炉格納容器への放出割合
・原子炉格納容器への放出割合は 4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定する。
・希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び La

59-10-添 20-19

類を考慮する。
・なお格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ素類の形状を適切に4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。
希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及びLa 類を考慮している。
よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

考慮する。
（２）非常用電源
非常用電源の作動については 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。
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4.4(2)→審査ガイドのとおり
4.1(2)a で選定した事故シーケンスと同じ電源条件を設定している。なお，ソースターム条件設定に当たり，代替電源からの給電に要する時間を考慮している。

する余裕時間を見込むこと（３）沈着・除去等
a．非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)

4.4(3)a→審査ガイドのとおり

非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)の動作に

4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果をついては 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基もとに非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の作動を設定に設定する。

している。

b. 非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)フィル 4.4(3)b→審査ガイドのとおり

168

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
タ効率
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のフィルタ効率は期待しない。

基に設定する。
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。
c.原子炉格納容器スプレイ
原子炉格納容器スプレイの作動については 4.1(2)a で選定した事故

59-10-添 20-20

シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

4.4(3)c→審査ガイドのとおり
格納容器スプレイの作動については 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

d.原子炉格納容器内への自然沈着
原子炉格納容器内への自然沈着率については，実験などから得られた適切なモデルを基に設定する。
e.原子炉格納容器漏えい率

4.4(3)d→審査ガイドのとおり
格納容器内への自然沈着率については，CSE 実験による知見を反映したモデルとしている。

原子炉格納容器漏えい率は 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事 4.4(3)e→審査ガイドのとおり
故進展解析条件を基に設定する。

原子炉格納容器漏えい率については 4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

f.原子炉制御室の非常用換気空調設備
原子炉制御室の非常用換気空調設備の作動については，非常用電源

4.4(3)f→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備の起動時間については全交流動力の作動状態を基に設定する。

電源喪失祖想定した遅れを有効性評価で設定した 2 時間として評（４）大気拡散価した。

a．放出開始時刻及び放出継続時間
・放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は，4.1(2)a4.4(4)a.→審査ガイドのとおり
放射性物質の大気中への放出開始時刻は 4.1(2)a で選定した事

169

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で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。
放射性物質の大気中への放出継続時間は,保守的に 1 時間としている。

b．放出源高さ
放出源高さは，4.1(2)a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放出を仮定する。4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム

4.4(4)b.→審査ガイドのとおり
放出源高さは，地上放出を仮定する。放出エネルギーは考慮していない。

解析結果を基に，放出エネルギーを考慮してもよい。

59-10-添 20-21（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原子炉制御室内

4.4(5)a→審査ガイドのとおり

での外部被ばく・4.1(2)a で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，4.1(2)a で選定した事故シーケンスの解析結果を基に，想定事

想定事故時に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物

故時に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定し，スカイシ

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

ャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。

マ線及び直接ガンマ線の線源とする。
・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，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は，自由空間体積に均一に分布しているものとして計算している。

・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

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，施設のい構造及び地形条件から計算する。

位置・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮蔽構造（原子炉建屋外部遮蔽構造，中央制御室遮蔽構造）から計算している。
直接ガンマ線による外部被ばく線量をＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコ

170

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
ード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量をＡＮＩＳ
Ｎコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒコードで計算している。

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

59-10-添 20-22

ばくび直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量は，4.3(5)a と・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 と同様同様の計算している。

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 と同様に設
定する。

171

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-23
図 1→審査ガイドのとおり

172

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-24

図 3→審査ガイドのとおり

173

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-25
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

174

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-26
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

175

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-27
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

176

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-28
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

177

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-29
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

178

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-30
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

179

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-31
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

180

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-32
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

181

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

59-10-添 20-33
図 8→審査ガイドのとおり

182

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

約 68m

原子炉建屋
約 55m

59-10-添 20-34
注)南側から見た投影面積

図 9,図 10→審査ガイドのとおり

183

2.4

換気設備・加圧設備について重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，緊急時対策所非常用換気設備として「緊急時対策所非常用送風機」,「緊急時対策所非常用フィルタ装置」を緊急時対策所建屋内に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として「緊急時対策所加圧設備」により緊急時対策所等 ＊１ を加圧することにより，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。
なお，緊急時対策所は，隔離時でも酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により，居住性が維持されていることを確認する。
換気設備等の設備構成図及び緊急時対策所建屋内の換気設備による浄化、加圧設備による加圧エリアを第 2.4−1 図に示す。

＊1

緊急時対策所等：ボンベ加圧する「災害対策本部室」,「宿泊・休憩室」,「食料庫」,「エアロック室」,「災害対策本部空調機械室」を指す。
（以下同様とする）

61-9-2-11

184

第 2.4−1 図

換気設備等の設備構成図及び緊急時対策所建屋内の換気設備による浄化、加圧設備による加圧エリア
61-9-2-12

185

(1)

換気設備等の設置概要
緊急時対策所の換気設備等は，重大事故等発生により緊急時対策所の周辺環境が放射性物質により汚染したような状況下でも，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保できる設計とし，以下の設備で構成する。
また，換気設備等の概略系統図を第 2.4−2 図に示す。

ａ．緊急時対策所送風機台

数：1 台（予備 1）容量：26,650m３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 4 階

ｂ．緊急時対策所非常用送風機台

数：1 台（予備 1）

容量：5,000m ３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 3 階

ｃ．緊急時対策所排風機台

数：1 台（予備 1）

容量：5,000m ３ ／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 4 階

ｄ．緊急時対策所非常用フィルタ装置
基数

よう素除去効率：1 基（予備 1）：99％以上（相対湿度 70％以下において）（1 基当たり）

粒子除去効率：99.9％以上（1 基当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 3 階

ｅ．緊急時対策所加圧設備61-9-2-13

186

型

式

：緊急時対策所用空気ボンベ

本

数：320 本（予備 80 本）

保管場所：緊急時対策所建屋１階

ｆ．緊急時対策所用差圧計
個

数

：1個

測定範囲

：0.0〜20.0 Pa以上

設置場所

：緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）＊各設備の設置場所は，（61-9-1-2 第1.1-1図参照）

緊急時対策所送風機，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用
フィルタ装置の各風量は，緊急時対策所の二酸化炭素濃度抑制に必要な換気量及び他エリアの換気回数等から設定している。
また，緊急時対策所加圧設備用空気ボンベの本数は，プル−ム放出時間の10時間に，プル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え
時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とし，緊急時対策所等を14時間正圧維持等できる空気供給量から設定している。
緊急時対策所の非常用換気設備操作盤には差圧計を設置し，緊急時対策
所が正圧化されていることを確認，把握可能な設計とする。

61-9-2-14

187

第 2.4−2 図

換気設備等の概略系統図

61-9-2-15

188

(2)

換気設備の目的等
名称

目的等

・ 緊急時対策所非常用送風機
・ 緊急時対策所非常用フィルタ装置
・ 災害対策本部隔離弁（電動）・ 重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保
・ 緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所
非常用フィルタ装置については，100%×2 台を
緊急時対策所建屋内に設置
・ プルーム通過時に災害対策本部隔離弁（電動）を閉止し，緊急時対策所への希ガス等の流入を防止する

・ 緊急時対策所用差圧計

・ 緊急時対策所が正圧化（20Pa 以上）されていることを確認，把握・ 緊急時対策所等を，緊急時対策所用空気ボン
ベを用いて加圧することによって，プルーム
・ 緊急時対策所加圧設備
通過時の緊急時対策所への希ガス等の流入を防止
・ 酸素濃度計（可搬型）・ 緊急時対策所への空気取り込みを一時的に停（測定範囲：0.0〜40.0vol%）
止した場合でも，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が事故対策等の活動に支障が・ 二酸化炭素濃度計（可搬型）ない範囲（酸素濃度：19.0vol%以上，二酸化炭（測定範囲：0.0〜5.0vol%）素濃度：1.0vol%以下）であることを把握(3)

緊急時対策所非常用フィルタ装置
希ガス以外の放射性物質への対応として非常用フィルタ装置を設置する。

以下にフィルタ装置について示す。

ａ．非常用フィルタ装置の概要
非常用フィルタ装置には，大気中の塵埃を捕集する「プレフィルタ」，
気体状の放射性よう素を除去低減する「よう素用チャコールフィルタ」及
び放射性微粒子を除去低減する「高性能粒子フィルタ」で構成し，100％容量×2 基を設置する設計としている。
非常用フィルタ装置の概要図を第 2.4−3 図に示す。

61-9-2-16

189

第 2.4−3 図

非常用フィルタ装置の概要図

ｂ．フィルタの除去率
よう素用チャコールフィルタ及び高性能粒子フィルタの単体及び総合除去効率を以下に示す。
名
種称

非常用フィルタ装置類―効

単体除去効率％率

総合除去効率 ※％よう素用チャコールフィルタ

高性能粒子フィルタ

99.7 以上

99.97 以上

(相対湿度 70%以下において)(0.15μm 粒子)

99.7 以上

99.99 以上

(相対湿度 70%以下において)(0.5μm 粒子)※総合除去効率とは，フィルタを非常用フィルタ装置に装着した使用状態での効率であり，よう素用チャコールフィルタを直列に設置し，また，高性能粒子フィルタを，よう素用チャコールフィルタの上流と下流に設置することにより，単体除去効率より向上を図る。

ｃ．フィルタの除去性能
フィルタの除去性能（効率）については，以下の性能検査を定期的に実施し，確認する。

61-9-2-17

190

(a)微粒子除去効率検査(b)放射性よう素除去効率検査(c)総合除去効率検査

ｄ．フィルタの使用期間
高性能フィルタの前にプレフィルタを設置することにより，粉塵などの影響によるよう素用チャコールフィルタの差圧が過度に上昇することを抑えることができるため，フィルタ装置は長期間の使用が可能である。
また，フィルタ装置は 100％容量×2 基を設置し，緊急時対策所内の制御盤により操作が可能な設計としている。

(4)

換気設備等の運用
原子炉格納容器破損によるプルームへの対応は，災害対策本部隔離弁（電動）（以下「隔離弁」という。）を閉とし，緊急時対策所外との空気の流れを遮断し，緊急時対策所等を緊急時対策所加圧設備（以下「加圧設備」という。）により加圧することによって，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。プルーム通過時の対応の概要図を第 2.4−4 図に示す。

61-9-2-18

191

第 2.4−4 図

プルーム通過時の換気設備概要図

可搬型モニタリング・ポストでプルームの放出を確認した場合には，隔離弁を閉止する。
更に，緊急時対策所エリアモニタの指示上昇を確認した場合には，加圧設備（空気ボンベ加圧）により緊急時対策所等を加圧し，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。
原子炉格納容器の圧力が低下安定し，緊急時対策所エリアモニタの指示値がプルーム通過後安定した段階で，隔離弁を開とする。換気設備の運用
イメージをを第 2.4−5 図に示す。
なお，「緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価」では，「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」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき，事故発
生後 24 時間後から 10 時間放出が継続する評価条件としている。
61-9-2-19

192

61-9-2-20
第 2.4−5 図

換気設備等の運用イメージ

193

(5)

換気設備等の運転状態① 通常運転第 2.4−6 図

換気設備等の概要系統図（通常運転）

61-9-2-21

194

② 非常時運転（緊対建屋加圧モード）

第 2.4−7 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

61-9-2-22

195

③ プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード）

第2.4−8図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時加圧運転）
61-9-2-23

196

④ プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）

第2.4−9図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過後加圧運転）
61-9-2-24

197

(6)

加圧設備の概要
プルーム通過時の10時間及びプル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間は，加圧設備を運転し緊急時対策所等 ＊ を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ本数は，プルーム通過時，緊急時対策所に収容する対策要員
最大 100 名が滞在するために必要な本数以上を設置する。
ａ．系統構成緊急時対策所建屋内に設置した空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量制御ユニットで一定流量を緊急時対策所等へ供給する。緊急時対策
所は排気側の排気調節弁によって正圧を維持するよう自動調整される。
加圧設備の概略系統図を第 2.4−10 図に示す。
なお，排気調節弁は手動操作も可能であり，緊急時対策所の圧力を手動で調整する場合は，排気調節弁を手動で操作し，緊急時対策所に設置する操作盤の差圧計を監視しながら，手動弁により正圧維持するよう調整する。

緊急時対策所等（災害対策本部室，宿泊・休憩室，食料庫，エアロック室，災害対策本部室
空調機械室）

その他居室

第 2.4−10 図

加圧設備の概略系統図

61-9-2-25

198

ｂ．加圧設備運転時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視
非常用換気設備の運転モードから，緊急時対策所を隔離して加圧設備により正圧運転に変更した際，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素
濃度を濃度計により監視し，正常範囲内にあることを確認する。

(7)

緊急時対策所の正圧維持
緊急時対策所へのインリークは，隣接区画との温度差によって生じる圧力差を考慮すれば良いため，インリークを防止するために，緊急時対策所
を周囲の隣接区画より高い圧力に加圧する。
緊急時対策所等の加圧は，以下に示すとおり約 12.4Pa が必要であるため，緊急時対策所等の加圧目標は余裕を考慮して隣接区画より＋20Pa 以上とする。

ａ．温度差を考慮した加圧値
緊急時対策所と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第 2.4−11 図に示すように空気の密度差に起因し，高温区画の上部から低温区画へ空気が流入し，低温区画の下部から高温区画
へ空気が流れ込む。
これら各々の方向に生じる圧力差の合計 P は次の式で表される。

P

p1

p2

H

p :空気密度， H :緊急時対策所の階層高さ

61-9-2-26

199

第 2.4−11 図

温度差のある区画の圧力分布

したがって，緊急時対策所等を P だけ加圧することによって，隣接区
画との温度差が生じても第 2.4−12 図に示すように緊急時対策所等へのインリークを防ぐことができる。
隣接区画（高温）

第 2.4−12 図

災害対策本部

隣接区画（低温）

温度差のある区画の圧力分布

61-9-2-27200

重大事故等発生時の緊急時対策所及び隣接区画の温度を外気の気象観
測データ（水戸地方気象台の過去の観測記録）から 38.4℃，−12.7℃とする。緊急時対策所の天井高さは約 5.7m であるため，以下のとおり約12.4Pa 以上の圧力差があれば温度の影響を受けたとしても，正圧を維持できる。

P- 12.7 ℃の乾き空気の密度 - 38.4℃の乾き空気の密度
1.3555 - 1.1332

高低差

5. 7

1.26711 kg / m 2
12.426 Pa

ｂ．緊急時対策所への空気供給量
(a)

非常時運転

第 2.4−13 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

61-9-2-28

201

(b)

プルーム通過時・通過後加圧運転

第 2.4−14 図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時・通過後加圧運転）
61-9-2-29

202

(8)

加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第 2.4−1 表に示す。加
圧設備運転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m ３ ／h に設定する。

第 2.4−1 表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制160以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
緊急時対策所等はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，緊急時対策所等のリークポテンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。

(a)

ドア開口リーク量気 密 が 要 求 さ れ る 建 屋 ／ 部 屋 に 使 用 さ れ る ド ア の 気 密 性 は JIS

A4702にて定義されている。最も気密性の高い等級A-4のドアにおいては，圧力差30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約6m ３ ／h・m ２ であるため（以下図１参照），ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。

61-9-2-30

203Qドア＝S×6
Qドア：ドアからのリーク量[m３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m ２ （緊急時対策所）
JIS A4702 気密性

６(b)

壁貫通部のリーク量
壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率0.5回／dayを用いると，以下の式により算出できる。
Q貫通部＝V×0.5÷24
V：室容積2,994ｍ ３

したがって，緊急時対策所のリーク量は以下の式により120m３ ／hとなる。
Q＝Qドア[m３ ／h]＋Q貫通部[m ３ ／h]＝S[m２ ]×6[m３ ／h・m ２ ]＋V[m３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120m ３ ／h
Q:供給空気供給量[m３ ／h]61-9-2-31

204

ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Q

Ga P
K K0

100

0.0218 100
100
19 .00 20 .95
112 m 3 / h
Ga ：酸素発生量 -0.0218m ３ ／h／人

P :人員 100人
K 0 :供給空気中酸素濃度 20.95vol％
K :許容最低酸素濃度 19.0vol％ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は1.0vol％以下 (10000ppm「鉱山保安法施行規則」を準拠)，空気中の二酸化炭素量は0.03vol％，滞在人数100名の二酸化炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりで
ある。

Q

Ga
K

P
K0

0 . 022100
1 . 0 0 . 03

100
100

227 m 3 / h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。14時間後の時点で61-9-2-32

205

二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は160m ３ ／hとなる。
（14時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）
K

K

K

e

K

G

P
Q

K

K

K

G

P

Q

e

K

G

P

Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度 0.5％
K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度 0.03％
Ga：ＣＯ ２ 発生量 0.022m３ ／(h・人)P ：滞在在人員 100人
Q ：空気供給量 [m３ ／h]
V ：室容積 2,994m３

61-9-2-33

206

【参考】加圧設備運転時の酸素濃度維持及び二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件

1.

酸素濃度維持に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容酸素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）○成人の呼吸量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）
作 業

呼吸数（回／min）

呼吸数（cm ３ ／回）

呼吸数
（L／min）

仰が（臥）

14

280

5

静座

16

500

8

歩行

24

970

24

歩行
（150m／min）

40

1,600

64

歩行
（300m／min）

45

2,290

100

61-9-2-34

207

○成人呼吸気の酸素量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）

酸素量

2.

吸気(％)

呼気(％)

乾燥空気換算
(％)

20.95

15.39

16.40

二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容二酸化炭素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）

61-9-2-35

208

○各種作業に対するエネルギー代謝率(｢空気調和・衛生工学便覧｣の記載より)
RMR 区分

作業

RMR

作業

RMR

キーパンチ

0.6

−

−

計器監視（立）0.6

運転（乗用車）0.6〜1.0

れんが積み

1.2

バルブ操作

1.0〜2.0

工事監督

1.8
徒歩

1.5〜2.2

0〜1

1〜2

馬車

2.2

測量

2.6

塗装（はけ，ローラ）

2.0〜2.5

3〜4

やすりかけ

3.5

自転車

3.0〜3.5

4〜5

ボルト締め

4.5

電柱立て

4.0〜5.0

かけ足

5.0

土掘り

5.0〜6.0

はしごのぼり

10.0

−

−

2〜3

5 以上

○労働強度別二酸化炭素吐出し量（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）
RMR

作業程度

二酸化炭素吐出し量（m３ ／h・人）

計算採用二酸化炭素
吐出し量（m３ ／h・人）

0

安静時

0.0132

0.013

0〜1

極軽作業

0.0132〜0.0242

0.022

1〜2

軽作業

0.0242〜0.0352

0.030

2〜4

中等作業

0.0352〜0.0572

0.046

4〜7

重作業

0.0572〜0.0902

0.074○「二酸化炭素消火設備の安全対策について（通知）」（平成 8 年 9 月 20 日
付け消防予第 193 号，消防危第 117 号）

61-9-2-36

209

・表１

二酸化炭素の濃度と人体への影響＜２％：はっきりした影響は認められない

２〜３％： 5〜10 分呼吸深度の増加，呼吸数の増加
３〜４％：10〜30 分頭痛，めまい，悪心，知覚低下
４〜６％： 5〜10 分上記症状，過呼吸による不快感
６〜８％：10〜60 分意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの不随意運動を伴うこともある○二酸化炭素の生理作用が現れる濃度（許容二酸化炭素濃度の目安）(｢空気調和・衛生工学便覧｣の記載より）（単位：ppm）

分類

単純窒息性

ガ ス

二酸化炭素

作 用

吸気中酸素分圧を低下させ，酸素欠乏症を誘引，呼吸困難，弱い刺激，窒息

1日8時間，1週間40時間の労働環境における許容濃度

5,000

のどの刺激

40,000

目の刺激

40,000

数時間ばく露で安全11,000〜17,000

1 時間ばく露で安全

30,000〜40,000

61-9-2-37

210

(9)

緊急時対策所の加圧運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
緊急時対策所の加圧運転中において，緊急時対策所への空気供給量（160m３／h）と酸素濃度及び二酸化炭素濃度との関係は第 2.4−15 図に示すとおり，14 時間後の時点で酸素濃度及び二酸化炭素濃度ともに許容濃度を満足することができる。

第 2.4−15 図

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の変化【備考】
換気設備運転時の労働強度…酸素消費量「歩行」，二酸化炭素吐し出量「中等作業」
加圧設備運転時の労働強度…酸素消費量「静座」，二酸化炭素吐し出量「極軽作業」

61-9-2-38

211

(10)

空気ボンベの必要本数及び圧力監視(a) 空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m ３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量
は，160m ３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，下記計算のとおりであり，320本を確保する。

・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa(at 35℃)

・設置環境条件におけるボンベ初期圧力：18.01MPa(at 10℃)
・ボンベ内容積：46.7L・圧力調整弁最低制御圧力：3MPa

・ボンベ供給可能空気量：7.15m３ ／本(at 10℃)

計算式：

160×14＝ 313

7.15
空気ボンベの圧力監視
日常点検にて，空気ボンベの圧力を監視する。圧力が低下した場合には，ボンベの交換を行う。
なお，圧力低下によるボンベの交換基準は，ボンベ運用本数から緊急時対策所を 12 時間加圧可能な残圧を算出し，適切な交換基準を定めるものとする。

61-9-2-39

212

(11)

換気設備等の操作に係る判断等
換気設備等の操作は，原子炉の状況，放射線の状況等を確認し，災害対策本部長の判断及び指示に従い実施する。
プルーム放出後は，緊急時対策所の換気設備の切替え，緊急時対策所用
加圧設備空気ボンベによる加圧等を行い，緊急時対策所への希ガスの侵入を防止し，要員の被ばくを低減する。
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベによる加圧及び非常用換気設備への運転変更に当たっては，主に緊急時対策所近傍に設置する「可搬型モニタ
リング・ポスト」，緊急時対策所に設置する「緊急時対策所エリアモニタ」
等のパラメータを用い判断する。
以下に，操作の判断に係る体制，判断に用いるパラメータ，操作の判断
基準及び状況フローと監視パラメータ等を示す。

①

換気設備等の操作判断に係る体制
運転班の業務・原子炉の状況に係るパラメータの確認及び監視（原子炉圧力容器温度計等）

放管班の業務・発電所内外の放射線情報（モニタリング・ポスト等）

指示

原子炉主任技術者
助言

報告

災害対策本部長（所長）
換気設備等の運用・操作に係る判断及び操作指示指示

報告

庶務班他の業務【換気設備等に係る操作の実施】●換気設備の切換え操作●緊急時対策所用加圧設備空気ボンベの起動準備

61-9-2-40

213

② 判断に用いる各パラメータ

可搬型モニタリング・ポスト

緊急時対策所建屋付近に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

モニタリング・ポスト，可搬型
モニタリング・ポスト

緊急時対策所建屋付近に設置しないが，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

原子炉圧力容器温度計等

炉心損傷に伴う格納容器圧力の上昇等を確認し，原子炉の状況を把握することができる。

気象観測設備（風向等）

プルームの進行方向を推定することができる。

61-9-2-41

214

③

１

換気設備等に係る操作等の判断基準

操作等

状況

監視パラメータ等「通常運転モード」
から「緊対建屋加圧モード」へ運転切替
え・災害対策本部立
ち上げ時−・中央制御室から炉心損傷判断の連絡

２

３

４

５

※１

パラメータの監視強化及び緊急時対策所
用加圧設備空気ボン
ベによる加圧に係る準備「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え（緊急時対策所等は緊急時対策
所用加圧設備空気ボンベによる加圧，緊急時対策所等以外の建屋内については外気少量取り込み）

・炉心が損傷し，
放射性物質が大気に放出される可能性がある場
合・格納容器雰囲気放
射線モニタ

・原子炉圧力容器温度計

・中央制御室からベント実施の連絡・プルーム放出・
接近「災害対策本部加圧・プルーム放出がモード」から「緊対建収束屋浄化モード」へ運・モニタリング・
転切替え（緊急時対ポスト等の線量策所等以外の建屋内
率が屋外作業可について外気取り込
能なレベルまでみ量を増加させた運低下
転）「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加圧モード」へ運転切換え（緊急時対策所 ・ 緊急 時対 策所 建
用加圧設備空気ボン
屋内の放射性物
ベによる加圧運転を質を排出停止），緊急時対策所を出て，屋外活動を再開する準備判断基準

・原災法第 10 条事故発生・通常水位+6.4m※１

・格納容器酸素濃度

・4.3％ ※２・可搬型モニタリン
グ・ポスト
・緊急時対策所エリ
アモニタ

・指示値急上昇（20mSv／h 以上）
・指示値急上昇（0.5mSv／h 以上）

・緊急時対策所エリ
アモニタ
・フィルタ装置出口
放射線モニタ−・指示値低下後安定，指示値
安定・指示値低下考−・監視パラメータとは別に中央制御室から炉心損傷判
断の連絡があった場合
・格納容器雰囲気放射線モ
ニタの線量率が設計基準事
故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合・監視パラメータとは別に中央制御室からベント実施の連絡があった場合

・サプレッション・
プール水位

・可搬型モニタリン
グ・ポスト

備

−

−

・監視パラメータのいずれかが判断基準に到達した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。
・監視パラメータ
全てが判断基準となる傾向を示した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。

・「緊対建屋浄化モード」に切換えした 1 時間後−

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m にて実施）前に加圧設備への切り替え操作を行う（1.18.2(1)d. 緊急時対策所加圧設備への切替
手順）※２

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器ベント実施基準(1.9.2.1(2)a.格
納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止)

61-9-2-42215

④

可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタの判断基準値の考え方
判断基準値

可搬型モニタリング・ポスト

考え方

指示値急上昇（0.5mSv／h）

・可搬型モニタリング・ポストによる検知や判断が遅れた場合等，空気ボンベ加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・対策要員の被ばく線量が 7 日間で 100mSv を満足する基準（100mSv／(7d×24h)）として設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の線量率は最大でも約 10mSv／h であり，ベント
実施前の原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線及び地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，緊急時対策所外壁等の遮蔽で，緊急時対策所は十分低い線量となっているため，プルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できる。

61-9-2-43

指示値急上昇（20mSv／h）

・「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え及び空気ボンベ
加圧による加圧を開始（2.4（5）参照）するための指標として設定する。
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」において想定するプルーム通過時の敷地内の線量率は，数 Sv／h 程
度となることから，それよりも十分に低い値として 20mSv／h を設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の最大線量率約 10mSv／h よりも高い値とすることで，ベント実施時等のプルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できることから，誤判断を防止する。（参考参照）
なお，大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による緊急時対策所建屋付近の線量率が 20mSv／h 程度となった場合でも，緊急時対策所はコンクリート 100cm 以上の遮蔽壁で防護されており，その遮蔽効果により大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による線量率は 1／1000 以下となるため，緊急時対策所内の要員の被ばくに大きな影響は与えない。

緊急時対策所エリアモニタ

216

⑤

状況フローと監視パラメータ及びその判断基準
以下のパラメータを監視し，緊急時対策所外の状況及び緊急時対策所における各種操作を判断する。
監視パラメータ

可搬型気象
観測設備

ＳＰＤＳ
原子炉の状況
（原子炉圧力容器温度計等）

モニタリングポスト

気象情報（風向・風速等）

炉心状況確認

状況把握

BG 把握

状況把握

発電所構内放射線量率上昇

状況把握

指示値上昇

状況把握

状況フロー

その他要員
一時退避

―

可搬型モニタリング・ポスト
加圧判断用

その他
BG 把握

指示値上昇

緊急時対策所
エリアモニタ

BG 把握
指示値上昇

避難ルートの検討・判断

指示値上昇

―

61-9-2-44

原子炉圧力容器温度
上昇

指示値上昇

監視強化

状況把握

指示値上昇

状況把握

指示値急上昇（20mSv／h）

指示値上昇

指示値急上昇（0.5mSv／h）

換気設備の切換え操作
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベ
による加圧

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出が収束

放射線指示値低下

指示値低下

状況確認

指示値低下

指示値低下

指示値低下

空気ボンベ加圧停止
ファン起動

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出
ベント
実施

指示値上昇

指示値上昇

ベント未実施可搬型モニタリング・ポスト
等にて検知

217

【参考】ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率について

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率の評価に当たっては，想定事象として線量評価上厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損 ）」で 想 定 さ れ る 事
故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。放出量評価条件は，中央制御室の居住性評価と同様とする。また，大気拡散係数の評価点は緊急時対策所付近と し ，相 対 濃 度 及 び 相 対 線 量 を 第 2.4− 2 表 に 示 す 。ベ ン ト 実 施 前 の 緊
急 時 対 策 所 付 近 の 線 量 率 評 価 結 果 は ，第 2.4− 3 表 に 示 す と お り で あ り ，
約 8.1mSv／ h と な り ，ベ ン ト 実 施 前 の 最 大 値 と し て は 10mSv／ h 程 度 になると考えられる。

第 2.4− 2 表

緊急時対策所付近の相対濃度及び相対線量

相 対 濃 度 （ s／ m ３ ）相 対 線 量 （ Gy／ Bq）

約 1.2×10 − ４

約 8.4×10 − 1 9

第 2.4− 3 表

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率

経 路
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線合 計

線 量 率 （ mSv／ h）
約 6.1×10 − ２
約 4.8×10 ０
約 3.2×10 ０
約 8.1×10 ０

61-9-2-45

218

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-ⅰ

219

目 次

1.

新規制基準への適合状況

61-10-1

2.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-3

・添付資料 1

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価条件

61-10-12・添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性

61-10-37

・添付資料 3

線量評価に用いる大気拡散評価

61-10-52

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-54

・添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-60

・添付資料 6

グランドシャインガンマ線の評価方法

61-10-68

・添付資料 7

事故発生時の換気系運転モードについて

61-10-73

・添付資料 8放射性物質の放出継続時間について

61-10-77

・添付資料 9

審査ガイド ※１ への適合状況について

61-10-78※１

実用発電用原子炉に係る重大事故等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-ⅱ

2201.

新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，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付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

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊急重大事故等が発生した場合

時対策所は,重大事故等が発生した場合におにおいても,緊急時対策所にいても当該重大事故等に対処するための適より,当該重大事故等に対処切な措置が講じられるよう,次に掲げるもの

するための適切な措置を講じでなければならない。

ることができる。

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,
1

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。
緊急時対策所は,重大事故等に対処するため

2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

221

実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，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付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

適合状況

【解釈】
1

1,2

緊急時対策所の居住性について

第1項及び第2項の要件を満たす緊は,実用発電用原子炉に係る重大事

急時対策 所とは,以 下 に掲げる措置

故時の制御室及び緊急時対策所の又はこれらと同等以上の効果を有す

居住性に係る被ばく評価に関するる措置を行うための設備を備えたも審査ガイドに基づき評価した。結のをいう。

果,対策要員の実効線量が7日間でｅ）緊急時対策所の居住性については,

100mSvを超えないことを確認して次の要件を満たすものであること。

いる（約35mSv／7日間）。なお,想① 想定す る放射 性物 質の放出量等は定する放射性物質の放出量等は東

東京電力株式会社福島第一原子力発

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。

電所事故と同等と想定し,マスクの② プルー ム通過 時等 に特別な防護措着用なし,交替要員体制なし及び安置を講じ る場合 を除 き,対策要員は

定よう素剤の服用なしとして評価

緊急時対策所内でのマスクの着用なした。

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。

61-10-2

222

2.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の緊急時対策所の居住性評価に当たっては，「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。審査ガイドへの適合状況について添付資料 8 に示す。
緊急時対策所の対策要員の被ばく評価の結果，実効線量で約 35mSv／7 日間であり，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については，「 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，東海第二発電所が発災するものとし，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第 1-1 表に示す。また，放出量評価条件については，添付資料 1

第 1-1-1 表に示す。

61-10-3

223

第 1-1 表

大気中への放出量（gross 値）

核種グループ

放出放射能量（Bq）

希ガス類

約 8.4×10１８

よう素類

約 2.9×10１７

Ｃｓ類

約 2.4×10 １６

Ｔｅ類

約 7.1×10 １６

Ｂａ類

約 2.6×10 １５

Ｒｕ類

約 1.3×10 １０

Ｃｅ類

約 8.7×10 １３

Ｌａ類

約 1.2×10 １３

61-10-4224

(3)大気拡散の評価
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％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月〜
2006 年 3 月の 1 年間における気象データを使用した。気象データの代表性については，添付資料 2 に示す。
相対濃度及び相対線量の評価結果は，第 1-2 表に示すとおりである。また，大気拡散評価条件については，添付資料 1 第 1-1-2 表及び添付資料 3に示す。

第 1-2 表相対濃度及び相対線量
相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m ３ ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.1×10 −４

6.1×10 −１９

評価対象

緊急時対策所(4)

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線評価
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャイン線による対策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置及び形状等から評価した。直接ガンマ線は点減衰核積分コードＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒ，スカイ
シャインガンマ線は一次元輸送計算コードＡＮＩＳＮ及び 1 回散乱計算コードＧ３３−ＧＰ２Ｒを用いて評価した。

(5)

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，放射性物質の放出が事故発生後 24 時間から
34 時間まで継続し，事故初期の放射性物質の影響が支配的となることから
61-10-5225

7 日間緊急時対策所に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮している被ばく経路は，第 1-1 図に示す①〜④のとおりである。被ばく経路のイメージ図を第 1-2 図に示す。また，緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件を第 1-4 表に示す。

ａ．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）による緊急時対策所での外部被ばく（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緊急時対策所での対策要員の外部被ばくは，前述(4)の方法で実効線量を評価した。評価条件については，添
付資料 1 第 1-1-6 表及び第 1-1-7 表に示す。

ｂ．大気中へ放出された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）による緊急時対策所での外部被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からの，ガンマ線による緊急時対策所での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と緊急時対策所の建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-3 表に示す。

ｃ．外気から取り込まれた放射性物質による緊急時対策所での被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は，外気から緊急時対策所に取り込まれる。緊急時対策所及び浄化エリアに取り込まれた
放射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく
61-10-6226

の和として実効線量を評価した。
緊急時対策所及び浄化エリアの放射性物質濃度の計算に当たっては，
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベにより緊急時対策所を正圧にすることで，プルーム通過中及びプルーム通過後の 1 時間は，緊急時対策所への放射性物質の侵入を防止する効果を考慮した。また，浄化エリアは，換気設備により正圧にすることで，フィルタを通らない外気の侵入を防止する効果を考慮した。なお，マスクの着用なしとして評価した。評価
条件については，添付資料 1 第 1-1-4 表，第 1-1-8 表及び第 1-1-9 表に示す。
また，事象発生時の換気系の運転モードについて添付資料 7 に示す。

ｄ．大気中に放出され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）による緊急時対策所での外部被ばく（経路④）
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による緊急時対策所での外部被ばくは，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対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-5 表，添付資料 4 及び添付資料 6 に示す。

61-10-7227

(6)被ばく評価結果
緊急時対策所の対策要員の被ばく評価結果は，第 1-3 表に示すとおり，

実効線量で約 35mSv／7 日間であり，実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

第 1-3 表緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価結果
実効線量

被ばく経路
（mSv）
① 原子炉建屋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

約 1.1×10−３線）による緊急時対策所での被ばく② 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）による緊急時対策所

約 4.9×10−２での外部被ばく③外気から取り込まれた放射性物質による緊約 3.5×10１
急時対策所での被ばく（内訳）内部被ばく（約 1.1×10１ ）外部被ばく（約 2.3×10１ ）④ 大気中に放出され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）

約 1.8×10−１

による緊急時対策所での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

約 35

61-10-8

228

線源
被ばく経路

直接ガンマ線，
スカイシャインガンマ線

換気設備を通じて緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質による
被ばく
ガンマ線

被ばく部位

61-10-9①③

地表面放射性物質

大気中放射性物質

原子炉建屋内放射性物質

②

吸入摂取

放射性雲中の
放射性物質のガンマ線

地表面の放射性物質のガンマ線

クラウドシャイン

グランドシャイン

③④

ガンマ線による
外部被ばく

吸入摂取による
内部被ばく

室内作業時

第 1-1 図

被ばく経路

229

① 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（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）
緊急時対
策所での
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外部被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③ 外気から緊急時対策所内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（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 大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）61-10-10

原子炉建屋

スカイシャインガンマ線

クラウドシャイン

①

原子炉格納容器②
緊急時対策所

直接ガンマ線

非常用換気設備
ファン フィルタ

①
災害対策本部

空気ボンベ

④

③

外気から取り込まれた
放射性物質のガンマ線及び吸入摂取

グランドシャイン

第 1-2 図緊急時対策所の対策要員の被ばく経路イメージ図

230

第 1-4 表

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件

項目

緊急時対策所

発災プラント

東海第二発電所

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

2005年4月から2006年3月

建屋巻き込み方位

ＷＳＷ，Ｗ方位（巻き込み考慮）

累積出現頻度小さい方から97％相当

放出量評価

大気拡散
条件

時間[h]

0〜24

24〜34

5,000

900

34〜35

35〜168換気設備による外5,000

気取り込み[m３ /h]
防護措置

緊急時対策所用加−加圧（11時間）−

圧設備空気ボンベ

結果

マスク

着用なし

要員交代，よう素剤考慮しない

合計線量（7日間）

約35mSv

61-10-11231

添付資料 1
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価条件

第 1-1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件（1／2）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
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。

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

炉心熱出力

3,293MWt

定格熱出力−

1 サイクル当たり
10,000 時間（416 日）
1 サイクル：0.229
2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

1 サイクル 13 ヶ月（約395 日）を考慮して設定−

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定−「単位熱出力当たりの炉心内蔵量（24 時間減衰値））（Bq／MW）」×「3293MW（ 定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件として，
東海第二と同じ装荷燃料（９×９燃料（Ａ型）），
運転時間（10,000 時間）で算出したＡＢＷＲのサイクル末期の値を使
用）

−

運転時間

取替炉心の
燃料装荷割合炉心内蔵量

希ガス類：約 8.7×10 １８ Bq
よう素類：約 1.0×10 １９ Bq
Ｃｓ類 ：約 1.1×10 １８ Bq
Ｔｅ類 ：約 4.8×10 １８ Bq
Ｂａ類 ：約 9.9×10 １８ Bq
Ｒｕ類 ：約 1.8×10 １９ Bq
Ｃｅ類 ：約 5.7×10 １９ Bq
Ｌａ類 ：約 3.2×10 １９ Bq（核種毎の炉心内臓量を核種
グループ毎に集約して記載）

61-10-12

232

第 1-1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件（2／2）

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みを想定する。

希ガス類：97％

希ガス類：97％

よう素類：2.78％
放射性物質の
大気中への放出割合

Ｃｓ類：2.13％
Ｔｅ類：1.47％
Ｂａ類：0.0264％
Ｒｕ類：7.53×10−８ ％よう素類：2.78％
審査ガイド（ Ｃ ｓ Ｉ ： 95 ％ ， 無 機 よ う 素 ：に示された4.85％，有機よう素：0.15％）

とおり設定（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 を 参 考 に 設定）

Ｃｅ類：1.51×10−４ ％Ｃｓ類：2.13％

Ｌａ類：3.87×10−５ ％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％
4.4(4)a. 放 射性 物質 の 大気 へ の放出開始時刻24 時間後同上

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 へ

放出継続時間

10 時間

同上の放出継続時間は，保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。

事故の
評価期間

3. 判断基準は，対策要員の実効線
7日

同上

量が７日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-13

233

第 1-1-2 表
項目

大気拡散条件（1／3）

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じて，空間濃度分

大気拡散評価ガウスプルーム

モデル

モデル

審査ガイドに示され布が水平方向及び鉛

たとおり設定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
東海第二発電所にお気象データ

ける１年間の気象データ（2005 年 4 月〜
2006 年 3 月）

4.2(2)a. 風向，風速，

め地上風（地上約 10m） 大 気 安 定 度 及 び 降 雨の気象データを使用の観測項目を，現地に審査ガイドに示されおいて少なくとも１

たとおり発電所にお年間観測して得られいて観測された 1 年間た気象資料を大気拡の気象データを使用

散計算に用いる。

（添付資料 2 参照）
4.2(2)c. 相 対 濃 度
は，短時間放出又は長

実効放出継続時間

10 時間

審査ガイドに示され時間放出に応じて，毎た放出継続時間に基時刻の気象項目と実づき設定

効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。
4.4(4)b. 放 出 源 高 さ

審査ガイドに示され放出源及び放出源：原子炉建屋

たとおり設定放出源高さ

放出源高さ：地上 0m

ただし，放出エネルギ
による影響は未考慮

は，地上放出を仮定する。放出エネルギー
は，保守的な結果となるように考慮しないと仮定する。

61-10-14234

第 1-1-2 表
項目

大気拡散条件（2／3）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)c. 評 価 点 の 相 対 濃度又は相対線量は，毎時刻累積出現頻度小さい方から累積

審査ガイドに示さして 97％

れたとおり設定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影響を受
建屋巻き込み考慮する

けるため，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。
4.2(2)b. 巻き込みを生じる建屋として，原子炉建屋，放出源であり，巻き巻き込みを生じる
代表建屋

原子炉建屋

込みの影響が最も大きい建屋として選定

タービン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。
4.2(2)b. 評 価 期 間 中 も 給気口から外気を取入れるこ

放射性物質濃度の評価点

原子炉建屋から緊
急時対策所への最近接点

審査ガイドに示されたとおり設定とを前提とする場合は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／
緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

61-10-15

235

第 1-1-2 表
項目

評価条件

大気拡散条件（3／3）
選定理由

審査ガイドでの記載
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，

着目方位

2 方位
（ＷＳＷ，Ｗ）

審査ガイドに示さ

放射性物質濃度を計算する

れた評価方法に基当該着目方位としては，放づき設定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。

建屋投影面積3,000m２

審査ガイドに示さ

4.2(2)b. 風 向 に 垂 直 な 代

れたとおり設定

表建屋の投影面積を求め，風向に垂直な投影

放射性物質の濃度を求める

面積のうち最も小ために大気拡散式の入力と

さいもの

する。

61-10-16

236

第 1-1-3 表
項目

クラウドシャインによる被ばくの評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，屋外の放射性物質を考慮し，緊急時対策所外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。
4.2(2)b. 屋上面を代表とする場合、例えば
評価点

第 1-1-1 図のとおり

緊急時対策所中心点

原子炉制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とすることは妥当である。
4.2(3)a. 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

遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-1 図のとおり

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。

61-10-17237

第 1-1-4 表

緊急時対策所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条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質を考慮し，緊急時対策所の内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策
要員の外部被ばくを評価する。

評価点

第 1-1-2 図のとおり

緊急時対策所中心点−

4.2(3)a. 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
遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-2 図のとおり

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。

61-10-18

238

項目

第 1-1-5 表

グランドシャインの評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，緊急時対策所の屋上面及び屋外の地表面に沈着した放射性物質を考慮し，緊急時対策所外壁及び内壁に設置した遮蔽壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。（添付資料 6 参照）
沈着した線源の影響が最
評価点

第 1-1-3 図のとおりも大きくなる点を選定（緊急時対策所の天井レ−

ベルにて評価）4.2(3)a. 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
遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-3 図のとおり

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。

計算コード

ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒ

許認可解析にて実績のあるコード−

61-10-19239

第 1-1-6 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

緊急時対策所外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，原子炉建屋内の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対策要員の被ばくを評価する。

線源強度

原子炉建
屋原子炉
棟内線源
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 日間の積算

審査ガイドに示されたとおり
設定

7日

価期間

第 1-1-5 図，第 1-1-6
図のとおり

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、事故後 7 日間の積
算線源強度を計算する。

線源強度を計算

事故の評

評価点

4.4(5)a. 原子炉建屋内の放出された放射性物

同上

同上

中心点より線源となる建屋に近い壁側を選定（緊急時対策所−の天井レベルにて評価）
4.4(5)a. 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイ

第 1-1-4 図，第 1-1-5
遮蔽厚さ

図，第 1-1-6 図のとおり

シャインガンマ線及び直原子炉建屋，緊急時対策所の躯

接ガンマ線による外部被体厚さを参照ばく線量は，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。

直接ガンマ線の線量評価に用いるＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ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及びＧ３３−ＧＰ２
直接ガンマ線の線量

Ｒはそれぞれ一次元，三次元形

評価：

状を扱う遮蔽解析コードであ直接ガンマ

ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ り，ガンマ線の線量を計算する

線・スカイシことができる。計算に必要な主ャインガンマスカイシャインガンな条件は，線源形状，遮蔽体条線評価コードマ線の線量評価：件であり，これらの条件が与え

ＡＮＩＳＮ

られれば線量評価は可能であＧ３３−ＧＰ２Ｒる。従って，設計基準事故を超−える事故における線量評価に適用可能である。ＱＡＤ-ＣＧ
ＧＰ２Ｒ, ＡＮＩＳＮ及びＧ
３３−ＧＰ２Ｒはそれぞれ許認可での使用実績がある。

61-10-20

240

第 1-1-7 表

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 ※１
エネルギ（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※1

積算線源強度

上限（代表エネルギ）−２

1.00×102.00×10−２
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（Photons）
1.92×10２２
2.13×10２２
9.88×10２２
5.05×10２２
1.00×10２２
6.68×10２１
5.86×10２１
2.93×10２２
1.73×10２２
4.42×10２２
8.84×10２２
1.30×10２３
6.51×10２２
9.25×10２２
3.08×10２１
1.36×10２３
1.54×10２３
6.65×10２２
1.33×10 ２３
3.03×10 ２２
9.12×10 ２０
1.47×10 ２２
1.57×10 ２１
3.33×10 ２１
2.15×10 ２１
1.05×10 ２０
2.44×10 １７
2.44×10 １７
6.40×10 １１
6.40×10 １１
6.40×10 １１
6.40×10 １１
7.37×10 １０
7.37×10 １０
7.37×10 １０
7.37×10 １０
2.26×10 １０
1.13×10 １０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０

ビルドアップ係数等については，代表エネルギ毎に評価している。

61-10-21

241

第 1-1-1 図

第 1-1-2 図クラウドシャインによる被ばくの計算モデル

緊急時対策所建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの計算モデル

61-10-22242

第 1-1-3 図

グランドシャインによる被ばくの計算モデル（1／2）
61-10-23

243

第 1-1-3 図

グランドシャインによる被ばくの計算モデル（2／2）
61-10-24244

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（1／5）
61-10-25245

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（2／5）
61-10-26

246

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（3／5）
61-10-27

247

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（4／5）
61-10-28

248

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（5／5）
61-10-29

249

61-10-30
第 1-1-5 図

直接ガンマ線の計算モデル（緊急時対策所−原子炉建屋）

250

第 1-1-6 図

スカイシャインガンマの計算モデル（1／2）

61-10-31

251

第 1-1-6 図

スカイシャインガンマの計算モデル（2／2）
61-10-32

252

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（1／3）

評価条件

選定理由

事象発生〜24 時間：

緊急時対策所
換気設備運転モード

4.2(2)e. 原子炉制御室／

緊対建屋加圧モード

事故後 24 時間か

緊急 時 制 御 室／ 緊急 時 対

事故後 24〜34 時間：

ら 34 時間は，外気策所 内 へ の 外気 取入 に よ

災害対策本部加圧モード

少量取り込みによる放 射 性 物 質の 取り 込 み

事故後 34〜35 時間：

り建屋内への放射については，非常用換気空緊対建屋浄化モード

性物質の流入を低調設 備 の 設 計及 び運 転 条

事故後 35〜168 時間：減する。

件に従って計算する。

緊対建屋加圧モード
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベ加圧4.4(3)a. 緊 急 時 制 御 室 又
緊急時対策所用加は緊 急 時 対 策所 の非 常 用

事故後 24〜35 時間

圧設備空気ボンベ

換気空調設備は，上記(2)（11 時間）の加圧設計容量よの非 常 用 電 源に よっ て 作

り設定

動すると仮定する。

緊急時対策所は，

4.2.(2)e. 原子炉制御室

緊急時対策所加圧／緊急時制御室／緊急時

設備空気ボンベに対策所の建屋の表面空気よる加圧時は浄化

中から，次の二つの経路でエリアよりも加圧

放射性物質が外気から取されているため外り込まれることを仮定す

気取り込みはないる。

が，緊急時対策所

一 原子炉制御室／緊急時

加圧設備空気ボン

制御室／緊急時対策所のベ加圧時以外は，非常用換気空調設備によ

外気取り込みを行って室内に取り入れるこう。

と（外気取入）事故時における外気取り込

審査ガイドでの記載考慮する

み4.2(2)e. 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緊急時対策所バウンダリ体積（容積）緊急時対策所：3,000m ３
浄化エリア：12,800m ３

審査ガイドに示さ

射性物質の空気流入量は，れたとおり設計値

空気流入率及び原子炉制を基に設定

御室／緊急時制御室／緊
急時対策所バウンダリ体
積（容積）を用いて計算する。

61-10-33

253

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（2／3）

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／

事故後 24〜35 時間：

緊急時制御室／緊急時対外部ガンマ線

浄化エリアの容積

策所内に取り込まれる放による全身に

12,800m３

対する線量評事故後 35〜168 時間： れたとおり設計値

空気流入率及び原子炉制

価時の自由体緊急時対策所及び浄御室／緊急時制御室／緊積化エリアの容積15,800 m

審査ガイドに示さを基に設定

射性物質の空気流入量は，

急時対策所バウンダリ体

３積（容積）を用いて計算する。
4.2(2)e. 原子炉制御室／

事象発生〜24時間：
緊急時対策所
非常用送風機ファン流量

5,000m３ ／h
24〜34時間：
900m３ ／h34〜168時間：

緊急時制御室／緊急時対審査ガイドに示さ

策所内への外気取入によれたとおり設計値

る放射性物質の取り込みを基に設定については，非常用換気空調設備の設計及び運転条

5,000m３ ／h

緊急時対策所件に従って計算する
設計上期待できる

4.2(1)a. よう素 及びエア

値を設定

ロゾルのフィルタ効率は，非常用よう素

有機よう素：99.0％

有機/無機よう素フ

使用条件での設計値を基フィルタ，微粒

無機よう素：99.0％

ィルタ除去効率：に設定する。

子フィルタに粒子状物質：99.9％

99.0％以上

なお，フィルタ効率の設定

粒子状物質：

に際し，よう素類の性状を99.9％以上

適切に考慮する。

よる除去効率

緊急時対策所加圧
設備空気ボンベによる緊急時対策所
内の加圧又は換気
緊急時対策所の空気流入率設備を用いた外気0 回／hを取り入れによる
緊急時対策所内の加圧が行われるため，フィルタを通らない空気流入はな

4.2(1)b. 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。）

いものとする。

61-10-34

254

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（3／3）

評価条件

選定理由
居住環境上の被ばマスクによる
除染係数

く低減措置を優先考慮しない

し，評価においては着用しないこととした。

居住環境上の被ば
安定よう素剤服用

く低減措置を優先考慮しない

し，評価においては服用しないこととした。

審査ガイドでの記載
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，安定よ
う素剤の服用，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。

居住環境上の被ば交代要員の考慮く低減措置を優先考慮しない

し，評価において同上

は交代を考慮しないこととした。

61-10-35

255

第 1-1-9 表

線量換算係数，呼吸率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 量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）
Ｉ−131：2.0×10−８ Sv／Bq
Ｉ−132：3.1×10−１０Sv／Bq

線量換算係数

Ｉ−133：4.0×10−９ Sv／Bq

ICRP Publication 71

Ｉ−134：1.5×10−１０Sv／Bq

及び

−１０

Ｉ−135：9.2×10

Sv／Bq

Ｃｓ−134：2.0×10−８ Sv／Bq

ICRP Publication 72に基づく線量換算係数について，記載なし

Ｃｓ−136：2.8×10−９ Sv／Bq
Ｃｓ−137：3.9×10−８ Sv／Bq
上 記 以 外 の 核 種 は ICRP
Publication71 及 び ICRP
Publication72 に基づく
ICRP Publication 71
３

呼吸率1.2m ／hに基づく成人活動時の呼吸率を設定

地表面への沈着速度

呼吸率について，
記載なし

線量目標値評価指針

4.2(2)d. 放 射 性を参考に，湿性沈着

物質の地表面へを考慮して乾性沈着の沈着評価では，エアロゾル：1.2cm／s

速度（0.3cm／s）の 4

地表面への乾性

よう素：1.2cm／s

倍を設定（添付資料

沈着及び降雨へ

希ガス

：沈着無し

5，6 参照）の湿性沈着を考乾 性 沈 着 速 度 は

慮して地表面沈

NUREG／CR-4551

着濃度を計算す

Vol.2※１ より設定る。

※ １ ： NUREG ／ CR 4551 Vol.2

Evaluation of Severe Accident Risks ：Quantification of Major Input Parameters61-10-36256添付資料 2
被ばく評価に用いた気象資料の代表性

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本
補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については， 敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ
高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速
逆数の平均）を用いている。

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査すること
61-10-37257

が望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象
データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
(1)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005
年度気象での相対濃度※は 2.01×10 −６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04×10−６ s／m３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 1-2-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

61-10-38

258

第 1-2-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1検定年① 2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4月〜② 2004 年 4 月〜2016 年 3 月
2006 年 3（最新 10 年の気象データ）
月

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
c．検定結果（①〜⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 1-2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データ
は異常年とは判断されない。

61-10-39

259

第 1-2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考

地上高
10m

地上高
81m※2

地上高
140m

水戸地方
気象台

小名浜特
別地域気
象観測所

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

2005 年度※1：①：2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 1-2-3
表のとおり比較した。
61-10-40

260

ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5〜0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 1-2-3 表

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m ３ ） 相対濃度 ※ （s／m ３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10−６

0.864

Ｅ

1.982×10 −６

1.010×10−６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10−６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10−６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時間
毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月〜
61-10-41261

2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

61-10-42262

61-10-43

263

61-10-4426461-10-45

26561-10-46

266

61-10-47

267

61-10-48

268

61-10-49

269

61-10-50

270

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

61-10-51271

添付資料 3
線量評価に用いる大気拡散評価

線量評価に用いる大気拡散の評価は，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。また，注目方位は，第 1-3-1 図に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮している。評価対象方位を第 1-3-1 表に示す。本評価では着目方位は 2 方位となる。

第 1-3-1 図

評価対象方位

61-10-52272

第 1-3-1 表

評価対象方位

評価点

緊急時対策所外壁

放出源

原子炉建屋外壁

評価方位

ＷＳＷ，Ｗ

距離

310m

相対濃度（χ／Ｑ）の評価にあたっては，年間を通じて 1 年間ごとの気象条件に対して相対濃度を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を
第 1-3-2 表に示す。累積出現頻度 97％にあたる相対濃度は約 1.1×10 −４ s／m ３となった。

第 1-3-2 表

相対濃度の値（実効放出継続時間 10 時間）

累積出現頻度（％）

相対濃度（s／m３ ）

・・・・

・・・・

96.99

約 1.1×10 −４

97.01

約 1.1×10 −４

97.03

約 1.1×10 −４

・・・・

・・・・

61-10-53273

添付資料 4
地表面への沈着速度の設定について

地表面への放射性物質の沈着は，第 1-4-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈
着によって発生する。乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウ
ト係数によって計算される。

降水期間

無降水期間

ウォッシュアウト係数
放射性物質
相対濃度
χ／Ｑ

地表面

湿性沈着率

沈着速度

沈着速度

乾性沈着率

乾性沈着率

降水期間は湿性・乾性沈着を考慮

第 1-4-1 図

無降水期間は乾性沈着のみを考慮

地表面沈着のイメージ

緊急時対策所の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着
速度 0.3cm／s 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，61-10-54274

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。
以下では，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を検討した。

1.

評価手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の適用性は，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％値を求め，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，添付資料 5 参照）の積が 1.2cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。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，ここでは内規[【解説 5.3】①]に従い，地上高さの相対濃度を用いた。
x, y, zχ/Qχ/Qx, y, zχ/Q x, y, zVV ・χ/Q x, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m ２ ]：時刻 i での相対濃度[s／m ３ ]：沈着速度[m／s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）
61-10-55

275

(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)w(x,y)i は学会標準[解説 4.11]より以下のように表される。
∞

χ /Q

x, y

χ /Q x, y, z dz

Λ・

χ /Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ

・・・・・②
χ/Qx, y：時刻 i での湿性沈着率[1／m ２ ]χ/Q x, y, 0

：時刻 i での地表面高さでの相対濃度[s／m ３ ]：時刻 i でのウォッシュアウト係数[1／s]

Λ

（

9.5

Pr . 学会標準より）

10P：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（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）
・χ/

, ,

, ,

Λ

・χ/

, ,

χ/

πΣ

Σ

％

・・・・・③％61-10-56276

2.

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方
地表面沈着率の累積出現頻度は，気象指針に記載されているχ／Ｑの累積出

現頻度 97％値の求め方 ※１ に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 1-4-2 図参照）。
（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を 1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 1-4-2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，
小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ
／Ｑの累積出現頻度と異なる）。

※１（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度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％に当たる相対濃度とする。

61-10-57277

降水がない時刻は，湿性沈着率はゼロ

日時

方位
（風向）

風速
（m／s）

大気
安定度

χ／Ｑ
（s／m ３ ）

乾性沈着率（1／m ２ ）（①）

降水量（mm／hr）

湿性沈着率（1／m ２ ）（②）

地表面沈着率（①＋②）

4/1 1:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.3

F

○×10 −６○×10 −９00○×10 − ９

4/1 2:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.5

E

○×10 −６○×10 −９

1.0○×10 −８○×10 − ８

4/1 3:00

Ｓ
（Ｎ）

1.4

F

○×10 −６○×10 −９

1.5○×10 −８○×10 − ８

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

3/31 24:00

ＳＷ
（ＮＥ）

5.5

D

○×10 −７○×10−１ ０00○×10− １０

評価対象方位をＳＷとし，地表面沈着率の出現頻度を昇順に並び替え

評価対象方位の時刻のみχ／
Ｑ及び乾性沈着率が出現
評価対象方位以外のχ／Ｑはゼロとなるため，地表面沈着率はゼロとなる。
地表面沈着率の累積出現頻度 97 ％値
地表面沈着率の並び替えであり，気象条件
によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限らない。
（従来のχ／Ｑ計算とは順番が異なる。）

第 1-4-2 図

No
1

出現頻度
（％）
0.000

χ／Ｑ
（s／m ３ ）0

地表面沈着率（① ＋②）
0

2

0.003

0

0

・・・

・・・

・・・

・・・

○○

97.004○×10− ６○×10−９○○97.010○×10− ６○×10−９

・・・

・・・

・・・

・・・

×××

100.000○×10−５○×10−８

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

61-10-58

278

3.

評価結果
第 1-4-1 表に緊急時対策所の評価点についての検討結果を示す。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 1.3 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。

第 1-4-1 表

沈着率評価結果

放出点

相対濃度（s／m３ ）

乾性沈着率(①)（1／m２ ）

地表面沈着率(①＋②)（1／m２ ）

③比((①＋②)／①)

湿性沈着を考慮
した沈着速度（cm／s）

原子炉建屋

1.1×10−４

3.2×10−７

4.2×10 −７

1.3

0.4

61-10-59279

添付資料 5
エアロゾルの乾性沈着速度について

緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価では，地表面への放射性物質の沈着速度を乾性沈着速度の 4 倍と想定しており，沈着速度の評価に当たっては，
乾性沈着速度として 0.3cm／s を用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，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。原子力発電所内も同様の構成であるため，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，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は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（第 1-5-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾル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。

61-10-60

280

第 1-5-1 図※1※2

様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２ ）J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk：quantificationof major input parameters, NUREG/CR-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn ：Environmental Effects, 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

61-10-61

281

参考資料

シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル
粒径分布として「0.1μm〜5μm」の範囲であることは，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。
シビアアクシデント時には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，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「格納容器内でのエア
ロゾルの挙動」及び「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第 1-5-1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント
時のエアロゾル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シビアアクシデン
ト時のエアロゾルの挙動の試験等（第 1-5-1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 1-5-1 表に示す。
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（格納容器，原子炉冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロ
ゾル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カバーする値として，0.1μm〜5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

61-10-62282

第 1-5-1 表番号

シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果

試験名又は
報告書名等
LA2※１

エアロゾル粒径（μm）

備 考

約0.5〜5（第1-5-2図参照）

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの格納容器閉じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験

①

LACE

②

NUREG/CR-5901 ※２

0.25〜2.5（参考1-1）

格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビング効果のモ
デル化を紹介したレポート③

AECLが実施した試験 ※３

0.1〜3.0（参考1-2）

シビアアクシデント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

④

※３

0.29〜0.56（参考1-2）

シビアアクシデント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

0.5〜0.65（参考1-2）

シビアアクシデント時のFP挙動の実験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP実
験の格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

⑤

※1

※2

※3

PBF-SFDPHEBUS-FP※３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol CodeCalculations for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2,ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE
COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2
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
STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)61-10-63283

第1-5-2図LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化グラフ

61-10-64284

参考1-1

NUREG/CR-5901の抜粋

61-10-65285

61-10-66

286

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
AFCL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次系でも核分裂生成物の挙動についての試験
米国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
フランスカダラッシュ研究所のPHEBUS研究炉で実施された，

PHEBUS FP

シビアアクシデント条件下での炉心燃料から1次系を経て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

61-10-67287

添付資料 6
グランドシャインの評価方法

グランドシャインの評価は以下の通り実施した。

1.

線源
緊急時対策所居住性評価に係るグランドシャインの評価に適用する線源は，重大事故により大気中に放出された放射性物質が地表面と緊急時対策所の天井上面に均一に沈着した面線源とする。

2.

ガンマ線線源強度
ガンマ線線源強度は，核種毎の地表面沈着濃度（7 日間の積算値，沈着速
度 1.2cm／s）から計算コード入力用にガンマ線エネルギと放出割合を加味したエネルギ群構造（42 群）に換算した値とする。なお，ガンマ線エネルギ群
構造は評価済核データライブラリ JENDL-3.3※１ から作成した輸送計算用ライ
ブラリ MATXSLIB-J33※２ の 42 群とし，各群の上限エネルギを使用する。換算後のエネルギ群別ガンマ線積算線源強度を第 1-6-1 表に示す。

3.

計算モデル
グランドシャイン評価における緊急時対策所の計算モデルを第 1-6-1 図に示す。緊急時対策所は鉄筋コンクリート製であるが，評価上コンクリートの
みとし，以下に示す密度を適用する。建屋上に沈着する放射性物質の範囲は，保守的に 3 階床レベル（EL37m）に設定する。地表面に沈着した放射性物質の線源の高さは，法面や木々に付着する放射性物質からの寄与があることを考慮して，緊急時対策所の天井レベル（EL36m）と同じ高さに設定する。線源範
61-10-68

288

囲は，緊急時対策所中心より 400m までの範囲とする 注１ 。
上記以外は，直接線・スカイシャイン線評価の計算モデルと同様とする。

注１： 400m 以上離れた位置からの線量寄与が全体の 1％以下であることが示されている ※３ ため，緊急時対策所中心から周囲 400m までをモデ
ル化する。

4.

遮蔽及び評価点
グランドシャインの評価においては，緊急時対策所の外壁及び緊急時対策所の壁による遮蔽効果を考慮する。なお，上記以外の壁等による遮蔽効果には期待しない保守的な遮蔽モデルとなっている。
作業エリアを想定して緊急時対策所内の天井レベル（EL36m）で線量が最大となる点を設定する。

5.

計算コード
計算コードは QAD-CGGP2R ※４ コードを適用する。

※１：K. Shibata, et al.,Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version

3 Revision-3: JENDL-3.3, J.Nucl.Sci.Technol., 39,1125(2002)※２：K. Kosako, N. Yamano, T. Fukahori, K. Shibata and A. Hasegawa,
Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

The, JAERI-Date/Code

2003-011(2003)※３：JAEA-Technology 2011-026「汚染土壌の除染領域と線量低減効果の検討」※４：RIST NEWS No.33 「実効線量評価のための遮蔽計算の現状」2002.3.31，
高度情報科学技術研究機構
61-10-69289

第 1-6-1 表

グランドシャインの評価に用いる線源強度（7 日積算） ※１

エネルギ（MeV）※１

積算線源強度

下限

上限（代表エネルギ）（Photons）−
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

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

1.12×10１１
1.25×10１１
1.68×10１２
3.72×10１１
1.87×10１１
1.24×10１１
2.33×10１０
1.17×10１１
1.09×10１１
8.05×10１１
1.61×10１２
2.46×10１２
1.23×10１２
1.65×10１２
5.50×10１０
2.42×10１２
2.75×10１２
1.20×10１２
2.40×10 １２
5.66×10 １１
1.71×10 １０
2.74×10 １１
2.17×10 １０
4.60×10 １０
4.36×10 １０
9.45×10８
7.87×10３
7.87×10３
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.40×10 −３
2.40×10 −３
2.40×10 −３
2.40×10 −３
7.36×10 −４
3.68×10 −４
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０

ビルドアップ係数等については，代表エネルギ毎に評価している。

61-10-70

290

第 1-6-1 図

緊急時対策所グランドシャインの評価モデル（1／2）

61-10-71

291

第 1-6-1 図

緊急時対策所グランドシャインの評価モデル（2／2）
61-10-72292

添付資料 7
事象発生時の換気系運転モードについて

重大事故等の発生により，大気中に放射性物質が放出された場合においても，
緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を緊急時対策所内に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として，緊急時対策所用加圧設備空気ボンベによる加圧により緊急時対策所を加圧する
ことにより，緊急時対策所内への放射性物質の流入を防止する。
事象発生時の換気設備の運転モード一覧を第 1-7-1 表に示す。

61-10-73

293

第 1-7-1 表

事象発生後の非常用換気設備運転モード一覧

期間

事象発生〜24h

24h〜34h（プルーム放出中）

34h〜35h

35h 以降運転
モード※1②緊対建屋加圧モード③災害対策本部加圧モード④緊対建屋浄化モード②緊対建屋加圧モード

災害対策
本部

イメージ図
※2

浄化エリア

災害対策
本部

空気ボンベ

浄化エリア

61-10-74

換気系流量900m３／h【緊急時対策所】

考

空気ボンベ

換気系流量
5,000m３／h【緊急時対策所】

・緊急時対策所用加圧設 備空気ボ ・緊急時対策所用加圧設備空気ボン

フィルタ，よう素フィルタで浄ベによる加圧運転を実施し，緊急化した空気を緊急時対策所内

時対策所内への放射性物質の流入に取り込む非常時運転を実施を防止する。

【浄化エリア】【浄化エリア】

・非常用換気設備の外気 取り込み ・非常用換気設備の外気取り込みに・建屋内は正圧維持・非常用換気設備の少量外気取り込
みにより放射性物質の流入を低減
・建屋内は正圧維持

※1
※2

浄化エリア

災害対策
本部

換気系流量
5,000m３／h【緊急時対策所】

・非常用送風機を起動し，微粒子 ・緊急時対策所用加圧設備空気ボン

備

浄化エリア

空気ボンベ

空気ボンベ

換気系流量
5,000m３／h【緊急時対策所，浄化エリア】

災害対策
本部

運転モードの詳細は，補足説明資料「61-9
イメージ図中網掛け部は，線源範囲

ンベによる加圧運転を継続

により建屋 内の希 ガス等の放射性物質を排出
・建屋内は正圧維持

ベによる加圧運転を停止【浄化エリア】
より建屋内の放射性物質の排出を継続
・建屋内は正圧維持

緊急時対策所について（被ばく評価除く）」の 2.4 項（5）に示す。

294

61-10-52

緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物質濃度の推移を第 1-7-1 図に示す。また，外気から取り込まれた放射性物質による緊急時対策所内における実効線量及び実効線量率の推移を第 1-7-2 図及び第 1-7-3 図に示す。

第 1-7-1 図

緊急時対策所内（浄化エリア）の放射性物質濃度の推移

第 1-7-2 図

緊急時対策所内での実効線量の推移
61-10-75

295

第 1-7-3 図

緊急時対策所内での実効線量率の推移

61-10-76296

添付資料 8放射性物質の放出継続時間について

放射性物質の大気への放出継続時間は，「 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，10 時間と設定し評価している。
一方，格納容器が破損するような条件における放射性物質の大気への放出に
つ い て は ， 米 国 に お け る 緊 急 時 対 応 技 術 マ ニ ュ ア ル （ NUREG ／ BR −0150Vol.1,Rev.4 RTM-96 Response Technical Manual）において，「壊滅的破損」を想定した場合の放出時間を 1 時間としている。
本評価においては，以下の理由から放出継続時間を 10 時間として設定し評価を行っている。
放出継続時間を 1 時間と設定した場合は，放射性物質の全量が 1 時間で放出されることから，10 時間と設定した場合に比べて放射性物質の放出量及び緊急時対策所建屋内に対する線量率が一時的に約 10 倍上昇すると考えられる。しかしながら，緊急時対策所内は浄化エリアに対して 50cm 以上のコンクリート壁で遮蔽されており，緊急時対策所内の線量率は最大でも 0.1mSv／h 以下の上昇であるため，被ばくに与える影響は小さい。また，緊急時対策所は 11 時間以上加圧でき，プルーム通過後に緊急時対策所建屋内は外気取り込みにより建屋内の放射性物質の排出を行うため，緊急時対策所内に流入する放射性物質に対する被ばくは大きく減少することから，放出継続時間は，長時間影響がある 10 時間と設定して評価を行っている。

61-10-77297

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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)（緊急時対策所）
１ 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 1 e)→審査ガイドの趣旨に基づき評価あること。
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。

①東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放出を仮定。
放射性物質の放出割合は 4.4(1)の通り。

61-10-78② 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マスク着用はなしとして評価している。

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:評価期間中の交代は考慮しない。

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

安定ヨウ素剤の服用:考慮しない。

い。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。

仮設設備:加圧用空気ボンベを考慮する。

④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

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。

添付資料 9298

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

4．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲① 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。

4.1 →審査ガイド通り①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」に基づいて評価している。
②実験等に基づいて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いて評価している。

③ 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
61-10-79

慮する。
（１）被ばく経路
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，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，4.1 (1)→ 審査ガイド通り
緊急時対策所居住性に係る被ばく経路は図 2 の通り，①〜③の経路に対して評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく経路を，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。
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／ 4.1 (1) ①→審査ガイド通り
緊急時制御室／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

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緊急時対策所内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緊急時対策所内での外部被ばく線量を評価している。

299

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況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 4.1(1)②→審査ガイド通り

61-10-80

室／緊急時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大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による緊急時対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

策所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に計算する。

出量を基に大気拡散効果と緊急時対策所の壁によるガンマ線遮蔽

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（クラ効果を踏まえて対策要員の外部被ばく(クラウドシャイン)を評価

ウドシャイン）

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外部被ばく(グランドシャイン)についても考慮して評価している。

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 4.1(1)③→審査ガイド通り
御室／緊急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。

緊急時対策所に取り込まれた放射性物質は，緊急時対策所内に沈着せず浮遊しているものとして評価している。
事故期間中に大気中に放出された放射性物質の一部は外気から

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

緊急時対策所内に取り込まれる。緊急時対策所内に取り込まれた放放射性物質は，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価す

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被る。

ばくの和として実効線量を評価している。

一 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

300

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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 4.1(1)④→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
く
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
61-10-81

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大気中へ 4.1(1)⑤→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない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

301

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（2）評価の手順
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。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1(2)→審査ガイド通り
緊急時対策所居住性に係る被ばくは，図 3 の手順に基づいて評価している。ただし，評価期間中の対策要員の交代は考慮しない。

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 4.1(2)a.→審査ガイド通り
く評価に用いるソースタームを設定する。

緊急時対策所居住性に係る被ばく評価では，放射性物質の大気中

・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

炉心内臓量から大気中への放射性物質放出量を計算している。

61-10-82

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

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している。

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。
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。
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 4.1(2)b.→審査ガイド通り
算して相対濃度及び相対線量を計算する。

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

302

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
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，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 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 4.1(2)c.→審査ガイド通り
度を計算する。

原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，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を評価するために，原子炉建屋内の線源強度を計算している。

61-10-83

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 4.1(2)d.→審査ガイド通り
策要員の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（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

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，大気中へ放出された放射性物質算する。

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

・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量を計算している。

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上記 a.及び b.の結果を用いて，緊急時対策所内に外気から取り計算する。

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

・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

線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

急時対策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。
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 4.1(2)e.→審査ガイド通り

303

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
うかを確認する。

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。

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

4.2(1)a.→審査ガイド通り
緊急時対策所換気設備のフィルタ除去効率は，設計上期待できる

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

値として，有機よう素及び無機よう素は 99.0%，粒子状物質は 99.9%

備フィルタ効率として評価している。

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
61-10-84に設定する。
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。
b．空気流入率
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

4.2(1)b.→審査ガイド通り
設計に基づき，空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気する。

設備を用いた外気取入れによる緊急時対策所内の加圧が可能であ

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，原るため，フィルタを通らない空気の流入はないものとする。

子炉制御室／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。
）（2）大気拡散a．放射性物質の大気拡散・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4.2(2)a.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価
放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。
東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から 2006304

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
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。
・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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いている。
水平方向及び鉛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，気象指針の相関式を用いて計算している。
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。

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（参 3）にお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
61-10-85

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。
・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

一〜三の全ての条件に該当するため，建屋巻き込みを考慮して評価している。
放出点が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 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

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

について，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評価点(緊急時対策所)は，巻き込みを生じる建屋(原子炉建屋)

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
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，建屋の影響の風下側にある。

305

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況は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建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流側評価では，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

拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方位 2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，放出方位)を対象としている。

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

居住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて評価してに及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

いる。

・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
61-10-86

性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。
b．建屋による巻き込みの評価条件
・巻き込みを生じる代表建屋

4.2(2)b.→審査ガイド通り
建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

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による拡散が生じているものとする。

原子炉建屋を代表建屋としている。

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

評価期間のうち，放出開始後 11 時間(事故後 24 時間から 35 時間

306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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

面の選定まで)は加圧用ボンベにより緊急時対策所内を加圧するため，直接原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には，次の i)又は ii)

流入はないとしている。

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
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
61-10-87

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場合
は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
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。

その後(事故後 35 時間以降)は，緊急時対策所の換気設備により外気を取り入れて緊急時対策所内を加圧するものとしている。

307

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
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／緊急時

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時対策所までの最近接点における濃度を評価している。

制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は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／緊急時対策所が属
61-10-88

する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。
また，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋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／緊

緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時

急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し，対応する風下距離から対策所までの最近接点とし，その間の水平直線距離に基づき拡散パ拡散パラメ−タを算出してもよい。

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。
・着目方位

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

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

選定し，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性があでは，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複数の方位(評価方位は 2 方位)を対象としている。

308

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居住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性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位を対はなく，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

象として評価している。

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61-10-89

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放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価点れるような範囲に，評価点が存在すること。この条件に該当する風向の風上となる 180°を対象としている。

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ｍ１は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
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。

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に

この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図 7 に示す方法を及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 2 方位)を評価方位とし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て選定している。

309

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況のハッチング部分)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「・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。

時対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61-10-90

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。
・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，風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としている。

放射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。

原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

310

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
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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

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。
c．相対濃度及び相対線量
・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。
61-10-91・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。

4.2(2)c.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価
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，短時間放出の式を適用し，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，これをガンマ線計算モデルに適用し，計算している。

・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

年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻の風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%

向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いている。

に当たる値とする。

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・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住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価して（参 1）
性に係る被ばく評価手法について（内規）」
による。

いる。

d．地表面への沈着
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。
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)d.→審査ガイド通り
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している。
4.2(2)e.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価

・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

プルーム通過中は空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又はら，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

換気設備を用いた空気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実311

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況する。

施することを前提としているため，一の経路で放射性物質がフィル

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

タを通じて外気から取り込まれると仮定している。

備によって室内に取り入れること（外気取入）
二 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）・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。

緊急時対策所内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

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
61-10-92

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って計算する。

外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，緊急時対策
所の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。
空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気設備を用いた・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

空気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実施することを前提

性物質の空気流入量は，空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室としているため，フィルタを通らない空気流入はないものとする。

／緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価

4.2(3)a.→審査ガイド通り

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

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに

急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を合算して・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，計算している。

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。

緊急時対策所内の対策要員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

312

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
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 4.2(3)b.→審査ガイド通り／緊急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）

緊急時対策所内の対策要員のグランドシャインによる外部被ば
くについては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

・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
61-10-93

算係数の積で計算する。
・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 4.2(3)c.→審査ガイド通り
まれた放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／

緊急時対策所における内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸緊急時対策所内での内部被ばく

率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を合算して計算

・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している。

れた放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，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。
・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。

緊急時対策所では室内で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。
マスクは着用しないとして評価している。

313

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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。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。
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 4.2(3)d.→審査ガイド通り
まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく

緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外・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部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気部被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

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

緊急時対策所で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊

61-10-94係数の積で計算する。

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，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 4.2(3)e.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
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 4.2(3)f.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
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

314

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

算係数の積で計算する。
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代は考慮しない

・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
・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61-10-95

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。

4.2(3)ｈ.→複数の原子炉施設は設置されていないため考慮しない

315

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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)→審査ガイド通り

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

事故直前の炉心内臓量に対する放射性物質の大気中への放出割

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合に，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

故並みを想定する（参 5）。

所事故並みを想定する。なお，放出開始までの 24 時間の核種の崩

希ガス類：97%

壊及び娘核種の生成は考慮する。

61-10-96

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
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4.4(2)→審査ガイド通り
緊急時対策所の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時

源からの給電を考慮する。

間が事象発生後 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧して

ただし，代替交流電源からの給電を考慮する場合は，給電までに要すいると仮定する。

316

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

る余裕時間を見込むこと。
（3）沈着・除去等
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
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4.4(3)→審査ガイド通り
放射性物質の放出開始までに緊急時対策所の換気設備は復旧している。

非常用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
・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）
61-10-97発生 24 時間後と仮定する（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）。

4.4(4)a.→審査ガイドの趣旨に基づき評価
放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定する。
放射性物質の大気中への放出継続時間は，希ガス類，よう素及びその他の核種とも 10 時間とした。

・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

4.4(4)b.→審査ガイド通り
放出源高さは，地上放出を仮定する。

放出源高さは，地上放出を仮定する（参 5）。放出エネルギーは，保守的な結果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。
（6）線量評価

4.4(5)→審査ガイド通り
福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内

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蔵量に対する原子炉格納容器への放出割合を基に原子炉建屋内には緊急時対策所内での外部被ばく

放出された放射性物質を設定し，スカイシャインガンマ線及び直接・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば，次のような仮ガンマ線の線源としている。

定を行うことができる。

原子炉建屋内の放射性物質は，自由空間体積に均一に分布してい317

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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（参 6）（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

61-10-98

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。
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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況るものとして計算している。

318

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

ガンマ線の線源とする。
・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，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 4.4(5)b.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
被ばく
61-10-99

・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。

319

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 2，3→審査ガイドの趣旨に基づき評価
評価期間中の対策要員の交代は考慮しないため，被ばく経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-100320

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 4，図 5→審査ガイド通り

61-10-101

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

図 6,7→審査ガイド通り

61-10-102322

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 8→審査ガイド通り

61-10-103323

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

図 9,10→審査ガイド通り

約 68m

原子炉建屋
61-10-104

約 55m

注)南側から見た投影面積324