茨城県原子力安全対策委員会開催結果
東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム結果
１ 日 時； 令和５年１０月４日（水) １３時３０分から１５時４５分まで
２ 場 所； ホテル・ザ・ウエストヒルズ・水戸 ２階 千波西
３ 出席者； 別紙１のとおり（報道関係者４社４名、一般傍聴者１１名）
４ 結 果；○議題「日本原子力発電株式会社東海第二発電所の安全対策について」
審議結果
別紙２のとおり1

別紙１

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２５回）出席者名簿
令和５年１０月４日(水) １３：３０～
ホテル・ザ・ウエストヒルズ・水戸 ２階 千波西○ 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委員
内山 眞幸
東京慈恵会医科大学放射線医学講座 教授【Web】
小川 輝繁
横浜国立大学 名誉教授
越村 俊一 東北大学災害科学国際研究所 教授【Web】
佐藤塚田
西川
西山藤原(主査)古田吉信
祥文孝夫
裕孝
広行一雄

東京海洋大学海洋工学部 元教授【Web】
福島大学環境放射能研究所 教授
東京都立大学 名誉教授【Web】
日本原子力研究開発機構安全研究センター センター長【Web】
防災科学技術研究所 マルチハザードリスク評価研究部門長【Web】
東京大学大学院工学系研究科 教授○ 日本原子力発電株式会社
永田 暢秋
本店 発電管理室 室長代理【Web】
今瀬新保浦辺
古田広木
杉原浦野
大浦長嶺勇人
力守真也
正志
一洋
渡瑠廣貴
徹

本店
本店
本店
本店
本店
本店
本店
本店
本店

発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室
発電管理室

プラント管理グループ 主任【Web】
プラント管理グループ 主任【Web】
設備管理グループ 課長【Web】
設備管理グループ 主任【Web】
設備管理グループ 【Web】
技術・安全グループ 課長【Web】
技術・安全グループ 主任【Web】
環境保安グループ グループマネージャー【Web】
炉心・燃料サイクルグループ
グループマネージャー【Web】

鈴木 漠
生玉 真也
山口 真吾
金居田秀二
高橋 賢治
伊東 亮
関根 康博
黒正 清史
後藤 知成

本店 発電管理室 炉心・燃料サイクルグループ 主任【Web】
本店 開発計画室 地震動グループ グループマネージャー【Web】
本店 開発計画室 地震動グループ 主任【Web】
東海事業本部 東海第二発電所 副所長（原子力災害防止担当）
東海事業本部 東海第二発電所 総務室 渉外・報道マネージャー
東海事業本部 東海第二発電所 総務室 総務グループ リーダー
東海事業本部 東海第二発電所 保修室 電気・制御グループ 副主任
東海事業本部 地域共生部 茨城事務所 部長
東海事業本部 地域共生部 茨城事務所 課長

甲斐下晋一

東海事業本部 地域共生部 報道グループマネージャー

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○ 事務局（茨城県防災・危機管理部原子力安全対策課）
横山 卓生
茨城県防災・危機管理部原子力安全対策課 課長
加藤
榎本
宮下関根
加藤佐藤
松浦
有村

友章
孝輝
勇二
悠人
克洋
宥秀拓哉
嘉透

同
同
同
同
同
同
同
同

原子力安全調整監
課長補佐
係長
主任
主任
技師
技師
主事

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別紙２
議題「日本原子力発電株式会社東海第二発電所の安全対策について」に係る審議結果【古田主査】
それでは、本日の議事に入ります。
本日の議題は、東海第二発電所の安全対策についてであります。
まず、日本原電から、本ワーキングチームの論点への対応状況等について、資料１に基づいてご説明をお願いいたします。
【原電】（資料１説明）【古田主査】
どうもありがとうございました。
それでは、ただいまの内容につきまして、何かご意見やコメントはございますでしょうか。
よろしいでしょうか。
それでは、よろしければ、具体的な論点の審議に入りたいと思います。
それでは、次に、資料２の内容につきまして、論点№95、ページで言いますと、127ページまでのご説明をお願いいたします。
【原電】（資料２（論点No.18・72・73・80・81・85・89・94・95）説明）【古田主査】
どうもありがとうございました。
それでは、ただいまのご説明に対して、ご意見、ご質問はございますでしょうか。
藤原委員。
【藤原委員】
最初の第１点目の標準応答スペクトルに対する地震動のところで、２点ほど確認させてください。
１つ目は、18ページよりも前ぐらいで、今、水平成層を仮定した解析をモデルで行われています
が、このあたり、三次元的な不均質構造があるかないか、入射方向の違いによる影響を考える必要があるかどうかということに関して、少し補足の説明をいただきたいということが第１点です。
２点目は、こうした標準応答スペクトルというのは、地震基盤相当層で与えられたスペクトルで、各サイトで解放基盤表面まで持ち上げるということが必要になりますが、普通は、そこのモデルを作ろうとすると、減衰定数というものを与えなくてはいけなくて、この定数がかなり不確定性を含むっていうふうな状況になっております。
一般的にはそうなのですが、ここのサイトでは1,000ｍの深さのところに地震計が設置してあって、そこの観測記録があるということで、減衰定数を含めた地盤モデルが妥当であるということを説明されていると思うのですが、加えて、ばらつきなどは特に見なくても、実際観測記録との比較で、ここで与えたモデルで、ある程度、説明可能というふうにお考えかどうか、そこをもう一度確認させてください。
その２点、お願いします。
4【原電】
開発計画室の生玉と申します。
最初にご質問があった到来方向によって影響があるかどうかというところにつきましては、これは、当時の審査の中で、東海の場合、敷地の北西側に基盤がすり鉢状にくぼんでいるという三次元的な形状があって、それを踏まえて、到来方向別に波が来て、どういう影響があるかどうかという検討をして、結果として、影響はないという確認をしている。
それから、東海第二の場合、地震の観測記録が多いですので、いろいろな方向から到来する記録を分析して、ある方向から来る波に限って増幅するようなことはないということは確認してございます。
それから、２点目の地盤モデルの減衰定数の設定に関しては、先ほどご指摘がございましたように、資料によりますと、通しページで10ページになりますが、ここで、1,000ｍの大深度地震計と、その上にある鉛直アレイの地震計がありますので、地下深部からどのぐらい増幅するかというところは、この記録によって正確に押さえられるので、それで把握できているということでございます。
記録によって増幅の具合が変わってくるかもしれないという懸念もあるかと思いますが、それは、資料の通しページでいくと15ページで、全部で23地震ありますが、その23地震を使った結果が次の通しページの16ページのところに伝達関数として示してございますが、いずれにしても、いろいろな記録を見て、大体ばらつきは、ここに書いてある、特に施設に重要な短周期は非常にばらつきが少ない形で確認しているので、我々は記録をベースにしたやり方でやっているので、十分な信頼性があると考えてございます。
以上でございます。
【藤原委員】
ありがとうございます。
実際は観測記録があるということで、それに基づいて解析の精度がある程度保証されていると理解できますので、これで大丈夫かと思います。
どうもありがとうございました。
【古田主査】
ほかの委員の先生方、いかがでしょうか。
塚田委員。
【塚田委員】
２点、確認させてください。
84ページの代替電源の手順についてなのですが、恐らくマニュアルなどが整備されていることと思いますが、逸脱しないような手法はどのような手法が取られているかという点が一つと、もう一つは、環境モニタリングについて、126ページですが、追加情報として、電力と自治体で沿岸域の海洋のモニタリングをされていますが、さらに沖合は規制庁が調査をされていますので、それも併せて情報を提供したいと思います。
【原電】
ご指摘の１つ目、84ページでございます。

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ここでは、負荷の順番をこの図でもお示ししてございますが、ご指摘としましては、この順番を間違って入れてしまわないかと。例えば、負荷の大きいものを後から入れてしまって容量を超えてしまうといったおそれがないかというご指摘かと思います。
こちらの負荷の順番は、基本的には手動で順に入れていく形になってまいります。となりますので、運転員等のそこの確認・チェックが重要になってまいりますので、まずは手順書上での記載をしっかりとしたものにしておくということと、あとは、手順書に従って、電源負荷を投入する際の確認、これも当然ながらシングルでの確認ではなくて、複数人での確認等を行った上での負荷投入順の確認を行っていく形になりまして、この部分は、例えば、全部自動で入れていったら間違いないという点も考えられるとは思うのですが、こういった形に関しましては、重大事故等対策で考えますと、全てを自動化してしまいますと、その設備等に不具合が生じたときに、それもよろしくないであろうという形になりますので、基本的には、この設備の電源等については、手動でしっかりと確認を行いながらやらせていただくという対応になってございます。
以上でございます。
【塚田委員】
ありがとうございます。
【原電】
原電本店の大浦でございます。
126ページについては、今情報提供をいただいたとおりでございまして、規制庁でも測定を行っております。
情報提供、ありがとうございました。
以上です。
【古田主査】
ほかにございますでしょうか。
よろしいですか。
私から、２点ほどお聞きしたいのですが、１点目は、24ページの標準応答スペクトルのところです。
一部の周期帯において基準地震動Ss-D1を上回るということで、加振試験云々という、27ページです。これの２ポツのところですが、Ss-32を考慮した加振波を用いて加振試験を行い、機能維持に問題がないことを確認したということですが、これは、この超えたところに固有振動を持つ機器を選び出して、この加振試験というのは、実際に加振試験をされたのだと思いますが、機能維持に問題ないことを確認したというのは、具体的には、最終的にどういうところで確認したのでしょうか。
これは、その機器の耐力が余裕を持って最大応力を超えていたというところなのでしょうか。
【原電】
開発計画室の生玉と申します。
加振試験をしたときの試験の揺れよりも、今回、一部周期帯を超えたということで、今回、もう一回、加振試験をして、常設代替高圧電源装置の機能の維持に問題がないということで、応力というよりは、機能としての維持に問題がないということを確認したということでございます。
【古田主査】
実際に揺らしてみて、故障しないということですね。

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【原電】
そういうことです。
【古田主査】
分かりました。
それから、高エネルギーアーク損傷のところで、100ページですが、これで保護継電器の整定値変更と保護インターロックの変更で解決したということなのですが、この変更の悪影響みたいなものというのは特にないと考えてよろしいのですか。
【原電】
悪影響と申し上げるかどうかという点はあるのですが、101ページでご説明したところが、若干、保護インターロックに関して一部変わったというところをご説明して、従来の設計ですと、ディー
ゼル発電機は、原子炉冷却材喪失のときは、大電流が流れてしまって、仮に電源盤が故障するような状態になっても、ポンプを回し続けようといった設計を一部取っていたというのが従来でございます。
それに対しまして、さすがにどんな電流が流れてしまってＨＥＡＦに至ってしまったら元も子もないだろうという形で、ＨＥＡＦに至ってしまうようなときには、ではそこで電源は遮断しましょうとしたのが今回の対応でございますので、悪影響と言っていいのかどうか分からないのですが、万々が一、ＬＯＣＡが生じたような場合におきましても、電源盤が焼損してしまうようなおそれのある故障時におきましては、電源を遮断して、ディーゼル発電機は止めるという対応を取るという、そこが一つ変わっているところでございます。
【古田主査】
これは極めて短時間の話で、全体の需要に対しては、もうほとんど影響はないと。
【原電】
はい、そのように考えてございます。
【古田主査】
分かりました。
委員の先生方、ほかにございますでしょうか。
【佐藤委員】
佐藤ですが、よろしいでしょうか。
質問というか、ちょっとこんがらがってしまって、言葉の意味がよく分からなくなってしまったのですが、ここのところにＬＯＣＡ時というのがあるのですが、ディーゼル発電機の電力というのは、商用電源から来るポンプなどを動かす冷却用の電力が、停電とかそういうことで電力が来なくなってしまったときにも、たしかディーゼル発電機から発電して、そして冷却するということのよ
うな気がしたのですが、もう一つは、そういった系統が何らかの原因で壊れてしまったりして冷却できなくなってしまったと。冷却できなくなったときには、ほかの方法で、そのときにもディーゼ
ル発電機を使うのかもしれませんが、冷却をしたための措置を行うということがあると思うのです
が、ここのところは、もう既に事故が起きてしまって、冷却できなくなってしまったときに、非常的な冷却をするためのということなのでしょうか。
要するに、論点は、ＬＯＣＡ時というのはどういう意味なのですか。要するに、冷却材喪失事
故、事故というと、イメージ的にはかなり大きなイベントだと思うのですが、ある意味、このＬＯ
7ＣＡ時というのは、商用電源が遮断したときも含まれているのですか。そこのところがよく分からなくなってしまったので、すみません。
【原電】
イメージ図として、71ページに、別論点で恐縮ですが、飛ばせていただきます。
委員からお話のあった電源等がない場合の対応という形で、こちらの上側の部分、発電所の電源に関しましては、まずは外部電源を利用する。外部電源がなくなってしまったら、ここで出てきたディーゼル発電機といったものを使いますし、今回、それがない場合でも、新たに設ける常設代替高圧電源装置によって電源供給等ができるというお話を差し上げています。
101ページで申し上げているのは、外部電源がないような状態で非常用のディーゼル発電機に頼っているようなステージでございます。
その際に、ＬＯＣＡのときとＬＯＣＡ以外のときでちょっと使い方を変えています。これは、ディーゼル発電機に電源を頼っているときに、ＬＯＣＡが発生しているか、いないかというプラント状態でございます。ＬＯＣＡが発生していない状態というものは、プラントを保護する観点で、時間的な余裕とか厳しさというものが、ＬＯＣＡに比べると若干余裕がある。過渡的な事象、プラントは停止していて、ただ電源がなくなっていて、冷却はしたいというような状況でございます。一方で、ＬＯＣＡになってしまいますと、冷却材喪失事故になっていますので、原子炉の冷却材が刻一刻と大量に流出するような状況になってしまいますと、炉心の露出が非常に早くなる恐れがございます。
そういった観点で、ディーゼル発電機に頼っているときにＬＯＣＡが発生してしまっているような状況が重なっているときには、当初設計ですと、電源盤が仮にＨＥＡＦに至るような状況になったとしても、ディーゼル発電機の電気は流し続けて、それで冷却をさせてやろうというような仕様であったというものでございます。
今回は、設備が壊れてしまったら、その事故影響のほうが大きくなる可能性もあるので、その場合には、保護の観点から、ディーゼル発電機は止めてやろうと。
万一、そういったことになった場合におきましても、我々は、重大事故等対策として、後備の緊急時の電源装置等も配備してございますので、万一そういった場合におきましても、事故対応は十分できると考えてございます。
以上でございます。
【佐藤委員】
そうすると、こういうふうに理解してもよろしいですか。喪失事故の影響と書いてあるのだけれども、喪失事故になりそうな、瞬間的に事故になるわけではなくて、徐々に冷却材が減っていきまして、それはかなりの長期間にわたるのでしょうけれども、本当に最終的に、ある一定の時間、冷却できないと、炉心溶融とか、そういうことが起きてしまうのでしょうけれども、一応事故とは言っているのだけれども、そういう心配があるような状況という意味であって、まだ炉心が溶融しているところまでは行っていないと。今ありました外部電源が遮断されてしまったとか、停電で来なくなってしまったというときに、ディーゼル発電機を起動させて電力を供給すれば、かなり長い間というか、最終的な事故、何が事故かというのが問題なのですが、外部電源が喪失した時点で、それが炉心冷却材喪失事故だと言えば、その後にディーゼル発電機で対策するということになるのですが、普通のイメージ的には、喪失事故というのは、完全に冷却が喪失された場合を事故と言うのではないかと、普通の人はそういうふうに思ってしまうわけです。ところが、そうではなくて、時系列的な意味で、かなり解釈が難しいのですね。だから、あまり単純ではないということで。
ですから、事故というのは、通常の冷却するような経路が破壊されたとか、流れなくなってしまって、それでほかの手段で緊急に冷却するという意味なのか、それとも、そうではなくて、代替の8電源を使えば、またそこを使って冷却はある程度可能になるという状況になるのかが、一般の素人の市民にはよく分からないのではないか。僕もよく分からなかったのですけれども。なので、ちょっと質問をさせていただきました。
【原電】
ご指摘ありがとうございます。
ＬＯＣＡと言っている原子炉冷却材喪失事故は、例えば、原子炉圧力容器に接続している配管等が破損してしまって、そこから冷却材が格納容器内にどんどん出ていくような事故がまさに事故的なもので、アクシデントが発生しているといった状況です。
そうなりますと、原子炉の水位が極端に下がっていったり、格納容器内に水蒸気が漏れ出て、圧力が急激に上がったり、そういった状況になるとＬＯＣＡというふうに確認できますので、その場合の対応となります。
なかなか分かりにくい点があったかと思いますので、その点、対応させていただきたいと思います。
ありがとうございました。
【佐藤委員】
どうもありがとうございます。
【古田主査】
よろしいでしょうか。
ほかにございますでしょうか。
それでは、今回、幾つか、委員の先生方からご質問がございましたが、特に問題がある点はなかったと思いますが、プラスアルファで説明を資料に追加していただく必要があれば、そのように対応をお願いしたいと思います。
よろしいでしょうか。
それでは、続きまして、資料２の内容について、残りの論点についてご説明をお願いいたします。
【原電】（資料２（論点No.128,129,130,131,132,133,134,146,201,202,203※）説明）※ 論点No.124,125,126は音声トラブルにより次回以降改めて説明することとしました。
【古田主査】
それでは、№128以降の論点に関しまして、ご意見、ご質問がございましたらお願いいたします。
内山委員、どうぞ。
【内山委員】
これは緊急被ばく医療についてのコメントです。質問ではありません。確認です。
論点№146に関連するのですが、どうしても緊急被ばく医療に対する医療側の受皿が浅いというのは、これからもどんどん改善していかなくてはならないものです。
福島第一事故の後、医学部では緊急被ばく医療が必須項目になってはいるのですが、それを定着させて、現場に引き延ばすにはなかなか時間がかかります。
ですから、既に原電さんは2018年からも取り組んでいらして、オンサイトの医療訓練などをやってくださっています。
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医療としてのお願いは、まず、重大な大型事故は考えにくいわけなのですが、どうしても被ばくを伴った負傷者が考えられます。そうしますと、どうしても医療側は近隣の医療施設、お医者さんが管理する。これも受皿が浅いことが考えられまして、原電のほうの放射線管理要員の方を負傷者と一緒に病院に搬送していただいて、事故の概略であるとか、被ばく様式、被ばく形式、汚染核種などの情報を直接伝えていただく。それは電話連絡でもそうですし、実際に人が行って、そうしてください。
それから、汚染検査の協力もお願いしなくてはならないことになると思います。なので、医療機関との連携を、もう既に５年、構築してくださっていますが、今後も医療機関との連携の構築をやっていただかなくてはならないと思います。これはコメントです。
以上です。よろしくお願いします。
【古田主査】
ただいまのコメントに関しまして、何か。
【原電】
原電でございます。
ご指摘、コメント、ありがとうございます。
今後も、我々、関係医療機関との訓練をより深化させまして、連携を深めていって、万一の事故の際にも円滑に対応ができるように努力していきたいと思います。
ありがとうございます。
【内山委員】
ありがとうございます。
【古田主査】
ほかにございますでしょうか。
小川委員。
【小川委員】
確認ですが、水素爆発に関して、いろいろなケースで、水素の発生と、どういう状態になるかということでいろいろ検討をしておられて、その対策はよく分かったのですが、水素の発生から時間的な濃度分布なんかのいろいろなケースについてシミュレーションとかを全部やっておられて、濃度分布がどういう具合であるかということを全て把握しておられるのですか。これは確認ですが、やっておられるとは思うのですけれども。
【原電】
原電の浦野です。
まず、実験といった観点になりますと、182ページをお願いいたします。
ちょっとマスキングがかかってしまっている状態ですが、こちらのほうの実験といいますのは、左側の図ですと、格納容器スプレイを実施した場合、右側のほうは、スプレイがなく、自然対流によってガスが混ざる場合となっておりまして、例えば、スプレイのほうですと、水素の発生位置を下側に位置しまして、厳しい条件にする。どうしても上側にするとスプレイによってたたき落とされてしまうところがありますので、そういったところを厳しくするであるとか、自然対流の右側のほうですと、ヒーターで対流させますので、そこの上昇流に乗ってしまうといったところがあるの10

で、ガスの噴出位置をわざわざ高いところにするといった厳しい条件にしておりまして、そういったところで厳しく見ていくといったところで網羅性を持たせるというふうにしております。
シミュレーションのほうも、先ほどございましたが、例えば、155ページのほうで、ＭＡＡＰ、ＪＡＳＭＩＮＥ、ＬＳ－ＤＹＮＡといった解析コードで解析を行っておりますが、そういったところ
でも、さらに次のページへ進んで、評価条件のところで、水蒸気爆発の例になってしまいますが、こういったふうに基本的には解析条件を厳しくするといったところで評価条件を設定してございま
すので、水素のほうの解析というのが今はスライド上にないので、今は水蒸気爆発でお示ししましたが、こういったところで網羅性を持たせるといったところで確認をしているといったふうになっております。
以上になります。
【小川委員】
どうもありがとうございました。分かりました。
【古田主査】
西山委員。
【西山委員】
ご説明ありがとうございました。
溶融炉心対策のところで、二、三、確認させていただきたいのですが、例えば、159ページです
が、可能性は低いと思うのですが、下部ヘッドから落ちてくる粒子状のデブリがペデスタルの側壁のコンクリートに接触するようなことを想定した評価はやられているのかということ、２点目です
が、注水が確実に行われていること、つまり、初期水張り、あるいは、下部欠損の確認手段についてお教えいただきたいと思います。よろしくお願いします。
【原電】
原電の発電管理室、浦野です。
１つ目のご質問を確認させていただきたいのですが、今ほどご指摘いただきました159ページのコ
リウムシールドの部分が、分かりにくいのですが、①で言いますとオレンジ色の部分になっておりますが、このコリウムシールドがない、さらにその上のコンクリートのところに接触した場合にどうなるかといったご質問でよろしいでしょうか。
【西山委員】
そのとおりです。
【原電】
こちらの図のとおり、右から２つ目の③の図になりますが、こちらのほうですと、デブリがオレンジ色の中に収まっているというふうになっておりまして、コンクリートの部分までは出てこないというふうになります。
あと、堆積形状によってコリウムシールドの領域を超えるような評価のところはしておりまして、粒子状のデブリであれば、除熱が十分取れるというところで、影響がないというような評価をしております。
【西山委員】

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粒子状のデブリの影響はない、コリウムシールドの上には影響がないということですね。分かりました。
【原電】
２つ目のご質問ですが、水位制御のお話というふうに理解いたしました。
資料の175ページになります。
まず、大きく分けると、左の図が圧力容器破損前、右のほうが破損後となっておりまして、破損前のほうは、この細い黒い線がネックになっているスワンネックという名前なのですが、こちらのほうで１ｍ以上の水位になりましたら下に流れていくというふうになっております。それによって１ｍを維持するといったところと、あとは、圧力容器が破損した後は、特に水位を１ｍに維持する必要がないというふうになりまして、こちらが下のほうの赤字で書いてございます。溶融炉心の中はペデスタルの水が飽和状態となりますので、大規模な水蒸気爆発が生じる可能性がより小さくなるといったところで、１ｍに制御する必要がなくなっていきますので、デブリが落ちてきた後であれば、水位制御は不要となります。
以上です。
【西山委員】
ありがとうございました。
水位計はどうですか。
【原電】
こちらのほうは、水位計はついてございます。
【西山委員】
何系統ありますか。
【原電】
個数は、今、持ち合わせておりませんので、また。
【西山委員】
資料に追記する形で入れていただければと思います。
ありがとうございました。
【原電】
承知いたしました。
【西山委員】
もう１点、195ページで、論点№134、県民からの意見で、ブローアウトパネル開放をしたときの放射性物質の放出ということで、１Ｆ事故の１％という答えだったのですが、こういう回答を求めているような質問ではなくて、この１％が、周りの地域の住民の方、あるいは環境にどんな影響を持つのかという評価を望んでいるようなコメントだと私は受け止めたのですが、いかがでしょうか。
【原電】
原電本店、大浦です。
12確かにそのとおりかもしれませんので、そこについては確認をさせていただいて、また別途、ご説明になるか、資料に反映したいと思います。
以上です。
【西山委員】
ありがとうございました。
よろしくお願いします。
【古田主査】
では、塚田委員。
【塚田委員】
二、三、確認させてください。
Off hazardについてなのですが、207ページで、いわゆるタイベックとかアノラックを着て作業をするということになりますが、今年のように非常に暑くなったときに、着ている人の本人自身の生命も危なくなるのではないかと思うのですが、そういう対策をどうするのかというのが１点と、もう一つは、いわゆる内部被ばくの評価についてなのですが、緊急時において、ホールボディカウンタのみということで内部被ばくを評価するとなっているのですが、いわゆるバイオアッセイですとか、鼻スミアですとか、αとかβに対するような対応は検討されないのか。この２点です。
【原電】
本店の大浦です。
まず、１つ目の207ページのこういった装備をしたときの本人の体調ですが、１人での作業は基本的にしないので、もちろん、そばで確認をしながらというところがありますし、実績ということになりますと、１Ｆのときなんかは、保冷剤みたいなものを首に巻いたりとか、体に巻いたりとか、あるいは、場合によってはファンつきのものを使ったりとか、そういったことをやって熱中症等の対策はしておりました。
それから、ホールボディカウンタとか内部被ばくの評価に関しては、おっしゃるとおりでございまして、基本的にはホールボディカウンタで測るし、測れればこれが一番ベストなのですが、バックグラウンドが高いですとか、例えば、電気が来ていないとかいった状況でホールボディカウンタが使えない、あるいは、ご指摘がありましたとおり、α波核種による内部被ばくが想定されるといった場合には、バイオアッセイはすぐにはできないので、一回外へ出てから、その方のケアという形でやっていくことになるのですが、バイオアッセイ、鼻スミアといったところは、状況に応じて当然やっていくものであると考えております。
以上になります。
【塚田委員】
ありがとうございます。
特に、内部被ばくについては、その後の対応にも必要な情報となってきますので、事故時のα、βに関する被ばくを正しく評価するという意味でも、ぜひ検討していただければと思います。
よろしくお願いします。
【古田主査】
ほかにございますでしょうか。

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では、私からですが、触媒式水素結合装置の機能ですが、この機能が使えなくなった場合はブローアウトパネルで下げるということなのですが、この結合装置の寿命というか、長時間運転したときの寿命というのはどういうふうに想定されているのでしょうか。
【原電】
ご質問の趣旨を確認したいのですが、水素が長時間発生して、ＰＡＲを長時間動作させた場合に、だんだん水素を。
【古田主査】
触媒の能力とか、そういう点で、だんだん劣化していくのではないかと思いますが、その辺は。
【原電】
今、そういったところの情報を持ち合わせておりませんので。
【古田主査】
容量的には、ずっと回し続けて、事故が静定するまで十分いけるような想定なのでしょうか。
【原電】
今、有効性評価ですと、１週間を守り切らなければいけない時間としておりまして、その間では、プラント全体としての構成になりますが、ＰＡＲの容量としては、十分な容量を持っているというふうになってございます。
【古田主査】
そういう設計の仕様になっているということですね。
【原電】
ＰＡＲがその時間の間ずっと動作し続けるかといったところは、今、情報を持ち合わせていないのですが、プラント全体としていろいろな対策がございますので、それらの組み合せによって、所定の時間、問題がないといったところは確認しているというのが、今、できる回答となります。
【古田主査】
それでは、また詳しい情報を後でお願いしたいと思います。
【原電】
承知いたしました。
【古田主査】
ほかにございますでしょうか。
よろしいでしょうか。
そうしましたら、特に問題点はなかったと思いますが、今日いただいたご質問の点で、追加の情報がございましたら、特に、西山先生の水位計の件と、ブローアウトパネルからの放出放射能の影響のあたりにつきまして、追加の情報等を補足いただければと思います。
それから、論点№124から126につきましては、次回以降、またお願いしたいと思います。
本日ご用意いただいた議題は以上ですが、最後に、事務局から何かございますでしょうか。

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【事務局】
特にございません。
【古田主査】
それでは、本日はこれで終了したいと思います。
進行を事務局にお返しいたします。
【事務局】
古田主査、ありがとうございました。
本日、ちょっと音声が聞き取りづらいところがありまして、ご迷惑をおかけしました。申し訳ご
ざいませんでした。
また、委員の皆様におかれましては、長時間にわたりご審議いただきまして、誠にありがとうございました。
次回の日程につきましては、また改めてご連絡して、調整をさせていただきたいと思います。
それでは、以上をもちまして、閉会とさせていただきます。
本日はありがとうございました。

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