資料2-1-3
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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0058 改03
提出年月日
平成27年9月29日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

中央制御室の居住性に係る被ばく評価について

平成27年9月
東京電力株式会社

目

1.

次

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
1.1 大気中への放出量の評価
1.2 大気拡散の評価
1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
1.4 中央制御室の居住性に係る被ばく評価
1.4.1 中央制御室内での被ばく
1.4.1.1 建屋内の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①）
1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）
1.4.1.3 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（経路③）
1.4.2 入退域時の被ばく
1.4.2.1 建屋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（経路④）
1.4.2.2 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（経路⑤）
1.5 評価結果のまとめ

2.

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
2.1 評価事象
2.2 大気中への放出量の評価
2.3 大気拡散の評価
2.4 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
2.5 中央制御室の居住性に係る被ばく評価
2.5.1 中央制御室内での被ばく
2.5.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）
2.5.1.2 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②，③）
2.5.1.3 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④）2.5.2 入退域時の被ばく
2.5.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）2.5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑥，⑦，⑧）
2.6 評価結果のまとめ

添

付

資

料

目

次

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
1-1 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
1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について
1-3 空気流入率試験結果について
1-4 運転員の交替について
1-5 中央制御室の相互接続について
1-6 内規※1との整合性について

添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価条件表
2-2 事象の選定の考え方について
2-3 核分裂生成物の格納容器外への放出割合の設定について
2-4 無機よう素のスプレイによる除去効果について
2-5 中央制御室の居住性評価に用いる大気拡散評価について
2-6 地表面への沈着速度の設定について
2-7 エアロゾルの乾性沈着速度について
2-8 グランドシャイン線評価モデルについて
2-9 入退域時のよう素フィルタ内放射性物質からの被ばく評価モデルについて
2-10 運転員の勤務形態について
2-11 原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響について
2-12 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい率の設定について
2-13 格納容器内pH制御の効果に期待することによる影響について
2-14 マスクによる防護係数について
2-15 格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響について
2-16 審査ガイド※2への適合状況について（※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）（※2）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

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
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、評価を行った。

1.1 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。

1.2 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値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、1985年10月～1986年9月の１年間における気象データを使用した。

1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋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、形状等から評価した。直接ガンマ線については，QADCGGP2Rコードを用い、スカイシャインガンマ線については、ANISN及びG33-GP2Rコードを用いて評価した。

1.4 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）を図1-1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。運転員の勤務形態
は５直２交替とし、30日間の積算線量を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。

1-1

1.4.1 中央制御室内での被ばく
1.4.1.1 建屋内の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①）
事故期間中に建屋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1.3の方法で実効線量を評価した。

1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（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（以下「希ガス」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へい効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

図1-1 事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

1-2

運転モード

系統概要図

通常時

再循環
モード
非常時
運転
モード

外気
連続
少量
取込
モード
図1-2 6号及び7号炉中央制御室換気空調設備の概要図

1-3

1.4.1.3 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（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設備の効果を考慮した。
(1) 非常時運転モード
中央制御室換気設備の非常時運転モードは，通常開いている外気取り込みダンパを閉止
し，再循環させてよう素をチャコールフィルタにより低減する運転モードであり，具体的な系統構成は図1-2に示すとおりである。なお，柏崎刈羽原子力発電所６号炉と７号炉の中央制御室は相互接続している。
(2) チャコールフィルタを通らない空気流入量
柏崎刈羽原子力発電所６号，７号炉中央制御室へのチャコールフィルタを通らない空気
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０．５回／ｈを仮定
して評価した。

1.4.2 入退域時の被ばく
1.4.2.1 建屋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（経路④）
事故期間中に建屋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へい効果を期待しないこと以外は，「1.4.1.1 建屋内の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，サービス建屋入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとして評価した。

1.4.2.2 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（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へい効果を期待しないこと以外は「1.4.1.2 大気中へ放出された
放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）」と同様な手法で，希ガスのガンマ線による外部被ばく及びよう素の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に当たっては，上記1.4.2.1の仮定に同じ
1-4

である。

1.5 評価結果のまとめ
柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の設計基準事故時における中央制御室の運転員の被ばく評価を実施した結果，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断において被ばく評価手法（内規）の判断基準100mSvを超えないことを確認した。なお，評価結果を表1-1及び表1-2に，評価内訳を
表1-3及び表1-4に示す。

表1-1 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（6号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の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

約1.1×10-1

約1.6×10-5② 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

約1.9×10-1

約9.0×10-4③ 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

約1.1×101

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.2×101

約3.9×10-1④ 建屋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

約1.0×100

約5.5×10-4⑤ 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

約4.8×10-1

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約1.5×100

約1.0×10-2

約13

約0.40

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

1-5

表1-2

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（7号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の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

約3.8×10-3

約9.0×10-4② 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

約3.1×10-1

約1.3×10-3③ 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

約2.0×101

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約2.1×101

約5.7×10-1④ 建屋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

約1.4×100

約5.6×10-4⑤ 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

約4.8×10-1

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約1.8×100

約1.3×10-2

約22

約0.58

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

1-6

表1-3 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内訳（6号炉）
原子炉冷却材喪失
被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の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－

約1.1×10-1

約1.1×10-1－

約1.6×10-5

約1.6×10-5② 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－

約1.9×10-1

約1.9×10-1－

約9.0×10-4

約9.0×10-4③ 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

約9.4×100

約1.9×100

約1.1×101

約3.8×10-1

約1.2×10-2

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約9.4×100

約2.2×100

約1.2×101

約3.8×10-1

約1.3×10-2

約3.9×10-1④ 建屋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－

約1.0×100

約1.0×100－

約5.5×10-4

約5.5×10-4⑤ 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

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約9.1×10-3

約5.3×10-4

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.2×100

約1.5×100

約9.1×10-3

約1.1×10-3

約1.0×10-2

約9.8×100

約3.4×100

約13

約3.9×10-1

約1.4×10-2

約0.40

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

1-7

表1-4

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内訳（7号炉）
原子炉冷却材喪失

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の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－

約3.8×10-3

約3.8×10-3－

約9.0×10-4

約9.0×10-4② 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

－

約3.1×10-1

約3.1×10-1－

約1.3×10-3

約1.3×10-3③ 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

約1.7×101

約3.2×100

約2.0×101

約5.5×10-1

約1.8×10-2

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.7×101

約3.5×100

約2.1×101

約5.5×10-1

約2.1×10-2

約5.7×10-1④ 建屋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－

約1.4×100

約1.4×100－

約5.6×10-4

約5.6×10-4⑤ 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

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約1.2×10-2

約5.3×10-4

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.5×100

約1.8×100

約1.2×10-2

約1.1×10-3

約1.3×10-2

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約1.7×101

約5.1×100

約22

約5.6×10-1

約2.2×10-2

約0.58

1-8

表1-5

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 建屋内の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（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のガンマ線による中央制御室内での被ばく（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく）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（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からのガンマ線による外部被ばく）④ 建屋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（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

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（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく，吸入摂取による内部被ばく）

1-9

表1-6

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

主な評価条件大項目

中項目

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

炉心熱出力

原子炉格納
容器内での低減効果
環境への放出原子炉運転時間
格納容器に放出される
核分裂生成物割合
原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果
サプレッション・チェンバのプール水による無機よう
素の気液分配係数
原子炉格納容器からの
漏えい率
気象資料

大気拡散

実効放出継続時間
累積出現頻度
着目方位（滞在時）

運転員の
被ばく評価

非常用ガス処理系
よう素除去効率
非常用ガス処理系
換気率
交代要員体制の考慮
直接線，スカイシャイン線
評価コード
評価期間

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日希ガス：100%
よう素：50%50%100
事故後1時間まで：0.6%/日
1時間以降：0.3%/日
1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス：110時間
よう素：340時間
小さい方から97%
6号炉：6方位
7号炉：9方位評価イメージ（原子炉冷却材喪失）被ばく評価結果（原子炉冷却材喪失）30 日間の実効線量
6 号炉：約 13mSv

99%
0.5回/日
5直2交替
直接線：QAD-CGGP2R
スカイシャイン線：ANISN及びG33-GP2R
30日間

1-10

7 号炉：約 22mSv

表1-7

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

主な評価条件
大項目

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

主蒸気隔離弁からの放出

主蒸気隔離弁閉止前の破断口からの放出
追加放出される核分裂生成物のうち主蒸気隔離弁閉止まで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

大気拡散

実効放出継続時間
累積出現頻度
着目方位（滞在時）

運転員の
被ばく評価

交代要員体制の考慮
直接線，スカイシャイン線
評価コード
評価期間

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日I-131を1.3×103Bq/gとし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮
I-131を7.4×1013Bqとし，それに応じ他のハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする

主排気筒

原子炉建屋
スカイシャインガンマ線
放射性雲からのガンマ線
ブローアウトパネル

直接ガンマ線
ガンマ線

吸入摂取
吸入摂取
中央制御室

入退域での被ばく

放出冷却材に含まれる量

コントロール建屋
タービン建屋

中央制御室内での被ばく評価イメージ（主蒸気管破断）

1%120%/日1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス・ハロゲン：1時間
よう素：20時間
小さい方から97%
6号炉：6方位
7号炉：9方位
5直2交替
直接線：QAD-CGGP2R
スカイシャイン線：ANISN及びG33-GP2R
30日間
1-11

被ばく評価結果（主蒸気管破断）
30 日間の実効線量
6 号炉：約 0.40mSv
7 号炉：約 0.58mSv

2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
重大事故が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「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」（以下「審査ガイド」という。）に基づき，評価を行った。
（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条より抜粋）【 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（原子炉制御室）第 1 項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。
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。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。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、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

2.1

評価事象

柏崎刈羽原子力発電所6号炉及び7号炉においては，「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時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」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のできる代替循環
冷却系を整備している。従って，審査ガイド4.2(3)h.被ばく線量の重ね合わせに基づき，6号
炉及び7号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替
循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。格納容器ベントに至る事故シーケンスとしては，前述の「大破断LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定する。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内pH制御については，その効果に期待しないものとした。

2-1

2.2

大気中への放出量の評価

放射性物質については，上記2.1で示した事故シーケンスを想定し，格納容器から格納容器
圧力逃がし装置への流入量，及び，格納容器から原子炉建屋への漏えい量を，MAAP解析及び
NUREG-1465の知見を用いて評価した。ただし，MAAPコードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，無機よう素，及び有機よう素については，大気中の放出量評価条件を設定し，放出量を評価している。

2.3

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値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，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間におけるデータを使用した。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。

2.4

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，形状等から評価した。直接ガンマ線については，QADCGGP2Rコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ANISNコード及びG33-GP2Rコードを用いて評価した。

2.5

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（①～⑧）は，図2-1に示すとおりである。
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。
中央制御室の運転員に係る被ばく評価期間は事故発生後7日間とした。運転員の勤務形態としては，5直2交替とし，積算の被ばく線量が最も厳しくなる運転員の勤務形態を考慮した。運転員の直交替サイクルを表2-1に，交替スケジュールを表2-2に示す。

2-2

表2-1

直交替サイクル
中央制御室の滞在時間

1直

8:30～21:25

2直21:00～8:55

訓練直 ※ 1-

※1

緊急時における訓練直の対応を見直すことを検討中

表2-2

直交替スケジュール

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

滞在時間

入退域回数

A班

1

1

2

2

明

休

休

49 時間 40 分

8回

B班

訓

訓

訓

訓

訓

訓

訓

0分

0回

C班

休

休

1

1

2

2

明

49 時間 40 分

8回

D班

明

休

休

休

1

1

2

37 時間 45 分

6回

E班

2

2

明

休

休

休

1

36 時間 45 分

6回

2.5.1 中央制御室内での被ばく
2.5.1.1 原子炉建屋内等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 2.4 の方法にて実効線量を評価した。また，よう素フィルタ内に取り込まれた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外部被ばくも評価した。評価に当たっては MCNP5 コード及び QADCGGP2R コードを用いた。（経路①）

2.5.1.2 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②，③）
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 の壁等
によるガンマ線の遮へい効果を考慮して運転員の実効線量を評価した。（経路②）
また， 大気 中へ放 出さ れた放 射性 物質の うち ，地表 面に 沈着し た放 射性物 質からのガンマ線についても考慮した。（経路③）2-3

2.5.1.3 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④）
事 故期 間中に 大気中 に放 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 のガ ンマ線 によ る外部 被ばく及 び放射 性物 質の吸 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。
中 央制 御室内 の放 射性物 質濃 度の計 算は ，(1)， (2)に示 す大 容量可 搬型 空調 機の効果を考慮した。なお，大容量可搬型空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交流動力電源喪失を想定した遅れを有効性評価で設定した 12
時 間と して評 価と した ※ 1 。ま た， 運転員 は中央 制御 室内で はマ スクを 着用 しない ものとして評価した。
更に運転員は，(3)に示す中央制御室待避室内に滞在するとして評価した。
中央制御室内での対応のタイムチャートを図 2-2 に示す。

※1

大容量可搬型空調機の起動時間については，3 時間へ短縮予定(1)SA 時加圧運転モード（大容量可搬型空調機）
大容量可搬型空調機による SA 時加圧運転モードは，設計基準対処設備である恒設の中央制御室換気空調系ファンを停止し，更に外気取り込みダンパを閉止したうえで，恒設の中央制御室換気空調系とは別の大容量可搬型空調機のチャ
コール・フィルタ及び粒子用高効率フィルタ（以下「フィルタ」という）により放射性物質を低減した外気を用いて中央制御室バウンダリを陽圧化すること
で，フィルタを経由しない外気の流入を防止できる設計としている。具体的な系統構成を図 2-3 に示す。

(2)フィルタを通らない外気流入量
大容量可搬型空調機を用いた SA 時加圧運転モードにおいては，空気流入率測定試験結果等を踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉中央制御室へのフィルタを通らない外気流入量はないものとして評価した。

(3)中央制御室待避室
中央制御室バウンダリ内に中央制御室待避室を設置している。中央制御室待2-4

避室の設置場所を図 2-4 に示す。中央制御室待避室は，空気ボンベにて陽圧化することで，外気の流入を防ぐことができる設計としており，陽圧化している
間は中央制御室待避室外からの空気流入がないものとして評価した。

2-5

図2-1 重大事故に対する被ばく評価にて考慮する被ばく経路2-6

図 2-2 中央制御室内対応タイムチャート2-7

図2-3 6号及び7号炉中央制御室換気空調設備の概要図（重大事故時）

2-8

図 2-4 中央制御室待避室の設置場所

2-9

2.5.2 入退域時の被ばく
2.5.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）
事故期間中に原子炉建屋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，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと以外は「2.5.1.1 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，周辺監視区域境界からコントロール建
屋中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とし，代表評価点は，コントロール建屋入口とした。また，よう素フィルタ内に取り込まれた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外部被ばくも評価した。評価に当たっては MCNP5 コードを用いた。

2.5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑥，⑦，⑧）
大気中の放射性物質及び地表面へ沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（経路⑥，⑦）は，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと
以外は「2.5.1.2 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②，③）」と同様な手法で，内部被ばく（経路⑧）は大容量可搬型空調機及び中央制御室待避室を期
待しないこと，並びに，マスク着用による防護効果に期待すること以外は「2.5.1.3 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④）」と同様な手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に当たっては，上記 2.5.2.1 の仮定に同じである。

2-10

値は現在の最新値

2.6

評価結果のまとめ
2.1 に示したとおり，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することになるが，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定した。
この想定に基づく，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉重大事故発生時の中央制御室
等の運転員の被ばく評価結果を表 2-3 及び表 2-4 に示す。
運転員の交替を考慮する場合，7 日間での実効線量は 6 号炉放出時は約 52mSv，7 号炉
放出時は約 51mSv である。なお，運転員の交替を考慮しない場合，7 日間での実効線量は 6号炉放出時は約 24mSv，7 号炉放出時は約 38mSv である。
したがって，評価結果は，「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」を満足している。

2-11

値は現在の最新値
表2-3

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（運転員の交替を考慮する場合）（単位：mSv）

被ばく経路

室
内
作
業
時

6号炉放出時

7号炉放出時① 原子炉建屋内等の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

約7.2×10-1 ※1

約 3.9×10-1 ※1② 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

0.1 以下

約 1.5×10-1③ 地表面に沈着した放射性物質のガ
ンマ線による中央制御室内での被ばく

0.1 以下0.1 以下④ 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

約 1.3×101

約 2.2×101（約1.5×100）（約1.2×101）（約2.5×100）（約2.0×101）

小計（①＋②＋③＋④）

約 1.4×101

約 2.3×101⑤ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく

約 3.5×101 ※1

約 2.3×101 ※1⑥ 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

約 1.7×100

約 3.3×100⑦ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
く

0.1 以下0.1 以下⑧ 大気中へ放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばく

約 8.0×10-1

約 1.6×100

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 3.8×101

約 2.8×101

約52

約 51

（内訳）内部被ばく
外部被ばく

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1 代 替循環 冷却系 を用 いて事 象を 収束す るこ とに成 功し た号炉 の， 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を含む。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価しており，詳細評価が完了次第その結果を反映予定。
2-12

値は現在の最新値
表2-4

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（運転員の交替を考慮しない場合）（単位：mSv）

被ばく経路

室
内
作
業
時

6号炉放出時

7号炉放出時① 原子炉建屋内等の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

約 2.7×100 ※1

約 2.8×100 ※1② 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

約 2.6×100

約 4.4×100③ 地表面に沈着した放射性物質のガ
ンマ線による中央制御室内での被ばく

0.1 以下0.1 以下④ 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

約 1.8×101

約 3.1×101（約2.2×100）（約1.6×101）（約3.7×100）（約2.7×101）

約24

約38

（内訳）内部被ばく
外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）※1 代 替循環 冷却系 を用 いて事 象を 収束す るこ とに成 功し た号炉 の， 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を含む。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価しており，詳細評価が完了次第その結果を反映予定。

2-13

表2-5 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価イメージ① 原子炉建屋内等の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（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）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（クラウドシャインによる外部被ばく）

室内作業時 ③ 地表面に沈着し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 （グランドシャインによる外部被ばく）④ 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（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）⑤ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）⑥ 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 （クラウドシャインによる外部被ばく）

入退域時⑦ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）⑧ 大気中へ放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばく（吸入摂取による内部被ばく）

2-14

表2-6

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（1/2）

主な評価条件（環境への放出まで）
大項目

中項目

主要条件

炉心熱出力

3926MWt
1サイクル：10,000h（416日）
2サイクル：20,000h
3サイクル：30,000h
4サイクル：40,000h
5サイクル：50,000h
1サイクル：0.229（200体）
2サイクル：0.229（200体）
3サイクル：0.229（200体）
4サイクル：0.229（200体）
5サイクル：0.084（72体）

原子炉運転時間
炉内内蔵量

取替炉心の燃料格納容器から原子炉建屋 MAAP解析結果の格納容器圧力に対応しへの漏えい率
た漏えい率
原子炉建屋から大気中へ
の漏えい

考慮しない

格納容器からベントライ
ンへの流入割合

MAAP解析結果及びNUREG-1465の知見

格納容器内pH制御の効果

未考慮

格納容器外への放出

無機よう素及び有機よう
素の格納容器内での除去

格納容器ベント開始時間

環境への放出格納容器圧力逃がし装置
による除去係数よう素フィルタによる除
去係数

2-15

沈着による無機よう素の除去係数

無機よう素：2

サプレッション・
プールでのスクラ
ビングによる無機
よう素の除去係数

無機よう素：10

ドライウェルスプ
レイによる無機よう素の除去係数

無機よう素：100

事故後約38時間
希ガス：1
粒子状放射性物質：1,000
無機よう素：1,000
有機よう素：1
希ガス：1
粒子状放射性物質：1
無機よう素：1
有機よう素：50

表2-6中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（2/2）
主な評価条件（大気拡散，運転員被ばく評価）

大項目

大気拡散

中項目

主要条件

気象資料

1985.10～1986.9の1年間の気象データ

実効放出継続時間

1時間

累積出現頻度小さい方から97%

着目方位（滞在時）

大容量可搬型空調機フィルタ除去効率及び起動遅れ時間

6号炉：6方位7号炉：8方位（フィルタ効率）
チャコールフィルタ効率：99.9 %高性能粒子フィルタ効率：99.9 %（起動遅れ時間）12時間※※ 起動遅れ時間は3時間へ短縮予定

運転員の
被ばく評価

中央制御室バウンダリ
空気流入率

事故発生0～12時間：0.05回/h
事故発生12～168時間：0回/h

マスク防護係数

交代時：50

交替要員体制の考慮

考慮する

直接線，スカイシャイ
ン線評価コード【原子炉建屋内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード（スカイシャインガンマ線）
ANISNコード，G33-GP2Rコード，【よう素フィルタ内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線，スカイシャインガンマ線）
MCNP5コード

評価期間

7日間

2-16

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

1-1 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

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（６号及び７号炉共通）（1/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定炉心熱出力

定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

原子炉格納容器に放出される核
分裂生成物量

希ガス：100%
よう素： 50%

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

原子炉格納容器
等への無機（元素状）よう素の沈着効果50％が瞬時に沈着

同上

サプレッション
プール水の無機
よう素に対する除去効果

分配係数：100

同上

添 1-1-1

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。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。
4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
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％の割合とする。
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％
は無機よう素とする。
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する。有機
よう素及び希ガスは，この効果を無視する。
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。

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（６号及び７号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記
載

原子炉格納容器
内での放射性物
質の自然減衰考慮する

漏えいまでの自然減衰を考慮－

0～1 時間：0.6％/日
1 時間～30 日：0.3％/日

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定4.1.1(2)f) 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及び原子炉格納容
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。

0.5回/日

同上

原子炉格納容器からの漏えい率

換気率
非
常
用
ガ
ス
処
理
系

よう素用
チャコー
ル・フィ
ルタ除去
効率

99％

同上

瞬時に起動

原子炉水位低，ドライウェル圧力高又は原子炉建屋原
子炉区域放射能高の信号により瞬時に切り替えられるものとする。

原子炉建屋内での放射性物質の
自然減衰

考慮する

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定事故の評価期間

30 日間

同上

起動遅れ
時間

添 1-1-2

4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィルタを含む。）
は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系
等の容量は，設計で定められた値とする。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する。

4.1.1(2)g) 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，自然崩壊のみを考える。
【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（６号及び７号炉共通）（1/2）
項 目

評価事象

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定主蒸気管破断（仮想事故相当）

定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

冷却材流出量

蒸気：16ton
水：24ton

内規に示されたとおりの条件による
事故解析結果

事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質濃度

I-131を1.3×103Bq/gとし、それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成
として考慮

炉心熱出力

添 1-1-3

同上被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。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。
4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
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する。
(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。
(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することができる。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えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象発生後，原子炉圧力は，長時間，逃し安全弁の設定圧に保たれる。

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する。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（６号及び７号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件

燃料棒から追加放出される放射性物質の量I-131を7.4×1013Bqとし、それに応じ他のハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする選 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）に示されたとおり設定4.1.2(7)c) 原子炉圧力の減尐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求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
4.1.2(7)d) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒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，追加放出された
放射性物質の1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁閉
止前に破断口より放出される追加放出された放射性物質の量

追加放出された放射性物
質の1％

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

有機よう素が気相部に移行する割合
有機よう素が分解したよう素，
無機よう素,その他ハロゲンのキャリーオーバ
ー割合

10％

同上

2％

同上

主蒸気隔離弁
漏えい率

120％/日同上

主蒸気隔離弁からの漏えい期間

無限期間

同上

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％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行する。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％とする。希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
4.1.2(7)h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。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する。

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの換気率

原子炉圧力容器気相体積の100倍/日

同上

4.1.2(7)i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプール
に移行する。

タービン建屋内
で床・壁等に沈着する割合

0％

保守的に仮定－事故の評価期間

30 日間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

添 1-1-4

表1-1-3 放射性物質の大気中への放出量（30日間積算値）（６号及び７号炉共通）
評価事象

評 価 条 件

希ガス
原子炉冷却材喪失

放出量（Bq）
約1.6×1016（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素

約5.8×1013（I-131等価量（成人実効線量係数換算））
希ガス及びハロゲン等
主蒸気管破断約3.4×1013（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素（I-131等価量（成人実効線量係数換算））

添 1-1-5

約 7.4×1011

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（1/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定気象条件

柏崎刈羽原子力発電所の1985.10～1986.9
1年間の気象データ

同上（原子炉冷却材喪失）
主排気筒
放出源及び放出
源高さ

同上（主蒸気管破断）
原子炉建屋ブローアウト
パネル

実効放出継続時
間（原子炉冷却材喪失）
希ガス：110時間
よう素：340時間

同上（主蒸気管破断）
希ガス・ハロゲン：1時間
よう素：20時間

添 1-1-6

被ばく評価手法（内規）での記載

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場合には，(5.1)式の
通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タである y及び zに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タ yo, zoを加算
した総合的な拡散パラメータ y，zを適用する。
5.1.1(2) d) 気象データ
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，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）を採用するのは保守的かつ適切である。
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，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。
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。
【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ので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。
実効放出継続時間が8時間を超える場合は，長時間放出とみなして計算する。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（2/4）
項 目

累積出現頻度

建物の影響

巻き込みを生じる代表建屋

評 価 条 件

小さい方から９７％

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定考慮する（原子炉冷却材喪失）
原子炉建屋（主蒸気管破断）
原子炉建屋

同上

放出源から最も近く、巻き込みの影
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添 1-1-7

被ばく評価手法（内規）での記載

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する。
5.1.2(1)a) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。
5.1.2(3)a)2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格
納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在す
るすべての建屋が対象となるが，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することは，保守的な結果を与える。
3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表5.1に示す建屋を選定することは適切である。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（3/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)b)3)ⅰ) 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。

大気拡散
評価地点

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口（主蒸気管破断）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定7.2(3) 相対線量D/Qの評価
点は，中央制御室内の中
心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
7.3.2(5) 相対濃度χ/Qの評
価点は，外気取入れを行う
場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。
7.5.1(5)a),7.5.2(5)a) 管理
建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位着目方位同上（主蒸気管破断）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位添 1-1-8

5.1.2(3)c)1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ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，放出源と評価点と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する。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（4/4）
項 目

評 価 条 件

（原子炉冷却材喪失）1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
建物の投影面積（主蒸気管破断）
1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
巻き込みを生じる代表建屋の形
状係数

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定同上

1/2

添 1-1-9

被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)d)2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
5.1.1(2)b) 形状係数cの値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2を用いる。

表1-1-5 相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）
評価点

原
子
炉
冷
却
材
喪
失

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

主
蒸
気
管
破
断

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

サービス
建屋入口

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

サービス
建屋入口

評価距離

評価方位

相対濃度／相対線量
6号炉（よう素）1.5×10-4（希ガス）1.8×10-4

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

7号炉
（よう素）2.7×10-4（希ガス）3.0×10-4
6号炉
1.4×10-18
7号炉
2.3×10-18
7.6×10-5
7号炉
7.7×10-5
8.1×10-19
7号炉
8.2×10-19
6号炉（よう素）5.0×10-4（希ガス・ハロゲン）1.0×10-3

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

添 1-1-10

7号炉（よう素）8.3×10-4（希ガス・ハロゲン）1.7×10-3
6号炉
3.8×10-18
7号炉
6.0×10-18
2.7×10-4
7号炉
3.6×10-4
2.4×10-18
7号炉
2.4×10-18

表1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（原子炉冷却材喪失）
項目
線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-1に基づき，以下の通り評価する。
原子炉建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとお
り設定

原子炉建屋
同上
遮へい厚さ

内規での記載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する。
7.1.1(1)c)
7.1.2(1)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，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

中央制御室
同上

同上

遮へい厚さ
計
算
モ
デ
ル

（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点

同上（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

添 1-1-11

7.1.1(1)d)
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。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もよい。
6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図1-1-1 6号炉原子炉建屋・中央制御室 遮へい厚さ

図1-1-2 7号炉原子炉建屋・中央制御室 遮へい厚さ

添 1-1-12

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（主蒸気管破断）（1/2）
項目

線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-2に基づき，以下の通り評価する。

タービン建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

タービン建屋
同上
遮へい厚さ

計
算
モ
デ
ル

内規での記載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。
7.1.1(3)c)
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，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

中央制御室遮同上

同上

同上

7.1.1(3)d)
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。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もよい。

へい厚さ（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口

添 1-1-13

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件
項目

計
算
モ
デ
ル

（主蒸気管破断）（2/2）
評価条件
選 定 理 由
表1-2に基づき，以下の通り評価する。

（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

添 1-1-14

内規での記載6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図 1-1-3

図 1-1-4

6 号炉タービン建屋・中央制御室 遮へい厚さ

7 号炉タービン建屋・中央制御室 遮へい厚さ

添 1-1-15

表1-1-8 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建物内の積算線源強度（原子炉冷却材喪失）（６号及び７号炉共通）
代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

17

1.5

1.34＜ E≦1.5

6.0×1015

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1017

2.0

1.66＜ E≦2.0

1.2×1014

2.5

2.0＜ E≦2.5

3.0×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.1×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

3.0×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

0.0×1019

0.01

E≦0.01

1.2×100.02

0.01＜ E≦0.02

3.2×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.6×100.045

0.03＜ E≦0.045

9.7×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

7.9×1021

4.5

4.0＜ E≦4.5

0.0×100.15

0.10＜ E≦0.15

1.4×1018

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×100.20

0.15＜ E≦0.20

5.1×1019

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×100.30

0.20＜ E≦0.30

5.0×1020

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

7.4×1020

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×100.45

0.40＜ E≦0.45

1.5×1019

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×100.51

0.45＜ E≦0.51

3.3×1019

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.9×1018

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×100.6

0.512＜ E≦0.6

1.9×1020

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×100.7

0.6＜ E≦0.7

7.4×1020

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.6×1020

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×101.0

0.8＜ E≦1.0

1.6×1020

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

6.9×1019

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

5.2×1016

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×10

添 1-1-16

18
19
19

18
16
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表1-1-9 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建物内の積算線源強度（主蒸気管破断）（６号及び７号炉共通）
代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV/dis)

エネルギー範囲(MeV/dis)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

14

1.5

1.34＜ E≦1.5

3.8×1013

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1014

2.0

1.66＜ E≦2.0

6.1×1016

2.5

2.0＜ E≦2.5

2.1×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.5×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

6.9×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

2.1×1017

4.5

4.0＜ E≦4.5

7.8×1017

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×1017

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×1017

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×1017

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×1015

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×1015

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×1015

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×1016

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×1016

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×1016

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×1016

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×1016

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×1013

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×100.01

E≦0.01

1.5×100.02

0.01＜ E≦0.02

1.3×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.0×100.045

0.03＜ E≦0.045

1.5×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

9.4×100.15

0.10＜ E≦0.15

2.4×100.20

0.15＜ E≦0.20

2.5×100.30

0.20＜ E≦0.30

2.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

3.8×100.45

0.40＜ E≦0.45

8.3×100.51

0.45＜ E≦0.51

2.4×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.1×100.6

0.512＜ E≦0.6

6.5×100.7

0.6＜ E≦0.7

4.6×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.8×101.0

0.8＜ E≦1.0

2.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

2.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

8.5×10

添 1-1-17

15
15
15
16

15
13
13
11
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 1/2）
評 価 条 件項 目

中央制御室空
調系

6 号炉

7 号炉

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(15分 ～ )
6号 炉
外気少量
取込※
7号 炉
停止

(15分 ～ )
6号 炉
停止
7号 炉
外気少量
取込※

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）に示されたとおり設定

7.3.2(6) 中 央 制 御 室 の自動隔離を期待する場合には，その起動信号を明確にするとともに隔離に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。

7.3.2(7)b) 中 央 制 御 室 に相当する区画の容積は，中20,800m
央制御室バウンダリ内体積（容積）とする。
2.定 義 b) 別 添 の 「 原 子力発電所の中央制御室の空試 験 結 果 （ 0.3 気 流 入 率 測 定 試 験 手 法 」 に
中央制御室バ
10,400m 3 /h回 /h） を 基 に 余
ウンダリへの（空気流入率おいて定められた空気流入裕を見込んだ値
空気流入量
0.5回 /h）率に，中央制御室バウンダとして設定
リ内体積（容積）を乗じたものである。
※ 外気少量取込時には排風機を使用するが，排風機は定格風量でのみ運転可能な設備であり，風量バランスはあらかじめ設定しているダンパ開度によって調整することから，排風機によって過剰な空気流入を発生させることはない。
なお，風量バランス，ダンパ開度については試験によって確認を行っている。
中央制御室空調系処理空間容積3

設計値を基に設定

添 1-1-18

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 2/2）
評 価 条 件項 目
6 号炉

チャコール・
フィルタの除去効率

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

設計値を基に設定

7.3.2(3) 中 央 制 御 室 換 気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。

7 号炉

90％

マスクによる
防護係数

考慮しない

－

交代要員の考慮

５直２交替

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

添 1-1-19

7.3.3(3) 被 ば く 低 減 方 策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
7.（ 3） 運 転 員 の 勤 務 状 態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。

1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年 ９月までの１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，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た。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要 な
排 気筒 高 風 を 用い て 検 定す る も の の，被 ば く評 価 で は 保守 的 に 地上 風 を 使
用 す る こ と も あ る こ と か ら ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デー タ に 加 え ， 参 考 と し て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定 を 行 っ た 。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E ，S S E ，風 速 階 級：5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）であった。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ， 風 向 （ E， SSE） に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向 かう 風 で あ る こ と 及 び 風 速（ 5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か に 超えた程度であることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
な お ，標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は
1 1 項 目 で あ っ た も の の ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に
添 1-2-1

より代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検 定 結 果 を 表 1-2-1 か ら 表 1-2-4 に 示 す 。

添 1-2-2

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

5.69 5.93 6.42
2.37 2.67 2.64
3.72 3.22 2.93
4.01 3.08 3.35
5.00 4.09 4.96
9.57 7.00 8.17
12.55 11.46 15.22
9.61 10.11 11.19
3.94 5.28 4.47
2.77 3.13 2.26
6.53 5.31 2.40
7.34 6.87 5.49
6.83 6.61 7.40
7.98 7.58 9.82
7.25 11.76 8.16
4.37 5.38 4.54
0.47 0.53 0.58

表 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
6.24 6.96 7.84 4.80 5.14 6.46 6.16 5.73 8.40 3.93○
2.52 2.71 2.71 1.81 2.64 2.59 2.52 2.05 3.21 1.82○
2.63 2.78 3.67 2.67 2.58 1.80 2.89 1.91 4.33 1.44○
3.21 3.41 3.89 2.26 3.21 2.67 3.23 2.80 4.55 1.91○
4.36 4.91 4.24 4.05 4.77 3.46 4.43 5.73 5.70 3.15
×7.24 7.57 6.22 5.91 6.72 6.61 7.22 9.16 9.93 4.52○
14.10 16.82 14.55 14.59 16.25 16.02 14.62 15.18 18.86 10.38○
11.20 10.09 12.53 13.86 12.30 11.71 11.40 7.24 14.71 8.08
×
4.64 3.53 4.94 5.03 4.38 4.19 4.49 4.26 5.84 3.14○
2.75 2.23 2.74 2.40 2.33 2.10 2.52 2.09 3.34 1.70○
3.02 2.64 2.71 3.47 2.66 2.59 3.48 3.00 7.00 0.00○
6.14 4.57 4.82 5.57 5.09 4.89 5.64 6.90 7.98 3.31○
7.14 7.03 6.69 7.91 6.47 6.30 6.93 6.96 8.15 5.71○
9.34 9.38 7.14 8.94 7.54 9.23 8.55 9.82 10.95 6.15○
9.98 10.21 8.06 10.81 11.02 12.59 9.98 10.97 14.38 5.58○
4.59 4.37 4.94 5.46 6.03 5.81 5.05 5.30 6.60 3.51○
0.89 0.80 2.31 0.47 0.86 1.00 0.88 0.91 2.26 0.00○
添 1-2-3

統計年

表 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却

2004

2005

2006

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4 11.41 11.40 12.47 13.01 12.69 12.88 12.03 12.79 12.87 12.40 11.37 13.93 10.86○

2.5～3.4 13.48 14.54 16.18 15.98 15.91 15.58 14.65 14.25 13.59 14.91 15.33 17.43 12.38○

3.5～4.4 13.37 13.96 14.49 14.81 13.94 13.26 14.43 14.30 12.81 13.93 14.83 15.53 12.33○

4.5～5.4 13.08 11.42 13.71 12.68 11.37 11.06 12.54 12.17 10.20 12.03 11.51 14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上20.11 19.50 14.87 15.12 14.90 13.26 17.59 16.18 19.20 16.75 17.07 22.68 10.81

○

風速
(m/s)

添 1-2-4

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

6.69 6.51 7.04
1.16 1.25 1.61
2.05 2.04 2.54
2.23 1.98 2.39
7.67 7.29 8.01
11.24 9.56 9.53
16.89 17.03 19.17
2.90 2.67 2.73
2.80 2.94 3.00
1.25 1.43 1.12
2.56 3.19 2.76
7.22 6.41 5.70
8.17 9.30 10.30
8.14 9.96 7.98
8.73 9.09 6.53
3.74 3.60 2.70
6.55 5.75 6.88

表 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
7.31 7.68 7.57 4.58 6.12 6.88 6.71 7.29 9.00 4.42○
1.52 1.46 2.26 1.08 1.82 1.37 1.50 1.83 2.39 0.62○
2.44 2.71 2.92 2.23 2.69 1.85 2.38 1.76 3.27 1.50○
1.87 2.22 2.69 2.21 2.87 2.03 2.28 3.37 3.07 1.48
×
7.76 9.52 10.10 9.25 9.08 9.49 8.68 5.30 11.13 6.24
×8.74 8.87 8.91 9.27 9.60 10.55 9.59 12.40 11.60 7.58
×18.62 16.29 14.20 16.10 13.36 12.51 16.02 14.47 21.54 10.49○
2.69 2.52 1.89 2.46 2.57 1.89 2.48 5.59 3.35 1.61
×2.92 2.33 2.22 2.56 2.82 2.54 2.68 2.56 3.37 2.00○
1.48 1.12 1.12 1.54 1.66 1.21 1.33 1.85 1.82 0.83
×3.57 2.81 2.86 3.23 3.19 2.97 3.02 2.93 3.76 2.27○
5.69 5.24 5.80 5.88 5.30 5.25 5.83 6.56 7.39 4.28○
9.31 9.11 8.53 10.63 7.79 8.87 9.11 8.66 11.35 6.87○
7.75 8.04 7.21 8.33 7.40 9.02 8.20 9.11 10.25 6.15○
8.78 8.31 7.85 8.26 9.57 10.52 8.63 8.56 11.34 5.92○
2.37 2.60 3.72 4.27 3.76 3.60 3.38 4.31 4.95 1.80○
7.16 9.17 10.14 8.11 10.41 9.43 8.18 3.45 12.27 4.09
×
添 1-2-5

統計
年
風速
(m/s)
0.0～0.4

2004

2005

2006

6.55

5.75

6.88

表 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012年
択値
1985 上限 下限
×棄
却
7.16

9.17 10.14

8.11 10.41

9.43

3.45 12.27

4.09

×

0.5～1.4 44.91 45.66 49.32 47.96 47.40 47.44 48.83 49.05 46.74 47.48 28.26 51.17 43.80

×1.5～2.4 16.53 15.25 16.39 15.74 16.31 15.49 15.64 13.87 14.91 15.57 30.49 17.60 13.53

×2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96 10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

添 1-2-68.18

線量評価に用いる大気拡散評価

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，着目方位は，図12-1～図1-2-8に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

図1-2-1 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

添 1-2-7

図1-2-2 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

添 1-2-8

図1-2-3 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

添 1-2-9図1-2-4 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

添 1-2-10図1-2-5 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：中央制御室中心）

添 1-2-11

図1-2-6 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉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）

添 1-2-12

図1-2-7 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：中央制御室中心）

添 1-2-13

図1-2-8 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉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）

添 1-2-14

1-3 空気流入率試験結果について
被ばく評価手法（内規）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、柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室について平成22年3月に試験を実施した結果、空気流入率は最大で0.30回／ｈ（±0.0063（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細を以下に示す。
表1-3-1 空気流入率試験結果
項目

内容

試験日程

平成22年3月16日～平成22年3月17日（６号炉運転中，７号炉運転中）試験の特徴

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室

均一化の程度

試験手法

系統

トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ：（測定値－平均値）／平均値（％）

A系-9.3～9.5%

B系-9.7～9.6%

全サンプリング点による試験手法
内容

適用条件

試験結果

特記事項

適用

備考

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。

－＊均一化の目安を満足している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。

－※1②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。

－＊特異点の除外はない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。

－＊特定の区画を除外せず，全ての区画を包含するリーク率で 評価している系統

空気流入率（±以下は95％信頼限界値）

決定係数R2

A系

0.30回／h （±0.0063）－

B系

0.25回／h （±0.0057）－※１ 下部中央制御室も中央制御室と見なした。

添 1-3-1

1-4 運転員の交替について
運転員の交替を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するにあたり，平常時の直交替である５直２交替を考慮した。直交替サイクルを
表1-4-1に，評価期間30日間の直交替スケジュールを表1-4-2に示す。なお，表1-4-2においては，Ａ班が訓練明けの１直に入った際に事故が発生したと仮定している。

表1-4-1 直交替サイクル
中央制御室の滞在時間
8：30～21：25（12時間55分）
21：00～8：55（11時間55分）

１直２直

表1-4-2 直交替スケジュール（①：１直，②：２直）
Ａ班
Ｂ班
Ｃ班
Ｄ班
Ｅ班

1
①

2
①

3
②
①

②

②

4
②
①

5

②
①

6

②
①

7

②
①

8

②
①

9
①

②

10
①

11
②
①

12
②
①

13

14

②

②

①

①

②

15

②
①

16

②
①

17
①

②

18
①

②

19
②
①

20
②
①

21

22

②
①

②
①

23

②

②

①

①

Ａ班の最初の入域もカウントし，30日間の中央制御室滞在時間及び入退域滞在時間の最大値を評価すると，Ａ班の中央制御室滞在時間：198時間40分（１直８回＋２直８回）
入 退 域 滞 在 時 間： 8時間 0分（入退域数32回，１回あたり15分）
が最大となる。

添 1-4-1

24

25
①

②

26
①

②

27
②
①

28
②
①

29

30

②
①

②
①

添付 1-5
中央制御室の相互接続について（1）設備概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉中央制御室（MS-1，安全上特に重要な関連機能を有する施設）は，図 1-5-1 及び図 1-5-2 の概略図の通り，隣接した配置としている。

6号炉 中央制御室

7号炉 中央制御室

7号炉
換気
空調系

7号炉
下部中央制御室
プロセス計算機室
図 1-5-1

6号炉
下部中央制御室
プロセス計算機室

中央制御室

7 号炉 中央制御室

6号炉
換気
空調系

概略図（立体）6 号炉 中央制御室
フィルタ

フィルタ
ファン×2

7 号炉

6 号炉

制御盤

制御盤

ファン×2
フィルタ（冷却）フィルタ（冷却）

×2

×2

ファン×2

ファン×2

6 号炉
換気空調系

７号炉
換気空調系

図 1-5-2

中央制御室

添 1-5-1

概略図（平面）各号炉の換気空調系はそれぞれの号炉の中央制御室及び下部中央制御室等の空間容量に基づき設計している。換気空調系の系統概略図を図 1-5-3 に示す。

給気処理装置（外気）

給気処理装置

再循環フィルタ

再循環フィルタ
送風機
電動ダンパ

（外気）

再循環送風機中央制御室
6 号炉 7 号炉

送風機
再循環送風機

排風機

電動ダンパ

排風機
図 1-5-3

中央制御室

換気空調系

系統概略図

図 1-5-1 の点線白矢印の通り，中央制御室の隣接部分に仕切りはなく，個別に設計した２種の空間をこの部分で相互接続している。
（2）空気流入率
中央制御室の空気流入率については，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，「技術基準規則」という。）の解釈第 38 条に基づき，「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。）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」（以下，「空気流入率試
験手法（内規）」という。）に従い，平成２２年３月１６日～１７日に測定を行った。
ここで，空気流入率とは，空気流入率試験手法（内規）1.4 用語の定義 (4)に記載されている通り，「中央制御室換気空調設備のチャコールフィルタを通らずに中央制御室
バウンダリ内に流入する単位時間あたりの空気量と中央制御室バウン
ダリ内の体積の比」である。
空気流入率の試験においては，空気流入率試験手法（内規）2.4.1 機器の状態 に記載されている通り，以下の条件を満足する必要がある。
・事故時における中央制御室換気空調設備の作動状態及び中央制御室バウンダリ内に対して行うこと

添 1-5-2

・事故時に連続的に外気を少量取り込む場合又は間欠的に外気を取り込む
場合は，外気取入口のダンパ又は手動弁を閉止して試験を実施し，被ばく評価において連続少量取込み又は間欠取込みを考慮すること
また，以下の条件を満足することが望ましい。
・中央制御室バウンダリに隣接する部屋の換気空調設備についても，事故時と同等の状態で試験を実施すること
これらの条件等を鑑み，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉中央制御室の空気流入率の試験においては，以下の条件で試験を実施した。
・6 号及び 7 号炉中央制御室間に仕切りを設置することは行わない
・両号炉の換気空調系を事故時の作動状態にする
・両号炉の外気取入口のダンパを閉止する
この結果，0.3[回/h]という測定結果が得られており，被ばく評価においてはこの値に余裕をみて 0.5[回/h]の空気流入率を評価条件としている。すなわち，0.5[回/h]×6 号及び 7 号炉合計空間容量 20,800[m3]＝10,400[m3/h]を空気流入量として被ばく評価を行っている。
なお，6 号及び 7 号炉中央制御室は相互接続をしているが，個別の空間容量に対する空気流入量は，合計の空気流入量に外気接触面積比を乗じることで求めることができる。これは，図 1-5-4 に示す通り，個別の空間容量を考えた
場合でも外気と接触する面が増えることはないためである。
ただし，6 号及び 7 号炉はツインプラントであり，それぞれの中央制御室もほぼ同程度の空間容量を有している。従って，外気接触面積もほぼ同程度であり，個別の空間容量に対する空気流入量は，合計の空気流入量の概ね２分の１程度となる。
このことから，6 号及び 7 号炉の個別の空間容量に対する空気流入率は，合計の空間容量に対する空気流入率に空間容量比を乗じた値に概ね一致すると整理することができる。

添 1-5-3

7号炉

中央制御室

6号炉 中央制御室

分離した場合に増えるこの２面は外気と接触しない

7号炉
下部中央制御室
プロセス計算機室
図 1-5-46号炉
下部中央制御室
プロセス計算機室

個別の空間容量を考えた場合の外気との接触面（3）被ばく評価条件（換気空調系）
被ばく評価手法（内規）に基づく被ばく評価においては，換気空調系の作動状態として，以下の①②を仮定している。
①事故発生～15 分後
図 1-5-5 に示す通り，6 号及び 7 号炉中央制御室換気空調系がいずれも通常の作動状態であると仮定している。

給気処理装置（外気）

給気処理装置

再循環フィルタ

再循環フィルタ
送風機
電動ダンパ

（外気）

再循環送風機中央制御室
6 号炉 7 号炉

送風機
再循環送風機

排風機

電動ダンパ

排風機
図 1-5-5

事故後 15 分までの換気空調系作動状態

添 1-5-4

これは，被ばく評価手法（内規）7.3.2 中央制御室内の放射性物質濃度(6)に記載されている通り，隔離のためには手動操作が必要なためであり，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する必要があることから，合計 15分を通常状態としているものである。
また，両号炉の換気空調系が作動している方が放射性物質を含む外気をより多く取り込むこととなり，保守的な評価となることから，両号炉の換気空調系が同時に作動していると仮定しており，空間容量は両号炉の中央制
御室の合計としている。
②15 分後以降
図 1-5-6 に示す通り，事故が発生した号炉の換気空調系が非常時運転モード（外気連続少量取込）で作動しており，事故が発生していない号炉の換気
空調系は外気遮断のうえ停止していると仮定している。

給気処理装置（外気）

給気処理装置

再循環フィルタ

再循環フィルタ
送風機
電動ダンパ

再循環送風機中央制御室
6 号炉 7 号炉

排風機
図 1-5-6（外気）送風機
再循環送風機

電動ダンパ

排風機
事故後 15 分以降の換気空調系作動状態（6 号炉事故時の例）

これは，各号炉で発生した事故に対して当該号炉の中央制御室換気空調系
が事故時の原子炉制御室非常用換気空調機能を達成することを確認するためである。
また，空間容量は両号炉の中央制御室の合計としている。これは，（2）で示した通り，6 号及び 7 号炉の個別の空間容量に対する空気流入率は，合計の空間容量に対する空気流入率に空間容量比を乗じた値に概ね一致するため，空気流入によって中央制御室内に取り込む放射性物質の量も空間容量にほぼ比例することとなり，個別の空間容量としても合計の空間容量としても空気流入に起因する放射性物質の濃度は同程度の値となるためである。
これにより，空間容量に対する再循環流量の比は小さくなり，再循環フィ

添 1-5-5

ルタによって除去される放射性物質の割合が小さくなることから，保守的な評価となる。
一方，外気連続少量取込によって中央制御室内に取り込む放射性物質の濃度は低くなるが，再循環フィルタを経由して取り込むものであり，かつ流量も空気流入量の約 1/5～1/20 であることから影響は少なく，評価全体として非保守的なものとすることはない。
なお，被ばく評価手法（内規）7.3.2 中央制御室内の放射性物質濃度 (2)に記載されている通り，放射性物質は室内で一様混合すると仮定している。
（4）被ばく評価手法
被ばく評価手法（内規）に基づく被ばく評価においては，・中央制御室内での被ばく・入退域での被ばくの２種類を考慮するが，ここでは相互接続の影響を確認するため，中央制御室
内での被ばくに着目する。
また，中央制御室内での被ばく評価では，・建屋内の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・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・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の３種類を考慮するが，同様に相互接続の影響を確認するため，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に着目する。
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評価においては，内部被ばくと外部被ばくをそれぞれ評価する。
吸入摂取による内部被ばくについては，以下の被ばく評価手法（内規）(7.5)
式及び(7.6)式（主蒸気管破断時に追加して使用）を用いて評価する。

添 1-5-6

この(7.5)式及び(7.6)式において，相互接続の影響が出る可能性のあるパラメータはCI(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(Bq/m3)
CIP(t)：半球状雲通過時の室内取込み放射性物質に基づく時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(Bq/m3)
であるが，（3）で示した通り，空間容量を両号炉の中央制御室の合計とする
ことで保守的な評価を行っている。
また，ガンマ線による外部被ばくについては，サブマージョンモデルを適用した以下の被ばく評価手法（内規）(7.7)式及び(7.9)式（主蒸気管破断時に追加して使用）を用いて評価する。

添 1-5-7

この(7.7)式及び(7.9)式において，相互接続の影響が出る可能性のあるパラメ
ータは
R：中央制御室半球換算時等価半径(m)Cγ(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(Bq/m3)
CγP(t)：半球状雲通過時の室内取込み放射性物質に基づく時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(Bq/m3)
であるが，空間容量を両号炉の中央制御室の合計とすることで R について保守的な評価を行っており，Cγ(t)及び CγP(t)についても，（3）で示した通り，
保守的な評価を行っている。
以上の通り，相互接続を行っている 6 号及び 7 号炉中央制御室の居住性評
価において，空間容量を両号炉の中央制御室の合計とすることは，保守的な評
価結果を与えるものである。
（5）安全機能
中央制御室は「安全上特に重要な関連機能」を有する安全重要度ＭＳ－１の施設であることから，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。）第十二条第６項の「重要安全施設」に該当するものであり，発電用原子炉施設の安全性が向上する場合を除き，共用及び相互接続は禁止されている。
6 号及び 7 号炉中央制御室は，運転員の融通等により安全性が向上することから相互接続をしているが，これにより中央制御室に求められるＭＳ－１の機能が阻害されないことを以下に示す。

添 1-5-8

中央制御室に求められる機能は設置許可基準規則第二十六条に規定されているが，中央制御室に求められるＭＳ－１の機能には該当しない制御室外の状況把握機能を要求している第１項第二号と制御室外からの停止機能を要求している第２項を除くと，以下の通りである。
第１項

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。
※うち，ＭＳ－１施設に関連するもの
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。

第３項

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
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、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、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なければならない。

第１項第一号及び第三号については，号炉毎に必要な設備を設けていることから，相互接続の影響を受けない。
第３項については，放射線防護措置に関しては，（4）で示した通り，相互接続を踏まえて保守的な評価を行い，問題がないことを確認している。換気設
備の隔離に関しては，号炉毎に必要な設備を設けており，かつ号炉間の接続部
は外気と接していないことから，問題がないことを確認している。
以上の通り，相互接続を行っている 6 号及び 7 号炉中央制御室において，各号炉の中央制御室に求められる機能が阻害されることはない。

添 1-5-9

（6）中央制御室（共用）との比較
6 号及び 7 号炉中央制御室は相互接続をしているが，共用の中央制御室とした場合との比較を表 1-5-1 に示す。
表 1-5-1

中央制御室

相互接続／共用

相互接続

比較表
共用

運転員の配置

個別号炉に必要な人員を 合計の必要人員を確保す確保したうえで，融通を可 る能にするパラメータ監視個別号炉で必要な設備を 両号炉から得られるパラ設置したうえで，互いに確 メータを監視できるよう認することを可能にする 必要な設備を設置する

空調設計

個別号炉の空間容量に応 合計の空間容量に応じた
じた換気空調系を号炉毎 換気空調系を設置する
に設置する

放射線防護

個別号炉の設計に応じた放射線防護措置を講じた
うえで，両号炉の空間容量を用いた保守的な評価を実施する

共用設計に応じた放射線防護措置を講じたうえで，
合計の空間容量を用いた評価を実施する

有毒ガス等侵入 外気遮断に失敗した場合 外気遮断に失敗した場合時の対応
は両号炉の機能を喪失す は両号炉の機能を喪失する可能性もあるが，号炉毎 る可能性もあるが，外気をに外気を遮断することで 遮断することで両号炉の両号炉の機能を維持でき 機能を維持できるよう対るよう対応する
応する
中央制御室内火 大規模火災時には両号炉 大規模火災時には両号炉災発生時の対応 の機能を喪失する可能性 の機能を喪失する可能性もあるが，人員融通も含め もあるが，火災の発生場所て迅速に対応することで や対応の迅速さによって片方の号炉の機能を維持 は片方の号炉の機能を維できる可能性を有する持できる可能性を有する
表 1-5-1 の通り，共用の中央制御室とした場合と比較して，有意な差はない。

添 1-5-10

（7）結論柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉中央制御室は，個別に設計した２種の空間を相互接続しているが，設置許可基準規則及び技術基準規則に適した設計及び居住性評価を行っており，かつ共用の中央制御室とした場合との有意な差もないことから，両規則に適合することを確認した。

添 1-5-11

1-6 内規※1との整合性について
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）3. 評価項目（評価の手順，判断基準含む）
3.1 想定事故(1) 想定事故の種類
原子炉施設の構造，特性及び安全上の諸対策から，放射性物質の放出の拡大の可能性のある事故の態様として，原子炉格納容器内放出と原子炉格納容器外放出の2種類を考える【解説3.1】。
a) BWR型原子炉施設の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
気管破断とする。
b) PWR型原子炉施設の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蒸気発生器伝熱管破損とする。
c) 原子炉格納容器内放出及び原子炉格納容器外放出は，一方の事故で包含できる場合は，いずれかで代表してもよい。

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) 柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉はBWR型原子炉施設なので，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。

3.2 →内規のとおり
3.2 評価項目(1) 被ばく経路
中央制御室内及び入退域時において，次の被ばく経路による被ばくを評価する（図3.1）。
a) 中央制御室内での被ばく評価
1) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による中央制御室内での被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 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外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく
2) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
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被ばくを計算する。
3) 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
中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばくを，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 中央制御室内へ外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 中央制御室内へ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外部被ばくb) 入退域時の被ばく評価
4) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による入退域時の被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 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外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

添 1-6-1

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
中央制御室での外部被ばくは，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。

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）5) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
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を，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく(2) 評価の手順
評価の手順を図3.2に示す。
a) 大気中への放出量の計算及び放射性物質の施設内分布
想定事故に対して，大気中への放射性物質放出量を計算する。また，放射性物質の施設内の存在量分布を計算する。（「4.大気中への放出量の評価」）
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計算する。（「5.大気拡散の評価」）
c) 放射性物質の施設内の存在量分布から建屋内の線源強度を計算する。（「6.建屋からのスカ
イシャインガンマ線及び直接ガンマ線の評価」）
d) 中央制御室室内での運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線，
直接ガンマ線）による被ばくを計算する。（「7.1建屋内の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」）
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計算する。
（「7.2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) 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）を計算する。（「7.3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」）e) 入退域時の運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋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）による被ばくを計算する。（「7.4建屋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」）
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）を計算する。（「7.5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」）
f) 文書化
評価条件及び評価結果を文書化する。
g) 評価の手順のa)からc)までのうち，b)は他の評価と並列に進めてもよい。またd)及びe)は，
並列に進めてもよい。

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。

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建屋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，建屋内の放射性物質からのガンマ線（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)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。

添 1-6-2

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）3.3 判断基準「3.1想定事故」に対して，「3.2評価項目」の(1)a)中央制御室内での被ばく評価及び(1)b)入退域時の被ばく評価で計算した線量の合計値が，次の判断基準を満足すること。
- 1人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合算値が，100mSvを超えない（参1）【解説3.2】。

図3.1 中央制御室居住性に係る被ばく経路

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算値が，100mSvを超えない」ことを満足していることを確認している。

→図3.1のとおり被ばく経路を考慮している。

図3.2 評価の手順→図3.2のとおり評価の手順に従って評価している。

添 1-6-3

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）4. 大気中への放出量の評価
4.1 BWR型原子炉施設
原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とする。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。
4.1.1 原子炉冷却材喪失(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(2) 大気中への放出量の計算
a) 希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示す放出経路で大気中へ放出されるとする。
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％の割合とする。
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％は無機よう素とする。
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する。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。
e) サプレッションプール水に無機よう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。
f) 希ガス及びよう素は，原子炉格納容器からの漏えいを計算する。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及び原子炉格納容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。
g) 原子炉建屋の非常用換気系等(フィルタを含む。)は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系等の容量は，設計で定められた値とする。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する【解説4.2】。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，自然崩壊のみを考える。
h) ECCSが再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。再循環水中には，事象発生直後，よう素の炉心内蓄積量の50％が溶解するとし，ECCSの再循環系から原子炉建屋に漏えいしたよう素の気相への移行率は5％，
原子炉建屋内でのよう素の沈着率は50％と仮定する。
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，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。

添 1-6-4

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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合
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及び原子炉格納容器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値として評価している。
4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用ガス処理系は，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。非常用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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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。

図4.1 原子炉冷却材喪失の希ガスの放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

図4.2 原子炉冷却材喪失のよう素の放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.2の放出経路でよう素を評価している。

添 1-6-5

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）4.1.2 主蒸気管破断(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(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する。
(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。
(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することができる。
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えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象故発生後，原子炉圧力は，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれる。
(7) 大気中への放出量の計算
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する。
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。
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求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
d) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒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，追加放出された放射性物質の1％が破断口から放出する。
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。
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％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行する。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％とする。希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
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。
h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。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する。
i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプールに移行する。

添 1-6-6

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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間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，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれ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) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒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，追加放出された放射性物質の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。
4.1.2(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

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）図4.3 主蒸気管破断の希ガスの放出経路（BWR 型原子炉施設）

図4.4 主蒸気管破断のハロゲン等の放出経路（BWR 型原子炉施設）

添 1-6-7

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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，サプレッションプールに移行するものとして評価している。

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。

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）5. 大気拡散の評価
5.1 放射性物質の大気拡散
5.1.1 大気拡散の計算式
大気拡散モデルについては，国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計の場合には適用しない。
(1) 建屋の影響を受けない場合の基本拡散式【解説5.1】a) ガウスプルームモデルの適用
1) ガウスプルームモデル
放射性物質の空気中濃度は，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ームモデル（参3）を適用して計算する。

拡散式の座標は，放出源直下の地表を原点に，風下方向をx 軸，その直角方向をy 軸，鉛直方向をz 軸とする直角座標である。
2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.1)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。

b) σy及びσzは，中央制御室が設置されている建屋が，放出源から比較的近距離にあることを考えて，5.1.3 項に示す方法で計算する。

添 1-6-8

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。

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）c) 気象データ
風向，風速，大気安定度等の観測項目を，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る。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
(2) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式【解説5.2】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場合には，(5.1)式の通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タであるσy及びσzに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タσyo,σzoを加算した総合的な拡散パラメータΣy，Σzを適用する。
1） 建屋影響を受ける場合は，次の(5.3)式を基本拡散式とする。

添 1-6-9

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。

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）2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.3)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。これは，(5.2)式の場合と同じである。

b) 形状係数c の値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2 を用いる。これは，Gifford により示された範囲（1/2＜c＜2）において保守的に最も大きな濃度を与えるためである。
c) 中央制御室の評価においては，放出源又は巻き込みを生じる建屋から近距離にあるため，拡散パラメ－タの値はσyo，σzoが支配的となる。このため，(5.3)式の計算で，σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
d) 気象データ
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，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）を採用するのは保守的かつ適切である。
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」に従う。
(3) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式の適用についてa) (5.3)式を適用する場合，「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する。
b) 放出源の高さで濃度を計算する場合
1) 放出源と評価点で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）式で濃度を求める【解説5.3】【解説5.4】。

添 1-6-10

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。

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) 放出源と評価点で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。

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）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るため，右辺の指数減衰項は１に比べて小さくなることを確認できれば，無視してよい【解説5.5】。
c) 地上面の高さで濃度を計算する場合
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）式で求める【解説5.3】【解説5.4】。

5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散(1) 原子炉施設の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件
a) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。
中央制御室の被ばく評価においては，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係について，以下に示す条件すべてに該当した場合，放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達するものとする。
放出点から評価点までの距離は，保守的な評価となるように水平距離を用いる。
1) 放出点の高さが建屋の高さの2.5 倍に満たない場合
2) 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風上とした風向n について，放出点の位
置が風向n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲(図5.1 の領域An)の中にある場
合3) 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合
上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響はないものとして大気拡散評価を行うものとする（参4）。
ただし，放出点と評価点が隣接するような場合の濃度予測には適用しない。
建屋の影響の有無の判断手順を，図5.2 に示す。

添 1-6-11

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。

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，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点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き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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.1 建屋影響を考慮する条件（水平断面での位置関係）b) 実験等によって，より具体的な最新知見が得られた場合，例えば風洞実験の結果から建屋の影響を受けていないことが明らかになった場合にはこの限りではない。

添 1-6-125.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)にしたがって評価している。

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）図5.2 建屋影響の有無の判断手順

添 1-6-13

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）(2) 建屋後流の巻き込みによる放射性物質の拡散の考え方a) 「5.1.2原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」(1)a)項で，建屋後流での巻き込みが生じると判定された場合，プルームは，通常の大気拡散によって放射性物質が拡がる前に，巻込み現象によって放射性物質の拡散が行われたと考える。このような場合には，風下着目方位を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，すべ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る。
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
は正規分布と仮定する。
建屋影響を受けない通常の拡散の基本式(5.1)式と同様，建屋影響を取入れた基本拡散式(5.3)式も正規分布を仮定しているが，建屋の巻き込みによる初期拡散効果によって，ゆるやかな分布となる。（図5.3）

図5.3 建屋による巻込み現象を考えた建屋周辺の濃度分布の考え方

添 1-6-14

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(2)a) 風下着目方位を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。

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）(3) 建屋による巻き込みの評価条件
a) 巻き込みを生じる代表建屋1) 原子炉施設の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。
2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン
建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが，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
相対濃度を算出することは，保守的な結果を与える【解説5.6】。
3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表5.1に示す建屋を選定することは適切である。

b) 放射性物質濃度の評価点
1) 中央制御室が属する建屋の代表面の選定
中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
2) 建屋の影響が生じる場合，中央制御室を含む当該建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。このため，中央制御室換気設備の非常時の運転モードに応じて，次のi)又はii)によって，当該建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は，給気口が設置されている当該建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は，中央制御室が属する当該建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

添 1-6-15

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，主蒸気管破断の場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。

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，同時に外気少量取込を行うため，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。

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）3) 代表面における評価点i) 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。
ii) 中央制御室が属する当該建屋とは，原子炉建屋，原子炉補助建屋又はコントロ－ル建屋などが相当する。
iii)代表評価面は，当該建屋の屋上面とすることは適切な選定である。また，中央制御室
が屋上面から離れている場合は，当該建屋の側面を代表評価面として，それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iv) 屋上面を代表面とする場合，評価点として中央制御室の中心点を選定し，対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。また σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
c) 着目方位
1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ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，放出源と評価点と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する【解説5.7】。

図5.4 建屋後流での巻き込み影響を受ける場合の考慮すべき方位

添 1-6-16

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コントロール建屋の屋上面を代表とし，中央制御室の中心点を評価点としている。

5.1.2(3)c)1) 代表建屋の風下後流側での広範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。

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）評価対象とする方位は，放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること，及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には，全16方位について以下の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する。
i） 放出点が評価点の風上にあることii）放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に，放出点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には，図5.5のような方法を用いることができる。図5.5の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ，ｍ１Ｂのうち，放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となる。
放出点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.5のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

図5.5 建屋の風下側で放射性物質が巻き込まれる風向の方位ｍ１の選定方法(水平断面での位置関係)
iii)建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図5.6に示す方法を用いることができる。
評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.6のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

添 1-6-17

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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.6 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達する
風向の方位ｍ２の選定方法(水平断面での位置関係)
図5.5及び図5.6は，断面が円筒形状の建屋を例として示しているが，断面形状が矩形の建屋についても，同じ要領で評価対象の方位を決定することができる【解説5.9】。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を，図5.7に示す。

→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したがって，建屋の巻き込み評価をしている。

図5.7 建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順

添 1-6-18

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）2) 具体的には，図5.8のとおり，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る。【解説5.7】幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して，気象評価上の方位とのずれによって，評価すべき方位の数が増加することが考えられるが，この場合，幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい【解説5.10】。

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。

図5.8 評価対象方位の設定
d) 建屋投影面積1) 図5.9に示すとおり，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【解説5.11】。
2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
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。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに地表面高さから上の面積を求める。また，方位によって，代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも，原則地表面から上の代表建屋の投影面積を用いる【解説5.12】。

図5.9 風向に垂直な建屋投影面積の考え方

添 1-6-19

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，全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，地表面から上の代表建屋の投影面積を用いるため，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。

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）(4) 建屋の影響がない場合の計算に必要な具体的な条件a) 放射性物質濃度の評価点の選定
建屋の影響がない場合の放射性物質の拡がりのパラメ－タはσy 及びσz のみとなり，放出点からの風下距離の影響が大きいことを考慮して，以下のとおりとする。
1) 非常時に外気の取入れを行う場合
外気取入口の設置されている点を評価点とする。
2) 非常時に外気の取入れを遮断する場合
当該建屋表面において以下を満たす点を評価点とする。
① 風下距離：放出点から中央制御室の最近接点までの距離② 放出点との高度差が最小となる建屋面b) 風向の方位建屋の影響がない場合は，放出点から評価点を結ぶ風向を含む1 方位のみについて計算を行う。
5.1.3 濃度分布の拡がりのパラメータσy,σz(1) 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，図5.10 又はそれに対応する相関式によって求める。
(2) 相関式から求める場合は，次のとおりとする（参3）。

a) 角度因子θは，θ(0.1km) /θ(100km) = 2とし，図 5.10 の風下距離を対数にとった片対数軸で直線内挿とした経験式のパラメータである。θ(0.1km)の値を表 5.2 に示す。
b) (5.6)式のσ1,a1,a2,a3の値を，表 5.3 に示す。

添 1-6-20

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。

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。

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）添 1-6-21

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）図5.10 は，Pasquill-Meade の，いわゆる鉛直1/10 濃度幅h の図及び水平1/10 濃度幅を見込む
角θ の記述にほぼ忠実に従って作成したもので，中央制御室の計算に適用できる。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

h 及びθは，次のとおりである（参3）。

5.2 相対濃度(χ/Q)
5.2.1 実効放出継続時間内の気象変動の扱いの考え方
事故後に放射性物質の放出が継続している時間を踏まえた相対濃度は，次のとおり計算する。
(1) 相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間的変化か
ら定めるもので，以下実効放出継続時間という）をもとに，評価点ごとに計算する。
(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する【解説5.13】。
5.2.2 実効放出継続時間に応じた水平方向濃度の扱い(1) 相対濃度χ/Qは，(5.10)式（参3）によって計算する【解説 5.13】。

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的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間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。

a) この場合，(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する。
b) 風洞実験の結果等によって(χ/Q)i の補正が必要なときは，適切な補正を行う。

添 1-6-22

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。

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）(2) (χ/Q) i の計算式a) 建屋の影響を受けない場合の計算式
建屋の巻き込みによる影響を受けない場合は，相対濃度は，次の1)及び2)のとおり，短時間放出又は長時間放出に応じて計算する。
1) 短時間放出の場合
短時間放出の場合，(χ/Q) iの計算は，風向が一定と仮定して(5.11)式（参3）によって計算する。

2) 長時間放出の場合
実効放出時間が8 時間を超える場合には，(χ/Q)i の計算に当たっては，放出放射性物質の全量が一方位内のみに一様分布すると仮定して(5.12)式（参3）によって計算する。

添 1-6-23

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。

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）b) 建屋の影響を受ける場合の計算式
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もつ濃度分布として計算する。また，実効放出継続時間に応じて，次の1)又は2)によって，相対濃度を計算する。
1) 短時間放出の場合
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の幅と高さに相当する拡がりの中で，放出点からの軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定する。
短時間放出の計算の場合には保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点に存在
し風向が一定であるものとして，(5.13)式（参3）によって計算する。

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も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。

2) 長時間放出の場合
ⅰ) 長時間放出の場合には，建屋の影響のない場合と同様に，1 方位内で平均した濃度として求めてもよい。

5.2.2(2)b)2) 保守的かつ簡便な計算を行うため，平均化処理を行うかわりに，短時間の計算式による最大濃度として計算している。

添 1-6-24

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，放出点からの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に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。

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）ⅱ) ただし，建屋の影響による拡がりの幅が風向の１方位の幅よりも拡がり隣接の方位にまで及ぶ場合には，建屋の影響がない場合の(5.12)式のような，放射性物質の拡がりの全量を計算し１方位の幅で平均すると，短時間放出の(5.13)式で得られる最大濃度より大きな値となり不合理な結果となることがある【解説5.14】。
ⅲ) ⅱ)の場合，1 方位内に分布する放射性物質の量を求め，1 方位の幅で平均化処理することは適切な例である。
ⅳ) ⅱ)の場合，平均化処理を行うかわりに，長時間でも短時間の計算式による最大濃度として計算を行うことは保守的であり，かつ計算も簡便となる。
5.3 相対線量(D /Q)(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する。
(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 とする。
(3) 評価点(x,y,0)における空気カーマ率は，(5.14)式（参5）によって計算する。

(4) 建屋影響を受ける場合は，χ(x’,y’,z’)の計算において，建屋影響の効果を取入れてもよい。
（「5.2.2(2)b)建屋の影響を受ける場合の計算式」参照）

添 1-6-25

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）(5) 評価点を放出点と同じ高さ（風下軸上）に設定し，χ(x’,y’,z’)を計算する場合の建屋の巻き込み効果を見込まずに計算することは，合理的かつ保守的である。
ただし，建屋影響を受ける場合は，この影響を見込んだ複数方位を，着目方位とする必要がある。（「5.1.2(3)c)着目方位」参照）

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. 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(1) 次のa)，b)及びc)を，6.1から6.3までに示す方法によって計算する。
a) 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b) スカイシャインガンマ線の計算
c) 直接ガンマ線の計算(3) 地形及び施設の構造上の理由によって，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量が大気中に放出された放射性物質による線量に対し明らかに有意な寄与とならない場合には，評価を省略することができる。

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。

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(1) 原子炉冷却材喪失（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.1原子炉冷却材喪失」とする。
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する。
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。
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する。
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する【解説6.1】。
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としなくてもよい【解説6.2】。
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内蓄積量に対する割合は，希ガス100％，よう素50％とする。
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する。

添 1-6-26

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極めて短いもの及びエネルギの小さいもの
は，計算の対象としない。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内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。

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）(2) 主蒸気管破断（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.2主蒸気管破断」とする。
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。
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する。
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない【解説6.2】。
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，大気中へ放出量の計算条件（「4.1.2主蒸気管破断」参照）と同じとする。
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
ルギ範囲別に区分して計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない。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 スカイシャインガンマ線の計算(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。
(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 とする。
(4) スカイシャインガンマ線の計算方法a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。ただし，(6.1)式の内容と同等で技術的妥当性が認められる
場合には，特に使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式を(6.1)式（参6，参7，参8）とする。

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。

添 1-6-27

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）c) 散乱点におけるガンマ線束は，次のi)又はii)のいずれかの方法によって計算する。
i) 遮へいの影響を，ビルドアップ係数を用いて求める場合（参8）添 1-6-28

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）ii) 遮へいの影響を，輸送計算で求める場合（参6，参7）

6.3 直接ガンマ線の計算(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する。
(2) 空気カーマから全身に対する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とする。
(3) 直接ガンマ線の計算方法
a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。ただし，(6.4)式の内容と同等で，技術的妥当性が認められる場合には，使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式は(6.4)式（参6，参7，参9）とする。

添 1-6-29

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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する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。

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）7. 中央制御室居住性に係る被ばく評価(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する。
(2) 次のa)及びb)のとおり，想定事故に対し，すべての被ばく経路の評価が必要となるものではない【解説7.1】。
b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出及びPWR 型原子炉施設の蒸気発生器伝熱管破損時の二次系への漏えい停止までの放出など，事故発生直後の時間に集中して放出される
放射性物質に対しては，入退域時の線量の評価は不要である。
(3) 運転員の勤務状態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。
7.1 建屋内の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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路について，運転員の被ばくを，7.1.1 から7.1.2 までに示す方法に
よって計算する（図7.1）。
a) 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b) 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

添 1-6-30

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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) 運転員の勤務状態については，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。

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）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(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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計算する（図7.2）。
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る。
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，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁や天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心点，操作盤位置等を代表点とする。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もよい。
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する。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-31

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。
7.1.1(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(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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.4）。
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る。
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，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

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。
7.1.1(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。

添 1-6-32

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）7.1.2 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(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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計算する（図7.5）。
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る。
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，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-33

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
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(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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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計算する（図7.7）。
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る。
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，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
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する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

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被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

添 1-6-34

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.2 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(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)によって計算する（図7.8）。

7.2 →内規のとおり
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。

(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計算する。

添 1-6-35

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。

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）(3) 相対線量D/Qの評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。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もよい。
(4) 中央制御室の天井・側壁によるガンマ線（Eγ≧1.5MeV以上）の遮へい効果を計算する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝大気中へ放出された希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
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する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等のガンマ線（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1 ＋（半球状雲による線量）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，次の1)及び2)に示す方法によって計算する。
1) 原子炉冷却材喪失時及び蒸気発生器伝熱管破損時

上式のうちコンクリートによる減衰効果 Bexp(-μ’/X’)は，テーラー型ビルドアップ係数を用いて計算してもよい。

添 1-6-36

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）の遮へい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。

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。

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）2) 主蒸気管破断時i) 半球雲通過時の線量（参5）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

ii) 主蒸気隔離弁からの漏えい，放出放射能による線量

7.3 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(1) 次のa)及びb)について，7.3.1から7.3.2までに示す方法によって計算する。
a) 建屋表面の空気中の放射性物質濃度b) 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の放射性物質濃度
なお，中央制御室の空気流入率については，「原子力発電所の中央制御室の空気流入測定試験手法」に従うこと。
(2) 次のa)及びb)の被ばく経路による運転員の被ばくを，7.3.3から7.3.4までに示す方法によって計算する。（図7.9）a) 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b) 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

添 1-6-37

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。

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）7.3.1 中央制御室が属する建屋周辺の放射性物質の濃度(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（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する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.10）。

b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，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る（図7.11）。

添 1-6-38

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図7.11 中央制御室建屋付近への放射性物質の拡散
7.3.2 中央制御室内の放射性物質濃度(1) 建屋の表面空気中から，次のa)及びb)の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a) 中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb) 中央制御室内に直接，流入すること(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する。
(3) 中央制御室換気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。
(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る。
(5) 相対濃度χ/Qの評価点は，外気取入れを行う場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。（(7.4)式の中央制御室の区画の濃度とする。）(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合には，その起動信号を明確にするとともに隔離に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。
(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，次のとおり計算する。
a) 中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室
内の放射能濃度を求める【解説7.2】。

添 1-6-39

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能濃度に基づき，
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。

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）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）とする。

添 1-6-40

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

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）7.3.3 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(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計算する（図7.12）。
(2) 線量の計算にあたっては，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する。
(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝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実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，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)式によって計算する。

添 1-6-41

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) 線量の計算にあたっては，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。
7.3.3(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。
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。

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）(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する。
内部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取よる実効線量
×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，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)式によって計算する。

7.3.4 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(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する（図7.13）。
(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する。
(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）とする。
a) ただし，エンベロープの一部が，ガンマ線を遮へいできる躯体で区画され，運転員がその区画内のみに立入る場合には，当該区画の容積を用いてもよい。
b) ガンマ線による被ばくの計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。
(4) 線量の計算にあたっては，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する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
a) 外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による運転員の実効線量は，(7.7)式（参5）によって計算する。

添 1-6-42

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。

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) 線量の計算にあたっては，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。

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）b) また，(7.7)式以外に，(7.8)式（参5）によって計算することも妥当である。

添 1-6-43

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

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）(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する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の外部ガンマ線による実効線量×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式（参5）によって計算する。

7.4 建屋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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.4.1 から7.4.2 までに示す方法によって計算する（図7.14）。
a) 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入退域時の被ばくb) 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく

添 1-6-44

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。

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。

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）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による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.15）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-45

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
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(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へい効果を，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。

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）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.17）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
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，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-46

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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の計算」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へい効果を，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(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。

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）7.4.2 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）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する（図7.18）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f） 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-47

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
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(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いる。
7.4.2(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(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。
7.4.2(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。

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）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）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する（図7.20）。
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る。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
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する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

添 1-6-48

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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へい効果を，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。

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）7.5 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(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.5.1 から7.5.2 までに示す方法で計算する。
a) 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b) 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(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うえで（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する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.21）。
b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，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る（図7.22）。

添 1-6-49

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
うえで（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。

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）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(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被ばくを計算する（図7.23）。
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，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量について
は，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(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する。
(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）の放出率を乗じて求める。
(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する。
(5） 入退域時の計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】(6) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による入退所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，ガンマ線による運転員の実効線量は，(7.10)式によって計算する。

添 1-6-50

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
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放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。

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）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.5.2 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(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する（図7.24）。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，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量については，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(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求める。線量換算係数，呼吸率を乗じて求める。
(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する。
(4) 被ばく低減方策として，例えば，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(5) 計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。

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。

添 1-6-51

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）(6) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝放出よう素の吸入摂取による実効線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.11)式によって計算する。

添 1-6-52

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。

添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価条件表
表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/4）
項目
評価条件
選定理由

評価事象

大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電
源が喪失

炉心熱出力

3,926MWt

運転時間

取替炉心の
燃料装荷割
合

炉心損傷に至る
シナリオを選定（2-2 を参照）

定格熱出力
1 サイクル 13 ヶ1 サイクル：10,000h（416 日）
月(395 日）を考
2 サイクル：20,000h
慮して，燃料の3 サイクル：30,000h
最高取出燃焼度
4 サイクル：40,000hに余裕を持たせ
5 サイクル：50,000h
長めに設定
1 サイクル：0.229（200 体）
2 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料
3 サイクル：0.229（200 体）
装荷割合に基づ
4 サイクル：0.229（200 体）
き設定
5 サイクル：0.084（72 体）

添 2-1-1

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、
格納容器破損防止対策の有効性評価（参 2）で想定する格納容
器破損モードのうち、原子炉
制御室の運転員又は対策要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（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム
解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設
内の放射性物質存在量分布を
設定する。

―

―

―

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/4）
項目
評価条件

放出開始
時刻

格納容器内
pH 制 御 の
効果
原子炉圧力
容器から格
納容器に放
出されるよ
う素の形態

格納容器か
ら原子炉建
屋への漏え
い率

原子炉建屋
から大気中
への漏えい

格納容器か
らベントラ
インへの流
入割合

選定理由

格納容器漏えい:事象発生直後MAAP 解析に基づく格納容器ベント：
約 38 時間後

未考慮

審査ガイドでの記載
4.3(4)a.放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続
時間は、4.1(2)a で選定した事故シーケ
ンスのソースターム
解析結果を基に設定する。

格納容器内 pH 制御設備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため考慮しない―

R.G.1.195 に基づき設定

4.3(1)a.原子炉格納容器内への放出割合の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

粒子状よう素：5%
無機よう素：91%
有機よう素：4%

以下のとおり，開口面積を格
納容器圧力に応じ設定。MAAP
解析上で，格納容器圧力に応
じ漏えい率が変化するものと 格 納 容 器 の 設 計 漏 え い 率
した。
（0.9Pd で 0.4%/day）【開口面積】
及び，AEC 式に基づき設定
1Pd 以下：0.9Pd で 0.4%/day，
1～2Pd：2.0Pd で 1.3%/dayに相当する開口面積
格納容器から漏えいした水蒸
気は原子炉建屋内で凝縮する
ため，原子炉建屋空間部が加圧されることはないと考えられる。また，原子炉建屋の換考慮しない
気 空 調 系を 停止 し ている ため，外気との空気のやり取りがないものと想定した。
原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影
響は 2-11 のとおり。
炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 9.2×10-1
MAAP 解 析 結 果 及 び NUREGよう素類：約 3.4×10-2
1465 の知見に基づき設定。
Cs 類：約 2.6×10-6
よう素類については，よう素Te 類：約 5.2×10-7の化学形態に応じた格納容器
Ba 類：約 2.1×10-7
内での除去のされかたの違い
Ru 類：約 2.6×10-8を考慮。
La 類：約 2.1×10-9Ce 類：約 5.2×10-9

添 2-1-2

4.3(3)e.原子炉格納容器漏えい率は、
4.1(2)a で選定した
事故シーケンスの事
故進展解析結果を基に設定する。

―

4.3(4)a. 放射性物
質の大気中への放出
開始時刻及び放出継続時間は、4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースタ
ーム解析結果を基に設定する。

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（3/4）
項目
評価条件
選定理由

審査ガイドでの記載
4.3(3)c. 原子炉格納容器スプレイの作動については、4.1（2）aで選定した事故シーケ
ンスの事故進展解析条
件を基に設定する。
4.3(3)d.原子炉格納容
器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

格納容器内でのエアロゾルの除去効果

MAAP 解析に基づく

格納容器内での有機よう素
の除去効果

考慮しない

保守的に考慮しないものとした―

無機よう素：2「発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針」（平成 2
年 8 月 30 日 原子力
安全委員会決定 一
部改訂 平成 13 年 3月 29 日 原子力安全委員会）を参照

4.3(3)d.原子炉格納容
器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

無機よう素：10

Standard
Review
Plan6.5.5 に基づき設定―

CSE 試験に基づき設
定

4.3(3)c.原子炉格納容器スプレイの作動については、4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

格納容器内での無機よう素の沈着による
除去係数

サプレッショ
ン・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去係数
ドライウェル
スプレイによる無機よう素の除去係数

無機よう素：100

添 2-1-3

MAAP 解析で評価

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（4/4）
項目
評価条件

格納容器ベント開始時間

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

よう素フィルタによる除去係数

事故の評価期間

選定理由

事故発生から
約 38 時間後

MAAP 解析結果

希ガス：1
有機よう素：1―

無機よう素：1,000
粒子状放射性物質：1,000
希ガス：1
粒子状放射性物質：1
無機よう素：1
有機よう素：50―
設計値―

添 2-1-4―

設計値
審査ガイドに示されたとおり設定

7 日間

審査ガイドでの記載
4.3(4)a. 放 射 性 物 質の大気中への放出開始時刻及び放出継続
時間は、4.1(2)a で選定した事故シーケンスのソースターム解
析結果を基に設定する。

3.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。

表 2-1-2 放射性物質の大気中への放出量（7 日間積算値）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉当たり）
停止時炉内内蔵量
核種グループ[Bq]（gross 値）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出
希ガス類
約 1.6×1019
約 7.6×1018
よう素類
約 3.4×1019
約 5.7×1015
18
Cs 類
約 1.3×10
約 3.4×109
Te 類
約 9.5×1018
約 2.4×10919
Ba 類
約 2.9×10
約 2.3×109
Ru 類
約 2.9×1019
約 3.7×108
La 類
約 6.5×1019
約 6.6×107
19
Ce 類
約 8.9×10
約 3.0×108

添 2-1-5

表 2-1-3 放射性物質の大気拡散評価条件（1/3）
項目
評価条件

大気拡散評価モデル

気象データ

実効放出継続時間

放出源及び
放出源高さ

選定理由

ガウスプルームモデル

審査ガイドに示されたとおり設定柏崎刈羽原子力発電所における 1 年間の気象デー
タ(1985 年 10 月～1986 年
9 月)

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うた
め保守的に地上風（地上約 10m）の気象デー
タを使用
審査ガイドに示された通り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用

1 時間【6 号炉】
6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 40.3m【7 号炉】
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 39.7m

添 2-1-6

保守的に 1 時間と設定

審査ガイドに示されたとおり設定。
ただし，放出エネルギ
ーによる影響は未考慮。

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条
件に応じて、空間濃度分布が水平方向及
び鉛直方向ともに正規分布になると仮定したガウスプルーム
モデルを適用して計算する。
4.2(2)a.風向、風速、
大気安定度及び降雨の観測項目を、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大気拡散式に用いる。
4.2(2)c. 相 対 濃 度
は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項
目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。
4.3(4)b. 放 出 源 高
さは、4.1（2）a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放出を仮定する。4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析
結果を基に、放出エネルギーを考慮してもよい。

表 2-1-3 大気拡散評価条件（2/3）
項目
評価条件

選定理由

小さい方から累積して
97%

審査ガイドに示されたとおり設定

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

巻き込みを生じる代表建屋

6 号炉原子炉建屋
及び7 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込み
の影響が最も大きい建屋として設定

累積出現頻度

放射性物質濃度の評価点【中央制御室内滞在時】
中央制御室中心【入退域時】
コントロール建屋入口

添 2-1-7

審査ガイドに示されたとおり設定

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量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%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点か
ら近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助建屋、タービン建屋、コントロール建屋
及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在す
るすべての建屋が対象となるが、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建屋とすることは、保守的な結果を与える。
4.2(2)b.
3) i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制
御室／緊急時制御室／緊急時対策所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
えば原子炉制御室／緊急時制
御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。

表 2-1-3 大気拡散評価条件（3/3）
項目
評価条件

着目方位

中
央
制
御
室
内
滞
在
時

入
退
域
時

選定理由

審査ガイドでの記載

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定

4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
では、建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ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、放出源と評価点と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に示すように、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。

6 号炉：6 方位（SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：8 方位（WNW,NW,NNW,N，
NNE,NE,ENE,E）

6 号炉：5 方位（SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：9 方位（WSW,W,WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE）

建屋投影
面積

1931m2

審査ガイドに示されたとおり設定
風向に垂直な
投影面積のうち最も小さい
もの

形状係数

1/2

内規に示された通り設定

添 2-1-8

4.2(2)b.1)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。
4.2(2)b.2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
4.2(2)a. 放射性物質の大気拡散の詳細は、「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）」（参 1）による。

表2-1-4 相対濃度（χ/Q）及び相対線量（D/Q）
放出点

評価点

放出点から
評価点まで
の距離[km]

6 号炉格納容
器圧力逃がし
装置配管

中央制御室中心

0.058

5.1×10-4

3.8×10-18

コントロール
建屋入口

0.085

4.7×10-4

3.7×10-18

7 号炉格納容
器圧力逃がし
装置配管

中央制御室中心

0.075

8.5×10-4

6.4×10-18

コントロール
建屋入口

0.065

9.7×10-4

7.4×10-18

添 2-1-9相対濃度
χ/Q[s/m3]

相対線量D/Q[Gy/Bq]表 2-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/2)
項目
評価条件
選定理由
放出された放射性物質が自由空間容積に均一に分布するとし，事故後 1 日毎の積算線源強度を計算。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉の線源強度
は，格納容器ベントを想定した号炉の線源強度の 5 倍※1 とし
た。

線
源
強
度

原子炉建屋
（二次格納
施設）内線
源強度分布

事故の
評価期間

※1 格納容器ベントを想定した場合は，格納容器ベント実施
までの約 38 時間が放射性物質の主たる漏えい期間となる。代替循環冷却系を用いて事象を 運転員の交替を考慮した収束することに成功した場合 場合の評価をより適切には，格納容器内での放射性物質 行えるように設定の閉じ込めが継続するため，評
価上放射性物質の漏えいは評価期間（168 時間）中継続する。
ここでは，漏えい期間の長さで比例計算（168 時間/約 38 時
間≒4.4 を丸め 5 倍とした。
）す
ることにより，代替循環冷却系
を用いて事象を収束することに成功した号炉の線源強度を評価した。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉の線源強度
は，詳細評価が完了次第その結果を反映予定。
審査ガイドに示されたと7日
おり設定

添 2-1-10

審査ガイドでの記載

4.3(5)a.原子炉建屋
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、事故後 7 日間の積算線源強度を計算する

同上

表 2-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/2)
計
算
モ
デ
ル

遮へい厚さ

図 2-1-1 のとおり

【原子炉建屋内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2R コード
直接ガンマ線・
スカイシャイン
ガンマ線
評価コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN コード，
G33-GP2R コード【よう素フィルタ内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線，スカイシャ
インガンマ線）
MCNP5 コード

添 2-1-11

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定4.3(5)a.原子炉建屋
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外部被ば
く線量は、積算線源
強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。

直接ガンマ線の線量評価に用いる QAD-CGGP2R は三次元形状を，スカイシャインガ
ンマ線の線量評価に用いる
ANISN は一次元形状を，スカイシャインガンマ線の線量評価に用いる G33-GP2R 及び
MCNP5 は三次元形状を扱う
遮へい解析コードであり，4.1②実験等を基にガンマ線の線量を計算する
検証され、適用範囲
ことができる。計算に必要が適切なモデルを用な主な条件は，線源条件，遮いる。
へい体条件であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。従って，設計基準事故を超える事故
における線量評価に適用可
能 で あ る 。 QADCGGP2R,ANISN 及び G33-GP2R
はそれぞれ許認可での使用実績がある。

表2-1-6 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
積算線源強度（photons）（格納容器ベントを実施した場合）（単一号炉当たり）

エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×10+0
1.33×10+0
1.34×10+0
1.50×10+0
1.66×10+0
2.00×10+0
2.50×10+0
3.00×10+0
3.50×10+0
4.00×10+0
4.50×10+0
5.00×10+0
5.50×10+0
6.00×10+0
6.50×10+0
7.00×10+0
7.50×10+0
8.00×10+0
1.00×10+1
1.20×10+1
1.40×10+1
2.00×10+1
3.00×10+1

上限
（代表エネ
ルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×10+0
1.33×10+0
1.34×10+0
1.50×10+0
1.66×10+0
2.00×10+0
2.50×10+0
3.00×10+0
3.50×10+0
4.00×10+0
4.50×10+0
5.00×10+0
5.50×10+0
6.00×10+0
6.50×10+0
7.00×10+0
7.50×10+0
8.00×10+0
1.00×10+1
1.20×10+1
1.40×10+1
2.00×10+1
3.00×10+1
5.00×10+1

24 時間後時点

48 時間後時点

72 時間後時点

96 時間後時点

120 時間後時点

144 時間後時点

168 時間後時点

2.9×1019
2.9×1019
1.5×1019
4.9×1020
2.1×1018
1.4×1018
7.3×1019
3.6×1020
1.7×1018
1.2×1020
2.3×1020
1.0×1020
5.1×1019
7.4×1019
2.5×1018
1.1×1020
1.2×1020
3.0×1019
6.1×1019
7.1×1019
2.1×1018
3.4×1019
1.0×1019
2.1×1019
1.7×1019
5.6×1017
7.2×1015
7.2×1015
5.1×10+2
5.1×10+2
5.1×10+2
5.1×10+2
5.8×10+1
5.8×10+1
5.8×10+1
5.8×10+1
1.8×10+1
8.9×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

1.4×1020
1.4×1020
4.9×1019
3.1×1021
5.7×1018
3.8×1018
4.6×1020
2.3×1021
3.2×1018
3.4×1020
6.8×1020
2.0×1020
1.0×1020
1.1×1020
3.6×1018
1.6×1020
1.8×1020
3.5×1019
7.1×1019
8.0×1019
2.4×1018
3.9×1019
1.1×1019
2.3×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
3.4×10+3
3.4×10+3
3.4×10+3
3.4×10+3
3.9×10+2
3.9×10+2
3.9×10+2
3.9×10+2
1.2×10+2
6.0×10+1
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

2.6×1020
2.6×1020
8.6×1019
6.3×1021
8.8×1018
5.9×1018
9.4×1020
4.7×1021
4.2×1018
4.1×1020
8.3×1020
2.9×1020
1.4×1020
1.2×1020
4.1×1018
1.8×1020
2.1×1020
3.8×1019
7.6×1019
8.2×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
7.5×10+3
7.5×10+3
7.5×10+3
7.5×10+3
8.6×10+2
8.6×10+2
8.6×10+2
8.6×10+2
2.6×10+2
1.3×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

3.8×1020
3.8×1020
1.2×1020
9.1×1021
1.1×1019
7.5×1018
1.4×1021
6.8×1021
5.0×1018
4.3×1020
8.6×1020
3.6×1020
1.8×1020
1.3×1020
4.4×1018
1.9×1020
2.2×1020
3.9×1019
7.9×1019
8.3×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
1.2×10+4
1.2×10+4
1.2×10+4
1.2×10+4
1.3×10+3
1.3×10+3
1.3×10+3
1.3×10+3
4.1×10+2
2.0×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

4.7×1020
4.7×1020
1.4×1020
1.2×1022
1.3×1019
9.0×1018
1.7×1021
8.7×1021
5.7×1018
4.4×1020
8.8×1020
4.3×1020
2.2×1020
1.4×1020
4.6×1018
2.0×1020
2.3×1020
4.0×1019
8.1×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
1.6×10+4
1.6×10+4
1.6×10+4
1.6×10+4
1.8×10+3
1.8×10+3
1.8×10+3
1.8×10+3
5.5×10+2
2.7×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

5.6×1020
5.6×1020
1.6×1020
1.4×1022
1.5×1019
1.0×1019
2.1×1021
1.0×1022
6.2×1018
4.4×1020
8.9×1020
5.0×1020
2.5×1020
1.4×1020
4.7×1018
2.1×1020
2.4×1020
4.1×1019
8.2×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
2.0×10+4
2.0×10+4
2.0×10+4
2.0×10+4
2.2×10+3
2.2×10+3
2.2×10+3
2.2×10+3
6.9×10+2
3.5×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

6.3×1020
6.3×1020
1.8×1020
1.6×1022
1.7×1019
1.1×1019
2.3×1021
1.2×1022
6.7×1018
4.5×1020
8.9×1020
5.6×1020
2.8×1020
1.4×1020
4.8×1018
2.1×1020
2.4×1020
4.2×1019
8.3×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.1×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
2.4×10+4
2.4×10+4
2.4×10+4
2.4×10+4
2.7×10+3
2.7×10+3
2.7×10+3
2.7×10+3
8.3×10+2
4.2×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

添 2-1-12

柏崎刈羽原子力発電所６号炉原子炉建屋及びコントロール建屋

図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 1/3）

添 2-1-13

柏崎刈羽原子力発電所７号炉原子炉建屋及びコントロール建屋

図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 2/3）

添 2-1-14

平面図

図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 3/3）

添 2-1-15

表 2-1-7

防 護 装 置 の 設 備 条 件 （ 1/2）
項目
評価条件

中央制御室換気空調系（中央制御室送風
機 ，中 央 制 御 室 排 風
機 ，中 央 制 御 室 再 循環送風機）

中央制御室換気空調系（大容量可搬型空
調機）

0～ 168h： 0m 3 /h
（給排気隔離ダンパ
閉止）

0～ 12h： 0m 3 /h
12 ※ 1 ～ 168h：
6,000m 3 /h
※1 大 容 量 可 搬 型
空調機の起動時間に
つ い て は ，3 時 間 へ 短
縮予定

選定理由

重大事故時には恒設の中央制御室換
気空調系を停止す
る運用とする。

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の取り込みについては、
非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

重大事故時には大容量可搬型空調機のチャコール・フィルタ及び粒子用
高効率フィルタにより放射性物質を低減した外気を用いて中央制御室バ
ウンダリを陽圧化する運用とする。

同上

中央制御室換気空調系（大容量可搬型空調 機 ）高 性 能 粒 子 フ
ィルタの除去効率

99.9％

設計値

4.2(1)a.
ヨウ素類及びエアロ
ゾルのフィルタ効率
は 、使 用 条 件 で の 設 計
値 を 基 に 設 定 す る 。な
お 、フ ィ ル タ 効 率 の 設
定 に 際 し 、ヨ ウ 素 類 の性状を適切に考慮する。

中央制御室換気空調系（大容量可搬型空調 機 ）チ ャ コ ー ル・
フィルタの除去効
率

99.9％

設計値

同上

0～ 12h：0.05 回 /h ※ 2
12 ※ 3 ～ 168h： 0 回 /h
※2 実証試験により,空 調 全 停 時 の 空
気 流 入 率 が 0.05 回/h 以 下 で あ る こ と を確認済み※3 大 容 量 可 搬 型
空調機の起動時間に
つ い て は ，3 時 間 へ 短
縮予定

重大事故時には恒設の中央制御室換
気空調系を停止
し，大容量可搬型
空調機のチャコー
ル・フィルタ及び粒子用高効率フィルタにより放射性物質を低減した外気を用いて中央制
御室バウンダリを陽圧化することで，フィルタを経
由しない外気流入を防止できる設計としている。

4.2(1)b. 既 設 の 場 合
では、空気流入率
は、空気流入率測定
試験結果を基に設定する。

中央制御室バウン
ダリへの空気流入率

添 2-1-16

表 2-1-7

防 護 装 置 の 設 備 条 件 （ 2/2）
項目
評価条件

放射性物質のガンマ線による外部被ばく
に係る容積

中央制
御室内
待避室

陽圧化時間

遮へい厚さ

マスクによる
防護係数

中央制御室バウンダリ：
20,800 ㎥
中央制御室内待避室：
100 ㎥

10 時 間（ 事 故 発 生 38 時 間 後 から，空気 ボン ベによ り 陽
圧化）
壁及び天井
鉛 30mm 相 当 の遮へいを追設
中央制御室滞在時：考慮しない
入 退 域 時 ： 50

添 2-1-17

選定理由

設計値を基に設定

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原 子 炉 制 御室／緊急時制御室／
緊急時対策所内に取り込まれる放射性物
質の空気流入量は、
空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制
御室／緊急時対策所
バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。

ボンベ本数に基づき保守的に設定した値－

設計値－

中央制御室滞在 時 は ，保 守 的に考慮しないものとした

3.運 転 員 は マ ス ク の着用を考慮してもよい。ただしその場合
は、実施のための体制を整備すること。

表 2-1-8 運 転 員 交 替 考 慮 時 の 考 慮 条 件
項目
評価条件

中央制御室
滞在時間

49 時 間 40 分

回数8回
ベント前：0 回
ベント後：8 回

滞在時間

入退域 1 回に当たり，・コントロール建屋入口に15 分 留 ま る も の と す る 。
・よう素フィルタからの寄与を評価する際は，アクセスルート上に 3 分間留
まるものとする。

入退域

添 2-1-18

選定理由
運転員の勤務形態
として 5 直 2 交替と し ，中 央 制 御 室 内
待避室の空気ボン
ベによる陽圧化終了と同時に中央制
御室に入域する班の滞在時間を設定
運転員の勤務形態
として 5 直 2 交替と し ，中 央 制 御 室 内
待避室の空気ボン
ベによる陽圧化終了と同時に中央制
御室に入域する班の入退域回数を設
定

実測値に余裕を持
たせ設定

審査ガイドでの記載
3.交 代 要 員 体 制 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。

同上

－

表 2-1-9
項目

線量換
算係数

線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件
評価条件
選定理由
成人実効線量換算係数
使 用 (主 な 核 種 を 以 下 に示す)
I-131： 2.0×10 - 8 Sv/Bq
I-132： 3.1×10 - 1 0 Sv/Bq
I-133： 4.0×10 - 9 Sv/Bq
I-134： 1.5×10 - 1 0 Sv/Bq
I-135： 9.2×10 - 1 0 Sv/Bq
Cs-134： 2.0×10 - 8 Sv/Bq
Cs-136： 2.8×10 - 9 Sv/Bq
Cs-137： 3.9×10 - 8 Sv/Bq
上述の核種以外の核種
は ICRP Pub.71 等 に 基 づく

呼吸率1.2m 3 /h

地表へ
の沈着
速度

エ ア ロ ゾ ル ： 1.2cm/s
無 機 よ う 素 ： 1.2cm/s
有機よう素：沈着無し
希ガス：沈着無し*1

ICRP Publication71
等に基づく審査ガイドでの記載－「発電用軽水型原子炉の安全評価に関する 審 査 指 針 」（ 平 成 2
年 8 月 30 日 原 子 力
安全委員会決定 一－
部 改 訂 平 成 13 年 3月 29 日 原 子 力 安 全委員会）の第 2 表の成人活動時の呼吸率を設定
線量目標値評価指針（降水時における沈4.2.(2)d. 放 射 性 物 質 の
着 率 は 乾 燥 時 の 2～ 3
地表面への沈着評価で倍 大 き い ）を 参 考 に ，は、地表面への乾性沈着
湿性沈着を考慮して及び降雨による湿性沈着
乾 性 沈 着 速 度を考慮して地表面沈着濃(0.3cm/s)の 4 倍 を 設
度を計算する。
定。乾性沈着速度は
NUREG/CR-4551
Vol.2 *1 よ り 設 定

NUREG/CR-4551 Vol.2 “ Evaluation of Severe Accident Risks:
Quantification of Major Input Parameters”

添 2-1-19

2-2 事 象 の 選 定 の 考 え 方 に つ い て
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，両号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納
容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。
この重大事故時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する格納容器圧
力 逃 が し 装 置 を 用 い た 事 故 シ ナ リ オ と し て ，炉 心 損 傷 が 発 生 す る 大 破 断 LOCA＋
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を 選 定 す る 。
(1) 事 象 の 概 要a.
大 破 断 LOCA が 発 生 し ， 格 納 容 器 内 に 冷 却 材 が 大 量 に 漏 え い す る 。
b.
更 に 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ ECCS） 喪 失 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ SBO） を 想定するため，原子炉圧力容器への注水が出来ず炉心損傷に至る。2 時間
後に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を開始することで，原子炉圧力容器破損は回避される。
c.
その後，原子炉圧力容器への注水及び格納容器へのスプレイを実施す
る が ，事 象 発 生 か ら 約 38 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 が 限 界 圧 力 に 到 達 し ，格
納容器圧力逃がし装置を用いたベントを実施する。
(2) 想 定 事 故 シ ナ リ オ 選 定
想定事故シナリオ選定については，事故のきっかけとなる起因事象の選定を行い，起因事象に基づく事故シナリオの抽出および分類を行う。その後，
重大事故等対策の有効性評価および事故シナリオの選定を行う。
a.
起因事象の選定
プラントに影響を与える事象について，内部で発生する事象と外部で発生する事象（地震，津波，その他自然現象）をそれぞれ分析し，事故のきっかけとなる事象（起因事象）について選定する。
プラント内部で発生する事象については，プラントの外乱となる事象
として，従前より許認可解析の対象としてきた事象である運転時の異常な過渡変化（外部電源喪失等）および設計基準事故（原子炉冷却材喪失等）を選定する。また，原子炉の運転に影響を与える事象として，非常用交流電源母線の故障，原子炉補機冷却系の故障等を選定する。
プラント外部で発生する事象については，地震，津波，及び，地震・津 波 以 外 の 自 然 現 象 の 約 40 事 象 か ら ， 地 域 性 等 を 考 慮 し て 6 事 象 （ 強風，竜巻，火山，落雷，積雪，低温）を選定する。また，設計基準を大幅に超える規模の事象発生を想定した上で，プラントに有意な頻度で影響を与えると考えられる場合は，考慮すべき起因事象とする。
b.
起因事象に基づく事故シナリオの抽出及び分類
イベントツリー等により，事故のきっかけとなる事象（起因事象）を出発点に，事象がどのように進展して最終状態に至るかを，安全機能を有する系統の動作の成否を分岐として樹形状に展開し，事故シナリオを漏れなく抽出する。
抽 出 し た 事 故 シ ナ リ オ を 事 故 進 展 の 特 徴 に よ っ て ， 表 2-2-1 の と お り
グループ別に分類する。

添 2-2-1

表 2-2-1

運転中の炉心損傷に係る事故シナリオグループ

出力運転中の炉心損傷に係る事故シナリオグループ
崩壊熱除去機能喪失
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉停止機能喪失
LOCA 時 注 水 機 能 喪 失c.

概要
崩壊熱の除去に失敗して炉心損傷に至るグループ
低圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
高圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
電源を失うことにより炉心損傷に至るグループ
止める機能を喪失して炉心損傷に至るグループ
LOCA 時 に 注 水 に 失 敗 し て 炉 心 損 傷に至るグループ

重大事故等対策の有効性評価及び事故シナリオの選定
b.で 分 類 し た 事 故 シ ナ リ オ の う ち ， 出 力 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 崩 壊
熱除去機能喪失，高圧・低圧注水機能喪失，高圧注水・減圧機能喪失，
全交流動力電源喪失，原子炉停止機能喪失については，炉心損傷に至らない。
一 方 ， LOCA 時 注 水 機 能 喪 失 に つ い て は ， 重 大 事 故 等 対 処 施 設が機能しても炉心損傷を避けられない。

以 上 よ り ， 炉 心 損 傷 が 発 生 す る LOCA 時 注 水 機 能 喪 失 を 想 定 事 故 シ ナ リ オ として選定した。なお，想定事故シナリオにおいてはサプレッション・チェンバの排気ラインを使用したベントを実施した場合を想定するものとする。

添 2-2-2

2-3 核 分 裂 生 成 物 の 格 納 容 器 外 へ の 放 出 割 合 の 設 定 に つ い て
重大事故時における中央制御室の居住性評価に当たっては，放射性物質の格納
容 器 外 へ の 放 出 割 合 を ，MAAP コ ー ド と NUREG-1465 の 知 見 を 利 用 し 評 価 し て い る 。
大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ（ W/W ベ ン ト ）での MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）を 表 2-31 に 示 す 。た だ し ，以 下 に 示 す 通 り ，表 2-3-1 の 値 は 中 央 制 御 室 の 居 住 性 評 価 に 使用していない。
表 2-3-1 に よ る と ，高 揮 発 性 核 種（ CsI や CsOH）の 放 出 割 合（ 10 - 6 オ ー ダ ー ）と
比 べ ，中・低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 が 極 め て 大 き い（ 10 - 4 オ ー ダ ー ）と い う 結 果 となっている。
一 方 ，TMI 事 故 や 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 で の 観 測 事 実 か ら ，事 故 が 起 こ っ た
場合に最も多く放出される粒子状の物質は，よう素やセシウム等の高揮発性の物
質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べ少量であることが分かっている。
表 2-3-2 は ，TMI 事 故 後 に 評 価 さ れ た 放 射 性 核 種 の 場 所 毎 の 存 在 量 で あ る が ，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に全量の内半分程度放出されている一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器内に保持されているという評価となっている。
ま た ， 表 2-3-3 は ， 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 後 に 実 施 さ れ た 発 電 所 敷 地 内 の
土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮 発 性 核 種（ セ シ ウ ム や よ う 素 ）で あ り ，多 く の 中・低 揮 発 性 核 種 は 不 検 出 と い う
結果となっている。
表 2-3-1 の 評 価 結 果 は ， こ れ ら の 観 測 事 実 と 整 合 が 取 れ て い な い 。 こ れ は ， 大
破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ に お い て は ， MAAP 解析が中・低揮発性核種の放出割合を過度に大きく評価しているためであると考えられる。
MAAP 解 析 の 持 つ 保 守 性 と し て は ， 炉 心 が 再 冠 水 し 溶 融 炉 心 の 外 周 部 が 固 化 し た
後でも，燃料デブリ表面からの放射性物質の放出評価において溶融プール中心部の温度を参照し放出量を評価していることや，炉心冠水時において燃料デブリ上部 の 水 に よ る ス ク ラ ビ ン グ 効 果 を 考 慮 し て い な い こ と が 挙 げ ら れ る 。 MAAP コ ー ドの 開 発 元 で あ る EPRI か ら も ，再 冠 水 し た 炉 心 か ら の 低 揮 発 性 核 種 の 放 出 に つ い て ，MAAP 解 析 が 保 守 的 な 結 果 を 与 え る 場 合 が あ る 旨 の 報 告 が な さ れ て い る 。
な お ，高 揮 発 性 核 種（ セ シ ウ ム や よ う 素 ）に つ い て は ，炉 心 溶 融 初 期 に 炉 心 外 に放出されるため，上述の保守性の影響は受けないものと考えられる。
以 上 の こ と か ら ，大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オに お い て 中・低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 を 評 価 す る 際 ，単 に MAAP 解 析 に よ る 放 出 量の評価結果を採用すると，放出割合として過度に保守的な評価を与える可能性があるため，他の手法を用いた評価が必要になると考えられる。
そ こ で ， 重 大 事 故 時 に お け る 中 央 制 御 室 の 居 住 性 を 評 価 す る 際 は ， MAAP 解 析 によ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果 以 外 に ， 海 外 で の 規 制 等 に も 活 用 さ れ て い る NUREG-1465（ 米 国 の 原 子 力 規 制 委 員 会（ NRC）で 整 備 さ れ た も の で あ り ，米 国 で も シ ビ ア ア ク
シデント時の典型的な例として，中央制御室の居住性等の様々な評価で使用されて い る ）の 知 見 を 利 用 す る も の と し た 。こ の こ と に よ り ，TMI 事 故 や 福 島 第 一 原 子
力 発 電 所 事 故 の 実 態 に よ り 見 合 っ た 評 価 が 可 能 と な る 。 NUREG-1465 の 知 見 を 利 用
し た 場 合 の 放 出 割 合 の 評 価 結 果 を 表 2-3-4 に 示 す 。
各 MAAP 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合 の 具 体 的 な 評 価 手 法 は 以 下 に 示 す 通 り 。
(1)

希 ガ ス グ ル ー プ ， CsI グ ル ー プ ， CsOH グ ル ー プ
希 ガ ス を 含 め た 高 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ に つ い て は ，MAAP 解 析 の 結 果得られた放出割合を採用する。
添 2-3-1

な お ，Cs の 放 出 割 合 は ，CsI グ ル ー プ と CsOH グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，及び ，I 元 素 と Cs 元 素 の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心 内 内 蔵 重 量 よ り ，以 下 の 式を用いて評価する。
F C s (T)= F C s O H (T)+ M I /M C s s)+ C s /W I W)+ C s I (T)+ M C s O H (T))
ここで，
FCs ： 時 刻 T に お け る セ シ ウ ム の 放 出 割 合
F C s O H ： 時 刻 T に お け る CsOH グ ル ー プ の 放 出 割 合
F C s I ： 時 刻 T に お け る CsI グ ル ー プ の 放 出 割 合
MI ： 停 止 直 後 の I 元 素 の 炉 心 内 内 蔵 重 量
M C s ： 停 止 直 後 の Cs 元 素 の 炉 心 内 内 蔵 重 量
WI ： I の 分 子 量
W C s ： Cs の 分 子 量(2)

それ以外の核種グループ
中・低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ に つ い て は ，MAAP 解 析 の 結 果 得 ら れ た 放
出 割 合 は 採 用 せ ず ， MAAP 解 析 の 結 果 か ら 得 ら れ た Cs の 放 出 割 合 と ， 希
ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，及 び ，NUREG-1465 の 知 見 を 利 用 し 放 出 割 合 を評価する。
ここで，放出割合の経時的な振る舞いは希ガスと同一（※１）とし，Cs の 放 出 割 合 に 対 す る 当 該 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合 の 比 率 は ， 168 時 間
経 過 時 点 に お い て ，NUREG-1465 で 得 ら れ た 比 率 に 等 し い と し て ，以 下 の
評 価 式 に 基 づ き 評 価 し た 。表 2-3-5 に ，NUREG-1465 で 評 価 さ れ た 格 納 容
器内への放出割合を示す。
Fi(T)= F n o b l e g a s s (T) × γ i /γ C s F C s (168h)/F n o b l e g a s s (168h)

Fi(T)： 時 刻 T に お け る i 番 目 の MAAP 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合
F n o b l e g a s s (T)： 時 刻 T に お け る 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合
γ i：NUREG-1465 に お け る i 番 目 の MAAP 核 種 グ ル ー プ に 相 当 す る 核 種 グ
ループの格納容器への放出割合
γ C s：NUREG-1465 に お け る Cs に 相 当 す る 核 種 グ ル ー プ の 格 納 容 器 へ の 放
出割合※ １ 中・低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ は ，事 故 初 期 の 燃 料 が 高 温 と な っ て い る と き 以
外 は 殆 ど 燃 料 外 に 放 出 さ れ な い も の と 考 え ら れ る 。そ の た め ，格 納 容 器 ベ ン ト 後の 燃 料 か ら の 追 加 放 出 は ほ と ん ど 無 く ，事 故 初 期 に 格 納 容 器 内 に 放 出 さ れ ，格 納容器気相部に浮遊しているものだけが大気中に放出され得ると考えられる。
格納容器ベントに伴い低揮発性核種は格納容器気相部からベントラインに流
入 す る が ，そ の 流 入 の 仕 方 ，す な わ ち 放 出 割 合 の 経 時 的 な 振 る 舞 い は ，同 じ く 格
納容器気相部に浮遊しており壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における放出割合」
は ，「 各 時 刻 に お け る 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合 」 に 比 例 す る も の と し た 。

添 2-3-2

表 2-3-1 MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（重大事故時における中央制御室の居住性評価に使用しない）
格納容器圧力逃がし装置への放出割合（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）約 9.2×10 - 1
約 1.3×10 - 6
約 1.7×10 - 6
約 2.0×10 - 4
約 3.0×10 - 6
約 2.7×10 - 6
約 4.2×10 - 5
約 1.0×10 - 4
約 1.0×10 - 4
約 2.9×10 - 6核種グループ
希ガス
CsI
TeO 2
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2 O 3
CeO 2
Sb

表 2-3-2

TMI 事 故 後 に 評 価 さ れ た 放 射 性 核 種 の 場 所 毎 の 存 在 量

出 典 ： TMI-2 号 機 の 調 査 研 究 成 果 （ 渡 会 偵 祐 ， 井 上 康 ， 桝 田 藤 夫 日 本 原 子 力 学
会 誌 Vol.32,No.4(1990)）

表 2-3-3

福島第一原子力発電所事故後に検出された土壌中の放射性核種

出 典 ： 東 京 電 力 HP（ http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）
添 2-3-3

表 2-3-4 MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（重大事故時における中央制御室の居住性評価に使用）
格納容器圧力逃がし装置への放出割合（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）約 9.2×10 - 1
約 1.3×10 - 6
約 5.2×10 - 7
約 2.1×10 - 7
約 2.6×10 - 8
約 2.7×10 - 6
約 2.1×10 - 7
約 2.1×10 - 9
約 5.2×10 - 9
約 5.2×10 - 7

核種グループ
希ガス
CsI
TeO 2
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2 O 3
CeO 2
Sb

表 2-3-5

NUREG-1465 で の 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合核種グループ
格納容器への放出割合 ※１
Cs
0.25
TeO 2 ， Sb
0.05
SrO， BaO
0.02
MoO 2
0.0025CeO 2
0.0005
La 2 O 3
0.0002※ １ NUREG-1465 の Table 3.12「 Gap Release」の 値 と「 Early
In-Vessel」 の 値 の 和 を 参 照

添 2-3-4

2-4 無 機 よ う 素 の ス プ レ イ に よ る 除 去 効 果 に つ い て
米 国 NRCの S.R.P6.5.2に よ れ ば ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る よ う 素 の 除 去 効 果 は 以
下の式①で計算できると示されている
λ =・・・・・①

λ S :ス プ レ イ に よ る 除 去 定 数 [1/min]
Kg： 気 相 か ら 水 滴 へ の 移 行 定 数
T ： 水 滴 落 下 時 間 [s]F ： ス プ レ イ 流 量 [m 3 /min]D ： 水 滴 直 径 [m]V ： 容 器 の 空 間 容 積 [m 3 ]こ こ で は ， 表 2-4-1に 示 す CSE試 験 結 果 と ,7号 炉 の 実 機 パ ラ メ ー タ に 基 づ き ， 式① を 用 い て 7号 炉 の 格 納 容 器 ス プ レ イ 作 動 時 の 無 機 よ う 素 の 除 去 効 果 を 評 価 す る 。
表 2-4-1の CSE試 験 の 数 値 及 び 式 ① に よ り ， 気 相 へ の 移 行 定 数 ： K g を 評 価 で き る 。
ま た ， 表 2-4-1の 7号 炉 の 数 値 ， K g ， 式 ① よ り ， 7号 炉 に お け る ス プ レ イ に よ る 除 去
定 数 ： λ S を 評 価 す る と ， λ S =約 0.23[1/min]と な る 。（ 6号 炉 に お い て も 同 様 ）こ の こ と か ら ， 格 納 容 器 ス プ レ イ を 10分 間 運 転 す れ ば 格 納 容 器 気 相 部 の 無 機 よう 素 濃 度 は 約 1/10， 20分 で 約 1/100ま で 除 去 で き る と 考 え ら れ る 。 格 納 容 器 ス プ レ
イを継続した場合，格納容器気相部の無機よう素濃度はさらに低減されると考えられるが，中央制御室居住性評価においては，格納容器スプレイによる除去効果と し て DF=100ま で 期 待 す る も の と し た 。
表 2-4-1

CSE試 験 と 7号 炉 の パ ラ メ ー タ
CSE試 験

7号 炉

0.35[1/min]（ T 1 / 2 =2.0[min]）-

T： 水 滴 落 下 時 間（ 落 下 高 さ /終 端 速 度 ）1.47[s]1.19[s]

スプレイ落下高さ

10.3[m]8.3[m]

水滴落下終端速度（ D=1mmの 水 滴 落 下 速 度 ）7[m/s]

7[m/s]

F： ス プ レ イ 流 量0.185[m 3 /min]（ 49[gpm]）

2.16[m 3 /min]（ 36kg/s）

D： 水 滴 直 径

1.2×10 -3 [m]1.2×10 - 3 [m]（ CSE試 験 と 同 じ と す る ）V： 容 器 の 容 積

595[m 3 ]

8600[m 3 ]λ S :ス プ レ イ に よ る 除 去 定 数

添 2-4-1

2-5 中 央 制 御 室 の 居 住 性 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 評 価 に つ い て
中央制御室の居住性評価で用いる相対濃度及び相対線量は，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 に 並 べ て 整 理 し ， 累 積 出 現 頻 度 97%に 当
た る 値 と し て い る 。 着 目 方 位 と 評 価 結 果 を 表 2-5-1 に 示 す 。

図 2-5-1 評 価 対 象 方 位（放出点：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）

添 2-5-1

図 2-5-2 評 価 対 象 方 位（放出点：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）

図 2-5-3 評 価 対 象 方 位（放出点：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

添 2-5-2

図 2-5-4 評 価 対 象 方 位（放出点：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

表 2-5-1
放出点
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃が
し装置配管

各評価点における相対濃度及び相対線量

評価点

着目方位

中央制御室
中心
コントロール
建屋入口
中央制御室
中心
コントロール
建屋入口

SE,SSE,S,SSW,
SW,WSW
SSE,S,
SSW,SW,WSW
WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE,E
WSW,W,WNW,NW,
NNW,N,NNE,NE,ENE

添 2-5-3

相対濃度[s/m 3 ]相対線量[Gy/Bq]

5.1×10 -4

3.8×10 -1 8

4.7×10 -4

3.7×10 -1 8

8.5×10 -4

6.4×10 -1 8

9.7×10 -4

7.4×10 -1 8

相対濃度及び相対線量の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して相対濃度及び相対線量を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果
を 表 2-5-2 か ら 表 2-5-5 に 示 す 。

表 2-5-2

相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，中央制御室中心）

放出点

評価点

6 号炉格
納容器圧
力逃がし
装置配管

中央制御
室中心

表 2-5-3

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
97.16
5.3×10 -4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.07
4.0×10 - 1 8

97.07

5.1×10 - 4

97.06

3.8×10 - 1 8

96.97
･･･

4.9×10 -4
･･･

96.95
･･･

3.8×10 - 1 8･･･

相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，中央制御室中心）

放出点

評価点

7 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

中央制御
室中心

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
98.84
9.6×10 -4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.32
6.5×10 - 1 8

97.32

8.5×10 - 4

97.12

6.4×10 - 1 8

96.94
･･･

8.0×10 -4
･･･

96.75
･･･

6.2×10 - 1 8･･･

添 2-5-4

表 2-5-4

相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，コントロール建屋入口）

放出点

評価点

6 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

コントロ
ール建屋
入口

表 2-5-5

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
97.34
5.0×10 - 4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.27
3.9×10 - 1 8

97.23

4.7×10 - 4

97.16

3.7×10 - 1 8

96.99
･･･

4.6×10 - 4
･･･

96.92
･･･

3.6×10 - 1 8･･･

相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，コントロール建屋入口）

放出点

評価点

7 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

コントロ
ール建屋
入口

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
100.00
1.0×10 - 3

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq][%]･･････
100.00
7.6×10 - 1 8

98.41

9.7×10 - 4

98.41

7.4×10 - 1 8

96.47
･･･

8.5×10 - 4
･･･

96.47
･･･

6.7×10 - 1 8･･･

添 2-5-5

2-6 地 表 面 へ の 沈 着 速 度 の 設 定 に つ い て
中央制御室の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/sの 4倍 で あ る 1.2cm/sを 用 い て い る 。
「 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 」 （ 昭 和 51年 9月
28日 原 子 力 委 員 会 決 定 ， 一 部 改 訂 平 成 13年 3月 29日 ） の 解 説 に お い て ， 葉 菜 上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の 2～ 3倍 大 き い 値 と な る 」 と 示 さ れ て い る 。 こ れ を 踏 ま え ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た
沈 着 速 度 は ， 乾 性 沈 着 に よ る 沈 着 も 含 め て 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と 設 定 し た 。
以 下 で は ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た 沈 着 速 度 を ， 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と し て 設 定 し た
妥当性を検討した。
1.検 討 手 法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した
沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%と ， 乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 の 比 が 4倍 を 超 え ていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
(1)乾 性 沈 着 率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する 実 施 基 準 （ レ ベ ル 3PSA編 ） ： 2008」 （ 社 団 法 人 日 本 原 子 力 学 会 ） （ 以 下 ， 学 会
標 準 ） 解 説 4.7を 参 考 に 評 価 し た 。 「 学 会 標 準 」 解 説 4.7で は ， 使 用 す る 相 対 濃 度
は 地 表 面 高 さ 付 近 と し て い る が ， こ こ で は 内 規 [【 解 説 5.3】 ① ]に 従 い ， 居 住 性 評
価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
χ /Q( , , ) =( / ) (x, y, z)/ ( , , )V・ / ( , , )・・・・・①： 時 刻 iで の 乾 性 沈 着 率 [1/m 2 ]: 時 刻 iで の 相 対 濃 度 [s/m 3 ]： 沈 着 速 度 [m/s]（ 0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2よ り ）(2)湿 性 沈 着 率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける 。 湿 性 沈 着 率 χ /Q ( , ) は 「 学 会 標 準 」 解 説 4.11よ り 以 下 の よ う に 表 さ れ る 。
χ /Q( , ) = ・∫∞/ ( , , )= / ( , , 0) ・exp[

]・ ・ ・ ・ ・ ②

χ /Q ( , ) : 時 刻 iで の 湿 性 沈 着 率 [1/m 2 ]/ ( , , 0)
: 時 刻 iで の 地 表 面 高 さ で の 相 対 濃 度 [s/m 3 ]： 時 刻 iで の ウ ォ ッ シ ュ ア ウ ト 係 数 [1/s].
（ = 9.5 × 10 ×
学会標準より）： 時 刻 iで の 降 水 強 度 [mm/h]： 時 刻 iで の 建 屋 影 響 を 考 慮 し た 放 射 性 雲 の 鉛 直 方 向 の 拡 散 幅 [m]h： 放 出 高 さ [m]

添 2-6-1

乾 性 沈 着 率 と 湿 性 沈 着 率 を 合 計 し た 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 と ， 乾 性 沈 着 率 の累 積 出 現 頻 度 97%値 の 比 は 以 下 で 定 義 さ れ る 。
乾 性 沈 着 率 と 湿 性 沈 着 率 を 合 計 し た 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値
乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値=

∙ / ( , , )(/ ( , , ) ∙Λ[∙ / ( , , ))]・・・・・③

2.検 討 結 果
表 2-6-1に 中 央 制 御 室 内 滞 在 時 及 び 入 退 域 時 の 評 価 点 に つ い て の 検 討 結 果 を 示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着
率 を 合 計 し た 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 と ， 乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 の 比 は1.0～ 1.3程 度 と な っ た 。
以 上 よ り ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た 沈 着 速 度 を 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と 設 定 す る こ と は 保守的であるといえる。
表 2-6-1 沈 着 率 評 価 結 果
評価点

中央制御
室中心

コントロ
ール建屋
入口

放出点
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管

相対濃度(s/m 3 )①乾性沈着率(1/m 2 )②乾性沈着率+湿 性 沈 着 率(1/m 2 )比（ ② /① ）5.1×10 -4

1.5×10 -6

2.0×10 - 6

1.3

8.5×10 -4

2.5×10 -6

3.0×10 - 6

1.2

4.7×10 -4

1.4×10 -6

1.9×10 - 6

1.3

9.7×10 -4

2.9×10 -6

3.1×10 - 6

1.0

添 2-6-2

2-7 エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い てエ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 0.3cm/s は NUREG/CR-4551 ※ １ に 基 づ い て 設 定 し て い る 。
NUREG/CR-4551 で は 郊 外 を 対 象 と し て お り ， 郊 外 と は 道 路 ， 芝 生 及 び 木 々 で 構 成 さ れる と し て い る 。原 子 力 発 電 所 内 は 舗 装 面 が 多 く ，建 屋 屋 上 は コ ン ク リ ー ト で あ る た め ，
こ の 沈 着 速 度 が 適 用 で き る と 考 え ら れ る 。 ま た ， NUREG/CR4551 で は 0.5µm～ 5µm の 粒径に対して検討されているが，格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエ
アロゾルは格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
ま た ，W.G.N.Slinn の 検 討 ※ ２ に よ る と ，草 や 水 ，小 石 と い っ た 様 々 な 材 質 に 対 す る
粒 径 に 応 じ た 乾 性 の 沈 着 速 度 を 整 理 し て お り ， こ れ に よ る と 0.1µm～ 5µm の 粒 径 で は沈 着 速 度 は 0.3cm/s 程 度 で あ る 。 以 上 の こ と か ら ， 中 央 制 御 室 の 居 住 性 評 価 に お け る
エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 の 沈 着 速 度 と し て 0.3cm/s を 適 用 で き る と 判 断 し た 。

図 2-7
※1
※2

様 々 な 粒 径 に お け る 地 表 沈 着 速 度 （ Nuclear Safety Vol.19 ※ ２ ）J.L. Sprung 等 ： Evaluation of severe accident risk: quantification of major input
parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension and fo r
Wet and Dry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose
Calculations, Nuclear Safety VoI.19 No.2, 1978

添 2-7-1

2-8 グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 評 価 モ デ ル に つ い て
中央制御室の居住性に影響するグランドシャイン線の評価モデルを以下に示す。
(1)線 源 領 域
柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 6号 及 び 7号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 の 地 形 を 図 2-8-1に示 す 。 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 の 地 形 は 平 坦 で ， 200m以 上 離 れ た 場 所 に 斜 面 が あり，その先は標高が高くなっている。
斜面に沈着した放射性物質に起因するグランドシャインは，コントロール建屋
周辺の建屋によって遮へいされ，寄与は無視できると考えられる。そこで，グランドシャインの評価に当たっては，放射性物質が平坦な土壌に一様に沈着したもの と し ， 図 2-8-1に 示 し た コ ン ト ロ ー ル 建 屋 中 心 か ら 半 径 500m以 内 を 線 源 領 域 とし た 。 ま た ,こ の 範 囲 に 含 ま れ る 海 面 及 び 斜 面 も 平 坦 な 地 表 面 と 見 な し た 。
コントロール建屋屋上については，コントロール建屋の屋上面に放射性物質が均一に沈着するものとした。
(2)遮 へ い
グランドシャイン線による影響の評価に当たって，遮へい物はコントロール建
屋 の 外 壁 ・ 2階 床 ・ 天 井 の コ ン ク リ ー ト の み を 考 慮 し た 。 遮 へ い 物 の 厚 さ は 薄 い部分で代表し，東側の外壁の厚さは，それ以外は全てとした。また，コン ク リ ー ト の 組 成 は 普 通 コ ン ク リ ー ト （ 密 度 2.15g/cm 3 ） と し た 。
なお，中央制御室内待避室では，鉛カーテン等の追加遮へいを設けるが，グランドシャイン線による影響の評価に当たっては，簡単のため追加遮へいの効果を見込まないものとした。
(3)評 価 点
地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 に 起 因 す る 被 ば く の 評 価 点 は ,外 壁 及 び 2階 床 に よる 遮 へ い 効 果 が 最 も 小 さ く な る 位 置 と し ,コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 西 側 角 を 選 定 した。コントロール建屋の屋上に沈着した放射性物質に起因する被ばくの評価点
は ， コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 中 央 と し た 。 評 価 点 高 さ は い ず れ も 2階 床 面 か ら 1.5mとした。
(4)評 価 コ ー ド
評 価 コ ー ド は ， QAD-CGGP2Rコ ー ド を 用 い た 。

添 2-8-1

図 2-8-1

コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 地 形 （ 赤 線 内 は 線 源 と し た 領 域 ； 半 径 500m）

添 2-8-2

図 2-8-2 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 断 面 図

添 2-8-3

図 2-8-3

コントロール建屋平面図及び評価点

添 2-8-4

2-9 入 退 域 時 の よ う 素 フ ィ ル タ 内 放 射 性 物 質 か ら の 被 ば く 評 価 モ デ ル に つ い て
運転員の中央制御室へのアクセスルート上には，よう素フィルタの設置場所に近づくエリアがあるため，フィルタ内に付着した放射性物質からのガンマ線に起因する被ばく量を評価した。
(1)考 慮 す る 線 源
格納容器ベント実施に伴い，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，及びよう素フィルタ内には放射性物質が取り込まれる。格納容器圧力逃がし装置に流入
す る 放 射 性 物 質 の 放 出 割 合 （ 炉 内 内 蔵 量 に 対 す る 割 合 ） は 表 2-9-1の と お り で あり，希ガス類及びよう素類の放出割合が大きい。
流入する放射性物質のうち，希ガス類はフィルタ装置及びよう素フィルタ内に取り込まれないため線源とならない。よう素類のうち大部分は有機よう素の形態であり，有機よう素はよう素フィルタ内に取り込まれ線源となる。粒子状よう素，無機よう素，及びその他の核種類はフィルタ装置に取り込まれ線源となる。
これらのうち，よう素フィルタ内に取り込まれた有機よう素が支配的な線源となる。
また，フィルタ装置内に取り込まれた放射性物質に起因するガンマ線は，よう素フィルタやフィルタまわりの遮へい壁等により遮へいされるため影響は小さいものと考えられる。
これらのことから，よう素フィルタ内のよう素に起因する直接ガンマ線及びス
カイシャインガンマ線による影響を評価した。
なお，よう素フィルタに流入する有機よう素は，その全量がフィルタ内に取り込まれるものとし，よう素はフィルタ内に一様に分布するものとした。

表 2-9-1

希ガス類
よう素類
Cs類
Te類
Ba類
Ru類
La類
Ce類

放射性物質の流入割合
格納容器圧力逃がし装置への流入割合（ 炉 内 内 蔵 量 に 対 す る 割 合 ） [-]約 9.2×10 - 1
約 3.4×10 - 2
約 2.6×10 - 6
約 5.2×10 - 7
約 2.1×10 - 7
約 2.6×10 - 8
約 2.1×10 - 9
約 5.2×10 - 9(2)遮 へ い
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による影響の評価に当たっては，フィルタまわりの遮へい壁，及び原子炉建屋やコントロール建屋等の建屋を考慮した。

添 2-9-1

(3)評 価 点
保守的にアクセスルートよりも線源に近い点を評価点として選定した。線源との 位 置 関 係 を 図 2-9-1に 示 す 。

図 2-9-1

評価点と線源の位置関係(4)評 価 コ ー ド
評 価 コ ー ド は ， MCNP5 コ ー ド を 用 い た 。

(5)評 価 結 果
評 価 結 果 を 表 2-9-2 に 示 す 。

添 2-9-2

表 2-9-2

6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(1/3)
1

2.8×10 2

2.2×10 2

1.5×10 2

1.1×10 2

2.5×10 2

2.0×10 2

1.3×10 2

9.6×10 1

表 2-9-2

6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
3
5
8

0

7.5×10 1

6.9×10 1

6.5×10 1

6.8×10 1

6.3×10 1

5.8×10 1

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
13
14
24

12

6.1×10 1

5.8×10 1

5.6×10 1

5.4×10 1

5.5×10 1

5.2×10 1

5.0×10 1

4.8×10 1

34

58

4.3×10 1

3.8×10 1

2.9×10 1

3.9×10 1

3.4×10 1

2.7×10 1

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(3/3)

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
82
106
130
6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

10

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(2/3)

11

表 2-9-29

2.5×10 1

2.2×10 1

1.9×10 1

2.2×10 1

2.0×10 1

1.8×10 1

添 2-9-3

2-10 運 転 員 の 勤 務 形 態 に つ い て
運転員の交替を考慮した中央制御室の居住性を評価するに当たっては，通常運
転 時 の 交 替 体 制 で あ る 5直 2交 替 を 考 慮 し た 。 運 転 員 の 直 交 替 サ イ ク ル を 表 2-10-1に 示 す 。 ま た ， 評 価 期 間 7日 間 の 直 交 替 ス ケ ジ ュ ー ル を 表 2-10-2に 示 す 。
表 2-10-１
1直2直訓 練 直 （ ※ 1）

直交替サイクル
中央制御室の滞在時間
8： 30～ 21： 25
21： 00～ 8： 55―※１緊急時における訓練直の対応を見直すことを検討中

A班
B班
C班
D班
E班

1日
1
訓
休
明
2

2日
1
訓
休
休
2

表 2-10-2 直 交 替 ス ケ ジ ュ ー ル
3日
4日
5日
6日
7日
滞在時間
2
2
明
休
休
49 時 間 40 分
訓
訓
訓
訓
訓
0分
1
1
2
2
明
49 時 間 40 分
休
休
1
1
2
37 時 間 45 分
明
休
休
休
1
36 時 間 45 分

添 2-10-1

入退域回数
8回
0回
8回
6回
6回

2-11

原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響について

重大事故時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する事故シナリオとして，
炉 心 損 傷 が 発 生 す る 大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を選定している。
この事故シナリオにおいては格納容器は健全であるため，格納容器から漏えいす
る水蒸気は原子炉建屋内で凝縮し，原子炉建屋空間部が加圧されることはないと考えられる。また，原子炉建屋内の換気空調系は停止しており，原子炉建屋内空間部と外気との圧力差が生じにくく，原子炉建屋内外での空気のやりとりは殆どないものと考えられる。
さらに，格納容器内から原子炉建屋に漏えいした粒子状放射性物質は，原子炉建
屋内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い原子炉建屋内に沈着するものと考えられる。
これらのことから，格納容器が健全である場合は，格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，原子炉建屋内で除去されるため，大気中へは殆ど放出されないものと考えられる。
ここでは，上述に係わらず，原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを無条件に仮定した場合に，当該放射性物質が中央制御室居住性に与える影響を評価し
た。

１．

評価条件

(1) 放 射 性 物 質 の 放 出 量
ここでは，原子炉建屋から大気中に放出された放射性物質の影響を保守的に見積もるために，原子炉建屋の換気空調系停止時の原子炉建屋からの放射性物質の大気中
へ の 漏 え い 率 を 32%/日 （ 一 定 ） と 設 定 し た 。
なお，原子炉建屋内での放射能量の時間減衰は考慮するが，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考慮しないものとした。
原 子 炉 建 屋 か ら の 放 射 性 物 質 の 大 気 中 へ の 漏 え い 率 を 32%/日 と 設 定 し た 場 合 の 放
出 量 は 表 2-11-1 の と お り 。

添 2-11-1

表 2-11-1

放射性物質の大気中への放出量（ 7 日 間 積 算 値 ， 原 子 炉 建 屋 か ら の 漏 え い 率 を 32%/日 と 想 定 し た 場 合 ）

核種グル
ープ

停止時炉内内蔵量[Bq]（ gross 値 ）

希ガス類
よう素類
Cs 類
Te 類
Ba 類
Ru 類
La 類
Ce 類

約 1.6×10 1 9
約 3.4×10 1 9
約 1.3×10 1 8
約 9.5×10 1 8
約 2.9×10 1 9
約 2.9×10 1 9
約 6.5×10 1 9
約 8.9×10 1 9放 出 放 射 能 量 [Bq]（ gross 値 ）（単一号炉当たり）
格納容器圧力逃がし装
原子炉建屋から大気中へ
置及びよう素フィルタの放出を経由した放出
約 7.6×10 1 8
約 9.1×10 1 6
15
約 5.7×10
約 5.6×10 1 5
約 3.4×10 9
約 7.5×10 1 0
約 2.4×10 9
約 3.9×10 1 09
約 2.3×10
約 4.5×10 1 0
約 3.7×10 8
約 6.7×10 97
約 6.6×10
約 1.3×10 9
約 3.0×10 8
約 4.9×10 9(2) 大 気 拡 散 評 価
原 子 炉 建 屋 か ら 大 気 中 へ の 放 射 性 物 質 の 放 出 に つ い て ， 相 対 濃 度 （ χ /Q） 及 び 相
対 線 量 （ D/Q） を 表 2-11-2 に 示 す 。 ま た ， 評 価 条 件 を 表 2-11-3 に 示 す 。 表 2-113 に 記 載 の な い 評 価 条 件 は 表 2-1-3 と 同 じ 。

表 2-11-2

相 対 濃 度 （ χ /Q） 及 び 相 対 線 量 （ D/Q）

放出点

評価点

放出点から
評価点まで
の 距 離 [km]相対濃度χ /Q[s/m 3 ]相対線量D/Q[Gy/Bq]

６号炉原
子炉建屋
中心

中央制御室中心

0.079

6.1×10 - 4

1.5×10 - 1 8

コントロール
建屋入口

0.101

4.3×10 - 4

1.4×10 - 1 8

７号炉原
子炉建屋
中心

中央制御室中心

0.054

1.4×10 - 3

2.5×10 - 1 8

コントロール
建屋入口

0.037

2.2×10 - 3

2.6×10 - 1 8

添 2-11-2

表 2-11-3

大気拡散評価条件

項目

放出源
及び
放出源
高さ

実効放
出継続
時間

着目
方位

評価条件

選定理由

【6 号炉】
6 号炉原子炉建屋中心：地 上 0m【7 号炉】
7 号炉原子炉建屋中心：地 上 0m

原 子 炉 建 屋 か ら の 放 出 ： 60 時 間

中
央
制
御
室
内
滞
在
時

入
退
域
時

審査ガイドでの記載
4.3(4)b. 放 出 源 高 さ
審査ガイド
は 、 4.1（ 2） a で 選 定に示されたした事故シーケンスにとおり設定。 応じた放出口からの放ただし，放出 を 仮 定 す る 。 4.1
出エネルギ（ 2） a で 選 定 し た 事 故ーによる影シーケンスのソースタ
響は未考
ーム解析結果を基に、慮。
放出エネルギーを考慮してもよい。
大気中への4.2(2)c.相 対 濃 度 は 、
積算放出割
短時間放出又は長時間合 を ，最 大 の放出に応じて、毎時刻放出率で除の気象項目と実効的なした数字を放出継続時間を基に評基に設定
価点ごとに計算する。

6 号炉原子炉建屋：6 方位（ SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉原子炉建屋：9 方位（ WNW,NW,NNW,N，
NNE,NE,ENE,E,ESE）

6 号炉原子炉建屋：5 方位（ SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉原子炉建屋：9 方位（ W,WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE,E）

審査ガイド
に示された
評価方法に
基づき設定

4.2(2)a. 原 子 炉 制 御 室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る 披 ば く 評 価 で は 、建 屋の風下後流側での広範
囲に及ぶ乱流混合域が
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 と 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 に 示 す
よ う に 、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。

(3) そ の 他 の 評 価 条 件
大容量可搬型空調機の起動遅れ時間の設定を，起動遅れ時間短縮の目標値である 3 時間とした。その他の評価条件は，原子炉建屋からの放射性物質の放出を考慮しない場合の評価条件と同じとした。

添 2-11-3

値は現在の最新値
２．

評価結果

原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出されると仮定した場合の，運転員の勤
務 サ イ ク ル 毎 の 被 ば く 量 の 評 価 結 果 を 表 2-11-4 及 び 表 2-11-5 に 示 す 。 た だ し ， 7 号
炉放出時においては，事故直後に勤務している A 班の被ばく量が大きくなることから，2 日目以降は A 班の代わりに，訓練直である B 班が中央制御室に滞在するものとして評価した。最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の合計は，6 号炉放出時で約79mSv,7 号 炉 放 出 時 で 約 93mSv と な る 。
したがって，原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出されると仮定しても，評
価 結 果 は ，「 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 」 を 満足する。
なお，本評価においては通常の勤務サイクルにおける滞在時間を用いているが，
被 ば く 量 が 100mSv に 近 く な る 場 合 は 早 め に 交 替 す る 等 の 対 応 を 行 い ， 被 ば く 量 の 低減に努める。
表 2-11-4

各 勤 務 サ イ ク ル で の 被 ば く 量 （ 6 号 炉 放 出 時 ） (mSv)

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

A班

約 43

約 13

約 14

約 9.3

-

-

-

約 79

B班

-

-

-

-

-

-

-

0

C班

-

-

約 29

約 12

約 7.7

約 6.5

-

約 55

D班

-

-

-

-

約 9.2

約 7.7

約 3.0

約 20

E班

約 15

約 20

-

-

-

-

約 8.7

約 43

表 2-11-5

各 勤 務 サ イ ク ル で の 被 ば く 量 （ 7 号 炉 放 出 時 ） (mSv)

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

A班

約 93

-

-

-

-

-

-

約 93

B班

-

約 13 ※ 1

約 14 ※ 1

約 8.9 ※ 1

-

-

-

約 36

C班

-

-

約 37

約 12

約 7.3

約 5.8

-

約 61

D班

-

-

-

-

約 8.6

約 7.1

約 2.6

約 18

E班

約 19

約 22

-

-

-

-

約 7.0

約 48

※1

B 班が A 班の代わりに中央制御室に滞在すると想定

添 2-11-42-12

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい率の設定について

原 子 炉 建 屋 は ，事 故 時 に は 非 常 用 ガ ス 処 理 系 に よ っ て 負 圧 に 保 ち ，0.5 回 /日 で 換 気する。一方，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価においては，非常用ガス処理系が停止していることから，原子炉建屋からの漏えい率を別途設定する必要がある。
ここでは，建屋周辺の風速によって原子炉建屋内と建屋外とに差圧が生じ，放射性物質を含む原子炉建屋内の気体が建屋外へ漏えいすると仮定した場合の漏えい率を評価する。

(1)式 に 建 屋 周 辺 の 風 速 と 建 屋 差 圧 （ 風 荷 重 ） の 関 係 を 示 す 。
Δ P＝ － C×ρ ×v 2 /2・ ・ ・ (1)Δ P ： 風 荷 重 （ kg/m 2 ）C： 風 力 係 数 （ － 0.4）

ρ： 空 気 密 度 （ 0.125kgs 2 /m 4 ： 大 気 圧 101kPa， 大 気 温 15℃ ）v： 風 速 （ 10.2m/s）（ 敷 地 内 で 観 測 し た 1985 年 10 月 ～ 1986 年 9 月 の 地 上 高 10m 風 速 観 測 結
果 か ら ， 累 積 出 現 頻 度 が 97%に あ た る 風 速 10.2m/s を 選 定 ）出典：建築学便覧Ⅱ 構造

次 に ， 差 圧 と 流 量 の 一 般 の 相 関 式 を (2)式 に 示 す 。
Q∝ √ Δ P ・ ・ ・ (2)Q： 流 量 （ m/s）

Δ P： 差 圧 （ mmH 2 O）
な お ， 1mmH 2 O=1kg/m 2

原 子 炉 建 屋 は ， 建 屋 負 圧 6.4mmH 2 O で 漏 え い 率 が 0.5 回 /日 以 下 に な る よ う に 設 計 さ
れ て い る た め ， 実 風 速 に よ る 建 屋 差 圧 と 漏 え い 率 の 関 係 は (3)式 の よ う に な る 。

f 1 ＝ f 0 ×√ (Δ P 1 /Δ P 0 ) ・ ・ ・ (3)f1： 実 風 速 時 の 漏 え い 率 （ 回 /日 ）添 2-12-1

f0： 原 子 炉 建 屋 の 設 計 漏 え い 率 （ 0.5 回 /日 ）Δ P 1 ： 実 風 速 時 の 建 屋 差 圧 （ 2.6mmH 2 O）
Δ P 0 ： 原 子 炉 建 屋 の 設 計 建 屋 差 圧 （ 6.4mmH 2 O）

以 上 よ り ， 建 屋 周 辺 の 風 速 に よ っ て 生 じ る 原 子 炉 建 屋 か ら の 漏 え い 率 は 0.32 回 /日となる。

添 2-12-2

2-13

格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る こ と に よ る 影 響 に つ い て

中央制御室の居住性の評価に当たっては，よう素放出量の低減対策として導入した 格 納 容 器 内 pH 制 御 に つ い て は ， そ の 効 果 に 期 待 し な い も の と し て い る 。 以 下 では ， 格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の ， 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 与 え る 影 響を確認する。なお，評価条件は，放射性物質の大気中への放出量を除き，格納容器内
pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し な い 場 合 の 評 価 で 採 用 し た 評 価 条 件 と 同 じ と し た 。

１． 放射性物質の大気中への放出量
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る こ と に よ り ， 大 気 中 へ の よ う 素 の 放 出 量 が
低 減 さ れ る 。格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の ，放 射 性 物 質 の 放 出 量 を 表
2-13-1 に 示 す 。

表 2-13-1放射性物質の大気中への放出量（7 日間積算値）

核種グル
ープ

停止時炉内内蔵量[Bq]（ gross 値 ）

希ガス類
よう素類
Cs 類
Te 類
Ba 類
Ru 類
La 類
Ce 類

約 1.6×10 1 9
約 3.4×10 1 9
約 1.3×10 1 8
約 9.5×10 1 8
約 2.9×10 1 9
約 2.9×10 1 9
約 6.5×10 1 9
約 8.9×10 1 9放 出 放 射 能 量 [Bq]（ gross 値 ）（単一号炉当たり）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出（ 格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る ）約 7.6×10 1 8
約 4.6×10 1 0
約 3.4×10 9
約 2.4×10 9
約 2.3×10 9
約 3.7×10 8
約 6.6×10 7
約 3.0×10 8

添 2-13-1

値は現在の最新値
２． 評価結果
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の 評 価 結 果 を 表 2-13-2 に 示 す 。 被 ば く 量の 合 計 は ， 6 号 炉 放 出 時 で 約 19mSv,7 号 炉 放 出 時 で 約 32mSv と な る 。

表 2-13-2

格 納 容 器 内 pH制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の 中 央 制 御 室 の 居 住 性（重大事故）に係る被ばく評価結果（ 運 転 員 の 交 替 を 考 慮 し な い 場 合 ） （ 単 位 ： mSv）
被ばく経路

6号 炉 放 出 時① 原子炉建屋内等の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

室
内
作
業
時

約 3.6×10 - 1※17号 炉 放 出 時

約 1.6×10 0※1② 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

約 2.0×10 0

約 3.3×10 0③ 地表面に沈着し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0.1 以 下0.1 以 下④ 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
内での被ばく約 1.6×10 1

約 2.7×10 1（ 0.1以 下 ）（ 約 1.6×10 1 ）（ 0.1以 下 ）（ 約 2.7×10 1 ）

約 19

約 32

（内訳）内部被ばく
外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉の，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を含む。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価しており，
詳細評価が完了次第その結果を反映予定。

添 2-13-2

2-14

マスクによる防護係数について

重大事故時の居住性に係る被ばく評価において，以下の検討を踏まえ，全面マス
ク の 防 護 係 数 と し て 50 を 使 用 し て い る 。

１．厚生労働省労働基準局長通知について「 電 離 放 射 線 障 害 防 止 規 則 の 一 部 を 改 正 す る 省 令 の 施 行 等 に つ い て 」（ 基 発 0412 第1号

都 道 府 県 労 働 局 長 あ て 厚 生 労 働 省 労 働 基 準 局 長 通 知 ） に よ る と ，「 200 万 ベ ク レ

ル毎キログラムを超える事故由来廃棄物等を取り扱う作業であって、粉じん濃度が10 ミ リ グ ラ ム 毎 立 方 メ ー ト ル を 超 え る 場 所 に お け る 作 業 を 行 う 場 合 、 内 部 被 ば く 線
量 を 1 年 に つ き 1 ミ リ シ ー ベ ル ト 以 下 と す る た め 、 漏 れ を 考 慮 し て も 、 50 以 上 の 防
護 係 数 を 期 待 で き る 捕 集 効 率 99.9%以 上 の 全 面 型 防 じ ん マ ス ク の 着 用 を 義 務 付 け た ものであること」としている。

● 以 下 ， 電 離 放 射 線 障 害 防 止 規 則 （ 最 終 改 正 ： 平 成 25 年 ７ 月 ８ 日 ） 抜 粋
第三十八条

事業者は、第二十八条の規定により明示した区域内の作業又は緊急作業その他の作業で、第三条第三項の厚生労働大臣が定める限度を超えて汚染された空気を吸入するおそれのあるものに労働者を従事させるときは、その汚染の程度に応じて防じんマスク、防毒マスク、ホースマスク、酸素呼吸器等の有効な
呼吸用保護具を備え、これらをその作業に従事する労働者に使用させなければならない。

添 2-14-1

● 以 下 ， 基 発 0412 第 1 号 （ 平 成 25 年 ４ 月 12 日 ） 抜 粋キ

保 護 衣 （ 第 38 条 関 係 ）① 第 1 項の「有効な呼吸用保護具」は、次に掲げる作業の区分及び事故由来廃棄物等の放射能濃度の区分に応じた捕集効率を持つ呼吸用保護具又はこれと同等以上のものをいうこと。
放射能濃度

放射能濃度

放射能濃度

200 万 Bq/kg 超

50 万 Bq/kg 超

50 万 Bq/kg 以 下

200 万 Bq/kg 以 下
高濃度粉じん作業
捕 集 効 率 99.9%以（粉じん濃度上

捕 集 効 率 95%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

10mg/m 3 超 の 場 所（全面型）
における作業）
高濃度粉じん作業
以外の作業（粉じん 濃 度 10mg/m 3 以

捕 集 効 率 95%以 上下の場所における
作業）② 防 じ ん マ ス ク の 捕 集 効 率 に つ い て は 、 200 万 ベ ク レ ル 毎 キ ロ グ ラ ム を 超 え る 事
故 由 来 廃 棄 物 等 を 取 り 扱 う 作 業 で あ っ て 、 粉 じ ん 濃 度 が 10 ミ リ グ ラ ム 毎 立 方 メートルを超える場所における作業を行う場合、内部被ばく線量を１年につき１
ミ リ シ ー ベ ル ト 以 下 と す る た め 、 漏 れ を 考 慮 し て も 、 50 以 上 の 防 護 係 数 を 期 待
で き る 捕 集 効 率 99.9%以 上 の 全 面 型 防 じ ん マ ス ク の 着 用 を 義 務 付 け た も の で あること。

２．マスクメーカーによる除染係数検査結果について
全面マスクを納入しているマスクメーカーにおいて，全面マスク（よう素用吸収缶）についての除染係数を検査している。本検査は，放射性ヨウ化メチルを用い，除添 2-14-2

染 係 数 を 算 出 し た も の で あ る 。 そ の 結 果 は ， DF≧ 1.21E+03 と 十 分 な 除 染 係 数 を 有 す
る こ と を 確 認 し た 。（ フ ィ ル タ の 透 過 率 は 0.083%以 下 ）表マスクメーカーによる除染係数検査結果

CA-N4RI（ 吸 収 缶 ） 放 射 性 ヨ ウ 化 メ チ ル 通 気 試 験
入口濃度(Bq/cm 3 )

４時間後
出口濃度

DF 値

(Bq/cm 3 )9.45E-02

4.17E-07

10 時 間 後
出口濃度

試験条件

DF 値

(Bq/cm 3 )2.27E+05

8.33E-07

1.13E+05

試 験 流 量 ： 20L/min
通 気 温 度 ： 30℃

7.59E-05

6.25E-08

1.21E+03

2.78E-08

2.73E+03

相 対 湿 度 ： 95%RH

また，同じくマスクメーカーにより全面マスクの漏れ率を検査しており，最大でも0.01%で あ っ た 。 こ の 漏 れ 率 と 除 染 係 数 （ フ ィ ル タ 透 過 率 ） か ら 計 算 さ れ る 防 護 係 数
は 約 1075 で あ っ た 。

防 護 係 数 (PF)=100／ {漏 れ 率 （ %） ＋ フ ィ ル タ 透 過 率 （ %） }=100／ (0.01＋ 0.083)≒ 1075

３．マスク着用に関する教育・訓練について
柏崎刈羽原子力発電所では，定期検査等において定期的に着用の機会があることか
ら，基本的にマスク着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教育・訓練を実施ししている。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用したマスク着用
訓練において，漏れ率（フィルタ透過率を含む）２％を担保できるよう正しくマスクを着用できていることを確認する。
今後とも，さらに教育・訓練を進めていき，マスク着用の熟練度を高めていく。

添 2-14-3

2-15

格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベン ト を 想 定 す る 。 格 納 容 器 ベ ン ト に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス と し て は ， 大 破 断 LOCA＋ 全
交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を 選 定 し て い る 。
上述に加え，更なる安全性向上のために空調設計をより厳しくする観点から，両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，非同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合も想定し，自主的な対策を講じている。
ここでは，この非同時ベントの影響を評価した。
なお，同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合の影響は，単一号炉において同ベントを実施した場合の影響の足し合わせとなる。※1※1

ただし，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉の，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分は差し引く必要がある

非同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合，中央制御室退避室の空気ボンベによる陽圧化時間を分配する必要がある。運転員の交替を考慮
し な い 場 合 の 単 一 号 炉 放 出 時 に お け る 陽 圧 化 時 間 別 の 7 日 間 で の 実 効 線 量 を 図 2-151 に示す。

添 2-15-1

図 2-15-1

陽圧化時間別の実効線量（運転員交替未考慮）

一 つ の 号 炉 か ら の 寄 与 を 50mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が 出 来 れ ば ， 両 方 の 号 炉において非同時に格納容器ベントを行った場合でも，運転員の交替を考慮することな
く ， 合 計 で 100mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が で き る 。 図 2-15-1 か ら ， 6 号 炉 放 出 時
は 7 時 間 ， 7 号 炉 放 出 時 は 9 時 間 の 陽 圧 化 を 行 う こ と で 50mSv/7 日 以 下 に 抑 制 で き ることが分かる。
従 っ て ， 6 号 及 び 7 号 炉 合 計 で 16 時 間 の 陽 圧 化 を 行 う こ と が で き れ ば 非 同 時 に 格
納 容 器 ベ ン ト を 行 っ た 場 合 で も 100mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が で き る 。 運 転 員 の更なる被ばく線量低減として，空気ボンベ陽圧化時間の延長を可能とするために配備するカードル式空気ボンベユニット（空気ボンベカードル車）を加味した総陽圧化可
能 時 間 は 約 20 時 間 で あ り ， 前 述 の 合 計 16 時 間 の 陽 圧 化 も 実 施 可 能 で あ る 。

添 2-15-2

2-16 審査ガイド※2 への適合状況について
実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第７４条（原子炉制御室）
１

第７４条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」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いう。

１b) →
①

ス」として，格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度に要件を満たすものであること。

よる静的負荷のうち，格納容器過圧の破損モードにおいて想定している，大破断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

LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定

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する。基本的には代替循環冷却系により事象を収束するが，単一号炉において代替功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃が循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行うことを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。
②

想定する。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内pH制御につい運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

③

交代要員体制を考慮してもよい。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、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

評価事象については，「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①

審査ガイド通りては，その効果に期待しないものとした。
②

中央制御室滞在時は保守的にマスクの着用を考慮しないものとした。
入退域時はマスクの着用を考慮した。

③

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）を考慮して評価している。

④

運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している。

４．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
４．１①

居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

４．１→

審査ガイド通り

居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に係

最適評価手法を適用し，「４．２居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づいて評価る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件の適用している。実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基を否定するものではない。

づいて評価している。

②

実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

③

不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。

添 2-16-1

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド（１）被ばく経路

４．１（１）

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次→審査ガイド通り

中央制御室居住性に係る被ばく経路は図１のとおり，①～⑧の経路に対して評価している。

の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。
①

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

４．１（１）①→

審査ガイド通り／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びアニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉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外部被ばく

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外部被ばく線
量を評価している。

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

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外部被ばく線量を評価している。

②

大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対４．１（１）②→

審査ガイド通り

策所内での被ばく
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外部被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）

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
ンマ線の遮へい効果を踏まえて運転員の外部被ばく（クラウドシャイン）を評価している。

二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）についても考慮して評価している。

添 2-16-2

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド③

外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による

４．１（１）③→

審査ガイド通り

中央制御室に取り込まれた放射性物質は，中央制御室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価している。

被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質
は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。
一

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性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物質の吸入摂取による内部被ばくる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばくおよび吸入摂取

二による内部被ばくの和として実効線量を評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ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外部被ばく④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

４．１（１）④→

審査ガイド通り

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉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外部被ばく

建屋内等の放射性物質からのスカイシャイン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。

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

建屋内等の放射性物質からの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。

⑤

大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

４．１（１）⑤→

審査ガイド通り

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算

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，中央制御室のする。

壁によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと以外は「４．１（１）②大気中へ放出され一た放射性物質による中央制御室内での被ばく」と同様な手法で，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による外部被ばく（クラウドシャイン）

による外部被ばくおよび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ている。

二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価している。

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャ

イン）
三放射性物質の吸入摂取による内部被ばく（２）評価の手順
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を

４．１（２）→

審査ガイド通り

中央制御室居住性に係る被ばくは図 3 の手順に基づいて評価している。

図 3 に示す。

添 2-16-3

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用いる

４．１（２）a. →ソースタームを設定する。

評価事象については，「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・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評

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

価（参 2）で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又は対策要

破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度による静的負荷のうち，格納容器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

過圧の破損モードにおいて想定している，大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）の

交流動力電源が喪失したシーケンスを選定した。基本的には代替循環冷却系により事象をソースターム解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性収束するが，単一号炉において代替循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用いた格

物質存在量分布を設定する。

納容器ベントを行うことを想定した。格納容器から格納容器圧力逃がし装置への流入量，及・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物質の大び，格納容器から原子炉建屋への漏えい量を，MAAP 解析及び NUREG-1465 の知見を用いて評気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した価した。ただし，MAAP コードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放無機よう素，及び有機よう素については，大気中の放出量評価条件を設定し，放出量を評価

射性物質放出量を計算する。

した。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内 pH 制御については，そのまた、放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施審査ガイド通り効果に期待しないものとした。

設内の放射性物質存在量分布を設定する。
b．原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度

４．１（２）b. →及び相対線量を計算する。

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

審査ガイド通りに計算した値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％に当たる値を用いている。評価においては，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。
c．原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

４．１（２）c. →審査ガイド通り

原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，建屋内の線源強度を計算している。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被ばく４．１（２）d. →審査ガイド通り

線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャイ

前項 c の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく線量を計算してンガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。

いる。

・上記 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及び地表面に沈着

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及び地表面に沈着した放射

した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

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外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及ばく線量（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）を計算している。

添 2-16-4

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
e．上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認す

４．１（２）e. →る。

前項 d で計算した線量の合計値が，「判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を

審査ガイド通り

超えないこと」を満足していることを確認している。

４．２ 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等
a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ効率

４．２（１）a. →審査ガイド通り

高性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率として，設計値である 99.9%を仮

ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設定する。

定して評価している。

なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。
b．空気流入率４．２（１）b. →審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。

中央制御室内を陽圧化している間は，空気の流入は考慮しない。

新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制御室／

中央制御室内を陽圧化していない間は，空気流入率を 0.05 回/h とした。

緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。
）（２）大気拡散a．放射性物質の大気拡散

４．２（２）a. →・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度分布が放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算している。

審査ガイド通り

水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定したガウスプルームモデルを適用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間

柏崎刈羽発電所内で観測して得られた 1985 年 10 月 1 日から 1986 年 9 月 30 日の１年間の観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

気象資料を大気拡散式に用いている。また，建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守
的に地上風(地上約 10m)の気象データを使用している。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の拡散パ
ラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針（参 3）

水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針におけにおける相関式を用る相関式を用いて計算している。

添 2-16-5

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から放出点(格納容器圧力逃がし装置配管)から近距離の建屋(原子炉建屋)の影響を受けるため，

近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

散による拡散パラメータを用いる。
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出点と巻一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一

放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

二放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n について、放放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）と建屋の高さがほぼ同じであるため，2.5 倍に満たない。
放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域
An）の中にある場合
三評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評価点（中央制御室等）は，巻き込みを生じる建屋（原子炉建屋）の風下側にある。

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響はないもの
として大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから、放射性物質濃及ぶ可能性のある複数の方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)及び 5 方位(入退域)，7 号

度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１

炉事故時は 8 方位(中央制御室)及び 9 方位(入退域)）を対象としている。

方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、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。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性

放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

法について（内規）」に基づいて評価している。

b．建屋による巻き込みの評価条件

４．２（２）b. →・巻き込みを生じる代表建屋

建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

1)

放出源(格納容器圧力逃がし装置配管)から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋とし

原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。
2)

審査ガイド通りて原子炉建屋を代表建屋としている。

巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近添 2-16-6

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド隣に存在するすべての建屋が対象となるが、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建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又は ii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i)

事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流入
2)建屋による巻き込みの影響が生じる場合、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には外気の取入れにより中央制御室を対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる陽圧化し，室内への流入を遮断するとして評価しているため，給気口が設置されている建屋

拡散の効果が及んでいると考えられる。

の屋上面を選定するが，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度を評価している。

このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を計算する。
i)

評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時制

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室中心としている。

御室／緊急時対策所が属する建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。
3)

代表面における評価点

i)

建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所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

中央制御室が属する建屋の屋上面を選定するが，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度を評価している。

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、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の屋上

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室中心としている。

面とすることは適切な選定である。

また，放出点と評価点間の直線距離に基づき，濃度評価の拡散パラメータを算出している。

添 2-16-7

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れている場合

直線距離の評価に当たっては，保守的に評価点が放出点と同じ高さであると仮定した。

は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の側面を代表評価面
として、それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋上面を代表面とする場合は、評価点として原子炉制御室／緊急時制御室／緊
急時対策所の中心点を選定し、対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。
またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。
・着目方位
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算では、代表建屋建屋による巻き込みを考慮し，ⅰ）～ⅲ）の条件に該当する方位を選定し，建屋の後流側のの風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから、放射性物質濃度

拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方及び 5 方位(入退域)，7 号炉事故時は 8 方位(中央制御室)及び 9 方位(入退域)）を対象とし位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりのている。

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。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の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する。
i）

放出点が評価点の風上にあること

ii）

放出点から放出された放射性物質が、建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に、評価点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には、図 6 の放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。
放出点は建屋に近接しているため，放出点が評価点の風上となる 180°を対象としている。

ような方法を用いることができる。図 6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１、ｍ１Ｂのうち、放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となＡる。放出点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある
場合は、風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる
180°が対象となる。
iii) 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当す

図 7 に示す方法により，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る風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に示す方法を用いることができる。評価点が建屋

方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)及び 5 方位(入退域)，7 号炉事故時は 8 方位(中央に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 7 のハッチング部分)の内部にある場合は、風向の方制御室)及び 9 方位(入退域)）を評価方位として選定としている。

位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。

添 2-16-8

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被ばく評価に関する審査ガイド
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2)

具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属す「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

る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る。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれによって、評価すべき方位の数が増加することが考えられるが、この場合、幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。
・建屋投影面積1)

図 10 に示すとおり、風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め、放射性物質の濃原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2)

建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので、風

すべての方位について，原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3)

風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。方位によっ

原子炉建屋の地表面からの投影面積を用いている。

て風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c．相対濃度及び相対線量４．２（２）c. →・相対濃度は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間（保守的放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

に 1 時間とする）を基に，短時間放出の式を適用し，評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算モデル

相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モデルに適用してに適用して評価点ごとに計算する。

計算している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間につい年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を小さい方から累積し，97％に当たる値て小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値とする。

を用いている。

・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく

相対濃度及び相対線量の詳細は，「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

評価手法について（内規）」（参 1）による。

について（内規）」に基づいて評価している。

d．地表面への沈着

４．２（２）d. →添 2-16-9

審査ガイド通り

審査ガイド通り

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
放射性物質の地表面への沈着評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈地表面物質への乾性沈着及び降雨への湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算している。

着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

沈着速度(1.2cm/s)については線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設定している。乾性沈着速度は NUREG/CR-4551 Vol.2 より設定している。

e．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度４．２（２）e. →・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つ

中央制御室は外気の取入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとして評価しの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。

ている。中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価している。

一

審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備によって室内に取り入れること（外気取入）
二原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質は、一様

中央制御室では放射性物質は一様混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊して混合すると仮定する。

いるものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質
は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の中央制御室は外気の取入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとして評価し取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

ている。中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質の空気

直接流入量の評価に当たっては，バウンダリ容積を用いて計算している。

流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所バウンダリ
体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価
a．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊４．２（３）a. →急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換

・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積

算係数の積で計算した線量率を積分して計算している。

分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

中央制御室内の運転員については建屋による遮へい効果を考慮している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

添 2-16-10

審査ガイド通り

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

４．２（３）b →／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）

中央制御室におけるグランドシャインについては，地表面沈着濃度及びグランドシャイン

・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

中央制御室内の運転員については建屋による遮へい効果を考慮している。

審査ガイド通り

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

４．２（３）c →審査ガイド通り

質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での内部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

中央制御室における内部被ばく線量については，空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係

質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、呼吸率及び吸数の積で計算した単位時間当たりの被ばく線量を積算して計算している。

入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

中央制御室では室内での放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。その場マスクの着用を考慮しない。

合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

４．２（３）d →審査ガイド通り質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

中央制御室に取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量については，質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度及びクラウ

空気中濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率

ドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

を積算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

中央制御室では室内での放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
e．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラウド

４．２（３）e →シャイン）

入退域でのクラウドシャイン線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに対する・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積

外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

審査ガイド通り

分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（グラ４．２（３）f →ンドシャイン）

入退域でのグランドシャイン線量については，地表面沈着濃度及びグランドシャインに対・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

添 2-16-11

審査ガイド通り

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

４．２（３）g →・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積分濃入退域での内部被ばくについては空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算

度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

した単位時間当たりの被ばく量を積算して計算している。

・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。

入退域でのマスク着用による被ばく低減効果を考慮している。

h．被ばく線量の重ね合わせ

４．２（３）h. →・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同

６号炉，７号炉において同時に重大事故が発生したと想定した場合，第一に両号炉において時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設から被ばく経路別に個別

代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，本被ばく評価においてに評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設

は，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器

敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した、より現実的な被圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定して評価している。

審査ガイド通り

審査ガイド通り

ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。
４．３

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

４．３（１）→ 審査ガイドの趣旨に基づき設定

a．原子炉格納容器内への放出割合

４．３（１）a →・原子炉格納容器内への放射性物質の放出割合は、4.1（2）a で選定した事故シーケ

４．１（２）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定している。

審査ガイド通りンスのソースターム解析結果を基に設定する。
・希ガス類、ヨウ素類、Cs 類、Te 類、Ba 類、Ru 類、Ce 類及び La 類を考慮す

希ガス類，よう素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La 類を考慮している。

る。
・なお、原子炉格納容器内への放出割合の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

慮する。
b．原子炉格納容器内への放出率４．３（１）b →・原子炉格納容器内への放射性物質の放出率は、4.1（2）a で選定した事故シーケン

４．１（２）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定している。

審査ガイド通りスのソースターム解析結果を基に設定する。

（２）非常用電源

４．３（２）

添 2-16-12→

審査ガイド通り

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
非常用電源の作動については、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展解４．１（２）a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

析条件を基に設定する。
ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。
（３）沈着・除去等
a．非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）

４．３（３）a. →非常用ガス処理系による除去効果は考慮していない。

４．３（３）b. →非常用ガス処理系による除去効果は考慮していない。

４．３（３）c. →審査ガイド通り

非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）の作動について
は、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

b．非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）フィルタ効率
ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設定する。
なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

c．原子炉格納容器スプレイ
原子炉格納容器スプレイの作動については、4.1（2）a で選定した事故シーケンス

ドライウェルスプレイの作動については，４．１（２）a で選定した事故シーケンスの事故の事故進展解析条件を基に設定する。

進展解析条件を基に設定している。

d．原子炉格納容器内の自然沈着

４．３（３）d. →原子炉格納容器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

審査ガイド通り

原子炉格納容器内のエアロゾルの除去については，MAAP 解析に基づき評価している。
無機よう素の原子炉格納容器内への沈着による除去係数は，「発電用軽水型原子炉の安全評
価に関する審査指針」（平成 2 年 8 月 30 日 原子力安全委員会決定 一部改訂 平成 13 年 3月 29 日 原子力安全委員会）を参照し 2 と設定している。
無機よう素のサプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数は，Standard
Review Plan6.5.5 に基づき 10 と設定している。

添 2-16-13

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
ドライウェルスプレイによる無機よう素の除去係数は，CSE 試験に基づき 100 と設定している。

e．原子炉格納容器漏えい率

４．３（３）e. →原子炉格納容器漏えい率は、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展解析

４．１（２）a 選定した事故シーケンスの原子炉格納容器内圧力に応じた漏えい率を設定し結果を基に設定する。

ている。

f．原子炉制御室の非常用換気空調設備

４．３（３）f. →原子炉制御室の非常用換気空調設備の作動については、非常用電源の作動状態を審査ガイド通り

審査ガイド通り

大容量可搬型空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交流動
力電源喪失を想定した遅れを有効性評価で設定した 12 時間（※1）として評価した。

基に設定する。

※1 大容量可搬型空調機の起動時間については，3 時間へ短縮予定（４）大気拡散a．放出開始時刻及び放出継続時間

４．３（４）a. →放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は、4.1（2）a で選定した審査ガイド通り

放射性物質の大気中への放出開始時刻は，４．１（２）a で選定した事故シーケンスのソー事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定する。

スターム解析結果を基に設定している。実効放出継続時間は保守的に１時間としている。

b．放出源高さ

４．３（４）b. →放出源高さは、4.1（2）a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放出を仮定する。4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、放審査ガイドの趣旨に基づき設定

放出源高さは，格納容器圧力逃がし装置配管高さを仮定している。
放出エネルギーによる影響は考慮していない。

出エネルギーを考慮してもよい。
（５）線量評価
a．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室内での外部被ばく

４．３（５）a. →・4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、想定事故時

４．１（２）a で選定した事故シーケンスの解析結果を基に，想定事故時に原子炉建屋内にに原子炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。この原子放出された放射性物質を設定し，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

炉建屋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する。

いる。

・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、事故

建屋内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布しているものとし，事故後 1 日毎の積算

添 2-16-14

審査ガイド通り

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被ばく評価に関する審査ガイド
後 7 日間の積算線源強度を計算する。

線源強度を 7 日目まで計算している。

・原子炉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原子炉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外部被る外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計

ばく線量は，積算線源強度，施設の位置・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮へ算する。

い構造（原子炉建屋外部遮へい構造，中央制御室遮へい構造）から計算している。直接ガンマ線による外部被ばく線量を QAD-CGGP2R コード，スカイシャインガンマ線による外部
被ばく線量を ANISN コード及び G33-GP2R コードで計算している。また，よう素フィル
タ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外部被ばく線量も評価している。スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は QADCGGP2R コード及び MCNP5 コードで計算している。

b．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

４．３（５）b. →・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。

原子炉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

・積算線源強度、原子炉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時の外部被ばく線量は，４．３（５）a と同様の条件で計算している。

接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

また，よう素フィルタ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

審査ガイド通りよる入退域時の外部被ばく線量も評価している。スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は MCNP5 コードで計算している。

添 2-16-15

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被ばく評価に関する審査ガイド

図 1 → 審査ガイド通り

添 2-16-16

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド

図 3 → 審査ガイド通り

添 2-16-17

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド(6 号側)

添 2-16-18

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド(7 号側)

添 2-16-19

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
図 4 → 審査ガイド通り（6 号側）

添 2-16-20

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被ばく評価に関する審査ガイド（7 号側）

添 2-16-21

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被ばく評価に関する審査ガイド
図 5，6，7，8 → 審査ガイド通り

図 10 → 審査ガイド通り

添 2-16-22

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被ばく評価に関する審査ガイド

添 2-16-23