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INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

原子力防災用放出放射能量迅速予測技術の開発―BWR プラントの放出放射能量比較計算―
Development of a Rapid Prediction Technique for theRadioactivity Release Rate in Nuclear Emergency Preparedness―Comparison Calculation of Radioactivity Release for BWR Plants―
吉田至孝 (Yoshitaka Yoshida)＊

要約 わが国では，原子力災害が発生した時に放射性物質放出前または直後（早期）に防護措置を実施することが推奨されている．特に，緊急時に防護措置を準備する区域（UPZ）内で段階的な防護措置を行うためには，放射性物質の放出量と環境への影響を予測しておくことが重要である．しかしながら，東京電力福島第一原子力発電所事故では，公衆の防護を行う際に用いられる
緊急時対策支援システム（ERSS）および緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム（SPEEDI）が所期の目的を十分に果たすことができなかった．そこで，計算コードへの過度の依存を避けつつ，早期に公衆の防護措置範囲を予測するため，事態の進展によって放出される恐れがある放射性物質の量を，限られた情報を用いて迅速に予測（入力を含めて 3 分以内に計算を完了）する手法を開発し，代表的な PWR プラントへ適用してきた．本研究では，東電福島第一原
子力発電所事故を受け BWR プラントへ本手法を適用した結果，予測結果はシビアアクシデント
解析コード MAAP をベースとした事象進展予測システム（IPPS）による解析結果より概ね安全
側の放出量が得られることを確認した．
キーワード

原子力防災，公衆防護措置，放射性物質放出率，迅速予測，原子炉施設，使用済燃料貯蔵施
設，気体廃棄物処理施設

Abstract
When a nuclear disaster occurs in Japan, execution of public protection measures
are required before or immediately after (i.e. in the early stage of) radioactive material releases.
In particular, in order to carry out sequential protection measures in the urgent protective action
planning zone (UPZ), it is important to predict the released amounts of radioactive materials andtheir influence on the environment. However, in the Fukushima Dai-ich Nuclear Power Plant
accident, the emergency response support system (ERSS) and the system for prediction ofenvironmental emergency dose information (SPEEDI) which are used for public protection did
not enough achieve their function. Therefore, a quick prediction technique (the techniquecompleted the prediction calculation within 3 minutes, including data input time) was developed
using limited information about the amounts of radioactive materials that might be released during
accident progression in order to predict appropriate public protection measures at an early stage
and to avoid excessive dependence on a complex calculation code. It has been applied to typical
PWR plants. Now, in this paper, we extended application of this technique to BWR plants, andwe verified that the prediction results of the released total amount of radioactive materials were
almost greater than the analysis result using the Incident Progress Prediction System based on thesevere accident analysis code MAAP.
Keywords

nuclear emergency preparedness, emergency protective action, radioactivity release rate,
rapid prediction, nuclear reactor facility, spent fuel storage facility, radioactive gas waste
processing facility＊1(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

1.

はじめに

225

平成 23 年 3 月 11 日に発生した東電福島事故を受けて，INSS では事故直後に IPPS と R-Cubic を用いて，公衆防護措置に関する判断基準は，旧原子力安全委

当時の限られた情報に基づき推定を実施した．その結員会が定めた原子力防災指針 (1) があったが，東電福果，R-Cubic による予測結果は，国が実施した事故

島事故を受けて平成 24 年 9 月に発足した原子力規制後のモニタリング等による放出量の推定結果と良い一

庁は公衆防護措置の概念を大きく見直した原子力災害

致(11),(12)を示した．

対策指針 (2) を制定して，緊急時活動レベル（EAL）

本研究は，このような成果を踏まえ，PWR プランと運用上の介入レベル（OIL）の考え方に基づき，予トで実施した予測性能評価と同様の手法を用いて，防的措置を準備する区域（PAZ），緊急時防護措置を

BWR プラントに対する R-Cubic の予測性能を比較準備する区域（UPZ），プルーム通過時の被ばくを避し，詳細な解析よりも安全側に予測することが可能かけるための防護措置を実施する地域（PPA）に分けどうかを確認したものである．

て原子力災害対策の重点区域を定めている．PAZ は
全面緊急事態となった場合に数時間以内に避難が開始

2.

予測手法

2.1

予測技術の概要

され，UPZ 内では屋内退避が行われる．その後のソースターム情報や汚染範囲の特定など緊急時モニタリングを行って，OIL の基準を超過した場合に防護措置が追加されるとしている．

放射性物質放出量の計算は，図 1 に示すように①原

東京電力福島第一原子力発電所事故（以下，東電福

子炉内の運転に伴う放射性物質の生成・壊変，②原子島事故という）では，公衆の防護を行う際に用いられ

燃料損傷に伴う放射性物質の放出，③放射性物質除去

る緊急時対策支援システム(3)（ERSS）および緊急時

効果，④環境への放出の順に行う．

迅 速 放 射 能 影 響 予 測 ネ ッ ト ワ ー ク シ ス テ ム (4)放射性物質放出量の計算過程は，複雑な計算コード（SPEEDI）が所期の目的を十分に果たすことができによってブラックボックス化されると，意思決定の際なかった．しかしながら，わが国では，原子力災害がに得られた結果の妥当性が判断できない．この点につ発生した時に放射性物質放出前または直後（早期）にいては，国の安全研究ニーズでも計算コードへの過度防護措置を実施することが推奨されており，UPZ やの依存を避けることが求められている．そこで，単純PPA に対して段階的防護措置を行う際に，放射性物
質放出量の予測（ソースターム情報）と環境への影響
予測は重要な役割を持つことに変わりはない．
そこで原子力安全システム研究所（INSS）では，早期に公衆の防護措置範囲を予測するため，事態の進展によって放出される恐れがある放射性物質の量を，計算コードへの過度の依存を避けつつ，限られた情報を用いて，迅速に予測する手法（R-Cubic*）を開発
し，PWR プラントへ適用(5)してきた．さらに，原子力災害時の事業者の取り組みを支援するため，事象進
展予測システム（Incident Progress Prediction System：IPPS）を開発・整備 (6),(7) し，①事態の今後の進展，②抑制／緩和措置を実施した場合の効果，③防災要員の被ばく線量，④環境への影響などの予測研究を実施している．IPPS は，毎年実施されている原子力防災訓練に参加して予測手法を改良している．また，訓練シナリオの解析結果は，既に 20 回を超える訓練で採用され，一部は公開されている(8)-(10)．
＊図1

放射性物質放出量の計算手順

R-Cubic: Radioactive release, Radiation dose and Radiological protection area prediction system (R3)

226

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17な時間相関式によりモデル化し，計算過程を出力する

特定核種の壊変は，崩壊チェーンから個別に追跡を行ことによって，手計算や表計算ソフトウェアで簡単にう．

再現できるよう工夫した．

2.2

2.3

放射性物質の生成・壊変

原子燃料損傷に伴う放射性物質放出
モデル

原子力災害では，放射性物質の主たる放出源は原子

原子燃料内の放射性物質は，原子燃料が損傷または燃料である．照射済の原子燃料には，ウランやプルト

溶融する事故によって原子炉冷却系統や原子炉格納容

ニウムに加え，核分裂反応により生成される核分裂生

器内に放出される．原子燃料内からの放出挙動はアレ

成物などの放射性物質が含まれる．原子力災害時は放ニウス型の放出方程式や結晶粒界の拡散方程式を解く

射性物質の放出が公衆に大きな影響を与えるため，炉方法などによりモデル化されており，米国では許認可

心構成に基づき，原子炉の運転に伴う放射性物質の蓄に利用できるよう被覆管破損，炉心損傷，原子炉容器

積とその後の壊変を評価する必要がある．そこで，破損の各段階における原子燃料からの放射性物質の放ORIGEN2 コード (13) と JENDL3.3 (14) に基づく核デー出割合が定められた更新ソースタームが公開さている

タセットを用いて，炉心蓄積放射能量の 99％を占め(15)．そこで，米国の更新ソースタームの考え方を時る 151 核種のデータベースを作成した．これを表 1 に間相関式に変換し，被覆管破損，炉心損傷の何れかを示す．沸騰水型軽水炉（BWR）の平衡炉心 4 種類を検知することにより，放出割合を特定した．米国更新

対象に定期検査後の 1ヶ月単位の運転期間毎に 3 年

ソースタームでは放射性物質は 8 種類に分類されてお間，使用済燃料集合体については取出し後 30 年間のり，151 核種との対応関係を表 1 のとおり定めた．

壊変を評価したものである．なお，気体廃棄物などの

表1
ᨺᑕᛶ
≀㉁
䜾䝹䞊䝥

᰾✀

ᨺᑕᛶ
≀㉁
䜾䝹䞊䝥

ᕼ䜺䝇
83m

131m

85

133

Kr
Kr
85m
Kr
87
Kr
88
Kr
89
Kr
90
Kr

Xe
Xe
133m
Xe
135
Xe
135m
Xe
137
Xe
138
Xe
139
Xe

䝝䝻䝀䞁
129

I
I
131
I
132
I
133
I
134
I
134m
I
135
I
136
I
136m
I
130

䝜䞊䝤䝹䝯䝍䝹
51

Cr
Mn
56
Mn
59
Fe
58
Co
60
Co
65
Zn
99
Mo
101
Mo
99m
Tc
101
Tc
54

᰾✀

評価対象核種と放射性物質グループの分類

103

Ru
Ru
106
Ru
103m
Rh
105
Rh
105m
Rh
106
Rh
109
Pd
109m
Ag
111m
Ag
112m
Ag
105

83

Br
Br
84m
Br
85
Br
86
Br
87
Br
84

䜰䝹䜹䝸
㔠ᒓ
86

125m

87

127

Rb
Rb
88
Rb
89
Rb
90
Rb
134
Cs
136
Cs
137
Cs
138
Cs
139
Cs

Te
Te
127m
Te
129
Te
129m
Te
131
Te
131m
Te
132
Te
133
Te
133m
Te

䝷䞁䝍䝜䜲䝗⣔
90

Y
Y
91m
Y
92
Y
93
Y
94
Y
93
Zr
95
Zr
97
Zr
95
Nb
95m
Nb
91

97

Nb
Nb
98
Nb
140
La
141
La
142
La
142
Pr
143
Pr
144
Pr
145
Pr
146
Pr

97m

147

Pr
Nd
149
Nd
151
Nd
147
Pm
148
Pm
148m
Pm
149
Pm
151
Pm
151
Sm
153
Sm
147

䝞䝸䜴䝮
䝇䝖䝻䞁
䝏䜴䝮

䝔䝹䝹
134

Te
Sn
124
Sb
127
Sb
128
Sb
128m
Sb
129
Sb
130m
Sb
131
Sb
128

89

Sr
Sr
91
Sr
92
Sr
137m
Ba
139
Ba
140
Ba
90

䝉䝸䜴䝮⣔
156

141

155

143

Sm
Eu
156
Eu
157
Eu
241
Am
242
Cm
244
Cm

Ce
Ce
144
Ce
146
Ce
230
U
231
U
232
U
233
U
234
U
235
U
236
U

237

U
U
239
U
240
U
238
Np
239
Np
238
Pu
239
Pu
240
Pu
241
Pu
243
Pu
238

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

2.4 放射性物質除去効果

227

管の破損は，原子炉水位が燃料有効長頂部（TAF）
到達後発生することから，図 3 に示すように非常用炉

原子炉冷却系統や原子炉格納容器内に移行した放射

心冷却装置（ECCS）の停止から燃料被覆管破損まで性物質は，ガス状またはエアロゾル状の形態で浮遊の時刻と ECCS 停止から原子炉水位が TAF 未満とな

し，格納容器スプレイ設備などの放射性物質除去設備

った時刻に強い相関関係があり，これを利用して燃料や重力沈降，拡散泳動，熱泳動，溶解，沈殿などによ被覆管が破損したことを検知することが可能である．

って壁面や水中に移行する．また，沈着，溶解した放加えて，炉心が露出する時刻は，炉心冷却機能の全喪

射性物質は蒸発や化学反応などによって再度浮遊する

失時刻から安全側の推定を可能としている．⑤は異常場合がある．これらの挙動は，圧力，温度，密度，流漏洩が観測された直後であればその時刻を，観測され量などに依存して変化する．このような挙動をマクロる前であれば，事態の進展から安全側に推定する．例に捉え，シビアアクシデント解析コード MAAP を用

えば，原子炉格納容器からの漏洩であれば，異常事態

いて確率論的リスク評価（PRA）で用いられる事故の発生時刻における原子炉格納容器圧力を 0.1kPa とシーケンスを対象にして，原子炉格納容器内に保持し仮定するか，観測された時刻の原子炉格納容器圧力をたときおよび格納容器スプレイなどの放射性物質除去用いてシビアアクシデント解析コード MAAP から作設備を作動させたときの粒子状物質の除去効果を解析

成した時間依存方程式を用いて，格納容器最高使用圧

し，得られた結果を時間依存方程式に変換した．

力超過時刻を推定する．格納容器最高使用圧力超過前は設計漏洩率を適用し，超過後は異常漏洩率を適用す

2.5 環境への放出

る．⑥は，漏洩経路が特定されている場合を除き，設計で考慮された漏洩経路を用いる．⑦は，不確定であ

原子燃料の損傷によって格納容器内に放出された放り，本研究では原子力防災の段階的実施および防護の

射性物質は，放射性物質閉じ込め機能の異常な漏洩に正当化と最適化の考え方に基づき，次の防護措置の見よって環境に放出される．その際，放出高さ，放射性直しが実施されるまでの間放出が継続されると仮定し物質除去フィルタの有無，漏洩率（漏洩面積），漏洩て設定する．⑧は，異常漏洩が始まるまでは設計漏洩

継続時間を特定することによって，環境に漏洩した放率を用い，異常漏洩が始まった場合は，設計漏洩率の

射性物質の割合を評価する．放出高さは，排気筒など

倍率（漏洩率，漏洩面積または漏洩口径でも可）によ

高所からの放出と地上など低所からの放出を区分しり指定する．異常漏洩の漏洩率は不確定であるため，た．格納容器ベントはスクラビングベントとフィルタ100％/日または設計漏洩率の 10 倍や 100 倍などの異ベントの両方を考慮できるようにした．

常漏洩率が用いられることを前提としている．

2.6 予測に必要な情報と同定方法

られた基準に基づき，異常事態の発生，原子炉の停止，炉心冷却機能の喪失等の発生時刻と，安全設備の作動状況や通報時点における 2〜3 のパラメータと気象観測値などが FAX や電話などを用いて伝達される．R-Cubic では時刻情報に基づき時間依存方程式を解くため，①異常事態の発生時刻，②原子炉の停止
時刻，③原子燃料の損傷（ECCS 停止，燃料被覆管の破損または炉心損傷の何れか）の時刻，④粒子状物質

ECCS೵Ṇ䡚⿕そ⟶◚ᦆ(ศ䠅

原子力災害時は，原子力災害対策特別措置法に定め

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02

1.E+01
1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05
ECCS೵Ṇ䡚ཎᏊ⅔Ỉ఩TAF䠄ศ䠅

除去設備の作動時刻と停止時刻，⑤異常漏洩の開始時
刻，⑥漏洩経路，⑦漏洩継続時間，⑧漏洩率の情報を得ることにより予測を行うことができる．このうち③は直接観測されるものではないため，他の観測パラメータから類推する必要がある．本研究では，燃料被覆

ABWR
BWR4
BWR5

図2

燃料被覆管破損と原子炉水位 TAF の相関

228

3.

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

操作方法

は，事故発生時刻における格納容器圧力を 0.1kPa と仮定しており，通報連絡情報に格納容器圧力の観測値

3.1

評価対象事象の種類が含まれている場合は，その時刻と値を入力する．次に計算の実行画面（図 6）が表示されるので，計算時評価対象事象は，原子炉施設内における原子炉事
故，使用済燃料貯蔵施設事故，気体廃棄物処理設備の間を指定する．計算時間は，原子炉停止時刻を起点として計算終了までの時間を表している．

事故である．原子炉事故は炉心単位で，使用済燃料貯以上の入力画面において，最低限必要な情報は，①

蔵施設事故は原子燃料集合体単位で，気体廃棄物処理

原子炉停止時刻，②事故発生時刻，③炉心状態を示す

設備は貯蔵タンク単位で放射性物質を扱う．原子炉事

時刻（炉心冷却機能全喪失，炉心露出，炉心損傷の何

故は，原子炉格納容器からの漏洩事象と原子炉格納容

れかの時刻），④事故のタイプ（格納容器漏洩，主蒸器をバイパスする残留熱除去系からの漏洩ならびに主気管破断，格納容器外冷却材漏洩の何れかを特定），

蒸気管破断に分類している．使用済燃料貯蔵施設事故
は，使用済燃料プール事故とドライキャスク事故を扱
う．

3.2

操作手順

BWR の原子炉事故の操作手順を示す．最初に予測対象となる発電所ユニットを選択すると，図 3 に示す
メニュー画面が表示される．そこで，「原子炉施設事故」を選択し，次の画面で「解析」を選択する．図 4の事故状態に関する入力画面が表示されるので，定期検査後の運転期間，原子炉停止時刻，事故発生時刻，
炉心状態，事故のタイプを入力または選択する．炉心状態は，炉心冷却機能が正常である場合を除き，炉心冷却機能全喪失時刻，炉心露出時刻，炉心損傷時刻の何れか 1 つを指定して入力する．事故のタイプは，格納容器漏洩，主蒸気管破断，格納容器外冷却材漏洩の何れかを通報連絡内容から特定する．

図3

格納容器漏洩を選択した場合は，次に図 5 の解析条

メニュー画面

件の入力画面が表示される．ここでは，緩和設備の作
動条件，格納容器漏洩時の放出経路と最高使用圧力超過前後の放出率，原子炉格納容器圧力と観測時刻を入力する．緩和設備の作動／停止情報が入手できない場
合は，全て停止と仮定する．放出経路はフィルタを通し非常用ガス処理系または主排気筒から適切な経路と格納容器フィルタベント装置の有無を選択する．格納容器漏洩率は，最高使用圧力以下のとき，格納容器隔離に失敗した場合は失敗した系統の口径を使用するが，それ以外は設計漏洩率を使用する．最高使用圧力超過のとき，設計漏洩率の倍率（漏洩率，漏洩面積または漏洩口径でも可）を指定する．その際，最高使用
圧力超過時期が別の予測システムなどで把握できている場合は時刻を直接指定し，そうでない場合は「現状から推定」とする．
「現状から推定」を選択した場合

図4

事故状態に関する入力画面

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17⑤最高使用圧力を超過した場合の漏洩率，⑥計算時間

229分以内に得られる．

であり，通報連絡によって得なければならないものは①から④までである．

図5

解析条件の入力（BWR）画面

図7

図6

解析結果、表示ファイルの選択画面

計算の実行画面

3.3 結果の出力計算を実行すると，図 7 に示す解析結果，表示ファ

図8

イル選択画面が表示され，環境への放射性物質放出量

解析結果表示画面

および放出率，系内放射能量，炉心に蓄積された放射能量と原子炉冷却材放射能量の時間変化，入力データ

4.

予測結果の妥当性検証

および計算過程の情報出力が選択できる．環境への放
射性物質放出率を選択すると，図 8 のグラフが表示さ本研究で開発した手法を用いた放射性物質放出量のれる．希ガスとヨウ素の等価換算値以外に核種別のグ予測結果は，IPPS を用いた詳細解析結果の放射性物

ラフとデジタル値の表示に切替できる．

質放出量ならびに，原子炉設置許可申請書の設計基準

放射性物質放出率の情報は，後続の広域大気拡散計
算に引き継がれ，公衆防護措置範囲の予測結果が 10

事象の放射性物質放出量と比較した．

230

4.1

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

IPPS 詳細解析結果との比較手法で予測した放射性物質放出量ならびに放出率と比較した．対象プラントは代表的な ABWR，BWR4，

4.1.1

比較条件

BWR5 とした．比較対象は，公衆の防護措置に大きな影響を与える希ガス（0.5MeV 等価換算値）およびIPPS により，表 2 に示す BWR プラントの PRA でヨウ素（131 等価換算値）とした．予測タイミング用いられる代表的シナリオに格納容器スプレイと格納は，原子力災害対策特別措置法 15 条該当事象となる

容器ベントを加えた 25 ケースについて，格納容器か

炉心冷却機能全喪失が発生した時点，炉心損傷防止のらの漏洩率を①設計漏洩率相当の面積，②設計漏洩率

アクシデントマネジメントを開始する炉心露出を検知の 10 倍の面積，③設計漏洩率の 100 倍の面積を用いした時点，格納容器防護のアクシデントマネジメントて環境への放射性物質放出量を解析し，解析結果からを開始する炉心損傷を検知した時点の 3 つとし，合計得られた原子炉停止時刻，炉心冷却機能全喪失時刻，

369 ケースを比較した．それぞれの予測タイミングに

原子炉水位 TAF 到達時刻，炉心損傷時刻，安全設備

おいて予測に使用した IPPS 解析結果のデータ項目をの作動／停止時刻，格納容器圧力等を用いて本研究の表 3 に示す．

表 2 IPPS 詳細解析結果との比較対象シナリオ
シナリオ

基本

格納容器
スプレイ

格納容器
ベント

1
2
3
4

事象分
類記号
AE
S1E
S2E
TQUV

大破断 LOCA ＋注水失敗
中破断 LOCA ＋注水失敗
小破断 LOCA ＋注水失敗
過渡事象＋高圧注水減圧失敗

●
●
●
●

○
○
○
○

○
○
○
○

5
6
7
8
9
10

TQUX
TW
TB
TBU
TC
V

過渡事象＋高低圧注水失敗
過渡事象＋崩壊熱除去失敗
全交流電源喪失
全交流電源喪失（短期）
未臨界確保失敗
余熱除去系 LOCA

●
○
●
●
●
○

○
○
○
○
○

○

●：設計漏洩の 1 倍，10 倍，100 倍表3○○：設計漏洩の 1 倍のみ
LOCA:原子炉冷却材喪失

IPPS 解析結果を使用したデータ項目

事故発生時刻原子炉停止時刻
炉心冷却機能全喪失時刻
炉心露出検知時刻
炉心損傷検知時刻
非常用炉心冷却系
作動・停止時刻
格納容器スプレイ
作動・停止時刻
原子炉格納容器圧力(炉心露出検知時)
格納容器最高使用
圧力超過予測時刻

炉心冷却
機能
全喪失
○
○

炉心
露出
検知
○
○

炉心
損傷
検知
○
○

○

4.1.2 個別事象の比較例
ABWR プラントの大破断原子炉冷却材喪失事故時
注水失敗（AE）の比較結果について詳細を以下に示す．表 3 に示した予測解析に用いる IPPS 解析結果の主要事象の発生時刻を表 4 に示す．

○

プラントは，図 9〜11 に示すように事故発生直後に○大量の原子炉冷却材が格納容器ドライウェル内に放出

○

○

○

○

○

○

され，原子炉圧力が低下するとともに，格納容器ドラ
イウェル圧力が上昇する．非常用炉心冷却装置の作動に失敗して炉心が露出し，炉心溶融に至る．格納容器
ドライウェルおよびウェットウェルの圧力が上昇する○とともに，格納容器ドライウェル温度が上昇する．格
納容器最高使用圧力超過時は，格納容器の漏洩率を①○○：使用

設計漏洩率相当の面積のまま維持，②設計漏洩率の10 倍の面積に変更，③設計漏洩率の 100 倍の面積に

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

炉心冷却機能全喪失

0秒
0秒

炉心露出
炉心損傷

7秒
31 分

原子炉容器破損

5.1 時間
5.1 時間143.5kPa

8

7

6

6

4

5

2

4

0

3
2

-2

1

-4

0

-6
-1

0

図9

1

2 3 4 5⤒㐣᫬㛫 (h)

6

7

ᗘ

400

300

300
200
200
100

100

0
0

1

2 3 4 5⤒㐣᫬㛫䠄h䠅6

7

格納容器ウェットウェル圧力(AE)1.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+066

7

格納容器ドライウェル圧力(AE)変更した 3 ケースを解析した．
放射性物質放出率の比較結果は，格納容器最高使用
圧力超過後の漏洩率の違い毎に，設計漏洩率のケースを図 12 に，設計漏洩率の 10 倍のケースを図 13 に，設計漏洩率の 100 倍のケースを図 14 に示す．これら

1

図 12

ガスはほぼ同等，ヨウ素は大きく安全側の放出率とな

345⤒㐣᫬㛫(h)67放射性物質放出率の比較(AE)(設計漏洩率)

1.E+18⥺✀ࡢព࿡ࡣᅗ 12 ࡟ྠࡌ

1.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06
1.E+040の図から，3 つの予測タイミングにおける 3 種類の漏洩率の予測結果は，IPPS 詳細解析結果より何れも希2ᕼ࢞ࢫ         ࣚ࢘⣲㻵㻼㻼㻿ヲ⣽ゎᯒ㻵㻼㻼㻿ヲ⣽ゎᯒ
⅔ᚰ෭༷ᶵ⬟඲႙ኻ
⅔ᚰ෭༷ᶵ⬟඲႙ኻ
⅔ᚰ㟢ฟ᳨▱
⅔ᚰ㟢ฟ᳨▱
⅔ᚰᦆയ᳨▱
⅔ᚰᦆയ᳨▱

0

図 10

100

100

-1

ᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ⋡(Bq/h)0
2 3 4 5⤒㐣᫬㛫 䠄h䠅

200
200

0

400

1

300

0

原子炉圧力および原子炉水位(AE)0300

1.E+04

500

-1

400

図 11

ཎᏊ⅔Ỉ఩(m)TAF=0(m)8䝗䝷䜲䜴䜵䝹Ẽ┦㒊䠄䉝䠅ཎᏊ⅔ᅽຊ(MPag)

格納容器最高使用圧力超過
格納容器圧力（炉心損傷時）400䜴䜵䝑䝖䜴䜵䝹Ẽ┦㒊 ᗘ䠄䉝䠅

原子炉自動停止䜴䜵䝑䝖䜴䜵䝹ᅽຊ䠄kPag䠅

事故発生からの経過時間

主要事象

䝗䝷䜲䜴䜵䝹ᅽຊ䠄kPag䠅

500

主要事象の発生時刻（AE)ᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ⋡(Bq/h)

表4

231

図 13

1

2

3
4
5
⤒㐣᫬㛫(h)放射性物質放出率の比較(AE)(設計漏洩率× 10 倍)

6

7

232

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17っていることがわかる．

これらの図より，3 つの予測タイミングにおける 3

次に，放射性物質放出量の比較結果を図 15 および
図 16 に示す．

より安全側の放出量となっていることがわかる．

1.E+18ᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ⋡(Bq/h)

種類の漏洩率の予測結果は，全て IPPS 詳細解析結果

4.1.3 全ケースの比較結果

1.E+16
1.E+14

ABWR，BWR4，BWR5 プラントの 369 ケースに1.E+12ついて，希ガスとヨウ素の放射性物質放出量を比較し1.E+10

た．比較は，4.1.2 に示した方法で実施した．希ガス

1.E+08の放射性物質放出量の比較結果を図 17 に，ヨウ素の1.E+06

比較結果を図 18 に示す．横軸は IPPS 詳細解析結果⥺✀ࡢព࿡ࡣᅗ 12 ࡟ྠࡌの放射性物質放出量，縦軸は予測結果の放射性物質放1.E+04
0

1

2

3

4

5

6

7

出量とし，対角線から左上が安全側の予測結果が得ら⤒㐣᫬㛫(h)放射性物質放出率の比較(AE)(設計漏洩率× 100 倍)

1.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10ணᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ㔞䠄 Bq)

1.E+20

1.E+081.E+06
タィ₃ὤ⋡

×10ಸ

×100ಸ

IPPSヲ⣽ゎᯒ⤖ᯝ

⅔ᚰ෭༷ᶵ⬟඲႙ኻ᫬

⅔ᚰ㟢ฟ᫬

⅔ᚰᦆയ᫬

図 15

㻝㻚㻱㻗㻞㻜
⤖ᯝ䛾ᨺฟᨺᑕ⬟㔞㼇㻮㼝㼉

図 14㻝㻚㻱㻗㻝㻤
㻝㻚㻱㻗㻝㻢
㻝㻚㻱㻗㻝㻠
㻝㻚㻱㻗㻝㻞
㻝㻚㻱㻗㻝㻜
㻝㻚㻱㻗㻝㻜 㻝㻚㻱㻗㻝㻞 㻝㻚㻱㻗㻝㻠 㻝㻚㻱㻗㻝㻢 㻝㻚㻱㻗㻝㻤 㻝㻚㻱㻗㻞㻜ヲ⣽ゎᯒ⤖ᯝ䛾ᨺฟᨺᑕ⬟㔞㼇㻮㼝㼉
図 17

希ガスの放射性物質放出量の比較(AE)㻝㻚㻱㻗㻞㻜
⤖ᯝ䛾ᨺฟᨺᑕ⬟㔞㼇㻮㼝㼉

1.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+08ணᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ㔞䠄 Bq)

1.E+20

1.E+06タィ₃ὤ⋡×10ಸ

㻝㻚㻱㻗㻝㻣

㻝㻚㻱㻗㻝㻠

㻝㻚㻱㻗㻝㻝

㻝㻚㻱㻗㻜㻤

×100ಸ

IPPSヲ⣽ゎᯒ⤖ᯝ

⅔ᚰ෭༷ᶵ⬟඲႙ኻ᫬

⅔ᚰ㟢ฟ᫬

⅔ᚰᦆയ᫬

図 16

希ガスの全ケースの比較結果

ヨウ素の放射性物質放出量の比較(AE)㻝㻚㻱㻗㻜㻡
㻝㻚㻱㻗㻜㻡 㻝㻚㻱㻗㻜㻤 㻝㻚㻱㻗㻝㻝 㻝㻚㻱㻗㻝㻠 㻝㻚㻱㻗㻝㻣 㻝㻚㻱㻗㻞㻜ヲ⣽ゎᯒ⤖ᯝ䛾ᨺฟᨺᑕ⬟㔞㼇㻮㼝㼉図 18

ヨウ素の全ケースの比較結果

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17233

1.E+16

れていることを示す．希ガスおよびヨウ素ともに，予測結果は，概ね IPSS 詳細解析結果より安全側の放出量が得られていることがわかる．さらに，公衆の防護
結果は詳細解析結果に近い値が得られる傾向を示している．ヨウ素の放出量は，炉心損傷時に逃がし安全弁を通してウェットウェルの圧力抑制プールに放出され1.E+14ண ⤖ᯝ䠄Bq)

措置が必要となる放出量（黄色のエリア）では，予測

1.E+12

1.E+10

る過渡事象について，R-Cubic が過大評価する傾向を示している．これは，炉心損傷時に必ず圧力抑制プ

ᕼ䜺䝇
䝶䜴⣲

1.E+081.E+08 1.E+10 1.E+12 1.E+14 1.E+16

ールを経由して放出される事象であるかどうかを事故
期間中に見極めることが極めて困難であり，ドライウ

タ⨨チྍ⏦ㄳ᭩グ㍕್䠄Bq)

ェル放出を前提としているためである．
図 19

4.2 設計基準事象との比較

燃料集合体の落下の放射性物質放出量4.2.2 原子炉冷却材喪失
設計基準事象のうち，代表的な APWR，BWR4，
BWR5 プラントの環境への放射性物質の異常な放出

原子炉の運転中に，原子炉冷却系が破損して原子炉事象である燃料集合体の落下，原子炉冷却材喪失，主冷却材が流出し，放射性物質がドライウェル内に放出

蒸気管破断を対象として，放射性物質放出量を設置許される事象である．原子炉格納容器からは設計漏洩率

可申請書記載値と比較した．放射性気体廃棄物処理施

で放射性物質が漏洩するものとして扱う．原子炉格納設の破損は，核種毎の放射性物質蓄積量が示されてい容器から漏洩する放射性物質は，フィルタを経由してないので比較から除外した．

排気筒に放出されるものとし，フィルタの除去効率は設置許可申請書記載値を用いた．予測に用いた原子炉

4.2.1

燃料集合体の落下

格納容器内に放出される放射性物質の量は，表 5 に示す値を使用した．図 20 に設置許可申請書記載値と予燃料集合体の落下は，原子炉の燃料交換時に，何らかの理由によって燃料集合体が水中で落下して破損

1.E+18

し，放射性物質が環境に放出される事象である．破損
1.E+15の 2.3 体，破損割合は 100％である．原子炉停止後の経過時間および排気筒フィルタのヨウ素除去効率は設
置許可申請書記載値と一致させ，炉心蓄積放射能量は
JENDL3.3 と ORIGEN2.2 を用いた 1/4 取替平衡炉心を仮定して算出した．図 19 に設置許可申請書記載値

ண ⤖ᯝ䠄 Bq)

する燃料集合体は，原子炉停止後所定時間経過したも1.E+12ᕼ䜺䝇-஦ᨾ
䝶䜴⣲-஦ᨾ
ᕼ䜺䝇-௬᝿஦ᨾ
䝶䜴⣲-௬᝿஦ᨾ
ᕼ䜺䝇-㔜኱஦ᨾ
䝶䜴⣲-㔜኱஦ᨾ

1.E+09
1.E+06と予測結果の放射性物質放出量の比較を示す．この図よりヨウ素放出量は，有機ヨウ素の取り扱いが異なるため設置許可申請書記載値の方が大きくなっているが，両者の傾向は良く一致している．

表5

1.E+03
1.E+03 1.E+06 1.E+09 1.E+12 1.E+15 1.E+18
タ⨨チྍ⏦ㄳ᭩グ㍕್䠄Bq)

図 20 原子炉冷却材喪失の放射性物質放出量予測に用いた原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量
事故
希ガス

設置許可
申請書

炉心内蔵量
に対する割合予測条件

希ガス放出割合に対応した
炉心露出後の ECCS 回復時間

ヨウ素

冷却材中
放射能のみ

重大事故
2%
1%

仮想事故
100%
50%

炉心健全

12 分

なし

234

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17

測結果の放射性物質放出量の比較を示す．この図よのあるウェットウェルに分かれており，炉心損傷時にり，希ガスの放出量は良く一致している．ヨウ素の放原子炉容器内からどちらに放射性物質が放出されるか

出量は，有機ヨウ素の取り扱いが異なり，自然沈着おによって，ヨウ素等の水溶性の放射性物質の放出量がよびスプレイによる放射性物質除去効果を現実的に見大きく異なる．過渡事象発生時に炉心損傷が進展して積もっているため，予測結果の方が 3 桁程度少ないがいる段階では，ドライウェルに直接放出される経路が両者の傾向は一致している．

形成される可能性が否定できないため，R-Cubic では安全側にドライウェル放出を仮定している．事故進

4.2.3

主蒸気管破断展中にこれを正確に見極めることは困難であるが，圧力抑制プールを経由して放出されていると判断された

原子炉の運転中に主蒸気管が破断し，原子炉建屋を場合は，圧力抑制プールによる除去効果を考慮するこ

通じて放射性物質が環境に放出される事象である．原

とにより，予測精度を向上させることが可能と考えら

子炉冷却材中の放射能濃度，追加放出量および主蒸気れる．

隔離弁閉止までの漏洩量は，設置許可申請書に記載さ今後，災害発生時に確実に圧力抑制プールを経由しれた値を用いた．設置許可申請書では，主蒸気隔離弁て環境に放出されるかどうか見極める手法開発が必要

閉止前後で追加放出量および閉止後の漏洩率の取り扱である．

いが異なっているが，予測計算では冷却材に追加放出された放射性物質の量は隔離前後で連続性を維持（設

6.

まとめ

置許可申請書は不連続減少）し，主蒸気隔離弁閉止後の漏洩率は仮想事故で用いられている 120％／日（設計算コードへの過度の依存を避けつつ，早期に公衆置許可申請書の事故は 30％／日となっている）一定

防護措置範囲を予測するため，事態の進展によって放とした．図 21 に設置許可申請書記載値と予測結果の出される可能性のある放射性物質の量を，通報連絡等

放射性物質放出量の比較を示す．この図より，希ガス

による限られた情報を用いて迅速に予測する手法の放出量は，前述の理由により R-Cubic の方が 1 桁（R-Cubic）を開発し，代表的な PWR プラントに適大きな値となっているが，ヨウ素の放出量は，設置許用してきた．東京電力福島第一原子力発電所事故を受可申請書記載値の有機ヨウ素の取り扱いが保守的であけて，BWR プラントの予測技術へのニーズが高まっり，R-Cubic の放出量が小さくなっている．

た こ と か ら，本 手 法 を BWR プ ラ ン ト に 適 用 し，
R-Cubic の放出放射能量予測結果とシビアアクシデ

1.E+16

ண⤖ᯝ䠄Bq)

1.E+14

ント解析コード MAAP ベースとした事象進展予測シᕼ䜺䝇-஦ᨾ
䝶䜴⣲-஦ᨾ
ᕼ䜺䝇-௬᝿஦ᨾ
䝶䜴⣲-௬᝿஦ᨾ

ステム（IPPS）による詳細解析結果および設置許可
申請書記載値と比較した．本研究で得られた成果を以下に示す．
（１）BWR プラントの放射性物質の放出量を解くた

1.E+12め の 時 間 依 存 方 程 式 を 作 成 し，代 表 的 な
ABWR，BWR4，BWR5 プラントのシビアアク

1.E+10

シデント事故シーケンスを予測した結果，格納

1.E+081.E+08 1.E+10 1.E+12 1.E+14 1.E+16
タ⨨チྍ⏦ㄳ᭩グ㍕್䠄Bq)

容器内事象，主蒸気管破断，格納容器バイパス
事象を識別するだけで，IPPS の計算結果と比べて概ね安全側の予測が得られることが確認でき
た．

図 21

主蒸気管破断の放射性物質放出量（２）BWR プラントの放射性物質放出量の予測結果
は，設置許可申請書に記載された設計基準事象と比較して，傾向が一致している．

5.

今後の課題

（３）BWR の格納容器はドライウェルと圧力抑制プールのあるウェットウェルに分かれており，炉BWR の格納容器はドライウェルと圧力抑制プール

心損傷時に原子炉容器内からどちらに放射性物

INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17質が放出されるかによって，ヨウ素等の水溶性

235(2012).

の放射性物質の放出量が大きく異なる．災害発（10）川崎郁夫，吉田至孝他，“平成 23 年度福井県原生時に確実に圧力抑制プールを経由して環境に子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解放出されるかどうか見極める手法開発が必要で析”，INSS Journal, Vol. 19, pp. 283-290, (2012).

ある．

（11）吉田至孝，“福島第一原子力発電所事故の推定解析”，日 本 原 子 力 学 会 2011 秋 の 大 会，L12，

謝辞(2011).
（12）吉田至孝，“福島第一原子力発電所事故の推定解

本研究は，原子力安全システム研究所と日本エヌ・析”，INSS Journal, Vol. 19, pp 249-270, (2012).

ユー・エス(株)の共同開発のうち，関西電力(株)の委（13）S. B. Ludwig, A. G. Coff, Revision to ORIGEN2

託を受けて原子力安全システム研究所が実施したもの

Version 2.2, CCC-371/ORIGEN2.2, (2002).

である．手法の検証にあたり，原子力安全システム研（14）K. Shibata, T. Kawano, T. Nakagawa, et al.,

究所佐野直樹氏には比較計算の協力をいただきまし“Japanese Evaluated Nuclear Data Library

た．ここに記して謝意を表します．

Version3 Revision-3: JENDL3. 3”, J. Nucl. Sci.
Technol. 39 [115], (2002).

文献（15）L. Soffer, S. B. Burson, et al., Accident Source
Terms for Light-Water Nuclear Power Plants,（１）原子力安全委員会，“原子力施設等の防災対策に
つ い て”，http: //www. nsr. go. jp/archive/nsc/
shinsashishin/pdf/history/59-15.pdf, (2010).
（２）原 子 力 規 制 委 員 会，“原 子 力 災 害 対 策 指 針”，
http: //www. nsr. go. jp/activity/bousai/data /130227_saitaishishin.pdf, (2013).
（３）防災支援部,“緊急時対策支援システム（ERSS）”,
原子力安全基盤機構，http://bousai.jnes.go.jp/
system/erss-1.htm, (2013).
（４）原子力規制委員会,“SPEEDI”，環境防災 N ネット，http: //www. bousai. ne. jp/vis/torikumi/index0301.html, (2013).
（５）吉田至孝，“原子力防災用放出放射能量迅速予測
技 術 の 開 発”，INSS Journal, Vol. 14, pp. 346-360,(2008).
（６）吉田至孝，“原子力防災対応支援技術の開発・整備”，INSS 第 12 回 報 告 会 予 稿 集，pp. 24-34，(2006).
（７）吉田至孝，“原子力防災の研究課題と原子力安全システム研究所の取り組み”，原子力 eye7 月号，(2007).
（８）建部恭成，南則敏，吉田至孝，“平成 21 年度福
井県原子力防災総合訓練のプラント事象進展シ
ナリオ解析”，INSS Journal, Vol. 17, pp. 308-316,(2010).
（９）米本幸弘，川崎郁夫他，“平成 23 年度関西電力
原子力総合防災訓練のプラント事象進展シナリ
オ 解 析”，INSS Journal, Vol. 19, pp. 291-296,

NUREG-1465, (1995).