東海第二発電所 審査資料
資料番号
PD-C-1 改 58
提出年月日
平成 29 年 8 月 28 日

東海第二発電所

設計基準対象施設について

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

4条

地震による損傷の防止

5条

津波による損傷の防止

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（その他外部事象）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻）6条

外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（火山）7条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

8条

火災による損傷の防止

9条

溢水による損傷の防止等

10 条

誤操作の防止11 条

安全避難通路等

12 条

安全施設（静的機器の単一故障）

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

23 条

計測制御系統施設（第 16 条に含む）

24 条

安全保護回路26 条

原子炉制御室等

31 条

監視設備

33 条

保安電源設備34 条

緊急時対策所

35 条

通信連絡設備
目次-1

東海第二発電所

中央制御室等について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1

第 26 条

1.

2.

3.

原子炉制御室等

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

外の状況を把握する設備

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

2

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。

また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-13

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

発電用原子炉施設に発電用原子炉施設には、原子は、次に掲げるところに

炉制 御室 を施 設し な けれ ばな

より、原子炉制御室（安全らない。

施設に属するものに限 ２

備考

原子炉制御室には、反応度制る。以下この条において

御系 統及 び原 子炉 停 止系 統に同じ。）を設けなければな

係る設備を操作する装置、非常らない。

用炉 心冷 却設 備そ の 他の 非常

一時に 発電 用原 子炉 の 安全 を確 変更なし

設計基準対象施設の健全性を確保するため保す るた めの 設備 を 操作 するに必要なパラメータを装置、発電用原子炉及び一次冷監視できるものとする

却系 統に 係る 主要 な 機械 又はこと。

器具 の動 作状 態を 表 示す る装
置、主要計測装置の計測結果を表示 する 装置 その 他 の発 電用原子 炉を 安全 に運 転 する ための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく 適切 に運 転操 作 する ことがで きる よう 施設 し なけ れば
ならない。

二

発電用原子炉施設の ３

原子炉制御室には、発電用原 追 加 要 求 事

外の状況を把握する設備

子炉 施設 の外 部の 状 況を 把握 項を有するものとするこする ため の装 置を 施 設し なけと。

ればならない。

26 条-2

4

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

三

発電用原子炉施設の 第 2 項と同じ

備考
変更なし

安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる
ものとすること。

２

発電用原子炉施設に ４発電用原子炉施設には、火災 変更なし

は、火災その他の異常

その他 の異 常な 事態 により 原

な事態により原子炉制

子炉制 御室 が使 用で きない 場

御室が使用できない場

合に、原子炉制御室以外の場所

合において、原子炉制から発 電用 原子 炉の 運転を 停

御室以外の場所から発止し、かつ、安全な状態に維持

電用原子炉を高温停止

するこ とが でき る装 置を施 設の状態に直ちに移行さしなければならない。

せ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-3

5

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

一次冷却系統に係る発 ５３

備考

一次冷却系 統に 係る発電用

電用原子炉施設の損壊又原子 炉施 設 の損 壊又 は故 障そ

は故障その他の異常が発の他 の異 常 が発 生し た場 合に生した場合に発電用原子

発電 用原 子 炉の 運転 の停 止そ

炉の運転の停止その他のの他 の発 電 用原 子炉 施設 の安発電用原子炉施設の安全

全性 を確 保 する ため の措 置を性を確保するための措置とるため、従事者が支障なく原をとるため、従事者が支子炉制御室に入り、又は一定期

障なく原子炉制御室に入間とどまり、かつ、当該措置をり、又は一定期間とどまとる ため の 操作 を行 うこ とがり、かつ、当該措置をとるできるよう、次の各号に掲げるための操作を行うことが場所の区分に応じ、当該各号にできるよう、次の各号に定め る防 護 措置 を講 じな けれ

掲げる場所の区分に応ばならない。

じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びそ一

原子炉制 御室 及びその近 追 加 要 求 事の近傍並びに有毒ガスの傍並 びに 有 毒ガ スの 発生 源の 項

発生源の近傍工場等内に近傍 工場 等 内に おけ る有 毒ガ

おける有毒ガスの発生を

スの 発生 を 検出 する ため の装検出するための装置及び置及 び当 該 装置 が有 毒ガ スの当該装置が有毒ガスの発発生 を検 出 した 場合 に原 子炉生を検出した場合に原子制御 室に お いて 自動 的に 警報

炉制御室において自動的するための装置の設置に警報するための装置

26 条-4

6

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

二二

原子炉制御室及びこ備考

原子炉 制御室 及びこれ に 変更なし

れに連絡する通路並び連絡する通路並びに運転員に運転員その他の従事

その他の従事者が原子炉制者が原子炉制御室に出御室に出入りするための区入りするための区域遮域遮蔽その他の適切な放射蔽壁その他の適切に放線防護措置、気体状の放射性射線から防護するため物質及び原子炉制御室外のの設備、気体状の放射火災により発生する燃焼ガ

性物質及び原子炉制御

スに対する換気設備の隔離

室外の火災により発生

その他の適切な防護措置する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備−

６

原子炉制御室には、酸素濃度 追 加 要 求 事計を施設しなければならない。 項

26 条-57

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設
(u)

中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カ
メラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメー
タを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
26 条-68

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるようにするとともに，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の放射線被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮へいを透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される
100mSvを下回るように遮へいを設ける。また，気体状の放射性物質
並びに中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備

(5)
(ⅶ)

その他の主要な事項
中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保
26 条-79

するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができる
ようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の放射線被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮へいを透過する放射線による線量，中央制御室
26 条-810

に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮へいを設ける。その他，運転員その他従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガス
又は有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避
室遮蔽，衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
【説明資料（2.4.1：p26 条-別添 1-26）（2.4.2：p26 条-別添 1-28）（2.4.3：
p26 条-別添 1-29）（2.4.4：p26 条-別添 1-37）】

重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，中央制御室換気系
26 条-911

高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタ，並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気
系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系
ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加え
26 条-1012

て，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制
御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な
26 条-1113

重大事故等対処設備として，可搬型の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は、中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できる設計とする。
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベ
イ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置す
る設計とする。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ，非常用ガス処理系排気筒から排気することで原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持
ち，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディー
ゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置からの給電が可能な設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ (1) (ⅲ) 遮へい設備」に記載する。
中央制御室換気系は，「チ (1) (ⅳ) 換気設備」に記載する。
26 条-1214常設代替高圧電源装置については、「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「チ(1)(ⅲ)遮蔽設備」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「チ(1)(ⅲ)遮蔽設備」と兼用）

一式

中央制御室換気系空気調和機ファン（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）
26 条-1315

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

非常用ガス再循環系排風機個

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h／個

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率

1（予備1）
90％以上（系統効率）

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

非常用ガス処理系排風機個

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h／個

非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ
26 条-1416

個

数

1（予備1）

よう素除去効率97％以上（系統効率）

非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系
ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス再循環系
よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系よう素用チャコー
ルフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，設計基準事
故時及び重大事故等時ともに使用する。

データ表示装置（待避室）
個

数

一式

数

1

差圧計
個

[可搬型重大事故等対処設備]
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数13（予備7）26 条-1517容量

約47L/本可搬型照明（ＳＡ）
個数

7（予備2）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

数

1

数

1（予備1）

酸素濃度計
個

二酸化炭素濃度計個数

1（予備1）【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

チ

放射線管理施設の構造及び設備

(1)
(ⅲ)

屋内管理用の主要な設備の種類
遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。
ａ．中央制御室遮蔽
中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央
26 条-1618

制御室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室
遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，100mSvを下回るよう設計する。
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽設置する設計とする。
重大事故が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまる
ために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御
室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室遮蔽を設ける。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

一式

26 条-1719

(ⅵ)

換気空調設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時に発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去低減及び火災により発生する燃焼ガス等に対する隔離が可能な換気設
備を設ける。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御
室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事
故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィ
ルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス
及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断
し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
重大事故時において，中央制御室換気系は，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御
換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の26 条-1820

放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室待避室空気ボンベいうニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気
系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系空気調和
機ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
常設代替高圧電源装置については，「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室換気系空気調和機ファン（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h（1個当たり）

26 条-1921

中央制御室換気系フィルタ系ファン（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ，は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室
26 条-2022

待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。

［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室陽空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
空気ボンベ

(2)

本

数

13（予備7）

容量

約 47L/本安全設計方針該当なし

26 条-21

23

(3)

適合性説明

（原子炉制御室等）
第二十六条

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

三発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を
高温停止の状態に直ちに移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、次の各号に掲げる場所の区分に応じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍工場等内に

26 条-2224

おける有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装
置
二

原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の
適切に防護するための設備適合のための設計方針
１

について
一及び三
中央制御室は，発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに，安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には，これを行うことができる設計とする。

(1)

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況の監視及び操作を行うことができる設計とする。

(2)

炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリ及びそれらの関連する系統の健全性を確保するため，炉心の中性子束，制御棒位
置，一次冷却材の圧力・温度・流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力・温度等の主要パラメータの監視が可能な設計とする。

(3)

事故時において，事故の状態を知り対策を講じるために必要なパラメー
タである原子炉格納容器内の圧力・温度等の監視が可能な設計とする。

二
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等に
26 条-2325

加え，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を，屋外に暗視機能等を持った監視カメラを遠隔操作することにより中央制御室にて把握することができる設計とする。
また，津波，竜巻等による発電所構内の状況の把握に有効なパラメータ
は，気象観測設備等にて測定し中央制御室にて確認できる設計とする。
さらに，中央制御室に公的機関から気象情報を入手できる設備を設置し，地震，津波，竜巻情報等を入手できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】２について
火災その他の異常な事態により，中央制御室内で原子炉停止操作が行えない場合でも，中央制御室以外の適切な場所から発電用原子炉を直ちに停止す
るとともに高温停止状態を維持できる設計とする。

(1)

中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により発電用原子炉をスクラムさせる。発電用原子炉を直ちに停止した後，中央制御室外原子炉停止装置により，逃がし安全弁，高圧炉心スプ
レイ系，残留熱除去系等を使用して，発電用原子炉を高温停止状態に安全に維持することができる設計とする。

(2)

また，中央制御室外原子炉停止装置により，上記高温停止状態から残留
熱除去系等を使用して，適切な手順により発電用原子炉を低温停止状態に導くことができる設計とする。

３

について
一
26 条-24

26

「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間 ※ 内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続き（設置変更許可申請）を行う。
※

経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで

二
発電用原子炉の事故対策に必要な各種指示計並びに発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護系及び工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室に集中して設ける。
中央制御室において火災が発生する可能性を極力抑えるように、中央制御
室内の主要ケーブル、制御盤等は実用上可能な限り不燃性、難燃性の材料を使用する。
万一事故が発生した際には，次のような対策により運転員その他従事者が中央制御室に接近可能であり，中央制御室内の運転員その他従事者に対し，過度の放射線被ばくがないように考慮し，中央制御室内にとどまり，事故対策に必要な各種の操作を行うことができるように設計する。
(1)

想定される最も苛酷な事故時においても，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた緊急作業に係る許容被ばく線量を十分下回るように遮蔽を設ける。ここで想定される最も過酷な事故時としては，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とし，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成21・07・27原院第1号平成21年8月12日）」に定める想定事故相当のソースタームを基とした数値，評価手法及び評価条件を使用して評価を行う。

(2)

中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室
26 条-2527

換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員その他の従事者を過度の放射線被ばくから防護することができるように設計する。
(3)

中央制御室は，中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい
煙，有毒ガス及び降下火砕物を想定しても中央制御室換気空調系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り換えることにより，運転員その他従事者を外部からの自然現象等から防護できる設計とする。
なお，事故時において，中央制御室への外気取入れを一時停止した場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

1.3

気象等
該当なし。

26 条-2628

1.4

設備等（手順等含む）

6.2

制御室

6.2.1

通常運転時等6.2.1.2

中央制御室

6.2.1.2.1

設計方針

中央制御室及び中央制御盤は，以下の方針を満足するように設計する。
(1)

発電用原子炉施設の通常運転，安全停止及び事故の対応操作に必要な各種指示の確認及び発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護回路並びに工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止できるよう配慮した設計とする。

(2)

中央制御盤の配置及び操作器具の盤面配置等については人間工学的な操作性を考慮し設計する。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても安全施設を容易に操作することができる設計とする。

(3)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】(4)「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に
26 条-2729

関する規則」を満足するように，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合，運転員その他従事者が支障なく中央制御室に入れるとともに，一定期間中央制御室内にとどまって所要の操作及び措置をとることができる設計とする。

(5)

火災その他の異常な状態により，中央制御室が使用できない場合には，中央制御室外原子炉停止装置を設け，中央制御室外の適切な場所から発電用原子炉を安全に停止できる設計とする。

(6)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

6.2.1.2.2
(1)

主要設備

中央制御盤
中央制御室制御盤は，主制御盤及び補助制御盤から構成されており，プラントの通常運転時，停止及び事故の対応に必要な操作器具，指示計，記録計，CRT 表示装置及び警報装置等を運転員の操作性並びに人間工学的観点からの考慮をして設置する。
また，中央制御室の制御盤は，盤面器具（指示計，記録計，操作器
具，表示装置，警報表示）を系統毎にグループ化して主制御盤に集約し，操作器具の統一化（色，形状，操作方法）等を行うことで，通常運
転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時において運転員の誤操作を防止するとともに，容易に操作ができる設計とする。
26 条-28

30

(2)

中央制御室
中央制御室は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，発電用原子炉施設の損壊又は故障が発生した場合に，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入するための区域を多重化する。また，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故
後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその他の附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSvを下回るような遮蔽を設ける。換気系統は他と独立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環運転とし，運転員その他従事者を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制
御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象
等や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った
26 条-2931

監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】

中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢
水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転
員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
中央制御室で想定される環境条件とその措置は次のとおり。
（地震）
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋付属棟内に設置
し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天井照明設備には落下防止措置を講じることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器具への誤接触を防止できる設計とする。
操作対象設備は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋及び原子炉建屋付属棟内に設置されており，基準地震動による地震力に対して機能喪失しない設計とする。

（内部火災）
26 条-3032

中央制御室に粉末消火器又は二酸化炭素消火器を設置するとともに，常駐する運転員によって火災感知器及び火災報知設備による早期の火災感知を可能とし，火災が発生した場合の運転員の対応を社内規程に定め，運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「1.5.1

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針」による設計とすることで，火災発生防止，火災感知及び消火並びに火災の影響軽減の措置を講じ，容易に操作できる設計とする。

（内部溢水）
中央制御室内には溢水源となる機器を設けない設計とする。また，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行うことで，消火水による溢水により運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「1.6

溢水防護に関する基本方針」による設計とすることで，溢水が発生した場合においても安全機能を損なわず，容易に操作できる設計とする。

（外部電源喪失）
中央制御室における運転操作に必要な照明は，地震，竜巻・風（台風），積雪，落雷，外部火災（森林火災）及び降下火砕物に伴い外部電源が喪失した場合には，非常用ディーゼル発電機からの給電により，操作に必要な照明用電源を確保し，容易に操作ができる設計とする。
全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の26 条-3133

供給が交流動力電源設備から開始されるまでの間においても操作できる
ように，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置することにより，容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「10.11

安全避難通路等」による設計とすることで必要な照明を確保し，容易に操作できる設計とする。

（ばい煙等による中央制御室内雰囲気の悪化）
ばい煙，有毒ガス及び降下火砕物による中央制御室内の操作雰囲気の悪化に対しては，手動で中央制御室換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環運転を行うことで外気を遮断することから，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
建屋内の現場操作に対しては，外気取り入れ運転を行っている建屋換
気系は，外気取り入れ口にフィルタを設置しているため，運転操作に影響を与えず容易に操作できる設計とする。また，換気系を停止すること
により外気取り入れを遮断し，運転操作に影響を与えず容易に操作できる設計とする。

（凍結による操作環境への影響）
中央制御室の換気系により環境温度が維持されることで，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
建屋内の現場操作に対しては，建屋換気系により環境温度が維持されるため，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。

中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設26 条-3234

備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがあって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。

ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積
雪，落雷，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，船舶の衝突）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）】

ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピッ
ト水位計及び潮位計を設置する。
【説明資料（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）】

ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能26 条-3335

性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス，及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）】

6.2.1.2.3(1)評価

発電用原子炉施設の通常運転，安全停止及び事故の対応操作に必要な各種指示の確認及び発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護回路並びに工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室から操作することができる。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止できるよう配慮した設計としている。

(2)

中央制御盤の配置及び操作器具の盤面配置等については人間工学的な操作性を考慮し設計する。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても安全施設を容易に操作することができる。

(3)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる。

(4)「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」を満足するように，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合，運転員その他従事者が支障なく中央制御室に入れるとともに，一定期間中央制御室内にとどまっ
26 条-3436

て所要の操作及び措置をとることができる。

(5)

火災その他の異常な状態により，中央制御室が使用できない場合には，中央制御室外原子炉停止装置を設け，中央制御室外の適切な場所から発電用原子炉を安全に停止できる。

(6)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管している。

6.2.1.5(1)

手順等

手順に基づき，監視カメラ及び気象観測設備等により発電用原子炉施設の外の状況を把握するとともに，公的機関から気象情報を入手できる設備により必要な情報を入手する。

(2)

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室の居住環境確認を行う。

第 6.2−2 表(1)中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様

居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室遮蔽一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
26 条-35

37

・遮へい設備
材

質

遮 蔽 厚

ｂ．中央制御室待避室遮蔽

鉄筋コンクリート
以上

一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備材

質

遮蔽性能

鉄筋コンクリート
鉛20㎜相当以上

ｃ．中央制御室換気系(a)

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(b)

個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h／個

中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
26 条-3638

・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(c)

個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(d)1（予備1）
99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

97％以上

ｄ．差圧計
個

数

１
26 条-3739

(2)中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系
(a)

(b)

非常用ガス再循環系排風機個

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h／個

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率(c)

90％以上（系統効率）

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率(d)1（予備1）

1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

非常用ガス処理系排風機個

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h／個

（原子炉建屋原子炉棟内空気を1日に1回換気できる量）(e)

非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率(f)1（予備1）
97％以上（系統効率）

非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
個数

1（予備1）
26 条-3840

粒子除去効率第6.10−3表(1)

99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様

居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数13（予備7）

容量

約47L/本。

ｂ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

数

1（予備1）

使用回線

衛星系回線

ｃ．データ表示装置（待避室）
個数

１ｄ．酸素濃度計
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

ｅ．二酸化炭素濃度計兼用する設備は以下のとおり。
26 条-3941

・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）ｆ．可搬型照明（ＳＡ）
種

類

蓄電池内蔵型照明個

数

7（予備2）

8.

放射線管理施設8.2

換気空調設備

8.2.4

主要設備

8.2.4.1

中央制御室換気系

8.2.4.1.1

通常運転時等中央制御室換気系は，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室
換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央
制御室換気系チャコールフィルタ等で構成し，中央制御室等の換気及び冷暖房を行う。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御室換気系
フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御
室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フ26 条-4042ィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
中央制御室換気系の系統概要を第8.2−1図に，また，設備仕様の概略を
第8.2-1図に示す。

第8.2−1表(1)

中央制御室換気系設備の主要機器仕様

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(2)

個

数

1（予備 1）

容量

約 40,000 m３ ／h／個

中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）26 条-41

43

容

(3)

量

約 5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(4)1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

97％以上

26 条-4244

8.2.4.1.2(1)

重大事故等時設計方針
重大事故が発生した場合において，中央制御室換気系は，中央制御室
換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，重大事
故等時に放射性物質等が環境に放出された場合に，中央制御室換気系の外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央
制御室換気系フィルタ系ファンにより，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場
合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央
制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，
中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発26 条-4345

電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7重大事
故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

(ⅰ)多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋付属棟内に設置する。
また，中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系
フィルタ系ファンは，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を持った常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
26 条-4446

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設
備」に記載する。

(ⅱ)悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(ⅲ)共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
施設内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，中央制御室
換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタは，共用しない設計とする。

(ⅳ)容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィル
タ系ファンは，設計基準事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，重大事故等発生時に運転員等の過度の放射線被ばくから防26 条-4547

護するために中央制御室内の換気に必要なファン容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，設計基準事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，重大事故等発生時に運転員等を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

(ⅴ)環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，原子炉建屋付属棟内に設置し，その機能を期待される重大事故等発生時における環境条件を考慮した設計とする。

(ⅵ)操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用でき，切り替えが発生しないため速やかに使用できる設計とする。通常時の運転状態から閉回路循環運転への運転モード切替は，中央制御室換気
26 条-46

48

系隔離信号により自動切替するほか，中央制御室でのスイッチ操作
による手動切替も可能な設計とする。

(2)

主要設備及び仕様
中央制御室換気系の主要設備及び仕様を第8.2-2表に示す。

(3)

試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査
として閉回路循環ラインによる運転状態の確認が可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系
ファンは，発電用原子炉の停止中に分解検査としてファンの分解点検が可能な設計とする。
中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なように、点検口を設ける設計とする。
中央制御室換気系チャコールフィルタは、性能の確認が可能なようフィルタを取り出すことができる設計とする。

8.2.4.2

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完26 条-4749全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室空気ボンベ（空気ボンベ）を設ける。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室
換気系の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えな
いようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の主要仕様を第8.2-3表に示す。

ⅰ．多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室内に固縛して保管することにより，可能な限り頑健性を有する設計とする。

ⅱ．悪影響防止基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，通常時は使用しない系統であり，他の設備から独立して単独で使用可能なこと
により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒等の26 条-48

50

おそれがないよう固縛して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ⅲ．容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，中央制御室待避室内の運転員の窒息を防止するとともに，中央制御室待避室内への外気の流入を一定時間遮断するのに必要な空気容量を有する設計とする。空気ボンベの本数は，必要な空気ボンベ容量を有する本数である13本に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として予備7本を加えた合計20本を有する設計とする。

ⅳ．環境条件等基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベは，原子炉建屋
付属棟内に設置し，その機能を期待される重大事故等発生時における環境条件を考慮し，設計とする。

ⅴ．操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，重大事故
26 条-4951

等が発生した場合において中央制御室の環境条件を考慮の上，中央制
御室内にて操作可能な設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，中央制御室内に保管し，中央制御室内又は中央制御室待避室内で使用する設計とし，アクセスルートの確保は不要とする。

ⅵ．試験検査基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

第 8.2−2 表

中央制御室換気系（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様(1)

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）

容量

約 40,000 m３ ／h／個
26 条-5052

(2)中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(3)

個

数

1（予備 1）

容量

約 5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(4)1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
26 条-5153

個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

第8.2−3表

97％以上

中央制御室換気系（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様(1)

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数13（予備7）

容量

約47L/本。

26 条-5254

8.3 遮蔽設備
8.3.4

主要設備

8.3.4.5(1)

中央制御室遮蔽

通常運転時等中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失
等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。
また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される100mSv を下回る遮蔽とする。

(2)

重大事故等時中央制御室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，
中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。

26 条-5355

8.3.4.6

中央制御室待避室遮蔽

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制
御室待避室遮蔽を設ける。
中央制御室待避室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。

ⅰ．悪影響防止基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等のおそれはなく，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ⅱ．共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
施設内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，中央制御室遮26 条-5456

蔽，中央制御室待避室遮蔽は，共用しない設計とする。

ⅲ．容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。運転員の被ばくの観点か
ら結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室又は中央制御室待避室の居住性を確保する設計とする。

ⅳ．環境条件等基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，コンクリート構造物
として原子炉建屋付属棟と一体であり、建屋として重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

ⅴ．操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体構造とし，重大事故等時において，特段の操作を必要とせず直ちに26 条-5557

使用できる設計とする。

ⅵ．試験検査基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。

第 8.3−1 表(1)中央制御室遮蔽

遮蔽設備の主要機器仕様

一式

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備
材

質

遮 蔽 厚

(2)

中央制御室待避室遮蔽

鉄筋コンクリート
以上

一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備材

質

遮蔽性能

鉄筋コンクリート
鉛20㎜相当以上
26 条-56

58

3.

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

26 条-5759

別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

26 条-別添 1-1

60

59-9

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

59-9-1

61

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

設計方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2.1.2

監視カメラについて

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

2.1.4

監視カメラにより把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

59-9-2

62

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ59-9-3

63

1.

概要

1.1

新規制基準への適合方針(1)

設計基準事象への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第 26 条及び実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則第 38 条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下第 1.1-1 表，第 1.1-2 表のとおりである。

第 1.1-1 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第 26 条（原子炉制御室等）

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈（原子炉制御室等）
第二十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

適合方針（追加要求事項への適合方針は以下の通１ 第１項第１号に規定する「必要な り）
パラメータを監視できる」とは，発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて，
計測制御系統施設で監視が要求されるパラメータのうち，連続的に監視する必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。
第２６条（原子炉制御室等）

二 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 ２ 第１項第２号に規定する「発電用握する設備を有するものとすること。
原子炉施設の外の状況を把握する」とは，原子炉制御室から，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

・中央制御室は，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために，原子炉建屋屋
上及び防潮堤上部に設置する監視カメラの映像により，自然現象等の外部事象を昼夜にわたり監視できる設計とする。
・また，気象観測設
備等の情報を中央制御室で把握可能とする。
・さらに，公的機関の警報（地震情報，
大津波警報等）を中
央制御室内の FAX 等
にて受信可能とする。

59-9-464実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈
三 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す ３ 第１項第３号において「必要な操るために必要な操作を手動により行作を手動により行う」とは，急速なうことができるものとすること。
手動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。
２

適合方針

発電用原子炉施設には，火災その他の ４ 第２項に規定する「発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行」と異常な事態により原子炉制御室が使用は，直ちに発電用原子炉を停止し，できない場合において，原子炉制御室以
残留熱を除去し及び高温停止状態
外の場所から発電用原子炉を高温停止
を安全に維持することをいう。
の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３ 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 ５ 第３項に規定する「従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定設の損壊又は故障その他の異常が発生し期間とどまり」とは，事故発生後，た場合に発電用原子炉の運転の停止その事故対策操作をすべき従事者が原
他の発電用原子炉施設の安全性を確保す
子炉制御室に接近できるよう通路るための措置をとるため，従事者が支障なが確保されていること，及び従事者
く原子炉制御室に入り，又は一定期間とどが原子炉制御室に適切な期間滞在
まり，かつ，当該措置をとるための操作をできること，並びに従事者の交替等行うことができるよう，次の各号に掲げるのため接近する場合においては，放場所の区分に応じ，当該各号に定める設備
射線レベルの減衰及び時間経過とを設けなければならない。
ともに可能となる被ばく防護策が採り得ることをいう。「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生に関して，
有毒ガスが原子炉制御室の運転員に及ぼす影響により，運転員の対処能力が著しく低下し，安全施設の安全機能が損なわれることがないことを含む。
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に ６ 第３項第１号に規定する「有毒ガ ・「有毒ガス防護に係
有毒ガスの発生源の近傍工場等内にスの発生源」とは，有毒ガスの発生 る 影 響 評 価 ガ イ ド 」
おける有毒ガスの発生を検出するた時において，運転員の対処能力が損 に 基 づ く 対 応 を 経 過めの装置及び当該装置が有毒ガスのなわれるおそれがあるものをいう。 措 置 期 間 ※ 内 に 実 施発生を検出した場合に原子炉制御室「工場等内における有毒ガスの発 することとし，今回において自動的に警報するための装生」とは，有毒ガスの発生源から有 申 請 と は 別 に 必 要 な置
毒ガスが発生することをいう。
許認可手続き（設置
変更許可申請）を行う。
※ 経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで
二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区
域遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備，気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備

59-9-565

第 1.1-2 表 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第 38 条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈

適合方針（原子炉制御室等）
第３８条（原子炉制御室等）
第三十八条 発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
２ 原子炉制御室には，反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（ 第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操作することなく適切に運転操作することができるよ
う施設しなければならない。
３

原子炉制御室には，発電用原子炉施設 ８ 第３項に規定する「発電用原子炉 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則の外部の状況を把握するための装置を
施 設 の 外 部 の 状 況 を 把 握 す る た め 第二十六条第 1 項第 2
施設しなければならない。
の装置」とは，発電用原子炉施設に 号に同じ。
迫る津波等の自然現象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をいう。

４

発電用原子炉施設には，火災その他の ９ 第４項に規定する「原子炉制御室
異常な事態により原子炉制御室が使用以外の場所」とは，原子炉制御室をできない場合に，原子炉制御室以外の場構成する区画壁の外であって，原子所から発電用原子炉の運転を停止し，か炉制御室退避の原因となった居住
つ，安全な状態に維持することができる性の悪化の影響が及ぶおそれがな
装置を施設しなければならない。
い程度に隔離された場所をいい，「安全な状態に維持することができる装置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

５

一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 １０ 第５項に規定する｢これに連絡設の損壊又は故障その他の異常が発生する通路並びに運転員その他の従した場合に発電用原子炉の運転の停止
事者が原子炉制御室に出入りする
その他の発電用原子炉施設の安全性をための区域｣とは，一次冷却系統に確保するための措置をとるため，従事者係る施設の故障，損壊等が生じた場が支障なく原子炉制御室に入り，又は一合に原子炉制御室に直交替等のた定期間とどまり，かつ，当該措置をとる
め入退域する通路及び区域をいう。
ための操作を行うことができるよう，次の各号に掲げる場所の区分に応じ，当該 １１ 第５項においては，原子炉制御各号に定める防護措置を講じなければ室等には事故・異常時においても従ならない。
事者が原子炉制御室に立ち入り，一定期間滞在できるように放射線に係る遮蔽壁，放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは，運転員が必

59-9-666

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内にとどまり必要
な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」の第８条における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評
価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成２１・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。

適合方針

・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評価を「原子力発
電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について(内規)」に基づき実施
し ， 実 効 線 量 が100mSv 以下であることを確認している。
また，フィルタを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評
価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

チャコールフィルターを通らな
い空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環対象
範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には，有毒ガスの発生時において，原子炉制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とすることを含む。「防護措置」には，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策を含む。

59-9-767

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設適合方針
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に １４ 第５項第１号に規定する「工場 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則
有毒ガスの発生源の近傍工場等内に
等 内 に お け る 有 毒 ガ ス の 発 生 を 検 第二十六条第 3 項第 1
おける有毒ガスの発生を検出するた
出 す る た め の 装 置 及 び 当 該 装 置 が 号に同じ。
めの装置及び当該装置が有毒ガスの
有毒ガスの発生を検出した場合に発生を検出した場合に原子炉制御室
原子炉制御室において自動的に警において自動的に警報するための装報するための装置の設置」について
置の設置
は「有毒ガスの発生を検出し警報するための装置に関する要求事項（別記−９）」によること。
二 原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る １５ 第５項第２号に規定する「換気設備の隔離」とは，原子炉制御室外通路並びに運転員その他の従事者がの火災により発生した燃焼ガスを原子炉制御室に出入りするための区
原子炉制御室換気設備によって取域 遮蔽その他の適切な放射線防護措り入れないように外気との連絡口
置，気体状の放射性物質及び原子炉制を遮断することをいい，「換気設備」
御室外の火災により発生する燃焼ガとは，隔離時の酸欠防止を考慮してスに対する換気設備の隔離その他の
外気取入れ等の再開が可能である
適切な防護措置ものをいう。
６

原子炉制御室には，酸素濃度計を施設 １ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る 「 酸 素 濃 度
しなければならない。
計」は，設計基準事故時において，外気から原子炉制御室への空気の取り込みを，一時的に停止した場合に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。
また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

・中央制御室には，
酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を配備する。

59-9-868

（2）重大事故等への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第五十九条及び実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十四条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事
項と，その適合方針は以下第 1.1-3 表のとおりである。

第 1.1-3 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」

第五十九条（原子炉制御室）

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈

適合方針（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員が （なお，重大事故等に対処するためとどまるために必要な設備」とは， に必要なパラメータについても監
以下に掲げる措置又はこれらと同等 視できる設計とする。）
以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及 ・中央制御室には，重大事故が発生
び照明等）は，代替交流電源設備か した場合においても運転員がとどらの給電を可能とすること。
まるために必要な設備（中央制御室
換気系，原子炉建屋ガス処理系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）を設置す
る設計とする。
重大事故発生時において運転員がとどまるために必要な設備（中央制
御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）は，常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場
合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

・炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室にとどまる
運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

・原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事
故収束に成功した事故シーケンスとして，格納容器破損モードにおいて想定している，大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を使用しない場合）を選定する。

59-9-969

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈適合方針② 運転員はマスクの着用を考慮し ・（マスクの着用は考慮しない）てもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交 代 要 員 体 制 を 考 慮 し て も よ ・運転員は 5 直 2 交代勤務を前提にい。ただしその場合は，実施のため 評価を行なうが，積算の被ばく線量の体制を整備すること。
が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮する。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が7 日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物
質により汚染したような状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング
及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

・中央制御室の外側が放射性物質により汚染した状況下で，モニタリン
グ，作業服の着替え等により中央制
御室への汚染の持ち込みを防止するための区画（チェンジングエリア）を，中央制御室出入口近傍に設ける。

※なお「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

第七十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

なお，原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要
を第 1.1-4 表に示す。

59-9-1070

第 1.1-4 表
系統機能
居住性の確保

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備
中央制御室
中央制御室遮蔽26条−別添1−12
59-9-11中央制御室換気系 空気調和機ファン
中央制御室換気系 フィルタ系ファン
中央制御室換気系 高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系 チャコールフ
ィルタ
中央制御室換気系

非常用ガス再循環系
路]
非常用ガス処理系

排風機

常設
常設

常設
常設
常設
(非常用ガス再循環系)(S)

配管・弁[流
排風機

設備
種別
常設
可搬型
常設

常設

給排気隔離弁非常用ガス再循環系※1

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類
(中央制御室)(S)(中央制御室遮蔽)(S)――(中央制御室換気系)(S)――

原子炉制御室）（非常用ガス処理系）

(S)

設備分類
分類
（重大事故等対処施設）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1

機器
クラス
―
―
―
―
―
―
―

常設

常設重大事故緩和設備 ※1―

常設

常設重大事故緩和設備 ※1―

常設

常設重大事故緩和設備 ※1―

非常用ガス処理系 配管・弁[流常設
常設重大事故緩和設備 ※1路]
常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。

―

59-9-11

71

59 条
系統機能

設備

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

設備分類
分類

機器
クラス

居住性の確保

中央制御室待避室――

常設（重大事故等対処施設）

―

（続き）

中央制御室待避室遮蔽

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

―

―

可搬

可搬型重大事故緩和設備―

常設

常設重大事故緩和設備―

中央制御室待避室 空気ボンベユ
ニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベユ
ニット（配管・弁）59-9-1226条−別添1−13

差圧計 ※1――

常設

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室照明―

可搬

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

―

―

可搬

衛星制御装置

――常設

衛星制御装置〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

―

―

常設

データ表示装置（待避室）

―

―

可搬

酸素濃度計 ※1――

可搬二酸化炭素濃度計 ※1

―

―

可搬

常設代替交流電源設備
汚染の持ち込み防止

可搬型照明（ＳＡ）

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)

―
―
―
―
―
―
―
―

57条に記載―常設代替交流電源設備
※1

設備
種別
常設
可搬型

―

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

57条に記載計測器本体を示すため計器名を記載

59-9-1272

1.2

設計における想定シナリオ

原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
(1)

設計基準事故時の想定シナリオ「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準」という。）の解釈第 38 条 12 に記載のとおり，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」」（平成21・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

(2)

重大事故時の想定シナリオ
東海第二発電所においては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）の解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束する
ことができる代替循環冷却系を整備する。しかしながら，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷
却系の機能喪失を仮定する。格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器
59-9-1326条−別添1−1473

ベントに至る事故シナリオとしては，前述の「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源喪失の重畳を考慮した場合を選定する。
第 1.3-1 表に基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオの比較を示す。

第 1.3-1 表

基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオ
中央制御室の基本的な居住性評価用事故収束シナリオ
想定事故シナリオ

代替循環冷却系の機能

期待する

期待しない

59-9-1426条−別添1−15

74

2.

設計方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

以下の設備等を用いることで，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波）及び発電所構内の状況を，原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する監視カメラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計
とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(3)

気象観測設備発電所構内に設置している気象観測設備により，風向・風速等の気象状況を常時監視できる設計とする。
また，周辺モニタリング設備により，発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を把握できる設計とする。
：ＤＢ範囲

59-9-1575

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻情報等を入手するために，中央制御室に電話，FAX 等を設置している。また，社内ネットワークに接続されたパソコンを使用することで，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m〜EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

59-9-1676

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

59-9-1777

2.1.2

監視カメラについて

監視カメラは，津波の襲来及び自然現象等を適切に監視できる位置・方向
で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。第2.1-3 表に監視カメラの概要を示す。
監視カメラは，取付け部材，周辺の建物，設備等で死角となるエリアをカバーすることができるように配慮して配置する。監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
なお，可視光カメラによる監視が期待できない夜間の濃霧発生時や強雨時においては，赤外線カメラによる監視機能についても期待できない状況となることが考えられる。その場合は，監視カメラ以外で中央制御室にて監視可
能なパラメータを監視することで，外部状況の把握に努めつつ，気象等に関する公的機関からの情報も参考とし，原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある自然現象等を把握する。

：ＤＢ範囲

59-9-1878

監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重，堆積量
降下火砕物荷重，堆積量
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)，垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
C クラス（S クラス）
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重，設置高さにて設計
降下火砕物を考慮した荷重，設置高さにて設計
原子炉建屋屋上 3 台，防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

第 2.1-4 図

監視カメラの概要

監視カメラの監視可能な範囲：ＤＢ範囲
59-9-1979

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

中央制御室において，監視カメラにより監視できる映像のサンプルを第2.1-5 図に示す。
また，監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲
59-9-2080

2.1.4

監視カメラで把握可能な自然現象等

地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第 6 条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，監視カメラにより把握可能な自然現象等を第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表
自然現象等

監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風 (台風 )○

竜巻○

風(台風)･竜巻(飛来物含む)による発電所及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における
影響の有無

降水

○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

火山○

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

○
○

○

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無○

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

59-9-2181

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第 2.1-8 表に示す。
第 2.1-8 表 監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータ
パラメータ

測定レンジ

大気温度

-10〜40℃

雨量

0〜49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜540°(N〜S)

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜30m/s(10 分間平均値)

日射量

0〜1.2kW/m2

放射収支量0.05〜-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0〜20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8〜2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A〜D）

低レンジ

10１ 〜10５ nGy/h

高レンジ

10−８ 〜10−１ Gy/h

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計とする。
台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。
陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。
大気安定度を識別できる設計とする。
津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位
及び非常用海水系ポンプの取水可能水位（-6.08m）を把握可能な設計とする。
なお，設計基準を超える津波による原子炉施設への影響を把握するための設備としては監視カ
メラを用いる設計とする。（第2.1-3 表）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限
値（108nGy/h=10-1Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

59-9-2282

2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要を第 2.2-1 表に示す。
第 2.2-1 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

59-9-2383

2.2.2酸素濃度，二酸化炭素の管理

労働安全衛生法，ＪＥＡＣ 4622-2009 「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則を踏まえ，酸素濃度が 19％を下回るおそれのある場合，又は二酸化炭素濃度が 1.0％を上回るおそれのある場合に，外気をフィルタで浄化しながら取り入れる運用とする。
なお，法令要求等における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の基準値は以下のとおりである。
酸素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表，二酸化炭素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表に示す。
(1)

酸素濃度

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場
合は，この限りでない。

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

第 2.2-2 表 酸素濃度の人体への影響について([出典]厚生労働省 HP 抜粋)
酸素濃度
21％
18％
16％
12%
8％
6％

症状等
通常の空気状態
安全限界だが連続換気が必要
頭痛，吐き気
目まい，筋力低下
失神昏倒，7〜8 分以内に死亡
瞬時に昏倒，呼吸停止，死亡

：ＤＢ範囲

：ＳＡ範囲

59-9-2484

(2)二酸化炭素濃度

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内の CO ２ 濃度の上昇による運転員等の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO ２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号，最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）
により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており，中央制御室の CO２ 濃度
もこれに準拠する。
したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

第 2.2-3 表 二酸化炭素濃度の人体への影響について（[出典]消防庁 二酸化炭素設備の安全対策について（通知）H8.9.20）
二酸化炭素濃度人体への影響

<2％
2％〜3％
3％〜4％
4%〜6％

はっきりした影響は認められない
呼吸深度の増加，呼吸数の増加
頭痛，めまい，悪心，知覚低下
上記症状，過呼吸による不快感
意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの付随運動を伴うこともある
同上
意識喪失，その後短時間で生命の危険あり

6％〜8％
8％〜10％
10%<

：ＤＢ範囲

：ＳＡ範囲

59-9-2585

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状

況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリ
ア付近の全照明が消灯した場合を想定し，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。
中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を図 2.3-1 に示す。

第 2.3-1 図

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：ＳＡ範囲

59-9-26862.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な設備として，遮蔽設備，換気系設備，通信連絡設備，データ表示装
置（待避室），照明設備，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を中央制御室に設
置，又は保管する。
中央制御室は，周囲に遮蔽が設置されており，重大事故等が発生した場合に中央制御室換気系の給・排気隔離弁により外気との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンによる高粒子フィルタ及びチャコールフ
ィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
さらに，原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線の被ばくから防護する設計とする。
中央制御室待避室は，中央制御室内に設置し，中央制御室待避室空気ボン
ベユニットにより中央制御室待避室内の遮蔽に囲まれた空間を正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断することで，重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。また，重大事故時に格納容器圧力逃がし装置を作動させた場合においても，中央制御室にとどまる必要のある最低限の要員である 3 名を収容可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータにより，居住性確保ができていることを確認可能な設計とする。また，中央制御室に保管している可搬型照明（ＳＡ）及びデータ
59-9-27：ＳＡ範囲

87

表示装置（待避室）を中央制御室待避室に設置することで，継続的にプラントの監視を行うとともに，通信連絡設備により外部との連絡を可能とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
：ＳＡ範囲

59-9-2888

2.4.2中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

中央制御室待避室正圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない
屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室の設計最高温度 48.9℃，隣接区画を外気の設計最低温度-12.7℃と仮定すると，中央制御室待避室の天井高さは
最大約 2m であるため，以下のとおり約 5.1Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。

⊿P＝{(−12.7℃の乾き空気密度［kg／m３ ］)−(＋48.9℃の乾き空気の密度［kg／m ３ ］)}×天井高さ［m］＝（1.3555［kg／m ３ ］−1.0963［kg／m３ ］）×2［m］＝0.5184［kg／m ２ ］≒5.1［Pa］

このため，正圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋10Pa とする。

：ＳＡ範囲

59-9-2989

2.4.3中央制御室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室は，放射性物質による室外からの放射線を遮蔽するためコンクリート構造を有している。通常時における中央制御室の換気系は，一部外気を取り入れる再循環方式により空気調整を行っているが，重大事故等発生時には外気取り入れのための給・排気隔離弁を全閉とし，中央制御室
換気系を閉回路循環方式とすることにより，中央制御室内へのフィルタを介さない外気の流入を防止可能な設計とする。また，原子炉建屋ガス処理
系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用
ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

59-9-30

90

（2）

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体となった壁であり，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。第 2.4-1 図に中央制御室遮蔽の配置図を示す。

第 2.4-1 図

中央制御室の遮蔽

配置図
：ＳＡ範囲

59-9-3191

(3)中央制御室換気系
中央制御室換気系の概略図を，第 2.4-2 図に示す。
通常時は，空気調和機ファン及び排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
事故時は，外気取入口を遮断して，フィルタ系ファンによりフィルタ（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する。なお，外気との遮断は，中央制御室
換気系の給気隔離弁 4 弁，排気隔離弁 2 台の合計 6 台により行い，全交流
動力電源喪失時にも常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室からの操作スイッチによる操作で弁の閉操作が可能な設計とする。
また，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることも可能な設計とする。
なお，中央制御室換気系については常設代替交流電源設備から受電するまでの間起動しないが，居住性に係る被ばく評価においては，全交流動力
電源喪失発生後，2時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住環境が確保されることを確認している。

【設備仕様】
・空気調和機ファン
台数：1(予備1)
容量：約40,000 m３ ／h／台・フィルタ系ファン
台数：1（予備１）
容量：約5,100 m３ ／h／台・チャコールフィルタ
59-9-32：ＳＡ範囲

92

基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
よう素除去効率：97％以上
・高性能粒子フィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
粒子除去効率：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対して）：ＳＡ範囲

59-9-3393

第 2.4-2 図

中央制御室換気系の概略図：ＳＡ範囲

59-9-3494

外気取り入れ時（閉回路循環方式）

事故時（閉回路循環方式）

通常時（再循環方式）

(4)原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，格納容器から漏えいする放射性物質による運転員の被ばくを低減するために設置している。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン，配管・弁類，計測制御装置等で構成している。
原子炉建屋ガス処理系の概略図を第 2.4-3 図に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原
子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル
発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

59-9-3595

【設備仕様】
・非常用ガス再循環系排風機
種類：遠心型
容量：17,000 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス処理系排風機
種類：遠心型
容量：3,570 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）：ＳＡ範囲

59-9-3696

原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)
AO

AO

AO

AO

(A) GD

AO

(B)

GD

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)
(A)

GD

AO

AO

(B)

GD

AO

AO

AO

AO

排風機

第 2.4-3 図

原子炉建屋ガス処理系の概略図：ＳＡ範囲

59-9-3797

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。
重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，
中央制御室待避室を空気ボンベにより正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

59-9-3898

(2)

収容人数及び設置場所
格納容器圧力逃がし装置作動中は，中央制御室にはプラントの状態監視等に必要な最低限の要員を残すこととしており，中央制御室待避室には 3名を収容できる設計とする。
発電長等が中央制御室待避室に待避している間，プラントの運転操作は行わないことを基本とするが，操作が必要な事象が発生した場合に即座に対応できるよう，中央制御室内に設置する。中央制御室待避室の設置場所
を第 2.4-4 図に示す。

第 2.4-4 図

中央制御室待避室

設置場所
：ＳＡ範囲

59-9-3999

59-9-40

100※（（Ａ−Ａ断面図）

第 2.4-4-2 図

中央制御室待避室

概要図）内は概略寸法（mm）を示す。なお，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

（平面図）

（3）遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm と同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁とし，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減する設計とする。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット
ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

概要図

：ＳＡ範囲

59-9-41101

ｂ．必要空気供給量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・

収容人数：ｎ＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量：Q１ ＝100×M×n／（C−C０ ）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷(0.5−0.0336)＝14.15≒14.2m３ /h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝19%（鉱山保安法施工規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m３ /h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q１ ＝c×（a−d）×n／（a−b）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×(20.95−16.4)×3÷(20.95−19.0)＝3.36≒3.4m３ /h：ＳＡ範囲
59-9-42102

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸
化炭素濃度基準換気量の 14.2 m３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を維持するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。

・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により12本となる。
14.2m３ /h÷5.5m３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本
：ＳＡ範囲
59-9-43103

ｄ．空気ボンベの設置エリア
空気ボンベは中央制御室近傍の原子炉建屋付属棟３階に配置し，中央制御室待避室に空気を供給する。空気ボンベの配置を第 2.4-6 図に示す。
また，中央制御室待避室の第 2.4-6 図

空気ボンベ配置図

59-9-44

：ＳＡ範囲

104

（5）中央制御室換気系の運転状態比較
中央制御室換気系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事
故時の運転モードを第 2.4-7 図（1／2）に，重大事故時のプルーム通過前・

閉回路循環方式（少量外気取入時）

閉回路循環方式（外気隔離時）

通常運転モード

後，及びプルーム通過中の運転モードを第 2.4-7 図（2／2）に示す。

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（1／2）
59-9-45

：ＤＢ範囲

105

（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（2／2）：ＳＡ範囲
59-9-46106(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）は今後の監視パラメータ追加や表示機
能の拡張等を考慮した設計とする。
データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等が緊急時対策所及び屋外と通信連絡できるよう，中央制御室待避室に設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

59-9-47

107

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの 状態
確認

原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使用済燃料プール水位・温度
フィルタ装置入口圧力

水素爆発による格納 容器 フィルタ装置水位の破損防止確認
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
水素爆発による原子 炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：ＳＡ範囲

59-9-48108

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】

現場（屋外）：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要：ＳＡ範囲
59-9-49109

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

59-9-50110

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室待避室の居住環境の基
準値の範囲を測定できるものを，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

電離箱サーベイメータは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測定できるものを，１台配備する。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。
：ＳＡ範囲

59-9-51111

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001〜1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

59-9-52112

2.5

重大事故等時の電源設備について

中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）を設置している。これらの設備については，重大事故等が発生した場合にも，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ばく評価で想定する格納容器破損モードのうち，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスである「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源
喪失の重畳を考慮した場合に対して，第 2.5-1 表に示すとおり十分な電源供給
容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生から常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 90 分以内）の照明を確保できる。
常設代替高圧電源装置による給電が開始された後については，中央制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場
合には，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。仮にこれら照明が活用できない
場合のため，ランタン，ヘッドライト等の乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな
59-9-53

：ＳＡ範囲

113

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住性が確保されていることを確認している。
：ＳＡ範囲

59-9-54114

中央制御室換気系

原子炉建屋ガス処理系

第 2.5-1 図

重大事故等時に運転員がとどまるために必要な換気設備
59-9-55

：ＳＡ範囲

115

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

59-9-56116

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）
59-9-57

：ＳＡ範囲

117

第 2.5-1 表

①
②

③

④

⑤

⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷

負荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ（2台）
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ａ
・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ｂ・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
原子炉保護系電源装置
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量59.6kW
380.0kW

389.2kW313.1kW86.9kW

217.7kW160.5kW90.2kW
2015.3kW
520.0kW22.0kW
4254.5kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲
59-9-58118

（1）可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，３台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 10 時間

中央制御室

ヘッドライト
中央制御室

：ＳＡ範囲

59-9-59119可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり主制御盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況：ＳＡ範囲
59-9-60120

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，室内照明全消灯時に運転員が装着した状態で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，監視計器及び操作部で600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（ヘッドライト使用時）

第2.5-6図

シミュレーション施設における乾電池内蔵型照明使用状況：ＳＡ範囲

59-9-61

121

3.

添付資料

3.1

中央制御室待避室の運用について
格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室待避室の運用を以下にまとめる。第3.1-1図に格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要を示す。

(1)

格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
発電長等は重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置を作動させる必要があると判断された場合，中央制御室待避室を使用するため，第3.1-1表に示す設備，資機材の運用準備を行う。
第3.1-1表 中央制御室待避室の運用準備
居住性対策設備・中央制御室待避室空気ボンベユニットによる中央制御室待避室の加圧
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型照明（ＳＡ）及び電離箱サーベイメータの配置，電源入監視設備
通信連絡設備(2)・データ表示装置（待避室）の配置，電源入・通信連絡設備の切替及び通話確認

格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動開始後，速やかに中央制御室
待避室に移動し，出入口扉を閉める。
中央制御室待避室に施設する差圧計を確認し，中央制御室待避室へ適切に空気が供給され，正圧化されていることを確認する。また，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計により酸素濃度及び二酸化炭素濃度（酸素濃度が 19％以上であること，二酸化炭素濃度が 0.5％以下であること）を確認するとともに，中央制御室待避室の放射線量率を電離箱サーベイメータにて監視す
る。

：ＳＡ範囲
59-9-62122

中央制御室待避室に待避している間にも，データ表示装置（待避室）を用いることで，格納容器圧力逃がし装置の作動状況等のプラント状態の監視を行う。また，中央制御室待避室には通信連絡設備を設置し，災害対策本部との連絡が常時可能とする。
なお，中央制御室待避室に待避している間の運転操作は不要であるが，万一，中央制御室での運転操作が必要となった場合は，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部の指示の下，必要な放射線防護装備，個人線量計管理措置を施した上で，中央制御室に出て，運転操作を行い，速やかに中央制御室待避室に移動する。そのために必要な資機材は中央制御室待避室に配備する。

(3)

格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動に伴うプルーム放出後，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部との協議の上，必要な防護装備を着用し，中央制御室待避室における待避を解除し，中央制御室での対応を再開する。

：ＳＡ範囲

59-9-63123タイムチャート

0h

約 2h

約 19h

ベント放出

約 28h

168h

▽

中央制御室換気系
全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる 2 時間を起動遅れ時間として設定

中央制御室待避室
59-9-6426条−別添1−65への滞在

ベント放出から 5 時間後まで待避する

第 3.1-1 図 格納容器圧力逃がし弁装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要
59-9-64

：ＳＡ範囲

124

3.2

配備する資機材の数量について(1)

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材等の内訳を第3.2-1表及び第3.2-2表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第3.2-1表

放射線防護具類

配備数 ※1
品

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※12

靴下2,310足 ※3

34 足 ※13帽子

1,155個 ※3

17 個 ※12

綿手袋

1,155双 ※3

17 双 ※12

ゴム手袋

2,310双 ※4

34 双 ※14

全面マスク

330個 ※5

17 個 ※12

チャコールフィルタ

2,310個 ※6

34 個 ※15

アノラック

462着 ※717 着 ※12

長靴

132足 ※8

9 足 ※16胴長靴

11足 ※99 足 ※16遮蔽ベスト

15着 ※10―

自給式呼吸用保護具

2式 ※119 式 ※16※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交代のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310足※4 110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310双※5 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※6 110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)※7 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日間×1.5倍＝462着※8 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※9 7名（重大事故等対応要員7名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11足※10 10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必：ＳＡ範囲
59-9-65125要により除染）=15着
1名（重大事故等対応要員1名）×1.5倍=1.5→2式
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17
11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33足→34足（2足をセットで使用する）※14 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33双→34双（2双をセットで使用する）※15 11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33個→34個(2個を1セットで使用する)※16 3名（運転員（現場））×1.5倍×2（現場での交代を考慮）=9
※11
※12
※13

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
要員数11名は，発電長等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員（運転操作対応）3名で構成されている。このうち，発電長等（中央制御室）は
中央制御室換気系による閉回路循環運転により空気が浄化されるため，防護具類を着用する必要はない。ただし,初動対応を行った発電長等は交代時の退室に伴う着用を考慮し，その後の交代要員は中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
運転員等（現場）は，現場作業時に防護具類を着用する（1回現場に行くことを想定）。
よって以下の通り，タイベック等（靴下，帽子，綿手袋，及びアノラック）の第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋4名×1回（現場）＝15着 ＜ 17着
全面マスク，安全靴，長靴及び胴長靴は，再使用するため，必要数は11（要員数分）であり，
第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
チャコールフィルタは，全面マスクに2個装着して使用するため，必要数は22個（全面マス
クの必要数11個×2）であり，第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
ゴム手袋は，綿手袋の上に二重にして使用するため，必要数量は34双（綿手袋の必要数17双×2）であり，第3.2-1表に示す配備数は必要数量を上回っており妥当である。

：ＳＡ範囲

59-9-66126

第3.2.-2表 放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）の配備数
品名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ ※22台 ※7

2 台 ※7

※１
※２
※３
※４
※５

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に2台＋3台（予備）=5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※６

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※７

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台

※８
※９
※10

11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台
身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）
現場作業等用に2台＋1台（予備 ）：ＳＡ範囲

59-9-67127

（2）飲食料等
中央制御室に配備する飲食料等の内訳を第3.2-3表に示す。なお，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第 3.2-3 表 飲食料等品

配備数 ※１

名

飲食料等
・食料

231 食 ※２

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※３

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

176 錠 ※４

※１

今後，訓練等で見直しを行う。

※２

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×3 食

※３

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×2 本

※４

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋二日目以降 1 錠／1 日×2 交代）：ＳＡ範囲

59-9-68128

3.3

チェンジングエリアについて(1)

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第59条第１項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関する規則の解釈」第74条第1項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

(2)

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室
バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第3.3-1表のとおり。

：ＳＡ範囲

59-9-69129

第 3.3-1 表

チェンジングエリアの概要
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚

設営 場所

染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検
原子炉建屋付属棟 4 階
空調機械室

査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設ける。
なお，空調機械室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず，事故発生時でも外部の風雨の設営 形式

影響を防止できる構造とする。
テントハウス

テントハウス及びシート等で間仕切りするこ（一部，通路区画化）とにより通路を区画化する。
（原子炉建屋付属棟内）

手順 着手 の 判断 基 準中央制御室の外側が放射性物質により汚染するおそれが発生した場合，チェンジングエリ
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が アの設営を行う。なお，事故進展の状況，参発生し，災害対策本部長 集済みの要員数等を考慮して放射線管理班がの指示があった場合実施する作業の優先順位を判断し，設営を行
う。

実施 者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよ
放射線管理班

う定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

(3)

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第3.3-1図，第3.3-2図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルートは重大事故等が発生した場合は使用せず，耐震性が確保された
原子炉建屋内のルートを設定する。

：ＳＡ範囲
59-9-70130

第3.3-1図第3.3-2図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所

中央制御室チェンジングエリアのアクセスルート

59-9-71

：ＳＡ範囲

131

(4)

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）

ａ.考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第3.3-3図の設営
フローに従い，第3.3-4図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェン
ジングエリアの設営は，放射線管理班員2名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア及び除染エリアについて約60分，さらに脱衣エリアの設営について約80分の合計140分を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班員
4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。

：ＳＡ範囲

59-9-72

132

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテン
トハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第 3.3-3 図

チェンジングエリアの設営フロー59-9-73133

第 3.3-4 図

中央制御室チェンジングエリア
59-9-74

：ＳＡ範囲

134

b.

チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第3.3-2表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。
第3.3-2表
名

第2表

チェンジングエリア用資機材

称

数

量 ※1

テントハウス

１式 ※2

養生シート

2 巻 ※3バリア

6 個 ※4粘着マット

2 枚 ※5

脱衣収納袋

8 個 ※6

難燃袋

84 枚 ※7

難燃テープ

8 巻 ※8

クリーンウェス

5 缶 ※9吸水シート

62 枚 ※10

はさみ，カッター

各 3 本 ※11

筆記用具

2 式 ※12

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2排水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※13

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7
※8

今後，訓練等で見直しを行う。
修繕しながら使用
54.4 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90(m2/巻)×1.5倍＝1.8→2巻
各エリア間の4個×1.5倍＝6個1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚8個（設置箇所数 修繕しながら使用）
8枚/日×7日間×1.5倍=84枚
37.6 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
×1.5倍÷30（m/巻）＝7.52→8巻※9 11名（中央制御室要員数 ）×7日間×2交代×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取り

59-9-75

135

に各2枚）÷300枚/缶=4.1→5缶
簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍=61.6→62枚※11 設置作業用、脱衣用、除染用の3本※12 サーベイエリア用、除染エリア用の2式※13 1台×1.5倍＝1.5→2台
※10

：ＳＡ範囲

59-9-76136

(5)チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ.出入管理チェンジングエリアは，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室外で作業を行った後，再度，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御
室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第3.3-4図のとおりであり，チェン
ジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

：ＳＡ範囲

59-9-77137

b. 脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

c. 汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

：ＳＡ範囲
59-9-78138

d. 除染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する（マスク及び帽子は除く）。
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

e. 着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
・放射線管理班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

f. 要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，ウェットティッシュでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染できない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第3.3-4図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

59-9-79

：ＳＡ範囲

139

サーベイエリアにて，汚染確認

除染エリア
緊急時

【除染①】
【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
移動

除染不可

ポリ袋

移動

除染不可
テープ等で養生

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

簡易水槽

移動後︐再度除染ができる施設へ

汚染箇所

第3.3-4図 除染及び汚染水処理イメージ図
g. 廃棄物管理中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジング
エリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡
大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

h. チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度を定期的（１回／日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や汚染の拡大がないことを確認する。

：ＳＡ範囲

59-9-80140

(6)チェンジングエリアの汚染拡大防止について

ａ. 可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置
を 1 台設置する。可搬型空気浄化装置により脱衣エリアの後室とサーベイエ
リア間におけるエアーカーテンを形成することにより，中央制御室外で活動した要員に付着した射性物質が脱衣エリア内で飛散した場合でも，サーベイ
エリア及び除染エリアへ放射性物質が流入することを防止する。可搬型空気浄化装置の仕様等を第 3.3-6 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しない。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェンジング
エリアから遠ざけて保管する。

：ＳＡ範囲

59-9-81141

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 3.3-6 図 可搬型空気浄化装置の仕様等
ｂ. チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアの空間
をテントハウスにより区画する。テントハウスの外観及び設置状況は第 3.3-7
図のとおりであり，仕様は第 3.3-3 表のとおり。また，第 3.3-8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いた接続が可能とする。なお，各テントハウス間の接続は第 3.3-9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスするマンホールへの開口部は難燃テープでシールすることで，テントハウスへの放射性物質が流入することを防止し，チェンジ
ングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。

：ＳＡ範囲

59-9-82142

第 3.3-7 図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第 3.3-3 表

テントハウスの仕様

サイズ

幅 1.4〜2.6m×奥行 1.3m〜5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量

40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※2

約 2 分 ※1構造

6 張りのテントハウスを連結して組み立て※1：幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2：手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

59-9-83143

第 3.3-8 図

テントハウスの設置状況（イメージ）
59-9-84

：ＳＡ範囲

144

② ファスナーによる接続① 接続前③ マジックテープによる接続

第 3.3-9 図④ 難燃テープによるシール

各テントハウス間の接続（イメージ）

c. チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 3.3-10 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアとサーベイエリアの境界において，エアー
カーテンを形成することにより，脱衣により飛散した放射性物質のサーベイ
エリアへの流入を防止する。
第 3.3-10 図のようにチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室に汚染を持ち込まないよう管理を行う。
59-9-85

：ＳＡ範囲

145

第3.3-10図 中央制御室チェンジングエリア空気の流れ：ＳＡ範囲

59-9-86146

d. チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。なお，中央制御室から退室する要員は，防護具を着用しているため，中央制御室に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

(7)

汚染の管理基準第3.3-4表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第3.3-4表の管理基
準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定
する。

：ＳＡ範囲

59-9-87147

第 3.3-4 表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射性（4Bq／㎝ 2 相当）

同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時状

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時根拠等40,000cpm

原子力災害対策指針における（120Bq／㎝ 2 相当）

ＯＩＬ4 に準拠

13,000cpm

原子力災害対策指針における2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠：ＳＡ範囲

59-9-88148

(8)可搬型照明（ＳＡ）

チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために3台（予備1台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第3.3-5表に示す。
第 3.3-5 表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

3台
（予備 1 台）仕様

可搬型照明（ＳＡ）（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

チェンジングエリア内は，第3.3-11図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により5ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行える
ことを確認している。

：ＳＡ範囲

59-9-89149

第 3.3-11 図

チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況(10)

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。
チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2
分×4 名）と設定しており、訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
：ＳＡ範囲
59-9-90

150

(11)

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型
エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト及
び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名
にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジングエリアの運用については，設置作業が完了するまでは運転員が自ら汚染検査を行い，その後は作業終了時及び運転員の交代の都度放射線管理班員がチェンジング
エリアまで移動して対応する。

：ＳＡ範囲

59-9-91151

・ケース①（平日昼間の場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

要員

対応項目

2

3

経過時間（時間）
4
5

事象発生
▽
10 条
▽

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置

要員

対応項目

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5

▽参集完了

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B

放射線管理
班員C,D

※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

：ＳＡ範囲

59-9-92152

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，第3.4-1表に示す起因事象（内部火災，内部溢水，地震等）と同時にもたらされる環境条件が考えられるが，いずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。
中央制御室における主な対応を以下に示す。
○地震
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天
井照明設備には落下防止措置を講ずることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。

○火災
中央制御室にて火災が発生した場合は運転員が火災状況を確認できる設計とし，初期消火を行うことができるよう消火器を設置する。
また，中央制御室外で発生した火災に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

○溢水
中央制御室内には溢水源がない設計とする。
万が一，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，消火器にて初期消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
また，中央制御室外で発生した溢水に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲
59-9-93153

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（1／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
火災による中央制御室内設備の機能喪失

内部火災（地震起因含む）

溢水による中央制御室内設備の機能喪失内部溢水（地震起因含む）

余震

地震

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室にて火災が発生しても速やかに消火できるよう，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，中央制
御室の機能を維持する。（詳細については，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」に関する審査資料を参照）
中央制御室内には溢水源がない設計とする。火災が発生したとしても，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，
消火水による溢水の影響がない設計とする。
蒸気配管破断が発生した場合も，漏えいした蒸気の影響がない設計とする。（詳細については，
設置許可基準規則第 9 条「溢水による損傷の防止等」に関する審査資料を参照）
中央制御室は，原子炉建屋付属棟（耐震Ｓクラス）に設置し，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
中央制御室の照明ルーバーに対し落下防止措置を講じている。
余震時には，運転員は運転員机又は制御盤のデス
ク部下端に掴まることで体勢を維持し，指示計，
記録計等による原子炉施設の監視を行うことができる。今後，余震時における運転員の更なる安全確保を考慮し制御盤に手すりを設置する。

：ＤＢ範囲

59-9-94154

第3.4-1表
起因事象

地震

竜巻・風（台風）

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（2／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
外部電源喪失による照明
等の所内電源の喪失

中央制御室での運転操作に与える影響
外部電源喪失においても，中央制御室の照明は，ディーゼル発電機から給電され ＊１ ，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯も備え，機能が喪失することはない。また，蓄電池内蔵型照明を備
え，機能が喪失しない設計とする。（詳細については，設置許可基準規則 11 条「安全避難通路等」
に関する審査資料を参照）＊１ ディーゼル発電機は各自然現象に対して，健全性が確保される設計とする。
地

積雪

落雷

外部火災（森林火災）

火山

震：基準地震動に対して，耐震Ｓクラス設計であるため，健全性が確保する。
竜
巻：設計基準の竜巻による複合荷重（風圧，
気圧差，飛来物衝撃力）に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
風：設計基準の風（台風）による風圧に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
積
雪：設計基準の積雪による堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
落
雷：設計基準の雷撃電流値に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
外 部 火 災：防火帯の内側に設置することにより延焼を防止し，熱影響に対しては隔離距離の確保によって健全性を確保する。
また，ばい煙の侵入に対してフィルタによる防護で健全性を確保する。
火山：想定する降下火砕物の堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。また，下火砕物の侵入に対しては，フィルタによる防護で健全性を確保する。

：ＤＢ範囲

59-9-95155

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（3／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
ばい煙や有毒ガス発生による中央制御室内環境へ
の影響

外部火災
（森林火災）

降下火砕物による中央制
御室内環境への影響

火山

低温による中央制御室内
環境への影響凍結

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室の換気系について，給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環方式とすること
により外気を遮断することから，中央制御室内環境への影響はない。この場合の酸素濃度・二酸化
炭素濃度への影響を【補足 1】，【補足 2】に示す。
但し，影響が長期化する場合は，必要に応じて一
次的に外気を取り入れて換気する。第 3.4-1 図に運転モード毎の中央制御室換気系の系統概略図を示す。
なお，外部火災時の有毒ガスについては，中央
制御室外気取入口における濃度がＩＤＬＨ（急性の毒性限界濃度（30 分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限界値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有
毒ガス及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。（詳細については，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災））」，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（有毒ガス）」，
外部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する審査資料を参照）
中央制御室の換気系により環境温度が維持される
環境温度が維持されるため，中央制御室内環境への影響はない。（詳細については，設置許可基準
規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（凍結）」に関する審査資料を参照）：ＤＢ範囲

59-9-96156

通常運転モード
閉回路循環方式（外気隔離時）
閉回路循環方式（少量外気取入時）

第 3.4-1 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図

59-9-97157

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）
1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 7 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，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／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min

59-9-98158

／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.45864[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×7[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.45864／（0.4×2700）｝＝0.209075 ≒ 20.90％以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：7 名
59-9-99159

・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの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，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.322[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×7[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.322／（0.4×2700）｝＝0.000599 ≒ 0.06％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

59-9-100160

【補足2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）1.

概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
重大事故発生時において中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
重大事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を59-9-101161

適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.72072[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×11[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.72072／（0.4×2700）｝＝0.208166 ≒ 20.81％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

59-9-102162

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの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，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.506[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×11[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.506／（0.4×2700）｝＝0.000769 ≒ 0.08％

59-9-103163

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

59-9-104

164

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5-1 表

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
(1/6)

目的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装

平均

平均出力領域計装A

平均出力領域計装B

平均出力領域計装C

平均出力領域計装D

平均出力領域計装E

平均出力領域計装F

起動領域計装A

起動領域計装B

起動領域計装C

起動領域計装D

起動領域計装E

起動領域計装F

起動領域計装G

起動領域計装H

原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA 広帯域)
原子炉水位(SA 燃料域)
原子炉圧力
炉心冷却の状態確認

原子炉圧力(SA)
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量 A
残留熱除去系系統流量 B
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲
59-9-105165

(2/6)
目的

対象パラメータ
原子炉再循環ポンプ入口温度
原子炉給水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
6.9kV 母線 2A-1 電圧
6.9kV 母線 2A-2 電圧
6.9kV 母線 2B-1 電圧

炉心冷却の状態確認

6.9kV 母線 2B-2 電圧
6.9kV 母線 2C 電圧
6.9kV 母線 2D 電圧
6.9kV 母線 HPCS 電圧
D/G 2C 遮断器(660)閉D/G 2D 遮断器(670)閉HPCS D/G 遮断器(680)閉
圧力容器フランジ温度
125VDC 2A 母線電圧
125VDC 2A 母線電圧
6.9kV 緊急用母線電圧480V 緊急用母線電圧：ＳＡ範囲

59-9-106166

(3/6)
目的

対象パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
ドライウェル圧力（広帯域）
ドライウェル圧力（狭帯域）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・プール水温度（平均値）
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水位
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

格納容器内の状態確認

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)
格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内酸素濃度(SA)低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
格納容器下部水位
格納容器下部水温常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力：ＳＡ範囲
59-9-107167

(4/6)
目的

対象パラメータ
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

格納容器内の状態確認

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系 A 注入弁全開
残留熱除去系 B 注入弁全開
残留熱除去系 C 注入弁全開
格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内スプレイ弁 B（全開）主排気筒放射線モニタ A
主排気筒放射線モニタ B
主排気筒モニタ（高レンジ）
主蒸気管放射線モニタ A
主蒸気管放射線モニタ B
主蒸気管放射線モニタ C
主蒸気管放射線モニタ D
排ガス放射能（プレホールドアップ）A
排ガス放射能（プレホールドアップ）B

放射能隔離の状態確認

NS4 内側隔離NS4 外側隔離
主蒸気内側隔離弁 A 全閉
主蒸気内側隔離弁 B 全閉
主蒸気内側隔離弁 C 全閉
主蒸気内側隔離弁 D 全閉
主蒸気外側隔離弁 A 全閉
主蒸気外側隔離弁 B 全閉
主蒸気外側隔離弁 C 全閉
主蒸気外側隔離弁 D 全閉

環境の情報確認

SGTS A 作動
SGTS B 作動：ＳＡ範囲

59-9-108168

(5/6)
目的
環境の情報確認

対象パラメータ
SGTS モニタ（高レンジ）A
SGTS モニタ（高レンジ）B
SGTS モニタ（低レンジ）A
SGTS モニタ（低レンジ）B
耐圧強化ベント系放射線モニタ
放水口モニタ(T-2)
モニタリングポスト(A)モニタリングポスト(B)モニタリングポスト(C)モニタリングポスト(D)モニタリングポスト(A)広域レンジ
モニタリングポスト(B)広域レンジ
モニタリングポスト(C)広域レンジ
モニタリングポスト(D)広域レンジ
大気安定度

10 分値

18m ベクトル平均風向 10 分値
71m ベクトル平均風向 10 分値
140m ベクトル平均風向 10 分値
18m ベクトル平均風速 10 分値
71m ベクトル平均風速 10 分値
140m ベクトル平均風速 10 分値
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料プール水位・温度（SA）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置：ＳＡ範囲
59-9-109169

(6/6)
目的

対象パラメータ
自動減圧系 A 作動
自動減圧系 B 作動
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系注入弁全開
低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

非 常 用 炉 心 冷 却 系 (ECCS) の 状 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
態等
残留熱除去系ポンプ A 起動
残留熱除去系ポンプ B 起動
残留熱除去系ポンプ C 起動
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
全制御棒全挿入
取水ピット水位
津波監視

潮位

：ＳＡ範囲

59-9-110

170

別添２

東海第二発電所

原子炉制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-i

171

目

次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 設 計 基 準 事 故 時 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て .........
........................................................ 26 条 -別 添 2 -1
1． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ............................... 26 条 -別 添 2 -1
2． 大 気 拡 散 の 評 価 ....................................... 26 条 -別 添 2 -1
3． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ......... 26 条 -別 添 2 -1
4． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ................... 26 条 -別 添 2 -2
4.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ............................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1.1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く（ 経 路 ② ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 3 室 内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ③ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -4
4.2 入 退 域 時 の 被 ば く ................................... 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ）................................................. 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -6
5． 評 価 結 果 の ま と め ..................................... 26 条 -別 添 2 -6
添付資料 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
1 中 央 制 御 室 の 居 住 性 (設 計 基 準 事 故 )に 係 る 被 ば く 評 価 条 件 表.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 1-1
2 居 住 性 評 価 に 用 い た 気 象 資 料 の 代 表 性 に つ い て ........ 26 条 -別 添 2 - 添 2-1
3 線 量 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 の 評 価 に つ い て ............ 26 条 -別 添 2 - 添 3-1
4 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ........................ 26 条 -別 添 2 - 添 4-1
5 中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 5-1
6 内規

※１

と の 整 合 に つ い て ........................... 26 条 -別 添 2 - 添 6-1※１ 原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）26 条-別添 2-ii

172

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「 原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（平成 21・07・27 原院第 1 号平成 21 年 8 月 12 日）」（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づき行った。

1．大気中への放出量の評価
評価事象は，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量，大気中への放出量は，
仮想事故相当のソースタームを基にする数値，評価手法及び評価条件を使用して評価した。

2．大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した結果を年間について小さい方から順に並べた累積
出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月〜2006 年 3
月の 1 年間における気象データを使用した。なお，当該データの使用に当たっては，当該 1 年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施し，特に異常でないことを確認している。

3．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等を考慮して評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコード，
スカイシャインガンマ線についてはＡＮＩＳＮコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒ
26 条-別添 2-1

173

コードを用いて評価した。

4．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①〜⑤）を第 4-1 図に示す。それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 30 日間とした。
運転員の勤務体系は 5 直 2 交替とし，30 日間の評価期間において最も中央制
御室の滞在期間が長く，入退域回数が多い者を対象として，30 日間の積算線
量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し，実効線量を評価した。

4.1 中央制御室内での被ばく
4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述 3．の方法で実効線量を評価した。

4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性希ガス等（以下「希ガス等」という。）の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

26 条-別添 2-2

174

第 4-1 図

事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条-別添 2-3

175

4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制
御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガス等からのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素（以下「よう素」という。）の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，（1），（2）に示す
中央制御室換気系の効果を考慮した。
（1）中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第4-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転モード
通常時は，中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2）事故時運転モード
事故時は，外気取入口を遮断して，中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環運転とし，運転員を放射線被ばくから防護する。
なお，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，
チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
（2）フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのフィルタユニットを通らない空気の流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。

26 条-別添 2-4

176

第4-2図中央制御室換気系概略図

26 条-別添 2-5

177（外気取り入れ時）

事故時運転モード（閉回路循環時）

通常時運転モード（再循環時）

4.2 入退域時の被ばく
4.2.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路④）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は，「4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ば
く（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，サービス建屋出入口を代表点とし，入退域ごとに評価点に 15 分滞在するとして評価した。

4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑤）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
くは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと
以外は「4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）」と同様な手法で，吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価は，上記 4.2.1 の仮定と同じとした。

5．評価結果のまとめ
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価結果を第 5-1
表に，内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は，原子炉冷却材喪失において実効線量で約 1.8mSv，主蒸気管破断において実効線量で約 1.6mSv であり，法令に26 条-別添 2-6178線量で約 1.8mSv，主蒸気管破断において実効線量で約 1.6mSv であり，法令における緊急時作業に係る線量限度 100mSv を下回っている。
なお,この評価に係る被ばく経路イメージを第 5-3 表に，被ばく評価の主要条件を第 5-4 表及び第 5-5 表に示す。

第 5-1 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断（実効線量）（実効線量）

約 6.6×10−１

約 1.3×10−４

約 2.4×10−２

約 9.2×10−３

約 2.0×10−１

約 1.5×10０

約 8.9×10−１

約 1.5×10０

約 8.7×10−１

約 2.1×10−３

約 3.5×10−２

約 9.4×10−２

小計（④＋⑤）

約 9.1×10−１

約 9.6×10−２

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 1.8

約 1.6

被ばく経路
①建物内の放射性物質から のガンマ線による中中央 制御室 内

央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射 性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく③室内に外気から取り込ま れた放射性物質による中央制御室内での被ばく小計（①＋②＋③）

入退 域時④建物内の放射性物質から のガンマ線による入退域時の被ばく⑤大気中へ放出された放射 性物質による入退域
時の被ばく

26 条-別添 2-7

179

第 5-2 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果の内訳
実効線量（mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断室内作業時

26 条-別添 2-8

入退域時

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

①原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく約 6.6×10−１―

約 6.6×10−１

約 1.3×10−４―

約 1.3×10−４②大気中へ放出された 放射性物質のガンマ線による被ばく約 2.4×10−２―

約 2.4×10−２

約 9.2×10−３―

約 9.2×10−３③室内に外気から取り 込まれた放射性物質による被ばく約 1.1×10−２

約 1.9×10−１

約 2.0×10−１

約 3.9×10−２

約 1.4×10０

約 1.5×10０

小計（①＋②＋③）

約 7.0×10−１

約 1.9×10−１

約 8.9×10−１

約 4.9×10−２

約 1.4×10０

約 1.5×10０④原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく約 8.7×10−１―

約 8.7×10−１

約 2.1×10−３―

約 2.1×10−３⑤大気中へ放出された 放射性物質による被ばく

約 1.5×10−２

約 2.0×10−２

約 3.5×10−２

約 3.8×10−３

約 9.0×10−２

約 9.4×10−２

小計（④＋⑤）

約 8.9×10−１

約 2.0×10−２

約 9.1×10−１

約 5.9×10−３

約 9.0×10−２

約 9.6×10−２

約 1.6×10０

約 2.1×10−１

約 1.8

約 5.5×10−２

約 1.5×10０

約 1.6

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

180

第 5-3 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく経路イメージ①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく、室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）

入退域での被ばく④原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

26 条-別添 2-9⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく、吸入摂取による内部被ばく）181

第 5-4 表
大項目
原子炉格納容器に放中央制御室の居住性（設計基準事故：原子炉冷却材喪失）に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)

出される核分裂生成

原子炉運転時間2000 日物量格 納容 器に放 出される核 分裂 生

希ガス：100%

成物割合

よう素：50%原 子炉 格納容 器への無機 よう 素50%

26 条-別添 2-10

原子炉格納容器内で

の沈着割合

の低減効果

格 納容 器スプ レイ等によ る無 機

分 配係 数（気 相濃度 と液 相濃度

よう素に対する除去効果の比）：100

環境への放出原子炉格納容器からの漏えい率

0.5%/day

非 常用 ガス再 循環系及び 非常 用

再循環：80%ガス処理系のよう素除去効果

外部放出：90%

気象資料
大気拡散

実効放出継続時間

2005 年 4 月〜2006 年 3 月
希ガス：24 時間
よう素：24 時間

累積出現頻度小さい方から 97%

着目方位

1 方位
起動時間遅れ：15min

中央制御室換気設備

閉回路循環運転(27h)，外気取入運転(3h)の交互運転

中 央制 御室非 常時際循環 処理 装
置よう素除去効率
運転員の被ばく評価

中央制御室への空気流入量
交代要員体制への考慮
直 接線 ，スカ イシャイン 線評 価
コード
評価期間

90%
1.0 回／h
5 直 2 交代をベースに滞在時間，入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

182

第 5-5 表
大項目

中央制御室の居住性（設計基準事故：主蒸気管破断）に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力
原子炉運転時間

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

事 象発 生前の 原子炉冷却 材中 の放射性物質濃度
燃 料棒 から追 加放出され る核 分
裂生成物の量26 条-別添 2-11

主 蒸気 隔離弁 閉止前の破 断口 からの放出
主蒸気隔離弁からの追 加さ れる核 分裂生成物 のう ち

放出

主 蒸気 隔離弁 閉止後の破 断口 からの放出
主 蒸気 隔離弁 から建物内 への 漏
えい
気象資料
実効放出継続時間

大気拡散

累積出現頻度着目方位
交代要員体制への考慮

運転員の被ばく評価

直 接線 ，スカ イシャイン 線評 価
コード
評価期間

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)
2000 日I-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成と す る 。 蒸 気 相 中 の ハ ロ ゲ ン 濃度 は ， 液 相 の 濃 度の 1／50 とする
I-131 は 4.44×10 １４ Bq とし，その他の放射性物質
はその組成を平衡組成として求める
希ガスについてはよう素の 2 倍とする
原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合 に 比 例 する と し ， 追 加 放 出
さ れ た 放 射 性 物 質 の 約 1％ が 破 断 口 か ら 放 出 さ れる
主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 後 の 燃 料 棒 から の 核 分 裂 生 成 物の 追 加 放 出 は ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉止 直 後 に ， こ れ ら
す べ て の 核 分 裂 生 成 物 が 瞬 時 に原 子 炉 冷 却 材 中 へ放出される
120％／d2005 年 4 月〜2006 年 3 月
希ガス：1 時間
よう素：20 時間
小さい方から 97%
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位5 直 2 交代をベースに滞在時間，入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

183

添付資料

1

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，
以下の第 1-1 表〜第 1-12 表に示す。

第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1-7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1-9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1-10 表中央制御室換気設備条件

第 1-11 表

運転員交替考慮条件

第 1-12 表

線量換算係数及び呼吸率の条件

26 条-別添 2-添 1-1

184

第 1-1 表
項

目

評価事象

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1／3)

評価条件
原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

炉心熱出力26 条-別添 2-添 1-2

原子炉運転時間

定格出力の約 105％

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力（熱出力 3,440MW）考慮した値を設定

2,000 日5 サイクル運転を考慮し 同上

で十分長時間運転していたとする。

た最大運転期間を設定
サイクル数（バ 5

運転サイクルを想定

同上

ッチ数）
原子炉格納容器 希ガス：100％

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に放出される核 よう素： 50％に示されたとおり設定

分裂生成物量よう素の形態

出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

無機（元素状）よう素：90％ 同上

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう

有機よう素：10％

素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。

原子炉格納容器 50％が沈着

同上

4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう等への無機（元素状）よう素の素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容

沈着効果

器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

185

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

評価条件

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機ように示されたとおり設定
素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

よう素が溶解する割合
原子炉格納容器 0.5％／日

格 納 容 器 内 の 圧 力 に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原からの漏えい率応 し た 漏 え い 率 に 余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容26 条-別添 2-添 1-3を見込んで設定

器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 信 号 に よ り 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィ系等の起動時間

時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余
通 常 運 転 中 も 原 子 炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を維持しているため事故後瞬時に起動すると設定

非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定系等の容量に示されたとおり設定

4.8 回／日

められた値とする。

非常用ガス処理系：
1 回／日

186

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

評価条件

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系
環系等のフィル （再循環）
：80％
タ除去効率

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

非常用ガス処理系（外部放出）：90％

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へ ECCS からの漏えいによ 4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原らの漏えい率導かれたサプレッション・ る放出量は，格納容器内 子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導か

26 条-別添 2-添 1-4

チェンバのプール水の漏え 気 相 部 か ら の 漏 え い に れる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
いによる核分裂生成物の放 よ る 放 出 量 に 比 べ て 十 えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水
出量の評価は省略する。

分に小さく，有意な寄与 の漏えいがあると仮定する。
はないため

放出経路

排気筒放出

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内にに示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

187

第 1-2 表
項

目

評価事象

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)

評価条件
主蒸気管破断（仮想事故相当）

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす
規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方のり設定

事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
い。

炉心熱出力

定格出力の約 105％

定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十（熱出力 3,440MW）を考慮した値を設定

分長時間運転していたとする。

26 条-別添 2-添 1-5

原 子 炉 運 転 時 2,000 日

5 サイクル運転を考 同上間慮した最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5

運転サイクルを想定

同上

ッチ数）
冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性
ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／g
ン等の濃度

規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度

そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。

る。蒸気相中のハロゲン濃蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 と度は，液相の濃度の 1／50

する。

とする。

188

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
その他の放射性物質はその り設定

く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性組成を平衡組成として求め物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスはる。希ガスはよう素の 2 倍

よう素の 2 倍の放出量とする。

の放出量とする。
26 条-別添 2-添 1-6

主 蒸 気 隔 離 弁 原子炉圧力の低下割合に比 同上

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射

閉 止 前 の 燃 料 例するとし，追加放出され性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原

棒 か ら の 追 加 た放射性物質の約 1％が破子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出され放出割合

断口から放出される。

た放射性物質の約 1％が破断口から放出する。

主 蒸 気 隔 離 弁 主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上

4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射

閉 止 後 の 燃 料 棒からの核分裂生成物の追性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，こ棒 か ら の 追 加 加放出は，主蒸気隔離弁閉

れらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出

止直後に，これらすべての放出する。

核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

189

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％

4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とすへの移行割合無機よう素：90％

る。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行す

有機よう素は原子炉圧力容る。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部に器内で分解により 1／10 程キャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス

度に減少するので，気相部

は，すべて瞬時に気相部に移行する。

26 条-別添 2-添 1-7

へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
主 蒸 気 隔 離 弁 隔離弁閉止前：放出された 同上

4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉

閉 止 前 及 び 閉 原子炉冷却材は，完全蒸発冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物

止 後 の 大 気 中 し，同時に放出された放射質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後性物質を均一に含む蒸気雲に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

への放出想定になるとする。
隔離弁閉止後：放出された
放射性物質は，大気中に地上放散する。

190

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとす
主 蒸 気 管 か ら 120％／日の漏えい率（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉閉止しないものとして，設 り設定

止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見計値に余裕を見込んだ値と込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。

し，漏えい率は一定とする。
）
26 条-別添 2-添 1-8

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

191

第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）

約 2.8×10１６

原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換算））
隔離弁
希ガス及びハロゲン等

閉止前

約 2.5×10１４

約 6.1×10１３（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）

隔離弁
閉止後

主蒸気管
破断

隔離弁
閉止前

よう素

約 1.2×10１４

約 1.4×10１２（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算）
）

隔離弁
閉止後

約 2.5×10１２

26 条-別添 2-添 1-9

192

第 1-4 表
項

目

評価条件

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

大気拡散条件(1/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，れたとおり設定
放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向
ともに正規分布になると仮定した次のガウ
スプル−ムモデルを適用して計算する。

気象資料

東海第二発電所における 1 【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

26 条-別添 2-添 1-10

建屋影響を受けない大気拡散 5.1.1(1)c）風向，風速，大気安定度等の観（2005 年 4 月〜2006 年 3 評価を行うため排気筒風（標高 測項目を，現地において少なくとも 1 年間
約 148m（地上高約 140m））の気 観測して得られた気象資料を拡散式に用い月）
年間の気象資料

象データを使用る。放出源の高さにおける気象データが得【主蒸気管破断】られている場合にはそれを活用してよい。

建屋影響を受ける大気拡散評 【主蒸気管破断】価を行うため保守的に地上風 5.1.1(1) 風向，風速，大気安定度等の観測（標高約 18m(地上高約 10m)の 項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用い気象データを使用。
る。
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上れたとおり発電所において観 高さに渡る気象条件の影響を受けるため，測された１年間の気象資料を 地上高さに相当する比較的低風速の気象デ使用（補足説明資料 1-2 参照） ータ（地上 10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。

193

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(2/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間

被ばく評価手法（内規）に示さ 解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化がある
れたとおり設定。

よう素

ただし，24 時間を超えた場合は ので，放出モードを考慮して適切に定めな：24 時間【主蒸気管破断】

保守的に 24 時間とする。

ければならないが，事故期間中の放射性物

希ガス等：1 時間

質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量

よう素で除した値を用いることも一つの方法であ：20 時間26 条-別添 2-添 1-11

る。
【原子炉冷却材喪失】

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

放出源高さ

排気筒：95m（有効高さ）

排気筒放出を想定した風洞実 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建【主蒸気管破断】

験結果から保守的に最小の有 屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建

地上：0m

効高さを設定。

屋内非常用ガス処理系で処理された後，排【主蒸気管破断】

気筒を経由して環境に放出されるとする。

地上放出と想定して設定。

【主蒸気管破断】
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された
放射性物質は大気中に地上放散する。

194

第 1-4 表
項

目

評価条件

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

大気拡散条件(3/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相れたとおり設定。
対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

建屋の影響

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放26 条-別添 2-添 1-12

【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

考慮しない。

排気筒放出を想定し，建屋の影 射性物質の放出点から比較的近距離の場所【主蒸気管破断】

響を受けない大気拡散評価を では，建屋の風下側における風の巻き込み考慮する。

行うため考慮しない。

による影響が顕著となると考えられる。そ【主蒸気管破断】のため，放出点と巻き込みを生じる建屋及地上放出を想定し，建屋の影響 び評価点との位置関係によっては，建屋のを受ける大気拡散評価を行う 影響を考慮して大気拡散の計算をする必要ため，放出点から近距離の建屋 がある。
（原子炉建屋）による巻き込み現象を考慮する。

195

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(4/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。

5.1.2(3)3) 巻き込みを生じる代表的な建【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影 屋として，表 5.1 に示す建屋を選定するこ

建屋【主蒸気管破断】

響を受けない大気拡散評価を とは適切である。

原子炉建屋行うため考慮しない。

表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする【主蒸気管破断】

代表建屋の選定例

放出源から最も近く，巻き込み
26 条-別添 2-添 1-13の影響が最も大きい建屋として，被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定

196

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(5/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

放 射 性 物 質 【中央制御室内】
濃 度 の 評 価 中央制御室中心【中央制御室内】【中央制御室内】
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御点【入退域時】

れたとおり設定室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表

建屋入口【入退域時】

面から，事故時に外気取入を行う場合は主被ばく評価手法（内規）に示さ に給気口を介して，また事故時に外気の取れた方法に基づき設定

入れを遮断する場合には流入によって，放26 条-別添 2-添 1-14

射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在す
るとする。

197

第 1-4 表
項

目

着目方位

評価条件
【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位

大気拡散条件(6/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に入退域時：1 方位及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放【主蒸気管破断】

射性物質濃度を計算する当該着目方位とし中央制御室内：9 方位ては，放出源と評価点とを結ぶラインが含入退域時：9 方位

まれる１方位のみを対象とするのではな

26 条-別添 2-添 1-15

く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
建屋投影

3.0×10３m２

原子炉建屋の投影断面積

面積5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

形状係数

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

198

第 1-5 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価点
中央制御室
中心
建屋入口

第 1-6 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度

相対線量
３

χ／Ｑ（s／m ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.2×10−６

4.9×10−２０

1.2×10−６

5.0×10−２０

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

評価点

相対濃度

相対線量
３

χ／Ｑ（s／m ）中央制御室

8.3×10−４（希ガス）中心

4.9×10−４（よう素）

建屋入口

8.2×10−４（希ガス）
4.9×10−４（よう素）

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）
2.9×10−１８
2.9×10−１８

26 条-別添 2-添 1-16

199

第 1-7 表項

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/2)

目

評価条件

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容されたとおり設定
器内に放出される放射性物質の量の炉心内

分裂生成物

蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉同上

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器

26 条-別添 2-添 1-17線 源強度分布

建屋原子炉棟内に漏内に放出された放射性物質は，原子炉格納容源

えいした核分裂生成

器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格条物が均一に分布納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及件

び直接ガンマ線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。
事故の評価期間 30 日

同上

解説 3.2

評価期間は，事故発生後 30 日間

とする。

200

第 1-7 表項

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)

目

評価条件

選定理由

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮
デル状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

計26 条-別添 2-添 1-18

算モ 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
デ デル化

状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組

ル

成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に条対して，配置，形状及び組成を明らかにして，

件

遮へい効果を見込んでもよい。
直接線・スカイ 直接線評価：

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。

シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ

ードを使用している

コード

スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

201

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)
評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び放出される核分 等されたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期
裂生成物の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建26 条-別添 2-添 1-19

屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。
線
源条
件

タービン建屋内 主蒸気隔離弁からタ
線源強度分布同上

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からターービン建屋内に放出

ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量した核分裂生成物のがタービン建屋から漏えいすることなく，タ全量が均一に分布

ービン建屋の自由空間容積に均一に分布す
るものとする。このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガ
ンマ線の線源とする。

事故の評価期間 30 日

同上

解説 3.2

評価期間は，事故発生後 30 日間

とする。

202

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)
評価条件

選定理由

タービン建屋の タービン建屋の幾何 建屋外壁を遮蔽体として考慮
モデル
形状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

計算 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
26 条-別添 2-添 1-20

モ デル化

状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組デ成から計算する。建屋等の構造壁又は天井にル

対して，配置，形状及び組成を明らかにして，条

遮へい効果を見込んでもよい。

件 直接線・スカイ 直接線評価：
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ
コード

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
ードを使用している

スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

203

第 1-9 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

代表エネルギエネルギ範囲（MeV／dis）（MeV／dis）

0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

0.01 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

1.2×10
2.3×10１５
7.2×10１７
1.0×10１５
000
6.2×10２１
4.6×10１７
4.8×10１９
4.9×10２０
1.5×10２０
7.7×10１８
7.8×10１８
7.0×10１７
6.2×10１９
1.8×10２０
1.1×10２０
4.5×10１９
2.2×10１９
4.8×10１６
1.5×10１９
5.5×10１８
4.5×10１８
2.6×10１９
1.1×10１８
2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

主蒸気管破断9.0×10１４
8.0×10１３
3.6×10１５
7.7×10１６
000
5.6×10１８
6.3×10１６
1.3×10１８
1.1×10１８
2.0×10１８
4.6×10１６
1.2×10１６
5.4×10１５
3.1×10１７
2.4×10１７
2.5×10１７
9.5×10１６
9.3×10１６
4.8×10１４
1.8×10１６
3.0×10１６
2.8×10１６
1.2×10１７
8.9×10１５
3.7×10１４
8.2×10１３
3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-21

204

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的 7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）
外気取り込み転（循環運転と外気 にインリークがないと想定 の経路で放射性物質が外気から取り込まれること
取入を交互に行う。
） した場合の室内の二酸化炭 を想定する。
閉回路循環運転

素濃度を考慮し設定

a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取26 条-別添 2-添 1-22

：27 時間入れること

外気取入循環運転b)中央制御室内に直接，流入すること：3 時間
中央制御室換気 2.8×10３m３

設計値

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備処理空間容能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中積

央制御室内の放射能濃度を求める。

外部γ線による 2.8×10３m３

同上

7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央全身に対する線

制御室と異なる階層部分のエンベロープについ

量評価時の自由て，階層間の天井等による遮へいがあるので，中体積

央制御室の容積から除外してもよい。
３

中央制御室換気 通常時：0m ／h
３

同上

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h

能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中量

央制御室内の放射能濃度を求める。

205

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

中央制御室非常 90％
用循環設備よう設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。

素フィルタによ97％以上）

る除去効率
事故時運転モー 15 分

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合

ドへの切替時間と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に

26 条-別添 2-添 1-23

作を開始するまでの値

要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

空気流入率

1 回／h

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定（0.45 回／h）を基に余裕を は，見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 1-3 参照）

206

第 1-11 表
項

目

評価条件

中央制御室滞在期間 196 時間

運転員交替考慮条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定

入退域回数

32 回

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時 態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間
26 条-別添 2-添 1-24間が最大となる運転班を想定し の割合で配分する。
設定

7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

207

第 1-12 表
項目

線量換算係数

評価条件

線量換算係数及び呼吸率の条件
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，
成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq
I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq

26 条-別添 2-添 1-25

I-134：1.5×10-10 Sv／Bq
I-135：9.2×10-10 Sv／Bq
呼吸率

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
に基づく）

H1

T
0

RH C 1 ( t )dt

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：よう素(I-131)吸入摂取時の成人の実効線量への換算係数(Sv／Bq)
Cl(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(I-131 等価量) (Bq／m３)
T：計算期間(30 日間)

208

2

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

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

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

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査する
ことが望ましいとしている。
26 条-別添 2-添 2-1

209

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

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

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

26 条-別添 2-添 2-2

210

第 2-1 表

検定に用いた観測記録

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

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

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

26 条-別添 2-添 2-3

211

第 2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10m

81m ※2

140m

気象台

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

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

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

212

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

第 2-3 表棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m３ ） 相対濃度 ※ （s／m３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10 −６

0.864

Ｅ

1.982×10 −６

1.010×10 −６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10 −６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10 −６

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

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月〜
26 条-別添 2-添 2-5

213

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

26 条-別添 2-添 2-6

21426 条-別添 2-添 2-7215

26 条-別添 2-添 2-8216

26 条-別添 2-添 2-9217

26 条-別添 2-添 2-10218

26 条-別添 2-添 2-11219

26 条-別添 2-添 2-12220

26 条-別添 2-添 2-13

221

26 条-別添 2-添 2-14

222

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

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

26 条-別添 2-添 2-15

223

別

紙

気象資料及び評価距離の変更に伴う線量評価の変更について

新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に係る線量評価においては，東海第二発電所敷地内で観測された 1981 年度の気象観測データから代表性が確認された 2005 年度の気象観測データへ変更している。また，周辺監視区域
境界の一部を変更している。
上記の変更に伴う「平常運転時における一般公衆の受ける線量評価（補足
1 参照）」及び「設計基準事故時の線量評価（補足 2 参照）」の変更について確認した。主な線量評価結果の変更の状況をまとめて第 1 表及び第 2 表に示す。

第1表

平常運転時における一般公衆の受ける線量評価について（μSv／y）

希ガス

3.3

2005 年度（新規制基準に係る
変更申請）
2.8

よう素

5.2

5.2

液体廃棄物

0.4

0.4

9.0

8.4

1981 年度（現行設置許可）

合

計

第2表

設計基準事故時の線量評価について（mSv）

1981 年度（現行設置許可）2005 年度（新規制基準に係る変更申請）

放射性気体廃棄物処理施設の破損

6.7×10−２

5.3×10−２

主蒸気管破断1.8×10−１

1.8×10−１

燃料集合体の落下

2.1×10−２

1.8×10−２

原子炉冷却材喪失

2.7×10−４

2.7×10−４

制御棒落下

4.0×10−３

3.2×10−３

26 条 -別 添 2-添 2-16

224

補足1
気象資料の変更等に伴う平常運転時における一般公衆の受ける線量評価の変更について

1．概要
東海第二発電所の平常運転時における環境への放射性物質の放出に伴う一般公衆の受ける線量が，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標に関する指針」に定める線量目標値（50μSv／y）を満足することを確認するために，線量評価を行った。
今回の申請における主な変更点は，気象資料の変更及び周辺監視区域境界の一部変更に伴う線量評価の変更である。
放射性物質の環境への放出量及び一般公衆の受ける線量の計算は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（以下，「線量評価指針」という。
）及び「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に従って行った。なお，今回の申請に伴う放出量の変更ない。

2．気体廃棄物の年間放出量（1）放出量の計算方法
気体廃棄物の年間放出量は，原子炉施設の稼働率を 80％，炉心燃料から冷却材への全希ガス漏えい率(以下，「全希ガス漏えい率」という。)ｆについて，年間平均を想定した 30 分減衰換算値で 1.11×10１０Bq／s とし，放出経路ごとに「線量評価指針」に従い以下により計算している。(以下の計算では，全希ガス
漏えい率を無次元の値として用いる。)

26 条 -別 添 2-添 2-17225

a. 蒸気式空気抽出器排ガス中の希ガス及びよう素（a）復水器から蒸気式空気抽出器排ガス(以下，「空気抽出器」という。)に移行
する希ガス及びよう素の割合はそれぞれ 100％及び 1％とする。
（b）空気抽出器排ガスの減衰に用いられる 30 分減衰配管の希ガス滞留時間は30 分，活性炭式希ガスホールドアップ装置の希ガス保持時間は，キセノン
27 日間，クリプトン 40 時間とする。
（c）空気抽出器排ガス中に含まれるよう素は，活性炭式希ガスホールドアップ
装置により十分減衰されるので無視する。
b. 真空ポンプの運転による排ガス中の希ガス及びよう素（a）真空ポンプの運転による排ガス中の希ガスの年間放出量は，1.25×10４Bqに全希ガス漏えい率（1.11×10１０）を乗じた値とし，放出回数は年間 5 回の間欠放出とする。この場合，放出希ガスの実効エネルギは，減衰時間を12 時間として計算した希ガスの核種組成から求める。
（b）真空ポンプの運転による排ガス中のＩ-131 及びＩ-133 の年間放出量は，0.4Bq に全希ガス漏えい率（1.11×10１０）を乗じた値とし，放出回数は年間5 回の間欠放出とする。
c. 換気系から放出される希ガス及びよう素（a）希ガスの放出量は，第 1 表の係数に炉心燃料からの希ガス各核種の漏えい率（Bq／s）を乗じて計算する。この場合，放出希ガスの実効エネルギは，減衰時間を 30 分として計算した希ガスの核種組成から求める。
（b）よう素の放出量は，第 1 表の数値に冷却材中のＩ-131 及びＩ-133 の濃度（Bq／g）を乗じた値としている。
d. 定期検査時に放出されるＩ-131
定期検査時のＩ-131 の放出量は，2Bq に全希ガス漏えい率(1.11×10１０ )を乗じた値としている。
26 条 -別 添 2-添 2-18

226

（2）希ガス及びよう素の放出量
a. 希ガスの放出量
希ガスの放出量及び実効エネルギの計算結果を第 2 表に示す。
b. よう素の放出量
よう素の放出量の計算結果を第 3 表に示す。

3．液体廃棄物の年間放出量
液体廃棄物の主なものは，各建屋の機器からのドレン，各建屋の床ドレン，再生廃液等の化学廃液及び洗濯廃液である。
液体廃棄物中の放射性物質による線量の評価を行う際には，液体廃棄物処理系の運用の変動を考慮して液体廃棄物の年間放出量は，トリチウムを除き 3.7×10１
０Bq，トリチウムは 3.7×10１２Bq とする。
なお，トリチウムの環境放出量については，先行炉の実績等を考慮すると年間

3.7×10１２Bq と推定される。

4．気象条件
気象条件は，現地における 2005 年 4 月〜2006 年 3 月までの観測による気象資料を使用する。
線量の計算に使用する風向別大気安定度別風速逆数の総和及び風向別風速逆数の平均を第 4 表及び第 5 表に示す。
また，気象資料及び風洞実験から求めた放出源の有効高さ（東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社））を第 6 表に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-19227

5．線量の計算（1）気体廃棄物中の希ガスのγ線に起因する実効線量
気体廃棄物中の希ガスのγ線に起因する実効線量の計算は，放射性雲からのγ線による実効線量を対象に，希ガスの年間放出量，γ線実効エネルギ，気象資料等を用いて行った。
線量の計算は，周辺監視区域の北側及び西側境界の 7 方位並びに参考として，
国立研究開発法人原子力研究開発機構原子力科学研究所（以下，「原子力科学研究所」という。
）の周辺監視区域と接する南側及び南側及び海となっている東側の 9 方位について希ガスのγ線による実効線量の計算を行う。線量計算地点を
第 1 図に示す。
周辺監視区域境界外の希ガスのγ線に起因する実効線量の計算結果を第 7 表に示す。これによれば，北側及び西側の周辺監視区域境界外で希ガスのγ線による実効線量の最大値は，排気筒の西南西約 640m の地点において，約 3.2μSv／y である。
また，将来の集落の形成を考慮し，排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの 11 方位，北側については周辺監視区域境界，
西側については国道 245 号線，南側については原子力科学研究所の南側周辺監視区域境界のそれぞれの外側において行い，希ガスのγ線による実効線量が最大となる地点での線量を求める。
線量計算地点を第 2 図に示す。
将来の集落の形成を考慮した地点の希ガスのγ線に起因する実効線量の計算
結果を第 8 表に示す。これによれば，将来の集落の形成を考慮した地点のうち
希ガスのγ線による実効線量が最大となるのは，排気筒の南西約 1,280m の地点であり，その実効線量は約 2.8μSv／y である。
（2）液体廃棄物中に含まれる放射性物質に起因する実効線量
液体廃棄物中に含まれる放射性物質（よう素を除く。
）に起因する実効線量の26 条 -別 添 2-添 2-20228

計算は，放射性物質が海産物を介して人体に摂取される場合の実効線量を対象に，放射性物質の年間放出量及び海水中における放射性物質の濃度を用いて行った。
なお，海水中における放射性物質の濃度は，液体廃棄物中の放射性物質の年間放出量及び第 9 表の核種組成から第 10 表の復水器冷却水放水口における放射性物質の年間平均濃度を求めて用いた。
液体廃棄物中に含まれる放射性物質（よう素を除く。
）に起因する実効線量は
約 5.2μSv／y である。
（3）よう素に起因する実効線量
よう素に起因する実効線量の計算は，気体廃棄物中のよう素及び液体廃棄物
中のよう素に着目し，これらが吸入，葉菜，牛乳及び海産物を介して，成人，
幼児及び乳児にそれぞれ摂取される場合の実効線量を対象に行った。
ａ．気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
よう素の年平均地上空気中濃度の計算は，気体廃棄物中のよう素の年間放出量，気象資料等を用いて行った。
なお，計算地点は，将来の集落の形成を考慮し，排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの 11 方位，北側については周辺監視区域境界，西側については国道 245 号線，南側については原子力科学研究所の南側周辺監視区域境界のそれぞれの外側において気体廃棄物中に含まれるよう素の年平均地上空気
中濃度が最大となる地点（排気筒から南西約 4,400m の地点）とした。
吸入摂取，葉菜摂取及び牛乳摂取による実効線量の計算結果を第 11 表に示す。
これによれば，気体廃棄物中のよう素の吸入摂取，葉菜摂取及び牛乳摂取による実効線量は，成人で約 0.06μSv／y，幼児で約 0.3μSv／y，乳児で約 0.3
μSv／y である。
26 条 -別 添 2-添 2-21229

b．液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
海水中のよう素濃度は，復水器冷却水放水口における濃度を用いた。
実効線量の計算結果を第 12 表に示す。これによれば，液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量は，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.008μSv／y，幼児で約 0.03μSv／y，乳児で約 0.03μSv／y である。また，海藻類を摂取しない場合は，成人で約 0.008μSv／y，幼児で約 0.02μSv／y，乳児で約 0.01μSv／y である。
ｃ．気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量
実効線量の計算結果を第 12 表に示す。これによれば，気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量は，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.01μSv／y，幼児で約 0.05μSv／y，乳児で約 0.07Sv／y である。また，海藻類を摂取しない場合は，成人で約 0.07μSv／y，幼児
で約 0.4μSv／y，乳児で約 0.3μSv／y である。

6．線量の評価結果
将来の集落の形成を考慮し，気体廃棄物中の希ガスのγ線による実効線量，液体廃棄物中の放射性物質（よう素を除く。
）による実効線量並びに気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量を評価した結果は，それぞれ約 2.8μSv／y，約 5.2μSv／y 及び約 0.4μSv／y となり，合計約8.4μSv／y である。
この値は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」に示される線量目標値 50μSv／y を下回る。

26 条 -別 添 2-添 2-22

230

第1表

換気系における希ガス及びよう素の漏えい係数

換気系
核

タービン建屋

原子炉建屋

廃棄物処理建屋

1×10−３

1×10−３※

1×10−３※Ｉ−131

0.3（g／s）

0.6（g／s）

0.2（g／s）

Ｉ−133

0.2（g／s）

0.2（g／s）

0.03（g／s）

種
希ガス

よ
う
素

※ Ｘｅ-133,Ｘｅ-135,Ｘｅ-135m 以外の核種は無視する。

第2表

希ガス放出量及び実効エネルギ

γ線実効エネル

希ガス放出率

希ガス放出量ギ（MeV／dis）（Bq／s）（Bq／y）

空気抽出器

約 5.1×10−２

約 3.2×10７

約 8.0×10１４

真空ポンプ

約 2.5×10−１―

約 1.4×10１４

タービン建屋約 8.2×10−１

約 1.1×10７

約 2.8×10１４

原子炉建屋

約 2.2×10−１

約 3.9×10６

約 9.8×10１３

廃棄物処理建屋

約 2.2×10−１

約 3.9×10６

約 9.8×10１３

約 2.5×10−１※―

約 1.4×10１５

放出経路

換
気
系

合 計

※ 連続放出分のγ線平均エネルギ

26 条 -別 添 2-添 2-23

231

第3表

よう素の放出量

Ｉ-131
放出経路

Ｉ-133

放出率
（Bq／s）

放出量（Bq／y）

放出率（Bq／s）

放出量（Bq／y）―

約 4.4×10９―

約 4.4×10９

運転時

約 1.3×10３

約 3.3×10１０

約 3.6×10３

約 9.0×10１０

定検時―

約 2.2×10１０

―

―

計

―

約 5.9×10１０―

約 9.4×10１０

真空ポンプ

換気系

合

26 条 -別 添 2-添 2-24

232

第4表

風向別大気安定度別風速逆数の総和（s／m）
大 気 安 定度
風 下方 位

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

Ｎ

Ｓ

0.87

16.25

4.55

37.61

9.89

63.80

ＮＮＥ

ＳＳＷ

2.24

13.49

4.38

83.07

16.23

68.03

ＮＥ

ＳＷ

6.03

18.32

21.78

185.23

22.49

82.60

ＥＮＥ

ＷＳＷ

6.89

32.36

19.96

120.26

13.65

69.80

Ｅ

Ｗ

9.87

54.23

17.38

65.00

9.12

40.76

ＥＳＥ

ＷＮＷ

13.27

38.83

7.53

46.44

8.42

39.56

ＳＥ

ＮＷ

8.02

35.03

9.96

48.24

5.29

29.15

ＳＳＥ

ＮＮＷ

4.56

36.70

10.48

28.84

1.30

25.12

Ｓ

Ｎ

8.98

41.78

11.59

38.41

5.18

30.20

ＳＳＷ

ＮＮＥ

5.17

24.93

3.75

29.47

6.74

41.18

ＳＷ

ＮＥ

1.93

28.05

2.98

31.49

3.90

45.45

ＷＳＷ

ＥＮＥ

5.73

21.45

3.37

35.03

6.34

65.97

Ｗ

Ｅ

2.08

34.83

5.36

31.55

4.29

69.43

ＷＮＷ

ＥＳＥ

6.30

44.31

9.85

44.87

11.69

84.81

ＮＷ

ＳＥ

1.46

37.02

11.28

68.80

10.15

98.42

ＮＮＷ

ＳＳＥ

1.30

17.25

5.37

45.79

15.30

84.99

風 向

大気安定度観測点：標高 18m
風向，風速観測点：標高 148m

26 条 -別 添 2-添 2-25

233

第 5 表 風向別大気安定度別風速逆数の平均及び風向別風速逆数の平均（s／m）
大 気 安 定度
風 下方 位

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

全安定度

Ｎ

Ｓ

0.69

0.60

0.38

0.41

0.29

0.43

0.42

ＮＮＥ

ＳＳＷ

1.74

0.64

0.31

0.25

0.27

0.43

0.32

ＮＥ

ＳＷ

0.82

0.45

0.18

0.15

0.28

0.46

0.21

ＥＮＥ

ＷＳＷ

0.51

0.40

0.23

0.23

0.29

0.59

0.30

Ｅ

Ｗ

0.60

0.42

0.24

0.34

0.36

0.68

0.40

ＥＳＥ

ＷＮＷ

0.54

0.41

0.25

0.40

0.39

0.93

0.47

ＳＥ

ＮＷ

0.65

0.46

0.29

0.45

0.47

0.82

0.49

ＳＳＥ

ＮＮＷ

0.49

0.33

0.24

0.34

0.42

0.62

0.36

Ｓ

Ｎ

0.52

0.28

0.18

0.29

0.46

0.45

0.31

ＳＳＷ

ＮＮＥ

0.63

0.47

0.27

0.33

0.42

0.42

0.40

ＳＷ

ＮＥ

0.46

0.44

0.17

0.36

0.23

0.33

0.35

ＷＳＷ

ＥＮＥ

0.43

0.37

0.24

0.40

0.30

0.36

0.36

Ｗ

Ｅ

0.49

0.35

0.19

0.33

0.20

0.35

0.33

ＷＮＷ

ＥＳＥ

0.61

0.34

0.18

0.25

0.25

0.33

0.30

ＮＷ

ＳＥ

0.63

0.36

0.16

0.25

0.19

0.30

0.27

ＮＮＷ

ＳＳＥ

0.58

0.49

0.22

0.30

0.22

0.29

0.29

風 向

大気安定度観測点：標高 18m
風向，風速観測点：標高 148m

26 条 -別 添 2-添 2-26

234

第6表

放出源の有効高さ
（m）

方

位

有効高さ

Ｎ

190

ＮＮＥ

200

ＮＥ

195

ＳＥ

170

ＳＳＥ

185

Ｓ

210

ＳＳＷ

180

ＳＷ

150

ＷＳＷ

195

Ｗ

205

ＷＮＷ

205

ＮＷ

220

ＮＮＷ

200

（注１）表中の方位以外の有効高さについては，上表の有効高さのうち最も低い値を使用する。
（注２）方位ＳＳＥは海を隔てて比較的近距離のところに陸地が存在するため，有効高さを評価した。

26 条 -別 添 2-添 2-27

235

第 7 表 周辺監視区域境界における希ガスのγ線に起因する実効線量

東海第二発電所排気筒から
計 算 地 点 の 方 位 及 び 距 離 （ m） 希ガスのγ線に起因する実効線量（μSv／ y）
方 位
距 離周辺監視区域境界

海

側

参考

ＷＳＷ

640

約 3.2×10 ０

Ｗ530

約 2.4×10 ０

ＷＮＷ

600

約 1.8×10 ０

ＮＷ

660

約 1.4×10 ０

ＮＮＷ

890

約 1.1×10 ０

Ｎ850

約 1.3×10 ０

ＮＮＥ

600

約 1.5×10 ０

ＮＥ

360

約 2.2×10 ０

ＥＮＥ

270

約 3.4×10 ０

Ｅ230

約 4.5×10 ０

ＥＳＥ

250

約 4.8×10 ０

ＳＥ

290

約 4.6×10 ０

ＳＳＥ

350

約 3.0×10 ０

Ｓ330

約 2.5×10 ０

ＳＳＷ

350

約 4.3×10 ０

ＳＷ

430

約 5.5×10 ０

地点
原子力科学
研究所側

※計算地点については，第 1 図に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-28

236

第8表

希ガスのγ線に起因する実効線量

将来の集落の形成を考慮した地点

計算地点の
方位

排気筒からの距離（m）

希ガスのγ線に起因する実効線量（μSv／y）

ＮＮＥ

600

約 1.5×10０

Ｎ850

約 1.3×10０

ＮＮＷ

890

約 1.1×10０

ＮＷ660

約 1.4×10０

ＷＮＷ

600

約 1.8×10０

Ｗ660

約 2.1×10０

ＷＳＷ

930

約 2.3×10０

ＳＷ

1,280

約 2.8×10０（最大値）

ＳＳＷ

1,690

約 1.0×10０

Ｓ

1,870

約 5.0×10-１

ＳＳＥ

2,900

約 4.8×10-１※計算地点については，第 2 図に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-29

237

第9表

液体廃棄物中に含まれる放射性物質の核種組成

核 種

組 成
（％）

Ｃｒ-51

2

Ｓｒ-89

2

Ｍｎ-54

40

Ｓｒ-90

1

Ｆｅ-59

7

Ｉ-131

2

Ｃｏ-58

3

Ｃｓ-134

5

Ｃｏ-60

30

Ｃｓ-1378

第 10 表

核

種

組 成
（％）

復水器冷却水放水口における放射性物質の年間平均濃度
種

年間平均濃度（Bq／cm３）

Ｃｒ-51

約 4.7×10−７

Ｍｎ-54

約 9.5×10−６

Ｆｅ-59

約 1.7×10−６

Ｃｏ-58

約 7.1×10−７

Ｃｏ-60

約 7.1×10−６

Ｓｒ-89

約 4.7×10−７

Ｓｒ-90

約 2.4×10−７

Ｉ-131

約 4.7×10−７

Ｃｓ-134

約 1.2×10−６

Ｃｓ-137

約 1.9×10−６

Ｈ-3

約 2.4×10−３

核

26 条 -別 添 2-添 2-30

238

第 11 表年齢
グループ

気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量（μSv／y）

摂取
経路

Ｉ-131

Ｉ-133

合

計

吸入

約 7.6×10−３

約 2.3×10−３

約 9.9×10−３

葉菜

約 2.4×10−２

約 1.2×10−３

約 2.5×10−２

牛乳

約 2.3×10−２

約 5.1×10−４

約 2.3×10−２

合計

約 5.4×10−２

約 4.0×10−３

約 5.8×10−２

吸入

約 1.4×10−２

約 5.0×10−３

約 1.9×10−２

葉菜

約 5.5×10−２

約 3.3×10−３

約 5.9×10−２

牛乳

約 2.6×10−１

約 7.0×10−３

約 2.7×10−１

合計

約 3.3×10−１

約 1.5×10−２

約 3.5×10−１

吸入

約 8.5×10−３

約 3.6×10−３

約 1.2×10−２

葉菜

約 4.1×10−２

約 2.9×10−３

約 4.4×10−２

牛乳

約 2.3×10−１

約 8.6×10−４

約 2.3×10−１

合計

約 2.8×10−１

約 7.4×10−３

約 2.9×10−１

成人

幼児

乳児

第 12 表気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する
実効線量

年齢
グループ

液体廃棄物中に含まれるよう素に 気体廃棄物中及び液体廃棄物中に起因する実効線量含まれるよう素に起因する実効線（μSv／y）
量（μSv／y）
海藻類を摂取す 海藻類を摂取し 海藻類を摂取す 海藻類を摂取し
る場合
ない場合
る場合
ない場合

成人

約 8.5×10−３

約 8.3×10−３

約 1.2×10−２

約 6.6×10−２

幼児

約 2.5×10

−２

−２

−２

約 3.7×10−１
（最大値）

乳児

約 3.2×10−２

約 7.1×10−２

約 3.0×10−１

約 1.9×10

約 1.5×10−２

約 5.4×10

26 条 -別 添 2-添 2-31

239

第1図

線量計算地点図（その1）26 条 -別 添 2-添 2-32

240

第 2図

線 量 計 算 地 点 図 （ そ の 2）

26 条 -別 添 2-添 2-33

241

第5.1-1図 線量計算地点図（その１）26 条 -別 添 2-添 2-34

242

第5.1-2図 線量計算地点図（その２）26 条 -別 添 2-添 2-35

243

補足 2
気象資料の変更等に伴う事故時の線量評価について

1. 概要
東海第二発電所の「事故」の解析に当たっては，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価審査指針」という。）に基づき，原子炉施設から放出される放射性物質による敷地周辺への影響が大きくなる
可能性のある事象について，これらの事象が発生した場合における工学的安
全施設等の主として「異常影響緩和系」に属する構築物，系統，機器の設計の妥当性を確認する見地から，代表的な事象を選定し，評価を行った。
「事故」の解析のうち，「環境への放射性物質の異常な放出」については，
以下の事象を選定し，核分裂生成物の放出量及び実効線量の評価を行った。
今回の申請における変更点は，気象資料の変更に伴う線量評価の変更である。
(1)

放射性気体廃棄物処理施設の破損(2)

主蒸気管破断(3)

燃料集合体の落下(4)

原子炉冷却材喪失

(5)

制御棒落下

2. 判断基準
想定された事象が発生した場合，放射性物質の放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認する。このことを判断する基準は以下のとおりである。
周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。
（実効線量：5mSv 以下）

26 条-別添 2-添 2-34244

3．気象条件
気象条件は，現地における 2005 年 4 月〜2006 年 3 月までの観測による気象資料を使用する。また，気象資料及び風洞実験（東海第二発電所大気拡散風洞
実験報告書（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社））から求めた放出源の有効高さを第 1 表に示す。
観測された気象データの風向，風速，大気安定度，実効放出継続時間及び放出源の有効高さ等に基づき，陸側方位における非居住区域境界以遠で最大の相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）を求め，これらを用いて各種事故の線量評価を行う。

第1表

放出源の有効高さ
（m）

方

位

有効高さ

Ｎ

105

ＮＮＥ

95

ＮＥ

海側

ＥＮＥ

海側

Ｅ

海側

ＥＳＥ

海側

ＳＥ

海側

ＳＳＥ

115

Ｓ

105

ＳＳＷ

100

ＳＷ

110

ＷＳＷ

110

Ｗ

115

ＷＮＷ

105

ＮＷ

105

ＮＮＷ

105

26 条-別添 2-添 2-35

245

4. 評価結果
各種事故（環境への放射性物質の異常な放出）における核分裂生成物の放出量，大気拡散条件，実効線量の評価結果等を第 2 表に示す。

第2表

各種事故時の放出量，大気拡散条件，実効線量の評価結果等について
放射性気体
廃棄物処理
施設の破損

核
分
裂
生
成
物
放
出
量

燃料集合体
の落下

原子炉
冷却材喪失

制御棒落下

約3.1×10１４

約4.0×10１２

約2.1×10１３

約6.1×10１０

約4.8×10９

約1.8×10１１

約4.4×10−１９

約5.1×10−２０

約4.5×10−２０

約5.1×10−２０

約1.4×10−５

約2.0×10−６

約8.0×10−７

約8.5×10−７

排気筒

タービン
建屋

排気筒

排気筒

排気筒

1

1

15

24

12

−

20

5

24

24

約5.3×10−２

約1.8×10−１

約1.8×10−２

約2.7×10−４

約3.2×10−３

希ガス[γ線
0.5MeV
換算値]（Bq）

約6.2×10１４

よう素[Ｉ-131
等価量]
（Bq）

−

大 相対線量Ｄ／Ｑ
約8.5×10−２０気
拡 （Gy／Bq）
散 相対濃度条χ／Ｑ−件 （s／m３）
放出位置
希
ガ
実効放出
ス
継続時間
よ
（hr）
う
素
実効線量
（mSv）

主蒸気管
破断
主蒸気隔離弁
閉止前※１
約9.9×10１２
主蒸気隔離弁
閉止後※１
約3.4×10１２
主蒸気隔離弁
閉止前
約1.8×10１１
主蒸気隔離弁
閉止後
約1.1×10１０

周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。
（実効線量≦5mSv） ※２※１：ハロゲン等を含む（よう素も含み，外部被ばくによる実効線量評価の観点から取り扱っている。）。
※２：「安全評価審査指針」解説中の値
判断基準

26 条-別添 2-添 2-36

246

5. 各事象の詳細説明(1)放射性気体廃棄物処理施設の破損

a. 原

因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により放射性気体廃棄物処理施設が破損した場合には，破損箇所から放射性気体廃棄物が漏えいし，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b. 評価条件及び評価結果
放射性気体廃棄物処理施設破損時の評価条件及び評価結果を第 3 表に示す。
また，放射性気体廃棄物処理施設破損時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 1 図に，希ガスが大気中に放出されるまでの過程を第 2 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-37

247

第3表

放射性廃棄物処理施設破損時の評価条件及び評価結果

26 条-別添 2-添 2-38

248

26 条-別添 2-添 2-39

249

第1図

放射性廃棄物処理施設破損時の核分裂生成物の放出経路

第2図

放射性廃棄物処理施設破損時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-40

250

(2)

主蒸気管破断a．原因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）外で主蒸気管が破断した場合には，破断口から原子炉
冷却材（以下「冷却材」という。）が流出し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
主蒸気管破断時の評価条件及び評価結果を第 4 表に示す。
また，主蒸気管破断時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 3 図に，希ガス及びハロゲン等が大気中に放出されるまでの過程を第 4 図及び第 5
図に示す。

26 条-別添 2-添 2-41

251

第4表

主蒸気管破断時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-42

252

第4表

主蒸気管破断時の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-43

253

26 条-別添 2-添 2-44

254

第3図

主蒸気管破断時の核分裂生成物の放出経路

第4図

主蒸気管破断時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）
26 条-別添 2-添 2-45

255

第5図

主蒸気管破断時のハロゲン等の大気放出過程（I-131 等価量）

26 条-別添 2-添 2-46

256

(3)

燃料集合体の落下
a．原

因

原子炉の燃料交換時に，燃料取扱装置の故障，破損等により燃料集合体が落下して破損し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果を第 5 表に示す。
また，燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 6 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 7 図及び第 8
図に示す。

26 条-別添 2-添 2-47

257

第5表

燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-48

258

第5表

燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-49259

26 条-別添 2-添 2-50

260

第6図

燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路

第7図

燃料集合体の落下時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-51

261

第8図

燃料集合体の落下時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-52

262

(4)

原子炉冷却材喪失
a．原

因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により，原子炉
冷却材が系外に流出し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
原子炉冷却材喪失時の評価条件及び評価結果を第 6 表に示す。
また，原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 9 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 10 図及び第11 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-53

263

第6表

原子炉冷却材喪失の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-54

264

第6表

原子炉冷却材喪失の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-55

265

26 条-別添 2-添 2-56

266

第9図

原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路

第 10 図原子炉冷却喪失時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-57

267

第 11 図原子炉冷却材喪失時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-58

268

(5)

制御棒落下
a．原

因

原子炉が臨界又は臨界近傍にあるとき，制御棒駆動軸から分離した制御棒が炉心から落下し，急激な反応度投入と出力分布変化が生じ，燃料棒が破損し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
制御棒落下時の評価条件及び評価結果を第 7 表に示す。
また，制御棒落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 12 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 13 図及び第 14 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-59

269

第7表

制御棒落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-60

270

第7表

制御棒落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-61

271

26 条-別添 2-添 2-62

272

第 12 図

制御棒落下時の核分裂生成物の放出経路

第 13 図

制御棒落下時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-63273

第 14 図

制御棒落下時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-64274

5．まとめ
評価結果に示すとおり，「事故」のうち「環境への放射性物質の異常な放出」
について，「安全評価審査指針」に示される判断基準である「周辺公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと」を満足している。

26 条-別添 2-添 2-65

275

3

線量評価に用いる大気拡散の評価について

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順番に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，建屋放出時の着目方位は，第 3-1 図から第 3-2 図に示す通り，建屋による広がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

第 3-1 図主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 3-1

276

第 3-2 図

主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 3-2

277

4

空気流入率試験結果について「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（平成21・07・27 原院第1 号平成 21 年8 月12 日）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細は次ページ以降に示す。

26 条-別添 2-添 4-1

278

第4-1表東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

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

系 統：（測定値−平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系−7.6〜7.0％

Ｂ系−5.7〜8.1％

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

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

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

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している−

特異点の除外はない−

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

0.47 回/h（±0.012）−

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

−

特記事項

26 条-別添 2-添 4-2

279

5

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 5-1
表に，評価期間 30 日間の直交替スケジュールを第 5-2 表に示す。

第 5-1 表運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間

1直

8:00〜21:45（13 時間 45 分）

2直21:30〜8:15（10 時間 45 分）

第 5-2 表日

直交替スケジュール

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

２直 21:30〜8:15

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

指定休

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

E

A

A

B

B

C

C

E

E

指定休

／

D

／

A

／

B

／

C

／

D

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

／

研修直 8:30〜17:00

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

D

D

D

D

D

D

D

D

D

１直

8:00〜21:45

E

E

A

A

B

B

D

B

C

C

E

E

A

A

A

A

B

B

C

D

E

C

／

E

／

A

／

B

D

D

D

D

D

C

C

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間(1 直 8 回＋2 直 8 回)
入退域滞在時間：8 時間(入退域 32 回，1 回当たり 15 分)が最大となる。

26 条-別添 2-添 5-1

280

6

内規との適合性について
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.1 (1)→内規のとおり。

3.1(1)a)東海第二発電所は BWR 型原子炉施設であり、原子炉格納容器内放出
は原子炉冷却材喪失、原子炉格納容器外放出は主蒸気管破断として評価する。

26 条-別添 2-添 6-1

3.2→内規のとおり。

3.2(1)a)1)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

3.2(1)a)2)大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室で外部被ばくは、事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3)事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から
中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及びガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。
3.2(1)b)4)建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

281

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.2(1)b)5)大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による内部被ばく
線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

26 条-別添 2-添 6-2

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。
3.2(2)d)3) 前項 a)及び b)の結果を用いて、中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)e)1)前項 c)の結果を用いて、建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線(スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)f)評価条件及び評価結果を文書化し、資料としてまとめている。
3.2(2)g)評価手順の a)から c)までのうち、b)は他の評価と並列に進めている。
また、d)及び e)は並列に進めている。

282

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.3→内規のとおり。
「1 人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合計値が、100mSv を超えない」
ことを満足していることを確認している。

26 条-別添 2-添 6-3→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

283

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-4

4.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

284

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-5→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している

285

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-6

4.1.2→内規のとおり
4.1.2(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時聞運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.2(2)原子炉の出力運転中に,主蒸気管1本が,原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3)主蒸気隔離弁は,設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4)原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては,流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし,主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは,弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5)事象発生と同時に,外部電源は喪失すると仮定し,評価している。
4.1.2(6)事象発生後,原子炉圧力は,24時間で大気圧まで直線的に減少するとして評価している。
4.1.2(7)a)希ガスは図4.3,ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b)事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし,その組成は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし,評価している。
4.1.2(7)c)原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を,I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし,その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している、
4.1.2(7)d)主蒸気隔離弁開止前の燃料榛からの放射性物質の追加放出割合
は,主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし,追加放出され放射性物質の1%が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e)主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に,これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2⑦f)燃料棒から放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素としている。有機よう素のうち10%は瞬時に気相部に移行す
るとし,残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は,2%として評価している。希ガスは,すべて瞬時に気相部に移行

286

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況するとして評価している。
4.1.2(7)g)主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し,同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔雛弁閉止後に放出された放射性物質は,大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h)主蒸気隔離弁は,1個が閉止しないとし,閉止した隔離弁からは,蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率
は設計値に余裕を見込んだ値とし,この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i)主蒸気隔離弁閉止後は,逃がし安全弁等を通して,崩壊熱相当の蒸気が,サプレツション・プールに移行するものとして評価している。

26 条-別添 2-添 6-7

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

287

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1→内規のとおり
中央制御室は、国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため、
大気拡散モデルを適用する。
5.1.1(1)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため、
5.1.1(2)に示された方法で評価している。

26 条-別添 2-添 6-8288原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1(2)a)中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため、建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。

5.1.1(2)a)1)建屋の影響を受けるため、(5.3)式の基本拡散式を用いて評価している。

26 条-別添 2-添 6-9289

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(2)a)2)放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していない。

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

26 条-別添 2-添 6-10

5.1.1(2)d)建屋影響は、放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため、保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ(地上 10m
高さで測定)で評価している。
5.1.1(2)e)建屋影響を受ける場合の条件については、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて、原子炉施設周辺の濃度を、次のb)又は c)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1)放出源と評価点の高度差がある場合には、評価点高さを放出源
高さとして(z=H,H>0)、(5.4)式で濃度を評価している。

290

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(3)b)2)放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には、地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり、右辺の指数減衰項は 1 に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c)放出源及び評価点が地上面にある場合(z=0,H=0)、地上面の濃度を適用して、(5.5)式で評価している。

26 条-別添 2-添 6-11

5.1.2→内規のとおり
5.1.2(1)a)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに、放出点と巻込みを生じる建屋との位置関係について、示された条件すべてに該当するため、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとして評価している。

291

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-12

5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

292

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-13293

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(2)a)着目方位を 1 方位のみとせず、複数方位を着目方位と見込み、かつ、保守的な評価となるよう、全ての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。
5.1.2(2)b)この場合の拡散パラメータは、建屋等の投影面積の関数であり、かつ、その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

26 条-別添 2-添 6-14294

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)a)巻き込みを生じる建屋として，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気
管破断の堤合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

26 条-別添 2-添 6-15

5.1.2(3)b).1)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行う
が，同時に外気取込を行うため,中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。5.1.2(3)b)2)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

295

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)b）3）中央制御室が属する原子炉建屋屋上面を代表とし中央制御室の中心点を評価点としている。

26 条-別添 2-添 6-16

5.1.2(3)c）1）代表建屋の風下後流側での広縫囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点を結ぶラインが含まれる1方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように,代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある
複数の方位を対象として評価している。

296

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

全16方位について三つの条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象として評価している。

26 条-別添 2-添 6-17297

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-18
→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

298

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)c)2)当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表建
屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定めて評価している。

26 条-別添 2-添 6-19

5.1.2（3)d)1)風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力としている。
5.1..2(3)d)2)全ての方位に対して最小面積である,地表面から上の原子炉
建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している.
5.1.2(3)d)3)風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を用いため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用している。

299

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(4)建屋の影響を考慮して評価している。

26 条-別添 2-添 6-20

5.1.3→内規のとおり
5.1.3(1)(2)風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

300

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-21301

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-22

5.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

5.2.2(1)a) (χ／Q)iは時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b)補正は不要である。

302

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)a)原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため
5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

26 条-別添 2-添 6-23303

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)b) 5.1.2 項の考え方に基づき、中央制御室を含む建屋の後流側では、建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりを持つ濃度分布として計算している。また、5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づき、実効放出継続時間によらず
5.2.2(2)b)1)によって、相対濃度を計算している。
5.2.2(2)b)1)建屋影響を受ける場合の濃度分布は、風向に垂直な建屋の投影
幅と高さに相当する拡がりの中で、放出点から軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため、保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点が存在し風向が一定であるものとして、(5.13)式によって計算している。

26 条-別添 2-添 6-24
5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

304

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-25

5.3→内規のとおり
5.3(1)大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために、空気カーマを用いた相対線量を計算している。
5.3(2)空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、1Sv／Gy として評価している。
5.3(3)評価点(x,y,0)における空気カーマ率は、(5.14)式によって計算している。

5.3(4)建屋影響を受けるため、建屋影響の効果を取入れている。

305

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.3(5)建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。
6→内規のとおり
6(1)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算、スカイシャインガンマ線の計算、直接ガンマ線の計算において、6.1 から 6.3 に示す方法によって評価している。
6(3)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており、省略はしていない。

26 条-別添 2-添 6-26

6.1(1)→内規のとおり
6.1(1)a)事故の想定は、「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b)事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は、原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋(二次格納施設)に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。
6.1(1)c)二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして評価している。
6.1(1)d)二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処
理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e)スカイシャインガンマ線の線源は、原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f)計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし、核分裂収率が小さく
半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(1)g)希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心蓄積量に対する割合は、希ガス 100％、よう素 50％としている。
6.1(1)h)事故後 30 日間の積算線源強度は、二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

306

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-27

6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。
6.2→内規のとおり
6.2(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は、施設の位置、建屋の配置、形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネル
ギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.2(4)a)スカイシャインガンマ線の計算は、輸送計算コードを組み合わせて、一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b)基本計算式を(6.1)式として評価している。

307

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-28

6.2(4)c)散乱点におけるガンマ線束は、ⅱ)の方法によって評価している。

308

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-29

6.3→内規のとおり
6.3(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために、線源、施設の位置関係、建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネ
ルギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.3(3)a)直接ガンマ線の計算は、点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b)基本計算式は(6.4)式としている。

309

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-30

7 →内規のとおり
7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について,7.1 から 7.5 までに示す方法によって計算している。

7(2)b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。
7(3) 運転員の勤務形態については, 平常時の直交替を基に設定している。
7.1 →内規のとおり
7.1(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1 から 7.1.2 までに示す方法によって計算している。

310

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-31

7.1.1 →内規のとおり
7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋(二次格納施設〉内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

311

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-32

7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による,中央制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は「6.1 スカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を,構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

312

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.2 →内規のとおり

26 条-別添 2-添 6-33

7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋等（二次格納施設)内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による,中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

313

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-34

7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部披ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

314

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.2 →内規のとおり

26 条-別添 2-添 6-35

7.2(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転
員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

315

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.2(3)相対線量Ｄ／Ｑの評価点は、中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4)中央制御室の天井・側壁によるガンマ線(Eγ≧1.5MeV 以上)の遮蔽効
果を考慮して計算している。
7.2(5)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示された計算式を用いて評価している。

7.2(5)a)主蒸気管破断時には、半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。

26 条-別添 2-添 6-36

7.2(5)c)大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は、示された方法によって評価している。

316

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-37
7.3→内規のとおり。
7.3(1)室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばくについては、7.3.1 から 7.3.2 までに示す方法によって評価している。
7.3(2)室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく及び室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては、
7.3.3 から 7.3.4 までに示す方法によって評価している。

317

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-38

7.3.1→内規のとおり。
7.3.1(1)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し、放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで、中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.3.1(1)a)建屋の影響を考慮して評価している。

7.3.1(1)b)建屋の影響を考慮して、5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋
周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

318

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-39

7.3.2→内規のとおり。
7.3.2(1)建屋の表面空気中から、中央制御室の非常用換気空調及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し、評価している。
7.3.2(2)中央制御室内の雰囲気中で、放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3)中央制御室換気系フィルタの効率は、設計値を用いて評価している。
7.3.2(4)中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して、時刻 t における核種 i の外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5)相対濃度χ／Ｑの評価点は、外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため、中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6)中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており、隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで 10 分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7)中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は、示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a)中央制御室内への取り込み空気放射性物質濃度に基づき、空調シ
ステムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

319

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-40
7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

320

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3→内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を、次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算に当たって，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間あお計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。

26 条-別添 2-添 6-41

外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

321

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。
半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。

26 条-別添 2-添 6-42

7.3.4→内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）としている。
7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

322

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-43323

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。
半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 6-44

7.4→内規のとおり
7.4(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.4.1 から 7.4.2までに示す方法によって計算している。

324

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1→内規のとおり

26 条-別添 2-添 6-45

7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内の存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

325

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-46

7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線の線源強度」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域までの所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.3.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示されたとおり計算している。

326

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2→内規のとおり

26 条-別添 2-添 6-47

7.4.2(1)a)原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(2)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(2)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

327

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-48

7.4.2(3)a)主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

328

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5→内規のとおり
7.5(1)大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.5.1 から 7.5.2 までに示す方法で計算している。
7.5(2)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した上で（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a)建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b)建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

26 条-別添 2-添 6-49329

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-50

7.5.1→内規のとおり
7.5.1(1)大気中へ放出された放射性物質から発射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される
放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2)建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3)入退域時の線量は入退域評価点での相対線量Ｄ／Ｑを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.5.1(6)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算し
ている。

330

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-51

7.5.2→内規のとおり
7.5.2(1)大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2)入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ／Ｑを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4)被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.5.2(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。

331

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5.2(6)吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

26 条-別添 2-添 6-52

332

別紙 3

運用,

手順説明資料26 条-別添 3-1

333

第 26 条原子炉制御室等【条文要求】（設置許可基準規則 26 条）発電所原子炉施設には，次に掲げるところより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
二

発電用原子炉施設の状況を把握する設備を有するものとすること。

【条文要求】（技術基準規則第 38 条）
発電用原子炉施設には,原子炉制御室を施設しなければならない。
3

原子炉制御室には,発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。
6

原子炉制御室には,酸素濃度計を施設しなければならない。

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計の保管
工・保監視カメラの設置

ファックス等を使用した公的機関からの
情報入手

工・保

気象観測設備等の
取置
工・保

工・保

【後段規制との対応】【添付六,工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

26 条-別添 3-2

334

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準対象条文

対象項目

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原子炉制御室

区分

運用対策等

運用・手順

手順に基づき，発電用原子炉施設の外部の状況を把握す
る。

体

制

保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により
中央制御室の居住環境の確認を行う。

（技術基準規則対象条文
第 38 条 原子炉制御室等）
酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度
計

−

体

制

−

保守・点検

−

教育・訓練

−

26 条-別添 3-3

335

第1表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度
設計基準事故設備

送受話器
ハンドセット，（警報装置を含
スピーカ
む。）

点検項目

点検基準

外観点検
機能確認

１回／年

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月固定電話
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

テレビ会議システ
テレビ会議システム
ム（社内）
（社内）
携行型有線通話装携行型有線通話装置
置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置
加入電話

外観点検
機能確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年
１回／６ヶ月

加入ＦＡＸ

外観点検
機能確認

専用電話（ホットライン）（自治体向）

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月ＴＶ会議システム
統合原子力防災ネッ ト ワ ー ク を 用 い ＩＰ電話
た通信連絡設備
ＩＰ―ＦＡＸ

外観点検
通信確認

１回／６ヶ月

緊急時対策支援システム伝送装置

外観点検
機能確認

１回／年

加入電話設備

専用電話設備

データ伝送設備26 条-別添 3-4

336

東海第二発電所

監視設備について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

337

第31条：監視設備

＜

1.

目

次

＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

適合のための基本方針

1.3 気象等
1.4
2.

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

2.2

放射能観測車2.3

気象観測設備別添１

東海第二発電所

運用，手順説明資料

監視設備

338

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理監視設備について，設置許可基準規則第31条及び技術基準規則第34条において，追加要求事項を明確化する。(第1.1-1表)

31 条-1339

第 1.1-1表

設置許可基準規則三十一条及び技術基準規則三十四条

設置許可基準規則
第 31条 （ 監 視 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，通 常 運 転 時 ，運 転 時 の 異 常 な 過 渡
変 化 時 及 び 設 計 基 準 事 故 時 に お い て ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施
設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線 量 を 監 視 し ，及 び 測 定 し ，並 び に 設 計 基 準 事 故 時 に お ける迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他
当 該 情 報 を 伝 達 す る 必 要 が あ る 場 所 に 表 示 で き る 設 備（ 安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。

31 条-2（解釈）
５ 第 31条 に お い て ， モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は ， 非常 用 所 内 電 源 に 接 続 し な い 場 合 ，無 停 電 電 源 等 に よ り 電 源
復 旧 ま で の 期 間 を 担 保 で き る 設 計 で あ る こ と 。ま た ，モ ニ
タリングポストの伝送系は多様性を有する設計であるこ
と。

―

―

技術基準規則備考

第 34条 （ 計 測 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，次 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 を施 設 し な け れ ば な ら な い 。た だ し ，直 接 計 測 す る こ と が 困
難 な 場 合 は ，当 該 事 項 を 間 接 的 に 測 定 す る 装 置 を 施 設 す る
ことをもって，これに代えることができる。

追加要求事項
設置許可基準規則（解釈５）

十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度
十五 敷地内における風向及び風速

３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測
す る 装 置（ 第 一 項 第 十 二 号 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 に
あ っ て は ，燃 料 取 扱 設 備 及 び 燃 料 貯 蔵 設 備 に 属 す る も の に
限 る 。）に あ っ て は ，外 部 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も
これらの事項を計測することができるものでなければならない。

追加要求事項

４
第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事 項 を 計 測 す る 装 置 に あ っ て は ，計 測 結 果 を 表 示 し ，記 録
し ，及 び こ れ を 保 存 す る こ と が で き る も の で な け れ ば な らな い 。た だ し ，設 計 基 準 事 故 時 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 線
量 当 量 率 を 計 測 す る 主 要 な 装 置 以 外 の 装 置 で あ っ て ，断 続
的 に 試 料 の 分 析 を 行 う 装 置 に つ い て は ，運 転 員 そ の 他 の 従
事 者 が 測 定 結 果 を 記 録 し ，及 び こ れ を 保 存 し ，そ の 記 録 を確認することをもって，これに代えることができる。

追加要求事項340

1.2

追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造，及び設備
ロ.発電用原子炉施設の一般構造（3） その他の主要な構造（ⅰ）本発電用原子炉施設は(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本方針のもとに安全設計を行う。
（ｚ）監視設備
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設備（安全施設に係るものに限る。）を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条-14)】
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モ
ニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，
中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事
故等対処設備を保管する。
【説明資料(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】
31 条-3341

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
チ.放射線管理施設の構造及び設備(2)

屋外管理用の主要な設備の種類
原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監視区
域境界付近の放射線等を監視するために排気筒モニタ，排水モニタ，気象観測設備（東海発電所と共用），周辺監視区域境界付近内外の固定モニタ（東海発電所と共用），環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）及び放射能観測車（東海発電所と共用）を設ける。
排気筒モニタ，排水モニタ並びに周辺監視区域境界付近内外の固定モニタ（モニタリング・ポスト）（東海発電所と共用）については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，
モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替
低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，
中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
31 条-4342

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物
質の濃度の測定及び海上モニタリング）を設ける。
モニタリング・ポストは，非常用ディーゼル発電機に加えて，電源喪
失時においても代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備から給電できる設計とする。
可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定）として，可搬型モニタリング・ポストは，モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替するとともに，重大事故等が発生した場合に，原子炉施設から放出される放射線量を，原子炉施設周囲において，監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，測定が可能な十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星回線により伝送し，緊31 条-5343

急時対策所で監視できる設計とする。
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ又はよう素モ
ニタが機能喪失した場合にその機能を代替する可搬型モニタリング設備（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車の測定機能を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング設備（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定及び海上モニタリング測定）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示するとともに，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）における放射性物質の濃度及び放射線量の測定が可能な個数を保管する設計とする。さらに，周辺海域においては，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる設計とする。
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，以下の重大31 条-6344

事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）を設ける。
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）として，可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発電所において
風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できるとともに，気象観測設備を代替し得る十分な個数を保管する設計とする。可搬型気象観測設備の指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備については，「ヌ.(2)(iv) 代替電源設備」にて記載する。

排気筒モニタ

一式

排水モニタ

一式

気象観測設備（東海発電所と共用）

一式

周辺監視区域内外の固定モニタ（東海発電所と共用）

一式

環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）
一式
放射能観測車（東海発電所と共用）

一式［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型モニタリング・ポスト個

数

10（予備2）(「放射線管理施設」及び「緊急時対策所」と兼用)
緊急時対策所エリアモニタ
31 条-7345

個

数

1（予備1）(「放射線管理施設」及び「緊急時対策所」と兼用)
可搬型放射能測定装置

一式（予備を含む）

小型船舶
個

数

1（予備1）

可搬型気象観測設備個

数

1（予備 1）（２）安全設計の方針該当なし（３）適合性説明
第三十一条

監視設備

発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事
故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備(安全施設に属するものに限る。)を設けなければならない。

適合のための設計方針(1)

格納容器内雰囲気のモニタリングは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時には格納容器雰囲気放射線モニタによって連続的に測定を行い，中央制御室で監視できる設計とする。

(2)

原子炉施設内の放射性物質の濃度は，原子炉補機冷却水モニタ，主蒸気
31 条-8346

管モニタ，主復水器空気抽出器排ガスモニタ等のプロセスモニタリング設
備にて連続的にモニタリングし，中央制御室で監視できる設計とする。
これらのプロセスモニタリング設備は，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに警報を発信し，原子炉施設からの放射性物質の放出を制限するための適切な措置が行える設計とする。
放射性物質の放出経路については，下記の場所にモニタを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。また，必要箇所はサンプリングができるようにして通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時においてモニタリングできる設計とする。
ａ．主排気筒，非常用ガス処理系出口配管，廃棄物処理建屋排気筒
ｂ．希ガスホールドアップ装置排ガスライン，主復水器真空ポンプ排ガス
モニタ
ｃ．液体廃棄物処理設備排水ライン，原子炉補機冷却用海水排水ライン，
残留熱除去系熱交換器排水ライン(3)

周辺監視区域境界付近には，モニタリング・ポスト及びモニタリング・ポ
イントを設置し，さらに放射能観測車により放射線測定を行える設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モ
ニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。
また，モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，
中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
31 条-9347

また，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並
びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，
風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
上記により，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所及び発電所周辺における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を把握できる設計とする。

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）(1) 放射線業務従事者等，管理区域内に立入る者及び物品の搬出入に対して，
出入管理，汚染管理及び各個人の被ばく管理ができる設計とする。
(2) 万一の事故に備えて，必要な放射線計測器及び防護作業器材を備える。
(3) 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，異常な放射性物質の放出，発電所内外の外部放射線量率，放射性物質の濃度等を測定及び監視できる設計とする。
(4) 通常運転時，放射線監視設備は，測定対象核種，測定下限濃度，測定頻度，
試料採取方法等を適切に定め管理すること等で，発電所外へ放出される放射性物質の放射能量を監視できる設計とする。
なお，放射線監視設備は，「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」に適合する設計とする。
(5) 設計基準事故時に必要な放射線監視設備は，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に適合する設計とする。
31 条-10348

(6) 中央制御室及び緊急時対策所に必要な情報の通報が可能である設計とする。
(7) モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モ
ニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場
合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
【説明資料(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】(8) 放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一
般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
8.1.1.3

主要設備の仕様

放射線管理設備の主要機器仕様を第8.1.1表に示す。
8.1.1.4
8.1.1.4.7

主要設備
発電所外の放射線監視設備（東海発電所と共用）

a.固定モニタリング設備
発電所周辺監視区域境界付近数箇所に外部放射線量率を測定するモニタリ
ング・ポストを設置し，中央制御室で常時監視する。また，周辺監視区域境界及びその周辺数箇所に外部放射線量を測定するためのモニタリング・ポイ
ントを設定する。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モ
31 条-11349

ニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視することができる。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場
合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
【説明資料(2.1.1：p31条-14) (2.1.2：p31条-16) (2.1.3：p31条-19)】
b.環境試料測定設備
周辺監視区域境界付近に空気中の粒子状放射性物質を連続的に捕集するダスト・サンプラを備えるとともに，発電周辺の水・食物・土壌などの環境試
料の放射性物質の濃度を測定するための機器を備える。
c.放射能観測車
事故時等に発電所敷地周辺の空間放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，空間ガンマ線測定装置，ダストモニタ，よう素測定装置等を搭載した無線通話装置付の放射能観測車を備える。
d.気象観測設備
放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で風向，風速，日射量，放射収支量等を測定及び記録する設備を設ける。

31 条-12350

第8.1.1表

放射線管理用設備の主要機器仕様(1) 出入管理室

1 式(2) 試料分析関係施設

1 式(3) 発電所内の放射線監視設備及び測定機器

1 式(4) 放出放射性廃棄物及び系統内の放射線監視設備並びに測定機器

1 式(5) 発電所外の放射線監視設備

1 式(6) 個人管理用測定設備及び測定機器

1 式(7) 放射線計測器の校正設備

1 式

31 条-13351

2．追加要求事項に対する適合方針
2.1
2.1.1

モニタリング・ポスト
モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポ
スト4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視を行うことができる設計とする。なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信できる設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第2.1-1表に，モニタリング・ポストの配置図及び写真を第2.1-1図に示す。

第2.1-1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

NaI（Tl）シンチ
レーション

101〜105nGy／h
10-8〜10 -1
Gy／h

計測範囲内で
可変
計測範囲内で
可変

電離箱

台数
1
1

取付箇所
モニタリング・
ポストは周辺監
視区域境界付近に4台

31 条-14352

電離箱検出器

第 2.1-1 図NaI(Tl )ｼﾝﾁ ﾚｰｼｮﾝ 検 出 器

モニタリング・ポストの配置図及び写真

31 条-15353

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替交流電源設備としては，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
無停電電源装置の設備仕様を第 2.1-2 表に，モニタリング・ポストの電源構
成概略図を第 2.1-2 図に示す。

第 2.1-2 表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

無停電電源装置の設備仕様

量

発電
方式

バックアップ時間 ※１

3.0kVA蓄電池

約 12 時間容備考

停電時に電源を供給できる※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

31 条-16354

第 2.1-2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(1/2)

31 条-17355

＜外観写真＞常設代替交流電源装置

無停電電源装置

可搬型代替低圧電源車

第 2.1.2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(2/2)

31 条-18356

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視，記録することができる。
モニタリング・ポスト設備の伝送概略図を第 2.1-3 図に示す。

第2.1-3図

モニタリング・ポスト設備の伝送概略図

31 条-19357

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備している。また，原子力災害時における原子力事業者
間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることができる。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第
2.2-1表に，放射能観測車の保管場所を第2.2-1図に示す。
第2.2-1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写
真

名称

放射能
観測車

検出器の種類

計測範囲

記録方法

台数

空間ガンマ
線測定装置

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

BG〜108
nGy／h

記録紙

1

ダスト
モニタ

プラスチックシンチレーション

0〜105
S-1

記録紙

1

0〜105
S-1

記録紙

1

よう素
測定装置

半導体

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション
ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション（その他主な搭載機器）個数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線連絡設備（放射能観測車搭載）（放射能観測車の写真）

31 条-20358

第 2.2-1 図

放射能観測車の保管場所

31 条-21359

2.3 気象観測設備
気象観測設備は，気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線
量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，その他の気象条件を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示するよう設計する。また，そのデータを記録し，保存することができるよう設計する。
気象観測設備の各測定器は防潮堤等周囲の構造物の影響のない位置 ※ １ ※ ２ に設置する設計とする。
気象観測設備の配置図を第2.3-1図に，測定項目等を第2.3-1表に，伝送概略
図を第2.3-2図に示す。

第2.3-1図

気象観測設備配置図※１「露場から建物までの距離は建物の高さから１．５ｍを引いた値の３倍以上，または露場から１０ｍ以上。」「露場中心部における地上１．５ｍの高さから周囲の建物に対する平均仰角は１８度以下。」（地上気象観測指針（２００２気象庁））
31 条-22360※２「（ドップラーソーダの）各アンテナの送信方向の中心軸±４５度に反射体のないこと」（ドップラーソーダによる観測要領（２００４

原子力安全研究協会））

第2.3-1表

気象観測設備の測定項目等【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計(左),放射収支計(右)】（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

台数：1式

（記録）

（測定項目）

中央制御室及び緊急時対策所へ伝送

風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※ ，し，表示する。また，そのデータを記

放射収支量 ※ ，雨量，温度

録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

31 条-23361

第2.3-2図

気象観測設備の伝送概略図

31 条-24362

別添１
第 31 条

監視設備【条文要求】
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準
事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅
速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければな
らない。
【解釈】
５ 第 31 条において，モニタリングポストについては，非常用所内電源に接続しない場合，無停電電源等により電源復旧までの期間を担保できる設計である
こと。また，モニタリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

データ伝送を多様化

無停電電源装置で担保

非常用電源の復旧

有線回線【添付六 ,【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

無線回線

衛星回線

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

31 条-別添 1-1

363

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準
対象条文

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

−

体

制

−

無停電電源装置
保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

−

体
第 31 条 監視設備

制

−

有線回線
保守・点検

−

教育・訓練

−

運用・手順

−

体

制

−

衛星回線
保守・点検

−

教育・訓練

−

31 条-別添 1-2

364

東海第二発電所

緊急時対策所

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

365

第 34 条

緊急時対策所

＜目
1.

2.

3.

次＞

基本方針

2

1.1

要求事項の整理2

1.2

追加要求事項に対する適合性

2

1.3

設備等

5

緊急時対策所について

13

2.1

緊急時対策所13

2.2

必要な情報を把握できる設備

14

2.3

通信連絡設備142.4

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

15

別添
別添 1

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

別添 2

運用，手順説明資料

緊急時対策所

366

＜概

要＞

１．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

２．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

３．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

34 条-1

367

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理緊急時対策所について，設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第46 条において，追加要求事項を明確化する。
設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第 46 条の要求事項を第 1.11 表に示す。

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 34 条及び技術基準規則第 46 条要求事項

設置許可基準規則
第 34 条（緊急時対策所）
工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

技術基準規則備考
第 46 条（緊急時対策所）
工場等には，一次冷却系統に 変更なし
係る発電用原子炉施設の損壊
その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければな
らない。

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ．発電用原子炉施設の一般構造（3）

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設(ac)

緊急時対策所
発電用原子炉施設には，１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
34 条-2368

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とする。また，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備及び発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けるとともに，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。

ヌ．その他発電用原子炉の付属施設の構造及び設備（3）

その他の主要な事項（ⅵ）

緊急時対策所
１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場
所に設置する。

(2)

安全設計方針該当なし

34 条-3

369

(3)

適合性説明
第三十四条

緊急時対策所

工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。
適合のための設計方針
１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係個所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安
通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），
加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）を設
置又は保管する設計とする。
緊急時対策所には，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
34 条-4

370

1.3

設備等

10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.9

緊急時対策所

10.9.1

通常運転時等10.9.1.1

概要

１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」という。）を設置する。発電所内の関係要員への指示及び発電
所外関係個所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ），
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）を設置又は保管する。
緊急時対策所災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が対策要員の活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

34 条-5371

10.9.1.2

設計方針
緊急時対策所は，以下のとおりの設計とする。

(1)

１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な指示を行う要員等を収容できる設計とする。

(2)

１次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な指示ができるよう，異常等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設置する設計とする。

(3)

発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する設計とする。

(4)

災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない
範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

10.9.1.3

主要設備
緊急時対策所の主要設備は以下のとおりとする。

(1)

緊急時対策所異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できるよう，緊急時対策所を設置する。
(2)

必要な情報を把握できる設備（10.12 通信連絡設備）
中央制御室内の運転員を介さずに異常状態等を正確かつ速やかに把握するため，必要な情報を把握できる設備として，必要な情報を伝送し，必要な情報を把握できるＳＰＤＳを設置する。
(3)

通信連絡設備（10.12 通信連絡設備）
発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係個所との通信連絡を
34 条-6372

行うことができる通信連絡設備を設置又は保管する。
(4)

酸素濃度計
災害対策本部内の酸素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計を保管する。
(5)

二酸化炭素濃度計
災害対策本部内の二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，二酸化炭素濃度計を保管する。

10.9.1.4

主要設備の仕様
緊急時対策所の主要設備の仕様を第 10.9−1 表に示す。

34 条-7373

第 10.9−1 表

緊急時対策所の設備仕様(1) 緊急時対策所兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）
個

(2)

数

一式

ＳＰＤＳ
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）

(3)

設 備 名

データ伝送装置

個

一式

数

設 備 名

緊急時対策支援システム伝送装置

個

一式

数

設 備 名

ＳＰＤＳデータ表示装置

個

一式

数

通信連絡設備（a）送受話器（ページング）
兼用する設備は以下のとおり。
34 条-8374

・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）
設 備 名

送受話器（ページング）

個

一式

数

（b）電力保安通信用電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）
設 備 名

固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ

個

一式

数

（c）衛星電話設備（固定型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
設 備 名

衛星電話設備（固定型）

使用回線

衛星系回線

個

一式

数

（d）衛星電話設備（携帯型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
34 条-9375

設 備 名衛星電話設備（携帯型）

使用回線

衛星系回線

個

一式

数

（e）無線連絡設備（固定型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）
設 備 名

無線連絡設備（固定型）

個

一式

数

（f）無線連絡設備（携帯型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）設 備 名

無線連絡設備（携帯型）

個

一式

数

（g）携行型有線通話装置
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
設 備 名

携行型有線通話装置

個

一式

数

34 条-10376

（h）統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
テム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
設 備 名

テレビ会議システム

使用回線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

設 備 名

ＩＰ電話

使用回線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

設 備 名

ＩＰ−ＦＡＸ

使用回線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

共用

（i）テレビ会議システム（社内）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）
設 備 名

テレビ会議システム（社内）使用回線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

（j）加入電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
34 条-11377

・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）
設 備 名

加入電話，加入ＦＡＸ

使用回線

有線系回線

個

一式

数

（k）専用電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・通信連絡設備（通常運転時等）

（4）

設 備 名

専用電話（ホットライン）（自治体向）

使用回線

有線系回線

個

一式

数

酸素濃度計
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）
個

数

検知範囲

（5）

1（予備1）
0.0〜40.0vol％二酸化炭素濃度計
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）
個

数

検知範囲

1（予備1）
0.0〜5.0vol％34 条-12378

2.

緊急時対策所について
緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置することで，一次冷却系統に係る原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
緊急時対策所は，関係要員を収容することで一次冷却系統に係る原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，ＳＰＤＳを設置することで，異常が発生した場合に適切な措置をとることが可能な設計とする。
緊急時対策所には，発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係個所との通信連絡を行うために必要な設備（電力保安通信用電話設備，衛星電話設
備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備等）を設置又は保管する設計とする。
緊急時対策所には，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管することで，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握することが可能な設計とする。

2.1

緊急時対策所
緊急時対策所は，発電所の状況把握，異常等の対処等適切な措置をとる

ため，中央制御室以外の場所に設置するとともに，異常等に対処するために，必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。
また，緊急時に関係要員が必要な期間にわたり安全に滞在できるよう遮蔽，
換気について考慮した設計とする。

34 条-13379

2.2

必要な情報を把握できる設備
緊急時対策所には，中央制御室内の運転員を介さずに異常状態等を正確かつ速やかに把握するため，ＳＰＤＳを設置する。
緊急時対策所において事故状態の把握と必要な指示を行うことが出来る
よう，炉心反応度の状態，炉心の冷却の状態，格納容器内の状態，使用済
燃料プ−ルの状態，周辺の環境放射線状況を把握，水素爆発による格納容器の破損防止，並びに水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できる
パラメ−タについても，ＳＰＤＳデ−タ表示装置にて確認できる設計とする。

2.3

通信連絡設備発電所内の中央制御室等と密接な連絡が可能なように，多様性を確保した通信連絡設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），携行型有線通話装置，無線連絡設備（固定型），
無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）
を設置又は保管する。
また，発電所外の必要箇所とは，多様性を確保した専用通信回線にて連絡できる通信連絡設備として，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末，ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），テレ
ビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向）），統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡ
Ｘ）により連絡可能なようにする。

34 条-14380

2.4

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計
緊急時対策所には，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

3.

別添
別添 1

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

別添 2

運用，手順説明資料

緊急時対策所34 条-15381

別添１

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

34 条-別添 1-ⅰ

382

目

1.

2.

3.

次

概要
1.1

設置の目的

1.2

拠点配置

1.3

新規制基準への適合方針

設計方針
2.1

建物及び収容人数について

2.2

電源設備について

2.3

遮蔽設計について

2.4

換気空調系設備について

2.5

必要な情報を把握できる設備について

2.6

通信連絡設備について運用
3.1

必要要員の構成，配置について

3.2

事象発生後の要員の動きについて

3.3

汚染持ち込み防止について3.4配備する資機材の数量及び保管場所について

4.

耐震設計方針について

5.

添付資料
5.1

チェンジングエリアについて

5.2

配備資機材等の数量等について

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について
34 条-別添 1-ii

383

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条
及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について

34 条-別添 1-iii

384

1.

概要

1.1

設置の目的
緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合，並びに重大事故等が発生した場合において，中央制御室
以外の場所から適切な指示又は連絡を行うために設置する。
緊急時対策所の基本仕様と重大事故等発生時における緊急時対策所の必要な機能等について，第 1.1−1 表に示す。

第 1.1−1 表項

緊急時対策所の基本仕様等について

目

基

本

仕

様

1

建屋構造

・鉄筋コンクリート造（耐震構造）

2

階層

・4 階建

3

建屋延床面積／災害対策本部床面積（有効面積）

・建屋：約 4,000m ２ ／災害対策本部：約 350m ２
宿泊・休憩室:約 70m ２

4

耐震強度

・基準地震動で機能維持

5

耐津波・防潮堤内側，発電所構内高台（T.P.＋約 23m）に設置

6

中央制御室との共通要因による同時機能喪失防止・中央制御室と独立した機能（電源設備及び換気設備は独立した専用設備）

7

電源設備

8

遮蔽，放射線管理

9

原子炉施設の情報・対策に必要な情報を表示するデータ表示装置の設置

10

通信連絡

・発電所内外の連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備

11

食料，飲料水等

・7 日間必要とされる食料，飲料水等を配備

・通常電源設備：常用所内電気設備，非常用所内電気
設備（通信連絡設備等の負荷のみ）
・代替電源設備：緊急時対策所用発電機（2 台）・壁厚の確保等遮蔽設計
・よう素フィルタ付換気装置による換気設備
・プルーム通過時に室内正圧維持のための加圧設備
・居住性確認のための酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の保管・チェンジングエリアの設置

34 条-別添 1-1-1

385

緊急時対策所建屋の各階における主な配置について，第 1.1−1 図に示す。

料

第 1.1−1 図

緊急時対策所の各階配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-1-2

386

1.2

拠点配置
緊急時対策所は，十分な支持性能を有する新第三系鮮新統の砂質泥岩（久米層）上に設置する。
緊急時対策所は，新たに設置する防潮堤の内側の発電所高台用地（T.P.
※＋約 23.0m）に設置し，基準津波（防潮堤位置における最高水位 T.P.＋17.1m）
さらには，基準津波を超え敷地に遡上する津波による浸水に対しても影響を受けない設計とする。 ※津波遡上解析については，防潮堤ルート変更に伴い再解析中
また，中央制御室から約 320m 離れた場所に設置すること，換気設備及び電源設備が中央制御室とは独立していることから，中央制御室との共通要因（火災，内部溢水等）により，同時に機能喪失することのない設計とする。
配置図及び周辺図を第 1.2−1 図に示す。

第 1.2−1 図

緊急時対策所34 条-別添 1-1-3

配置図

387

1.3

新規制基準への適合方針
緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針は，以下の第 1.3−1 表から第 1.3−2 表のとおりである。
第 1.3−1 表「設置許可基準規則」第三十四条（緊急時対策所）「技術基準規則」第四十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）
工場等 には ，一 次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

技術基準規則第四十六条（緊急時対策所）
工場等には，一次冷却系
統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策
所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければな
らない。

適合方針
一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室のある建屋以外の独立した場所に設置する。

【解釈】
第４６条に規定する「緊一次冷却系統に係る発電
急時対策所」の機能として 用原子炉施設の損壊その他
は，一次冷却材喪失事故等 の異常が発生した場合に適が発生した場合において， 切な措置をとるため，中央
関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に 制御室以外の場所に緊急時
わたり滞在でき，原子炉制 対策所を設置し，災害時に御 室 内 の 運 転 員 を 介 さ ず おいて必要な要員最大約に 事 故 状 態 等 を 正 確 に か 100名を収容できる設計とつ 速 や か に 把 握 で き る こ する。
と。また，発電所内の関係
また，中央制御室内の運要 員 に 指 示 で き る 通 信 連 転員を介さず原子炉の状態
絡設備，並びに発電所外関 を把握するために必要な情連 箇 所 と 専 用 で あ っ て 多 報を把握できる設備（ＳＰ様 性 を 備 え た 通 信 回 線 に ＤＳデータ表示装置等）をて 連 絡 で き る 通 信 連 絡 設 設置する設計とし，発電所
備 及 び デ ー タ を 伝 送 で き 内の関係要員に指示できるる 設 備 を 施 設 し な け れ ば 通信連絡設備及び発電所外ならない。
関係箇所外と専用かつ多様性を確保した通信回線にて連絡できる通信連絡設備を設置する。

34 条-別添 1-1-4

388

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）

技術基準規則第四十六条
適合方針（緊急時対策所）
さらに，酸素濃度計を施
可搬型の酸素濃度計を配設しなければならない。酸 備し，室内の空気の取り込
素濃度計は，設計基準事故 みを一時的に停止した場合時において，外気から緊急 であっても，室内の酸素濃時 対 策 所 へ の 空 気 の 取 り 度が事故対策のための活動
込みを，一時的に停止した に支障がない範囲にあるこ
場合に，事故対策のための とを正確に把握できる設計
活 動 に 支 障 が な い 酸 素 濃 とする。
度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

＊設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針については，添付資料 5.8で後述する。

34 条-別添 1-1-5

389

第 1.3−2 表「設置許可基準規則」」第六十一条（緊急時対策所）「技術基準規則」第七十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）
第三十四条の規定により設置される緊急時対策
所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に掲げるものでなければならない。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）
第四十六条の規定により設置される緊急時対策
所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に定めるところによらなければならない。

一

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じたもので
あること。
【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講ずること。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。

34 条-別添 1-1-6

適合方針
重大 事 故 等が 発 生し た 場
合においても，緊急時対策所
により，当該重大事故等に対処するための 適切な措 置を講じることができる。

重大 事 故 等に 対 処す る た
めに必要な指 示を行う 要員がとどまるこ とができ るよう，以下の設計とする。

緊急時対策 所は耐震 構造とし，基準地震動による地震力に対し，機能（遮へい性，機密性等）を喪失しない設計とする。
緊急 時 対 策所 の 機能 維 持にかかる電源 設備，換 気設
備、必要な情報を把握できる設備、通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施す
ことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。

390

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因
により同時に機能喪失しないこと。

ｃ）緊急時対策所は，代替交流電源からの給電を可能とすること。
また，当該代替電源設
備を含めて緊急時対策所の電源設備は，多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

適合方針

また、緊急時対策所は基準
津波（T.P.＋17.1m）※ 及び基準津波を超え 敷地に遡 上す
る津波による 浸水の影 響を受けない，防潮堤内側の発電所高台用地（ T.P.＋ 約 23m）に設置する。
ｂ）緊急時対策所と原子緊急時対策所は，中央制御
炉 制 御 室 は 共 通 要 因 室のある建屋 以外の独 立しに よ り 同 時 に 機 能 喪 た場所に設置し，十分な離隔
失しないこと。
(約 320m)を設けること，換気設備及び電 源設備を 独立させ，中央制御室との共通要因により同時 に機能喪 失しない設計とする。
ｃ）緊急時対策所は，代緊急時対策所は，通常時，替 交 流 電 源 か ら の 給 発電所内の電 気設備よ り受電を可能とすること。 電する設計とする。所内電気
また，当該代替電源設 設備からの受電喪失時は，緊備 を 含 め て 緊 急 時 対 急時対策所専 用の発電 機よ策所の電源設備は，多 り受電可能な 設計とし ，ま重 性 又 は 多 様 性 を 有 た，専用の発電機は多重性をすること。
有した設計とする。
ｄ）緊急時対策所の居住
緊急 時 対 策所 の 重大 事 故性 が 確 保 さ れ る よ う 等の対策要員 の居住性 が確に，適切な遮蔽設計及 保されるように，建屋に適切
び 換 気 設 計 を 行 う こ な遮蔽設計及 び換気設 計等と。
を行う。
緊急 時 対 策所 災 害対 策 本
部は重大事故 等におい て必要な対策活動が行え，またプ
ルーム通過中 において も必要な要員を収 容可能な 設計とする。
※津波遡上解析については，防潮堤ルート変更に伴い再解析中34 条-別添 1-1-7

391

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

34 条-別添 1-1-8

適合方針(1)遮蔽設計
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても換気設備等の機
能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう
天井，壁及び床には十分な厚さの遮蔽(コンクリート )設計とする。
(2)換気設計等
重大事故等の発生により，大気中に大規模な放射性物質が放出された場合においても，対策要員の居住性を確保するために，空気浄化をする設備を配備する。また，希ガスの放出を考慮し，プルーム通過中
は空気ボンベにより緊急時対策所内を加圧する設備を配備し，希ガス等の流入を防止する。
遮蔽 設 計 及び 換 気設 計 等
により緊急時 対策所の 居住性については，「実用発電用原子炉に係る 重大事故 等の制御室及び緊 急時対策 所の居住性に係る 被ばく評 価に関する審査ガイド」に基づき評価を行った結果，マスク着用等の付加条 件なしで 実効
線量は約 37mSv であり，判断基準である「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」 を確認し ている。

392

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）③ 交代要員体制，安定
ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場
合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えな
いこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行
うための区画を設けること。
二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）③ 交代要員体制，安定
ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場
合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間
で 100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行
うための区画を設け
ること。

適合方針

重大 事 故 等時 に 緊急 時 対策所の外側が 放射性物 質により汚染した ような状 況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込 みを防止 するため，モニタリング及び作業服の着替え等 を行うた めの区画を，緊急時対策所出入口付近に設置する設計とする。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設
備を設けること。

緊急時対策所には，重大事
故等において，原子炉の状態
並びに環境放 射線量等 を把握するために 安全パラ メー
タ表示システム(ＳＰＤＳ)を設置する設計とする。

三発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けること。

緊急時対策所には，重大事故等に対処するため，発電所
内の中央制御室，屋内外の関係要員に対し て必要な 指示が出来る通信 連絡設備 を設置する。また，発電所外の必要のある箇所 と必要な 連絡を行うための 通信連絡 設備を設置する。

34 条-別添 1-1-9393

設置許可基準規則
技術基準規則
第六十一条
第七十六条（緊急時対策所）（緊急時対策所）
２ 緊急時対策所は，重大 ２ 緊急時対策所には，重事故等に対処するため
大事故等に対処するたに必要な数の要員を収めに必要な数の要員を容することができるも収容することができるのでなければならない。
措置を講じなければな
らない。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場
等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

適合方針
緊急時対策所は，重大事故等に対処する ために必 要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の 破損等に よる
発電所外への 放射性物 質の拡散を抑制す るための 対策に対処するた めに必要 な数の要員を含め約100名を収容できる設計とする。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場
等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

また、緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を，以下の第 1.3-3 表に示す。

34 条-別添 1-1-10394

第 1.3-3 表
系統機能

居住性の確保

34 条-別添 1-1-11
必要な情報の把握

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

設備
種別
常設
可搬型

（1/3）
設備分類
分類

機器
クラス

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急対策所非常用送風機

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急対策所非常用フィルタ装置

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所給気・排気配管

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所給気・排気隔離弁

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所加圧設備

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA-3

緊急時対策所加圧設備(配管・弁)常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用差圧計

常設

常設重大事故緩和設備―

酸素濃度計※１

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

二酸化炭素濃度計※１

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

緊急時対策所エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

緊急時対策所遮蔽

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
無線通信装置［伝送路］――

60条に記載――常設
常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)――※１ 計測器本体を示すため計器名を記載

395

重大事故対処設備に関する概要（61 条
系統機能必要な情報の把握

通信連絡

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

設備
種別
常設
可搬型

（2/3）
設備分類
分類

機器
クラス

無線通信用アンテナ［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

安全パラメータ表示システム(ＳＰＤＳ)［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備―

無線連絡設備（携帯型）

34 条-別添 1-1-12

衛星電話設備（固定型）

送受話器（ページング），電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）―C―
常設

衛星電話設備（携帯型）
携行型有線通話装置

可搬
―

―

可搬

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，Ｉ
Ｐ−ＦＡＸ）

常設

データ伝送装置

常設

衛星電話設備(屋外アンテナ)[伝送路］

常設

衛星制御装置［伝送路］

常設

衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設
備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

常設

専用接続箱〜専用接続箱電路[伝送路]常設

衛星無線通信装置［伝送路］

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―
―
―

―

―
―
―
―
―
―

396

重大事故対処設備に関する概要（61 条
系統機能

通信連絡

34 条-別添 1-1-13

電源の確保

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

通信機器［伝送路］

設備
種別
常設
可搬型

（3/3）
設備分類
分類

機器
クラス

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）―

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ−ＦＡＸ）〜衛星無線通信装置
電路［伝送路］――

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）―

緊急時対策所用発電機

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
燃料移送配管・弁

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機〜
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電路

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

397

2.

設計方針

2.1

建物及び収容人数について
緊急時対策所は，鉄筋コンクリート造（地上 4 階建て）の建屋であり，基準地震動による地震力に対し，緊急時対策所の耐震壁の最大応答せん断ひず
みが評価基準値以下であること並びに波及的影響の評価として，天井スラブ
及び中間床が基準地震動による地震力に対し，落下等により緊急時対策所の機能を喪失しないことを確認する。さらに，遮蔽機能等について機能喪失しないよう設計する。
建屋の概要を第 2.1−1 図に示す。

第 2.1−1 図

建屋の概要（断面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-2-1

398

緊急時対策所は，地上 4 階建て，延べ床面積約 4,000m２ を有する建屋としており，指揮，作業をする災害対策本部（約 350m ２ ）と宿泊・休憩室（約70m ２ ）の２つのエリアを配置し，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（46 名）及び原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要な要員（18 名）を含め，最大約 100 名が活動することを想定している。
また，プルーム通過に備えて最大人数を収容した場合においても，必要な各作業班用の机等や設備等を配置しても活動に必要な広さと，機能を有した設計としている。
緊急時対策所建屋内の配置を第 2.1−2 図に，災害対策本部のレイアウト
を第 2.1−3 図に示す。

第 2.1−2 図

緊急時対策所内の配置＊今後の設計により変更になる場合あり

34 条-別添 1-2-2

399

(注)レイアウトについては訓練等において有効性を確認し適宜見直していく
第 2.1−3 図

災害対策本部のレイアウト（建屋２階）

34 条-別添 1-2-3

400

2.2

電源設備について
緊急時対策所は，通常時の電源を常用所内電気設備から受電する設計とし，常用所内電気設備からの受電が喪失した場合，緊急時対策所の代替電源設備から緊急時対策所の機能を維持するために必要となる電源を給電が可能な設計とする。
緊急時対策所の代替電源設備として，緊急時対策所用発電機２台を設置することにより多重性を確保し，所内電源設備から独立した専用の代替電源設備を有する設計とする。
代替電源設備の電源構成を第 2.2−1 図に示す。

第 2.2−1 図

緊急時対策所34 条-別添 1-2-4

単線結線図

401

(1)

緊急時対策所代替電源設備の構成
電源設備である緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機の燃料を保管する緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク，緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンクから燃料を補給する緊急時対策所用発電機給油ポンプ及び緊急時対策所用発電機から電源の給電先である緊急時対策所用Ｍ／Ｃで構成する。

ａ．緊急時対策所用発電機
個

数

：2

容

量

：約1,725kVA／個

ｂ．緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
個

数

：2

容

量

：約75kL／基ｃ．緊急時対策所用発電機給油ポンプ
個

数

：2

容

量

：約1.3 m ３ ／h／個

吐出圧力：約0.3MPa［gage］

ｄ．緊急時対策所用Ｍ／Ｃ
個

数

：1

電

圧

：6,900V

定格電流：約1,200A

34 条-別添 1-2-5

402

(2)

通常時の電源と代替電源設備①

通常時の電源
通常時の電源は，常用所内電気設備から受電する。なお，点検時等のバックアップ電源として別系統の常用所内電気設備から受電可能とする。
また，緊急時対策所に設置する通信連絡設備は，非常用所内電気設備から受電し，無停電電源装置を介することにより，停電なく切り替え可
能とする。

②

代替電源設備緊急時対策所の代替電源設備は，所内電源設備から独立した専用の緊
急時対策所用発電機により給電が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機は，常用所内電気設備からの受電電圧低下を検出することで自動起動し，緊急時対策所へ電源を給電する設計とする。
また，緊急時対策所用発電機の運転中は，緊急時対策所用発電機燃料
油貯蔵タンクから緊急時対策所用発電機給油ポンプにより自動で燃料補給ができる設計とする。

(3)

緊急時対策所の負荷及び給電容量
緊急時の指揮命令に必要とされる負荷容量は，約 870kVA（第 2.2−1 表参照）であり，緊急時対策所用発電機（定格容量：1,725kVA（連続定格：
1,380kVA））1 台で給電が可能な設計とする。
第 2.2−1 表

緊急時の指揮命令に必要とされる負荷内訳

負荷名称

負荷容量（kVA）

換気設備

約460

通信連絡設備等約35その他（照明，雑動力等）

約375

合

計

約870
34 条-別添 1-2-6

403

(4)

緊急時対策所用発電機の燃料容量
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，緊急時対策所近傍の地下に設置し，重大事故時等に緊急時対策所に電源供給した場合，緊急時対策所用発電機の 100％負荷連続運転において必要となる 7 日間分の容量以上の燃料を貯蔵する設計とする。

V

H

c

168

0.411

70

Ｖ：必要容量（kL）
Ｈ：運転時間（h）＝168（7 日間）
ｃ：100％負荷連続運転時の燃料消費率（kL／h）＝0.411

34 条-別添 1-2-7

404

(5)

緊急時対策所負荷への給電方法
緊急時対策所の給電は，多様な電源から下記の受電経路で実施する。

①

通常時の給電所内電気設備からの受電経路として，緊急時対策所全体に給電する。
給電範囲を第 2.2−2 図に示す。

第 2.2−2 図

緊急時対策所

通常時の給電図

34 条-別添 1-2-8

405

②

代替電源設備からの給電
外部電源喪失等により常用所内電気設備から受電できない場合，代替電源設備である緊急時対策所用発電機が自動起動し，緊急時対策所全体に給電する。給電範囲を第 2.2−3 図に示す。

第 2.2−3 図

緊急時対策所

代替電源設備からの給電図

34 条-別添 1-2-9

406

2.3

遮蔽設計について
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても，換気設備等の機能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう，天井，壁及び床は十分な厚さの遮蔽（鉄筋コンクリート）を設ける。
また，外部扉又は配管その他の貫通部があるものについては，迷路構造等
により，外部の放射線源を直接取り込まないように考慮した設計とする。
遮蔽設計を第 2.3−1 図に示す。

第 2.3−1 図

緊急時対策所

遮蔽設計（断面図）

34 条-別添 1-2-10

407

2.4

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

第 2.4−1 図

緊急時対策所

換気設備等の設備構成図

34 条-別添 1-2-11

408

(1)

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

ａ．緊急時対策所送風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｂ．緊急時対策所非常用送風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｃ．緊急時対策所排風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｄ．緊急時対策所非常用フィルタ装置
台 数：1 基（予備 1）

よう素除去効率：99％以上（相対湿度 70％以下において）

粒子除去効率：99.9％以上

ｅ．緊急時対策所加圧設備型 式：空気ボンベ

本 数：320 本（予備 80 本）

ｆ．緊急時対策所用差圧計
台

数

測定範囲

：1台
：0.0〜20.0 Pa以上
34 条-別添 1-2-12409

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

第 2.4−2 図

換気設備等の概略系統図

34 条-別添 1-2-13

410

(2)

換気設備の目的等
名称

目的等

・ 緊急時対策所送風機
・ 緊急時対策所非常用送風機
・ 緊急時対策所非常用フィルタ装置
・ 災害対策本部隔離弁（電動）・ 緊急時対策所加圧設備・ 緊急時対策所用差圧計・ 重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保
・ 緊急時対策所送風機，緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置については，100%×2 台を緊急時対策所内に設置
・ プルーム通過時に災害対策本部隔離弁（電動）を閉止し，災害対策本部内への希ガス等の流入を防止
・ 災害対策本部内を，空気ボンベを用いて加圧することによって，プルーム通過時の災害対策本部への希ガス等の流入を防止
・ 災害対策本部内が正圧化（20Pa 以上）されていることを確認，把握・ 酸素濃度計（可搬型）・ 災害対策本部内への空気取り込みを一時的に（測定範囲：0.0〜40.0vol%）停止した場合でも，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が事故対策等の活動に支・ 二酸化炭素濃度計（可搬型）
障がない範囲（酸素濃度：19.0vol%以上，二酸（測定範囲：0.0〜5.0vol%）化炭素濃度：1.0vol%以下）であることを把握(3)

換気設備等の運用
原子炉格納容器破損によるプルームへの対応は，災害対策本部隔離弁（電動）（以下「隔離弁」という。）を閉とし，災害対策本部外との空気の流れを遮断し，災害対策本部内を緊急時対策所加圧設備（以下「加圧設備」という。）により加圧することによって，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。プルーム通過時の対応の概要図を第 2.4−3 図に示す。

34 条-別添 1-2-14411

第 2.4−3 図

プルーム通過時の対応の概要図

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）でプルームの放出を確認した場合には，隔離弁を閉止する。
更に，緊急時対策所エリアモニタの指示上昇を確認した場合には，加圧設備（空気ボンベ加圧）により災害対策本部を加圧し，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。
原子炉格納容器の圧力が低下安定し，緊急時対策所エリアモニタの指示値がプルーム通過後安定した段階で，隔離弁を開とする。換気設備の運用
イメージをを第 2.4−4 図に示す。
なお，「緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価」では，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき，事故発
生後 24 時間後から 10 時間放出が継続する評価条件としている。
34 条-別添 1-2-15412

34 条-別添 1-2-16
第 2.4−4 図

換気設備等の運用イメージ

413

(4)

換気設備等の運転状態① 通常運転第 2.4−5 図

換気設備等の概要系統図（通常運転）

34 条-別添 1-2-17414

② 非常時運転（緊対建屋加圧モード）

第 2.4−6 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

34 条-別添 1-2-18415

③ プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード）

第2.4−7図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時加圧運転）

34 条-別添 1-2-19416

④ プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）

第2.4−8図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過後加圧運転）

34 条-別添 1-2-20

417

(5)

加圧設備の概要
プルーム通過時の10時間及びプル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間は，加圧設備を運転し災害対策本部を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ本数は，プルーム通過時，災害対策本部に収容する対策要員
最大約 100 名が滞在するために必要な本数以上を設置する。
ａ．系統構成緊急時対策所内に設置した空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量制御ユニットで一定流量を災害対策本部へ供給する。災害対策本部内は排気側の排気調節弁によって正圧を維持するよう自動調整される。加圧設備の概略系統図を第 2.4−9 図に示す。
なお，排気調節弁は手動操作も可能であり，災害対策本部内の圧力を手動で調整する場合は，排気調節弁を手動で操作し，操作盤の差圧計を監視しながら上流側の手動弁により正圧維持するよう調整する。

第 2.4−9 図

加圧設備の概略系統図

34 条-別添 1-2-21418

ｂ．加圧設備運転時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視
換気設備の停止後，災害対策本部を隔離して加圧設備により正圧とした際に，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を可搬型濃度計の監視により，正常範囲内にあることを確認する。

(6)

災害対策本部の正圧維持
屋内に設置する災害対策本部のインリークは，隣接区画との温度差によって生じる圧力差を考慮すれば良い。このインリークを防止するため，災害対策本部を周囲の隣接区画より高い圧力に加圧する。
災害対策本部内の加圧は，以下に示すとおり約 12.4Pa が必要であるため，災害対策本部の加圧目標は余裕を考慮して隣接区画より＋20Pa 以上とする。

ａ．温度差を考慮した加圧値
災害対策本部と隣接区画との境界壁間に隙間がある場合は，両区画に温度差があると第 2.4−10 図に示すように空気の密度差に起因し，高温区画の上部から低温区画へ空気が流入し，低温区画の下部から高温区画
へ空気が流れ込む。
これら各々の方向に生じる圧力差の合計 P は次の式で表される。

P

p1

p2

H

p :空気密度， H :災害対策本部の階層高さ

34 条-別添 1-2-22419

第 2.4−10 図

温度差のある区画の圧力分布

したがって，災害対策本部を P だけ加圧することによって，隣接区画との温度差が生じても第 2.4−11 図に示すように災害対策本部へのインリークを防ぐことができる。

隣接区画（高温）

第 2.4−11 図

災害対策本部

隣接区画（低温）

温度差のある区画の圧力分布

34 条-別添 1-2-23

420

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

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

高低差

5 .7

1.26711 kg / m 2
12.426 Pa

ｂ．災害対策本部への空気供給量
(a)

非常時運転

第 2.4−12 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

34 条-別添 1-2-24

421

(b)

プルーム通過時・通過後加圧運転

第 2.4−13 図(7)

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時・通過後加圧運転）

加圧設備運転時における災害対策本部の空気供給量の設定
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第 2.4−1 表に示す。加
圧設備運転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m３ ／h に設定する。

第 2.4−1 表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制

160

34 条-別添 1-2-25422

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

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

A4702にて定義されている。最も気密性の高い等級A-4のドアにおいては，圧力差30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約6m３ ／h・m２ であるため（図１参照），ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Qドア＝S×6
Qドア：ドアからのリーク量[m３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m２ （災害対策本部）
JIS A4702 気密性

６34 条-別添 1-2-26

423

(b)

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

したがって，災害対策本部のリーク量は以下の式により120m３ ／hとなる。
Q＝Qドア[m３ ／h]＋Q貫通部[m３ ／h]＝S[m２ ]×6[m３ ／h・m２ ]＋V[m３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120m ３ ／h
Q:供給空気供給量[m３ ／h]ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

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

P :人員 100人

K0

:供給空気中酸素濃度 20.95vol％

K :許容最低酸素濃度 19.0vol％34 条-別添 1-2-27424ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は1.0vol％以下 (10000ppm「 鉱山保安法施行規則」
を準拠)，空気中の二酸化炭素量は0.03vol％，滞在人数100名の二酸化炭
素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである。

Ga
K

Q

P

100

K 0

0 . 022100
1 . 0 0 . 022

100

227 m 3 / h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は160m ３ ／hとなる。
（14時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）

K

K

K

e

K

G

P
Q

K

K

K

P

G

Q

e

K

G

P

Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度 0.5％
K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度 0.03％
Ga：ＣＯ ２ 発生量 0.022m３ ／(h・人)P ：滞在在人員 100人
Q ：空気供給量 [m３ ／h]
V ：室容積 2,994m ３
34 条-別添 1-2-28425

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

1.

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

１

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

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

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

呼吸数

呼吸数
３

呼吸数

（回／min）（cm ／回）（L／min）

仰が（臥）

14

280

5

静座

16

500

8

歩行

24

970

24

40

1,600

64

45

2,290

100

歩行
（150m／min）
歩行（300m／min）

34 条-別添 1-2-29426

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

酸素量

2.

吸気(％)

呼気(％)

20.95

15.39

乾燥空気換算(％)
16.40

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

１

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

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）

34 条-別添 1-2-30

427

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

作業

RMR

作業

RMR

キーパンチ

0.6

−

−

計器監視（立）0.6

運転（乗用車）0.6〜1.0

れんが積み

1.2

バルブ操作

1.0〜2.0

工事監督

1.8
徒歩

1.5〜2.2

塗装（はけ，ロー2.0〜2.5

0〜1

1〜2

2〜3

馬車

2.2

測量

2.6

ラ）
3〜4

やすりかけ

3.5

自転車

3.0〜3.5

4〜5

ボルト締め

4.5

電柱立て

4.0〜5.0

かけ足

5.0

土掘り

5.0〜6.0

はしごのぼり

10.0

−

−

5 以上

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

作業程度

二酸化炭素吐出し量（m ３ ／h・人）

計算採用二酸化炭素
吐出し量（m ３ ／h・人）

0

安静時

0.0132

0.013

0〜1

極軽作業

0.0132〜0.0242

0.022

1〜2

軽作業

0.0242〜0.0352

0.030

2〜4

中等作業

0.0352〜0.0572

0.046

4〜7

重作業

0.0572〜0.0902

0.074

34 条-別添 1-2-31428

○「二酸化炭素消火設備の安全対策について（通知）」（平成 8 年 9 月 20 日
付け消防予第 193 号，消防危第 117 号）
・表１

二酸化炭素の濃度と人体への影響＜２％：はっきりした影響は認められない

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

分類

単純窒息性

ガ ス

二酸化炭素
吸気中酸素分圧を低下させ，酸素欠乏症を誘引，呼吸困難，弱い刺激，窒息

作 用
1日8時間，1週間40時間の労働環境における許容濃度

5,000

のどの刺激

40,000

目の刺激

40,000

数時間ばく露で安全11,000〜17,000

1 時間ばく露で安全

30,000〜40,000

34 条-別添 1-2-32

429

(8)

災害対策本部の加圧時間中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
災害対策本部の加圧時間中において，災害対策本部内への空気供給量（160m３ ／h）と酸素濃度及び二酸化炭素濃度との関係は第 2.4−14 図に示すとおり，14 時間後の時点で酸素濃度及び二酸化炭素濃度ともに許容濃度を満足することができる。

第 2.4−14 図

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

34 条-別添 1-2-33

430

(9)

空気ボンベの必要本数及び圧力監視(a) 空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量
は，160m３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，下記計算のとおりであり，320本を確保する。

・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa(at 35℃)

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

・ボンベ供給可能空気量：7.15m ３ ／本(at 10℃)

計算式：

160×14＝ 313

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

34 条-別添 1-2-34

431

(10)

換気設備等の操作に係る判断等
換気設備等の操作は，原子炉の状況，放射線の状況等を確認し，災害対策本部長の判断及び指示に従い実施する。
プルーム放出後は，緊急時対策所内の換気設備の切替え，空気ボンベ
加圧等を行い，災害対策本部内への希ガスの侵入を防止し，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ加圧及び換気設備の切換えに当たっては，主に緊急時対策所
付近に設置する「可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）」，緊急時対策所内に設置する「緊急時対策所エリアモニタ」等のパラメータを用い判断する。
以下に，操作の判断に係る体制，判断に用いるパラメータ，操作の判断
基準及び状況フローと監視パラメータ等を示す。

①

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

放管班の業務・発電所内外の放射線情報（モニタリング・ポスト等）

指示

原子炉主任技術者
助言

報

災害対策本部長（所長）
換気設備等の運用・操作に係る判断及び操作指示指報
告示

庶務班他の業務【換気設備等に係る操作の実施】●換気設備の切換え操作●空気ボンベ加圧設備の起動準備

34 条-別添 1-2-35

432

② 判断に用いる各パラメータ

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）緊急時対策所付近に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

緊急時対策所エリアモニタ

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

モニタリング・ポスト，可搬型
モニタリング・ポスト（加圧判断用以外）

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

原子炉圧力容器温度計等

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

気象観測設備（風向等）

プルームの進行方向を推定することができる。

34 条-別添 1-2-36

433

③

１

換気設備等に係る操作等の判断基準

操作等

状況

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

２

３

４

５

パラメータの監視強化及び空気ボンベ加圧に係る準備「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え（災害対策
本部は空気ボンベ加圧，災害対策本部以外の建屋内について
は外気少量取り込
み）「災害対策本部加圧モード」から「緊対建屋浄化モード」へ運転切替え（災害対策
本部以外の建屋内について外気取り込み量を増加させた運転）・炉心が損傷し，
放射性物質が大気に放出される可能性がある場
合・格納容器雰囲気放
射線モニタ

・原子炉圧力容器温度計

・中央制御室からベント実施の連絡・プルーム放出・接近「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加圧モード」へ運転切・ 緊急 時対 策所 建
換え（空気ボンベに
屋内の放射性物
よる加圧運転を停質を排出止），緊急時対策所を出て，屋外活動を再開する準備

・原災法第 10 条事故発生・監視パラメータとは別に中央制御室から炉心損傷判
断の連絡があった場合
・格納容器雰囲気放射線モ
ニタの線量率が設計基準事
故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合・監視パラメータとは別に中央制御室からベント実施の連絡があった場合

・サプレッション・
プール水位

・通常水位+6.4m

・格納容器酸素濃度

・4.3％

・可搬型モニタリン
グ・ポスト（加圧判断用）
・緊急時対策所エリ
アモニタ

・プルーム放出が収束
・モニタリング・
ポスト等の線量率が屋外作業可
能なレベルまで低下

判断基準

・可搬型モニタリン
グ・ポスト（加圧判断用）

・指示値急上昇（20mSv／h 以上）−

34 条-別添 1-2-37

考

−

−

−

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

・指示値急上昇（0.5mSv／h 以上）

・指示値低下後安定，指示値
安定・緊急時対策所エリ
アモニタ
・フィルタ装置出口
放射線モニタ備・監視パラメータ
全てが判断基準となる傾向を示した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。

・指示値低下・「緊対建屋浄化モード」に切換えした 1 時間後

−

434

④

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

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）34 条-別添 1-2-38

緊急時対策所エリアモニタ

考え方

指示値急上昇（20mSv／h）

・「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え及び空気ボンベ
加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率約 10mSv／h よりも高い値とすること
で，ベント実施時等のプルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できることから，
誤判断を防止する（参考参照）。

指示値急上昇（0.5mSv／h）

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

435

⑤

状況フローと監視パラメータ及びその判断基準
以下のパラメータを監視し，緊急時対策所外の状況及び緊急時対策所における各種操作を判断する。
監視パラメータ
原子炉の状況
（原子炉圧力容器温度計等）

モニタリングポスト

気象情報（風向・風速等）

炉心状況確認

状況把握

BG 把握

状況把握

発電所構内放射線量率上昇

状況把握

指示値上昇

状況把握

状況フロー

34 条-別添 1-2-39

その他要員
一時退避

―

可搬型モニタリング・ポスト
加圧判断用

その他
BG 把握

指示値上昇

緊急時対策所
エリアモニタ

BG 把握
指示値上昇

避難ルートの検討・判断

指示値上昇

―

原子炉圧力容器温度
上昇

指示値上昇

監視強化

状況把握

指示値上昇

状況把握

指示値急上昇（20mSv／h）

指示値上昇

指示値急上昇（0.5mSv／h）

換気設備の切換え操作
空気ボンベ加圧

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出が収束

放射線指示値低下

指示値低下

状況確認

指示値低下

指示値低下

指示値低下

空気ボンベ加圧停止
ファン起動

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出
ベント
実施

可搬型気象
観測設備

ＳＰＤＳ

指示値上昇

指示値上昇

ベント未実施可搬型モニタリング・ポスト
等
にて検知

436

（参考）
ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率について

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

第 2.4− 2 表

緊急時対策所付近の相対濃度及び相対線量

相 対 濃 度 （ s／ m ３ ）相 対 線 量 （ Gy／ Bq）

約 1.2×10 − ４

約 8.4×10 − 1 9

第 2.4− 3 表

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率

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

34 条-別添 1-2-40

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

437

2.5

必要な情報を把握できる設備について
重大事故時等に対処するために，緊急時対策所ヘデータを伝送する 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）（ 以 下「 Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ 」と いう。）を設置する設計とする。
緊急時対策所ヘデータを伝送するＳＰＤＳとして，データ伝送装
置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置を設置する設計とする。
データ伝送装置は原子炉建屋付属棟に設置する設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所に設置する設計とする。
Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ 表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 第 2.5− 1
表に示す。
第 2.5− 1 表 に 示 す 通 り ， 炉 心 反 応 度 の 状 態 ， 炉 心 の 冷 却 の 状 態 ，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータについても，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が困難となった場合においても，緊急時対策所において推定できるよう可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。また，今後の監視パラメータ追加等を考慮した設計とする。
なお，周辺の環境放射線状況を把握するため，可搬型モニタリン
グ・ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを伝送し，確認できる設計とする。

34 条-別添 1-2-41438

第 2.5− 1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できる主なパラメータ
目的

対象パラメータ

炉心反応度の状態確認

炉心冷却の状態確認

格納容器内の状態確認

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA 広 域 ）フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
原子炉建屋内水素ガス濃度

緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置を含め，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋と緊急時対策所の間のデータ伝送については，有線及び無線による伝送を行い，多様性を確保した設計とする。

34 条-別添 1-2-42439

ま た ，周 辺 の 環 境 線 量 状 況 を 把 握 す る た め ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ・
ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを緊急時対策所へ伝送し，緊急時対策所内にて確認できるように設置する。
必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 の 概 略 を 第 2.5− 1 図 に 示 す 。

第 2.5− 1 図

必要な情報を把握できる設備の概要

34 条-別添 1-2-43

440

2.6

通信連絡設備について発電所内の関係要員への指示を行うことができる通信連絡設備（発電所内用）を緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関係箇所との連絡を行うことができる通信連絡設 備（ 発 電 所 外 ）を 緊 急 時 対 策 所 に 設 置 し ，多 様 性 を 確 保 し た 設 計 とする。
通 信 連 絡 設 備 の 概 略 を 第 2.6− 1 図 に 示 す 。

第 2.6− 1 図

緊急時対策所

通信連絡設備の概略

34 条-別添 1-2-44

441

3.

運用

3.1

必要要員の構成，配置について
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩 ・ 仮 眠 を と る た め の 交 代 要 員 を 考 慮 し て ， 第 3.1− 1 図 ， 第 3.1−
2 図 及 び 第 3.1− 1 表 の と お り 重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 必 要 な 指
示 を 行 う 要 員 46 名 と ，原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 等 に よ る 発 電 所 外 へ の
放 射 性 物 質 の 拡 散 を 抑 制 す る た め に 必 要 な 要 員 18 名 の 合 計 64 名 と想定している。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

34 条-別添 1-3-1

442

34 条-別添 1-3-2
第 3.1−1 図

緊急時対策所

必要要員の考え方443

34 条-別添 1-3-3
第 3.1−2 図

緊急時対策所

事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

444

第 3.1−1 表

重大事故発生時の各体制における緊急時対策所の収容人数（夜間及び休日対応要員）

体制

①

②

③

④

⑤

事象発生

初動態勢
（警戒態勢）

要員招集（非常招集
から 2 時間
後）

プルーム通
過直前及び
通過時

プルーム
通過後

緊急時
対策所

その
他
建屋

中央
制御
室

現場

7

―

―

7

―

4

―

3

1

―

26

―

11

―

15

2

―

2

―

―

7

―

―

7

―

4

3

―

1

―

―

1〜3

15〜
23
0〜2

要員数
（最低必要人数）
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員

0

3〜
10

39

26

0〜10

2

0〜2

―

―

7

―

―

7

48

47

―

1

―

43

0〜27

―

1〜3

15〜
40

4

0〜4

―

―

0〜4

7

4

―

3

―

46

46

―

―

―

47〜
78

64

39

102

70

13

10

―

―

3

4

4

―

―

―

7

―

―

7

―

48

47

―

1

―

13

0〜12

―

1〜3

0〜10

4

0〜4

―

―

0〜4

47〜
64

合
計

72

（注）※重大事故等対応要員には，初期消火要員（11 名）を含む。
原子力オフサイトセンター派遣者（8 名）を除く。
要員数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性あり。

34 条-別添 1-3-4

445

3.2

事象発生後の要員の動きについて(1)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が発生した場合，送受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ），所 内 放 送 等 に て 発 電 所 構 内 の 災 害 対 策 本 部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行う。
ま た ，夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に 警 戒 事 態 又 は 非常事態が発生した場合，一斉通報システムにて災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき非常招集の連絡がなくても自主的に参集する。
発電所外からの災害対策要員の招集に関する概要は以下のとおり で あ る 。重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，一 斉 通 報 シ ス テ ム ，通 信 連
絡手段等を活用した連絡により，発電所緊急時対策所又は発電所
外集合場所である第三滝坂寮へ参集する。なお，地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された
場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
第 三 滝 坂 寮 は ，面 積 約 53,000m ２ の 厚 生 施 設 敷 地 内 に 建 て ら れ た ，
延 床 面 積 2,000m ２ ， 建 築 基 準 法 の 新 耐 震 設 計 法 に 基 づ き 設 計 さ れた鉄筋コンクリート製の構築物であり，東日本大震災でも大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有している。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接発電所緊急時対策所へ参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電 所 外 の 集 合 場 所 に 参 集 し ，災 害 対 策 本 部 の 指 示 に 従 い 対 応 す る 。
34 条-別添 1-3-5

446

発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下①〜⑤の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
①

発電所の状況（設備及び所員の被災等）②

参集した要員の確認（人数，体調等）③

重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な 装 備（ 汚 染 防 護 具 ，マ ス ク ，線 量 計等）④

発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤

気象及び災害情報等

一 斉 通 報 シ ス テ ム の 概 要 を 第 3.2− 1 図 に ，夜 間 及 び 休 日 に お ける 災 害 対 策 要 員 の 招 集 に つ い て 第 3.2− 1 表 に 示 す 。
【一斉通報システムの概○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
通報連絡要員
（当直発電
音声入力
長）

一斉通報装置
事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 3.2− 1 図

一斉通報システムの概要

34 条-別添 1-3-6

447

第 3.2−1 表

夜間及び休日における災害対策要員の招集

非常招集の連絡

非常招集のための準備○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム
等により招集の連絡を行う。

○参集する災害対策要員の指名と参集場所指定①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員：発電所緊急時対策所（災害対策本部）②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策
要員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）]《事象発生，招集連絡》
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員※※中央制御室常駐1名

・統括待機当番(本部長代理)：1名
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名
・情報班要員：1名
・重大事故等対応要員(現場要員):15名※

34 条-別添 1-3-7※放射線管理要員を除く

・消火活動要員：11名※
・放射線管理要員：2名※火災時現場出動[参集要員（自宅，寮等からの参集）]《非常招集連絡》
通報連絡要員（又は当直発電長）（一斉通報システム）
災害対策要員※※発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。

発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生した
場合は，災害対策要員は自主的に参集する。

非常招集の実施○非常招集の開始
・発電所構内及び発電所近傍に常駐する
初動対応要員は，発電所緊急時対策所に参集，又は災害対策本部の指示により現場対応を行う。
・あらかじめ指名されている発電所参集※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
要員（拘束当番）である災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部要員，○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設各班長及び各班の要員）は，直接発電備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名所に向け参集を開始する。
《発電所参集時の確認項目》
・あらかじめ指名された発電所参集要員
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）（拘束当番）以外の災害対策要員は，・参集した要員の確認（人数，体調等）
発電所外集合場所（第三滝坂寮）に参・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
集し，災害対策本部と参集に係る情報・持参品（通信連絡設備，照明機器等）
確認を行い，災害対策本部からの要員
・気象，災害情報等
派遣の要請に従い，集団で発電所に移○発電所参集ルートの選定動する。
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定す ○非常招集中の連絡る。
・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話等により，災害対策要員の参集状況等について適宜確認を行う。
○発電所参集手段の選定
・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定す ○緊急時対策所への参集・災害対策要員（本部長，本部長代理，る。
各本部要員，各班長及びその他必要な要員）は，発電所の緊急時対策所に参集し，本部長又は本部長代理の指揮のもとに活動を開始する。

448

(2)

災害対策要員の所在と発電所外からの参集ルート
東海村の大半は東二から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半径5〜10km 圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東二から半径10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。
東海第二発電所とその周辺の図を第 3.2−2 図に、居住地別の発電所員
数（平成 28 年 7 月時点）を第 3.2−2 表に示す。

第 3.2−2 図

東二とその周辺

34 条-別添 1-3-8

449

第 3.2−2 表

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

居住地

東海村
（半径 5km 圏内）

居住者数

133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5〜10km 圏
内）
58 名
（23%）

その他の地域（半径 10km 圏外）
64 名
（25%）

発電所外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，第3.2−3 図に示すとおりである。
東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状
況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3.2−3 図に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民
34 条-別添 1-3-9

450避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

第 3.2−3 図

主要な参集ルート

津波の浸水について，東海村津波ハザードマップ（第 3.2−4 図）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定
し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する。
34 条-別添 1-3-10451

第 3.2−4 図

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（第 3.2−5 図）から，発電所周辺に浸水を受ける範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影
34 条-別添 1-3-11452

響がない範囲も確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

＊旧防潮堤位置での想定図

第 3.2−5 図

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

34 条-別添 1-3-12

453

(3)

災害対策要員の参集時間等について参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を第 3.2−3 表に示す。

第 3.2−3 表

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係 （平成 28 年 7 月時点）

参集に係る所要時間（発災 30 分後に自宅出発）
60 分以内90 分以内
120 分以内

参集する災害対策要員数
参 考
徒 歩
徒 歩
自転車
（4.0km／h）（4.8km／h） （12km／h）
4名
12 名
126 名
100 名
112 名
176 名
128 名
132 名
200 名

第 3.2−3 表により，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する
災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。
また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。

(4)

緊急時対策所の立ち上げについて
緊急時対策所は，常用系2系統，非常用系1系統の電源から受電可能となっており，加えてこれらの電源が喪失した場合でも，緊急時対策所に設置された専用非常用発電機により，緊急時対策所全体に給電が可能な設計となっている。また，通信連絡設備も常設され，常時充電されているため，電源設備の立ち上げ等の作業は伴わない。参集後は，10分程度で緊急時対策所を立ち上げることができる。

34 条-別添 1-3-13

454

(5)

発電所からの一時退避
緊急時対策所周辺に，大量のプルームが放出されるような事態においては，緊急時対策所に収容する要員以外は，以下の要領にて発電所から構外へ一時退避させる。
なお，プルーム通過の判断については，可搬型モニタリング・ポスト等の指示値により行う。発電所災害対策本部長は，プルームの影響により可
搬型モニタリング・ポスト等の線量率が上昇した後に線量率が下降に転じ，更に線量率が安定的な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。
ａ．発電所災害対策本部長は，要員の退避に係る判断を行う。また，必要に応じて，原子炉主任技術者の助言等を受ける。
ｂ．発電所災害対策本部長は，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる
要員と，発電所から一時退避する要員とを明確にし，指示する。
ｃ．発電所から一時退避する要員は，退避に係る体制を確立するとともに，通信連絡手段，移動手段を確保する。
ｄ．対策本部の指示に従い，放射性物質による影響の少ない場所に退避する。

34 条-別添 1-3-14

455

3.3

汚染持ち込み防止について
緊急時対策所には，プルーム通過後など緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持込みを防止することを目的として，防護具の脱衣，身体の汚染検査及び除染を行うための区画として，チェンジングエリアを設ける。
屋外にて作業を行った現場作業員等が緊急時対策所に入室する際に利用する。
チェンジングエリアの設置場所及び概略図を第 3.3−1 図に示す。

第 3.3−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設置場所及び概略図

34 条-別添 1-3-15

456

3.4

配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所内には，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，資機材等を配備する。
配備する資機材等を第 3.4−1 表に，保管スペースを第 3.4−1 図に示す。

第 3.4−1 表

配備する主な資機材等(注)今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

区

分

放射線
管理用
資機材

資料

計器
食料等

品

名

タイベック
アノラック
全面マスク
チャコールフィルタ
個人線量計
ＧＭ汚染サーベイメータ
電離箱サーベイメータ
緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト ※3
ダストサンプラ
発電所周辺地図
発電所周辺人口関連データ
主要系統模式図
系統図及びプラント配置図
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
食料
飲料水（1.5 /本）

数 量

単 位

備

考

1,155
462
330
2,310
330
5
5
2
2
2
1
1
1
1
2
2
2,310
1,540

着
着
個
個
台
台
台
台
台
台
式
式
式
式
台
台
食
本

110 名×7 日×1.5
44 名 ※1×7 日×1.5
110 名×2 日 ※2×1.5
110 名×7 日×2×1.5
110 名×2 台×1.5
2 台+3 台(予備)4 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)

予備含む
予備含む
110名×3食×7日
110名×2本×7日※１：現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数※２：3 日目以降は除染で対応する。
※３：「監視測定設備」と兼用

34 条-別添 1-3-16457

第 3.4−1 図

配備する主な資機材等の保管場所

緊急時対策所には緊急時対策所エリアモニタ（可搬型）を配備し，重大事
故等発生時に災害対策本部室内に設置し，災害対策本部室内の線量率を監視，測定する。また，当該緊急時対策所エリアモニタは，プルーム放出後の緊急時対策所への到達及び通過の時期を把握して，換気設備の運転変更や加圧設備への切り替えの判断に使用する。
緊急時対策所エリアモニタの仕様を第 3.4−2 表に示す。
第 3.4−2 表
名称

緊急時対策所エリアモニタの仕様

検出器の種類

計測範囲

配備場所

台数

半導体検出器0.001〜
99.99mSv/h

緊急時対策所1（予備 1）

緊急時対策所
エリアモニタ

緊急対策所には，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備し，対策要員の活動に支障がない範囲にあることを把握できるようにする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様を第 3.4−3 表に示す。

34 条-別添 1-3-17458

第 3.4−3 表
機器名称及び外観
酸素濃度計

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様
検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数
二酸化炭素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数

仕様等
ガルバニ電池式
0.0〜40.0vol％±0.1vol％
電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実施する。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する。）
NDIR（非分散型赤外線）
0.0〜5.0vol％±3.0％F.S
電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実施する。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する。）

緊急時対策所エリアモニタ及び酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の配置を第3.4−2 図に示す。

※設置場所については今後の訓練等により変更となる可能性あり

第 3.4−2 図

エリアモニタ及び酸素濃度,二酸化炭素濃度計の配置場所
34 条-別添 1-3-18

459

4.

耐震設計方針について
緊急時対策所に必要な機能として，第 4−1 表に示す設備がある。
これら必要な機能に対して，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する，又は適切に固縛，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しない設計とする。

第 4−1 表緊急時対策所の必要な機能及び主な設備

必要な機能

代替電源設備

非常用換気設備

主な設備
緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計
緊急時対策所非常用送風機
緊急時対策所非常用フィルタ装置
緊急時対策所用差圧計
緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・排気配管

加圧設備

空気ボンベラック，配管，弁通信連絡設備

発電所内用
無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置
発電所内外用衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）
発電所外用
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

重大事故等に対処するために必要な情報を把握す
る設備

ＳＰＤＳ

居住性の確保、放射線量の測定

緊急時対策所遮蔽
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリアモニタ

34 条-別添 1-4-1

460

(1)

緊急時対策所に設置する代替電源設備設備について代替電源設備設備について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−2 表代替電源設備に係る耐震性評価

設備

機器

評価内容

緊急時対策所用発電機

耐震計算

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク

耐震計算

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

耐震計算

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

耐震計算

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

耐震計算

燃料移送配管・弁，電路

耐震計算

代替電源設備(2)

緊急時対策所に設置する換気設備等について
換気設備等について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−3 表換気設備等に係る耐震性評価

設備

非常用換気設備

加圧設備

機器

評価内容

緊急時対策所非常用送風機

耐震計算

緊急時対策所非常用フィルタ装置

耐震計算

緊急時対策所用差圧計

耐震計算

緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・
排気配管

耐震計算

空気ボンベラック

耐震計算

配管，弁

耐震計算

34 条-別添 1-4-2

461

(3)

緊急時対策所に設置する通信連絡設備等について①

通信連絡設備について重大事故等発生時に使用する通信連絡設備については，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−4 表

通信種別

通信連絡設備に係る耐震性評価

主要設備

耐震措置

衛星電話設備
（固定型）
発電所
内外

衛星電話
設備

衛星電話設備
（携帯型）

無線連絡
設備

無線連絡設備
（携帯型）

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

統合原子力
防災ネット
ワーク

テレビ会議
システム

発電所内

発電所外

・衛星電話設備（固定型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（固定型）の衛星電話設備（屋外アンテナ）及び衛星制御装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星制御装置から衛星電話設備（屋外アンテナ）までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・衛星電話設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・携行型有線通話装置は，耐震性を有する緊急時対策所
内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）の衛星無線通信装置及び通信機器は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・通信機器から衛星無線通信装置までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

34 条-別添 1-4-3

462

②

ＳＰＤＳについて
緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，基準地震動による地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−5 表

通信種別

主要設備

データ伝送装置
原子炉
建屋
付属棟

建屋間

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

建屋間伝送ルート

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

緊急時
対策所

ＳＰＤＳに係る耐震性評価

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ表示装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・データ伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブ
ルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・建屋間伝送ルートは有線系及び無線系回線を確保する設計とする。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋及び緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動
Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する
・無線連絡装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・緊急時対策支援システム伝送装置から無線通信用アン
テナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する
緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・ＳＰＤＳデータ表示装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

34 条-別添 1-4-4

463

第 4−1 図(4)

ＳＰＤＳの概要

居住性の確保，放射線量を測定する設備について
緊急時対策所遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリ
アモニタについては，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。

第 4−6 表居住性の確保、放射線量の測定する設備に係る耐震性評価

設備

機器

耐震措置

緊急時対策所遮蔽
居住性の確保，放射線量の測定酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリア
モニタ

・耐震性を有する緊急時対策所に設置
し，転倒防止の措置を実施する。
・加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する。

34 条-別添 1-4-5

464

5.

添付資料

5.1

チェンジングエリアについて

5.1.1

チェンジングエリアの基本的な考え方

チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈第 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

34 条-別添 1-5-1465

5.1.2

チェンジングエリアの概要

チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからな
り，緊急時対策所入口に設置する。概要は第 5.1−1 表のとおり。

第 5.1−1 表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染
緊急時対策所したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検1 階入口

査及び作業服の着替え等を行うための区画を
設ける。

設営
形式

シート区画化

通常時より壁，床等について，あらかじめシー（緊急時対策所）

ト及びテープにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染
原子力災害対策特別措置法 するおそれが発生した場合，チェンジングエリ
第 10 条特定事象が発生し，アの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集
災害対策本部長の指示があ済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実った場合施する作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよ
放射線管理班

う定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

5.1.3

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

チェンジングエリアは，緊急時対策所入口に設置する。チェンジングエリ
アの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第 5.1−1 図のとおり。

34 条-別添 1-5-2

466

第 5.1−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

5.1.4

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）

(1)

考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 5.1−2 図の設営フローに従い，第 5.1−3 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分（資機
材運搬に約 4 分を想定及び資機材の設置に訓練実績から約 13 分を確認）を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定
34 条-別添 1-5-3467

期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班 7名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備

第 5.1−2 図

チェンジングエリア設営フロー

34 条-別添 1-5-4468

※今後，訓練等で見直しを行う。

第 5.1−3 図(2)

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 5.1−2 表のとおりとする。

34 条-別添 1-5-5

469

第5.1−2表

チェンジングエリア用資機材一覧
数量 ※１

名称
養生シート

4巻 ※2

バリア

8個 ※3

粘着マット

3枚 ※4

脱衣収納袋

9個 ※5

難燃袋

525枚 ※6

難燃テープ

12巻 ※7

クリーンウェス

31缶 ※8吸水シート

924枚 ※9

はさみ、カッター

各3本 ※10

筆記用具

2式 ※11

簡易シャワー

1式 ※12簡易水槽

1個 ※12バケツ

1個 ※12排水タンク

1式 ※12

可搬型空気浄化装置

3台 ※13

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

今後，訓練等で見直しを行う。
105.5 m２ （床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m２ /巻×1.5倍≒4巻
各エリア間の5個×1.5倍≒7.5個→8個2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚8個(設置箇所数 修繕しながら使用)
50枚/日×7日間×1.5倍=525枚
57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
×1.5倍÷30m/巻＝11.5→12巻※8 110名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）×1.5倍÷
300（枚/缶）＝30.8→31缶※9 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍=924枚※10 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※11 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※12 修繕しながら使用※13 2台×1.5倍＝3台

34 条-別添 1-5-6

470

5.1.5チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場

合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）
(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策
所外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，緊急時対策所外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 5.1−3 図のとおりであり，チェ
ンジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所
内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア(2)

脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
34 条-別添 1-5-7

471

なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所内に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベッ
34 条-別添 1-5-8

472

ク，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 5.1−4 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。
除染エリア

サーベイエリアにて
汚染確認

【除染①】
クリーンウエス
による
拭き取り

【除染②】
簡易シャワーによる洗浄

汚染拡大
防止処置

緊急時
対策所

クリーン
ウエス
ウエス
移動

除染不可

ポリ袋

除染不可
テープ等で養生

ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第 5.1−4 図

簡易水槽

移動

移動後︑再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

34 条-別添 1-5-9473

廃棄物管理(7)

緊急時対策所外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジ
ングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェンジン
グエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

チェンジングエリアの維持管理(8)

放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

5.1.6

チェンジングエリアに係る補足事項(1)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化するよう配置し，脱衣エリアを換気する
ことで，緊急時対策所外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を
第 5.1−5 図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とす
34 条-別添 1-5-10474

ることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m3／min（540m3／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタの材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気が濾材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 5.1−5 図(2)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの設営状況
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
34 条-別添 1-5-11

475

(3)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所内の 1 階に専用で設置し，第 5.1−6 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エ
リアの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに第 5.1−6 図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

第 5.1−6 図

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

34 条-別添 1-5-12476

チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について(4)

緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等
により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替
え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベ
イエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

5.1.7

汚染の管理基準
第 5.1−3 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 5.1−3 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

34 条-別添 1-5-13

477

第 5.1−3 表
状況
状
況
①

状
況
②

5.1.8

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全般）へ少量の放射性1,300cpm
物質が漏えい又は（4Bq／㎝２相当）
放出されるような
原子力災害時
大規模プルームが放出されるような
原子力災害時根拠等
法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性同位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝２の 1／10

40,000cpm
原子力災害対策指針における２（120Bq／㎝ 相当） ＯＩＬ4 に準拠
13,000cpm（40Bq／㎝２相当）

原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

チェンジングエリアのスペースについて

緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェン
ジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェ
ンジングエリアを退域するまで約 42 分（１人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており、訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。

34 条-別添 1-5-14

478

第 5.1―７図

チェンジングエリア内の待機スペース

34 条-別添 1-5-15

479

5.2

配備資機材等の数量等について

(1)
通信
種別

発電所
内用

通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
主要設備

台数 ※２

無線連絡設備（固定型）

2台

無線連絡設備（携帯型）

20台

送受信機（ページング）
携行型有線通話装置

電力保安通信用
電話設備 ※１
発電所
内外用

衛星電話設備テレビ会議システム（社内）

3台
4台

固定型

4台

携帯型

40台

ＦＡＸ

1台

固定型

7台

携帯型

12台

テレビ会議システム（社内）

2台

電源設備（代替電源含
む）
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
充電池
非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
乾電池
非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
充電池
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機

テレビ会議シス
1式
非常用ディーゼル発電機
テム
無停電電源装置
ＩＰ電話
6台
緊急時対策所用発電機
発電所
ＩＰ−ＦＡＸ
3台
外用
専用電話（ホッ
非常用ディーゼル発電機
専用電話設備トライン）（自1台
無停電電源装置
治体向）緊急時対策所用発電機※１：通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む。台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連
絡設備34 条-別添 1-5-16

480

(2)

放射線管理用資機材○放射線防護具類品

名

配備数 ※1
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※12

靴下2,310足 ※3

34 足 ※12帽子

1,155個 ※3

17 個 ※12

綿手袋

1,155双 ※3

17 双 ※12

ゴム手袋

2,310双 ※4

34 双 ※13

全面マスク

330個 ※5

17 個 ※12

チャコールフィルタ

2,310個 ※6

34 個 ※14アノラック

462着 ※717 着 ※12

長靴

132足 ※8

9 足 ※15胴長靴

11足 ※99 足 ※15遮蔽ベスト

15着 ※10―

自給式呼吸用保護具

2式 ※119 式 ※15

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7
※8

今後，訓練等で見直しを行う。
運転員等は交代のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310
110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310双110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個
110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着
44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※9 7名（重大事故等対応要員7名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11足※10 10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※11 1名（重大事故等対応要員1名）×1.5倍=1.5→2式※12 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33足→34足（2足をセットで使用する）※13 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33双→34双（2双をセットで使用する）※14 11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33個→34個(2個を1セットで使用する)

34 条-別添 1-5-17481

○放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制時（1 日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は 110 名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員 47 名，現場要員
55 名（うち自衛消防隊 11 名を含む。）及び発電所外での活動を行うオフサ
イトセンターへの派遣要員 8 名で構成されている。このうち，緊急時対策所の災害対策本部員は，緊急時対策所を正圧化することにより，防護具類を着用する必要はないが，全要員は 12 時間に 1 回交代するため，2 回の交代分を考慮する。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた 44 名は，1 日に 4 回現場に行くことを想定する。
プルーム通過以降（2 日目以降），東海第二の緊急時対策要員数は 110 名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員 47 名，現場要員 55 名（うち自衛消防隊 11 名を含む）及び発電所外での活動を行うオフサ
イトセンターへの派遣要員 8 名で構成されている。このうち，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班員は，緊急時対策所を正圧化することにより，防護具類を着用する必要はないが，全要員は 7 日目以降に 1 回交代するため，1 回の交代分を考慮し，その後の交代に要する防護具類は外部からの支援が期待できるため考慮しない。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた 44 名は 1 日に 2 回現場に行くことを想定する。
よって，以下のとおりタイベック等（靴下，帽子及び綿手袋）の配備数は必要数を上回っており妥当である。

110 名×2 交代＋44 名×4 回＋110 名＋44 名×2 回×6 日＝1,034 着＜

1,155 着34 条-別添 1-5-18482

チャコールフィルタは 2 個装着して使用し，ゴム手袋は綿手袋の上に二重にして使用するため，以下のとおり配備数は必要数を上回っており妥当である。

(110 名×2 交代＋44 名×4 回＋110 名＋44 名×2 回×6 日)×2
＝2,068 個＜

2,310

全面マスクは，再使用するため，交替を考慮して必要数は 220 個（要員数分×2）であり，配備数は必要数を上回っており妥当である。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※1

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※１
※２
※３
※４
※５

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）※６

加圧判断用に1台+１（予備）＝2台※７

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）

※８
※９
※10

11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台
身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）
現場作業等用に2台＋1台（予備 ）34 条-別添 1-5-19483

○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
養生シート

4巻 ※2

バリア

8個 ※3

粘着マット

3枚 ※4

脱衣収納袋

9個 ※5

難燃袋

525枚 ※6

難燃テープ

12巻 ※7

クリーンウェス

31缶 ※8吸水シート

924枚 ※9

はさみ、カッター

各3本 ※10

筆記用具

2式 ※11

簡易シャワー

1式 ※12簡易水槽

1個 ※12バケツ

1個 ※12排水タンク

1式 ※12

可搬型空気浄化装置

3台 ※13

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

今後，訓練等で見直しを行う。
105.5 m２ （床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m２ /巻×1.5倍≒4巻
各エリア間の5個×1.5倍≒7.5個→8個2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚8個(設置箇所数 修繕しながら使用)
50枚/日×7日間×1.5倍=525枚
57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
×1.5倍÷30m/巻＝11.5→12巻※8 110名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）×1.5倍÷
300（枚/缶）＝30.8→31缶※9 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍=924枚※10 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※11 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※12 修繕しながら使用※13 2台×1.5倍＝3台

34 条-別添 1-5-20

484

(3)

測定計器
機器名称

酸素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
台数

二酸化炭素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
台数

(4)

仕様等
ガルバニ電池式
0.0〜40.0vol％±0.1vol％
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する。）
NDIR（非分散型赤外線）
0.0〜5.0vol％±3.0％F.S
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する。）

情報共有設備等

資機材名
社内パソコン（回線，端末）大型メインモニタ仕様等
災害対策本部内での情報共有や必要な資料や書類等を作成するために配備する。
災害対策本部内の要員が必要な情報の共有を行いやすいよう，資料等を表示する大型のモニタを配備する。

34 条-別添 1-5-21

485

(5)

原子力災害対策活動で使用する主な資料
資１．組織及 び体制 に関する資料
２．放射能影響推 定に関する資料

３．事業所
外運搬に関
する資料

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織資料①東海第二発電所原子力事業者防災業務計画②東海第二発電所原子炉施設保安規定③災害対策規程④東海第二発電所災害対策要領⑤東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料①東海第二発電所災害対策要領②東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連
絡要領（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料①空間線量モニタリング配置図②環境試料サンプリング位置図③環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料①主要系統模式図②原子炉設置（変更）許可申請書③系統図④施設配置図⑤プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥主要設備概要⑦原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ①方位別人口分布図②集落別人口分布図③周辺市町村人口表（５）周辺環境資料①周辺航空写真②周辺地図（2万5千分の１）③周辺地図（5万分の１）④市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

34 条-別添 1-5-22486

その他資機材等

(6)

品

名

保管数

考え方

食料

2,310 食110 名×7 日×3 食

飲料水

1,540 本ヨウ素剤
簡易トイレ ※2

1,760 錠一式

110 名×7 日×2 本（1.5 ／本） ※1
110 名×(初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠×6 日)×2
倍−

※1：飲料水1.5 容器での保管の場合（要員１名あたり１日３ を目安に配備）※2：プルーム通過中に災害対策本部から退出する必要がないように，連続使用可能なトイレを配備する。

(7)

放射線計測器について①

緊急時対策所エリアモニタ

ａ．使用目的
災害対策本部内の放射線量率の監視，測定及び緊急時対策所内加圧
エリアの加圧判断に用いる。
ｂ．配備台数故障等により使用できない場合を考慮し，予備も含め２台配備する。
ｃ．測定範囲：0.001〜99.99mSv／hｄ．電源：AC100V

第 5.2−1 図

可搬型エリアモニタ

34 条-別添 1-5-23

487

②

ＧＭ汚染サーベイメータ

ａ．使用目的
屋外で作業した要員の身体等に放射性物質が付着していないことを確認する。
ｂ．配備台数放射線管理班員 2 名で汚染検査を実施することを想定しているた
め，最低 2 台必要となるが，故障等により使用できない場合を考慮
し，予備も含め 5 台配備する。
ｃ．測定範囲：0 〜 1×10２ kcpm
ｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−2 図③

ＧＭ汚染サーベイメータ

電離箱サーベイメータ

ａ．使用目的現場作業を行う要員等の過剰な被ばくを防止するため，作業現場等の放射線量の測定に使用する。
ｂ．配備台数
複数の作業現場等での同時使用及び故障等により使用できない場合
34 条-別添 1-5-24488

を考慮し，予備も含め 5 台配備する。
ｃ．測定範囲：0.001 〜 1000mSv／hｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−3 図

電離箱サーベイメータ

34 条-別添 1-5-25

489

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は第 5.3−1 表のとおりである。

第 5.3−1 表
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
主要設備

通信事業者
回線
衛星系回線

有線系回線

衛星電話設備

回線容量

主要設備

その他 ※３384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続 ※１

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話
（固定型）

9 回線

−

9 回線

9 回線

衛星電話
（携帯型）

13 回線

−

13 回線

13 回線

2 回線

−

2 回線

2 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

電力保安通信用電話設備 ※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

加入電話設備

必要回線容量 ※２

専用電話（ホットライン）（自治体向）2.9Mbps

有線系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

34 条-別添 1-5-26

490

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて
通常，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳデー
タ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表
示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2 週間分（1 分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデー
タ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。
ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「格納容器内の状態」，「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」が把握できる設計とする。
また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」，「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」，「津波監視」に必要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とすると共に，今後の監視パラメータ追加や機能拡張等を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第 5.4−1 表に示す。

34 条-別添 1-5-27

491

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)

目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

−

○

平均出力領域計装

B

○

−

○

平均出力領域計装

C

○

−

○

平均出力領域計装

D

○

−

○

平均出力領域計装

E

○

−

○

平均出力領域計装
炉心反応度
起動領域計装 Aの状態確認
起動領域計装 B

F

○

−

○

○

○

○

○

○

○

起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

−

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○34 条-別添 1-5-28

492

(2/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器温度○−○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A−2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−2 電圧
炉心冷却の6.9kV 母線 2C 電圧
状態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格納容器内
ドライウェル圧力（広帯域）の状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ34 条-別添 1-5-29493

(3/6)
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度（平均
値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

格納容器下部水温○−○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

−

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

−

○

対象パラメータ

格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内
格納容器内酸素濃度(SA)の状態確認

34 条-別添 1-5-30

494

(4/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）
A

○

○

○

○

○

○

○

○

○

NS4 外側隔離○○○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動
環境の情報
SGTS モニタ（高レンジ）A
確認
SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内
格納容器内スプレイ弁 B（全開）の状態確認
主蒸気管放射線モニタ(A)排ガス放射能（プレホールドアップ）
放射能隔離 Bの状態確認
NS4 内側隔離34 条-別添 1-5-31

495

(5/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T−2)

○

○

○

モニタリング・ポスト(A)

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)

○

○

−

モニタリング・ポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

環 境 の 情 報 18m ベクトル平均風速 10 分値
確認
71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時
対策所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

34 条-別添 1-5-32

496

(6/6)
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広
域）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

○

−

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非常用炉心冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開却系(ECCS)の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

使用済燃料プ 使用済燃料プール温度（SA）
ールの状態確
使用済燃料プール温度
認

水素爆発によ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
水素爆発によ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の損傷防止確 静 的 触 媒 式 水 素 再 結 合 器 動 作 監 視 装
置
認

津波監視

34 条-別添 1-5-33

497

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について
収容場所・収容可能人数

災害対策本部（約350ｍ ２ ）
約100名
宿泊・休憩室（約70ｍ ２ ）収容する要員収容場所の対策

・重大事故等に対処するために必要な指示をする要員
・事故の抑制に必要な要員等
・重大事故等の対処，抑制をするための交代要
員，待機要員プルーム通過時の希ガス対策（空気ボン
ベによる正圧維持）実施（建屋 2 階平面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある最低限必要な要員は，休憩・仮眠をとるための交代要員
34 条-別添 1-5-34498

を考慮して，(1)重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 46 名と，(2)原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 18 名の合計の 64 名としている。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

(1)

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
プルーム通過中の状況監視及び通過後においても継続して発電所災害対策本部機能を維持し，必要な指揮・対応を行うために必要な要員数を確保
する。
要員

考え方

人数

重大事故等に対処するための指揮を行う
発電所災害対策ために必要な本部要員は本部長，本部長
本部長他
代理，原子炉主任技術者がとどまる。

5名

各班本部員，
班長

各班については，本部長からの指揮を受け，重大事故等に対処するため，各本部員
及び各班長がとどまる。

18 名

交代要員

上記，本部長，本部長代理，原子炉主任技術者の交代要員 5 名，及び各班の本部員， 23 名
班長の交代要員 18 名を確保する。

合計

46 名

（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

(2)

原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な要員
放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置として ，プルー
ム通過後の放水砲による放水の再開実施に必要な要員及びその他重大事故等に対して柔軟に対処するために必要な要員数を確保する。

34 条-別添 1-5-35

499

要員
運転員
（当直員）

庶務班要員

考え方

人数

合計

※

プルーム通過時には，3 名 が待避室，4 名が緊急時対策所に退避する。

7名

放射性物質の拡散を抑制するた
放射性物質拡めに必要な放水砲設備の運転，
散抑制対応
監視

4名

燃料確保

ポンプ車等の可搬型設備への燃
料給油

2名

水源確保

使用済燃料ピットへの補給等

2名

電源確保

電源車の運転操作，監視

2名

24 名

保修班要員

運転班要員

格 納 容 器 ベ ン 格 納 容 器 ベ ン ト の 現 場 対 応 (弁
ト対応

放射線管理
モニタリング
班要員

操作室に待避)作業現場の放射線モニタリング

3 名※
4名

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定し，訓練実施することにより必要な力量を習得・維持する。
※ 緊急時対策所外での対応，待避要員（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

34 条-別添 1-5-36

500

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について
原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，第 5.6−1 表に定める異常・緊急時の情勢に応じて防災体制を区分する。

34 条-別添 1-5-37

501

第 5.6−1 表
防災体制

警戒事態

34 条-別添 1-5-38
非常事態

緊急事態の
区分

警戒事態

施設敷地緊
急事態
（原災法第
10条事象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類
参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする
旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事
象（右の事象の種類
参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

施設の状況
その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生

事象の種類(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉
心冷却装置作動(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜
巻等の発生
○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪失(SE30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪
失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部
喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必
要な事象の発生

502

防災体制

非常事態

緊急事態の
区分

全面緊急
事態
（原災法第
15 条事
象）

異常・緊急時の情勢

34 条-別添 1-5-39○原子力防災管理者（所長）が，原災法
第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原災法第15条第2項に基づく原子力緊急事態宣言を行ったとき。

施設の状況

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生

事象の種類(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE11)原子炉停止機能の異常(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完全喪
失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪
失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁喪失及び１つの障壁の喪失又は喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある
事象発生※EAL：Emergency Action Level ， AL：Alert ， SE：Site area Emergency ， GE：General Emergency

503

5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について
災害対策本部内における各機能班，本店対策本部との基本的な情報共有方法は以下のとおりである。（第 5.7−1 図参照）
今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．原子炉の状態，重大事故等への対応状況の情報共有①

情報班が通信連絡設備を用い発電長又は情報班員から原子炉の状態を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報については災害対策本部に報告する。

②

技術班は，ＳＰＤＳデータ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。

③

各作業班は，適宜，入手した原子炉の状態，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④

災害対策本部長は，本部と各機能班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，原子炉の状
態，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。

⑤

災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部要員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。

⑥

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。
34 条-別添 1-5-40504

ｂ．指示・命令，報告①

災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，原子炉の状態や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。

②

災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命
令を出す。

③

各本部員は，配下の各班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について適宜発話・報告することで情報共有する。

④

各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。

⑤

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯＡ
機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

34 条-別添 1-5-41505

(注) 緊急時対策所災害対策本部内の配置については，今後訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 5.7−1 図

緊急時対策所災害対策本部における各機能班，本店対策本部との情報共有イメージ

34 条-別添 1-5-42

506

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について(1)

緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。

第5.8−1表

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
要求事項

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。次項において同じ。）が発生した
場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

２ 重要安全施設は，当該重要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自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
１ 第６条は，設計基準において想定される自然現象（地震及び津波を除く。）に対して，安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないもの」とは，設計上の考慮を要する自然現象又はその組
み合わせに遭遇した場合において，自然事象そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件において，その設備が有する安全機能が達成されることをいう。
４ 第２項に規定する「重要安全施設」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）の「Ⅴ．２．（２）自然現象に対する設計上の考慮」に示されるものとする。

34 条-別添 1-5-43507

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
５第２項に規定する「大きな影響を及ぼす
おそれがあると想定される自然現象」とは，対象となる自然現象に対応して，最新の科学的技術的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお，過去の記録，現地調査の結果及び最新知見等を参考にして，必要のある場合には，異種の自然現象を重畳させるものとする。
６ 第２項に規定する「適切に考慮したもの」とは，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するものではなく，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切
３ 安全施設は，工場等内又はその周辺においに組み合わせた場合をいう。
て想定される発電用原子炉施設の安全性を損 ７ 第３項は，設計基準において想定されるなわせる原因となるおそれがある事象であっ発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原て人為によるもの（故意によるものを除く。）
因となるおそれがある事象であって人為にに対して安全機能を損なわないものでなけれよるもの（故意によるものを除く。）に対しばならない。
て，安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安
全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。なお，上記の航空機落下については，「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」（ 平成14・07・29原院第4号（平成１４年７月３０日原子力安全・保安院制定））等に基づき，防護設計の要否について確認する。

34 条-別添 1-5-44508

第 5.8−2 表
自然現象
洪水

風（台風）

竜巻

凍結

降水
積雪

落雷
地滑り

火山の影響

生物学的事象森林火災

高潮想定される自然現象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害が生じることはない。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準風
速 30m／s に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・風（台風）の発生による飛来物の影響は，竜巻影響評価において想定している影響に包絡されている。
・緊急時対策所は，最大風速 100m／s の竜巻による設計荷重（風圧力による荷重，気圧差による荷重，飛来物による衝撃及びその他組
合せ荷重）を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・主要設備類は換気空調設備により環境温度を維持した建屋内に配備する設計としている事から影響は生じない。また，屋外設備については保温等の凍結防止対策を行うことにより，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・構内排水路による排水等により緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準積
雪深は 30cm に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，除雪を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，避雷設備を設置するとともに，構内接地網の布設による接地抵抗の低減等の対策を行うことにより，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，地滑りによる被害は生じることはない。
・緊急時対策所は，発電所で想定される堆積厚さ 50cm の降下火砕物，
積雪及び風荷重を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，降下火砕物の除去を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，ネズミ等の小動物に対して侵入防止対策を施す
ことで，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・緊急時対策所は，森林火災からの延焼を防止するため防火帯内側に設置する。また，森林火災の輻射熱の影響に対して，森林との間に適切な離隔距離を確保することで，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・ばい煙等の二次的影響に対して，外気取込の給気口を森林部と反対の建屋側面に敷設することで，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。

34 条-別添 1-5-45509

第 5.8−3 表
外部人為事象
航空機落下

ダムの崩壊

爆発

近隣工場等の火災
有毒ガス想定される外部人為事象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・原子炉施設等への航空機の落下確率は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，航空機落下による防護については考慮不要である。
・発電所敷地の北側に久慈川が位置しており，その支線の上流約 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，久慈川河口に対して標高 3 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うけることはない。
・石油コンビナート，近隣工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物の衝撃を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・石油コンビナート，近隣工場，発電所周辺の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及び敷地内の危険物貯蔵施設の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・固定施設（石油コンビナート等）及び可動施設（陸上輸送，海上輸送）において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されてい
る。

船舶の衝突

・緊急時対策所は，船舶の衝突の影響を受けない敷地高さに設置する。

電磁的障害

・日本工業規格（JIS）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置によりサージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計とする。

34 条-別添 1-5-46

510

(2)

緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。

第 5.8−4 表

設置許可基準規則第８条（火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第８条（火災による損傷の防止）
設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよ
う，火災の発生を防止することができ，かつ，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい，安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。

２ 消火設備（安全施設に属するものに限る。）は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわな
いものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第８条（火災による損傷の防止）
１ 第８条については，設計基準において発生する火災により，発電用原子炉
施設の安全性が損なわれないようにするため，設計基準対象施設に対して必要な機能（火災の発生防止，感知及び消
火並びに火災による影響の軽減）を有することを求めている。
また，上記の「発電用原子炉施設の安全性が損なわれない」とは，安全施設が安全機能を損なわないことを求めている。
したがって，安全施設の安全機能が損なわれるおそれがある火災に対して，発電用原子炉施設に対して必要な措置が求められる。
２ 第８条について，別途定める「実用発
電用原子炉及びその付属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第1306195号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に適合するものであること。
３ 第２項の規定について，消火設備の破損，誤作動又は誤操作が起きた場合のほか，火災感知設備の破損，誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても，発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものであること。

34 条-別添 1-5-47

511

第 5.8−5 表

設置許可基準規則第４１条(火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第４１条（火災による損傷の防止）
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対 処するた め に必要な機 能を損なうおそれがないよう，火災の発生を防止することができ，かつ，火災感知設備及び消火設備を 有するも の でなければ ならない。

第 5.8−6 表

設置許可基準規則の解釈第４１条（火災による損傷の防止）
１ 第４１条の適用に当たっては，第８条第１項の解釈に準ずるものとする。

火災による損傷の防止への適合方針

事象

適合方針（方策・評価等）

内部火災

・火災の発生防止並びに火災の影響軽減を考慮した火災防護対策（不燃性・難燃性内装材料，耐火壁等）を講じ，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・火災の早期感知については，火災時に炎が生じる前の発煙段階から感知できるよう，異なる２種類の感知器（熱感知器と煙感知器）を組み合わせて設置する設計とする。感知器は，外部電源が喪失場合においても電源を確保する設計とし，中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
・消火設備については，各種消火器を適切に設置するとともに，火災によって煙が充満し消火が困難となる可能性のある屋内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

34 条-別添 1-5-48

512

別添２

運用，手順説明資料

34 条-別添 2-1

513

34 条 緊急時対策所【要求事項】
工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。
【解釈】−34 条-別添 2-2

設置場所及び収容人員

原子炉の状態を把握するための設備

発電所内外関連箇所との通信連絡設備酸素濃度及び二酸化炭素濃度の把握

中央制御室以外の場所に，緊急時対策所を設置する。

安全パラメータ表示システム（SPDS）

通信連絡設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度系514

表1
設置許可基準対象条文

対象項目

第34条
緊急時対策所

緊急時対策所

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
区分
運用・手順
体制
保守・点検

34 条-別添 2-3

教育・訓練

運用対策等
−
−
緊急時対策所に要求される機能を維持するため，保守計画に基づ
き適切に保守管理，点検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。
保守・点検に関する教育を定期的に行う。

515

東海第二発電所

通信連絡設備本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

516

(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造

(3)
(ⅰ)

その他の主要な構造
本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(ad) 通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），安全パラ
メータ表示システム（ＳＰＤＳ），通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービ
ン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備
−5−

1

517

を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
これらの通信連絡設備については，非常用所内電源及び無停電
電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

ヌ(3)

その他の発電用原子炉の附属施設の構造及び設備
その他の主要な事項（ⅶ）通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），安全パラメー
タ表示システム（ＳＰＤＳ），通信設備（発電所外）及びデータ伝送
設備から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋
等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及
び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）等の多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，
−6−

2

518

緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
通信設備（発電所内）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，加入電
話設備（加入電話，加入ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）等の通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必
−7−

3

519

要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所内）及び緊
急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするための安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）として，以下の通信連絡設備（発電所内）を設ける。
重大事故等が発生した場合に発電所内の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）として，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携帯型有線通話装置を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする。
携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置
し，屋外に設置したアンテナと接続されていることにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
衛星電話設備（携帯型）,無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。
−8−

4

520

充電池を用いるものについては，別の端末又は別の充電池と交換することにより事象発生後 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，代替電源設備からの受電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電できる設計とする。
また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより事象発生後 7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，
原子炉建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤ
Ｓデータ表示装置は，緊急時対策所内に設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交
流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替
高圧電源装置又は可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援シ
ステム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流動力電源が喪失した
場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携
帯型有線通話装置及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）につ
−9−

5

521

いては，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力
に対し，機能喪失しない設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所外）及び発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータの伝送できるデータ伝送設備として，以下の通信連絡設備（発電所外）を設ける。
重大事故等が発生した場合に発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合
原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）は，通信連絡設備（発電所内）と同じである。
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，緊急時対策所内に設置する設計とする。なお，
データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）の緊急時対策支援システム伝送
装置と同じである
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）は，緊急時対策所内に設置する設計とする。
−10−

6

522

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としてのデータ伝送
設備，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「ヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。
緊急時対策所用発電機については，「ヌ,(3),(ⅵ) 緊急時対策所」に記載する。
通信連絡設備の一覧を以下に示す。
・送受話器(ページング)

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・テレビ会議システム（社内）一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
−11−

7

523

・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
一式

・無線連絡設備（固定型）（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・衛星電話設備（固定型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

一式（「計装設備」，「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
一式

・データ伝送設備（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）・携行型有線通話装置

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・無線連絡設備（携帯型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・衛星電話設備（携帯型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ），安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備
は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
−12−

8

524

第三十五条１

通信連絡設備工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、警報装置（安全施設に属するものに限る。）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。

２

工場等には、設計基準事故が発生した場合において発電用原子炉施設
外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう、多様性を確保した専用通信回線を設けなければならない。

適合のための設計方針
第１項について
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ
事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

第２項について
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，そ9525

の他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必
要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない
場合でも動作可能な設計とする。

10

526

10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.12

通信連絡設備10.12.1

通常運転時等10.12.1.1

概要

設計基準事故が発生した場合において，発電所内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設置する。
また，発電所外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう，多様性を確保した専用通信回線に接続する。

10.12.1.2
(1)

設計方針

設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設
備 と し て ， 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ） （ 以下 「 Ｓ Ｐ Ｄ
Ｓ」という。）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及びＳＰＤＳについては，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(2)

設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。

11527

また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）
へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所
内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

10.12.1.3

主要設備の仕様

通信連絡設備の主要仕様を第 10.12−1 表に示す。

10.12.1.4
(1)

主要設備

通信設備（発電所内）
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装
置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・送受話器（ページング）（警報装置を含む。）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）・携行型有線通話装置
・無線連絡設備（固定型）

12

528

・無線連絡設備（携帯型）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
また，警報装置及び通信設備（発電所内）については，非常用所
内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

(2)

ＳＰＤＳ
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備

として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰ
ＤＳデータ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ＳＰＤＳ
また，ＳＰＤＳについては，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(3)

通信設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，

その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管す
る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

13

529

・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）
通信連絡設備（発電所外）は，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，通信設備（発電所外）については，非常用所内電源及び無停電
電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
なお，通信連絡設備（発電所外）は，定期的に点検を行うことにより，専用通信回線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。
(4)

データ伝送設備
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必

要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急時対策支援システム伝送装置
データ伝送設備は，有線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，データ伝送設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

14530

なお，データ伝送設備は，定期的に点検を行うことにより，専用通
信回線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。

10.12.1.5

試験検査

警報装置，通信設備（発電所内），通信設備（発電所外），ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観検査及び機能・性能検査が可能な設計とする。

10.12.1.6

手順等

通信連絡設備については，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

通信連絡設備の操作については，予め手順を整備し，的確に実施する。
(2)

専用通信回線，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備については，通信が正常に行われていることを確認するため，定期的に点検を行うとともに，異常時の対応に関する手順を整備する。
(3)

社内外の関係先へ，的確かつ迅速に通報連絡ができるよう，原子力

防災訓練等を定期的に実施する。

15

531

第 10.12−1 表

送信種別

主要設備

警報装置

電源

送受話器（ページング）

電力保安通信用電話設備
通信設備（発電所内）

通信連絡設備の一覧表

所内

通信回線

非常用所内電源，無停電電源
固定電話機（注１）

固定型：非常用所内電源，無停電電源

ＰＨＳ端末（注１）

携帯型：非常用所内電源，無停電電源，充電池

携行型有線通話装置

乾電池

無線連絡設備（固定型）

非常用所内電源，無停電電源

無線連絡設備（携帯型）

充電池

衛星電話設備（固定型）（注１）

非常用所内電源系，無停電電源

衛星電話設備（携帯型）（注１）−

充電池
データ伝送装置

ＳＰＤＳ

ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置（注１）

非常用所内電源，無停電電源

ＳＰＤＳデータ表示装置

電力保安通信用電話設備
社
内

通信設備
（発電所外）

固定型：非常用所内電源，無停電電源

ＰＨＳ端末（注１）

携帯型：非常用所内電源，無停電電源，充電池

ＦＡＸ

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源

テレビ会議システム（社内）

非常用所内電源，無停電電源

衛星電話設備（固定型）（注１）

非常用所内電源，無停電電源

衛星電話設備（携帯型）（注１）

充電池

加入電話設備所

固定電話機（注１）外

加入電話

加入電話：通信事業者回線から給電

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源

有線系回線，無線系回線（専用の電力保安通信用回線）

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）
衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線（通信事業者回線（注２））

テレビ会議システム
統合原子力防災ネットワークに接続する社
外通信連絡設備

非常用所内電源，無停電電源

ＩＰ電話

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）

ＩＰ−ＦＡＸ
衛星電話設備（固定型）（注１）

非常用所内電源，無停電電源

衛星電話設備（携帯型）（注１）

充電池

専用電話設備
データ伝送設備
データ伝送設備
注１：発電所内用と発電所外用で共用
注２：災害時優先回線含む

専用電話（ホットライン）（自治体向）（注１）

緊急時対策支援システム伝送装置

衛星系回線（通信事業者回線）

通信事業者回線から給電，非常用所内電源，無停電電源

有線系回線（通信事業者回線））

非常用所内電源，無停電電源

有線系回線，衛星系回線（専用の通信事業者回線）

16

532

第 35 条

通信連絡設備＜目

次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
1.2 追加要求事項に対する適合方針
1.3 気象等
1.4

設備等（手順等含む）

2. 通信連絡設備
2.1 通信連絡設備の概要
2.2 通信設備（発電所内）
2.3 通信設備（発電所外）
2.4 ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備
2.5 多様性を確保した通信回線
2.6 通信連絡設備の電源設備

別紙１

通信連絡設備の一覧

別紙２

機能毎に必要な通信連絡設備

別紙３携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所

別紙４

加入電話設備の構成について

別紙５

緊急時対策所におけるＳＰＤＳ表示装置

別紙６

ＳＰＤＳのデータ伝送概要と確認できるパラメータ

別紙７

過去のプラントパラメータ閲覧について

別紙８

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置について
35 条-目-1

533

別紙９

緊急時対策所における通信連絡設備の電源について

別紙１０ 緊急時対策所の無停電電源装置の仕様について
別紙１１ 多様性を確保した通信回線の容量について
別紙１２ 主要な通信連絡設備の配置について
別紙１３ 協力会社との通信連絡
別紙１４ 現場退避指示について

3. 運用，手順説明資料（別添資料）通信連絡設備

35 条-目-2

534

＜概

要＞

１．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事
項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

２．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

３．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

35 条-目-3535

1. 基本方針
1.1

要求事項の整理
通信連絡設備について，設置許可基準規則第 35 条及び技術基準規則第 47 条

において，追加要求事項を明確化する。
（第 1.1-1 表）

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 35 条及び技術基準規則第 47 条要求事項

技術基準規則設置許可基準規則
第 47 条備 考第 35 条（警報装置等）（通信連絡設備）
工場等には，設計基準事故が ４ 工場等には，一次冷却系統 一 部 追 加 要 求
発生した場合において工場に係る発電用原子炉施設の 事項

等内の人に対し必要な指示

損壊又は故障の際に発電用ができるよう，警報装置（安原子炉施設内の人に対し必全施設に属するものに限要な指示ができるよう，警報る。）及び多様性を確保した装置及び多様性を確保した

通信連絡設備（安全施設に属

通信連絡設備を施設しなけ

するものに限る。）を設けなればならない。

ければならない。
２ 工場等には，設計基準事故 ５ 工場等には，設計基準事故 追加要求事項が発生した場合において発が発生した場合において当

電用原子炉施設外の通信連

該発電用原子炉施設外の通絡をする必要がある場所と信連絡をする必要がある場

通信連絡ができるよう，多様所と通信連絡ができるよう，性を確保した専用通信回線

多様性を確保した専用通信を設けなければならない。

回線を施設しなければならない。

35 条-1536

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(ad) 通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），安全パラメー
タ表示システム（ＳＰＤＳ），通信設備（発電所外）及びデータ伝送
設備から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋
等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設
備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）
へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する
35 条-2537

設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
これらの通信連絡設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。
【説明資料（2.1：P35 条-14,15）（2.2：P35 条-16〜18）（2.3：P35 条-19〜23）（2.4：P35 条-24〜26）（2.5：P35 条-27,28）（2.6：P35 条-29〜35）
】

ヌ
(3)

その他の発電用原子炉の附属施設の構造及び設備
その他の主要な事項（ⅶ）通信連絡設備
通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ），通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備から構成される。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，中央制
御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋
内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び送受話器（ページン35 条-3538

グ），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）等の多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
警報装置，通信設備（発電所内）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
発電用原子炉施設には，設計基準事故が発生した場合において，発電所
外の本店，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，加入電話設備（加入
電話，加入ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）等の通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所内電源
又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場
合でも動作可能な設計とする。
・送受話器(ページング)（警報装置を含む。）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ） 一式
35 条-4539

（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・テレビ会議システム（社内）一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・無線連絡設備（固定型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・衛星電話設備（固定型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

一式（「計装設備」，「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・データ伝送設備一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）・携行型有線通話装置

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・無線連絡設備（携帯型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
・衛星電話設備（携帯型）

一式（「緊急時対策所」及び「通信連絡設備」と兼用）
携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），
無線連絡設備（携帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ），安全パラメー
35 条-5540

タ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
【説明資料（2.1：P35 条-14,15）（2.2：P35 条-16〜18）（2.3：P35 条-19〜23）（2.4：P35 条-24〜26）（2.5：P35 条-27,28）（2.6：P35 条-29〜35）】

35 条-6541

(2) 適合性説明（通信連絡設備）第三十五条 工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、警報装置（安全施設に属するものに限る。）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。
２

工場等には、設計基準事故が発生した場合において発電用原子炉施設外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう、多様性を確保した専用通信回線を設けなければならない。

適合のための設計方針
第１項について
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

第２項について
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，その35 条-7542

他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻
輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。

1.3 気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）

10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.12
10.12.1

通信連絡設備
通常運転時等10.12.1.1 概要
設計基準事故が発生した場合において，発電所内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設置又は保管する。
また，発電所外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう，多様性を確保した専用通信回線に接続する。

10.12.1.2 設計方針
35 条-8543

(1)

設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。また，緊急時対策所へ事故
状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，安全パラメータ表示
システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」という。）を設置する設計とする。
なお，警報装置，通信設備（発電所内）及びＳＰＤＳについては，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(2) 設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，
その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必
要なデータを伝送できる設備として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
なお，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない
場合でも動作可能な設計とする。
【説明資料（2.1：P35 条-14,15）（2.2：P35 条-16〜18）（2.3：P35 条-19〜23）（2.4：P35 条-24〜26）（2.5：P35 条-27,28）（2.6：P35 条-29〜35）】

35 条-9544

10.12.1.3

主要設備の仕様

通信連絡設備の主要仕様を第 10.12−1 表に示す。

10.12.1.4
(1)

主要設備

警報装置及び通信設備（発電所内）
設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る

可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，
作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置
及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び送受話器（ページング），電力保安通信用電話
設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）等の多様性を確保した通信設備（発電所内）を設置又は保管する。
また，警報装置及び通信設備（発電所内）については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(2) ＳＰＤＳ
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデー
タ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。
また，ＳＰＤＳについては，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
(3)

通信設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店，国，自治体，

その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる設備として，加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ），衛星
35 条-10545

電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）等の通信設備（発電所外）を設置又は保管する設計とする。
通信設備（発電所外）は，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，通信設備（発電所外）については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
なお，通信設備（発電所外）は，定期的に点検を行うことにより，専用通信回線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。
(4) データ伝送設備
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備として，緊急時対策支援システム伝送装置を設置する設計とする。
データ伝送設備は，有線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
また，データ伝送設備については，非常用所内電源及び無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
なお，データ伝送設備は，定期的に点検を行うことにより，専用通信回
線の状態を監視し，常時使用できることを確認する。
10.12.1.5

試験検査

警報装置，通信設備（発電所内），通信設備（発電所外），ＳＰＤＳ及びデー
タ伝送設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観検査及び機能・性能
35 条-11546

検査が可能な設計とする。

10.12.1.6

手順等

通信連絡設備については，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

通信連絡設備の操作については，予め手順を整備し，的確に実施する。

(2)

専用通信回線，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備については，通信が正常に行われていることを確認するため，定期的に点検を行うとともに，異常時の対応に関する手順を整備する。
(3)

社内外の関係先へ，的確かつ迅速に通報連絡ができるよう，原子力防災訓練等を定期的に実施する。

35 条-12547

第 10.12−1 表

送信種別

主要設備

警報装置

電源

送受話器（ページング）

電力保安通信用電話設備
通信設備
所内

通信回線

非常用所内電源，無停電電源

送受話器（ページング）（発電所内）

通信連絡設備の一覧表

非常用所内電源，無停電電源
固定電話機（注１）

固定型：非常用所内電源，無停電電源装置

ＰＨＳ端末（注１）

携帯型：非常用所内電源，無停電電源装置，充電池

ＦＡＸ

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

携行型有線通話装置

乾電池

無線連絡設備（固定型）

非常用所内電源，無停電電源装置

無線連絡設備（携帯型）

充電池

（注１）
衛星電話設備（固定型）

非常用所内電源系，無停電電源装置（注１）
衛星電話設備（携帯型）−

充電池
データ伝送装置

ＳＰＤＳ

ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置（注１）

非常用所内電源，無停電電源装置

ＳＰＤＳデータ表示装置

電力保安通信用電話設備
社
内

通信設備
（発電所外）

固定型：非常用所内電源，無停電電源装置

ＰＨＳ端末（注１）

携帯型：非常用所内電源，無停電電源，充電池

ＦＡＸ

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

テレビ会議システム（社内）

非常用所内電源，無停電電源装置（注１）
衛星電話設備（固定型）

非常用所内電源，無停電電源装置（注１）
衛星電話設備（携帯型）

充電池

加入電話設備所

固定電話機（注１）外

加入電話

加入電話：通信事業者回線から給電

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ：非常用所内電源，無停電電源装置

有線系回線，無線系回線（専用の電力保安通信用回線）

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）
衛星系回線（通信事業者回線）

有線系回線（通信事業者回線（注２））

テレビ会議システム
統合原子力防災ネットワークに接続する社
外通信連絡設備

非常用所内電源，無停電電源装置

ＩＰ電話

有線系回線，衛星系回線（通信事業者回線）

ＩＰ−ＦＡＸ（注１）
衛星電話設備（固定型）

非常用所内電源，無停電電源装置（注１）
衛星電話設備（携帯型）

充電池

専用電話設備
データ伝送設備
データ伝送設備
注１：発電所内用と発電所外用で共用
注２：災害時優先回線含む

衛星系回線（通信事業者回線）

専用電話（ホットライン）（自治体向）

通信事業者回線から給電，非常用所内電源，無停電電源装置

有線系回線（通信事業者回線））

緊急時対策支援システム伝送装置（注１）

非常用所内電源，無停電電源装置

有線系回線，衛星系回線（専用の通信事業者回線）

35 条-13548

2. 通信連絡設備
2.1 通信連絡設備の概要
発電所内及び発電所外との通信連絡設備として，以下の通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。通信連絡設備は，警報装置，通信設備（発電所内），
ＳＰＤＳ，通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備から構成される。通信連絡設備の概要を第 2.1-1 図に示す。

(1) 警報装置
事故等は発生した場合に，建屋内外の者へ退避の指示を行う。
(2)

通信設備（発電所内）
中央制御室等から建屋内外各所の者へ操作，作業又は退避の指示及び連絡を行う。

(3) ＳＰＤＳ
事故状態等の把握に必要な情報（プラントパラメータ）を把握するため，緊急時対策所へデータを伝送する。
(4)

通信設備（発電所外）
発電所外の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行う。

(5)

データ伝送設備
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する。

35 条-14

549

発電所内

発電所外

東海第二発電所
緊急時対策所

統合防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

現場（屋内）
電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）
送受話器（ページング）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）

送受話器（ページング）
無線連絡設備（固定型）

衛星電話設備
（固定型）
携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置※３

発電所外（社内）
本店（即応センター等）
その他関係箇所（社内）

専用電話設備（ホットライン）（自治体向）テレビ会議システム（社内）

発電所外（社外）国（原子力規制委員会等）

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

関係自治体（茨城県，東海村等）
緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ
表示装置

その他関係機関（社外）35 条-15

発電所外（社外）

現場（屋外）
原子炉建屋付属棟
衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）

無線連絡設備（携帯型）

データセンター（ＥＲＳＳ※２原子力規制庁））

中央制御室

【凡例】

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

衛星電話設備
（固定型）

携行型有線
電話装置

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

無線連絡設備（固定型）

送受話器（ページング）：通信連絡設備（発電所内用）：通信連絡設備（発電所外用）：通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）：設計基準対象施設及び送受話器（ページング）
データ伝送装置

重大事故等対処設備として使用する設備：通信の流れ※１：加入電話に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：緊急時対策所内の間で通信連絡が可能である。

第 2.1-1 図：データの流れ

通信連絡設備の概要

35 条-15550

2.2

警報装置及び通信設備（発電所内）
中央制御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末，ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線
連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線電話装置を設置又は保管する設計とする。概要を第 2.2-1 図に示す。
通信設備（発電所内）の多様性を第 2.2-1 表に示す。
また，通信設備（発電所内）のうち，設計基準対象施設である衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線電話装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等が発生した場合においても機能維持を図る設計とする。

万が一，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）の機能が喪失した場合，発電所建屋外は無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備（携帯型），発電所建屋内は携行型有線通話装置及び衛星電話設備（固定型）により，発電所内の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。
警報装置及び通信設備（発電所内）については，定期的な機能・性能検査及び外観検査により適切な保守管理を行い，常時使用できることを確認する。

35 条-16551

第 2.2-1 表
主要設備

送受話器
（ページング）（警報装置を含む。）

電力保安通信
用電話設備

通信設備（発電所内）の多様性
機能

通信回線種別通信連絡の場所※１
・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・中央制御室−現場（屋外）・緊急時対策所−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋外）・現場（屋内）−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋内）・現場（屋内）−現場（屋内）・現場（屋内）−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）・緊急時対策所−中央制御室
・中央制御室−現場（屋内）・中央制御室−現場（屋外）・緊急時対策所−現場（屋内）・緊急時対策所−現場（屋外）

送受話器（ページング）（警報装置を含
む。）

電話

有線系回線

固定電話機

電話

有線系回線

ＰＨＳ端末

電話

有線系／
無線系回線

ＦＡＸ

ＦＡＸ

有線系回線

・緊急時対策所−中央制御室

衛星系回線

・緊急時対策所−中央制御室
・緊急時対策所−現場（屋外）・中央制御室−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）

衛星電話設備衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型）

無線連絡設備

無線連絡設備（固定型），
無線連絡設備
（携帯型）

電話

無線系回線

・緊急時対策所−中央制御室
・緊急時対策所−現場（屋外）・中央制御室−現場（屋外）・現場（屋外）−現場（屋外）

携行型有線
通話装置

携行型有線通話
装置

電話

有線系回線

・中央制御室−現場（屋内）・緊急時対策所※２

電話※１：現場（屋内）：原子炉建屋，タービン建屋等※２：緊急時対策所内で通信連絡を行う。

35 条-17552

35 条-18
第 2.2-1 図

通信設備（発電所内）の概要
35 条-18553

2.3

通信設備（発電所外）(1)

所外必要箇所の選定
発電所外の通信連絡をする必要がある場所として，本店，国，自治体，その他関係機関等を選定する。

(2)

通信設備（発電所外）
発電所外の必要箇所と事故の発生等に係る連絡を音声等により行うため，通信設備（発電所外）として，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末，ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ−ＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））を設置又は保管する設計とし，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。概要を第 2.3-1 図，第 2.3-2 図及び第 2.3-3 図に示す。
また，通信設備（発電所外）のうち，設計基準対象施設である統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，Ｉ
Ｐ−ＦＡＸ），衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）は，重大事故等時においても使用し，重大事故等が発生した場合においても機能維持を図る設計とする。
ａ．電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）
当社及び東京電力パワーグリッド株式会社が構築する専用通信回線（無線系及び有線系）に接続している固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ
ｂ．テレビ会議システム（社内）35 条-19554

通信事業者が提供する通信回線（有線系及び衛星系）に接続しているテレビ会議システム（社内）ｃ．加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）
通信事業者が提供する通信回線（有線系）に接続している加入電話及び加入ＦＡＸｄ．統合原子力防災ネットワークに接続している通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）
通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災ネットワーク（有線系及び衛星系）に接続しているテレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−Ｆ
ＡＸ
ｅ．専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））
通信事業者が提供する専用通信回線（有線系）に接続している専用電話（ホットライン）（自治体向）
ｆ．衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）
通信事業者が提供する通信回線（衛星系）に接続している衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）

万が一，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）の機能が喪失した場合，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）等の衛星系回線により，発電所
外の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。
通信連絡設備（発電所外）については，定期的な機能・性能検査及び外観検査により適切な保守管理を行い，常時使用できることを確認する。

35 条-20555

35 条-21
第 2.3-1 図

通信設備（発電所外〔社内関係箇所〕）の概要（電力保安通信用電話設備，加入電話設備，衛星電話設備，テレビ会議システム（社内））35 条-21556

35 条-22
第 2.3-2 図

通信設備（発電所外〔社外関係箇所〕）の概要（その１）（電力保安通信用電話設備，加入電話設備，衛星電話設備，専用電話設備）

35 条-22557

35 条-23
第 2.3-3 図

通信設備（発電所外〔社外関係箇所〕）の概要（その２）（統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備）

35 条-23558

2.4

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できる設備として，
データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備として緊急時対策支援システム伝送装置を設置する設計とする。

データ伝送設備は，データ伝送装置からデータを収集し，緊急時対策支援シ
ステム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送可能な設計とし，常時使用できるよう通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災ネットワーク（有線系
及び衛星系）に接続し多様性を確保する設計とする。概要を第 2.3-1 図に示す。

なお，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備のうち，設計基準対象施設であるデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等が発生した場合においても機能維持を図る設計とする。

ＳＰＤＳにおける発電所内建屋間の有線系回線の構成は，原子炉建屋と緊急時対策所間を直接接続する設計とする。
万が一，有線系回線に損傷が発生し，有線系回線によるデータ伝送の機能が喪失した場合，無線通信装置により，発電所内建屋間のデータ伝送が継続可能な設計とする。

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備については，定期的な機能・性能検査及び外観検査により適切な保守管理を行うことにより，常時使用できることを確認
35 条-24559

する。

35 条-25560

35 条-26
第 2.4-1 図

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の概要

35 条-26561

2.5

多様性を確保した通信回線
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。多様性を確保した通信回線
を第 2.5-1 表に記載するとともに，概要を第 2.5-1 図に示す。
第 2.5-1 表

多様性を確保した通信回線

通信回線種別電力保安通
信用回線

無線系（マイク
ロ波無線）及び
有線系回線

機能

専用

通信の
制限

固定電話機，
ＰＨＳ端末

電話

○

◎

ＦＡＸ

ＦＡＸ

○

◎

加入電話

電話

−

○

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

−

○

加入電話

電話

−

×

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

−

×

テレビ会議システム
（社内）

テレビ
会議

○

◎

○

◎

衛星電話設備
（固定型）

電話

−

○

衛星電話設備
（携帯型）

電話

−

○

専用電話（ホットライン）（自治体向）

電話

○

◎

ＩＰ電話

電話

○

◎

ＩＰ−ＦＡＸ

ＦＡＸ○◎

テレビ会議システム

テレビ
会議

○

◎

ＩＰ電話

電話

○

◎

ＩＰ−ＦＡＸ

ＦＡＸ○◎

テレビ会議システム

テレビ
会議

○

◎

緊急時対策支援システム伝送装置

データ
伝送

○

◎

主要設備
電力保安通信用電話設
備※１

有線系回線
（災害時優先
契約あり）
加入電話設備有線系回線（災害時優先
契約なし）
通信事業者
回線

有線系回線

テレビ会議システム
（社内）

衛星系回線
衛星電話設備

有線系回線

専用電話設備有線系回線（光ファイバ）

通信事業者
回線
（統合原子
力防災ネッ
トワーク）

統合原子力防災
ネットワークに接続する
通信連絡設備
衛星系回線

有線系回線（光ファイバ）
データ伝送設備
衛星系回線※１：加入電話設備にも接続されており，発電所外への連絡も可能※２：通信の制限とは，輻輳のほか，災害発生時の通信事業者による通信規制を想定【凡例】
・専用 ○：専用回線（帯域専有を含む） −：非専用回線
・通信の制限 ◎：制限なし ○：制限のおそれが少ない ×：制限のおそれがある

35 条-27562

35 条-28
第 2.5-1 図

多様性を確保した通信回線の概要

35 条-28563

2.6

通信連絡設備の電源設備(1) 中央制御室
中央制御室における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）又は無停電電源（蓄電池を含む。
）から給電できる設計とする。
さらに，中央制御室における通信連絡設備は，代替電源設備である常設代替
高圧電源装置又は可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。
中央制御室における通信連絡設備の電源構成を，第 2.6-1 図に示す。
また，通信連絡設備の電源設備を，第 2.6-1 表，第 2.6-2 表及び第 2.6-3 表に示す。

35 条-29564

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む）：重大事故等対処設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

第 2.6-1 図

中央制御室における通信連絡設備の電源構成

35 条-30565

(2) 緊急時対策所
緊急時対策所における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）又は無停電電源（蓄電池を含む。
）から給電できる設計とする。
さらに，緊急時対策所における通信連絡設備は，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。緊急時対策所における通信連絡
設備の電源構成を，第 2.6-2 図に示す。
また，通信連絡設備の電源設備を，第 2.6-1 表，第 2.6-2 表及び第 2.6-3 表に示す。

35 条-31566

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む）：重大事故等対処設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

第 2.6-2 図

緊急時対策所における通信連絡設備の電源構成

35 条-32567

第 2.6-1 表
通信種別

通信連絡設備（発電所内用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源等

主要施設

代替電源設備

乾電池※１

（乾電池）

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

中央制御室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

無線通話装置（携帯型）

緊急時対策所

充電池※２

（充電池）

データ伝送装置

原子炉建屋
付属棟

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

携行型有線通話装置

携行型有線通話装置

中央制御室

送受話器
（ページング）（警報装置を含む。）

送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

中央制御室
緊急時対策所

無線通話装置（固定型）

35 条-33

発電所内

無線連絡設備ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システ
ム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置

緊急時対策所
緊急時対策所

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機※１：乾電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続しての通話が可能。
※２：充電池により約 14 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

35 条-33568

第 2.6-2 表
通信種別

通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源等

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

中央制御室

非常用ディーゼル発電機
充電池

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
充電池

中央制御室

非常用ディーゼル発電機

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用発電機
可搬型代替低圧電源車

主要施設
中央制御室
固定電話機
緊急時対策所

電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末

ＦＡＸ

35 条-34

発電所
内外

中央制御室
衛星電話設備（固定型）
緊急時対策所

衛星電話設備テレビ会議システム（社内）

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用発電機

衛星電話設備（携帯型）

緊急時対策所

充電池※１

（充電池）

テレビ会議システム（社内）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機※１：充電池により約 4 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。
：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

35 条-34569

第 2.6-3 表
通信種別

通信連絡設備（発電所外用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設

代替電源設備テレビ会議システム（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

ＩＰ電話（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

ＩＰ−ＦＡＸ（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

加入電話

緊急時対策所

通信事業者回線からの給電−（通信事業者回線からの給
電）

加入ＦＡＸ

緊急時対策所

通信事業者回線からの給電
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

専用電話設備

専用電話（ホットライン）（自治体向）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

データ伝送設備

緊急時対策支援システ
ム伝送装置

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信
連絡設備

35 条-35

発電所外
加入電話設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

35 条-35570

別紙１

通信連絡設備の一覧

発電所内及び発電所外において必要な箇所と通信連絡を行うための設備について，保管場所及び配備台数を別添 第 1-1 表及び第 1-2 表に示す。
通信連絡設備の保管にあたっては，保管環境（温度，湿度，振動等）を考慮した設計とする。
重大事故等が発生した場合においても使用する通信連絡設備についての保管にあたっては，有効性評価において想定する時間に対して影響がなく速やかに使用できるよう考慮した設計とする。また，保守点検時及び設備が故障した場合においても速やかに代替機器を準備できるよう予備品を配備する。
保管場所及び配備台数については，訓練により実効性を確認し，必要に応じ適宜改善を図ることとする。

35 条-別紙 1-1

571

別紙 第 1-1 表
主要設備

35 条-別紙 1-2

送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

通信連絡設備（発電所内用）（１／３）
台数・設置場所

約 330 台
送受話器
・緊急時対策所：3 台（ページング）・中央制御室 ：9 台
（警報装置を含む。） ・原子炉建屋他：約 290 台
屋外：約 20 台

新規性基準要求
既存
新規

写真

○
送受話器

スピーカ

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-2572

別紙 第 1-1 表
主要設備

35 条-別紙 1-3

電力保安通信
用電話設備

通信連絡設備（発電所内用）（２／３）
台数・設置場所

新規性基準要求
既存
新規

固定電話機

約 210 台・緊急時対策所：4 台
・中央制御室 ：5 台・原子炉建屋他：約 200 台

○

ＰＨＳ端末

約 300 台・緊急時対策所 ：約 40 台
・中央制御室：4 台
・発電所員他配備：約 250 台

○

ＦＡＸ

12 台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台・原子炉建屋他：10 台○

写真

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-3573

別紙 第 1-1 表
主要設備

通信連絡設備（発電所内用）（３／３）
台数・設置場所

新規性基準要求
既存
新規携行型有線通話装置

15 台（予備 2 台）
・緊急時対策所：3 台（予備 1 台）
・中央制御室 ：12 台（予備 1 台）○

中継用ケーブルドラム

12 台・各現場：12 台○

衛星電話設備（固定型）

8 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
・中央制御室 ：2 台○

衛星電話設備（携帯型）

12 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：11 台（予備 1 台）・原子力館：1 台○

無線連絡設備（固定型）

3台
・緊急時対策所：2 台
・中央制御室 ：1 台○

無線連絡設備（携帯型）

約 50 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：19 台（予備 1 台）・守衛所他：約 30 台○

携行型有線通話装置

写真35 条-別紙 1-4

衛星電話設備

無線連絡設備・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-4574

別紙 第 1-2 表
主要設備

通信連絡設備（発電所外用）（１／４）
台数・設置場所

新規性基準要求
既存
新規

加入電話機

10 台
・緊急時対策所：9 台
・中央制御室 ：1 台※：災害時優先契約あり

○

加入ＦＡＸ

2台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台

○

テレビ会議
システム
（社内）

2台
・緊急時対策所：2 台○

写真

加入電話設備35 条-別紙 1-5
テレビ会議
システム
（社内）

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-5575

別紙 第 1-2 表
主要設備

専用電話設備35 条-別紙 1-6
電力保安通信用
電話設備

通信連絡設備（発電所外用）（２／４）
台数・設置場所

専用電話
1台（ホットライ・緊急時対策所：1 台ン）（自治体向）新規性基準要求
既存
新規

写真

○

固定電話機

約 210 台・緊急時対策所：4 台
・中央制御室 ：5 台・原子炉建屋他：約 200 台

○

ＰＨＳ端末

約 300 台・緊急時対策所 ：約 40 台
・中央制御室：4 台
・発電所員他配備：約 250 台

○

ＦＡＸ

12 台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室 ：1 台・原子炉建屋他：10 台○

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-6576

別紙 第 1-2 表
主要設備

35 条-別紙 1-7

統合原子力防災
ネットワークに接続する
通信連絡設備

通信連絡設備（発電所外用）（３／４）
台数・設置場所

新規性基準要求
既存
新規

ＩＰ電話

6 台（有線系：4 台（予備 1 台），衛星系；2 台）・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
（有線系：4 台（予備 1 台），
衛星系：2 台）○ＩＰ−ＦＡＸ

3 台（有線系：2 台，衛星系：1 台）
・緊急時対策所：3 台（有線系：2 台，衛星系：1 台）

○

テレビ会議
システム

一式
・緊急時対策所○

写真

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-7577

別紙 第 1-2 表
主要設備

通信連絡設備（発電所外用）（４／４）
台数・設置場所

新規性基準要求
既存
新規

35 条-別紙 1-8

衛星電話設備（固定型）

8 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
・中央制御室：2 台○

衛星電話設備（携帯型）

12 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：11 台（予備 1 台）・原子力館：1 台○

写真

衛星電話設備・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

35 条-参考 1-8

578

別紙２

機能ごとに必要な通信連絡設備

発電所内における「退避の指示」及び「操作・作業の指示」，発電所外への「連絡・通報等」に必要な通信連絡の種類，配備台数等について，通信連絡が必要な箇所ごとに整理した通信連絡の指揮系統図を別紙 第 2-1 図，別紙 第 2-2 図，別紙 第 2-3 図に示す。
通信連絡設備は，使用する要員，連絡先（自治体その他関係機関）に，より速やかに連絡が実施できるよう必要な台数を整備する。また，予備品の台数は，これまでの使用実績や新規購入時の納期の実績等を踏まえ，設備が故障した場合も速やかに代替機器を準備できる台数を整備する。

35 条-別紙 2-1

579

機能

使用する通信連絡設備

緊急時対策所

中央制御室

現場（構内）※１

・送受話器（ページング）：3 台
・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台
・衛星電話設備（固定型）：6 台

・送受話器（ページング）：9 台
・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：5 台,ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台
・衛星電話設備（固定型）：2 台

・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）発電所内

現場（屋外）

退避の指示

中央制御室等から発電所内への退避の指示等は，送受話器（ページング）で行う。
送受話器は，ブザー鳴動により発電所内の人に避難指示等を行う警報機
能とハンドセットを使用して音声で中央制御室から発電所内の人に避難指示等を行う機能があり、ブザー鳴動による避難指示等は，原子炉自動停止等が発生した場合に，運転員等に原子炉自動停止確認・処置及び退避を指示するために使用する。
また，送受話器（ページング）の機能を喪失するような保守作業を行う
際は，代替手段として電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）
等により，運転員等に必要な連絡を行う。

・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 330 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台・衛星電話設備（携帯型）：11 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2-1 図「退避の指示」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-2

580

機能

使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）等が使用できる場合
現場（構内）※１

緊急時対策所・送受話器（ページング）：3 台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台

・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）

現場（屋外）※２

発電所内・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）・無線連絡設備（携帯型）

中央制御室

操作・作業
の連絡

・送受話器（ページング）：9 台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台、ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 330 台
・固定電話機：約 210 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）等が使用できない場合
現場（構内）※１

緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台
・携行型有線通話装置：3 台・携行型有線通話装置：10 台

現場（屋外）※２
・衛星電話設備（携帯型）：10 台
・無線連絡設備（携帯型）：19 台※３

発電所内

中央制御室

操作・作業
の連絡

・衛星電話設備（固定型）：2 台
・携行型有線通話装置：2 台

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む※３：屋外現場連絡用

重大事故等が発生した場合においても、設置又は保管する通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等が発生した場合（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））における必要な通信連絡設備は以下の通り
衛星電話設備（固定型）
・中央制御室 ：1 台
・緊急時対策所：3 台

衛星電話設備（携帯型）
・現場（屋外）：4 台

無線連絡設備（携帯型）
・現場（屋外）：5 台

携行型有線通話装置
・中央制御室 ：2 台・現場（屋内）：10 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2-2 図「操作・作業の連絡」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-3

581

機能

使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末、ＦＡＸ）が使用できる場合
緊急時対策所・送受話器（ページング）：3 台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・加入電話：（加入電話：2 台，加入ＦＡＸ：2 台）・テレビ会議システム（社内）：一式
・専用電話（ホットライン）（自治体向）：１台
・衛星電話設備（固定型）：6 台

本店（即応センター）

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：3 台，ＰＨＳ端末：3 台，
ＦＡＸ：3 台）・テレビ会議システム（社内）
：一式

発電所外

国（原子力規制委員会等）

連絡・通報等

自治体他（茨城県、東海村等）

中央制御室
・送受話器（ページング）：9 台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台，ＰＨＳ端末：4 台）

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末、ＦＡＸ）が使用できない場合
緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム：一式，
ＩＰ電話：6 台（衛星系：2 台，有線系：4 台），
ＩＰ−ＦＡＸ：3 台（衛星系：1 台，有線系：2 台））

本店（即応センター）
・衛星電話設備（固定型）：2 台
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム：一式
ＩＰ電話：8 台（衛星系：2 台，有線系：6 台）
ＩＰ−ＦＡＸ：4 台（衛星系：1 台，有線系：3 台）

発電所外

国（原子力規制委員会等）

中央制御室

連絡・通報等

自治体他（茨城県、東海村等）

・衛星電話設備（固定型）：2 台
放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 2-3 図「連絡・通報等」における通信連絡の指揮系統図

35 条-別紙 2-4

582

別紙３

携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所

通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うため，以下の通信連絡設備を使用する。
○携行型有線通話装置
中央制御室に保管する携行型有線通話設備は，中央制御室と各現場（屋内）間に布設している専用通信線を用い，携行型有線通話装置を専用接続箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルを布設することにより中央制御室と各現場（屋内）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
なお，専用接続箱については，地震起因による溢水の影響を受けない箇所に設置し，溢水時においても使用可能な設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，中央制御室及び現場（屋内）にて対応する運転員及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員は各自 1 個を携行し使用する。な
お，屋外より合流する重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が使用する携行型有線通話装置は，合流する運転員が中央制御室より携行する。
○衛星電話設備（固定型）
中央制御室及び緊急時対策所に設置する衛星電話設備（固定型）は，中央制
御室と緊急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
また，屋外の重大事故等対応要員は衛星電話設備（携帯型）を使用することにより緊急時対策所と現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設
計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，中央制御室と緊急時対策所間として各 1 個，緊急時対策所と現場（屋外）間として緊急時対策所に 1 個使用する。
35 条-別紙 3-1

583

○衛星電話設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する衛星電話設備（携帯型）は，現場（屋外）と緊急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，現場（屋外）と緊急時対策所間連絡用として屋外の重大事故等対応要員の作業ごとに各 1 個を携行し使用する。また，重大事故等対応要員のうち現場操作対応要員が現場（屋内）へ移動する間の連絡用として，各自 1個を携行し使用する。
○無線連絡設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する無線連絡設備（携帯型）は，現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，現場（屋外）間連絡用として屋外の重大事故等対応要員は各
自 1 個を携行し使用する。
携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要及び衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要について，別紙 第 3-1 図及び別紙 第 3-2 図に示す。
また，各重要事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置を使用する通話場
所の例を別紙 第 3-1 表，各重要事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置
及び衛星電話設備等の台数を別紙 第 3-2 表及び別紙 第 3-3 表に示す。

35 条-別紙 3-2

584

・使用方法については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 3-1 図

携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要（重大事故シーケンス

全交流電源喪失（長期ＴＢ）の例）

35 条-別紙 3-3585

別紙 第 3-1 表

携行型有線通話装置を使用する通話場所の例（重大事故シーケンス

全交流電源喪失（長期ＴＢ）の例）

作業・操作内容

作業・操作場所

不要負荷の切り離し操作

原子炉建屋付属棟 1 階

Ｃ／Ｓ電気室

受電前準備

原子炉建屋付属棟地下 1,2 階 Ｃ／Ｓ電気室

原子炉建屋内系統構成
原子炉建屋原子炉棟 4 階

北西通路

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ＭＳＩＶ保修室

原子炉建屋原子炉棟 2 階

南側通路

原子炉建屋原子炉棟 1 階

南側通路（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）
原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）

35 条-別紙 3-4586

別紙 第 3-2 図

衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要

35 条-別紙 3-5587

別紙 第 3-2 表

各重大事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置の台数
単位：台
使用 場所

中央 制御 室−： 作業 無各重 大事 故 シー ケン ス

運転 中の 原 子炉 にお け る重 大 事故 に至 る 恐れが ある 事 故（炉 心の 著 しい 損傷 防 止）原子 炉建 屋 付属 棟−： 作業 無原子 炉建 屋
原子 炉棟−： 作業 無原子 炉建 屋
廃棄 物処 理 棟−： 作業 無

計（注１）

①− 1

高圧 ・低 圧 注水 機能 喪 失

2

−

−

3

5

35 条-別紙 3-4①− 2

高圧 注水 ・ 減圧 機能 喪 失

−

−

−

−

−

①-3-1

全交 流動 力 電源 喪失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

2

2

8

−

12

①-3-2

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｄ ，Ｔ ＢＵ ）

2

2

8

−

12

①-3-3

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｐ ）

2

2

8

−

12

①-4-1

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 取水 機 能が 喪失 し た場 合）

2

2

−

−

4

①-4-2

崩壊 熱除 去 機能 機能 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た場 合 ）

2

−

−

3

5

①-5

原子 炉停 止 機能 喪失

−

−

−

−

−

①-6

ＬＯ ＣＡ 時 注水 機能 喪 失

2

−

−

3

5

①-7

格納 容器 バ イパ ス（ イ ンタ ー フェ イス シ ステ ムＬ Ｏ ＣＡ ）

2

−

4

−

6

①-8

津波 浸水 に よる 注水 機 能喪 失
雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 を使 用す
る場 合）

2

2

−

−

4

2

2

−

−

4

2

2

−

3

7

②-1-1

雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 を使 用し②-1-2
ない 場合 ）
重大 事故
（原 子炉 格 納容 器の 破 損の 防 止）使用 済燃 料 プー ルに お ける 重 大辞 事故 に 至②-2

高圧 溶融 物 放出 ／格 納 容器 雰 囲気 直接 加 熱

2

2

−

3

7

②-3

原子 炉圧 力 容器 外の 溶 融燃 料 −冷 却材 相 互作 用

2

2

−

3

7

②-4

水素 燃焼

2

2

−

3

7

②-5

溶融 炉心 ・ コン クリ ー ト相 互 作用

2

2

−

3

7

③-1

想定 事故 １

−

−

−

−

−

③-2

想定 事故 ２

−

−

−

−

−

④-1

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系の 故 障に よる 停 止時 冷却 機 能喪 失 ）

2

2

−

−

4

④-2

全交 流動 力 電源 喪失

2

2

−

−

4

④-3

原子 炉冷 却 材の 流出

−

−

−

−

−

④-4

反応 度の 誤 投入

−

−

−

−

−

る恐 れが あ る事 故（使 用済 燃 料貯 蔵槽 内 の燃 料 破損 の防 止 ）運転 停止 中 の原 子炉 に おけ る 重大 事故 に 至
るお それ が ある 事故（運 転停 止 中原 子炉 内 の燃 料 損傷 の防 止 ）・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ現場用（中央制御室必要分含め）として 12 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

35 条-参考 4-1588

別紙 第 3-3 表

各重大事故シーケンスで使用する衛星電話設備等の台数
単位：台
使用 場所

各重 大事 故 シー ケン ス

運転 中の 原 子炉 にお け る重 大 事故 に至 る 恐れが ある 事 故（炉 心の 著 しい 損傷 防 止）設備

35 条-別紙 3-5

運転 停止 中 の原 子炉 に おけ る 重大 事故 に 至
るお それ が ある 事故（運 転停 止 中原 子炉 内 の燃 料 損傷 の防 止 ）衛星 電話 設 備
（固 定型 ） ※ １

衛星 電話 設 備
（固 定型 ） ※ １

衛星 電話 設 備
（携 帯型 ） ※ ２

無線 連絡 設 備
（携 帯型 ） ※ ３

屋外−： 作業 無高圧 ・低 圧 注水 機能 喪 失
高圧 注水 ・ 減圧 機能 喪 失

1
−

3
−

2
−

5
−

①-3-1

全交 流動 力 電源 喪失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

1

3

4

5

①-3-2

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｄ ，Ｔ ＢＵ ）

1

3

4

5

①-3-3

全交 流動 力 電源 喪失 （ ＴＢ Ｐ ）

1

3

4

5

①-4-1

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 取水 機 能が 喪失 し た場 合）

−

−

−

−

①-4-2

崩壊 熱除 去 機能 機能 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た場 合 ）

1

3

2

5

①-5

原子 炉停 止 機能 喪失

−

−

−

−

①-6

ＬＯ ＣＡ 時 注水 機能 喪 失

1

3

2

5

①-7

格納 容器 バ イパ ス（ イ ンタ ー フェ イス シ ステ ムＬ Ｏ ＣＡ ）

−

−

−

−

①-8

津波 浸水 に よる 注水 機 能喪 失

−

−

−

−

−

−

−

−

1

3

2

5

②-1-2

使用 済燃 料 プー ルに お ける 重 大辞 事故 に 至る恐 れが あ る事 故（使 用済 燃 料貯 蔵槽 内 の燃 料 破損 の防 止 ）屋内（緊 急時 対 策所 ）−： 作業 無

①−1
①−2

②-1-1

重大 事故
（原 子炉 格 納容 器の 破 損の 防 止）屋内
（中 央制 御 室）−： 作業 無雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 を使 用
する 場合 ）
雰囲 気圧 力 ・温 度に よ る静 的 負荷 （格 納 容器 過圧 ・ 過温 破損 ）（ 代 替循 環冷 却 を使 用
しな い場 合 ）②-2

高圧 溶融 物 放出 ／格 納 容器 雰 囲気 直接 加 熱

−

−

−

−

②-3

原子 炉圧 力 容器 外の 溶 融燃 料 −冷 却材 相 互作 用

−

−

−

−

②-4

水素 燃焼

−

−

−

−

②-5

溶融 炉心 ・ コン クリ ー ト相 互 作用

−

−

−

−

③-1

想定 事故 １

1

3

2

5

③-2

想定 事故 ２

1

3

2

5

④-1

崩壊 熱除 去 機能 喪失 （ 残留 熱 除去 系の 故 障に よる 停 止時 冷却 機 能喪 失 ）

−

−

−

−

④-2

全交 流動 力 電源 喪失

−

−

−

−

④-3

原子 炉冷 却 材の 流出

−

−

−

−

④-4

反応 度の 誤 投入

−

−

−

−

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
※１：中央制御室へ 2 台、緊急時対策所へ 6 台（予備 1 台）を設置するため、重大事故等においても対応できる。
※２：緊急時対策所へ 11 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。
※３：緊急時対策所へ 19 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

35 条-参考 4-2

589

別紙４

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）の構成について

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）の電源については，通信事業者から給電されるため，発電所内の電源に依存しない仕様となっている。
加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）の概要を別紙 第 4-1 図に示す。

35 条-別紙 4-1
別紙 第 4-1 図

加入電話設備の構成

35 条-参考 4-3

590

別紙５

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータ表示装置
緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータの表示については，ＳＰＤＳデータ

表示装置の画面に表示させることで，プラントの状態を共有することが可能な設計とする。
なお，大型モニタを配備し，ＳＰＤＳデータ表示装置の画面を表示させることが可能な設計とする。
概要を別紙 第 5-1 図に示す。

大型モニタ
大型

ＳＰＤＳデータ

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 5-1 図

緊急時対策所におけるＳＰＤＳデータ表示の概要

35 条-別紙 5-1

591

別紙６

ＳＰＤＳのデータ伝送概要と確認できるパラメータ

通常，緊急時対策所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳデータ表
示装置にて確認できる設計とする。
緊急時対策所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置に入力されるパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）は，緊急時対策所において，データを確認（主要なバルブの開閉表示も確認可能である）することができるとともに，国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ伝送できる設計とする。
通常のデータ伝送ラインである有線系回線が使用できない場合，緊急時対策
所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインである無線系回線により原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデー
タを収集し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
原子炉水位，圧力等の主要なパラメータの計測が困難となった場合においても，緊急時対策所において推定できるように可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。
なお，今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮し，余裕のあるデータ伝送容量を持つとともに表示機能の拡張性を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳのデータ伝送概要を別紙 第 6-1 図に示す。
また，ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを別紙 第 6-1 表に示す。

35 条-別紙 6-1

592

35 条-別紙 6-2
別紙 第 6-1 図

ＳＰＤＳのデータ伝送概要

35 条-参考 6-2593

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(1/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

平均出力領域計装 平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

−

○

平均出力領域計装

B

○

−

○

平均出力領域計装

C

○

−

○

平均出力領域計装

D

○

−

○

平均出力領域計装

E

○

−

○

平均出力領域計装炉 心 反応 度 の起動領域計装 A
状態確認
起動領域計装 B

F

○

−

○

○

○

○

○

○

○

目的

対象パラメータ

起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

−

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷却 の 状 高圧炉心スプレイ系系統流量態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○35 条-別紙 6-3594

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(2/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器温度○−○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A-2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-2 電圧
炉 心冷却の状
6.9kV 母線 2C 電圧
態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2B 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格 納容器内のドライウェル圧力（広帯域）状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ35 条-別紙 6-4595

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(3/6)

目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度（平均値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

対象パラメータ

格納容器内水素濃度(SA)格 納容器内の格納容器内酸素濃度(SA)
状態確認
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

格納容器下部水温○−○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

−

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

−

○

35 条-別紙 6-5596

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(4/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）B
放 射 能隔 離 のNS4 内側隔離状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動
環 境 の情 報 確
SGTS モニタ（高レンジ）A認
SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格 納 容器 内 の格納容器内スプレイ弁 B（全開）状態確認
主蒸気管放射線モニタ(A)35 条-別紙 6-6597

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(5/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T-2)

○

○

○

モニタリングポスト(A)

○

○

−

モニタリングポスト(B)

○

○

−

モニタリングポスト(C)

○

○

−

モニタリングポスト(D)

○

○

−

モニタリングポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

環 境の 情報確 18m ベクトル平均風速 10 分値
認71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策
所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

35 条-別紙 6-7598

別紙 第 6-1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(6/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

水 素 爆 発 に よ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の損傷防止確静的触媒式水素再結合器動作監視装置
認

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非 常 用 炉 心 冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
却 系 (ECCS) の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

対象パラメータ
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

使 用 済 燃 料 プ 使用済燃料プール温度（SA）
ー ル の 状 態 確 使用済燃料プール温度
認
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
水 素 爆 発 に よ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

津波監視35 条-別紙 6-8

599

別紙７

過去のプラントパラメータ閲覧について

緊急時対策支援システム伝送装置に収集されるプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）は，緊急時対策支援システム伝送装置で 2 週間分（1 分周期）のデータを保存（自動収集）できる設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置に保存されたデータについては，緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示装置から専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存できる設計とする。
重大事故等が発生した場合には，緊急時対策所において，プラントパラメー
タ（ＳＰＤＳパラメータ）を専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存し保管する手順を整備する。これにより，ＳＰＤＳデータ表示装置にて外部記
憶媒体に保存されたプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）の過去のデー
タを閲覧することができる設計とする。
また，ＳＰＤＳデータ表示装置にてプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメー
タ）の監視も可能な設計とする。
概要を別紙 第 7-1 図に示す。

別紙 第 7-1 図

過去のプラントパラメータ閲覧の概要
35 条-別紙 7-1

600

別紙８

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置について

緊急時対策所内に設置又は保管する通信連絡設備は，転倒防止措置等を施す設計とする。さらに，緊急時対策所に設置又は保管する重大事故等対処設備
は，転倒防止措置を施すとともにＳｓで機能維持できる設計とする。
緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送するためのＳＰＤＳについては，転倒防止措置等を施すと共に加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないことを確認する。また，建屋間の伝送ルー
トは，無線系回線により基準地震動による地震力に対する耐震性を確保する設計とする。
緊急時対策所における通信連絡設備，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の耐震措置について，別紙 第 8-1 表及び別紙 第 8-2 表に示す。

35 条-別添 8-1

601

別紙 第 8-1 表
通信種別

発電所
内外

緊急時対策所の通信連絡設備に係る耐震措置

主要設備

耐震措置

35 条-別紙 8-2

衛星電話設備（固定型）

・衛星電話設備（固定型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（固定型）の衛星電話設備（屋外アンテナ）及び衛星制御装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星制御装置から衛星電話設備（屋外アンテナ）までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

衛星電話設備（携帯型）

・衛星電話設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

無線連絡
設備

無線連絡設備（携帯型）

・無線連絡設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

・携行型有線通話装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

衛星電話
設備

発電所内

テレビ会議
システム

発電所外

統合原子力
防災ネットワーク

ＩＰ電話

ＩＰ−ＦＡＸ・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）の衛星
無線通信装置及び通信機器は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・通信機器から衛星無線通信装置までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

35 条-参考 8-2602

別紙 第 8-2 表
通信種別

原子炉
建屋
附属棟

35 条-別紙 8-3

建屋間

緊急時
対策所

緊急時対策所のＳＰＤＳ及びデータ伝送設備に係る耐震措置

主要設備

耐震措置

データ伝送装置

・データ伝送装置は，耐震性を有する原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・データ伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

建屋間
伝送ルート

・建屋間伝送ルートは有線系及び，無線系回線を確保する設計とする。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋及び緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

・無線連絡装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・緊急時対策支援システム伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

緊急時対策支援システム伝送装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

ＳＰＤＳデータ表示装置

・ＳＰＤＳデータ表示装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

35 条-参考 8-3

603

別紙９

緊急時対策所における通信連絡設備の電源について

緊急時対策所の必要な負荷は，通常時，東海第二発電所の常用高圧母線から受電可能とする。また，緊急時対策所の必要な負荷のうち，主な通信連絡設備については，非常用低圧母線から受電可能とする。
緊急時対策所における主な通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源である非常用ディーゼル発電機から受電可能とする。
さらに，非常用ディーゼル発電機から受電できない場合，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。受電の切替えは自動又は手動により行える設計とする。
緊急時対策所用発電機の仕様を別紙 第 9-1 表に示す。
緊急時対策所の負荷は，緊急時対策所用発電機 1,725kVA による給電可能な設計とする。

別紙 第 9-1 表
容量
電圧
力率

緊急時対策所用発電機の仕様
約 1,725kVA
6.6kV
0.8

緊急時対策所用発電機の燃料系統は，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプ，配管等で構成される。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，緊急時対策所横の地下に設置され，重大事故等時に緊急時対策所に電源供給した場合，約 7 日間の連続運転が可能な設計とする。

35 条-別紙 9-1

604

別紙１０

緊急時対策所の無停電電源装置の仕様について

緊急時対策所における通信連絡設備は，外部電源喪失時，非常用所内電源である非常用ディーゼル発電機から受電可能である。
さらに，非常用ディーゼル発電機から受電できない場合，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から約 1 分程度で受電可能であり，受電するまでの間，以下に示すとおり，緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設計とする。

緊急時対策所用無停電原装置の仕様を別紙 第 10-1 表に示す。

ａ．無停電電源装置の仕様
別紙 第 10-1 表

緊急時対策所用無停電電源装置の仕様

定格出力容量

給電可能時間（停電補償時間）

50kVA

1 時間以上緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設備の負荷
緊急時対策所用無停電電源装置から給電可能な設備
ＳＰＤＳデータ表示装置

負荷
［kVA］

無停電電源装置
定格出力容量［kVA］

1.0

緊急時対策支援システム伝送装置

3.9

衛星電話設備（固定型）
通信連絡 無線連絡設備（固定型）
ＦＡＸ
設備
テレビ会議システム（社内）
統合原子力防災ネッ ＩＰ電話
トワークに接続する ＩＰ−ＦＡＸ
通信連絡設備テレビ会議システム
放射線管理設備
その他設備
合計

1.0
0.5
2.0
1.6

50.0

4.0
1.0
10.0
25.0

各負荷容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

35 条-別紙 10-1

605

別紙１１

多様性を確保した通信回線の容量について発電所外との通信連絡設備及びデータ伝送設備が接続する多様性を確保した通信回線は，別紙 第 11-1 表に示すとおり，必要回線容量を確保した回線容量を有している。

別紙 第 11-1 表
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

多様性を確保した通信回線の回線容量
主要設備

有線系回線

回線容量

主要設備

その他※３

電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続※１

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話
（固定型）

8 回線

−

8 回線

8 回線

衛星電話
（携帯型）

12 回線

−

12 回線

12 回線

1 回線

−

1 回線

1 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

加入電話設備

通信事業者
回線
衛星系回線

必要回線容量※２

衛星電話設備専用電話（ホットライン）（自治体向）2.9Mbps

有線系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

35 条-別紙 11-1

606

別紙１２

主要な通信連絡設備の配置について

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12-1 図

主要な通信連絡設備の配置図（原子炉建屋附属棟 3 階中央制御室）

35 条-別紙 12-1

607

・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12-2 図

主要な通信連絡設備の配置図（原子炉建屋付属棟 4 階計算機室）

35 条-別紙 12-2608

別紙 第 12-3 図

主要な通信連絡設備の配置図（サービス建屋 3 階）

35 条-別紙 12-3609

別紙 第 12-4 図

主要な通信連絡設備の配置図（事務本館 3 階）

35 条-別紙 12-4

610

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

別紙 第 12-5 図

主要な通信連絡設備の配置図（緊急時対策所 2 階）

35 条-別紙 12-5

611

別紙１３

協力会社との通信連絡

重大事故等時におけるプラントメーカ及び協力会社からの支援については，協定を締結する等して，事故発生後に必要な支援を受けられる体制を確立しており，
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）等を使用し，支援を要請する。

○プラントメーカ
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，プ
ラント状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカとの間で支援体制を整備する。
なお，支援が必要な場合は，緊急時対策所の重大事故等対応要員から衛星電話
設備（固定型）等により直接又は本店を経由してプラントメーカによる支援を要請する。

○協力会社による支援
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，事
故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社との間で支援体制を整備する。
なお，支援が必要な場合は，緊急時対策所の緊急時対策本部要員から，衛星電話設備（固定型）等により直接又は本店を経由して協力会社による支援を要請する。

35 条-別紙 13-1

612

別紙１４

現場退避指示について

１．はじめに設置許可基準規則第３５条第１項の要求事項「工場等には、設計基準事故が発生した場合において工場等内の人に対し必要な指示ができるよう、警報装置（安全施設に属するものに限る。）及び多様性を確保した通信連絡設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。
」に対し，警報装置として送受話器（ページング）による一斉放送等により，退避の指示が可能な設計としている。
ここでは，警報装置に多様性の要求はないものの，更なる安全性確認の観点か
ら，警報装置の機能が喪失した場合の退避指示に関して，電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨＳ端末）が代替手段となるかについて評価した。

２．送受話器（ページング）が使用できない場合の退避指示について○通常運転時送受話器（ページング）の機能喪失するような保守作業を行う際や，仮に単一故障時を想定した場合にあっても，以下の社内規程等にて整備する連絡体制に基づき，代替手段として送受話器（ページング）に対し多様性を有した電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）を使用することにより，必要な退避指示の連絡を行うこととしている。
発電所員：所内組織体制
現場作業員：緊急連絡体制※１※1：緊急連絡体制：作業を実施する際の発注時に調達上要求する事故等が発生した場合の当社への連絡系統も含めた連絡体制

35 条-別紙 13-1613

連絡体制に基づく連絡に対する実行性については，定期的に実施している防災訓練等で，事象発生時に，ＰＨＳ端末等を用いて発電所所員の所在確認が行えることを訓練により実証しており，現場からの避難時間を考慮しても，重大事故等に至るまでの時間に余裕を持って退避指示及び退避できると評価する。

なお，万が一，地震による共通要因故障を想定した場合でも，地震随伴によって生じる建屋照明の停電発生時や建屋倒壊の危険性がある場合は，警報装置によ
る指示によらず退避する体制・運用を整備しており，教育等を通じて周知徹底を図っている。
また，上記教育を受けない一時入域者については，当該教育を受けた随伴者が必ず同行する体制・運用が確立しており，随伴者の指示に従い退避を行う。

○重大事故等時
重大事故等時においては，連絡体制を確立してから作業を行うとともに，各現場は，あらかじめ定められた要員に限定されることから，耐震性を有した携行型
有線通話装置等を使用することにより，退避指示等の連絡が可能である。

35 条-別紙 13-1

614

別添

東海第二発電所
運用，手順説明資料
通信連絡設備35 条-別添-1

615

35 条

通信連絡設備【要求事項】
発電所内の人に対し必要な指示ができるよう，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設けなければならない
発電所外に通信連絡をする必要がある場所と通信連絡できるよう多様性を確保した専用回線を設けなければならない【解釈】① 発電所内の通信連絡については，警報装置及び多様性を確保した通信連絡設備を設ける。
② 発電所外の必要箇所へ連絡を行うことができる通信連絡設備及び緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）等へ必要なデータを伝送できる設備を常時使用できる。
③ 発電所外の通信連絡設備については，多様性を確保した専用通信回線を設ける。
④ 通信連絡設備の電源については，非常用所内電源系又は無停電電源に接続する。
（発電所内）

35 条-別添-2① 警報装置及び多様性を確保した通信設備（発電所内）及びＳＰ
ＤＳを設ける（発電所外）

通信設備（発電所外）及びデー
タ伝送設備を設ける

・送受話器（ページング））（警報装置を含む。
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）・携行型有線通話装置
・無線連絡設備（固定型）
・無線連絡設備（携帯型）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・ＳＰＤＳ（発電所外）② 通信連絡設備及び緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）等へ必要なデータを伝送できる設備を常時使用出来る③ 多様性を確保した
専用通信回線を設ける④ 非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池）に接続するを含む。

・電力保安通信用回線（無線系）
・通信事業者回線（有線系及び衛星系）

・非常用ディーゼル発電機
・無停電電源装置
・蓄電池
・充電池
・乾電池

通信設備（発電所外）
及びデータ伝送設備を常時使用できるようにする

・電力保安通信用電話設備
・定期試験（固定電話機，ＰＨＳ端末，Ｆ
・常時監視
ＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））
・データ伝送設備
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ
電話，ＩＰ−ＦＡＸ）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
35 条-別添-1

616

運用，手順に係る対策等（設計基準）（１／２）

35 条-別添-3

設置許可条文

対象項目

第 35 条
通信連絡設備（発電所内）
・送受話器（ページング）（警報装置を含む。）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）・携行型有線通話設備
・無線連絡設備（固定型）
・無線連絡設備（携帯型）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・ＳＰＤＳ（発電所外）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）
・データ伝送設備

区分

運用対策等

運用・手順
体制
保守・点検

教育・訓練

運用・手順
体制
保守・点検

教育・訓練

・使用者を特定せず通信連絡設備が使用できるよう通信連絡設備の操作手順を定める。
・通信連絡設備の操作
・各主管グループによる点検及び補修
・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修

・通報連絡に関する訓練・使用者を特定せず通信連絡設備が使用できるよう通信連絡設備の操作手順を定める。
・通信連絡設備の操作
・各主管グループによる点検及び補修
・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修

・通報連絡に関する訓練

35 条-別添-1

617

運用，手順に係る対策等（設計基準）（２／２）
設置許可条文

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順
・電力保安通信用回線（無線系及び有線系）
・通信事業者回線（有線系及び衛星系）

35 条-別添-4

第 35 条
通信連絡設備体制−
・各主管グループによる点検

保守・点検

・通信連絡設備の定期試験（点検）時に合わせて確認する。
定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。

教育・訓練

−

運用・手順

−

教育・訓練

・各主管グループによる点検及び補修
・点検計画に基づく点検・充電池及び乾電池については，通信連絡設備の定期試験（点検）時に合わせて確認する。定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。
・故障時の補修−・定期試験
・常時監視※１

運用・手順

・専用通信回線，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の異常時における対応手順※１ ＰＨＳ端末等の端末装置に関しては，定期試験（点検）による監視とする。また，データ伝送設備に関しては，常時監視を行う。

保守・点検

・定期試験（点検）については，別添第 1 表のとおり。

教育・訓練

−

・非常用ディーゼル発電機
・無停電電源装置
・蓄電池
・充電池
・乾電池

体制
保守・点検

体制

・各主管グループによる点検及び補修

35 条-別添-1

618

別添第 1 表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度

設計基準対象施設
送受話器
送受話器（ページング）（ページング）（警報装置を含む。） （警報装置を含む。）
固定電話機
電力保安通信用
ＰＨＳ端末
電話設備
ＦＡＸ
テレビ会議
テレビ会議システム
システム（社内）（社内）
携行型有線
携行型有線通話装置
通話装置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

加入電話設備緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ
表示装置
加入電話
加入ＦＡＸ

専用電話（ホットラ
イン）（自治体向）統合原子力防災ネッ テレビ会議システム
トワークに接続する ＩＰ電話
通信連絡設備ＩＰ―ＦＡＸ
専用電話設備

データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

点検項目

点検基準

外観検査
機能・性能検査

１回／年

外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査
外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月※１

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査

１回／６ヶ月

外観検査
機能・性能検査１回／年※１：緊急時対策所に設置している端末を対象とする。中央制御室等に設置している端末は，通常時から使用しているため，通話することで健全性を確認している。また，故障が発生した場合は，適切に補修を行う。

35 条-別添-5619