-2260～50kPa⑨フィルタ装置金属フィルタ差圧ドレンタンク内の水位を把握し，ドレンの排水操作の開始やドレン排水操作の停止判断が可能なことを監視可能。

※1 監視パラメータの数字は第 2.3.2.3－1 図の丸数字に対応する。

タンク底部から 510mmタンク底部から 1586mmタンク底部から 3061mmタンク底部から 4036mmpH0～14⑧フィルタ装置スクラバ水pH⑩ドレンタンク水位0～30m3/hフィルタ装置内スクラバ水のpH（pH0～14）が監視可能。

格納容器ベント実施時に，想定されるフィルタ装置出口の最大放射線量率（約7×104mSv/h）を監視可能。
格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置入口及び出口配管内に滞留する水素濃度が可燃限界（4vol%）未満であることを監視可能。格納容器内水素濃度の最大値（38vol%（ドライ条件））を監視可能。
ドレンポンプの定格流量（10m3/h）を監視可能。

10-2～105mSv/h0～100vol%点検後の窒素置換操作を実施した際に，フィルタ装置出口の圧力開放板の設定圧力（0.1MPa[gage]）を超えないことを監視可能。

計測範囲の根拠スクラバノズル上端を計測範囲のゼロ点とし，フィルタ装置機能維持のための上限水位：約2200mm，下限水位：約500mmを監視可能。
格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置内の最高圧力（0.62MPa[gage]）が監視可能。
また，待機時に，窒素置換（約0.01MPa[gage]以上）が維持されていることを監視可能。

0～0.5MPa[gage]-0.1～0.2MPa[gage]0～1.0MPa[gage]計測範囲0～6000mm

第 1－2 表 格納容器圧力逃がし装置計測設備の計測範囲の網羅性について⑦フィルタ装置ドレン流量⑥フィルタ装置水素濃度⑤フィルタ装置出口放射線モニタ③フィルタ装置出口圧力④フィルタ装置出口配管圧力②フィルタ装置入口圧力監視パラメータ①フィルタ装置水位※1枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。b.放出放射能量の推定方法について上記「a.」で求めた放射性濃度（Bq/cm3 ）に，格納容器内圧力から推定されるベントガス流量（m 3/h）を乗じ，放出速度（Bq/h）を求め，ベント実施期間で積分することにより，放出放射能量（Bq）を求めることが可能である。
なお，本推定方法において，放射線検出器付近におけるバックグランド分も含めた保守的な評価となることを理解した上で使用する。
フィルタ装置出口配管の放射性物質濃度の推定について，以下の理由により，サンプリング分析ではなく，配管外表面の放射線量の直接計測を採用した。
・原子炉格納容器雰囲気ガスがフィルタ装置へ導かれていることの確認を迅速に，かつ，遠隔での連続監視が必要であるが，サンプリング分析の場合は，時間遅れやある一定間隔での計測となること。
・サンプリング実施時に，サンプリング配管からベントガスが漏えいするリスクがあること。
・「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」より，「連続計測の場合には，配管又は容器外表面の放射線量の直接計測により放射性物質濃度を推定する方法を採用してもよい」との記述があり，これらを参考にしながら，設備設計を実施したこと。
３．格納容器内雰囲気放射線レベル等を用いた放射性物質濃度推定について格納容器圧力逃がし装置より放出される放射能量の算定方法として，上記に格納容器圧力逃がし装置の放射線検出器を用いる方法を示している。事故時において得られたパラメータより多角的に事象進展を分析することが必要となるため，上記に示す手法以外の推定方法である格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）(S/C)を用いる手法についても示す。
◯具体的な手順① プラントデータを確認し事前に評価する代表的な重大事故時想定の中より最も事象進展が近いものを選定する ※１ 。
② 事前に評価した『代表的な重大事故時想定における原子炉格納容器内に存在する放射能量（Bq）及び検出器位置での放射線量率（Sv/h）』をもとに、測定された格納容器内雰囲気放射線レベルの放射線量率（Sv/h）から原子炉格納容器内に存在する放射能量（Bq）を比例計算にて求める。
この時、格納容器壁面等に沈着している放射性物質からの影響は必要に応じて補正を行う。
③ ②より求めた格納容器気相部内の放射能量（Bq）に格納容器圧力逃がし装置，S/C スクラビングの除去係数を考慮し放出放射能量（Bq）を求める。

-241-枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

別紙 7格納容器圧力逃がし装置系統内における可燃性ガスの燃焼について格納容器圧力逃がし装置には，重大事故等時に原子炉格納容器内にて発生する可燃性ガスが流入する。可燃性ガスとしては，水の放射線分解，ならびに燃料被覆管のジルコニウムと水が反応して生成される水素があり，有効性評価シナリオである大 LOCA+SBO+全 ECCS 機能喪失シナリオにおいては，ベント前の原子炉格納容器内ガスのおよそ 30％（モル分率）が水素となっている。なお，MCCI（溶融炉心・コンクリート相互作用）が発生した場合，水素ならびに一酸化炭素が発生するが，格納容器下部注水系により，原子炉格納容器下部に水張りした状態で溶融炉心が落下するため，MCCI はほとんど発生せず，一酸化炭素の発生量は無視できる程小さい。また，よう素フィルタにおいて有機よう素を吸着する際には，可燃性ガスのが発生する可能性があるが，この発生量も無視できる程小さい。そのため，格納容器圧力逃がし装置に流入する可燃性ガスについては，水素を対象として燃焼によるリスクを確認することとする。
格納容器圧力逃がし装置系統内で水素が燃焼すると，格納容器圧力逃がし装置の機器や配管が損傷する恐れがある。特に，ベント開始直後においては，系統内が冷えた状態となっているため，ベントガスに含まれる水蒸気が凝縮することで，ベントガス中の水素濃度が上昇し，系統内での燃焼のリスクが大きくなる。
そこで，原子炉格納容器内のガス組成（ウェット条件とドライ条件）を評価し，ベントガス中の水蒸気の凝縮による，格納容器圧力逃がし装置系統内での水素燃焼のリスクについて確認した。なお，ウェット条件とは原子炉格納容器内のガス組成そのもので水蒸気も含んでいるものであり，ドライ条件とは，ウェット条件のガス組成に含まれる水蒸気を仮想的に完全に取り除いた場合のガス組成である。
仮に，格納容器圧力逃がし装置系統内で水蒸気が完全に凝縮するとすると，ベントガスの組成は原子炉格納容器内のドライ条件のガス組成と等しくなる。格納容器圧力逃がし装置内の水蒸気の凝縮量には不確かさがあることから，ここでは保守的に，格納容器圧力逃がし装置系統内では水蒸気が完全に凝縮するとして，ドライ条件におけるガス組成を用いて格納容器圧力逃がし装置系統内での水素燃焼のリスクを確認した。
事象が発生してからベントを実施するまでの時間が長いほど，水の放射線分解により原子炉格納容器内の酸素濃度は大きくなることから，大 LOCA＋SBO＋全ECCS 機能喪失シナリオのうち，代替循環冷却系のインサービスに成功した後，原子炉格納容器内の水素・酸素を排出するためのベントを実施するケースについて評価を実施した。評価条件を第 1 表に示す。また，第 1，2 図にウェット条件の評価結果を，第 3，4 図にドライ条件の評価結果を示す。
原子炉格納容器内の水素・酸素を排出するためのベントは，原子炉格納容器内の酸素濃度が，ウェット条件で 4%に到達した時点で実施する運用としている。第-288-2 図より，事象発生から約 260 時間後にサプレッション・チェンバの酸素濃度が4%に到達し，ベントを実施することとなる。この時のドライ条件におけるサプレッション・チェンバの酸素濃度は 4.54%，ドライウェルの酸素濃度は 3.97%であり，可燃限界の 5%未満であった。そのため，ベントガス中の水蒸気が完全に凝縮したとしても，ベントガスは可燃領域には入らないことを確認した。
また，格納容器圧力逃がし装置は，待機時に系統内を窒素置換することとしているため，系統内の酸素濃度は極めて低い状態（可燃限界未満）となっている。
そのため，上記のドライ条件のベントガスが格納容器圧力逃がし装置に流入したとしても，可燃領域には入らない。よって，ベント開始直後にベントガス中の水蒸気が完全に凝縮したとしても，格納容器圧力逃がし装置系統内で水素燃焼が発生することはない。
第 1 表 原子炉格納容器内ガス組成評価条件項目条件備考評価コードシナリオ・MAAP コード・大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失（代替循環冷却系成功ケース）－代替循環冷却系のインサービスに成功し，原子炉格納容器内の水素・酸素を排出するためのベントを実施するケース代替循環冷却系を使用せずにベントを実施する場合よりも，ベント開始までの時間が長いことから，原子炉格納容器内での水の放射線分解により，水素・酸素の濃度は高くなることため，本ケースを選定初期酸素濃度・3.5vol%保安規定に定める運転上の制限値柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号炉の運転実績では，原子炉格納容器内の酸素濃度は 1～2vol%程度である電力共同研究「シビアアクシデントにおける可燃性ガスの挙動に関する研究」「事故時放射線分解に関する研究」より得られた，重大事故環境下における値水素・酸素の G 値

・G(H 2)：0.06・G(O 2)：0.03評価アウトプット

・ウェット条件の PCV ガス組成・ドライ条件の PCV ガス組成－100
水素

90

酸素水蒸気

80ドラ
イウェルの気相濃度窒素水蒸気70窒素60酸素濃度：3.04％

504030（％）
水素2010

酸素可燃限界(5%)

酸素00120240360

ベント開始第1図事故後の時間(ｈ)480600720MA404K-7AE--PG18004ドライウェルのガス組成（ウェット条件）-289-一方で，ベント開始後には，常にベントガスの流れがあることから，排気口から空気が格納容器圧力逃がし装置内に逆流することはないため ※1 ，外部から系統内に酸素が供給されることはない。よって，ベント実施中は，系統内は可燃限界未満の状態が維持されることになる。
なお，ベントガスには，原子炉格納容器内やフィルタ装置内の水の放射線分解により，微量の水素と酸素が混入し続ける。そのため，閉塞端部において，この水素と酸素の混合ガスが蓄積し，局所的な燃焼を引き起こす恐れがある。このような閉塞端としては，格納容器圧力逃がし装置系統内の上り配管端部（例えば格納容器圧力逃がし装置と他系統を仕切る弁までの範囲等）や，よう素フィルタの上部マンホールが挙げられる。
まず，格納容器圧力逃がし装置系統内の上り配管端部のうち，水素と酸素の混合ガスが蓄積する恐れのある箇所については，別紙 19 に示すように，混合ガスを排出するためのベントラインを設置し，混合ガスの蓄積を防止することとしている。また，よう素フィルタの上部マンホールについては，流動解析によりマンホール内を換気する流れによって，混合ガスの蓄積は生じないことを確認している（第 11，12 図参照）。
そのため，格納容器圧力逃がし装置系統内においては，水素の燃焼は生じないと考えられる。
なお，ベントガスの温度は，水素が自然発火する約 500℃以上になることはなく，さらにフィルタ装置にアース線を設置して静電気が溜まることを防止する設計としていることから，仮に可燃限界を超えた濃度の水素や酸素が流入したとしても，格納容器圧力逃がし装置にて着火・燃焼するリスクは小さいと考えられる。

-295-(2)被ばく量評価方法a. 評価コード被ばく量評価において，ここでは 3 次元移流拡散評価コードを備えた原子力発電所周辺線量予測評価システム（以下，DIANA という。）を利用した。DIANAには，「基盤地図情報 数値標高モデル 10m メッシュ（標高）」を参照し，柏崎刈羽原子力発電所周辺の地形データを再現したブロック図がインプットされており，地形の形状を考慮した大気拡散評価が可能である。
b. 評価条件格納容器ベント実施に伴う公衆の被ばく量は，大気中に放出される放射能量の他に，格納容器ベント実施後の気象条件に強く依存する。ここではベントライン及び放出位置を変更することによる被ばく量への影響を明確にするため，気象条件（風向，風速，大気安定度）が時間によらず一定であるとして評価した。具体的な評価条件を第 8－1 表に示す。また,参考として，柏崎刈羽原子力発電所構内で観測された風向の，年間（1985 年 10 月～1986 年 9月）の出現頻度を第 8－3 図から第 8－5 図に示す。
第 8－1 表項目

DIANA を用いた大気拡散評価条件選定内容設定事由

風速地上高 10m：3.1m/sec地上高 75m：5.8m/sec地上高 150m：5.9m/sec柏崎刈羽原子力発電所構内で観測された年間（1985 年 10 月～1986 年 9月）の平均風速を参照風向

陸向き：南南西,南西,西南西,西,西北西,北西,北北西,北,北北東海向き：東拡散が地形形状に影響されることを考慮し，陸側は全方位を選定。参考として海側方位も選定大気安定度放出位置評価地点柏崎刈羽原子力発電所構内で観測された大気安定度のうち，年間（1985年 10 月～1986 年 9 月）で最も出現頻度の高い大気安定度を採用D（中立）6 号炉主排気筒（地上高 73m），7 号炉でも同様の結果が得られると6 号炉格納容器圧力逃がし装置配 考えられるため，6 号炉で代表して管（地上高 40.4m）
評価発電所敷地境界，発電所中心位置から 5km 地点-299-距離に対する依存性を確認するため，発電所中心位置から 5km 地点を評価第 8－3 図風向出現頻度（標高 20m）第 8－4 図風向出現頻度（標高 85m）-300-

第 8－5 図

風向出現頻度（標高 160m）-301-第 8－6 図風向毎の相対値と柏崎刈羽原子力発電所周辺の地形形状イメージ第 8－7 図放出位置と評価位置の高さ方向の位置関係のイメージ-305-