（補足説明資料 3. 火山の影響評価及び対策）

外部事象-85289

（補足説明資料 3-1. 火山の立地，影響評価（荷重条件））

外部事象-86290

3-1. 火山の立地，影響評価（荷重条件） （1/20） 評価の変遷【立地評価】
申請時の評価(H26.5)• 地理的領域内の第四紀火山「32火山」うち，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として「12火山」を抽出• 抽出した火山による設計対応不可能な火山事象の影響はなく，モニタリング対象外

該当頁

申請以降実施した調査・検討• 地理的領域内の第四紀火山「32火山」を対象に，個別文献調査を行い，各火山の詳細な活動履歴を把握することを目的に，
階段ダイヤグラムを作成

88〜94

最終評価（H29.6）• 地理的領域内の第四紀火山「32火山」うち，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として「13火山」を抽出（笹森山を追加）• 抽出した火山による設計対応不可能な火山事象の影響はなく，モニタリング対象外【影響評価】
申請時の評価(H26.5) 設計上考慮する降下火砕物の層厚を40cmとした。
• 町田・新井(2011)によれば，敷地において最大層厚となる降下火砕物は赤城鹿沼テフラであり，敷地は等層厚線の10cm〜40cmの範囲に位置• 敷地近傍のボーリング調査の結果，約20cmの層厚を確認

申請以降実施した調査・検討• 文献調査・・・・・・・・申請時の評価に山元(2013)等を追加して評価
敷地に最も影響の大きい降下火砕物 ⇒赤城鹿沼テフラ
山元（2013）：20㎝(敷地付近），34cm〜38cm（敷地南側) ⇒40cmと評価
赤城鹿沼テフラと同規模の噴火の降灰分布の事例を確認・整理：最大約25cm• 地質調査・・・・・・・・申請時以降，以下の調査を実施
敷地及び敷地近傍のボーリング調査：約15〜20cm
敷地周辺の露頭調査：文献の分布と整合していることを確認（10cm〜40㎝）
敷地近傍の露頭調査（東海駅露頭）：約20㎝※※露頭詳細観察により浸食による影響を受けていないことを立体的な堆積状況も踏まえ確認
以上のことから，敷地近傍における赤城鹿沼の層厚データの信頼性が向上• シミュレーション・・・赤城鹿沼テフラと同規模の噴火を想定したシミュレーションを実施：約49cm（不確かさを考慮）

95〜
106

最終評価（H29.6）
文献調査，地質調査の結果からは40㎝程度と評価されるが，さらなる保守性として検討した降下火砕物シミュレーションによる不確かさを考慮した解析の結果49cmも踏まえ，これらを総合的に判断し，設計上考慮する降下火砕物の層厚を保守的に50cmと設定

外部事象-87291

3-1. 火山の影響評価及び対策 （2/20） 概要「原子力発電所の火山影響評価ガイド」に従って，東海第二発電所の火山影響評価を実施した。
【立地評価結果】• 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として13火山を抽出• 抽出された火山の火山活動に関する個別評価の結果，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に影響を及ぼす可能性はないと判断される(モニタリング対象外)。
【影響評価結果】• 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山事象を抽出した結果，降下火砕物以外に影響評価すべき火山事象はない。
• 評価すべき降下火砕物の層厚は文献調査，地質調査及びシミュレーションの結果を総合的に評価し50cmとした。

32火山

11火山
合計
13火山
21火山
13火山

2火山
19火山
影響を及ぼさいないと判断できる。

降下火砕物：
赤城鹿沼テフラ・層厚50cm・粒径8㎜以下
・密度0.3〜1.5g/cm3

降下火砕物以外に影響を評価すべき火山事象はない。

本資料でご説明する範囲※原子力発電所の火山影響評価ガイド(原子力規制委員会(2013))に加筆

外部事象-88292

3-1. 火山の影響評価及び対策 （3/20）立地評価
原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出
東海第二発電所の地理的領域(半径160km範囲)に位置する第四紀(約258万年前迄)火山として,陸域の32火山が抽出された。
原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出された13火山の分布は以下のとおり。
• 完新世に活動を行った火山：11火山 →高原山，那須岳，男体・女峰火山群，日光白根山，赤城山，燧ヶ岳，安達太良山，磐梯山，沼沢，吾妻山，榛名山•

将来の活動可能性が否定できない火山：2火山 →笹森山，子持山

No.

第四紀火山

1

高原山

たかはらやま

29
▲

24
27

▲

△ 31

△

22

▲

▲▲

20

△ 7

4

5△

△4

30

△ ▲ 286▲

7

11 △ 10

▲ 16

8

▲ 32

那須岳
とう

塔のヘつりカルデラ群
ふたまたやま

二岐山

No.

第四紀火山

88

17

博士山

90

18

燧ヶ岳

93

東海第二発電所

9

男体・女峰火山群
あいづぬのびきやま

会津布引山
ねなくさやま根名草山にっこうしらねさん

日光白根山

19

すかいさん

10

皇海山
すずがたけ

あだたらやま

安達太良山

104

21

笹森山

22

109

23

116

24

ささもりやまばんだいさん磐梯山
上州武尊山
ねこまがたけ猫魔ヶ岳

25

砂子原カルデラ

116

26

奈良俣カルデラ12

桧和田カルデラ

118

28

子持山

しろうだけ

四郎岳

120

沼上山
赤城山

29

吾妻山

137
137
142
143
145
147

おのこやま

122

30

小野子山

124

31

浅草岳

127

137

あづまやま

150

あさくさだけ

あかぎさん

16

135

こもちやま

ぬまのかみやま

15

133

ぬまざわ

沼沢

鬼怒沼

133

ならまた

27

きぬぬま

131

すなごはら

117

ひわだ

130

じょうしゅうほたかやま

錫ヶ岳

14

半径160km範囲の第四紀火山分布

アヤメ平

11

13

凡例
▲ 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山(13火山)△ 将来の活動可能性のない火山(19火山)

だいら

20

116

127

ひうちがたけ

99

105

敷地からの
距離（km）

はかせやま

なんたい・にょほう

△ 2

1

なすだけ

5

3 ▲
▲ 18
26 19
△ △ △ 13
14 △ △ 8
23 △ △ ▲ 9
▲ 6
15
△

塩原カルデラ

3

△ 25
△ 17
△ 12

しおばら

2

21

敷地からの
距離（km）

156

はるなさん

32

榛名山

157

中野他(2013)に基づき作成

外部事象-89293

3-1. 火山の影響評価及び対策 （4/20）立地評価 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出
将来の活動可能性が否定できない火山の抽出
敷地の地理的領域の第四紀火山(32火山)について，完新世の活動の有無，将来の活動性を検討した結果，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として，将来の活動可能性が否定できない13火山が抽出された。
敷地を中心とする半径160kmの範囲の第四紀火山(32火山)
完新世(1万年前迄)に活動があったか？

なし(21火山)あり(11火山)
高原山
那須岳
男体・女峰火山群
日光白根山
赤城山
燧ヶ岳
安達太良山
磐梯山
沼沢
吾妻山
榛名山

①最後の活動終了からの期間が全活動期間より長いか？
【全活動期間＜最後の活動終了からの期間】(単成火山など活動期間がごく短い火山も含む)⇒ 将来の活動可能性なし

塩原カルデラ,塔のへつりカルデラ群，
二岐山，会津布引山，根名草山，皇海山，
長い(18火山) 錫ヶ岳，桧和田カルデラ，鬼怒沼，四郎岳，沼上山，博士山，アヤメ平，上州武尊山，砂子原カルデラ，奈良俣カルデラ，
小野子山，浅草岳

短い(3火山)将来の活動可能性のない火山(19火山)②最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長いか？
【最大休止期間＜最後の活動終了からの期間】⇒ 将来の活動可能性なし

短い(2火山)完新世に活動を行った火山(11火山)

長い(1火山) 猫魔ヶ岳

笹森山※，子持山

将来の活動可能性が否定できない火山(2火山)※申請後の最新知見に基づき，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山と評価した。

原子力発電所に影響を及ぼし得る火山(13火山)

外部事象-90294

3-1. 火山の影響評価及び対策 （5/20）立地評価 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出
活動履歴・階段ダイヤグラムの例【16.赤城山】
地理的領域内の第四紀火山について，将来の活動可能性の有無については，文献調査結果を基に，当該火山の第四紀の噴火時期，噴火
規模，活動期間を以下のとおり整理し評価した。
火山名

赤城山

敷地からの距離約127km

火山の形式

複成火山-カルデラ，溶岩ドーム

活動年代

30万年前より古い〜1251年

概要

赤城山の活動は中央火口丘形成期，新期成層火山形成期，古期成層火山
形成期に分けられる。最新活動期の中央火口丘形成期は4.4万年前に開始され，最新噴火の1251年噴火による降下火砕物が確認されている(山元(2014a)，
青木他(2008)，及川(2012)等)。

・火山名，火山の形式は中野他(2013)に基づく

赤城山の活動履歴
活動期・火山名

1251年
中央火口丘形成期
新期成層火山形成期
古期成層火山形成期
30万年前

主要噴出物名1251年噴火噴出物※
赤城鹿沼テフラ 等
ガラン石質火砕流
桝形山溶岩 等
荒山溶岩
沼尾川溶岩 等

噴出量
(DRE km3)

2.49
>25.3
58

16.赤城山参考文献
大森編(1986)
鈴木(1990)
富田他(1994)
宇井編(1997)
青木他(2008)
高橋他(2012)
及川(2012)
山元(2014a)
山元(2014ｂ)
山元(2016)
気象庁編(2013)
産業技術総合研究所
地質調査総合センター
編(2014)(中野他(2013)に加筆)

100
中央火口丘形成期
新期成層火山形成期
古期成層火山形成期

80
累積噴出量（DRE km3）

年代

・活動年代については，西来他(2016)に基づき評価
・下線：有史以降の噴出物※気象庁編(2013)によれば，赤城山における有史以降の火山活動は1251年噴火のみ(堆積物未確認)とされるが，早川(1999)によれば，1251年噴火の根拠とされる吾妻鏡の記録は，噴火ではなく山火事の記録とされる。
一方で，及川(2012)及び峰岸(2003)により，同時期の噴火を記録した別の歴史記録も報告されている。

完新世に活動を行った火山であり，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出した。

外部事象-9160

30万年前より古い〜1251年

40

20

0
600

500

400

：噴出量の累積(km3)：噴出量(km3)

300

200

100

0

年代（ka）

赤城山の階段ダイヤグラム

・網掛け部は噴出したと考えられる年代の幅(期間)を表す。
また，網掛部に該当する期間中の噴出量を，期間の中央値に示す。

295

3-1. 火山の影響評価及び対策 （6/20）立地評価
抽出された火山の火山活動に関する個別評価
原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出された13火山について,設計対応不可能な火山事象が原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性について検討した。

原子力発電所に影響を与える可能性のある火山事象及び位置関係

原子力発電所の火山影響評価ガイド(原子力規制委員会(2013))に加筆

外部事象-92296

3-1. 火山の影響評価及び対策 （7/20）立地評価
抽出された火山の火山活動に関する個別評価 評価結果
原子力発電所に影響を及ぼし得る火山について，設計対応不可能な火山事象が影響を及ぼす可能性を以下のとおり検討した。結果は，下表に示すとおり。
• 溶岩流，岩屑なだれについては，いずれの火山も敷地との距離が50kmより長いため評価の対象外とした。
• 新しい火口の開口，地殻変動については，敷地は火山フロントの前弧側(東方)に位置し，敷地周辺では火成活動は確認されていないことから，これらの活動が原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分小さい。
• 火砕物密度流については，いずれの火山も敷地との距離が160km以内であるため，火山の個別評価を行い影響を及ぼす可能性を検討した。
火砕物密度流(160km)▲ 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山△ 将来の活動可能性のない火山

No.

火山名

敷地からの
距離(km)

到達可能
性範囲
(km)

評価結果

1

高原山

88

-

活動履歴上，噴出物は溶岩や火砕物が主体であり,火砕物密度流の発生実績は認められない。

3

那須岳

93

17

6

男体・女峰
火山群

105

18

9

日光白根山

116

-

16

赤城山

127

24

18

燧ケ岳

130

6

20

安達太良山

133

16

21

笹森山

133

13

22

磐梯山

135

10

27

沼沢

143

17

28

子持山

145

6

29

吾妻山

147

19

32

榛名山

157

23

溶岩流
岩屑なだれ，地す新しい火口の開口
べり及び斜面崩
地殻変動
壊(50km)

敷地と火砕物密度流の到達可能性範囲の距離から，原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。
活動履歴上，噴出物は溶岩や火砕物が主体であり,火砕物密度流の発生実績は認められない。

敷地と火砕物密度流の到達可能性範囲の距離から，原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。

敷地は, 火山フロントより前弧側(東方)に位置すること,
敷地と火山の距敷地周辺では火成離から,原子力発
活動は確認されて電所に影響を及いないことから,こぼす可能性はなの事象が原子力発
い。
電所の運転期間中に影響を及ぼす可
能性は十分に小さい。

• 設計対応不可能な火山事象(火砕物密度流，溶岩流，岩屑なだれ他，新しい火口の開口及び地殻変動)が原子力発電所に影響を及ぼす可能性はない。
• このことから抽出された13火山はモニタリングの対象とはならない。

火山地質図(中野他(2013)に加筆)

外部事象-93297

3-1. 火山の影響評価及び対策 （8/20）立地評価 抽出された火山の火山活動に関する個別評価
火砕物密度流の到達可能性範囲の検討の例• 赤城山の過去最大規模の火砕物密度流の到達可能性範囲は噴出中心から約24kmであり，敷地から十分に離れていることから，原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分小さい。

赤城山

約24㎞

外部事象-94298

3-1. 火山の影響評価及び対策 （9/20）影響評価
降下火砕物の影響評価•

降下火砕物の評価については，火山影響評価ガイドにおいて 「降下火砕物に関しては，火山抽出の結果にかかわらず，原子力発電所の敷地及びその周辺調査から求められる単位面積あたりの質量と同等の火砕物が降下するものとする。」とされている。このことから，地理的領域外の火山も対象に文献調査及び地質調査を行い，敷地において最大となる降下火砕物の層厚を設計上考慮する降下火砕物の層厚とする。

※原子力発電所の火山影響評価ガイド(原子力規制委員会(2013))に加筆

外部事象-95299

3-1. 火山の影響評価及び対策 （10/20）影響評価
降下火砕物の影響評価 検討フロー
敷地周辺(半径約30km以内)で確認または分布が推定される降下火砕物
噴出源を同定できる降下火砕物(39テフラ)
なし(26テフラ)原子力発電所の運用期間中に同規模噴火の可能性はあるか？※

あかぎかぬま・赤城鹿沼テフラ
なんたいいまいち

・男体今市テフラ
あ か ぎ みずぬま

・赤城水沼1 テフラ
なんたい しちほんざくら

・男体七本 桜 テフラ
・赤城水沼 9-10 テフラ
ぬまざわ しばはら

・沼沢芝原テフラ

噴出源不明な降下火砕物(1テフラ)
あり(13テフラ)は る な はっさき・榛名八崎テフラ・涸沼川テフラ⇒山元(2013)から，敷地から南西約34km地
点において確認されるが，層厚15cmの泥質堆積物中に再堆積として挟まれる軽石質の粗粒火山灰と示されているものである。

あ か ぎ なめ かわ

・赤城行川2 テフラ
・赤城水沼 2 テフラ
・赤城水沼 8 テフラ
ひうちがたけなないり・燧ヶ岳七入テフラ
あずまや すが だいら

・四阿菅 平 2 テフラ

たかはら と む ろ や ま・高原戸室山2 テフラ(降下火砕物の分布状況に基づく検討)•※敷地での層厚に関わらず同規模噴火の可能性を評価

敷地及び敷地周辺の降下火砕物の分布状況について，文献調査及び地質調査を実施【文献調査】
・敷地において最大層厚となる降下火砕物⇒赤城鹿沼テフラ
町田・新井(2011)：10〜40cm (敷地周辺)
山元(2013)：16〜32cm (敷地周辺)(敷地付近で20㎝程度)【地質調査(赤城鹿沼テフラ)】
・敷地周辺の露頭調査：文献の分布と整合
・敷地及び敷地近傍のボーリング調査・露頭調査：約15〜20㎝
・上記層厚は浸食による影響を受けておらず，文献調査結果とも整合していることを確認(降下火砕物シミュレーションに基づく検討)• 赤城鹿沼テフラと同規模の噴火を想定した
数値シミュレーションを実施⇒不確かさ解析(噴煙柱高度・風速・風向)：敷地で約49cm(降下火砕物の分布事例に基づく検討)• 赤城鹿沼テフラと同規模の噴火の降灰分布の事例を確認・整理• 赤城山から敷地までと同じ距離(約127km)での層厚：最大約25cm⇒敷地周辺での層厚のばらつきも考慮した評価：40㎝

降下火砕物の分布状況，シミュレーション及び分布事例による検討結果から総合的に判断し，50㎝と設定外部事象-96300

3-1. 火山の影響評価及び対策 （11/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
文献調査（敷地周辺で確認または分布が推定される降下火砕物）
敷地周辺(半径約30km以内)で確認または分布が推定される降下火砕物のうち，原子力発電所の運用期間中に同規模噴火の可能性のある降下火砕物の分布を以降に示す。

• 敷地において最大層厚となる降下火砕物は赤城鹿沼テフラ(Ag-KP)である。

▲
東海第二
発電所
：噴出源（検討対象）
：等層厚線
Nt-S

：男体七本桜テフラ

Nt-I：男体今市テフラ

16cm

Ag-KP ：赤城鹿沼テフラ
Ag-Nm2 ：赤城行川2テフラ
Ag-Mz1 ：赤城水沼１テフラ
Hr-HP ：榛名八崎テフラ

赤城鹿沼テフラの等層厚線図(山元(2013)に加筆)

敷地周辺の主な降下火砕物の分布(町田・新井(2011)に基づき作成)

外部事象-97301

3-1. 火山の影響評価及び対策 （12/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
文献調査（赤城鹿沼テフラの分布）
文献で確認される赤城鹿沼テフラの分布は以下のとおり。敷地の層厚の評価においては敷地周辺での層厚のばらつきも考慮し,40㎝と評価する。
・敷地は町田・新井(2011)が示す等層厚線図の10㎝〜40㎝の範囲に位置している。
・敷地は山元(2013)が示す等層厚線図の16cm〜32cmの範囲に位置している。
・町田・新井(2011)と山元(2013)に示される赤城鹿沼テフラの分布傾向は概ね整合しており，山元(2013)において確認される敷地付近での層厚は20cm程度であるが，敷地の南側には赤城山から敷地までの距離と同程度の位置に34cm〜38㎝の層厚が確認される。
なお，敷地及び敷地近傍のボーリング調査において，風化火山灰層中に厚さ約15cm及び20cmの黄白色の軽石層が認められ，火山灰分析の結果，赤城鹿沼テフラ(Ag-KP)に対比された。

0cm

・層厚は噴出原の距離に応じて減衰す
10cm

40cm
150cm
100cm

東海第二
発電所

る傾向がある。
※噴出原からの距離（㎞）と層厚(㎝)約 60㎞→128㎝
約 80㎞→64㎝
約100㎞→32㎝
約127㎞→16㎝※文献によると，赤城山の活動年代は，「30万年前より古い〜1251年」とされる。

10cm▲ ：噴出源：町田・新井(2011)赤城鹿沼テフラの等層厚線図(町田・新井(2011)と山元(2013)の重ね合わせ)：山元(2013)

外部事象-980cm

302

3-1. 火山の影響評価及び対策 （13/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
降下火砕物シミュレーション• 降下火砕物の数値シミュレーションは火山影響評価ガイドにおいては，原子力発電所内及びその周辺敷地において降下火砕物の堆積が観測されない
場合の堆積物量を設定する方法の一つとされている。
• ここでは，敷地で最大層厚となる降下火砕物（赤城鹿沼テフラ）と同等規模の噴火が発生した場合における，現在の気象条件での不確かさを考慮した
敷地での層厚をシミュレーションによって確認する。
• 不確かさを考慮したシミュレーションを実施した結果，敷地での最大堆積厚さは約49cmであった。

start

解析コード：Tephra2

解析条件設定文献調査等に基づき以下のパラメータを設定
・想定噴火規模：赤城鹿沼テフラ・噴出量(体積，密度)等

月別平年値解析① 風向・風速の月別平年値を用いた解析② 敷地の堆積厚さが最大となる月の抽出「基本ケース」

最大堆積厚さ：約23cm「基本ケース」を対象に実施①噴煙柱高度の不確かさを考慮した解析②風の不確かさを考慮した解析
・風速の不確かさ
・風向の不確かさ(敷地方向の風)

最大堆積厚さ：約49cm

風向・風速データ
気象庁による最新の
月別平年(1981-2010)(気象庁HP)

風向・風速データ

不確かさ解析

定時観測データ(1973-2014)(ワイオミング大学HP)(2月9時)(敷地方向の風)

END

外部事象-99303

3-1. 火山の影響評価及び対策 （14/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
降下火砕物シミュレーション（不確かさ解析:敷地方向の風）
不確かさを考慮した解析として,2月の観測値(1973年〜2014年)を用いて，敷地方向の風を作成して検討した結果，敷地における堆積厚さは約49㎝となった。
敷地方向：東海第二発電所：噴出源（Ag：赤城山）■２月(９時)の平年値の風◇敷地方向の風

基本ケース

敷地方向の風・敷地の堆積厚さが最も大きくなる
よう，「基本ケース」に対して，噴煙
柱高さ，風向及び風速を調整し，より保守的な評価条件を設定している。

堆積厚さ:22.5㎝
外部事象-100

堆積厚さ:48.8㎝
304

3-1. 火山の影響評価及び対策 （15/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
降下火砕物の粒径・密度
文献調査及び地質調査(土質試験)結果から，設計上考慮する降下火砕物の粒径及び密度を以下のとおり設定する。

○調査結果
項目

文献調査
(敷地周辺)

最大粒径

最大8mm※1

湿潤密度

約1.0〜1.2g/cm3 ※2,※3

乾燥密度(1.2g/cm3 を超えることがある)※3

約0.3〜0.7g/cm3 ※2,※3

当社の試験結果
最小

最大

最大4.8mm※4
約0.9g/cm3

約1.1g/cm3

約0.3g/cm3

約0.5g/cm3※1：山元(2013)，※2：富田他(1994)，※3：宇井編(1997)に基づく※4：発電所敷地及びＪＡＥＡ大洗研究開発センター（現：大洗研究所）での試験結果の最大値

設計上考慮する降下火砕物の粒径及び密度の設定値
・粒径：8mm以下
・密度：0.3g/cm3 〜 1.5g/cm3 ※5(乾燥状態)(湿潤状態)※5:宇井編(1997)によると「湿ると1.2を超えることがある」とされていることを踏まえ,保守的に設定

外部事象-101305

3-1. 火山の影響評価及び対策（16/20） 影響評価 降下火砕物の影響評価
参考：層厚分布と離隔に関する知見の整理
・赤城鹿沼テフラと同規模（VEI5相当）の降下火砕物の層厚分布と離隔に関する知見を以下のとおり整理した。
• 気象庁編（2013）及び産業技術総合研究所地質調査総合センター編（2014）に基づきVEI5相当の降下火砕物を抽出※1• 各噴火における降下火砕物の層厚減衰曲線を文献に示される層厚分布から作成• 赤城山から敷地までの離隔（約127km）における各層厚を確認
・以上の整理の結果，VEI5相当の降下火砕物の分布事例において，給源からの距離に応じて層厚は減衰する傾向がみられ，給源からの離隔が約127km（赤城山から敷地までの距離）の地点での層厚は約25cm以下であった。
※1歴史噴火を対象に降下火砕物のみの量がVEI5相当（1〜10 ）のものを抽出

300
樽前a（Ta-a）
樽前b（Ta-b）

250

有珠ｂ（Us-b）

赤城山から
敷地までの
離隔
（約127km）

層厚（cm）

200

駒ヶ岳ｄ（Ko-d）
榛名二ッ岳伊香保（Hr-FP）

150

テフラ名

噴出量(km3) ※2

樽前a

4.0

樽前b

2.8

有珠b

2.18

駒ヶ岳d

2.3

榛名二ッ岳伊香保

1.3

富士宝永

1.8

赤城鹿沼

5.0

富士宝永（F-Ho）
赤城鹿沼（Ag-KP）※2 噴出量は産業技術総合研究所総合センター
編（2014）， Miyaji et al.(2011)に基づく
なお，樽前a及び樽前bについては降下火砕物の他に火砕流の量も含まれているがその内訳は不明とされている。

160※3以下の知見に示される等層厚線に基づき作成
なお，給源からの離隔は主軸方向の層厚の到達距離（駒ヶ岳，有珠，榛名）町田・新井（2011）（富士）Naomichi Miyaji.et.al (2011)（樽前）古川・中川（2010）（赤城）山元(2013a)

100

50

0
0

20

40

60

80

100

120

給源からの離隔（km）

140

180

200

降下火砕物（VEI5）の層厚減衰曲線※3

VEI5相当の降下火砕物の分布事例において，給源からの離隔が約127km （赤城山から敷地までの距離）の地点での層厚は約25cm以下であった。
外部事象-102306

3-1. 火山の影響評価及び対策 （17/20）影響評価 降下火砕物の影響評価
地理的領域内の火山による火山事象の影響評価
原子力発電所に影響を及ぼし得る可能性のある火山事象のうち，降下火砕物以外の火山性土石流，噴石，火山ガス，その他の火山事象等について検討した。

原子力発電所に影響を与える可能性のある火山事象及び位置関係※原子力発電所の火山影響評価ガイド(原子力規制委員会(2013))に加筆

外部事象-103307

3-1. 火山の影響評価及び対策 （18/20）影響評価
地理的領域内の火山による火山事象の影響評価 評価結果
原子力発電所に影響を及ぼし得る可能性のある火山事象のうち，降下火砕物以外の火山性土石流，噴石，火山ガス，その他の火山事象等について検討した結果は以下に示すとおり。

火山事象

対象火山

評価結果

火山性土石流，火山泥流及び洪水

半径120km内の原子力発電所に影響を及ぼし得る火山［4火山］

敷地は久慈川流域に位置し，各火山の山麓の河川の流域には含
まれず，久慈川流域と各火山の位置する流域の間には，八溝山地が分布，那珂川と原子力発電所の間には，那珂台地が分布している。また，敷地近傍において火山性土石流に伴う堆積物は確認されない。以上のことから，これらの火山事象が原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。

火山から発生する飛来物(噴石)

半径10km内の原子力発電所に影響を及ぼし得る火山
［なし］

−

火山ガス

半径160km内の原子力発電所に影響を及ぼし得る火山［13火山］

敷地は太平洋に面する那珂台地に位置し，火山ガスが敷地に滞留する地形ではないことから，火山ガスが原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。

半径160km内の原子力発電所に影響を及ぼし得る火山［13火山］

敷地は火山フロントより前弧側(東方)に位置すること，また対象火山と十分な離隔があることから，これらの火山事象が原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。

その他の火山事象
・火山活動に起因する大気現象
・火山性地震とこれに関連する事象
・熱水系及び地下水の異常・津波及び静振※噴出中心と原子力発電所との距離が，記載の距離より短ければ，火山事象により原子力発電所が影響を受ける可能性があるものとする。(火山影響評価ガイド)

降下火砕物以外に影響を評価すべき火山事象はない。

外部事象-104308

3-1. 火山の影響評価及び対策 （19/20）影響評価
地理的領域内の火山による火山事象の影響評価 火山性土石流，火山泥流及び洪水
火山性土石流，火山泥流及び洪水について，原子力発電所に影響を及ぼし得る13火山のうち，敷地から120㎞の範囲内にある4火山を対象に評価を行った。
• 敷地は久慈川流域に位置し，各火山の山麓の河川の流域には含まれない。
• 久慈川流域と各火山の流域の間には八溝山地が分布し,那珂川と原子力発電所の間には，那珂台地が分布している。
• 文献調査の結果，火山性土石流堆積物(粟河軽石)は西方約20ｋｍの那珂川に沿う瓜連丘陵に一部分布するが，敷地近傍及び久慈川沿いには分布していない。
那須岳

阿
武
隈
川

東海第二
発電所

※八溝山地の区分は貝塚他(2000)による。

那須岳

日光白根山
男体・女峰火山群

那
珂
川

八溝山地

高原山

火山性土石流堆積物(粟河軽石)の分布範囲

久
慈
川

東海第二
発電所

東海第二
発電所

凡例
原子力発電所に影響を及ぼし得る火山
地形断面図作成範囲

粟河軽石の分布は，
坂本・宇野沢(1976)に基づき作成

この地図の作成に当たっては，国土地理院長の承認を得て，同院発行の20万分1地
勢図，2万5千分の1地形図，数値地図
200000(地図画像)，数値地図25000(地図画像)，数値地図50mメッシュ(標高)，数値
地図(国土基本情報)基盤地図情報(数値標高モデル)及び基盤地図情報を使用した。
(承認番号 平29情使，第298号)

DEM(10mメッシュ，国土地理院)

以上のことから，火山性土石流，火山泥流及び洪水が原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。
外部事象-105309

3-1. 火山の影響評価及び対策 （20/20）立地評価・影響評価のまとめ【原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出】・敷地を中心とする半径160kmの範囲には32の第四紀火山が位置する。
・敷地を中心とする半径160kmの範囲の第四紀火山(32火山)について，完新世の活動の有無，将来の活動可能性の検討を行い，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として，以下の13火山を抽出した。
高原山，那須岳，男体･女峰火山群，日光白根山，赤城山，燧ケ岳，安達太良山，笹森山，磐梯山，沼沢，
子持山，吾妻山，榛名山【抽出された火山の火山活動に関する個別評価】
・抽出された火山の敷地からの離隔及び敷地周辺における第四紀の火山活動の特徴の検討結果から，設計対応不可能な火山事象(火砕物密度流，溶岩流，岩屑なだれ他，新しい火口の開口及び地殻変動)が原子力発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。
・過去最大規模の噴火を考慮しても原子力発電所に影響を及ぼさないと判断できることから，モニタリングの対象となる火山はない。
【原子力発電所に影響を及ぼし得る火山事象の抽出】
・原子力発電所に影響を及ぼし得る火山事象のうち，降下火砕物に関する評価の結果，原子力発電所への降下火砕物の影響評価に用いる条件を以下のとおり設定する。

項目

設定値

層厚

50cm

粒径

8mm以下

密度

乾燥状態：0.3g/cm3
湿潤状態：1.5g/cm3

・火山性土石流，火山から発生する飛来物(噴石)，火山ガス及びその他の火山事象のうち，原子力発電所への影響を評価すべき事象はない。

外部事象-106310

（補足説明資料 3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策））

外部事象-107311

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （1／25）①荷重
降下火砕物が建屋屋上や屋外に露出している設備の表面に堆積し，各構造物へ静的負荷を与える場合について評価・検討する。
原子炉建屋の荷重評価
・原子炉建屋に荷重を与える厳しい条件として，屋上への積雪時に降下火砕物が湿潤条件で最大に堆積し，更に除灰作業時の人員等の荷重も上乗せした荷重条件で評価を行った。この評価でも屋根材の各部位が検定比を満足する（１を下回る）ことで，降下火砕物堆積時の原子炉建屋の構造強度，気密性及び遮蔽性を損なわないことを確認している。
・また，火山事象終息後に速やか（30日以内）に屋根の除灰を実施し，荷重を低減させる。
・降下火砕物堆積量50cm（湿潤条件（密度1.5g／cm３））（約750kg／m２）
・積雪堆積量（10.5cm（密度約0.2g／cm３ ） （約20kg／m２）…建築基準法の地震荷重（主荷重）と重畳させる雪荷重（従荷重）の考え方を参考に，
設計基準値（30㎝）の35％と設定）

降下火砕物，積雪，除灰人員等荷重を合わせて，建屋屋上1㎡当たり約870kgの荷重を考慮

・屋上除灰作業時の人員等荷重を考慮 （積載荷重約100kg/m２）
原子炉建屋
屋根部材各
部位
（屋根スラブ・
主トラス）

部位

原子炉建屋 屋根スラブ（曲げモーメント）評価結果 （検定：短期許容応力度）
発生曲げモーメ
必要鉄筋量
設計配筋量
検定比
ント（kN・m）
（mm２）
（mm２）
端部
中央
端部
中央
端部
中央
端部
中央

EL 64.08m
705.6（S1-1）EL 64.08m
原子炉建屋 荷重評価イメージ
705.6（S1-2）
原子炉建屋 主トラス評価結果（検定：弾性限耐力）
応力度
許容値
部材
発生応力
検定比
(N／mm2)(N／mm2)
上弦材
下弦材
斜材
束材

(圧縮)

112.7

257.3

(曲げ)

40.3

255.4

(引張)

157.6

258.5

(曲げ)
(引張)
(圧縮)

44.9
207.8
152.0

195.9
258.5
158.2

705.6

5.17

2.59

323.1

161.6

0.46

0.23

705.6

3.52

1.98

220.2

123.9

0.32

0.18

原子炉建屋 屋根スラブ（せん断力）評価結果（検定：短期許容応力度）

0.60

部位

0.79

EL 64.08（S1-1）EL 64.08（S1-2）

0.81
0.97

外部事象-108

発生せん断力 せん断応力度
許容値（kN）（N／mm２）（N／mm２）

検定比

13.67

0.295

1.06

0.28

9.21

0.199

1.06

0.19

312

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （2／25）
タービン建屋の荷重評価
・タービン建屋に荷重を与える厳しい条件として，屋上への積雪時に降下火砕物が湿潤条件で最大に堆積し，更に除灰作業時の人員等の荷重も上乗せした荷重条件で評価を行った。この評価でも屋根材の各部位が検定比を満足する（１を下回る）ことで，降下火砕物堆積時に対しタービン建屋が構造強度を有することを確認している。
・また，火山事象終息後に速やか（30日以内）に屋根の除灰を実施し，荷重を低減させる。
・降下火砕物堆積量50cm（湿潤条件（密度1.5g／cm３）） （約750kg／m２）
・積雪堆積量（10.5cm（密度約0.2g／cm３ ） ）（約20kg／m２）
・屋上除灰作業時の人員等荷重を考慮 （積載荷重約100kg/m２）

降下火砕物，積雪，除灰人員等荷重を合わせて，建屋屋上1㎡当たり約870kgの荷重を考慮

タービン建屋 屋根スラブ（曲げモーメント）評価結果 （検定：短期許容応力度）
タービン建屋
屋根部材各部位（屋根スラブ・主トラス）

設計配筋量
（mm２）

発生曲げモーメント（kN・m）

必要鉄筋量
（mm２）

端部

中央

端部

中央

端部

中央

端部

中央

EL 40.65m 635.0

635.0

7.36

4.14

460.0

258.7

0.73

0.41

部位

タービン建屋 荷重評価イメージ

タービン建屋 屋根スラブ（せん断力）評価結果（検定：短期許容応力度）

タービン建屋 主トラス評価結果（検定：弾性限耐力）
部材
上弦材
下弦材
斜材
束材

(圧縮)

応力度
(N／mm2)179.9

許容値(N／mm2)
250.0

(曲げ)
(圧縮)

59.9
55.2

258.0
152.0

(曲げ)

162.1

241.0

(引張)
(圧縮)

201.7
184.7

258.0
212.0

発生応力

検定比

部位
検定比

EL 40.65m

0.96
1.04※１

部材

0.79
0.88

下弦材

※1 検定値を超過した下弦材は，終局耐力に対して評価

外部事象-109

発生せん断力 せん断応力度
許容値
２
（ｋN）
（N／mm ）
（N／mm２）
17.69

0.381

1.06

タービン建屋 主トラス評価結果（検定：終局耐力）
応力度
許容値
発生応力
(N／mm2)(N／mm2)
(圧縮)
55.2
177.3
(曲げ)

162.1

258.5

検定比
0.36

検定比
0.94

313

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （3／25）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の荷重評価
・使用済燃料乾式貯蔵建屋に荷重を与える厳しい条件として，屋上への積雪時に降下火砕物が湿潤条件で最大に堆積し，更に除灰作業時の人員等の荷重も上乗せした荷重条件で評価を行った。この評価でも屋根材の各部位が検定比を満足する（１を下回る）ことで，降下火砕物堆積時に対し使用済燃料乾式貯蔵建屋が構造強度を有することを確認している。
・また，火山事象終息後に速やか（30日以内）に屋根の除灰を実施し，荷重を低減させる。
・降下火砕物堆積量50cm（湿潤条件（密度1.5g／cm３）） （約750kg／m２）
・積雪堆積量（10.5cm（密度約0.2g／cm３ ） ）（約20kg／m２）
・屋上除灰作業時の人員等荷重を考慮（積載荷重約100kg/m２）

降下火砕物，積雪，除灰人員等荷重を合わせて，建屋屋上1㎡当たり約870kgの荷重を考慮

使用済燃料乾式貯蔵建屋 屋根スラブ（曲げモーメント，せん断力）
評価結果 （検定：短期許容応力度）
使用済燃料乾式貯蔵建屋
屋根部材各部位（屋根スラブ・主トラス・サブトラス）

部位

発生曲げモー
メント（kN・m）

鉄筋応力度（N/mm２）

許容値（N/mm２）検定比EL 29.20m

10.4

28.2

345

0.09

部位

使用済燃料乾式貯蔵建屋 荷重評価イメージ

EL 29.20m

発生せん断力 せん断応力度（kN）（N／mm２）25.7
0.0799許容値（N／mm２）
1.08

検定比
0.08

使用済燃料乾式貯蔵建屋 主トラス評価結果（検定：短期許容応力度）
応力度
許容値
部材
発生応力
検定比
(N／mm2)(N／mm2)
(圧縮)
1.6
219
上弦材
0.24
(曲げ)
53.4
233
(圧縮)
96.7
235
下弦材
0.54
(曲げ)
28.6
233

使用済燃料乾式貯蔵建屋 サブトラス評価結果（検定：短期許容応力度）
応力度
許容値
部材
発生応力
検定比
2
(N／mm )
(N／mm2)
(引張)
2.2
235
上弦材
0.12
(曲げ)
24.5
230
(圧縮)
62.8
93
下弦材
0.78
(曲げ)
23.6
230

斜材
垂直材

斜材
垂直材

(引張)
(圧縮)

95.3
90.2

235
227

0.41
0.40

外部事象-110

(圧縮)
(圧縮)

89.2
56.5

98
180

0.92
0.32

314

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （4／25）
その他の屋外設備の荷重評価
・屋外に設置され，降下火砕物が堆積する可能性がある各設備について，降下火砕物が湿潤条件で最大に堆積し，更に積雪が重畳して堆積した荷重条件で評価を行い，各部位の応力が許容値を満足することで各設備が機能維持できることを確認している。
・非常用海水ポンプ及び海水ストレーナ・降下火砕物等の堆積荷重により発生する応力は，各海水ポンプ電動機フレーム及び各海水ストレーナの許
容応力値以下であり， モータを含む海水ポンプ及び海水ストレーナの機能に影響を及ぼすことはない。
・換気空調設備（外気取入口）・中央制御室換気系冷凍機は，全体を防護する構造物を設置することで降下火砕物が直接堆積しない設計とすることから，堆積荷重により機能に影響を及ぼすことはない。
・非常用ディーゼル発電機等
・降下火砕物の堆積荷重により発生する応力は，非常用ディーゼル発電機等の吸気口の許容応力値以下であり，吸気口の健全性に影響を及ぼすことはない。
部材
残留熱除去系海水系
ポンプ
非常用ディーゼル発電機＊１用海水ポンプ
残留熱除去系
海水ストレーナ
非常用ディーゼル発電機＊１用海水ストレーナ

非常用ディーゼル発電機＊１用吸気口

応力
(MPa)

許容応力
(MPa)

判定

・降下火砕物堆積量50cm（湿潤条件）
・積雪堆積量（10.5cm）（圧縮）2.31229○

電動機フレーム基礎部
圧縮応力を評価（圧縮）0.61240○（圧縮）2.74184○（圧縮）1.75184○（圧縮）0.65（組合せ＊２）5

228
241

○

残留熱除去系海水系ポンプ評価イメージ

中央制御室
換気系冷凍機＊１ 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む＊２ 最も許容値に対して余裕の割合が小さい項目

外部事象-111

中央制御室換気系冷凍機の防護構造物イメージ315

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （5／25）②閉塞
降下火砕物が大気中に浮遊，屋外施設に堆積又は海水中に沈降していき，外気を取り込む換気系，上方向に開口部を有する設備，海水を取水する海水循環系等への閉塞作用を与える場合について評価・検討する。
非常用ディーゼル発電機室の閉塞対策
・室内への降下火砕物侵入防止対策として，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）室換気系の外気取入口にフィルタを追設し，必要に応じて清掃及び取替え可能な設計とする。
中央制御室換気系
・外気取入口にはガラリが取り付けられており，降下火砕物が侵入しにくい構造となっている。また，バグフィルタ（ＪＩＳ Ｚ 8901 試験用紛体11種に対して80％以上の捕集効率）が設置されており，想定する降下火砕物は十分除去され，系統及び機器に対して降下火砕物が与える影響は小さい。外気取入口は，地上面又は直下にある平面部から50cm以上の高さを確保していることから，堆積によって外気取入口が閉塞に至ることはない。
その他の換気空調設備（外気取入口）
バグフィルタが設置されており，必要に応じて清掃及び取り替え可能な設計とする。（次頁取替手順）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機室換気系

外部事象-112

換気空調設備（外気取入口）概要図

316

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （6／25）
非常用ガス処理系排気筒

・開口部が上方向を向いている非常用ガス処理系排気筒に対しては，降下火砕物が堆積し難い形状の侵入防止対策を施すことで，降下火砕物の影響に対して機能を損なわない設計とする。
非常用海水ポンプ・海水ポンプ流水部 ： ポンプ流水部の最も狭い箇所は，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ流水部の約24mmであり，想定する降下火砕物の粒径（8mm）より大きいため，閉塞には至らない。
・海水ポンプ軸受 ：ポンプ軸受の隙間は，約1.0mmの許容値で管理されている。一部の降下火砕物は，軸受の隙間より軸受内部に侵入する可能性があるが，異物逃がし溝（最小約3.7mm）が設けられており，軸受部の閉塞には至らない。また，異物逃がし溝より粒径の大きい降下火砕物は軸受隙間に入り込まずにポンプ揚水とともに吐出口へ流されるため閉塞することはない。
・海水ポンプモータ ：外気を直接電動機に取り入れない。モータの冷却回路は降下火砕物の粒径より大きく，機能に影響しない

主排気筒
非常用ガス
処理系排気筒最狭隘部
約24mm

非常用ガス処理系排気筒への侵入防止対策

残留熱除去系海水系ポンプ軸受部
外部事象-113

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ断面図317

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （7／25）
海水ストレーナ及び下流側機器
・残留熱除去系海水系ストレーナ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
用海水ストレーナ及び下流側機器の伝熱管等について，各設備の海水系流路の内径を確認。閉塞防止対策として，各海水ストレーナのメッシュ径及び下流設備である熱交換器細管等の狭隘部を8mm以上確保する仕様に変更することで，降下火砕物の最大粒径（8mm）に対し閉塞しない設計とする。
海水取水設備（除塵装置）
・非常用海水ポンプの取水口前面のバースクリーン，回転バースクリーン，トラベリングスクリーンからなる海水取
水設備（除塵装置）のスクリーンには，それぞれバー枠，網枠が設置されており，それらのバーピッチ及び網枠メッ
シュに対して，想定する降下火砕物の粒径（最大8mm）は十分小さいこと及び粘性を生じさせる粘土鉱物等は含まれていないことから，海水取水設備（除塵装置）が閉塞することはなく，機能を損なうことはない。
海水ストレーナより下流の機器の伝熱管機

非常用ディーゼル
発電機（高圧炉心
スプレイ系ディーゼ
ル発電機を含む。）
用冷却器

伝熱管内径
（狭隘部）

器
空気冷却器

取替（8mm以上）

潤滑油冷却器13.6mm

清水冷却器

13.6mm

燃料弁冷却油冷却器

13.6mm

残留熱除去系熱交換器

20.4mm

RCIC，RHR，LPCS，HPCSポンプ室空調器

13.5mm

格納容器雰囲気モニタリング系冷却器取替（8mm以上）

設 備
間 隔

①バー
スクリーン
バーピッチ：
140mm①バースクリーン

外部事象-114

②回転バー
スクリーン
バーピッチ：
25mm②回転バースクリーン③トラベリング
スクリーン
網枠メッシュ：10mm③トラベリングスクリーン

海水取水設備概略図318

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （8／25）
換気空調設備（外気取入口）バグフィルタの取り替え手順
・換気空調系の外気取入口のバグフィルタの取替作業を行う際は，対象となる系統の運転を停止し，ダンパを閉め，系統を隔離してから行う。バグフィルタの取替作業は外気の吸込みを停止し，かつ建屋（ガラリ）内で行うため，降灰中でも通常時の取替作業と作業性（作業環境）に大きな差はないと考えられる。
・バグフィルタ取替作業時は，作業前に建屋（ガラリ）内を養生し，作業後は清掃を行う。これらに加え，バグフィルタの取り替えを行う場合，以下の対応を行う。
a. フィルタの取替作業は建屋（ガラリ）内で行うが，降下火砕物の影響を考慮し保護具（マスク，めがね）を装備
b. 取替作業終了後は降下火砕物の再浮遊の影響を低減させるため，作業エリアの清掃を実施

フィルタユニット（屋内）バグフィルタ取替作業イメージ
外部事象-115319

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （9／25）
火山影響発生時の非常用ディーゼル発電機の機能を維持するための対策（実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の一部改正（平成29年12月14日）への対応）
・降下火砕物の気中濃度を評価し，気中降下火砕物濃度を3.5g／m３と定めた上で，既設のエレメントの閉塞によって非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が停止することを防止するため，非常用ディーゼル発電機が運転中においても交換可能な着脱式フィルタを設置（詳細は後述）

アタッチメント（着脱式）
接続ダクト（着脱式）

運転しながらフィル
タの交換が可能な構造とする。

約 2.5m

約 0 .7m
フィルタディーゼル機関へ

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
吸気フィルタ（既設）へ着脱式フィルタを取付け

非常用ディーゼル発電機吸気口（既設）着脱式改良型フィルタ設置イメージ
外部事象-116320

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （10／25）③摩耗
降下火砕物が海水中に沈降し，海水循環系に取り込まれ場合に，海水流路中で降下火砕物が管路との摩擦による機械的摩耗作用を与える場合について評価・検討する。
降下火砕物が内部流体中に混入する可能性を検討し，可能性のある機器に対し，狭隘部の寸法を明らかにし，接液面との材質等との関係から摩耗の可能性を評価
・非常用海水ポンプ
降下火砕物は，砂等に比べて破砕し易く※１，硬度が小さい※２。残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディー
ゼル発電機用海水ポンプ（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）について，これまで砂等を原因とした摩耗の影響で機能が喪失した事例はなく，砂より硬度が小さい降下火砕物が混入した海水取水によって設備に影響を与える可能性は小さい。
※１ 武若耕司(2004)：シラスコンクリートの特徴とその実用化の現状，コンクリート工学，Vol.42，No.3，p.38-47※２ 恒松修二・井上耕三・松田応作(1976)：シラスを主原料とする結晶化ガラス，窯業協会誌84[6]，p.32-40

・海水ストレーナ及び下流側機器
非常用海水ポンプと同じ。
・海水取水設備（除塵装置）
非常用海水ポンプと同じ。

外部事象-117321

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （11／25）④腐食
降下火砕物が建屋屋上や屋外設備に堆積した場合や，海水循環系中に取り込まれた場合に，降下火砕物に付着又は溶出した腐食性成分が各構造物や設備等の表面へ化学的腐食作用を与える場合を評価・検討する。
建屋・構築物，屋外機器等について，降下火砕物の付着や溶出した成分による腐食により，その機能に影響がな
いことを内外面の材質，塗装の有無等によって評価
・原子炉建屋，タービン建屋等
各建屋は，外壁塗装及び屋上防水がなされていることから，降下火砕物による化学的腐食により短期的に影響を及ぼすことはない。
・非常用海水ポンプ及び電動機
外面（屋外設置）
残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ（電動機）等は，外装塗装を実施しており，降下火砕物と金属が直接接触することはなく，化学的腐食により短期的に影響を及ぼすことはない。
内面（海水取水）
残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ等の接液部は，耐食性に優れたオース
テナイト系ステンレス鋼を採用していること，並びに連続通水状態であり，著しい腐食環境になることはなく，化学的腐食により直ちに機能に影響を及ぼすことはない。
・海水ストレーナ及び下流側機器
残留熱除去系海水系ストレーナ及び非常用ディーゼル発電機等用海水ストレーナは，ステンレス製で内部に防食亜鉛を設けていること，並びに連続通水状態であり，著しい腐食環境になることはなく，化学的腐食により直ちに機能に影響を及ぼすことはない。また下流側の機器（伝熱管）は耐食性のある材料を用いていることから，腐食により機能に影響を及ぼすことはない。
・海水取水設備（除塵装置）
海水取水設備は防汚塗装等を施しており，化学的腐食により短期的に影響を及ぼすことはない。また，電気，計装設備等の付帯設備については端子箱等に納入されており，降下火砕物の直接的影響は受けない。
なお，各施設・設備の降下火砕物堆積後の長期的な腐食の影響については，火山事象終息後に堆積した降下火
砕物を除去し，除去後の点検等において必要に応じて補修作業を実施する。
外部事象-118322

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （12／25）＜参考＞屋外設備に使用する塗装や海水系配管の内面処理について
・炭素鋼，低合金鋼及びステンレス鋼の機器，配管，制御盤及びダクト等の屋外設備の外表面に対する塗装には，耐食性等を考慮した塗料を使用している。
・屋外設備については，海塩粒子等の腐食性有害物質が付着しやすく，厳しい腐食環境にさらされるため，エポキ
シ樹脂系等の塗料が複数層で塗布されている。エポキシ樹脂系は，耐薬品性※が強く，酸性物質を帯びた降下火
砕物が付着，堆積したとしても，直ちに金属表面等の腐食が進むことはない。
・また，残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用
海水ポンプ及び残留熱除去系海水系，ディーゼル発電機海水系配管等の海水と直接接する系統については，ポリエチレ系やゴム系等のライニングが施されている。
これらより，降下火砕物の屋外設備への付着や堆積及び海水系等への混入により，直ちに金属表面の腐食が進むことはない。
なお，これらの塗装やライニング等は，定期的に表面の状態の点検を行い，必要に応じて補修を行っている。
（点検間隔：1年〜10年（設備毎に定める））※ 塗装ハンドブック（石塚末豊，中道敏彦 編集）によると，「酸，アルカリなどに水分の加わった強度腐食環境での塗装には，フェノール樹脂塗料，塩化ゴム系塗料，エポキシ樹脂塗料，タールエポキシ樹脂塗料，ウレタン樹脂塗料，シリコーンアルキド樹脂塗料，フッ素樹脂塗料などの耐薬品性のある塗料が使用される。」と記載あり。

外部事象-119323

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （13／25）⑤絶縁低下影響評価
微細な降下火砕物が，建屋の換気系等から屋内に流入し，屋内の空気を機器内に取り込む機構を有する設備（電気盤・制御盤等）に取り込まれ，内部の基盤・回路に絶縁低下作用を与える場合について評価・検討する。

屋 外

建屋内

降下
火砕物

微細な降下火砕物

換気用ファン

制御盤等
基盤イメージ

微細な降下火砕物の屋内設置された電気盤・制御盤等への流入イメージ

各盤のうち，回路の発熱量が多く盤内にファンを有する計測制御設備（安全保護系）への影響がないことを評価
・ 計測制御設備（安全保護系）
・計測制御設備（安全保護系）が設置されている部屋の空調系の外気取入口にはバグフィルタが設置されているため，侵入する降下火砕物は微細なものに限られ，さらに，外気取入ダンパを閉止し閉回路循環運転が可能であることなどから，絶縁低下により計測制御設備（安全保護系）の機能に影響を及ぼすことはない。
・万一，降下火砕物が設備内に侵入したとしても，以下の観点で電気回路等に影響することはない。
＜微細な降下火砕物侵入による電気回路等への影響の考察＞
・計測制御設備（安全保護系）の設置エリアは，中央制御室換気空調系で空調管理され，外気取入口にはバグフィ
ルタ（ＪＩＳ Ｚ 8901 試験用紛体11種に対して80％以上の捕集効率）が設置され，室内に侵入する降下火砕物は微量で微細な粒子と推定される。
・微細な粒子が計測制御設備（安全保護系）の盤内に侵入した場合，その付着等により短絡等の影響が懸念される箇所は数 の線間距離となっている集積回路の内部であり，これらはモールド（樹脂）で保護されているため降下
火砕物が侵入することはなく，絶縁低下を発生させることはない。

・また，端子台等の充電部が露出している箇所は，端子間の距離が数mm程度あり，降下火砕物の付着等により短絡等を発生させることはない。
外部事象-120324

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （14／25）⑥大気汚染
降下火砕物により発電所周辺の大気が汚染された場合に，運転員が常時滞在する必要がある中央制御室の居住性に悪影響を与える場合について評価・検討する。
汚染された大気が換気空調系を通じて中央制御室に侵入し，居住性を阻害することがないか検討する。
・中央制御室換気空調系は，外気取入ダンパを閉止した閉回路循環運転により中央制御室の居住性を維持することができるため，発電所周辺の大気汚染による短期的な影響はない。
＜中央制御室 閉回路循環運転実施の許容時間＞
・酸素濃度に対して約73時間
・二酸化炭素濃度に対して約51時間

中央制御室閉回路循環運転における酸素濃度評価結果
時間

12時間

24時間

48時間

73時間

管理値

酸素濃度

20.6%

20.3%

19.6%

19.0%

19.0%

中央制御室閉回路循環運転における二酸化炭素濃度評価結果

これらより閉回路循環運転は2日間以上可能

時間

12時間

24時間

48時間

51.7時間管理値

二酸化炭素濃度

0.26%

0.48%

0.93%

1.00%

1.00%

中央制御室換気空調設備（閉回路循環運転）概要図

外部事象-121＜評価条件＞
・在室人員は運転員定数に保守性を加え11人
・中央制御室バウンダリ内体積：2,700m３・空気流入はない扱い
・初期酸素濃度：20.95％，初期二酸化炭素濃度：0.03％
・１人あたりの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用して，24L／
min
・１人あたりの酸素消費量は呼気の酸素濃度
16.40％から65.52L／h，二酸化炭素吐出量は，
事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して0.046m３／h
・酸素濃度管理濃度は19％以上，二酸化炭素
管理濃度は1.0％未満（鉱山保安法施行規則）325

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （15／25）＜参考＞観測された諸噴火の最盛期における噴出率と継続時間について
・富士山（宝永噴火1707年）の噴出は，断続的に16日間継続したとされている。
・一方で，火山観測データが存在する最近の観測記録では，噴火の継続時間はほとんどが数時間程度であり，長いものでも36時間程度に留まっている。
・火山観測データに基づく記録より， 2日間以上の閉回路循環運転の能力を有していれば，火山噴火の継続に対しても概ね対応できると考えられる。
観測された諸噴火の最盛期における噴出率と継続時間

富士山（宝永噴火1707年）の噴出率の推移（宮地 他（2002））

外部事象-122326

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （16／25）⑦間接的影響
火山事象時に発電所に及ぼす間接的な影響として，湿った降下火砕物が送電線の碍子，開閉所等の充電露出部等に付着し，絶縁低下を生じさせることによる広範囲な送電網損傷に伴う外部電源の喪失や，降下火砕物の道路堆積による交通途絶に伴う発電所外のアクセス性の低下を与える場合について評価・検討する。
外部電源の喪失及び発電所外のアクセス性低下への対応
・ 降下火砕物による発電所への間接的影響として，広範囲にわたる送電網の損傷による外部電源の喪失及び発電所外の交通の途絶によるアクセス性への制限を想定

・ 外部電源の喪失に対しては，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及び耐震Sクラスの燃料貯蔵タンク（2基：800kL以上）を有する設計とする。
・ これにより，外部電源喪失及び外部との交通の途絶に対しても，燃料の外部からの補給を要さず，原子炉及び使用済燃料プールの燃料の冷却に係る機能を担うために必要となる電源供給が7日間に渡り継続できる。
＊この対応に当たっては，屋外におけるポンプ車等による給水作業及び電源車による電源供給作業等は要さず，
降下火砕物から保護された建屋内の設備のみを用いて対応が可能

・ この間に，発電所内のアクセスルートの復旧に加えて，外部からの復旧・支援による外部電源復旧又は外部からの燃料補給等を行うことで， 7日以降も電源供給を継続することで，原子炉及び使用済燃料プールの燃料の冷却機能を維持可能外部事象-123327

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （17／25）(2) 火山影響発生時の非常用ディーゼル発電機の機能を維持するための対策（実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の一部改正（平成29年12月14日）への対応）●気中降下火砕物濃度の算定
・「原子力発電所の火山影響評価ガイド」に基づき，気中降下火砕物濃度を算定「降灰継続時間を仮定して降灰量から気中降下火砕物濃度を推定する手法」＊で評価＊：設計層厚50cmが，24時間で堆積すると仮定した場合の気中濃度を算出⇒気中降下火砕物濃度を3.5g／m３と算出●気中降下火砕物に対する設備及び運用による対応
・気中降下火砕物濃度（3.5g／m３ ）の環境下にて，非常用ディーゼル発電機＊１が機能維持できるよう，吸気が必要で，かつ継続的な運転が求められる設備＊２として抽出された各ディーゼル発電機の吸気フィルタに運転継続しながら取替可能となる着脱式のフィルタを設置＊１ 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
＊２ 換気空調系は，一時的な停止及び清掃が可能

・今後，上記フィルタの具体的な運用方法（体制，要員，取替基準，取替手順等）を策定
・上記に加え，今後，更なる対策として以下の手段を策定し，要員体制の確立，資機材の整備，訓練等を実施
・（降灰時）代替電源設備その他の炉心を冷却するために必要な設備の機能の維持
・（降灰時）交流電源を必要としない原子炉隔離時冷却系ポンプ等を用いた炉心冷却手段の確保

外部事象-124328

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （18／25）
気中降下火砕物濃度の算出方法 （1／2）● 「原子力発電所の火山影響評価ガイド」に基づく気中降下火砕物濃度の算出方法① 粒径ｉの降灰量 Ｗｉ = ｐiＷＴ
（ｐｉ ： 粒径ｉの割合，ＷＴ：総降灰量）② 粒径ｉの堆積速度 νｉ = Ｗｉ/ｔ = ｐｉＷＴ/ｔ（ｔ ： 降灰継続時間 ）③ 粒径ｉの気中濃度 Ｃｉ = νｉ/ｒｉ = ｐｉＷＴ/(ｒｉｔ)（ｒｉ ： 粒径ｉの降下火砕物の終端速度）④ 気中降下火砕物濃度 ＣＴ ＝ ∑ｉCi = ∑ｉ (ｐｉＷＴ/(ｒｉｔ))
表１ 濃度算出条件
入力条件／計算結果
設計層厚

値

備

考

50 cm

東海第二発電所に対して策定した設計層厚

総降灰量 ＷＴ

4.0×10５ g／m２

設計層厚（50cm）×降下火砕物密度(0.8g/cm３)

降灰継続時間 ｔ

24 hCarey and Sigurdsson(1989)参考

粒径ⅰの割合 ｐｉ

Tephra2による粒径分布の計算値

粒径ⅰの降灰量 Ｗｉ

式①

粒径ｉの堆積速度 νｉ

表2参照

式②

粒径ⅰの終端速度 ｒｉ

Suzuki(1983)参考

粒径ⅰの気中濃度 Ｃｉ

式③外部事象-125329

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （19／25）
気中降下火砕物濃度の算出方法 （2／2）● 「原子力発電所の火山影響評価ガイド」に基づく気中降下火砕物濃度の算出方法（続き）
気中降下火砕物濃度ＣＴは，下表のとおり3.5g/m３
表2 濃度算出結果
粒径φ(μm)〜-1-1〜0(1414)

0〜1
(707)

1〜2
(354)

2〜3
(177)

3〜4
(88)

4〜

割合ｐｉ (wt%)

(≒0)

1.9

69

22

6.2

0.43

(≒0)

100※

降灰量Ｗⅰ
(g/m２)―

7.60×10３

2.76×10５

8.80×10４

2.48×104

1.72×10３―

4.0×10５※(=ＷＴ)

堆積速度νｉ(g/s･m２)

―

0.088

3.2

1.02

0.29

0.020

―

―

終端速度ｒｉ
(m/s)

―

2.5

1.8

1.0

0.5

0.35

―

―

気中濃度Ｃｉ(g/m３)

―

0.04

1.78

1.02

0.58

0.06

―

3.5(=ＣＴ)

合計※：端数処理の都合上，左欄の合計と一致しないことがある。

外部事象-126330

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （20／25）
気中降下火砕物に対する対応（1／6）●実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の一部改正（平成29年12月14日）への対応
高い気中降下火砕物濃度を想定する場合の対応の要否を検討した結果，ディーゼル発電機吸気フィルタへの追加対策が必要と判断した。
効果火砕物による影響要因

高い気中濃度による
新たな影響

新たな対応

構造物への静的負荷なし（火砕物の総量に依存）―（対策は濃度に依存しない）

水循環系の閉塞なし（火砕物の総量，粒径に依存）

同上

水循環系の内部における摩耗なし（短期的な影響は軽微）

同上
・D/G：吸気フィルタの容量増強（サポート系として継続運転が必要）

換気系，電気系及び計測制御系に対する機械的影響あり（外気取入部の清掃間隔短縮）

換気系，電気系及び計測制御系に対する化学的影響なし（短期的な影響は軽微）

発電所周辺の大気汚染なし（中央制御室の居住性と直接関連が
ない）

同上

化学的腐食

なし（短期的な影響は軽微）

同上

絶縁低下

なし（安全保護系の設備は、中央制御室
空調（への対応）にて防護可能）

同上

外部事象-127・中央制御室空調：不要（隔離しての清掃可能）―（対策は濃度に依存しない）

331

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （21／25）
気中降下火砕物に対する対応（2／6）●実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の一部改正（平成29年12月14日）への対応
気中降下火砕物濃度を3.5g／m３と定めた上で，以下の対策を実施する
・既設エレメント閉塞によって非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）を停止することを防止するため，非常用ディーゼル発電機が運転中においても交換可能な着脱式フィルタを設置
アタッチメント（着脱式）
接続ダクト（着脱式）

運転しながらフィル
タの交換が可能な構造とする。

約 2.5m

約 0 .7m
フィルタディーゼル機関へ

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）
吸気フィルタ（既設）へ着脱式フィルタを取付け

非常用ディーゼル発電機吸気口（既設）着脱式改良型フィルタ設置イメージ
外部事象-128332

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （22／25）
気中降下火砕物に対する対応（3／6）
着脱式改良型フィルタの仕様 （案）（非常用ディーゼル発電機1台当り）
・フィルタコンテナ台数
・カートリッジフィルタ個数
・カートリッジフィルタ外形寸法
・降下火砕物捕集容量：2台：16個（フィルタコンテナ1台当たり）：800mm×400mm×150mm（有効面積：0.27m２以上）：40,000g/m２＊フィルタ面積はフィルタ取替作業時の閉止板1枚分の余裕を考慮し，運転中の取替でも給気流量の不足が生じない設計
フィルタコンテナ

フィルタ固定部概略

取り合い
フランジ
フィルタ固定部
閉止板
約2.3m

カートリッジフィルタ
フィルタロック機構
重量 約1.4t

着脱式改良型フィルタ概略構造図
外部事象-129333

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （23／25）
気中降下火砕物に対する対応（4／6）
着脱式改良型フィルタの現場配置図
・非常用ディーゼル発電機は原子炉建屋付属棟地下階のディーゼル発電機室に設置されており，
ディーゼル発電機吸気口はディーゼル発電機室の屋上（ほぼ地上高さ）に設置されている。
・このため，着脱式改良型フィルタの設置，フィルタ取替等の作業性に支障はない。
凡例 ：

原子炉建屋
付属棟

ディーゼル発電機吸気口
着脱式改良型フィルタ
接続ダクト（着脱式）

Ｎ

原子炉建屋
原子炉棟

非常用ディーゼル
発電機（２Ｄ）

ディーゼル発電機室
屋上（地上高さ）

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

非常用ディーゼル
発電機（２Ｃ）

大物
搬出入口

着脱式改良型フィルタ 現場配置図
外部事象-130334

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （24／25）
気中降下火砕物に対する対応（5／6）
着脱式改良型フィルタの取替手順
・降灰継続中の取替作業を想定し，フィルタの取り外し・取り付け作業中に閉止板を用いることで降下火砕物が吸気口に侵入しない構造と手順にしている。

カートリッジフィ
ルタをフィルタコ
ンテナへ挿入（降下火砕物降下前の待機状態）③

清掃後のカー
トリッジフィルタ
を挿入④

フィルタ固定機構を操作し，
カートリッジフィルタを固定

降下火砕物降下開始 → フィルタ圧損上昇①

閉止板を挿入し、カートリッジフィ
ルタを交換する箇所から降下火砕物が侵入しないように開口を隔離②

フィルタロック
機構を開放して、カートリッジ
フィルタを取り外し⑤

閉止板を取外して、フィルタを有効にする

着脱式改良型フィルタ 取替手順
外部事象-131335

3-2. 火山の影響評価（設備影響，対策） （25／25）
気中降下火砕物に対する対応（6／6）
フィルタ交換作業（高濃度降下火砕物環境下）における装備
・高濃度の降下火砕物環境下での作業時は，作業着を着用の上，ヘルメット，ゴーグル，マスク及び手袋を着用する。また、作業性向上の観点で，昼夜を問わずヘッドライトを着用する。さらに，降灰の状況により必要に応じて雨合羽を着用する。
これらの設備は特別なものではなく，適宜交換が可能である。

高濃度の降下火砕物環境下における作業時の装備（イメージ）
外部事象-132336

（補足説明資料 4. 森林火災の影響評価及び対策）

外部事象-133337

4. 森林火災の影響評価及び対策（1／10）(1) 防火帯の設定●防火帯の概要
森林火災の原子炉施設への延焼防止対策として，発電所施設を取り囲むように，発電所敷地内に約23m幅の防火帯を設定• 防火帯は，樹木を伐採する等，可燃物を排除して表面にモルタル吹付け等を施した不燃の構造• 防潮堤は不燃構造であることから，防潮堤のエリ
アも防火帯として活用
敷地境界

敷地境界
敷地外

敷地内

敷地外

モルタル吹付

敷地内

モルタル吹付

防火帯
23m

防火帯
23m

防火帯断面例（Ａ）

防火帯断面例 （Ｂ）●防火帯の運用管理• 防火帯は表示板等で識別する。構内道路の一部を防火帯として使用する箇所は，駐車禁止の措置等により可燃物がない状態を維持する。
• 防火帯内には延焼防止効果に影響を与えるような可燃物を含む機器等は設置しない。
• 防火帯の状況を巡視点検で定期的に確認する。

図 防火帯の設定

外部事象-134338

4. 森林火災の影響評価及び対策（2／10）●発電所敷地各所の防火帯等の設定方法（1／2）• 防火帯を設定する発電所敷地に隣接して，他事業者の連絡道
路及び他事業者敷地が存在している。
• 防火帯（幅約23m）は，発電所の敷地内に設定する。
• 防火帯の設定とは別に，防潮堤を森林火災の熱から防護するため，森林から防潮堤まで離隔
距離（幅21m）を確保する。この距離内は他事業者敷地を含めて樹木伐採等の植生管理を行う。
• 上記を踏まえて，敷地内各所に防火帯及び防潮堤からの離隔距離等を設定する。
• 次頁に敷地内各部（①〜⑨）の防火帯等の設定内容を示す。

外部事象-135

図 防火帯配置と発電所敷地339

4. 森林火災の影響評価及び対策（3／10）●発電所敷地各所の防火帯等の設定方法（2／2）
【防潮堤なし】①【防潮堤あり】

敷地境界

・防火帯の外側が敷地境界に接するよう設定敷地外②

・霊園付近は景観を考慮し，敷地境界内側に
幅10m程度森
林を残し，その内側に防火帯を設定【防潮堤あり】
・防火帯外側が敷地境界（他事業者連絡道路）に接するよう設定

・防火帯外側が敷地境界に接する
よう設定

霊園

③

防火帯
23m

敷地内

隣接事業所
敷地

敷地内

敷地境界

敷地境界

敷地内

防火帯
23m

他事業者連絡道路30m

隣接事業所連絡道路9m
防火帯
23m 当社道路7m

・防潮堤防護のため敷地外に植生
管理エリアを設定
し，連絡道路を含めて21mの離隔
距離を確保【防潮堤あり／なし】
・防潮堤エリアは防火帯外側が防潮堤から21mのラインに接するよう設定。
・防潮堤のないエリアは防火帯23m
幅で東側の海ま
で到達

敷地内

15m

植生管理エリア
2m

21m
防火帯
23m

他事業者連絡道路
4m⑥

・防火帯外側が敷地境界に接する
よう設定

敷地境界
敷地内

21m

防火帯
23m

外部事象-136

敷地外

敷地内

防火帯
23m

⑧ 敷地境界敷地外

・防火帯外側が敷地境界に接するよう設定。
・防潮堤防護のため敷地外に植生
管理エリアを設定し，防潮堤まで21mの離隔距離
を確保

敷地内

3m
植生管理エリア1m

・防潮堤防護のため敷地外に植生
管理エリアを設定し，防潮堤まで21mの離隔距離を確保【防潮堤あり】

敷地外

敷地境界

・防潮堤のないエリアは防火帯23m幅で東側の海まで到達【防潮堤あり】
敷地境界

敷地外

⑦

・防潮堤エリアは防火帯内側が防潮堤に接するよう設定

21m【防潮堤あり】

敷地内

景観を保つため森林を残す

敷地外

・防潮堤防護のため，連絡道路を含めて防潮堤まで21mの離隔距
離を確保

敷地境界
敷地外

【防潮堤あり／なし】

敷地境界・防火帯外側が敷地境界（他事業者連絡道路）に接するよう設定

敷地内

防火帯
23m

【防潮堤なし】

④

20m
21m
防火帯
23m

⑨
敷地境界
敷地外

植生管理エリア
17m

敷地内

4m

21m

防火帯
23m

340

4. 森林火災の影響評価及び対策（4／10）(2) 森林火災の影響評価●目 的発電所敷地外で発生する森林火災が，発電所に迫った場合
でも発電用原子炉施設に影響を及ぼさないことを以下の項目
により評価
① 熱影響
② 危険距離※１③ 二次的影響● 影響評価方法
・「原子力発電所の外部火災影響評価ガイド 附属書Ａ 森林
火災の原子力発電所への影響評価について」（以下「評価ガイド」という。）に従い森林火災を想定※２し，発電所への影響について評価した。
・なお，森林火災の解析に当たっては，評価ガイドにおいて推奨されている森林火災シミュレーション解析コード
ＦＡＲＳＩＴＥを使用し解析を実施した。

● 評価の流れ※１ 防火帯外縁と発電用原子炉施設の間に必要となる離隔距離※２ 森林火災の想定（評価ガイドより）(１) 森林火災における各樹種の可燃物量は現地の植生から求める。
(２) 気象条件は過去10年間を調査し，森林火災の発生件数の多い月の最小湿度，最高気温，及び最大風速の組合せとする。
(３) 風向は卓越方向とし，発電所の風上に発火点を設定する。
ただし，発火源と発電所の位置関係から風向きを卓越方向に設定することが困難な場合は，風向データ等から適切に設定できるものとする。
(４) 発電所からの直線距離10kmの間で設定する。
(５) 発火源は最初に人為的行為を考え，道路沿いを発火点とする。
さらに，必要に応じて想定発火点を考え評価する。

表 評価で用いるＦＡＲＳＩＴＥの出力
項 目

・項目(1)は，ＦＡＲＳＩＴＥ解析結果である火炎到達時間，反応強度，火炎長をもとに，評価ガイドに記載の評価式等を用いて，評価対象施設の温度上昇を評価し，許容温度を下回ることを確認する。
評価で用いる・項目(2)は，ＦＡＲＳＩＴＥ解析結果である火炎到達時間，反応
FARSITE出力
強度，火炎長をもとに，評価ガイドに記載の評価式等を用いて，評価対象施設の危険距離を評価し，離隔距離を下回ることを確認する。
・項目(3)は，換気系統へのばい煙の影響がダンパの設置等により考慮されていること及び居住性に影響を与えないことを確認する。
外部事象-137

項 目
火炎到達時間（hr）

内容

出火から火炎の前線が該当地点に到達するまでの時間反応強度（kW/m２）

単位面積当たりの熱放出速度

火炎長
（m）

反応強度が最大位置の火炎の高さ

341

4. 森林火災の影響評価及び対策（5／10）●評価方法（1／2）

・燃焼半径の算出式

・円筒火炎モデル数の算出式

・形態係数の算出式：ＦＡＲＳＩＴＥ出力データ：評価ガイドの式を用いて算出・火炎輻射強度の算出
反応強度に対する火炎輻射強度の割合（0.377）※を掛けることで，反応強度から火炎輻射強度を算出する。

・輻射強度の算出式※「THE SFPE HANDBOOK OF Fire Protection Engineering」から引用

外部事象-138342

4. 森林火災の影響評価及び対策（6／10）●評価方法（2／2）
・建屋に対する温度評価式∂∂Ｔ∂Ｔ
ρＣｐ ∂ｔ ＝ ∂ｘ ｋ ∂ｘ
∂Ｔ−ｋ ∂ｘ ＝ Ｅ∂Ｔ
∂ｘ ＝ ０・非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機含む。），
残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機含む。）用海水ポンプに対する温度評価式
Ｔ＝Ｔ0＋

x=0

Ｅ・Ａ
＋ΔＴ
Ｇ・Ｃｐ

Ｔ：評価温度(℃)，Ｔ０：初期温度(℃)，Ｅ：輻射強度(W／m２)
x=L

Ｔ：評価温度（℃），Ｅ：輻射強度(W／m２)
ρ：密度（kg／m３），ｋ：熱伝導率（W／m／K）

Ｇ：重量流量(kg／s)，Ａ：輻射を受ける面積(m２)Ｃｐ：空気比熱(J／kg／K)
ΔＴ：構造物を介した温度上昇（℃）

Ｃｐ：比熱（J／kg／K），Ｌ：厚さ（m）
・主排気筒及び放水路ゲートに対する温度評価式

Ｔ＝Ｔ0＋

Ｅ
2ｈ

Ｔ：評価温度(℃),Ｔ０：初期温度(℃)
Ｅ：輻射強度(W／m２)，ｈ：熱伝達率(W／m２／K)

外部事象-139343

4. 森林火災の影響評価及び対策（7／10）●評価結果（1／3）①熱影響
各評価対象施設の温度上昇を評価した結果，許容温度を下回ることを確認した。
表 各評価対象施設の温度上昇評価結果
評価温度（℃）

許容
温度（℃）

評価対象施設

発火点
1

発火点
2

発火点
3

発火点
4

発火点
5

発火点
6

発火点
7

原子炉建屋

53

52

53

53

53

53

53

使用済燃料乾式貯蔵建屋

96

87

93

94

99

91

92

タービン建屋

54

53

53

53

54

53

53

主排気筒

51

52

52

52

52

52

52

＜325

放水路ゲート

85

93

126

99

121

125

119

＜325

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機を含む｡)

45

45

45

45

45

45

45

＜53

残留熱除去系海水系ポンプ

45

45

45

45

45

45

45

＜70

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機を含む｡)
用海水ポンプ

45

45

45

45

45

45

45

＜60

外部事象-140

＜200

344

4. 森林火災の影響評価及び対策（8／10）●評価結果（2／3）②危険距離各評価対象の危険距離を評価した結果，危険距離※が離隔距離を下回ることを確認した。
※ 温度評価結果が許容温度となる離隔距離

表 各評価対象施設に対する危険距離
危険距離（m）
評価対象施設

離隔
距離
（m）

発火点
1

発火点
2

発火点
3

発火点
4

発火点
5

発火点
6

発火点
7

原子炉建屋

17

15

17

17

18

16

17

267

使用済燃料乾式貯蔵建屋

17

15

17

17

18

16

17

37

タービン建屋

17

15

17

17

18

16

17

221

排気筒

12

14

20

15

19

20

19

266

放水路ゲート

12

14

20

15

19

20

19

41

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機を含む｡)

18

21

28

22

28

28

27

267

残留熱除去系海水系ポンプ

17

19

27

21

26

27

26

242

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機を含む｡)
用海水ポンプ

14

16

23

18

23

23

22

242

外部事象-141345

4. 森林火災の影響評価及び対策（9／10）●評価結果（3／3）③二次的影響評価
機器への影響• ばい煙の影響が想定される設備として，「外気を直接設備内に取り込む機器」，「外気を取り込む空調系統」及び「外気を取り込む屋外設置機器」について評価を実施• 評価の結果，外気取入フィルタの設置，閉回路循環運転等によりばい煙の影響が考慮されていることを確認
居住性への影響• 建屋内にばい煙を含んだ外気が取り込まれた場合の居住性の観点から評価を実施• 評価の結果，中央制御室及び緊急時対策所の居住性に影響を与えないことを確認
ばい煙の影響を受ける設備
分 類

評価対象設備評価結果
・外気取入フィルタにより一定以上のばい煙を捕獲
・非常用ディーゼル発電機（高 ・機器の間隙は，フィルタを通過するばい煙に比べて大きく，
外気 を直 接 設備内
圧炉心スプレイ系ディーゼル発
閉塞することはない。
に取り込む機器
電機を含む。）
・通常運転時は燃焼に伴うばい煙が発生しているが，ばい煙による不具合はない。
外気を取り込む空・外気取入フィルタにより一定以上のばい煙を捕獲
機器への調系統（室内の空気 ・換気空調設備
・中央制御室換気系は閉回路循環運転等を行うことで，影響を取り込む機器を含 ・計測制御設備（安全保護系）
ばい煙の侵入を阻止可能
む。）
・残留熱除去系海水系ポンプ
・外気を電動機内部に取り込まない構造のため，内部にばい煙が侵入することはない
外 気 を 取 り 込 む 屋 ・非常用ディーゼル発電機（高外設置機器
圧炉心スプレイ系ディーゼル発 ・ばい煙は冷却流路及び冷却流路出口口径と比べて小さく，電機を含む。）用海水ポンプ
閉塞することはない。
居住性へ 外 気 を 取 り 込 む 空
中央制御室，緊急時対策所の影響
調系統

・閉回路循環運転により，酸素濃度及び炭酸ガス濃度を考慮しても長時間室内へのばい煙の侵入を阻止可能

外部事象-142346

4. 森林火災の影響評価及び対策（10／10）(3) 津波防護施設の影響評価
津波防護施設に対し森林火災影響評価を実施(1) 鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁(2) 止水ジョイント部(3) 防潮扉●評価結果
・危険距離を算出し，森林からの離隔距離を下回ることを確認
・万が一，津波防護施設に熱影響が及んでいる可能性がある場合，当該箇所の健全性を評価し，機能に支障がある場合は，プラントを停止し速やかに強度を保つよう補修を行う。
津波防護施設
防潮壁
止水ｼﾞｮｲﾝﾄ部
防潮扉

危険距離（m）
18
20
20

森林からの離隔距離(m)
21
21
35

防潮壁の概要図

提外側

断熱材

止水ゴム等の鋼製防護部材

提内側

止水ジョイント部の概要図

津波防護施設と森林との位置関係

外部事象-143

防潮扉の概要図347

（補足説明資料 5. 爆発の影響評価）

外部事象-144348

5. 爆発の影響評価（1／31）● 目的
発電所敷地内外で発生する爆発が，発電用原子炉施設に影響を及ぼさないことを，以下の項目により評価(1) 危険限界距離（爆発の爆風圧が0.01MPa以下になる距離）(2) 飛来物の最大飛散距離● 影響評価方法
・「原子力発電所の外部火災影響評価ガイド 附属書Ｂ 石油コン
ビナート等火災・爆発の原子力発電所への影響評価について」（以下「評価ガイド」という。）に従い爆発を想定し，発電所への影響について評価した。
・評価対象として想定する爆発源は，発電所周辺10km以内に存在する以下とする。
(1) 敷地外のガス貯蔵施設(2) 敷地内のガス貯蔵施設(3) 燃料輸送車両(4) 燃料輸送船※２ 危険限界距離の算出式（出典：評価ガイド）

X = 0.04λ

3

KW

X：危険限界距離(m)， λ：換算距離(=14.4 (m･kg-１/３))，
K：石油類の定数(-)， W；設備定数(-)※３ 飛来物の最大飛散距離の評価式
L = 90M ０．３３３ （容積5m３未満の容器）
L = 465M ０．１０ （容積5m３以上の容器）
L：破片の最大飛散範囲， M：破裂時の貯蔵物質量※４ 竜巻飛来物の飛散評価同様の運動方程式により評価● 評価の流れ(1) 敷地外のガス貯蔵施設
・周辺自治体に資料開示請求を行い，対象施設の情報を入手
・10km以内で最大のガス貯蔵施設である日立ＬＮＧ基地の爆発評価を行い，発電所に影響を及ぼす可能性がある施設を選定・選定した施設に対する危険限界距離を，評価ガイドの式※２により評価し，当該施設と発電所の離隔距離を下回ることを確認
・加圧貯蔵型のＬＰＧタンクは，爆発飛来物の最大飛散距離を，石油コンビナートの防災アセスメント指針の評価式※３を用いて評価(2) 敷地内のガス貯蔵施設
・現場調査等により対象施設の情報を入手・選定した対象施設に対する危険限界距離を，評価ガイドの式※２により評価し，当該施設と発電所の離隔距離を下回ることを確認(3) 燃料輸送車両
・発電所から最も近い位置にある国道245号線における，最大規模の燃料輸送車両を想定・想定した車両に対する危険限界距離を，評価ガイドの式※２により評価し，当該車両と発電所の離隔距離を下回ることを確認
・加圧貯蔵型のＬＰＧタンクは，爆発飛来物の最大飛散距離を，文献による初速に基づく飛散解析※４により評価(4) 燃料輸送船
・発電所周辺の海域を航行する，日立ＬＮＧ基地に実際に入港する最大規模の燃料輸送船（内航船を含む）を想定・想定した各船舶に対する危険限界距離を，評価ガイドの式※２により評価し，当該船舶と発電所の離隔距離を下回ることを確認
・加圧貯蔵型のＬＰＧタンクは，爆発飛来物の最大飛散距離を，文献による初速に基づく飛散解析※４により評価

外部事象-145349

5. 爆発の影響評価（2／31）(1) 敷地外のガス貯蔵施設の評価● 周辺自治体への資料開示請求
・発電所から10km以内にある高圧ガス貯蔵施設について自治体に資料開示請求を行った結果，約20カ所存在することを確認● 危険限界距離の評価
・10km以内で最大のガス貯蔵施設である日立ＬＮＧ基地の爆発評価を実施した結果，危険限界距離は373mであることを確認
・日立ＬＮＧ基地から発電所までの離隔距離は1,500m以上あるため，判断基準を満足することを確認
・日立ＬＮＧ基地の危険限界距離373mを上回る400mを，発電所に影響を及ぼす可能性がある範囲として設定し，この範囲内のガス貯蔵施設を調査した結果，対象のガス貯蔵施設はなく，敷地外のガス貯蔵施設の爆発が，発電用原子炉施設に影響を及ぼさないことを確認（最も近いガス貯蔵施設でも，発電所からの離隔距離は900m以上あり。）

図 発電所から最も近いガス貯蔵施設の位置関係● 飛来物の最大飛散距離の評価
・発電所から10km以内に存在するＬＰＧタンクを対象に最大飛散距離を評価した結果，すべてのＬＰＧタンクの最大飛散距離は，発電所までの離隔距離を下回ることを確認
・日立ＬＮＧ基地にもＬＰＧタンクは存在するが，聞き取りにより，
低温貯蔵型タンクであることを確認しているため，大規模なタンク破裂が発生することはなく，発電所への飛来物の影響はない。

外部事象-146350

5. 爆発の影響評価（3／31）● LNG基地のLNGタンク増設による影響
・ ＬＮＧ基地のＬＮＧタンクは既設1基より2基に増設工事中であることから，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。
＜別紙＞
・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
現行施設の
条件

想定爆発源

容量（t）

LNGタンク 1基

97,704

危険限界
距離（m）

離隔
距離（m）

373
LPGタンク 1基

31,0001,500m

ＬＮＧタンク増設後

LNGタンク 2基

195,408

LPGタンク 1基

31,000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。

410

外部事象-147

351

5. 爆発の影響評価（4／31）● 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）

Ｅ＝

ρ1 ρ2 Ｖ
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）

外部事象-148352

5. 爆発の影響評価（5／31）● 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。

外部事象-149

ＬＮＧタンク構造図
出典：日立市報 2014年1月1日号

353

5. 爆発の影響評価（6／31）● 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）

外部事象-150354

5. 爆発の影響評価（7／31）● 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（設置中）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

容量
（m３）

LNGﾀﾝｸ 2基 液化天然ｶﾞｽ
460,000（増設後）（メタン）
LPGﾀﾝｸ1基

液化石油ｶﾞｽ
（プロパン）

50,000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）

−162

600

0.56

5.0〜15.0 なし

−42

250

1.55

2.1〜9.5

外部事象-151

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

355

5. 爆発の影響評価（8／31）● 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
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。
外部事象-152356

5. 爆発の影響評価（9／31）● ＬＮＧパイプラインの影響
・ 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建設中。 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＞
・ 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（増設中のＬＮＧタンクを含む）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，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＞・ 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（建設中）

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計画（建設中）

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

外部事象-153357

5. 爆発の影響評価（10／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （1／6）

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

外部事象-154358

5. 爆発の影響評価（11／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （2／6）

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

外部事象-155359

5. 爆発の影響評価（12／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （3／6）

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

外部事象-156360

5. 爆発の影響評価（13／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （4／6）

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

外部事象-157361

5. 爆発の影響評価（14／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （5／6）

外部事象-158

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

362

5. 爆発の影響評価（15／31）＜別紙＞LNG基地のLNGタンク増設及びパイプライン建設 （6／6）

外部事象-159

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

363

5. 爆発の影響評価（16／31）＜参考＞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

外部事象-160

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

364

5. 爆発の影響評価（17／31）＜参考＞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

外部事象-161

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

365

5. 爆発の影響評価（18／31）(2) 敷地内のガス貯蔵施設の評価● 発電所内の現場調査
・発電所内の現場調査を行い，可燃性のガス貯蔵施設が９カ所存在する
ことを確認
・このうち，屋内にあるガス貯蔵施設は外部への影響がないため，屋外にある水素貯槽について評価を実施● 危険限界距離の評価
・水素貯槽の爆発評価を実施した結果，危険限界距離は7mであることを確認
・水素貯槽から最も近い評価対象施設であるタービン建屋までの離隔距
離は35mあるため，判断基準を満足することを確認● 飛来物の影響評価
・加圧貯蔵型のタンクではなく，貯蔵量も少ないため，発電所への飛来物の影響はない。
表 水素貯槽及びガスに係るデータ

外部事象-162

爆発源と評価対象施設の位置関係
敷地内の爆発源一覧
設備名

内容物

本数
（本）

1本当たり容量

Ｈ２,ＣＯ２ボンベ庫

水素

20

7 m

140 m

水素貯槽

水素

―

―

6.7 m

予備ボンベ庫①

水素

40

7 m

予備ボンベ庫②

水素20

所内ボイラー
プロパンボンベ庫

プロパン

焼却炉用
プロパンボンベ庫
サービス建屋
ボンベ庫

総容量

詳細評価要否（○:対象,×:対象外）

３

×（屋内配置）

３○（屋外配置）

280 m

３×（屋内配置）

7 m３

140 m３×（屋内配置）

450 kg

200 kg×（屋内配置）

プロパン

5

500 kg2500 kg×（屋内配置）

アセチレン

3

7 kg

21 kg

×
（屋内配置）

廃棄物処理建屋
化学分析用ボンベ庫

アセチレン

1

7 kg

7 kg

ﾒﾀﾝ＋ｱﾙｺﾞﾝ

4

7 m

３

28 m

食堂用プロパンボンベ庫

プロパン

18

50 kg

900 kg３

３

３

×（屋内配置）
×（屋内配置）

366

5. 爆発の影響評価（19／31）(3) 燃料輸送車両の評価● 対象とする燃料輸送車両
・発電所敷地外で最も近くを通る国道245号線での燃料輸送車両の爆発を想定
・可燃性ガスを輸送する燃料輸送車両は，最大クラスの燃料輸送車両（積載量：15.1t）に液化天然ガス（ＬＮＧ）及び液化石油ガス（ＬＰＧ）が 積載された状況を想定パラメータ
ＬＮＧ（ブタン）
ＬＰＧ（プロパン）
貯蔵量(t)

15.1

15.1

Ｋ値※

714

888

Ｗ値※

4

4

※ 爆風圧の評価式（（3/12）頁）で用いる係数● 爆風圧の評価
・燃料輸送車両の爆発評価を実施した結果，爆風圧に対する危険限界距離は最大88mであり，燃料輸送車両から最短となるタービン建屋までの離隔
距離450mを下回ることを確認（参考）陸上自衛隊では，爆薬・弾薬等の爆発時の安全確保上の離隔距離として，遮蔽物がない露天条件において，一般に450m〜600mとされている。

図 燃料輸送車両と評価対象施設との位置関係
注：防潮堤への対応について
・防潮堤は図中に記載した各施設よりも公道により近い位置に設置されるが，防潮堤は原子炉の停止・冷却機能等に直接関わらないため，仮に爆薬，弾薬等の輸送車の爆発事故で損傷した場合でも，原子炉の安全上は直ちに問題となることはない。
・仮に，防潮堤の一部が損傷した場合は，直ちに補修等の対策を図り，防潮堤の機能を復旧させる。

● 飛来物の最大飛散距離の評価
・加圧貯蔵型のＬＰＧを輸送する燃料輸送車両を想定し，文献を基に設定した飛来物の最高射出速度（200m/s）に対し，最大到達距離を評価した。
・想定する飛来物の諸元は，最大級の車両の寸法を踏まえ，飛散距離が長くなるよう保守的に設定した。
飛来物

寸法（m）

質量（kg）

備考

鋼製パイプ
（梯子）

長さ×直径 17×
φ 0.0571

長いほど飛散距離が出る傾向を
考慮

鋼板
（タンク）

長さ×幅×厚さ
17.0×2.5×0.01

3,336

面積大ほど飛散距離が出る傾向を考慮

外部事象-163367

5. 爆発の影響評価（20／31）● 飛来物の最大飛散距離の評価（つづき）

爆発飛来物（燃料輸送車両）の到達評価

・文献※から設定した最高射出速度：200m/s○：到達しない
×：到達し得る※：The Handbook of Hazardous Materials Spills TechnologydVV=F
水平方向： m
dt
V( )

F=

C Ar V( )鉛直方向： mV( ) =

V

=F

( )

mg

+V

初速の(x, y)成分は，射出角をパラメータとして飛距離が最大となるよう設定＜最大飛散距離の評価結果（右上表）＞
・鋼板については，評価対象施設に到達しないことを確認した。
・鋼製パイプについては，最大飛散距離がタービン建屋，原子炉建屋及び使用済燃料乾式貯蔵建屋との離隔距離を上回ることを確認したため，飛来物の衝突影響を評価した。

●鋼製パイプの衝突影響評価（右下表）
・ 鋼製パイプの影響は，竜巻影響評価の設計飛来物（鋼製材）の影響に包絡されるため，上記建屋に衝突しても，建屋の健全性に影響を与えない※
ことを確認した。
※：竜巻影響評価の結果（設計飛来物に対する構造健全性を維持）に包絡される。

外部事象-164

単位：m 鋼製パイプ

鋼板

到達距離
離隔距離

561

413

タービン建屋

450

×

○

原子炉建屋

510

×

○

使用済燃料
乾式貯蔵建屋

520

×○

放水路ゲート

600

○

○

主排気筒

610

○

○

○

○

○

○

評価対象

・運動方程式：

飛来物

残留熱除去系海水系ポンプ
非常用ディーゼル
発電機(高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル
発電機を含む｡)用
海水ポンプ

760

鋼製パイプと設計竜巻飛来物の影響比較
鋼製
パイプ

竜巻飛来物
（鋼製材）

運動エネルギ
(kJ)

27

175.6

コンクリートに対する貫通限界厚さ※
(cm)

17

26.5

鋼板に対する
貫通限界厚さ※
(cm)

27

31.2

※：貫通を阻止するための最小必要厚さ

368

5. 爆発の影響評価（21／31）● 飛来物の衝突影響評価
・鋼製パイプの影響は，竜巻影響評価の設計飛来物（鋼製材）の影響に包絡されるため，上記建屋の健全性に影響を与えない※ことを確認した。
※：竜巻影響評価の結果（設計飛来物に対する構造健全性を維持）に包絡される。

鋼製パイプと設計竜巻飛来物の影響比較
鋼製パイプ

竜巻飛来物
（鋼製材）

運動エネルギ
(kJ)

27

175.6

コンクリートに対する貫通限界厚さ※
(cm)

17

26.5

鋼板に対する
貫通限界厚さ※
(cm)

27

31.2

●設計飛来物（鋼製材：角型鋼管）
寸法：0.3×0.2×4.2m
質量：135㎏
飛来速度：51m/s（水平）34m/s（鉛直）※：貫通を阻止するための最小必要厚さ

外部事象-165369

5. 爆発の影響評価（22／31）● ＴＮＴ火薬積載車両の爆発影響評価
・ＴＮＴ火薬を積載した車両が，燃料輸送車両の評価同様，発電所に隣接する主要道路である国道２４５号において，評価対象施設との距離が最も短くなる地点での爆発を想定。
爆風圧の影響評価
・ＴＮＴ火薬の爆発時の爆風圧と換算距離の関係から，爆風圧が0.01MPa（人体に対して影響を与えない圧力）以下になる爆薬量の限界を算出する。
限界爆薬量の評価結果

項目
換算距離 λ(m/kg1/3)
離隔距離 Ｒ(m)TNT換算係数 ａ
限界爆薬量 Ｗ(ｔ)

数量

備考
14.4

TNT1kgの爆風圧が0.01MPaになる値（出典：「石油コンビナートの防災アセスメント指針」）

450 国道から評価対象施設（タービン建屋）への最短距離
1 TNT火薬を想定
λ＝R／（Ｗ×ａ）（１／３）より，
30.5
Ｗ =｛ (Ｒ／λ)３/ａ｝/1000

・上記で求めた爆薬量約30.5ｔは，道路法による車両総重量の一般的制限値（20ｔ※）を大きく超える値であることから，実際に国道輸送
車両の爆発で爆風圧が0.01MPaを超えることはない。
※：車両自体の重量が含まれるため，爆薬の積載量は更に少ない値となる。

外部事象-166370

5. 爆発の影響評価（23／31）(4) 燃料輸送船の評価● 対象とする船舶・保守的に対象船舶の喫水位置から火災発生位置を特定※し評価を実施
・日立ＬＮＧ基地にＬＮＧ及びＬＰＧを輸送する輸送船並びに内航船について
各船舶の喫水から発電所までの離隔距離が最も短くなる地点での爆発を想定※船底が海底とぶつかるためこれ以上進入しない位置● 危険限界距離の評価
・燃料輸送船の爆発評価を実施した結果，危険限界距離は燃料輸送船
から評価対象施設までの離隔距離を下回ることを確認
図 ＬＮＧ及びＬＰＧを輸送する輸送船と評価対象施設との位置関係※ 海水ポンプ室及び放水路ゲートの高さは防潮堤高さよりも低く，直接爆風圧の影響を受けることはないため，海水ポンプ室及び放水路ゲートは評価対象外とする。離隔距離は海水ポンプ室及び放水路ゲートを除いて最も近いタービン建屋までの距離とする。

● 飛来物の最大飛散距離の評価
・日立ＬＮＧ基地にＬＰＧを輸送する輸送船の，タンク破裂時における破片の最大飛散距離（497m）が，輸送船から評価対象施設までの離隔距離（940m：海水ポンプ室）を下回ることを確認

図 内航船と評価対象施設との位置関係

外部事象-167371

5. 爆発の影響評価（24／31）
評価対象とした危険物等の選定●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

物品の例

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，可燃物と混合した ・過酸化ナトリウム
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，燃焼が早く消火 ・硫黄が困難
・マグネシウム粉

第三類

自然発火性物質及び禁 空気にさらされることで自然発火し，又は水と接触して発火
水性物質
若しくは可燃性ガスを発生する。

・ナトリウム・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。

・ガソリン
・灯油，軽油，重油

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低い温度 ・ニトロセルロース
で多量の熱を発生し，又は爆発的に反応が進行する。
・トリニトロトルエン

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 ・過酸化水素
燃焼を促進する。
・硝酸

外部事象-168372

5. 爆発の影響評価（25／31）（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 発電所からの
離隔距離
（m３）

＊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

外部事象-169373

5. 爆発の影響評価（26／31）（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。
＊爆発の影響評価「ＴＮＴ火薬積載車両の爆発影響評価」参照

図 評価対象施設と公道を通行する車両の位置関係
外部事象-170374

5. 爆発の影響評価（27／31）（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。
外部事象-171375

5. 爆発の影響評価（28／31）＜参考＞国内外の硝酸アンモニウムの需給状況と爆発事故事例
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

約1.4km・ 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。
外部事象-172376

5. 爆発の影響評価（29／31）＜参考＞硝酸アンモニウムが原因とされる爆発事故事例● 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

外部事象-173

出典：ロイター日本版，時事ドットコムニュース，他

377

5. 爆発の影響評価（30／31）● 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

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。

ルイハイ

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

外部事象-174

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

378

5. 爆発の影響評価（31／31）● 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）外部事象-175

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

379

（補足説明資料 6. 近隣工場等の火災の影響評価）

外部事象-176380

6. 近隣工場等の火災の影響評価（1／10）●目 的発電所敷地内外で発生する火災が，発電用原子炉施設に影響を及
ぼさないことを以下の項目により評価(1) 危険距離※１※１ 火災源と発電所との間に必要となる離隔距離● 影響評価方法
・「原子力発電所の外部火災影響評価ガイド 附属書Ｂ
石油コンビナート等火災・爆発の原子力発電所への影響評価について」（以下「評価ガイド」という。）に従い火災を想定し，発電所への影響について評価した。
・評価対象として想定する火災源は，発電所周辺10km以内に存在する以下とする。
(1) 敷地外の危険物貯蔵施設(2) 敷地内の危険物貯蔵施設等(3) 燃料輸送車両(4) 燃料輸送船● 評価対象施設
・外部火災の影響を評価する必要がある以下の外部事象防護対象
施設の評価を実施(1) 原子炉建屋(2) 使用済燃料乾式貯蔵建屋(3) タービン建屋(4) 主排気筒(5) 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）(6) 残留熱除去系海水系ポンプ(7) 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む。）用海水ポンプ● 評価の流れ(1) 敷地外の危険物貯蔵施設
・発電所から10km以内の危険物貯蔵施設は，周辺自治体資料，
資料開示請求等を行い，対象施設の情報を入手
・発電所に影響を及ぼす可能性がある施設を選定・選定したガス貯蔵施設に対し，評価ガイドに記載の評価式等※２
を用いて，危険距離を評価し，危険物貯蔵施設から発電所までの離隔距離を下回ることを確認する。
(2) 敷地内の危険物貯蔵施設等
・敷地内の危険物貯蔵施設等は，現場調査等により対象施設の情報を入手・選定した危険物貯蔵施設等に対し，評価ガイドに記載の評価式等を用いて，温度上昇を評価し，許容温度を下回ることを確認する。
(3) 燃料輸送車両
・発電所から最も近い位置にある国道245号線で最大規模の燃料輸送車両（ガソリン：30m3）の火災を想定
・想定する燃料輸送車両に対し，評価ガイドに記載の評価式等を用いて，危険距離を評価し，燃料輸送車両から発電所までの離隔距離を下回ることを確認する。
(4) 燃料輸送船
・発電所周辺の海域を航行する日立ＬＮＧ基地に実際に入港する最大規模の燃料輸送船の火災を想定・選定した燃料輸送船に対し，評価ガイドに記載の評価式を用いて，危険距離を評価し，燃料輸送船から発電所までの離隔距離を下回ることを確認する。

外部事象-177

381

6. 近隣工場等の火災の影響評価（2／10）● 危険距離の算出の流れ①： 温度評価式を用いて許容温度となる輻射強度の算出②： ①で算出した輻射強度より形態係数の算出③： ②で算出した形態係数より危険距離を算出● 許容温度となる輻射強度の算出に用いる温度評価式（出典：各種文献（設備毎））
・原子炉建屋，使用済燃料乾式貯蔵建屋及びタービン建屋の場合（許容温度：200℃）
Ｔ＝Ｔ０＋

２Ｅ αｔ １ｘｘ２ｘexp − ４αｔ −
erfc
π
λ
２ αｔ
２ αｔ

・主排気筒及び放水路ゲート（許容温度：325℃）
Ｅ
Ｔ＝Ｔ0＋ 2ｈ
Ｔ：許容温度(℃)，Ｔ０：初期温度(℃)
Ｅ：輻射強度(W／m２)，ｈ：熱伝達率(W／m２／K)

Ｔ：許容温度(℃),Ｔ０：初期温度(℃)，Ｅ：輻射強度(W／m２)
κ：ｺﾝｸﾘｰﾄ温度伝導率(=λ／ρＣｐ)(m２／s)
ρ：ｺﾝｸﾘｰﾄ密度(kg／m３)，Ｃp：ｺﾝｸﾘｰﾄ比熱(J／kg／K)
λ：ｺﾝｸﾘｰﾄ熱伝導率(W／m／K)，ｔ：燃焼継続時間※(s)ｘ：温度評価の対象となる深さ位置(外壁表面：m)※ 燃焼継続時間は下式で算出
Ｖ
ｔ＝πＲ２ ×ｖ

・非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電
機 を含む。）（許容温度：53℃），残留熱除去系海水系ポンプ（許容温度：70℃）及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポンプ（許容温度：
60℃）
Ｔ＝Ｔ0＋

ｔ：燃焼継続時間(s)，Ｖ：燃料量(m３)

Ｅ・Ａ
＋ΔＴ
Ｇ・Ｃｐ

Ｔ：許容温度(℃)，Ｔ０：初期温度(℃)，Ｅ：輻射強度(W／m２)

Ｒ：燃焼半径(m)，ｖ：燃焼速度＝Ｍ／ρ(m／s)

Ｇ：重量流量(kg／s)，Ａ：輻射を受ける面積(m２)Ｍ：質量低下速度(kg／m２／s)，ρ：燃料密度(kg／m３)

Ｃｐ：空気比熱(J／kg／K)
ΔＴ：構造物を介した温度上昇（℃）

外部事象-178382

6. 近隣工場等の火災の影響評価（3／10）● 形態係数の算出に用いる輻射強度の評価式（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）● 危険距離の算出に用いる形態係数の評価式（出典：原子力発電所の外部火災影響評価ガイド）※ 燃焼半径Ｒの算出式

外部事象-179383

6. 近隣工場等の火災の影響評価（4／10）● 石油コンビナート等に対する危険限界距離の評価
・茨城県内において石油コンビナート等特別防災区域に指定されているのは鹿島臨海地区は，発電所から約50km離れており，発電所から10km以
内に石油コンビナートは存在しないことを確認●石油コンビナート以外の危険物貯蔵施設に対する危険距離の評価
・発電所から10km以内にある危険物貯蔵施設について自治体に資料開示請求を行った結果，約500カ所存在することを確認
・10km以内にある危険物貯蔵施設の危険物貯蔵量は，石油コンビナート未満となるため，石油コンビナート相当の危険物貯蔵施設の火災評価を実施した結果，危険距離は1,329mであることを確認
・石油コンビナート相当の危険距離1,329mを上回る1,400mを，発電所影響を及ぼす可能性がある範囲として設定し，この範囲内の危険物貯蔵施設

図 鹿島臨海地区と発電所の位置関係を調査した結果，屋外貯蔵であるの重油タンクを抽出・抽出した危険物貯蔵施設の火災影響を評価した結果，危険距離は火災源から発電所までの離隔距離を下回ることを確認

図 火災源と発電所の位置関係

外部事象-180384

6. 近隣工場等の火災の影響評価（5／10）● 評価結果・各評価対象の危険距離を評価した結果，離隔距離を下回ることを確認した。
表 危険距離の評価結果
想定
火災源

燃料
種類

燃料量
（m３）

評価対象施設

危険距離
(m)

原子炉建屋
ﾀｰﾋﾞﾝ建屋

1,100
41

使用済燃料乾式貯蔵建屋

重油ﾀﾝｸ

重油

離隔距離
(m)

1,200
800

排気筒

10

1,200

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
発電機を含む｡)

17

1,100

残留熱除去系海水系ポンプ

16

1,300

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
発電機を含む｡)用海水ポンプ

12

1,300

放水路ゲート

10

1,600

200

外部事象-181385

6. 近隣工場等の火災の影響評価（6／10）● 熱影響評価
・発電所内の現場調査を行い，発電所内にある危険物貯蔵施設等をすべて抽出
・評価対象抽出フローにより，対象とする火災源を抽出
・建屋に対する変圧器の評価では，放熱を考慮した温度評価式※を用いた評価を実施
表 危険物貯蔵施設以外の火災源一覧

表 危険物貯蔵施設以外の火災源一覧※ 放熱を考慮した温度評価式

図 敷地内の火災源抽出フロー

外部事象-182

386

6. 近隣工場等の火災の影響評価（7／10）
図 火災源と評価対象施設の位置関係● 評価結果・各評価対象の到達温度を評価した結果，許容温度を下回ることを確認した。
表 到達温度の評価結果
想定火災源

評価対象施設

評価温度
（℃）

原子炉建屋

70

許容温度
（℃）

＜200

溶融炉灯油
タンク

タービン建屋

57

主排気筒

90

＜325

残留熱除去系
海水系ポンプ

45＜70

図 変圧器と評価対象施設の位置関係

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポンプ

45

＜60

タービン建屋149＜200

放水路ゲート51＜325

タービン建屋187＜200

放水路ゲート51＜325

タービン建屋

182

＜200

主要変圧器

所内変圧器
２Ａ

起動変圧器
２Ｂ

外部事象-183387

6. 近隣工場等の火災の影響評価（8／10）● 対象とする燃料輸送車両
・発電所敷地外で最も近くを通る国道245号線での燃料輸送車両の爆発を想定
・燃料輸送車両は，消防法令（危険物の規則に関する政令第15条第1項三号）において，移動タンク貯蔵所の上限量が定められており，
公道 を通行可能な上限量（＝30m３）のガソリンが積載された状況を想定● 危険距離の評価
・燃料輸送車両の火災評価を実施した結果，危険距離は燃料輸送車両から各評価対象施設までの離隔距離を下回ることを確認

表 危険距離の評価結果
想定
火災源

危険距離
(m)

離隔距離
(m)
510

ﾀｰﾋﾞﾝ建屋
使用済燃料乾式
貯蔵建屋
排気筒
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰ
ｾﾞﾙ発電機を含む｡)
残留熱除去系
海水系ポンプ
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰ
ｾﾞﾙ発電機を含む｡)用海
水ポンプ

23

450

放水路ゲート

評価対象施設
原子炉建屋

燃料輸送
車両

520
9

610

14

510

13

760

11

760

9

600

外部事象-184

図 燃料輸送車両と評価対象施設との位置関係

388

6. 近隣工場等の火災の影響評価（9／10）● 対象とする船舶
・日立ＬＮＧ基地にＬＮＧ及びＬＰＧを輸送する輸送船，内航船及び発電所港湾内に定期的に入港する燃料等輸送船（以下「定期船」という。）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，発電所までの離隔距離が最も短くなる地点での火災を想定
・輸送船の燃料量，船舶寸法等より，ＬＰＧ輸送船はＬＮＧ輸送船に， 内航船は定期船に評価が包絡されるため，ＬＮＧ輸送船及び定期船について評価を実施● 危険距離の評価
・ＬＮＧ輸送船及び定期船の火災評価を実施した結果，危険距離は燃料輸送船から評価対象施設までの離隔距離を下回ることを確認
表 危険距離の評価結果（ＬＮＧ輸送船）
想定
火災源

評価対象施設

危険距離
(m)

原子炉建屋

ＬＮＧ
輸送船

ﾀｰﾋﾞﾝ建屋
使用済燃料乾式
貯蔵建屋
排気筒
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞ
ﾙ発電機を含む｡)
残留熱除去系
海水系ポンプ
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発
電機を含む｡)用海水ポン
プ
放水路ゲート263

表 危険距離の評価結果（定期船）

離隔距離
(m)
1,100

想定
火災源

1,300
1,100

153

1,100
定期船

142

940

111

940

87

1050

離隔距離
(m)
300

ﾀｰﾋﾞﾝ建屋
使用済燃料乾式
貯蔵建屋
排気筒
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞ
ﾙ発電機を含む｡)
残留熱除去系
海水系ポンプ
非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機(高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発
電機を含む｡)用海水ポン
プ

85

280

放水路ゲート

原子炉建屋

1,100

87

危険距離
(m)

評価対象施設外部事象-185

530
29

250

50

330

47

70

37

70

29

220

389

6. 近隣工場等の火災の影響評価（10／10）

図ＬＮＧ輸送船と評価対象施設との位置関係

図

外部事象-186

定期船と評価対象施設との位置関係

390

（補足説明資料 7. 航空機墜落による火災の影響評価）

外部事象-187391

6. 航空機墜落による火災の影響評価（1／10）●目 的● 評価対象施設
発電所敷地への航空機の墜落によって発生する火災が，発電用原子 ・外部火災の影響を評価する必要がある以下の評価対象施設※１
炉施設に影響を及ぼさないことを以下の項目により評価の評価を実施(1) 熱影響(1) 原子炉建屋(2) 二次的影響(2) 使用済燃料乾式貯蔵建屋(3) タービン建屋※２(4) 主排気筒● 影響評価方法(5) 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディー「原子力発電所の外部火災影響評価ガイド附属書Ｃ 原子力
ゼル発電機を含む。）
発電所の敷地内への航空機墜落による火災の影響評価について」(6) 残留熱除去系海水系ポンプ（以下「評価ガイド」という。）に従い，以下の手順で発電所への影響に(7) 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディー
ついて評価した。
ゼル発電機を含む。）用海水ポンプ(ⅰ) 航空機落下確率評価
・ただし，東海第二発電所の発電用原子炉施設と使用済燃評価条件の違い等を踏まえて設定した落下事故のカテゴリ
料乾式貯蔵施設の安全機能は独立していることを踏まえ，ごとに燃料積載量が最大の航空機を選定する。
原子炉施設と使用済燃料乾式貯蔵施設を独立として扱い(ⅱ) 対象航空機の選定
評価を実施
評価条件の違い等を踏まえて設定した落下事故のカテゴリ
ごとに燃料積載量が最大の航空機を選定する。
※１：外部事象防護対象施設は，航空機落下確率評価及び航空機墜落による(ⅲ) 離隔距離の評価
火災影響評価に置いては，原子力発電所の外部火災影響評価ガイドの「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準
基準を踏まえクラス１及びクラス ２に属する施設及び安全評価上その機能について（内規）」（平成21・06・25原院第1号）の航空機に期待するクラス ３の施設，又はそれらを内包する建屋
落下確率評価式に基づき，カテゴリごとに落下確率が10−７※２：タービン建屋内には，ＰＳ-２の主蒸気系及びＭＳ−２の放射性気体
廃棄物処理系の隔離弁があるため，タービン建屋を評価対象施設として（回／炉・年）に相当する面積を算出し，その結果を用いて抽出
評価対象施設に対する離隔距離を算出する。
評価で想定する落下事故のカテゴリ(ⅳ) 熱影響評価(ⅱ)で評価した離隔距離を踏まえて原子炉施設への影響が最も厳しくなる地点で航空機の墜落が発生することを想定して温度を評価し，許容温度を下回ることを確認する。
(ⅴ) 二次的影響評価(ⅱ)で評価した離隔距離を踏まえて使用済燃料乾式貯蔵建屋へ熱気流が直接給気口に流入する風速を評価し，水戸地方気象台で観測した過去10年間の最大風速を上回ることを確認する。

外部事象-188392

6. 航空機墜落による火災の影響評価（2／10）(ⅰ) 航空機落下確率評価
1)計器飛行方式民間航空機の落下事故①飛行場での離着陸時における落下事故
Pd,a＝fd,a・Nd,a・A・Φd,a(r,θ)
Pd,a：対象施設への離着陸時の航空機落下確率（回／年）
fd,a＝Dd,a／Ed,a：対象航空機の国内での離着陸時事故率（回／離着陸回）
Dd,a：国内での離着陸時事故件数（回）平成5年〜平成24年の国内の離着陸時における事故件数を使用。
離着陸時に1件，着陸時に3件。
Ed,a：国内での離着陸回数（離着陸回）
Nd,a：当該飛行場での対象航空機の年間離着陸回数（離着陸回／年）
A：原子炉施設の標的面積（km２）Φd,a(r,θ)：離着陸時の事故における落下地点確率分布関数（／km２）②航空路を巡航中の落下事故
Pc＝fc・Nc・A／W
Pc：対象施設への巡航中の航空機落下確率（回／年）
fc＝Gc／Hc：単位飛行距離当たりの巡航中の落下事故率（回／(飛行回･km)）
平成5年〜平成24年における国内の航空路を巡航中における事故件数を使用。
Gc：巡航中事故件数（回）事故件数が0件であるため，0.5件発生したものとして評価。
Hc：延べ飛行距離（飛行回･km）
Nc：評価対象とする航空路等の年間飛行回数（飛行回／年）
A ：原子炉施設の標的面積（km２）
W ：航空路幅（km）

2)有視界飛行方式民間航空機の落下事故
Pv＝（fv／Sv）・A・α
Pv：対象施設への航空機落下確率（回／年）
fv：単位年当たりの落下事故率（回／年）
Sv：全国土面積（km２）
A ：原子炉施設の標的面積（km２）α：対象航空機の種類による係数

平成5年〜平成24年における国内の事故件数を使用。
大型固定翼機0件，大型回転翼機0件，小型固定翼機35件，小型回転翼機24件。
大型固定翼機の事故件数は0件であるため，0.5件発生したものとして評価。

外部事象-189393

6. 航空機墜落による火災の影響評価（3／10）
3)自衛隊機又は米軍機の落下事故①訓練空域外を飛行中の落下事故
Pso＝fso・A／So
Pso：訓練空域外での対象施設への航空機落下確率（回／年）
fso：単位年当たりの訓練空域外落下事故率（回／年）
平成5年〜平成24年の国内の訓練空域外を飛行中におけるA ：原子炉施設の標的面積（km２）
事故件数を使用。自衛隊機7件，米軍機5件。
So：全国土面積から全国の陸上の訓練空域の面積を除いた面積（km２ ）②基地−訓練空域間を往復時の落下事故
Pse＝fse・A／Sse
Pse：対象施設への航空機落下確率（回／年）
fse：基地と訓練空域間を往復中の落下事故率（回／年）
A ：原子炉施設の標的面積（km２）
Sse：想定飛行範囲内の面積（km２ ）外部事象-190

平成5年〜平成24年の国内の基地−訓練空域間を往復時における事故件数を使用。自衛隊機5件（米軍基地-訓練空域間を往復時の範囲内に東海第二発電所は含まれないため，米軍機については対象外）。

394

6. 航空機墜落による火災の影響評価（4／10）(ⅱ) カテゴリ毎の対象航空機の選定
・①は，評価対象となる茨城空港の定期便のうち
燃料積算量が多い航空機を選定
・②は，評価対象航空路を飛行すると考えられる
定期便のうち，燃料積載量が最大の航空機を選定
・③及び④は，全国の有視界飛行が可能な民間航空機のうち，燃料積載量が最大の航空機を選定
・⑤は，全国の自衛隊機及び米軍機のうち，用途別に
燃料積載量が最大の航空機を選定
・⑥は，評価対象となる百里基地に所属する自衛隊機のうち燃料積載量が最大の航空機を選定

計器飛行方式民間航空機
有視界飛行方式
民間航空機

自衛隊機又は米軍機落下事故のカテゴリ①飛行場での離着陸時②航空路を巡航時③大型機（大型固定翼機及び大型回転翼機）④小型機（小型固定翼機及び小型回転翼機）
空中給油機等，
高高度での巡航が想定⑤訓練空域 される大型固定翼機
外を飛行中 その他の大型固定翼機，
小型固定翼機及び回転翼機⑥基地−訓練空域間往復時

対象航空機
B737-800
B747-400
B747-400
Do228-200
KC-767F-15
F-15(ⅲ) カテゴリ別の離隔距離の評価

基地-訓練空域間往復時の落下事故に対する発電用原子炉施設（使用済燃料乾式貯蔵建屋除く。）の離隔距離

外部事象-191

基地-訓練空域間往復時の落下事故に対する使用済燃料乾式貯蔵建屋の離隔距離3956. 航空機墜落による火災の影響評価（5／10）(ⅳ) 熱影響評価
建屋に対する温度評価結果

計器飛行方式
民間航空機

対象航空機

飛行場での離着陸時

B737-800

53

51

B747-400

71

58

有視界飛行方式 大型機（大型固定翼機
民間航空機
及び大型回転翼機）
自衛隊機
又は米軍機

評価温度(℃)
原子炉建屋及び使用済燃料
タービン建屋式貯蔵建屋落下事故のカテゴリ

訓練空域外
を飛行中

空中給油機等，高高度での巡航が想定される
大型固定翼機基地−訓練空域間往復時

許容温度
(℃)

＜200
KC-767

64

56

F-15

183

62

主排気筒に対する温度評価結果

計器飛行方式
民間航空機

落下事故のカテゴリ

対象航空機

評価温度(℃)
主排気筒及び
放水路ゲート飛行場での離着陸時

B737-80052

B747-400

63

有視界飛行方式 大型機（大型固定翼機
民間航空機
及び大型回転翼機）
自衛隊機
又は米軍機

訓練空域外
を飛行中

空中給油機等，高高度での巡航が想定される
大型固定翼機基地−訓練空域間往復時

許容温度
(℃)

＜325
KC-767

60

F-15

142

外部事象-192396

6. 航空機墜落による火災の影響評価（6／10）
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）に対する温度評価結果
評価温度(℃)

計器飛行方式
民間航空機

落下事故のカテゴリ

対象航空機

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機を含む。）

飛行場での離着陸時

B737-80045

B747-40045

有視界飛行方式 大型機（大型固定翼機
民間航空機
及び大型回転翼機）
自衛隊機
又は米軍機

訓練空域外
を飛行中

空中給油機等，高高度での巡航が想定される
大型固定翼機基地−訓練空域間往復時

許容温度
(℃)

＜53
KC-767

45

F-15

50

残留熱除去系海水系ポンプに対する温度評価結果

計器飛行方式
民間航空機

対象航空機

飛行場での離着陸時

B737-80045

B747-400

46

有視界飛行方式 大型機（大型固定翼機
民間航空機
及び大型回転翼機）
自衛隊機
又は米軍機

評価温度(℃)

落下事故のカテゴリ

訓練空域外
を飛行中

空中給油機等，高高度での巡航が想定される
大型固定翼機基地−訓練空域間往復時

残留熱除去系海水系ポンプ

許容温度
(℃)

＜70
KC-767

46

F-15

59

外部事象-193397

6. 航空機墜落による火災の影響評価（7／10）

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）用海水ポンプに対する温度評価結果

計器飛行方式
民間航空機

落下事故のカテゴリ

対象航空機

評価温度(℃)
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機を含む。）
用海ポンプ

飛行場での離着陸時

B737-80045

B747-40045

有視界飛行方式 大型機（大型固定翼機
民間航空機
及び大型回転翼機）
自衛隊機
又は米軍機

訓練空域外
を飛行中

空中給油機等，高高度での巡航が想定される
大型固定翼機基地−訓練空域間往復時

許容温度
(℃)

＜60
KC-767

45

F-15

51

外部事象-194398

6. 航空機墜落による火災の影響評価（8／10）
・航空機墜落火災と敷地内の危険物貯蔵施設等の火災との重畳評価を実施した結果，許容温度を下回ることを確認
重畳火災を想定した温度評価結果
重畳評価の
想定ケース

評価対象施設

評価温度
（℃）

許容温度
（℃）

原子炉建屋

196

タービン建屋

187

主排気筒

181

＜325

59

＜70

51

＜60

195

＜200

＜200

溶融炉灯油タンク及びF-15主要変圧器
及びF-15

残留熱除去系海水系
ポンプ
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発
電機を含む。）
用海ポンプ
タービン建屋

航空機墜落位置と危険物貯蔵施設等の位置関係● 航空機火災が発生した場合の初期消火活動
・熱影響評価を行った結果，許容温度を下回るため，消火活動等を実施しなくても評価対象施設の防護は可能
・航空機燃料火災に対する消火対応のため，空港業務マニュアルをもとに，最大規模の航空機燃料火災にも対応できる量の泡消火薬剤を配備している。

外部事象-195399

6. 航空機墜落による火災の影響評価（9／10）(ⅴ) 二次的影響評価
・使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「建屋」という。）においては，ドライキャスクの除熱を自然対流により実施
・建屋付近で発生する航空機墜落火災（機種：F-15）を想定し，給気口から熱気流が侵入した場合について評価を実施
・建屋は，外部火災により発生する熱気流が周囲の風況の影響により建屋に向かうことが想定されるため，火災源から発生した熱気流が風により直接給気口から流入する事象を想定
・火災による熱気流の主軸傾き角より，熱気流が直接給気口に流入する風速を評価した結果，水戸地方気象台で観測した過去10年間の最大風速より大きいことから，熱気流が直接給気口に流入することはなく，ドライキャスクの除熱及び閉じ込め機能の監視に影響はない
ことを確認
・火災源と給気口と結ぶ直線の傾きの算出式

・航空機火災の発生熱量の算出式

・熱源寸法の算出式

・熱気流が直接給気口に流入する風速の算出式

除熱概略図

外部事象-196400

6. 航空機墜落による火災の影響評価（10／10）

熱気流が直接給気口に流入する風速の評価結果
評価対象施設無次元ﾊﾟﾗﾒｰﾀΛ（-）

ﾌﾙｰﾄﾞ数Fr（-）

熱気流が直接開口に流入する風速Ｕ（m／s）

水戸地方気象台で観測した
過去10年間の最大風速（m／s）

使用済燃料
乾式貯蔵建屋

3.1

2.5

21.6 〜 40.1

17.5

外部事象-197

401

（補足説明資料 8. 外部事象へのソフト面による対応）

外部事象-198402

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（1／10）● 発電所の保安管理体制の検討
・原子力発電所に影響を及ぼし得る外部事象（自然災害及び人為事象）に対するソフト面の対応に関して，発電所の体制は，地震，津波，火山事象等の各災害に対して，保安規定に基づく保安管理体制を整備し，その中で，災害内容に応じた体制への移行基準，活動内容等を明確にしていく。
・本体制の具体的な内容（必要人数，設備・資機材等）は，今後の保安管理体制の検討の中で定めていくため，ここでは基本設計方針に基づき，各災害事象のうちソフト面で対応する主な項目について
以下に示す。

● ソフト面の対応を行う外部事象について
・東海第二発電所に対し影響を及ぼし得る外部事象として抽出した事象※のうち，次に示す３事象はハード面だけでの対応が困難であるため，ソフト面での対応が必要となる。
※：風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山，生物学的事象，外部火災（森林火災，爆発及び近隣工場等の火災），高潮，有毒ガス，
船舶の衝突，電磁的障害
なお，津波事象では，放水路からの津波の流入を防止するために，放水路に設置するゲートを開から閉とする操作が必要となる。

①火山（降下火砕物）＜（8／10）参照＞
屋外にある複数の防護対象施設（発電所施設原子炉建屋及びタービン建屋屋根，等）について
は，その対象範囲の広さから，火砕物降下中のリアルタイムの除去が困難であるため，降下火砕
物の短期間の負荷に対し問題ないことを確認した上で，事象終息後に堆積物の除去を行う必要がある。 【現地作業（屋外）】
また，吸気口にフィルタを有する設備については，火砕物降下中にフィルタへの火砕物の吸着を回避することが設備の特性上困難であるため，火砕物降下中の吸気の停止もしくはフィルタの取替・清掃作業が必要となる。【吸気停止：中央制御室からの遠隔操作，フィルタ取替・清掃：現地作業（屋外）】
外部事象-199403

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（2／10）● ソフト面の対応を行う外部事象について（つづき）
・以下の事象については，ソフト面での対応も必要となる。
②竜巻（竜巻飛来物）＜（9／10）参照＞
竜巻対策がなされた状態の常時維持を求めた場合，プラント運用に支障を来たす以下のものについては，その使用中に竜巻の襲来の可能性を覚知した場合，竜巻の到達までに竜巻対策がなされた状態へ復旧するための運用対応が必要となる。
竜巻からの防護機能を有する障壁のうち，可動式の部分（扉等） ： 閉止【現地作業（屋外，屋内）】
燃料の取扱い設備 ： 作業の中止及び退避【現地作業（屋内）】
竜巻飛来物になり得る発電所の資機材，車両等のうち，使用時には飛散防止対策（固縛，退避等）を解除するもの ： 再固縛もしくは退避【現地作業（屋外） 】③外部火災＜（10／10）参照＞
外部火災の特徴として，設計条件（負荷）が人為的な影響を受け得ることから，設計条件を維持するための現場管理を実施する。【通常時の現地作業（屋外）】
また，火災の二次的影響であるばい煙等の換気空調系への侵入が想定される場合には，系統を遮断し，その侵入を防ぐ運用とする。【中央制御室からの遠隔操作】
飛び火等による延焼の可能性に対しては，発生箇所の特定が困難であるため，柔軟な対応が可能なように，自衛消防隊により対応する。【現地作業（屋外）】

外部事象-200404

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（3／10）
自然現象に対する設計方針（1／3）
設計上考慮
すべき事象
洪

水

風（台風）

個別事象の影響評価

ソフト面対応の要否

発電所敷地の北側の久慈川水系がおおむね100年に1回程度起こる大雨により氾濫するとしても，洪水ハザードマップ及び浸水想定区域図により，発電所に影響が及ばないこと及び新川の浸水は丘陵地を遡上しないことから，洪水による発電所
敷地への影響はない。

不要

安全施設は，建築基準法及び同施行令第86条第4項に基づく建設省告示第1454号で定められた東海村において建築物を設計する際に要求される基準風速30m／s（地上高10m，10分間平均）に対して，安全機能を損なわない設計とする。

発電所へ影響を及ぼさない事象

不要
設備設計で対応可能

要
自 然 現 象

竜

凍

降

積

巻

結

水

雪

観測記録によると，竜巻検討地域の最大竜巻規模はF3（風速70m／s〜92m／s）である。安全施設は，上記を包絡する設計竜巻の最大風速100m／sによる風圧力
による荷重，気圧差による荷重及び設計飛来物等の衝撃荷重を組み合わせた荷重等に対して安全機能を損なわないために，飛来物の発生防止対策及び竜巻防護対策を行う。

安全施設は，最寄りの気象官署である水戸地方気象台の観測記録史上1位の最低気温 -12.7℃に対して，安全機能を損なわない設計とする。
安全施設は，降水に対する排水施設の規格・基準として，森林法に基づく林地開発許可に関する審査基準等を示した「森林法に基づく林地開発許可申請の手びき」で定められた「水戸」（東海村が適用範囲内）における雨量強度127.5mm／hに対して，安全機能を損なわない設計とする。
安全施設は，建築基準法及び同施行令第86条第3項に基づく茨城県建築基準法等施行細則で定められた東海村において建築物を設計する際に要求される基準
積雪量30cmに対して，安全機能を損なわない設計とする。

外部事象-201①【襲来前】防護対策設備の復旧（扉部の閉止）②【襲来前】再固縛，退避①②プラント運用上，竜巻対策の常時維持が難しい施設があるため不要
設備設計で対応可能

不要
設備設計で対応可能

不要
設備設計で対応可能405

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（4／10）
自然現象に対する設計方針（2／3）
設計上考慮
すべき事象
落

雷

個別事象の影響評価

ソフト面対応の要否

安全施設は，全国雷観測ネットワーク（JLDN）により観測された落雷データ（発電所を中心とした標的面積4km２の範囲の雷撃密度4.09回／
年・km２）及び観測記録の統計処理による年超過確率10-４／年値から求めた雷撃電流値400kAに対して，安全機能を損なわない設計とする。

不要
設備設計で対応可能

要

自 然 現 象

火山の影響

安全施設は，文献調査，地質調査及び降下火砕物シミュレーション解析の結果等から算出した降下火砕物の層厚50cm，密度1.5g／cm３（湿潤状態），粒径8.0mmに対して，直接的影響及び間接的影響を踏まえて安全機能を損なわない設計とする。

生物学的
事象

安全施設は，生物学的事象として海生生物であるクラゲ等の発生及び小動物の侵入が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。

①【事象中】吸気フィルタの取替，清掃②【終息後】堆積物除去①設備特性上，供用中の火砕物付着回避が困難②対象範囲の広さから，火砕物降下中のリアルタイ
ムの除去が困難不要
設備設計で対応可能

要
森林火災

安全施設は，森林火災シミュレーションコード（FARSITE)による評価結果に基づき算出した防火帯幅（約23m）を確保することにより，安全機能が損なわれない設計とする。
また，敷地外で森林火災が発生した場合は，万が一の敷地内への延焼防止を目的として，自衛消防隊が防火帯付近へ予防散水を行う。

外部事象-202①【常時】設計条件維持の為の現場管理②【事象中】ばい煙発生時の換気系遮断③【事象中】自衛消防隊による予防散水①設計条件（負荷）が人為的な影響を受け得る②設備特性上，常時隔離が困難③火災発生個所の特定が困難なため，柔軟な対応
が必要

406

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（5／10）
自然現象に対する設計方針（3／3）
設計上考慮
すべき事象
高

潮

個別事象の影響評価

自 然 現 象発電所周辺海域の潮位については，発電所から北方約3km地点に位置する
茨城港日立港区で観測された潮位を設計潮位とする。本地点の最高潮位はT.P.（東京湾中等潮位）＋1.46m（1958年9月27日），朔望平均満潮位がT.P.＋
0.61mである。安全施設は，高潮の影響を受けない敷地高さ（T.P.＋3.3m）以上に設置することで，安全機能を損なわない設計とする。

荷重の
組合せ

地震，津波を含む自然現象13事象のうち，荷重により安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される地震，津波，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響について，荷重の性質（事象の発生頻度，荷重の大きさ）を考慮し，組み合せる荷重を選定し，選定した組合せ荷重を設計において考慮する。

津

放水路を経由して，津波が防潮堤の内側に流入しない設計とする。
このため，津波襲来時には，常用系海水ポンプ（発電機タービンを駆動させた後の蒸気を冷却するために海水を取水する循環水ポンプ等が該当）を停止したうえで，放水路に設置するゲートを開から閉にする設計とする。

波

外部事象-203

ソフト面対応の要否不要
設備設計で対応可能―（個別事象への対応に基づく）

要①常用系海水ポンプの停止②放水路ゲートの閉止①，②常用系海水ポンプ等の排水が必要となるため，通常時に放水路を閉止することは不可能

407

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（6／10）
外部人為事象に対する設計方針（1／2）
設計上考慮
すべき事象
飛来物
（航空機
落下）

個別事象の影響評価

ソフト面対応の要否

・発電用原子炉施設（使用済燃料乾式貯蔵建屋を除く。）及び使用済燃料乾式貯蔵建屋への航空機の落下確率は，「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価
基準について」等に基づき評価した結果，防護設計の要否を判断する基準である10−７回／炉･年を超えないため，飛来物（航空機落下）による防護について設計上考慮する必要はない。

不要

外部人為事象・発電所敷地外10km以内の範囲において，爆発により安全施設に影響を及ぼすような石油コンビナート施設はない。

爆発

防護対象施設に影響がない事象○発電用原子炉施設（使用済燃料乾式貯蔵建屋を除く）：約8.5×10−８回／炉･年○使用済燃料乾式貯蔵建屋：約6.1×10−８回／炉･年

・発電所内の危険物貯蔵施設，発電所敷地外10km以内の危険物貯蔵施設，周辺道路を通行する燃料輸送車両，発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発を想定しても，必要な離隔距離が確保されている。

不要
発電所へ影響を及ぼさない事象

・発電所敷地外10km以内の範囲において，火災により安全施設に影響を及ぼすような石油コンビナート施設はない。

近隣工場等
の火災

・発電所内の危険物貯蔵施設，発電所敷地外10km以内の危険物貯蔵施設，周辺道路を通行する燃料輸送車両，発電所周辺を航行する燃料輸送船の火災を想定しても，必要な離隔距離が確保されている。
・外部事象防護対象施設である原子炉建屋等の周辺で落下確率が10−７回／炉・年以上になる地点へ航空機が墜落することを想定しても，原子炉建屋等が許容温度を超えないことを確認している。

ダムの崩壊

・発電所周辺には，発電所敷地の北側に久慈川が位置しており，その支川である山田川の上流約30kmにダムが存在するが，久慈川は敷地の北方を太平洋に向かい東進
していること，発電所敷地の西側は北から南にかけてはEL.3m〜EL.21mの上り勾配となっていることから，発電所敷地がダムの崩壊により影響を受けることはない。

外部事象-204

不要
発電所へ影響を及ぼさない事象

不要
発電所へ影響を及ぼさない事象

408

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（7／10）
外部人為事象に対する設計方針（2／2）
設計上考慮
すべき事象

有毒ガス

個別事象の影響評価
・発電用原子炉施設と近隣の施設や周辺道路との間には離隔距離が確保されていることから，有毒ガスの漏えいを想定した場合でも，中央制御室の居住性を損なうことはない。また，敷地港湾の前面の海域を移動中の可動施設から有毒ガスの漏えいを想定した場合も同様に，離隔距離が確保されていることから，中央制御室の居住性を損なうことはない。

外部人為事象・発電所敷地内に貯蔵している化学物質については，貯蔵施設からの漏えいを想定した場合でも，中央制御室の居住性を損なうことはない。 また中央制
御室換気系は，外気取入ダンパを閉止し，閉回路循環運転を行うことにより中央制御室の居住性を損なうことはない。

ソフト面対応の要否要①【事象中】ばい煙発生時の換気系遮断①設備特性上，常時隔離が困難【今後の対応概要について】
2019年度〜2020年度にかけて，発電所の敷地内外に貯蔵された有毒化学物質の調査及びスクリーニング評価を行い，有毒ガスに対する防護の妥当性を確認する計画である。この妥当性確認結果を以って，2021年度以降に設置変更許可申請を行う予定。

・発電所周辺の海上交通としては，最も距離の近い航路でも発電所より約1.4kmの離隔距離があり，航路を通行する船舶が港湾内に侵入する可能性
は低い。

船舶の衝突

・取水口港湾内に入港する燃料輸送船等（全長約100m×全幅約16.5m，満水時の喫水約5m）の事故が港湾内で発生した場合でも，前面のカーテン
ウォールにより阻害されること，半円状のカーテンウォールにより阻害され，水深が約6m確保されていることから取水性を損なうことはない。
・小型船舶（漁船等，全長約20m×全幅約5m，満水時の喫水約2m）が発電所近傍で漂流した場合でも，防波堤等に衝突して止まることから取水性を損な
うことはない。万が一防波堤を通過し，カーテンウォール前面に小型船舶が到達した場合であっても， 取水口は呑み口が広いため，取水性を損なうこと
はない。

電磁的障害

・安全保護系は，電磁的障害による擾乱に対して，計装盤へ入線する電源受
電部へのラインフィルタや絶縁回路の設置，外部からの信号入出力部へのラインフィルタや絶縁回路の設置，鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用等により，影響を受けない設計とする。

外部事象-205

不要
発電所へ影響を及ぼさない事象

不要
設備設計で対応可能409

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（8／10）● 火山（降下火砕物）に係るソフト面の対応
・火山（降下火砕物）に対しては，事象収束後の堆積物除去，フィルタの取替・清掃作業等を行う。
・なお，東海第二発電所では，事業者によるモニタリングが必要な火山は無いと判断しているが，一般的には，多くの火山では，噴火前に，震源の浅い火山性地震の頻度が急増し，火山性微動の活動が始まるため，事前に対策準備が可能である。
また，これらの準備には長時間を要するものではないと推定しているが，詳細は設備設置後に訓練を実施し確認する。
項

目

運用対策

共通項目

・降下火砕物が確認された場合，建屋や屋外設備等に長期間降下火砕
・降下火砕物の除去作業
・除去後の降下火砕物によ 物の荷重を掛け続けないこと，また降下火砕物付着による腐食等を緩る静的荷重や腐食等影響 和するため，施設等に堆積した降下火砕物の除去を実施
に対する保守管理
・降下火砕物による影響がみられた場合，必要に応じて補修を実施
外気取入ダンパの閉止，換気空調系の停止，閉回路循環運転

バグフィルタ，吸気フィルタ
取替・清掃作業・体制の確立・降下火砕物が確認された場合に，状況に応じて外気取入ダンパの閉止， ・保守，点検・教育，訓練換気空調設備の停止又は閉回路循環運転により，建屋内への降下火
砕物の侵入を防止

・降下火砕物が確認された場合，換気空調設備の外気取入口のバグフィ
ルタ差圧を確認するとともに，状況に応じて清掃や取替を実施
・ディーゼル発電機の運転時は，吸気フィルタの巡視点検を行い，必要に応じて取替・清掃を実施

外部事象-206410

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（9／10）● 竜巻に係るソフト面の対応
・竜巻に対しては，資機材や車両等の固縛・退避等の運用や，竜巻襲来時の施設防護の活動を行う。
項

目

運用対策

共通項目

・屋外の飛散するおそれのある資機材，車両等は，飛来時の運動エネル
ギ等を評価し，施設等への影響の有無を予め確認
・資機材，車両等の飛来物
・施設等へ影響を及ぼす資機材，車両等は，飛来物発生防止対策（固縛，発生防止対策固定，施設等からの隔離，建屋内収納又は撤去）の手順等を策定
固縛，固定，評価対象施設 ・資機材，車両等の質量，寸法，形状から算出した飛来の有無，飛来時等からの隔離，建屋内収納 の運動エネルギ等による飛来物発生防止対策の評価方法手順及び評又は撤去
価結果の管理・資機材，車両等管理

施設等を防護するための操作・確認事項

・体制の確立・竜巻の襲来が予想される場合及び竜巻襲来後に，施設等を防護するた ・保守，点検
めの操作・確認，補修等が必要となる事項について手順等を策定
・教育，訓練[操作・確認事項]
・竜巻に関する情報入手及び情報入手後の対応（情報の入手，周知，体制判断，実施方法と手順）
・竜巻襲来が予想される場合の対応に関する運用・手順（竜巻襲来が予想される場合の使用中の資機材の固縛等）
・竜巻襲来が予想される場合の燃料取扱作業中止の運用，手順
・原子炉建屋の外壁各扉の閉止確認手順［補修］・設備が損傷した場合の代替設備確保及び補修，取替等の運用，手順

外部事象-207411

8. 外部事象対応のうちソフト面による対応について（10／10）● 外部火災に係るソフト面の対応
・人為的に改変され得る設計条件（負荷）に対しては，当社にて管理可能な範囲に対し※，設計条件を維持するためにパトロール等の管理を実施する。
・また，飛び火等による延焼に備えるための予防散水及び初期消火は，発生箇所の特定が困難であるため，固定された設備ではなく，自衛消防隊を用いて柔軟に対応する。
※：当社が管理できない設計条件（敷地外の火災源爆発物，航空路，等）の改変については，自然現象への対応と同様であり，情報を収集した上で，必要に応じ都度再評価を行う。

項

目

運用対策

・防火帯の維持・管理
・植生の維持・管理・防火帯上への駐車禁止等の措置，防火帯のパトロール
・発電所敷地内外のパトロール，植生の維持・管理

外気取入ダンパ閉，
閉回路循環運転【外部火災発生時】
・外気取入ダンパ閉，閉回路循環運転の対応

初期消火活動要員による初期消火活動【外部火災発生時】
・火災発生現場の確認，中央制御室への連絡・消火器，消火栓，化学消防自動車及び水槽付消防自動車を用いた消火活動

・自衛消防隊への連絡・公設消防への通報【外部火災発生時】・通報連絡責任者による自衛消防隊及び公設消防への連絡

外部事象-208

共通項目

・体制の確立・保守，点検・教育，訓練412

（補足説明資料 9. 近隣の原子力施設の事故影響 ）外部事象-209413

9. 近隣の原子力施設の事故影響（1／15）
東海第二発電所の近隣の原子力施設の事故発災時における，発電所の事故対応への影響を検討する。
1. 近隣の原子力施設の所在と安全対策に係る審査状況○ 東海第二発電所の近隣の主な原子力施設の位置関係を示す。各施設の安全対策に係る原子力規制委員会の審査状況として，各試験研究炉等は設置変更許可取得又は廃止の方針，また再処理施設は廃止措置計画の認可を得ている。

① 日本原子力研究開発機構 試験研究炉等● 試験研究用等原子炉施設（JRR-3）● 原子炉安全性研究炉（NSRR）● 定常臨界実験装置（STACY)● 放射性廃棄物の廃棄施設

日本原子力発電東海第二発電所

約1.3km
① 日本原子力研究開発機構
JRR-3，NSRR，STACY，放射性廃棄物廃棄施設，
FCA，TCA，TRACY

約2.8km● 高速炉臨界実験装置（FCA）● 軽水臨界実験装置（TCA）● 過渡臨界実験装置（TRACY)

原子力規制委員会の核燃料施設等の新規制基準適合性に係る審査機構はこれらの施設の廃止の方針を公表
原子力規制委員会の核燃料施設等の廃止措置計画認可に係る審査いずれの施設も設置変更許可を得ている。

TRACYについては，廃止措置計画の認可を得て廃止措置中にある。

② 日本原子力研究開発機構●東海再処理施設② 日本原子力研究開発機構
東海再処理施設
国土地理院地図に加筆

原子力規制委員会の東海再処理施設安全監視チームにて廃止措置計画認可に係る審査
平成30年12月6月廃止措置計画の認可を得ている。

○ 以下に，①試験研究炉等及び②東海再処理施設の安全対策等について示す。
外部事象-210414

9. 近隣の原子力施設の事故影響（2／15）
2. 近隣の原子力施設の安全対策（１／２）①試験研究炉等の原子炉施設の安全対策● 試験研究炉等は，原子炉燃料・材料の照射試験，原子炉燃料の安全性の研究，溶液燃料に関する臨界安全性研究並びに放射性廃棄物の廃棄等を行っている施設● 試験研究炉等の原子炉施設を対象とした新規制基準が制定され，原子力規制委員会は，事故等の防止及び影響を抑制する対策を要求● 試験研究炉等の原子炉施設が安全性を確保するために行う対策は以下のとおりとされている。
・福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全対策（実施済み）（例 ＪＲＲ−３：全電源喪失時の炉内燃料等の冠水維持（冷却）対策等）
・新規制基準適合に係る安全対策（炉内燃料の大量損傷を前提とした防護及び影響緩和対策，地震，津波，竜巻等想定と対策）● これらの試験研究炉等の原子炉施設は，新規制基準適合の許可を取得又は廃止の方針を公表している。これにより，周辺環境に重大な影響を与えるような大規模な異常事態に拡大することが想定される事象に対する対策は図られる。
・試験研究炉等の原子炉施設では，炉内燃料の大量損傷等の苛酷な事故を想定しても，発電用原子炉と比べ出力が小さいことや新規制基準に基づく対策が講じられること等から，その影響は概ね
施設敷地内に留まると考えられる。
・このため，これらの施設の事故影響は隣接する発電所に影響を与えず，仮に，同時期に発電所で重大事故等が発生した場合を想定しても，発電所の重大事故等への対応に影響を与えることはな
いと考えられる。
外部事象-211415

9. 近隣の原子力施設の事故影響（3／15）
2. 近隣の原子力施設の安全対策（２／２）②東海再処理施設の安全対策● 東海再処理施設は，原子力発電所で使用した核燃料（使用済燃料）から，ウラン及びプルトニウムを分離，回収する，再処理技術の開発を行っている施設● 再処理過程で分離，回収した核燃料物質は核分裂する性質を持つため，臨界事故等を防止する対策が必要，また，発生した高レベル放射性廃液は冷却を継続し発生水素を除去する必要がある。
● 東海再処理施設が安全性を確保するためこれまでに行った対策は以下とされている。
・再処理施設の運転段階から実施してきた安全対策（実施済み）（臨界防止対策，火災・爆発防止対策，停電・放射性物質・放射線漏えい防止対策）
・福島第一原子力発電所事故を踏まえた緊急安全対策による対応（実施済み）（冷却機能確保対策，電源確保対策，浸水防止対策，事故現場対応手段の拡充及び訓練等）● 更に，東海再処理施設は平成30年6月に廃止措置計画認可申請が認められ廃止措置中にある。
● 廃止措置の進め方及び廃止措置期間中において東海再処理施設が安全確保対策として行うことを計画している対策は以下のとおりとされている。
・リスクの早期低減を優先課題とし，安全・確実に実施するため，高経年化対策等の安全性向
上対策を重要事項として実施（地震対策，津波対策，外部事象対策（竜巻，森林火災，火山等）＊）＊地震，津波，外部事象のハザード要因の評価方法は東海第二発電所と同様（次頁参照）

・本方針及び安全確保対策により，東海再処理施設において周辺環境に重大な影響を与えるような事象に対する対策は図られると考えられる。
外部事象-212416

9. 近隣の原子力施設の事故影響（4／15）
東海再処理施設及び東海第二発電所の主な自然災害の想定
施 設／
自然災害
地

自然災害想定評価/対策

952gal冷却水配管及び排気筒の耐震補強を実施予定波T.P.＋14.2m

施設への津波到達状況

高放射性廃液貯蔵場
施設標高＋5〜7m

竜巻（竜巻風速）

火

建屋の浸水防止措置を
T.P.＋14.4mまで実施済（許可取得済）1,009gal

T.P.＋17.9m
防潮堤位置（天端高さT.P.＋20m）での入力津波の到達高さ

備

考・地震の震源想定，評価方法は
東二と同様・立地点の地盤条件等の相違により，最大加速度の値が異なると考えられる。
・津波の波源想定，評価方法は
東二と同様・立地点の標高，地形等の相違
により，津波到達高さが異なると考えられる。

100m/s・建屋コンクリート躯体は健全な見通し・窓，扉等の閉止措置を実施予定

100m/s

竜巻影響のハザード想定，評価
方法は東二と同様

50cm

制御室の居住性確保のため可搬型ブロワ，
換気ライン及びフィルタ
の配備予定

50cm

火山影響のハザード想定，評価
方法は東二と同様

山

降下火砕物の堆積厚さ）

東海第二発電所（廃止措置中）

震

最大加速度
(水平)

津

東海再処理施設

出典：「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設の廃止措置計画の審査方針について」（平成３０年１２月１９日 原子力規制庁） 及び「再処理施設に係る廃止措置計画の変更認可申請について（概要）」（令和元年１２月１９日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所）より一部抜粋及び加筆

外部事象-213417

9. 近隣の原子力施設の事故影響（5／15）
3. 再処理施設の重大事故の事象想定とその影響（１／２）○再処理施設の重大事故の想定
・ 前項までに示したとおり，東海再処理施設は事故発生防止及び影響拡大抑制の安全確保対策を図るとしており，仮に何らかの事故が生じても，施設の敷地を超えて事故影響を与える可能性は十分に低いと考えられる。
・ しかしながら，ここでは，東海第二発電所の重大事故等への対応手段のレジリエンス＊１を確認する観点から，仮想的に何らかの不測の事態により再処理施設が重大な事故に至り，かつ，同時に発電所も重大事故等が発生した状態で，再処理施設から発電所に影響を及ぼすような放射性物質が放出されることを想定する。
＊１ 外部からの衝撃に対する発電所防護手段の柔軟性や適応性等を示す。

・ 対象施設として，東海再処理施設よりも施設規模の大きい日本原燃株式会社の再処理事業所
再処理施設（六ヶ所再処理施設）における重大事故を想定し，その事故が東海再処理施設の立地点で発生したと仮定し，それが東海第二の重大事故等対応に与える影響について検討する。
施 設／仕 様
使用済燃料処理能力
高レベル放射性
液体廃棄物容量

東海再処理施設

六ヶ所再処理施設（廃止措置中）（試験実施中）約210tU／年（累積処理量1,140t）

約800tU／年

約370m３486m３

（貯槽内保有量＊２）（貯槽容量）＊２ 東海再処理施設は運転停止以降12年以上が経過しており，液体廃棄物中の放射性物質の減衰により発熱量や水素発生量は減少する方向となり，事故の影響はより緩和されると考えられる。

外部事象-214418

9. 近隣の原子力施設の事故影響（6／15）
3. 再処理施設の重大事故の事象想定とその影響（２／２）○再処理施設の重大事故想定と被ばく影響
・ 六ヶ所再処理施設の施設規模の再処理施設における重大な事故の発生を想定する。
・ 各事故のうち最も周辺環境に重大な影響を与える可能性がある「冷却機能の喪失による蒸発乾固（高レベル
濃縮廃液の沸騰事故）」を想定し※１ ，更に安全対策が施せない厳しい条件を付加する。
・ 放射性廃液の沸騰により，揮発性の放射性物質及びエアロゾル※２が外部に放出され，施設周辺の雰囲気線
量が上昇する。事故地点を発電所から約2.8kmと想定すると，防護対策なしで発電所敷地の屋外に1週間滞在
し続けることで被ばく線量としては概ね30mSv程度の計算結果となる。 ※３※１ 水素爆発リスクは小さいとされている。万一，水素爆発が起きた場合でも，爆発そのものが発電所に直接影響する恐れはない。
※２ エアロゾル：気体の中に微粒子が多数浮かんだ物質。気中分散粒子系ともいう。
※３ 発電所の重大事故等時の災害対策要員の実効線量の判断基準として100mSv以下（7日間累積）を設定している。

高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事象（イメージ）
平常時
オフガス
排気系統

30mSv

冷却機能喪失，廃液の沸騰

液相喪失，乾固蒸気＋廃液ミスト

NＯxガス＋揮発性物質(Ru等)

高レベル
濃縮廃液
沸騰

乾固物

貯槽
冷却

冷却機能喪失冷却機能喪失2.8km
出典：「再処理施設の事故影響について」 （平成26年3月18日 日本原燃株式会社）に一部加筆

外部事象-215

419

9. 近隣の原子力施設の事故影響（7／15）
4. 再処理施設の重大事故時の発電所の重大事故等対応への影響評価（１／５）
・ 再処理施設で重大な事故が発生した場合，発電所及び周辺の雰囲気線量が上昇する。この想定と，発電所が備える各設備及び運用方法等を踏まえて評価すると，再処理施設の重大事故を想定しても，東海第二発電所の重大事故等対応には影響を及ぼさないと判断できる。
周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響◆ 雰囲気線量が上昇することに伴う災害対策要員（屋内，屋外）の被ばく線量の上昇・・・①◆ 発電所への参集ルートの雰囲気線量上昇及び参集要員の被ばく・・・②◆ 発電所への外部支援の制限・・・③◆ 後方支援拠点の設置場所の制限・・・④

周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響に対する評価と対応策（次頁参照）① 災害対策要員の被ばく低減方策として，各施設の換気空調設備や放射線防護具類が活用可能② 複数の発電所参集ルートから被ばく線量が最小となるルートを選定可能③ 発電所内に７日間分の資機材・食料等を備えており，外部支援は雰囲気線量低下を見極めてから対応可能④ 複数箇所確保した後方支援拠点から影響が低い場所を選定することで，拠点の設置及び活動が可能

これらより，近隣の再処理施設の重大事故を想定した場合でも，東海第二発電所の重大事故等に対処するために整備した各施設，資機材，運用方法等を臨機応変に活用することで，発電所の重大事故等対応は実施可能であり，再処理施設事故は事故対応に影響を及ぼさないと判断
外部事象-216

420

9. 近隣の原子力施設の事故影響（8／15）
4. 再処理施設の重大事故時の発電所の重大事故等対応への影響評価（２／５）○東海第二発電所の周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響と対応策

災害対策要員の被ばく低減方策の対応
中央制御室滞在時：
・換気空調設備による放射性物質除去，流入抑制

・屋内滞在時・中央制御室待避室の活用
緊急時対策所滞在時：・換気空調設備による放射性物質除去，流入抑制①雰囲気線量が上昇する
ことに伴う災害対策要員の被ばく線量の上昇

屋外作業時：

・屋外作業時・放射線防護用の装備（タイベック（汚染防護用装備），
マスク，手袋等）を装備することで，汚染・内部被ばく等を抑制＊

これらの対策で再処理施設事故による追加の被ばく線量は30mSv
を十分下回ると予想され，重大事
故対応の遂行に支障はないと考えられる。

・放射性プルーム通過時は建屋屋内等に退避＊マスク等の着用訓練や装備着用した訓練を適時実施中

中央制御室
待避室

待避室
正圧

換気空調系による
放射性物質除去，流入抑制

空気ボンベ
中央制御室待避室の活用

外部事象-217

全面マスク
・綿手袋
・ゴム手袋
タイベック
汚染防護用装備

装備を着用した現場訓練

421

9. 近隣の原子力施設の事故影響（9／15）
4. 再処理施設の重大事故時の発電所の重大事故等対応への影響評価（３／５）○東海第二発電所の周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響と対応策

災害対策要員の被ばく低減方策の対応②発電所への参集ルートの雰囲気線量上昇及び参集要員の被ばく

・複数確保している発電所への参集ルートより，各経路上の雰囲気線量を把握し＊，線量が低く，かつ参集時間が最短になるように参集ルートを選定＊ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞ･ﾎﾟｽﾄ，可搬型ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞ･ﾎﾟｽﾄ等の放射線測定情報を活用

発電所参集時の要員の被ばく線量増
加を抑制するよう対処可能

モニタリング・ポスト（既存設備）による放射線量の測定

発電所構内への複数の参集ルート設定と選定

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定外部事象-218422

9. 近隣の原子力施設の事故影響（10／15）
4. 再処理施設の重大事故時の発電所の重大事故等対応への影響評価（４／５）○東海第二発電所の周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響と対応策

外部支援制限時の発電所の対応③発電所への外部
支援の制限

・発電所内には，災害対応を７日間継続して実施できる分の資機材や食料等を常に備えていることから，外部からの支援を受けずとも要員は７日間の活動が可能

所外からの資機材搬入等の外部支援は雰囲気線量の低下を見極めてから対応可能

緊急時対策所に配備する主な資機材等（例）（発電所内に７日間の資機材，食料等を確保）

外部事象-219423

9. 近隣の原子力施設の事故影響（11／15）
4. 再処理施設の重大事故時の発電所の重大事故等対応への影響評価（５／５）○東海第二発電所の周辺環境の雰囲気線量の上昇に伴う影響と対応策

後方支援拠点の設置の対応④後方支援拠点の設置場所の制限・後方支援拠点は複数箇所のうちから選定できることから，放射性物質の飛散状況を踏まえて支援活動への影響が低い場所を選定し，拠点設置が可能

再処理施設事故の影響を抑制しつつ，後方支援拠点の設置及び活動が可能

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

10km
20km
東海第二発電所
東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

災害対策の後方支援拠点の候補地を異なる方位に複数確保
外部事象-220424

9. 近隣の原子力施設の事故影響（12／15）①試験研究用等の原子炉施設の安全対策○試験研究炉等の原子炉施設の新規制基準への適合状況
・試験研究用等の原子炉施設においても，実用発電用原子炉における新規制基準の適合性審査と同様に新規制基準への適合に係る対応が求められた。
・日本原子力研究開発機構（ＪＡＥＡ）が有する試験研究用炉は，高出力試験研究炉又は低出力試験研究炉に分類され，実用発電用原子炉と比べ重大事故の対応までは求められていない。
・試験研究炉等の安全対策は以下のとおり

試験研究用等原子炉施設の安全性確保の要求と対策 （設置変更許可取得済み）
JRR-３（高出力試験研究炉（熱出力50MW〜500kW水冷却炉））【新規制基準の要求事項】○ 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止○ 自然現象に対する考慮（火山、竜巻、森林火災など）○ 内部溢水に対する考慮 ○ 火災に対する考慮○ 電源の信頼性○ その他の設備の性能○ 耐震・耐津波性能（耐震重要度分類Ｓクラスの設備は、
基準地震動及び基準津波の策定）

NSRR，STACY（低出力試験研究炉（熱出力500kW未満））【新規制基準の要求事項】○自然災害に対する考慮（火山、竜巻、森林火災など）○ 内部溢水に対する考慮 ○ 火災に対する考慮○ 電源の信頼性○ その他の設備の性能○ 耐震・耐津波性能（耐震重要度分類Ｓクラスの設備なし）

最新の知見に基づいた多量の放射性物質の放出事故への対策◆ 炉内燃料が多量に損傷する事故を仮想したうえで，その防護対策や影響緩和策竜巻などの自然現象や火災への防護◆ 過去の記録を元に最大の竜巻（49m/s）を考慮して，施設周辺の資材等の管理◆ 施設周辺の草木の管理
地震対策◆ 原子炉建家等について，最新の知見の反映として現行の建築基準法及びその関係法令に照らして改修

竜巻などの自然現象や火災への防護◆ 過去の記録を元に最大の竜巻（49m/s）を考慮して，施設周辺の資材等の管理◆ 施設周辺の草木の管理
地震対策◆ 原子炉建家等について，最新の知見の反映として現行の建築基準法及びその関係法令に照らして改修

外部事象-221425

9. 近隣の原子力施設の事故影響（13／15）②東海再処理施設の安全対策（１／３）○再処理施設の安全対策と原子力規制委員会東海再処理施設安全監視チームでの検討
・東海再処理施設で実施済みの安全対策は以下のとおり。

再処理施設の安全対策 （実施済み；施設運転段階における対策）
臨界事故を防止するための対策 （分離，回収したウランとプルトニウムは核分裂する性質を持つため）◆ 濃度や質量の制限◆設備等の形状の制限◆中性子吸収材の使用それぞれの工程に応じて，これらの方法を取り入れた対策を実施

火災や爆発防止するための対策 （再処理の工程で，有機溶媒などの可燃性物質を使用する必要があるため）◆ 有機溶媒の漏れを未然に防ぐ◆引火点が高い有機溶媒の使用◆ 検知器により速やかに火災を検知して消火設備により消火 など

停電対策，放射性物質や放射線の漏えいの防止◆ 放射性物質を扱う機械や設備はステンレス製の内張り，厚いコンクリート壁，二重底になった部屋で放射線を閉じ込め◆ 建屋内部の気圧の管理により漏出の防止 ◆ タンクや配管には腐食に強い材料を使用 ◆ 被ばくの防止 など

福島第一原子力発電所事故後を踏まえた緊急安全対策 （実施済み）
冷却機能確保（高放射性廃液を冷やす冷却水供給手段多様化）■ 発電機から冷却水ポンプ等への給電■ ポンプ車の配備 ■ 可搬式ポンプ及びホースの配備■ 移動式発電機から排風機へ給電 ■ 可搬式空気圧縮機配備■ プルトニウム溶液貯槽内の水素掃気窒素ガスボンベの配備

電源確保（緊急時においても高台の発電機から重要機器へ給電）■ 移動式発電機の配備 ■ 軽油タンクの設置■ ローリー車の配備 ■ 商用電源の拡充

事故時の対応（事故発生時においても確実な対応が図れる）■ がれき撤去用の重機の配備 ■ 通信手段の多様化■ 照明設備の配備 ■ 防護服の配備

水素掃気機能確保（溶液が発する水素の掃気の手段の多様化）

浸水防止（津波等により需要な設備を浸水させない対策を実施）■ 建屋開口部に浸水防止扉等の設置 ■ 低層階の窓の閉鎖■ ダクト開口部の延長

訓練（事故対応のための訓練を定期的に実施）■ 移動式発電機へのケーブルつなぎ込み■ ポンプ車からの給水

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9. 近隣の原子力施設の事故影響（14／15）②東海再処理施設の安全対策（２／３）
東海再処理施設の廃止措置の進め方及び廃止措置期間中において東海再処理施設が安全確保対策として行う
ことを計画している対策は以下のとおり。

廃止措置の基本方針（リスクの早期低減を優先課題とし，安全・確実に実施するため，高経年化対策等の安全性向上対策を重要事項として実施）

保有する放射性廃棄物に伴うリスクの早期低減を当面の最優先課題とする◆ 高放射性廃液貯蔵場（HAW）の安全確保◆ ガラス固化技術開発施設（TVF）におけるガラス固化◆ 高放射性固体廃棄物の貯蔵庫（HASWS）の貯蔵状態の改善◆ 低放射性廃棄物処理技術開発施設（LWTF）におけるセメント固化

先行して除染・解体に着手する施設の工程洗浄，系統除染により分散している核燃料物質を集約しリスク低減を図る◆ 分離精製工場（MP）◆ ウラン脱硝施設（DN） ◆ プルトニウム転換技術開発施設（PCDF）◆ クリプトン回収技術開発施設（Kr）（これらの施設に貯蔵している使用済燃料等は，当面の貯蔵の安全を確保し，搬出先が確保できたものから随時施設外に搬出）

高線量系の施設から段階的に除染・解体に着手し，順次低線量系の施設の廃止を進め，全施設の管理区域解除を目指す
低レベル放射性廃棄物は，必要な処理を行い貯蔵の安全を確保。廃棄体化を進め，処分場操業開始後に随時搬出組織のバックエンド対策の体制の強化と再処理施設保安規定を定めて，最適化する

東海再処理施設の廃止措置計画書で示されている廃止措置期間中の安全機能の確保策（リスクの早期低減を優先課題とし，安全・確実に実施するため，高経年化対策等の安全性向上対策を重要事項として実施）

地震による損傷の防止（最大加速度952Gal（水平方向））
津波による損傷の防止（浸水高さ.TP.+14.2mの評価に対し，建屋の浸水防止扉を設置（T.P.+14.4m））
外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻（風速100m/s），森林火災，火山（降下火砕物堆積厚50cm）など）
浸水防止扉の設置，移動式発電機等の可搬型設備を高所に配備
アクセスルート上の低耐震の冷却水配管等へのサポートの敷設
緊急電源接続盤の２重化及び分散配置，漏えい液回収系の多重化
等

外部事象-223427

9. 近隣の原子力施設の事故影響（15／15）②東海再処理施設の安全対策（３／３）

出典：「再処理施設に係る廃止措置計画の変更認可申請について（概要）」（令和元年１２月１９日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所）より抜粋

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