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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-40-12 改 5

提出年月日

平成 30 年 7 月 25 日

工事計画に係る補足説明資料
安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書のうち補足-40-12【安全設備及び重大事故等対処設備の環境条件の設定について】

平成 30 年 7 月
日本原子力発電株式会社

1.

はじめに
安全施設及び重大事故等対処設備の環境条件（環境圧力，環境温度，環境湿度及び環境放射線量）について，以下にまとめる。
設計基準事故時及び重大事故等時における環境条件のうち，環境圧力，環境温度，環境湿度及び環境放射線量については，原則として事象及びエリアに応じた一律の環境条件を設定するが，必要に応じて個別の環境条件を設定することとしている。一律及び個別の環境条件を設定する場
合の考慮事項や設定する環境条件について，以下に示す。

1

2.

安全施設の環境条件について

2.1 一律で設定する環境条件の考慮事項
安全施設に対して，V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律で設定する環境条件を表 2-1「安全施設の環境条件及び考慮事項」に示す。
表 2-1 安全施設の環境条件及び考慮事項(1／2)
No・設計基準事故の中でＰＣＶ内圧力が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」時の圧力を包絡するよう設定

・171.1 ℃・100 ％（蒸気）・設計基準事故の中でＰＣＶ内温度が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」時の温度を包絡するよう設定

・260 kGy/6 ヶ月

・設計基準事故の中でＰＣＶ内の空間線量が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」の仮想事故相当のソースタームを想定し，半球中心における線量評
価結果（サブマージョンモデル）を設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

圧力・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・原則 65.6 ℃（事象初期：100 ℃）
・原則 90 ％（事象初期：
100 ％（蒸気））・設計基準事故の中で原子炉棟内温度が最も高くなる「主蒸気管破断事故」の温度を包絡するよう設定

・原則 1.7 kGy/6 ヶ月

・保守的にＰＣＶ圧力 0.31 MPa[gage]でのＰＣＶ
漏えい率（0.5 ％/d）一定として，ＰＣＶ内から漏えいするＦＰを想定し，半球中心における線量評価結果（サブマージョンモデル）を設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・原則 40 ℃
・原則 90 ％・温度・湿度上昇要因がないエリア

放射線・原則 1 mGy/h 以下

・原子炉冷却材喪失（仮想事故）における屋外被ば
く線量を包絡する値

温度・湿度

・0.31 MPa[gage]

放射線原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）

放射線
圧力

3

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟外及びその他の建屋
内）の設備

考慮事項

温度・湿度

2

原子炉格納容器内

環境条件

圧力

1

安全施設の
設置エリア

2

表 2-1 安全施設の環境条件及び考慮事項(2／2)
No

安全施設の
設置エリア

環境条件

・圧力上昇要因がないエリア

・40 ℃
・100 ％

・温度は既往最大値を包絡する値を設定
・湿度は考えられる最大値

放射線

屋外

・大気圧

温度・湿度

圧力

4

考慮事項

・1 mGy/h 以下

・原子炉冷却材喪失（仮想事故）における屋外被ば
く線量を包絡する値

2.2 安全施設の個別で設定する環境条件の考慮事項
安全施設に対して，個別の環境条件を設定する場合の考慮事項や設定する環境条件につい
て示す。
（1）圧力
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として事故時に作動するブローアウトパネル開放設定値を考慮して一律大気圧相当を設定するが，事故発生時には期待せず，通常運転中にその機能が求められるものは，通常運転中における圧力を環境圧力として設定する。評価に用いた環境圧力を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（2）温度
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 65.6 ℃（事象初期：100 ℃）を設定する
が，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における温度を環境温度として設定する。評価に用いた環境温度を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（3）湿度
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 90 ％（事象初期：100 ％（蒸気））を設定するが，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における湿度を環境湿度として設定する。評価に用いた環境湿度を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（4）放射線
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 1.7 kGy を設定するが，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における線量を環境放射線として設定する。該当す
る対象設備を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。

3

表 2-2 評価に用いた環境条件
環境圧力

環境温度

環境湿度

環境放射線

評価に用いた環境条件

大気圧

40℃

90 ％

1mGy／h 以下

V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律の環境条件

大気圧相当

65.6℃
（事象初期：
100 ℃）

90 ％（事象初期：
100 ％（蒸気））1.7kGy/6 ヶ月

表 2-3 対象設備
系統施設

設備

設置エリア

使用済燃料プール温度

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール水位

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋

原子炉建屋原子炉棟

ハロンボンベ

原子炉建屋原子炉棟

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備）
その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備）4

3.

重大事故等対処設備の環境条件について

3.1 一律で設定する環境条件の考慮事項
重大事故等対処設備に対して，V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律で設定する環境条件を表 3-1「重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項」に示す。
表 3-1 重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項（1／2）
No

環境条件
・原則 0.62 MPa[gage]

温度・湿度

・200℃は，ＰＣＶバウンダリ許容温度を設定
・原則 200 ℃（最高 235 ℃）
・235℃は，有効性評価における原子炉格納容器気・原則 100 ％（蒸気）相部の最高温度を設定

圧力・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・原則 65.6 ℃
・原則 100 ％放射線・原則 1.7 kGy/7 日間

圧力
温度・湿度
放射線

・格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）時に使用する重大事故等
対処設備

・原則 640 kGy/7 日間

・ＰＣＶ内の空間線量への寄与が大きい希ガス，よう素，セシウムについては，ＲＰＶからＰＣＶに全量放出されている状態を保守的に想定する等
し，半球中心における線量評価結果（サブマージョンモデル）を設定
Ｄ／Ｗ最大 540 kGy/7 日間
Ｓ／Ｃ最大 640 kGy/7 日間（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

温度・湿度

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備
3・ＰＣＶ限界圧力を設定

原子炉格納容器内

放射線

2

考慮事項

圧力

1

重大事故等対処設
備の設置エリア・ＰＣＶ内を 0.62 MPa[gage]，200 ℃と仮定し，ＰＣＶ圧力 0.62 MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3 ％/d）を上回る漏えい率（1.5 ％/d）で漏
えいするガスによる上昇を考慮し保守的に設定
・湿度は考えられる最大値
・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・65.6 ℃
・100％

・機能を期待される区分は，耐火壁による区分分離
により，No.2 の環境条件に包絡（耐火壁の溢水防止機能については，添付資料２に示す。
）

・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62 MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3 ％/d）を上回る漏えい率（1.5 ％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

5

表 3-1 重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項（2／2）
No

重大事故等対処設
備の設置エリア・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・65.6 ℃
（事象初期 100 ℃）
・100 ％(事象初期 100 ％(蒸気))・主蒸気管破断事故を考慮（設定の考え方については，添付資料３に示す。
）

・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5kGy/168 時間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・原則 40 ℃
・原則 90 ％放射線・重大事故等時の原子炉格納容器内等の影響が直接及ばないエリア（原子炉建屋以外の建屋及び地中の配管トレンチの環境条件及び考慮事項については，添付資料４に示す。
）

・原則 3 Gy/7 日間

・原子炉格納容器のベント時における屋外被ばく
線量を包絡する値

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・40 ℃
・100 ％

・重大事故等時の原子炉格納容器内等の影響が直接及ばないエリア
・温度は既往最大値を包絡する値を設定
・湿度は考えられる最大値

放射線・3 Gy/7 日間

・原子炉格納容器のベント時における屋外被ばく
線量を包絡する値

放射線・主蒸気管破断事
故起因の重大事
故等時に使用する重大事故等対処設備

・使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故を考慮

温度・湿度

5

・100 ℃
・100 ％（蒸気）圧力原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備

・ブローアウトパネル開放設定値

放射線・使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故時に使用する重大事故等対処設備

圧力6

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟外及びその他の建屋
内）の設備

圧力

7

屋外

考慮事項

・大気圧相当

温度・湿度

4

圧力

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備

環境条件

6

3.2 重大事故等対処設備の個別で設定する環境条件の考慮事項
重大事故等対処設備に対して，個別の環境条件を設定する場合の考慮事項や設定する環境
条件について示す。
（1）圧力
パターン１に該当するものは個別に環境圧力を設定することとし，この対象設備を表 32 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 0.62 MPa[gage]を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するもの
は，設計基準事故における原子炉格納容器内の圧力を包絡する値（0.31 MPa[gage]）を環
境圧力として設定する。
（2）温度
パターン１～７に該当するものは個別に環境温度を設定することとし，これらの対象設備
を表 3-3 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 200 ℃（最高 235 ℃）を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足する
ものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の温度を包絡する値（171.1 ℃）を環境温度として設定する。
パターン２
原子炉格納容器内は，原則として一律 200 ℃（最高 235 ℃）を設定するが，逃がし安全
弁については，重大事故等の中で，逃がし安全弁による減圧が必要となる条件を包絡する値
を環境温度として設定する。（設定については，補足-40-11「逃がし安全弁の環境条件の設定について」による。）
パターン３
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 65.6 ℃を設定するが，生体遮蔽の内側で原子炉格納容器からの熱影響を受けることにより 65.6 ℃を超える温度上昇があると考えられる
エリアは，個別に重大事故等時の温度を確認した値を環境温度として設定する（添付資料５）。
パターン４
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 40 ℃を設定するが，エリア内の発熱体と，周辺エリアとの熱収支等により個別に重7

大事故等時の温度を確認したものは，確認した値を環境温度として設定する（添付資料
６）。
パターン５
「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する重大事故等対処設備について，当該設備を設置する原子炉建屋原子炉棟内のエリアは，原則として一律
100 ℃を設定するが，当該重大事故等対処設備専用の冷却装置により冷却するものは，個別に 100 ℃以下の温度を環境温度として設定する。
パターン６「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの高温水及び蒸気による影
響が小さいことから原則 65.6 ℃を設定するが，破断箇所と同区画にあることから高温水及び蒸気による影響を受けるものは，その影響を考慮して環境温度を設定する。
パターン７「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 65.6 ℃（事象初期 100 ℃）を設定するが，当該重大事故等対処設備を断熱材により囲うことにより耐性の向上を図るものは，個別に 100 ℃以下の温度を環境温度として設定する（添付資
料７）
。
（3）湿度
パターン１～４に該当するものは個別に環境湿度を設定することとし，これらの対象設備
を表 3-4 に示す。
パターン１
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 90 ％を設定するが，当該重大事故等対処設備を設置するエリアが通常時に空調設備により管理されており，重大事故等時においても湿度が上昇する原因がなく，重大事故等時の湿度を確認したものは，確認した値を環境湿度として設定する。
パターン２
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 90 ％を設定するが，90 ％を超える湿度上昇があると考えらえられるエリアは，個別に重大事故等時の湿度を確認した値を環境湿度として設定する。
パターン３「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対8

処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの蒸気による影響が小さいことから原則 100 ％を設定するが，破断箇所と同区画にあることから蒸気による影響を受けるものは，その影響を考慮して環境湿度を設定する。
パターン４「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 100 ％（事象初期 100 ％（蒸気））を設定するが，当該設備を気密構造の断熱材により囲うことから蒸気による影響が受けないものは，個別に環境湿度を設定する。
（4）放射線
パターン１～６に該当するものは個別に環境放射線量を設定することとし，これらの対象
設備を表 3-5 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 640 kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の放射線量を包絡する値（260 kGy）を環境放射線として
設定する。
パターン２
原子炉格納容器内は，原則として一律 640 kGy を設定するが，原子炉格納容器（ドライウェル）内に設置する逃がし安全弁については，原子炉格納容器（ドライウェル）内での最大放射線量を包絡する値を環境放射線として設定する。
パターン３
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7 kGy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 1.7 kGy を超える恐れのあるものは個別に確認した値を環境放射線として設定する（添付資料８，添付資料９）。
パターン４
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 3 Gy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近で重大事故時に 3 Gy を超える恐れのあるものは個別に確認した値を環境放射線として設定する（添付資料１０）。
パターン５
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したもの
9

は，確認した値を環境放射線として設定する（添付資料１１）。
パターン６
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する設備であり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したものは，確認した値を環境放射線として設定する（添付資料
１２）
。

10

表 3-2 重大事故等対処設備の環境圧力設定
設備評価に用いた環境圧力

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の
環境圧力

パターン

設置エリア

起動領域計装0.31Mpa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

0.31Mpa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内11

表 3-3 重大事故等対処設備の環境温度設定
設備評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

逃がし安全弁（安全弁機能）

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内逃がし安全弁［操作対象弁］

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内

自動減圧機能用アキュムレータ

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

高圧炉心スプレイ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

低圧炉心スプレイ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ａ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｂ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｃ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系ポンプ

66℃

40℃

パターン４

常設低圧代替注水系
ポンプ室

代替淡水貯槽水位

66℃

40℃

パターン４

常設低圧代替注水系
ポンプ室

緊急用海水ポンプ

66℃

40℃

パターン４

緊急用海水ポンプピット

緊急用海水系ストレーナ

66℃

40℃

パターン４

緊急用海水ポンプ
ピット

フィルタ装置

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二弁操作室遮蔽

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

使用済燃料プール監視カメラ

50℃

100℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

緊急用 125V 系蓄電池

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）12

設備

評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

125V 系蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

200℃

65.6℃

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

148℃

65.6℃

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装171.1℃

200℃（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装171.1℃

200℃（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

中央制御室退避室空気ボンベユニット

66℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

酸素濃度計

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所二酸化炭素濃度計

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

緊急時対策所エリアモニタ

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

携行型有線通話装置

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

総合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ－ＦＡＸ）

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

衛星連絡設備（固定型）

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所13

表 3-4 重大事故等対処設備の環境湿度設定
設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手
動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリ
ップ機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

自動減圧系の起動阻止スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

過渡時自動減圧機能

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

高圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ａ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｂ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｃ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系ポンプ

100％

90％

パターン２

常設低圧代替注水系
ポンプ室

フィルタ装置

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二弁操作室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

常設代替高圧電源装置

100％

90％

パターン２

常設代替高圧電源
装置置場（地上階）

フィルタ装置水位

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

14

設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

フィルタ装置スクラビング水温度

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計
測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室遮蔽

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

データ表示装置（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型照明（ＳＡ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

酸素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

二酸化炭素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

緊急用電源切替盤

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（固定型）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟15

表 3-5 重大事故等対処設備の環境放射線量設定
設備評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

ほう酸水注入ポンプ

100Gy

1.7kGyパターン５

原子炉建屋原子炉棟

ほう酸水貯蔵タンク

100Gy

1.7kGyパターン５

原子炉建屋原子炉棟

常設高圧代替注水系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

逃がし安全弁（安全弁機能）

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内逃がし安全弁［操作対象弁］

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内

自動減圧機能用アキュムレータ

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内

代替循環冷却系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

第二弁

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第二弁バイパス弁

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第二弁操作室遮蔽

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン
ベ）

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

フィルタ装置入口水素濃度

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

非常用ガス処理系排風機

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス処理系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系排風機

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ

1.7Gy

1.7kGyパターン６

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

100Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

緊急用電源切替盤

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

640kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

640kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

20kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

20kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉圧力（ＳＡ）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

16

設備

評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

原子炉水位（広帯域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（燃料域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

高圧代替注水系系統流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

代替循環冷却系原子炉注水流量

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系系統流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器下部注水流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

ドライウェル圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

サプレッション・チェンバ圧力12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

サプレッション・プール水位

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

1.7kGy3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

1.7kGy3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

代替循環冷却系ポンプ入口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器入口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器出口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室換気系空気調和器ファン

100Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタ系ファン

200Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタユニット

200Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟17

図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（1／6）

18図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（2／6）

19図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（3／6）

20図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（4／6）

21図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（5／6）

22図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（6／6）

23

4.

添付資料
- 1 環境放射線の設定方法について- 2 耐火壁の溢水防止機能について- 3 主蒸気管破断事故起因の重大事故等時を考慮した場合の環境条件について- 4 その他建屋の環境条件について- 5 格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定方法について- 6 熱収支等により環境温度を設定するエリアの設定方法について- 7 主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に期待する設備への対応について- 8 原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について- 9 原子炉建屋原子炉棟内の計装設備（伝送器）の遮蔽設計及び環境放射線について-10 原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について-11 ほう酸水注入系の放射線環境条件設定-12 使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

24

添付資料１
環境放射線の設定方法について
環境放射線の設定方法を図 1～図 4 に示す。
なお，図 1 及び図 2 が重大事故等時，図 3 及び図 4 が設計基準事故時の環境条件の設定方法を示している。

25

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
表 2-1-1 (1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，希ガス，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 の Table3.12 に基づく放出割合により放出されるものとする）③ 原子炉格納容器内気相部における放射性物質の存在量の算出（存在量の算出に当たり，放射線環境条件設定に対して保守的な想定となるよう，原子炉格納容器内空間線量に寄与する気相部存在量を保守的に設定する。希ガス及び有機よう素については全量が気相部に存在するものとする。その他の核種のうち 2%※1 は気相部に存在するものとし，残りの 98%※1 のうち 5%※2 は空間線量に寄与するものとする。また，サプレッション・チャンバの環境条件設定に当たっては，サプレッション・プール内に移行した放射性物質のうち，サプレッション・プール水深 60 ㎝分※3 が空間線量に寄与するものとする。）※1 CSE 実験の知見として原子炉格納容器内の沈着効果（除去効果）として DF200 が確保できることから，保守的に気相部へ 2%（DF50 の沈着割合相当）の移行割合を設定※2 ※1 の沈着する放射性物質の多くは格納容器スプレイ等によりサプレッション・プールに流入するものと考えられるが，一部はドライ
ウェル床面の水溜り部等にも沈着され，空間線量に寄与する可能性があるため，サプレッション・プール及びドライウェル床面の水溜
り部の容積比が約 1%であることから，沈着する放射性物質のうち空間線量に寄与する割合を保守的に 5%に設定する。
※3 水面下 60 ㎝以深では 1 桁程度の線量低減が見込めることから，水深 60 ㎝に存在する放射性物質の線量寄与を考慮する。なお，水深60 ㎝の放射性物質の存在量は保守的に※1 の沈着分の全量がサプレッション・プールに均一分布し存在するものとして設定した。

④ 原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質による積算放射能量の算出（ドライウェルにおける積算放射能量は，想定事故の起因事象が LOCA であることを踏まえ，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量
全量がドライウェルに存在するものとし算出する。サプレッション・チェンバにおける積算放射能量は，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量のうち，原子炉格納容器全体の気相部容積に対するサプレッション・チェンバの気相部容積の割合に相当する存在量を設定し算出する。また，積算放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）

算出結果は，表 2-1-2 に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当⑤ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D = 6.2 × 10
D ：6.2 × 101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部における積算放射能量（Bq･s）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R=

表 2-1-1(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件として設定
表 2-1-1(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図1 重大事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図
26

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
表 2-1-1(1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出，気相部における存在量の算出（図 1 の②及び③で示す原子炉格納容器気相部における存在量の算出と同様）③ 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への放射性物質の移行量及び積算放射能量の算出（②で算出した原子炉格納容器気相部への移行量に対して，原子炉格納容器の漏えい率 1.5 %/日※1 を設定し，事故後直後からの原子炉建屋
原子炉棟への移行量を算出する。また，積算評放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）※1 AEC の式により格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率が 1.3 %/日となること
から，原子炉建屋原子炉棟の空間線量を保守的に設定する観点から 1.5 %/日を設定

算出結果は，表 2-1-3 に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部（原子炉建屋原子炉棟気相部の最大容積）と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D = 6.2 × 10
D ：6.2 × 101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部 VOF と等価な半球の半径（m）
R=
表 2-1-1(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
表 2-1-1(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図2 重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

27

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，表 2-1-4 に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当③ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D = 6.2 × 10
D ：6.2 × 101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉格納容器内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉格納容器内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R=

表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当④ ③での評価結果に基づき，環境条件として設定
表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図3 設計基準事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

28

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，図 3 の②と同じく，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）③ 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉建屋への移行挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，表 2-1-5 に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D = 6.2 × 10
D ：6.2 × 101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価な半球の半径（m）
R=
表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
表 2-1-1(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図4 設計基準事故時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

29

（参考資料）重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
重大事故時における原子炉格納容器（以下「PCV」という）及び原子炉建屋原子炉棟内（以下「R/B」という）の安全施設に対する環境条件設定に当たり，図 1 及び図 2 に示すフロー図に従い，PCV 内に対しては 550 kGy/7 日間（主蒸気逃がし安全弁），640 kGy/7 日間（その他の設備）を設定
し，R/B 内に対しては 1.7 kGy/7 日間を設定する。本環境条件設定における放射性物質（以下「FP」という）存在量の設定に係る評価条件の保守性について表 1 に示す。
表 1 重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
評価項目
炉内から PCV 内への FP 放出量の設定

PCV 内気相部の FP 存在量の設定

PCV 内の積算放射線量の算出

PCV から R/B への FP 放出量の設定

評価条件の保守性
・希ガス，よう素及びセシウムについて全量放出を設定
・サプレッション・プールの pH 調整効果（有機よう素の低減効果）を考慮しない
・無機よう素及び粒子状物質は CSE 実験の知見では数百分の 1 以上の沈着効果が得られるが，50 分の 1 の沈着効果を設定
・PCV 内で沈着する FP のほとんどは S/P に移行すると考えられるが，5%は空間線量に寄与するものとして気相部存在量に加算して設定・サブマージョンモデルにおける評価は，ドライウェル
又はサプレッション・チェンバと等価な体系をモデル化し評価しているが，原子炉圧力容器等構造物による遮へい効果は考慮していない・ドライウェルの線量評価の保守性
PCV 内気相部に存在する FP が全てドライウェルに存在するものして評価
・サプレッション・チェンバの線量評価の保守性
PCV 内で沈着する FP 全量がサプレッション・プールに移行するものとして，サプレッション・プールに内包する放射性物質からの線量寄与を考慮※
・R/B へ漏えいする FP は，PCV 内の放射線環境条件で保守的に想定した PCV 内気相部に存在する FP を想定
・格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率 1.3 %/日を包絡する値として 1.5 %/日一定の漏えい率を設定※ サプレッション・チェンバ内気相部に存在する FP からの線量評価に当たっては，FP が PCV 気
相部全域に一様に存在しているものとして積算放射線量を評価する。

30

添付資料２

耐火壁の溢水防止機能について

原子炉建屋原子炉棟に設置されている耐火壁は，全てが溢水防止機能を有している
わけではなく，原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，地上 1 階，地上 2 階，地上 3 階及び地
上 4 階に設ける東西を区画分離する耐火壁（下図参照）のみ溢水防止機能を有する。
これらの耐火壁は，火災耐久試験により確認した 3 時間以上の耐火能力だけでなく，
IS-LOCA や内部溢水の蒸気漏えいに対しても，バウンダリとしての機能を確保している。

EL.2.0 m
図

区画分離壁の配置図

31

EL.8.2 m

図区画分離壁の配置図
32EL.14.0 m

EL.20.3 m

EL.29.0 m
図

区画分離壁の配置図
33

添付資料３
主蒸気管破断事故起因の重大事故等時を考慮した場合の環境条件について
1. 主蒸気管破断事故（以下「MSLBA」という。
）の PRA 及び有効性評価における取扱いについて(1) PRA（内部事象運転時 PRA）上の扱い
・PRA における起因事象は，実際に発生した事象や安全評価における想定事象（LOCA，MSLBA）を参考に，発生する可能性のある事象の想定として定めたものである。
・MSLBA については，設計基準事故に分類されており，その発生頻度は事故事象相当のレベルであり，これは給水喪失などの過度事象と比較して十分に小さい。
）が閉止して原子炉隔離
・また，MSLBA が発生し主蒸気隔離弁（以下「MSIV」という。
に成功する事象は，過渡事象のうち隔離事象と分類される原子炉が隔離される事象と成功基準が同じであるため，個別の起因事象として扱う必要はないものと整理している。
・なお，MSLBA が発生し，MSIV による隔離に失敗する事象は，発生頻度の観点から，
PRA において考慮する必要がない事象として整理している。
(2) 有効性評価上の扱い
・有効性評価においては，MSLBA が発生し MSIV 閉止による原子炉隔離に成功した場合については，炉心損傷防止の観点からより厳しい，原子炉スクラム前に原子炉冷却材インベントリが減少する給水喪失を起因とする事象を選定している。
・なお，MSLBA が発生し，MSIV による隔離に失敗する事象は，PRA 上の扱いと同様に考慮する必要がない事象として整理している。
上記のように，PRA（内部事象運転時 PRA）及び有効性評価の起因事象においては，MSLBA
は発生頻度，事故進展の観点から個別の起因事象として扱う必要のないものとして整理している。
2. MSLBA に伴う環境条件への影響について
設計基準事故に伴う環境条件への影響については従来より，MSLBA 等を考慮して環境条件として設定されており，設計基準事故時に必要な設計基準対象施設については，当該事故時の環境条件を考慮した設計としている。
また，重大事故等対処施設に適用する環境条件についても，考慮する事象に応じて適切に環境条件を設定し，当該事象に必要な重大事故等対処施設はその環境条件を満足する設計とする。
なお，原子炉建屋原子炉棟内の圧力条件（ブローアウトパネル開放設定値を考慮して大気
圧相当）については変更とはならない。
3.

MSLBA 起因の重大事故等時の事象進展及び期待する主な設備について
設計基準の MSLBA 及び MSLBA 起因の重大事故等時の事象進展を表 1 に示す。MSLBA 起因の重大事故等時は，設計基準の MSLBA から原子炉注水機能が喪失することにより，重大事故に進展することが考えられる。
また，MSLBA 起因の重大事故等時に期待する設備は表 2 のとおりであり，MSLBA 時に環
境条件が厳しくなる原子炉建屋原子炉棟内に設置する機器（例：格納容器圧力逃がし装置に向かう配管）が存在する。

34

表 1 MSLBA の事象進展
事象設計基準の MSLBA

MSLBA 起因の重大事故に至るおそれがある事故MSLBA 起因の重大事故

事象進展
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系による原子炉注水成功
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系・低圧注水系による原子炉注水失敗⇒逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧⇒低圧代替注水系（常設）による原子炉注水⇒代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器（以下「PCV」という。
）冷却⇒格納容器圧力逃がし装置（又は耐圧強化ベント系）による PCV 除熱
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系・低圧注水系による原子炉注水失敗⇒逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧（DCH 防止）⇒代替循環冷却系による PCV 除熱⇒代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるPCV 冷却⇒格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水⇒可搬型窒素供給装置による PCV 内への窒素注入⇒格納容器圧力逃がし装置による可燃性ガス排出機能喪失する
主な設備―

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系
残留熱除去系（低圧注
水機能含む）
低圧炉心スプレイ系

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系
残留熱除去系（低圧注
水機能含む）
低圧炉心スプレイ系
低圧代替注水系（常設）（原子炉注水機能）

その他，被ばく低減のための原子炉建屋ガス処理
系の起動，静的触媒式水素再結合装置による原子
炉建屋原子炉棟内の水素処理を実施

事象
MSLBA 起因の重大事故に至るおそれがある事故MSLBA 起因の重大事故

表 2 MSLBA 起因の重大事故等時に期待する主な設備
期待する設備・主蒸気隔離弁 ・逃がし安全弁（安全弁機能）←圧力制御
・逃がし安全弁(自動減圧機能)←急速減圧（手動）・低圧代替注水系（常設） ・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置（又は耐圧強化ベント系）
・必要な電源，計装設備
・主蒸気隔離弁 ・逃がし安全弁（安全弁機能）←圧力制御
・逃がし安全弁(自動減圧機能)←急速減圧（手動）・代替循環冷却系 ・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設） ・可搬型窒素供給装置
・格納容器圧力逃がし装置 ・原子炉建屋ガス処理系
・静的触媒式水素再結合装置
・必要な電源，計装設備
35

4. MSLBA 起因の重大事故等時の環境条件について1.に記載のとおり，MSLBA 発生時は原子炉建屋原子炉棟内全域に原子炉圧力容器（以下「RPV」という。
）内の大量の蒸気が流出するため，原子炉建屋原子炉棟内全域の環境条
件（温度及び湿度）が最も厳しくなる事象である。したがって，MSLBA 起因の重大事故等時を考慮することにより，原子炉建屋原子炉棟内の温度及び湿度の条件が変更となる。
具体的な条件としては表 3 のとおりである。
表 3 原子炉建屋原子炉棟内の温度及び湿度の条件
項目

温度

変更前

原則として
65.6℃

変更後

備考

主蒸気管トンネル室（図 1）
事象発生～1 時間：171℃
1 時間～2 時間：100℃
2 時間～7 日間：65.6℃
主蒸気管トンネル室外事象発生～2 時間：100℃
2 時間～7 日間：65.6℃

湿度

原則として
湿度 100％主蒸気管トンネル室（図 1）
約 171℃～100℃の場合（事象発生～2 時間）：
100％（蒸気）
65.6℃の場合（2 時間～7 日間）：
100％
主蒸気管トンネル室外
100℃の場合（事象発生～2 時間）：
100％（蒸気）
65.6℃の場合（2 時間～7 日間）
：
100％

36

171℃
RPV 内の蒸気が大気圧条件下に流出した場合の最高温度
蒸気が大気圧条件下に流出すること
により，瞬時に飽和温度（100℃）以下となると考えられるが，保守的に事象発生後 1 時間まで，171℃の温度状態が継続するものとして設定。
100℃
大気圧条件下での飽和温度
ブローアウトパネル開放による外気への蒸気の放出に伴い，建屋内温度は
下記室温（65.6℃）までに低下するものと考えられるが，保守的に事象発生
後 2 時間まで 100℃の温度状態が継続するものとして設定。
65.6℃
MSLBA を考慮しない場合の最高室温に余裕を考慮した値（設計基準の条件と
同じ）

蒸気条件
100℃以上の場合は，過熱又は飽和状態のため蒸気条件として設定
湿度条件
変更前と同じ図 1 主蒸気管トンネル室の位置
また，表 3 の温度条件を設定するに当たり，参考として簡易モデルによる主蒸気管破断
事故時における原子炉建屋内の温度評価を行い，表 3 で設定した温度条件との比較を行った。温度評価モデル（エネルギー保存式より原子炉建屋内温度を評価）のイメージを図 2，
評価条件を表 4，評価結果を図 3 に示す。

( )

_

( )

=

( )

( )=

( )=

( )=

( )

，

( )

_
( )
( )

=

図 2 温度評価モデルのイメージ

37

( )

表 4 評価条件
パラメータ
原子炉建屋内圧力
外気圧力
原子炉建屋内の気体分子量
外気の気体分子量
気体定数
外気温度

記号

流出係数

c

PRB
PEnv
MRB
MEnv
R
TEnv

値

単位

101.325

kPa

28.97

g／mol

8.31
40

J／molK
℃

0.6

-

備考
大気圧
原子炉建屋内は保守的に空気と想定する

Brown［1］の試験より得られたオリフィス
形状の場合の流出係数の値（0.6 から
0.98 の範囲）の下限値を設定

ブローアウトパネルの幅
W
3.965
m
ブローアウトパネルの高さ
H
3.966
m
重力加速度
g
9.8
m／s2
原子炉建屋内の体積
V
81000
m3
原子炉建屋の容積に余裕をみた値
ブローアウトパネル枚数n
3枚
原子炉建屋内の気体の定圧
CP_RB
原子炉建屋内と外気の物性値は保守的に同じと仮定するた
比熱
め，評価に使用しない
外気の定圧比熱
CP_Env
原子炉建屋内の初期温度
TRB(0)
100℃
大気圧条件下での飽和温度［1］Brown, W.G., and K.R. Solvason, Natural Convection Through Rectangular Openings in
Partitions -1:Vertical Partitions, Int. J. Heat mass Transfer, Vol.5,p859-868,1962

図 3 簡易モデルによる主蒸気管破断事故時の原子炉建屋温度評価
図 3 に示すとおり，簡易モデルによる評価では主蒸気管破断事故発生時点から 1 時間経過した時点で，原子炉建屋の温度は 65.6℃を下回っており，表 3 の環境条件については保守的に設定されていることを確認した。
なお，原子炉建屋原子炉棟内の圧力条件（ブローアウトパネル開放設定値を考慮して大気圧相当）については，変更とはならない。
また，原子炉建屋原子炉棟内の放射線条件（原則として 1.7kGy）については，炉心が損
傷し放射性物質が PCV 気相部に充満している PCV 内の状態において，0.62 MPa[gage]以上
38の圧力での PCV の漏えい率を保守的に想定し，事故後 7 日間での原子炉建屋原子炉棟内の積算線量（約 1.5kGy）を評価した上で，この結果を包絡する条件として設定している。MSLBA
発生から主蒸気隔離弁閉止まで流出する蒸気に含まれる放射性物質による放射線影響は軽微であり，MSLBA 起因の重大事故等を考慮しても原子炉建屋原子炉棟内の放射線条件は変更とはならない。

39

その他建屋の環境条件について

大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧

格納容器圧力逃がし装置格納槽

常設低圧代替注水系ポンプ室
緊急用海水ポンプピット
常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）

常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部）
常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部）

格納容器圧力逃がし装置用配管カルバート

常設低圧代替注水系配管カルバート

100 ％

40
40 ℃

66℃
100 ％

100 ％

66 ℃
100 ％
66 ℃
90 ％
40 ℃
100 ％
地中の配管トレンチ
40 ℃
100 ％
40 ℃
100 ％

66 ℃

設定上の考慮

屋外と同じ環境条件を設定
屋外と同じ環境条件を設定
格納容器圧力逃がし装置格納槽と同じ環境
98 kGy/7日
条件を設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

3 Gy/7日
3 Gy/7日

空調設計より設定
屋外と同じ環境条件を設定
空調設計より設定
温度：格納容器圧力逃がし装置からの発熱を考慮して設定
98 kGy/7日
放射線：格納容器圧力逃がし装置からの線量を考慮して設定
3 Gy/7日 空調設計より設定
3 Gy/7日 温度：ポンプからの発熱を考慮して設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

原子炉建屋以外の建屋等及び地中の配管トレンチについて，環境条件及び考慮内容を示す。
環境条件（重大事故等対処設備）
設置場所
圧力
温度
湿度
放射線
原子炉棟以外の建屋等
緊急時対策所建屋
大気圧
40 ℃
90 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地上階）
大気圧
40 ℃
100 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地下階）
大気圧
40 ℃
90 ％
3 Gy/7日

添付資料４添付資料５

格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定方法について
１．はじめに格納容器雰囲気放射線モニタは，原子炉格納容器の外面にドライウェル側とサプレッション・チェンバ側に 2 個ずつ設置している（図 1 参照）。これらは，原子炉格納容器壁
面から温度の影響を受けやすい場所にあるため，原子炉格納容器壁面温度が最も高くなると考えられる場合を格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度として保守的に設定する。
なお，格納容器雰囲気放射線モニタの環境圧力及び環境湿度については，設置場所が原
子炉建屋原子炉棟内であることから，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件である大気圧相
当及び 100 ％とする。また，環境放射線量については，格納容器内からの直接線の影響を考慮し，格納容器内の環境条件である 640 kGy を保守的に設定する。
以下では，格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度の設定について考え方を示す。
(1)

様々なシーケンスを想定した場合の格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度について(ⅰ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）
」という。）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｄ／Ｗ壁面温度に近接することが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が厳しくなる事象としては，Ｌ
ＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴いＤ／Ｗの温度が上昇する事象である，大破断Ｌ
ＯＣＡの発生により原子炉水位が低下し炉心損傷に至る事故が考えられる。ただし，当該重大事故発生時においても，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプ
レイ等の実施により，原子炉格納容器を冷却することから，Ｄ／Ｗ壁面温度は原子炉格納容器の限界温度である 200 ℃を超えることはない。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温
度は，200℃を設定する。
表 1 ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度
シーケンス

環境温度の設定方法

大破断ＬＯＣＡの発生に設置場所の関係から，Ｄより炉心損傷に至る事故／Ｗ壁面温度を設定

環境温度
200 ℃

(ⅱ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）
」という。）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｓ／Ｃ壁面温度に近接する

41

ことが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度が厳しくなる事象としては，以下に示す①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故，若しくは②大破断ＬＯＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故が考えられる。
①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故では，原子炉スクラムの失敗により，原子炉出力が高く維持された状態での原子炉圧力容
器内の高温・高圧の蒸気が，逃がし安全弁（安全弁機能）を通して，直接Ｓ／
Ｃプール水に排出されることで，Ｓ／Ｃプール水温度が上昇する。
②大破断ＬＯＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故では，ＬＯＣＡ
破断口からＤ／Ｗに流出した蒸気がベント管を通じて，又は原子炉圧力容器内の蒸気が逃がし安全弁を通じてＳ／Ｃへ排出されることにより，Ｓ／Ｃプール
水温度が，①に比べて緩慢に上昇する。
これらの事象のうち，②については，当該重大事故発生時においても，代替循環
冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器の温度上昇の抑制を図ることから，Ｓ／Ｐ水温度が①の事故に比べて上昇することはない。
一方，①については，原子炉スクラム失敗後に原子炉出力が高く維持された状態
が仮に継続した場合，残留熱除去系による除熱の容量を超える熱量が供給されるため，Ｓ／Ｐ水温度の上昇の観点で厳しい事象となる。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度については，「原子炉停止機能喪失」の重大事故等時において，より原子炉出力が高く維持されることとなる，電動駆動給水ポンプのトリップ条件を復水器ホットウ
ェル枯渇とした場合の感度解析※を想定し，このときのＳ／Ｃプール水温度の最高
温度 148 ℃を保守的にＳ／Ｃ壁面温度として扱い，環境温度として設定する（図 2参照）。
なお，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が最も高くなる事象において，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度は 148 ℃を下回ることを，解析結果より確認している。
表 2 ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度
シーケンス「原子炉停止機能喪失」のうち，電動駆動給水ポ
ンプのトリップ条件を復水器ホットウェル枯渇とした場合の感度解析※

環境温度の設定方法

環境温度

設置場所の関係から，Ｓ／Ｃプール水温度を設定

148 ℃※ 原子炉停止機能喪失の有効性評価では，電動駆動給水ポンプのトリップ時刻がサプレッション・プール水温度等の評価結果に与える影響を確認する目的で，保守的に復水器ホットウェ
ル水位の低下で電動駆動給水ポンプがトリップせずに復水器ホットウェルが枯渇するまで運転を継続するとした場合の感度解析を実施している。

42

図 1 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（1／2）

43図 1 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（2／2）

44

148℃

1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

図 2 サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）45添付資料６
熱収支等により環境温度を設定するエリアの設定方法について

環境温度の個別設定の考え方としては，各エリアの隣接エリアの温度条件及び内部発熱量（ポンプ，電気盤，配管等の発熱量）を考慮し，また，空調設備の期待の有無を踏まえ，熱伝達工学に基づく室温評価を基に環境温度を設定している。
ａ．隣接エリアの温度条件
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，隣接エリアとの熱収支を考慮した環境条件を設定している。例えば，原子炉建屋原子炉棟について
は，原子炉格納容器外壁との熱収支を，原子炉建屋付属棟（電気室等）については，原子炉
建屋原子炉棟外壁との熱収支を，考慮している。
ｂ．内部発熱量
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設備を設置するエリアにポンプ，電気盤，配管等の熱源があり，それらの発熱の影響を受ける
設備は，それら発熱の影響を考慮した環境条件を設定している。
例：（格納容器圧力逃がし装置格納槽）
重大事故等時における温度を包絡する環境条件として，保守的に原子炉格納容器圧力
が限界圧力である 0.62 MPa［gage］時にベントを実施することを仮定し，各部位（入口配管，フィルタ装置，出口配管）の系統内部流体温度をその場合における飽和温度と想定し熱源として考慮（参考１）。
ｃ．空調設備原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設備を設置するエリアがサポート系である空調設備により管理されている設備は，空調設備の機能に期待した環境条件を設定している。
空調設備の機能に期待するエリアは，水密扉等で区画化されている原子炉建屋原子炉棟の一部エリア（高圧炉心スプレイ系ポンプ室，残留熱除去系Ａ系ポンプ室，格納容器水素濃度（ＳＡ），酸素濃度（ＳＡ）サンプリング装置の断熱材内），原子炉建屋付属棟内の一部エリア（中央制御室等を含む），原子炉建屋廃棄物処理棟の一部エリア，常設代替高圧電源装置
置場（地下階），常設低圧代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポンプピット及び緊急時対策所建屋となる。
環境温度維持のために使用する空調設備（チラーを含む。）は，以下の設計とすることにより，重大事故等時でも必要な機能を発揮できる設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用発電機からの給電により駆動できる設計とする。

46）は，通常運転時に使用する場合と同じ系統構成で重・既設の空調設備（チラーを含む。
大事故等時に使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。新設の空調設備（チラーを含む。）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，空調の機能に期待するエリアにて設定した環境温度以下に除熱できる容量を有する設計とする。除熱に用いる冷却水は，チラー設備から供給する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，火山の影響を考慮して必要によりフィルタの取替又は清掃の措置を講じることで火山事象により機能が損なわれない設計とするとともに，基準地震動ＳＳによる地震力に対して機能を損なわない設計とする等，想定される重大事故等時における設置場所の環境条件を考慮した設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，常時運転することで操作が不要な設計又は非常用炉
心冷却系のポンプ等，当該エリア内の設備の起動に伴って自動起動する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
これらの空調設備の機能に期待しているエリアを図 1，空調設備（チラー含む）の配置概
要図を図 2 に示す。

47

図 1 空調設備に期待するエリア（1／7）
48図 1 空調設備に期待するエリア（2／7）
49図 1 空調設備に期待するエリア（3／7）
50図 1 空調設備に期待するエリア（4／7）
51図 1 空調設備に期待するエリア（5／7）
52図 1 空調設備に期待するエリア（6／7）

53図 1 空調設備に期待するエリア（7／7）

54表 1 重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備
No

重大事故等対処設備

1

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

2

高圧炉心スプレイ系ポンプ

3125V 系蓄電池Ａ系

4125V 系蓄電池Ｂ系

5

中性子モニタ用蓄電池Ａ系

6

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

7125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系

8直流 125V 主母線盤２Ａ電圧9直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧10直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧11直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧12直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧

13

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧14Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧15

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧

16Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧17Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧18高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

19

２Ｄ非常用ディーゼル発電機

20

２Ｃ非常用ディーゼル発電機

21
22
23

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタ
ンク
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタ
ンク
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料
油デイタンク24

緊急用 125V 系蓄電池

25

フィルタ装置入口水素濃度26

緊急用ＭＣＣ27

緊急用直流 125V 系主母線盤

28

緊急用Ｍ／Ｃ電圧29

緊急用Ｐ／Ｃ電圧30緊急用直流 125V 主母線盤電圧55

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）

空調エリア

No

重大事故等対処設備

31

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

32

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

33

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

34
35

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
手動スイッチＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト
リップ機能）

36

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ

37低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

38

自動減圧系の起動阻止スイッチ

39

過渡時自動減圧機能

40

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

41

衛星電話設備（固定型）

42

緊急用電源切替盤

43

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

44

45

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）
計測用）

46

中央制御室待避室差圧計

47

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

48

データ表示装置（待避室）

49

可搬型照明（ＳＡ）

50

酸素濃度計

51

二酸化炭素濃度計

52

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

53

中央制御室換気系空気調和機ファン

54

中央制御室換気系フィルタ系ファン

55

中央制御室換気系フィルタユニット

56

常設低圧代替注水系ポンプ

57

代替淡水貯槽水位58

緊急用海水ポンプ59

緊急用海水系ストレーナ

56

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）

空調エリア

No

重大事故等対処設備

60

酸素濃度計

61

二酸化炭素濃度計

62

緊急時対策所エリアモニタ

63

総合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）

64

衛星連絡設備（固定型）

65

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

66

緊急時対策所用非常用送風機

67

緊急時対策所用フィルタ装置

68

緊急時対策所加圧設備

69

緊急時対策所用差圧計70

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

71

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

72

データ伝送設備73

軽油貯蔵タンク

74

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

75

緊急用Ｍ／Ｃ76

緊急用Ｐ／Ｃ

77

緊急用ＭＣＣ

78
79
80
81

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポン
プ
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
西側淡水貯水設備水位57

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）

空調エリア

58
図 2 空調設備に期待するエリア（建屋断面図 1／2）

59
図 2 空調設備に期待するエリア（建屋断面図 2／2）

参考１
格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価について
１．評価の考え方
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，図１の通りフィルタ装置設置エリアと移送ポンプ設置エリアで構成されており，これらのエリアについて室温評価を行った。評価においては，室内の熱負荷と室外（地中）への放熱を考慮し，評価を行っており，室外（地中）への放熱は，室内空間とコンクリートの間の熱伝達，コンクリート内部の熱伝導を考慮している。評価モデルの概念図を図２に示す。
室内の温度上昇は，熱収支のバランスにより，以下の式で求められる。

=(

)

ここで，
：室内の温度上昇（℃／s）：室内の熱負荷（Ｗ）：室外への放熱（Ｗ）：室内の空間の熱容量（Ｊ／℃）
室内の熱負荷は，保温した配管等からの一般的な放散熱量の式より求められる。

)

= K(
ここで，

：室内の熱負荷（Ｗ）：熱通過率（kcal／（m・h・℃））：配管等の内部温度（℃）：室内空間の環境温度（℃）：配管長さ（m）
室内から室外への放熱①

は，一般的な熱伝達及び熱伝導の式より求められる。

室内空間とコンクリートの間の熱伝達
室内空間とコンクリートの間の熱伝達は，以下の熱伝達の式より算出している。

= (

)

ここで，
：室内空間とコンクリートの間の熱伝達による入熱(Ｗ)：熱伝達係数（Ｗ／(㎡・℃)）：コンクリート内側の表面温度（℃）：室内空間の環境温度（℃）：伝熱面積（㎡）60②

コンクリート内部の熱伝導
コンクリート内部の温度分布は，以下の一次元の非定常熱伝導方程式より算出している。

=
ここで，：温度（℃）：時間（s）
α：断熱材の熱拡散率（㎡／ｓ）：コンクリート内部の位置（ｍ）

図１ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の概要図

61

室内

コンクリート（初期温度 20 ℃）

室外（地中）（周囲温度 20 ℃一定）
室外への放熱：Q2

Ｔin
コンクリートＴ1

内部の熱伝導空間→コンクリート

Ｔout

の熱伝達
室内の熱負荷（設備からの発熱）：Q1

設備※
※

厚さ：t

入口配管，フィルタ装置及び出口配管を室温評価条件（表 1）における「室内の熱負荷」として考慮。
図２ 室温評価の評価モデルの概念図

62

２．評価条件
評価条件を表 1 にまとめる。
表１ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価における評価条件
項目

記号

値

単位

備考

水戸市の地中温度に余裕を見た値を設
室外の環境温度

Tout

20

℃

定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）
通常運転時においては，室内に熱負荷がな

室内の初期温度

Tin

20

℃

いため，室外の環境温度の値を初期温度として設定。
ベント実施時における入口配管，フィルタ

室内の熱負荷Q1－－装置及び出口配管を熱負荷として考慮。
評価条件を表２に，熱負荷の算出結果を図３に示す。
保守的に室内の設備の熱容量を考慮せず，室内の空間の熱容量

C

1294.2kJ／℃

空間内を全て空気と仮定して設定。
空間容積は，格納容器圧力逃がし装置格納槽の形状を基に，約 1080

コンクリートのλ

熱伝導率
コンクリートの

α

熱拡散率
鉛直壁面

係数

（上向き）

h

水平壁面

の厚さ
コンクリート
の伝熱面積

×10

-7

(ｍ・℃)
㎡／ｓ

3.6

Ｗ／
(㎡・℃)

天井
壁

t

ｍ

床
天井
壁
床

「空気調和・衛生工学便覧第 14 版」のコ
ンクリートの値を設定。
「空気設計衛生工学便覧第１２版」のコン
クリートの値を設定。

「伝熱工学資料第 5 版」の値を設定。

0.4

（下向き）
コンクリート

7.0

Ｗ／

3.1

水平壁面

熱伝達

1.6

と設定。

A

420.3

㎡

78.8

63

格納容器圧力逃がし装置格納槽のコンク
リート厚さを設定。
格納容器圧力逃がし装置格納槽の地中と接する面積を基に設定。

表２ 評価において考慮する熱負荷
項目

記号

熱通過率※１

K

入口配管

フィルタ

出口配管①

出口配管②

出口配管③

（450A）

装置（350A）（350A）（600A）

2.692

0.286

2.057

2.057

3.400

kcal/mh℃

kcal/mh℃

kcal/mh℃

2kcal/mh℃

kcal/m h℃

167℃※２160℃※２167℃から

160℃から

(3 時間後～145℃へ線形

140℃へ線形

7 日後まで)

に推移※３

に推移※３

配管長さ，
表面積

L

内部温度
(ベント実施～
3 時間後まで)

内部温度

Tn

120℃※２120℃から 110℃へ線形に推移※３※１：配管径，保温材外径，保温材質等により各部位の熱通過率を算出※２：格納容器圧力 2Pd 時における各部位の飽和温度※３：格納容器圧力 2Pd 時における各部位の飽和温度から格納容器圧力 1Pd 時における各部位の飽和温度へ線形に推移

図３ 格納容器圧力逃がし装置格納槽内の熱負荷64

３．評価結果
２．の評価条件に基づき格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温を評価した結果を図４に示す。

7 日後：56.2℃（7 日後以降は
約 57℃で収束）

図４ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価結果
図４の室温評価結果を上回る温度として，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置する設備の環境温度として 66℃を設定する。

65

添付資料７

主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に期待する設備への対応について
MSLBA 起因の重大事故等時に期待する設備のうち，環境条件が変更となる原子炉建屋原
子炉棟内の設備に対して，MSLBA 起因の重大事故等時の環境条件における健全性評価を行い，対策が必要な設備の抽出を行った。
抽出の結果，第 1 表に示す設備に対して環境条件の変更に伴う対策を実施する。なお，対策については，当該設備の主要な仕様，性能，強度及び耐震性に係る変更を伴うものではない。
第 1 表 環境条件変更に伴い対策が必要な設備及び対応方針
設備名
非常用窒素供給系高圧
窒素ボンベ

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

評価結果
100℃での内部ガスの膨張を考慮した結果，ボンベ本体は耐圧試験圧力以下であることから健全であると考えられるが，ボンベ付属の容器用弁の安全装
置の作動圧力を超過するため，安全装置が動作しボンベ内のガスが流出してしまう可能性がある。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
サンプリング装置は，100℃環境下で機能を担保することが難しく，環境試験を実施したとしても所定の機能を満足できない可能性がある。
格納容器内酸素濃度
（ＳＡ）

対応方針
ボンベを厚さ 50mm 以上の断熱材（けい酸カルシウム）で覆う
ことにより，MSLBA 発生後の温度環境（100℃（事象発生～2 時間））においても，断熱材内側が65.6℃以下に抑えられ，機能維持が可能な設計とする。対策の概念図を第 1 図に示す。
サンプリング装置 全体を厚さ70mm 以上の断熱材（けい酸カルシウム）で覆うことにより，
MSLBA 発生後の温度環境（100℃（事象発生～2 時間）
）
において
も，
断熱材内側が 65.6℃以下に抑えられ，機能維持が可能な設計とする。また，サンプリング
装置は発熱をするため，断熱材で覆うと内部に熱が溜まることから，断熱材内部に空調を設置する。
対策の概念図を第 3 図に示す。

63

1. 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの対策について

第 1 図 断熱材による対策概念図（窒素ボンベ）＜断熱材の厚さの考え方＞
断熱材の厚さの考え方は，断熱材内部の初期温度 40℃に対して断熱材外部からの入熱 100℃・2 時間が与えられた時に，断熱材の内部温度が設備の耐性が確認された温度である 65.6℃以下となるために必要な厚さとする。
値

備考

断熱材内部の初期温度

40℃－

断熱材外部の環境温度

100℃

設備耐性が確認された温度

65.6℃

項目

MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度－＜評価結果＞
上記の温度条件をもとに，断熱材の厚さ 50mm で評価した結果を，第 2 図に示す。評
価の結果，断熱材の厚さ 50mm 以上あれば，断熱材の内部温度を 65.6℃以下にすることが出来る。

第 2 図 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの断熱材厚さの評価結果（断熱材外側：100℃・2 時間，断熱材厚さ 50mm の場合）
64

2. 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の対策について

設備の最高使用温度66℃≧2時間後の断熱材の内部温度とするために必要な断熱材の厚さを設定する。

断熱材

断熱材内部の初期温度40℃

設備の発熱

外部からの入熱
100℃・2時間

空調による冷却
サンプリング装置

空調

空調は，設備の発熱量を上回る冷却能力とする。

第 3 図 断熱材の対策概念図（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ））＜断熱材の厚さの考え方＞
断熱材の厚さの考え方は，断熱材内部の初期温度 40℃に対して断熱材外部からの入熱 100℃・2 時間が与えられた時に，断熱材の内部温度が設備の最高使用温度 66℃以下となるために必要な厚さとする。
空調は，常設設備とすることに加え，駆動源である電源及び冷却水も常設設備とすることにより常時運転可能な設計とするが，断熱材の厚さは，保守的に空調による冷却を期待せずに設定する。なお，冷却水については，原子炉建屋廃棄物処理棟に新設する空調のチラー設備から供給する設計とする。
値

備考

断熱材内部の初期温度

40℃－

断熱材外部の環境温度

100℃

設備耐性が確認された温度

66℃

項目

MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度－＜評価結果＞
上記の温度条件をもとに，2 通りの断熱材の厚さ（60mm，70mm）で評価した結果を，
第 4 図及び第 5 図に示す。評価の結果，断熱材の厚さ 70mm 以上あれば，断熱材の内部
温度を 66℃以下にすることが出来る。

65

断熱材の
内部温度
（℃）

2 時間後：
68.6℃

第 4 図 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の断熱材厚さの評価結果（断熱材外側：100℃・2 時間，断熱材厚さ 60mm の場合）

断熱材の
内部温度
（℃）

2 時間後：
64.3℃

第5図

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の断熱材厚さの評価結果（断熱材外側：100℃・2 時間，断熱材厚さ 70mm の場合）

66

参考

断熱材厚さの評価の考え方及び評価条件
1.

断熱材厚さの評価の考え方
断熱材厚さの評価モデルの概念図を図 1 に示す。評価においては，断熱材内の熱負荷と断熱材外からの入熱を考慮し，評価を行っており，断熱材外からの入熱は，外部の空間と断熱材との熱伝達，断熱材内部の熱伝導，断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達を考慮している。
断熱材内部の空間の温度上昇は，熱収支のバランスにより，以下の式で求められる。

=(

+

)

ここで，
：断熱材内部の空間の温度上昇（℃／ｓ）：断熱材内の熱負荷（Ｗ）：断熱材外からの入熱（Ｗ）：断熱材内部の空間の熱容量（Ｊ／℃）
断熱材外からの入熱①は，一般的な熱伝達及び熱伝導の式より求められる。

外部の空間と断熱材の間の熱伝達及び断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達
外部の空間と断熱材の間の熱伝達及び断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達は，以下の熱伝達の式より算出している。
外部の空間と断熱材の間の熱伝達：断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達：

,

= (
= (

)
)

ここで，
,

：外部空間と断熱材との熱伝達による入熱(Ｗ)：断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達による入熱(Ｗ)：熱伝達係数（Ｗ／(㎡・℃)）：断熱材外部の空間の環境温度（℃）：断熱材外側の表面温度（℃）：断熱材内側の表面温度（℃）：断熱材内部の空間の環境温度（℃）：伝熱面積（㎡）67

②

断熱材内部の熱伝導断熱材内部の温度分布は，以下の一次元の非定常熱伝導方程式より算出している。

=α
ここで，：温度（℃）：時間（ｓ）
α：断熱材の熱拡散率（㎡／ｓ）：断熱材内部の位置（ｍ）

断熱材内

断熱材外
断熱材

（初期温度 40℃）

（周囲温度 100℃一定）

断熱材外からの入熱 Q2
Ｔout
断熱材内部

Ｔ1

の熱伝導
空間→断熱材
Ｔ2

の熱伝達

Ｔin

断熱材→空間の熱伝達
断熱材内の熱負荷（設備からの発熱）Q1

設備※※

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの評価においては窒素ボンベを，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の評価においてはサンプリング装置を室温評価条件（表 1 及び表 2）における「断熱材内の熱負荷」として考慮。

図 1 断熱材厚さの評価モデルの概念図

68

2.

評価条件
評価条件を表 1 及び表 2 にまとめる。

表 1 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
項目
断熱材内部の初期温度
断熱材外部の環境温度

断熱材内の熱負荷

記号

値

単位

Tin

40

℃

Tout

100

℃

Q1

0

Ｗ

備考
通常運転時における原子炉建屋
原子炉棟の最高温度
MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度

ボンベは発熱しない
保守的に断熱材内の設備の熱容量を考慮せず，空間内を全て空気

断熱材内の空間の熱
容量

C

6.8

kJ／℃

と仮定して設定
空間容積は，ボンベ及びボンベラ
ックの形状を基に，約 6.5と設定
断熱材の伝熱面積A

19.4

断熱材の熱伝導率λ0.13

断熱材の熱拡散率

α

熱伝達係数

h

2.2
×10-7

9.0

㎡

Ｗ／
(ｍ・℃)

㎡／ｓ

Ｗ／
(㎡・℃)

69

ボンベ及びボンベラックの形状を基に設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「空気調和・衛生工学便覧第 14版」の値を設定

表 2 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
項目
断熱材内部の初期温度
断熱材外部の環境温度

断熱材内の熱負荷

記号

値

単位

Tin

40

℃

Tout

100

℃

Q1

Ｗ

備考
通常運転時における原子炉建屋
原子炉棟の最高温度
MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度
サンプリング装置の計測モード時における発熱量を設定
保守的に断熱材内の設備の熱容

断熱材内の空間の熱容量量を考慮せず，空間内を全て空気
C

12.5

kJ／℃

と仮定して設定
空間容積はサンプリング装置の形状を基に，約 12断熱材の伝熱面積A

28.1

断熱材の熱伝導率λ0.13

断熱材の熱拡散率

α

熱伝達係数

h

2.2
-7

×10

9.0

㎡

Ｗ／
(ｍ・℃)

㎡／ｓ

Ｗ／
(㎡・℃)

70

と設定

サンプリング装置の形状を基に設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「空気調和・衛生工学便覧第 14版」の値を設定添付資料８

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）において個別に放射線環境条件を設定する
エリアの設定方法について

原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 1.7kGy を超える恐れのあるものは，以下に示すとおり個別に確認した値を環境放射線として設定する。
・放射線環境条件を設定する上で代表性のある事故シナリオを想定し，原子炉建屋原子炉棟内における放射線源（代替循環冷却系配管，原子炉建屋ガス処理系フィルタ等）の線量評価を行い，評価結果以上の線量を当該エリアにおける環境条件として設定する。
・また，放射線環境条件を設定する上で，放射線源と対象となる重大事故緩和設備との位置関係を考慮し，必要に応じて距離による放射線の減衰効果を考慮する。
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟）において，個別に放射線環境条件を設定する
エリアの詳細な設定方法について，図 1～図 2 に示す。また，個別に放射線環境条件を設定するエリアを図 3 に示す。

74

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（格納容器圧力逃がし装置配管の線量と比較して代替循環冷却系配管の線量評価が厳しくなることから，代替循環冷却系を使用する場合の事
故シナリオを想定する。）② 原子炉格納容器（サプレッション・プール）内への放射性物質の放出（代替循環冷却系の水源であるサプレッション・プールへの放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，よう素及びセシ
ウムは炉内蓄積量の全量がサプレッション・プール内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 に基づく放出割合により放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，代替循環冷却系配管内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④代替循環冷却系を使用する場合の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜代替循環冷却系配管＞

鉄：7.8g／cm
10000

３

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）

代替循環冷却系配管表面の線量：（約 56kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい等の影響も考慮し，④での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備（計装設備を除く）の環境条件として設定する。また，格納容器圧力逃がし装置配管付
近の重大事故等対処設備の環境条件についても，包絡条件として本環境条件を設定する。）

原子炉建屋付原子炉棟内における線源（代替循環冷却系
配管）付近の環境条件に該当（計装設備を除く）：（100kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備（計装設備を除く）に対する環境条件設定のフロー図

75

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生②代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管における線量を算出（図 1 の ～ における代替循環冷却系配管の線量率算出及び添付資料９ 図１の②～⑤における格納容器圧力逃がし装置配管線量の算出と同様）

格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量：（約 32kGy／7 日間）
1m の距離の線量（約 7.3kGy／7 日間）
2m の距離の線量（約 3.8kGy／7 日間）…

…

代替循環冷却系配管表面の線量：（約 56kGy／7 日間）
1m の距離の線量（約 12kGy／7 日間）
2m の距離の線量（約 6.5kGy／7 日間）
10m の距離の線量（約 0.72kGy／7 日間）

10m の距離の線量（約 0.36kGy／7 日間）③鉛等の遮蔽材による放射線の減衰効果を考慮（線源（代替循環冷却系配管 ，格納容器圧力逃がし装置配管等）付近にあり，鉛による遮蔽を行うことにより設備の耐性を確保する設備は，鉛による放射線の減衰率を考慮）

鉛による放射線減衰率
厚さ 3cm：約 0.09
厚さ 5cm：約 0.02

④ ②での評価結果及び③の鉛等の遮蔽材による放射線の減衰効果を考慮し，環境条件を設定（個別設定の対象となる各計装設備（伝送器）に対して，②の評価結果及び の鉛による減衰率を考慮した放射線量をそれぞれ評価し，各計装設備における積算線量を上回る包絡的な線量を原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管等）付
近の重大事故等対処設備（計装設備（伝送器））の環境条件として設定する。）

原子炉建屋付原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管，格納容器
圧力逃がし装置配管等）付近の環境条件に該当（計装設備（伝送器））：（12kGy／7 日間）

図 2 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管等）付近の重大事故等対処設備（計装設備（伝送器））に対する環境条件設定のフロー図

76

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（原子炉格納容器への放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 に基づく放出割合により放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，配管内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。線源としては，浮遊線源と配管付着線源を考慮する。浮遊線源としては，原子炉格納容器の空間部体積で除した値を評価に適用する。配管付着線源として考慮する配管の表面汚染密度は，7 日間で配管内に流入する放射性物質の 10％が，配管長 100m に均一付着するものとする。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当④格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）配管の評価点での線量を評価するた
め，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ配管）＞（付着線源）（浮遊線源）

鉄：7.8g／cm
10000

３

鉄：7.8g／cm
10000

×
線源（真空）：0g／cm３×３３線源（真空）：0g／cm（単位：mm）

格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））配管表面の線量：（約 9.1kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい，代替循環冷却系配管等の線源からの影響等も考慮し，④での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋原子炉棟内における線源付近の重大事故等対処設備（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））の環境条件として設定する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源付近の環境条件に該当（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））：（20kGy／7 日間）

図3 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源付近の重大事故等対処設備（格納容器内水
素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））に対する環境条件設定のフロー図

77

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生② 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出（重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定における存在量の算出と同様。）③ 原子炉建屋ガス処理系フィルタへの放射性物質の蓄積（フィルタには希ガスを除く核種の放射性物質が 100％蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 3 に示す線源強度に該当⑤ 原子炉建屋ガス処理系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（放射線源として，非常用ガス処理系フィルタを原子炉建屋ガス処理系フィルタの代表とする。）＜非常用ガス処理系フィルタ＞

線源（チャコールヘッド）：0.38g／cm

×

＜平面図＞

×

×

３

評価点
×

＜断面図＞
（単位：mm）
非常用ガス処理系フィルタ表面の線量（約1.1MGy／7 日間）
3m の距離の線量（約 30kGy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい等の影響も考慮し，⑤での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理
系フィルタ）付近の環境条件に該当（線源に近接した設備※１：1.2MGy／7 日間）（線源から 3m 以上距離のある設備※２：100kGy／7 日間）※1：非常用ガス処理系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系フィルタトレイン※2：非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機

図4 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（原子炉建屋ガス処理系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
78

表1 重大事故時における代替循環冷却系配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 4.5E+13
約 1.0E+14
約 2.8E+13
約 1.9E+13
約 1.7E+13
約 1.9E+13
約 1.5E+14
約 3.9E+14
約 1.2E+15
約 6.4E+14
約 1.9E+14
約 2.7E+13
約 9.4E+12
約 2.4E+11
約 9.7E+08
約 4.5E+02
約 5.2E+01
約 6.0E+00

表2 重大事故時における格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
浮遊線源
付着線源
約 2.6E+13
約 1.1E+16
約 1.6E+13
約 2.3E+16
約 2.1E+14
約 6.0E+15
約 1.6E+12
約 4.1E+15
約 1.9E+14
約 3.3E+15
約 1.4E+12
約 4.6E+15
約 7.9E+13
約 3.2E+16
約 2.7E+13
約 6.3E+16
約 7.7E+13
約 1.9E+17
約 4.0E+13
約 1.1E+17
約 1.2E+13
約 3.1E+16
約 3.0E+12
約 5.1E+15
約 4.7E+12
約 1.5E+15
約 3.1E+11
約 6.3E+13
約 9.9E+09
約 1.1E+12
約 1.2E+02
約 4.8E+05
約 1.4E+01
約 5.6E+04
約 1.6E+00
約 6.4E+0379

表3 重大事故時における非常用ガス処理系フィルタの線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.9E+14
約 4.1E+14
約 1.1E+14
約 6.5E+13
約 9.4E+13
約 6.5E+13
約 6.1E+14
約 2.3E+15
約 4.9E+15
約 2.8E+15
約 6.2E+14
約 6.5E+13
約 3.8E+13
約 1.4E+12
約 3.9E+09
約 9.0E+03
約 1.0E+03
約 1.2E+0280

図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（1／7）

81図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（2／7）

82図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（3／7）

83図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（4／7）

84図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（5／7）

85図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（6／7）

86図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（7／7）

87添付資料９
原子炉建屋原子炉棟内の計装設備（伝送器）の遮蔽設計及び環境放射線について
1. 計装設備（伝送器）の遮蔽方式について
高線量配管からの直接線の影響を考慮する必要がある一部の伝送器については，伝送器を囲むように鉛の遮蔽材を取り付け，直接線を遮蔽する方式とする。また，伝送器の環境放射線については，遮蔽による放射線の減衰を考慮した値を設定する。伝送器の遮蔽方式，設定する環境放射線について表 1 に示す。
表1
遮蔽方式
伝送器の放射線耐性値
伝送器の環境放射線遮蔽設計による耐震評価への影響

伝送器の遮蔽方式，環境放射線伝送器囲い込み
12kGy（遮蔽及び線源からの距離を考慮，重大事故緩和設備の場合）
遮蔽材は計器の一部として取扱い，計器の耐震計算書で評価する。

2. 遮蔽が必要となる伝送器選定の考え方について遮蔽が必要となる伝送器選定の考え方を図 1 に示す。また，選定結果を表 2 に示す。

原子炉建屋原子炉棟の伝送器（対象：高線量配管がある地下 2 階～地上 4 階）

No

重大事故緩和設備か

遮蔽：不要
重大事故時に期待する設備でないた
め，高線量配管に対する考慮不要

Yes

遮蔽なし時の環境放射線が設計値を超過か

No
遮蔽：不要

Yes

下記方式の中から，適切な方式を選定し，遮蔽材を設置する。
１．スタンション式（図 2 に概念図を示す。
）
２．天井吊り式（図 3 に概念図を示す）
３．壁掛け式（図 4 に概念図を示す）
なお，遮蔽材の耐震性については，計器の耐震計算書において評価する。

図 1 遮蔽設置対象の伝送器選定フロー88

表 2 遮蔽設置対象の伝送器選定結果
遮蔽を
原子炉建屋原子炉棟の伝送器
重大事故
設置する
遮蔽方式
（対象：高線量配管がある地下 2 階～地上 4 階） 緩和設備
もの
原子炉圧力
○
－
－
原子炉圧力（ＳＡ）○－－
原子炉水位（広帯域）○－－
原子炉水位（燃料域）○－－
原子炉水位（ＳＡ広帯域）○○
スタンション式
原子炉水位（ＳＡ燃料域）○－－
高圧代替注水系系統流量○－－
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）○○
壁掛け式
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭
○
○
壁掛け式
帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
○
○
壁掛け式
○
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭
○
壁掛け式
帯域用）
○
代替循環冷却系原子炉注水流量○
壁掛け式（A 系＊）
原子炉隔離時冷却系系統流量－－－
高圧炉心スプレイ系系統流量－－－
残留熱除去系系統流量○－－
低圧炉心スプレイ系系統流量－－－
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ラ
○
－
－
イン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ
○
○
壁掛け式
イン用）
低圧代替注水系格納容器下部注水流量○○
壁掛け式
ドライウェル圧力○○
天井吊り式
サプレッション・チェンバ圧力
○
○
天井吊り式
サプレッション・プール水位
○
○
壁掛け式
○
壁掛け式
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量○（A 系＊）
非常用窒素供給系供給圧力－－－
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力－－－
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力－－－
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力－－－高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力－－－
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力－－－
残留熱除去系ポンプ吐出圧力○－－
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力－－－* B 系については，配置が異なるため，高線量配管からの直接線の影響を受けず、遮蔽は不要と
評価。

89

天井
計器
計器

床
図 3 天井吊り式概念図

図 2 スタンション式概念図

壁：遮蔽材：支持構造材

計器：建屋躯体

図 4 壁掛け式概念図90

添付資料１０

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内は，原則として一律 3Gy を設定するが，当該重大事
故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 3Gy を超える恐れのあるもの
は，以下に示すとおり個別に確認した値を環境放射線として設定する。
・放射線環境条件を設定する上で代表性のある事故シナリオを想定し，原子炉建屋の原子炉棟
外及びその他の建屋内における放射線源（格納容器圧力逃がし装置配管，中央制御室換気空
調系フィルタ等）の線量評価を行い，評価結果以上の線量を当該エリアにおける環境条件として設定する。
・また，放射線環境条件を設定する上で，放射線源と対象となる重大事故緩和設備との位置関係を考慮し，必要に応じて距離による放射線の減衰効果を考慮する。

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において，個別に放射線環境条件を設定するエリアの詳細な設定方法について，図 1～図 3 に示す。また，個別に放射線環境条件を設定するエリアを図 4 に示す。

91

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置の配管内表面への放射性物質の付着（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置の配管内表面へ付着した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。格納容器圧力逃がし装置配管の表面汚染密度は，希ガスを除く総放出量の 10％の放射性物質が，格納容器圧力逃がし装置配管長100m に均一付着するものとする。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の原子炉建屋付属棟内の評価
点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（配管内の表面汚染密度は，線源厚さを 1mm とする。）

鉄：7.8g／cm

３

×

10000
真空
３
0g／cm

面線源（真空）：0g／cm３

格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量：（約 32kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する）

原子炉建屋付属棟内における線源付近の環境条件に該当：（32kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（格納容器圧力逃がし装置配管）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
92

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生②格納容器圧力逃がし装置による大気への放射性物質の放出③中央制御室換気空調系フィルタへの放射性物質の蓄積（粒子状の放射性物質の大気への放出量は少ないことから，フィルタには線量に支配的な各種として放射性よう素が蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギ範囲ごとに線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）⑤中央制御室換気空調系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜中央制御室換気空調系フィルタ＞
３

線源（チャコールフィルタ）：0.38g／cm

×

×

×

＜平面図＞

＜断面図＞

評価点
×

（単位：mm）

中央制御室換気空調系フィルタ表面の線量（約 200Gy／7 日間）
1m の距離の線量（約 30Gy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（⑤での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の環境条件：（線源に近接した設備※１：200Gy／7 日間）（線源から 1m 以上距離のある設備※２：100Gy／7 日間）※1：中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット※2：使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置，中央制御室換気系空気調和器ファン，

図2 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

93

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置格納槽内への放射性物質の放出（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。また，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に希ガス以外の放射性物質が全量保持されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の格納容器圧力逃がし装置格
納槽内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（ベントフィルタ，ドレン配管，pH 配管（往復の 2 本を考慮）に加え，図 1 の④で算出した入口配管を線源とする。）＜ベントフィルタ＞

鉄：7.8g／cm３３線源（水）：1g／cm10000

×（単位：mm）＜ドレン配管＞＜pH 配管（往復 2 本）＞

鉄：7.8g／cm

３

鉄：7.8g／cm

３

３

10000

線源（水）
：1g／cm

10000

×

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）（単位：mm）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

格納容器圧力逃がし装置格納槽の環境条件に該当：（98kGy／7 日間）

図3 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
94

表1 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.1E+15
約 1.8E+15
約 4.3E+14
約 2.2E+14
約 7.4E+14
約 1.9E+14
約 3.1E+15
約 2.1E+16
約 4.7E+16
約 2.6E+16
約 6.2E+15
約 6.3E+14
約 4.1E+14
約 9.7E+12
約 8.3E+08
約 1.8E+03
約 2.1E+02
約 2.4E+01

表2 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 5.8E+13
約 9.5E+13
約 2.3E+13
約 1.2E+13
約 3.9E+13
約 1.0E+13
約 1.7E+14
約 1.1E+15
約 2.5E+15
約 1.4E+15
約 3.3E+14
約 3.4E+13
約 2.2E+13
約 5.1E+11
約 4.4E+07
約 9.8E+01
約 1.1E+01
約 1.3E+00

95

図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（1／5）

96図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（2／5）

97図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（3／5）

98図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（4／5）

99図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（5／5）

100添付資料１１
ほう酸水注入系の放射線環境条件設定
重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，ほう酸水注入系における環境放射線量の設定については，本設備の使用する状況を踏まえ，100 Gy を設定する。環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事
象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した場合に，発電用原子炉を未臨界にする手段として，ほう酸水注入系を起動することにしているが，本操作は炉心損傷前の環境条件で期待する操作であり，以下に示す炉心の著しい損傷が発生した場合の手順における環境条件に包絡できる。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合に，ほう酸水注入系を起動させる重大事故等時の手順としては，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために，炉心損傷後の原子炉注水時にほう酸水注入系を起動する手順がある。ただし，本操作はほう酸水注入系が使用可能な場合の操作に限定されており，さらに，炉心損傷後に原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下するまでは数時間程度と考えられ，その間の積算放射線量は 100 Gy を下回る※。
※ 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線環境条件により評価した放射線量率及び積算放射能量の経時変化を下図に示す。

図

重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線量率及び積算放射能量の経時変化

101添付資料１２
使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」時に使用する設備のうち，使用済燃料プール監視カメラについては，本設備の使用する状況を踏まえ，1.7 Gy を設定する。当該重大事故等対処設備の環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 「許可申請書十号」ハ．にて評価した重大事故等において，使用済燃料プール監視カメラによる監視に期待する「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」では，事故時に使用済燃料プールへの注水等の対応を行うことにより，使用済燃料プールの水位は必要な遮蔽（10mSv／h）を確保できる水位より高く維持可能であることを確認している。
・ 上記を踏まえ，使用済燃料プール監視カメラの環境放射線については，使用済燃料プール水の遮蔽を期待して 1.7Gy を設定する。
10（mSv／h）×168（h／7 日間）≒1.7（Sv／7 日間）＝1.7（Gy／7 日間）
・ 環境放射線の設定値（1.7Gy／7 日間）に対して，使用済燃料プール監視カメラの設計値（350Gy／7 日間）が上回ることから，設備の健全性は確保される。
なお，大量の水の漏えいその他要因により使用済燃料貯蔵プールの水位が異常に低下する事象においては，使用済燃料プールの水位及び温度による監視を継続し，水位監視を主としながら必要に応じて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料貯蔵プールの状態を監視する。
これらの想定に基づいた使用済燃料プールの監視装置の設計については，V-1-3-1「使用済燃料
貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する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」に係る補足説明資料に示す。

102