資料４
茨城県原子力安全対策委員会
東海第二発電所
安全性検討ワーキングチーム（第２３回）
ご説明資料

委員からの指摘事項等を踏まえた論点及び県民意見を踏まえた論点への説明

2023年3月29日
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

1

論点No.59 【近隣の原子力施設等の影響】 改訂版（第16，19回ＷＴ審議反映）
近隣の産業施設における火災・爆発等の東海第二発電所への影響について【説明概要】■第16回，第19回
発電所の周辺にあるＬＮＧ基地の爆発や，日立港の船舶の爆発・火災や漂流・油流出が発電所の安全性に影響しないことを確認している。
・ＬＮＧ基地の爆発 ：爆発により発電所に到達する風圧は小さく，また，爆発に伴い発生する飛来物
は発電所施設まで到達しない。また，LNG貯蔵施設の増設や地下パイプラインの建設を考慮しても，これらの爆発は発電所に影響しない。
・船舶の爆発，火災 ：発電所に船舶が最も近づいて，火災・爆発を起こしても影響しない。
・船舶衝突，油流出 ：発電所の取水口に船舶が衝突したり，流出した油が到達しても，海水の取水性を損なうことはない。
■今回
発電所の周辺にあるLNG基地のガスタンクの安全性に関して設置・運営元に確認し，ガス漏洩防止対策やシビアアクシデント時の影響評価等の安全性に関して問題ないと考える。

論点No.59-1

2

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正爆発・火災の影響評価● 危険物貯蔵施設等の爆発>

発電所と日立ＬＮＧ基地の位置関係

別< 紙１，参考１参照

・ 高圧ガス漏洩，引火によるガス爆発を想定した場合において，発電所から約1.5kmの位置にあるLNG基地
に対して危険限界距離以上の離隔距離を確保していることを確認
・ ＬＮＧタンクは既設1基より2基に増設済（貯蔵容量23万ｷﾛﾘｯﾄﾙ/基）。増設後の施設条件を考慮しても爆発影響の増加は軽微に留まり，発電所に影響を与えないことを確認
・ ＬＮＧ基地のタンクは低温貯蔵型タンクであり，大規模なタンク破裂事象は発生し難く，タンクの爆発による飛来物は発電所に到達しないことを確認
・LNG基地のガスタンクから大規模な漏えいが発生して発電所方向に流れた場合でも，ガスの比重や発電所との約1.5kmの離隔距離等により，発電所に影響を与えることはないと判断

発電所敷地から最も近い位置にある高圧ガス貯蔵施設
論点No.59-2※：400mは，ＬＮＧ基地の爆発を想定した場合の危険限界距離
373mから求めた保守的な影響範囲

3第19回ワーキングチーム
資料３ 修正爆発・火災の影響評価● 危険物貯蔵施設等の爆発

・ 発電所から約1.5km北方にあるLNG基地より南方に向けてパイプラインを設置済み。気体で高圧圧送（7MPa）されるパイプラインのガス管は地中1.2m以深に埋設され，鋼管の材質は伸び・可撓性が高く，溶接による接合方法と相まって大地震でも漏洩せず，更に，遠隔監視・操作でガスの遮断が可能とされている。＜別紙１参照＞
・ これらより，パイプラインの爆発事故は起こり難いと考えられるが，不測の事態による爆発を仮定
・ パイプラインの敷設位置は防護すべき発電所施設より850m以上離れており，LNG基地のガスタンク本体（増設したＬＮＧタンクを含む（詳細はp.6参照））が爆発した場合の危険限界距離（373m及び410m）を上回る。また，発電所
施設に更に近い道路を通行する燃料輸送車両の火災・爆発を評価し（「外部事象対策について」参照） ，この場
合でも発電所施設に影響を与えないことを確認。更に，ガスパイプライン爆発事例を参照したところ，重大な被害
はパイプライン近傍に留まると考えられ，850m以上離れた箇所まで被害を及ぼす恐れは小さいと考えられる。
＜参考2＞・ これらより，パイプラインの万一の爆発を想定しても，発電所施設に影響を及ぼすことはないと判断される。

日立LNG基地
パイプライン（設置済み）

防護すべき発電所施設まで850m以上発電所を囲む半径850mの円発電所を囲む半径450mの円燃料輸送車両爆発・火災評価

ＬＮＧ基地から繋がるパイプライン敷設概要図

防護すべき発電所施設まで450m以上LNGパイプラインと発電所の位置関係概略図
論点No.59-3

4

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

爆発・火災の影響評価● 燃料輸送船の爆発＜別紙2参照＞● 燃料輸送船の火災＜別紙3参照＞

・ 高圧ガス漏洩，引火によるガス爆発を想定した場合において，ＬＮＧ基地に入港する最大規模の燃料輸送船
が，船舶の喫水と水深より，船底が海底とぶつかるた
めこれ以上進入しない位置まで漂流してきたことを想定した条件で，危険限界距離以上の離隔距離を確保していることを確認
・ ＬＮＧ基地に実際に入港する最大規模の燃料輸送船は低温貯蔵型タンクであり，大規模なタンク破裂事象は発生し難く，タンクの爆発による飛来物は評価対象施設に到達しないことを確認

・ ＬＮＧ基地に入港する最大規模の燃料輸送船の火災に対して，船底が海底とぶつかるためこれ以上進入しない位置まで漂流してきたことを想定した条件
で，危険距離以上の離隔距離を確保していることを確認
・ 発電所港湾内に入港する最大規模の定期船の火災に対して，危険距離以上の離隔距離を確保していることを確認＊輸送船等の評価では，代表的に燃料油の火災及びＬＮＧ・ＬＰＧの爆発を想定している。 ＜別紙4参照＞

図 評価対象施設と燃料輸送船の位置関係

論点No.59-4

図 評価対象施設と燃料輸送船の位置関係

5想定される外部事象に対する影響評価（船舶の衝突等）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲【影響評価結果】
・発電所周辺の海上交通のうち，最も近い航路でも発電所より約1.4kmの離隔距離が確保されていること，大型船舶の喫水及び発電所沖合約900mの水深がであることから，大型船舶が発電所に到達する可能性は小さい。
・発電所に入港する燃料輸送船等は，異常気象・荒天が想定される場合には，必要に応じて緊急退避等の措置をとるため港湾内で事故が発生する可能性は小さい。万が一，港湾内で事故が発生し，輸送船等が取水口前面に到達した場合
でも，半円状のカーテンウォールにより阻害され，水深が確保されていることから取水性を損なうことはない。
・漁船等の小型船舶が発電所近傍で漂流した場合でも，防波堤によって発電所港湾内に侵入してくる可能性は小さい。
万が一防波堤を通過した場合でも，取水口は み口が広いため，取水性を損なうことはない。
・これらの船舶の座礁等により，積載燃料や輸送油（重油等）が流出・拡散して発電所に向かう場合を想定しても，油の比重は海水より小さく表層近くに留まることから，速やかにオイルフェンスを設置して油の接近を抑制することで，取水口からの深層取水に悪影響を与えることはない。なお，早期のオイルフェンス設置ができない場合でも，比重の小さい油は海面表層付近に留まることから，直ちに取水性に悪影響を与えることはない。

北側防波堤
取水口

海水
取水
南側防波堤

取水口 取水ピット断面図

防波堤及び取水口位置

論点No.59-5

オイルフェンス
設置位置
発電所周辺の航路

6

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（1／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正● 危険物貯蔵施設等の爆発
・ ＬＮＧ基地のＬＮＧタンクは既設1基より2基に増設したことから，増設後の施設条件における爆発評
価への影響を確認する。
・ ガス爆発の危険限界距離＊の算出式は以下のとおり。
＊ガス爆発の爆風圧が0.01MPa以下になる距離（人体に対して影響を与えない圧力）（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）

・ LNGタンク増設後の危険限界距離の評価結果は以下のとおり，危険限界距離は現行施設条件の373mから増加するものの410mに留まり，発電所からの離隔距離1500mを下回ることを確認した。
評価ケース

想定爆発源

容量（t）

現行施設の
条件

LNGタンク 1基

97,704

LPGタンク 1基

31,000

危険限界
距離（m）

離隔
距離（m）

373
1,500m

ＬＮＧタンク増設後

LNGタンク 2基

195,408
410

LPGタンク 1基

31,000

論点No.59-6

考察

LNGタンク増設によりガス貯蔵量が増えて危険限界距離は長くなる傾向となるが，危険限界距離はガ
ス貯蔵量の三乗根に比例するため，貯蔵量が大幅に増えても距離への影響は小さい。

7

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（2／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲● LNG基地のガスタンク爆発時の飛来物の飛散距離の評価
・ ＬＮＧ基地のガスタンク爆発時の飛来物の最大飛散距離を評価する。LNGタンク・LPGタンクは低温貯蔵型であり，タンク爆発時に飛来物に付与されるエネルギより最高速度を求め飛散距離を算出する。
・ 以下の算出式により，各タンクの爆発エネルギと飛来物の初速度を算出する。
vi：飛散物初速度（m/s），Eav：爆発時エネルギ（J），Mv：空タンク材重量（kg）
Ａke：エネルギの飛散物付与割合（0.2＊）（上限：0.6，概算見積もり：0.2，BLEVE（沸騰液膨張蒸気爆発）：0.04）＊「Methods for the Calculation of Physical Effects (TNO Yellow Book,
CPR14E(Part 1),3rd edn), van den Bosch, C. J. H. & Weterings」による。
（出典：Methods for the Calculation of Physical Effects (TNO Yellow Book, CPR14E(Part 1),3rd edn）

ρ1 ρ2 Ｖ
Ｅ＝γ－１

E：タンク爆発による発生エネルギ（J）
ρ1：タンク内圧力（0.19808MPa；LNG貯蔵ﾀﾝｸ安全弁設定圧力×1.2），ρ2：大気圧力（0.1013MPa）
V：タンク体積（m３），γ：比熱比（－）

・ ここで得られた最高速度をもとに，射出角をパラメータとした最大到達距離を評価した結果，飛来物の最大飛散距離は557mに留まり，発電所からの離隔距離1,500mを下回ることを確認した。
想定
爆発源

ﾀﾝｸ体積
（m３）

LNGﾀﾝｸ
1基

253,000

LPGﾀﾝｸ
1基

55,000

比熱比 ﾀﾝｸ材重量 爆発ｴﾈﾙｷﾞ 最高速度
（－）
（kg）
（J）
（m／s）
1.3

1.1

7.6×10６

2.7×10６

8.2×10１０

5.3×10１０

飛散距離
（m）

離隔距離
（m）

66

最高速度よりLPGﾀﾝｸで包絡

89・鋼製ﾊﾟｲﾌﾟ*１：557 1,500m
・ｺﾝｸﾘｰﾄ板*２（ﾀﾝｸ本体）：244

考察

LNGﾀﾝｸの増設
は飛散距離に影響しない。
（ﾀﾝｸ単体の爆発ｴﾈﾙｷﾞが各ﾀﾝ
ｸ構成材等に付与されるため）*1: 長さ13m×直径1m，重さ5t *２: 長さ13m×幅22m×厚さ1cm，重さ22t （長い形状の飛来物は飛散距離が大きくなる傾向からタンク寸法に合わせて長く設定）

論点No.59-7

8

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（3／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲● LNG基地の低温・低圧の貯蔵型のガスタンクの爆発形態について
・ ＬＮＧ基地のLNGタンク及びLPGタンクは，各ガスを沸点温度まで冷却し，液化させた状態で貯蔵する
低温・低圧貯蔵型のガスタンク＊１である。このタイプのガスタンクは，万一の爆発事故時においても，
常温・加圧貯蔵型のガスタンク＊１と比べて，爆発の影響は緩和する傾向とされている。
区 分

ガスタンクの例

温 度

圧 力

低温・低圧貯蔵型

低温貯蔵LNGタンク

約－162℃

大気圧近傍

常温・加圧貯蔵型

LPGタンクローリ

常温

約2MPa

・ 加圧貯蔵型のガスタンクで事故時に発生する恐れのある大規模な爆発火災事象＊２は，加圧され液体で貯蔵されたガスタンクが，火災で加熱されることによりタンク内の圧力が更に上昇し，タンクの一部破損で起こる液体の急激な気化に伴い発生する現象とされている。
＊２ ＢＬＥＶＥ：Boiling Liquid Expanding Vapor Explosion（沸騰液膨張蒸気爆発）

・ 一方，大気圧に近い低圧で貯蔵されている低温貯蔵型のタンクは，内部が保冷層で覆われ外部から熱が入り難く，通常時はＢＯＧ圧縮機＊３等でタンク内圧を一定に制御していることと，耐圧設計そのものが低いことから，異常時でも加圧貯蔵タンクと比較してタンク内圧が上昇し難く，大規模な爆発火災事象は発生し難いとされている。＊４＊３ タンクから発生するボイルオフガスを再液化し，タンク内圧を一定に制御する。
＊４ 出典「Environmental Assessment for the Sabine Pass Liquefaction Project」（次頁）

・ これらより，ＬＮＧ基地のLNGタンク及びLPGタンクは低温貯蔵型ガスタンクの事故時に想定される爆発形態を想定し，タンクの限界圧力まで圧力が上昇してタンクが破壊する条件＊５でガス爆発の飛来物影響評価を行っている。
＊５ ガスタンクが火災で加熱されタンクの限界圧力（安全弁設定圧力×1.2倍；約0.2MPa）まで内圧上昇し破壊，発生エネルギの一部がタンク構成材に付与され飛来物化する。

論点No.59-8

ＬＮＧタンク構造図
出典：日立市報 2014年1月1日号

9

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（4／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲● LNG基地の低温・低圧の貯蔵型のガスタンクの爆発形態について

大気圧程度のガス貯蔵タンクは，タンクの設計圧力と大気圧との差が小さく，BLEVEに至り難い。（当社抄訳）

Environmental Assessment for the Sabine Pass Liquefaction Project 抜粋
Federal Energy Regulatory Commission（米国エネルギー省連邦エネルギー規制委員会）

論点No.59-9

10

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（5／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲● LNG基地のガスタンクからの大規模漏えいの発電所への影響 ①

タンク本体の破損を想定

・ 施設の故障等でガスが漏れても，漏えいが長期継続することは考え難いが＊１ ，何らかの外部事象でガスタンク本体が破損，冷却機能も喪失し，破損箇所の隔離・漏えい停止ができないと，ガス全量が放出される恐れがある。
・ この事故の場合，ガス濃度が高いタンク付近における爆発事故のリスクが最も大きい＊２と考えられるが，ここでは仮想的にガス全量の大気中への放出を想定する。各タンク漏えい時のガスの挙動の推定は以下のとおり。
＊1 タンク接続配管，パイプライン等の漏えいの場合，遠隔監視・隔離操作により漏えいを早期に停止する対応が図られる。
＊2 タンクを破損させた外部事象により，自然発火の高温条件を与える可能性もある。（ガス自然発火温度：約500℃～約600℃）①LNGタンク漏えい時の挙動（液化天然ガス） ：空気よりも軽く，蒸散後に上空に拡散していくため，発電所施設に影響を与えることはない。
②LPGタンク漏えい時の挙動（液化石油ガス） ：空気よりも重く，蒸散後に風向きにより発電所に向かう可能性があるが，発電所までは太平洋沿岸洋上を介し1.5km離れており，流出・移動の過程で大気中に拡散していくことから，発電所付近まで可燃濃度を保ったまま滞留し，そこで爆発するような状況は考え難い。
流出想定

貯蔵ガス
種類

LNGﾀﾝｸ 2基 液化天然ｶﾞｽ（主成分メタン）（増設後）
LPGﾀﾝｸ1基

液化石油ｶﾞｽ（主成分プロパン）

容量
（m３）

沸点
（℃）

気体/液体 気体比重
容積比（－） （空気：1）

可燃範囲
離隔距離
毒性
（Vol％）（m）

460,000

－162

600

0.56

5.0～15.0 なし

50,000

－42

250

1.55

2.1～9.5

論点No.59-10

なし

考

察

・液化天然ガスは空気よりも軽く
上方に拡散
1,500m ・液化石油ガスは発電所に向かう
可能性あり

ガス物性値の出典：日本ガス協会HP，LPガス協会HP

11

＜別紙1＞LNG基地の爆発等の影響評価（LNGタンク増設影響含む）（6／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲● LNG基地のガスタンクからの大規模漏えいの発電所への影響 ②
・ また，何れのガスにも毒性はなく，かつ，拡散したガスが発電所周辺まで到達しても，中央制御室等の換気設備は外気取り込みを停止可能であり，要員の居住性に影響を与えることはない。
・ ここで，近年の国内外のガス爆発・災害事例を参照すると，漏洩して建物内や下水道等の閉鎖空間に蓄積したガス溜まりや，ガスタンクそのものが爆発・火災に至る事故が大半となっている。
発生年月

場所

ガス爆発・災害事例の概要

1963年1月

東京都江戸 地下埋設された都市ガス高圧導管の亀裂による漏えいガスが下水道
川区深川 に滞留し，爆発・火災発生

1980年8月

静岡県
静岡市

静岡駅前地下街で湧水処理槽のメタンが小規模な爆発，この爆発で都市ガスの配管が破損し，地下街及び上部のビル内に都市ガスが滞留し，大規模な爆発・火災発生

1981年10月

北海道
夕張市

北炭夕張新炭鉱の坑道内でメタンガス突出事故が発生し，酸欠・粉塵事故，次いで坑内火災が発生

1992年4月

メキシコ グ 送油管と配水管の接触・腐食によりガソリンが漏えい，下水道に流入しアダラハラ て揮発し，引火・爆発

2011年3月

千葉県
市原市

東北地方太平洋沖地震により点検作業で満水状態のLPGタンク*が倒壊し，近接する複数の配管を損傷，ガス漏えい・火災が発生し，隣接する複数のLPGタンクが爆発*球形・常温タンクであり，日立LNG基地の平底円筒型・低温LPGタンクとはタイプが異なる。

出典：コスモエネルギーホールディングス株式会社「千葉製油所の火災・爆発事故について」，他

・ これらの内容より， LNG基地から大規模なガス漏えいが発生しても，遠方の発電所の安全機能に影響を与えることはないと判断する。
論点No.59-1112

＜参考1＞ 日立LNG基地のガスタンクからの大量漏えいに係る検討評価 （1／3）● 日立LNG基地のガスタンクの安全性に関して，当社より東京ガス株式会社に確認を行った内容は以下のとおり要約され，基地の安全性に関しては問題ないと考える。
１．ガスタンクからのガス漏洩防止及び影響緩和の対策内容
・ガス工作物は可燃性ガスであるLNG/LPGを大量に取り扱うことから高い安全性が求められており，ガス事業法による公的な技術基準（ガス工作物技術基準（ガス工作物の技術上の基準を定める省令，ガス工作物の技術上の基準の細目を定める告示）），及び日本ガス協会による各種指針に則って設計・建設され，完成検査に合格の上，維持・運用されている。
・日立LNG基地のプレストレストコンクリート（以下「PC」という）LNG地上式貯槽および，PCLPG地
上式貯槽についても，ガス工作物技術基準及び日本ガス協会のLNG地上式貯槽指針等に則って設計・建設されている。
・耐震性についても，ガス工作物技術基準，及び日本ガス協会のLNG地上式貯槽指針，製造設
備等耐震設計指針等に則っており，東日本大震災を踏まえた耐震基準検討の結果においても，「主要な製造設備・高圧ガス導管に被害が生じなかったことから，『現行耐震設計基準は，妥当なものと評価できるので引き続き維持する』」（ガス安全小委員会・災害対策WG12年3月報告書）とMETI提言がなされている。
・PCLNG/LPG地上式貯槽は，LNG/LPGを貯蔵する自立した金属製のタンク本体（内槽）が，PC製の厚い防液堤で覆われた2重構造になっており，万一内槽からLNG/LPGの漏洩が発生したとしても，大量のLNG/LPGが防液堤外部に漏洩することは想定されない。
論点No.59-12

13＜参考1＞ 日立LNG基地のガスタンクからの大量漏えいに係る検討評価 （2／3）● 日立LNG基地のガスタンクの安全性に関して，当社より東京ガス株式会社に確認を行った内容は以下のとおり要約され，基地の安全性に関しては問題ないと考える。
２．シビアアクシデントによるガス漏えい，影響評価の内容
・ガス事業法では，ガス工作物に関し，ガス工作物が爆発等により与える影響を及ぼさないようにするため，その外面から事業場の境界線に対し，およびその外面から保安物件（学校，病院等）に対し，必要な離隔距離を確保することを求めている（ガス工作物の技術上の基準を定める
省令第６条第１項～第３項，ガス工作物の技術上の基準の細目を定める告示第2条～第5条）。
・日立LNG基地のLNG地上タンク，LPG地上タンクも，省令・告示に則り必要な離隔距離を確保されている。注
注：日立LNG基地付近の学校，病院等の位置を確認し，基地から近い施設までの距離は
東海第二発電所からの離隔距離（約1.5km）と概ね同等であることを確認している。（当社調べ，次頁参照）

論点No.59-13

14＜参考1＞ 日立LNG基地のガスタンクからの大量漏えいに係る検討評価 （3／3）● 日立LNG基地付近の学校，病院等の位置の確認結果。基地から近い施設までの距離は
東海第二発電所からの離隔距離（約1.5km）と概ね同等となっている。（当社調べ）「地理院地図（電子国土Web）」に加筆

学校
病院等

病院等
学校

病院等

最短
約1.2km

日立LNG基地

約1.5km学校

東海第二発電所を囲む
直径900mの円論点No.59-14

15

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （1／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガス株式会社 プレスリリース 2018/04/03 「日立LNG基地 2号LNGタンク」の建設工事着手について

論点No.59-15

16

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （2／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガス株式会社 プレスリリース 2018/04/03 「日立LNG基地 2号LNGタンク」の建設工事着手について

論点No.59-16

17

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （3／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガス株式会社 プレスリリース 2018/04/03 「日立LNG基地 2号LNGタンク」の建設工事着手について

論点No.59-17

18

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （4／6）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガス株式会社 パンフレット 「環境にやさしいエネルギーでより豊かな生活を－茨城幹線 計画概要－」より抜粋

論点No.59-18

19

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （5／6）

論点No.59-19

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガスパイプライン株式会社 ＨＰ「業務内容 輸送幹線パイプライン設備」より抜粋

20

＜別紙1＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （6／6）

論点No.59-20

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲

出典：東京ガスパイプライン株式会社 ＨＰ「業務内容 輸送幹線パイプライン設備」より抜粋

21第19回ワーキングチーム
資料３ 修正＜参考2＞パイプライン爆発事故事例（1／2）● 米国 カリフォルニア州San Bruno 天然ガスパイプラインにおけるガス漏えい・爆発事故
項

目

内

容

発生日時

2010年9月9日

発生場所

米国カリフォルニア州 San Bruno

対象施設

PG＆Ｅ社 地下埋設天然ガスパイプライン「Line132」（鋼製，外径762mm，地下2mに敷設）

事故内容

パイプラインからのガス漏洩・爆発・爆発地点に長さ22m，幅8mのクレーターが生成
・パイプラインの一部（長さ8.4m，重さ約1360kg）が約30m離れた地点に落下・爆発地点付近の住宅で火災発生，死亡者発生

事故原因

1956年に設置したパイプラインの配管長手方向シーム溶接部の欠陥の長期運転に伴う拡大，破壊・貫通に伴うガス漏洩及び引火

爆発地点のクレーターと破断した配管

論点No.59-21

事故後の2011年6月20日の現場

出典：圧力技術第50巻3号，
他

22

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正＜参考2＞パイプライン爆発事故事例（2／2）● 台湾 高雄市ガス漏えい・爆発事故
項

目

内

容

発生日時

2014年7月31日～8月1日

発生場所

台湾 高雄市 Cianjhen地区

対象施設

李長榮化學工業 プロピレンガス用パイプライン（地下敷設）

事故内容

パイプラインの腐食に伴う下水道へのガス漏えい，引火・爆発・下水道沿いの道路が数100m陥没，車両が横転，火災発生，死亡者発生
・原動機付自転車が5階建ビルの屋上まで飛散

事故原因

パイプラインの不適切な敷設，不十分な保守管理による腐食に伴うガス漏洩

高雄市内の石油化学工場，パイプライン及び爆発現場の位置関係

論点No.59-22

ガス爆発現場の状況
出典： 「2014年台湾・高雄市ガス爆発事故における行政・民間・地域住民の災害対応」 （孫同文， 国立曁南国際大学）他

23

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲＜別紙2＞船舶の爆発影響評価

・日立ＬＮＧ基地のＬＮＧ輸送船及びＬＰＧ輸送船並びに内航船の爆発を想定。
の位置までしか近づけないことから，当該ポイントから評価対象
・輸送船は，喫水の関係で水深施設までの離隔距離が最も短くなる地点での爆発を想定。
の位置までしか近づけないことから，当該ポイントから評価対象
・内航船は，喫水の関係で水深施設までの離隔距離が最も短くなる地点での爆発を想定。
・海水ポンプ室と放水路ゲートは，津波防護施設に遮られ爆風圧の影響は受け難いため，評価対象外とする。

ＬＮＧ輸送船及びLPG輸送船の爆発地点と評価対象施設との位置関係

内航船の爆発地点と評価対象施設との位置関係
論点No.59-23

24

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲＜別紙2＞船舶の爆発影響評価●爆風圧の影響評価
・爆発（爆風圧）の危険限界距離＊の算出式は以下のとおり。

＊ガス爆発の爆風圧が0.01MPa以下になる距離（人体に対して影響を与えない圧力）（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）

・評価対象施設は，危険限界距離を上回る離隔を有していることを確認した。
船舶の爆発（爆風圧）に対する評価結果
爆発源

危険限界距離（m）

離隔距離（m）

ＬＮＧ輸送船335

1,100（主排気筒）

ＬＰＧ輸送船340

1,100（主排気筒）

内航船

165

390（タービン建屋）●爆発飛来物の影響評価
・爆発エネルギーから求まる最高射出速度に対し，射出角をパラメータとして最大到達距離を評価した。
・評価対象施設は，飛来物の到達距離を上回る離隔を有していることを確認した。
船舶の爆発（飛来物）に対する評価結果
爆発源

飛来物の到達距離（m）

離隔距離（m）

ＬＰＧ輸送船497940（海水ポンプ室）

論点No.59-24

25

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲＜別紙3＞船舶の火災影響評価

・日立ＬＮＧ基地のＬＮＧ輸送船及びＬＰＧ輸送船並びに内航船及び定期船の火災を想定。
の位置までしか近づけないことから，当該ポイントから評価対象
・輸送船は，喫水の関係で水深施設までの離隔距離が最も短くなる地点での火災を想定。（LPG輸送船はLNG輸送船に評価が包絡）の位置までしか近づけないことから，当該ポイントから評価対象
・定期船は，喫水の関係で水深施設までの離隔距離が最も短くなる地点での火災を想定。（内航船は定期船に評価が包絡）ＬＮＧ輸送船の火災地点と評価対象施設との位置関係

定期船の火災地点と評価対象施設との位置関係

論点No.59-25

26

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲＜別紙3＞船舶の火災影響評価

・以下の式にて，評価対象物の表面温度Tが許容値に至る危険距離を計算した。
（例：建屋の場合）

評価対象物の表面温度：（出典：各種文献（設備毎））（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）

評価対象施設の危険距離：（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）

円筒火災モデルと輻射熱評価の概念図

・ 各評価対象施設の評価点の表面温度が許容値となる危険距離を算出した結果，危険距離は，離隔距離を十分に下回ることを確認した。
ＬＮＧ輸送船火災に対する評価結果
主な評価対象施設

定期船火災に対する評価結果

危険距離（m） 離隔距離（m）

主な評価対象施設

危険距離（m） 離隔距離（m）

原子炉建屋

263

1,100

原子炉建屋

85

300

放水路ゲート87

1,050

放水路ゲート29

220

非常用ディーゼル発電機

153

1,100

非常用ディーゼル発電機

50

330

海水系ポンプ

142940

海水系ポンプ

47

70

論点No.59-26

27

＜別紙4＞評価対象とした危険物等の選定（1／4）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲●危険物の種類の区分
・ 消防法において，危険物は，「引火性，発火性の物資，燃焼を促進させる物質」とされており，その種類や性質等に応じて以下の6種類に分類されている。
●発電所の評価対象とした危険物等
・ 本評価では，発電所周辺での取扱量が多く，引火性液体であり広範囲に漏えいし大規模な火災発
生の危険性を有する，危険物第四類の貯蔵施設や輸送車両・輸送船等を火災源と想定している。
・ また，これらの危険物以外に，同様に発電所周辺での取扱量が多く，爆発時の影響が大きいと考えられる，ＬＮＧ，ＬＰＧ等のガス貯蔵施設及び輸送車両・輸送船等のガス爆発を想定している。
消防法における危険物の分類
類 別

区

分

性

質

第一類

酸化性固体

他の物質を強く酸化させる性質の固体で，可燃物と ・過酸化ナトリウム
混合したとき極めて激しい燃焼を起こさせる。
・硝酸アンモニウム

第二類

可燃性固体

火炎で着火又は低温で引火し易い固体で，燃焼が ・硫黄
早く消火が困難・マグネシウム粉

第三類

自然発火性物質及 空気にさらされることで自然発火し，又は水と接触し ・ナトリウム
び禁水性物質て発火若しくは可燃性ガスを発生する。
・水酸化ナトリウム

第四類

引火性液体

液体であって，引火性を有する。

第五類

自己反応性物質

固体又は液体であって，加熱分解等により比較的
・ニトロセルロース
低い温度で多量の熱を発生し，又は爆発的に反応
・トリニトロトルエンが進行する。

第六類

酸化性液体

その物自体は燃焼しない液体だが，混在する他の可燃物の燃焼を促進する。
論点No.59-27

物品の例

・ガソリン
・灯油，軽油，重油

・過酸化水素・硝酸28

＜別紙4＞評価対象とした危険物等の選定（2／4）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲（1） 第四類以外の危険物の影響（貯蔵等；施設）・ 第四類以外の危険物について，発電所付近の施設の火災・爆発事故影響を推定した。
・ 東海第二発電所の付近で第四類以外の危険物を取り扱う施設の位置は右図，また内容は以下のとおり。
・ ここで示したとおり，当該施設は発電所付近の危険物第四類（ガソリン，灯油，軽油等）及びＬＮＧ・ＬＰＧの貯蔵施設＊１と比べて，発電所からの離隔距離が長く，また貯蔵容量ははるかに少ない。
＊１ 例：発電所北方約1.5km，LNGタンク容量約23万m３

・ これより，当該施設で火災・爆発等の事故が生じたとしても，危険物第四類及びＬＮＧ・ＬＰＧの貯蔵施設の事故と比べて，発電所への影響は小さいものと推定される。
東海第二発電所付近の第四類以外の危険物施設＊２
事業者名

危険物種別

タンク容量
（m３）

発電所からの離隔距離＊２ 発電所から10km圏内の危険物施設の調査結果より＊「国土地理院地図（電子国土Web）」に加筆

東海第二発電所付近の第四類以外の危険物施設位置

論点No.59-28

29

＜別紙4＞評価対象とした危険物等の選定（3／4）

第19回ワーキングチーム
資料３ 再掲（2） 第四類以外の危険物の影響（輸送；道路）・ 第四類以外の危険物について，発電所付近を走行する輸送車の火災・爆発事故影響を推定した。
・ 危険物第五類（自己反応性物質）として，ニトロ化合物のＴＮＴ（トリニトロトルエン）等があり，これは爆薬として利用されている。爆発影響を確認する点で代表的な化学物質と考えられる。
・ これまでのワーキングチームの検討において，爆薬や弾薬等の輸送車の爆発による発電所への影
響を以下のとおり確認している。＊
・発電所に隣接する国道245号線上注における爆薬・弾薬の輸送車の爆発事故を想定
注 発電所評価対象施設までの最短離隔距離450m

・ＴＮＴ火薬の爆風圧と換算距離，道路法の車両総重量の制限の関係より，国道の輸送車両の爆発が発電所の評価対象施設に悪影響を与えないことを確認・ これより，第四類以外の危険物の輸送
車の火災・爆発による発電所への影響は小さいものと推定する。
＊ 第16回ﾜｰｷﾝｸﾞﾁｰﾑ 論点No.56「爆薬や弾薬等の輸送車の爆発による敷地への影響について」参照

図 評価対象施設と公道を通行する車両の位置関係
論点No.59-29

30

＜別紙4＞評価対象とした危険物等の選定（4／4）

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正（3） 第四類以外の危険物の影響（輸送；航路）・ 第四類以外の危険物について，発電所付近を航行する輸送船の火災・爆発事故影響を推定した。

茨城港
日立港区

・ 東海第二発電所付近の航路は，発電所北方の茨城港日立港区から続いており，発電所の評価
対象施設から約1.4kmの離隔距離を有している。
・ 発電所北方の日立港区で扱われる輸送品は，
石油製品，鉱産物，工業用原料，自動車，食料品等であるが，過去2年間の荷役実績にて，第四類以外の危険物については積み込み・積み下ろ
しがないことを確認しており，該当する危険物の輸送の可能性・頻度は低いと推定される。

約1.4km航 路

東海第二発電所

・ 以上の（1）～（3）の確認結果より，火災・爆発の評価対象として，危険物第四類及びLNG・LPGを選定することで，発電所に対する主な火災・爆発の影響を確認できると判断している。

＊海上保安庁HP情報（2017年集計）に加筆

東海第二発電所周辺の航路

・ ここで，海外における事故事例を参照すると，第四類以外の危険物の爆発事故が複数確認されている。国内では当該危険物の流通量は少なく，また危険物としての管理が行われることから，類似の爆発事故の可能性は低いと考えるが，将来的な発電所への潜在リスクを把握する観点から，今後も発電所周辺の第四類以外の危険物の情報収集を続け，外部火災の影響評価条件への影響を確認していくこととする。
＜参考3＞＜論点No.57参照＞
論点No.59-30

31＜参考3＞国内外の硝酸アンモニウムの需給状況と爆発事故事例

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正近年，海外では硝酸アンモニウムが原因と推定される大規模な爆発事故が複数発生している。
ここでは国内外の硝酸アンモニウムの需給状況と爆発事故事例についてまとめた。
●海外における硝酸アンモニウムの需給状況
・ 硝酸アンモニウム（NH４ＮＯ３）は，硝酸とアンモニアが結合した常温で無色結晶の固体であり，融点は169.5℃，吸湿性と水溶性が高く，硝安の名前で肥料として用いられ，また爆薬の原料でもある。 ＊１
・ 海外では，硝安は肥料としての需要が大きく，2017年における世界生産量は約2,000万トンに及ぶとされている。 ＊２ ＊１：ブリタニカ国際百科事典，日本大百科全書，＊2：Wikipedia●国内における硝酸アンモニウムの需給状況
・ 一方で，国内においても硝安（硝酸アンモニウム）は生産されているが，国内の生産規模は海外に比
約1.4km
べて小さく（2008年度の硝安生産量：30,400トン） ＊３ ，また硫安，塩安，尿素等の全窒素肥料に対する硝安系肥料の割合は2％弱を占めるに過ぎないとされ，海外と比べて国内の流通量は少ない。＊４・ 国内で需要が少ない理由として，降雨の多い日本では土壌中で負の電荷を持つ硝酸（NO３－）が流されやすく窒素成分が無駄になること，湿度が高い気候が吸湿性を有する硝安肥料に不適であること，また硝安は爆発物の指定を受け取り扱いに規制を受けること等が原因とされている。 ＊４，＊５，＊６＊3：財団法人農林統計協会「ポケット肥料要覧」（硝安の以降の統計は廃止されている）＊4：世界大百科事典（第2版）， ＊5：化学辞典（第２版） ＊6：西尾通徳の環境保全型農業レポートNo.61，●硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故事故
・ 近年，海外では硝酸アンモニウムが原因とされる大規模な爆発事故が複数発生しており，倉庫内での保管方法が不適切であったこと等が事故原因として指摘されている。（次頁以降参照）
・ 一方で，国内では近年，硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故は発生していない。この理由として，上述のとおり相対的に国内での取扱量が少ないことや，消防法の危険物指定に基づく管理が浸透していること等が理由として推定される。
論点No.59-31

32

＜参考3＞硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故事例（1／3）

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正● 米国テキサス州の肥料工場の爆発事故
項

目

内

容

発生日時

2013年4月17日

発生場所

アメリカ合衆国テキサス州マクレナン郡ウエスト

対象施設

化学肥料会社ウエスト・ファーティライザーの肥料工場

事故内容

工場で火災が発生し，貯蔵倉庫の化学肥料（硝酸アンモニウム＊）が爆発
・事故現場に30mに及ぶクレーター形成・工場及び周辺の集合住宅，学校，福祉施設等60棟～80棟が破壊＊2012年時点の貯蔵量270t
・死傷者多数発生

事故原因

工場内で原因不明の火災発生後に，2度の大規模な爆発に至った。

事故後の工場内の確認作業

化学肥料工場の事故時の状況

論点No.59-32

出典：ロイター日本版，時事ドットコムニュース，他

33

＜参考3＞硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故事例（2／3）

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正● 中華人民共和国 天津港のコンテナ倉庫群の爆発事故
項

目

内

容

発生日時

2015年8月12日

発生場所

中華人民共和国 天津市浜海新区 天津港
ルイハイ

対象施設

瑞海公司危険物倉庫（硝酸ｱﾝﾓﾆｳﾑ，硝酸ｶﾘｳﾑ，金属Na，Mg等 計2,500t）

事故内容

倉庫で保管中の硝酸アンモニウム等の引火・爆発
・2回の爆発で直径約100mのクレーター状の巨大な穴が形成
・約150m範囲内の建物が大破，半径2km圏内の建物の窓ガラス等が破損・死傷者多数発生

事故原因

倉庫受入区のコンテナ区に保管中のニトロセルロースが不適切な扱いにより乾燥・発火し，他の化学薬品に引火して火災が拡大，硝酸アンモニウム等に延焼し爆発に至った。

大規模爆発の現場にできた巨大な穴

廃虚と化した爆発現場

論点No.59-33

出典：天津爆発事故の状況 損保ジャパン
日本興亜RMレポート，時事通信，他

34

＜参考3＞硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故事例（3／3）

第19回ワーキングチーム
資料３ 修正● レバノン ベイルート港湾倉庫での爆発事故
項

目

内

容

発生日時

2020年8月4日

発生場所

ベイルート 首都ベイルート港湾地区

対象施設

港湾倉庫（硝酸アンモニウム 2,750t保管）

事故内容

倉庫内に保管していた大量の硝酸アンモニウムに引火，爆発・2回目の爆発で，倉庫跡に幅124m，深さ43mのクレーター形成
・マグニチュード3.3の地震と同等の地震波観測，10km先まで爆風が到達

事故原因

不法運航の貨物船から没収した硝酸アンモニウムを適切な安全管理を行うことなく6年間に渡り保管。（爆発時に倉庫外壁の穴の溶接作業中との報道有）爆発で立ち上る煙破壊された穀物倉庫（左）と爆発現場のクレーター（右）論点No.59-34

ベイルート港の爆発跡
出典： Wikipedia 2020年ベイルート爆発，THE SANKEI NEWS，
NEWSWEEK

35

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.59】
近隣の産業施設における火災・爆発等の東海第二発電所への影響について
指摘事項等・県民意見に下線を記載【委員からの指摘事項等】

対応する資料頁数等を＜第16回ワーキングチーム指摘事項＞

・ＬＮＧ基地のガスタンク爆発時の飛来物の発電所への影響について資料に加えること。 P.2

内に記載

P.7-9

・ＬＮＧ基地のガスタンクからガスが大量漏えいして発電所に向かい発火するようなリスクを検討すること。
・周辺火災によるＬＮＧタンクの加温，破裂に伴う爆発事故について検討すること。

P.2

P.8-9

P.2
P.10-14・爆発性の化学物質等を積載した輸送船等の爆発事故について検討すること。（米国における硝酸アンモニウム事
故事例参照）
P.4 P.27-34＜第19回ワーキングチーム指摘事項＞
・ＬＰＧタンク漏えい時の発電所への影響に係る定量的な検討を行うこと。 P.2 P.12-14

論点No.59-35

36

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.59】
近隣の産業施設における火災・爆発等の東海第二発電所への影響について
指摘事項等・県民意見に下線を記載【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

対応する資料頁数等をNo.205内に記載

それから，33ページのところで，付近に石油コンビナートなどはないと。それから，83ページのところで，取水口のあたりに漂流物は大丈夫だと書いてありますけれども，今回の説明書全般を見てみますと，東海第二原発の北側に少なくとも日立港という大きな港があると。そこにどのような船舶や施設があるかということについて全く書かれていないと。これはどういうことなんだろうと思うんですね。 P.2,4,5 P.6-16,23-34 「外部事象対策について」近隣工場火災参照
大きな施設的なものとしては，日立港の第１埠頭のすぐ山側のところに石油タンクの基地がありまして，そこには16基のタンクがあります。重油とかいろいろ入っているわけです。タンカーは日立港に毎日のように入っている。それのトータル的な容量は2.2キロリットルぐらいだったと思います。それから，第５埠頭には，地上式では世界最大23万キロ
ワットのＬＮＧタンクがあります。あとはＬＰＧタンクが８万キロリットル，そして，現在，同じすぐ脇に23万キロワットのＬ
ＮＧタンクをもう１基建設中です。そういうことも書いていない。 P.2,4,5 P.6-16,23-34
No.750「外部事象対策について」近隣工場火災参照

外部火災対策Ｐ３０ 近隣の産業施設の火災影響については，発電所敷地外の半径１０ｋｍ以内に石油コンビナート
等に相当する施設がないことを確認とあるが，ＬＮＧガス基地（日立港）の事故対応についてはどの様に考えているのか？
P.2 P.6-16

論点No.59-36＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

37

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.207
崖の上の石油タンクもひびが入って，油が日立港に流れてきて，それから，そちらの原発の中に入っていくということも十分考えられる。 P.5
平成14年の12月に北朝鮮のチルソン号が座礁しましたときに，燃料油が船から流れ出しまして，北は高萩市，南はひたちなか市，つまり東海村を越しているわけです。そこまで漂着して，市民がそこへ出ていってボランティアで砂浜を回収したんです。
ですから，そういうふうな事実もありますので，そのあたりも含めて，過去の経歴，それから，現在使われている状況，
ちなみに，外国船の１万トン以上だったと思いますが，日立のここの建物の中に図書館がありますから，私もちょっと調べてみたんですが，2008年のデータが最後で，それ以後はありませんけれども，67隻，１万トン以上の外国船が日立港に入っています。
ですから，そういうふうな基本的な現状をなぜ無視したのかということも含めましてお尋ねしたいと思います。
No.1020P.5

Q5:資料（３０）外部火災対策”発電所敷地外の半径１０ｋｍ以内に石油コンビナート等に相当する施設がないことを確認”とある。しかし，５ｋｍ以内の日立港地域にはガスタンクが設置されている。また地下にはガス管が埋設され，徐々に延長されている。この現状認識の相違は違和感を覚える。
P.2-3 P.6-22

論点No.59-37＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

38

論点No.104，117 【重大事故等対策】①フィルタ付きベント装置の性能，系統の信頼性及び故障の想定・対応等について（非常用ガス処理
系との関係等を含む）【説明概要】
フィルタベント装置の使用には電源が不要であり，可動部もないため，信頼性が極めて高い。ただし，流路を形成するための弁を開ける必要があるため，弁の故障を想定し，バイパス弁の設置に加え人力で開けることができる装置も設置する。また，既設建屋への逆流を防止するため，流路を一部兼用する不活性ガス系の隔離を確認した後にベントする手順を設けている。
また，フィルタベントは特定重大事故等対処施設(ES)として同じものを設置する計画(フィルタベントの多重化)としていたが，原子力規制委員会の審査を経て，循環冷却設備・ベント設備を追加設置することにより格納容器を守る手段を強化(多様化)したことで，SA/ESで兼用化することとし，系統構成を変更している。
②フィルタ付きベント設備の具体的な設計方針及び放出源情報の把握等の方法について【説明概要】
フィルタベントの放出先はスタック(排気筒)ではなく，新たに設置される排気口からとなる。
フィルタベントの排出経路には放射線モニタを設け，大気へ放出する放射性物質濃度を監視する設計としており，放射線モニタで核種までは特定できないが，大気に放出される核種としては，フィルタ装置で除去しきれない希ガス及びよう素が挙げられ，その中でも支配的な希ガスであるKr,Xeを選定している。
論点No.104,117-1

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。

39

特定重大事故等対処施設を踏まえた系統変更について○東海第二発電所においては，原子炉格納容器を守るための設備として，従来より循環冷却設備を設けている。これは，格納容器下部に貯められている水を原子炉圧力容器や格納容器上部へ流すことで事故時に燃料から発する熱を冷却することで，圧力上昇を抑制する設備であり，除去した熱は熱交換器を経て海へ逃がす設計である。
〇東海第二発電所では，重大事故によるSA事象時に使用する水冷式循環冷却設備とフィルタベントに加え，ES事象＊時に使用するフィルタベントを設置する計画としていたが，国の審査を経て，熱を大気へ逃がす空冷式循環冷却設備を自主対策設備からES設備へ格上げし，併せてフィルタベントとは位置的分散を図ったES用新設ベント設備を新設することとした。
〇以上の設備を追加し，格納容器を守る機能を強化したことより，従来のフィルタベントをSA/ESで兼用化することとした。兼用は東海第二発電所独特の設計となるが，同じ設備を2個設置するよりも，同じ機能を持つ別のシステムを設置することで，共通要因による故障を回避できるよう，多様性を持たせた方が有＊ES事象：大型航空機の衝突等，特定重大事故等対処施設で対処すべき事象
利と判断したためである。
原子炉
格納容器

海水冷却

空冷式循環冷却設備（自主対策）

フィルタベント(ES)

水冷式循環冷却設備（DB2系統，SA2系統）

フィルタベント(SA/ES)

空気冷却

格納容器破損防止設備（当初設計）

原子炉
格納容器
空冷式循環冷却設備
（ES）

新設ベント
設備(ES)

海水冷却

論点No.104,117-2

原子炉圧力容器

フィルタベント(SA)

原子炉圧力容器

水冷式循環冷却設備（DB2系統，SA2系統）

設計の見直し空気冷却

格納容器破損防止設備（見直し後の設計）

40

フィルタベント概要○東海第二発電所では，万一原子炉が破損した場合においても，原子炉格納容器を守ることによって周辺環境への影響を最小化し，長期的な住民避難を伴う事故を防ぐために「格納容器圧力逃がし装置(フィルタ装置)」を用いたフィルタベントを設けることとしている。
〇フィルタベントは，原子炉格納容器内から放射性物質を含む蒸気を配管で導いて内部に通気すること
で，エアロゾル状の放射性物質やよう素の多くを装置で除去した上で，蒸気を大気に放出することで，原子炉格納容器の破損を防止するものである。
○フィルタベントは，原子炉格納容器で発生した水蒸気の圧力のみで使用できるため，電源が不要であり，ポンプのような可動部もなく，信頼性が極めて高いことが特徴である。

原子炉建屋
放出口

フィルタ装置フィルタ装置概要

東海第二発電所 フィルタベント系統図

論点No.104,117-3

41フィルタ装置の構造・性能・実績○フィルタ装置は，①ベンチュリスクラバ，②金属フィルタ，③よう素除去部の3つのセクションで構成されており，大気へ放出されるセシウム137の量を1/1000に減少させることができる。
①ベンチュリスクラバ②金属フィルタ③よう素除去部：薬液にてエアロゾル(ほこり状の放射性物質)やよう素を除去する：①で除去しきれなかったエアロゾルをフィルタで除去する：①で除去しきれなかったよう素を銀ゼオライトに吸着させる○フィルタ装置の除染性能については，ドイツのカールシュタインにある試験施設(JAVA)にて，電力会
社・ドイツ原子力安全委員会・その他第三者機関立会いの下，性能試験を行っている。
東海第二発電所で採用するフィルタ装置は，上記の試験結果に基づき設計したものを採用する。
○なお，フィルタベントは，ドイツ・フランス・フィンランドなど諸外国においても採用されている。
③よう素除去部
銀ゼオライトによりガス状の放射性よう素を除去②金属フィルタ
ベンチュリスクラバを通過したエアロゾルを捕集・保持し，スクラビング水から生じた液滴を除去。
主に小口径のエアロゾルに有効①ベンチュリスクラバ
ベンチュリノズル部においてエアロゾル及び無機よう素の大部分を捕集し，スクラビング
水中に除去する。
主に大粒径のエアロゾルに有効

フィルタ装置で放射性物質を吸着する仕組み

格納容器より論点No.104,117-4

JAVA試験におけるフィルタ装置の除染性能の例(金属フィルタ部)

42

東海第二発電所におけるフィルタベント系統○フィルタ装置自体に動力は不要であるが，フィルタ装置へ水蒸気を導くための弁を開ける必要がある。
そのため，系統中の弁は外部電源や非常用発電機が使用できない場合においても発電が可能であるSA用電源装置及びES用電源装置からの給電で動作する電動弁を採用し，万一弁が動作しなかった場合のためにバイパス弁を設置し，多重化する。加えて，電動での操作が出来ない場合においても遮蔽を通して人力で弁を開けられるよう，遠隔人力操作機構も設置する。また，取出口は2箇所設置する。
○フィルタベントは既設の不活性ガス系との接続があるが，仕切り弁は多重化されており，ベント前に隔離確認をする手順を設ける。また，非常用ガス処理系・耐圧強化ベント系とは独立した系統としている。
〇フィルタベント使用中は，フィルタ装置の薬液が蒸発し，水位が減少する。このため，ベントから7日間は補給が不要となる水量を確保し，その後は薬液を補充することができる補給水ラインを設ける。
〇ES兼用化により，これらの配管・弁においては，基準地震動が発生した場合においても，より裕度を持って耐えられる。

論点No.104,117-543フィルタベント時のCs-137放出量○重大事故等が発生した場合においても， Cs-137の総放出量は100TBq以下に抑えることが新規制基準にて要求されているため，フィルタベントを行った場合の環境への放出量を評価している。
○大気への放出経路としては，「原子炉建屋からの漏えい(事象発生2時間後からは原子炉建屋ガス処
理系を通した排気筒からの放出)」「フィルタベントによる放出」があり，事象発生から100日後においても総放出量は100TBqを十分下回ることを確認している。

排気筒からの放出（原子炉建屋ガス処理系
起動（2時間）後から）フィルタベント時のCs-137評価結果

フィルタベントによる放出（約19時間～）

評価結果
事象発生
7日間

事象発生
30日間

事象発生
100日間

建屋漏えい

約14.3TBq

約14.4TBq

約15.5TBq

フィルタベント
放出量(S/C)

約0.00012TBq

約0.00013TBq

約0.00015TBq

フィルタベント
放出量(D/W)

約0.73TBq

約0.94TBq

約0.98TBq

環境への総放出量(建屋漏えい+フィルタベント
放出量)

原子炉建屋からの漏えい（原子炉建屋ガス処理系
起動（2時間）前まで）

原子炉建屋
への漏えい

原子炉建屋ガス処理系（起動後）
約16TBq(約15TBq)※

約16TBq(約15TBq)※

格納容器
D/W
ベント

約17TBq(約16TBq)※
原子炉建屋

S/C
ベント
フィルタ装置※()はフィルタベント放出量(S/C)時の値を示す

論点No.104,117-644フィルタベントの放出経路について○フィルタベントの放出経路は，従来から設置されている耐圧強化ベント系とは異なり，排気筒(スタック)からの放出ではなく，独立した排気口を新たに設ける。
・重大事故によるSA事象時に使用する排気口：原子炉建屋屋上付近に設置・ES事象時に使用する排気口：大型航空機の衝突その他のテロリズムへの耐性を有する場所に設置〇フィルタベントの放出経路には，大気へ放出する放射性物質濃度を監視するため，排気中の放射性物質からのγ線強度を測定する放射線モニタが設けられている。この放射線モニタの指示値上昇を確認することで，フィルタベントが成功した事が確認できる。

フィルタベントの放出口

論点No.104,117-745フィルタベントにより放出される核種について○放射線モニタは格納容器内にも設置されており，線量率を監視しているが，核種の特定まではできな
いため，通常運転中は定期的にサンプリングすることで核種の分析を行い，燃料破損等の事故の予兆を確認する。
○事故時にフィルタベントにて大気に放出される核種は，フィルタ装置で除去しきれない希ガス及びよう素となる。これらの線量率を評価した結果，希ガスの量が支配的であるため，ベント時に放出される
主な希ガスの核種としてKr,Xeを想定する。
〇フィルタベントの排出経路に設ける放射線モニタで測定された線量率(Sv/h)は，換算係数を用いることで放出放射能量(Bq)を求めることができる。換算係数は，解析で求めた希ガス総量や，時間経過による核種の減衰量などで決まるため，あらかじめグラフを準備しておくことで， 放射線モニタの線量率から放出される放射能量を把握することができる。
ベントガスに含まれる核種
希ガス類：Kr-83m，Kr-85m，Kr-85，Kr-87，Kr-88，
Xe-131m，Xe-133m，Xe-133，
評価対象核種

Xe-135m，Xe-135，Xe-138
よう素：Ｉ-131，Ｉ-132，Ｉ-133，Ｉ-134，Ｉ-135

ベントガスに含まれる希ガスとよう素の割合

ベント
開始時間
事象発生から
19時間後

希ガス

よう素

線量率①

線量率②

（Sv／h）（Sv／h）

1.5×10１

1.5×10－１①／②

1.0×10２

論点No.104,117-8

換算係数グラフ46

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.117】
フィルタ付きベント装置の性能，系統の信頼性及び故障の想定・対応等について（非常用ガス処理系との関係等を含む）【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
P6

No.4

対応する資料頁数等を内に記載

もう一つ，100テラベクレルしか放射性セシウム137が放出されないというふうに断言なさっております。本当でしょうか。
フィルターベントが壊れちゃったらどうするんですか。たった１基のフィルターベントが壊れちゃったらどうするんですか。
コントロールするすべがございますか。まことしやかに100ミリシーベルト以内に抑えるなどというよりは，嘘も万八ではござんせんか。
P2,5

それが壊れちゃったら100テラベクレルでは収まらないでしょうというんだよ。皆さんのコントロールの手を離れちゃうんでしょうよ。
P5
みんな突破されて，最後の最後でしょう，フィルターベントというのは。それが壊れちゃったらどうするんですか。100テ
ラベクレルでおさまえることはできないでしょうと言っているんですよ。あたかもおさまえられるようなことをあなた方は，
悪宣伝なさるから私は怒るんですよ。
P5,6
No.187
放射能の放出時処理の仕方。

P4

No.333
フィルタベントの多重化が必要

P2

論点No.104,117-9＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

47

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.431
フィルターベントを２つにP2

No.737②格納容器のベント用フィルターには，使用実績や信頼性があるのか。 P3,4
No.793⑦格納容器ベント配管と非常用ガス処理系の接続状態（放出ガスが建物内に逆流する可能性の検討）などなど，以下は省略しますが，上記のような地道なご検討を期待しています

P5

No.826<重大事故時対策のフィルターベント装置が足りない>
フィルターベントを一個だけ設置というが，多重化すべき。
No.855P2（２３）フィルターベント（放射性物質の大気放出）
格納容器内の空気を大気放出する場合，まずフィルターベントを通して放射性物質を水で吸収するとしても，限界がある。また，ある程度使用すれば除去性能が低下し，洗浄液の交換等の様々な操作が必要になる。こうした操作ができるか疑問である。また，洗浄液の供給系や排気系の設備等も含めて，耐震性が確保されているか不明である。
P5

P5

論点No.104,117-10＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

48

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.933P2

３ 東海第二の格納容器自由体積は柏崎刈羽原発に比べ小さい故に，同じような事故が起きた場合，格納容器フィル
ターベント装置に依存する可能性が高いと想像されます。にも拘らず東海第二は，各原発とも２基設置する柏崎刈羽と違い，１基しか設置しません。１基ではこれが故障のときには放射能放出を抑制できなくなり住民被ばくは避けられません。複数基の設置を指示してください。より根本的には，放射能を管理放出し格納容器を守ろうとする考え方は住民
被ばく前提に基づくので，容認できません。容量の大きい第２格納容器（圧力冷却建屋）を設置して，そこで冷却し完封しきる方策をご検討ください
No.1116
・逃がし安全弁が設置され，危険が迫った時には圧力を逃がすということだが，その際放射性物質を含んだ気体が外へ洩れないという確認はとっているのでしょうか。また漏れた場合はどのように対処すると想定しているのでしょうか。
No.1187

P5

論点No.124,125,126参照○ベントフィルターの有効性は実証されていない。1/1000に除去されても大量の放射能は大気排出されるので最低3重化が必要。
P4
P6

No.1212
２．東海第二発電所では「格納容器圧力逃がし装置」の設置があります。
この新たに設置される格納容器圧力逃がし装置は本来格納容器内で閉じ込めるべき放射性物質が含まれた気体を配管を通し，格納容器外のフィルター部分へ導くことになります。この過程で漏えいが発生した場合の対策が想定されていません。途中の配管が破損した場合などの対策が必要だと考えます。
P5

論点No.104,117-11＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

49

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.104】
フィルタ付きベント設備の具体的な設計方針及び放出源情報の把握等の方法について【委員からの指摘事項等】
No.96

P7

P8

フィルタ付きベントについて確認したい。ベント先はスタック（排気筒）からか。フィルタベントも放出源情報を得られるよ
うになっているのか。核種まである程度モニタできるのか，あるいはその前の圧力容器内の成分の把握とかそういうもので核種を掴むのか。
P8

論点No.104,117-12＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

50

論点No.105 【重大事故等対策】
フィルタ付きベント装置に関する使用の条件及びタイミングの考え方について【説明概要】
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に係る操作の着手にあたっては，
原子炉の炉心損傷の有無及び格納容器除熱の可否によるプラント状態に応じて判断基準を定めた手順を整備し，発電長は手順に基づきベントを実施する。

論点No.105-1

51

１. 格納容器ベント操作の実施判断基準及び判断フロー
格納容器圧力逃がし装置によるベント操作は，実施判断基準に到達した場合に実施する。
ベント実施判断基準の到達までに確実にベント準備操作が完了する基準として，炉心損傷※１の有無に関わらず，サプレッション・プール通常水位＋５．０ｍ到達※２によりベント準備操作を開始する。
ベント実施判断基準
炉心の状態
炉心損傷※１なし

炉心損傷※１を判断した場合

目的

過圧破損
防止

実施判断基準
格納容器圧力３１０ｋPa[gage]（最高使用圧力）到達
サプレッション・プール
通常水位＋６．５ｍ到達

水素燃焼 格納容器酸素濃度が防止
ドライ条件にて４．３vol％到達※１ 【炉心損傷の判断】
格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッショ
ン・チェンバ内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ンマ線線量率の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で３００℃以上を確認した場合。
※２ 格納容器ベント取り出し口（ベントライン下端：サプレッション
プール通常水位＋８．１４３ｍ）の水没防止のため，外部水源
制限水位として定めたサプレッション・プール通常水位＋６．５
ｍ到達までの余裕を考慮し，サプレッション・プール通常水位＋５．０ｍでベント準備操作を開始する。
※３ ベント実施時の排出経路を構成するため，ベント準備操作としてＦＶ装置入口第一弁を「開」する。
FV装置入口第一弁は，中央制御室から遠隔操作で「開」操作を行うが，遠隔操作が不可の場合は原子炉建屋内で手動で「開」操作を行うことから，現場での手動操作時間（１３０分）を考慮し，操作を開始する。

格納容器圧力逃がし装置によるベント実施の判断フロー
事象発生
YES

炉心損傷※１の有無を判断

格納容器の過圧破損防止を目的とした操作

格納容器内での水素燃焼防止を目的とした操作

NO
格納容器除熱
が可能

YES

判断基準値
に到達

NO

NO

サプレッション・プール水位
通常水位＋５．０ｍ到達※２

判断基準値
に到達

サプレッション・プール水位
通常水位＋５．０ｍ到達※２

ベント準備
実施を判断

ベント準備
実施を判断

ベント準備操作※３開始

ベント準備操作※３開始
判断基準値
に到達

判断基準値
に到達

サプレッション・プール水位
通常水位＋６．５ｍ到達

サプレッション・プール水位
通常水位＋６．５ｍ到達

ベント前準備の実施

ベント前準備の実施

代替格納容器スプレイ停止

代替格納容器スプレイ停止
判断基準値
に到達

論点No.105-2

格納容器酸素濃度を監視し，ベント準備に要する時間を考慮
してベント準備操作※
３開始のタイミングを判断
ベント前準備の実施

格納容器酸素濃度
ドライ条件にて
４．３vol％到達までにベント準備操作完了
判断基準値
に到達

格納容器酸素濃度
ドライ条件にて
４．３vol％到達

格納容器圧力
３１０ｋＰａ[gage]到達

ベント実施

YES

格納容器除熱
が可能

格納容器
除熱を維持

ベント実施

ベント実施

52

２. 格納容器ベント操作実施判断基準（炉心損傷なし）○ 【炉心損傷していない場合】過圧破損防止のためベント操作手順
格納容器除熱ができない場合，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇し，原子炉格納容器の過圧破損に至るおそれがある。このため，格納容器圧力３１０ｋPa［gage］※１に到達した時点で格納容器ベン※１ 格納容器最高使用圧力３１０ｋPa［gage］：格納容器限界圧力（６２０ｋPa[gage]
トを実施する。
までの余裕を考慮し，格納容器ベントを実施する。

格納容器圧力逃がし装置によるベントを実施するまでの流れ【STEP①】炉心損傷が発生していない場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合

原子炉建屋⑥格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び徐熱【STEP②】内部水源となるサプレッション・チェンバ以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施。サプレッション・プール水
位が上昇

可搬型代替
注水大型・
中型ポンプ

【STEP③】サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋５．０ｍに到達した場合は，ベント準備に要する時間を考慮し，ベント準備操作を開始⑥FV装置入口第二弁「開」
ベントを実施【STEP⑤】格納容器圧力３１０ｋPa[gage]到達

原子炉格納容器の過圧破損を防止

代替水源③ベント準備操作としてFV装置入口第一弁「開」※２【STEP④】サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋６．５ｍに到達した場合は，格納容器ベント排気ラインの水没を防止するために外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを停止【STEP⑥】格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び徐熱を実施④格納容器ベント排気ラインの水没を防止するため格納容器
スプレイを停止②代替水源を用いた可搬型設備による格納容器スプレイの実施①代替循環冷却系 ①残留熱除去系
の機能喪失
の機能喪失

フィルタ装置③外部水源を用いた格納容器へのスプレイ ④サプレッション・プールの水位上昇に伴うベントに伴うサプレッション・
排気ラインの水没の恐れ
プールの水位上昇※２ 放出系統として，サプレッション・チェンバからとドライウェルから放出する系統と２通りあるが，
サプレッション・プールにおけるスクラビング効果（エアロゾル等の低減効果）が期待できるサ
プレッション・チェンバからのベントを優先して使用

論点No.105-3

53

３. 格納容器ベント操作実施判断基準（炉心損傷あり及び格納容器除熱なし）○ 【炉心損傷している場合＆格納容器除熱ができない場合】過圧破損防止のためのベント操作手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器除熱ができない場合、原子炉格納容器の過圧破損に至るおそれがある。このため，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋６．５ｍ※１に到※１ 炉心損傷後の外部水源によるスプレイ時，格納容器圧力は最高使用圧力を達した時点で格納容器ベントを実施する。

上回る範囲で維持される。スプレイ停止後は，格納容器限界圧力までの余裕を考慮して速やかにベントを実施する。

格納容器圧力逃がし装置によるベントを実施するまでの流れ【STEP①】炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合

原子炉建屋⑤格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び徐熱【STEP②】内部水源となるサプレッション・チェンバ以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施。サプレッション・プール水
位が上昇

可搬型代替
注水大型・
中型ポンプ

【STEP③】サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋５．０ｍに到達した場合は，ベント準備に要する時間を考慮し，ベント準備操作を開始

原子炉格納容器の過圧破損を防止

代替水源③ベント準備操作としてFV装置入口第一弁「開」※２⑤FV装置入口第二弁「開」
ベントを実施【STEP④】サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋６．５ｍに到達した場合は，格納容器ベント排気ラインの水没を防止するために外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを停止【STEP⑤】格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の減圧及び徐熱を実施④格納容器ベント排気ラインの水没を防止するため格納容器
スプレイを停止②代替水源を用いた可搬型設備による格納容器スプレイの実施①代替循環冷却系 ①残留熱除去系
の機能喪失
の機能喪失

フィルタ装置③外部水源を用いた格納容器へのスプレイ ④サプレッション・プールの水位上昇に伴うベントに伴うサプレッション・
排気ラインの水没の恐れ
プールの水位上昇※２ 放出系統として，サプレッション・チェンバからとドライウェルから放出する系統と２通りあるが，
サプレッション・プールにおけるスクラビング効果（エアロゾル等の低減効果）が期待できるサ
プレッション・チェンバからのベントを優先して使用

論点No.105-4

54

４. 格納容器ベント操作実施判断基準（炉心損傷あり及び格納容器除熱あり）○ 【炉心損傷している場合＆格納容器除熱ができる場合】水素燃焼防止のためのベント操作手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器除熱が可能な場合、格納容器圧力の上昇は抑制されるが，ジルコニウムー水反応により発生した水素及び水の放射線分解により発生した酸素により，格納容器内で水素燃焼が発生する恐れがある。このため，格納容器内酸素濃度が４．３vol％※１に到達した時点で格納容器ベントを実施する。 ※１ ４．３vol％（ドライ条件）：水素燃焼が生じる酸素濃度の可燃限界（５vol％
格納容器圧力逃がし装置によるベントを実施するまでの流れ【STEP①】炉心の著しい損傷が発生した場合において、残留熱除去系による格納容器の除熱が可能な場合以上）に対し，格納容器内酸素濃度計の測定誤差と余裕を考慮して設定

原子炉建屋⑥格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び徐熱②格納容器内の水素濃度が可燃限界を超過【STEP②】炉心損傷の場合、ジルコニウム‐水反応により水素が発生。格納容器内の水素濃度が可燃限界の４Vol％を超過③水の放射線分解により格納容器内の酸素濃度が上昇【STEP③】その後、水の放射線分解により格納容
器内酸素濃度が上昇（格納容器内水素濃度・酸素濃度が可燃限界に到達し、格納容器内で水素燃焼が発生する恐れ）⑤格納容器内の酸素濃度がドライ条件にて４．３vol％に到達【STEP④】ベント準備に要する時間を考慮し、ベント準備操作を開始⑤FV装置入口第二弁「開」
ベントを実施④ベント準備操作としてFV装置入口第一弁「開」※２【STEP⑤】格納容器内酸素濃度がドライ条件
にて４．３vol％に到達【STEP⑥】格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水
素・酸素の排出を実施

原子炉格納容器内での水素燃焼を防止①代替循環冷却系 ①残留熱除去系
による格納容器による格納容器の除熱の除熱フィルタ装置※２ 放出系統として，サプレッション・チェンバからとドライウェルから放出する系統と２通りあるが，
サプレッション・プールにおけるスクラビング効果（エアロゾル等の低減効果）が期待できるサ
プレッション・チェンバからのベントを優先して使用

論点No.105-555

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.105】
フィルタ付きベント装置に関する使用の条件及びタイミングの考え方について【委員からの指摘事項等】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等を

No.97

内に記載

フィルタベントを行うと周囲にいろいろと影響が出るが，タイミングが非常に重要だと思う。どういう条件が成立したら実施するかというのは事故対応の手順で決めると思うが，その辺はどのように考えているか。 P2-5

論点No.105-6＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

56