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東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

TK-1-482 改 1

提出年月日

平成 30 年 6 月 6 日
別紙 22

ベント実施に伴う作業等の作業員の被ばく評価
1．ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価
ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
ベント操作としてサプレッション・チェンバ（以下「Ｓ／Ｃ」という。
）からのベントを行う場
合及びドライウェル（以下「Ｄ／Ｗ」という。）からのベントを行う場合のそれぞれにおける第一弁及び第二弁の開操作時の被ばく評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
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，
この事象をベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価で想定する事象として選定す補① Ⅴ-1-8-1
NT2 補①NT2
Ⅴ-1-8-1
別添 3 R3別添 3 R2る。
また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程及び概略図を第 1 図～第 4 図に示す。
大気中への放出経路については第 5 図に示すとおりであり，非常用ガス処理系等が起動するまで（事象発生から 2 時間）は原子炉建屋からの漏えいを想定し地上放出するとし，非常用ガス処理系等が起動した以降（事象発生から 2 時間以降）は非常用ガス処理系排気筒からの放出を想定し排気筒放出とする。また，ベント実施以降は格納容器圧力逃がし装置排気口からの放出を想定し原子炉建屋屋上の排気口放出とする。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 6 図～第 8 図に示すとおりであり，経路ごとに以下に示す評価を行った。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表に示すように，ガウスプルー
ムモデルを用いて拡散効果を考慮して外部被ばく及び内部被ばくの評価を行った。なお，内部
被ばくについては，第 4 表に示す線量換算係数，呼吸率及びマスクの効果を考慮し評価を行った。
外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばくについては，屋外の放射性物質の濃度と作業場所の放射性物質の濃度を同じとし，外部被ばくについては，第 4 表示すとおり作業場所の空間体積を保存したサブマージョンモデルで評価を行い，内部被ばくについては，第 4表に示す線量換算係数，呼吸率及びマスクの効果を考慮し評価を行った。なお，第二弁の操作については，空気ボンベにより加圧された第二弁操作室内で作業することを考慮し評価を行った。
大気中に放出され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について
は，ガウスプルームモデルを用いて拡散効果を考慮して放射性物質の濃度を求めた後，第 5 表に示す地表面への沈着速度を考慮し評価を行った。
格納容器圧力逃がし装置配管，原子炉建屋等からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ
線による外部被ばくについては，第 6 表及び第 7 表に示す原子炉建屋の外壁，作業場所の遮蔽
壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
別添 3-211

c．アクセスルート
第一弁（Ｓ／Ｃ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 11 図～第 13 図に示すとおりである。第一弁（Ｄ／Ｗ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 14 図～
第 17 図に示すとおりである。第二弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側共通）のベント操作を行う場合のアクセスルートは第 19 図～第 21 図に示すとおりである。また，第一弁及び第二弁のベント操作を行う場合の屋外移動時のアクセスルートは第 18 図に示すとおりである。
d．評価点
評価点は，
第 11 図～第 22 図に示すとおりであり，
ベント操作時は作業場所を評価点とする。
アクセスルートの評価点は，大気中に放出された放射性物質（グランドシャインの評価含む。
）
に関する評価では，アクセスルート上で相対濃度が最も大きくなる地点を評価点とする。
また，
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線，格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線に関する評価では，アクセスルート上で遮蔽壁等の効果が小さく，線量が厳しくなる地点を評価点とする。
NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

なお，
作業及び移動に必要な時間は常に上記の評価点にいるものとし，被ばく評価を行った。
e．作業時間第一弁の開操作は，ベント実施前に行うものとし，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の作業時間は 160 分（移動時間（往復）70 分＋作業時間 90 分），第一弁（Ｄ／Ｗ側）の作業時間は 190 分（移動時間（往復）100 分＋作業時間 90 分）とする。また，第二弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側共通）の開操作は，ベント実施直後から 180 分作業場所（第二弁操作室）に滞在するものとし，作業時間は 410 分（移動時間（往復）90 分＋待機時間 140 分＋作業時間（第二弁操作室滞在）180分）とする。
（2）評価結果
ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価結果は以下に示すとおりであり，作業員の実効線量は緊急作業時の線量限度である 100 mSv 以下であり，ベント実施に伴うベント操作を手動で行うことができることを確認した。また，実効線量の内訳を第 9 表～第 11 表に示す。
a．Ｓ／Ｃからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作時で約 37 mSv，第二弁開操作時で約 28 mSv となった。
b．Ｄ／Ｗからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作時で約 52 mSv，第二弁開操作時で約 42 mSv となった。
2．スクラビング水補給及び窒素供給作業の作業員の被ばく評価
格納容器圧力逃がし装置格納槽へのスクラビング水の補給及び原子炉建屋系統内への窒素ガスの供給作業における作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。なお，評価に当たっては，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合及びドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合のそれぞれについて評価を行った。
（1）評価条件
別添 3-212

a．放出量評価条件
想定事象としては，ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価と同様の事故シー
ケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。また，放出量評価条件及び大気中への放出過程も同様とする。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 9 図及び第 10 図に示すとおりであり，経路ごとに以下に示す評価を行った。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表示すようにガウスプルームモ
デルを用いて拡散効果を考慮した外部被ばく及び内部被ばくの評価を行った。なお，内部被ばくについては，第 5 表に示す線量換算係数，呼吸率及びマスクの効果を考慮し評価を行った。
なお，スクラビング水補給作業については一部建屋内の作業もあるが，大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばくは，屋外にいるものとして評価を行った。
大気中に放出され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については，
ガウスプルームモデルを用いて拡散効果を考慮して放射性物質濃度を求めた後，第 5 表に示す
地表面への沈着速度を考慮し評価を行った。なお，スクラビング水補給作業については一部建NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

屋内の作業もあるが，地表面に沈着した放射性物質による外部被ばくは，屋外にいるものとして評価を行った。
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばくについては，
第 7 表に示す原子炉建屋の外壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線による外部被ばくについては，第 8 表に示す格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽壁及び作業場所遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．評価地点
評価地点は，第 22 図に示すとおりであり，スクラビング水補給及び窒素供給作業は作業場所を評価点とする。
アクセスルートの評価点は，大気中に放出された放射性物質（グランドシャインの評価含む。）
に関する評価では，アクセスルート上で相対濃度が最も大きくなる地点を評価点とする。
また，
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線，格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線に関する評価では，アクセスルート上で遮蔽壁等の効果が小さく，線量が厳しくなる地点を評価点とする。
d．作業開始時間
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給は事象発生から 7 日後に実施することを想定し，
7日目（7 日目に到達する前の 1 時間）について被ばく評価を行った。
（2）評価結果
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業場所の線量率は，第 12 表及び第 13 表に示すとおり，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 13 mSv/h，窒素ガスの供給作業については 3.6 mSv/h となり，ドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 15 mSv/h，窒素ガスの供給作業については 4.6 mSv/h となり，スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業を行うことができる放射線環境であることを確認した。
別添 3-213なお，スクラビング水の補給作業及び窒素ガスの供給作業の作業時間は，移動及び補給等の準備を含めても 2 時間～3 時間であり，作業が可能である。
3．水源及び燃料の補給作業の作業員の被ばく評価
重大事故対策の作業のうち，作業時間が長く被ばく線量が高くなる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業の成立性を確認するため，作業員の被ばく評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象としては，ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価と同様の事故シー
ケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定しサプレ
ッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合について評価を行った。また，放出量評価条件及び大気中への放出過程も同様とする。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 6 図及び第 10 図に示すとおりとし，スクラビング水補給及び窒素供給作業
NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2の作業員の被ばく評価と同様の被ばく経路を考慮し評価を行った。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表示すようにガウスプルームモ
デルを用いて拡散効果を考慮した外部被ばく及び内部被ばくの評価を行った。なお，内部被ばくについては，第 5 表に示す線量換算係数，呼吸率及びマスクの効果を考慮し評価を行った。
大気中に放出され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については，
ガウスプルームモデルを用いて拡散効果を考慮して放射性物質濃度を求めた後，第 5 表に示す
地表面への沈着速度を考慮し評価を行った。
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばくについては，
第 7 表に示す原子炉建屋の外壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線による外部被ばくについては，第 8 表に示す格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽壁及び作業場所遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．評価点
評価点は，第 22 図に示すとおりであり，水源及び燃料の補給作業時は作業場所を評価点とする。
アクセスルートの評価点は，大気中に放出された放射性物質（グランドシャインの評価含む。）
に関する評価では，アクセスルート上で相対濃度が最も大きくなる地点を評価点とする。
また，
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線，格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線に関する評価では，アクセスルート上で遮蔽壁等の効果が小さく，線量が厳しくなる地点を評価点とする。
d．作業時間
格納容器ベント実施後，水源の枯渇まで 3 日程度の余裕があるが，水源補給準備時間は約 3時間以内に完了する。
このため，格納容器ベント後の水源補給作業開始については，事象進展の状況や屋外の放射線量等から，作業員の被ばく低減を踏まえて総合的に判断する。
別添 3-214実効線量評価においては，保守的な評価とする観点から，屋外作業実施が可能と考えられる線量率となる格納容器ベント実施 3 時間後とする。
水源の補給作業時間は，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給作業のうち，補給準備作業についてはポンプ設置作業を 75 分，ホース敷設等作業 65 分とし，補給作業については補給準備作業を 20 分，補給監視作業を 360 分とする。
なお，補給監視作業の作業時間は，代替淡水貯槽への補給作業の作業時間（21 時間）に補給監視を行う対応要員の交替を考慮し，最も作業時間が長くなる 360 分とする。
燃料の給油作業時間は，可搬型代替注水中型ポンプへの燃料の給油作業のうち，給油準備作
業は 90 分，給油作業は 175 分（25 分×7 回）とする。
（2）評価結果
水源の補給作業における作業員の実効線量は約 61 mSv，燃料の給油作業における作業員の実
効線量は約 26 mSv となり，作業員の実効線量は緊急作業時の線量限度である 100 mSv 以下であり，水源の補給作業及び燃料の給油作業ができることを確認した。また，実効線量の内訳を第NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

14 表に示す。

別添 3-215

第 1 表 放出量評価条件（1／3）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

項

目

評価条件

選定理由

評価事象

「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）

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，中央制御室の運転 員 又は 対 策 要 員 の 被ば く の観 点 か ら 結 果 が
最 も 厳し く な る 事 故 収
束 に 成功 し た 事 故 シ ーケンスを選定炉心熱出力3,293 MW

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10000 時間（約 416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395日）を考慮して設定

取替炉心の燃料装荷割合1 サイクル：0.229
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

炉内蓄積量

放出開始時間

希ガス類
よう素類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類：約2.2×1019 Bq：約2.8×1019 Bq：約1.1×1018 Bq：約1.3×1018 Bq：約6.7×1018 Bq：約1.2×1019 Bq：約1.2×1019 Bq：約2.4×1019 Bq：約7.4×1019 Bq：約5.5×1019 Bq（核種ごとの炉内蓄積量を核種グループごとに集約して記載）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器減圧及び除熱：事象発生から約 19h 後「 単 位熱 出 力 当 た り の
炉内蓄積量（Bq/MW）」×「3293 MW（定格熱出力）」（ 単 位熱 出 力 当 た り の
炉内蓄積量（Bq/MW）は，ＢＷＲ共通条件として，
東 海 第二 と 同 じ 装 荷 燃料（９×９燃料（Ａ型）），
運転時間（10000 時間）
で 算 出し た Ａ Ｂ Ｗ Ｒ の
サ イ クル 末 期 の 値 を 使用）
ＭＡＡＰ解析結果

原子炉格納容器内
ｐＨ制御の効果考慮しない

サプレッション・プール
水内ｐＨ制御設備は，重大 事 故等 対 処 設 備 と 位
置付けていないため，保守的に設定

よう素の形態

粒子状よう素 : 5 ％無機よう素 ：91 ％有機よう素 ： 4 ％Ｒ.Ｇ.1.195※１に基づき設定

別添 3-216

第 1 表 放出量評価条件（2／3）
項

目

評価条件

選定理由

原子炉格納容器から原子炉建屋への1 Pd以下：0.9 Pdで0.5 ％/日
漏えい率（希ガス，
1 Pd超過：2 Pdで1.3 ％/日
エアロゾル及び有機よう素）

補① Ⅴ-1-8-1
NT2 補①NT2
Ⅴ-1-8-1
別添 3 R3別添 3 R2原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（無機よう素）

原子炉格納容器の漏えい孔における
捕集効果
原子炉格納容器内での除去効果（エアロゾル）
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（無機よう素）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

1.5 h後～19.5 h後：1.3 ％/日（一定）その他の期間 ：0.5 ％/日（一定）考慮しない

ＭＡＡＰ解析にて原子炉格納容器の開口面積を設定し格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，原子炉
格納容器の設計漏えい率（0.9 Pd で 0.5 ％/日）及びＡＥＣの式等に基づき設定（補足 1参照）
原子炉格納容器の設計
漏えい率（0.5 ％/日）
及びＡＥＣの式等に基づき設定（格納容器圧
力が0.9 Pd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）（補足1参照）
保守的に設定ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレッション・
ＭＡＡＰのＦＰ挙動モ
プールでのスクラビング及びドライウェルスプ
デル（補足2参照）
レイ）
考慮しない

保守的に設定

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）ＣＳＥ実験及びStandard Review Plan
6.5.2※２に基づき設定（補足3参照）

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：10（Ｓ／Ｃベントのみ）

Standard Review
Plan6.5.5※３に基づき設定（補足 4 参照）

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

ＭＡＡＰ解析結果及び
ＮＵＲＥＧ－1465※４に基づき設定（補足 5 参照）

Ｄ／Ｗベント：約4.3×10-3：約6.2×10-5：約3.2×10-5：約6.8×10-6：約6.8×10-6：約2.7×10-6：約2.7×10-6：約3.4×10-7：約6.8×10-8：約2.7×10-8

別添 3-217

第 1 表 放出量評価条件（3／3）
項目

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

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）
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
ス再循環系の起動
後）

評価条件

選定理由

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，即座に大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定1 回／日（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）

非常用ガス処理系
及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から2時間後

起動操作時間（115 分）＋負圧達成時間（5 分）（起動に伴い原子炉建
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）

非常用ガス処理系
及び非常用ガス再循環系のフィルタ
除去効率

考慮しない

保守的に設定閉状態

原子炉建屋原子炉棟内の急激な圧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原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開閉状態

格納容器圧力逃がし装置への放出割
合

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

Ｓ／ＣベントＤ／Ｗベント
希ガス類：約9.5×10-1：約9.5×10-1
ＣｓＩ類：約1.0×10-6：約3.9×10-3-7ＣｓＯＨ類 ：約4.0×10：約7.5×10-3
Ｓｂ類：約8.9×10-8：約1.4×10-3-8ＴｅＯ２類 ：約8.9×10：約1.4×10-3
ＳｒＯ類：約3.6×10-8：約5.8×10-4-8
ＢａＯ類：約3.6×10：約5.8×10-4
ＭｏＯ２類 ：約4.5×10-9：約7.2×10-5-10：約1.4×10-5
ＣｅＯ２類 ：約8.9×10-10：約5.8×10-6
Ｌａ２Ｏ３類 ：約3.6×10
希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1000

ＭＡＡＰ解析結果及び
ＮＵＲＥＧ－1465 に基づき設定（補足 5 参照）

設計値に基づき設定※1 Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequences of DesighBasis Accidents at Light-Water Nuclear Power Reactors”,May 2003
※2 Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup System”,December 2005
※3 Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission Product Cleanup System”,March
2007※4 NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

別添 3-218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）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1 Pd 以下：0.9 Pd で 0.5 ％/日
1 Pd 超過:2 Pd 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 1 図 希ガスの大気放出過程

別添 3-219

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

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 ％

粒子状よう素

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

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2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】
1 Pd 以下：0.9 Pd で 0.5 ％/日
1 Pd 超過：2 Pd で 1.3 ％/日【無機よう素】1.5 h 後～19.5 h 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

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
粒子状よう素：1000
無機よう素：100
有機よう素：50

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 2 図 よう素の大気放出過程

別添 3-220

格納容器圧力逃がし装置
から放出

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

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2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：
1 Pd 以下：0.9 Pd で 0.5 ％/日
1 Pd 超過:2 Pd 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 3 図セシウムの大気放出過程

別添 3-221

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出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

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2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：
1 Pd 以下：0.9 Pd で 0.5 ％/日
1 Pd 超過:2 Pd 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

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

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 4 図 その他核種の大気放出過程

別添 3-222

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2 h～）※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 19 h～）※３
放出率：1 Pd で 13.4 kg/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）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

原子炉建屋

Ｄ／Ｗベント
原子炉建屋への漏えい※１

原子炉
格納容器

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（～2 h）
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
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1000※1 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（粒子状よう素含む），有機よう素】
1 Pd 以下：0.9 Pd で 0.5 ％/日，1 Pd 超過:2 Pd で 1.3 ％/日【無機よう素】
1.5 h 後～19.5 h 後：1.3 ％/日（一定），上記以外の期間：0.5 ％/日（一定）
大気への放出経路

0 h▼2 h※２▼19 h※３168 h▼

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なくなる。
※3 事象発生後 19 h 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 5 図 大気放出過程概略図（イメージ）

別添 3-223

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

非常用ガス処理系
排気筒①クラウドシャイン③スカイシャインガンマ線
格納容器圧力逃がし装置
排気口

別添 3-224

原子炉建屋③直接ガンマ線

原子炉
格納容器

第6図

被ばく経路
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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）②大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（マスク着用（ＤＦ50）を考慮）③原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）④大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）②吸入摂取④グランドシャイン

ベント操作に係る作業時及び燃料給油時の被ばく評価経路イメージ（屋外移動時及び屋外作業時）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）②原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被
ばく）③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく（作業場所内に浮遊している放射性物質による内部及び外部被ばく）④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部
被ばく⑤大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）①クラウドシャイン②スカイシャインガンマ線
格納容器圧力逃がし装置
排気口

別添 3-225

原子炉建屋②直接ガンマ線

作業場所
外気流入③流入した放射性物質による被ばく原子炉
格納容器④ベント系配管の直接ガンマ線⑤グランドシャイン

第7図

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（屋内移動時及び第一弁開操作時）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）②原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく（作業場所内に浮遊している放射性物質による外部被ばく。ただし，退避室は空気ボンベにより加圧させるため，退避室内への放射性物質の流入はないものとする。）④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく⑤大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）①クラウドシャイン②スカイシャインガンマ線
格納容器圧力逃がし装置
排気口

別添 3-226

原子炉建屋

作業場所

②直接ガンマ線

外気流入

正圧
原子炉
格納容器

③流入した放射性物質からのガンマ線

空気ボンベ④ベント系配管の 第二弁操作室（遮蔽区画）
直接ガンマ線⑤グランドシャイン

第8図

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（第二弁開操作時）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

①クラウドシャイン
非常用ガス処理系
排気筒

被ばく経路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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく，吸入摂取による内部被ばく）

格納容器圧力逃がし装置
排気口
原子炉建屋

②スカイシャインガンマ線②原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線に

別添 3-227

よる被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）④格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質からのガンマ線②直接ガンマ線

による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）③グランドシャイン

原子炉
格納容器

④格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線
スクラビング水補給ライン
格納容器圧力逃がし装置格納槽

第9図

①吸入摂取
格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽壁

スクラビング水補給
作業場所遮蔽壁

スクラビング水補給作業時の作業員の被ばく評価経路イメージ（屋外作業時）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

①クラウドシャイン

被ばく経路
非常用ガス処理系
排気筒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被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく，吸入摂取による内部被ばく）

格納容器圧力逃がし装置
排気口
原子炉建屋

② 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接②スカイシャインガンマ線

ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③ 地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線に

別添 3-228

よる被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）④ 格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）①吸入摂取②直接ガンマ線

窒素供給ライン③グランドシャイン
原子炉
格納容器④格納容器圧力逃がし装置
格納槽からの直接ガンマ線

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第 10 図

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽壁

窒素供給作業時及び水源補給作業の作業員の被ばく評価経路イメージ（屋外移動時及び屋外作業時）

第2表
項

目

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

大気拡散評価モデル

大気拡散評価条件

評価条件
ガウスプルームモデル

気象資料

東海第二発電所における 1 年間の気象資料（2005 年 4 月～
2006 年 3 月）
地上風 ：地上 10 m
排気筒風：地上 140 m

放出源及び放出源
高さ（有効高さ）

原子炉建屋漏えい：地上0 m
格納容器圧力逃がし装置
排気口からの放出：地上55 m
非常用ガス処理系排気筒からの放出：地上95 m

実効放出継続時間

1 時間

累積出現頻度選定理由
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。）に基づき評価
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 及
び 原 子 炉 建屋 か らの放出 は 地 上 風（地上 10 m）の気象データを使用
非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出は排気筒風（地上 140 m）の気象データを使用（補足 11 参照）
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 から の 放 出 は建 屋 影響を考 慮 し 原 子
炉 建 屋 屋 上か ら の放出と 想 定 し 設
定非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出 は 方 位 ごと の 風洞実験 結 果 の う
ち 保 守 的 に最 低 の方位の 有 効 高 さを設定
保 守 的 に 最も 短 い実効放 出 継 続 時間を設定（補足 9 参照）

小さい方から 97 ％

建屋の影響

考慮する

巻き込みを生じる
代表建屋

原子炉建屋

大気拡散評価点

第 22 図参照

着目方位

非常用ガス処理系排気筒：
1 方位
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置
排気口：
9方位

建屋影響

3000 m2

形状係数

0.5

気象指針に基づき設定
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 放
出 及 び 原 子炉 建 屋漏えい に お い ては 放 出 源 から 近 距離の原 子 炉 建 屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮
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選定
屋 外 移 動 時は 敷 地内の最 大 濃 度 点
で設定
屋 内 移 動 時は 原 子炉建屋 付 近 の 最大濃度点で設定
作 業 時 は 作業 地 点のある 原 子 炉 建
屋外壁で設定非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）については評価点の方位とし，
原 子 炉 建 屋漏 え い及び格 納 容 器 圧
力 逃 が し 装置 排 気口につ い て は 放出源が評価点に近いことから，180度をカバーする方位を対象とする。
原 子 炉 建 屋の 最 小投影断 面 積 を 設
定
気象指針に基づき設定

別添 3-229

第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）（1／3）

作業内容

第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
開操作

放出箇所

屋内外移動時／
作業時

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s/m3）

約 8.0×10-4

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s/m3）

約 8.0×10-4

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s/m3）

約 7.4×10-4

χ／Ｑ（s/m3）

約 2.1×10-6

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 6.4×10-20

χ／Ｑ（s/m3）

約 8.3×10-4

χ／Ｑ（s/m3）

約 4.2×10-4

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 8.7×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 1.2×10-19

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s/m3）

約 8.0×10-4

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s/m3）

約 4.0×10-4

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s/m３ ）

約 3.0×10-6

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s/m3）

約 7.4×10-4

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s/m3）

約 3.7×10-4

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

屋内外移動時第一弁（Ｄ／Ｗ側）
開操作
作業時

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）

第二弁
開操作
屋内移動時

作業時

別添 3-230

第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）（2／3）

作業内容

放出箇所
原子炉建屋漏えい（地上放出）

スクラビング水補給作業

屋外移動時／
作業時

格納容器圧力逃がし装置排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ及びＤ／Ｑ
χ／Ｑ（s/m3）

約 8.3×10-4

χ／Ｑ（s/m3）

約 4.2×10-4

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 8.7×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 1.2×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 8.3×10-4

χ／Ｑ（s/m3）

約 4.2×10-4

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 8.7×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 1.2×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 7.4×10-4

χ／Ｑ（s/m3）

約 3.7×10-4

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 7.7×10-19

χ／Ｑ（s/m3）

約 3.0×10-6

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

約 6.3×10-20

窒素供給作業
原子炉建屋漏えい（地上放出）

格納容器圧力逃がし装置排気口（建屋屋上放出）作業時

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）別添 3-231

第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）（3／3）

作業内容

放出箇所

原子炉建屋漏えい（地上放出）

水源補給準備作業【ポンプ設置等】
水源補給作業【補給監視】
燃料給油作業（西側淡水貯水設備付近）

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

原子炉建屋漏えい（地上放出）

水源補給準備作業【ホース施設等】（代替淡水貯水槽付近）

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）別添 3-232

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ
χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.7×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.9×10－１８

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 1.9×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 6.6×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 2.4×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.1×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 3.3×10－１８

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

第4表
項

建屋内に流入した放射性物質による外部被ばく評価条件

目

評価条件

D = 6.2 × 10

サブマージ
ョンモデル
（評価式）

Q

χ／ Q E

(1

e

選定理由

) 3600D ：放射線量率（Sv/h）Qγ ：大気に放出された放射性物質放出率（Bq/s）（0.5 MeV 換算値）
Eγ ：ガンマ線エネルギ（0.5 MeV/dis）
μ ：空気に対するガンマ線エネルギ吸収係数（3.9×10-3 /m）
R ：作業エリア等の空間体積と等価な半球の半径（m）―

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

R=

作業場所等
の空間体積
（V ）

V ：作業エリア等の空間体積（m3）＜Ｓ／Ｃからのベントを行う場合＞
・第一弁
操作場所
：2200 m3
屋内移動アクセスルート：2200 m3
・第二弁
操作場所
： 590 m3
屋内移動アクセスルート：2200 m3＜Ｄ／Ｗからのベントを行う場合＞
・第一弁
屋外のため相対線量より評価
・第二弁
操作場所
： 590 m3
屋内移動アクセスルート： 2200 m3

アクセスルートとなる建屋内の区画で最も線量率が高くなる区画の空間体積で設定
操作エリアは作業区画の空間体積で設定

屋内作業場
所流入率の
考慮

考慮しない

保守的に外気濃度と同一濃度とする。

第二弁操作
室の遮蔽及
び空気ボン
ベ加圧考慮
（第二弁操
作場所）の
み）

※１
（コンクリート）
第二弁操作室の遮蔽厚：
空気ボンベによる加圧時間：ベント実施から 3 時間
※1 格納容器圧力逃がし装置配管がある部分の遮蔽厚は（コンクリート）

第二弁操作場所にベント後 3 時間滞在する。

評価で考慮するコンクリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値を適用

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)に基づき設定

2.00 g/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（補足 12
参照）

許容差

コンクリー
ト密度

別添 3-233

第5表
項

目

線量換算係数，呼吸率等
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）

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

線量換算係数

Sv/Bq
Ｉ－131 ：2.0×10-8
-10
Sv/Bq
Ｉ－132 ：3.1×10
Sv/Bq
Ｉ－133 ：4.0×10-9
-10
Sv/Bq
Ｉ－134 ：1.5×10
Sv/Bq
Ｉ－135 ：9.2×10-10-8
Sv/Bq
Ｃｓ－134 ：2.0×10
Sv/Bq
Ｃｓ－136 ：2.8×10-9
Sv/Bq
Ｃｓ－137 ：3.9×10-8
上記以外の核種は ICRP Pub.71 等に基づく

ICRP Publication 71に基づき設定呼吸率

1.2 m3/h

成人活動時の呼吸率
を設定

マスクの
除染係数

ＤＦ50

性能上期待できる値
から設定

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5 ㎝/s
無機よう素：0.5 ㎝/s
有機よう素：1.7×10-3 ㎝/s

東海第二発電所の実
気象から求めた沈着
速度から保守的に設定（補足 6～補足 8及び補足 13 参照）

別添 3-234

第6表

格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線

目

評価条件

項

第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）

遮蔽厚さ ※１

選定理由

作業場所
移動ルート
ベント操作エリアにおける
原子炉建屋壁，補助遮蔽設
備等を考慮（第 11 図～第21 図参照）

作業場所
移動ルート
作業場所

第二弁
移動ルート
評価で考慮するコンクリート遮蔽
は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値を適用

許容差2.00 g/cm3

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

コンクリート密度第一弁（Ｓ／Ｃ側）
配管中心から
評価点までの距離

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

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 )に基づき設定建 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（補足 12 参照）

作業場所
移動ルート
作業場所
―
移動ルート
作業場所

第二弁
移動ルート

※1

遮蔽厚はコンクリート相当の厚さとする。

第7表項

原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線

目

評価条件

選定理由
原子炉建屋外壁（二次遮蔽）の厚さを設定（補足
13 参照）

遮蔽厚さ

原子炉建 屋内線 源強度
分布

原 子 炉 建 屋内 に 放出 され た 放 射 性
物質が均一に分布

審査ガイドに示されたとおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体として考慮（補足 13 参照）

直接ガン マ線・ スカイ
シャイン ガンマ 線評価
コード直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同じ

別添 3-235

第8表
項

目

格納容器圧力逃がし装置からの直接ガンマ線
評価条件

選定理由

スクラビング水補給
作業場所遮蔽壁

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽設計
値（10m Sv/h 以下）に基づき設定

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽壁

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽設計
値（0.625 mSv/h 以下）に基づき設定
2.10 g/cm3

新設遮蔽はコンクリート密度 2.10 g/cm3
以上で施工

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

コンクリート密度

別添 3-236

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第11図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟3階及び原子炉建屋付属棟3階，4階)

別添 3-237

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第12図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟2階及び原子炉建屋付属棟2階)

別添 3-238

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第13図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟1階及び原子炉建屋付属棟1階)

別添 3-239

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第14図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟3階及び原子炉建屋付属棟3階，4階)

別添 3-240

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第15図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟2階及び原子炉建屋付属棟2階)

別添 3-241NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第16図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟1階及び原子炉建屋付属棟1階)

別添 3-242

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第17図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟4階及び原子炉建屋付属棟屋上)

別添 3-243NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第18図

屋外移動時のアクセスルート

別添 3-244

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第19図

第二弁操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟1階及び原子炉建屋付属棟1階)

別添 3-245

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第20図

第二弁操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟2階及び原子炉建屋付属棟2階)

別添 3-246

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第21図

第二弁操作場所及びアクセスルート（原子炉建屋原子炉棟3階及び原子炉建屋付属棟3階)

別添 3-247

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第 22 図大気中に放出された放射性物質の濃度評価点

別添 3-248

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2
第9表

第一弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（単位：mSv/h）

第一弁（Ｓ／Ｃ側）開操作 ※１
ベント操作時屋内移動時（中央制御室⇒
作業場所）

屋外移動時
（作業場所⇒
緊急時対策所）

ベント操作時

屋内／屋外移動時（中央制御室⇒作業場所）

屋内／屋外移動時（作業場所⇒
付属棟入口）

屋外移動時（付属棟入口⇒緊急時対策所）

約2.1×100

約3.1×100

約1.9×100

約5.4×100

約5.4×100

約5.4×100

約1.9×100

約4.8×10-2

約2.6×10-2

約2.6×10-2

約2.6×10-2

約4.8×10-2

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

被ばく経路

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
大気中へ放出された放射性物質による被ばく

外部被ばく
内部被ばく

第一弁（Ｄ／Ｗ側）開操作 ※１

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

外部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

内部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく ※２

約1.4×10-1

1.0×10-2以下

屋外移動のため対象外※3

約4.6×10-1

約4.6×10-1

約4.6×10-1

屋外移動のため対象外 ※３

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

約1.2×101

約1.2×101

約1.2×101

約1.1×101

約1.2×101

約1.2×101

約1.2×101

作業線量率

約1.4×101

約1.5×101

約1.4×101

約1.7×101

約1.8×101

約1.8×101

約1.4×101

作業時間及び移動時間

90 分

35 分（往路）

35 分（復路）

90 分

50 分（往路）

15 分（復路）

35 分（復路）

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約2.1×101 mSv

約8.6×100 mSv

約8.2×100 mSv

約2.5×101 mSv

約1.5×101 mSv

約4.4×100 mSv

約8.2×100 mSv

外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばく

別添 3-249

作業員の実効線量（合計）

※1
※2
※3

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

約3.7×101 mSv

第一弁開操作はベント実施前に行う。
第一弁開操作前は，第一弁までのベント系配管内に浮遊した放射性物質を考慮する。
屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約5.2×101 mSv

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2
第 10 表第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）（単位：mSv/h）
第二弁開操作時（ベント実施時）

被ばく経路

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
大気中へ放出された放射性物質による被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

待機時

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

ベント開始～
1 時間

1 時間～
2 時間

2 時間～
3 時間

ベント
実施前

ベント
実施前

ベント
実施後

ベント
実施前

ベント
実施後

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

約2.6×10 0

約2.6×10 0

約1.9×10 0

約1.9×10 0

約4.8×10-2

約1.1×10 -1

1.0×10-2以下

約2.7×10 -2

外部被ばく
屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

内部被ばく
外部被ばく

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）

約4.7×10 0

約5.2×10 -2

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

約4.1×10 -2
屋外移動のため対象外 ※１

内部被ばく

別添 3-250

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

正圧化により流入なし

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

約2.7×10 -2

約4.6×10 -1

約4.6×10 -1

約4.6×10 -1

約1.3×10 -1

約1.3×10 -1

約2.9×10 -1

屋外移動のため対象外 ※１

約2.2×10 -2

約2.2×10 -2

約2.2×10 -2

約2.3×10 -2

約1.2×10 1

約1.2×10 1

約1.2×10 1

約1.2×10 1

作業線量率

約5.2×10 0

約5.3×10 -1

約4.8×10 -1

約1.7×10 -1

約1.4×10 1

約1.4×10 1

約1.4×10 1

約1.4×10 1

作業時間及び移動時間

60 分

60 分

60 分

140 分

10 分（往路）

10 分（復路）

35 分（往路）

35 分（復路）

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約5.2×10 0 mSv

約5.3×10 -1 mSv

約4.8×10 -1 mSv

約4.0×10 -1 mSv

約2.4×10 0 mSv

約2.4×10 0 mSv

約8.2×10 0 mSv

約8.2×10 0 mSv

作業員の実効線量（合計）※1

約2.8×101 mSv

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2
第 11 表第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）（単位：mSv/h）
第二弁開操作時（ベント実施時）

被ばく経路

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
大気中へ放出された放射性物質による被ばく

別添 3-251

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

待機時

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）

ベント開始～
1時間

1時間～
2時間

2時間～
3時間

ベント
実施前

ベント
実施前

ベント
実施後

ベント
実施前

ベント
実施後

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

約2.6×100

約2.6×10 0

約1.9×10 0

約1.9×10 0

約4.8×10 -2

約1.5×10 1

1.0×10 -2以下

約1.3×10 0

外部被ばく
屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

内部被ばく
外部被ばく

約4.0×10 0

約3.1×10-1

約8.4×10 -2

1.0×10 -2以下

1.0×10 -2以下

約8.3×10 0
屋外移動のため対象外 ※１

内部被ばく

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

正圧化により流入なし

1.0×10－２

以下

1.0×10－２

以下

約1.3×10０

約5.1×10 -1

約5.1×10-1

約5.1×10 -1

約3.1×10 -2

約3.1×10 -2

約3.2×10 -1

約2.9×10 -2

約2.9×10-2

約2.9×10 -2

約2.3×10 -2

約1.2×101

約1.6×10 1

約1.2×10 1

約1.6×10 1

作業線量率

約4.6×10 0

約8.4×10-1

約6.2×10 -1

約7.3×10 -2

約1.4×101

約2.8×10 1

約1.4×10 1

約3.5×10 1

作業時間及び移動時間

60分

60分

60分

140分

10分（往路）10分（復路）35分（往路）35分（復路）作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約4.6×10 0 mSv

約8.4×10 -1 mSv

約6.2×10 -1 mSv

約1.7×10 -1 mSv

約2.4×10 0 mSv

約4.7×10 0 mSv

約8.2×10 0 mSv

約2.0×10 1 mSv

作業員の実効線量（合計）※1

約4.2×101 mSv

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

屋外移動のため対象外 ※１

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第 12 表スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）（単位：mSv/h）
スクラビング水補給作業

窒素供給作業

被ばく経路
補給作業時

屋外移動時

供給作業時

屋外移動時

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

外部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

内部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

約3.3×100

約3.3×100

約2.9×100

約3.3×100

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

約1.0×101

約6.3×10-1

約6.3×10-1

約6.3×10-1

作業線量率

約1.3×101

約3.9×100

約3.6×100

約3.9×100

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

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

別添 3-252

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第 13 表スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）（単位：mSv/h）
スクラビング水補給作業

窒素供給作業

被ばく経路
補給作業時

屋外移動時

供給作業時

屋外移動時

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

外部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

内部被ばく

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

1.0×10-2以下

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

約4.5×100

約4.5×100

約4.0×100

約4.5×100

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

約1.0×101

約6.3×10-1

約6.3×10-1

約6.3×10-1

作業線量率

約1.5×10１

約5.1×10０

約4.6×10０

約5.1×10０

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

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

別添 3-253

NT2 補① Ⅴ-1-8-1 別添 3 R2

第 14 表水源及び燃料の補給作業における被ばく評価
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備・補給作業

屋外作業

補給準備作業

燃料の給油準備・給油作業

補給作業
給油準備作業

線量評価点

ポンプ設置等作業

ホース敷設等作業

西側淡水貯水設備
付近

代替淡水貯槽付近

作業時間帯

補給準備作業西側淡水貯水設備
付近

西側淡水貯水設備
付近

格納容器ベント実施 3 時間後以降

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

給油作業

補給監視作業

格納容器ベント実施 3 時間後以降

約 5.5×10 -1

約1.9×10 0

約 5.5×10 -1

約 5.5×10 -1

約 5.5×10 -1

約 5.5×10 -1

外部被ばく

約 9.0×10 -２

約1.1×10-1

約 9.0×10 -2

約 9.0×10 -2

約 9.0×10 -2

約 9.0×10 -2

内部被ばく ※１

約 1.5×10 -2

約2.7×10-2

約 1.5×10 -2

約 1.5×10 -2

約 1.5×10 -2

約 1.5×10 -2

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

約 5.3×10 0

約 1.2×10 1

約 5.3×10 0

約 5.3×10 0

約 5.3×10 0

約 5.3×10 0

格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく ※２―

約 6.3×10 -1

―

―

―

―

線量率
（格納容器ベント実施 3 時間後）

約 6.0×10 0 mSv/h

約 1.5×10 1 mSv/h

約 6.0×10 0 mSv/h

約 6.0×10 0 mSv/h

約 6.0×10 ０ mSv/h

約 6.0×100 mSv/h

作業時間（移動時間含む）

75 分（約 1.3 時間）

65 分（約 1.1 時間）

20 分（約 0.4 時間）

360 分（6.0 時間） ※３

90 分（1.5 時間）

175 分（25 分×7回）（約 2.9 時間）

作業員の実効線量（各作業時）

約 7.5×10 0

約 1.6×10 1

2.0×10 0

約 3.6×10 1

約 9.0×100

約 1.7×10 1

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

別添 3-254

作業員の実効線量（合計）
※1
※2
※3

約 6.1×10 1 mSv

約 2.6×10 1 mSv

マスクを考慮（ＤＦ50）し評価する。
西側淡水貯水設備付近の作業は格納槽から距離が離れているため考慮しない。
代替淡水貯槽への補給時間は約 21 時間であるが，対応要員は 2 時間ごとに交代する（評価時間は対応要員のうち最も作業時間が長くなる 360 分とする。