東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-61 改 4

提出年月日

平成 30 年 5 月 24 日

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4（抜粋）

NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

第 2-1-1 表（1/2） 放射線の環境条件設定方法（重大事故等時）
対象区画
原子炉格納容器内

原子炉格納容器外

原子炉建屋
原子炉棟内

想定する事象
有効性評価のうち，原子炉格納容器内の線量が最も高くなる事象として「大破断ＬＯＣ
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）」を想定する。

有効性評価のうち，原子炉格納容器内の線量が最も高くなる事象として「大破断ＬＯＣ
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）」を想定する。

環境条件設定方法
線源等
線量評価「許可申請書十号」ハ．にお 原子炉格納容器自由体積
いて評価した重大事故等の を保存し，区画内に線源のうち「大破断ＬＯＣＡ＋高 が均一に分布するとして圧炉心冷却失敗＋低圧炉心 線量を評価した結果，主冷却失敗（＋全交流動力電源 蒸気逃がし安全弁は 550喪失）」時に原子炉格納容器 kGy/7 日間，その他の設備内に放出される放射性物質 は 640 kGy/7 日間を設定の存在量を包絡した線源（第 する。
2-1-2 表）を設定する。なお，
線源の設定に当たり，線量への寄与が大きい希ガス，よう素及びセシウムの原子炉格納容器への放出については全量放出を想定する。
「許可申請書十号」ハ．にお 原子炉建屋原子炉棟自由
いて評価した重大事故等の 体積を保存し，区画内にのうち「大破断ＬＯＣＡ＋高 線源が均一に分布すると
圧炉心冷却失敗＋低圧炉心 し て 線 量 を 評 価 し た 結
冷却失敗（＋全交流動力電源 果，1.7 kGy/7 日間を設定喪失）」時に原子炉格納容器 する。
「格納容器バイパスから原子炉建屋原子炉棟内 なお，に漏えいする放射性物質の （インターフェイスシス」時は，最存在量を包絡した線源（第 2- テムＬＯＣＡ）
1-3 表）を設定する。なお，線 高 15.2 mGy/h であり，1.7源の設定に当たり，想定する kGy/に包絡される。
事象に応じた原子炉格納容器からの漏えい率（1.3 %/日未満）を上回る漏えい率として 1.5 %/日一定を想定する。

環境条件
550 kGy/7 日間（主蒸気逃 が し 安 全 弁 ）， 640
kGy/7 日間（その他の設備）

1.7 kGy/7 日間82NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

対象区画
原子炉格納容器外

屋外

原子炉建屋の原子炉棟
外及びその他の建屋内

環境条件設定方法
線源等
原子炉建屋付属棟等の遮へい効果を考慮しないことから，屋外と同じ線源を設定する。

想定する事象
有効性評価のうち，原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質量が多くなり，格納容器ベントを実施し原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内の線量が厳しくなる事象として「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）」において，代替循環冷却系が使 用 で きな い 場 合 を 想定 する。
有効性評価のうち，原子炉格 屋外における放射線の環境
納容器内に浮遊する放射性物 条件設定のための線源は，質量が多くなり，格納容器ベ 「中央制御室の居住性に関ントを実施し屋外線量が厳し する説明書」に記載される炉くなる事象として「大破断Ｌ 心の著しい損傷が発生した
ＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋ 場合の中央制御室への入退
低圧炉心冷却失敗（＋全交流 域時の被ばく評価における動力電源喪失）」において，代 線源と同じく，「許可申請書替循環冷却系が使用できない 十号」ハ．において評価した場合を想定する。
重大事故等のうち「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）」時に原子炉建屋原子炉棟内の放射性物質及び大気中へ放出された放射性物質を線源として設定する。

環境条件
線量評価
屋外と同じの放射線量と 3 Gy/7 日間
して 3 Gy/7 日間を設定する。

屋外における線量は，「中 3 Gy/7 日間
央制御室の居住性に関する説明書」に記載される炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室への入退域時の被ばく評価に使用するモデル等を使用して設定する。
評価点は，屋外の原子炉建屋近傍の位置を代表点として評価する。評価の結果，環境条件は 3 Gy/7日間を設定する。

92

NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

第 2-1-1 表（2/2） 放射線の環境条件設定方法（設計基準事故時）
対象区画
原子炉格納容器内

原子炉格納容器外想定する事象
原子炉格納容器内で発生する事象として，原子炉格納容器内の線量が最も高くなる事象として「原子炉冷却材喪失」を想定する。

原子炉建屋
原子炉棟内

原子炉格納容器内で発生する事象として，原子炉格納容器内の線量が最も高くなる事象として「原子炉冷却材喪失」を想定する。

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内各事故時の放射線の影響を直接受けない範囲であり，想定する事象はない。

環境条件設定方法
線源等「許可申請書十号」ロ．において評価した設計基準事故のうち「原子炉冷却材喪失」
時に原子炉格納容器内に放出される放射性物質を線源（第 2-1-4 表）として設定する。

環境条件
線量評価
原子炉格納容器自由体積 260 kGy/6 ヶ月を保存し，区画内に線源が均一に分布するとして線量を評価した結果，260kGy/6 ヶ月を設定する。

「許可申請書十号」ロ．において評価した設計基準事故のうち「原子炉冷却材喪失」
時に原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする放射性物質を線源（第2-1-5 表）として設定する。
原子炉建屋付属棟等の遮へい効果を考慮しないことから，屋外と同じ線源を設定する。

原子炉建屋原子炉棟自由体積を保存し，区画内に線源が均一に分布するとして線量を評価した結果，1.7 kGy/6 ヶ月を設定する。

1.7 kGy/6 ヶ月

屋外と同じの放射線量と 1 mGy/h 以下して，1 mGy/h 以下を設定する。

03

NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

対象区画
屋外想定する事象
原子炉格納容器内で発生する事象として，原子炉格納容器内の線量が最も高くなる事象として「原子炉冷却材喪失」を想定する。

環境条件設定方法
環境条件
線源等
線量評価
屋外における放射線の環境 屋外における線量は，「中 1 mGy/h 以下
条件設定のための線源は， 央制御室の居住性に関す「中央制御室の居住性に関 る説明書」に記載されるする説明書」に記載される設 設計基準事故時の中央制計基準事故時の中央制御室 御室への入退域時の被ばへの入退域時の被ばく評価 く評価に使用するモデルにおける線源と同じく，「許 等を使用して設定する。
可申請書十号」ロ．において 評価点は，屋外の中央制評価した設計基準事故のう 御室相当（入口付近）の位
ち「原子炉冷却材喪失」時の， 置を代表点として評価す
原子炉建屋原子炉棟内の放 る。評価の結果，環境条件
射性物質及び大気中へ放出 は 1 mGy/h 以下を設定すされた放射性物質を線源と る。
して設定する。

13

第 2-1-2 表 重大事故時における原子炉格納容器内の積算放射能量
核種
希ガス類
よう素類
CsOH 類
Sb 類
TeO2 類SrO 類
BaO 類MoO2 類CeO2 類La2O3 類

積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）
ドライウェルサプレッション・チェンバ約 6.6E+23
約 1.0E+24
約 1.1E+23
約 4.0E+21
約 2.1E+22
約 3.7E+21
約 9.6E+21
約 1.5E+21
約 2.4E+21
約 9.2E+21

約 2.8E+23
約 1.2E+24
約 1.9E+23
約 6.5E+21
約 3.5E+22
約 6.0E+21
約 1.6E+22
約 2.5E+21
約 3.9E+21
約 1.5E+22

NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

第 2-1-3 表 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量
核種

積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）

希ガス類
よう素類
CsOH 類
Sb 類
TeO2 類SrO 類
BaO 類MoO2 類CeO2 類La2O3 類

約 1.5E+22
約 2.3E+22
約 2.5E+21
約 4.9E+19
約 3.1E+20
約 1.0E+19
約 2.0E+20
約 3.0E+19
約 3.7E+19
約 1.9E+2032

2-1-4 表 設計基準事故時における原子炉格納容器内の積算放射能量
核種
Kr-83m
Kr-85m
Kr-85
Kr-87
Kr-88
Xe-131m
Xe-133m
Xe-133
Xe-135m
Xe-135
Xe-138

積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）
約 2.8E+19
約 1.1E+22
約 4.3E+21
約 2.9E+22
約 2.2E+23
約 2.4E+21
約 4.8E+21
約 4.3E+23
約 1.4E+21
約 1.7E+23
約 2.0E+22

核種
I-131
I-132
I-133
I-134
I-135

積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）
約 1.3E+23
約 4.7E+23
約 5.5E+22
約 1.2E+22
約 4.5E+22

第 2-1-5 表 設計基準事故時における原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量NT2 補① Ⅴ-1-1-6 R4

核種
Kr-83m
Kr-85m
Kr-85
Kr-87
Kr-88
Xe-131m
Xe-133m
Xe-133
Xe-135m
Xe-135
Xe-138

積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）
約 1.4E+16
約 1.1E+19
約 2.1E+19
約 1.0E+19
約 1.6E+20
約 1.1E+19
約 1.9E+19
約 1.9E+21
約 1.1E+17
約 3.0E+20
約 1.4E+18

核種
I-131
I-132
I-133
I-134
I-135

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積算放射能量[Bq･s]（0.5 MeV 換算値）
約 1.6E+20
約 5.5E+20
約 5.7E+19
約 2.6E+18
約 3.4E+19