本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発 電所

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号から公開できません 。

提出年月日

工事 計画審査資 料
補足-260改0

平成 30 年○ 月○日

工事計画に係る補足説明資料
補足-260【放射線管理施設】

平成 30 年 10月
日本原子力発電株式会社

添付書類に係る補足説明資料「放射線管理施設」に係る添付書類の記載内容を補足するための説明資料を以下に示す。
工認添付書類
Ⅴ-1-7-1

補足説明資料
補足-260-1

放射線管理用計測装置の構成に関する

放射線管理用計測装置の構成並びに計測範
囲及び警報動作範囲について

説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
Ⅴ-1-7-2

補足-260-2

管理区域の出入管理設備及び環境試料

管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置について分析装置に関する説明書
Ⅴ-1-7-3
中央制御室の居住性に関する説明書

補足-260-3

中央制御室の居住性に関する説明書に係る補足説明資料補足-260-1【放射線管理用計測装置の構成並びに計測範囲及び警報動作範囲について】目次
1.

プロセスモニタリング設備

1

1.1 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
，
（Ｓ／Ｃ）

1

1.2 フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）

3

1.3 耐圧強化ベント系放射線モニタ

52.

エリアモニタリング設備

72.1 緊急時対策所エリアモニタ

72.1.1 緊急時対策所加圧設備に係る判断基準の検討について

7

2.1.2 緊急時対策所エリアモニタの設備の概要

122.2 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）13

2.2.1 想定事故

132.2.2 有効性評価における水位及び線量率について

14

2.2.3 使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他要因により当該使用済燃料貯蔵槽内の水位が異常に低下する事故における線量率3.

固定式周辺モニタリング設備
3.1 モニタリング・ポスト

16
22
22

3.1.1 モニタリング・ポストの配置，計測範囲及び警報動作範囲

22

3.1.2 モニタリング・ポストの電源

25

3.1.3 モニタリング・ポストの伝送

27

移動式周辺モニタリング設備

28

4.1 可搬型モニタリング・ポスト

28

4.

4.1.1 モニタリング・ポストの代替測定装置

284.1.2 放射能放出率の算出

30

4.1.3 可搬型モニタリング・ポストの計測範囲

33

4.2 可搬型放射能測定装置等

34

5.

37

計測結果の記録の保存

5.1 設計基準対象施設

37

5.2 重大事故等対処設備

37

1.

プロセスモニタリング設備

1.1 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），（Ｓ／Ｃ）
格納容器雰囲気放射線モニタは，（Ｄ／Ｗ）を 2 個，（Ｓ／Ｃ）を 2 個それぞれ対角に配置することで位置的分散を図るとともに独立した回路で構成している。また，格納容器雰囲気放射
線モニタは，非常用電源設備より受電している。
全交流動力電源喪失時においても常設代替直流電源設備である緊急用 125 V 系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から緊急用直流 125 V 計
装分電盤を介して供給できる設計とする。
【放射線管理用計測装置の計測範囲】
名称
格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

計測範囲

計測範囲の設定に関する考え方
設計基準事故及び重大事故等時の変動範囲は計測範囲に包

10

-2

～ 10

5

Sv/h

絡されており，重大事故等時においても監視可能である。計
測上限値は，「事故時放射線計測指針」を満足するように設定する。
設計基準事故及び重大事故等時の変動範囲は計測範囲に包

10

-2

Sv/h

～ 10

5

絡されており，重大事故等時においても監視可能である。計
測上限値は，「事故時放射線計測指針」を満足するように設定する。

【格納容器雰囲気放射線モニタの配置図】

1

【格納容器雰囲気放射線モニタの電源構成概略図】

2

1.2

フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）は，常設代替直流電源設備である

緊急用 125 V 系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整
流器から緊急用直流 125 V 計装分電盤を介して供給できる設計とする。
【放射線管理用計測装置の計測範囲】
名称

計測範囲

計測範囲の設定に関する考え方
格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定

フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ）

されるフィルタ装置出口最大線量当量率（約 7×100 mSv/h）
10-3 ～ 104を計測できる範囲として設定する。

mSv/h

計測上限値は，重大事故等時における計測に対してフィルタ
装置出口放射線モニタ（高レンジ）の計測下限値とオーバラ
ップするよう設定する。
格納容器ベント実施時（炉心損傷している場合）に，想定さフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）れるフィルタ装置出口最大線量当量率（約 5×101 Sv/h）を計
10-2 ～ 105

測できる範囲として設定する。

Sv/h

計測下限値は，重大事故等時における計測に対してフィルタ
装置出口放射線モニタ（低レンジ）の計測上限値とオーバラ
ップするよう設定する。

【フィルタ装置出口放射線モニタの配置図】

3

【フィルタ装置出口放射線モニタの電源構成概略図】

4

1.3

耐圧強化ベント系放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタは，常設代替直流電源設備である緊急用 125 V 系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から緊急用直流 125 V
計装分電盤を介して供給できる設計とする。
【放射線管理用計測装置の計測範囲】
名称
耐圧強化ベント
系放射線モニタ

計測範囲

計測範囲の設定に関する考え方
耐圧強化ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想-2

5

10 ～10 mSv/h

定される排気ラインの最大線量当量率（約 9×104 mSv/h）を計測できる範囲として設定する。

【耐圧強化ベント系放射線モニタの配置図】

5

【耐圧強化ベント系放射線モニタの電源構成概略図】

6

2.

エリアモニタリング設備

2.1 緊急時対策所エリアモニタ
2.1.1 緊急時対策所加圧設備に係る判断基準の検討について(1) 判断基準に係る検討
プルーム放出後における緊急時対策所内の加圧設備による室内加圧等の希ガス等の放射性物質侵入防止対応は，緊急時対策所内にとどまる要員の被ばくに大きく影響するため，素早い判断と操作が必要となる。
加圧に係る判断は，様々な指標を確認し，検討するといった時間的猶予がないことから，計測可能であり，シンプルかつ明確な判断基準とする必要がある。
このような観点から，緊急時対策所加圧設備に係る判断基準を検討する。
(2) 判断に用いるパラメータ
可搬型モニタリング・ポスト
緊急時対策所エリアモニタ
原子炉圧力容器温度等

緊急時対策所建屋付近に設置し，線量当量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。
緊急時対策所に設置し，線量当量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。
炉心損傷に伴う原子炉格納容器圧力の上昇等を確認し，原
子炉の状況を把握することができる。

モニタリング・ポスト，可搬型モニ

緊急時対策所建屋付近に設置しないため参考扱いとする

タリング・ポスト（緊急時対策所建が，空間線量率の測定によりプルームの通過を把握するこ屋付近に設置するものを除く）とができる。

気象観測設備（風向等）

プルームの通過を把握することができないため，参考扱いとするがプルームの進行方向を推定することができる。

7

(3) 判断基準の考え方① 加圧設備等に係る操作等の判断基準
判断

操作等

状況

監視パラメータ

判断基準
監視パラメータとは別に中央－制御室から炉心損傷判断の連絡があった場合

準備判断

パラメータの監視強化及び空気ボンベ加圧に係る準備・格納容器雰囲気

格納容器雰囲気放射線モニタ

放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲（Ｄ／Ｗ）

気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の・炉心が損傷し，
放射性物質が大線量当量率が設計基準事故の気に放出される・格納容器雰囲気

追加放出量相当の 10 倍以上と可能性がある場

放射線モニタなった場合，又は格納容器雰

合

（Ｓ／Ｃ）

囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
及び格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（Ｓ／Ｃ）が使用できな・原子炉圧力容器
温度

い場合に原子炉圧力容器温度が炉心損傷判断基準である
300 ℃以上を確認した場合
監視パラメータとは別に中央－

緊急時対策所

ント実施の連絡があった場合

使用開始判断は空気ボンベ・サプレッション

加圧，緊急時対策所以外の緊急時対策所
建屋内については外気少量取り込み

制御室から原子炉格納容器ベ・プルーム放出・接近

プール・水位
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・可搬型モニタリ
ング・ポスト・緊急時対策所エ
リアモニタ

8

通常水位+6.4 m＊1
4.3 ％＊2
20 mSv/h 以上
0.5 mSv/h 以上

操作等

判断

緊急時対策所以外の緊急時対策
停止判断

所建屋内について外気取り込み量を増加させた
建屋浄化運転状況

・プルーム放出が監視パラメータ

・可搬型モニタリ
ング・ポスト

収束

判断基準

指示値がプルーム接近時の指示値に比べ急激に低下し，安定した場合・モニタリング・
ポスト等の線量・フィルタ装置出当量率が屋外作

口放射線モニタ

業可能なレベル（低レンジ）

まで低下

・フィルタ装置出指示値低下

口放射線モニタ（高レンジ）
空気ボンベによ・緊急時対策所建る加圧運転を停

屋内の放射性物

止

質を排出

－

建屋浄化運転に切換えした 1
時間後

注記 ＊1：格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント前（サプレッション・プール水位
指示値が通常水位+6.5 m にて実施）に加圧設備への切り替え操作を行う。
＊2：水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器ベント実施基準

9

② 判断基準値の考え方
判断基準値

考え方
・空気ボンベ加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・プルーム通過時の敷地内の線量当量率は，数 Sv/h 程度となることから，それよりも十分に低可搬型モニタリング・ポスト

20 mSv/h

い値として 20 mSv/h を設定。
・原子炉格納容器ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の最大線量当量率約 10 mSv/h よりも高い値とすることで原子炉格納容器ベント実施時等のプルーム放出に伴う線量当量率の上昇を確実に判断できることから，誤判断を防止する。
・可搬型モニタリング・ポストによる検知や判断が遅れた場合等，空気ボンベによる加圧を開始するための指標として設定する。
・対策要員の被ばく線量が 7 日間で 100 mSv を満足する基準（100 mSv／(7 d×24 h)）として設

10

緊急時対策所エリアモニタ

0.5 mSv/h

定する。
・原子炉格納容器ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の線量当量率は最大でも約 10 mSv/h であり，原子炉格納容器ベント実施前の原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線及び地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，緊急時対策所外壁等の遮蔽で，緊急時対策所内は十分低い線量となっているため，プルーム放出に伴う線量当量率の上昇を確実に判断できる。

○加圧判断フロー【前提条件：事故進展中，緊急時対策所内の体制確立済，緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニタリング・ポスト設置済】
発電用原子炉施設側情報

敷地内情報

緊急時対策所側情報
災害対策本部加圧モードの準備

炉心損傷の確認
緊急時対策所付近のプラント等パラメータの監視可搬型モニタリング・ポスト
指示値の監視NN

炉心損傷し格納容器
圧力逃がし装置出口によるベ

緊急時対策所エリアモニタ

ント基準到達>0.5 mSv/h
緊急時対策所付近のN

サプレッション・プール
水位+6.4 m 到達Y

可搬型モニタリング・ポスト

Y

N

Y

11

N

>20 mSv/h

原子炉格納容器内
酸素濃度 4.3 %到達

YY

災害対策本部加圧モード(空気ボンベによる加圧)

緊急時対策所付近の可搬型モニタリング・ポスト
指示値の監視N

緊急時対策所付近の可搬型モニタリング・ポストが指示値低下後安定

Y
緊対建屋浄化モード

2.1.2 緊急時対策所エリアモニタの設備の概要(1) 主な事項
検出器の

名称

種類

緊急時対策所
エリアモニタ

半導体式

警報動作

計測範囲

保管場所

個数

緊急時対策所建屋

1（EL.約 23 m）（予備 1）

範囲

B.G.～999.9

－

mSv/h

(2) 緊急時対策所エリアモニタの仕様
項目

内容

電源

緊急時対策所用代替電源設備より給電可能

記録

記録装置にて電磁的に記録，保存
検出部：約 60（Ｗ）×約 25（Ｄ）×約 145（Ｈ）mm

概略寸法（コネクタ，スイッチ等の突起部を除く）
表示部：約 352（Ｗ）×約 90（Ｄ）×約 270（Ｈ）mm（取手，ゴムシート，スタンド等の突起部を除く）

重量

検出部（プローブ）：約 270 g
表示部：約 6 kg

12

2.2 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）における計測範囲は以下に示す想定事故 1，2 及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他要因により当該使用済燃料プール内の水位が異常に低下した場合に想定される最大線量率を測定可能な設計としている。
2.2.1 想定事故
ａ．
「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第 69 条第 1 項での想定事故は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第 37 条解釈 3-1(a)想定事故 1 及び(b)想定事故 2 であり，下記のとおりである。
(a) 想定事故 1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プー
ル内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故(b) 想定事故 2
サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済
燃料プールの水位が低下する事故。
ｂ．
「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第 69 条第 2 項での想定事故は，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合。

13

2.2.2 有効性評価における水位及び線量率について
本有効性評価で用いる放射線の遮蔽が維持できる水位（遮蔽水位）は，原子炉建屋原子炉棟 6 階での重大事故等対応要員による使用済燃料プールへの注水準備操作時の基準線
量率（10 mSv/h）を超えない水位として，通常水位より約 0.86 m とする。
（図 2.2.2-1 参照）
なお，本有効性評価で用いる線源（制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラック，使用済燃料ラック）からの線量率を求める際に設定する評価点は，制御棒貯蔵上段ハンガの真上の原
子炉建屋 6 階床面高さ（線源との最短距離）としている。
線量率計算モデルの評価点は，線源との最短距離に等しい距離で各線源の真上に置いている。
線源毎の評価点における，使用済燃料プール水位に応じた線量率算出結果を合計したものを表 2.2.2-1 に示す。
また，線源毎の線量率計算は QAD－CGGP2R コード（ver1.04）を用いている。
ａ．使用済燃料プール保有水高さ
燃料集合体頂部より上の水の高さ＝約 7.26 m
ｂ．必要水遮蔽厚さグラフから約 6.40 m 以上
ｃ．放射線の遮蔽が維持できる水位（遮蔽水位）
燃料集合体頂部から約 6.40 m（通常水位から約 0.86 m）

評価点

約 0.86 m（10 mSv/h の場合）
約 6.40 m

約 7.26 m

約 4.25 m

図 2.2.2-1 放射線の遮蔽が維持される最低水位14表 2.2.2-1 放射線の遮蔽が維持される水位15

2.2.3 使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他要因により当該使用済燃料貯蔵槽内の水位が異常に低下する事故における線量率
使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合には，使用済燃料プール周辺の線量率が非常に高くなる。従って，使用済燃料プールの線量率の監視設備は重大事故等が発生した
場合に変動する範囲にわたり線量率を測定できる必要があるため，以下の評価により，使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても，使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）により測定可能であることを確認した。
線源（制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラック，使用済燃料ラック）からの線量率を求める際に設定する評価点は，使用済燃料プールエリア放射線モニタ設置位置を設定した。
なお，線源毎の線量率計算は QAD－CGGP2R コード（ver1.04）を用いている。
(1) 評価点の設定について
使用済燃料プールの水位が異常に低下する事故が発生した場合，使用済燃料プール周辺の線量率が非常に高くなる。
このような状況においても使用済燃料プール放射線モニタ
（低
レンジ）
，
（高レンジ）により，使用済燃料プール周辺の線量率を測定する必要があるため，線量率評価における評価点は使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ），（高レンジ）設
置位置とする。各線源と評価点との位置関係を図 2.2.3-1 に示す。
線量率計算モデルの評価点は，図 2.2.3-2 に示すとおり評価点と線源（制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラック，使用済燃料ラック）との最短距離と等しい距離で各線源の真上に置いている。各線源の線量率計算モデルは，線源の真上に評価点を設定することで，使用済燃料プール水により遮蔽される厚さが短くなるため，保守的な評価結果となる。

図 2.2.3-1 各線源と評価点の平面位置関係

16制御棒貯蔵ハンガを線源とした線量率計算モデルの評価点

使用済燃料ラックを線量とした線量率計算モデルの評価点

制御棒貯蔵ラックを線源とした線量率評価モデルの評価点＊パラメータＴは，線源から使用済燃料プール水により遮蔽される長さ（m）を示す。使
用済燃料ラックを例とすると水面から評価点までの距離は 15-Ｔ m となり，水位低下時の線量率は，パラメータＴを変数として評価する。
図 2.2.3-2 線量率計算モデルの評価点の立面概要図
17

(3) 評価結果
線源毎に線量率計算モデルの評価点における，使用済燃料プール水位に応じた線量率算
出結果を図 2.2.3-3 に示す。また，それらの結果の合計を図 2.2.3-4 に示す。表に示すとおり，使用済燃料プールの水位が異常に低下する事故が発生した場合においても使用済
燃料プール放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）にて計測可能である。
1.E+07
1.0E+07燃料
使用済燃料ラック
燃料
制御棒ラック
制御棒貯蔵ラック制御棒ラック

制御棒貯蔵上段ハンガ
制御棒上段ハンガ
制御棒上段ハンガ
制御棒貯蔵下段ハンガ
制御棒下段ハンガ
制御棒下段ハンガ

1.E+06
1.0E+06

制御棒貯蔵ハンガ（合計）
制御棒ハンガ(合計)
制御棒ハンガ（合計）
1.E+05
1.0E+05

線量率（mSv/h）
線量当量率（ｍSv/h）

1.E+04
1.0E+04

1.E+03
1.0E+03

1.E+02
1.0E+02

1.E+01
1.0E+01

1.E+001.0E+00

通常運転

1.E-01
1.0E-01

1.E-02
1.0E-02

1.E-03
1.0E-03

00

22

44

66

88

燃料有効部上端からの水位（ｍ）
燃料有効長頂部からの水位（m）

図 2.2.3-3 各線源から使用済燃料プールエリア放射線モニタ設置位置における線量率推移

使用済燃料を線源とした線量率の寄与が支配的な水位

1.0E+06

使用済制御を線源とした線量率の寄与が支配的であるが，使用済燃料を線源とした線量率の寄与も影響してくる水位

1.0E+05

使用済制御棒貯蔵上
段ハンガの露出開始

1.0E+03

1.0E+02

1.0E+00

1.0E‐01
使用済制御棒を線源とした線量率の寄与が支配的な水位

1.0E‐02

1.0E‐03
0

2

4

6

8

燃料取替フロア燃料プール
エリア放射線モニタ

通常運転水位

1.0E+01

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）

線量率（mSv/h)

1.0E+04
使用済制御棒を線源とした線量率の寄与よりも使用済燃料を線源とした線量率の寄与が大きくなる水位

燃料有効長頂部からの水位（m）

図 2.2.3-4 使用済燃料プールエリア放射線モニタ設置位置における線量率推移
18

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）

使用済燃料上部表面の線量率への寄与がほぼ一定となる水位

1.0E+07

（参考）使用済燃料プール水深の遮蔽計算に関する計算条件について
1.

評価条件

1.1 使用済燃料の計算条件(1) 使用済燃料プールの水面における線量率の計算においては貯蔵容量分（2250 体）の使用済
燃料貯蔵を想定する。
(2) 使用済燃料プールの水温は 100 ℃とし，水の密度は 0.958 g/cm3＊とする。
(3) 使用済燃料は使用済燃料有効部（約 7.8 m×約 7.8 m×約 3.7 m）を線源とする。燃料有効部以外の燃料集合体構造部材による遮蔽効果は考慮せず，遮蔽能力が構造部材より小さい
水とみなす。
(4) 使用済燃料貯蔵ラックによる遮蔽効果は考慮せず，ラック材料よりも遮蔽効果の小さい水とみなす。
1.2 使用済制御棒の計算条件(1) 使用済制御棒からの線量率計算においては制御棒貯蔵ラック又は制御棒貯蔵ハンガ全てに使用済制御棒が貯蔵された状態を想定する。
(2) 使用済燃料プールの水温は 100 ℃とし，水の密度は 0.958 g/cm3＊とする。
(3) 使用済制御棒は実際の制御棒貯蔵ラック又は制御棒貯蔵ハンガの配置と面積を包絡するような直方体線源とする。使用済制御棒は，遮蔽能力が構造部材より小さい水とみなす。
(4) 制御棒貯蔵ラック又は制御棒貯蔵ハンガによる遮蔽効果は考慮せず，ラック材料又はハンガ材料よりも遮蔽効果の小さい水とみなす。
(5) 制御棒貯蔵ラックと制御棒貯蔵ハンガの保管数量は，評価上の保管数量として合計 180 本と想定する。平均的な取替本数 13 本が定期検査毎に取り出される想定とし，14 カ月運転＋
100 日定検を繰り返すものとした。最後の取替は原子炉停止後 9 日で全燃料取出し，10 日
目に制御棒取替えとした。また，10 定期検査以上前の取替分は，保守的に全て 10 定期検査
前取替とした。Hf 制御棒は 5 定期検査に一度取り替えるものとした。制御棒の冷却期間及び保管本数を第 1 表に示す。なお，最大保管数量は 134 本にて運用（制御棒貯蔵ラックへの貯蔵及び制御棒貯蔵ハンガ 1 本あたりプール壁側に制御棒 2 本の吊り下げにて管理）する
ため，評価上の想定は保守的な計算条件と言える。
注記 ＊：「1999 日本機械学会蒸気表」
2.

線

源

2.1 使用済燃料の線源強度
使用済燃料プール水深の遮蔽計算では，プール内ラックに貯蔵されている使用済燃料を線源）として考える。線源強度は文献値＊1 記載のガンマ線エネルギ 4 群の線源強度（MeV/（W・s）
を単位体積あたりの線源強度（cm-3・s-1）に変換し，線量率計算用の入力値とする。使用済燃料の照射期間は 106 時間（約 114 年）＊2，原子炉停止後貯蔵までの期間を，9 日＊3，原子炉運
転中の燃料集合体１体当たりの熱出力を 4.31 MW（９×９燃料（Ａ型）），燃料集合体体積は7.2×104 cm3 とする。
19

注記 ＊1：Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,“REACTOR HANDBOOK.2nd ed. Vol.ⅢPart
B,SHIELDING”, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New York,London,
1962”＊2：文献＊1 には，照射期間ごと及び冷却期間ごとにＵ-235 核分裂生成物の 1W あたりのガンマ線エネルギ（MeV/（W・s））が記載されている。照射期間は 103 時間，106 時間から通常運転で想定される照射期間を超える 106 時間を選択した。
＊3：原子炉停止後貯蔵までの期間 9 日とは，過去の全燃料取出完了日の実績を踏まえ余裕を見た日数を設定した。
2.2 使用済制御棒の線源強度
2.2.1 評価方法
(1) 制御棒の線源強度は，ORIGEN2 コード＊4 を使用する。
ORIGEN2 では，放射化断面積，照射期間及び冷却期間，照射の中性子束並びに被照射材料（制御棒）の物質組成を入力することで中性子による放射化放射能を計算する。 なお，評価に用いる解析コード ORIGEN2 の検証，妥当性評価については，添付書類「Ⅴ-5-7 計算機プログラム（解析コード）の概要・ＯＲＩＧＥＮ２」に示す。
(2) 各制御棒（Ｈｆ，Ｂ4Ｃ）の単位体積当たりの線源強度は，各々制御棒を上部，中間部，下部の 3 領域に分割し算出する。
(3) 制御棒は，タイプ（Ｈｆ，Ｂ4Ｃ）別に冷却期間の異なる制御棒が混在するため，貯蔵制
御棒全体の放射能を保存して線源体積で加重平均（均質化）した線源強度を設定する。
注記 ＊4：A.G.Croff,”A User’s Manual for the ORIGEN2 Computer code”,ORNL/TM-7175,
Oak Ridge National Laboratory,(1980)
2.2.2 放射化断面積
ORIGEN2 に入力する放射化断面積は，JENDL-3.3 ベース BS340J33.LIB を適用する（BWR
STEP-Ⅲ ボイド率 40 % UO2 < 60 GWd/TIHM）。

20

3.

遮蔽計算

3.1 計算方法
使用済燃料プール水深の遮蔽の計算は，評価点を制御棒貯蔵上段ハンガの真上の原子炉建屋
6 階床面高さ（使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）の計測範囲の評価ではモニタ設置位置）とし，線量率計算モデルの評価点としては評価点と線源（制御棒貯蔵ハンガ，
制御棒貯蔵ラック，使用済燃料ラック）との最短距離に等しい距離で各線源毎の真上に置き計算する。
遮蔽計算には，点減衰核積分法コードである「QAD－CGGP2R コード（ver1.04）」を用いて計算する。なお，評価に用いる解析コード QAD－CGGP2R コード（ver1.04）の検証，妥当性評価については，添付書類「Ⅴ-5-6 計算機プログラム（解析コード）の概要・ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２
Ｒ」に示す。
計算機コードの主な入力条件は以下の項目である。
・線源強度
・遮蔽厚さ（燃料プール水深）・線源からの距離
・線源のエネルギ
・線源となる使用済燃料，使用済制御棒の形状
・遮蔽体の物質の指定

21

3.

固定式周辺モニタリング設備

3.1 モニタリング・ポスト
3.1.1 モニタリング・ポストの配置，計測範囲及び警報動作範囲
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に発電所周辺監視区域境界付
近の外部空間線量率を連続的に監視するために，
モニタリング・ポスト 4 台を設けており，
連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視を行うことができる。
モニタリング・ポストの空気吸収線量率計（東海，東海第二発電所共用（以下同じ））は，
低レンジ域を測定するＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション（計測範囲：101～105 nGy/h）及び高レンジ域を測定する電離箱（計測範囲：10-8～10-1 Gy/h）の 2 種類の検出器から構成され，計測範囲 10-8～10-1 Gy/h を測定できるよう設計している。モニタリング・ポストは，
その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信できる。
警報は，平常値（約 30～40 nGy/h）からの有意な変動を検知するため，平常値の 10 倍を目安（約400 nGy/h）に設定する。
モニタリング・ポストの配置図を図 3.1.1-1 に，計測範囲，警報動作範囲等を表 3.1.11 に示す。

22

図 3.1.1-1 モニタリング・ポストの配置図

23表 3.1.1-1 モニタリング・ポストの計測範囲等
名称

検出器の種類ＮａＩ（Ｔｌ）

モニタリン

シンチレーション

計測範囲

警報設定値

台数

101～105 nGy/h

101～105 nGy/h

1

取付箇所
モニタリン
グ・ポストは周辺監視区域

グ・ポスト
10-8～10-1 Gy/h

電離箱

10-8～10-1 Gy/h1

境界付近に 4台

電離箱検出器ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出器（モニタリング・ポストの写真）

24

3.1.2 モニタリング・ポストの電源
モニタリング・ポストの電源は，「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」第 34 条（計測装置）の対応として，非常用所内電気設備に接続し，電源復旧までの期間，電源を供給できる設計とする。さらにモニタリング・ポスト専用の無停電電源装置を有し，電源の供給源を切替える際に生じる短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。
また，「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」
第 60 条（監視測定設備）及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第 75 条（監視測定設備）の対応として，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電が可能である。
モニタリング・ポストの電源構成図を図 3.1.2-1 に示す。

図 3.1.2-1 モニタリング・ポストの電源構成図

25

(1) 無停電電源装置の設備仕様
項目

個数

容量

発電方式

バックアップ時間

燃料

3.0 kVA

蓄電池

約 12 時間－

局舎毎
無停電電源装置

に1台
計4台

++

(2) モニタリング・ポストの電源（無停電電源装置）概略図

モニタリング・ポスト専用のモニタリング
モニタ電源

・ポスト専用の分電盤

無停電電源装置

無停電電源装置

モニタリング・ポスト

モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置の写真

26

3.1.3 モニタリング・ポストの伝送
モニタリング・ポストから中央制御室までのデータ伝送系及び緊急時対策所までのデー
タ伝送系は，有線及び無線により，多様性を有し，指示値は中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した
場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
モニタリング・ポストの伝送概略図を図 3.1.3-1 に示す。

図 3.1.3-1 モニタリング・ポストの伝送概略図

27

4.

移動式周辺モニタリング設備

4.1 可搬型モニタリング・ポスト
4.1.1 モニタリング・ポストの代替測定装置
可搬型モニタリング・ポストは 10 台（モニタリング・ポストが機能喪失した際の代替測定用として 4 台，重大事故等が発生した場合の発電用原子炉施設周囲（海側を含む。
）の空間線量率測定用として 5 台，緊急時対策所建屋付近にて緊急時対策所の加圧判断用として
1 台），予備として 2 台を保管している。
可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等を表 4.1.1-1，仕様を表 4.1.1-2，配置位置を
図 4.1.1-1 に示す。
可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーにより 6 日間以上連続で稼働できる設計としており，外部バッテリーを交換することにより継続して計測できる。また，測定データは，可搬型モニタリング・ポストの電子メモリに記録するとともに，衛星系回線により緊急時対策所に伝送することができる。
表 4.1.1-1 可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等
名称
可搬型モニタリ
ング・ポスト

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲

B.G.～109 nGy/h－ＮａＩ（Ｔｌ）
シンチレーション
半導体

個数10（予備 2）

表 4.1.1-2 可搬型モニタリング・ポストの仕様
項目
電源

内容
外部バッテリー（10 個）により 6 日間以上連続で稼働可能。6 日後からは，予備の外部バッテリー（4 個ずつ）と交換することにより継続して計測可能。

記録

測定値は 7 日間以上電子メモリに記録。

伝送

衛星系回線により，緊急時対策所にデータ伝送。

概略寸法

本体（測定部）：約 350（W）×約 240（D）×約 555（H） mm
バッテリー部 ：約 350（W）×約 240（D）×約 420（H） mm
本体（検出・測定部）：約 15 kg
バッテリー部（外部バッテリー4 個含む）
：約 17 kg
外部バッテリー（6 個）：約 10.5 kg
アンテナ部：約 5 kg

重量

設置台：約 5 kg
外線ケーブル：約 2 kg
合計：約 54.5 kg※訓練により運搬・設置作業ができることを確認している。設置に要する時間は，最大約 475 分（2 名でリヤカーを用いて 10 箇所設置）

28

図 4.1.1-1 可搬型モニタリング・ポストの配置位置

29

4.1.2 放射能放出率の算出
環境放射線モニタリング指針に基づき，重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストから得られた測定デー
タより，放射能放出率を算出する。
（1）放射能放出率の算出式について
放射能放出率の算出には以下の算出式を用いる。
（出典：「環境放射線モニタリング指針」（原子力安全委員会 平成 22 年 4 月））
a.

放射性希ガス放出率（Ｑ）の算出
Ｑ

4

Ｄ

Ｕ /Ｄ О /Ｅ（GBq/h）

Ｑ：実際の条件下での放射性希ガス放出率（GBq/h）
Ｄ：風下の地表面モニタリング地点で実測された空気カーマ率＊1（μGy/h）ＤО：風下の空気カーマ率図のうち，放出高さ及び大気安定度が該当する図から読み取
った地表地点における空気カーマ率＊2（μGy/h）（放出率：1 GBq/h，風速：1 m/s，実効エネルギ：1 Mev/dis）
Ｕ：平均風速（m/s）
Ｅ：原子炉停止からの経過時間によるガンマ線実効エネルギ（MeV/dis）b. 放射性よう素放出率（Ｑ）の算出
Ｑ

4

χ

Ｕ/χО

（GBq/h）

Ｑ：実際の条件下での放射性よう素放出率（GBq/h）χ ：風下の地表面モニタリング地点で実測された大気中の放射性よう素濃度＊1（Bq/cm3）χО：地表高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における大気中放射性よう素濃度＊2（Bq/cm3）（at 放出率：1 GBq/h，風速：1 m/s）
Ｕ：平均風速（m/s）
注記 ＊1：モニタリングで得られたデータを使用＊2：排気筒から放出される放性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Codeを使用

30

2004-010）

（2）放射能放出率の計算例
放射能放出率の計算例として，地上高さから放出された放射性希ガスによる放射能放出率の計算例を以下に示す。
（風速は「1.0 m/s」
，大気安定度は「D 型」とする。
）
放射性希ガス放出率＝4×Ｄ×Ｕ/ＤО/Ｅ＝4×5×104×1.0/2.0×10-2/0.5＝1.6×106（GBq/h）＝1.6×1015（Bq/h）
4 ：安全係数
Ｄ ：地表モニタリング地点（風下方向）にて実測された空気カーマ率＊1⇒50 mGy/h（5.0×104 Gy/h） （1Sv＝1Gy とした。
）
Ｕ ：放出地上高さにおける平均風速⇒1.0 m/s
ＤО：放出高さ 0 m 及び大気安定度 Ｄに該当する図から読み取った地表地点における空気カーマ率（距離 200 m）⇒2.0×10-2 μGy/h
Ｅ ：原子炉停止からの経過時間によるガンマ線実効エネルギ⇒0.5 MeV/dis
注記 ＊1：放射性よう素の場合は，可搬型ダスト・よう素サンプラにより採取，測定したデータから算出する。

ＤОは左記グラフより求める。
・可搬型モニタリング・ポスト設置場所（原子炉建屋原子炉棟から約 200～800 m）
グラフでは各大気安定度（Ａ～Ｆ）における分布図を示している。なお，大気安定度は風速並
びに日射量及び放射収支量を基に決定される
大気の振る舞いを示すものである。
Ｆ
Ａ Ｂ Ｃ

Ｄ

Ｅ

出典：「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）
」（日本原子力研究所

2004 年 6 月

JAERI-Data/Code 2004-010）

図 4.1.2-1 各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カーマ率分布図(1)31

（3）排気筒高さから放出された場合の測定について
可搬型モニタリング・ポストは，地上位置に設置するため，プルームが高い位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて空間線量率は低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に設置する可搬型モニタリング・ポストで十分に計測が可能である。図 4.1.2-2 に各大気安
定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カーマ率分布図を示す。

・排気筒高さ 地上高 140 m
・標高 8 m・可搬型モニタリング・ポスト設置場所（原子炉建屋原子炉棟から約 200～800 m）
出典：「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分
布図（Ⅲ）
」（日本原子力研究所 2004 年 6 月

JAERI-Data/Code 2004-010）

図 4.1.2-2 各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カーマ率分布図(2)324.1.3 可搬型モニタリング・ポストの計測範囲(1) 重大事故時における線量当量率測定に必要な最大測定レンジ
重大事故時等において，放出放射能を推定するために周辺監視区域内で線量当量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の実績を踏まえて 150 mSv/h 程度（炉心から最も近い場所に設置する可搬型モニタリング・ポストの距離約 200 m の場合）が必要と考えられる。
このため，1000 mSv/h の測定レンジがあれば十分測定可能である。
なお，測定レンジを超えたとしても，近隣のモニタリング設備の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラウンドが高くなる場合は，設置場所を変更する等の対応を実施する。
(2) 最大レンジの考え方
福島第一原子力発電所周辺の最大線量当量率は，原子炉建屋から約 900 m の距離にある正門付近で約 11 mSv/h（2011 年 3 月 15 日 9:00）であった。これを基に炉心から約 200 m
における値を計算すると線量当量率は約 13～150 mSv/h となる。炉心からの距離と線量当量率の関係を表 4.1.3-1 に示す。
表 4.1.3-1 炉心からの距離と線量当量率の関係
炉心からの距離

線量当量率

原子炉建屋原子炉棟から最も近い可搬型モニタリング・ポスト設置場所

約 13～150

約 200 mmSv／h ＊

福島第一原子力発電所の正門付近

約 11

約 900 mmSv／h

注記 ＊：風速 1 m/s，放出高さ 30 m，大気安定度Ａ～Ｆ「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率
分布図（Ⅲ）」（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code
いて算出

33

2004-010）を用

4.2 可搬型放射能測定装置等
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（周辺海域を含む。
）において，可搬型放
射能測定装置等により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために，以下の可搬型放射能測定装置等を使用する。
可搬型放射能測定装置等の計測範囲等を表 4.2-1 に示し，小型船舶の仕様等を表 4.2-2 に示す。また，可搬型放射能測定装置等の写真を図 4.2-1，可搬型放射能測定装置等の使用場所及び保管場所を図 4.2-2 に示し，小型船舶の保管場所及び移動ルートを図 4.2-3 に示す。
表 4.2-1 可搬型放射能測定装置等の計測範囲等
名称

検出器の種類

計測範囲

記録

数量

電離箱サーベイ・メータ

電離箱0.001～1000

サンプリング

1

mSv/h

記録

（予備 1）－－－ＮａＩシンチレーション

ＮａＩ（Ｔｌ）

B.G.～30

サンプリング2

サーベイ・メータ

シンチレーション

μGy/h

記録

（予備 1）

B.G.～99.9

サンプリング

2

kmin

記録

（予備 1）

B.G.～99.9

サンプリング2

記録（予備 1）

可搬型ダスト・よう素
サンプラ

β線サーベイ・メータ

ＧＭ管

ＺｎＳシンチレーション

ＺｎＳ（Ａｇ）

サーベイ・メータ-1-1

シンチレーションkmin

2（予備 1）

表 4.2-2 小型船舶の仕様等
項目
数量
最大積載重量
動力源

モニタリング時に持ち込む
重大事故等対処設備等
保管場所
移動方法

内容
1 艇（予備 1 艇）
350 kg 以上
外部バッテリー：2 セット(予備 1 セット)使用可能時間：1 セットあたり約 1 時間
航続距離：1 セットあたり約 15 km
電離箱サーベイ・メータ：1 台
可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台
採取用資機材：1 式
可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側，南側）
保管場所から船舶運搬車両を用いて岸壁まで運搬する。

34

電離箱サーベイ・メータ

β線サーベイ・メータ

可搬型ダスト・よう素

ＮａＩシンチレーション

サンプラ

サーベイ・メータ

ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ

図 4.2-1 可搬型放射能測定装置等の写真

図 4.2-2 可搬型放射能測定装置等の使用場所及び保管場所

35

図 4.2-3 小型船舶の保管場所及び移動ルート

36

5.

計測結果の記録の保存

5.1 設計基準対象施設「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第 34 条第 4 項に係る計測
結果は，確実に記録計にて継続的に記録し，記録紙は取り替えて保存できる設計とし，一次冷却材の放射性物質の濃度及び周辺監視区域に隣接する地域における放射性物質の濃度の継続的な試料の分析は，従事者が測定結果を記録し保存する。
記録を保存する計測項目と計測装置等を表 5.1-1 に示す。
5.2 重大事故等対処設備
重大事故等における各計測装置の計測結果は，計測装置に応じた記録方法により記録し，保存できる設計とする。
緊急時対策所エリアモニタの計測結果は，記録装置にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），フィルタ
装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），耐圧強化ベント系放射線モニタ，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ），使用済燃料プールエ
リア放射線モニタ（高レンジ）の計測結果は，緊急時対策支援システム伝送装置に電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。また，プラント状態の推移を把握するためにデータ収集周期は 1 分，記録の保存容量は計測結果を取り出すことで継続的にデータを記録できるよう，14 日以上保存できる設計とする。
可搬型モニタリング・ポストによる計測結果は，プラント状態を適切に把握するためにデー
タ収集周期を 1 分とする。記録の保存容量は外部支援を受けるまでの期間，記録できるように
7 日間以上電磁的に記録し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。また，計測結果は伝送装置（衛星系回線）により，緊急時対策所へ伝送でき，緊急時対策所にて電磁的に記録し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。
β線サーベイ・メータ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーショ
ンサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータによる計測結果は，従事者が記録し，保存できる設計とする。

37

表 5.1-1 記録を保存する計測項目と計測装置等（1/2）
計測項目
一次冷却材の放射性物質の濃度計測装置等
γ線測定装置
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

原子炉格納容器内の放射性物質の濃度および格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

線量当量率

漏えい検出系核分裂生成物モニタ粒子放射線モ
ニタ

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気ター
ビン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性物

排ガス放射線モニタ

質の濃度
主排気筒放射線モニタ
排気筒の出口又はこれに近接する箇所におけ

非常用ガス処理系排気筒放射線モニタ

る排気中の放射性物質の濃度

廃棄物処理建屋排気筒放射線モニタ
γ線測定装置排水口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度

γ線測定装置

放射性物質により汚染するおそれがある管理
区域（管理区域のうち，その場所における外部
放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する線量を超えるおそれが該当なし

ある場所を除いた場所をいう。
）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度
管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場

原子炉建屋エリアモニタ（燃料取替フロア燃料
プール）

所をいう。
）の線量当量率38

表 5.1-1 記録を保存する計測項目と計測装置等（2/2）
計測項目

計測装置等

周辺監視区域に隣接する地域における空間線

モニタリング・ポスト

量率（東海，東海第二発電所共用）

周辺監視区域に隣接する地域における放射性γ線測定装置

物質の濃度

放射能観測車（東海，東海第二発電所共用）
気象観測設備 風向（EL.18 m，148 m）（東海，東海第二発電所共用）

敷地内における風向及び風速

気象観測設備 風速（EL.18 m，148 m）（東海，東海第二発電所共用）

39

補足-260-2【管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置
について】

目次
1.

出入管理設備1

1.1 中央制御室チェンジングエリア

1

1.2 緊急時対策所チェンジングエリア

23

2.

36

環境試料分析装置及び環境放射能測定装置

2.1 可搬型放射能測定装置等

36

2.2 環境放射能測定装置

38

1.

出入管理設備

1.1 中央制御室チェンジングエリア
1.

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 59 条第 1 項（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」
第 74 条第 1 項（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）に基づき，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，クリーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は表
1-1 のとおり。

1

表 1-1 チェンジングエリアの概要
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込み
設営場所を防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣
原子炉建屋付属棟 4 階
空調機械室等を行うための区画を設ける。
なお，チェンジングエリア設置場所近傍の空調機械
室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず，事故発生時でも外部の風雨の影響を防止できる構造とす
る。

設営形式

テントハウス（一部，通路区画化）

通路にテントハウスを設営し，テントハウス内は扉付シート壁等により区画化する。

手順着手の
判断基準

中央制御室の外側が放射性物質により汚染するよう
原子力災害対策特別措置法第10 条特定事象が発生し，災害対策本部長代理の指示があった場合。

なおそれが発生した場合，チェンジングエリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよう定期
放射線管理班的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

3. チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジング
エリアの設営場所及びアクセスルートは，図 1-1，図 1-2 のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルートは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内
外のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へアクセスする。原子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセスルートの設定図を図1-3 に示す。作業員が携行する資機材（携行型有線通話装置，電離箱サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバックパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

2

図 1-1 中央制御室チェンジングエリアの設営場所

3

（通行状態のイメージ）

図 1-2 中央制御室へのアクセスルートの概要図4

図 1-3 中央制御室へのアクセスルート設定図
4.

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）(1) 考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，図 1-4 の設営フローに従い，図1-5 のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮
及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班における重大事故等対応要員 4 名から 2 名以上の要員をチェンジングエリアの設営に割り当てて行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長代理の指示があった場合に実施する。

5

①

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

サーベイエリア・除染エリア・クリーンエリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装置・Ｇ
Ｍ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マ
ット等の設置

図 1-4 チェンジングエリアの設営フロー6

図 1-5 中央制御室チェンジングエリア

7(2) チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，表 1-2 のとおりとする。チェンジングエリア用資機
材は，チェンジングエリア付近に保管する。
表1-2 チェンジングエリア用資機材
名称数量

テントハウス

7張エリアの設営に必要な数量

バリア

6個

各エリア間の 4 個×1.5 倍＝6 個

簡易シャワー

1式

エリアの設営に必要な数量

簡易水槽

1個

エリアの設営に必要な数量

バケツ

1個

エリアの設営に必要な数量

水タンク

1式

エリアの設営に必要な数量

可搬型空気浄化装置

2台

1 台×1.5 倍＝1.5→2 台

はさみ，カッター

各3本

設置作業用，脱衣用，除染用の 3 本

筆記用具

2式

サーベイエリア用，除染エリア用の 2 式

根拠44.0 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90

養生シート

2巻

粘着マット

2枚

1 枚（設置箇所数）×1.5 倍＝1.5→2 枚

脱衣収納袋

8個

8 個（設置箇所数 修繕しながら使用）

難燃袋

84 枚

8 枚/日×7 日×1.5 倍＝84 枚

m2/巻×1.5 倍＝1.5→2 巻

58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ
難燃テープ

12 巻

対応）×2（補修張替え等）÷30 m/巻×1.5 倍＝11.7→12
巻
11 名（中央制御室要員数）×7 日×2 交替×8 枚（マスクリーンウェス

5缶

ク，長靴，両手，身体の拭き取りに各 2 枚）÷300 枚/缶＝4.1→5 缶

吸水シート

93 枚

11 名（要員数）×7 日×4 (1 回除染する際の排水量)÷5(シート 1 枚の吸水量)×1.5 倍＝92.4→93 枚

8

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）(1) 出入管理
チェンジングエリアは，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央
制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは図 1-5 のとおりであり，チェンジングエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。
④クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア。
(2) 脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラック，靴下（外側）を脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。
(3) 汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリアを通過して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図9

示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。
(4) 除染サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場合は，サーベイエ
リアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，図 1-6 のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。（マスク及び帽子は除く）
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。
除染エリア
サーベイエリアにて，
汚染確認

【除染①】
クリーンウエスに
よる
拭き取り

汚染拡大
防止処置

【除染②】
簡易シャワーによる洗浄

クリーン
ウエス
吸水シート
移動

除染不可

難燃袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

簡易水槽

移動後，再度除染ができる施設へ

汚染箇所

図 1-6 除染及び汚染水処理イメージ図(5) 着衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，マスク，ゴム手
袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリア出口で靴を着用し，靴脱ぎ場でヘルメットを着用する。

10

・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。
(6) 廃棄物管理
中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。
(7) チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回/日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や拡大がない
ことを確認する。

11

6.

チェンジングエリアの汚染拡大防止について(1) 汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シート壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。
(2) チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，クリーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハウスの外観は図 1-7 のとおりであり，仕様は表 1-3 のとおりである。また，図 1-8 はテントハウスの設置状況であり，図中①～⑦の各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は図 1-9 のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により 2重に区画した上で 2 重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエ
リア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
更にチェンジングエリア内には，靴等に付着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

12

図 1-7 テントハウスの外観イメージ）
表 1-3 テントハウスの仕様
サイズ

幅 1.0～2.8 m×奥行 0.9 ～3.6 m×高さ 2.3 m 程度

本体重量

40 ㎏＊1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度＊1

送風時間（専用ブロワ）＊2

約 2 分＊1構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て

注記 ＊1：幅 2 m×奥行 2 m×高さ 2.4 m のテントハウスでの数値＊2：手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

13

図 1-8 テントハウスの設置状況（イメージ）14

① 接続前

② ファスナーによる接続③ マジックテープによる接続④ 難燃テープによるシール

図 1-9 各テントハウス間の接続（イメージ）(3) 可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型空気浄化装置の仕様等を図 1-10 に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装
置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線
量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェンジングエリアから遠ざけて保管する。

15

○外形寸法：縦約 420×横約 400×高約 1200 ㎜○風量：9 m3/min（540 m3/h）○重量：約 50 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99 ％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97 ％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。
図 1-10 可搬型空気浄化装置の仕様等(4) チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，図 1-11 のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
図 1-11，図 1-12 のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを確保する。

16

図 1-11 中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ17図 1-12 中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画

18

(5) チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，チェンジングエリア内は一方通行とし，扉付きシート壁により入域ルート側の汚染が退域エリアに伝播することを防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。
7.

汚染の管理基準
表 1-4 のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，表 1-4 の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウ
ンドと識別できる値を設定する。
表 1-4 汚染の管理基準
状況

汚染の屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度
1,300 cpm

（アルファ線を放出しない放射性同2（4 Bq/㎝ 相当）

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時位元素の表面汚染密度限度：40 Bq/㎝ 2 の 1/10）

原子力災害時

状

根拠等

管理基準

13,000 cpm

原子力災害対策指針における（40 Bq/㎝ 2 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

40,000 cpm

原子力災害対策指針における（120 Bq/㎝ 2 相当）

ＯＩＬ4 に準拠

19

8.

可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）

は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を表 1-5 に示す。
表 1-5 チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

3台
（予備 1 台）（AC）100 V－240 V
点灯時間
片面：20～24 時間
両面：10～12 時間

可搬型照明（ＳＡ）

チェンジングエリア内は，図 1-13 に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルク
ス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。

図 1-13 チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況

20

9.

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了し中央制御室に入りきるまで約 22 分と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でも，チェンジン
グエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染持ち込みを防止するため，原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場
所にチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアは運転員等が放射性物質で汚染された中央制御室外で作業を行った後，中央制御室に入室する際にチェンジングエリアを使用する。
チェンジングエリアの設営着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象＊が発生
し，災害対策本部長代理の指示があった場合に実施し，放射線管理班員が設営（設営時間は，
初期運用開始に必要なサーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアについて約 60 分，
さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分）を行い，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等の指導は放射線管理班員が継続して行う。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図る。
チェンジングエリアはテントハウスで構成され，各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付きシート壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。チェンジ
ングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空気浄化装置を設置する。
注記 ＊：「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第 7 条第 1 号表イのすべての項目」

21

10. 中央制御室内に配備する資器材の数量について
中央制御室に配備する放射線防護資機材の内訳を表 1-6 及び表 1-7 に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。
表1-6 放射線防護具類
品名

予定保管数

根拠

タイベック

17着

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 着

靴下

34足

帽子

17個

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 個

綿手袋

17双

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 双

ゴム手袋

34双

全面マスク

17個

チャコールフィルタ

34個

アノラック

17着

長靴

9足

胴長靴

9足

自給式呼吸用保護具

9式

バックパック

17個

11 名（中央制御室要員数）×2 倍（2 足を 1 セットで使用）×1.5 倍=33 足→34 足

11 名（中央制御室要員数）×2 倍（2 双を 1 セットで使用）×1.5 倍=33 双→34 双
11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 個
11 名（中央制御室要員数）×2 倍（2 個を 1 セットで使用）×1.5 倍=33 個→34 個
11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 着
6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故対応要員 3
名：屋内現場対応）×1.5 倍=9 足
6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故対応要員 3
名：屋内現場対応）×1.5 倍=9 足
6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故対応要員 3
名：屋内現場対応）×1.5 倍=9 式
11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍=16.5→17 個
表1-7 放射線計測器

名称数量

ＧＭ汚染サーベイメータ

2台（予備1台）

根拠
身体の汚染検査用に 2 台＋1 台（予備）＝3 台

22

1.2 緊急時対策所チェンジングエリア
1.

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈第 76 条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，緊急時対策
所建屋入口に設置する。概要は表 1-8 のとおり。
表 1-8 チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染し緊急時対策所建屋

たような状況下において，緊急時対策所への汚染の1 階入口

持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業
服の着替え等を行うための区画を設ける。

設営
形式

シ－ト区画化
（緊急時対策所建屋）

通常時より壁，床等について，あらかじめシ－ト及びテ－プにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染す
原子力災害対策特別措置法第10 条特定事象が発生し，災害対策本部長代理の指示があった場合るおそれが発生した場合，チェンジングエリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよう定期
放射線管理班的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

23

3.

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋入口に設置する。チェンジングエリアの設営場

所及び屋内のアクセスルートは，図 1-14 のとおり。

図 1-14 緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

24

4.

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）(1) 考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，図 1-15 の設営フロ－に従い，
図 1-16 のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分（資機材の準備・移動に約 4 分，床・壁面養生確認及び資機材の設置に約 16 分）を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班における重大事故等対応要員 4 名から 2 名以上の要員をチェンジングエリアの設営に割り当てて行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設
置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装置・Ｇ
Ｍ汚染サーベイメータの配備

図 1-15 チェンジングエリア設営フロー25

図 1-16 緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト26

(2) チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，以下のとおりとする。
表1-9 緊急時対策所建屋チェンジングエリア用資機材
数量
根拠
バリア
8個
各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個
簡易シャワー
1式
エリアの設営に必要な数量
簡易水槽
1個
エリアの設営に必要な数量
バケツ
1個
エリアの設営に必要な数量
水タンク
1式
エリアの設営に必要な数量
可搬型空気浄化装置
3台
2台×1.5倍＝3台
はさみ，カッター
各3本
設置作業用，脱衣用，除染用の3本
筆記用具
2式
サーベイエリア用，除染エリア用の2式
105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷
養生シート
4巻
90 m2/巻×1.5倍≒4巻
粘着マット
3枚2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚
脱衣収納袋
9個
9個(設置箇所数 修繕しながら使用)
難燃袋
525枚
50枚/日×7日×1.5倍＝525枚
57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接
難燃テープ
12巻
ぎ対応）×2（補修張替え等）÷30 m/巻×1.5倍＝11.5→12巻
111名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身クリーンウェス
32缶
体の拭き取りに各2枚）÷300（枚/缶）×1.5倍＝31.08→32缶
111名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷
吸水シート
933枚
5 (シート1枚の吸水量)×1.5倍＝932.4→933枚
名称

27

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理，

加圧運転中の緊急時対策所への入室）(1) 出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚染したような状
況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策所建屋外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，緊急時対策所建屋外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは図 1-16 のとおりであり，チェンジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア(2) 脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイ
ベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。
(3) 汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。
(4) 除染サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリ
アで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取

28

りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，図 1-17 のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。（簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）
除染エリア
サーベイエリアにて，
汚染確認

【除染①】
クリーンウエスに
よる
拭き取り

汚染拡大
防止処置

【除染②】
簡易シャワーによる洗浄

クリーン
ウエス
吸水シート
移動

除染不可

難燃袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

簡易水槽

移動後，再度除染ができる施設へ

汚染箇所

図 1-17 除染及び汚染水処理イメージ図(5) 着衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，マスク，ゴム
手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。
(6) 廃棄物管理
緊急時対策所建屋外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止
を図る。

29

(7) チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回/日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。
(8) プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード），プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）中の緊急時対策所への入室
放射線管理班員は，緊急時対策所が空気加圧されている換気系運転状態（災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード）での緊急時対策所への万一の入室に備え，脱衣，汚染検査，除染を行うための資機材を緊急時対策所に緊急時対策所を加圧する際に持参し，外部からの入室時はエアロック内にて，脱衣，汚染検査，除染を実施する。また，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定の結果，エアロック内に汚染が確認された場合は除染を実施する。

30

6.

チェンジングエリアの汚染拡大防止について(1) 汚染拡大防止の考え方
緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査を行うためのサーベ
イエリア，脱衣を行うための脱衣エリア及び身体に付着した放射性物質の除染を行うための除染エリアを設けるとともに，緊急時対策所非常用換気設備により，緊急時対策所の空気を浄化し，緊急時対策所の放射性物質を低減する設計とする。
(2) 可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を設置する。
可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリア及び靴・ヘルメット
置場の空気を浄化するよう配置し，汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装
置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリア及び靴・ヘルメット置場を換気できる風量とし，仕様等を図 1-18 に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，
チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線
量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保管する。
○外形寸法：縦約 420×横約 400×高約 1200 ㎜○風量：9 m3/min（540 m3/h）○重量：約 50 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99 ％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97 ％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。
図 1-18 可搬型空気浄化装置の仕様等(3) チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点か

31

ら養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
更にチェンジングエリア内には，靴等に付着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。
(4) チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所建屋内の1 階に専用で設置し，図 1-19 のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エリアの空気を吸い込
み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに図 1-19 のように空気の流れをつくり，脱衣による汚染拡大を防止する。

図 1-19 緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ32

(5) チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがな
いようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。ただし，緊急時対策
所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベイエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室した要員は，防護具を着用しているため，チェンジ
ングエリアに入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはな
い。

7.

汚染の管理基準
表 1-10 のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，表 1-10 の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。
表 1-10 汚染の管理基準
状況

汚染の屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度
1,300 cpm

（アルファ線を放出しない放射性同位2（4 Bq/㎝ 相当）

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時元素の表面汚染密度限度：40 Bq/㎝ ２の 1/10）

原子力災害時

状

根拠等

管理基準

13,000 cpm

原子力災害対策指針における（40 Bq/㎝２相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

40,000 cpm

原子力災害対策指針における（120 Bq/㎝ 2 相当）

ＯＩＬ4 に準拠

33

8.

チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，
サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェンジングエリアを退域するまで約 42 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分
（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。

34

9.

緊急時対策所建屋に配備する資器材の数量について
緊急時対策所建屋に配備する放射線防護資機材の内訳を表 1-11 及び表 1-12 に示す。なお，

放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。
表1-11 放射線防護具類
品名

予定保管数

タイベック

1,166着靴下

2,332足帽子

1,166個綿手袋

1,166双ゴム手袋

2,332双

全面マスク

333個

チャコールフィルタ

2,332個

アノラック

462着

根拠
111 名（要員数）×7 日×1.5 倍＝1,165.5→
1,166 着111 名（要員数）×7 日×2 倍（2 足を 1 セットで使用）×1.5 倍＝2,331→2,332 足
111 名（要員数）×7 日×1.5 倍＝1,165.5→
1,166 個111 名（要員数）×7 日×1.5 倍＝1,165.5→
1,166 双111 名（要員数）×7 日×2 倍（2 双を 1 セットで使用）×1.5 倍＝2,331→2,332 双
111 名（要員数）×2 日（3 日目以降は除染にて対応）×1.5 倍＝333 個
111 名（要員数）×7 日×2 倍(2 個を 1 セットで使用)×1.5 倍＝2,331→2,332 個
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7 日×1.5 倍＝462 着
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を

長靴

132足

除いた数）×2 倍（現場での交替を考慮）×1.5
倍（基本再使用，必要により除染）=132 足
4 名（重大事故等対応要員 4 名：放水砲対応）×

胴長靴

12足

2 倍（現場での交替を考慮）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）=12 足
10 名（重大事故等対応要員 10 名：放水砲，アク

遮蔽ベスト

15着

セスルート確保，電源確保，水源確保対応）×
1.5 倍（基本再使用，必要により除染）=15 着

バックパック

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を66個除いた数）×1.5倍＝66個
表1-12 放射線計測器

名称
ＧＭ汚染サーベイメータ

根拠

数量
3台
（予備 2 台）身体の汚染検査用に 3 台＋2 台（予備）＝5 台

35

2.

環境試料分析装置及び環境放射能測定装置

2.1 可搬型放射能測定装置等
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型放
射能測定装置等により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
可搬型放射能測定装置の計測範囲等を表 2-1 に示し，小型船舶の仕様等を表 2-2 に示す。また，可搬型放射能測定装置の写真を図 2-1 に示し，小型船舶の保管場所及び移動ルートを図
2-2 に示す。
表 2-1 可搬型放射能測定装置の計測範囲等
名称

検出器の種類

計測範囲

記録

－

－

－

ＮａＩシンチレーション

ＮａＩ（Ｔｌ）

B.G.～30

サンプリング2台

サーベイ・メータ

シンチレーション

μGy/h

記録

（予備 1 台）B.G.～99.9

サンプリング

2台

kmin

記録

（予備 1 台）

可搬型ダスト・よう素
サンプラ

数量
2台
（予備 1 台）β線サーベイ・メータ

ＧＭ管

ＺｎＳシンチレーション

ＺｎＳ（Ａｇ）

B.G.～99.9

サンプリング2台

サーベイ・メータ

シンチレーション

kmin-1

記録（予備 1 台）-1

表 2-2 小型船舶の仕様等
項目

内容

数量
最大積載重量1 艇（予備 1 艇）
350 kg 以上
外部バッテリー 2 セット(予備 1 セット)使用可能時間：1 セットあたり約 1 時間
航続距離：1 セットあたり約 15 km
電離箱サーベイ・メータ：1 台
可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台
採取用資機材：1 式
可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側，西側）
小型船舶を保管している可搬型設備保管建屋から船舶運搬
車両を用いて岸壁まで運搬する。

動力源

モニタリング時に持ち込む
重大事故等対処設備等
保管場所
移動方法

36

可搬型ダスト・よう素

ＮａＩシンチレーション

サンプラ

サーベイ・メータ

β線サーベイ・メータ

ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ

図 2-1 可搬型放射能測定装置の写真

図 2-2 小型船舶の保管場所及び移動ルート

37

2.2 環境放射能測定装置
海水，排水に含まれる放射性物質濃度測定の前処理を行うための環境試料分析装置の種類及び使用目的は表 2-3「環境試料分析装置の種類及び使用目的」に示す。
表 2-3 環境試料分析装置の種類及び使用目的種類
赤外線ランプ

使用目的
海水，排水の蒸発乾固38補足-260-3【中央制御室の居住性に関する説明書に係る補足説
明資料】

目次
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

2.

事象選定の考え方について

3.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における原子炉格納容器漏えい率について

4.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における再循環運転の考慮について

5.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における燃料棒からの追加放出量について

6.

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

7.

線量評価に用いる大気拡散の評価について

8.

空気流入率測定試験結果について

9.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について

10. 内規との適合性について
11. 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件
12.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における大気中への放出放射能量の推移について

13.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器漏
えい率について14.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内での除去効果について

15. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について
16. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるサプレッション・
プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）について
17. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について
18.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるよう素の化学形態の設定について

19.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるＮＵＲＥＧ-1465
を用いた評価とＭＡＡＰ解析での評価の比較について20.

重大事故時の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評価について

21. 中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタ保持容量及び吸着容量について
22. 中央制御室換気系フィルタ内放射性物質からの被ばくについて
23. 全面マスクによる防護係数について
24. 運転員の勤務体系について
25. グランドシャイン評価モデルについて
26. エアロゾルの乾性沈着速度について
27. 地表面への沈着速度の設定について1

28. 有機よう素の乾性沈着速度について
29. 実効放出継続時間の設定について
30. 待避時間の設定根拠について
31. 遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱いと影響評価
32. 中央制御室に保管する飲食料等について
33. 重大事故等時の一次遮蔽の熱除去の評価について
34. 審査ガイドへの適合状況

2

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
中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，以下の第 1-1 表～第 1-12 表に示す。
第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

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

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

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

第 1-10 表 中央制御室換気設備条件
第 1-11 表 運転員交替考慮条件
第 1-12 表 線量換算係数及び呼吸率の条件

1-1

第 1-1 表
項

目

評価事象

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/3)

評価条件
原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

炉心熱出力
原子炉運転時間

定格出力の約 105％

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

2,000 日5 サイクル運転を考慮し 同上

で十分長時間運転していたとする。

た最大運転期間を設定
サイクル数（バ 5

運転サイクルを想定

同上

ッチ数）
1-2

原子炉格納容器 希ガス：100％

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

分裂生成物量よう素の形態

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

無機（元素状）よう素：90％ 同上

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう

有機よう素：10％

素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。

原子炉格納容器 50％が沈着

同上

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

沈着効果

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

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

評価条件

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

よう素が溶解する割合
原子炉格納容器 0.5％／day

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

器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動

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

時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余1-3

通 常 運 転 中 も 原 子 炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を維持しているため事故後瞬時に起動すると設定
非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：

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

4.8 回／day
非常用ガス処理系：
1 回／day

められた値とする。

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

評価条件

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

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

非常用ガス処理系（外部放出）：90％

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へ ECCS からの漏えいによ 4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原らの漏えい率導かれたサプレッション・ る放出量は，格納容器内 子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かチェンバのプール水の漏え 気 相 部 か ら の 漏 え い に れる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
いによる核分裂生成物の放 よ る 放 出 量 に 比 べ て 十 えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水
出量の評価は省略する。

分に小さく，有意な寄与 の漏えいがあると仮定する。
はないため

1-4

放出経路

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

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

第 1-2 表
項

目

評価事象

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)

評価条件
主蒸気管破断（仮想事故相当）

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
い。

炉心熱出力

定格出力の約 105％

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

分長時間運転していたとする。

原 子 炉 運 転 時 2,000 日

5 サイクル運転を考 同上間慮した最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5

運転サイクルを想定

同上

1-5

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

規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度

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

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

する。

とする。

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

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

よう素の 2 倍の放出量とする。

の放出量とする。
主 蒸 気 隔 離 弁 原子炉圧力の低下割合に比 同上

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射

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

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

断口から放出される。

た放射性物質の約 1％が破断口から放出する。

1-6

主 蒸 気 隔 離 弁 主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上

4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射

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

れらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出

止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

放出する。

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

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

る。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行す

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

度に減少するので，気相部

は，すべて瞬時に気相部に移行する。

へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等が気相部にキャリーオーバ
1-7ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
主 蒸 気 隔 離 弁 主蒸気隔離弁閉止前：放出 同上

4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉

閉 止 前 及 び 閉 された原子炉冷却材は，完

冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物

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

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

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

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

し，漏えい率は一定とする。
）
事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

1-8

第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）

約 2.8×1016

原子炉
冷却材喪失

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

閉止前

約 2.4×1014

約 6.1×1013（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）

隔離弁
閉止後

主蒸気管
破断

隔離弁
閉止前

よう素

約 1.2×1014

約 1.5×1012（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算）
）

隔離弁
閉止後

1-9

約 2.5×1012

第 1-4 表
項

目

評価条件

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

大気拡散条件(1/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

気象資料

東海第二発電所における 1 【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

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

1-10

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

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

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(2/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間

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

よう素

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

保守的に 24 時間とする。

ければならないが，事故期間中の放射性物

希ガス等：1 時間

質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量

よう素で除した値を用いることも一つの方法であ：20 時間る。
【原子炉冷却材喪失】

1-11

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

放出源高さ

排気筒：95m（有効高さ）

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

験結果から保守的に最小の有 屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建

地上：0m

効高さを設定。

屋内非常用ガス処理系で処理された後，排【主蒸気管破断】

気筒を経由して環境に放出されるとする。

地上放出と想定して設定。

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

第 1-4 表
項

目

評価条件

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

大気拡散条件(3/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

建屋の影響

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放【原子炉冷却材喪失】【原子炉冷却材喪失】

考慮しない。

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

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

行うため考慮しない。

による影響が顕著となると考えられる。そ【主蒸気管破断】のため，放出点と巻き込みを生じる建屋及地上放出を想定し，建屋の影響 び評価点との位置関係によっては，建屋の1-12を受ける大気拡散評価を行う 影響を考慮して大気拡散の計算をする必要ため，放出点から近距離の建屋 がある。
（原子炉建屋）による巻き込みを考慮する。

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(4/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。

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

建屋【主蒸気管破断】

響を受けない大気拡散評価を ことは適切である。

原子炉建屋行うため考慮しない。

表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする【主蒸気管破断】

代表建屋の選定例

放出源から最も近く，巻き込み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
1-13

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(5/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

れたとおり設定室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表

建屋入口【入退域時】

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

入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ1-14一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

第 1-4 表
項

目

着目方位

評価条件
【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位

大気拡散条件(6/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

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

まれる１方位のみを対象とするのではな
く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

建屋投影

3.0×103 m2

原子炉建屋の投影断面積

1-15

面積

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

形状係数

1／2

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

第 1-5 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価点
中央制御室
中心
建屋入口

第 1-6 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度

相対線量
3

χ／Ｑ（s／m ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.2×10-6

4.9×10-20

1.2×10-6

5.0×10-20

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

評価点

相対濃度

相対線量
3

χ／Ｑ（s／m ）中央制御室

8.3×10-4（希ガス）中心

4.9×10-4（よう素）

建屋入口

8.2×10-4（希ガス）-44.9×10 （よう素）

1-16

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）
2.9×10-18
2.9×10－18

第 1-7 表項

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

目

評価条件

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

分裂生成物

蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉同上

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器

線 源強度分布

建屋原子炉棟内に漏内に放出された放射性物質は，原子炉格納容源

えいした核分裂生成

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

び直接ガンマ線の線源とする。
1-17

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

同上

解説 3.2とする。

評価期間は，事故発生後 30 日間

第 1-7 表
項目

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

選定理由

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

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ

計

線による全身に対する線量は，施設の位置，

算建屋の配置，形状及び地形条件から計算す

モ

る。

デ
ル
条 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
件 デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に
1-18

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。

第 1-7 表項
許容差

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

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

評価で考慮するコン 建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
クリート遮蔽は，公称 5N・同解説（原子力発電所施値からマイナス側許 設における鉄筋コンクリート－

容差（-5mm）を引いた 工事，日本建築学会)に基づき
計
算
モ
デ

値を適用
３
コンクリート密 2.00g／cm

度

1-19

ル
条

設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定－件
直接線・スカイ 直接線評価：

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。

シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ

ードを使用している

コード

スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

第 1-8 表
項目

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

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び放出される核分 等されたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期
裂生成物の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。

線
1-20

源
条
件

タービン建屋内 主蒸気隔離弁からタ
線源強度分布同上

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からターービン建屋内に放出

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

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

事故の評価期間 30 日

同上

解説 3.2とする。

評価期間は，事故発生後 30 日間

第 1-8 表
項目

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

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

計 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組算 デル化
モ成から計算する。建屋等の構造壁又は天井にデ

対して，配置，形状及び組成を明らかにして，ル

遮へい効果を見込んでもよい。

条 許容差
件

評価で考慮するコン 建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
クリート遮蔽は，公称 5N・同解説（原子力発電所施値からマイナス側許 設における鉄筋コンクリート－

容差（-5mm）を引いた 工事，日本建築学会)に基づき
値を適用
1-21

3

コンクリート密 2.00g／cm
度設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定－

直接線・スカイ 直接線評価：

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。

シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ

ードを使用している

コード

スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

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

代表エネルギエネルギ範囲（MeV／dis）（MeV／dis）

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

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

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

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

1-22

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

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

素濃度を考慮し設定

a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取：27 時間入れること

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

設計値

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

1-23

設備処理空間容能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中積

央制御室内の放射能濃度を求める。

外部γ線による 2.8×103m3

同上

7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央全身に対する線

制御室と異なる階層部分のエンベロープについ

量評価時の自由て，階層間の天井等による遮へいがあるので，中体積

央制御室の容積から除外してもよい。
3

中央制御室換気 通常時：0m ／h

同上
3

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h

能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中量

央制御室内の放射能濃度を求める。

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

素フィルタによ97％以上）

る除去効率
事故時運転モー 15 分

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

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

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

1-24

空気流入率

1 回／h

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定（0.47 回／h）を基に余裕を は，見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 1-3 参照）

第 1-11 表
項

目

評価条件

中央制御室滞在期間 196 時間

運転員交替考慮条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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

入退域回数

32 回

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

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

1-25

第 1-12 表
項目

線量換算係数

評価条件

線量換算係数及び呼吸率の条件
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，
成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq
I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq
I-134：1.5×10-10 Sv／Bq
I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

呼吸率

1.2m3／h

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

1-26

に基づく）

H1

T
0

RH C 1 ( t )dt

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

2.

事象選定の考え方について

1.

設計基準事故時について
設計基準事故時の中央制御室の居住性に係る被ばく線量の評価対象については，「原子炉力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成 21・07・27 原院第 1 号 平
成 21 年 8 月 12 日）に従い，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，原子炉格納容器内放出として「原子炉冷却材喪失」を，原子炉格納容器外放出として「主蒸気管破断」を対象とする。

2.

炉心の著しい損傷が発生した場合について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく線量は，中央制御室内に取り込まれた放射性物質による被ばく及び地表面に沈着した放射性物質による被ばくが支配的であることから，
放射性物質の放出量が多くなる事象が被ばく評価の観点から厳しくなる。
さらに，格納容器圧力が高く維持される事象や炉心損傷時間が早い事象は中央制御室の被ばく評価の観点から厳しくなる。
炉心の著しい損傷が発生した場合における対応として，代替循環冷却系を使用できず，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（以下「格納容器ベント」という。
）を実施す
る場合は，
格納容器圧力の抑制のため格納容器ベント実施までは代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（以下「格納容器スプレイ」という。
）を実施する。格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果を高くする観点で，格納容器圧力を比較的高い領域で維持するため，代替
循環冷却系を使用する場合と比較して格納容器貫通部等からの漏えい率が大きくなり，大気への放射性物質の放出量が多くなる。さらに，格納容器ベントの実施に伴い放射性物質を大気へ放出するため，放出量が多くなる。
また，原子炉建屋ガス処理系の起動により，原子炉建屋から大気への放射性物質の放出率低減効果に期待できることから，事象進展が早く原子炉建屋ガス処理系の起動前の格納容器貫通部等からの漏えい量が多いほど，大気への放出量が多くなる。さらに，炉心損傷時間が早いほど，早期に格納容器内に放出される放射性物質は多くなるため，格納容器貫通部からの漏えい量も多くなる。
以上より，代替循環冷却系を使用せず格納容器ベントを実施する場合，かつ炉心損傷の時間が早く評価上想定している原子炉建屋ガス処理系の起動までの時間が長い場合には，放射性物質の放出量が多くなる。
第 2-1 表に炉心の著しい損傷が発生した場合に想定する事象の中央制御の居住性に係る室被ばく評価への影響を示す。第 2-1 表に示すとおり，格納容器破損防止対策の有効性評価で想定している炉心損傷を前提とした事象のうち，炉心損傷時間が早く，格納容器ベントを実施する「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」の代替循環冷却系を使用できない場合が最も放射性物質の放出量が多くなるため，この事象を中央制御室の居住性に係る被ばく評価で想定する事象として選定する。
2-1

第 2-1 表 炉心の著しい損傷が発生した場合に想定する事象の中央制御室の居住性に係る被ばく評価への影響
大破断 LOCA シナリオ※1

DCH
シナリオ※2
代替循環冷却系を使用する

事象

代替循環冷却系を使用する場合

代替循環冷却系を使用できない
場合

格納容器
ベント
（7 日間）

実施しない

実施する

実施しない

代替循環冷却系の使用により格
納容器圧力は低い状態で推移する。

格納容器圧力は高い状態で推移する。また，格納容器ベント実施に伴い放射性物
質を大気へ放出する。

代替循環冷却系の使用により格
納容器圧力は低い状態で推移す
る。

炉心損傷開
約4分
始時間（燃料
被覆管温度
1,000 K 到達 大破断 LOCA を想定しており，早期時間を想定） （非常用ガス処理系及び非常用ガス
再循環系の起動前）に炉心損傷に至る。

中央制御室被ばく
評価への影響格納容器圧力が高い状態で推移すると，原子炉格納容器からの漏えい率が大きくなり，放出量が多くなる。
格納容器ベントを実施すると，放射性物質が大気へ放出されるため，放出量が多くなる。

大気への放出率低
約 35 分
減効果に期待できる非常用ガス処理
静的負荷シナリ 系及び非常用ガス
オ よ り は 遅 い 再循環系の起動が，非常用ガス （事象発生 2 時間
処理系及び非常 後）までに，炉心用ガス再循環系 損傷時間が早いほの起動前に炉心 ど放出量が多くな損傷に至る。
る。
※1 格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」及び「水素燃焼」の評価事故シーケンスである大破断 LOCA 時に高圧注水及び低圧注水に失敗する事故
シーケンス※2 格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶
融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンスである過渡事象時に高圧注水及び低圧注水に失敗する事故シーケンス

2-2

3.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における原子炉格納容器漏えい率について
原子炉格納容器からの漏えい率は，旧原子力安全・保安院，平成 21・07・27 原院第 1 号「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 年 8 月 12 日）にて，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
値とするように記述されている。
東海第二発電所の評価においては，ライセンシングレポート[1]に基づき，「ＧＥの評価式」，「ＡＥ
Ｃの評価式」，「定常流の式」を考慮し，事故時の原子炉格納容器からの漏えいによる被ばく量を保守的に評価する観点から，設計漏えい率 0.5％／day 一定を設定している。
参考文献[1]沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について（HLR-021 訂 9）

3-1

4.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（原子炉冷却材喪失）における再循環運転の考慮について
再循環運転については，旧原子力安全・保安院，平成 21・07・27 原院第 1 号「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 年 8 月 12 日）にて，以下の通り記述されている。
・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。
東海第二発電所の評価においては，ＥＣＣＳからの漏えいによる放出量は，格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べて十分に小さく（0.3％未満※），有意な寄与はないため，ＥＣＣＳ
により格納容器外へ導かれたサプレッション・チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略している。
※「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について（HLR-021）」付録 6 に基づく評価値

4-1

添付
再循環系からの冷却材漏えい量
再循環系からの冷却材漏えいを考慮する場合，冷却材中に溶解したよう素が再循環系から原
子炉建屋内に漏えいし，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のよう素除去フィルタを経て排気筒より大気へ放出される。再循環系からの漏えいによる環境への放出放射能量は，各核種について以下のとおり評価する。
(1) 冷却材中の存在量
事故発生から t 秒後の冷却材中の核分裂生成物の存在量は，
QECCS(t)＝qc・exp{－(λR・t)}
ここで，
QECCS(t)：t 秒後の冷却材中の存在量[Bq]qc：事故直後の冷却材中の存在量[Bq]（炉内内蔵量の 50％）λR：崩壊定数[1／s]t：事故後の時間[s](2) 原子炉建屋内の存在量
再循環系から原子炉建屋内に漏えいが継続している場合の t 秒後における原子炉建屋内の核分裂生成物の存在量は，
QRB(t)＝FP・FI・qc・exp{－(λR・Ts)}・λLECCS／(λLSGTS＋λLFRVS・fFRVS)・[exp{－λR・(t-Ts)}－exp{－(λR＋λLSGTS＋λLFRVS・fFRVS)・(t-Ts)}]
ここで，
QRB(t)：t 秒後の原子炉建屋内の存在量[Bq]FP：再循環水中のよう素の気相中への移行率（5％）
FI：原子炉建屋内でのよう素沈着割合（50％）
Ts：再循環開始時間[s]（0 秒）
λLECCS：再循環系からの冷却材漏えい率[1/s]（約 6.727×10－10）λLSGTS：非常用ガス処理系換気率[1/s]（1 回／d＝約 1.157×10－5）
λLFRVS：非常用ガス再循環系換気率[1/s]（4.8 回／d＝約 5.556×10－5）
fFRVS：非常用ガス再循環系フィルタのよう素除去効率（0.8）(3) 大気への放出量
事故後に非常用ガス処理系により換気され，排気筒から大気に放出される核分裂生成物の放出量は，QTO(t)＝(1－fSGTS)・λLSGTS・QRB(t)dt

ここで，QTO(t)：大気への放出量[Bq]To：再循環系からの漏えい期間[s]4-2

fSGTS：非常用ガス処理系フィルタのよう素除去効率（0.90）
再循環系からの漏えいが無限時間継続するとした場合，QTO(t)＝(1－fSGTS)・λLSGTS・QRB(t)dt＝FP・FI・qc・exp{－(λR・Ts)}・(1－fSGTS)・
λLECCS・λLSGTS／{λR・(λR+λLSGTS＋λLFRVS・fFRVS)}
上記に基づき計算した結果，よう素放出量（Ｉ-131 等価量）は，原子炉冷却材漏えい事故時の原子炉格納容器からの漏えいによる放出量約 2.470×10１４Bq に対し，再循環系からの漏えいによる放出量は約 5.598×10 １１ Bq となり，再循環系からの漏えいによる放出量の寄与は約0.23%となる。

4-3

5.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）に係る被ばく評価（主蒸気管破断）における燃料棒からの追加放出量について
燃料棒からの追加放出量については，旧原子力安全・保安院，平成 21・07・27 原院第 1 号「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 年 8 月 12 日）にて，以下の通り記述されている。
・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。
東海第二発電所の評価においては，燃料棒からの追加放出量を以下の通り設定している。
・よう素①Ｉ-131：4.44×10１４ Bq※②その他の放射性物質：平衡組成として求める
・希ガス：よう素の 2 倍※

過去に実測されたＩ-131 追加放出量から，熱出力 1,000 MW 当たりの追加放出量の出現頻度を用いて算出している[1]。

・国内外における運転実績のうち，Ｉ-131 増加量が 1Ci 以下のものを除いたＩ-131 増加量データ
を熱出力 1,000 MW 当たりに換算
平均値： 218 Ci／1,000 MW

・97％信頼度を有するＩ-131 増加量（平均値±標準偏差の 2 倍）を算出
平均値＋標準偏差の 2 倍 ：3,600 Ci／1,000 MW・東海第二発電所の熱出力（設計基準事故解析条件：3,440 MW）で換算
3,600 Ci／1,000 MW×3,440 MW ＝ 約 12,000 Ci＝ 約 4.44×10１４ Bq
参考文献[1]沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について（HLR-021 訂 9）

5-1

6.

気象資料の代表性について(1) はじめに本評価に当たっては，東海第二発電所敷地内で2005年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本補足資料では，2005年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。
(2) 設置変更許可申請において2005年度の気象データを用いた理由
本評価に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。
その際，添付書類六に記載している1981年度の気象データの代表性について，申請準備時
点の最新気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，平
常時線量評価用の風洞実験結果（原子炉熱出力向上の検討の一環で準備）＊が整備されている2005年度の気象データについて，申請時点での最新気象データにて代表性を確認した
上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした（別添1参照）。
注記 ＊：線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象デー
タのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に2005年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011年3月以前，東海第二発電所において，次のように2005年度の気象データ
を用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の5 ％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等，別添2参照），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，中立の大気安定度の気流条
件での風洞実験を新たに規定した「（社）日本原子力学会標準 発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業建屋等の当初の風洞実験（1982年）以降に増設された建屋も反映し，2005年度の気象データを用いて風洞実験（別添3参照）を実施した。
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。この評価においては，1981年度と2005年度の気象データ
から吹上げ高さを加えて評価した放出源高さの差異が，人の居住を考慮した線量評価点のうち線量が最大となる評価点に向かう風向を含む主要風向において僅かであったため，従来の風洞実験(1982年)の結果による有効高さを用いることにした（別添4参照）。

6-1

(3)

2005年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された1年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(a)(b)について確認する。
(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度(b) 異常年検定(4) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年
度）と最新の気象（2015年度）との比較を行った。その結果，2005年度気象での相対濃度＊は2.01×10-6 s/m3，2015年度気象では2.04×10-6 s/m3である。2005年度に対し2015
年度の相対濃度は約1 ％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲30 ％以内）であり，2005年度の気象データに特異性はない。
注記 ＊：排気筒放出における各方位の1時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97 ％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較(b) 異常年検定
ⅰ. 検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第6－1表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

6-2

第6－1表 検定に用いた観測記録
統計年＊1

検定年

観測地点＊2① 2001年4月～2013年3月

・敷地内観測地点（申請時最新10年分の気象データ）

2005年度：（地上高10 m,81 m,140 m）
・敷地内観測地点

2005年4月～（地上高10 m,81 m,140 m）② 2004年4月～2016年3月

2006年3月＜参考＞（最新10年分の気象データ）

・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所

注記 ＊1：2006年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外＊2：敷地内観測地点地上81 mは東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
ⅱ. 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った（別添5参照）。
ⅲ. 検定結果（①～⑯ 棄却検定表参照）
検定結果は第6－2表のとおりであり，最新の気象データ（2004年4月～2016年3月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，有意な増加はない。
また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，2005年度の気象データは異常年とは判断されない。
第6－2表 検定結果
棄却数
敷地内観測地点
検定年

統計年＊1

参

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10 m

81 m＊2

140 m

気象台

①

1個

0個

3個

－

－

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005年度

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

6-3

(5) 異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度17項目，風速階級別出現頻度10項目についてそ
れぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005年度）を最新の気象データ（2004年4月～2016年3月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高140 mの観測地点で27項目中4個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥ
ＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ及びＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するため，棄却された各風向の相対濃度について，2005年度と2015年度を第6－3表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ及びＥＳＥについては2005年度に対し2015年度は0.5～0.9倍程度の相対濃度となり，2005年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては2005年度に対し2015年度は約1.1倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。
第6－3表 棄却された各風向の相対濃度の比較結果
風向相対濃度※（s/m3）

相対濃度＊（s/m3）（2005年度）：Ａ（2015年度）：Ｂ

1.456×10-6

1.258×10-6

0.864

-6

-6

0.510

ＥＮＥ

1.010×10比（Ｂ/Ａ）

Ｅ

1.982×10

ＥＳＥ

1.810×10-6

1.062×10-6

0.587

ＳＳＷ

1.265×10-6

1.421×10-6

1.123

注記 ＊：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の1時間毎の気象デー
タを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97％に当たる相対濃度を算出(6) 結 論2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価
した結果は以下のとおり。
(a) 想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年度）と最新の気象（2015年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30 ％以内）の範囲に収まり，2005年度の気象データに特異性はない。
(b)

2005年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001年4月～2013年3月）及び最新気象データ（2004年4月～2016年3月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少な
く，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象
官署の気象データにおいても，2005年度の気象データは棄却数が少なく，異常年とは判断されない。

6-4

(c) 異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

6-5

6-6

6-7

6-8

6-9

6-10

6-11

6-12

6-13

（参考）
「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説X.での記載

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

6-14

別添1
安全解析用気象データ及び風洞実験結果変更経緯について

新規制基準適合性審査変更申請

添付書類十LOCA 時注水機能喪失での格納容器圧力逃がし装置／
耐圧強化ベント系からの放出の実効線量評価が必要にな
った。

添付書類六
従来の安全解析用の気象データ(1981 年度 ) の代表性が示せないことが分かった。

原子 力学会風洞 実験
実施基準:2003 制定

新風洞実験結果
過去に原子炉熱出力向上の検討のために，2005 年度の気象データ(代表性確認済)を用いた平常時の風洞実験を実施していた。事故時の風洞実験も実施しており，最新データを申請に反映するため，これを利用することとした。

平常時，事故時の風洞実験結果があり，代表性が確認されている 2005 年度のデータを安全解析用の気象データとすることにした。

添付書類六・2005 年度の気象データ
に変更

本文九号
添付書類九
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果を用いた評価に変更

6-15

本文十号
添付書類十
(重大事故の評価も含む)
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果による相対濃度，相対線量を用いた評価に変更別添2
平常時の気体状よう素放出量について
平常時の気体状よう素放出量の主要な放出経路である換気系からの放射性よう素放出量は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づき，換気系の漏えい係
数に冷却材中の放射性よう素濃度を乗じて求めている。
一方，冷却材中の放射性よう素濃度は，次式により求めている。例えば，ここで主蒸気流量
ＦＳが増加した場合γが増加するため，放射性よう素濃度は減少する。

Ｉi:核種iの炉心燃料からの漏えい率（Bq/s)
ｆ :全希ガス漏えい率（1.11×10１０）
Ｙi:核種iの核分裂収率（％）
λi:核種iの崩壊定数（s－１）
Ａi:核種iの冷却材中濃度（Bq/g)
Ｍ :冷却材保有量（g）
β :原子炉冷却材浄化系のよう素除去率（s－１）

ＤＦ:原子炉冷却材浄化系の除染係数
ＦＣ:原子炉冷却材浄化系流量（g/s)γ :よう素の主蒸気への移行率（s－１）

ＣＦ:よう素の主蒸気中への移行割合
ＦＳ:主蒸気流量（g/s)
前述の換気系の漏えい係数は変わらないため，放射性よう素濃度の減少に伴い気体状よう素放出量は減少する。

6-16

別添3
東海第二発電所風洞実験結果の概要について
風洞実験結果は，参考文献「東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書」（平成25年12月，三菱重工業株式会社）で公開している。風洞実験結果の概要を以下に示す。
なお，風洞実験は「（社）日本原子力学会標準 発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準」（2003年6月，社団法人 日本原子力学会）に基づき実施している。
その後，風洞実験実施基準:2003は改訂され風洞実験実施基準:2009が発刊されているが，実験の要求事項は変更されておらず，複雑地形の発電所で風洞実験で求めた有効高さを用いて大気拡散評価を行う際の留意点，野外拡散実験結果と野外拡散条件を模擬した風洞実験結果を用
いて平地用の基本拡散式（ガウスプルーム拡散式）で評価した結果の比較等の参考事項が追加されたもので，2005年に実施した風洞実験結果は風洞実験実施基準:2009も満足している。
1.

実験手順

(1) 大気安定度で中立（Ｃ～Ｄ）注）に相当する条件になるように風洞実験装置(第1図参照)
内の気流（風速分布，乱流強度分布）を調整する（第2図参照）。
(2) 排気筒有効高さを決定するスケールを作成するため，風洞実験装置内に縮尺模型を入れないで高度を変えて模型排気筒からトレーサガス（ＣＨ４）を放出し，地表濃度を測定す
る平地実験を実施する（第3図参照）。
(3) 風洞実験装置内に縮尺模型（1／2000，風下10km）を入れ，所定の高度の模型排気筒からトレーサガスを放出し，地表濃度を測定する模型実験を行い平地実験結果と照合し，排気筒源有効高さを求める（第4図参照）。これにより，建屋，地形の大気拡散に及ぼす影響を把握する。

第1図 風洞実験装置
注）風洞実験の気流条件を大気安定度で中立相当にする効果について
風洞実験装置内の気流は，風洞測定部入口付近に設置した表面粗度模型で調整している。
初期の風洞実験では，アングル鋼等を用いて気流の乱れを与えており，中立よりも安定側の気流状態になっていたが，風洞実験の知見が蓄積されるに従い専用の表面粗度模型（スパイ

6-17

ア）が製作，採用されるようになり，風洞実験実施基準を制定した時期には中立相当の気流状態に調整できるようになった。
このため，放出源高さが同じ事故時の排気筒有効高さを比較すると，1987年の風洞実験の80～110 mに対し，今回は95～115 mと高く評価されている。今回の風洞実験では中立の大気安定度（Ｃ～Ｄ）を再現したしたため，建屋模型がない平地の気流の乱れが大きくなり，建屋模型の追加により生じる気流の乱れの影響が相対的に小さく，見掛け上の放出源高さの減少が小さくなったためと推定される。前回は，Ｄ～Ｅの大気安定度に相当する気流の乱れであり，建屋模型の追加で生じる気流の乱れが大きく作用して，見掛け上の放出源高さの減少が大きくなったと考えられる。
一方，平常時の排気筒有効高さを比較すると，1987年の風洞実験の120～180 mに対し，今回は150～220 mと高く評価されている。これは，上記の気流の調整方法の違いよる影響に加え，気象データの変更及び吹出し速度の増加（14 m/sから16 m/sに増加）により模型実験時の放出源高さが大きくなった影響によると推定される。
第5図及び第6図に1987年の平地実験の結果，模型実験結果の一例を示す。

6-18

2.

放出源高さ
放出源高さは，事故時は通常の換気系は運転されないと想定し，排気筒実高Ｈ01＝ＨＳ，
平常時は換気系の運転による吹上げ効果を考慮し，次式のように排気筒実高に吹上げ高さを加えた放出高さＨ02とする。ここで，1/Ｕには，2005年度の気象データを用いた。第1表に風洞実験の放出源高さを示す。
Ｈ02＝ＨＳ＋ΔＨ

ΔH

3

W
D
U

ＨＳ

：排気筒実高（m）

Ｄ：排気筒出口の内径（m）

Ｗ：吹出し速度（m／s）

1/Ｕ：風速逆数の平均（s／m）

第1表

放出源高さ

6-19

3.

排気筒有効高さ
縮尺模型を入れない平地実験と縮尺模型を入れた模型実験（平常時及び事故時）の結果か
ら，第4図のように求めた排気筒有効高さを第2表に示す。

第2表

排気筒有効高さ

6-20

注）野外の相当高さで400mまでは風速分布，乱れ分布を再現する。

注）鉛直方向拡散幅は大気安定度が中立に相当する値（Ｃ～Ｄ）になっている。水平方向拡散
幅もほぼ大気安定度が中立に相当する値（Ｃ～Ｄ）になっている。
第2図 気流条件調整結果

6-21

注)プロットがないカー
ブは，実験結果から内挿して求めている。

第3図 平地実験結果

6-22

ｚ

評価距離以遠で最小と評価される放出源高さを排気筒
有効高さとする⇒190 m

第4図 排気筒有効高さの求め方（風向：Ｓ，平常時の例）

6-23

１０００

１００

１０

１

第5図 1982年風洞実験の平地実験結果

6-24

非居住区域境界

評価距離以遠で最小と評価される放出源高さを排気筒
有効高さとする⇒160m

注） ○は参考評価
第6図 1982年風洞実験の模型実験結果の一例（風向：Ｓ，平常時の例）

6-25

別添4
東海発電所の排気筒有効高さについて
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。ここでは，排気筒有効高さは1982年に実施した風洞実験結果を使用している。
風洞実験実施基準：2003の解説「2.原子炉増設の際の実験の必要性について」＊1では，建屋配置から増設建屋の影響が大きいと考えられる，既設・増設建屋の並びに直角な風向と，既設排気筒と増設建屋を結ぶ風向で風洞実験を行い，有効高さの変動が10 ％以内であれば従来の風洞実験結果を継続使用できるとしている。これを参考に，平常時の線量評価にあたり人の居住を考慮した希ガスによる線量評価点のうち線量が最大となる評価点（ＳＷ方向）に向かう風の風向を含む主要風向において，風洞実験で用いる放出源高さを1981年度と2005年度気象デー
タから求め比較した結果＋5～－3 ％と変動が10 ％以内であった。放出源高さと有効高さはほぼ比例である＊2ため有効高さの変動も10 ％以内に収まると推定されることから，1987年に実施した風洞実験結果を用いることにした。これに対し，東海第二発電所は＋6～＋14 ％と10 ％を超えていた（下表参照）。
東海発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)
3.79

N

S

45

126

51

132

5

NNE

SSW

30

111

35

116

5

6.60

NE

SW

26

107

25

106

-1

17.88

ENE

WSW

40

121

36

117

-3

8.95

E

W

51

132

48

129

-2

4.32

ESE

WNW

66

147

60

141

-4

2.77

SE

NW

49

130

56

137

5

2.75

SSE

NNW

34

115

47

128

11

4.16

S

N

35

116

40

121

4

4.88

SSW

NNE

36

117

52

133

13

2.43

排気筒直径(m)2.7←

吹出し速度(m/s)

16←

排気筒高さ(m)

81

←

6-26

東海第二発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ(2007年風洞実験)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)

N

S

73

213

91

231

8

3.52

NNE

SSW

43

183

69

209

14

6.67

NE

SW

34

174

45

185

6

18.41

ENE

WSW

51

191

65

205

7

9.80

E

W

69

209

86

226

8

5.55

ESE

WNW

81

221

102

242

10

3.66
3.09

SE

NW

56

196

106

246

26

SSE

NNW

44

184

78

218

18

3.32

S

N

51

191

67

207

8

4.99

SSW

NNE

47

187

86

226

21

3.13

排気筒直径(m)4.5

吹出し速度(m/s)

14

←
16

排気筒高さ(m)140←

注記 ＊1：風洞実験実施基準：2003解説抜粋

①
②
①
②

＊2：1982年東海発電所風洞実験時の放出源高さと有効高さの関係
平常時風洞実験時の放出源高さと有効高さは，下図のようにほぼ比例関係にあると認められる。これから，放出源高さが10 ％変動したとしても，有効高さの変動は10 ％以内に収まると推定される。

6-27

近似式+10%近似式－10%6-28

別添5
異常年検定法の概要について

Ｆ分布検定の手順により異常年検定を行った。
この検定方法は，正規分布をなす母集団から取り出した標本のうち，不良標本と見られるものをX０(検定年)，その他のものをX１，X２，X３，…Xi，…Xn(比較年)とした場合，X０を除く他
として，標本の分散から見てX０と との差が有意ならばX０のｎ個の標本の平均をを棄却とする方法である。検定手順を以下に示す。
(1) 仮説:不良標本 X0 と他の標本（その平均値） との間に有意な差はないとする。

(2) 分散比 F0 を計算する。

(3) 検定年は 1 年，比較年は 10 年，有意水準（危険率）は 5 ％として，Ｆ分布表の F 境界値（(4)）を求める。

F0 と F 境界値を比較して，F0＜F 境界値であれば仮説は採択する。具体的には，次のよ

うに棄却限界の上限値と下限値を求め，その範囲に検定年 X0 が収まっているかを確認して検定している。

6-29

7.

線量評価に用いる大気拡散の評価について

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さ
い値から順番に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，建屋放出時の着目方位は，第 7-1 図から第 7-2 図に示す通り，建屋による広がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

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

第 7-2 図 主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：建屋入口）

7-2

8.

空気流入率測定試験結果について「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（平成21・07・

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

8-1

第8-1表 東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目
試験日程

空気流入率測定試験における
均一化の程度

内 容
平成27年2月24日～平成27年2月26日（試験時のプラント状態：停止中）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－7.6～7.0％

Ｂ系－5.7～8.1％

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

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

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

－
－
－

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している
特異点の除外はない
特定の区画を排除
せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）－

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

－

特記事項

-

空気流入率測定試験における均一化確認については，第8-2表に実測値を示す。
また，均一化測定の代表点16の測定個所については，第8-1図に示す。

8-2

第 8-2 表

空気流入率測定試験における均一化確認（実測値）

8-3

第 8-1 図 空気流入率測定試験における均一化確認の代表点

8-4

9.

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について（1）中央制御室滞在時の考慮
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 9-1 表に，評価期間 30 日間の直交
替スケジュールを第 9-2 表に示す。
第 9-1 表 運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間
1直

8:00～21:45（13 時間 45 分）

2直21:30～8:15（10 時間 45 分）

第 9-2 表 直交替スケジュール
日

1

2

3

4

5

6

7

8

9

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

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

D

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

指定休

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

E

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

D

E

指定休

／

D

／

A

／

B

／

C

／

D

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

研修直 8:30～17:00

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

D

C

C

１直

8:00～21:45

２直 21:30～8:15

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間（1 直 8 回＋2 直 8 回）が最大となる。中央制御室の滞在時間割合は以下のように求める。
中央制御室の滞在時間割合＝196h／(24h×30 日)≒0.27222（2）入退域時（交替時）の考慮
直交替を考慮した場合の入退域時の実効線量は，建屋出入口に連続滞在した場合の線量を求め，その値に入退域の時間割合を乗じて評価を行う。直交替を行う場合の入退域の時間割
合は，入退域（片道）に必要な時間を 15 分とし以下のように求める。
入退域の時間割合＝8h／(24h×30 日)≒0.001111

9-1

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

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

3.2→内規のとおり。

10-1

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

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

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。

10-2

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。

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

→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

10-3→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

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

10-44.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

10-5→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-6

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

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

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

10-7
図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

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

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

10-8

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

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

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

10-9

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

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

10-10

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

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

10-11

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

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

5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

10-12

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

10-13

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

10-14

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

10-15

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

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

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

10-16

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

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

10-17

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

10-18→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

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

10-19

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

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

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。

10-20

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

10-21原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

10-225.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

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

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

10-23

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

10-24
5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

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

5.3→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。

10-25
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。

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

10-26

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

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

10-27

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。

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

10-28

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

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

10-29

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

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

7 →内規のとおり

10-30

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

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

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

7.1.1 →内規のとおり

10-31

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

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

10-32

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

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

7.1.2 →内規のとおり
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。

10-33

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

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

10-34

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

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

7.2 →内規のとおり
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。

10-35
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。

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

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

10-36

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

10-37
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。

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

7.3.1→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。

10-38
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。

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

10-39

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

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

10-40
7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

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

10-41

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

10-42

7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

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

10-43

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

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。

10-44

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

10-45

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

10-46

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

10-47

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

10-48

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

10-49

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

10-50

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

10-51

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

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

10-52

11. 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件
炉心の著しい損傷が発生した場合における中央制御室の居住性に係る被ばく評価条件について，第 11-1 表～第 11-10 表に示す。
第 11-1 表 大気中への放出放射能量評価条件
第 11-2 表 大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
第 11-1 図 放射性物質の大気放出過程
第 11-2 図 大気中への放出率の推移
第 11-3 表 大気拡散評価条件
第 11-4 表 相対濃度及び相対線量
第 11-5 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いるエネルギ群別ガンマ線
積算線源強度
第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル
第 11-7 表 中央制御室換気設備条件
第 11-8 表 中央制御室内待避室設備条件
第 11-9 表 運転員交替考慮条件
第 11-10 表 線量換算係数，呼吸率及び地表への沈着速度の条件

11-1

第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(1/6)

評価条件

選定理由

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「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗
評価事象＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源審査ガイドに示されたとおり設定

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喪失の重畳を考慮）

くため，格納容器は健全である）のソ

11-2

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。
炉心熱出力
運転時間

3,293MW

定格熱出力

1 サイクル当たり

1 サイクル 13 ヵ月（395 日）を考慮

10,000 時間（約 416 日）

して設定

―
―

1 サイクル：0.229
取替炉心の燃料装
荷割合

2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定―

第 11-1 表
項目

炉内蓄積量

大気中への放出放射能量評価条件(2/6)

評価条件
希ガス類
よう素類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類

選定理由
１９：約 2.2×10 Bq：約 2.8×10１９Bq：約 1.1×10１８Bq：約 1.3×10１８Bq：約 6.7×10１８Bq：約 1.2×10１９Bq：約 1.2×10１９Bq：約 2.4×10１９Bq：約 7.4×10１９Bq：約 5.5×10１９Bq

11-3（核種毎の炉内蓄積量を核種グループ毎に集約して記載）「単位熱出力当たりの炉内蓄積量（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱出力）」

放出開始時間器減圧及び除熱：事象発生から約 19

ｐＨ制御の効果

類を考慮する。

て，東海第二と同じ装荷燃料（９×９燃料（Ａ型）），上記の運転時間及び取替炉心の燃料装荷割合で算出
したＡＢＷＲのサイクル末期 ※１ の値を使用）
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，ＭＡＡＰ解析結果

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。

サプレッション・プール水ｐＨ制御
考慮しない

設備は，重大事故等対処設備と位置―付けていないため，保守的に設定
粒子状よう素 : 5％

よう素の形態類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件とし時間後原子炉格納容器内

4.3.(1)a．希ガス類，ヨウ素類，Cs（単位熱出力当たりの炉内蓄積量

格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器圧力逃がし装置による格納容審査ガイドでの記載

無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

4.3(1) a．原子炉格納容器への放出割
Ｒ.Ｇ.1.195※２に基づき設定

合の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(3/6)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

ＭＡＡＰ解析にて原子炉格納容器の4.3(3)e．原子炉格納容器漏えい率は，開口面積を設定し格納容器圧力に応4.1(2)a で選定した事故シーケンスの1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日

じ漏えい率が変化するものとし，原事故進展解析結果を基に設定する。

1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日

子炉格納容器の設計漏えい率（0.9Pd

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス，
エアロゾル及び有で 0.5％／日）及びＡＥＣの式等に

機よう素）

基づき設定
原子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容器か11-4

ら原子炉建屋への1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日

漏えい率（無機よ上記以外の期間：0.5％／日

う素）ＡＥＣの式等に基づき設定（格納容器圧力が 0.9Pd を超える期間を包絡するように 1.3％／日の漏えい率を設定）

原子炉格納容器の漏えい孔における

考慮しない

保守的に考慮しないものとした―

捕集効果
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 で選定した原子炉格納容器内

ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレでの除去効果（エッション・プールでのスクラビング及アロゾル）

びドライウェルスプレイ）

事故シーケンスの事故進展解析条件
ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル

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。

第 11-1 表
項目
原子炉格納容器内での除去効果（有機よう素）原子炉格納容器内での除去効果

大気中への放出放射能量評価条件(4/6)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

考慮しない

保守的に設定―

自然沈着率：9.0×10－４（1／s）

Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 及 び（原子炉格納容器内の最大存在量からStandard Review Plan
6.5.2※３に基づき設定

1／200 まで）

（無機よう素）11-5
原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用
ガス再循環系の起動前）

サプレッション・プールのスクラビングにStandard Review Plan

よる除去効果：10

6.5.5※４に基づき設定

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類：約 4.3×10－３：約 6.2×10－５：約 3.1×10－５：約 6.7×10－６：約 6.7×10－６：約 2.7×10－６：約 2.7×10－６：約 3.4×10－７：約6.7×10－８：約2.7×10－８

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。
―

ＭＡＡＰ解析結果及び
ＮＵＲＥＧ-1465 ※ ５ の―知見に基づき設定

無限大／日（地上放出）（原子炉格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座にすべて大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定―第 11-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件(5/6)

評価条件

選定理由

4.3(3)a．非常用ガス処理系（ＢＷＲ）

非常用ガス処理系
から大気への放出率（非常用ガス処
理系及び非常用ガ審査ガイドでの記載

設計値に基づき設定
1 回／日（排気筒放出）（非常用ガス処理系のファン容量）

ス再循環系の起動

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。

後）
起動操作時間（115 分）＋負圧達
非常用ガス処理系
及び非常用ガス再成時間（5 分）（起動に伴い原子事象発生から 2 時間後

11-6

循環系の起動時間

炉建屋原子炉棟内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として5 分を想定）4.3(3)b．ヨウ素類及びエアロゾルのフ

非常用ガス処理系
及び非常用ガス再循環系のフィルタ

ィルタ効率は，使用条件での設計値を基考慮しない

保守的に設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮す

除去効率

る。
原子炉建屋原子炉棟内の急激な圧原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開閉状態に設定する。なお，フィルタ効率の設定

閉状態

力上昇等による原子炉建屋外側ブ
ローアウトパネルの開放がないため―第 11-1 表
項目

格納容器圧力逃がし装置への放出割合

11-7

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

評価期間

大気中への放出放射能量評価条件(6/6)

評価条件
希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類：約 9.5×10－１：約 1.0×10－６：約 4.0×10－７：約 8.9×10－８：約 8.9×10－８：約 3.6×10－８：約 3.6×10－８：約 4.5×10－９：約 8.9×10－１０：約 3.6×10－１０

選定理由

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥ
Ｇ-1465 の知見に基づき設定

審査ガイドでの記載―

希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100

設計値に基づき設定―

エアロゾル：1,000

7 日間

審査ガイドに示す 7 日間における3．（解釈抜粋）第 74 条（原子炉制御室）

運転員の実効線量を評価する観１ b） ④判断基準は，運転員の実効線量点から設定

が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

※1 東海第二発電所（ＢＷＲ５）に比べて炉心比出力が大きく，単位熱出力当たりの炉内蓄積量を保守的に評価するＡＢＷＲの値を使用。
※2 Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequences of Desigh Basis Accidents at
Light-Water Nuclear Power Reactors”,May 2003
※3 Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup System”,December 2005
※4 Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission Product Cleanup System”,March 2007
※5 NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

第 11-2 表
核種
グループ

大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
放出放射能[Bq]（gross 値）※１

原子炉建屋から大気

格納容器圧力逃がし

中へ放出

装置を経由した放出

合計

希ガス類

約 3.6×10１６

約 8.9×10１８

約 9.0×10１８

よう素類

約 2.8×10１５

約 7.3×10１５

約 1.0×10１６

ＣｓОＨ類

約 3.8×10１３

約 5.0×10８

約 3.8×10１３

Ｓｂ類

約 4.5×10１２

約 2.6×10７

約 4.5×10１２

ＴｅＯ２類

約 3.7×10１３

約 4.4×10８

約 3.7×10１３

ＳｒＯ類

約 2.0×10１３

約 1.7×10８

約 2.0×10１３

ＢａＯ類

約 2.0×10１３

約 2.1×10８

約 2.0×10１３

ＭｏＯ２類

約 6.9×10１２

約 8.4×10７

約 6.9×10１２

ＣｅＯ２類

約 4.3×10１２

約 5.4×10７

約 4.3×10１２

Ｌａ２Ｏ３類

約 1.2×10１２

約 1.2×10７

約 1.2×10１２※1 小数点第 2 位以下切上げ

11-8希ガスの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(1/5)
（希ガス)

11-9

よう素の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

原子炉格納容器内での自然沈着：9.0×10-４[1／s]，(最大存在量から 1/200 まで)

原子炉格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）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
無機よう素：10（S/C ベントのみ）
有機よう素：1

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置の除去
係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(2/5)
(よう素)

11-10

セシウムの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(3/5)(セシウム)

11-11

その他核種の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465 の知見に基づき評価原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 11-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(4/5)(その他核種)11-12

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h～）※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h～）※４
放出率：1Pd で 13.4kg／s
原子炉格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10-４（1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
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10（S/C ベントのみ）

原子炉建屋

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい※２

原子炉
格納容器

原子炉建屋
への漏えい※２

原子炉建屋から大気中への漏えい（～2h）
漏えい率：無限大／日S/C ベント

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100※2 原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定），左記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

0h

▼2h※３

▼19h※４168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※3 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいは無くなる。
※4 事象発生後 19ｈ以降は，「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第 11-1 図

放射性物質の大気放出過程(5/5)(イメージ)

11-13

1E+20

1E+16

ベント実施
1E+19

1E+15

1E+18

1E+14

1E+13

希ガス
よう素

1E+12

原子炉建屋ガス処理系の復旧

格納容器圧力逃がし装置から大気への放出率（Bq／ｈ）

11-14

原子炉建屋漏洩又は非常用ガス処理系排気筒から大気への放出率（Bq／ｈ）

ベント実施

1E+17

1E+16

1E+15
希ガス

1E+14

よう素

1E+13

1E+12

1E+11

1E+11

1E+10

1E+10

1E+09
0

24

48

72
96
120
事故後の時間（h）

144

168

第 11-2 図

0

24

48

大気中への放出率の推移

72
96
120
事故後の時間（h）

144

168

第 11-3 表
項目
大気拡散評価評価条件
ガウスプルームモデル

モデル

大気拡散評価条件(1/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

審査ガイド及び被ばく評価

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

手法（内規）に示されたとお件に応じて，空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向ともに正り設定

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。

気象データ

11-15

東海第二発電所における 1

建屋影響を受ける大気拡散4.2.(2)a．風向，風速，大気安定度及び降雨の観測項目を，年間の気象資料（2005 年 4評価を行うため保守的に地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

月～2006 年 3 月）

上風（地上高 10m）の気象デ

大気拡散式に用いる。

（地上風を代表する観測点ータを審査ガイドに示され（地上高 10m）の気象デー

たとおり発電所において観タ）測された 1 年間の気象資料を使用

実効放出継続時間

全核種：1 時間

保守的に最も短い実効放出

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，継続時間を設定

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。

第 11-3 表

大気拡散評価条件(2/5)

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源及び放放出源：原子炉建屋からの原子炉建屋放出時の高さは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

出源高さ

放出（地上高 0m），格納容器

地上放出として地上高 0m で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

圧力逃がし装置排気口放出

設定

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（地上高 57m）及び非常用ガ

格納容器圧力逃がし装置排ギーを考慮してもよい。

ス処理系出口（地上高 140m） 気口放出時の高さは地上高57m に設定
非常用ガス処理系からの放出時は排気筒高さとして地上 140m に設定

11-16

累積出現頻度小さい方から 97％

審査ガイドに示されたとお4.2.(2)c．評価点の相対濃度又は相対線量は，毎時刻の相対り設定

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。

建屋巻き込み考慮する

原子炉建屋放出及び格納容

4.2.(2)a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居器圧力逃がし装置排気口放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

出は放出源から近距離の建場合には，建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散によ屋（原子炉建屋）の影響を受る拡散パラメータを用いる。

けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

第 11-3 表
項目
巻き込みを生

評価条件
原子炉建屋

じる代表建屋大気拡散評価条件(3/5)

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源から最も近く，巻き込 4.2.(2)b．巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，
みの影響が最も大きい建屋

原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ－ル

として選定

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。

11-17

放射性物質濃【中央制御室内】【中央制御室内】【中央制御室内】

度の評価点

中央制御室中心

審査ガイドに示されたとお4.2.(2)b．屋上面を代表とする場合，例えば原子炉制御室/緊【入退域時】

り設定

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

建屋出入口【入退域時】である。

被ばく評価手法（内規）に示【入退域時】

された方法に基づき設定

7.5.1(5)a) 管理区域の入口を代表評価とし，入退域ごとに評
価点に，15 分間滞在するとする。
（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには入退域時の評価点について，記載なし。

第 11-3 表
項目

中央制御室内滞在時

着目方位

評価条件

大気拡散評価条件(4/5)
選定理由

審査ガイドでの記載

9 方位

審 査ガイド に示

4.2.(2)a．原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，建屋建屋放出：さ れた評価 方法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

S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,Nに基づき設定から，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出

格納容器圧力逃がし装置排気口放出：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

SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE

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

1 方位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。

非常用ガス処理系排気筒放出：W
9 方位

11-18

入退域時

建屋放出：
S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N
格納容器圧力逃がし装置排気口放出：
SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE
1 方位
非常用ガス処理系排気筒放出：W

第 11-3 表
項目

評価条件

建屋投影面積原子炉建屋の投影断面積：

大気拡散評価条件(5/5)

選定理由
原子炉建屋の投影断面積

3,000m2
形状係数

1／2

審査ガイドでの記載
4.2.(2)b.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。

審査ガイドに示された評価

5.1.1(2)形状係数の値は，特に根拠が示されるもののほかは方法に基づき設定

原則として 1／2 を用いる（被ばく評価手法（内規））なお，審査ガイドには形状係数について，記載なし。

11-19

第 11-4 表
評価対象

相対濃度及び相対線量

評価点

相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m３）

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

8.3×10－４

2.9×10－１８

3.0×10－6

8.8×10－２０

3.7×10－４

8.8×10－１９

8.2×10－４

2.9×10－１８

3.0×10－6

9.0×10－２０

3.7×10－４

9.4×10－１９

建屋放出

室内作業時

中央制御室
中心

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出
建屋放出

入退域時

建屋
出入口

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出

11-20

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/3)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

格納容器から原子炉「第 11-1 表 大気中「第 11-1 表 大気中への放4.3(5)a．4.1(2)a で選定した事故シーケンスの建屋原子炉棟へ放出

への放出放射能量評

出放射能量評価条件」を参

ソースターム解析結果を基に，想定事故時に原子される放射性物質

価条件」を参照

照

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。

線源条件

格納容器内線源強度

格納容器内に放出さ審査ガイドに示されたとお4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質は，自由空分布れた核分裂生成物がり設定間容積に均一に分布するものとして，事故後 7

均一に分布
7 日間

日間の積算線源強度を計算する。

11-21

審査ガイドに示す 7 日

3．
（解釈抜粋）第７４条（原間における運転員の子炉制御室）１ b） ④判断

実効線量を評価する

基準は，運転員の実効線量観点から設定が 7 日間で 100mSv を超えな

7 日間

いこと。

計算モデル条件

遮蔽厚さ

第 11-2 図のとおり

審査ガイドに示された評価

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカ方法に基づき設定

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。

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/3)

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

直接線・スカイシャイ

直接線評価：

直接ガンマ線の線量評価に用

4.1②実験等を基に検証され，適用範囲が適切なモ

ン線評価コード

QAD-CGGP2R

いる QAD-CGGP2R は三次元形

デルを用いる。

スカイシャイン線評価：状を,スカイシャインガンマ

ANISN

線の線量評価に用いる ANISN

G33-GP2R

及び G33-GP2R はそれぞれ一次元及び三次元形状を扱う遮蔽解析コードであり,ガンマ線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は,

11-22

線源条件,遮蔽体条件であり,これらの条件が与えられれぱ
線量評価は可能である。したがって,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。
QAD-CGGP2R,ANISN 及び G33GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。

第 11-5 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(3/3)
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室内滞在時の評価は線量が最大となる位置とす
評価点

第 11-2 図のとおり

る。

―

入退域時の評価は建屋入口の高さ 2m を選定。

遮蔽厚さ

第 11-2 図のとおり

審査ガイドに示された評価方

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカイ法に基づき設定

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。

11-23
許容差

コンクリート密度評価で考慮するコンク

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS

リート遮蔽は，公称値

5N・同解説（原子力発電所施からマイナス側許容差設における鉄筋コンクリート（－5mm）を引いた値を工事，日本建築学会)に基づき適用

設定

2.00g／cm３

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定－－

第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(1/4)（格納容器ベント実施前）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

7.8×10１８

22

1.5

2.4×10１８2

0.02

8.7×10１８

23

1.66

7.5×10１７

3

0.03

1.0×10１９

24

2.0

1.6×10１８

4

0.045

1.4×10２０

25

2.5

4.6×10１８

50.06

5.3×10１７

26

3.0

1.3×10１７

6

0.07

3.6×10１７

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

2.0×10１９

28

4.0

1.5×10１５

8

0.1

9.9×10１９

29

4.5

5.0×10５

90.15

4.6×10１７30

5.0

5.0×10５

100.2

5.6×10１９

31

5.5

5.0×10５11

0.3

1.1×10２０

32

6.0

5.0×10５12

0.4

6.6×10１８

33

6.5

5.7×10４13

0.45

3.3×10１８

34

7.0

5.7×10４14

0.51

1.1×10１９

35

7.5

5.7×10４15

0.512

3.7×10１７

36

8.0

5.7×10４

16

0.6

1.6×10１９

37

10.0

1.8×10４17

0.7

1.8×10１９

38

12.0

8.8×10３18

0.8

5.4×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.1×10

１９

40

20.0

0.0

20

1.33

5.0×10１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.5×10１７

42

50.0

0.0

11-24

第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(2/4)（格納容器ベント実施時）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

1.3×10１９

22

1.5

2.2×10１８2

0.02

1.5×10１９

23

1.66

3.7×10１７

3

0.03

1.7×10１９24

2.0

8.0×10１７

4

0.045

2.9×10２０

25

2.5

1.1×10１８

5

0.06

7.4×10１７

26

3.0

1.7×10１６

6

0.07

4.9×10１７

27

3.5

4.8×10１２

7

0.075

4.2×10１９

28

4.0

4.8×10１２

8

0.1

2.1×10２０

29

4.5

2.2×10５

90.15

4.7×10１７30

5.0

2.2×10５

100.2

8.0×10１９

31

5.5

2.2×10５

11

0.3

1.6×10２０

32

6.0

2.2×10５12

0.4

9.3×10１８

33

6.5

2.6×10４13

0.45

4.6×10１８34

7.0

2.6×10４14

0.51

1.4×10１９

35

7.5

2.6×10４15

0.512

4.7×10１７

36

8.0

2.6×10４

16

0.6

2.1×10１９

37

10.0

7.9×10３17

0.7

2.3×10１９

38

12.0

4.0×10３18

0.8

7.2×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.4×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

4.6×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.4×10１７

42

50.0

0.0

11-25

第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(3/4)（格納容器ベント実施後）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

1.6×10１９

22

1.5

1.9×10１８2

0.02

1.8×10１９

23

1.66

1.9×10１７

3

0.03

2.0×10１９

24

2.0

4.1×10１７

40.045

4.0×10２０

25

2.5

4.1×10１７

50.06

6.1×10１７

26

3.0

9.4×10１５

6

0.07

4.1×10１７

27

3.5

3.5×10１１

7

0.075

5.9×10１９

28

4.0

3.5×10１１

8

0.1

2.9×10２０

29

4.5

3.6×10５

90.15

3.8×10１７30

5.0

3.6×10５

10

0.2

3.5×10１９

31

5.5

3.6×10５

11

0.3

7.1×10１９

32

6.0

3.6×10５12

0.4

1.1×10１９

33

6.5

4.1×10４13

0.45

5.7×10１８34

7.0

4.1×10４14

0.51

1.2×10１９

35

7.5

4.1×10４15

0.512

4.1×10１７

36

8.0

4.1×10４

16

0.6

1.8×10１９

37

10.0

1.3×10４17

0.7

2.1×10１９

38

12.0

6.3×10３18

0.8

8.3×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.7×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

１８

3.9×10

41

30.0

0.0

21

1.34

1.2×10１７

42

50.0

0.0

11-26

第 11-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(4/4)
（合計）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度(Photons)

1

0.01

3.7×10１９

22

1.5

6.5×10１８2

0.02

4.1×10１９

23

1.66

1.3×10１８

3

0.03

4.8×10１９

24

2.0

2.8×10１８

4

0.045

8.3×10２０

25

2.5

6.2×10１８

5

0.06

1.9×10１８

26

3.0

1.6×10１７

6

0.07

1.3×10１８

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

1.2×10２０

28

4.0

1.5×10１５

80.1

6.0×10２０

29

4.5

1.1×10６

90.15

1.3×10１８30

5.0

1.1×10６

100.2

1.7×10２０

31

5.5

1.1×10６

11

0.3

3.4×10２０

32

6.0

1.1×10６

12

0.4

2.7×10１９

33

6.5

1.2×10５13

0.45

1.4×10１９34

7.0

1.2×10５14

0.51

3.7×10１９

35

7.5

1.2×10５15

0.512

1.2×10１８36

8.0

1.2×10５

16

0.6

5.5×10１９

37

10.0

3.8×10４17

0.7

6.2×10１９

38

12.0

1.9×10４18

0.8

2.1×10１９

39

14.0

0.0

19

1.0

4.2×10

１９

40

20.0

0.0

20

1.33

1.3×10１９

41

30.0

0.0

21

1.34

4.1×10１７

42

50.0

0.0

11-27

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(1/5)

11-28

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(2/5)

11-29

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(3/5)

11-30

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(4/5)

11-31

第 11-3 図 原子炉建屋の計算モデル(5/5)

11-32

第 11-7 表
項目

選定理由

審査ガイドでの記載

フィルタユニットの設計値（チ4.2(1)a．ヨウ素及びエアロゾルのフィルタ効率は，循環設備よう素フャコールフィルタ効率：97％）

使用条件での設計値を基に設定する。なお，フィルィルタによる除去を保守的に設定

タ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮

中央制御室非常用

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)

95％

する。

効率
中央制御室非常用

99％

フィルタユニットの設計値（高換気系微粒子フィ

性能粒子フィルタ：99.97％）を

ルタによる除去効

保守的に設定

同上

率

11-33

中央制御室非常用

事象発生から 2 時間

換気系の起動時間
空気流入率

1 回／h

全交流動力電源喪失を考慮し，4.3(3)f．原子炉制御室の非常用換気空調設備の作

代替電源からの電源供給開始時動については，非常用電源の作動状態を基に設定す間から保守的に設定る。

非常用換気系作動時の空気流入

4.2(1)b．既設の場合では，空気流入率は，空気流率測定試験結果の結果である約入率測定試験結果を基に設定する。

0.47 回／h に対して外気からフィルタを通らずに中央制御室内に取り込まれる放射性物質の量が保守的となるように設定

第 11-7 表
項目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

外気取り込み閉回路循環運転：27 時間

閉回路循環運転が長期にわたり量

外気取り入れ運転：3 時間

室内環境が悪化して外気取り入

審査ガイドでの記載―れる際に必要な運転時間として設定
マスクによる

事象発生から 3 時間及び入退域 中央制御室非常用換気系作動前4.2(3)c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対

防護係数

時：50

及び中央制御室内の放射性物質

策所内でマスク着用を考慮する。その場合は，マス（その他の期間及びマスク着

濃度が下がるまでの時間についク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求め用を考慮しない場合は評価期てマスクの着用を考慮。

る。

間中常時マスク着用なし）

11-34

第 11-8 表
項目
待避室遮蔽

評価条件

中央制御室内待避室設備条件
選定理由

審査ガイドでの記載

遮蔽厚：コンクリート 40cm（公 中央制御室内に流入した放射性称値）相当物質からのガンマ線による被ば―

くを十分に低減できる設計。
評価で考慮するコンクリート
許容差

コンクリート密度

建築工事標準仕様書 JASS 5N・同

遮蔽は，公称値からマイナス側 解説（原子力発電所施設におけ許容差（－5mm）を引いた値をる鉄筋コンクリート工事，日本

適用

建築学会)に基づき設定

2.10g／cm３

新設遮蔽のコンクリート密度は2.10g／cm３以上で施工

11-35

待避室加圧開事象発生から約 19 時間後

格納容器圧力逃がし装置により始時間（ベント開始時）放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に

－

―

―

待避すると想定
待避室加圧時

ベント開始から 5 時間間

中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護で―きる時間として設定
空気流入率

ボンベ加圧時：0 回／h

待避室への待避時は待避室内を空気ボンベにより加圧し，外部からの空気流入がないと想定―

第 11-9 表

運転員交替考慮条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

中央制御室

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，3.74 条 1.b)③交代要員体制を考慮してもよ滞在時替）に基づき，班ごとの中

班ごとに中央制御室滞在中の被ばくを評価。 い。ただしその場合は実施のための体制を整備

央制御室の滞在時間で評

なお，一班当たり線量が高くなる場合には， する事。

価（日勤業務の班ごとの交被ばく平準化のために日勤業務に当たって替も考慮）いる班に交替する。

運転員の直交替（5 直 2 交

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき，替）に基づき，班ごとの入

班ごとに入退域に必要な時間を 15 分（片道）退域時間で評価

として被ばくを評価。

入退域時

―

11-36

第 11-10 表
項目
線量換算係数11-37

呼吸率

線量換算係数，呼吸率及び地表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を使用（主な核種を以下に示す）
I－131 ：2.0×10－８ Sv／Bq
I－132 ：3.1×10－１０ Sv／Bq
I－133 ：4.0×10－９ Sv／Bq
I－134 ：1.5×10－１０ Sv／Bq
I－135 ：9.2×10－１０ 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
上記以外の核種は ICRP Pub.71
等に基づく

ICRP Publication 71 等に基づく

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設定。

審査ガイドでの記載――

ICRP Publication 71 に基づく
地表面への沈着

エアロゾル：1.2 ㎝／s

線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性

4.2.(2)d 放射性物質の地表速度

無機よう素：1.2 ㎝／s

沈着速度（0.3cm／s 及び 10－３㎝／s）の 4 倍を設定。

面への沈着評価では，地表

エアロゾル及び無機よう素の乾性沈着速度は面への乾性沈着及び降雨に

NUREG/CR-4551Vol.2※５より設定

よる湿性沈着を考慮して地－３

有機よう素：4.0×10
希ガス：沈着無し㎝／s※６

有機よう素の乾性沈着速度は NRPB-R322

より設定

表面沈着濃度を計算する。

※5 米国 NUREG／CR-4551 Vol.2“Evaluation of Severe Accident Risks：Quantification of Major Input Parameters”※6 英国 NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Mpdelling Liaison Committee Annual Report12. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における大気中への放出放射能量の推移について
中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における大気中への放出放射能量の推移について，第 12-1 図に示す。

12-1

希ガスの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果なし）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気への放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 12-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(1/5)
(希ガス)

12-2

よう素の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

原子炉格納容器内での自然沈着：9.0×10-４[1／s]，(最大存在量から 1/200 まで)

原子炉格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気への放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 12-1 図

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
無機よう素：10（S/C ベントのみ）
有機よう素：1

格納容器圧力逃がし装置の除去
係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(2/5)
(よう素)

12-3

セシウムの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気への放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 12-1 図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(3/5)(セシウム)

12-4

その他核種の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465 の知見に基づき評価原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気への放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 12-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(4/5)(その他核種)12-5

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h～）※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h～）※３
放出率：1Pd で 13.4kg／s
原子炉格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10-４（1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
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10（S/C ベントのみ）

原子炉建屋

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋から大気中への漏えい（～2h）
漏えい率：無限大／日S/C ベント

格納容器圧力
逃がし装置

原子炉
格納容器

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100※1 原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定），左記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

▼2h※２

0h

▼19h※３168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋原子炉棟内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいは無くなる。
※3 事象発生後 19h 以降は，
「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第 12-1 図

放射性物質の大気放出過程(5/5)(イメージ)

12-6

13.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器漏
えい率について原子炉格納容器からの原子炉建屋への漏えい率は，ＭＡＡＰ内で模擬した漏えい孔の等価漏えい
面積及び原子炉格納容器の圧力に応じて設定している。
模擬する漏えい孔の等価漏えい面積は，以下に示す原子炉格納容器圧力が最高使用圧力である
310kPa[gage]（1Pd）以下の場合と最高使用圧力を超過した後の場合の 2 種類を設定する。
ただし，ＭＡＡＰ解析においては，よう素の化学組成について考慮されておらず，全て粒子状よう素として扱われることから，無機よう素及び有機よう素の原子炉格納容器漏えい率は別途設定する。
1.

原子炉格納容器圧力が最高使用圧力以下の場合
原子炉格納容器圧力が最高使用圧力以下の場合，設計漏えい率（0.9Pd で 0.5％／日）を基に算出した等価漏えい面積（約 3×10－６m２）を設定し，ＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。
2.

原子炉格納容器圧力が最高使用圧力を超過した場合
原子炉格納容器圧力が最高使用圧力を超過した場合，2Pd で漏えい率 1.3％／日となる等価漏えい面積（約 7×10－６m２）を設定し，1.と同様にＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。
2Pd における漏えい率 1.3％／日は，以下のＡＥＣの評価式，ＧＥの評価式及び定常流の式によって評価した漏えい率の結果を包絡する値として設定した。これらの式は，設計基準事故の原子炉冷却材喪失時の評価において原子炉格納容器漏えい率の評価に用いている理論式※１である格
納容器圧力が最高使用圧力の 2 倍である 620ｋPa[gage]（2Pd）及び格納容器雰囲気温度（200℃）
までは，事故後７日間に渡り，原子炉格納容器本体並びに開口部及び貫通部の健全性が確保されていることを確認していることから，これらの理論式を用いて格納容器圧力が格納容器圧力 2Pd
及び格納容器雰囲気温度 200℃における漏えい率を設定することは可能と判断した。
◯ＡＥＣの評価式

L

L

L ：

事故時の原子炉格納容器漏えい率（2Pd）【1.28％／日】

L0 ：設計漏えい率（0.9Pd）【0.5％／日】Pt ：事故時の格納容器圧力（2Pd）【721.325kPa[abs]】

Pd ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa[abs]】

Pa ：原子炉格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa[abs]】

Rt ：

※2

事故時の気体定数【523.7J／Kg･K】
13-1

Rd ：

空気の気体定数

Tt ：

事故時の格納容器雰囲気温度（200℃）【473.15K】

Td ：格納容器雰囲気温度(20℃)

【293.15K】【287J／Kg･K】◯ＧＥの評価式（General Electric 社の漏えいモデル式）

L

L0

1
1

L ：

事故時の原子炉格納容器漏えい率（2Pd）【0.51％／日】

L0 ：設計漏えい率（0.9Pd）【0.5％／日】Pt ：事故時の格納容器圧力（2Pd）【721.325kPa[abs]】

Pd ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa[abs]】

Pa ：原子炉格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa[abs]】◯定常流の式

L
L

：

L０ ：

ρ ｔ：
ρ ｄ：

L0

事故時の原子炉格納容器漏えい率（2Pd）【0.93％／日】

設計漏えい率（0.9Pd）【0.5％／日】※３

事故時の原子炉格納容器内気体の平均密度

設計温度・圧力における原子炉格納容器内気体の
平均密度

※４

【2.9kg／m３】【4.5kg／m３】

Pｔ ：事故時の格納容器圧力（2Pd）【721.325kPa[abs]】

Pｄ ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa[abs]】

Pａ ：原子炉格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa[abs]】※1 「沸騰水型原子力発電所 事故時の被ばく評価手法について（平成 16 年 1 月）」（株式会社
日立製作所）※2 事故時の気体定数 Rｔは，以下の式により算出した。

Rｔ[J／kg･K]＝モル気体定数約 8.314[J／K・mol]／平均分子量Ｍ[kg／mol]
ＡＥＣの評価式より，事故時の気体定数が大きくなるほど漏えい率は高くなる。また，上記計算式より，事故時の気体定数は，平均分子量が小さくなるほど大きくなる。事故時の原子炉格
納容器内は水素，窒素及び水蒸気で構成されるため，分子量の小さい水素の割合が増加するほど平均分子量は小さくなり，結果として事故時の気体定数は大きくなる。平均分子量の設定に当たり，水素，窒素及び水蒸気のガス組成を 34％：33％：33％とし，水素の割合（34％）は，有効性評価（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」）における水素
発生量（約 700kg（内訳：ジルコニウム－水反応 約 325kg，アルミニウム／亜鉛の反応 約 246kg，
水の放射線分解 約 115kg））を包含した値であることから，保守的な設定であると考える。
13-2

※3 事故時の原子炉格納容器内気体の平均密度ρｔは，以下の式により算出した。

ρｔ[kg／m３]＝平均分子量Ｍ[kg／mol]×物質量ｎ[mol]／原子炉格納容器体積Ｖ[m３]定常流の式より，事故時の原子炉格納容器内気体の平均密度が小さくなるほど漏えい率は大きくなる。また，上記計算式より，事故時の原子炉格納容器内気体の平均密度は，平均分子量が小さくなるほど小さくなる。平均分子量は※2 と同じであり，保守的な設定であると考える。
※4 原子炉格納容器内気体の平均密度ρｄは，以下の式により算出した。

ρｄ[kg／m３]＝1.205[kg／m３]×(Pｄ[Pa]／Pａ[Pa])1.205[kg／m３]：乾燥空気密度（20℃）
3．無機よう素及び有機よう素の原子炉格納容器漏えい率
3.1 無機よう素他の核種と同様に原子炉格納容器圧力に応じて漏えい率が変動すると考えるが，ＭＡＡＰ解析において無機よう素を模擬していないため，ＭＡＡＰ解析結果による原子炉格納容器圧力を基に漏えい率を設定する。
漏えい率の設定に当たっては，
第 13-1 図のとおりＭＡＡＰ解析結果による原子炉格納容器圧
力を包絡した原子炉格納容器圧力を設定し，その原子炉格納容器圧力に対する漏えい率を設定している。
このように設定した漏えい率は，0.9Pd 以下で 0.5％／日，0.9Pd 超過で 1.3％／日を一律に与えるものであり，ＭＡＡＰ解析における漏えい率を包絡した保守的な設定であると考える。

2Pd（1.3％/日）

0.9Pd（0.5％/日）

第 13-1 図 原子炉格納容器圧力と漏えい率の時間変化（無機よう素の原子炉格納容器漏えい率の設定）
3.2 有機よう素
有機よう素についても，無機よう素と同様の漏えい率の設定が可能であるが，有機よう素がガス状として振る舞うこと及び原子炉格納容器内での除去効果を受けない点で希ガスに類似していることから，ＭＡＡＰ解析における希ガスと同じ挙動を示すものとし，1.及び 2.に基づき漏えい率を設定する。

13-3

14.

中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内での除去効果について

ＭＡＡＰにおけるエアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果として，沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェルスプレイを考慮している。また，沈着については，
重力沈降，拡散泳動，熱泳動，慣性衝突，核分裂生成物（以下「ＦＰ」という。
）ガス凝縮/再蒸発で構成される。
（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」（抜粋）参照）「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」
（抜粋）

14-1

14-2

1.

沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果
沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果を確認するため，感度解析を行った。解析結果
を第 14-1 図に示す。なお，感度解析では，以下の式により原子炉格納容器内の除去効果（除染係
数（以下「ＤＦ」という。
）を算出している。
原子炉格納容器内ＤＦ＝原子炉格納容器内へのＣｓＩ放出割合／ベントラインから大気へのＣｓＩ放出割合

第 14-1 図 エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果（感度解析結果）
第 14-1 図より，全除去効果を考慮したベースケースにおけるＤＦ（10６オーダー）との比較か
ら，重力沈降のＤＦは 10３程度，ドライウェルスプレイのＤＦは 10～10２程度であることがわかる。これより，重力沈降及びドライウェルスプレイ両方によるＤＦは 10４～10５程度となるため，エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果は重力沈降及びドライウェルスプレイの影響が大きいと考える。
2.

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果

2.1 スクラビング効果について
スクラビングは，エアロゾルを含む気体がプール内に移行する場合，気泡が分裂しながら上昇していく過程においてエアロゾルが気泡界面に到達した時点で水に溶解して気体から除去される現象である。スクラビングにおけるエアロゾル除去のメカニズムは，プールへの注入時の水との衝突や気泡がプール水中を上昇していく過程における慣性衝突等が考えられる。

14-3

2.2 ＭＡＡＰ解析上の扱いについて
スクラビングによる除去効果について，ＭＡＡＰ解析ではスクラビング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）により計算されたＤＦ値のデータテーブルに，プール水深，エアロゾルの粒
子径，キャリアガス中の水蒸気割合，原子炉格納容器圧力及びサプレッション・プールのサブ
クール度の条件を補間して求めている。
ＳＵＰＲＡコードでは，スクラビングに伴う初期気泡生成時及び気泡上昇時のエアロゾルの除去効果をモデル化しており，気泡挙動（気泡サイズ及び気泡上昇速度），初期気泡生成時のＤ
Ｆ，気泡上昇時のＤＦを評価式により与えている。第 14-2 図に，気泡中のエアロゾルが気泡界面に到達するまでの過程を示す。気泡上昇時における各過程の除去速度を評価することでエア
ロゾルのＤＦを与えている。

第 14-2 図 スクラビングによるエアロゾル捕集効果
2.3 ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果の比較について
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果については，電力共同研究※１にて実験結果との比較検討が行われている。試験条件及び試験装置の概要を第 14-1 表及び第 14-3 図に示す。また，試験結果を第 14-4 図から第 14-10 図に示す。
試験結果より，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果について，キャリアガス流量等のパラメータ値の増減によるＤＦ値の傾向は概ね一致していることを確認した。
また，粒径μm までの粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より小さいＤＦ値を示しており，保守的な評価であることを確認した。
一方，粒径μm の粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より大きいＤＦ値を示しているが，これは実験とＳＵＰＲＡコードで用いている粒子の違い（実験：Ｌ
ＡＴＥＸ粒子（密度，ＳＵＰＲＡコード：ＣｓＯＨ（密度g/cm３）

g/cm３））が影響しているためである。
ＳＵＰＲＡコードの計算結果を密度補正※２した第 14-7 図及び第 14-9 図では，
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果は実験結果より概ね小さいＤＦ値を示すことが確認できる。
以上より，ＳＵＰＲＡコードにより計算されたＤＦ値を用いることは妥当と考える。
※1 共同研究報告書「放射能放出低減装置に関する開発研究」（ＰＨＡＳＥ２）最終報告書
平成 5 年 3 月※2 実験ではＬＡＴＥＸ粒子を用いているため，その粒径は14-4となる。一方，ＳＵＰＲＡコード
ではＣｓＯＨの粒径を基にしているため，粒径に粒子密度（3.675g／cm３）の平方根を乗じることによりに換算する。

第 14-1 表 試験条件

第 14-3 図 試験装置の概要

14-5

第 14-4 図 キャリアガス流量に対するＤＦの比較

第 14-5 図 プール水温に対するＤＦの比較

14-6

第 14-6 図 水蒸気割合に対するＤＦの比較

第 14-7 図 水蒸気割合に対するＤＦの比較（密度補正）14-7

第 14-8 図 スクラビング水深に対するＤＦの比較

第 14-9 図 スクラビング水深に対するＤＦの比較（密度補正）14-8

第 14-10 図 ガス温度に対するＤＦの比較
2.4 沸騰による除去効果への影響について「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 14-11 図のとおり，格納容器逃がし装置による原子炉格納容器減圧及び除熱の実施に伴いサプレッション・プールは飽和状態（沸騰状態）になるため，サプレッション・プールの沸騰による除去効果への影響を確認した。ＭＡＡＰ解析条
件及び評価結果を第 14-2 表及び第 14-3 表に示す。なお，エアロゾルの粒径については，スク
ラビング前後でそれぞれ最も割合の多い粒径について除去効果への影響を確認した。その結果，
第 3 表のとおり沸騰時の除去効果は非沸騰時に比べて小さいことを確認した。
ただし，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 14-12 図のとおり，原子炉圧力容器内のＣｓ－137 は，大破断ＬＯＣＡにより生じた破断口より原子炉格納容器内気相部へ移行し，その後重力沈降等により，事象発生 5 時間程度で大部分が原子炉格納容器内液相部へ移行するため，本評価においてサプレッション・プールの沸騰による除去効果の減少の影響はほとんどな
いと考える。
なお，ＣｓＩ，ＣｓＯＨの沸点はそれぞれ 1,280℃，272.3℃以上※２であり，シビアアクシデ
ント時に原子炉格納容器内でＣｓＩ，ＣｓＯＨが揮発することは考えにくいが，サプレッション・プールの沸騰に伴い液相部中のＣｓＩ，ＣｓＯＨの一部が気相部へ移行する可能性がある。
ただし，その場合でも，ドライウェルから格納容器圧力逃がし装置を介した場合のＣｓ－137
放出量（事象発生 7 日間で約 18TBq）に包絡されると考えられる。
※2 化合物の辞典 髙本 進・稲本直樹・中原勝儼・山﨑 昶[編集] 1997 年 11 月 20 日
14-9

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴うサブクール度の低下

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器減圧及び除熱操作（約 19 時間）の実施に伴う原子炉格納容器圧力低下により，サプレッション・プールは飽和状態となる。

第 14-11 図 サプレッション・プールのサブクール度の推移
第 14-2 表 評価条件
項目
蒸気割合

原子炉格納容器圧力
サプレッション・プール

評価条件※
％

原子炉格納容器ベント実施前のドライウ
ェルにおける蒸気割合（約 55％）相当

kPa[gage]

原子炉格納容器ベント実施前の原子炉格
納容器圧力（400～465kPa[gage]）相当
実機では水深 3m 以上のため，設定上限値m

水深
サブクール度

選定理由

を採用
℃
℃

未飽和状態として設定（設定上限値）
飽和状態として設定（設定下限値）

μm

スクラビング前において，最も割合が多い粒径

エアロゾルの粒径（半径）μm

スクラビング後において，最も割合が多い粒径※ＳＵＰＲＡコードにより計算されたデータテーブルの設定値を採用

14-10

第 14-3 表 評価結果
ＤＦ
粒径（半径）

未飽和状態（サブクール度

飽和状態℃）（サブクール度

℃）

μm
μm

1.0
原子炉格納容器内液相部ＣｓＩ

0.9
原子炉格納容器内液相部ＣｓＯＨ

0.8
炉
内
内
蔵
量
に
対
す
る
割
合
(－)

0.7
0.6

事象発生 5 時間程度で大部分の放射性物質が液相部へ移行

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
0

5

10

15

20

25

30

35

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第 14-12 図 原子炉格納容器内液相部中の存在割合

14-11

40

15. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について
1.

無機よう素の自然沈着率の設定
原子炉格納容器内での無機よう素の除去効果として，自然沈着率 9.0×10－４（1／s）（原子炉格
納容器内の最大存在量から 1／200 まで）を用いている。以下に，自然沈着率の算出に関する概要を示す。
原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着について，財団法人原子力発電技術機構（以下「ＮＵＰＥＣ」という。
）による検討「平成 9 年度ＮＵＲＥＧ-1465 のソースタームを用いた放射性物質放出量の評価に関する報告書（平成 10 年 3 月）」において，ＣＳＥ（Containment Systems
Experiment）A6 実験に基づく値が示されている。
原子炉格納容器内での無機よう素の自然沈着率をλd（μg／m３）とすると，原子炉格納容器内における無機よう素濃度ρの濃度変化（1／s）は式１で表され，自然沈着率λd は時刻 t0 における無機よう素濃度ρ0 と時刻 t1 における無機よう素濃度ρ1 を用いて式２のとおりとなる。
ρ

λ ρ

（式１）

log

λ

ρ

（式２）

ρ

なお，ＮＵＰＥＣの報告書では，Nuclear Technology“Removal of Iodine and Particles by
Sprays in the Containment Systems Experiment”の記載（ＣＳＥ Ａ６実験）より，時刻 0 分における無機よう素の気相濃度 10 ５ μg／m ３ 及び時刻 30 分における無機よう素の気相濃度
1.995×10４μg／m３を上式に代入することで，式３のとおり，無機よう素の自然沈着率 9.0×10－
４（1／s）を算出したとしている。
λ

log

.

9.0

10

（式３）

こ の 自 然 沈 着 率 は ， BNWL-1244 ， “Removal of Iodine and Particles from Containment
Atmospheres by Spray-Containment Systems Experiment Interim Report”のＣＳＥ Ａ６実験による無機よう素の気相部濃度の時間変化を表す図に基づくものである。
時刻 0 分から 30 分の濃度変化は，よう素の浮遊量が多く，格納容器スプレイを考慮していない事故初期の状態を模擬していると考えられる。
（第 15-1 図参照）

15-1

第 15-1 図 CSE A6 実験による無機よう素の濃度変化図
2.

ＣＳＥ実験の適用について
ＣＳＥ実験条件と東海第二発電所の評価条件の比較を第 15-1 表に示す。
第 15-1 表 ＣＳＥ実験条件と東海第二発電所の評価条件の比較
ＣＳＥ実験の Run No.
Ａ６※１,※２
Ａ５※３
Ａ１１※３
蒸気＋空気
同左
同左

東海第二発電所

雰囲気
同左
雰囲気圧力
約 0.20約 0.22
約 0.24
約 0.47 以下※４（MPa[gage]）
雰囲気温度
約 120
約 120
約 120
約 200 以下※４
（℃）
格納容器
間欠※５
なし
なし
間欠※６
スプレイ
※1 R.K.Hilliard et.al,“Removal of iodine and particles by sprays in the containment
systems experiment”, Nucl. Technol. Vol 10 pp499-519, 1971
※2 R.K.Hilliard et.al,“Removal of iodine and particles from containment atmospheries bysprays”, BNWL-1244※3 R.K.Hilliard and L.F.Coleman,“Natural transport effects on fission product behavior
in the containment systems experiment”, BNWL-1457※4 評価事故シーケンスにおける格納容器圧力及び雰囲気温度のＭＡＡＰ解析結果より記載※5 A6 実験はスプレイを伴う実験だが，自然沈着率の算出には 1 回目のスプレイ実施前における原子炉格納容器内の濃度変化より設定している※6 格納容器スプレイを実施するが，評価上は無機よう素の除去効果に対しては自然沈着のみ考慮
15-2

し，格納容器スプレイによる除去効果は考慮しない
スプレイを使用していないＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における無機よう素の原子炉格納容器
内気相部濃度の時間変化を第 15-2 図に示す。
初期の沈着についてはＡ６と同様の傾向を示すとともに，初期濃度より数百分の 1 程度まで低下した後は緩やかとなる傾向が見られる。また，米国
SRP6.5.2 では，原子炉格納容器内の無機よう素濃度が 1／200 になるまでは無機よう素の除去が見込まれるとしている。

第 15-2 図 ＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における無機よう素の原子炉格納容器内気相部濃度の時間変化
自然沈着率は，評価する体系の体積と内表面積の比である比表面積の影響を受け，比表面積が大きいほど自然沈着率は大きくなると考えられるため，ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較を第 15-2 表に示す。表からＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積は同程度となっていることが確認できる。
第 15-2 表 ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較
ＣＳＥ実験体系

東海第二発電所

体積（m３）

約 600

約 5,700

表面積（m２）

約 570

約 5,900

比表面積（1／m）

約 0.96

約 1.0415-3

16. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるサプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）について
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効果（以下「ＤＦ」という。
）
として，Standard Review Plan 6.5.5 に基づきＤＦ10 を設定している。これは Standard Review Plan
6.5.5 において，「無機よう素のスクラビングによる除去効果として，Ｍａｒｋ－Ⅱ及びＭａｒｋ－
Ⅲに対してＤＦ10 以下，Ｍａｒｋ－Ⅰに対してＤＦ5 以下を主張する場合は，特に計算を必要とせず容認しても良い」との記載（抜粋参照）に基づくものであり，東海第二発電所はＭａｒｋ－Ⅱ型
原子炉格納容器を採用していることから，サプレッション・プールの沸騰の有無に関わらず，ＤＦ
10 を適用することとしている。
なお，有機よう素についてはガス状の性質であることから，本ＤＦの効果には期待していない。
粒子状よう素のＤＦについては，
ＭＡＡＰ解析のスクラビング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）にて評価している。
「Standard Review Plan 6.5.5」
（抜粋）

16-1

参考
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効果に関する他の知見について
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効果に関する他の知見として，
ＳＰＡＲＣコードによる計算結果並びにＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験がある。
1.

ＳＰＡＲＣコードによる計算結果
Standard Review Plan 6.5.5 の引用文献※１において，ＳＰＡＲＣコードを用いたよう素のスクラビングによる除去効果を計算している。当該文献では，Ｍａｒｋ－Ⅰ型原子炉格納容器を対象として無機よう素（Ｉ２），粒子状よう素（ＣｓＩ）及び有機よう素（ＣＨ３Ｉ）に対するスクラ
ビングによる除去効果を計算している。計算結果は第 16-1 図のとおりであり，無機よう素に対するＤＦは最小で 10 程度である。
なお，選定した事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失であり，以下の事故進展を想定している。
・過渡時において制御棒の挿入不良が発生
・緊急炉心冷却システムは作動するが，原子炉出力レベルはサプレッション・プールの冷却能
力を超過
・原子炉圧力容器の過圧破損の発生により冷却材が喪失した結果，炉心損傷が発生※1

P.C.Owczarski and W.K.Winegarder,“Capture of Iodine in Suppression Pools”,19th
DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference.

16-2

I2 流量の減少により，スクラ
ビングによる除去効果が低下※※文献中の記載（抜粋）“Here the I２ flow rate is fairly high until 148.5min, then the rate(and incoming I２
concentration) decreases. These decreases cause the pool scrubbing to become lesseffective at the iodine concentrations of pool. ”
第 16-1 図 ＳＰＡＲＣ計算結果（瞬時値ＤＦ）
2.

ＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験
無機よう素に対するスクラビングによる除去効果について，ＵＫＡＥＡ※２及びＰＯＳＥＩＤＯＮ※３において実験が行われている。実験体系を第 16-2 図及び第 16-3 図，実験条件及び実験結果
を第 16-1 表及び第 16-2 表に示す※４。第 16-2 表のとおり，
無機よう素のＤＦは最小で 14 である。
※2 イギリスのウィンフリス（重水減速沸騰軽水冷却炉(SGHWR)）の蒸気抑制システムにおける核分裂生成物の保持を調べるための実験※3 スイスのポール・シェラー研究所で行われた水中へのガス状よう素のスクラビングに関する実験※4 “State-of-the-art review on fission products aerosol pool scrubbing under severe
accident conditions”
，1995

16-3

第 16-2 図 ＵＫＡＥＡ実験体系

第 16-3 図 ＰＯＳＥＩＤＯＮ実験体系

16-4

第 16-1 表 実験条件

第 16-2 表 実験結果

16-5

17. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価における原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について
大気への放出量は，炉内蓄積量に原子炉格納容器外への放出割合を乗じることで算出する。
（参考
1 参照）
）
原子炉格納容器外への放出割合の評価に当たっては，想定事故シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）において原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，そのプラント状態を模擬可能なＭＡＡＰコードを用いることとす
るが，以下の考察から，より実態に即した原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合を設定するため，NUREG-1465 の知見を用いて中・低揮発性核種の放出割合を補正する。なお，被ばく評価に与える影響としては高揮発性核種からの寄与がほとんどとなるが，NUREG-1465 の知見を用いて補正する中・低揮発性核種のうち短半減期核種についても被ばく評価への寄与が考えられ，その観点か
らもより実態に即した評価とするため，NUREG-1465 の知見を用いた放出割合の補正を行う。ＭＡＡ
Ｐ解析結果を第 17-1 表に，
ＮＵＲＥＧ-1465 の知見を用いて一部補正した結果を第 17-2 表に示す。
第 17-1 表 放出割合の評価結果（ＭＡＡＰ解析）
原子炉格納容器から原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置
核種グループ※１への漏えい割合
への放出割合※１－３
希ガス類
約 4.3×10
約 9.5×10－１
CsI 類
約 6.2×10－５
約 1.0×10－６－５
CsOH 類
約 3.1×10
約 4.0×10－７
Sb 類
約 7.6×10－５
約 2.7×10－６－５
TeO２類
約 4.4×10
約 3.8×10－７
SrO 類
約 8.6×10－５
約 2.6×10－５－５BaO 類
約 9.1×10
約 1.5×10－５
MoO２類
約 9.1×10－５
約 3.5×10－６－５
CeO２類
約 1.6×10
約 1.1×10－５
La２O３類
約 1.6×10－５
約 1.1×10－５※1 小数点第 2 位を四捨五入

17-1

第 17-2 表 放出割合の評価結果（中・低揮発性の核種グループに対する補正後）
原子炉格納容器から原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置
核種グループへの漏えい割合※１
への放出割合※１
希ガス類
約 4.3×10－３
約 9.5×10－１－５CsI 類
約 6.2×10
約 1.0×10－６
CsOH 類
約 3.1×10－５
約 4.0×10－７
※２
－５
Cs 類
約 3.4×10
約 4.5×10－７
Sb 類
約 6.7×10－６
約 8.9×10－８－６
TeO２類
約 6.7×10
約 8.9×10－８
SrO 類
約 2.7×10－６
約 3.6×10－８－６BaO 類
約 2.7×10
約 3.6×10－８
MoO２類
約 3.4×10－７
約 4.5×10－９－８
CeO２類
約 6.7×10
約 8.9×10－１０
La２O３類
約 2.7×10－８
約 3.6×10－１０※1 小数点第 2 位を四捨五入※2 CsI 類及び CsOH 類の値から評価（評価式は式 1）①ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実について
第 7-1 表によると，高揮発性核種（ＣｓＩ，ＣｓＯＨ）のベントラインからの放出割合（10－６～10－７オーダー）と比べ，中・低揮発性核種の放出割合が大きい（10－５オーダー）という結果になっている。
一方，ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が発生した場合に最も多く放出される粒子状物質は，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て少量であることがわかっている。
第 17-3 表は，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炉内蓄積量の半分程度放出される一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器に保持されているという評価となっている。

17-2

第 17-3 表 ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所毎の存在割合※３
核種

１４４

Ce

低揮発性
１５４
Eu

１５５

Eu

９０

Sr

中揮発性
１０６
Ru

１２５

Sb

１３７

Cｓ

（単位：％）
高揮発性
１２９
８５
I
Kr

原子炉建屋
原子炉冷却系1
0.2
31†
地階水，気相タンク類
0.01
2.1
0.5
0.7
47
54
(47)
補助建屋
0.1
0.7
5
7
合計
105
122
110
93
94
119
95
97
85
† 広範囲のＩ濃度測定値と多量のデブリ（おもに地下水沈殿物）のため，ここでの保持量は炉心インベントリ－を大きく上回る分析結果となってしまう。したがって，ここに保持されたＩのインベントリーはＣｓと同等であると考える。

※3 存在割合＝サンプル試料の分析結果／ＯＲＩＧＥＮ２コード解析結果
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））」
また，第 17-4 表は，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（ＮＤ）という結果となっている。
第 17-4 表 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（株）HP（http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）②各元素の放出挙動について
燃料からの核分裂生成物の放出及び移行挙動に関する研究結果より，各元素の放出挙動は以下のように整理されており※４，高揮発性核種が高温でほぼ全量放出されるのに対し，中・低揮発性
核種は雰囲気条件に大きく左右されるものであり，高揮発性核種は中・低揮発性核種に比べ放出割合が大きくなる特徴をもつ。
希ガス：高温にてほぼ全量放出される。
17-3

Ｉ，Ｃｓ：高温にてほぼ全量放出される。放出速度は希ガスと同等。
Ｓｂ，Ｔｅ：被覆管と反応した後，被覆管の酸化に伴い放出される。
Ｓｒ，Ｍｏ，Ｒｕ，Ｒｈ，Ｂａ：雰囲気条件（酸化条件 or 還元条件）に大きな影響を受ける。
Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ：高温状態でも放出速度は低い。
※4 「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究（JAEA-Review 2013-034，2013 年 12 月）」③補正について①及び②より，第 17-1 表の中・低揮発性核種の放出割合が高揮発性核種よりも大きいという結果は実態に即しておらず，これは，ＭＡＡＰ解析において，中・低揮発性核種の放出割合が過度に大きく評価されたためと考えられ，要因としては，溶融燃料が再冠水し溶融燃料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燃料の平均温度を参照して放出量を評価していることや，溶融燃料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。なお，ＭＡＡＰコードの開発元であるＥＰＲＩからも，以下の報告がなされている。
・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ｒｕ及びＭｏ）の放出について，低温の溶融燃料表面
付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，ＭＡＡＰ解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Ｍｏの放出量評価について，ＮＵＲＥＧ-1465 よりもＭＡＡＰの方が放出量を多く評価する。
したがって，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，環境中への放出量を評価するため，中・低揮発性核種の放出割合を補正することとした。補正するに当たり，Ｔ
ＭＩ事故を契機として行われたシビアアクシデントに係るソースターム研究を踏まえ，被覆管材であるジルコニウムの酸化量の違い等により核分裂生成物の放出量や放出タイミングに相違が生じることを考慮し，ＢＷＲ及びＰＷＲそれぞれに対して放出割合を設定する等，より現実的なソースタームの設定を目的として制定されたＮＵＲＥＧ-1465 の知見を利用する。事象発生後，炉心損傷が開始し，原子炉圧力容器が破損するまでのＭＡＡＰ解析とＮＵＲＥＧ-1465 の想定の比
較を第 17-5 表のとおりであり，想定事故シーケンスでは重大事故等対処設備による原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らないが，ＮＵＲＥＧ-1465 の想定とＭＡＡＰ解析の事象進展に大きな差はなく，本評価においてＮＵＲＥＧ-1465 の知見は利用可能と判断している。
第 17-5 表 ＭＡＡＰ事象進展とＮＵＲＥＧ－1465 の想定の比較
燃料被覆管損傷が開始し，ギャッ
プから放射性物質が放出される期間

炉心溶融が開始し，溶融燃料が原
子炉圧力容器破損するまでの期
間ＭＡＡＰ

約 4 分～約 27 分※５

約 27 分～約 3.3 時間※６

ＮＵＲＥＧ-1465～30 分

30 分～2 時間※5 炉心損傷開始（燃料被覆管 1,000 ）～燃料溶融開始（燃料温度 2,500 ）※6 原子炉注水をしない場合における原子炉圧力容器破損時間(本評価においては原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らない)
17-4

以下，各核種グループにおける放出割合の具体的な評価手法を示す。
(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解析結果から得られた放出割合を採用する。
なお，Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの放出割合，I 元
素とＣｓ元素の原子炉停止直後の炉内蓄積重量より，式 1 を用いて評価する。
（式 1 の導出過程は，参考 2 参照）－
FCs T
FCｓOH T
FCｓI T
MI
MCｓ
WI
WCｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉内蓄積重量：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量(2) 中・低揮発性の核種グループ
中低揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ解析から得られた放出割合は採用せず，Ｍ
ＡＡＰ解析の結果から得られたＣｓの放出割合，希ガスグループの放出割合及びＮＵＲＥＧ-1465 の知見を利用して放出割合を評価する。
ここで，中・低揮発性の核種における放出割合の経時的な振る舞いは，格納容器ベントからの放出については希ガス，原子炉建屋への漏えいについてはＣｓと同一になるものとし※７，事象発生から 168 時間経過時点における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ＮＵＲＥＧ-1465 で得られた比率に等しいとして，式 2 及び式 3 に基づき評価する。また，第 17-6 表に，ＮＵＲＥＧ-1465 で評価された原子炉格納容器内への放出割合を示す。
【格納容器圧力逃がし装置への放出】

＝

168

（式 2）

【原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい】

＝

（式 3）

F i 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 NG T ：時刻 T における希ガスグループの放出割合
F C S T ：時刻 T におけるＣｓ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原子炉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原子炉格納容器への放出
17-5

割合
※7 原子炉格納容器内に放出された中・低揮発性の核種グループは，粒子状として振る舞い，沈着やドライウェルスプレイ等による除去効果を受けると考えられる。したがって，
中・低揮発性の核種グループの原子炉建屋への漏えいについては，沈着等による除去効
果を受けるＣｓの振る舞いに近いと考えられる。
また，中・低揮発性の核種グループは，Ｃｓに比べて原子炉格納容器内に放出される量が少なく，壁面等への付着量も少ない。したがって，格納容器圧力逃がし装置への放出については，格納容器ベントに伴い大気に放出された後も，壁面等に付着した放射性物
質の再浮遊に伴い大気への放出が生じるＣｓではなく，原子炉格納容器気相部に浮遊し，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又はＣｓの放出割合」に比例するものとする。
第 17-6 表 ＮＵＲＥＧ-1465 での原子炉格納容器内への放出割合
核種グループ
原子炉格納容器への放出割合※８Cs
0.25
TeO２，Sb
0.05
SrO，BaO
0.02
MoO２
0.0025
CeO２
0.0005La２O３0.0002※8 ＮＵＲＥＧ-1465 の Table3.12「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値の和（ＮＵＲＥＧ-1465 では，「Gap Release」，「Early In-Vessel」，「Ex-Vessel」及び「Late
In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。本評価事象は原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値を用いる。
）

17-6

参考 1 大気への放出量評価過程について
大気への放出量は，「核種ごとに評価した炉内蓄積量」に「ＭＡＡＰにより評価した核種グループ
ごとの原子炉格納容器外への放出割合」を乗じることで算出する。本評価において考慮したＭＡＡ
Ｐにおける核種グル―プと各グループの核種を第 17-7 表に示す。なお，ＭＡＡＰにおける核種グループとＮＵＲＥＧ－1465 における核種グループの比較は第 17-1 図のとおりであり，分類数に違いはあるが，取り扱っている核種は同等である。
第 17-7 表 ＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種
核種グループ

核種※９

希ガス類

Ｋｒ，Ｘｅ

ＣｓＩ類

Ｉ

ＣｓＯＨ類

Ｃｓ，Ｒｂ

Ｓｂ類

Ｓｂ

ＴｅＯ２類

Ｔｅ

ＳｒＯ類

Ｓｒ

ＢａＯ類

Ｂａ

ＭｏＯ２類

Ｍｏ，Ｃｏ，Ｔｃ，Ｒｕ，Ｒｈ

ＣｅＯ２類

Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ
Ｌａ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ，

Ｌａ２Ｏ３類Ｐｒ，Ｎｄ，Ａｍ，Ｃｍ※9 本評価において「Ｔｅ２類」及び「ＵＯ２類」の核種グループに対するＭＡＡＰ解析結
果がゼロのため，対象外とした。

17-7

第 17-1 図 ＭＡＡＰ及びＮＵＲＥＧ－1465 における核種グループの比較（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部 ＭＡＡＰ」
（抜粋）
）

17-8

参考 2 Ｃｓの放出割合の評価式について
Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの放出割合，I 及びＣｓの原
子炉停止直後の炉内蓄積重量並びにＩ及びＣｓの分子量を用いて，下記の式 1 により評価している。
ここでは，式 1 の導出過程について示す。

－

FCs T
FCｓOH T
FCｓI T
MI
MCｓ
WI
WCｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉内蓄積重量：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量

1．ＣｓＩに含まれるＣｓＩは全てＣｓＩとして存在しているため，ＣｓＩ中に含まれるＣｓは，ＣｓＩ中に含まれるＩの重量にＩ及びＣｓの分子量の比を乗ずることで算出する。

MCs CsI T ：時刻 T におけるＣｓＩ中に含まれるＣｓの放出量
2．ＣｓＯＨに含まれるＣｓ
ＣｓはＣｓＩ又はＣｓＯＨのいずれかの形態で存在しているため，
ＣｓＯＨ中に含まれるＣｓは，１．で算出したＣｓＩ中に含まれるＣｓを差引くことで算出する。

MCs OH T ：時刻 T におけるＣｓＯＨ中に含まれるＣｓの放出量3．Ｃｓの放出割合
1．及び 2．で得られたＣｓの放出量をＣｓの炉内蓄積重量で除することで，Ｃｓの放出割合を算出する。

17-9

－

17-10

参考 3 ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合について
被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＧ-1465 の放出割合を第17-8 表に示す。第 17-8 表のとおり，Ｃｓ及びＩについてはＭＡＡＰ解析結果の方が大きい。また，
希ガスについては，ＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合の方が大きいが，これは東海第二の想定事故シナ
リオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するためと考える。
第 17-8 表 ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合
ＭＡＡＰ

ＮＵＲＥＧ-1465※８

希ガス

約 0.951Ｉ

約 0.780.30

Ｃｓ

約 0.37

0.25

17-11

18. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるよう素の化学形態の設定についてよう素の化学形態に対する存在割合として，
R.G.1.195“Methods and Assumptions for Evaluating
Radiological Consequences of Design Basis Accidents at Light Water Nuclear Power Reactors”
で示された，よう素の存在割合を用いている。
よう素類の性状については，「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」（平成 25 年 6 月 19 日 原規技発第 13061918 号 原子力規制委員会決定）にて，適切に考慮されるように記述されている。
よう素の化学形態に対する存在割合について，原子炉格納容器への核分裂生成物の放出割合の設定に用いた NUREG-1465 に記載はあるが，原子炉格納容器内の液相の pH が 7 以上の場合とされている（放出全よう素のうち，無機よう素は 5%を超えない，有機よう素は無機よう素の 3%（0.15%）を超えない（95%が粒子状））。
pH 調整がされない可能性がある場合には，無機よう素への転換割合が大きくなるとの知見もあり，無機よう素の存在割合が大きくなれば有機よう素の存在割合も大きくなる。無機よう素は原子炉格
納容器内での自然沈着により一定の低減効果が見込めるのに対し，有機よう素は同様の低減効果を見込めないことから，原子炉格納容器外部への放出の観点からは有機よう素の形態が重要である。
したがって，本評価ではよう素の化学形態毎の存在割合の設定について，以下のとおり検討し，設定した。
NUREG-1465 では，よう素の化学形態毎の存在割合に関して pH が 7 未満の場合での直接的な値の記述ではないが，よう素の化学形態毎の設定に関して，NUREG/CR-5732 “Iodine Chemical Forms in
LWR Severe Accidents” を引用している。NUREG/CR-5732 では，pH とよう素の存在割合に係る知見として，pH の低下に伴って無機よう素への転換割合が増加する知見を示すとともに，pH 調整がなされる場合及びなされない場合それぞれについて，重大事故時のよう素化学形態に関して複数のプラントに対する評価を行っている。
pH 調整がなされている場合の結果を第 18-1 表，pH 調整がなされない場合の結果を第 18-2 表に示す。BWR プラントである Grand Gulf 及び Peach Bottom の評価結果では，pH が調整されている場合
は，ほぼ全量が I－となって粒子状よう素になるのに対して，pH が調整されていない場合には，無機よう素（ガス状及び液体状）となる割合が増加する。また，有機よう素についても，pH 調整されている場合よりも，pH 調整されていない場合の方が，より多くなる結果が示されている。
このように，重大事故時の環境条件を考慮した今回の評価の場合には，NUREG/CR-5732 で示される pH 調整されていない Grand Gulf 及び Peach Bottom の評価結果によう素の存在割合が近いこと，
被ばく評価上の保守性等も考慮した適切な評価条件を設定すること，という観点から考察し，第18-3 表に示す R.G.1.195 のヨウ素の化学形態毎の存在割合を用いることとした。

18-1

第 18-1 表 重大事故時の pH 調整した場合のよう素化学形態（NUREG/CR-5732，Table3.6）

第 18-2 表 重大事故時の pH 調整を考慮しない場合のよう素化学形態（NUREG/CR-5732，Table3.7）

第 18-3 表 NUREG-1465 と R.G.1.195 におけるよう素の化学形態毎の存在割合の比較
NUREG-1465

R.G.1.195

無機よう素

4.85%

91%

有機よう素

0.15%

4%

粒子状よう素

95%

5%

18-2

19. 中央制御室の居住性評価（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価におけるＮＵＲＥＧ-1465 を用いた評価とＭＡＡＰ解析での評価の比較について
被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合を
第 19-1 表及び第 19-1 図に示す。Ｃｓ及びＩについてはＭＡＡＰ解析結果の方が大きい。また，希ガスについては，ＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合が大きいが，これは東海第二の想定事故シナリオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するためと考える。
第 19-1 表 ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ-1465 の放出割合
ＭＡＡＰ

ＮＵＲＥＧ-1465※

希ガス

約 0.951Ｉ

約 0.780.30

Ｃｓ

約 0.370.25※ ＮＵＲＥＧ-1465 の Table3.12「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値の和（ＮＵＲＥＧ-1465 では，「Gap Release」「Early In-Vessel」，「Ex-Vessel」，
及び「Late In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。
本評価事象は原
子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値を用いる。）

第 19-1 図 原子炉格納容器内への放出割合の比較

19-1

20.

炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評
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。評価対象方位を第 20-1 図から第 20-4 図に，各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果を第 20-1 表に示す。

第 20-1 図

中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：中央制御室中心）20-1

第 20-2 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：建屋出入口）20-2

第 20-3 図

中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：中央制御室中心）20-3

第 20-4 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：建屋出入口）20-4

第 20-1 表

各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果
相対濃度
（χ／Q）
（s／m ３ ）

相対線量
(D／Q)
(Gy／Bq)

中央制御室中心（55m）

SW，WSW，W，
WNW，NW，NNW，
3.7×10 － ４
N，NNE，NE
（9 方位）

8.8×10 -19

建屋出入口
（45m）

SSW，SW，WSW，W，WNW，NW，
3.7×10 － ４
NNW，N，NNE（9 方位）

9.4×10 -19

中央制御室中心（10m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.3×10 － ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

建屋出入口
（15m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.2×10 － ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

評価点（放出源からの距離）

評価対象

室内
格納容器
作業時
圧力逃が
し装置出
口配管 ※ 1

建屋放出
（原子炉

入退域時

室内
作業時

建屋側壁）
※2

入退域時

非常用 ガ

室内

ス処理 系

作業時

出口放出※
入退域時
3

着目方位

中央制御室中心（100m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

8.8×10 -２ ０

建屋出入口（110m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

9.0×10 -２ ０

20-5

※1

格納容器圧力逃がし装置出口配管から放出については，被ばく評価手法（内規）に従い，建屋の影響を受ける場合の計算拡散式とされている以下の式より放出源の高さが地表面よりも十分離れているため右辺の指数減衰項を無視して算出した。

⇔※2建屋からの放出については，被ばく評価手法（内規）にて建屋の影響を受ける場合の計算式とされている以下の式より算出した。

20-6

※3

非常用ガス処理系出口からの放出については，被ばく評価手法（内規）にて建屋の影響を受けない場合の計算式とされている以下の式より算出した。

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。評価結果を第 20-2
表に示す。

20-7

第 20-2 表

相対濃度及び相対線量の評価結果（1/3）（格納容器圧力逃がし装置放出）

室内作業時
入退域時

相対濃度
累積出現頻度
評価結果(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 3.7×10 － ４
97.001
約 3.7×10 － ４
97.013
約 3.7×10 － ４…
…
…
…
96.990
約 3.7×10 － ４
97.001
約 3.7×10 － ４
97.013
約 3.8×10 － ４…
…
第 20-2 表

相対線量
累積出現頻度
評価結果(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 8.8×10 － １ ９
97.001
約 8.8×10 － １ ９
97.013
約 8.8×10 － １ ９…
…
…
…
96.990
約 9.4×10 － １ ９
97.001
約 9.4×10 － １ ９
97.013
約 9.4×10 － １ ９…
…

相対濃度及び相対線量の評価結果（2/3）（建屋放出）

室内作業時
入退域時

相対濃度
累積出現頻度
評価結果(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 8.3×10 － ４
97.001
約 8.3×10 － ４
97.013
約 8.3×10 － ４…
…
…
…
96.990
約 8.2×10 － ４
97.001
約 8.2×10 － ４
97.013
約 8.2×10 － ４…
…
第 20-2 表

相対線量
累積出現頻度
評価結果(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 2.9×10 － １ ８
97.001
約 2.9×10 － １ ８
97.013
約 2.9×10 － １ ８…
…
…
…
96.990
約 2.9×10 － １ ８
97.001
約 2.9×10 － １ ８
97.013
約 2.9×10 － １ ８…
…

相対濃度及び相対線量の評価結果（3/3）（非常用ガス処理系出口放出）

室内作業時
入退域時

相対濃度
累積出現頻度
評価結果(％)(s／m ３ )…
…
96.994
約 3.0×10 － ６
97.006
約 3.0×10 － ６
97.018
約 3.1×10 － ６…
…
…
…
96.994
約 3.0×10 － ６
97.006
約 3.0×10 － ６
97.018
約 3.1×10 － ６
…
…

20-8

相対線量
累積出現頻度
評価結果(％)(Gy／Bq)…
…
96.994
約 8.8×10 － ２ ０
97.006
約 8.8×10 － ２ ０
97.018
約 8.8×10 － ２ ０…
…
…
…
96.994
約 9.0×10 － ２ ０
97.006
約 9.0×10 － ２ ０
97.018
約 9.0×10 － ２ ０…
…

21. 中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタ保持容量及び吸着容量について
中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタは十分な保持容量及び吸着容量を有する設計とする。以下に放射性微粒子保持容量及びよう素吸着容量を示す。
1.

中央制御室換気系高性能粒子フィルタの放射性微粒子保持容量
中央制御室換気系高性能粒子フィルタの放射性微粒子の保持容量は，375 g/枚であり，中央制

御室換気系高性能粒子フィルタの枚数は，6 枚（1 系統）で，保持容量は 2250 g となる。
2.

中央制御室換気系チャコールフィルタのよう素吸着容量
中央制御室換気系チャコールフィルタの活性炭充てん量は，16.5 ㎏/ﾄﾚｲ×6 個（1 系統）で99 kg であり，吸着容量は，99 g（1 g/㎏×99 kg）となる。
中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタ保持容量及び吸着容量を第 21-1 表に示す。

第 21-1 表 中央制御室換気系フィルタユニットのフィルタ保持容量及び吸着容量

保持容量／吸着容量
中央制御室換気系高性能粒子フィルタ

2250 g中央制御室換気系チャコール
フィルタ

99 g

21-1

22. 中央制御室換気系フィルタ内放射性物質からの被ばくについて
中央制御室換気系フィルタの近傍には，中央制御室チェンジングエリアがあるため，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運転員の身体の汚染検査等に伴う被ばく線量を評価した。
１．

考慮する線源格納容器ベント実施に伴い放出される放射性物質のうち希ガス類はフィルタ装置に取り込
まれず，中央制御室換気系の粒子用高効率フィルタ及びよう素チャコールフィルタ内には放射性物質が取り込まれる。
取り込まれる放射性物質のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合の大気放出量は第 22-1
表のとおりであり，希ガス類及びよう素類の放出割合が大きい。したがって，よう素チャコー
ルフィルタに取り込まれたよう素が支配的な線源となる。
上記のことから，よう素チャコールフィルタ内のよう素に起因するガンマ線による影響を評価した。
なお，よう素チャコールフィルタに流入するよう素は，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。

22-1

第 22-1 表 炉心の著しい損傷が発生した場合の大気放出量
大気放出量（Bq）

２．

希ガス類

約 9.0×10１８

よう素類

約 1.0×10１６

ＣｓＯＨ類

約 3.8×10１３

Ｓｂ類

約 4.5×10１２

ＴｅＯ２類

約 3.7×10１３

ＳｒＯ類

約 2.0×10１３

ＢａＯ類

約 2.0×10１３

ＭｏＯ２類

約 6.9×10１２

ＣｅＯ２類

約 4.3×10１２

Ｌａ２Ｏ３類

約 1.2×10１２

評価点

チェンジングエリアの中でよう素フィルタに最も近い点を評価点として選定した。線源と評
価点との位置関係を第 22-1 図に示す。

22-2

22-3

チェンジングエリア

第 22 -1 図

線源，チェンジングエリア及び評価点の位置関係

３．評価コード
評価コードはＱＡＤ－ＣＧＧＰ2Ｒコードを用いた。
４．評価結果評価点における空間線量率の推移を第 22-2 図に示す。チェンジングエリア内の線量率は最大で約 0.4mSv／h である。

空間線量率(mSv/h)

1E+00

1E-01

1E-02
0

24

48

72

96

120

事故後の経過時間(h)第 22-2 図 チェンジングエリアの空間線量率の推移

22-4

144

168

23.

全面マスクによる防護係数について

炉心の著しい損傷が発生した場合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）(以下「基発 0412 第 1号」という。)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取り扱う場合，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 38 条事業者は，第 28 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 3 条第 3 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。
●以下，基発 0412 第 1 号（平成 25 年 4 月 12 日抜粋）
キ

保護具（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
200 万 Bq／kg 超

放射能濃度
放射能濃度
50 万 Bq／kg 超
50 万 Bq／kg 以下
200 万 Bq／kg 以下
捕 集 効 率 99.9 ％ 捕集効率 95 ％以上 捕集効率 80 ％以上
高濃度粉じん作業（粉じん濃度 10 mg 以上／ m ３ 超 の 場 所 に お （全面型）
ける作業）
高濃度粉じん作業以 捕集効率 95 ％以 捕集効率 80 ％以上 捕集効率 80 ％以上
外の作業
上（粉じん濃度 10 mg／m３以下の場所における作業）

23-1

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の超える事故由来廃棄物を扱う作業であって，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，除染係数を算出したものである。
その結果は第 23-1 表に示すとおりであり，
DF≧1.21×10３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）
第 23-1 表
入口濃度(Bq／cm3)

マスクメーカーによる除染係数検査結果

4 時間後
出口濃度

10 時間後DF 値(Bq／cm３)

出口濃度

DF 値

(Bq／cm３)

9.45×10－２

4.17×10－７

2.27×10５

8.33×10－７

1.13×10５

7.59×10－５

6.25×10－８

1.21×10３

2.78×10－８

2.73×10３

試験条件

試験流量：20 L／min
通気温度：30 ℃
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 1,075 であった。
3．呼吸用保護具着用に関する教育・訓練について
東海第二発電所では，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，
基本的に呼吸用保護具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呼吸用保護具着用訓練において，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呼吸用保護具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，呼吸用保護具着用の熟練度を高めて
行く。

23-2

24. 運転員の勤務体系について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室居住性評価における直交替の考慮は，実態の勤務形態（5 直 2 交替）に基づき設定した。被ばく評価においては，事故期間中に被ばくの影
響が大きくなる期間に，勤務スケジュール上，最も長く滞在する場合を想定し評価を行った。
また，班当たりの線量が高くなる場合には，被ばくの平準化のため日勤業務の班が交替するものとし評価を行った。
（1）中央制御室居住性評価で想定する勤務形態
被ばく評価の勤務形態については，事故期間中に放出される放射性物質が多くなる格納容器ベント実施時及び換気系が停止している事故発生直後が被ばくの影響の大きくなることから，勤務スケジュール上，最も滞在時間が長くなる場合を想定し設定した。
想定する勤務体系は第 24-1 表に示すとおりである。また，事故発生直後に滞在している班（Ａ班）は，線量が高くなることから，被ばくの平準化のため，2 日目以降は，Ａ班の代わりに日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとし評価を行った。なお，入退域時の被ばく評価については，入退域（片道）に必要な時間を 15 分とし評価を行った。
第 24-1 表 想定する勤務体系
中央制御室の滞在時間

1 日目
Ａ班

1直

8:00～21:45

2直21:30～8:15

日勤業務

―

2 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

3 日目

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班

1直

1直

2直

1直
2直

2直

① 格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合
格納容器ベント実施時はベント放出による被ばくの影響が大きくなることから，ベント実
施直前に交替し，ベント実施時に中央制御室の滞在時間が最長となる場合（Ｅ班がベント実施時に滞在する場合）を想定し，以下の勤務スケジュールで評価を行った。

②事故発生直後に滞在時間が最長となる場合
事故発生直後（事象発生から 2 時間）は換気系が停止していることから被ばくの影響が大24-1

きくなることから，事故発生時に交替し，事故発生直後に中央制御室の滞在時間が最長となる場合（Ａ班が事故発生直後に滞在する場合）を想定し，以下の勤務スケジュールで評価を行った。

（2）中央制御室居住性評価に係る被ばく評価結果（1）で想定した勤務スケジュールにおける被ばく評価結果について事故発生直後に滞在時間が最長となる場合を第 24-2 表及び第 24-3 表に，格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合を第 24-4 表及び第 24-5 表示す。この結果，最も被ばく線量が大きくなるのは，
事故発生直後に滞在時間が最長となる場合のＡ班であり，実効線量は 58mSv となった。

24-2

第 24-2 表 格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合の被ばく評価結果（マスクを考慮）
1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

(mSv)

5 日目

6 日目

7 日目

合計

Ａ
約 5.7×101
約 5.7×101
班
Ｂ
約 1.2×101 約 9.2×100
約 5.4×100 約 4.6×100 約 3.2×101
班Ｃ
約 2.0×101
約 7.4×100 約 6.1×100
約 3.4×101
班
Ｄ
約 1.4×101 約 1.0×101
約 7.3×100 約 3.2×101
班Ｅ
約 3.8×101
約 8.0×100 約 6.6×100
約 5.2×101
班
第 24-3 表 格納容器ベント実施時に滞在時間が最長となる場合の最大の線量となる班（Ａ班）の被ばく評価結果の内訳（マスクを考慮）
実効線量

被ばく経路

(mSv)

①建屋からのガンマ線による被ばく
中央制御室内作業時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
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

1.6×10-1
6.4×10-1
4.6×101（内訳） 内部被ばく

4.0×101

外部被ばく

5.3×100②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

1.8×100

計 （①＋②＋③）

4.8×101④建屋からのガンマ線による被ばく

8.7×10-2

小⑤大気中へ放出された放射性物質による被ば
入退域時

く

3.0×10-3（内訳） 内部被ばく

6.2×10-4

外部被ばく

2.4×10-3⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく
計 （④＋⑤）

9.6×100

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

5.7×101

小合

9.5×100

24-3

第 24-4 表 事故発生直後に滞在時間が最長となる場合の(mSv)

被ばく評価結果（マスクを考慮）
1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

6 日目

7 日目

合計

Ａ
約 5.8×101
約 5.8×101
班
Ｂ
約 1.1×101 約 8.7×100
約 5.2×100 約 2.4×100 約 2.8×101
班Ｃ
約 3.3×101
約 7.1×100 約 5.8×100
約 4.6×101
班
Ｄ
約 1.3×101 約 9.5×100
約 4.9×100 約 2.7×101
班
Ｅ
約 2.3×101
約 7.6×100 約 6.2×100
約 3.7×101
班
第 24-5 表 事故発生直後に滞在時間が最長となる場合の最大の線量となる班（Ａ班）の被ばく評価結果の内訳（マスクを考慮）
実効線量

被ばく経路

(mSv)

①建屋からのガンマ線による被ばく
中央制御室内作業時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
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

3.4×10-1
6.4×10-1
4.6×101（内訳） 内部被ばく

4.0×101

外部被ばく

5.3×100②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく

2.9×100

計 （①＋②＋③）

5.0×101④建屋からのガンマ線による被ばく

2.3×10-1

小⑤大気中へ放出された放射性物質による被ば
入退域時

く

6.9×10-3（内訳） 内部被ばく

5.6×10-3

外部被ばく

1.3×10-3⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく
計 （④＋⑤）8.2×100

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

5.8×101

小合

8.0×100

24-4

25. グランドシャイン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の評価モデルを以下に示す。
（１）線源領域
原子炉建屋周辺の地形を第 25-1 図に，中央制御室内の評価モデルを第 25-2 図に示す。線源領
域は炉心の著しい損傷が発生した場合に大気中に放出された放射性物質が，中央制御室天井及び周辺建屋天井の上面に均一に沈着した面線源とし，評価点である中央制御室中心を囲む一辺 800mの正方形と設定した。また，線源範囲の設定は以下のように分けた。
・中央制御室天井より高い位置に存在する線源は中央制御室の天井レベル（EL23m）で代表させた。
・中央制御室天井より低い位置に存在する線源のレベルはサービス建屋天井レベル（EL22m）又は南側空調機械室レベル（EL18m）に代表させた。
入退域時の評価モデルを第 25-3 図に示す。原子炉建屋周辺の地形は平坦で約 100m 離れた場所に丘状の斜面がある。斜面は標高差 20m 程度のなだらかな形状であり，また原子炉建屋周辺の建屋によって遮蔽されるため地形による寄与は無視できると考えられる。そこで，地表線源からのグランドシャインの評価にあたっては，放射性物質が平坦な土壌に一様に沈着したものとし，線源領域は評価点を囲む一辺 800m の正方形と設定した。
（２）遮蔽
グランドシャインによる影響の評価に当たって，遮蔽物は第 25-2 図に示す中央制御室遮蔽とし，中央制御室を囲む東西南北壁及び天井の躯体について各々の最少厚さで代表した。また，コンク
リートの種類は普通コンクリート（密度 2.0g/cm３）とした。
（３）評価点中央制御室内の評価点は，線量が最大となる位置とした。評価点を第 25-2 図中に示す。
入退域時の評価点は，計算モデルの中心，地表面より高さ 1m の位置とした。評価点を第 25-3
図中に示す。
（４）評価コード
評価コードはＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

25-1

第 25-1 図 原子炉建屋周辺の地形（赤点線内は線源とした領域：１辺 800m）

25-2

第 25-2 図 中央制御室内の評価モデル及び評価点

25-3

第 25-3 図 入退域時の評価モデル及び評価点

25-4

26. エアロゾルの乾性沈着速度について
中央制御室の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（1.2cm／s，添付 16 参照）を用いており，沈着速度の評価に当たっては，乾性沈着速度として 0.3cm／s を用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551※１に基づき 0.3cm／s と設定した。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。原子力発電所内も同様の構成であるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551
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（第 26-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響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。

26-1

第 26-1 図 様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２）※1

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk：quantification of major input
parameters, NUREG/CR-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2

W.G.N. Slinn ：Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension and for Wet
and Dry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose. Calculations,
Nuclear Safety Vol.19 No.2, 1978

26-2

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について
シビアアクシデント時に格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル粒径分布として「0.1μm～5μm」の範囲であることは，粒径分布に関して実施されている研究を基に設定している。
シビアアクシデント時には格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビア
アクシデント時の粒径分布を想定し，「格納容器内でのエアロゾルの挙動」及び「格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された第 1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，
シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，
海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第 1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 26-1 表に示す。
この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（格納容器，原子炉冷却材
配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
したがって，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm～5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

26-3

第 26-1 表 シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番
号

試験名又は
報告書名等

エアロゾル粒径
（μm）

備 考

①

LACE LA2※１

約0.5～5（第26-2図参照）

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの格納容器閉じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験
格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビング効果のモデル化を紹介したレポート②

NUREG/CR-5901

0.25～2.5（参考1-1）③

AECLが実施した試
験※３

0.1～3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目した
実験④

PBF-SFD※３

0.29～0.56（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目した
実験

0.5～0.65（参考1-2）

シビアアクシデント時のFP挙動の実験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP実験の格
納容器内のエアロゾル挙動に着目した実
験の結果）

⑤

※２

PHEBUS-FP※３※1 J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations for LWR
Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2, ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C.
Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND
LA2※2

D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol Scrubbing
by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3

STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)26-4

第26-2図 LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化
グラフ

26-5

参考1-1

26-6

NUREG/CR-5901の抜粋

26-7

参考1-2

STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS，

NEA/CSNI/R(2009)5の抜粋及び試験の概要

第26-2表 試験の概要
試験の概要

試験名又は報告書名等
AFCLが実施した実験

CANDUのジルカロイ被覆管燃料を使用した，1次系でも核分裂生成物の挙動についての試験
米国アイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状態で

PBF-SFD

の燃料棒及び炉心のふるまい並びに核分裂生成物及び水素の放出についての試験
フランスカダラッシュ研究所のPHEBUS研究炉で実施された，シPHEBUS FP

ビアアクシデント条件下での炉心燃料から1次系を経て格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機燃料を用いた
総合試験

26-8

27. 地表面への沈着速度の設定について
地表面への放射性物質の沈着は，第 27-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈着によって発生する。
乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。
湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウト係数によって計算される。

第 27-1 図 地表面沈着のイメージ
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※１を用いている。
※１ 有機よう素の地表面への沈着速度としては 4.0×10－３cm／s「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.

評価手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の適用性は，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％値を求め，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，添付資料 15 参照）の積が 1.2 cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈
着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定
義される。

27-1

(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」という。）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，地上高さの相対濃度を用いた。
χ/Qx, y, zx, y, zχ/Qχ/Q x, y, zVV ・χ/Q x, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m２]：時刻 i での相対濃度[s／m３]：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)w(x,y)i は学会標準解説 4.11 より以下のように表される。
∞

χ/Q

x, y

Λ・

χ/Q x, y, z dz

χ/Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ
・・・・・②

χ/Qx, y：時刻 i での湿性沈着率[1／m２]

χ/Q x, y, 0

：時刻 i での地表面高さでの相対濃度[s／m３]：時刻 i でのウォッシュアウト係数[1／s]

Λ

（ 9.5

Pr . 学会標準より）

10P：時刻 i での降水強度[mm／h]Σ：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]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（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）
・χ/

, ,

χ/

, ,

・χ/

2.

Λ
, ,

πΣ

Σ

％

・・・・・③％

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方
地表面沈着率の累積出現頻度は，気象指針に記載されているχ／Ｑの累積出現頻度 97％値の求め方※２に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 27-2 図参照）。

27-2

（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を
1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 27-2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ／Ｑの累積出現頻度と異なる）。
※２（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，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。

27-3

降水がない時刻は，湿性沈着率はゼロ

方位
（風
向）

風速
（m／
s）

大気
安定度

ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）
ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）

4.3

F

Ｓ
（Ｎ）

1.4

・・・

・・・

・・・

・・・

3/31

ＳＷ
（Ｎ
Ｅ）

5.5

D

日時

4/1 1:00

4/1 2:00

4/1 3:00

24:00

降水量
（mm／
hr）

湿性沈着
率
（1／m２）
（②）

地表面沈着
率
（①＋②）

○×10－９00○×10－９○×10－９1.0○×10－８○×10－８○×10－９1.5○×10－８○×10－８

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

○×10－

○×10－１0

0○×10－１０

７

０

乾性沈着
χ／Ｑ
率
３
（s／m ） （1／m２）
（①）
○×10－
６

4.5

E

○×10－
６

F

○×10－
６

評価対象方位の時刻のみχ／Ｑ
及び乾性沈着率が出現
評価対象方位以外のχ／Ｑはゼロとなるため，地表面沈着率はゼロとなる。
地表面沈着率の累積出現頻度 97％値
地表面沈着率の並び替えであり，気象条件
によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限らない。
（従来のχ／Ｑ計算とは順番が異なる。
）

評価対象方位をＳＷとし，地表面沈着率の出現頻度を昇順に並び替え

No

出現頻度
（％）

χ／Ｑ
（s／m３）

1
2
・・・
○○
○○
・・・
×××

0.000
0.003
・・・
97.00497.010・・・
100.000

00
・・・○×10－６○×10－６・・・○×10－５

地表面沈着率
（①
＋
②）
0
0
・・・
○×10－９○×10－９・・・○×10－８

第 27-2 図 地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

27-4

3.

評価結果
第 27-1 表に中央制御室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 1.2 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。
第 27-1 表 沈着率評価結果
評価点

放出点

中央制御室

原子炉

中心

建屋

建屋出入口

原子炉
建屋

相対濃度
３

（s／m ）① 乾性沈着率２（1／m ）②乾性沈着率+
湿性沈着率（1
／m２）

比
（②／①）

8.3×10－４

2.5×10－６

2.9×10－６

1.1

8.2×10－４

2.5×10－６

2.9×10－６

1.2

27-5

28. 有機よう素の乾性沈着速度について
今回の評価では，原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈
着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に乾性沈着速度を 10－３cm／s とし，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度の 4 倍である 4×10－３cm／s を設定した。以下にその根拠を示す。
（１）英国放射線防護庁（ＮＲＰＢ）による報告
英国放射線防護庁 大気拡散委員会による年次レポート（ＮＲＰＢ－Ｒ３２２※１）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下の通り報告されている。
・植物に対する沈着速度の”best judgement”として 10－５m／s(10－３cm／s)を推 奨（２）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で 10-4～10-2cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し，僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価
においてはその影響は無視できる。
以上のことから有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度 0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また原子力発電所構内は,コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されているが，エアロゾルへの沈着速度の実験結果（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－４５５１)によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって有機よう素の乾性沈着速度として，ＮＲＰＢ－Ｒ３２２の植物に対する沈着速度である 10－３cm／s を用いるのは妥当と判断した。
※1：NRPB-R322-Atomospheric Dispersion Moddeling Liaison Committee Annual Report,1988-99
NRPB-R322 ANNEX-A 「2.2 Iodine」の抜粋

28-1

28-2

29. 実効放出継続時間の設定について
大気拡散評価に用いる実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」※１に従い，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として計算する。実効放出継続時間は，大気拡散評価で放出継続時間を考慮した単位時間当たりの拡散係数を求めるために設定するものであり，被ばく評価においては，評価対象期間の放出率に拡散係数を乗じることにより大気拡散を考慮した評価を行う。
実効放出継続時間は放出経路ごとに設定しており，原子炉建屋，非常用ガス処理系排気筒及び格納容器圧力逃がし装置排気口のそれぞれの放出経路について実効放出継続時間を計算した結果を第 29-1 表に示す。
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出の実効放出継続時間は 1 時間程度であり，非常用ガス処理系排気筒からの放出の実効放出継続時間は 20 時間～30 時間程度となっている。
大気拡散評価に用いる風速，風向などの気象データは，1 時間ごとのデータとして整理されており，実効放出継続時間として設定できる最小単位は 1 時間である。
また，実効放出継続時間を 2 時間以上で設定した場合，その期間に同一風向の風が吹き続けることを想定し，その期間の拡散係数の平均を単位時間当たりの拡散係数としている。なお，
平均する期間に異なる風向が含まれる場合は，拡散係数を 0 として平均を計算する。
このため，実効放出継続時間が長くなるほど平均される期間が長くなり拡散係数は小さい傾向となる。
このことから，中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，保守的に被ばく評価上の影響が大きい原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出における実効放出継続時間である 1
時間を適用し大気拡散評価を行った。
なお，参考として実効放出継続時間の違いによる拡散係数（相対濃度，相対線量）の変化について第 29-2 表に示す。
※１（気象指針解説抜粋）（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ひとつの方法である。

29-1

第 29-1 表①
放出量（Bq）
非常用ガ
ス処理系
排気筒放
出分

Ｓ／Ｃからベントを行う場合の実効放出継続時間

ベント
放出分

②
最大放出率（Bq／h）
非常用ガ
原子炉建
ス処理系
ベント
排気筒放
放出分
屋放出分
出分

（①÷②）
実効放出継続時間（h）
非常用ガ
原子炉建
ス処理系
ベント
屋放出分
排気筒放
放出分
出分

放出経路

原子炉建
屋放出分

希ガス

約 4.6×10 15

約 3.1×10 16

約 8.9×10 18

約 3.1×10 15

約 1.2×10 15

約 8.7×10 18

約 1.5

約 25.1

約 1.0

希ガス以
外

約 1.3×10 15

約 1.6×10 15

約 7.2×10 15

約 9.2×10 14

約 6.2×10 13

約 7.1×10 15

約 1.4

約 26.3

約 1.0

第 29-2 表

実効放出継続時間の違いによる拡散係数の変化
相対濃度（s／m ３ ）相対線量（Gy／Bq）

1 時間

3.0×10 -6

1.2×10 -19

5 時間

2.9×10 -6

8.8×10 -20

10 時間

1.7×10 -6

7.5×10 -20

20 時間

1.2×10 -6

6.2×10 -202
92

30. 待避時間の設定根拠について
中央制御室では，ベント実施時における放射性物質による被ばく低減のために待避室に待避することとしており，中央制御室の居住性評価においては待避時間を 5 時間としている。
待避時間の設定については，運転員の実効線量が 100mSv／7 日間を超えないよう，余裕を考慮し設備，運用等を整備している。また，継続的に作業可能な線量率として数 mSv／h となるよう，中央制御室の居住性評価においては，第 30-1 図に示すとおり，待避室外の空間線量率が約 6mSv／h なるまでは待避室に待避すると想定し評価している。

空間線量率
：待避室外
：待避室内

待避室外の空間線量率
約 6mSv／h△ベント実施待避室加圧
5 時間

第 30-1 図 待避室内外の空間線量率
なお，実際には被ばく低減の観点から，さらに空間線量率が低減した段階で待避室から退出できるよう，加圧用空気ボンベの本数は 5 時間以上加圧ができる本数を設置することとし
ている。

30-1

31

遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱いと影響評価

1.

遮蔽モデル上でのブローアウトパネルの扱い
二次遮蔽をモデル化するにあたり，ブローアウトパネルによる遮蔽厚の差は考慮していない。これは，二次遮蔽内の構造物（床や内壁，原子炉格納容器等）を詳細にモデル化しない等の保守性を含め，モデルの単純化を行っていることによる。
2.

ブローアウトパネルによる遮蔽厚の差を考慮した場合の影響評価例
原子炉建屋の 5 階の壁（コンクリート）ははcm，6 階の壁はcm，ブローアウトパネル

mm 厚さの鋼板である。ブローアウトパネル部分はコンクリート遮蔽がないものとして，原子炉冷却材喪失時の周辺公衆の線量（添付書類十）を試算した例がある。ブローア
ウトパネル部分をコンクリート遮蔽がないとした場合，影響を受ける被ばく経路は大気へ放出される放射性物質によるもの，原子炉建屋内の核分裂生成物による直接線及びスカイ
シャイン線のうち直接線（参考参照）である。試算例によればブローアウトパネルを考慮した場合，第 31-1 表の通り合計で約 1.1 倍程度であり，影響は小さい。なお，実際にはブローアウトパネルは鋼板であるため，鉄の遮蔽効果に期待できる。
第 31-1 表 ブローアウトパネルの影響評価項

目

大気へ放出される核分裂生成物による実効線量
原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量
原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量
合計

ベース評価＊1

影響評価（ブローア
ウトパネル部分の遮蔽なしとした場合）（単位：mSv）
左記結果にブローアウトパネル板厚を考慮した場合

約 1.4×10-4←←

約 1.3×10-5

約 2.3×10-5（約 1.8 倍）

約 1.4×10-5＊2（約 1.1 倍）

約 4.7×10-6←←

約 1.6×10-4

約 1.7×10-4（約 1.1 倍）

約 1.6×10-4（約 1.0 倍）＊1：ベース評価は，原子炉熱出力向上の検討で試算した評価（既許可評価より，全希ガス
漏洩率（ｆ値）を 3.33×1010Bq から 1.11×1010Bq に，気象資料を 1981 年度から 2005年度に変更等の条件変更した評価）である。
＊2：直接線による実効線量への寄与が大きい Xe-133 のγ線の実効線量透過率は，鉄 mm
で3.

であり，この効果を考慮し評価

中央制御室及び緊急時対策所の居住性評価への影響
2.の評価で原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量はブローアウトパ

ネルの鋼板の効果を考慮した場合，約 1.1 倍に増加していることから，居住性評価につい31-1

ても直接線の寄与分が同様の比率で増加するものとし影響を確認した。第 31-2 表の通りいずれも基準を十分満足する結果となっている。

31-2

第 31-2 表 居住性評価への影響（単位：mSv）
項 目

室内
作業時
炉心の著しい損傷が発生した場
合の中央制御室の居住性に係る
被ばく評価

入退域時

ベース評価

影響評価

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 7.8×10-1

約 8.9×10-1

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.4×10-4←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 9.6×10-1←

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量

約 4.6×101←

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質による実効線量

約 4.7×100←

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 2.4×10-3

約 2.7×10-3

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 2.6×10-1←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 6.9×10-3←

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質による実効線量

約 8.0×100

←

合計

室内
作業時
設計基準事故時の中央制御室の居住性に係る被ばく評価（原子炉
冷却材喪失時）
入退域時

重大事故時の緊
急時対策所の居住性に係る被ば
く評価

約 60

約 60

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 1.6×100

約 1.8×100

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 3.9×10-4←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 3.9×10-2←

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量

約 2.0×10-1←

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 9.0×10-3

約 1.0×10-2

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.0×100←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 3.5×10-2

←

合計

約 2.9

約 3.1

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線による実効線量

約 1.1×10-3

約 1.2×10-3

原子炉建屋内の核分裂生成物からのスカイシャイン線による実効線量

約 1.8×10-6←

大気中へ放出された放射性物質による実効線量

約 4.9×10-2←

約 3.5×101←

約 1.8×10-1

←

約 35

約 35

室内に外気から取り込まれた放射性物質による実効線量
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による実効線量合計

基準値

合計 100

合計 100

合計 100

以上

31-3

参考
ブローアウトパネルを考慮した直接線及びスカイシャイン線の影響について
原子炉冷却材喪失時の周辺公衆の線量評価において，
ブローアウトパネル部分はコンクリ
ート遮蔽がないとしたときの直接線及びスカイシャイン線による線量評価への影響について以下に述べる。評価地点と原子炉建屋の位置関係を第 1 図に示す。
直接線による線量の評価において影響があるブローアウトパネルは，評価地点から直視できる原子炉建屋の西側の 3 枚となる。
スカイシャイン線による線量の評価では，評価地点から直視できる部分（原子炉建屋の西側 3 枚のブローアウトパネル注 1）及び評価地点から直視できない部分（原子炉建屋の北側 3枚，東側 3 枚及び南側 3 枚のブローアウトパネル注 1）から散乱するスカイシャイン線の影
響が考えられる。評価地点から直視できる部分については，直接線の評価で散乱するスカイ
シャイン線の影響も考慮されている。
評価地点から直視できない部分から散乱するスカイシ
ャイン線の線量は，散乱線による線量評価に係る文献注 2 によれば，直視できる部分からの直接線による線量と比較して 4 桁以上低い結果となっている。このため，評価地点から直視できない部分から散乱するスカイシャイン線は，直接線及びスカイシャイン線の試算結果に有意な影響を与えない。
注 1 直接線及びスカイシャイン線の線量評価で影響を考慮するブローアウトパネルは，開放機構を設置する 10 枚及び閉鎖する 2 枚の合計 12 枚とする。
注 2(1) H. Hirayama, Y. Harima, et al. ,”Data Library of Line-and Conical-BeamResponse Functions And Four-Parameter Empirical Formula in Approximating
Response Functions for Gamma-ray Skyshine Dose Analyses”, High Energy
Accelerator Research Organization(KEK),2008(2) 散乱角 0°のときの線量約 3.0×10-19 Sv/photon に対し，散乱角を 90°としたときの線量は約 2.1×10-24 Sv/photon となる。ここで，ガンマ線エネルギは原子炉冷却材喪失時の線源のうち，コンプトン散乱後評価地点に到達しやすい高エネルギ 3
MeV，評価距離は 500 m とした。
散乱角

原子炉
建屋

：直接線及びスカイシャイン線評価地点（原子炉建屋から見て西側）：評価地点から直視できる原子炉建屋の西側壁面：評価地点から直視できない原子炉建屋の北側，東側及び南側壁面：ブローアウトパネル部分を考慮した直接線：ブローアウトパネル部分を考慮したスカイシャイン線

第 1 図 評価地点と原子炉建屋の位置関係

31-4

散乱角

散乱角

32. 中央制御室に保管する飲食等について
東海第二発電所の中央制御室に保管する飲食料等の数量とその考え方については，第 32-1
表に示すとおりであり，そのうち第 32-2 表に示す数を中央制御室待避室に常時配備する。
第 32-1 表 中央制御室に保管する飲食等
品

配備数※1

名

飲食料
・食料

231 食※2

・飲料水（1.5 リットル）

154 本※3

簡易トイレ

１ 式※4

安定ヨウ素剤

176 錠※5※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝231 食※3 11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本※4 収納袋，薬剤（凝固剤）及び組み立て式弁座を組み合わせて７日間の運用を行うことを想定している。
※5 11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋7 日×2 錠）＝176 錠

第 32-2 表 中央制御室待避室に保管する飲食等
品

配備数※1

名

飲食料
・食料

3 食

・飲料水（1.5 リットル）

3 本
１ 式※2

簡易トイレ

※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 収納袋，薬剤（凝固剤）及び組み立て式弁座を組み合わせて待避室に待避中の運用を行うことを想定している。

32-1

33.

重大事故等時の一次遮蔽の熱除去の評価について

炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性評価（以下「居住性評価」という）においては，一次遮蔽が十分なコンクリート厚さを有しているため，原子炉格納容器内の放射性物質からのガンマ線の影響は無視できるほど小さく考慮していない。ここでは，重大事故等時の原子炉格納容器内の放射性物質からのガンマ線による一次遮蔽の温度上昇を考慮した一次遮蔽の熱除去の評価を行い，一次遮蔽の遮蔽機能上問題ないことを確認する。
熱除去の評価では，伝熱理論に基づいた解析手法により遮蔽体の温度上昇を計算する。評価に当たっては，線量計算で求める遮蔽体のガンマ線入射線束よりガンマ発熱量を求めて遮蔽体の温度上昇を計算し，その結果が，コンクリートのガンマ線遮蔽能力に対する温度制限値以下となることを確認する。

1．ガンマ線発熱量の評価
想定事象としては，居住性評価に用いている「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」とし，ガンマ線による発熱量評価の対象線源は原子炉格納容器内の放射性物質及び原子炉建屋原子炉棟内に放出された放射性物質とする。
評価に用いる放射能濃度は，居住性評価の評価期間である7日間の放射能濃度分布を基に設定する。放射能濃度を基に算出したガンマ線線源強度を第1表に示す。また，ＱＡＤ－ＣＧＧ
Ｐ２Ｒコードを使用し，対象線源からの吸収線量を評価する。原子炉建屋及び原子炉格納容器の立面図を第1図，一次遮蔽の吸収線量評価に使用した計算モデル及び評価点を第2図に示す。
なお，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉棟内の配管，支持構造物等による自己遮蔽効
果については保守的に考慮しない。

2．温度上昇の計算方法
1．により得られたガンマ線吸収線量の分布を用いた一次遮蔽内部発熱，一次遮蔽表面の熱伝達率及びコンクリートの熱伝導率を用いて，一次遮蔽内部の温度分布を求める。温度分布の計算には以下の熱伝導方程式を用い，一次遮蔽内側，外側の境界条件を設定し，収束計算により温度分布を求める。なお，コンクリート密度は2.23 g/cm3を用いる

λ

ｄ2 Ｔ
ｄｘ2

＋Ｑ(ｘ) ＝ 0λ：熱伝導率（kJ/(cm・h・℃)）

Ｑ(ｘ)：一次遮蔽内側表面からの距離ｘにおける発熱量＊1（kJ/(cm3・h)）33-1

また，遮蔽表面の境界条件は次式で与えられる。

ｑ ＝ ｈ・Δｔ

注記ｑ：伝達される熱量（kJ/(cm2・h)）ｈ：自然対流熱伝達係数（kJ/(cm3・h・℃)）

Δｔ：遮蔽表面とその周辺の温度差（℃）＊1：Ｑ(ｘ)は，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードで計算した距離毎の対象線源からの吸収線量（kGy/h=kJ/(kg・h)）にコンクリート密度（2.23×10-3 kg/cm3）を乗じて発熱量（kJ/(cm3・h)）を算出し，それを指数関数で近似し設定する。

重大事故等時の原子炉格納容器表面温度（最高温度157 ℃＊2）及び原子炉建屋原子炉棟内雰
囲気温度（最高温度65.6 ℃＊2）について保守的に一定温度として境界条件を設定し計算する。
計算した一次遮蔽の温度分布を第3図に示す。

注記＊2：温度設定の保守性については以下のとおりである。
・一次遮蔽の内側，外側の温度は時間変化するが，保守的に最高温度で一定として設定している。
・原子炉建屋原子炉棟内雰囲気温度 65.6 ℃は，重大事故等時の条件による温度評価（原子炉建屋原子炉棟外壁からの放熱を考慮）の結果を包絡する保守的な温度として設定している。
・重大事故等時の条件による温度評価においては，ガンマ線の発熱を考慮した評価を行っている（温度評価で熱源として考慮している核分裂生成物の崩壊熱には崩壊に伴い放出されるガンマ線による熱も含んでいる）。

3．まとめ
一次遮蔽のコンクリート温度は，一次遮蔽内部でのガンマ線による温度上昇を考慮しても第3図に示すとおり166 ℃以下となり，「遮蔽設計基準等に関する現状調査報告（1977年，日本
原子力学会）」において示されているガンマ線に対するコンクリート温度制限値177 ℃以下であることを確認した。

33-2

第1表

ガンマ線線源強度

エネルギ

原子炉格納容器内線源強度

原子炉建屋原子炉棟内線源強度（MeV）（cm-3・s-1）（cm-3・s-1）

0.01

約3.7×107

約9.0×1040.025

約2.7×107

約5.4×104

0.0375

約3.5×108

約1.0×1060.0575

約2.7×106

約3.9×1030.085

約3.1×108

約9.2×105

0.125

約2.3×106

約2.6×1030.225

約1.3×108

約1.2×105

0.375

約4.5×107

約8.0×104

0.575

約1.3×108

約1.8×1050.85

約6.7×107

約9.9×1041.25

約2.0×107

約2.3×1041.75

約4.9×106

約2.8×103

2.25

約7.7×106

約2.5×1032.75

約5.2×105

約9.4×101

3.5

約1.6×104

約1.4×1005.0

約2.0×10-4

約3.0×10-77.0

約2.3×10-5

約3.4×10-8

9.5

約2.6×10-6

約3.9×10-9

33-3

第1図

第2図

原子炉建屋及び原子炉格納容器の立面図

一次遮蔽の吸収線量評価に使用した計算モデル及び評価点（立面図）
33-4

第3図

一次遮蔽内部の温度分布33-534. 審査ガイドへの適合状況
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る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。
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。

34-1① 設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷

1b)→審査ガイドの趣旨に基づき評価①格納容器圧力逃がし装置による格納容器破損防止対策を考慮する事故シーケンスを選定している。
②マスク着用は考慮する場合と考慮しない場合とで評価している。

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③運転員の勤務形態（5 直 2 交代）を考慮して評価している。

機能した場合）を想定すること。

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。
4.居住性に係る被ばく評価の標準評価手法ている。

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4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1 →審査ガイドのとおり① 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

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

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし，保守

解析条件」に基づいて評価している。実験等に基づいて検証され的な仮定及び条件の適用を否定するものではない。

たコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づいて評価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。

している。

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。
（１）被ばく経路34-2

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，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，原子4.1 (1)→ 審査ガイドのとおり
中央制御室居住性に係る被ばく経路は図 1 のとおり，①～⑤の経路に対して評価している。

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／

4.1 (1) ①→審査ガイドのとおり

緊急時制御室／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。

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

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
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
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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
よる中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室での外部被ばく線量を評価している。
4.1(1)②→審査ガイドのとおり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

大気中に放出された放射性物質からのガンマ線によ中央制御室／緊急時対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

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

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遮蔽効計算する。

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

ている。

34-3

ドシャイン）
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）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

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。
4.1(1)③→審査ガイドのとおり
中央制御室内に取り込まれた放射性物質は，中央制御室に沈着せず浮遊しているものとして評価している。

時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を，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。

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

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

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まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部

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
二 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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
被ばくの和として実効線量を評価している。

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 4.1(1)④→審査ガイドのとおり
く
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
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

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入退域時の外部被ばく線量を評価している。
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域

34-4

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大気中へ 4.1(1)⑤→審査ガイドのとおり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計算する。

時の被ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待

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

しないこと以外は「4.1(1)②大気中へ放出された放射性物質によドシャイン）

る中央制御室内での被ばく」と同様な手段で，放射性物質からの二 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（グガンマ線による外部被ばくおよび吸入摂取による内部被ばくのランドシャイン）和として実効線量を評価している。地表面に沈着した放射物質放三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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。

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（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
価の手順を図 3 に示す。
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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

4.1(2)→審査ガイドのとおり
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。
4.1(2)a.→審査ガイドのとおり

く評価に用いるソースタームを設定する。

34-5

・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評価事象については，炉心の著しい損傷が発生するシーケンス策の有効性評価（ 参 2）で想定する格納容器破損モードのうち，原子「大 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力

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電源喪失」を選定する。また，放出放射能量の観点から，代替循なる事故収束に成功した事故シーケンス（この場合，格納容器破損防環冷却系の機能喪失を仮定し，格納容器圧力逃がし装置による格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

納容器ベントを実施する場合を想定する。

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。
・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，放大気中への放射性物質の放出量については，MAAP 解析結果を

射性物質の大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元に設定しているが，放出割合については，TMI-2 事故や福島第電所事故と同等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放一原子力発電所事故での知見も踏まえた設定としている。

出割合及び炉心内蔵量から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
して相対濃度及び相対線量を計算する。

4.1(2)b.→審査ガイドのとおり
被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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%に当たる値を用いている。
評価においては，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 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 4.1(2)c.→審査ガイドのとおりを計算する。

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，原子炉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 4.1(2)d.→審査ガイドのとおり

34-6

要員の被ばく線量を計算する。
・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（スカイシャインガンマ線，直接ガンマ線）による被ばく線量を計算

前項 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による外部被ばく線量を計算している。
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する。

質及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ば

・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く線量を計算している。

地表面に沈着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

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する。

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

・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

く線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

時対策所内に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る。

4.1(2)e.→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

上記 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 を超えないこと」を満足することを確
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

認している。
4.2(1)a.→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率とフィルタ効率して，設計値である 95%を，中央制御室換気設備のフィルタ除去

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

効率は，設計上期待できる値として，有機よう素は 95%，無機よに設定する。

う素及び粒子状物質は 99%として評価している。

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。

34-7

b．空気流入率
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。
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／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。
）

4.2(1)b.→審査ガイドのとおり
中央制御室待避室に待避している間は，空気の流入は考慮しない。
中央制御室待避室に待避していない間は，空気流入率を 1 回/ｈとした。

（２）大気拡散a．放射性物質の大気拡散・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.→審査ガイドのとおり
放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。

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
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。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から・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2006 年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いてくとも 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。

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）における相関式を用いて計算する。

水平方向及び鉛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，気象指針の相関式を用いて計算している。
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・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子炉建屋）の影響を受けるため，建屋による巻き込みを考慮し，な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には，建屋による巻き建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

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。

34-8

・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一～三の全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。

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放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

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)

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，建屋の影響の風下側にある。

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はないものとして大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
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

・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側拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方

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位 9 方位(中央制御室及び入退域))を対象としている。

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。
・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。

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法について(内規)」に基づいて評価

34-9

している。
b．建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b.→審査ガイドのとおり・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) 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

放出源（格納容器圧力逃がし装置配管）から最も近く，巻き込みによる拡散が生じているものとする。

みの影響が最も大きい建屋として原子炉建屋を代表建屋として

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，原子いる。

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

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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

34-102) 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

建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には間欠的御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代表に外気を取り入れる。代表面として建屋側面を選定し、保守的に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。

地上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。

建屋側面を選定しており，評価点は中央制御室内の最も線量が高い位置とする。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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代表面として建屋側面を選定し、保守的に地上高さにおける濃度を評価している。

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。
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

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室内の最も線量が34-11する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

高い位置としている。また，放出点と評価点の直線距離に基づき，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濃度評価の拡散パラメータを算出している。直線距離の評価に当ている場合は，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する

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た。

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

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を選定し，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出がある複数の方位(評価方位は 9 方位)を対象としている。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居なく，図 5 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

住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

を対象として評価している。

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。

34-12i） 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放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

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放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価

方位ｍ１の選定には，図 6 のような方法を用いることができる。図 6 の点の風上となる 180°を対象としている。

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 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。
この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図 7 に示す方法を用

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 7 のに及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 9 方位)を評価方位

ハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ２は放出点が評価として選定している。

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性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
点の風上となる 180°が対象となる。
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「・着目方位

対策所が属する建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代る。

1)」の方法により，評価対象の方位を選定してい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。

34-13

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

風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としている。
原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

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。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
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
・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

4.2(2)c.→審査ガイドのとおり
相対濃度は，毎時刻の気象項目(風向，風速，大気安定度)及び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。

実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価してい・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線る。

量計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。

34-14

・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%

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
マ線計算モデルに適用し，計算している。
年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻のに当たる値とする。

風向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いてい・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

る。

（参 1）
に係る被ばく評価手法について（内規）」による。

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評価手法について（内規）」に基づいて評価している。

d．地表面への沈着
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着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。
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)d.→審査ガイドのとおり
地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表
面沈着濃度を計算している。
4.2(2)e.→審査ガイドのとおり

・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

中央制御室は間欠的に外気取入れ運転運転により外気が取りら，次の二つ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

込まれることを仮定している。また中央制御室非常用循環設備の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する。
一 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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
運転による空気が直接流入することを仮定している。
プルーム通過中は運転員は中央制御室待避室に待避し、室内を備によって室内に取り入れること（外気取入）

加圧するため外気取入れ及び空気流入はないものとして評価し二 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ている。

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，一様混合すると仮定する。

中央制御室内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

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

34-15

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取り込みについては，非常用換気空調設備の設計及び運外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，中央制御室の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。

転条件に従って計算する。
・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流入量は，空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室

空気流入量は中央制御室のバウンダリ体積（容積）を用いてい
計算している。

／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 4.2(3)a.→審査ガイドのとおり
時制御室／緊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・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，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

空気中時間積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して計算している。

算係数の積で計算する。

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・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

中央制御室の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
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／ 4.2(3)b.→審査ガイドのとおり
緊急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（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線量

中央制御室の運転員のグランドシャインによる外部被ばくについては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

は，地表面沈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。

34-16

・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 4.2(3)c.→審査ガイドのとおりれた放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

中央制御室内における内部被ばくについては，空気中濃度，呼時対策所内での内部被ばく

吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して・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計算している。

れた放射性物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

中央制御室内では室内で放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。
事象発生から 3 時間及び入退域時にマスクを着用することと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する。その場合は，マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
した。

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 4.2(3)d.→審査ガイドのとおりれた放射性物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

中央制御室内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する

中時間積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

外部被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算して数の積で計算する。

いる。

34-17

・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，c 項の内部被ばく同様，室内に沈着せずに浮遊して中央制御室で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

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（クラウドシャイン）

4.2(3)e.→審査ガイドのとおり
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・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，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

空気中時間積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して計算している。

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 4.2(3)f.→審査ガイドのとおり被ばく（グランドシャイン）

入退域時の運転員のグランドシャインによる外部被ばくにつ・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

いては，地表沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく

は，地表面沈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

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。考算係数の積で計算する。

慮している。

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
g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.2(3)g.→審査ガイドのとおり・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

入退域時の運転員の内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸

時間積分濃度，呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して計計算する。

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。

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域
時にマスクを着用することとした。

h. 被ばく線量の重ね合わせ
・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

34-18

設について同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。

4.2(3)ｈ.→複数原子炉施設は設置されていないため考慮しない

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

４．４ 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の主
要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1)→審査ガイドのとおり

a．原子炉格納容器への放出割合
・原子炉格納容器への放出割合は 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もとに設定する。
・希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び La 類を考慮する。

34-19

・なお格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ素類の形状を適切に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もとに設定している。
希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び La 類を考慮している。
よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

考慮する。
（２）非常用電源
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4.4(2)→審査ガイドのとおり
4.1(2)a で選定した事故シーケンスと同じ電源条件を設定している。なお，ソースターム条件設定に当たり，代替電源からの給電に要する時間を考慮している。

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)

4.4(3)a→審査ガイドのとおり

非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)の動作に

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もとに非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の作動を設定に設定する。

している。

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

4.4(3)b→審査ガイドのとおり

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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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のフィルタ効率は期待しない。

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
シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

4.4(3)c→審査ガイドのとおり
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している。

34-20

d.原子炉格納容器内への自然沈着
原子炉格納容器内への自然沈着率については，実験などから得られた適切なモデルを基に設定する。
e.原子炉格納容器漏えい率

4.4(3)d→審査ガイドのとおり
格納容器内への自然沈着率については，CSE 実験による知見を反映したモデルとしている。

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 4.4(3)e→審査ガイドのとおり
故進展解析条件を基に設定する。

原子炉格納容器漏えい率については 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している。

f.原子炉制御室の非常用換気空調設備
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

4.4(3)f→審査ガイドのとおり
中央制御室非常用循環設備の起動時間については全交流動力の作動状態を基に設定する。

電源喪失祖想定した遅れを有効性評価で設定した 2 時間として（４）大気拡散評価した。

a．放出開始時刻及び放出継続時間
・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)a4.4(4)a.→審査ガイドのとおり
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

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。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
事故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。
放射性物質の大気中への放出継続時間は,保守的に 1 時間としている。

b．放出源高さ
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

4.4(4)b.→審査ガイドのとおり
放出源高さは，地上放出を仮定する。放出エネルギーは考慮していない。

解析結果を基に，放出エネルギーを考慮してもよい。
（５）線量評価

34-21

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

4.4(5)a→審査ガイドのとおり

での外部被ばく・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，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

想定事故時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

故時に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定し，スカイシ

質を設定する。この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガン

ャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。

マ線及び直接ガンマ線の線源とする。
・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，事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。

原子炉建屋内の放射性物質は，自由空間体積に均一に分布しているものとして計算している。

・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

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，施設のい構造及び地形条件から計算する。

位置・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮蔽構造（原子炉建屋外部遮蔽構造，中央制御室遮蔽構造）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

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況
ード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量をＡＮＩＳ
Ｎコード及びＧ３３－ＧＰ２Ｒ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

ばく

び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量は，4.3(5)a と・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 と同様同様の計算している。

34-22に設定する。
・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
ンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は，上記 a と同様に設定する。

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-23
図 1→審査ガイドのとおり

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34-24

図 3→審査ガイドのとおり

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34-25
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-26
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-27
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-28
図 4，図 5→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

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34-30
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-31
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

34-32
図 6，図 7→審査ガイドのとおり

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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図 8→審査ガイドのとおり

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図 9,図 10→審査ガイドのとおり