本資料のうち，枠囲みの内容は東海第二発電所 工事計画審査資料

営業秘密又は防護上の観点から

資 料 番 号

工認-066 改10

公開できません。

提 出 月 日平成30年10月2日

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R0

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

目
1.

概要

1

2.

緊急時 対策所の 居 住性に関する基本方 針

1

2.1

基本 方針

1

2.2

適用 基準，適 用規 格等

2

3.

緊急時 対策所の 居 住性を確保するため の防護措置

33.1

換気 設備等4

3.2

生体 遮蔽装置

73.3

酸素 濃度計及 び 二酸化炭素濃度計

83.4

資機 材及び要 員 の交代等

8

3.5

代替 電源

8

4.

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R6

次

緊急時 対策所の 居 住性に係る被ばく評 価

9

4.1

線量 評価

9

4.2

酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価

244.3 緊急時 対策 所の 居 住 性評価の まとめ

30

5.

31

熱除去 の検討

5.1

緊急 時対策所 遮蔽 壁入射線量の設定方法

31

5.2

温度 上昇の計 算方 法

31

5.3

温度 上昇のま とめ

31

別添1

緊 急時対 策 所非 常用フィル タ装置のフィルタ除去性能の維持 について

別添2

緊 急時対 策 所遮 蔽に係るス トリーミングの考慮について

別紙1

計 算機プ ロ グラ ム（解析コ ード）の概要

1.

概要
本説明書は ，「 実用 発 電用 原子炉 及びその附 属施設の技術基準に関する規則」 （ 以下
「技術基準 規則」 と い う。 ）第46条及び第76条並びにそれらの「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」（以下「解釈」という。）に基づく 緊急時対策所の 居住性 に つ いて ，居住 性を確保するための基本方針，居住性に係る設備 の設
計方針，放 射線防 護 措 置の 有効性 を示す評価等を含めて説明するものである。

2.

緊急時 対策所の 居 住性に関する基本方 針

2.1

基本 方針
緊急時対策 所の居住 性 を確保する観点から ，以下の機能 を有する設計とする。
(1)

緊急 時対 策所 は， 原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損 壊その他の 異常に対処す るために 必 要な指示を行うため の要員等を収容することができる とともに，そ れら関係 要 員が必要な期間にわ たり滞在できる設計とする。

NT2
R5 R6
NT2 補②
補② Ⅴ-1-9-3-2
Ⅴ-1-9-3-2(2)

緊急 時対 策所 は， 重大事故等が発生した場合においても当該事 故等時に対 処するために 必要な指 示 を行う要員に加え， 原子炉格納容器の破損等による発 電
所外への放 射性物質 の 拡散を抑制するため の対策に対処するために必要な数 の要員を含め ，重大事 故 等時に対処するため に必要な数の要員を収容すること ができるとと もに，当 該 事故等時に対処する ために必要な指示を行う要員がと どまることが できるよ う ，適切な遮蔽設計及 び換気設計を行い，緊急時対策所 の居住性を確 保する。
緊急時対策 所は， 緊 急時対策所非 常用換気設備，緊急時対策所遮蔽及び二次遮蔽により居 住性を確 保 する。
緊急時対策 所の居 住 性を確保する ためには換気設備を適切に運転し，緊急時対策所内への 希ガス等 の 放射性物質の侵入を 低減又は防止する必要がある。こ の ため，放射線 管理施設 の 放射線管理用計測装 置により，大気中に放出された放 射 性物質による 放射線 量を 監視，測定し，換 気設備の運転・切替の確実な判断を 行 う。
その他の居 住性に 係 る設備として ，緊急時対策所内の酸素濃度が活動に支障がない範囲に あること を 正確に把握するため ，可搬型の酸素濃度計を保管する と ともに，二酸 化炭素濃 度 も酸素濃度と同様に 居住性に関する重要な制限要素で あ ることから， 可搬型の 二 酸化炭素濃度計を保 管する。また，緊急時対策所非常 用 換
気設備は， 代替電源 設 備である緊急時対策 所用発電機からの給電が可能な設 計 とする。
これら，居 住性を 確 保するための 設備及び防護具の配備，着用等，運用面の対策を考慮し て被ばく 評 価並びに緊急時対策 所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃 度 評価を行い， その結果 か ら，緊急時対策所の 居住性確保について評価する。
居住性評価 のうち 被 ばく評価に当 たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事
1

故時の制御 室及び緊 急 時対策所の居住性に 係る被ばく評価に関する審査ガイ ド 」（以下「審 査ガイド 」 という。）を参照し て放射性物質等の評価条件及び評 価 手法を考慮し ，居住性 に 係る被ばく評価の判 断基準を満足できることを評価す る 。
また，居住 性評価 の うち緊急時対 策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価に当たっては ，「鉱山 保 安法（昭和24年法律 第70号）鉱山保安法施行規則」（ 平成16年9月27日経済 産 業省令第96号， 最終改正平成26年6月24日経済産業省令第 32号 ）の労働環境 における 酸 素濃度及び二酸化炭 素濃度の許容基準に準拠し，許容 基 準を満足でき ることを 評 価する。

2.2

適用 基準， 適 用規 格等
緊急時対策 所の居住 性 に適用する基準，規 格等は，以下 のとおりとする。
・解 釈・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）（旧原NT2 補②
補② Ⅴ-1-9-3-2
Ⅴ-1-9-3-2 R5
NT2R6

子力安全・ 保安院 ， 平 成21・07・ 27原院第1号，平成21年8月12日）
・鉱 山保安 法 施行 規則
・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 ， 平 成13年3月29日一部改訂）
・被ばく計 算に用い る 放射線エネルギー等 について（（ 原子力安全委員会了承 ，平成元年3月27日）一 部 改 訂

平成13年3月29日）

・発 電用軽 水 型原 子炉施設の 安全評価に関する審査指針（平成2年8月30日 原子力安
全委員会決 定，平 成 13年3月29日一部改訂）
・発 電用原 子 炉施 設の安全解 析に関する気象指針（昭和57年1月28日原子力安全委員
会決定，平 成13年 3月 29日一部改訂）
・技 術基準 規 則・空 気調和 ・ 衛生 工学便覧 第14版（ 平成22年2月）
・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株式会

社日立製作 所，平 成 16年1月
・「 放射線 施 設の しゃへい計 算 実務 マニュアル 2015」のデータ 集「放射線施設の遮 蔽 計 算 実 務 (放 射 線 )デ ー タ 集 2015」（ 公 益財 団法 人原 子 力安 全 技 術 セ ン タ ー ）・ICRP Publication 71, "Age-dependent Doses to Members of the Public fromIntake of Radionuclides - Part 4 Inhalation Dose Coefficients", 1995
・ICRP Publication 72, "Age-dependent Doses to Members of the Public fromIntake of Radionuclides - Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation
Dose Coefficients" , 1996
・審査ガイ ド・JENDL-3.2に基づ くORIGEN2用ライブラリ ：ORLIBJ32 (JAERI-Data/Code 99-003
2

(1999年2月 ））JENDL-3.2に基づ くORIGEN2用ライブラリ：軽水炉MOX燃料用ORIGEN2ライブラ リ(JAERI-Data/Code 2000-036 (2000年11月））
L. Soffer, et al., "Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power
Plants", NUREG-1465, February 1995
・NUPEC 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）
・NRPB-R322-Atmospheric Dispersion Modelling Liaison Committee Annual
Report, 1998-99
・米国 NUREG/CR-4551 Vol.2

Evaluation of Severe Accident

Risks:Quantification of Major Input Parameters
・R.G.1.195, Fabruary 1994

Methods and Assumptions for Evaluating RadiologicalConsequences of Design Basis Accidents at Ligth Water Nuclear PowerNT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5Reactors
・JAEA-Technology 2011-026「汚染土壌の 除染領域と線量低減効果 の検討」
・2007年制 定

コン ク リ ート標準示方書

構造性能照査編，土木学会

・2013年改定

建築工 事標準仕様書・同解説

JASS 5N 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

3.

緊急時 対策所の 居 住性を確保するため の防護措置
緊急時対策 所は ，必 要 な要 員を収 容できると ともに，重大事故等時において， 緊 急時対策所 の 気密性並 び に換気設備及び生体 遮蔽性能とあ いまって，想定する放射性物
質の放出 量 等を東京 電 力ホールディングス 株式会社福島 第一原子力発電所事故と同等とし，か つ 緊急時対 策 所内でのマスク着用 ，交代要員体 制及び安定ヨウ素剤の服用がなく，仮 設 設備を考 慮 しない要件において も，緊急時対 策所にとどまる要員の実効線量が事故 後 7日 間で100 mSvを超えない設計 とする。
居住性に係 る被 ばく 評 価で は，放 射性物質が 大気中へ放出されている間は，緊 急 時
対策所非 常 用換気設 備 の使用により緊急時 対策所建屋内 を加圧し，緊急時対策所非常用フィル タ 装置を通 ら ない空気流入量は考 慮しないこと としている。このため，緊急時対策所 建 屋（遮蔽 含 む。）及び緊急時対 策所非常用換 気設備の性能を維持・管理することで ， 被ばく評 価 条件を満足する設計 とする。また ，被ばく評価条件並びに酸素濃度及び 二 酸化炭素 濃 度評価条件を満足す るよう，緊急 時対策所非常用換気設備の機能・性能 試 験を実施 す る。
資機材の保 管， 管理 等 につ いては ，添付書類 「Ⅴ-1-9-3-1

緊急時対策所の機 能 に関する説 明 書」に， 身 体サーベイ及び作業 服の着替え等 を行うための区画（以下「チ3ェンジン グ エリア」 と いう。）の詳細につ いては，添付 書類「Ⅴ-1-7-2

管理区域の出入管理 設 備及び環 境 試料分析装置に関す る説明書」に 示す。
緊急時対策 所の 居住 性 を確 保する ための設備 ，防護具の配備及び運用面の対策 を 以
下のとお り 講じる。

3.1

換気 設備等
緊急時対策 所 非常用 換 気 設備（緊急時対策 所非常用送風機，緊急時対策所非常 用フィルタ装置 及び 緊急 時 対策 所加圧 設備）は， 基準地震動Ｓ Ｓ による 地震力に対 し，機能を喪失し ない よう に する 。また ，重大事故 等が発生した場合において，緊急 時 対策
所内への希 ガス 等の 放 射性 物質の 侵入を低減 又は防止し，「3.

緊急時対策所 の 居住性を確保す るた めの 防 護措 置」に 示す居住性 に係る被ばく評価の判断基準を超 え ない設計とする とと もに ， 緊急 時対策 所内の酸素 濃度及び二酸化炭素濃度が重大事 故 等時の対策のた めの 活動 に 支障 がない 濃度を確保 できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5換気設計に 当 たって は ， 緊急時対策所の気 密性に対して十分な余裕を考慮した 設計とするとと もに ，緊 急 時対 策所内 には，重大 事故等に対処するために必要な指 示 をする対策要員 及び 原子 炉 格納 容器の 破損等によ る発電所外への放射性物質の拡散 の 抑制に必要な現 場活 動等 に 従事 する対 策要員，合 計70名を上回る最大100名を収容で きる設計する。
また，緊急 時 対策所 は ， 緊急時対策所外の 火災により発生するばい煙や有毒ガ ス及び降下火砕 物に 対し て ，ダ ンパを 閉止し外気 の取り込みを一時停止することに よ り，対策要員を 防護 する 。
重大事故等 時 に大気 中 に 放出された放射性 物質の状況に応じ，緊急時対策所非 常用
換気設備の 確実 な運 転 ・切 替操作 ができるよ う，緊急時対策所内にて放射線量 を 監視できる設計 とす る。

3.1.1

緊 急時対 策 所非 常用換気設備
緊急時対策 所非常 用 換気設備は， 重大事故等時に大気中に放出された放射性物
質による放 射線被ば く から緊急時対策所内 にとどまる要員を防護するため， 緊 急時対策所非 常用換気 設 備の運転状態を高性 能粒子フィルタ及びよう素用チャ コ ー
ルフィルタ を通して 外 気を取り込む非常時 運転（緊対建屋加圧モード）に切 り 換え，緊急時 対策所建 屋 内を加圧することに より，緊急時対策所非常用フィル タ 装
置を通らな い空気の 流 入を防止する設計と する。
プルーム通 過時に は ，緊急時対策 所非常用換気設備の運転状態をプルーム通過
時加圧運転 （災害対 策 本部加圧モード）に 切り替え，緊急時対策所等を緊急 時 対策所加圧設 備にて加 圧 することで，周辺エ リアより高い圧力とし，緊急時対 策 所
内への希ガ ス等の放 射 性物質の侵入を防止 する設計とする。
4

プルーム通 過後に は ，緊急時対策 所非常用換気設備の運転状態をプルーム通過
後加圧運転 （緊対建 屋 浄化モード）に切り 替え，緊急時対策所等の加圧を継 続 した状態で， 緊急時対 策 所非常用フィルタ装 置を通した外気の取入れ量を増加 さ せることで， 緊急時対 策 所建屋内に滞留して いる希ガス等を排出する設計とす る 。
緊急時対策 所非常 用 換気設備の構 成図を図4−8に示す。また，緊急時対策所非常用換気設 備の運転 モ ードごとの構成図を 図4−9から図4−11に示す 。
緊急時対策 所非常 用 換気設備の強 度に関する詳細は，添付書類「Ⅴ-3-8-1-3
緊急時対策 所換気系 の 強度計算書」に示す 。
(1)a.

居住 性確保の た めの換気設備運転
非常時 運転緊急時対策 所は ，緊急時対策所非 常用送風機 及び緊急時対策所非常用フィル
タ装置によ り放射 性 物質を低減し ながら外気を取り入れることができる。
また，緊急 時対 策所建屋内は，緊 急時対策所 非常用送風機により加圧される

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5ため，緊急 時対策 所 非常用フィル タ装置を通らない空気の流入はない。
b.

緊急時 対策所加 圧 設備による加圧
緊急時対策 所等 は，緊急時対策所 加圧設備に より加圧されるため，プルーム
通過中に緊 急時対 策 所内へ外気が 侵入することはない。

(2)

緊急 時対 策所 非常 用送風機
緊急時対策 所非常 用 送風機は，緊 急時対策所内にとどまる要員の被ばくを低減し，かつ， 酸素濃度 及 び二酸化炭素濃度を 活動に支障がない濃度に維持でき ， 1
個で緊急時 対策所内 を 換気するために必要 な容量を有する設計とする。容量 の 設定に当たっ ては，緊 急 時対策所建屋内の正 圧維持並びに酸素濃度及び二酸化 炭 素
濃度を維持 ・抑制す る ために必要な流量を 考慮する。また，緊急時対策所非 常 用
送風機は， 緊急時対 策 所建屋内に設置し， 外気中の放射性物質の濃度に応じ て 緊
急時対策所 加圧設備 と の切替えができるよ う，緊急時対策所内のスイッチに よ る
操作が可能 な設計と す る。

(3)

緊急 時対 策所 非常 用フィルタ装置
緊急時対策 所非常 用 フィルタ装置 は，緊急時対策所非常用送風機と同様，1個で必要な容 量を有す る 設計とするとともに ，チェンジングエリアを含め，緊 急 時対策所内に 対して放 射 線による悪影響を及 ぼさないよう，十分な放射性物質 の 除去効率及び 吸着能力 を 確保するため，高性 能粒子フィルタとよう素用チャコ ー ル
フィルタを 直列に配 列 することで，除去効 率を高める設計とする。
緊急時対策 所非常 用 フィルタ装置 の除去効率を表4−17に，緊急時対 策所非常用フィルタ 装置の概 略 図を図4−12に示す。
a.

フィル タ除去効 率
緊急時対策 所非 常用フィルタ装置 の高性能粒 子フィルタによるエアロゾルの5除去効率は ，99.99 ％以上（フィ ルタ前置・後置直列の総合除去効率）となる
ように設計 し，よ う 素用チャコー ルフィルタによるよう素の除去効率は，99.75 ％以 上（フ ィ ルタ前置・後 置直列の総合除去効率）となるように設計する。
b.

フィル タ除去性 能 の維持等

(a)

除去 性能（効 率）については，以下の性能検査を定期的に実施 し，確 認する。
・微粒子／ よ う素除去効率検査
・漏えい率 検 査及び総合除去効率検査(b)

フィルタ仕様（使用環境条件）の範囲内で使用する必要があることから，
温度や湿度 が通 常時に比べて大き く変わるこ とがないよう，緊急時対策所
建屋内にて 使用 する。

(c)

原子 炉格納容 器破損による放射性物質の想定放出量のうち緊急 時対策 所への影響量 （フ ィルタ捕集量）に 対し，緊急 時対策所非常用フィルタ装置

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5は十分な保 持容 量及び吸着容量を 有する設計 とする。緊急時対策所非常用
フィルタ装 置の フィルタ捕集量に ついては， 別添1「緊急時対策所非 常用フィルタ装置 のフ ィルタ除去性能の 維持につい て」に示す。
(d)

原子 炉格納容 器から放出され，緊急時対策所非常用フィルタ装 置のフ ィ
ルタに付着 する 核分裂生成物の崩 壊熱により ，その性能（除去効率）が低下しない設 計と する。緊急時対策 所非常用フ ィルタ装置のフィルタに付着する核分裂 生成 物の崩壊熱による 温度上昇に ついては，別添1「緊急 時対策
所非常用フ ィル タ装置のフィルタ 除去性能の 維持について」に示す。

(e)

緊急 時対策所 非常用フィルタ装置は，プレフィルタ及び高性能 粒子フ ィルタを設置 する ことで，粉塵等の 影響による よう素用チャコールフィルタの目詰まり を防 止し，よう素用チ ャコールフ ィルタの差圧が過度に上昇しない設計と する 。
緊急時対策 所 非常用フィルタ装置のフィル タ除去性能の維持につい ては，
別添1「緊 急時対策所非常用フィルタ装置のフィルタ除去 性能の維持 について」に示す 。

c.

緊急時 対策所内 の 対策要員への影響
緊急時対策 所非 常用フィルタ装置 は，緊急時 対策所非常用フィルタ装置自体が放射線源 になる こ とを踏まえ， 緊急時対策所へ出入りする対策要員の被ばく防護のため ，緊急 時 対策所遮蔽普 通コンクリート（厚さ約100 cm）より外側の緊急時対策 所建屋 内 に設置する。

(4)

緊急 時対 策所 加圧 設備
放射性物質 放出時 ， 緊急時対策所 内に希ガス等の放射性物質が流入することを6防ぐため， 緊急時対 策 所加圧設備により緊 急時対策所等を加圧し，緊急時対 策 所
内にとどま る要員の 被 ばくの低減又は防止 を図る。
緊急時対策 所加圧 設 備は，線量評 価における放射性物質の放出継続時間が10時間であるこ とを踏ま え ，緊急時対策所を正 圧に加圧でき，かつ，酸素濃度及 び 二酸化炭素濃 度を活動 に 支障がなく維持する ために必要な容量を確保するだけ で な
く，余裕を 含めて14時 間の緊急時対策所等 の加圧を可能とする容量として， 320
個以上（1個当た り の空気容量が46.7 Lのもの）を配備するものとす る。正圧化された緊急 時対策所 内 と周辺エリアとの差 圧を監視できる計測範囲として0〜200
Paを有する 緊急時対 策 所用差圧計を1個設置する。また，外気中の放 射性物質の濃度に応じ て緊急時 対 策所非常用換気設備 との切替えができるよう，緊急時 対 策
所内のスイ ッチによ る 操作が可能な設計と する。
また，系統 に作用 す る圧力の過度 の上昇を適切に防止するため，緊急時対策所
加圧設備出 口に安全 弁 を設ける設計とする 。

NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
R6 R5

緊急時対策 所加圧 設 備の強度に関 する詳細は，添付書類「Ⅴ-3-8-1-3-1

緊急時対策所加 圧設備の 強 度評価書」に示す。

3.1.2

放 射線管 理 用計 測装置
緊急時対策 所内へ の 希ガス等の放 射性物質の侵入を低減又は防止するため，換気設備の操 作に係る 確 実な判断ができるよ うに放射線管理施設の放射線管理 用 計
測装置（可 搬型モニ タ リング・ポスト及び 緊急時対策所エリアモニタ）によ り ，
大気中に放 出された 放 射性物質による放射 線量を監視・測定する。
緊急時対策 所付近 に 加圧判断用と して可搬型モニタリング・ポストを，緊急時対策所内に 緊急時対 策 所エリアモニタを設 置し，各々を監視することにより ， プ
ルーム通過 時に緊急 時 対策所非常用換気設 備の操作を実施する。
放射線管理 用計測 装 置の仕様の詳 細は，添付書類「Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構 成に関す る 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 」に示す。
なお，可搬 型モニ タ リング・ポス トは，放射線管理施設の放射線管理用計測装
置を緊急時 対策所の 設 備として兼用する。

3.2

生体 遮蔽装置
緊急時対策 所 遮蔽及 び 二 次遮蔽は，基準地 震動Ｓ Ｓ による地震力に 対し，機能 を喪失しないよ うに する と とも に，緊 急時対策所 内にとどまる要員を放射線から防 護 するための十分 な遮 蔽厚 さ を有 する設 計とし，「3.

緊急時対策所の居住性を確保す るための防護措 置」 に示 す 居住 性に係 る被ばく評 価の判断基準を超えない設計とす る 。
緊急時対策 所 遮蔽の 放 射 線の遮蔽及び熱除 去の評価については，「5.
7熱除去 の検討」に示す 。緊 急時 対 策所 出入口 開口の設計 については，別添2「緊 急時対策所 遮蔽に係るスト リー ミン グ の考 慮につ いて」に示 す。

3.3

酸素 濃度計及 び二 酸化炭素濃度計
緊急時対策 所 には， 緊 急 時対策所内の酸素 濃度及び二酸化炭素濃度が設計基準 事故時及び重大 事故 等時 の 対策 のため の活動に支 障がない範囲にあることを正確に 把 握できるように 酸素 濃度 計 及び 二酸化 炭素濃度計 を保管する。
酸素濃度計 及 び二酸 化 炭 素濃度計の詳細に ついては，添付書類「Ⅴ-1-9-3-1

緊急時対策所の 機能 に関 す る説 明書」 に示す。

3.4

資機 材及び要 員の 交代等
緊急時対策 所 にとど ま る 要員やプルーム通 過後に屋外作業を行う対策要員の被 ばく低減措置を 行う 場合 に 備え たマス ク，安定ヨ ウ素剤等の防護具類やチェンジン グ エリアを運営す るた めに 必 要な 資機材 を配備する 。

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

重大事故等 が 発生し ， 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 ，状 況に 応 じて 交代す る要員や屋 外作業を行った対策要員が緊急時 対 策所
内へ汚染を 持ち 込 まな いよ うにチ ェンジング エリアを設置する 。身体サーベイ の 結果 ，対策要員の 汚染 が確 認 され た場合 は，対策要 員の除染を行うことができる区画 を ，身体サーベイ を行 う区 画 に隣 接して 設置するこ とができるよう考慮する。
チェンジン グ エリア 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，あらか じめ配備している 資機材により運 用 する 。
資機材の保 管 ，管理 等 に ついては，添付書 類「Ⅴ-1-9-3-1

緊急時対策所の機 能に関する説明 書」 に， チ ェン ジング エリアの詳 細については，添付書類「Ⅴ-1-7-2

管理区域の出 入管 理設 備 及び 環境試 料分析装置 に関する説明書」に示す。

3.5

代替 電源
緊急時対策 所 非常用 送 風 機は，常用電源設 備からの給電が喪失した場合におい ても
代替電源設 備で ある 緊 急時 対策所 用発電機か ら給電できる設計とする。
代替電源の 詳 細につ い て は，添付書類「Ⅴ -1-9-1-1に関する説 明書 」及 び 添付 書類「 Ⅴ-1-9-3-1に示す。

8非常用発電装置の出力の 決 定

緊急時対策所の機能に関する説 明 書」

4.

緊急時 対策所の 居 住性に係る被ばく評 価

4.1

線量 評価

4.1.1

評 価方針

(1)

判断 基準
重大事故等 時の緊 急 時対策所の居 住性に係る被ばく評価に当たっては，審査ガ
イドに基づ き，評価 を 行う。
判断基準は ，解釈 の 第76条の規定 のうち，以下の項目を満足するこ とを確認する。
第76条（緊 急時対 策 所 ）１

第1項 及び第2項 の要件を満た す緊急時 対策所とは，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 行うための設備を備えたものをいう。
ｅ）緊急時 対 策所の居 住性については，次 の要件を満たすものであるこ

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5と。
①

想定す る放射性物 質の放出量等は東京 電力株式会社 福島第一原 子力発電所事故 と同等とすること。

②

プルー ム通過時等 に特別な防護措置を 講じる場合を 除き，対策 要員
は緊急時対 策所内でのマスクの着 用なしとし て評価すること。

③

交代要 員体制，安 定ヨウ素剤の服用， 仮設設備等を 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，対策 要員の実効線量が7日間で100 mSvを超えないこ
と。

(2)

想定 事故
想定する事 故につ い ては，審査ガ イドに従い「東京電力ホールディングス株式会社福島第 一原子力 発 電所事故と同等」と する。

(3)

被ば く経 路緊急時対策 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4−1に，緊急時対策所の 居住性に係る被ばく経路を示す。

a.

被ばく 経路①

原 子炉建屋内の放射性 物質からの直接ガンマ線及びスカ イ シャインガンマ線による外部被ばくb.

被ばく 経路②

放 射性雲中の放射性物 質からのガンマ線による外部被ば く（クラウドシャイン）
9c.

被ばく 経路③

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）d.

被ばく 経路④緊 急時対策所内へ外気 から取り込まれた放射性物質から の ガンマ線による外部被ばく及び放射 性物質の吸入摂取によ る内部被ばく

なお，本評 価にお い ては，対策要 員の交代は考慮しないものとする。

(4)

大気 中へ の放 出量 評価
大気中に放 出され る 放射性物質の 量は，審査ガイドに従い設定する。また，大気中への放 出量評価 条 件を表4−1に示す。
a.

事故直 前の炉内 蓄 積量
事故直前の 炉内 蓄積量の計算には ，燃焼計算 コードＯＲＩＧＥＮ２コードを使用する。 計算に 当 たっては，9×9燃料炉心の代表的な燃焼度，比出力，初期
濃縮度及び 運転履 歴 を考慮して炉 心内蔵量を計算する。

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5・燃焼度：55000 MWd/t（燃焼期 間は，5サイクルの平衡 炉心
を想定）

・比出力

：26 MW/t

・初期濃縮 度

：3.8 %

・核データ ライ ブラリ ：JENDL3.2（BWR STEP-3 VR=0 %，60 GWd/t）
以上により計算した標準 9×9 燃料炉心の単位熱出力当たりの炉内蓄積量を表 4−2に示す。
事故直前の炉内蓄積量は，この値に原子炉熱出力である 3293 MW を掛け合わせて計算する。
b.

大気中 への放出 量
事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故と同等と想定する。
ここで，放 射性 物質の大気中への 放出開始時 刻は，事故（原子炉スクラム）発生24時間 後と仮 定 する。
希ガス類 ：97 ％よう素類 ：2.78 ％（ＣｓＩ：95 ％，無機よう素：4.85 ％，有機よう素：0.15 ％ ）Ｃｓ類：2.13 ％

Ｔｅ類

：1.47 ％

Ｂａ類

：0.0264 ％Ｒｕ類：7.53×10 -8 ％Ｃｅ類

：1.51×10 -4 ％
10

Ｌａ類

：3.87×10 -5 ％以上により 計算 した大気中への放 出量を表4−3に示す。
c.

原子炉 建屋内の 存 在量
NUREG-1465 ＊ の炉心内 蔵量に対する原子炉 格納容器内へ の放出割合を基 に原子炉建屋内 に放出 さ れた放射性物 質を設定する。
ここで，放 射性 物質の炉内蓄積量 に対して， 事故発生後24時間後に以下の0.3倍 の放 射性物質 が原 子炉建屋内へ放出されるものとする。
希ガス類 ：100 ％NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5よう素類 ：61 ％
Ｃｓ類

：61 ％

Ｔｅ類

：31 ％

Ｂａ類

：12 ％

Ｒｕ類

：0.5 ％

Ｃｅ類：0.55 ％

Ｌａ類

：0.52 ％

なお，希ガ ス類 については大気中 への放出分 を考慮し，炉内蓄積量の97 %（福島第一 原子力 発 電所事故と同 等と想定）が大気中へ放出されるものとし，残りが原子 炉建屋 内 に浮遊するも のとする。
以上により 計算 した原子炉建屋内 の放射性物 質の存在量を表4−4に示す。
注記＊： ” Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power
Plants ” , NUREG-1465, 1995/02(5)

大気 拡散 の評 価
重大事故等 時の緊 急 時対策所の居 住性に係る被ばく評価に使用する相対濃度及び相対線量 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）及び 「発電用 原 子炉施設の安全解析 に関する気象指針（昭和57年1月28日
原子力安全 委員会決 定 ，一部改訂 平成13年3月29日 原子力安全委員 会）」（以下「気象指 針」とい う 。）に基づき評価す る。
a.

大気拡 散評価モ デ ル
放出点か ら放出 さ れた放射性物 質が大気中を拡散して評価点に到達するまでの計算は， ガウス プ ルームモデル を適用する。

(a)

相対 濃度
相対濃度は ， 毎時刻の気象項目と実効的な 放出継続時間をもとに評 価点ごとに以下の 式の とおり計算する。

11

1
ここで，
：実効放出継続時間中の相対濃度（s/m 3 ）：実効放出継続時間（h）：時刻ｉに おける相対濃度（s/m 3 ）：時刻ｉにおいて風向が当該方位ｄにあると き

1：時刻ｉにおいて風向が他の方位にあると き

0（地上放出 の場 合）1

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ここで，：時刻 i の放出源を代表する風速（m/s）：時刻 i の建屋の影響を加算した 濃度の水平方向（y 方 向）の拡
がりのパラメータ（m）：時刻 i の建屋の 影響を加算した濃度の水平方向（z 方 向）の 拡
がりのパラメータ（m）：時刻ｉの 濃度の y 方向の拡がりパラメータ（m）：時刻ｉの濃度の z 方向の拡がりパラメータ（m）：建屋の風向方向の投影面積（m 2 ）：形状係数（−）

上記のうち ， 気象項目（風向，風速及び気安定度） につ いては，「b.
積について は「 a.

，を求めるため に必要な 大気 象データ」 に示すデータを，建屋の投影面

建屋投影面積 」に示す値 を，形状係数については「f.

形状係数」 に示 す値を用いること とした。ま た，審査ガイドに基づき，実効放出継続時 間は 10 時間とし，地上放出を想定する。
及び(b)については，気象 指針における相関式を用いて計算 する。

相対 線量
クラウドシ ャ インガンマ線量を計算するた めに，空気カーマを用い た相対線量を毎時 刻の 気 象項目と実効放 出継続時間 をもとに，以下の 式で計算する。

12

,

4

,

ここで，
：評価地点

, , 0 における 相対線量（μGy/Bq)：単位放出率当たりの空気カーマ率への換算係数：ガンマ線の実効エネルギ（MeV/dis)：空気に対するガンマ 線の線エネルギ吸収係 数（1/m)：空気に対するガンマ線の線減衰係数（1/m)
：

, ,

から

, , 0 までの距離（ m)：空気に対するガンマ線の再生係数（−)

1NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ただし，, , , , については，0.5 MeV のガンマ線に対する値を用 い，

以下のとお りと する。

,
3.84 101.000,
0.4492,

1.05 100.0038

χ x , y , z ：放射性雲 中の点 x , y , z にお ける濃度（Bq/m 3 )b.

気象デ ータ2005 年 4 月 〜2006 年 3 月の 1 年間における気象データを 使用する。 なお，
当該データ の使用 に 当たっては， 風向，風速データが不良標本の棄却検定により，過去 10 年間の 気象 状態と比較して異常でないことを確認してい る。

c.

相対濃 度及び相 対 線量の評価点
相対濃度及 び相 対線量の評価点は ，線量結果 が厳しくなる様，原子炉建屋外壁から見て 緊急時 対 策所建屋外壁 の最近接点とする。

d.

評価対 象方位
放出点と巻 き込 みを生じる建屋及 び評価点と の位置関係によって，建屋の影響を考慮し て拡散 の 計算を行う。
緊急時対策 所の 被ばく評価におい ては，放出 点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との 位置関 係 について，以 下の条件すべてに該当した場合，放出点から放出された 放射性 物 質は建屋の風 下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達する ものと す る。放出点か ら評価点までの距離は，保守的な評価となる
ように水平 距離を 用 いる。

13

(a)

放出 源の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合(b)

放出 源と評価点を結んだ直線と平行で放出源を風上 とした風向 n について，放出 源の位置が風向 n と建屋の投影 形状に応じて定まる一定 の範囲（下図の 領域 A.n ）の中にある 場合
風向に対して垂直な建屋の中心線
建屋の風下
側

0.5 L

領域 An

2L
風向 n
建屋

断面積

評価 点

放 出点

5L

緊急時対 策 所

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

0.5 L
注： Ｌ は風向に垂直な建屋又は建屋群の 投影面高さ 又は投影幅の小さ い 方(c)

評価 点が，巻き込みを生じる建屋の風下にある場合

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響はないものとして大気拡散評価を行うものとする。
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価においては，放射性物質の放出源として原子炉建屋を仮定することから，建屋の影響があるものとして 評 価 を 行 う 。 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 方位の うち以下の(a)〜(c)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。
(a)

放出 点が評価点の風上にあること。

(b)

放出 点から放出された放射性物質が，原子炉建屋の 風上側に巻 き込まれるような 範囲に放出点が存在す ること。

(c)

原子 炉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。

評価対象と する 方位は，原子炉建 屋を見込む 方位の範囲の両端が，それぞれの方位に垂 直な投 影 形状の左右に 0.5L（L は対象となる複数の方位の投影面積の中の最小 面積と す る）だけ幅を 広げた部分を見込む方位を仮定する。
上記選定条 件(b)の条件に該当する風向の方位の選定には ，放出点が 評価点の風上とな る範囲 が 対象となり， 選定条件(c)の条件に該当する風向 の方位の選定として ，評価 点 から原子炉建 屋＋0.5L を 含む方位を 対象とす る。
14

以 上 よ り ， 選 定 条 件 (a)〜 (c)の 条 件 に す べ て該 当 す る 方 位 は， 2 方 位 （ ENE，E）と なる 。評価対 象と する風向を図 4−2 に示す。

e.

建屋投 影面積
建屋投影面 積は 小さい方が厳しい 結果となる ため，対象となる複数の方位の投影面積の 中で最 小 面積を全ての 方位の計算の入力として共通に適用する。
原子炉建屋 の投 影面積を図 4−3 に示す。

f.

形状係 数
建屋の形状 係数 は 1/2 ＊ 1 とする。

g.

累積出 現頻度

NT2NT2
補②補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5 R6
Ⅴ-1-9-3-2

緊急時対策 所の 居住性に係る被ば く評価に用 いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評 価に従 い ，実効放出継 続時間を基に計算した値を年間について小さい方から順 に並べ た とき累積出現 頻度 97 ％ ＊ 1 に当たる 値を用い る。

h.

評価結 果
重大事故等 時の 緊急時対策所の居 住性に係る 被ばく評価に使用する大気拡散評価条件を 表 4−5 に示 す。
重大事故等 時の 緊急時対策所の居 住性に係る 被ばく評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ） 及び相 対 線量（Ｄ／Ｑ ）の評価結果を下表に示す。

項

注記

目

評価条件

緊急時対策 所（滞在時）

χ／Ｑ（s/m 3 ） ＊ 2

1.1×10 -4

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

6.1×10 -19

グランドシ ャイ ン

χ／Ｑ（s/m 3 ） ＊ 2

1.1×10 -4＊ 1： 「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 解 析 に 関 す る 気 象 指 針 」 昭 和 57 年 1
月 2 8 原 子 力 安 全 委 員 会 決 定 ， 平 成 13 年 3 月 29 日 一 部 改 訂＊ 2：緊 急時対策所滞在時 の室内に外気から取り込まれた放射性物質に よる
被 ば く 及 び グ ラン ドシ ャ インの 算出は， 放 出 源の 原 子 炉 建 屋 外 壁 に対して緊急時対策所外壁の最近接点を評価点として算出したχ
／Ｑを用いる。

15

4.1.2線 量計算(1)

実効 線量 の評 価a.

被ばく 経路①（ 原 子炉建屋内の放射性 物質からの直接ガンマ線及びスカ イ シャインガン マ線よ る 被ばく）
重大事故等 時に 原子炉建屋内に浮 遊する放射 性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャ インガ ン マ線による対 策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等 から評 価 する。以下， 評価条件及び評価結果を示す。

(a)

評価 条件

イ.

線源 強度
線源強度は ，「4.1.1(4)

大気中への放出 量評価」のc.項 に記述す る 原

子炉建屋内 の 存在量に基づき，次のとおり 求める。
(イ )重大 事故 等 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 容器から原 子炉建屋（二次格納 施設）内に放出される 。 このNT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

二次格納施 設内の放射 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。
(ロ )二次 格納 施設内の放射性物 質は自由 空間内に均一に分布するものとする。
以上，表4−6に二次格 納施設内に浮遊する 放射性物質による事故 後7日間の積算線 源 強度を示す。
ロ.

幾何 条件
直接ガンマ 線及びスカ イシャインガンマ線 評価における原子炉建 屋 の評
価モデルを 図 4−4及び図4−5に示す。直接 ガンマ線の線源範囲は， 原子炉
建屋の地下 1階以上 ＊ 1 とし，保守的 に各階の 二次格納施設の東西南 北 最大
幅をとるこ と とする。スカイシャインガン マ線の線源範囲は，原子 炉建屋
運転階のみ ＊ 2 とする。 原子炉建屋は保守的に二次遮蔽のみを考慮す る。また，中央制 御 室周囲は，自室の壁，床，天井を考慮する。ここで， 壁厚は，各階ごとに 東 西南北をそれぞれ最小厚さで 代表する。
また，直接 ガンマ線及 びスカイシャインガ ンマ線評価における緊 急 時対策所の評価 モ デルを図4−6に示す。二次遮 蔽のコンクリート密度は 東 海第二発電所建 設 時の骨材（砂，砂利）配合記 録より，日本建築学会 建 築工
事標準仕様 書 ・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（ JASS 5N） 」 に基づき乾燥単位容 積質量として評価した 2.0 g/cm 3 と す る 。
緊急時対策 所 の遮蔽体として，緊急時対策 所の壁及び天井を考慮し ，緊急時対策所の コ ンクリート躯体形状を模擬する。評価で考慮する原子 炉建屋，緊急時対策 所 の壁及び天井は，公称値から マイナス側許容差（-5 mm）を引いた値と す る。
16

注記

＊1：地下階は外壁厚さが厚 く，地面にも遮られるため十分 無 視できる。
＊2：原子炉建屋運 転階の床はコンクリート厚さが厚く， 下層階からの放射線を十分に 遮蔽している。した がって，建屋 天
井から放射されるガン マ線を線源とするス カイシャイン ガ
ンマ線の評価では，下 層階に存在する放射 性物質からの 放射線の影響は十分小さ いため，線源として 無視できる。

ハ.

評価 点
評価点は， 緊急時対策 所内の作業エリアを 想定し，図4―4から図 4― 6に示すように ， 線量結果が厳しくなるよう原 子炉建屋から最短距離と して，直接ガンマ 線 は緊急時対策所の原子炉建屋 側の壁内面，スカイシャ インガ
ンマ線は天 井 下面とする。

二.

計算 コードNT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

直接ガンマ 線について は，ＱＡＤ−ＣＧＧ Ｐ２Ｒコードを用い， ス カイ
シャインガ ン マ線は，ＡＮＩＳＮ及びＧ３ ３−ＧＰ２Ｒコードを用 いる。
(b)

評価 結果
以上の条件 に 基づき評価した原子炉建屋内 の放射性物質からの直接 ガンマ
線及びスカ イシ ャインガンマ線に よる実効線 量を表4−7に示す。

b.

被ばく 経路②（ 放 射性雲中の放射性物 質のガンマ線による被ばく）
大気中に放 出さ れた放射性物質か らのガンマ 線による緊急時対策所内での対策要員の外 部被ば く 線量を以下に 評価する。

(a)

評価 条件

イ.

放射 性物質 の 放出量
放射性物質 の大気中へ の放出量は，「4.1.1(4)
の「b.

ロ.

大気中への放出 量評 価」

大 気 中への放出量」に基づくもの とする。

大気 拡散条 件
線量評価に 使用する相 対線量（Ｄ／Ｑ） は，「4.1.1(5)価」の「h.

評価結果」に示した下表の値 を使用する。
Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）(b)

大気拡散 の評

6.1×10 -19

評価 方法
大気中に放 出 された放射性物質からのガン マ線による室内作業時の 外部被
ばく線量は ，大 気中への放出量に 相対線量を 乗じて計算した値に，遮蔽壁による減衰効 果を 考慮して計算する 。

17

Ｈγ

i

{Ｑi

ＤＱ

Ｋ}

F(x)

ここで，
Ｈγ

：放射性物 質からのガ ンマ線による外部被 ばく線量（Sv）

Ｋ：空気カー マから実効 線量への換算係数（ 1 Sv/Gy）

Ｄ／Ｑ ：相対線量 （Gy/Bq）Ｑｉ： 核種iの大気中への放出量（Bq）（ガンマ 線実効エネ ルギ0.5 MeV換算値）

Ｆ(ｘ) ：遮蔽壁厚 さｘにおけ る減衰率（−）
ここで，緊 急 時対策所の遮蔽壁厚さ（コン クリート99 cm ＊ ）にお け る減
衰率は，大 気中 への放出量を線源 として，Ｑ ＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードにより計算した 下表 の値を使用する。

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5コンクリートの
減衰率
注記

希ガス

2×10 -5

希ガス以外

6×10 -5＊： 遮 蔽壁厚さは，緊急時対策所外 壁（50 cm） 及び災害対策 本部
周囲の遮蔽 壁（50 cm）の公称値か らそれぞれマイナス側 許容差（-5 mm）を引いた値を示す。

(c)

評価 結果
放射性雲中 の 放射性物質からのガンマ線に よる実効線量を表4−8に 示す。

c.

被ばく 経路③（ 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 ）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（グランドシャイン）に よる緊 急 時対策所での 外部被ばくによる対策要員の実効線量は，評価期間中の 大気中 へ の放射性物質 の放出量を基に大気拡散効果，地表沈着効果
及び4.1.2(1)項の 実 効線量の評価 の「a.

被ばく経路①（原子炉建屋内の放射性物質から の直接 ガ ンマ線及びス カイシャインガンマ線による被ばく）」で考慮した緊急 時対策 所 の遮蔽体によ るガンマ線の遮蔽効果を考慮して評価する。
(a)

放射 性物質の 地表沈着量
大気中へ放 出 された放射性物質の地表面へ の沈着量評価では，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。地
表面への沈 着速 度の条件を表4−9に示す。

イ.

放射 性物質 の 放出量
放射性物質 の大気中へ の放出量は，「4.1.1(4)
の「b.

ロ.

大気中への放出 量評 価」

大 気 中への放出量」に基づくもの とする。

大気 拡散条 件
線量評価に 使用する相 対濃度（χ／Ｑ）は ，「4.1.1(5)18

大気拡 散 の評

価」の「h.

評価結果」に示した下表の値 を使用する。
χ／Ｑ（s/m 3 ）ハ.

1.1×10 -4

地表 面への 沈 着速度
沈着速度は ，有機よう 素はNRPB-R322 ＊ 1 を 参考として0.001 cm/s， 有 機
よう素以外 は NUREG/CR-4551 ＊ 2 を参考として0.3 cm/sと設定し，湿性沈 着を考慮した 沈 着速度は，線量目標値評価指 針の記載（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）を参 考に，保守的に乾性沈着 速度の4倍 ＊ 3 とし て，有機よう素は0.004 cm/s，有 機よう素以外は1.2 cm/sとする。
注記＊1：NRPB-R322：Atmospheric Dispersion Modelling Liaison
Committee, Annual Report 1998/99＊2：J.L. Sprung 等：Evaluation of Severe Accident Risks:NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5Quantification of Major Input Parameters, NUREG/CR4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
＊3：降雨沈着における空気 中濃度鉛直分布の最大値等を想 定 した係数
二.

地表 面沈着 濃 度の評価
評価期間中 の地表面沈 着濃度は，以下によ り計算する。
ＧＣｉ

ＶＧ

χ／Ｑ ｆ Ｑｉλｉ

(1ｅ−λｉ Ｔ)

ここで，
ＧＣ ｉ：核種iの 地表面沈着濃度（積算値）（Bq・s/m 2 ）ＶＧ：沈着速度（m/s）

χ／Ｑ ：相対濃度（s/m 3 ）ｆ：沈着した放射性物質のうち残存 する割合（1.0）

Ｑｉ：核種iの 積算放出 量（Bq）λｉ：核種iの 崩壊定数 （1/s）

Ｔ：被ばく評価期間（5.184×10 5 s） [当初24時 間を除く
6日間（24 h〜168 h）]

以上により 計算した， 地表面沈着濃度を表 4−10に示す。
(b)イ.

実効 線量評価 条件
線源 強度
重大事故等 時，大気中 へ放出され地表面及 び建屋屋上に沈着した 放 射性物質を線源 と し，地表面等に均一に分布し ているものとする。グラ ンドシ
ャイン線源 強 度は表4−11に示す事故後7日 間の積算値を用いる。

19

ロ.

幾何 条件
グランドシ ャイン評価 モデルを図4−7に示 す。線源範囲は，緊急 時 対策
所中心から 東 西南北400 m ＊ までとす る。本評価では，緊急時対策所 建屋の屋上面， 緊 急時対策所建屋の外側の地表 面の2つの範 囲に分割して 評価する。なお ， 地表面は緊急時対策所屋上下 面レベルと同一の高さに モデル化する。
注記＊： JAEA-Technology 2011-026「汚 染土壌の除染領 域と線量 低 減効果の検討」において評価対象か ら400 m離れた位置の線 源が及ぼす影響度は1 ％以下である 。これより，評価点か ら片側400 mまで線源領域と し，グランドシャインを面線源か らの被ばくと想定する場合は，全体 の線源領域として800 m×
800 mを設定した。

ハ.

評価 点

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

評価点は緊 急時対策所 を想定し，図4―7に 示すように，上下方向 は 線量結果が厳し く なる緊急時対策所屋上の下面 位置を，水平方向は遮蔽 を考慮
して線源か ら の距離が近い位置として，緊 急時対策所の壁内面位置 に設定した。
二.

計算 コードグランドシ ャインは， ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２ Ｒコードを用い評価す る 。

(c)

評価 結果
以上の条件 に 基づき評価したグランドシャ インによる実効線量を表4−12
に示す。

d.

被ばく 経路④（ 室 内に外気から取り込 まれた放射性物質による被ばく）
外気から取 り込 まれた放射性物質 からのガン マ線による緊急時対策所内での対策要員の 外部及 び 内部被ばく線 量を以下に評価する。

(a)
イ.

評価 条件
放射 性物質 の 放出量
放射性物質 の大気中へ の放出量は，「4.1.1(4)
の「b.

ロ.

大気中への放出 量評 価」

大 気 中への放出量」に基づくもの とする。

大気 拡散条 件
線 量 評 価 に 使 用す る 相 対濃度（ χ／Ｑ） は， 「4.1.1(5)価」の「h.

評価結果」に示した下表の値 を使用する。
χ／Ｑ（s/m 3 ）ハ.

1.1×10 -4

換気 設備条 件
20

大気 拡 散 の 評

緊急時対策 所の換気設 備条件は，表4−13の値を使用する。
(b)

評価 方法
外気から取 り 込まれた放射性物質による緊 急時対策所内放射能濃度 及び実
効線量は以 下に より評価する。

イ.

緊急 時対策 所 内放射能濃度の評価
緊急時対策 所内の放射 能濃度は，次式によ り評価する。
d(VC i (t))dt(1

C0i (t)η)C i (t)

(f1

f2

f1

C0i (t)

f2

η

FR )

λi

V

Ci (t)

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ここで，

Ci (t)：時刻ｔにおける緊急時対策所内の核種ｉ の濃度（Bq/m 3 ）Ⅴ：換気設備処理空間容積（m 3 ）ηC0i (t)：非常用フィルタ装置の除去効率 （−）：時刻tに おける外 気取入れ口での核種ｉの濃度（Bq/m 3 ）

C0i (t) Qi (t) χ／Ｑ
Q i (t)：時刻ｔにおける大気への核種ｉ の放出率（Bq/s）

χ／Ｑ ：相対濃度（s/m 3 ）ロ.

f1：外気取り込み量（m 3 /s）

f2：外気リークイン量（m 3 /s）

ＦＲ：再循環装置フィルタ流量（m 3 /s）λi：核種ｉの崩壊定数（s -1 ）実効 線量の 評 価
緊急時対策 所内に取り 込まれた放射性物質 による実効線量は，次 に 述べる放射性物 質 の吸入による内部被ばく及び 放射性物質のガンマ線に よる外部被ばくの 和 として計算する。

(イ )放射 性物 質の吸入による内 部被ばく
放射性物質 の吸入による内部被ば くは，次式で評価する。
T

H Ii

0

R

Hi

Ci (t)dt

ここで，
HIi ：核種iの吸入摂取 の内部被ばくに よる実効線量（Sv）
Ｒ：呼吸率（m 3 /s）（成人活動時の呼吸率1.2 m 3 /h）Hi：核種iの吸入摂取 による成人の実効線量係数（Sv/Bq）

Ci (t) ：時刻ｔに おける緊急時対策所内の核種ｉ の濃度21（Bq/m 3 ）Ｔ：被ばく評価期間（ 5.184×10 5 s） [当初24時 間を除く
6日間（24 h〜168 h）](ロ )

放射 性物 質のガンマ線によ る外部被ば く
放射性物質 のガンマ線による外部 被ばくは，次式で計算する。
H γi

T
0

6.2

10

14

E γi

1

e μr

C i (t)dt

F(x)

ここで，

NT2NT2
補②補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5 R6
Ⅴ-1-9-3-2

6.2×10 -14 ：サブマー ジョンモ デルによる換算係数

dis m3 Gy
MeV Bq si
Hγ：核種iのガンマ線の外 部被ばくによる実効線量（Sv）i
Eγ：核種iのガンマ線実効 エネルギ（MeV/dis）μ：空気に対 するガンマ線の線エネルギ吸収係数（3.9×10 -3 /m）ｒ：外部被ば くに係る空間と等価な半球の半径（m）
r

3

3 VS
2π

ＶＳ

：外部被ばくに係る 空間体積（m 3 ） ＊ 1

Ci (t)：時刻ｔにおける緊 急時対策所内の核種ｉの濃度（Bq/m 3 ）：被ばく評 価期間（5.184×10 5 s）[当初 24時間 を除く

Ｔ6日間（24 h〜168 h）]
Ｆ(x)：緊急時対 策所遮蔽による減衰率（−）

ここで，緊 急時対策所滞在時の緊 急時対策所周囲のコンクリー ト 遮 蔽
壁（厚さ49.5 cm ＊ 2 ）に よる減衰率は，その 他エリア内の放射性物 質 の最大濃度を 線源として ，ＱＡＤ−ＣＧＧＰ ２Ｒコードにより計算 し た下表の値を使 用する。
コンクリートの
減衰率
注記

希ガス

7×10 -4

希ガス以外

1×10 -2＊1：緊急時対策 所に滞在する対策要員が外部被ばくの影響 をうける区画として，緊急時対策所 バウンダリ 体積から災害対策本部空調機械室（対策要員 が滞在する 区画と階層が異なり天井等による遮蔽がある 区画）を除 いた体積
（2403.7 m 3 ）を 保守的に切り上げ た値（3000 m 3 ）を設
定

22

＊2：緊急時対策所周囲の遮蔽壁（50 cm）の公称値からマ イナ
ス側許容差（-5 mm）を引いた値を示す。
緊 急 時対策所内に取り込 まれた放射性物質による実効線量の線量計算 条
件を表4−14に示す 。
(c)

評価 結果
放射性雲中 の 放射性物質からのガンマ線に よる緊急時対策所内での 実効線
量を表4−15に示す。

(2)

評価 結果 のま とめ
重大事 故 等時 の緊 急時対策所 の対策要員に及 ぼす実効線量の内訳を表4−16に
示す。

(3)

判断 基準 への 適合 性

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

重大事故等 時の緊 急 時対策所の対 策要員の被ばく評価結果を下表に示す。
これに示す ように ， 重大事故等時 の緊急時対策所の対策要員の実効線量は，7
日間で約35 mSvであ る 。
したがって ，評価 結 果は判断基準 の「対策要員の実効線量が7日間で 100 mSvを
超えないこ と」を満 足 している。

実効線量（ mSv/7日間）
3.5×10 1234.2

酸 素濃 度 及び二酸 化炭素 濃度評価

4.2.1

評 価方針

(1)

評価 の概 要緊急時対策 所加圧 設備による加圧 を実施した場合において，緊急時対策所内の酸素濃度及 び二酸 化炭 素濃度が活動に支 障がない濃度（許容濃度未満）であ る ことを評価す る。
本評価にお ける滞 在人数，評価期 間等は，保守的な結果となるよう設定する。
また，酸素 消費量 ，二 酸化炭素吐出し量 等は，緊急時対策所加圧設備の使用 時 に
緊急時対策 所内にと ど まる要員の活動状況 等を想定し，設定する。

(2)

酸素 及び 二酸 化炭 素濃度許容濃度の設定
緊急時対策所加圧設備による加圧は，希ガス等の放射性物質を含む外気が緊
急時対策所内に侵入しないように実施する防護措置であり，緊急時対策所加圧

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5設備による加圧時は，緊急時対策所出入口扉を閉め，緊急時対策所内を密閉するという限 られた環 境 である。
こ の た め ， 酸 素 及 び二酸化炭素 許容濃度 は，表 4− 18に示す とおり，限 ら れ た
環境下にお ける労 働環 境を規定している 「鉱山保安法施行規則」に定める酸 素 濃
度 及 び 二 酸 化 炭 素 濃 度 許 容 基 準 （ 酸 素 濃 度 ： 19 vol％ 以 上 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 ：1.0 vol％ 以下） に 準拠する。

(3)

酸素 濃度 維持 及び 二酸化炭素濃度抑制に必要な流量の計算
緊急時対策 所等を 加圧し，その圧 力を維持するために必要な流量並びに緊急時対策所内の 酸素濃 度維 持及び二酸化炭素 濃度抑制に必要な流量を計算し，そ の 結果から酸素 濃度及 び二 酸化炭素濃度の評 価を行う。緊急時対策所内の酸素濃 度 及
び 二 酸 化 炭 素 濃 度計 算条件 を表 4− 19に示 す。なお， 計算に使用 する，呼 吸 量 ，
酸素消費量 等は「空 気 調和・衛生工学便覧 」から引用する。
被 ば く 評 価 上 の 緊 急 時対 策所加圧 設備による 加圧時間は， 審査ガイ ドに 基 づ き ，
プルーム通 過中 の10時 間及びプル ーム通過 後の1時間の合計11時間と する。
11時 間 連 続で 緊 急 時 対策所加 圧設備 によ り加 圧した場合 におけ る換 気流 量 ， 酸
素濃度及び 二酸 化炭 素 濃度との関 係は以下 のとおりである。

a．緊急時 対策所 内 の正圧維持につ いて
緊 急 時 対 策 所 建 屋 内に 設置 す る 緊急 時 対 策所 の イ ン リ ーク は ， 周 辺 エ リ ア との 温 度 差 に よ っ て 生 じ る圧 力 差 を 考 慮 すれ ば 良い 。 この イ ン リー ク を 防 止 す るため，緊急 時対 策所 内を周辺エリ アより高 い圧力に加圧する。
緊 急 時 対 策 所 内 の 加 圧 は ， 以 下 に 示 す と お り 約 12.8 Paが 必 要 で あ る た め ，24

緊 急 時 対 策 所 の 加 圧 目 標 は ， 余 裕 を 考 慮 し て 周 辺 エ リ ア よ り ＋ 20 Pa以 上 と する。
(a)

温度 差を考慮 した加圧値
緊急時対策 所 と周辺エリアとの境界壁間に隙間がある場合は，両区 画に温度差がある と， 下 図の圧力分布に 示すように 空気の密度差に起 因して高温区
画の上部か ら低 温 区画へ空気が流 入し，低温 区画の下部から高 温区画へ空気が流れ込む 。
これら各々 の 方向に生じる圧力差の合計⊿ Ｐは次の式で表される。
⊿Ｐ＝（ｐ 2 −ｐ 1 ）×Ｈ
ここで，
ｐ
Ｈ

： 空気密度：緊急時対 策所の階層 高さ
周 辺エ リア （低 温）NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

周辺 エ リア（ 高温 ）したがって ， 緊急時対策所を⊿Ｐだけ加圧 することにより，周辺エ リアと温度差が生 じて も下図の圧力分布 に示すよう に緊急時対策所へのインリークを防ぐこと がで きる。

周辺 エ リア （高温 ）緊 急時 対策 所

空気密度ｐ125

周辺 エ リア （低温 ）重大事故等 時 の緊急時対策所及び周辺エリ アの温度は，外気の気象 観測データ（水戸 地方 気象台の過去の観 測記録）を 基に最高温度を40.0 ℃ ，最低温度を−12.7 ℃とする。緊急時対策所の天井高さは約5.7 mであるた め，以下のとおり 12.8 Pa以上の圧力差があれば温度の影響を受 けたとして も，正圧を維持で きる 。
⊿Ｐ＝{(− 12.7 ℃の乾き空気の密度)−(40.0 ℃の乾き空気の密度 )}×高低 差＝（1.356−1.128）×5.7＝1.30（ kg/m 2 ）≒12.8（Pa）(b)

正圧 維持に必 要な空気供給量
緊急時対策 所 はコンクリートの間仕切りで 区画されることから，壁 の継ぎ
目からのリ ーク はないものとする 。したがっ て，緊急時対策所のリークポテ

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ンシャルは ，ド ア 開口の隙間，壁 貫通部（配 管，ケーブル，ダ クト）である。
イ．ドア開 口 リーク量
気密が要求 される建屋／部屋に使 用されるド アの気密性はＪＩＳＡ

４７０２に て 定義され ている。緊急時対策 所の周辺エリアとの差圧は，＋20 Paを設 計値と しているが，ドアからのリーク量の算出に当たって は， 保
守的に圧力 差 ＋30 Paにおける通気量を用いる。最も気密性の高い等 級A-4のドアでは ， 圧力差＋30 Paにおけるドア面積当たりの通気量が6 m 3 /h・m 2であること か ら（下図 ＪＩＳ

Ａ

４７０ ２

気密性参照），ドアからのリーク量は 以 下の式に より算出できる。
Ｑ ド ア ＝ Ｓ ×6
Ｑ ド ア ： ド アか らのリーク量（m 3 /h）Ｓ： 緊 急時 対策所のドアの面積合計（9.5 m 2 ）

６

26

ロ.

壁貫 通部の リ ーク量
壁貫通部の リーク量は ，原子炉二次格納施 設のリーク率の設計値 を 参考に0.5 回/dayを用いると，以下の式により 算出できる。
Ｑ 貫 通 部 ＝ Ｖ×0.5÷24
Ｑ 貫 通 部 ： 貫通部からのリーク量（ m 3 /h）： 緊急時対策所バウンダリ 体積（3035.1 m 3 ）Ｖ

し た が っ て ， 緊 急時対策所 のリーク量 は以下の式 より約121 m 3 /hと な る 。
Ｑ＝Ｑ ド ア （m 3 /h）＋ Ｑ 貫 通 部 （m 3 /h）＝Ｓ×6＋Ｖ×0.5÷24＝9.5×6＋3035.1×0.5÷24≒121（m 3 /h）
Ｑ:供 給空 気供給量（m 3 /h）b．酸素濃 度維持 に 必要な空気供給 量

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5許容酸素濃 度 は19 vol％以上，滞在人数は 100人，酸素消費量は成人 の呼 吸
量（静座時 ）と し， 許容酸素濃度 以上に維 持できる空気供給量は以下のとおり
である。

Ｑ＝

Ｇ a ×Ｐ
Ｋ−Ｋ 0

×100＝

−0.02184×100
19.00−20.95

×100≒112 m 3 /h

Ｇ a ：酸 素 発生量 （-0.02184 m 3 /h/人）
Ｐ ：人 員 （100人）
Ｋ 0 ：供 給 空気中 酸素濃度（20.95 vol％）Ｋ ：許 容 最低酸 素濃度（19.00 vol％）c.

二酸化 炭素濃度 抑 制に必要な空気供給 量
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は 1.0 vol％ 以 下 ， 空 気 中 の 二 酸 化 炭 素 量 は 0.03 vol％ ，滞在人数100人の二 酸化 炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業 時（極軽作業）の量 とし， 許 容二酸化炭素 濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである 。

Ｑ＝

Ｇ a ×Ｐ
Ｋ−Ｋ 0

×100＝

0.022×100
1.0−0.03

×100＝227 m 3 /h

Ｇ a ：二 酸化炭素発生量 （0.022 m 3 /h/人）
Ｐ ：人 員（100人）
Ｋ 0 ：供 給空気中二酸化 炭素濃度（0.03 vol％）Ｋ ：許 容最高二酸化炭 素濃度（1.0 vol％）27

また，緊急 時対 策所加圧設備運転 時間はプル ーム放出時間の10時間に，プルーム通過後 の緊急 時 対策所加圧設 備から緊急時対策所非常用換気設備への切替時間として 余裕を み て2時間を加え，さらに2時間の余裕を持たせて 14時間分とする。14時 間後の 時 点で二酸化炭 素濃度が1.0 vol％を超えない空気 供給量は
約150 m 3 /hとな る。
Ｑ

Ｋ t ＝Ｋ 0 ＋（ Ｋ 1 −Ｋ 0 ） ×ｅ − Ｖ × ｔ ＋Ｇ a ×
Ｐ＝ Ｋ 1 −Ｋ 0 −Ｇ a ×
Ｑ

Ｐ
Ｑ

Ｑ

1−ｅ −Ｖ × ｔ

ＱＰ×ｅ − Ｖ×ｔ ＋ Ｋ 0 ＋Ｇ a ×
Ｑ

Ｋ t ：ｔ 時間後の二酸化 炭素濃度（vol％）Ｋ 1 ：緊 急時対策所内初 期二酸化炭素濃度（ 0.5 vol％）NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

Ｋ 0 ：供 給空気中二酸化 炭素濃度（0.03 vol％）Ｇ a ：二 酸化炭素発生量 （0.022 m 3 /h/人）
Ｐ ：人 員（100人）
Ｑ ：空 気供給量（m 3 /h）
Ｖ ：緊 急時対策所バウ ンダリ体積（3035.1 m 3 ）

4.2.2
(1)

評 価結果
酸素 濃度 維持 及び 二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
緊急時対策 所を正 圧 維持するため に必要な空気供給量は約121 m 3 /hであり，また，酸素濃 度維持に 必 要な空気供給量は約 112 m 3 /h，二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給 量は約150 m 3 /hである。緊急時対策所加圧設備からの空気供給量は ，これらに余 裕を見た 160 m 3 /hとすれ ば，緊急時対策所加圧設備による加圧11時間後の酸素濃 度は約20 vol％，二酸化炭素濃 度は約0.9 vol％となり，被 ばく評価
上の緊急時 対策所加圧設備による加圧時間である11時間 においても，緊急時対 策
所内の正圧 維持並び に 酸素濃度及び二酸化 炭素濃度を維持・抑制するための 条 件（限られた 労働環境 に おける許容酸素濃度 19 vol％以上及び許容二酸化炭素 濃度
1.0 vol％ 以下） を 満足することが できる。
緊急時対策 所加圧 設備を使用した 場合における緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭 素濃度の 推 移を図4−14に示す。

(2)

必要 空気 ボン ベ個 数
必要な空気 ボンベ 個 数は，1個当たりの空 気容量が46.7 Lのもので， 使用量を7.15 m 3 /個とし た場合 ，320個程度となる。この個数は，被ばく評 価上の放射性28

物質の放出 継続時間 10時間に余裕を加え， 14時間の緊急時対策所の加圧を可 能 とNT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5する容量で ある。

29

4.3

緊急 時対策所 の居 住性評価のまとめ
緊急時対策 所 の居住 性 を 確保するための設 備を考慮して被ばく評価並びに酸素 濃度
及び二酸化 炭素 濃度 評 価を 行い， その結果， それぞれ判断基準を満足している こ とかNT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ら，緊急時 対策 所の 居 住性 を確保 できると評 価する。

30

5.

熱除去 の検討
熱除去の検 討で は， 伝 熱理 論に基 づいた解析 手法により遮蔽体中の温度上昇が 最 も厳しい箇所に おいて 評 価 する 。

5.1

緊急 時対策所 遮蔽 壁入射線量の設定方法
緊急時対策 所 遮蔽の 表 面 に入射するガンマ 線は，直接ガンマ線，スカイシャイ ンガ
ンマ線，ク ラウ ドシ ャ イン 及びグ ランドシャ インがある。緊急時対策所遮蔽体 を 透過するガンマ 線は グラ ン ドシ ャイン が支配的で あることから，遮蔽体表面に入射 す るガンマ線とし てグ ラン ド シャ インの 入射線量を 設定する。
評価点は入 射線 量が 最 大 となる緊 急時対策 所中心の天井上面とする。

5.2

温度 上昇の計 算方 法
遮蔽体は主 に コンク リ ー トで構成されてお り，評価上，コンクリートのみとし て評
価する。

NT2
R5
NT2補②
補② Ⅴ-1-9-3-2
Ⅴ-1-9-3-2 R5

重大事故等 時 におけ る7日間積算のグランドシャイン線源に基づく， 緊急時対策 所
遮蔽壁への 入射 線量 は 約1.5×10 2 Gyであり， 当該入射線量から緊 急時対策所遮 蔽壁
表面の7日 間積算の ガ ン マ発熱量を求めると，約3.1×10 -4 kJ/cm 3＊ 1 となる。これ による温度上昇 は次 式で 算 出す る。

⊿Ｔ＝Ｑ×1000/（ｃ･ρ）⊿Ｔ ： 温度上昇 （℃）
Ｑ：7日 間積 算のガンマ発 熱量（約3.1×10 -4 kJ/cm 3 ）ｃ：コンクリ ートの比熱（1.05 kJ/（㎏･℃ ）） ＊ 2

ρ：コンクリ ートの密度（2.1 g/cm 3 ）これより， 緊 急時対 策 所 遮蔽の外側及び内 側表面の熱伝達を保守的に断熱状態 としても，遮蔽 体（ コン ク リー ト）の 温度上昇は0.1 ℃以下となる。

注記＊ 1： 入射 線 量及 びコ ンクリート の密度より 算出（1.5×10 2 （J/kg）×2.1（g/cm 3 ））＊2：2007年制定

5.3

コン クリート標準示方書

構造性能照査編，土木 学会

温度 上昇のま とめ
緊急時対策 所 のコン ク リ ート遮蔽体表面で のガンマ線による温度上昇は0.1 ℃ 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（内部最高温度177 ℃／
周辺最高温 度149 ℃ ） 以下 である ことを確認 した。
31

第4−1表NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

項目

大気中への 放出放射能量評価条 件（1／2）
評価条件

選定理由

評価事象

東京電力ホ ールディン グス
株式会社福 島第一原子 力発電所事故と 同等

審査ガイドに示された とおり設定

初期濃縮度

3.8 ％

９×９燃料炉心のＵ−235初期濃縮 度

炉心熱出力3293 MWt

定格熱出力

炉心比出力

26 MW/t

熱出力に基づく炉心比 出力

運転時間

1サイクル 当たり
10,000時間 （416日）

1サイクル13ヶ月（約395日）を考慮し
て設定

取替炉心の
燃料装荷割 合炉内蓄積量

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
希ガス類： 8.7×10 18 Bq
よう素類： 1.0×10 19 Bq
Ｃｓ類 ： 1.1×10 18 Bq
Ｔｅ類 ： 4.8×10 18 Bq
Ｂａ類 ： 9.9×10 18 Bq
Ｒｕ類 ： 1.8×10 19 Bq
Ｃｅ類 ： 5.7×10 19 Bq
Ｌａ類 ： 3.2×10 19 Bq（核種毎の 炉内蓄積量 を核種グループ 毎に集約し て記
載）

32

取替炉心の燃料装荷割 合に基づき設定「単位熱出力当たりの 炉内蓄積量（24時間減衰値））（Bq/MW）」×「3293MW（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 （10,000時間）で算出したＡＢＷＲの サイクル末期の値を使用）

第4−1表項目

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5放射性物質 の
大気中への放出割合

大気中への 放出放射能量評価条 件（2／2）
評価条件

選定理由
審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(1)a. 事故直前の炉内蓄積量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定する。
希ガス類：97 ％
よう素類：2.78 ％（ＣｓＩ：95 ％，無機よう素：4.85 ％，有機よう素：0.15 ％）（NUREG-1465を参考に設定）
Ｃｓ類：2.13 ％Ｔｅ類：1.47 ％Ｂａ類：0.0264 ％Ｒｕ類：7.53×10 -8 ％Ｃｅ類：1.51×10 -4 ％Ｌａ類：3.87×10 -5 ％希ガス類： 97 ％
よう素類： 2.78 ％Ｃｓ類：2.13 ％Ｔｅ類：1.47 ％Ｂａ類：0.0264 ％Ｒｕ類：7.53×10 -8 ％Ｃｅ類：1.51×10 -4 ％Ｌａ類：3.87×10 -5 ％粒子状よう 素：95 ％よう素の形 態

無機よう素 ：4.85 ％同上

有機よう素 ：0.15 ％放出開始時 刻24時間後

放出継続時 間

10時間

事故の
評価期間

7日間

審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(4)a. 放射性物質の大気への放出開始時刻は，事故（原子炉スクラム）発生24時間後と仮定する。
審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(4)a. 放射性物質の大気中への放出継続時間は，保守的な結果となるように10時間と仮定する。
審査ガイドに示されたとおり設定
3. 判断基準は，対策要員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。

33

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

表4−2

放 射性物質の 炉内蓄積量

核 種
グループ

単位熱出力当たりの炉心内蔵 量（Bq/MW）

炉内蓄積量（24時間減衰値）
（Bq）

希ガス類

6.6×10 15

8.7×10 18

よう素類

8.6×10 15

1.0×10 19

Ｃｓ類

3.4×10 14

1.1×10 18

Ｔｅ類

2.4×10 15

4.8×10 18

Ｂａ類

7.3×10 15

9.9×10 18

Ｒｕ類

7.3×10 15

1.8×10 19

Ｃｅ類

2.3×10 16

5.7×10 19

Ｌａ類

1.7×10 16

3.2×10 19

表4−3放射性物質の 大気中 への放出 量
炉内蓄積量（24時間減衰値）

大気中 への
放出量

（Bq）

（Bq）

希ガス類

8.7×10 18

8.4×10 18

よう素類

1.0×10 19

2.9×10 17

Ｃｓ類

1.1×10 18

2.4×10 16

Ｔｅ類

4.8×10 18

7.1×10 16

Ｂａ類

9.9×10 18

2.6×10 15

Ｒｕ類

1.8×10 19

1.3×10 10

Ｃｅ類

5.7×10 19

8.7×10 13

Ｌａ類

3.2×10 19

1.2×10 13

核 種
グループ

34

表4−4

炉内蓄積量
（24時間減衰値）

原子炉建屋内の積算
崩壊数 ＊

（Bq）

（Bq･s）

希ガス類

8.7×10 18

7.3×10 22

よう素類

1.0×10 19

4.0×10 23

Ｃｓ類

1.1×10 18

1.0×10 23

Ｔｅ類

4.8×10 18

1.2×10 23

Ｂａ類

9.9×10 18

1.6×10 23

Ｒｕ類

1.8×10 19

7.5×10 21

Ｃｅ類

5.7×10 19

2.7×10 22

Ｌａ類

3.2×10 19

1.9×10 22

核 種
グループ

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

原子炉建屋内の放射性物 質の存在 量

注記＊： 事 故発生後7日間（当初24時間を除く6日間）の積算崩壊数を示す。

35

表 4− 5

重大事故等時の緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に使用する
大気拡散評価条件

項

目

評価条件

考

点

緊急時対策所外壁

原子炉建屋外壁に対して最近接点とする。

放 射 性 物 質 の 放 出 源

原子炉建屋外壁

緊急時対策所外壁に対して最近接点とする。

放 出 源 の 有 効 高 さ

地上放出を仮定

−実 効 放 出 継 続 時 間

10 時 間

−

評

310 m

−

建屋の影響あり

−

評

価

価

距

離

建屋による巻き込み効果
NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

備

評
価
方
位
（同一方 位 と見 なす 方 位 ）ENE ， E（2 方位）

建屋の風 向 方向 の投 影 面 積

3000 m 2

建 屋 の 形 状 係 数

0.5

気

象

デ

ー

タ

2005 年 4 月 〜 20 06 年 3 月までに観測された地表付
近 を 代 表 す る 地 上 高 10 m
（ 標 高 18 m） 地 点 の 風
向，風速データを使用

36

放出源から評価点までの距離がある程度確保されていること か ら ， 建 屋 ＋ 0.5L の 範 囲 を包絡する方位を対象とする（ 図 4− 2 参 照 ） 。
建屋投影面積は小さい方が厳しい結果となるため，対象となる方位の投影面積の中で最小面積（原子炉建屋，短手方向）となる南（北）方向の断面積を切り下げた数値を全ての方位の計算の入力として共通 に 適 用 す る （ 図 4− 3 参照）。
気象指針どおり。
建屋影響を受ける大気拡散評
価を行うため地上風（地上高10 m ） の 気 象 デ ー タ を 使 用
過 去 10 年 間 の 気 象 状 態 と 比較して異常がなく，気象デー
タ の 代 表 性 が 確 認 さ れ た 2 00 5
年 4 月 〜 200 6 年 3 月 の 1 年 間の気象データを使用

表 4− 6

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャイン

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

ガンマ線評価用 7 日間積算線源強度
群

エネルギ（ Me V）

ガンマ線積算線源強度
（−）

群

エネルギ
（ Me V）

ガンマ線積算線源強 度
（−）

1

0.01

1.9×10 2 2

22

1.5

1.5×10 2 2

2

0.02

2.1×10 2 2

23

1.66

1.6×10 2 1

3

0.03

9.9×10 2 2

24

2.0

3.3×10 2 1

4

0. 04 55.0×10 2 2

25

2.5

2.1×10 2 1

5

0.06

1.0×10 2 2

26

3.0

1.1×10 2 0

6

0.07

6.7×10 2 1

27

3.5

2.4×10 1 7

7

0. 07 55.9×10 2 1

28

4.0

2.4×10 1 7

8

0 .1

2.9×10 2 2

29

4.5

6.4×10 1 1

9

0.15

1.7×10 2 2

30

5.0

6.4×10 1 1

10

0.2

4.4×10 2 2

31

5.5

6.4×10 1 1

11

0.3

8.8×10 2 2

32

6.0

6.4×10 1 1

12

0.4

1.3×10 2 3

33

6.5

7.4×10 1 0

13

0.45

6.5×10 2 2

34

7.0

7.4×10 1 0

14

0.51

9.3×10 2 2

35

7.5

7.4×10 1 0150.51 2

3.1×10 2 1

36

8.0

7.4×10 1 0

16

0.6

1.4×10 2 3

37

10.0

2.3×10 1 0

17

0.7

1.5×10 2 3

38

12.0

1.1×10 1 0

18

0.8

6.7×10 2 2

39

14.0

0.0

19

1.0

1.3×10 2 3

40

20.0

0.0

20

1.33

3.0×10 2 2

41

30.0

0.0

21

1.34

9.2×10 2 0

42

50.0

0.0

37

表4−7

原子炉建 屋内 の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイ シャイン
ガンマ線に よ る実効線量
被ばく経路

実 効 線 量 （ m Sv/7日 間 ）直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線

1.1×1 0 - 3

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

表4−8放射性雲 中の放射性物質からのガンマ線による実 効 線 量
被ばく経路

実 効 線 量 （ m Sv/7日 間 ）クラウドシャイン

4.9×1 0 - 2

表 4− 9
項

目

評価条件

地表面への
沈着速度

注記

地表面への沈着速度の条件
備

エ ア ロ ゾ ル ： 1. 2 cm /s
無 機 よ う 素 ： 1. 2 cm /s
有 機 よ う 素 ： 4. 0×10 - 3 c m/s
希ガス
：沈着無し

考

線 量 目 標 値 評 価 指 針 ＊ 1を 参 考 に ，
湿性沈着を考慮して乾性沈着速度（ 0. 3 cm/s） の 4倍 を 設 定
エアロゾル及び無機よう素の乾性
沈 着 速 度 は N URE G/CR- 4551 Vol 2 ＊ 2より設定
有機よう素のの乾性沈着速度はNRPB -R322 ＊ 3 よ り 設 定＊1：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（原子力安全委員会）＊2：米国 NUREG/CR-4551 Vol.2 “ Evaluation of Severe Accident
Risks:Quantification of Major Input Parameters ” , Fabruary 1994
＊3：NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Mpdelling Liaison Committee Annual
Report38

表4−10大気中 に放出された放射 性物質の地表面沈着濃度
大気中 への放出量

地表面沈着濃度（7日間積算値）（Bq）（Bq･s/m 2 ）よう素類

2.9×10 17

7.9×10 16

Ｃｓ類

2.4×10 16

1.6×10 16

Ｔｅ類

7.1×10 16

2.5×10 16Ｂａ類

2.6×10 15

1.5×10 15

Ｒｕ類

1.3×10 10

4.9×10 9

Ｃｅ類

8.7×10 13

3.2×10 13

Ｌａ類

1.2×10 13

6.2×10 12

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

核 種
グループ

39

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

表 4 − 11

グランドシャイン評価用7日間積算線源強度

群

エネルギ（ Me V）

ガンマ線積算線源強度（ cm - 2 ）群エネルギ（ Me V）

ガンマ線積算線源強 度（ cm - 2 ）

1

0.01

1.1×10 1 1

22

1.5

2.7×10 1 1

2

0.02

1.2×10 1 1

23

1.66

2.2×10 1 0

3

0.03

1.7×10 1 2

24

2.0

4.6×10 1 04

0. 04 5

3.7×10 1 1

25

2.5

4.4×10 1 0

5

0.06

1.9×10 1 1

26

3.0

9.4×10 8

6

0.07

1.2×10 1 1

27

3.5

7.9×10 3

7

0. 07 5

2.3×10 1 0

28

4.0

7.9×10 3

8

0 .1

1.2×10 1 1

29

4.5

2.1×10 - 2

9

0.15

1.1×10 1 1

30

5.0

2.1×10 - 2

10

0.2

8.0×10 1 1

31

5.5

2.1×10 - 2

11

0.3

1.6×10 1 2

32

6.0

2.1×10 - 2

12

0.4

2.5×10 1 2

33

6.5

2.4×10 - 3

13

0.45

1.2×10 1 2

34

7.0

2.4×10 - 3

14

0.51

1.6×10 1 2

35

7.5

2.4×10 - 3

150.51 2

5.5×10 1 0

36

8.0

2.4×10 - 3

16

0.6

2.4×10 1 2

37

10.0

7.4×10 - 4

17

0.7

2.7×10 1 2

38

12.0

3.7×10 - 4

18

0.8

1.2×10 1 2

39

14.0

0.0

19

1.0

2.4×10 1 2

40

20.0

0.0

20

1.33

5.7×10 1 1

41

30.0

0.0

21

1.34

1.7×10 1 0

42

50.0

0.0

表4−12

グラン ドシャインによる 実効線量

被ばく経路

実 効 線 量 （ mSv/7日 間 ）グランドシャイン

1.8×10 - 1

40NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

表 4− 13

緊急時対策所の換気設備条件

41

表4−14項目

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

線量換算
係数

線量計算条件

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 ＊ 1 ，72 ＊ 2 に基づく

ICRP
Publication
71 ＊ 1 ，72 ＊ 2 に
基づく

備

考

−

被ばく評価手法（内規 ）7.3.3(4) 吸入摂取に よ る
運転員の内部被ばく線 量は，次のとおり計算す る 。

：よう素の吸入摂取 の 内
部被ばくに よる実効 線量（Sv）：呼吸率（成人活動時）
呼吸率
1.2 m 3 /h
3（m /s）：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）：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/m 3 ）：計算期間（30日間 ）（S）
注記 ＊1：ICRP Publication 71, "Age-dependent Doses to Members of the Publicfrom Intake of Radionuclides - Part 4 Inhalation Dose Coefficients",
1995＊2：ICRP Publication 72, "Age-dependent Doses to Members of the Publicfrom Intake of Radionuclides - Part 5 Compilation of Ingestion andInhalation Dose Coefficients" , 1996
＊3：発電 用軽水型 原子 炉施設の安全評価に関する審査指針（平成2年8月30日 原 子
力安全委員 会 決定，平 成13年3月29日一部改訂）
成人活動時の呼吸率を設定
安全評価審査指針 ＊ 3 及びICRP
Publication
71 ＊ 1 に基づく

42

表4−15外気から 室内に取り込まれた放射性物質による実 効 線 量
実効線量（mSv/7 日 間）

ガンマ線に よる外部被 ばく

2.3×10 1吸入による 内部被ばく

1.1×10 1

合

表4−16

3.5×10 1

計

重大事故 等 時の緊急時対策所の対策要員の実効 線量の内訳

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

実効線量（mSv/7日間）
外部被ばく

内部被ばく

合

計

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被ばく

1.1×10-3−

1.1×10-3放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく

4.9×10-2−

4.9×10-2

外気から室内に取り込まれた放射性物質による被ばく

2.3×101

1.1×10

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

1.8×10-1−

1

1.1×10合計

2.4×10431

3.5×10

1.8×10

1

1-1

3.5×101

表4−17

緊急時対策所非常用フィルタ装置除去効率一覧

名称種類

緊急時対策所非常用 フィルタ装置−

高性能粒子フィルタ

単体除去効 率％99.97以上(0.15 μm粒子)

総合除去効 率 ＊％99.99以上(0.5 μm粒子)

効率

よう素用チャコールフィ ルタ
99.75以上(相対湿度70 ％，温度10℃において)99.75以上(相対湿度70 ％，温度10℃において)

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

注記＊：フ ィルタ前 置 ・後置直列の除去効 率

表4−18
項

酸素及び二酸化炭素許容濃度

目

許 容 濃 度備

酸素濃度

19 vol％以上「鉱山保安法施行規則」を準拠（鉱山労働者が作業し，又は通行 する坑内 は ，
当該濃度以下とする通気の確保を 要求）

二酸化炭素 濃 度

1.0 vol％以下「鉱山保安法施行規則」を準拠（鉱山労働者が作業し，又は通行 する坑内 は ，
当該濃度以下とする通気の確保を 要求）

44

考表4−19緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度計算条件

項

目

評価条件

設 定 理 由

人

数

100 人

プルーム通過時に緊急 時対策所にとどまる要員数に余裕を 見て設定

3035.1 m 3

緊急時対策所等を加圧 する範囲のバ
ウンダリ体積として設 定（緊急時対策所（災害対策本部， 宿泊・休憩室），食料庫及び災害 対策本部空調
機械室の体積を合計し た数値）

評価期間

14 時間

プル−ム放出時間の10時間に，プル−ム通過後の緊急時 対策所加圧設備から緊急時対策所非 常用換気設備への切替時間として余 裕を見て2時間を加え，さらに2時間の余裕を持たせて14時間分とし， 緊急時対策所
を14時間正圧維持でき る空気供給量

空気流入

なし

保守的な評価となるため考慮しない

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5
NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R7

体積（緊急時対 策所
バウンダリ 体積 ）初期酸素濃 度

備

考

図4−13
参照

緊急時対策所加圧設備による加圧
20.51 vol％ 前の緊急時対策所の外 気取入量を基に設定
0.5 vol％

緊急時対策所加圧設備による加圧
前の緊急時対策所の外 気取入量を基
に設定

酸素消費量

21.84 L/h

「空気調和・衛生工学便覧」より
1人当たり準備を含む現場作業対 応がないための消費量「静座」より引用

二酸化炭素 吐出し 量

22 L/h「空気調和・衛生工学便覧」より
1人当たり準備を含む現場作業対 応がないための吐出し量「極軽作業」より引用

初期二酸化 炭素濃 度45NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価

大気拡散の評価
相対濃度及び相対線量

大気中への放出量の評価
放射性物質の施設内分布

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の評価

46

④

室内での
被ばく

外気から緊急時対策所内へ取り込まれた放射性物質による被ばく
○ガンマ線
○吸入摂取
（室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）②③
大気中に放出された放射性物質のガ
ンマ線による緊急時対策所内での被ばく○ガンマ線（地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線も含む）

実効線量の合計値

図4−1

重大事故等時の緊急時対 策所の対策 要員の被ば く経路①
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時対策所内での被ばく○スカイシャインガンマ線○直接ガンマ線

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

47
図4−2

重大事故等時 の評価方位NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

48
図4−3

原子炉建屋断面積（投影 面積）NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

49
図4−4

緊急時対策所 被ばく評価時の直接 ガンマ線評価モ デル（ 1／ 3）

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

50
図4− 4

緊急時対策所被ばく評価 時の直接ガンマ線評価モデル （ 2／ 3）

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4− 4

緊 急時対策 所 被ばく評価 時の直接ガンマ線評価モデル（3／3）
51

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4− 5

緊 急時対策 所 被ばく評価時のスカ イシャインガンマ線評価モデル

52

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図4−6

緊急時対策所被ばく評価時の直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線評価モデル
53

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4− 7

グランドシ ャイン評価モ デル （1／2）
54NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4− 7

グランドシ ャイン評価モ デル （2／2）

55

NT2 補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5
NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
R656
図 4− 8

緊急時対策所非常用換気設備構成図

NT2 補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5
NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
R657
図 4− 9緊急時対策所非常用換気設備構成図（緊対建屋加圧モード）

NT2 補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5
NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
R658
図 4 − 10

緊急時対策所非常用換気設備構成図（災害対策本部加圧モー ド）NT2 補②
Ⅴ-1-9-3-2
R5
NT2 補②Ⅴ-1-9-3-2
R659
図 4 − 11

緊急時対策所非常用換気設備構成図（緊対建屋浄化モード）

緊急時対策所非常用フィルタ装置概略図

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4 − 1260

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5

図 4 − 13

緊急時対策所のバウンダリ体積61

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R5（vol％）（vol％）

図 4− 14

緊急時対策所内酸素濃度及び二酸化炭素濃度推移

62

別添1

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

緊急時対策所非常用フィルタ装置のフィルタ除去性能の維持について

緊急時対策 所非 常用 フィルタ装置 のフィル タ除去性能の維持について

緊急時対策 所非常 用 フ ィル タ装置 は，除去効率（性能）を維持するよう，十分な保 持容
量及び吸着 容量を有 す る設計とするととも に，フィルタに付着する核分裂生成物の崩壊 熱により性能 が低下し な い設計とする。

1.

フィル タ捕集量
緊急時対策 所非 常用 フ ィル タ装置 のフィルタ 捕集量は，別添表−1に 示す炉心内 蓄積
質量及び別 添図− 1に示 す過程による評価の結果，放射性微粒子量は 約1.0×10 -1 g，よう素量は約 1.8×10 -2 gである。
高性能粒子 フィ ルタ の 粉塵 保持容 量は，375 g/枚であり，高性能粒子フィルタの 枚数
は，8枚/基 のうち チ ャ コー ルより 前置している枚数は4枚/基となり，保持容量は1500 gとなる。

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

よう素用チ ャコ ール フ ィル タの保 持容量は， 保守的に考え保持容量の小さいヨ ウ 化カ
リウム添着 炭の100 μg/gを保持できるものとする。活性炭充填量は17.3 kg/トレイであり，18 トレイ/基 設 置し ている ため，保持容量は31.14 gとなる。
緊急時対策 所非 常用 フ ィル タ装置 の捕集量並 びに保持容量及び吸着容量を別添 表 −2
に示す。

2.

フィル タに付着 し た核分裂生成物崩壊 熱による温度上昇(1) フィル タ に付着 し た核分裂生成物崩壊 熱による発熱量
フィルタの 発 熱量Ｑ F は，線量評価における割合で大気に放出され た核分裂生 成物（希ガス除 く） が， 緊 急時 対策所 非常用フィ ルタ装置のフィルタにより全量捕 集 されるものとし ，フ ィル タ に蓄 積する 最大放射能 とアルファ線，ベータ線及びガン マ 線の全吸収エネ ルギ を乗 じ て全 吸収に よる発熱量 Ｑ Ｆ を下式により計算する。
フィルタに 蓄 積する 最 大 放射能及び最大発 熱量を別添表−3に示す。

Ｑ Ｆ ＝ q F ×（ アルファ 線 全吸収エネルギ＋ベータ線全吸収 エネルギ
＋ガンマ線 全吸 収エネルギ）×1.6×10 − 19
q F ＝∫ Ｔ q 1 (t)・χ／ Ｑ ・Ｌ Ｆ ・Ｆ(t) dt
ここでqＦ：フ ィルタ に蓄積する 最大放射能（Bq）

q 1 (t)： 事故後t時間に おける放出量（Bq）
χ／Ｑ：緊 急時対 策 所における相 対濃度（s/m 3 )Ｌ Ｆ ：送 風機稼 動中の風量 （900 m 3 /h）Ｆ(t)：減 衰率（Ｏ ＲＩ ＧＥＮ２により計算）
別添1-1

Ｔ

：送風機稼 動 時間（h）

以上からＱ Ｆ ＝約2.1 Wとなり，保守的に10 Wとして温度評価を行う 。

(2) フィル タに付 着 し た核 分裂生 成物崩壊熱による温度上昇
崩壊熱によ る発熱 量 （ Ｑ Ｆ ＝10 W） と，非常用フィルタ装置（ケーシング）の 放熱
量ｑがバラ ン スする と き の温度上昇を求め る。
ケーシング からの放 熱 量ｑは一般的に下式 により求めら れる。
ｑ＝Ｋ×Ａ×⊿Ｔ
ここで⊿Ｔ ：ケーシン グ の上昇温 度（℃）
Ｋ

：熱貫流率 （ 約4.5 W/ (m 2 ・℃）)
（Ｋ＝ｌ/（１/α ｉ ＋ｄ/λ＋１/α。）

α ｉ ：表面熱伝 達 率（内側 ）（9 W/ (m 2 ・℃））

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4α。 ：表面熱伝 達 率（外側 ）（9 W/ (m 2 ・℃））ｄ：ケーシン グ 板厚（0.006 m)

λ：ケーシン グ 熱伝達率 （16.3 W/（m・℃））

Ａ：ケーシン グ 伝熱面積 （36 m 2 )こ の 式 と ， 発 熱 量 と 放 熱 量の バ ラン ス（Ｑ Ｆ ＝ ｑ）よ り， ⊿Ｔ≒ 6.2×10 -2 ℃ と な る 。

緊急時対策 所非常用 フ ィルタ装置のフィル タに付着する 核分裂生成物の量は， 「フィルタ捕集 量 」より 約1.2×10 -1 gで あり，この 核分裂生成物の発熱量 とフィルタ ユニット（ケー シ ング） か ら屋外への放熱量と のバランスを考慮すると，核分裂生 成物による温度上 昇 は約6.2×10 -2 ℃と なり，温度上昇は殆どない。
フィルタ装 置の使用 可 能温度は設計上35 ℃であること及び核分裂生 成物による 温度上昇は殆 ど ないこ と から，除去効率（性 能）が低下することはない。

別添1-2

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

別添表−1

別添表−2

炉心内蓄積量（安定核種を含む）

核種グルー プ

炉心内蓄積量(kg)

よう素類

2.4×10 1

Ｃｓ類

1.5×10 2

Ｓｂ類

3.2×10 -2

Ｔｅ類

5.9×10 -1

Ｓｒ類

6.8×10 1

Ｂａ類

2.2×10 0

Ｒｕ類

1.9×10 1

Ｃｅ類

8.0×10 2

Ｌａ類

2.8×10 1

合計

1.1×10 3

緊急時 対 策 所非常用フィルタ装置の捕集量並 びに保持容 量及び吸着容 量（1段当たり）

注記

捕集量

保 持 容 量 /吸 着 容 量 ＊放射性微粒 子1.0× 10 - 1 g

15 00 gよう素

1.8× 10 - 2 g

31.14 g

＊ ： 緊 急 時 対 策 所 非 常用フ ィル タ 装置 の保 持容量 （高性 能 粒 子フ ィルタ ）及び吸着容 量（よう素 用チャコールフィル タ）

別添1-3

別添表−3核種

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

I-131
I-132
I-133
I-134
I-135
Rb-86
Cs-134
Cs-136
Cs-137
Sb-127
Sb-129Te-127
Te-127m
Te-129Te-129m
Te-131m
Te-132
Sr-89
Sr-90
Sr-91
Sr-92
Ba-139Ba-140
Co-58
Co-60
Mo-99
Tc-99m
Ru-103
Ru-105
Ru-106
Rh-105
Ce-141
Ce-143Ce-144
Np-239Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Y-90
Y-91
Y-92
Y-93
Zr-95
Zr-97
Nb-95
La-140La-141
La-142Pr-143
Nd-147
Am-241
Cm-242
Cm-244

注記

フィ ルタに蓄積する最 大放射能及び最大発熱量

蓄積放射能量(Bq)
2.2×10 12
2.7×10 12
2.0×10 12
1.6×10 4
2.3×10 11
4.4×10 9
3.1×10 11
8.0×10 10
2.5×10 11
8.8×10 10
4.3×10 99.2×10 10
7.4×10 9
3.5×10 10
4.0×10 10
1.5×10 11
1.4×10 12
2.3×10 10
2.3×10 9
3.6×10 9
2.4×10 7
5.5×10 4
4.0×10 10
1.9×10 3
8.0×10 2
9.1×10 4
8.6×10 4
9.7×10 4
8.0×10 2
3.4×10 4
4.0×10 4
2.2×10 8
1.1×10 8
1.7×10 8
1.7×10 9
3.5×10 5
4.5×10 4
5.0×10 4
1.8×10 7
3.5×10 6
4.4×10 7
6.4×10 5
7.4×10 6
5.8×10 7
1.8×10 7
5.9×10 7
6.2×10 7
4.2×10 5
2.9×10 2
5.1×10 7
2.1×10 7
5.6×10 3
1.8×10 6
1.1×10 5

アルファ線
エネルギ＊
(eV)

5.5×10 6
5.1×10 6
5.2×10 6
1.2×10 2

5.5×10 6
6.1×10 6
5.8×10 6

ベータ線
エネルギ＊
(eV)
1.9×10 5
4.9×10 5
4.1×10 5
6.3×10 5
3.4×10 5
6.7×10 5
1.6×10 5
1.3×10 5
2.5×10 5
3.1×10 5
4.0×10 5
2.2×10 5
7.6×10 4
5.4×10 5
2.7×10 5
1.6×10 5
9.7×10 4
5.8×10 5
2.0×10 5
6.5×10 5
2.0×10 5
9.0×10 5
3.2×10 5
3.4×10 4
9.7×10 4
3.9×10 5
1.5×10 4
6.7×10 4
4.1×10 5
1.0×10 4
1.5×10 5
1.7×10 5
4.3×10 5
9.1×10 4
2.6×10 5
1.1×10 4
7.5×10 3
1.1×10 4
5.2×10 3
9.3×10 5
6.0×10 5
1.5×10 6
1.2×10 6
1.2×10 5
7.1×10 5
4.5×10 4
5.4×10 5
9.6×10 5
8.7×10 5
3.2×10 5
2.7×10 5
3.7×10 4
9.6×10 3
7.9×10 3

ガンマ線
エネルギ＊
(eV)
3.8×10 5
2.3×10 6
6.1×10 5
2.6×10 6
1.6×10 6
9.3×10 4
1.6×10 6
1.4×10 6
5.9×10 5
6.9×10 5
1.4×10 6
4.9×10 3
1.1×10 4
6.2×10 4
3.7×10 4
1.4×10 6
2.3×10 5
0.0
0.0
7.1×10 5
1.3×10 6
4.6×10 4
1.8×10 5
9.7×10 5
2.5×10 6
1.5×10 5
1.3×10 5
5.0×10 5
7.4×10 5
0.0
7.7×10 4
7.7×10 4
2.8×10 5
1.9×10 4
1.8×10 5
2.1×10 3
1.1×10 3
1.9×10 3
1.8×10 0
1.3×10 0
3.1×10 3
2.5×10 5
9.6×10 4
7.3×10 5
1.9×10 5
7.6×10 5
2.3×10 6
2.7×10 4
2.4×10 6
9.0×10 -3
1.4×10 5
2.9×10 4
2.0×10 3
1.7×10 3

発熱量(W)
2.0×10 -1
1.2×10 0
3.2×10 -1
8.2×10 -9
7.2×10 -2
5.3×10 -4
8.5×10 -2
2.0×10 -2
3.4×10 -2
1.4×10 -2
1.2×10 -3
3.4×10 -3
1.0×10 -4
3.4×10 -3
2.0×10 -3
3.8×10 -2
7.5×10 -2
2.2×10 -3
7.3×10 -5
7.9×10 -4
6.0×10 -6
8.3×10 -9
3.2×10 -3
3.0×10 -10
3.3×10 -10
7.9×10 -9
2.0×10 -9
8.7×10 -9
1.5×10 -10
5.4×10 -11
1.5×10 -9
8.6×10 -6
1.3×10 -5
3.0×10 -6
1.2×10 -4
3.0×10 -7
3.7×10 -8
4.1×10 -8
1.5×10 -8
5.2×10 -7
4.3×10 -6
1.7×10 -7
1.5×10 -6
7.9×10 -6
2.5×10 -6
7.6×10 -6
2.8×10 -5
6.7×10 -8
1.5×10 -10
2.6×10 -6
1.4×10 -6
5.0×10 -9
1.7×10 -6
1.1×10 -7
2.1×10 0＊： J A E A - D a t a / C o d e 2 0 1 1 - 0 2 5 ｢ J E N D L F P D e c a y D a t a F i l e 2 0 1 1 a n d
F i s s i o n Y i e l d s D a t a F i l e 2 0 1 1 ｣ 2012.3 日本原子力研究開 発機構
JAERI-1347 Nuclear Decay Data for Dosimetry Calculation
R e v i s e d D a t a o f I C R P P u b l i c a t i o n 3 8 F e b r u a r y 2 0 0 5 日 本原子
力研究所
別添1-4

長期間運転 した場合の 微粒子の炉心内蓄積 量（よう素はすべて粒子 状とする）（審査ガ イ ドに基づく 環境への放出割合）（大気拡散 によ る希釈：χ/Ｑ＝1.1×10 -4 s/m 3 ）緊急時対策 所外気の 微粒子濃度

給気により 通過した微 粒子を全量捕集
外気取り込み量 0〜24 h：5000 m 3 /h
24〜34 h： 900 m 3 /h
34 h以降：5000 m 3 /h

高性能粒子フィルタ捕 集量

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

緊急時対策 所非 常用 フ ィルタ装置 の高性能粒 子フィルタ捕集量評価の過程

長期間運転 した場合のよう素の炉 心内蓄積質 量（有機よう 素4 %，無機よう素96 %とする）（審査ガイ ドに基づく環境への放 出割合）
（大気拡散 による希釈：χ/Ｑ＝1.1×10 -4 s/m 3 ）緊急時対策所

外気の よう素濃度

給気により通過した微粒子を全量 捕集
外気取り込み量 0〜24 h：5000 m 3 /h
24〜34 h： 900 m 3 /h
34 h以降： 5000 m 3 /h
よう素用チ ャコールフ ィルタ捕集量

緊急時対策 所 非常用 フ ィルタ装置のよう素 用チャコールフィルタ捕集量評価の過程

別添図−1

緊急 時 対策 所非常用フ ィルタ装置（高性能粒子フィルタ 及びよう素用チャコールフィル タ） 捕集量評価の過程

別添1-5

別添2

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 R4

緊急時対策所遮蔽に係るストリーミングの考慮について

緊急時対策 所遮蔽に係るストリー ミングの考 慮について

緊急時対策 所に設 置 す る出 入口開 口部又は配管その他の貫通部から，緊急時対策所 遮蔽を透過せず ，散乱等 に よるストリーミング が加圧エリアに影響を与えないよう，放射線 の漏えい防止 措置を講 ず る。
ストリー ミングに 対 する防止措置の概要 図を別添図−2に示す。

1.

出入口 開口部に 対 する考慮
緊急時対策 所の 出入 口 開口 からの ストリーミ ングが加圧エリアに影響を与えな い よう以下の放射 線の漏 え い 防止 措置を 講ずる。
(1) 出 入口開 口 部は ，原則とし て開口部を通して線源が直接見通 せないよう迷路構造とする。

NT2 補②
補② Ⅴ-1-9-3-2
Ⅴ-1-9-3-2 R4
NT2R4(2) 出 入口開 口 部の 大きさは， 可能な限り小さくする。

2.

配管そ の他の貫 通 部に対する考慮
緊急時 対策所の 配 管その他の貫通部か らのストリーミングが加圧エリアに影響を与 えないよう以 下の放 射 線 の漏 えい防 止措置を講ずる。
(1) 貫通部 は ，原則 と して床上2 m以上の位置に設置する。
(2) 貫通部 は ，原則 と して貫通部を通して 線源が直接見通せない位置に設置する。
(3) 隣 接する 貫 通部 は，可能な 限り間隔を開ける。
(4) 貫 通部の 大 きさ は，可能な 限り小さくする。

加圧 エ リア

出 入口 等開 口部 の迷路 構 造浄化 エ リア

別添図−2

緊 急時 対策 所遮 蔽

出入口 等 開口部に対する放射線漏えい防止措 置の概要図

別添2-1

別紙1

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 別紙1 R4計算機プログラム（解析コード）の概要

別紙1-i

目

次

1.

はじめ に

別紙 1-1

2.

解析コ ードの概 要

別紙 1-2ＱＡ Ｄ−ＣＧ Ｇ Ｐ２Ｒ

別紙 1-2

2.2

ＡＮ ＩＳＮ

別紙 1-2

2.3

Ｇ３ ３−ＧＰ ２ Ｒ

別紙 1-2

2.4

ＯＲ ＩＧＥＮ ２

別紙 1-2

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 別紙1 R4

2.1

別紙1-i

1.

はじめ に
本資料は， Ｖ-1-9-3-2「緊 急時対 策所の居住 性に関する説明書」において使用 し た計

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 別紙1 R4算機プログ ラム（ 解 析 コー ド）に ついて説明するものである。

別紙1-1

2.
2.1

解析コ ードの概 要
ＱＡ Ｄ−ＣＧ ＧＰ ２Ｒ
本解析コー ド の概要 に つ いては，「Ⅴ-5-6

計算機プログラム（解析コード） の概

要・ＱＡＤ −Ｃ ＧＧ Ｐ ２Ｒ 」に示 す。
2.2

ＡＮ ＩＳＮ
本解析コー ド の概要 に つ いては，「Ⅴ-5-11

計算機プログラム（解 析コード） の

概要・ＡＮ ＩＳ Ｎ」 に 示す 。
2.3

Ｇ３ ３−ＧＰ ２Ｒ
本解析コー ド の概要 に つ いては，「Ⅴ-5-12

計算機プログラム（解 析コード） の概要・Ｇ３ ３− ＧＰ ２ Ｒ」 に示す 。
2.4

ＯＲ ＩＧＥＮ ２

NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 別紙1 R4
NT2 補② Ⅴ-1-9-3-2 別紙1 R4E

本解析コー ド の概要 に つ いては，「Ⅴ-5-7
要・ＯＲＩ ＧＥ Ｎ２ 」 に示 す。

別紙1-2

計算機プログラム（解析コード） の概