別添２

島根原子力発電所１号炉廃止措置計画認可申請書

添付書類の補正前後比較表

添

付

書

類

三

廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−1

1.1

1.1 放射線管理に関する基本方針・具体的方法

1.1 放射線管理に関する基本方針・具体的方法

放射線管理に「五 2. 廃止措置の基本方針」に基づき，施設周辺の一般公衆及び放「五 2. 廃止措置の基本方針」に基づき，施設周辺の一般公衆及び放関する基本方

射線業務従事者の受ける放射線被ばくを合理的に達成可能な限り低くす

射線業務従事者の受ける放射線被ばくを合理的に達成可能な限り低くす

針・具体的方ることとする。

ることとする。

法

具体的方法については，原子炉運転中の管理に準じて以下のとおりとす

具体的方法については，原子炉運転中の管理に準じて以下のとおりとする。

る。

(1) 放射線被ばくを合理的に達成できる限り低減するために，遮蔽設備，(1) 放射線被ばくを合理的に達成できる限り低減するために，遮蔽設備，換気設備，放射線管理設備及び放射性廃棄物の廃棄施設は，必要な期間，

換気設備，放射線管理設備及び放射性廃棄物の廃棄施設は，必要な期間，必要な機能を維持管理する。

必要な機能を維持管理する。具体的には，「添付書類六 廃止措置期間中 ・維持管理に係る事項はに機能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維 添付書類六に示すこと
持すべき期間に関する説明書」に示す。

3−1(2) 放射線被ばくを合理的に達成できる限り低くするために，管理区域を(2) 放射線被ばくを合理的に達成できる限り低くするために，管理区域を設定して，立入りの制限を行い，外部放射線に係る線量当量，空気中若設定して，立入りの制限を行い，外部放射線に係る線量当量，空気中若しくは水中の放射性物質の濃度及び床等の表面の放射性物質の密度を監

しくは水中の放射性物質の濃度及び床等の表面の放射性物質の密度を監

視する。

視する。

(3) 放射線業務従事者に対しては，線量を測定評価し，その結果を作業環
境の整備，作業方法等の改善に反映する。

(3) 放射線業務従事者に対しては，線量を測定評価し，その結果を作業環
境の整備，作業方法等の改善に反映する。

(4) 管理区域の外側には，周辺監視区域を設定して，立入りを制限する。

(4) 管理区域の外側には，周辺監視区域を設定して，立入りを制限する。

(5) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出については，放出管理(5) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出については，放出管理

目標値を定め，これを超えないように努める。
(6) 放射性物質により汚染している設備等を取り扱う場合は，汚染の拡散を追記

目標値を定め，これを超えないように努める。
(6) 放射性物質により汚染している設備等を取り扱う場合は，汚染の拡散防止のため，必要に応じて汚染拡大防止囲い，局所フィルタを使用する防止のため，汚染レベルを考慮し，汚染拡大防止囲い，局所フィルタを ・考慮する事項の明確化などの措置を講じる。

使用するなどの措置を講じる。

(7) 作業環境に応じて，防護具の着用等，放射線防護上の必要な措置を講じる。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

(7) 作業環境に応じて，防護具の着用等，放射線防護上の必要な措置を講じる。

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−2

1.2

1.2 管理区域，保全区域及び周辺監視区域の設定

1.2 管理区域，保全区域及び周辺監視区域の設定

管理区域，保(1) 管理区域(1) 管理区域

全区域及び周核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設，放射性廃棄物の廃棄施設等の場

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設，放射性廃棄物の廃棄施設等の場

辺監視区域の所であって，その場所における外部放射線に係る線量，空気中の放射性所であって，その場所における外部放射線に係る線量，空気中の放射性設定

物質の濃度，又は放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質

物質の濃度，又は放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が，線量告示に定められた値を超えるか，又はそのおそれのあるの密度が，線量告示に定められた値を超えるか，又はそのおそれのある場合，管理区域を設定する。また，使用済燃料輸送時等，管理区域外に場合，管理区域を設定する。管理区域を解除する場合は，線量告示に定 ・管理区域解除に関する

おいて一時的に上記管理区域に係る値を超えるか，又は超えるおそれがめられた値を超えるおそれがないことを確認する。また，使用済燃料輸 事項を追記ある場合，その区域を一時管理区域として設定する。

送時等，管理区域外において一時的に上記管理区域に係る値を超えるか，又は超えるおそれがある場合，その区域を一時管理区域として設定する。

設定した管理区域は，関係法令に定める措置を講じる。

設定した管理区域は，関係法令に定める措置を講じる。
（中略）

（中略）

3−2

(3) 周辺監視区域
外部放射線に係る線量，空気中若しくは水中の放射性物質の濃度が，(3) 周辺監視区域
管理区域の周辺の区域であって，当該区域の外側のいかなる場所にお ・記載の適正化

線量告示に定められた値を超えるおそれのある区域を周辺監視区域といてもその場所における線量が線量告示に定められた値を超えるおそする。周辺監視区域の境界は実際には管理上の便宜も考慮して設定する。

れのない区域を周辺監視区域として設定する。

設定した周辺監視区域は，関係法令に定める措置を講じる。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

設定した周辺監視区域は，関係法令に定める措置を講じる。

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−2

1.3

1.3 管理区域内の管理

1.3 管理区域内の管理

管理区域内の
管理

（中略）

（中略）

(2) 管理区域内は，場所により外部放射線に係る線量当量率，放射線業務(2) 管理区域内は，場所により外部放射線に係る線量当量率，放射線業務従事者等の立入頻度等に差異があるので，これらのことを考慮して以下従事者等の立入頻度等に差異があるので，これらのことを考慮して以下に述べるように適切な管理を行う。

に述べるように適切な管理を行う。

ａ．放射線業務従事者等を外部被ばくから防護するため，施設内の遮蔽

ａ．放射線業務従事者等を外部被ばくから防護するため，施設内の遮蔽を必要な期間維持管理するとともに，必要に応じて遮蔽体を設置する。

を必要な期間維持管理するとともに，線量当量率を考慮し，遮蔽体を ・考慮する事項の明確化設置する。

ｂ．放射線業務従事者等を放射性物質での汚染による被ばくから防護す

ｂ．放射線業務従事者等を放射性物質での汚染による被ばくから防護するため，換気設備を必要な期間維持管理することにより，空気中の放るため，換気設備を必要な期間維持管理することにより，空気中の放射性物質の濃度が十分低くなるようにするとともに，濃度に応じて適射性物質の濃度が十分低くなるようにするとともに，濃度に応じて適切な管理を行う。

切な区域区分管理を行う。

・記載の適正化

3−3ｃ．放射線業務従事者等の線量の管理が，容易かつ確実に行えるよう(3) 管理区域内の外部放射線に係る線量当量を把握するため,管理区域内 ・管理区域内の線量当量にするため，エリア放射線モニタ，放射線サーベイ機器等により，管の主要部分について，エリア・モニタにより外部放射線に係る線量当量 率等の管理方法を追記

理区域の放射線レベル等の状況を把握する。

率を測定する。また，放射線業務従事者が特に頻繁に立ち入る箇所については，定期的にサーベイメータによる外部放射線に係る線量当量率の測定を行う。
(4) 管理区域内の空気中の放射性物質の濃度及び表面の放射性物質の密度を把握するため,放射線業務従事者が特に頻繁に立ち入る箇所について
は，サンプリングによる測定を定期的に行う。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−3

1.5
周辺監視区域内の管理

1.5 周辺監視区域内の管理

1.5 周辺監視区域内の管理

周辺監視区域については，実用炉規則に基づき，人の居住を禁止し，境周辺監視区域については，実用炉規則に基づき，人の居住を禁止し，境界に柵又は標識を設けるなどの方法によって周辺監視区域に業務上立ち

界に柵又は標識を設けるなどの方法によって周辺監視区域に業務上立ち入る者以外の者の立入りを制限する。

入る者以外の者の立入りを制限する。

周辺監視区域の外部放射線に係る線量，空気中の放射性物質の濃度及び表面の放射性物質の密度は，線量告示に定める値以下に保つ。

周辺監視区域の外部放射線に係る線量，空気中の放射性物質の濃度及び表面の放射性物質の密度は，線量告示に定める値以下に保つ。
外部放射線に係る線量については，管理区域の外側において３か月につ ・外部放射線に係る線量
いて 1.3mSv を超えないよう管理する。

空気中の放射性物質の濃度については，管理区域との境界を壁等によっの管理を追記空気中の放射性物質の濃度については，管理区域との境界を壁等によって区画するとともに，管理区域内の放射性物質の濃度の高い空気及び水がて区画するとともに，管理区域内の放射性物質の濃度の高い空気が容易に ・記載の適正化

容易に流出することのないよう換気系統及び排水系統を必要な期間維持

流出することのないよう換気系統を必要な期間維持管理する。

管理する。
表面の放射性物質の密度については，人及び物品の出入管理を十分に行 ・表面の放射性物質の密
う。

3−4

3−4

1.6
個人被ばく管理

1.6 個人被ばく管理
管理区域に立ち入る者の個人被ばく管理は，線量を常に測定評価すると度に関する管理を追記

1.6 個人被ばく管理
放射線業務従事者の個人被ばく管理は，線量を測定評価するとともに定 ・記載の適正化

ともに定期的及び必要に応じて健康診断を実施し，身体的状態を把握する

期的及び必要に応じて健康診断を実施し，身体的状態を把握することによ

ことによって行う。

って行う。
なお，放射線業務従事者以外の者で管理区域に一時的に立ち入る者につ ・一時立ち入り者の管理
いては，外部被ばくによる線量の測定等により管理を行う。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

を追記

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補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−4

1.7

1.7 周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視

周辺監視区域(1) 放射性廃棄物の放出管理

1.7 放射性廃棄物の放出管理

境界及び周辺放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に当たっては，周辺監

放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に当たっては，周辺監視地域の放射線

視区域外の空気中及び水中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める値

区域外の空気中及び水中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める値を超

監視を超えないように厳重な管理を行う。

えないように厳重な管理を行う。

さらに，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」

・記載の適正化

さらに，線量目標値指針に基づき，発電所から放出される放射性物質に ・記載の適正化（以下「線量目標値指針」という。）に基づき，発電所から放出される

ついて放出管理の目標値を定め，放射性物質の測定を行い，これを超えな

放射性物質について放出管理の目標値を定め，放射性物質の測定を行い，いように努める。

これを超えないように努める。
(1) 放射性気体廃棄物

・放射性廃棄物の放出管

放射性気体廃棄物を大気中に放出する場合は，排気中の放射性物質の 理方法の明確化
濃度を排気筒モニタ等によって連続監視する。
(2) 放射性液体廃棄物
放射性液体廃棄物を放出する場合にはあらかじめ，タンクにおいてサ

3−5ンプリングし，放射性物質の濃度を測定し，放出量を確認する。
また，放出される液体中の放射性物質の濃度は，排水モニタによって常に監視する。
1.8 周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視

・記載の適正化

前項で述べたように，放射性廃棄物の放出に当たっては，厳重な管理を ・放出管理を行うことをなお，異常がないことの確認に資するため，周辺監視区域境界付近及び周辺地域の放射線監視を行う。
(2) 空間線量等の監視
空間線量，空間線量率及び空気中の粒子状放射性物質濃度について，
測定頻度及び測定点を定めて監視を行う。

行うが，異常がないことの確認に資するため，周辺監視区域境界付近及び 明記
周辺地域の放射線監視を行う。
(1) 空間線量等の監視・記載の適正化

空間線量は，周辺監視区域境界付近及び周辺地域にモニタリングポイ ・周辺監視区域境界付近
ントを設定し，定期的に測定する。

等における空間線量等の空間線量率は，周辺監視区域境界付近に設置されたモニタリングポス 監視方法の明確化
トにより常時監視する。
空気中の粒子状放射性物質濃度は，周辺監視区域境界付近に設置されたダストモニタにより測定するとともに，フィルタを定期的に回収し核種分析測定する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−4

1.7
周辺監視区域
境界及び周辺(3) 環境試料の放射能監視
周辺環境試料について，種類，頻度及び測定核種を定めて放射能監視を行う。

(2) 環境試料の放射能監視
周辺環境試料の放射能監視は，次のように行う。
環境試料の種類：海水，海底土，土壌，陸上植物，海洋生物

地域の放射線

頻

監視
（つづき）

測 定 核 種：核分裂生成物であるセシウム（Ｃｓ−137）

・記載の適正化・環境資料の放射能監視
方法の明確化度：原則として年２〜４回
腐食生成物であるコバルト（Ｃｏ−60）(4) 異常時における測定(3) 異常時における測定

放射性廃棄物の放出は，排気筒モニタ，排水モニタ等により常時監視

放射性廃棄物の放出は，排気筒モニタ，排水モニタ等により常時監視されており，その指示に万一異常があれば適切な措置をとるものとする。

されており，その指示に万一異常があれば適切な措置をとるものとする。

万一異常放出があった場合及び必要に応じ，機動性のある放射能観測

万一異常放出があった場合は，機動性のある放射能観測車により敷地 ・記載の適正化

車により敷地周辺の空間線量率及び放射性物質の濃度を測定し，その範周辺の空間線量率及び放射性物質の濃度を測定し，その範囲，程度等の囲，程度等の推定を敏速かつ確実に行う。

推定を敏速かつ確実に行う。

さらに，周辺監視区域境界付近に設けるモニタリングポストにより空間線量率を測定し，中央制御室で監視する。

3−6注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・記載の適正化・「(1) 空間線量等の監視」に記載のため削除

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−6

2.2.1 (1)ａ．(a)(a) １号炉からの放出量
１号炉から放出される放射性気体廃棄物には，「原子炉設置許可申(a) 解体工事準備期間中における放出量

・発電所全体の放出量追１号炉から放出される放射性気体廃棄物には，「原子炉設置許可申 記に伴う記載の適正化

１号炉からの請書 添付書類九」で評価を行っている放射性希ガス及び放射性よ請書 添付書類九」で評価を行っている放射性希ガス（以下「希ガ ・読み替えの追加

放出量

う素の他，粒子状放射性物質がある。

ス」という。）及び放射性よう素（以下「よう素」という。）の他，
粒子状放射性物質がある。

ⅰ 放射性希ガス及び放射性よう素放射性希ガス及び放射性よう素の放出量は，「原子炉設置許可申

ⅰ 希ガス及びよう素
希ガス及びよう素の放出量は，「原子炉設置許可申請書 添付

3−7

請書 添付書類九」において，以下の事項について評価している。

書類九」において，以下の事項について評価している。

・空気抽出器排ガス中の希ガス及びよう素・空気抽出器排ガス中の希ガス及びよう素・グランド蒸気復水器排ガス中の希ガス及びよう素・グランド蒸気復水器排ガス中の希ガス及びよう素・復水器真空ポンプの運転による排ガス中の希ガス及びよう素・復水器真空ポンプの運転による排ガス中の希ガス及びよう素・換気系から放出される希ガス及びよう素・換気系から放出される希ガス及びよう素・施設定期検査時に放出されるよう素 131

・施設定期検査時に放出されるよう素 131

このうち，空気抽出器排ガスからの希ガス及びよう素，グラン

このうち，空気抽出器排ガスからの希ガス及びよう素，グランド蒸気復水器排ガスからの希ガス及びよう素，復水器真空ポンプ

ド蒸気復水器排ガスからの希ガス及びよう素，復水器真空ポンプ

排ガスからの希ガス及びよう素，換気系からの希ガス及びよう素排ガスからの希ガス及びよう素，換気系からの希ガス及びよう素は，１号炉が原子炉の運転を終了していること，原子炉の運転をは，１号炉が原子炉の運転を終了していること，原子炉の運転を停止してから長期間が経過していることから無視できる。また，

停止してから長期間が経過していることから無視できる。また，

施設定期検査時に放出されるよう素 131 についても，半減期が約

施設定期検査時に放出されるよう素 131 についても，半減期が約８日と短く，原子炉の運転を停止してから長期間が経過している

８日と短く，原子炉の運転を停止してから長期間が経過していることから無視できる。

ことから無視できる。

ⅱ 粒子状放射性物質

・記載の適正化ⅱ 粒子状放射性物質

解体工事準備期間中は，１号炉内において放射性物質によって解体工事準備期間中は，１号炉内において放射性物質によって汚染された区域の解体工事を行わず，原子炉運転中の定期点検時汚染された区域の解体工事を行わず，原子炉運転中の定期点検時と同等の状態が継続する。また，既存の建物及び構築物，換気設と同等の状態が継続する。また，既存の建物及び構築物，換気設備等を維持することから，粒子状放射性物質の放出により周辺公備等を維持することから，粒子状放射性物質の放出により周辺公衆の受ける被ばく線量は無視できる。

衆の受ける被ばく線量は無視できる。
なお，２号及び３号炉から放出される放射性気体廃棄物の放出量 ・各号炉からの放出量をは，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値と同様とする。 追記
以上より，解体工事準備期間中における１号，２号及び３号炉の放射性気体廃棄物の年間放出量を第 3−2−1 表に示す。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−7

2.2.1 (1)(b) 解体工事準備期間中における放出管理目標値(b) 解体工事準備期間中における放出管理目標値

島根原子力発電所では，放射性気体廃棄物（希ガス，よう素 131）

島根原子力発電所では，放射性気体廃棄物（希ガス，よう素 131）

解体工事準備の放出管理目標値を１号，２号及び３号炉の合計で 1.2×1015Bq/yの放出管理目標値を１号，２号及び３号炉の合計で 1.2×1015Bq/y

期間中におけ（希ガス）及び 6.1×1010Bq/y（よう素 131）に設定して放出管理し（希ガス）及び 6.1×1010Bq/y（よう素 131）に設定して放出管理しる放出管理目

ている。

ている。

ａ．(b)

標値

前述のとおり，解体工事準備期間中に１号炉からの放射性希ガス，

前述のとおり，解体工事準備期間中に１号炉からの希ガス，よう ・記載の適正化

放射性よう素及び粒子状放射性物質の放出による影響は無視できる

素及び粒子状放射性物質の放出による影響は無視できることから，

ことから，放射性気体廃棄物（希ガス，よう素 131）の放出管理目

第 3−2−2 表に示すとおり，
放射性気体廃棄物（希ガス，
よう素 131） ・表の追加に伴う追記

標値を１号，２号及び３号炉合計で 7.9×1014Bq/y（希ガス）及びの放出管理目標値を１号，２号及び３号炉合計で 7.9×1014Bq/y（希3.9×1010Bq/y（よう素 131）に変更する。

ガス）及び 3.9×1010Bq/y（よう素 131）に変更する。

3−8注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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備考

添付書類三
3−8

2.2.1 (1)ｂ．

ｂ．実効線量の評価結果
放出管理目標値に相当する放射性物質を放出する場合の実効線量のｂ．実効線量の評価結果
放出管理目標値に相当する放射性物質を放出する場合の実効線量は， ・記載の適正化

実効線量の評

評価結果は，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値から，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値から，１号炉の寄

価結果

１号炉の寄与分を除いた状態で推移すると評価できる。

与分を除いた状態になると評価できる。
敷地境界外陸側 12 方位について希ガスの γ 線に起因する実効線量 ・表及び図の追加に伴うを第 3−2−3 表に，評価地点を第 3−2−1 図に示す。これによれば， 追記

したがって，１号，２号及び３号炉からの希ガスのγ線による実効

１号，２号及び３号炉からの希ガスのγ線による実効線量の最大値は，線量の最大値は，２号炉排気筒の北西約 850m の敷地境界において，約

２号炉排気筒の北西約 850m の敷地境界において，約 5.1μSv/y である。

5.1μSv/y である。
また，１号，２号及び３号炉による放射性気体廃棄物中に含まれる

また，放射性気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量を
第 3−2−4 表に示す。これによれば，１号，２号及び３号炉による放 ・表の追加に伴う追記

よう素の吸入摂取，葉菜摂取による実効線量の最大値は，成人で約

射性気体廃棄物中に含まれるよう素の吸入摂取，葉菜摂取による実効0.13μSv/y，幼児で約 0.79μSv/y，乳児で約 0.65μSv/y である。

線量の最大値は，成人で約 0.13μSv/y，幼児で約 0.79μSv/y，乳児で約 0.65μSv/y である。

3−9注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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備考

添付書類三
3−9

2.2.1 (2)ａ．(a)(a) 海水中における放射性物質の濃度(a) 海水中における放射性物質の濃度
島根原子力発電所では，放射性液体廃棄物の放出管理目標値を１

島根原子力発電所では，放射性液体廃棄物の放出管理目標値を１

海水中におけ号，２号及び３号炉の合計（トリチウムを除く）で 1.1×1011Bq/y号，２号及び３号炉の合計（トリチウムを除く）で 1.1×1011Bq/y

る放射性物質に設定して放出管理している。

に設定して放出管理している。

の濃度「原子炉設置許可申請書 添付書類九」では，液体廃棄物中に含「原子炉設置許可申請書 添付書類九」では，放射性液体廃棄物 ・記載の適正化

まれる放射性物質に起因する実効線量の計算に用いる海水中におけ中に含まれる放射性物質に起因する実効線量の計算に用いる海水中

る放射性物質の濃度は，復水器冷却水放水口の濃度と同じになるとにおける放射性物質の濃度は，復水器冷却水放水口の濃度と同じにして，放射性物質の年間放出量を年間の復水器冷却水量で除して計なるとして，放射性物質の年間放出量を年間の復水器冷却水量で除算している。計算に当たっては，年間放出量（トリチウムを除く）

して計算している。計算に当たっては，年間放出量（トリチウムを10は，放出管理目標値を基に各号炉とも 3.7×10 Bq/y とし，復水器除く）は，放出管理目標値を基に各号炉とも 3.7×1010Bq/y とし，冷却水量は，保守的に最も少ない１号炉の冷却水量を用いている。

復水器冷却水量は，保守的に最も少ない１号炉の冷却水量を用いている。
海水中における放射性物質の年間平均濃度を第 3−2−5 表に示す。 ・表の追加に伴う追記

3−10注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

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備考

添付書類三
3−9

2.2.1 (2)ａ．(b)(b) 解体工事準備期間中における放出管理目標値(b) 解体工事準備期間中における放出管理目標値

１号原子炉運転中においては，実効線量の計算に用いる海水中に１号原子炉運転中においては，実効線量の計算に用いる海水中に解体工事準備おける放射性物質の濃度は，１号炉の循環水ポンプ３台運転，稼働おける放射性物質の濃度は，１号炉の循環水ポンプ３台運転，稼働

期間中におけ率 80％の場合の冷却水量を基に計算している。

率 80％の場合の冷却水量を基に計算している。

る放出管理目標値

今後，１号炉復水器冷却水放水口から放出する際は，１号炉の循

今後，１号炉復水器冷却水放水口から放出する際は，１号炉の循環水ポンプの運転台数を減少させることから，評価上は循環水ポン

環水ポンプの運転台数を減少させることから，評価上は循環水ポン

プ１台運転を想定する。

プ１台運転を想定する。

今後も，実効線量の計算に用いる海水中における放射性物質の濃今後も，実効線量の計算に用いる海水中における放射性物質の濃度を１号炉原子炉運転中と同等に維持するため，１号炉の放出管理

度を１号炉原子炉運転中と同等に維持するため，１号炉からの放出 ・記載の適正化

目標値を，原子炉運転中の３分の１に変更する。

量を，原子炉運転中の３分の１に変更する。
なお，２号及び３号炉から放出される放射性液体廃棄物の放出量 ・各号炉からの放出量をは，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値と同様とする。 追記
以上より，解体工事準備期間中における１号，２号及び３号炉の放射性液体廃棄物の年間放出量を第 3−2−6 表に示す。

3−11

したがって，放射性液体廃棄物の放出管理目標値（トリチウムを10除く）を１号，２号及び３号炉合計で 8.6×10 Bq/y に変更する。

したがって，第 3−2−7 表に示すとおり，放射性液体廃棄物の放 ・表の追加に伴う追記
出管理目標値（トリチウムを除く）を１号，２号及び３号炉合計で8.6×1010Bq/y に変更する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (2)ｂ．

ｂ．実効線量の評価
解体工事準備期間中に発生する廃液は，既存の放射性液体廃棄物のｂ．実効線量の評価
解体工事準備期間中に発生する廃液は，既存の液体廃棄物の廃棄設 ・記載の適正化

実効線量の評

廃棄設備を維持し適切に処理を行い，原則として環境には放出せず，備を維持し適切に処理を行い，原則として環境には放出せず，できる価

できる限り再使用する計画であるが，線量評価に資するため，保守的限り再使用する計画であるが，線量評価に資するため，保守的に放出に放出管理目標値に相当する放射性物質を管理放出することとして，

管理目標値に相当する放射性物質を管理放出するとして，「原子炉設置 ・記載の適正化「原子炉設置許可申請書 添付書類九」と同様の方法で評価する。

許可申請書 添付書類九」と同様の方法で評価する。
(a) 放射性液体廃棄物中に含まれる放射性物質に起因する実効線量の ・計算条件，計算式を追計算

記

実効線量の計算は次により行い，計算に用いるパラメータ等は，
第 3−2−5 表，第 3−2−8 表〜第 3−2−10 表に示す値とする。
ただし，放射性液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量については，「(b) 放射性液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量の計算」において計算する。

Hw ＝365･Σ Kwi･Awi(1)

Awi＝Cwi･Σ(CF)ik･Wk･fmk･fki

(2)

3−12

i

k

ここで，
Hw

：海産物を摂取した場合の年間の実効線量（μSv/y）365：年間日数への換算係数（d/y）

Kwi：核種ｉの実効線量係数（μSv/Bq）

Awi：核種ｉの摂取率（Bq/d）

Cwi：海水中の核種ｉの濃度（Bq/cm3）

Wk：海産物ｋの摂取量（g/d）

fmk：海産物ｋの市場希釈係数

fki：海産物ｋの採取から摂取までの核種ｉの減衰比

Bq/g(CF)ik ：核種ｉの海産物ｋに対する濃縮係数（ Bq/cm3 ）0.693

fki＝e− Tri t （海藻類以外の海産物に対して）
9
0.693
Tri
fki＝ 3 ＋ 0.693×365 (1−e− Tri ×365× 12 )12k

（海藻類に対して）
Tri注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

：核種ｉの物理的半減期（d）

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (2)

tk

期間（d）

ｂ．
実効線量の評価（つづき）：海産物ｋ（海藻類を除く。）の採取から摂取までの ・計算条件，計算式を追記（つづき）(b) 放射性液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量の計算
次の計算式を用いて計算する。計算に用いるパラメータ等は，第3−2−5 表，第 3−2−8 表，第 3−2−9 表に示す値とする。
ⅰ 海藻類を摂取する場合
Awi
HWT＝K3･Σ As ･qs･(SEE)i･fsi
i(3)

Awi＝Cwi･Σ(CF)k･Wk･fmk･fki(4)

As ＝Cws･Σ(CF)k･Wk

(5)

k

k

ここで，
HWT

qs

：海産物を摂取した場合の年間の実効線量（μSv/y）dis･g･μSv：実効線量への換算係数（ MeV･Bq･y ）：甲状腺中の安定よう素量（g）

Awi：核種ｉの摂取率（Bq/d）

As：安定よう素の摂取率（g/d）

K3

3−13

MeV
(SEE)i ：核種ｉの甲状腺に対する比実効エネルギ（ g･dis ）fsi：核種ｉの甲状腺中比放射能の減衰係数

Cwi：海水中の核種ｉの濃度（Bq/cm3）

Bq/g(CF)k ：よう素の海産物ｋに対する濃縮係数（ Bq/cm3 ）Wk：海産物ｋの摂取量（g/d）

fmk：海産物ｋの市場希釈係数

fki：海産物ｋの採取から摂取までの核種ｉの減衰比
0.693

fki＝e− Tritk（海藻類以外の海産物に対して）

9
0.693
Tri
fki＝ 3 ＋ 0.693×365 (1−e− Tri ×365× 12 )12（海藻類に対して）

Tri：核種ｉの物理的半減期（d）tk：海産物ｋ（海藻類を除く。）の採取から摂取までの期間（d）

Cws

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

：海水中の安定よう素の濃度（g/cm3）

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (2)ｂ．
実効線量の評価（つづき）

・計算条件，計算式を追

ⅱ 海藻類を摂取しない場合

HF ＝365･Σ KTi･AFi(6) 記（つづき）

AFi＝Cwi･Σ(CF)k･Wk･fmk･fki

(7)

i

k

ここで，
HF

：海産物（海藻類を除く。）を摂取した場合の年間の実効線量（μSv/y）365：年間日数への換算係数（d/y）

KTi：核種ｉの経口摂取による実効線量係数（μSv/Bq）

AFi：核種ｉの摂取率（Bq/d）

Cwi：海水中の核種ｉの濃度（Bq/cm3）

Bq/g(CF)k ：よう素の海産物ｋに対する濃縮係数（ Bq/cm3 ）Wk：海産物ｋ（海藻類を除く。）の摂取量（g/d）

3−14

fmk

：海産物ｋの市場希釈係数

fki：海産物ｋの採取から摂取までの核種ｉの減衰比Tri

fki＝e− Tri t：核種ｉの物理的半減期（d）tk：海産物ｋ（海藻類を除く。）の採取から摂取まで

0.693

k

の期間（d）

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (2)ｃ．

ｃ．実効線量の評価結果

ｃ．実効線量の評価結果

放出管理目標値に相当する放射性物質を管理放出する場合の実効線

放出管理目標値に相当する放射性物質を管理放出する場合の実効線

実効線量の評

量の評価結果は，海水中における放射性物質の濃度を１号炉原子炉運量の評価結果は，海水中における放射性物質の濃度を１号炉原子炉運

価結果

転中と同等に維持するため，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に転中と同等に維持するため，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値と同等となり，１号，２号及び３号炉による液体廃棄物中に記載の値と同等となり，１号，２号及び３号炉による放射性液体廃棄 ・記載の適正化

含まれる放射性物質（よう素を除く）による実効線量は，約 12μSv/y

物中に含まれる放射性物質（よう素を除く）による実効線量は，約 12となる。また，１号，２号及び３号炉による液体廃棄物中に含まれる

μSv/y となる。また，１号，２号及び３号炉による放射性液体廃棄物

よう素による実効線量は，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.02μ中に含まれるよう素による実効線量計算結果を第 3−2−11 表に示す。 ・表の追加に伴う追記

Sv/y，幼児で約 0.06μSv/y，乳児で約 0.07μSv/y，海藻類を摂取しな

これによれば，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.02μSv/y，幼児でい場合は，成人で約 0.02μSv/y，幼児で約 0.05μSv/y，乳児で約 0.03

約 0.06μSv/y，乳児で約 0.07μSv/y，海藻類を摂取しない場合は，成μSv/y となる。

人で約 0.02μSv/y，幼児で約 0.05μSv/y，乳児で約 0.03μSv/y となる。

3−15注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (3)(3) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出による被ばく(3) 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に ・記載の適正化

放射性気体廃摂取する場合の被ばく

棄物及び放射ａ．実効線量の計算方法

性液体廃棄物・計算条件，計算式を追

次の計算式を用いて計算する。計算に用いるパラメータ等は，第 3 記の放出による−2−8 表，第 3−2−9 表に示す値とする。なお，２号及び３号炉から被ばく放出される放射性気体廃棄物に含まれるよう素の年平均地上空気中濃度は，「原子炉設置許可申請書 添付書類九」に記載の値と同様とする。
(a) 海藻類を摂取する場合
Ai
HT＝K3･Σ
･qs･(SEE)i･fsi
i As
Ai＝0.90･AIi＋AVi＋AMi＋AWi
AIi＝Ma・χi

(8)
(9)
(10)

0.693
Tri tV･χi

(11)

0.693
AMi＝MM･fm･ft･ff･FMi･ e− Tri tM･χi(12)

AVi＝MV･fm･ft･fd･FVi･ e

−

ここで，

3−16

HT
Ai

：年間の実効線量（μSv/y）dis･g･μSv：実効線量への換算係数（ MeV･Bq･y ）：核種ｉの摂取率（Bq/d）AIi：核種ｉの吸入による摂取率（Bq/d）

AVi：核種ｉの葉菜による摂取率（Bq/d）

AMi：核種ｉの牛乳による摂取率（Bq/d）

AWi：核種ｉの摂取率（Bq/d）K3（4）式から得られる値を用いる。
As：安定よう素の摂取率（g/d）（5）式から得られる値を用いる。

qs：甲状腺中の安定よう素量（g）

MeV(SEE)i ：核種ｉの甲状腺に対する比実効エネルギ（ g･dis ）注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

fsi：核種ｉの甲状腺中比放射能の減衰係数Ma：呼吸率（cm3/d）

MV：葉菜の摂取量（g/d）

MM：牛乳の摂取量（mℓ/d）島根原子力発電所１号炉
頁

補正箇所

廃止措置計画認可申請書

添付書類の補正前後比較表

補正前

補正後

備考

添付書類三
3－10

2.2.1 (3)fm

：市場希釈係数

放射性気体廃ft：葉菜及び牧草の栽培期間の年間比

棄物及び放射fd：葉菜の除染係数性液体廃棄物

ff：飼料の混合比の放出による

FVi：核種ｉの空気中から葉菜に移行する割合( Bq/cm3 )

被ばく

FMi

：核種ｉの空気中から牛乳に移行する割合( Bq/mℓ3 )

（つづき）

χi

：核種ｉの年平均地上空気中濃度（Bq/cm3）

Tri：核種ｉの物理的半減期（d）

tV：葉菜の採取から摂取までの期間（d）

tM：牛乳の採取から摂取までの期間（d）

Bq/g

Bq/cm

(b) 海藻類を摂取しない場合
HTF＝365･ Σ{KIi・AIi＋KTi・(AVi＋AMi＋AFi)}
i

(13)

3－17

ここで，
HTF

：年間の実効線量（μSv/y）365：年間日数への換算係数（d/y）

KIi：核種ｉの吸入摂取による実効線量係数（μSv/Bq）

KTi：核種ｉの経口摂取による実効線量係数（μSv/Bq）

AIi：核種ｉの吸入による摂取率（Bq/d）（10）式から得られる値を用いる。

AVi：核種ｉの葉菜による摂取率（Bq/d）（11）式から得られる値を用いる。

AMi：核種ｉの牛乳による摂取率（Bq/d）（12）式から得られる値を用いる。

AFi：核種ｉの摂取率（Bq/d）（7）式から得られる値を用いる。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (3)ｂ．実効線量の評価結果

・構成見直しに伴う追記

解体工事準備期間中の１号，２号及び３号炉による放射性気体廃棄 ・記載の適正化

放射性気体廃解体工事準備期間中の１号，２号及び３号炉による気体廃棄物中及棄物及び放射び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量は，物中及び放射性液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合

性液体廃棄物

海藻類を摂取する場合，成人で約 0.03μSv/y，幼児で約 0.13μSv/y，の実効線量計算結果を第 3−2−11 表に示す。これによれば，海藻類を ・表の追加に伴う追記の放出による

乳児で約 0.16μSv/y となる。また，海藻類を摂取しない場合は，成人摂取する場合，成人で約 0.03μSv/y，幼児で約 0.13μSv/y，乳児で約被ばくで約 0.15μSv/y，幼児で約 0.83μSv/y，乳児で約 0.68μSv/y となる。

0.16μSv/y となる。また，海藻類を摂取しない場合は，成人で約 0.15
μSv/y，幼児で約 0.83μSv/y，乳児で約 0.68μSv/y となる。

（つづき）
よう素に起因する実効線量は，気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含よう素に起因する実効線量は，放射性気体廃棄物中及び放射性液体 ・記載の適正化

まれるよう素を同時に摂取する場合において海藻類を摂取しない幼児

廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合において海藻類を摂が最大となり，約 0.83μSv/y となる。

取しない幼児が最大となり，約 0.83μSv/y となる。

3−18注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−10

2.2.1 (4)(4) 放射性固体廃棄物からの直接線量及びスカイシャイン線量(4) 放射性固体廃棄物からの直接線量及びスカイシャイン線量

放射性固体廃棄物からの直（中略）（中略）

接線量及びスカイシャイン
線量

また，解体工事準備期間中に発生する放射性固体廃棄物の推定発生

また，解体工事準備期間中に発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は第 8−2 表に示すとおりであり，既存のタンク，固体廃棄物貯蔵所

量は第 8−4 表に示すとおりであり，既存のタンク，固体廃棄物貯蔵所 ・表の追加に伴う表番号

等の原子炉設置許可を受けた廃棄施設に許容量以下を貯蔵保管すると等の原子炉設置許可を受けた廃棄施設に許容量以下を貯蔵保管するとともに，安全確保のために必要な機能を維持することから，１号炉運転

ともに，安全確保のために必要な機能を維持することから，１号炉運転時における直接線及びスカイシャイン線の評価結果を超えることはな

時における直接線及びスカイシャイン線の評価結果を超えることはな

い。

い。

したがって，解体工事準備期間における島根原子力発電所からの直の変更

したがって，解体工事準備期間における島根原子力発電所からの直接線量及びスカイシャイン線量による空気カーマが,１号炉運転時と同接線量及びスカイシャイン線量による空気カーマは,１号炉運転時と同 ・記載の適正化

様に，人の居住する可能性のある敷地境界外において年間 50μGy を下様に，人の居住する可能性のある敷地境界外において年間 50μGy を下

回る。

回る。

3−19
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−11

2.2.1 (5)
被ばく評価のまとめ(5) 被ばく評価のまとめ
敷地境界外における１号，２号及び３号炉からの気体廃棄物中の希ガ(5) 被ばく評価のまとめ
敷地境界外における１号，２号及び３号炉からの放射性気体廃棄物中 ・記載の適正化

スのγ線による実効線量，液体廃棄物中の放射性物質（よう素を除く）の希ガスのγ線による実効線量，放射性液体廃棄物中の放射性物質（よによる実効線量並びに気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるようう素を除く）による実効線量並びに放射性気体廃棄物中及び放射性液体

素を同時に摂取する場合の実効線量は，それぞれ約 5.1μSv/y，約 12μ廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量は，
第 3−2

Sv/y 及び約 0.83μSv/y となり，合計約 18μSv/y で第 3−2−1 表に示す

−12 表に示すとおり，それぞれ約 5.1μSv/y，約 12μSv/y 及び約 0.83

とおりである。この値は，線量目標値指針に示される線量目標値 50μμSv/y となり，合計約 18μSv/y である。この値は，線量目標値指針に

Sv/y を下回る。

示される線量目標値 50μSv/y を下回る。

また，島根原子力発電所の原子炉施設からの直接線量及びスカイシャ

また，島根原子力発電所の原子炉施設からの直接線量及びスカイシャ

イン線量による空気カーマは，一般公衆線量評価に示される「年間 50

イン線量による空気カーマは，一般公衆線量評価に示される「年間 50

μGy 程度」を下回る。

μGy 程度」を下回る。

3−20注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−1 表

解体工事準備期間中における放射性気体廃棄物の年間放出量（単位：Bq/y）

希ガ ス

3−21

よ う素

核種

１号炉

２号炉 ※ １３号炉 ※１

Ｋｒ−83m〜０

4.1×1012

4.1×1012

Ｋｒ−85m〜０

2.0×1013

2.0×1013

Ｋｒ−85

〜０

2.4×1013

2.4×1013

Ｋｒ−87

〜０

2.1×1013

2.1×1013

Ｋｒ−88

〜０

2.6×1013

2.6×1013

Ｋｒ−89

〜０

2.6×1011

2.6×1011

Ｋｒ−90

〜０

6.3×10− ３

6.3×10−３

Ｘｅ−131m〜０

5.8×1012

5.8×1012

Ｘｅ−133m〜０

4.9×1011

4.9×1011

Ｘｅ−133〜０

1.8×1014

1.8×1014

Ｘｅ−135m〜０

1.3×1013

1.3×1013

Ｘｅ−135〜０

7.4×1013

7.4×1013

Ｘｅ−137〜０

9.7×1011

9.7×1011

Ｘｅ−138〜０

3.1×1013

3.1×1013

Ｘｅ−139

〜０

7.1

7.1

放出量合計

〜０

4.0×1014

4.0×1014

Ｉ−131

〜０

2.2×1010

1.8×1010

Ｉ−133

〜０

3.8×1010

2.6×1010※１：２号及び３号炉から放出される希ガス及びよう素の年間放出量は「原子炉設置許可申請書 添付書類九」の値を示す。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−2 表解体工事準備期間中における放射性気体廃棄物の放出管理目標値（単位：Bq/y）
放出管理目標値 ※１

項目
放射性

希ガス

7.9×1014

気体廃棄物

よう素 131

3.9×1010※１：１号，２号及び３号炉合算の値を示す。

第 3−2−3 表

計算地点の

3−22

方位

敷地境界外における希ガスのγ線に起因する実効線量
希ガスのγ線に起因

希ガスのγ線に２号炉排気筒する実効線量起因する実効線量からの距離(μSv/y)(μSv/y)（m）

１号炉

２号及び３号炉
（合計）

ＥＮＥ

※１

約3,100０

約5.8×10−１Ｅ

約1,350※１

０

約2.4×10０

ＥＳＥ

約1,370０

約2.1×10０ＳＥ

約1,100０

約2.2×10０

敷

ＳＳＥ

約960

０

約1.5×10０

地

Ｓ

約850

０

約1.6×10０

境

ＳＳＷ

約820

０

約1.9×10０

界

ＳＷ

約770

０

約2.3×10０

ＷＳＷ

約800

０

約2.5×10０

Ｗ

約850

０

約2.2×10０

ＷＮＷ

約810

０

約2.6×10０ＮＷ

約850※１０

約5.1×10０※１：海を隔てて比較的近距離に陸地が存在するため，この陸地の海岸線を※１：海を隔てて比較的近距離に陸地が存在するため，この陸地の海岸線
敷地境界として評価を行う。
を敷地境界として評価を行う。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−4 表

・表の追加

放射性気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する
実効線量（単位：μSv/y）
実 効 線 量

年令

摂取

グループ

経路
131

成

乳

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

Ｉ

（合計）

133

Ｉ

131

Ｉ

133

Ｉ

合

計

吸

入

０

０

約1.7×10−２ 約5.0×10−３ 約2.2×10−２

葉

菜

０

０

約5.3×10−２ 約2.6×10−３ 約5.6×10−２

牛

乳

０

０

約5.1×10−２ 約1.1×10−３ 約5.2×10−２

合

計

０

０

約1.2×10−１ 約8.8×10−３ 約1.3×10−１

吸

入

０

０

約3.1×10−２ 約1.1×10−２ 約4.2×10−２

葉

菜

０

０

約1.3×10−１ 約7.2×10−３ 約1.3×10−１

牛

乳

０

０

約6.0×10−１ 約1.5×10−２ 約6.1×10−１

合

計

０

０

約7.5×10−１ 約3.3×10−２ 約7.9×10−１

吸

入

０

０

約1.9×10−２ 約7.8×10−３ 約2.7×10−２

葉

菜

０

０

約9.4×10−２ 約6.4×10−３ 約1.0×10−１

牛

乳

０

０

約5.2×10−１ 約1.9×10−３ 約5.2×10−１

合

計

０

０

約6.3×10−１ 約1.6×10−２ 約6.5×10−１

人

3−23
幼

２号及び３号炉

１号炉児児

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

・表の追加
第 3−2−5 表

海水中における放射性物質の年間平均濃度（単位：Bq/cm3）

核3−24注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

種

年間平均濃度Ｃｒ−51

約 1.1×10−６

Ｍｎ−54

約 2.2×10−５

Ｆｅ−59

約 3.8×10−６

Ｃｏ−58

約 1.6×10−６

Ｃｏ−60

約 1.6×10−５

Ｓｒ−89

約 1.1×10−６

Ｓｒ−90

約 5.5×10−７

Ｉ−131

約 1.1×10−６

Ｃｓ−134

約 2.7×10−６

Ｃｓ−137

約 4.4×10−６

Ｈ−３

約 5.5×10−３

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−6 表解体工事準備期間中における放射性液体廃棄物の年間放出量（単位：Bq/y）

3−25

核種

１号炉

２号炉 ※１３号炉 ※１Ｃｒ−51

2.5×10８

7.4×10８

7.4×10８Ｍｎ−54

4.9×10９

1.5×1010

1.5×1010

Ｆｅ−59

8.6×10８

2.6×10９

2.6×10９

Ｃｏ−58

3.7×10８

1.1×10９

1.1×10９

Ｃｏ−60

3.7×10９

1.1×1010

1.1×1010

Ｓｒ−89

2.5×10８

7.4×10８

7.4×10８

Ｓｒ−90

1.2×10８

3.7×10８

3.7×10８Ｉ−131

2.5×10８

7.4×10８

7.4×10８

Ｃｓ−134

6.2×10８

1.9×10９

1.9×10９

Ｃｓ−1379.9×10８3.0×10９

3.0×10９

1.2×1010

3.7×1010

3.7×1010

1.2×1012

3.7×1012

3.7×1012

放出量合計（Ｈ−３を除く）
Ｈ−３※１：２号及び３号炉から放出される放射性液体廃棄物の年間放出量は「原子炉設置許可申請書 添付書類九」の値を示す。

第 3−2−7 表

解体工事準備期間中における放射性液体廃棄物の放出
管理目標値（単位：Bq/y）
項目

放出管理目標値 ※１

放射性液体廃棄物（Ｈ−３を除く）※１：１号，２号及び３号炉合算の値を示す。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

8.6×10 10・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

3−26
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

3−27
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

・表の追加
(つづき)
パラメータ
海水 中 の 安定 よ う 素 の 濃
度

甲状腺中の安定よう素量

甲状 腺 中 比放 射 能 の 減 衰
係数

記

号

CWS

qs

fsi

単

位

g/cm3

よう 素 に おけ る 核 種 ｉ の吸入 摂 取 によ る 実 効 線 量
係数注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

KWi

KIi

値

5×10−８1.2×10 −２
2.1×10 −３
7.5×10 −４

g

成人
幼児
乳児

−

成人
Ｉ−131
Ｉ−133
幼児
Ｉ−131
Ｉ−133
乳児
Ｉ−131
Ｉ−133

3−28
液体 廃 棄 物中 に 含 ま れ る
核種ｉの実効線量係数

数

0.1
0.01
0.3
0.04
0.4
0.07

μSv/Bq

第3−2−10表に示す。

μSv/Bq

成人
Ｉ−131
Ｉ−133
幼児
Ｉ−131
Ｉ−133
乳児
Ｉ−131
Ｉ−133

1.5×10− 2
2.9×10− 3
6.9×10− 2
1.6×10− 2
1.3×10− 1
3.5×10− 2島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加
パラメータ

よ う 素 に お け る 核 種 ｉの経 口 摂 取 に よ る 実 効 線量係数

核 種 ｉ の 年 平 均 地 上 空気
中濃度

3−29
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・表の追加

(つづき)
記

号

KTi

χi

単

位

数

μSv/Bq

成人
Ｉ−131
Ｉ−133
幼児
Ｉ−131
Ｉ−133
乳児
Ｉ−131
Ｉ−133

Bq/cm3

Ｉ−131
Ｉ−133

値

1.6×10− ２
3.1×10− ３
7.5×10− ２
1.7×10− ２
1.4×10− １
3.8×10− ２
1.4×10−10
2.1×10−10島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−9 表
種

半 減 期

組 成 比
（％）

Ｃ ｒ − 5127.7 d２

Ｍ ｎ − 54312.5 dＦ ｅ − 59

核・表の追加

核種組成及び濃縮係数
濃
類

係

数

3−30

無脊椎動物

海 藻 類

4×10 ２2×10 ３

2×10 ３40

6×10 ２10 ４

2×10 ４44.6 d７

3×10 ３

2×10 ４

5×10 ４Ｃ ｏ − 58

70.8 d

３

10 ２

10 ３

10 ３

Ｃ ｏ − 60

5.27y

30

10 ２

10 ３

10 ３

Ｓ ｒ − 8950.5 d

２

１

６

10

Ｓ ｒ − 90

28.5 y

１

１

６

10

Ⅰ−131

8.06d

２

10

50

4×10 ３Ｃ ｓ − 134

2.06y

５

30

20

20

Ｃｓ−13730.0 y

８

30

20

20

Ｈ−３

12.26y−１

１１

第 3−2−10 表

魚

縮液体廃棄物中放射性物質の実効線量係数（単位：μ Sv/Bq）

核注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

種

実効線量係数Ｃｒ−51

3.8×10−５Ｍｎ−54

7.1×10−４Ｆｅ−59

1.8×10−３

Ｃｏ−58

7.4×10−４Ｃｏ−60

3.4×10−３

Ｓｒ−89

2.6×10−３

Ｓｒ−90

2.8×10−２

Ｃｓ−134

1.9×10−２

Ｃｓ−137

1.3×10−２

Ｈ−３

1.8×10−５島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
追加

第 3−2−11 表

放射性気体廃棄物中及び放射性液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量（単位：μSv/y）

年
令
グループ

放射性気体廃棄物中及び放放射性液体廃棄物中に含射性液体廃棄物中に含まれまれるよう素に起因するるよう素を同時に摂取する
実効線量
場合の実効線量
海 藻 類 を 摂 取 海 藻 類 を摂 取 海 藻 類 を 摂 取 海 藻 類 を摂 取
する場合
しない場合
する場合
しない場合

１号，２号
及び３号炉
（合計）

3−31
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

成人

約 2.0×10−２ 約 1.9×10−２ 約 2.8×10−２ 約 1.5×10−１

幼児

約 6.0×10−２ 約 4.5×10−２ 約 1.3×10−１ 約 8.3×10−１

乳児

約 7.4×10−２ 約 3.4×10−２ 約 1.6×10−１ 約 6.8×10−１

・表の追加

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類三
3−13

第 3−2−1 表

第 3−2−1 表

平常時における実効線量

第 3−2−12 表（単位：μSv/y）（単位：μSv/y）

実効線量
気体廃棄物中の希ガスのγ線による実効線量

約 5.1

液体廃棄物中の放射性物質（よう素を除く）による同時に摂取する場合の実効線量
合

計

3−32
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

放射性気体廃棄物中の希ガスのγ線による実効線量

約 5.1

約 12

よる実効線量
放射性気体廃棄物中及び放射性液体廃棄物中に含ま気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を
約 0.83

約 18

の変更

実効線量

放射性液体廃棄物中の放射性物質（よう素を除く）に

約 12

実効線量

・表の追加に伴う表番号

平常時における実効線量

れるよう素を同時に摂取する場合の実効線量
合計

約 0.83

約 18

・記載の適正化島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所
添付書類三

追加

3−33
注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

補正前

備考

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類三
追加

・評価地点図の追加

3−34
第 3−2−1 図注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

評価地点

添

付

書

類

四

廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響等に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類四
4−1

1.1
事故の想定

1.1 事故の想定

1.1 事故の想定

１号炉における炉心からの燃料の取出しは既に完了しており，炉心への１号炉における炉心からの燃料の取出しは既に完了しており，炉心への燃料の再装荷を不可とする措置を講じること，
解体工事準備期間中は，「六

燃料の再装荷を不可とする措置を講じること，解体工事準備期間中は，「六

核燃料物質の管理及び譲渡し」に記載のとおり，使用済燃料を貯蔵してい核燃料物質の管理及び譲渡し」に記載のとおり，使用済燃料を貯蔵していること，原子炉の運転を停止してから長期間が経過していること，１号炉ること，原子炉の運転を停止してから長期間が経過していること，１号炉内において放射性物質によって汚染された区域の解体撤去工事を行わず内において放射性物質によって汚染された区域の解体撤去工事を行わな ・安全確保上必要な機能

原子炉運転中の施設定期検査時と同等の状態が継続することから，解体工

いこと，「添付書類六 廃止措置期間中に機能を維持すべき発電用原子炉 を有する設備を維持管理

事準備期間中に想定すべき事故は，「原子炉設置許可申請書 添付書類十」施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」に することを追記

における事故時評価のうち，施設定期検査中の代表事象として評価してい示すとおり，安全確保上必要な機能を有する設備を維持管理することかる「燃料集合体の落下」を参考に，使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）内

ら，原子炉運転中の施設定期検査時と同等の状態が継続する。

での燃料集合体の落下を想定する。
地震については，耐震設計が考慮された原子炉施設のうち必要な機能を必要な期間継続して維持管理することから，起因事象として想定しない。
火災については，火災防護対策が考慮された原子炉施設のうち必要な機4−1

能を必要な期間継続して維持管理することから，起因事象として想定しない。

したがって，解体工事準備期間中における過失，機械又は装置の故障， ・事故選定の考え方の見地震，火災等の起因事象により想定される事故としては，「原子炉設置許 直しに伴う修正
可申請書 添付書類十」において評価している事故事象から，「燃料集合体の落下」を選定する。
また，想定を超える自然災害等については，「添付書類六 廃止措置期
間中に機能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書」に示すとおり，使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）から冷却水が大量に漏えいし，使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）の冷却機能が喪失する事象における影響を確認している。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

(2) 核分裂生成物の移行と放出量の評価(2) 核分裂生成物の移行と放出量の評価

備考

添付書類四
4−2

1.2.1 (2)核分裂生成物

核分裂生成物の移行と放出量の評価は，「原子炉設置許可申請書 添

核分裂生成物の移行と放出量の評価は，「原子炉設置許可申請書 添の移行と放出付書類十」における評価と同様に，燃料棒ギャップ内の希ガス及びよう付書類十」における評価と同様に，燃料棒ギャップ内の希ガス及びよう量の評価

素を対象として評価を行うが，長半減期のＩ−129 も考慮することとし，素を対象として評価を行うが，長半減期のＩ−129 も考慮することとし，次の仮定に基づいて行う。

次の仮定に基づいて行う。
ａ．燃料ギャップ内の核分裂生成物の量は，原子炉が定格出力（熱出力 ・評価に使用する条件を1,380MW）で十分長時間（50,000 時間）運転した燃料集合体を含む， 追記
取替平衡炉心の燃料集合体について行う。

ａ．燃料取扱作業は，原子炉停止後５年後に行われるものとし，原子炉停止後の放射能の減衰は考慮するものとする。
ｂ．燃料棒ギャップ内の核分裂生成物の量は，「原子炉設置許可申請書

ｂ．燃料取扱作業は，原子炉停止５年後に行われるものとし，原子炉停 ・記載の適正化
止後の放射能の減衰は考慮するものとする。

・項目追加に伴う番号のｃ．燃料棒ギャップ内の核分裂生成物の量は，「原子炉設置許可申請書 変更

4−2

添付書類十」の評価においては，燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス

添付書類十」の評価においては，燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス

10％及びよう素５％としているが，原子炉停止後の時間が経過しても10％及びよう素５％としているが，原子炉停止後の時間が経過しても残存するＫｒ−85 及びＩ−129 について，燃料棒内の全蓄積量に対し残存するＫｒ−85 及びＩ−129 について，燃料棒内の全蓄積量に対して 30％とする。

て 30％とする。
ｄ．放出された希ガスは，全量が水中から原子炉建物の空気中へ放出さ ・評価に使用する条件をれるものとする。

追記

ｅ．燃料取替作業は原子炉停止５年後としており，燃料及び冷却材温度 ・同上は低下しているので，放出されたよう素のうち１％は有機状とし，すべて原子炉建物内に移行するものとする。
ｆ．水中へ放出された無機よう素の水中での除染係数は 500 とする。
ｃ．非常用ガス処理系によるよう素の除去は考慮しないこととし，原子・同上

ｇ．非常用ガス処理系によるよう素の除去は考慮しないこととし，原子 ・項目追加に伴う番号の炉建物内に放出された核分裂生成物は減衰することなく，大気中へ放炉建物内に放出された核分裂生成物は減衰することなく，大気中へ放 変更

出されるものとする。

出されるものとする。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類四
4−3

1.2.2

1.2.2 線量の評価

1.2.2 線量の評価

線量の評価(1) 評価前提(1) 評価前提

実効線量の計算は，「原子炉設置許可申請書 添付書類十」における実効線量の計算は，「原子炉設置許可申請書 添付書類十」における評価と同様に行う。線量の評価に用いる相対濃度（χ／Q）及び相対線評価と同様に行う。線量の評価に用いる相対濃度（χ／Q）及び相対線量（D／Q）は，1996 年１月から 1996 年 12 月までの１年間の観測データ

量（D／Q）は，1996 年１月から 1996 年 12 月までの１年間の観測データを使用して，気象指針に示された方法に従って求めたものを用いる。評を使用して，気象指針に示された方法に従って求めたものを用いる。評価に使用する相対濃度（χ／Q）及び相対線量（D／Q）を第 4−1−2 表

価に使用する相対濃度（χ／Q）及び相対線量（D／Q）を第 4−1−2 表

に示す。

に示す。

(2) 評価方法(2) 評価方法

敷地境界外における実効線量は，「原子炉設置許可申請書 添付書類

敷地境界外における実効線量は，「原子炉設置許可申請書 添付書類

十」における評価と同様に計算する。ただし，よう素の内部被ばくによ十」における評価と同様に計算する。ただし，よう素の内部被ばくによ3

る実効線量は，呼吸率について活動時の値である 0.31m /h を用い，Ｉ−る実効線量は，
Ｉ−129 を吸入した場合の小児の実効線量として求める。 ・記載の適正化

129 を１Bq 吸入した場合の小児の実効線量を 2.0×10−７Sv/Bq として求
める。

4−3

(3) 実効線量の評価式

・実効線量の評価式を追敷地境界外における実効線量は，次に述べる内部被ばくによる実効線 加量及び外部被ばくによる実効線量の和として計算する。
ａ．よう素の吸入による内部被ばく
よう素の内部被ばくによる実効線量ＨI（Sv）は，（1）式で計算する。
HI＝R・H∞・χ／Q・QI

（1）

ここで，
R

：呼吸率（m3/s）
呼吸率Ｒは，事故期間が比較的短いことを考慮し，活動時の呼吸率0.31m3/hを秒当たりに換算して用いる。

H∞：よう素（Ｉ−129）を１Bq吸入した場合の小児の実効線量（2.0×10−７Sv/Bq）

χ／Q ：相対濃度（s/m3）
QI注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類四
4−3

1.2.2

ｂ．希ガスのγ線による外部被ばく

・実効線量の評価式を追敷地境界外における希ガスのγ線外部被ばくによる実効線量Ｈγ 加（つづき）

線量の評価（Sv）は，（2）式で計算する。

（つづき）

Hγ＝K・D／Q・Qγ

（2）

ここで，
K

：空気カーマから実効線量への換算係数（１Sv/Gy）

D／Q ：相対線量（Gy/Bq）
Qγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネ
ルギ0.5MeV換算値）(4) 評価結果(3) 評価結果
上記の評価方法に基づき敷地境界外の実効線量を評価した結果を第 4−1−3 表に示す。

上記の評価方法に基づき敷地境界外の実効線量を評価した結果を第 4 変更
−1−3 表に示す。

燃料集合体の落下による敷地境界外における周辺公衆の受ける実効−４

燃料集合体の落下による敷地境界外における周辺公衆の受ける実効mSv であり，「原子炉設置許可申請書 添付書類十」線量は約 4.9×10−４mSv であり，「原子炉設置許可申請書 添付書類十」における「燃料集合体の落下」の評価結果を下回る。上記の値から判断における「燃料集合体の落下」の評価結果を下回る。上記の値から判断して，本事故による周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分にして，本事故による周辺の公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものと考えられる。

小さいものと考えられる。

線量は約 4.9×10

4−4注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・項目追加に伴う番号の島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

第 4−1−1 図 燃料集合体の落下時の放射性希ガスの大気放出過程

第 4−1−1 図 燃料集合体の落下時の希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

備考

添付書類四
4−6

第 4−1−1 図

4−5注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・記載の適正化島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

第 4−1−2 図 燃料集合体の落下時の放射性よう素の大気放出過程

第 4−1−2 図 燃料集合体の落下時のよう素の大気放出過程

備考

添付書類四
4−7

第 4−1−2 図

4−6注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・記載の適正化

添

付

書

類

五

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類五
5−1

1.
現状の評価

1. 現状の評価

1. 現状の評価

評価は，沸騰水型原子炉施設のモデルプラントにおける放射化汚染及び評価は，沸騰水型原子炉施設のモデルプラントにおける放射化汚染及び二次的な汚染の評価結果を基に，主要な設備の放射能レベルを推定し，放二次的な汚染の評価結果を基に，主要な設備の放射能レベルを推定し，放射能レベル区分別の放射性廃棄物発生量を評価している。評価の前提条件

射能レベル区分別の放射性廃棄物発生量を評価している。評価の前提条件を以下に示す。

を以下に示す。

・定格負荷相当年数 30 年（運転期間 40 年，稼働率 75％）・定格負荷相当年数 30 年（運転期間 40 年，稼働率 75％）

・原子炉停止後の安全貯蔵期間６年（準備期間１年＋安全貯蔵期間５年）

・原子炉停止後の安全貯蔵期間６年（準備期間１年＋安全貯蔵期間５年）

・二次的な汚染を生じている設備の解体前除染による除染効果（除染係

・二次的な汚染を生じている設備の解体前除染による除染効果（除染係

数 30）
・二次的な汚染を生じている設備の解体後除染による除染効果（除染係
数 100）
上記の条件による推定汚染分布図は第 4−3 図に，解体撤去工事に伴い発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は第8−3 表に示すとおりである。
また，１号炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物の貯蔵・保管場所ご数 30）
・二次的な汚染を生じている設備の解体後除染による除染効果（除染係
数 100）
上記の条件による推定汚染分布図は第 4−3 図に，解体撤去工事に伴い発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は第8−5 表に示すとおりである。 ・表の追加に伴う表番号
また，１号炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物の貯蔵・保管場所ご の変更

5−1との種類及び数量は第 8−1 表に，解体工事準備期間中に発生する放射性との種類及び数量は第 8−3 表に，解体工事準備期間中に発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は第 8−2 表に示すとおりである。

固体廃棄物の推定発生量は第 8−4 表に示すとおりである。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類五
5−1

2.
今後の計画

2. 今後の計画

2. 今後の計画

放射線業務従事者及び周辺公衆の被ばくを低減するように，適切な解体

放射線業務従事者及び周辺公衆の被ばくを低減するように，適切な解体工法及び解体撤去手順を策定するため並びに解体撤去工事に伴って発生工法及び解体撤去手順を策定するため並びに解体撤去工事に伴って発生する放射性固体廃棄物発生量の評価精度の向上を図るため，１号炉に残存する放射性固体廃棄物発生量の評価精度の向上を図るため，１号炉に残存する放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物についする放射性物質及び原子炉の運転中に発生した放射性固体廃棄物について，核種組成，放射能量及び１号炉内の分布を評価する。評価に当たってて，核種組成，放射能量及び１号炉内の分布を評価する。

・汚染の分布とその評価

は，施設内に残存する放射性物質は，原子炉運転中の中性子照射により炉(1) 評価対象に係る今後の計画の明確

心部等の構造材が放射化して生成される放射化汚染及び冷却材中の腐食

評価は，その起源によって放射化汚染と二次的な汚染に区分して実施 化

生成物が炉心部で放射化され，施設の機器・配管等の内面に付着して残存する。

する二次的な汚染に区分して評価する。

ａ．放射化汚染

放射化汚染は，構造材の元素組成及び各構造部材への中性子照射量を考慮して，計算コードによって構造材の放射化量を核種ごとに評価するとともに，必要に応じて，対象となる施設から代表試料を採取し，放射能量測定及び元素組成分析を行い，評価結果を検証する。

原子炉運転中の中性子照射により炉心部，原子炉周辺，燃料プール
等の構造材が放射化して生成された放射性物質による汚染をいう。
ｂ．二次的な汚染
原子炉運転中に，放射化された炉心部等の構造材が冷却材中に溶出

5−2

二次的な汚染は，配管等の外部からの測定分析及び代表試料を採取してしたもの及び冷却材中の腐食生成物が炉心部で放射化されたものが，の放射能量測定を行うか，又は，放射化された炉心構造材が冷却材中に溶機器，配管等に付着した放射性物質及び建物の床，壁に付着又は浸透出したもの及び冷却材中の腐食生成物が炉心部で放射化されたものの核した放射性物質による汚染をいう。

種組成を，計算コードによって評価するとともに，機器・配管等の代表位置における測定可能な核種の表面汚染密度，計算コードによって求めた核種組成及び汚染された部位の面積から計算により放射能量を評価する。

(2) 評価方法
ａ．放射化汚染
運転履歴，中性子束及び構造材の元素組成等に基づき，実績のある
汎用計算コードを用いた計算によって，生成核種を同定するとともに，生成核種の放射能濃度分布の評価を行う。また，供用を終了した機器，配管等から代表試料を採取し，放射能測定及び元素組成分析を行い，評価結果を検証する。
ｂ．二次的な汚染
機器，配管等の外部からのガンマスキャン，ＧＭサーベイメータ等による測定，又は，代表試料を採取しての放射能量測定を行う。また，
放射化された炉心構造材が冷却材中に溶出したもの及び冷却材中の腐食生成物が炉心部で放射化されたものの核種組成を，実績のある汎用計算コードによって評価する。
測定等で得られた汚染密度及び放射能濃度，計算で得られた核種組成等により，二次的な汚染による放射能量を評価する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類五
5−2

2.

(3) 代表試料の採取

今後の計画

代表試料の採取は，金属部位については取外し，切出し等の方法により代表試料の採取は，金属部位については取外し，切出し等の方法によ（つづき）

行い，コンクリート部位については，コアボーリング，はつり等による方

り行い，コンクリート部位については，コアボーリング，はつり等によ法により行う。また，事前に１号炉の保安のために必要な維持すべき機能る方法により行う。また，事前に１号炉の保安のために必要な維持すべ等に影響を与えないことを確認したうえで実施する。

き機能等に影響を与えないことを確認したうえで実施する。

5−3注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・構成見直しに伴う追記

添

付

書

類

六

廃止措置期間中に機能を維持すべき発電用原子炉施設及びその性能並びにその性能を維持すべき期間に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類六
6−1

1.1
解体工事準備期間中

1.1 解体工事準備期間中

1.1 解体工事準備期間中

１号炉の解体工事準備期間中の維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間を第 6−1−1 表に示す。

１号炉の解体工事準備期間中の維持管理対象設備及び維持機能並びに ・記載の適正化
維持期間を第 6−1−1 表に示す。

放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建物及び構築物につい放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建物及び構築物については，これらの系統及び機器が撤去されるまでの間，放射性物質の外部へては，これらの系統及び機器が撤去されるまでの間，放射性物質の外部への漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を維持管の漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を維持管

理する。

理する。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設については，使用済燃料が１号炉か

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設については，使用済燃料が１号炉から搬出されるまでの期間は，燃料取扱，臨界防止，冷却浄化等の機能を維ら搬出されるまでの期間は，燃料取扱，臨界防止，冷却浄化等の機能を維持管理する。また，新燃料が１号炉から搬出されるまでの期間は，燃料取持管理する。また，新燃料が１号炉から搬出されるまでの期間は，燃料取扱，臨界防止等の機能を維持管理する。

扱，臨界防止等の機能を維持管理する。
なお，使用済燃料を使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）に貯蔵している ・重大事故対策設備が不間において，使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）から冷却水が大量に漏え 要であることを追記
いする事象を考慮しても，燃料被覆管温度の上昇による燃料の健全性に影6−1

響はなく，また，臨界にならないと評価できることから，周辺公衆への影
響は小さい。したがって，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための重大事故対策設備は不要である。使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）から冷却水が大量に漏えいする事象における燃料の評価については，追補 1 「添付書類六の 1.（維持管理に関する内容）」にて補足する。
放射性廃棄物の廃棄施設については，放射性気体廃棄物及び放射性液体

放射性廃棄物の廃棄施設については，放射性気体廃棄物及び放射性液体

廃棄物を適切に処理・放出するため，処理等の機能を維持管理する。また，廃棄物を適切に処理・放出するため，処理等の機能を維持管理する。また，

放射性固体廃棄物を適切に処理及び貯蔵保管するため，処理，貯蔵等の機

放射性固体廃棄物を適切に処理及び貯蔵保管するため，処理，貯蔵等の機能を維持管理する。

能を維持管理する。
（以下，省略）注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

（以下，省略）島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類六
6−3

2.
その他

2. その他
廃止措置対象施設を活用し，廃止措置に必要な項目以外の作業を実施す

2.

その他
解体対象施設を活用し，廃止措置に必要な項目以外の調査・研究等で， ・記載の適正化

る場合は，事前に廃止措置対象施設の保安のために必要な維持すべき機能

たとえば解体対象施設から試料採取を実施する場合は，事前に廃止措置対 ・廃止措置に必要な項目

等に影響を与えないことを確認したうえで実施する。

象施設の保安のために必要な維持すべき機能等に影響を与えないことを 以外の作業の具体例を確認したうえで実施する。

6−2注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

記載

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−4

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

原子炉本体

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(1/6)

設備等の区分

放射線遮蔽体設備（建物）名称要求される機能

原子炉容器の外側の遮蔽壁

放射線遮蔽機能

ドライウェル外周の壁

放射線遮蔽機能

原子炉建物外壁

放射線遮蔽機能

燃料取替機（１号炉原子炉建物内）

燃料取扱機能臨界防止機能燃料落下防止機能維持すべき期間

解体工事準備期間中

6−3

核燃料物質取扱
燃料取扱機能原子炉建物天井クレーン（１号炉原子炉建設備
臨界防止機能物内）
燃料落下防止機能

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

輸送容器除染設備

燃料取扱機能新燃料貯蔵庫臨界防止機能燃料プール（貯蔵ラック並びに燃料プール水位及び燃料
プール水の漏えいを監視す
核燃料物質貯蔵設備
使 用 済 燃 料 る設備を含む）
貯蔵設備
ろ過脱塩装置
燃料プール
ポンプ
冷却系
熱交換器

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

臨界防止機能放射線遮蔽機能
水位監視機能漏えい監視機能
冷却浄化機能燃料プール水補給機能

新燃料搬出完了まで

解体工事準備期間中

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−4

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表【表題】

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(1/6)

・記載の適正化

施設区分

設備等の区分

原子炉本体 放射線遮蔽体

設備（建物）名称
原子炉容器の外側の遮蔽壁

１式

ドライウェル外周の壁

１式

原子炉建物外壁

１式

燃料取替機（１号炉原子炉建物内）

6−4

核燃料物質取
扱設備

核燃料物質
の取扱施設
及び貯蔵施
設

原子炉建物天井クレーン（１号炉原子炉建物内）
輸送容器除染設備

新燃料貯蔵庫（新燃料貯蔵ラックを含む）
核燃料物質貯
蔵設備

維持台数

使用済
燃料貯
蔵設備

燃料プール（貯蔵ラック並びに燃料
プール水位及び燃料プール水の漏えいを監視する設備を含む）

１台

１台

１式

１式

１式

※１

維持機能

放射線遮蔽機能

燃料取扱機能臨界防止機能燃料落下防止機能（炉心内及び炉心と燃料プールとの間の燃料取扱機能は除く）
燃料取扱機能臨界防止機能燃料落下防止機能維持期間
放射能レベルの比較的高い
炉心支持構造物等の解体が完了するまで臨界防止機能放射線遮蔽機能
水位監視機能漏えい監視機能確化【維持台数】
・維持台数以上の台数を１号炉に貯蔵している新燃料及び使用済燃料の搬出が完了するまで供用する場合の施設定期検査の受検について，欄外に明記【維持機能】
・廃止措置段階において不要となる機能を明記

１号炉に貯蔵している新 燃 料の搬出が完了するまで１号炉に貯蔵している使用済燃料の搬出が完了するまで※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・維持管理対象設備の明・維持台数を明記

燃料取扱機能臨界防止機能【設備（建物）名称】【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏まえた維持期間に変更

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−5

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(2/6)

設備等の区分
１次冷却設備設備（建物）名称
復水貯蔵タンク

要求される機能維持すべき期間

燃料プール水補給機能
熱交換器

原子炉冷却系統施設
その他の主要な
原子炉補機冷却系
事項

ポンプ

補機冷却機能海水ポンプ
気体廃棄物の
廃棄設備

排気筒

放射性廃棄物処理機能

6−5

廃液コレクタ・タンク
放射性廃棄物の廃棄施設

液体廃棄物の廃棄設備

廃液サンプル・タンク
機器ドレン系（１号放射性廃棄物処理機能
炉建物内（１号及び 廃液サージ・タンク
２号炉共用））
フィルタ
脱塩器注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

解体工事準備期間中

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−5

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(2/6)
【表題】

施設区分

設備等の区分

設備（建物）名称

核燃料物質
使用済の取扱施設 核燃料物質貯燃料貯及び貯蔵施 蔵設備
蔵設備
設

燃料プール冷却系

維持台数※１

ろ過脱塩装置

１基

ポンプ

１台

熱交換器

１基

復水貯蔵タンク（補給水ラインを含む）

１基

維持機能

維持期間

冷却浄化機能燃料プール水補給機能

１号炉に貯蔵している使用済燃料の搬出が完了するまで・記載の適正化【設備（建物）名称】
・維持管理対象設備の明確化【維持台数】

１次冷却設備原子炉冷却系統施設
その他の主要原子炉補機冷却系
な事項

熱交換器

２胴

ポンプ

２台

6−6

海水ポンプ
気体廃棄物の
廃棄設備
放射性廃棄
物の廃棄施
設

１基

タービン建物排気筒

１基

タ・タンク
液体廃棄物の
廃棄設備

補機冷却機能１号炉に貯蔵している使用済燃料の搬出が完了するまで１基

機器ドレン系（１号炉建物内 廃 液 サ ン プ
ル・タンク（１号及び２号炉共用））

２基

廃液サージ・
タンク１基

放射性気体廃棄物の処理が完了するまで放射性廃棄物処理機能
放射性液体廃棄物の処理が完了するまで※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・維持台数を明記
・維持台数以上の台数を供用する場合の施設定期検査の受検について，欄
外に明記

２台

排気筒

廃液コレク

燃料プール水補給機能【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏まえた維持期間に変更

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−6

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(3/6)

設備等の区分

設備（建物）名称要求される機能維持すべき期間

床ドレン・コレクタ・タンク
廃液中和タンク
床ドレン・サンプル・
床ドレン・再生廃液
タンク
放射性廃棄物処理機能系（１号及び２号炉
共用）
濃縮器

6−7

放射性廃棄物の廃棄施設

液体廃棄物の
廃棄設備

フィルタ
脱塩器
シャワ・ドレン・タン
シ ャ ワ・ ドレ ン 系
ク
放射性廃棄物処理機能（ １ 号及 び２ 号 炉
共用）
ろ過器
復水器冷却水放水口（１号及び２号炉共用） 放射性廃棄物処理機能

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

解体工事準備期間中

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−6

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(3/6)
【表題】

施設区分

設備等の区分

設備（建物）名称

機器ドレン系（１号炉建物
内（１号及び２号炉共用））

6−8

放射性廃棄
液体廃棄物の
物の廃棄施
廃棄設備
設

フィルタ

維持台数※１

維持機能

維持期間【維持台数】

１基

・維持台数を明記

脱塩器

１基

・維持台数以上の台数を供用する場合の施設定期

床ドレン・コレク
タ・タンク

１基

廃液中和タンク

２基

床ドレン・サンプ
床ドレン・再生廃液系（１ ル・タンク
号及び２号炉共用）
濃縮器

検査の受検について，欄外に明記【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏

２基
２基

フィルタ

１基

脱塩器

１基

シャワ・ドレン・
シャワ・ドレン系（１号及 タンク
び２号炉共用）
ろ過器

１基

復水器冷却水放水口（１号及び２号炉共用）

１式

放射性廃棄物処理機能

放射性液体廃棄物の処理が完了するまで２基※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・記載の適正化

まえた維持期間に変更

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−7

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

放射性廃棄物の廃棄施設

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(4/6)

設備等の区分

固体廃棄物の廃棄設備

設備（建物）名称要求される機能

濃縮廃液貯蔵タンク

放射性廃棄物貯蔵機能

廃樹脂タンク

放射性廃棄物貯蔵機能

フィルタ・スラッジ貯蔵タンク

放射性廃棄物貯蔵機能

フィルタ・スラッジ・サージ・タンク

放射性廃棄物貯蔵機能

復水スラッジ分離タンク

放射性廃棄物貯蔵機能

ドラム詰装置（セメント固化式）

放射性廃棄物処理機能

6−9

減容機（１号炉建物内（１号及び２号炉共
放射性廃棄物処理機能用））
屋内管理用の
主要な設備

放射線管理施設

屋外管理用の
主要な設備

エリア・モニタ

放射線監視機能

排気筒モニタ

放射線監視機能
放出管理機能排水モニタ

放射線監視機能
放出管理機能排水のサンプリング・モニタ

放射線監視機能
放出管理機能プロセス水モニタ（原子炉補機冷却系の熱 放射線監視機能
放出管理機能交換器出口（海水側））

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

維持すべき期間

解体工事準備期間中

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−7

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(4/6)
【表題】

施設区分

設備等の区分放射性廃棄固体廃棄物の
物の廃棄施
廃棄設備
設

屋内管理用の
主要な設備

設備（建物）名称
濃縮廃液貯蔵タンク３基

廃樹脂タンク２基

フィルタ・スラッジ貯蔵タンク

２基

フィルタ・スラッジ・サージ・タンク

１基

復水スラッジ分離タンク２基

減容機（１号炉建物内（１号及び２号炉共用））

１基

原子炉補機冷却系エリア，放射性廃棄物の廃

１２個

6−10

タービン建物排気筒モ
ニタ

排水モニタ

廃棄物処理排水モニタ

排水のサンプリン
放水路水モニタ
グ・モニタ
プロセス水モニタ（原子炉補機冷却系の熱交
換器出口（海水側））

１個

放射性廃棄物貯蔵機能

放射性固体廃棄物の処理が完了するまで・ドラム詰装置（セメント固化式）の維持管理取放射性廃棄物処理機能

放射線監視機能

関連する設備の供用が終了するまで【維持台数】
・維持台数を明記
・維持台数以上の台数を供用する場合の施設定期

放射線監視機能
放出管理機能放射線監視機能

放射性気体廃棄物の処理が完了するまで放射性液体廃棄物の処理が完了するまで原子炉補機冷却系の供用が終了するまで※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

確化

りやめに伴う削除

１個

１個

・記載の適正化・維持管理対象設備の明

１個
１個

維持期間

【設備（建物）名称】

棄設備エリア）

排気筒モニタ

屋外管理用の
主要な設備

維持機能

エリア・モニタ（核燃料物質貯蔵設備エリア，

排気筒モニタ
放射線管理
施設

維持台数

※１

検査の受検について，欄外に明記【維持機能】
・プロセス水モニタの維持機能の修正【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏まえた維持期間に変更

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−8

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(5/6)

設備等の区分

設備（建物）名称

その他の主要な事項

給気ファン
原子炉建物常用換気系

排気ファン

換気機能

フィルタ

6−11

その他原子炉の附属施設維持すべき期間

放射性物質漏えい防止
機能

原子炉建物

原子炉格納施設要求される機能解体工事準備期間中ディーゼル発電機

電源供給機能蓄電池（所内用）

電源供給機能非常用電源設備

その他主要な事
サージタンク（補助サージ・タンク）項注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

放射性廃棄物処理機能

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−8

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(5/6)
【表題】

施設区分

設備等の区分

設備（建物）名称

原子炉建物
原子炉格納 その他の主要施設
な事項
原子炉建物常用換気系

維持台数※１維持機能

１式

放射性物質漏えい防止機能（事故時における非常用ガス処理系による気密性は除く）

給気ファン

１台

排気ファン

１台

フィルタ

２個

6−12

ディーゼル発電機
非常用電源設その他原子 備
炉の附属施
蓄電池（所内用）
設
その他主要な
サージタンク（補助サージ・タンク）
事項

１組

２組

１基

維持期間

【維持台数】
・維持台数を明記
・維持台数以上の台数を供用する場合の施設定期

管理区域解除まで

換気機能検査の受検について，欄外に明記【維持機能】
・廃止措置段階において電源供給機能１号炉に貯蔵
（自動起動及び自動給 し て い る 使 用
電機能は除く）済燃料の搬出が完了するま電源供給機能で放射性液体廃放射性廃棄物処理機能 棄 物 の 処 理 が完了するまで※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

・記載の適正化不要となる機能を明記【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏まえた維持期間に変更

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

備考

添付書類六
6−9

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表
施設区分

維持管理対象設備に対し要求される機能及び維持すべき期間(6/6)

設備等の区分

設備（建物）名称要求される機能

廃棄物処理建物

放射性物質漏えい防止
機能
放射線遮蔽機能

タービン建物

放射性物質漏えい防止
機能
放射線遮蔽機能

建物及び構築物

維持すべき期間

給気ファン
タービン建物
排気ファン
換気系

換気機能

6−13

フィルタ

その他主要施設

解体工事準備期間中

換気系
給気ファン
発電所補助設備

廃棄物処理建
排気ファン
物換気系

換気機能

フィルタ
消火栓
消火装置

消火機能
移動形消火器

照明設備

非常用照明

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

照明機能

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正後

備考

添付書類六
6−9

第 6−1−1 表

第 6−1−1 表

維持管理対象設備及び維持機能並びに維持期間(6/6)
【表題】

施設区分

維持台数※１

維持機能

廃棄物処理建物

１式

タービン建物

１式

放射性物質漏えい防止
機能
放射線遮蔽機能設備等の区分
建物及び構築物

設備（建物）名称

給気ファン

１台

タービン建物換
排気ファン
気系

１台

フィルタ

6−14

その他主要
発電所補助設施設
備１台

廃棄物処理建物
排気ファン
換気系

１台

フィルタ
消火栓

照明設備

・維持台数以上の台数を

各建物の管理区域を解除す
るまで

１式
１式
１式

【維持期間】
・廃止措置期間全体を踏

照明機能

各建物の各エリアに設置されている設備の供用が終了するまで※１：維持台数以上の台数を供用する場合，施設定期検査対象設備は供用する台数全てについて，施設定期検査を受検する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

外に明記

まえた維持期間に変更

消火機能

非常用照明

・維持台数を明記

２個

消火装置
移動形消火器

【維持台数】

検査の受検について，欄

換気機能
給気ファン

・記載の適正化

供用する場合の施設定期

２個

換気系

維持期間

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類六
追加
・添付書類六「1.維持管理に関する内容」の補足として追補を追加
追補（添付書類六）6−15

追補（添付書類六）については，別紙１のとおり

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

別紙１

追

補

（添付書類六）

目

追補 1
1.

次

「添付書類六の 1.（維持管理に関する内容）」の追補
使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）から冷却水が大量に漏えいす
る事象における燃料の評価 ·································· 12.

燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料の健全性について ·· 3

3.

燃料プール水大規模漏えい時の未臨界性の評価について ····· 184.

燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料からのスカイシャイン
線による周辺公衆の放射線被ばくへの影響について ··········· 23

下記項目の記載内容のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点か

ら公開できません。

記
追補 1「添付書類六の 1.（維持管理に関する内容）」の追補

2.

燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料の健全性について

3.

燃料プール水大規模漏えい時の未臨界性の評価について

4.

燃料 プー ル 水大 規模漏えい時の使用済燃料からのスカイシャイン線による周辺公衆の放射線被ばくへの影響について

追補 1「添付書類六の 1.（維持管理に関する内容）」の追補

添付書類六の 1.（維持管理に関する内容）の記述に次のとおり追補する。

1.

使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）から冷却水が大量に漏えいする事象
における燃料の評価

1.1

はじめに
「 発 電 用 原 子 炉 施 設 及 び 試験 研究 用等 原 子炉 施設 の廃 止措 置 計画 の 審

査基準（平成 25 年 11 月 27 日

原管廃発第 13112716 号

原子力規制委員会決定）」の「Ⅲ．２．（１）解体対象となる施設及びその解体の方法」において，「使用済燃料貯蔵施設に使用済燃料が存在する間は，使用済燃料貯蔵施設から冷却水が大量に漏えいする事象等を考慮し，使用済燃料の著
し い 損 傷 の 進 行 を 緩 和 し 及 び臨 界を 防止 するた めの 必要 な設 備等の 重大事故対策設備の解体について，その機能を維持管理する期間が適切に評価されていること。あるいは，その設備が不要であることが適切に評価されていること」を要求されている。

1.2

燃料集合体の健全性評価について
１号炉の使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）（以下追補１において「燃料プール」という。）には，最終サイクル ※ １ で取り出した使用済燃料を含む 722 体の使用済燃料が貯蔵されている。
このうち，最も発熱量が高い燃料集合体を対象として自然対流による空気冷却条件で燃料被覆管表面温度の評価を行った。
評 価 の 結 果 ， １ 号 炉 の 燃 料集 合体 の燃 料 被覆 管表 面温 度は ， 最高 で も360 ℃以下である。この燃料被覆管表面温度においては，原子炉運転中の酸 化 減 肉 及 び 燃 料 プ ー ル 水 が全 て喪 失し た後の 空気 中で の酸 化減肉 を考慮しても，燃料被覆管のクリープ歪は１年後においても約 0.5％であり，クリープ変形による破損は発生せず燃料集合体の健全性は保たれる（「2.
燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料の健全性について」参照）。

※１：原子炉停止日

平成 22 年３月 31 日
−1−

1.3

未臨界性の評価について
１号炉の燃料プールには，現在，使用済燃料（722 体）及び新燃料（76体）が貯蔵されている。貯蔵ラック内の燃料集合体の配置において，燃料
プ ー ル の 水 密 度 が 低 い 蒸 気 条件 にお いて も臨界 を防 止で きる ことを 確認するため，燃料プール全体の水密度を一様に 0.0〜1.0g/cm3 まで変化させた条件で実効増倍率の評価を行った。
評価の結果，実効増倍率は不確定性を考慮しても最大で 0.925 であり，
水 密 度 が 減 少 す る 事 象 が 生 じた 場合 でも 臨界を 防止 でき るこ とを確 認し
た（「3.

1.4

燃料プール水大規模漏えい時の未臨界性の評価について」参照）。

重大事故対策設備の必要性について
燃料集合体の健全性評価及び未臨界性評価結果より，使用済燃料を燃料プールに貯蔵している間において，燃料プールから冷却水が大量に漏えいする事象を考慮しても，燃料被覆管表面温度の上昇による燃料の健全性に影響はなく，また，臨界にならないことが確認できていることから，使用済 燃 料 の 著 し い 損 傷 の 進 行 を緩 和し 及び 臨界を 防止 する ため の重大 事故
対策設備は不要である。

−2−

2.

(1)

燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料の健全性について

はじめに
本資料は，使用済燃料を燃料プールに貯蔵している間において，燃料プールから冷却水が大量に漏えいする事象を考慮しても，燃料被覆管表
面 温 度 の 上 昇 が 燃 料 の 健 全性 に影 響を 与 える こと はな いこ と を説 明 するものである。

(2)

貯蔵中の使用済燃料
現在，１号炉の燃料プール内には，722 体の使用済燃料が貯蔵されている。
これらの使用済燃料の平均燃焼度は約 32,500MWd/t，原子炉停止日は
平成 22 年３月 31 日，評価時点は平成 27 年 12 月１日である。
これら使用済燃料の総発熱量は 143kW，貯蔵中の燃料集合体１体当たりの最大発熱量及び平均発熱量は，それぞれ以下に示すとおりである。
・最大発熱量 0.360kW(3)(平均発熱量

約 0.198kW)

燃料被覆管表面温度の計算
燃 料 プ ー ル の 冷 却 水 が 全 て 喪失 し た場 合 にお け る使 用 済燃 料 の健 全性について評価を行った。
主な計算条件，計算結果等を以下に示す。

ａ．主な計算条件○燃料プールの冷却水は全て喪失していると仮定する。
○原子炉建物は健全だが換気は考慮しない（密閉状態）。
○使用済燃料からの発熱は，原子炉建物内の空気及び原子炉建物の天井を通して外気に放熱されることにより除熱される。
○計算に用いた主要な入力パラメータは，表４のとおりである。
−3−ｂ．計算結果
使用済燃料の健全性の評価手順としては，(a)原子炉建物からの放熱計算，(b)自然対流熱伝達の計算，(c)燃料被覆管表面温度計算の順序
で，使用済燃料からの発熱量により燃料被覆管表面温度を求める。

(a)

原子炉建物からの放熱計算
燃料プールの冷却水が全て喪失し，使用済燃料の発熱による原子炉建物内の室内温度が定常状態となる場合において，外気温度を境界条件として，原子炉建物内空気の最高温度を求める。原子炉建物
からの放熱モデルを図１に示す。

使用済 燃料の 熱は 天井面 から

Tout-air (外気温度)

原子炉建物

外気に放出される

自然対流により建屋内

Tin-air (室内温度)

を空気が循環

使用済燃料の発熱量を除熱するために必

床面
燃料プール

要な温度差を使用済燃料
Q(使用済燃料の総発熱量)
集合体ラック total
貯蔵ラック

求め，外気温度T out-air か ら 室
内温度 T in-air を計算

図１

原子炉建物からの放熱−4−定常状態にある場合の原子炉建物天井の壁を通して伝わる熱流束q"は，q"= Q total ／Aroof[1]

Q total：使用済燃料の総発熱量(kW)A roof：天井面積（m 2 ）このとき，ニュートンの冷却法則により表される熱伝達式は以下のようになる。
q"＝h(Tin-air −Tout-air )[2]

1／h＝(1／h 1 ＋tcon ／λ con ＋1／h2 )[3]h：熱伝達係数（W/(m 2 ･K)）

Tin-air：室内温度（K）（原子炉建物内空気温度）

T out-air：外気温度（K） ※ １※１：太陽の輻射熱を考慮し，保守的に夏場の日中における天井壁の外面温度が継続するものとして，同温度を相当外気温度とする。

h1：天井壁内表面熱伝達係数（W/(m 2･K)）

h2：天井壁外表面熱伝達係数（W/(m 2･K)）

tcon：天井のコンクリート厚さ（m）

λ con：コンクリートの熱伝導率（W/(m･K)）[2]，[3]より，
T in-air ＝q"(1／h1 ＋tcon ／λ con ＋1／h2 )＋Tout-air

(K)

[4]

よって，室内温度として，外気温度を境界条件とした原子炉建物
内空気温度を求めると，表１のとおりとなる。

−5−

表１

外気温度を境界条件とした原子炉建物内空気温度（単位：℃）
室内温度 Tin-air
119

(b)

自然対流熱伝達の計算
燃料集合体は図２に示すとおり，格子ピッチが確保された状態で貯蔵されているが，ここでは保守的に燃料ラックセル間の領域は無視し，ラックセル内のチャンネルボックスの正方形断面を実効的な流路と考え，自然対流による空気の流速と燃料被覆管表面の熱伝達係数を求める。

※：ラックの寸法は，80 体ラックの場合を示す。
（単位：mm）
ラック構造材（SUS304）

チャンネルボックスを装着した燃料集合体

チャ ン ネル ボ ック ス 外 の
燃料 集 合体 − ラッ ク セ ル
間の 領 域は 冷 却に 寄 与 しない も のと し て保 守 的 に無視

図２

貯蔵ラック内での燃料集合体配置−6−ラック下部の構造は，燃料プール底面にラックベースが設置され，その上に燃料ラックが設置されている。燃料プール底面の空気はラックベース（高さ約）及びラック下部（高さ約）のそれぞれの複数の孔から，ラック下部に取り入れられ，ラックに貯蔵された各燃料集合体に供給される。
本手法では，燃料集合体の冷却は空気流量を一定として，図３のとおり，全てが燃料集合体下部から流入する前提としている（一点
近似）。

図３

燃料集合体内温度上昇の計算（イメージ図）−7−

Q ：燃料集合体１体の発熱量（W）（ 燃料集合体の最大発熱量）
A ：流路面積（m 2 ）L f ：摩擦損失計算用濡れぶち長さ（m）
L h ：伝熱計算用濡れぶち長さ（m）
L ：発熱長さ（m）
d ef ：流れの等価直径（＝4A／L f ）（m）
deh ：熱の等価直径（＝4A／L h ）（m）

空気の燃料集合体内の流れを一点近似で考える。
ρ ：空気の密度（kg/m 3 ）k a ：空気の熱伝導率（W/(m･K））
u ：空気流速（m/s）
Cp ：定圧比熱（J/(kg･K)）
β ：体膨張係数（1/K）
ｇ ：重力加速度（m/s 2 ）T e ：出口空気温度（K）
T i ：入口空気温度（K）
T a ：燃料集合体中間の空気温度（K）
h a ：燃料集合体中間の空気熱伝達係数（W/(m2 ･K)）
ν ：動粘性係数（m 2 /s）

流れている空気への伝熱より，
Q＝ρuCp(T e −Ti )A[5]

空気に働く浮力を F B とすると，
F B ＝ρgβ(Ta −Ti )LA[6]

燃料集合体表面に働く摩擦力 F τ は，管摩擦係数をλ，局所圧力損−8−失をζとしてFτ ＝1
λL
ρu 2 (
＋ζ)A
2
d ef

[7]

燃料集合体中間の空気温度 Ta は，入口と出口の平均で与えられるため，
1
Ta ＝ 2 (T i ＋T e )[8][6]式と[7]式はつりあっている状態で流れるため，次式が得られる。
(

λL＋ζ)u 2 ＝gβ(T e −Ti )L
d ef

[9]

上式に[5]式を代入して整理すると，
QgβL
u＝(
λL
ρCpA( d ef

)

1
3

[10]

＋ζ)

管摩擦係数のλは，層流域(Re<2,300)なら次式で与えられる。
λ＝

64
Re

[11]

Re＝

udef
ν

[12]

上記の条件で収束計算を行うと，燃料集合体の発熱量（最大発熱量） Q によって，出口空気温度 Te は表２のような結果になる。なお，入口空気温度 Ti は，①で計算した建物内空気温度（室内温度）
T in-air とする。

−9−

表２

(c)

燃料集合体の最大発熱量と出口空気温度

燃料集合体の最大発熱量

出口空気温度Q（W）

Te （℃）

360351

燃料被覆管表面温度計算
管内層流における気体単相の Nu 数(熱流束一定)を，
ha d ehka

Nu＝4.36＝[13]

として，熱伝達係数 ha は，
ha＝

ka
deh

×4.36

[14]

のように求められる。
燃料集合体１体の発熱量 Q（W）から，
q″＝

Q（W/m 2 ）LhL[15]

また，ピーキング係数の最大値を PF とすると，

q＝q″×PF （W/m 2 ）[16]

燃料被覆管の表面温度を Tco とすると，図４のとおり,q＝ha (Tco −Ta )[17]

燃料集合体中間の空気温度 Ta の代わりに保守側に出口空気温度
Te を用いて評価すると，Tco ＝Te ＋ q

／ha

(K)

−10−

[18]

すなわち，燃料被覆管の表面は，空気温度よりも q／ha （℃）

上昇することになる。
Ｑ（発熱量）
使用済燃料の発熱量を除熱するために必要な温度差を求め，出口
空気温度 T e から燃料被覆管表面
温度 T co を計算

Te (低温側)

Tco (高温側)
上昇する空気へ使用済燃料の崩壊熱が放出される

図４

燃料被覆管表面温度の計算

図４のとおり，燃料集合体の入口空気温度 Ti を，保守側に原子炉
建物内温度（室内温度）Tin-air に等しいとして計算した出口空気温度 Te と，燃料集合体の最大発熱量 Q の計算結果から，燃料被覆管表
面温度 Tco は，表３のとおりとなり，358℃となる。
なお，原子炉運転中の酸化及び燃料プール水が全て喪失した後の空気中での酸化により生成した酸化皮膜内での温度上昇については，
0.01℃程度であり，評価上影響しない。また，燃料中心温度も 358℃
（燃料被覆管表面温度よりも 0.1℃上昇する程度）であることから，
燃料ペレットも溶融することはない。

表３

燃料被覆管表面最大温度上昇，出口空気温度及び燃料被覆管表面温度（単位：℃）

燃料被覆管表面最大温度上昇
q ／ha

出口空気温度Te

燃料被覆管表面温度
Tco

7

351

358

−11−

(4)

結論
燃料プールの冷却水が全て喪失し，原子炉建物は健全であるが換気系は停止している状態を仮定すると，使用済燃料は室内空気の自然対流により冷却される。
１号炉の使用済燃料は，原子炉停止以降，５年以上冷却されており，
自然対流による冷却によって，燃料被覆管表面温度は最高でも 360℃以下に保たれる。
360℃以下では，ジルコニウム合金である燃料被覆管の酸化反応速度は小さく，燃料被覆管の酸化反応による表面温度への影響はほとんどない
〔3〕。
「2.1

使用済燃料のクリープ歪評価について」に示すとおり，上記の燃料被覆管表面温度（360℃以下）における燃料被覆管の酸化減肉を考慮した燃料被覆管周方向応力はの降伏応力であり，未照射の燃料被覆管を十分に下回っている。

また，2.1 に示すとおり，この燃料被覆管表面温度では，原子炉運転
中 の 酸 化 減 肉 及 び 燃 料 プ ール 水が 全て 喪 失し た後 の空 気中 で の酸 化 減
肉を考慮しても，燃料被覆管のクリープ歪は１年後においても約 0.5％であり，クリープ変形による破損は発生せず，燃料健全性に影響が生じる前に必要な措置を講じることができる。
以上のことから，燃料プールの冷却水が全て喪失しても燃料被覆管表
面温度は 360℃以下に保たれ，酸化反応が促進されることはなく，燃料
被 覆 管 表 面 温 度 の 上 昇 が 燃料 の健 全性 に 影響 を与 える こと は ない と 考
える。

−12−

【参考文献】〔1〕「原子炉の理論と解析」JJ. ドゥデルスタット，LJ.ハミルトン著，成田正邦，藤田文行共訳，現代工学社〔2〕「伝熱工学資料」改訂第 5 版，日本機械学会，丸善株式会社〔3〕 Air Oxidation Kinetics for Zr-Based Alloys
Laboratory, NUREG/CR-6846 ANL-03/32〔4〕「コンクリート標準示方書」土木学会〔5〕「最新建築環境工学」田中俊六 他共著，井上書院

−13−

,

Argonne National

表４
計算手順

燃料健全性評価における主要な入力パラメータの値と根拠

主要な入力パラメータ
使用済燃料の総発熱量 Qtotal

値
143kW

天井面積 Aroof① 原子炉建
物からの
放熱計算

−14−

② 自然対流熱伝達の計算

拠ORIGEN2 にて崩壊熱を計算(2015 年 12 月１日時点)
伝熱面積として全天井面積を設定

天井壁内表面熱伝達係数 h1
天井コンクリートの厚さ tcon
コンクリートの熱伝導率λcon
天井壁外表面熱伝達係数 h29W/(m2･K)

外気温度 Tout-air

70℃

燃料集合体１体の発熱量 Q

0.360kW

熱の等価直径 deh

建築分野で標準的に用いられる値を設定〔5〕
建物図面より設定
コンクリートの一般的な物性値を設定〔4〕
建築分野で標準的に用いられる値を設定〔5〕相当外気温度として 70℃と設定（外気温度約 40℃+太陽の輻
射効果約 30℃）〔5〕
ORIGEN2 にて崩壊熱を計算(2015 年 12 月１日時点)
チャンネルボックスに囲まれる面積−(燃料棒＋ウォーターロッド)に囲まれる面積
def＝4×A／Lf（A と摩擦損失計算用濡れ縁長さ Lf より算出）
単相での燃料集合体局所圧損係数(=ｋ(下部タイプレート)＋ｋ(スペーサ)×7＋k（上部タイプレート)）を基に計算流路全体の局所圧損係数を設定
deh＝4×A／Lh（A と伝熱計算用濡れ縁長さ Lh より算出）

発熱長さ L

燃料棒有効長を設定

2.6W/(m･K)
23W/(m2･K)

流路面積 A
流れの等価直径 def
局所圧力損失係数ζ

③ 燃料被覆管表面温度計算

根

ピーキング係数 PF

注：根拠欄の〔 〕は引用した参考文献の番号を記載

2.4

最大線出力密度と燃料集合体平均線出力密度の比を設定

2.1

使用済燃料のクリープ歪評価について

１号炉の燃料プールから冷却水が全て喪失し，燃料被覆管表面温度が上昇した状態におけるクリープ歪を以下のとおり評価し，燃料健全性が維持されることを確認した。

(1)

評価条件
評価条件を以下のとおり設定した。
○燃料被覆管表面温度：360℃○燃料被覆管周方向応力σ：
P＝

Ti
p
T′
i

[1]

σ＝

P×D
2t

[2]

P ：評価に用いる燃料棒内圧（MPa）
p ：運転時の燃料棒内圧（MPa）（；原子炉設置許可

申請書記載値（運転中末期）に保守性を持たせた値）
Ti ：評価に用いる燃料被覆管表面温度（K）（＝633.15K）
i：寿命末期の燃料被覆管表面温度（K）
T′

D ：燃料被覆管平均径（mm）（燃料被覆管外径及び内径の平均）＊１t ：燃料被覆管肉厚（ライナ厚さを除く）（mm）＊１＊１：原子炉運転中の酸化減肉量（約 10％）を考慮した。

(2)

評価手法
ＢＷＲの未照射燃料被覆管クリープ式〔6〕，〔7〕を用いて，燃料プー

ル水が全て喪失した後の空気中での燃料被覆管の，１年後におけるクリ−15−

ープ歪を評価する。評価に当たっては，上記の原子炉運転中の酸化減肉のほか，燃料プール水喪失以降の気中酸化による減肉の影響（１年後の酸化減肉量は約２％）も考慮する。
なお，以下の計算式に係る不確かさ ＊ ２ は，第１項の評価条件（燃料棒
内圧，燃料被覆管減肉等）に含まれる保守性に包含されている。

＊２：文献〔6〕においては，以下の評価式の不確かさを考慮して，評価式から得られる値を 1.43 倍することとされている。

クリープ歪(−)：
・S・

ε＝ε p (1−exp(−β(ε s ・t) 0.61))＋ε s ・t

［3］

二次クリープ速度(1／h)：・

ε s ＝2.1×10 9 ・(53600
2880σ θE)・exp()・exp(− RT )
E
T

［4］

飽和一次クリープ歪(−)：
・S

ε p ＝5.0×10 − 10 ・exp(0.0428T)・(ε s )0.00543T− 2.603［5］（ ただし，ε p  0.06）s

β＝2.24×10 10 ・exp(−0.0275T)・exp(−1200(

ここで，t：時間（h）

E：ヤング率（㎏/mm 2 ）σ θ ：周方向応力（㎏/mm 2 ）R：気体定数（cal/(mol･K)）

T：絶対温度（K）

−16−

σθ
))
E

［6］

(3)

評価結果
原 子 炉 運 転 中 の 酸 化 減 肉 及 び燃 料 プー ル 水が 全 て喪 失 した 後 の空 気

中 で の 酸 化 減 肉 を 考 慮 し た上 記評 価条 件 での 燃料 被覆 管の ク リー プ 歪は１年後においても約 0.5％である。この結果は燃料被覆管の健全性を確認するためのクリープ歪の制限値１％〔6〕を十分下回っており，プー ル 水 が 喪 失 し て か ら １ 年後 にお いて も クリ ープ 変形 によ る 破断 は 発
生せず，燃料健全性は維持される。
また，今回の評価において想定される温度，応力の範囲は，第２項の評価式の適用範囲に含まれており，当該評価モデル式を適用することは可能と判断した。

【参考文献】〔6〕「日本原子力学会標準

使用済燃料中間貯蔵施設用金属キャスクの安全設計及び検査基準：2010」2010 年７月〔7〕「 04-基炉報-0001

平成 15 年度

社団法人

日本原子力学会

リサイクル燃料資源貯蔵施設安全解析

コード改良試験（燃料の長期安全性に関する試験最終成果報告書）」（平
成 16 年６月

独立行政法人原子力安全基盤機構）

−17−

3.

燃料プール水大規模漏えい時の未臨界性の評価について

１号炉の燃料プールでは，ステンレス鋼製ラックセルに燃料が貯蔵されている。
臨 界 設 計 に つ い て は 新 燃 料及 びい かな る 燃焼 度の 燃料 を貯 蔵 して も 十分安全側の評価を得るように，炉心装荷時の無限増倍率として 1.30 を仮定している。また，プール水温，ラック製造公差，セル間ピッチ（セル内幅），ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳しくなる状態で評価している。（表１，図１）
仮に燃料プール水が沸騰や喪失した場合を想定し，燃料プールの水密度が減少した場合を考えると，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少
し，実効増倍率を低下させる効果がある一方で，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低 水 密 度 状 態 を 想 定 し た 場合 の燃 料プ ー ルの 実効 増倍 率は 上 記の ２ つの効果のバランスにより決定されるため，ラックの材質・ピッチの組み合
わ せ に よ っ て は 通 常 の 冠 水 状態 と比 較し て未臨 界性 評価 結果 が厳し くなる可能性がある。
そこで，１号炉の燃料プールにおいて水密度を一様に 0.0〜1.0g/cm3 と変化させて実効増倍率を計算した。
解析結果を図２に示す。
実効増倍率が最も厳しくなるのは 80 体ラックの低水密度状態（水密度0.35g/cm 3 ）の 0.925 ※ １ であり，水密度が減少する事象が生じた場合でも未臨界は維持されることを確認した。
なお，解析には米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）により米国原子炉規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用に作成されたモンテ
カルロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬＥシステムを用いた。
−18−

解析フロー図を図３に示す。

※１：不確定性として標準偏差の３倍（３σ）を考慮した値
なお，モンテカルロ法では，手法に特有な計算誤差が現れてくる。
臨界安全ハンドブックでは，「 モンテカルロ法により計算する場合には平均中性子増倍率に標準偏差の３倍（３σ）を加える」とし
ている。

表１(1)

貯蔵ラックの寸法（SUS304 製，80 体貯蔵ラック）

表１(2)

貯蔵ラックの寸法（SUS304 製，30 体貯蔵ラック）−19−

図１(1)

貯蔵ラックの計算体系（80 体貯蔵ラック）

図１(2)

貯蔵ラックの計算体系（30 体貯蔵ラック）−20−図２(1)

実効増倍率の水密度依存性（80 体貯蔵ラック：水温 100℃）

図２(2)

実効増倍率の水密度依存性（30 体貯蔵ラック：水温 100℃）−21−主要インプット・主要核種の組成
・貯蔵ラックの幾何学的形状に関するもの・構成要素の組成に関するもの

臨界安全計算コードシステム
ＳＣＡＬＥ

主要アウトプット
・燃料プール体系の実効増倍率（ｋ ｅ ｆｆ ）

図３

解析フロー

−22−

4.

燃料プール水大規模漏えい時の使用済燃料からのスカイシャイン線による周辺公衆の放射線被ばくへの影響について

(1)

想定事象
１号炉の燃料プールにおいて，冷却水が全て喪失した場合を想定する。
ただし，燃料プール壁面等の燃料プール周囲の構造物は健全であり，使用済燃料からの放射線を遮蔽する効果は維持されるとして，露出された使 用 済 燃 料 か ら の ス カ イ シャ イン 線に よ る敷 地境 界上 の評 価 地点 に おける実効線量を評価する。

(2)

評価条件
ａ．線源の条件
燃料プールの冷却水が全て喪失した場合の使用済燃料の健全性は維持されるものとし，使用済燃料の線源強度をＯＲＩＧＥＮ２．２にて
表１の条件にて算出した。線源となる貯蔵中の使用済燃料は，保守的に燃焼度及び冷却年数を設定している。
燃料プールの冷却水は全て喪失しているものとし，水遮蔽の効果は見込まない。
また，実際のラック配置を包絡するラック形状とし，そこに燃料を全て保管していることを前提に評価する。

ｂ．計算モデル
計算モデルでは燃料プールの形状，コンクリート厚さをモデル化した。
スカイシャイン線の評価に当たっては，実績のあるＭＣＮＰコード（モンテカルロコード）を使用した。なお，ＭＣＮＰコードの特性として，スカイシャイン線と同時に直接線も評価されるが，燃料プール
壁のコンクリート厚が十分あるため直接線による線量は無視できる。
−23−

スカイシャイン線の評価条件を表２に，評価モデルを図１に示す。

ｃ．評価地点スカイシャイン線による実効線量の評価は，海側方位を除いた敷地
境界上で，燃料プールからの距離が最も短く，実効線量が最大となる地点について実施する。表３に評価地点の条件，図２に評価地点の概略図を示す。

(3)

燃料プールからのスカイシャイン線による実効線量評価結果
燃料プールの使用済燃料の全放射能強度を考慮し，燃料プールの冷却水が全て喪失した状態を想定して，スカイシャイン線による周辺公衆の実効線量を評価した結果，約 1.3μSv/h であり，保安規定に基づき整備
し て い る 体 制 に 従 い 燃 料 プー ルに 注水 す る等 の措 置を 講じ る 時間 を 十分に確保できることから，周辺公衆への放射線被ばくの影響は小さい。

表１

線源強度の設定条件

使用済燃料仕様

9×9 燃料

使用済燃料燃焼条件

55GWd/t

使用済燃料冷却期間5年

使用済燃料貯蔵体数

1539 体−24−

表２

スカイシャイン線の評価条件

遮蔽材

原子炉建物：コンクリート
地面：吸収体（空気中で散乱したガンマ線はエ
ネルギーが低く，敷地の多くを占める土壌との相互作用ではほとんど吸収されることから，地表面からの反射を考慮していない。）
使用済燃料：二酸化ウラン，ジルカロイ
その他：空気検出器

ポイントディテクタエスティメータ（評価地点高さ）

ライブラリ

MCPLIB02

γ線束−線量換算係数

ICRP Pub74

γ線輸送の物理モデル

ボルツマン方程式

γ線の輸送下限

１keV

γ線発生数

２千万個

分散低減法

Weight window 法

計算収束方法Weight window parameter 評価のためのメッシュを適切に設定し誤差を低減
評価結果の統計誤差(１σ)が５％未満

判定基準

Weight window を更新した３回の計算結果の中で，収束に関する警告数の少ない計
算結果を選定表３

評価地点の条件（単位：m）

敷地境界評価地点 EL.

140

燃料プールからの距離

808

−25−

図１

図２

評価モデル

評価地点の概略

−26−

添

付

書

類

七

廃止措置に要する資金の額及びその調達計画に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類七
7−1

2.
資金調達計画2.

資金調達計画全額自己資金（引当金を含む。）により賄う。１号炉の原子力発電施設解2. 資金調達計画
廃止措置に要する費用は，全額自己資金により賄う。なお，１号炉の原子 ・記載の適正化

体引当金制度による原子力発電施設解体引当金累積積立額（平成 27 年度末

力発電施設解体引当金制度による原子力発電施設解体引当金累積積立額（平時点）は，約 347 億円である。

成 27 年度末時点）は，約 347 億円である。

今後，原子力発電施設解体引当金制度による積立期間において，費用見積
総額の全額を積み立てる計画である。

7−1注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。

今後，原子力発電施設解体引当金制度による積立期間において，費用見積
総額の全額を積み立てる計画である。

添

付

書

類

八

廃止措置の実施体制に関する説明書

島根原子力発電所１号炉 廃止措置計画認可申請書 添付書類の補正前後比較表
頁

補正箇所

補正前

補正後

備考

添付書類八
8−1

3.

3.

平成 28 年４月１日現在における当社原子力関係の技術者数は 646 名で技術者の確保8−2

4.
技術者に対する教育・訓練技術者の確保3. 技術者の確保
平成 29 年１月１日現在における当社原子力関係の技術者数は 651 名で ・至近データ反映によるあり，このうち，原子炉主任技術者の有資格者は 27 名，核燃料取扱主任あり，このうち，原子炉主任技術者の有資格者は 28 名，核燃料取扱主任 修正者の有資格者は 10 名，放射線取扱主任者（第１種）の有資格者は 86 名で者の有資格者は 11 名，放射線取扱主任者（第１種）の有資格者は 87 名で

ある。

ある。

今後も，廃止措置を行うために必要な教育及び訓練により技術者を確保

今後も，廃止措置を行うために必要な教育及び訓練により技術者を確保するとともに，各種資格取得の奨励により，必要な有資格者を確保していするとともに，各種資格取得の奨励により，必要な有資格者を確保してい

く。

く。

4.

技術者に対する教育・訓練
廃止措置の実施に係る技術者の技術能力を維持・向上させるため，保安規定に基づき保安教育計画を定め，計画的に保安教育を実施する。

4. 技術者に対する教育・訓練
原子力部門に配属された技術系社員は，原則として入社後一定期間，島 ・原子力部門の技術系社
根原子力発電所において原子力発電所の仕組み，放射線管理等の基礎教 員に対する教育・訓練状
育・訓練及び機器配置，プラントシステム等の現場教育・訓練を受け，原 況を追記
子力発電に関する基礎知識を習得している。

8−1

原子力部門の技術系社員の教育・訓練は，島根原子力発電所品質保証部（原子力研修）のほか，国内の原子力関係機関（株式会社ＢＷＲ運転訓練
センター等）において，各職能，目的に応じた実技訓練や机上教育を計画的に実施し，一般及び専門知識，技能の習得及び習熟に努めている。
廃止措置に係る業務に従事する技術系社員に対しては，廃止措置を行う
ために必要な技術的能力を維持・向上させるため，保安規定に基づき，対象者，教育内容，教育時間等について保安教育実施計画を立て，それに従って教育を実施する。

注）下線及び点線枠は，補正箇所を示すものであり補正事項に含まない。