東海第二発電所 審査資料
資料番号
PD-C-1 改 46
提出年月日
平成 29 年 8 月 8 日

東海第二発電所

設計基準対象施設について

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

4条

地震による損傷の防止

5条

津波による損傷の防止

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（その他外部事象）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻）6条

外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（火山）7条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

8条

火災による損傷の防止

9条

溢水による損傷の防止等

10 条

誤操作の防止11 条

安全避難通路等

12 条

安全施設（静的機器の単一故障）

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

23 条

計測制御系統施設（第 16 条に含む）

24 条

安全保護回路26 条

原子炉制御室等

31 条

監視設備

33 条

保安電源設備34 条

緊急時対策所

35 条

通信連絡設備
目次-1

東海第二発電所

中央制御室等について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1

第 26 条

1.

2.

3.

原子炉制御室等

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

外の状況を把握する設備

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

2

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。

また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-13

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

発電用原子炉施設に発電用原子炉施設には、原子 変更なし

は、次に掲げるところに

炉制 御室 を施 設し な けれ ばな

より、原子炉制御室（安全らない。

施設に属するものに限 ２

備考

原子炉制御室には、反応度制る。以下この条において

御系 統及 び原 子炉 停 止系 統に同じ。）を設けなければな

係る設備を操作する装置、非常らない。

用炉 心冷 却設 備そ の 他の 非常

一

設計基準対象施設の時に 発電 用原 子炉 の 安全 を確

健全性を確保するため保す るた めの 設備 を 操作 するに必要なパラメータを装置、発電用原子炉及び一次冷監視できるものとする

却系 統に 係る 主要 な 機械 又はこと。

器具 の動 作状 態を 表 示す る装
置、主要計測装置の計測結果を表示 する 装置 その 他 の発 電用原子 炉を 安全 に運 転 する ための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく 適切 に運 転操 作 する ことがで きる よう 施設 し なけ ればならない。

26 条-2

4

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

二

三

発電用原子炉施設の ３

備考

原子炉制御室には、発電用原 追 加 要 求 事

外の状況を把握する設

子炉施 設の 外部 の状 況を把 握 項備を有するものとする

するた めの 装置 を施 設しな けこと。

ればならない。

発電用原子炉施設の 第 2 項と同じ

変更なし

安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる
ものとすること。

26 条-3

5

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

２

発電用原子炉施設に ４

備考

発電用原子炉施設には、火災 変更なし

は、火災その他の異常な

その 他の 異 常な 事態 によ り原

事態により原子炉制御室

子炉 制御 室 が使 用で きな い場

が使用できない場合にお合に、原子炉制御室以外の場所

いて、原子炉制御室以外

から 発電 用 原子 炉の 運転 を停の場所から発電用原子炉

止し、かつ、安全な状態に維持

を高温停止の状態に直ちする こと が でき る装 置を 施設に移行させ、及び必要なしなければならない。

パラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-4

6

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

３

備考

一次冷却系 統に 係る発電用 追 加 要 求 事

一次冷却系統に係る発 ５
電用原子炉施設の損壊又原子 炉施 設 の損 壊又 は故 障そ 項

は故障その他の異常が発の他 の異 常 が発 生し た場 合に生した場合に発電用原子

発電 用原 子 炉の 運転 の停 止そ

炉の運転の停止その他のの他 の発 電 用原 子炉 施設 の安発電用原子炉施設の安全

全性 を確 保 する ため の措 置を性を確保するための措置とるため、従事者が支障なく原をとるため、従事者が支子炉制御室に入り、又は一定期

障なく原子炉制御室に入間とどまり、かつ、当該措置をり、又は一定期間とどまとる ため の 操作 を行 うこ とがり、かつ、当該措置をとるできるよう、次の各号に掲げるための操作を行うことが場所の区分に応じ、当該各号にできるよう、次の各号に定め る防 護 措置 を講 じな けれ

掲げる場所の区分に応ばならない。

じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一一

原子炉制 御室 及びその近原子炉制御室及びそ傍並びに有毒ガスの発生源の近傍並びに有毒ガスの近傍工場等内における有の発生源の近傍工場等

毒ガスの発生を検出するた内における有毒ガスのめの装置及び当該装置が有発生を検出するための毒ガスの発生を検出した場装置及び当該装置が有合に原子炉制御室において毒ガスの発生を検出し自動的に警報するための装た場合に原子炉制御室

置の設置

において自動的に警報するための装置

26 条-5

7

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

二二

原子炉制御室及びこ備考

原子炉 制御室 及びこれ に 変更なし

れに連絡する通路並び連絡する通路並びに運転員に運転員その他の従事

その他の従事者が原子炉制者が原子炉制御室に出御室に出入りするための区入りするための区域遮域遮蔽その他の適切な放射蔽壁その他の適切に放線防護措置、気体状の放射性射線から防護するため物質及び原子炉制御室外のの設備、気体状の放射火災により発生する燃焼ガ

性物質及び原子炉制御

スに対する換気設備の隔離

室外の火災により発生

その他の適切な防護措置する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備－

６

原子炉制御室には、酸素濃度 追 加 要 求 事計を施設しなければならない。 項

26 条-68

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設
(u)

中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カ
メラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメー
タを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
26 条-79中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるようにするとともに，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の放射線被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮へいを透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」及び「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」に示される
100mSvを下回るように遮へいを設ける。また，気体状の放射性物質
並びに中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備

(5)
(ⅶ)

その他の主要な事項
中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保
26 条-810

するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 121）】

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができる
ようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の放射線被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮へいを透過する放射線による線量，中央制御室
26 条-911

に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」及び「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」に示される100mSvを下回るように遮へいを設ける。その他，運転員その他従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガス
又は有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避
室遮蔽，衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
【説明資料（2.4.1：p26 条-別添 1-26）（2.4.2：p26 条-別添 1-28）（2.4.3：
p26 条-別添 1-29）（2.4.4：p26 条-別添 1-37）】

重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，中央制御室換気系
26 条-1012高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタ，並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気
系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系
ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加え
26 条-1113

て，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制
御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な
26 条-1214

重大事故等対処設備として，可搬型の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は、中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できる設計とする。
重大事故等が発生し，中央制御室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，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベ
イ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転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
る設計とする。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ，非常用ガス処理系排気筒から排気することで原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持
ち，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディー
ゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置からの給電が可能な設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ (1) (ⅲ) 遮へい設備」に記載する。
中央制御室換気系は，「チ (1) (ⅳ) 換気設備」に記載する。
26 条-1315

常設代替高圧電源装置については、「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「チ(1)(ⅲ)遮蔽設備」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「チ(1)(ⅲ)遮蔽設備」と兼用）

一式

中央制御室換気系空気調和機ファン（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数

1（予備1）
26 条-1416

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

非常用ガス再循環系排風機個

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h／個

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率

1（予備1）
90％以上（系統効率）

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

非常用ガス処理系排風機個

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h／個

非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ
26 条-1517

個

数

1（予備1）

よう素除去効率97％以上（系統効率）

非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系
ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス再循環系
よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系よう素用チャコー
ルフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，設計基準事
故時及び重大事故等時ともに使用する。

データ表示装置（待避室）
個

数

一式

数

1

差圧計
個

[可搬型重大事故等対処設備]
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「チ(1)(ⅳ)換気設備」と兼用）
個

数13（予備7）26 条-1618

容量

約47L/本可搬型照明（ＳＡ）
個数

7（予備2）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

数

1

数

1（予備1）

酸素濃度計
個

二酸化炭素濃度計個数

1（予備1）【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

チ

放射線管理施設の構造及び設備

(1)
(ⅲ)

屋内管理用の主要な設備の種類
遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。
ａ．中央制御室遮蔽
中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央
26 条-1719制御室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室
遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，100mSvを下回るよう設計する。
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽設置する設計とする。
重大事故が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまる
ために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御
室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室遮蔽を設ける。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）

一式

26 条-1820

(ⅵ)

換気空調設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時に発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去低減及び火災により発生する燃焼ガス等に対する隔離が可能な換気設
備を設ける。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御
室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事
故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィ
ルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス
及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断
し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
重大事故時において，中央制御室換気系は，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御
換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の26 条-1921

放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室待避室空気ボンベいうニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気
系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系空気調和
機ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
常設代替高圧電源装置については，「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室換気系空気調和機ファン（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h（1個当たり）

26 条-2022

中央制御室換気系フィルタ系ファン（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1個当たり）

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ（既設）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
個数

よう素除去効率

1（予備1）
97％以上（総合除去効率）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ，は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室
26 条-21

23

待避室陽圧化装置（空気ボンベ）を設ける。

［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室陽空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「ヘ(5)(ⅶ)中央制御室」と兼用）
空気ボンベ

(2)

本

数

13（予備7）

容量

約 47L/本安全設計方針該当なし

26 条-22

24

(3)

適合性説明

（原子炉制御室等）
第二十六条

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

三発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を
高温停止の状態に直ちに移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、次の各号に掲げる場所の区分に応じ、当該各号に定める設備を設けなければならない。
一

原子炉制御室及びその近傍並びに有毒ガスの発生源の近傍工場等内に

26 条-2325

おける有毒ガスの発生を検出するための装置及び当該装置が有毒ガスの発生を検出した場合に原子炉制御室において自動的に警報するための装
置
二

原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域 遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の
適切に防護するための設備適合のための設計方針
１

について
一及び三
中央制御室は，発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに，安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には，これを行うことができる設計とする。

(1)

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況の監視及び操作を行うことができる設計とする。

(2)

炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリ及びそれらの関連する系統の健全性を確保するため，炉心の中性子束，制御棒位
置，一次冷却材の圧力・温度・流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力・温度等の主要パラメータの監視が可能な設計とする。

(3)

事故時において，事故の状態を知り対策を講じるために必要なパラメー
タである原子炉格納容器内の圧力・温度等の監視が可能な設計とする。

二
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等に
26 条-24

26

加え，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を，屋外に暗視機能等を持った監視カメラを遠隔操作することにより中央制御室にて把握することができる設計とする。
また，津波，竜巻等による発電所構内の状況の把握に有効なパラメータ
は，気象観測設備等にて測定し中央制御室にて確認できる設計とする。
さらに，中央制御室に公的機関から気象情報を入手できる設備を設置し，地震，津波，竜巻情報等を入手できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】２について
火災その他の異常な事態により，中央制御室内で原子炉停止操作が行えない場合でも，中央制御室以外の適切な場所から発電用原子炉を直ちに停止す
るとともに高温停止状態を維持できる設計とする。

(1)

中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により発電用原子炉をスクラムさせる。発電用原子炉を直ちに停止した後，中央制御室外原子炉停止装置により，逃がし安全弁，高圧炉心スプ
レイ系，残留熱除去系等を使用して，発電用原子炉を高温停止状態に安全に維持することができる設計とする。

(2)

また，中央制御室外原子炉停止装置により，上記高温停止状態から残留
熱除去系等を使用して，適切な手順により発電用原子炉を低温停止状態に導くことができる設計とする。

３

について
一
26 条-25

27

「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間 ※ 内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続き（設置変更許可申請）を行う。
※

経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで

二
発電用原子炉の事故対策に必要な各種指示計並びに発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護系及び工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室に集中して設ける。
中央制御室において火災が発生する可能性を極力抑えるように、中央制御
室内の主要ケーブル、制御盤等は実用上可能な限り不燃性、難燃性の材料を使用する。
万一事故が発生した際には，次のような対策により運転員その他従事者が中央制御室に接近可能であり，中央制御室内の運転員その他従事者に対し，過度の放射線被ばくがないように考慮し，中央制御室内にとどまり，事故対策に必要な各種の操作を行うことができるように設計する。
(1)

想定される最も苛酷な事故時においても，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた緊急作業に係る許容被ばく線量を十分下回るように遮蔽を設ける。ここで想定される最も過酷な事故時としては，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とし，「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・07・27原院第1号平成21年8月12日）」に定める想定事故相当のソースタームを基とした数値，評価手法及び評価条件を使用して評価を行う。

(2)

中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室
26 条-26

28

換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員その他の従事者を過度の放射線被ばくから防護することができるように設計する。
(3)

中央制御室は，中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい
煙，有毒ガス及び降下火砕物を想定しても中央制御室換気空調系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り換えることにより，運転員その他従事者を外部からの自然現象等から防護できる設計とする。
なお，事故時において，中央制御室への外気取入れを一時停止した場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

1.3

気象等
該当なし。

26 条-2729

1.4

設備等（手順等含む）

6.2

制御室

6.2.1

通常運転時等6.2.1.2

中央制御室

6.2.1.2.1

設計方針

中央制御室及び中央制御盤は，以下の方針を満足するように設計する。
(1)

発電用原子炉施設の通常運転，安全停止及び事故の対応操作に必要な各種指示の確認及び発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護回路並びに工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止できるよう配慮した設計とする。

(2)

中央制御盤の配置及び操作器具の盤面配置等については人間工学的な操作性を考慮し設計する。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても安全施設を容易に操作することができる設計とする。

(3)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】(4)「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に
26 条-2830

関する規則」を満足するように，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合，運転員その他従事者が支障なく中央制御室に入れるとともに，一定期間中央制御室内にとどまって所要の操作及び措置をとることができる設計とする。

(5)

火災その他の異常な状態により，中央制御室が使用できない場合には，中央制御室外原子炉停止装置を設け，中央制御室外の適切な場所から発電用原子炉を安全に停止できる設計とする。

(6)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを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。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

6.2.1.2.2
(1)

主要設備

中央制御盤
中央制御室制御盤は，主制御盤及び補助制御盤から構成されており，プラントの通常運転時，停止及び事故の対応に必要な操作器具，指示計，記録計，CRT 表示装置及び警報装置等を運転員の操作性並びに人間工学的観点からの考慮をして設置する。
また，中央制御室の制御盤は，盤面器具（指示計，記録計，操作器
具，表示装置，警報表示）を系統毎にグループ化して主制御盤に集約し，操作器具の統一化（色，形状，操作方法）等を行うことで，通常運
転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時において運転員の誤操作を防止するとともに，容易に操作ができる設計とする。
26 条-29

31

(2)

中央制御室
中央制御室は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，発電用原子炉施設の損壊又は故障が発生した場合に，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入するための区域を多重化する。また，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故
後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその他の附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「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」に示される100mSvを下回るような遮蔽を設ける。換気系統は他と独立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環運転とし，運転員その他従事者を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制
御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-22）（2.2.2：p26 条-別添 1-23）】

発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象
等や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った
26 条-3032

監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）（2.1.5：p26 条-別添 1-21）】

中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢
水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転
員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
中央制御室で想定される環境条件とその措置は次のとおり。
（地震）
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋付属棟内に設置
し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天井照明設備には落下防止措置を講じることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器具への誤接触を防止できる設計とする。
操作対象設備は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋及び原子炉建屋付属棟内に設置されており，基準地震動による地震力に対して機能喪失しない設計とする。

（内部火災）
26 条-3133

中央制御室に粉末消火器又は二酸化炭素消火器を設置するとともに，常駐する運転員によって火災感知器及び火災報知設備による早期の火災感知を可能とし，火災が発生した場合の運転員の対応を社内規程に定め，運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「1.5.1

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針」による設計とすることで，火災発生防止，火災感知及び消火並びに火災の影響軽減の措置を講じ，容易に操作できる設計とする。

（内部溢水）
中央制御室内には溢水源となる機器を設けない設計とする。また，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行うことで，消火水による溢水により運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「1.6

溢水防護に関する基本方針」による設計とすることで，溢水が発生した場合においても安全機能を損なわず，容易に操作できる設計とする。

（外部電源喪失）
中央制御室における運転操作に必要な照明は，地震，竜巻・風（台風），積雪，落雷，外部火災（森林火災）及び降下火砕物に伴い外部電源が喪失した場合には，非常用ディーゼル発電機からの給電により，操作に必要な照明用電源を確保し，容易に操作ができる設計とする。
全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の26 条-3234

供給が交流動力電源設備から開始されるまでの間においても操作できる
ように，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置することにより，容易に操作ができる設計とする。
現場操作が必要となる対象設備は，「10.11

安全避難通路等」による設計とすることで必要な照明を確保し，容易に操作できる設計とする。

（ばい煙等による中央制御室内雰囲気の悪化）
ばい煙，有毒ガス及び降下火砕物による中央制御室内の操作雰囲気の悪化に対しては，手動で中央制御室換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環運転を行うことで外気を遮断することから，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
建屋内の現場操作に対しては，外気取り入れ運転を行っている建屋換
気系は，外気取り入れ口にフィルタを設置しているため，運転操作に影響を与えず容易に操作できる設計とする。また，換気系を停止すること
により外気取り入れを遮断し，運転操作に影響を与えず容易に操作できる設計とする。

（凍結による操作環境への影響）
中央制御室の換気系により環境温度が維持されることで，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
建屋内の現場操作に対しては，建屋換気系により環境温度が維持されるため，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。

中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設26 条-3335

備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがあって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。

ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積
雪，落雷，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，船舶の衝突）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.3：
p26 条-別添 1-19）】

ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピッ
ト水位計及び潮位計を設置する。
【説明資料（2.1.2：p26 条-別添 1-17）（2.1.4：p26 条-別添 1-20）】

ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能26 条-3436

性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス，及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-14）】

6.2.1.2.3(1)評価

発電用原子炉施設の通常運転，安全停止及び事故の対応操作に必要な各種指示の確認及び発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護回路並びに工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室から操作することができる。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止できるよう配慮した設計としている。

(2)

中央制御盤の配置及び操作器具の盤面配置等については人間工学的な操作性を考慮し設計する。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても安全施設を容易に操作することができる。

(3)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる。

(4)「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」を満足するように，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合，運転員その他従事者が支障なく中央制御室に入れるとともに，一定期間中央制御室内にとどまっ
26 条-3537

て所要の操作及び措置をとることができる。

(5)

火災その他の異常な状態により，中央制御室が使用できない場合には，中央制御室外原子炉停止装置を設け，中央制御室外の適切な場所から発電用原子炉を安全に停止できる。

(6)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを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している。

6.2.1.5(1)

手順等

手順に基づき，監視カメラ及び気象観測設備等により発電用原子炉施設の外の状況を把握するとともに，公的機関から気象情報を入手できる設備により必要な情報を入手する。

(2)

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室の居住環境確認を行う。

第 6.2－2 表(1)中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様

居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室遮蔽一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
26 条-36

38

・遮へい設備
材

質

遮 蔽 厚

ｂ．中央制御室待避室遮蔽

鉄筋コンクリート
以上

一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備材

質

遮蔽性能

鉄筋コンクリート
鉛20㎜相当以上

ｃ．中央制御室換気系(a)

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(b)

個

数

1（予備1）

容量

約40,000 m ３ ／h／個

中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
26 条-37

39

・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(c)

個

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(d)1（予備1）
99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

97％以上

ｄ．差圧計
個

数

１
26 条-3840

(2)中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系
(a)

(b)

非常用ガス再循環系排風機個

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h／個

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率(c)

90％以上（系統効率）

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
個数

粒子除去効率(d)1（予備1）

1（予備1）
99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

非常用ガス処理系排風機個

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h／個

（原子炉建屋原子炉棟内空気を1日に1回換気できる量）(e)

非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ個数

よう素除去効率(f)1（予備1）
97％以上（系統効率）

非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
個数

1（予備1）
26 条-3941

粒子除去効率第6.10－3表(1)

99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様

居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数13（予備7）

容量

約47L/本。

ｂ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

数

1（予備1）

使用回線

衛星系回線

ｃ．データ表示装置（待避室）
個数

１ｄ．酸素濃度計
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

ｅ．二酸化炭素濃度計兼用する設備は以下のとおり。
26 条-4042

・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）ｆ．可搬型照明（ＳＡ）
種

類

蓄電池内蔵型照明個

数

7（予備2）

8.

放射線管理施設8.2

換気空調設備

8.2.4

主要設備

8.2.4.1

中央制御室換気系

8.2.4.1.1

通常運転時等中央制御室換気系は，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室
換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央
制御室換気系チャコールフィルタ等で構成し，中央制御室等の換気及び冷暖房を行う。
中央制御室換気系には，通常のラインの他，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び中央制御室換気系
フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御
室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系高性能粒子フ26 条-4143ィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
中央制御室換気系の系統概要を第8.2－1図に，また，設備仕様の概略を
第8.2-1図に示す。

第8.2－1表(1)

中央制御室換気系設備の主要機器仕様

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(2)

個

数

1（予備 1）

容量

約 40,000 m３ ／h／個

中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）26 条-42

44

容

(3)

量

約 5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(4)1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

97％以上

26 条-4345

8.2.4.1.2(1)

重大事故等時設計方針
重大事故が発生した場合において，中央制御室換気系は，中央制御室
換気系高性能粒子フィルタ，中央制御室換気系チャコールフィルタ及び央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，重大事
故等時に放射性物質等が環境に放出された場合に，中央制御室換気系の外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央
制御室換気系フィルタ系ファンにより，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場
合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央
制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，
中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系チャコールフィルタで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発26 条-4446

電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7重大事
故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

(ⅰ)多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋付属棟内に設置する。
また，中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系
フィルタ系ファンは，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を持った常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
26 条-4547

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設
備」に記載する。

(ⅱ)悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(ⅲ)共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
施設内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，中央制御室
換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタは，共用しない設計とする。

(ⅳ)容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィル
タ系ファンは，設計基準事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，重大事故等発生時に運転員等の過度の放射線被ばくから防26 条-4648

護するために中央制御室内の換気に必要なファン容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，設計基準事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，重大事故等発生時に運転員等を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

(ⅴ)環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，原子炉建屋付属棟内に設置し，その機能を期待される重大事故等発生時における環境条件を考慮した設計とする。

(ⅵ)操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ
系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換
気系チャコールフィルタは，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用でき，切り替えが発生しないため速やかに使用できる設計とする。通常時の運転状態から閉回路循環運転への運転モード切替は，中央制御室換気
26 条-47

49

系隔離信号により自動切替するほか，中央制御室でのスイッチ操作
による手動切替も可能な設計とする。

(2)

主要設備及び仕様
中央制御室換気系の主要設備及び仕様を第8.2-2表に示す。

(3)

試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャ
コールフィルタは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査
として閉回路循環ラインによる運転状態の確認が可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系
ファンは，発電用原子炉の停止中に分解検査としてファンの分解点検が可能な設計とする。
中央制御室換気系高性能粒子フィルタ及び中央制御室換気系チャコー
ルフィルタは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なように、点検口を設ける設計とする。
中央制御室換気系チャコールフィルタは、性能の確認が可能なようフィルタを取り出すことができる設計とする。

8.2.4.2

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完26 条-4850全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室空気ボンベ（空気ボンベ）を設ける。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室
換気系の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えな
いようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の主要仕様を第8.2-3表に示す。

ⅰ．多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室内に固縛して保管することにより，可能な限り頑健性を有する設計とする。

ⅱ．悪影響防止基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，通常時は使用しない系統であり，他の設備から独立して単独で使用可能なこと
により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒等の26 条-49

51

おそれがないよう固縛して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ⅲ．容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，中央制御室待避室内の運転員の窒息を防止するとともに，中央制御室待避室内への外気の流入を一定時間遮断するのに必要な空気容量を有する設計とする。空気ボンベの本数は，必要な空気ボンベ容量を有する本数である13本に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として予備7本を加えた合計20本を有する設計とする。

ⅳ．環境条件等基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベは，原子炉建屋
付属棟内に設置し，その機能を期待される重大事故等発生時における環境条件を考慮し，設計とする。

ⅴ．操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，重大事故
26 条-5052

等が発生した場合において中央制御室の環境条件を考慮の上，中央制
御室内にて操作可能な設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，中央制御室内に保管し，中央制御室内又は中央制御室待避室内で使用する設計とし，アクセスルートの確保は不要とする。

ⅵ．試験検査基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）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。

第 8.2－2 表

中央制御室換気系（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様(1)

中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個

数

1（予備 1）

容量

約 40,000 m３ ／h／個
26 条-5153

(2)中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）

(3)

個

数

1（予備 1）

容量

約 5,100 m ３ ／h／個

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
個数

粒子除去効率(4)1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

中央制御室換気系チャコールフィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）
26 条-5254

個

数1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）

第8.2－3表

97％以上

中央制御室換気系（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様(1)

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数13（予備7）

容量

約47L/本。

26 条-5355

8.3 遮蔽設備
8.3.4

主要設備

8.3.4.5(1)

中央制御室遮蔽

通常運転時等中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失
等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。
また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」及び「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」に示される100mSv を下回る遮蔽とする。

(2)

重大事故等時中央制御室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，
中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。

26 条-5456

8.3.4.6

中央制御室待避室遮蔽

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制
御室待避室遮蔽を設ける。
中央制御室待避室遮蔽は，重大事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないようにすることにより，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。

ⅰ．悪影響防止基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等のおそれはなく，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ⅱ．共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
施設内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，中央制御室遮26 条-5557

蔽，中央制御室待避室遮蔽は，共用しない設計とする。

ⅲ．容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。運転員の被ばくの観点か
ら結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室又は中央制御室待避室の居住性を確保する設計とする。

ⅳ．環境条件等基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，コンクリート構造物
として原子炉建屋付属棟と一体であり、建屋として重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

ⅴ．操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体構造とし，重大事故等時において，特段の操作を必要とせず直ちに26 条-5658

使用できる設計とする。

ⅵ．試験検査基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。

第 8.3－1 表(1)中央制御室遮蔽

遮蔽設備の主要機器仕様

一式

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備
材

質

遮 蔽 厚

(2)

中央制御室待避室遮蔽

鉄筋コンクリートm以上

一式兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
・遮へい設備材

質

遮蔽性能

鉄筋コンクリート
鉛20㎜相当以上
26 条-57

59

3.

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

26 条-58

60

61

別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

62

63

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

設計方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2.1.2

監視カメラについて

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

2.1.4

監視カメラにより把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

26条-別添1-1
59-9-2

64

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ26条-別添1-2
59-9-3

65

1.

概要

1.1

新規制基準への適合方針(1)

設計基準事象への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第 26 条及び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第 38 条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下第 1.1-1 表，第 1.1-2 表のとおりである。

第 1.1-1 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第 26 条（原子炉制御室等）

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置、構造及び設備の基準に関する
置、構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈（原子炉制御室等）

適合方針

第２６条（原子炉制御室等）

第二十六条 発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

（追加要求事項への適合方針は以下の通１ 第１項第１号に規定する「必要な り）
パラメータを監視できる」とは、発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて、
計測制御系統施設で監視が要求されるパラメータのうち、連続的に監視する必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 ２ 第１項第２号に規定する「発電用握する設備を有するものとすること。
原子炉施設の外の状況を把握する」とは、原子炉制御室から、発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

・中央制御室は，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために，原子炉建屋屋
上及び防潮堤上部に設置する監視カメラの映像により，津波等の外部事象を昼夜にわたり監視できる設計とする。
・また，気象観測設
備等の情報を中央制御室で把握可能である。
・更に，公的機関の警報（地震情報，大津波警報等）を中央
制御室内の FAX 等にて受信可能である。

26条-別添1-3
59-9-466

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置、構造及び設備の基準に関する
置、構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈
三 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す ３ 第１項第３号において「必要な操るために必要な操作を手動により行作を手動により行う」とは、急速なうことができるものとすること。
手動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。
２

適合方針

発電用原子炉施設には、火災その他の ４ 第２項に規定する「発電用原子炉
異常な事態により原子炉制御室が使用を高温停止の状態に直ちに移行」とできない場合において、原子炉制御室以は、直ちに発電用原子炉を停止し、外の場所から発電用原子炉を高温停止
残留熱を除去し及び高温停止状態の状態に直ちに移行させ、及び必要なパを安全に維持することをいう。
ラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３ 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 ５ 第３項に規定する「従事者が支障設の損壊又は故障その他の異常が発生しなく原子炉制御室に入り、又は一定た場合に発電用原子炉の運転の停止その期間とどまり」とは、事故発生後、他の発電用原子炉施設の安全性を確保す
事故対策操作をすべき従事者が原るための措置をとるため、従事者が支障な
子炉制御室に接近できるよう通路
く原子炉制御室に入り、又は一定期間とどが確保されていること、及び従事者
まり、かつ、当該措置をとるための操作をが原子炉制御室に適切な期間滞在行うことができるよう、次の各号に掲げるできること、並びに従事者の交替等
場所の区分に応じ、当該各号に定める設備のため接近する場合においては、放を設けなければならない。
射線レベルの減衰及び時間経過とともに可能となる被ばく防護策が採り得ることをいう。「当該措置をとるための操作を行うことができる」には、有毒ガスの発生に関して、有毒ガスが原子炉制御室の運転員に及ぼす影響により、運転員の対処能力が著しく低下し、安全施設の安全機能が損なわれることがないことを含む。
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に ６ 第３項第１号に規定する「有毒ガ ・「有毒ガス防護に係
有毒ガスの発生源の近傍工場等内にスの発生源」とは、有毒ガスの発生 る 影 響 評 価 ガ イ ド 」
おける有毒ガスの発生を検出するた時において、運転員の対処能力が損 に 基 づ く 対 応 を 経 過めの装置及び当該装置が有毒ガスのなわれるおそれがあるものをいう。 措 置 期 間 ※ 内 に 実 施発生を検出した場合に原子炉制御室「工場等内における有毒ガスの発 することとし，今回において自動的に警報するための装生」とは、有毒ガスの発生源から有 申 請 と は 別 に 必 要 な置
毒ガスが発生することをいう。
許認可手続き（設置
変更許可申請）を行う。
※ 経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで
二 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区
域遮蔽壁その他の適切に放射線から防護するための設備、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対し換気設備を隔離するための設備その他の適切に防護するための設備

26条-別添1-4
59-9-567

第 1.1-2 表 「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」
第 38 条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈

適合方針（原子炉制御室等）
第３８条（原子炉制御室等）
第三十八条 発電用原子炉施設には、原子炉制御室を施設しなければならない。
２ 原子炉制御室には、反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置、非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置、発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置、主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（ 第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるよ
う施設しなければならない。
３

原子炉制御室には、発電用原子炉施設 ８ 第３項に規定する「発電用原子炉 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則の外部の状況を把握するための装置を
施 設 の 外 部 の 状 況 を 把 握 す る た め 第二十六条第 1 項第 2
施設しなければならない。
の装置」とは、発電用原子炉施設に 号に同じ。
迫る津波等の自然現象をカメラの映像等により昼夜にわたり監視できる装置をいう。

４

発電用原子炉施設には、火災その他の ９ 第４項に規定する「原子炉制御室
異常な事態により原子炉制御室が使用以外の場所」とは、原子炉制御室をできない場合に、原子炉制御室以外の場構成する区画壁の外であって、原子所から発電用原子炉の運転を停止し、か炉制御室退避の原因となった居住
つ、安全な状態に維持することができる性の悪化の影響が及ぶおそれがな
装置を施設しなければならない。
い程度に隔離された場所をいい、「安全な状態に維持することができる装置」とは、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止でき、引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

５

一 次 冷 却 系 統 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 施 １０ 第５項に規定する｢これに連絡設の損壊又は故障その他の異常が発生する通路並びに運転員その他の従した場合に発電用原子炉の運転の停止
事者が原子炉制御室に出入りする
その他の発電用原子炉施設の安全性をための区域｣とは、一次冷却系統に確保するための措置をとるため、従事者係る施設の故障、損壊等が生じた場が支障なく原子炉制御室に入り、又は一合に原子炉制御室に直交替等のた定期間とどまり、かつ、当該措置をとる
め入退域する通路及び区域をいう。
ための操作を行うことができるよう、次の各号に掲げる場所の区分に応じ、当該 １１ 第５項においては、原子炉制御各号に定める防護措置を講じなければ室等には事故・異常時においても従ならない。
事者が原子炉制御室に立ち入り、一定期間滞在できるように放射線に係る遮蔽壁、放射線量率の計測装置の設置等の「適切な放射線防護措置」が施されていること。この「放射線防護措置」としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備、着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは、運転員が必26条-別添1-5
59-9-668

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
要な交替も含め、一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被ばくなしにとどまり、必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは、一次冷却材喪失等の設計基準事故時に，原子炉制御室内にとどまり必要
な操作、措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し、運転員が原子炉制御室に入り、とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」の第８条における緊急時作業に係る線量限度１００ｍＳｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は、判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評
価手法は、「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・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。

適合方針

・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評価を「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)」に基づき実施
し ， 実 効 線 量 が100mSv 以下であることを確認している。
また，フィルタを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評
価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

チャコールフィルターを通らな
い空気の原子炉制御室への流入量については、被ばく評価手法（内規）に基づき、原子炉制御室換気設備の新設の際、原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環対象
範囲境界部での空気の流入に影響を与える改造の際、及び、定期的に測定を行い、運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「当該措置をとるための操作を行うことができる」には、有毒ガスの発生時において、原子炉制御室の運転員の吸気中の有毒ガス濃度を有毒ガス防護のための判断基準値以下とすることを含む。「防護措置」には、必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備、着用等運用面の対策を含む。
一 原 子 炉 制 御 室 及 び そ の 近 傍 並 び に １４ 第５項第１号に規定する「工場 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則
有毒ガスの発生源の近傍工場等内に
等 内 に お け る 有 毒 ガ ス の 発 生 を 検 第二十六条第 3 項第 1
おける有毒ガスの発生を検出するた
出 す る た め の 装 置 及 び 当 該 装 置 が 号に同じ。
めの装置及び当該装置が有毒ガスの
有毒ガスの発生を検出した場合に発生を検出した場合に原子炉制御室
原子炉制御室において自動的に警において自動的に警報するための装報するための装置の設置」について
置の設置
は「有毒ガスの発生を検出し警報す

26条-別添1-6
59-9-769実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設適合方針
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈るための装置に関する要求事項（別記－９）」によること。
二 原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る １５ 第５項第２号に規定する「換気通路並びに運転員その他の従事者が設備の隔離」とは、原子炉制御室外の火災により発生した燃焼ガスを原子炉制御室に出入りするための区
原子炉制御室換気設備によって取域 遮蔽その他の適切な放射線防護措り入れないように外気との連絡口
置、気体状の放射性物質及び原子炉制
御室外の火災により発生する燃焼ガを遮断することをいい、「換気設備」
スに対する換気設備の隔離その他のとは、隔離時の酸欠防止を考慮して適切な防護措置
外気取入れ等の再開が可能であるものをいう。
６ 原子炉制御室には、酸素濃度計を施設 １ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る 「 酸 素 濃 度 ・ 中 央 制 御 室 に は ，しなければならない。
計」は、設計基準事故時において、 酸 素 濃 度 計 及 び 二 酸
外気から原子炉制御室への空気の 化炭素濃度計を配備
取り込みを、一時的に停止した場合 する。
に、事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。
また、所定の精度を保証するものであれば、常設設備、可搬型を問わない。

26条-別添1-7
59-9-870

（2）重大事故等への対処
原子炉制御室について，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第五十九条及び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第七十四条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事
項と，その適合方針は以下第 1.1-3 表のとおりである。

第 1.1-3 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」

第五十九条（原子炉制御室）

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置、構造及び設備の の位置、構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈

適合方針（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には、重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員が （なお，重大事故等に対処するためとどまるために必要な設備」とは、 に必要なパラメータについても監
以下に掲げる措置又はこれらと同等 視できる設計とする。）
以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及 ・中央制御室には，重大事故が発生
び照明等）は、代替交流電源設備か した場合においても運転員がとどらの給電を可能とすること。
まるために必要な設備（中央制御室
換気系，原子炉建屋ガス処理系，及び可搬型照明（ＳＡ））を設置する設計とする。
重大事故発生時において運転員がとどまるために必要な設備（中央制
御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，及び可搬型照明（ＳＡ））は，
常設代替交流電源設備から給電可能な設計する。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場
合の原子炉制御室の居住性について、次の要件を満たすものであること。

・炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室にとどまる
運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

・原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事
故収束に成功した事故シーケンスとして，格納容器過圧の破損モード
において想定している，大破断ＬＯ
ＣＡ時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定する。

②

運転員はマスクの着用を考慮し ・（マスクの着用は考慮しない）

26条-別添1-8
59-9-971

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。
③ 交 代 要 員 体 制 を 考 慮 し て も よ ・運転員は 5 直 2 交代勤務を前提にい。ただしその場合は、実施のため 評価を行なうが，積算の被ばく線量の体制を整備すること。
が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮する。
④ 判断基準は、運転員の実効線量が7 日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物
質により汚染したような状況下において、原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング
及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

・中央制御室の外側が放射性物質により汚染した状況下で，モニタリン
グ，作業服の着替え等により中央制
御室への汚染の持ち込みを防止するための区画を，中央制御室出入口近傍に設けることとしている。

※なお「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」

第七十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

なお，原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要
を第 1.1-4 表に示す。

26条-別添1-9
59-9-1072

26条-別添1-10

59-9-11

73

※1

中央制御室

居住性の確保

(非常用ガス再循環系)

(S)

常設

常設

常設

常設

常設

常設

常設

設備
種別
常設
可搬型
常設

―

59-9-11

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

常設重大事故緩和設備 ※1

機器
クラス
―

―

分類

設備分類

（重大事故等対処施設）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1

原子炉制御室）

非常用ガス再循環系 粒子用高効
常設
常設重大事故緩和設備 ※1率フィルタ
非常用ガス再循環系 よう素用チ
常設重大事故緩和設備 ※1
常設ャコールフィルタ
非常用ガス再循環系 配管・弁[流常設重大事故緩和設備 ※1
常設
路]
非常用ガス処理系 排風機（非常用ガス処理系）(S)
常設
常設重大事故緩和設備 ※1
非常用ガス処理系 粒子用高効率
常設
常設重大事故緩和設備 ※1
フィルタ
非常用ガス処理系 よう素用チャ
常設
常設重大事故緩和設備 ※1
コールフィルタ
非常用ガス処理系 配管・弁[流常設重大事故緩和設備 ※1
常設
路]
常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため,本分類としている。

排風機

給排気隔離弁非常用ガス再循環系

中央制御室換気系

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類
(中央制御室)(S)(中央制御室遮蔽)(S)――(中央制御室換気系)(S)――

重大事故対処設備に関する概要（59 条

中央制御室換気系 空気調和機ファン
中央制御室換気系 フィルタ系ファン
中央制御室換気系 高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系 チャコールフ
ィルタ

中央制御室遮蔽設備

系統機能

第 1.1-4 表

26条-別添1-11

59-9-1274――

中央制御室待避室

中央制御室待避室遮蔽

居住性の確保

（続き）

―
―
―
―

衛星制御装置～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

データ表示装置（待避室）

酸素濃度計 ※1

二酸化炭素濃度計 ※1

計測器本体を示すため計器名を記載

常設代替交流電源設備

可搬型照明（ＳＡ）

59-9-12――

衛星制御装置常設代替交流電源設備―

衛星電話設備（可搬型）(待避室)

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
57条に記載可搬

57条に記載

可搬

可搬

可搬

常設

常設

可搬

―

―

―

―

―

―

―

―

中央制御室照明

可搬型照明（ＳＡ）

可搬―

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設―

差圧計 ※1――

常設重大事故緩和設備

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備（重大事故等対処施設）

機器クラス

可搬型重大事故緩和設備

常設

常設

分類

設備分類

可搬

―

―

―

設備
種別
常設
可搬型

中央制御室待避室 空気ボンベユ
ニット（空気ボンベ）
中央制御室待避室 空気ボンベユ
ニット（配管・弁）

―

設備

系統機能

汚染の持ち込み防止※1

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

59 条

1.2

設計における想定シナリオ

原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
(1)

設計基準事故時の想定シナリオ「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」という。）の解釈第 38 条 12 に記載のとおり，「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・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

(2)

重大事故時の想定シナリオ
東海第二発電所においては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）の解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重大事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。）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋
損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水失敗に加えて全交流動力電源が喪失するシーケンス」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束することができる代替循環冷却系を整備する。しかしながら，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代59-9-1326条-別添1-1275

替循環冷却系の機能喪失を仮定する。格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントに至る事故シーケンスとしては，前述の「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水
失敗に全交流動力電源喪失を加えた状態」を選定する。
第 1.3-1 表に基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオの比較を示す。

第 1.3-1 表

基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオ
中央制御室の基本的な居住性評価用事故収束シナリオ
想定事故シナリオ

代替循環冷却系の機能

期待する

期待しない

59-9-1426条-別添1-13

76

2.

設計方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

以下の設備等を用いることで，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波）及び発電所構内の状況を，原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する監視カメラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(3)

気象観測設備発電所構内に設置している気象観測設備により，風向・風速等の気象状況を常時監視できる設計とする。
また，周辺モニタリング設備により，発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を把握できる設計とする。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-14
59-9-1577

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻情報等を入手するために，中央制御室に電話，FAX 等を設置している。また，社内ネットワークに接続されたパソコンを使用することで，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m～EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

26条-別添1-15
59-9-1678

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

26条-別添1-16
59-9-1779

2.1.2

監視カメラについて

監視カメラは，津波の襲来及び自然現象等を適切に監視できる位置・方向
で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。第2.1-3 表に監視カメラの概要を示す。
監視カメラは，取付け部材，周辺の建物，設備等で死角となるエリアをカバーすることができるように配慮して配置する。監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
なお，可視光カメラによる監視が期待できない夜間の濃霧発生時や強雨時においては，赤外線カメラによる監視機能についても期待できない状況となることが考えられる。その場合は，監視カメラ以外で中央制御室にて監視可
能なパラメータを監視することで，外部状況の把握に努めつつ，気象等に関する公的機関からの情報も参考とし，原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある自然現象等を把握する。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-17
59-9-1880

監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
S クラス
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重にて設計
原子炉建屋屋上 3 台
防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

第 2.1-4 図

監視カメラの概要

監視カメラの監視可能な範囲：ＤＢ範囲

26条-別添1-18
59-9-1981

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

中央制御室において，監視カメラにより監視できる映像のサンプルを第2.1-5 図に示す。
また，監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-19
59-9-2082

2.1.4

監視カメラで把握可能な自然現象等

地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第 6 条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，監視カメラにより把握可能な自然現象等を第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表
自然現象等

監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風(台風)

○

竜巻

○

風(台風)･竜巻(飛来物含む)による発電所及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における
影響の有無

凍結

○

設備周辺における凍結影響の有無

降水○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

火山○

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

○
○

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

○

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無○

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-20
59-9-2183

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第 2.1-8 表に示す。
第 2.1-8 表 監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータ
パラメータ

測定レンジ

大気温度

-10～40℃

雨量

0～49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0～540°(N～S)

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0～30m/s(10 分間平均値)

日射量

0～1.2kW/m2

放射収支量0.05～-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0～20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8～2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A～D）

低レンジ

10１ ～10５ nGy/h

高レンジ

10－８ ～10－１ Gy/h

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計とする。
台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。
陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。
大気安定度を識別できる設計とする。
津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位
及び非常用海水系ポンプの取水可能水位（-6.08m）を把握可能な設計とする。
なお，設計基準を超える津波による原子炉施設への影響を把握するための設備としては監視カ
メラを用いる設計とする。（第2.1-3 表）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限
値（108nGy/h=10-1Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-21
59-9-22842.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故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するため，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要を第 2.2-1 表に示す。
第 2.2-1 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0～40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0～5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

26条-別添1-22
59-9-2385

2.2.2酸素濃度，二酸化炭素の管理

労働安全衛生法，ＪＥＡＣ 4622-2009 「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則を踏まえ，酸素濃度が 19％を下回るおそれのある場合，又は二酸化炭素濃度が 0.5％上回るおそれのある場合に，外気をフィルタで浄化しながら取り入れる運用とする。なお，法令要求等における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の基準値は以下のとおりである。
酸素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表，二酸化炭素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表に示す。
(1)

酸素濃度

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は、酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は、当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては、空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上、かつ、硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし、爆発、酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場
合は、この限りでない。

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し、又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし、炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

第 2.2-2 表 酸素濃度の人体への影響について([出典]厚生労働省 HP 抜粋)
酸素濃度
21％
18％
16％
12%
8％
6％

症状等
通常の空気状態
安全限界だが連続換気が必要
頭痛，吐き気
目まい，筋力低下
失神昏倒，7～8 分以内に死亡
瞬時に昏倒，呼吸停止，死亡

：ＤＢ範囲

：ＳＡ範囲

26条-別添1-23
59-9-2486

(2)二酸化炭素濃度

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し、又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし、炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には、中央制御室内の CO ２ 濃度の上昇による運転員等の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO ２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号、最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）
により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており、中央制御室の CO２ 濃度
もこれに準拠する。
したがって、中央制御室居住性の評価にあたっては、上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

第 2.2-3 表 二酸化炭素濃度の人体への影響について（[出典]消防庁 二酸化炭素設備の安全対策について（通知）H8.9.20）
二酸化炭素濃度人体への影響

<2％
2％～3％
3％～4％
4%～6％

はっきりした影響は認められない
呼吸深度の増加，呼吸数の増加
頭痛，めまい，悪心，知覚低下
上記症状，過呼吸による不快感
意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの付随運動を伴うこともある
同上
意識喪失，その後短時間で生命の危険あり

6％～8％
8％～10％
10%<

：ＤＢ範囲

：ＳＡ範囲

26条-別添1-24
59-9-2587

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリ
ア付近の全照明が消灯した場合を想定し，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。
中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を図 2.3-1 に示す。

第 2.3-1 図

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：ＳＡ範囲

26条-別添1-25
59-9-26882.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な設備として，遮蔽設備，換気系設備，通信連絡設備，データ表示装
置（待避室），照明設備，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を中央制御室に設
置，又は保管する。
中央制御室は，周囲に遮蔽が設置されており，重大事故等が発生した場合に中央制御室換気系の給・排気隔離弁により外気との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンによる高粒子フィルタ及びチャコールフ
ィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
さらに，原子炉建屋ガス処理系により格納容器から漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ原子炉建屋外に排出することで，運転員を過度の放射線の被ばくから防護する設計とする。
中央制御室待避室は，中央制御室内に設置し，中央制御室待避室空気ボン
ベユニットにより中央制御室待避室内の遮蔽に囲まれた空間を正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断することで，重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。また，重大事故時に格納容器圧力逃がし装置を作動させた場合においても，中央制御室にとどまる必要のある最低限の要員である 3 名を収容可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータにより，居住性確保ができていることを確認可能な設計とする。また，中央制御室に保管している可搬型照明（ＳＡ）及びデータ表示装置（待避室）を中央制御室待避室に設置することで，継続的にプラン

26条-別添1-26
59-9-27：ＳＡ範囲

89

トの監視を行うとともに，通信連絡設備により外部との連絡を可能とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-27
59-9-2890

2.4.2中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

中央制御室待避室正圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない
屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室の設計最高温度 48.9℃，隣接区画を外気の設計最低温度-12.7℃と仮定すると，中央制御室待避室の天井高さは
最大約 2m であるため，以下のとおり約 5.1Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。

⊿P＝{(－12.7℃の乾き空気密度［kg／m３ ］)－(＋48.9℃の乾き空気の密度［kg／m ３ ］)}×天井高さ［m］＝（1.3555［kg／m ３ ］－1.0963［kg／m３ ］）×2［m］＝0.5184［kg／m ２ ］≒5.1［Pa］

このため，正圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋10Pa とする。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-28
59-9-2991

2.4.3中央制御室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室は，放射性物質による室外からの放射線を遮蔽するためコンクリート構造を有している。通常時における中央制御室の換気系は，一部外気を取り入れる再循環方式により空気調整を行っているが，重大事故等発生時には外気取り入れのための給・排気隔離弁を全閉とし，中央制御室
換気系を閉回路循環方式とすることにより，中央制御室内へのフィルタを介さない外気の流入を防止可能な設計とする。また，原子炉建屋ガス処理
系により格納容器から漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ
原子炉建屋外へ排出することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-29
59-9-30

92

（2）

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体となった壁であり，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。第 2.4-1 図に中央制御室遮蔽の配置図を示す。

第 2.4-1 図

中央制御室の遮蔽

配置図

：ＳＡ範囲

26条-別添1-30
59-9-3193

(3)中央制御室換気系
中央制御室換気系の概略図を，第 2.4-2 図に示す。
通常時は，空気調和機ファン及び排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
事故時は，外気取入口を遮断して，フィルタ系ファンによりフィルタ（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する。なお，外気との遮断は，中央制御室
換気系の給気隔離弁 4 弁，排気隔離弁 2 台の合計 6 台により行い，全交流
動力電源喪失時にも常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室からの操作スイッチによる操作で弁の閉操作が可能な設計とする。
また，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることも可能な設計とする。。
なお，中央制御室換気系については常設代替交流電源設備から受電するまでの間起動しないが，居住性に係る被ばく評価においては，全交流動力
電源喪失発生後，2時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住環境が確保されることを確認している。

【設備仕様】
・空気調和機ファン
台数：1(予備1)
容量：約40,000 m ３ ／h／台・フィルタ系ファン
台数：1（予備１）
容量：約5,100 m ３ ／h／台
59-9-32：ＳＡ範囲

94

・チャコールフィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m ３ ／h／基
よう素除去効率：97％以上
・高性能粒子フィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
粒子除去効率：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対して）：ＳＡ範囲

59-9-3395通常時（再循環方式）
事故時（閉回路循環方式）
外気取り入れ時（閉回路循環方式）

第 2.4-2 図

中央制御室換気系の概略図：ＳＡ範囲

26条-別添1-33
59-9-3496

(4)原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガス再循環系及び非常用ガス処
理系は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，格納容器から漏えいする放射性物質による運転員の被ばくを低減し中央制御室にとどまるために設置している。これらの設備により，格納容器から漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ原子炉建屋外に排出することで運転員を放射線被ばくから防護する。また，原子建屋内を負圧に保つことで，格納容器から漏えいした放射性物質の原子炉建屋外への直接放出を防止する。
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の概略図を，第2.4-3図に示す。
非常用ガス再循環系は排風機，フィルタトレインにより非常用ガス処理系
は排風機及びフィルタトレインにより構成される。
非常用ガス処理系排風機は原子炉建屋内を約59Paの負圧に保ち，原子炉
建屋内空気の100％を１日で処理する能力を有する設計とする。
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のフィルタトレインはよう素用フィルタ及び粒子用高効率フィルタにより構成し，粒子用高効率フィル
タにより粒子状の放射性物質を99.97％以上，非常用ガス再循環系よう素用
チャコールフィルタによりよう素を90％以上，非常用ガス処理系よう素用
チャコールフィルタによりよう素を97%以上除去する能力を有する設計とする。
これにより，炉心損傷が発生し，格納容器から放射性物質が漏えいした
場合においても中央制御室にとどまる運転員の被ばく線量は7日間で100mSvを超えない設計とする。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-34
59-9-3597

【設備仕様】
・非常用ガス再循環系排風機
種類：遠心型
容量：17,000 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス再循環系フィルタユニット
個数：1（予備1）
よう素用チャコールフィルタ：90％以上（系統効率）
粒子用高効率フィルタ：99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子に対して）・非常用ガス処理系排風機
種類：遠心型
容量：3,570 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス処理系フィルタユニット
個数：1（予備1）
よう素用チャコールフィルタ：97％以上（系統効率）
粒子用高効率フィルタ：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対
して）

：ＳＡ範囲

26条-別添1-35
59-9-3698

原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)
AO

AO

AO

AO

(A) GD

AO

(B)

GD

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)
(A)

GD

AO

AO

(B)

GD

AO

AO

AO

AO

排風機

第 2.4-3 図

原子炉建屋ガス処理系の概略図：ＳＡ範囲

26条-別添1-36
59-9-3799

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。
重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，
中央制御室待避室を空気ボンベにより正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-37
59-9-38100

(2)収容人数及び設置場所
格納容器圧力逃がし装置作動中は，中央制御室にはプラントの状態監視等に必要な最低限の要員を残すこととしており，中央制御室待避室には 3名を収容できる設計とする。
発電長等が中央制御室待避室に待避している間，プラントの運転操作は行わないことを基本とするが，操作が必要な事象が発生した場合に即座に対応できるよう，中央制御室内に設置する。中央制御室待避室の設置場所
を，第 2.4-4 図に示す。

第 2.4-4 図

中央制御室待避室

設置場所

：ＳＡ範囲

26条-別添1-38
59-9-39101

（3）遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm，若しくはそれと同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁（一部，可搬遮蔽装置），若しくはコンクリ
ート・鉛の複合壁とし，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット
ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

26条-別添1-39
59-9-40

概要図
：ＳＡ範囲

102

ｂ．必要空気供給量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・

収容人数：ｎ＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量：Q１ ＝100×M×n／（C－C０ ）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷(0.5－0.0336)＝14.15≒14.2m３ /h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝19%（鉱山保安法施工規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m３ /h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q１ ＝c×（a－d）×n／（a－b）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×(20.95－16.4)×3÷(20.95－19.0)＝3.36≒3.4m３ /h：ＳＡ範囲

26条-別添1-40
59-9-41103

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸
化炭素濃度基準換気量の 14.2 m３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を維持するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。

・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により12本となる。
14.2m３ /h÷5.5m３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本

：ＳＡ範囲

26条-別添1-41
59-9-42104

ｄ．空気ボンベの設置エリア
空気ボンベの配置を，第 2.4-6 図に示す。空気ボンベは中央制御室近傍の原子炉建屋附属棟３階に配置し，中央制御室待避室に空気を供給する。

【凡例】：中央制御室エリア：中央制御室待避室正圧化
バウンダリ
：前室
：気密扉

第 2.4-6 図

空気ボンベ配置図

26条-別添1-42
59-9-43

：ＳＡ範囲

105

（5）中央制御室換気系の運転状態比較
中央制御室換気系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事
故時の運転モードを第 2.4-7 図（1／2）に，重大事故時のプルーム通過前・

閉回路循環方式（少量外気取入時）

閉回路循環方式（外気隔離時）

通常運転モード

後，及びプルーム通過中の運転モードを第 2.4-7 図（2／2）に示す。

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（1／2）

26条-別添1-43
59-9-44

：ＤＢ範囲

106

（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（2／2）：ＳＡ範囲

26条-別添1-44
59-9-45107

(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）は今後の監視パラメータ追加や表示機
能の拡張等を考慮した設計とする。
データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等が緊急時対策所及び屋外と通信連絡できるよう，中央制御室待避室に設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-45
59-9-46108

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの 状態
確認

原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使用済燃料プール水位・温度
フィルタ装置入口圧力

水素爆発による格納 容器 フィルタ装置水位の破損防止確認
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
水素爆発による原子 炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：ＳＡ範囲

26条-別添1-46
59-9-47109

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

現場（屋外）

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要

26条-別添1-47
59-9-48

：ＳＡ範囲

110

(7)

中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

26条-別添1-48
59-9-49111

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室待避室の居住環境の基
準値の範囲を測定できるものを，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0～40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0～5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

電離箱サーベイメータは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測定できるものを，１台配備する。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。
：ＳＡ範囲

26条-別添1-49
59-9-50112

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001～1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

26条-別添1-50
59-9-51113

2.5

重大事故等時の電源設備について

中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）を設置している。これらの設備については，重大事故等が発生した場合にも，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ばく評価で想定する格納容器破損モードのうち，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスである「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水失敗に全交流動力電源喪失を加えた状態」に対して，第 2.5-1 表に示すとおり十分な電源供給容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生から常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 90 分以内）の照明は確保できる。
常設代替高圧電源装置による給電が開始された後については，中央制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場
合には，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。仮にこれら照明が活用できない
場合のため，ランタン，ヘッドライト等の乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな

26条-別添1-51
59-9-52

：ＳＡ範囲

114

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住性が確保されていることを確認している。
：ＳＡ範囲

26条-別添1-52
59-9-53115

中央制御室換気系

原子炉建屋ガス処理系

第 2.5-1 図

重大事故等時に運転員がとどまるために必要な換気設備

26条-別添1-53
59-9-54

：ＳＡ範囲

116

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

26条-別添1-54
59-9-55117

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）：ＳＡ範囲

26条-別添1-55
59-9-56

118

第 2.5-1 表

①
②

③

④

⑤

⑥
⑦
⑧
⑨

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷

負荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ（2台）
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ａ
・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ｂ・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量59.6kW
380.0kW

389.2kW313.1kW86.9kW

217.7kW160.5kW520.0kW22.0kW
2339.0kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲

26条-別添1-56
59-9-57

119

（1）可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，３台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 10 時間

中央制御室

ヘッドライト
中央制御室

：ＳＡ範囲

26条-別添1-57
59-9-58120

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり大型表示盤から約 6mの机位置に設置した場合で，直流照明の設計値である照度（1 ルクス）に対し，
2 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況：ＳＡ範囲

26条-別添1-58
59-9-59121

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，運転員が装着した状態で，直流照明の設計値である照度（1 ルクス）に対し，監視計器及び操作部で 600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（ヘッドライト使用時）

第2.5-6図

シミュレーション施設における乾電池内蔵型照明使用状況：ＳＡ範囲

26条-別添1-59
59-9-60

122

3.

添付資料

3.1

中央制御室待避室の運用について
格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室待避室の運用を以下にまとめる。第3.1-1図に格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要を示す。

(1)

格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
発電長等は重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置を作動させる必要があると判断された場合，中央制御室待避室を使用するため，第3.1-1表に示す設備，資機材の運用準備を行う。
第3.1-1表 中央制御室待避室の運用準備
居住性対策設備・中央制御室待避室空気ボンベユニットによる中央制御室待避室の加圧
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型照明（ＳＡ）及び電離箱サーベイメータの配置，電源入監視設備
通信連絡設備(2)・データ表示装置（待避室）の配置，電源入・通信連絡設備の切替及び通話確認

格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動開始後，速やかに中央制御室
待避室に移動し，出入口扉を閉める。
中央制御室待避室に施設する差圧計を確認し，中央制御室待避室へ適切に空気が供給され，正圧化されていることを確認する。また，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計により酸素濃度及び二酸化炭素濃度（酸素濃度が 19％以上であること，二酸化炭素濃度が 0.5％以下であること）を確認するとともに，中央制御室待避室の放射線量率を電離箱サーベイメータにて監視する。

26条-別添1-60
59-9-61

：ＳＡ範囲

123

中央制御室待避室に待避している間にも，データ表示装置（待避室）を用いることで，格納容器圧力逃がし装置の作動状況等のプラント状態の監視を行う。また，中央制御室待避室には通信連絡設備を設置し，災害対策本部との連絡が常時可能とする。
なお，中央制御室待避室に待避している間の運転操作は不要であるが，万一，中央制御室での運転操作が必要となった場合は，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部の指示の下，必要な放射線防護装備，個人線量計管理措置を施した上で，中央制御室に出て，運転操作を行い，速やかに中央制御室待避室に移動する。そのために必要な資機材は中央制御室待避室に配備する。

(3)

格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動に伴うプルーム放出後，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部との協議の上，必要な防護装備を着用し，中央制御室待避室における待避を解除し，中央制御室での対応を再開する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-61
59-9-62124

26条-別添1-62
59-9-65125

中央制御室待避室

約 2h

▽

約 19h

約 28h

168h

ベント放出から 5 時間後まで待避する

59-9-63：ＳＡ範囲

第 3.1-1 図 格納容器圧力逃がし弁装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要

への滞在

0h

全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる 2 時間を起動遅れ時間として設定

中央制御室換気系

ベント放出

タイムチャート3.2

配備する資機材の数量について(1)

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材等の内訳を第3.2-1表及び第3.2-2表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。
第 3.2-1 表

放射線防護具類の配備数
配備数 ※1

品

名
緊急時対策所

中央制御室

タイベック

1,155着 ※2

17 着 ※11

靴下

1,155足 ※2

17 足 ※11帽子

1,155個 ※2

17 個 ※11

綿手袋

1,155双 ※2

17 双 ※11

ゴム手袋

2,310双 ※3

34 双 ※12

全面マスク

330個 ※4

17 個 ※11

チャコールフィルタ

2,310個 ※534 個 ※13アノラック

462着 ※617 着 ※11

長靴

132足 ※7

9 足 ※14胴長靴

11足 ※89 足 ※14遮蔽ベスト

15着 ※9―自給式呼吸用保護具

2式 ※109 式 ※14※1：予備を含む。今後，訓練等で見直しを行う。
※2：110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155※3：綿手袋×2倍（二重にして着用）＝2,310※4：110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330※5：110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310※6：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日間×1.5倍＝462※7：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132※8：7名（重大事故等対応要員7名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11※9：10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15※10：1名（重大事故等対応要員1名）×1.5倍=1.5→2※11：11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17

26条-別添1-63
59-9-64126※12：綿手袋×2倍（二重にして着用）=34※13：11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33→34(2個を1セットで使用するため)※14：3名（運転員（現場））×1.5倍×2（現場での交代を考慮）=9・配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
要員数11名は，発電長等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員（運転操作対応）3名で構成されている。このうち，発電長等（中央制御室）は
中央制御室換気系による閉回路循環運転により空気が浄化されるため，防護具類を着用する必要はない。ただし,初動対応を行った発電長等は交代時の退室に伴う着用を考慮し，その後の交代要員は中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
運転員等（現場）は，現場作業時に防護具類を着用する（1回現場に行くことを想定）。
よって以下の通り，タイベック等（靴下，帽子，綿手袋，及びアノラック）の第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋4名×1回（現場）＝15着 ＜ 17着
全面マスク，安全靴，長靴及び胴長靴は，再使用するため，必要数は11（要員数分）であり，
第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
チャコールフィルタは，全面マスクに2個装着して使用するため，必要数は22個（全面マス
クの必要数11個×2）であり，第3.2-1表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
ゴム手袋は，綿手袋の上に二重にして使用するため，必要数量は34双（綿手袋の必要数17双×2）であり，第3.2-1表に示す配備数は必要数量を上回っており妥当である。

第3.2.-2表 放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）の配備数
配備数 ※1

品名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※8

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※8

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ ※22台 ※7

2 台 ※8※１：予備含む。今後，訓練等で見直しを行う※２：緊急時対策所の可搬型モニタリングポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリングポストと兼用する。
※３：110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330※４：身体の汚染検査用に2台＋3台（予備）※５：現場作業等用に4台＋1台（予備）※６：加圧判断用に1台+１（予備）＝2※７：室内のモニタリング用に1台+1台（予備）※８：11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33
※９：身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）※10：現場作業等用に2台＋1台（予備 ）26条-別添1-64
59-9-65

：ＳＡ範囲

127

（2）飲食料等
中央制御室に配備する飲食料等の内訳を第3.2-3表に示す。なお，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第 3.2-3 表 飲食料等品

配備数 ※４

名

飲食料等
・食料

231 食 ※１

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※２

簡易トイレ

一式

ヨウ素剤

176 錠 ※３

※１：11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×3 食※２：11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×2 本※３：11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋二日目以降 1 錠／1 日×2 交代※４：予備を含む（今後、訓練等で見直しを行う）：ＳＡ範囲

26条-別添1-65
59-9-66128

3.3

チェンジングエリアについて(1)

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第59条第１項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関する規則の解釈」第74条第1項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

(2)

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋附属棟内，かつ中央制御室
バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第3.3-1表のとおり。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-66
59-9-67129

第 3.3-1 表

チェンジングエリアの概要
中央制御室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，中央制御室への汚

設営 場所

染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検
原子炉建屋附属棟 4 階
空調機械室

査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設ける。
なお，空調機械室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず、事故発生時でも外部の風雨の設営 形式

影響を防止できる構造とする。
テントハウス

テントハウス及びシート等で間仕切りするこ（一部，通路区画化）とにより通路を区画化する。
（原子炉建屋附属棟内）

手順 着手 の 判断 基 準中央制御室の外側が放射性物質により汚染するおそれが発生した場合，チェンジングエリ
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が アの設営を行う。なお，事故進展の状況，参発生し，災害対策本部長 集済みの要員数等を考慮して放射線管理班がの指示があった場合実施する作業の優先順位を判断し，設営を行
う。

実施 者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよ
放射線管理班

う定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

(3)

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第3.3-1図のと
おり。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-67
59-9-68130

第3.3-1図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所
及びアクセスルート：ＳＡ範囲

26条-別添1-68
59-9-69131

(4)チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）

ａ.考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第3.3-2図の設営
フローに従い，第3.3-3図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェン
ジングエリアの設営は，放射線管理班員2名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア及び除染エリアについて約60分，さらに脱衣エリアの設営について約80分の合計140分を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班員
4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-69
59-9-70

132

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテン
トハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第 3.3-2 図

チェンジングエリアの設営フロー：ＳＡ範囲

26条-別添1-70
59-9-71133

第 3.3-3 図

中央制御室チェンジングエリア

26条-別添1-71
59-9-72

：ＳＡ範囲

134

b.

チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第3.3-2表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。
第3.3-2表

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数量 ※

テントハウス

１式

養生シート

3巻

バリア

3個

粘着マット

3枚

脱衣収納袋

7個

難燃袋

70 枚

難燃テープ

10 巻

クリーンウエス2缶

根拠

チェンジングエリア
設営に必要な数量

はさみ，カッター

各3本

筆記用具

2式

簡易シャワー

1式

簡易水槽

1個

バケツ

2個

排水タンク

1式

可搬型空気浄化装置

2 台（予備 1 台）

※予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）：ＳＡ範囲

26条-別添1-72
59-9-73135

(5)チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ.出入管理チェンジングエリアは，中央制御室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，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室外で作業を行った後，再度，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御
室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第3.3-4図のとおりであり，チェン
ジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-73
59-9-74136

b. 脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

c. 汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-74
59-9-75137

d. 除染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する（マスク及び帽子は除く）。
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

e. 着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で綿手袋，靴下，帽子，タイベック，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
・放射線管理班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

f. 要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，ウェットティッシュでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染できない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第3.3-4図のとおり必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

26条-別添1-75
59-9-76

：ＳＡ範囲

138

サーベイエリアにて、汚染確認

除染エリア
緊急時

【除染①】
【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
ウエス
移動

除染不可

ポリ袋

移動

除染不可
テープ等で養生

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

簡易水槽

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

第3.3-4図 除染及び汚染水処理イメージ図
g. 廃棄物管理中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジング
エリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡
大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

h. チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度を定期的（１回／日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や汚染の拡大がないことを確認する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-76
59-9-77139

(6)チェンジングエリアに係る補足事項

ａ. 可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置
を 1 台設置する。可搬型空気浄化装置により脱衣エリアの後室から前室及び靴脱ぎ場の方向に送気することで，中央制御室外で活動した要員に付着した射性物質が脱衣エリア内で飛散した場合でも，サーベイエリア及び除染エリ
アへ放射性物質が流入することを防止する。可搬型空気浄化装置の仕様等を
第 3.3-5 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しない。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェンジング
エリアから遠ざけて保管する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-77
59-9-78140

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜
量：9m３／min（540m３／h）○風○重
量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 3.3-5 図 可搬型空気浄化装置の仕様等
ｂ. チェンジングエリアの設営状況
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアの空間
をテントハウスにより区画する。テントハウスの外観（イメージ）は第 3.3-6
図のとおりであり，仕様は第 3.3-3 表のとおり。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。

第 3.3-6 図

テントハウスの外観（イメージ）

26条-別添1-78
59-9-79

：ＳＡ範囲

141

第 3.3-3 表

テントハウスの仕様

サイズ

幅 1.4～2.6m×奥行 1.3m～5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量

40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※2

約 2 分 ※1

※1：幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2：手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

c. チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 3.3-7 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアとサーベイエリアの境界において，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアから靴脱ぎ場へ向かって排気すること
で，脱衣により飛散した放射性物質のサーベイエリアへの流入を防止する。
第 3.3-7 図のようにチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室に汚染を持ち込まないよう管理を行う。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-79
59-9-80142

第3.3-7図 中央制御室チェンジングエリア空気の流れ
d. チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をカーテンで区画すること
で，脱衣時の接触を防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運26条-別添1-80
59-9-81

：ＳＡ範囲

143

用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。なお，中央制御室から退室する要員は，防護具を着用しているため，中央制御室に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

(7)

汚染の管理基準第3.3-4表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第3.3-4表の管理基
準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。
第 3.3-4 表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性1,300cpm
2（4Bq／㎝ 相当）

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時状

根拠等40,000cpm

原子力災害対策指針における（120Bq／㎝ 2 相当）

ＯＩＬ4 に準拠

13,000cpm

原子力災害対策指針における2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠：ＳＡ範囲

26条-別添1-81
59-9-82144

(8)中央制御室におけるマスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行うことで，希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不要とする。
ただし，中央制御室換気系または原子炉建屋ガス処理系が故障した場合は復旧後 1 時間が経過するまで中央制御室内でマスクを着用する。

(9)

可搬型照明（ＳＡ）

チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために3台（予備1台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第3.3-5表に示す。
第 3.3-5 表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

原子炉建屋
附属棟 4 階
空調機械室

3台
（予備 1 台）仕様

可搬型照明（ＳＡ）（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

チェンジングエリアに設置する可搬型照明（ＳＡ）の照度は第3.3-8図に示す
設置状況で問題なく設置等が行えることを確認しており、チェンジングエリア
内で5ルクス以上の照度が確保可能である。

26条-別添1-82
59-9-83：ＳＡ範囲

145

第 3.3-8 図

チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況(10)

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の要員がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。
チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分であり，全ての要員が汚染している場合でも約22 分であることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-83
59-9-84

146

(11)

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ
放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大490分），可搬型気象観測設備の設置（100分）を行うことを技術的能力
にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポス
ト及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。チェンジングエリアの運用を開始するまでは運転員自ら汚染検査を行うことで中央制御室への汚染持ち込みを防止する。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。
要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジ
ングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の運用を行え
る。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-84
59-9-85147

・ケース①（平日昼間の場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

3

事象発生
▽
10 条
▽

要員

対応項目

2

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

事象発生
▽
10 条
▽

要員

対応項目

2

3

▽参集完了

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

：ＳＡ範囲

26条-別添1-85
59-9-86148

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，第3.4-1表に示す起因事象（内部火災，内部溢水，地震等）と同時にもたらされる環境条件が考えられるが，いずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。
中央制御室における主な対応を以下に示す。
○地震
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの原子炉建屋附属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対し必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天
井照明設備には落下防止措置を講ずることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。

○火災
中央制御室にて火災が発生した場合は運転員が火災状況を確認できる設計とし，初期消火を行うことができるよう消火器を設置する。
また，中央制御室外で発生した火災に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

○溢水
中央制御室内には溢水源がない設計とする。
万が一，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，消火器にて初期消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
また，中央制御室外で発生した溢水に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-86
59-9-87149

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（1／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
火災による中央制御室内設備の機能喪失

内部火災（地震起因含む）

溢水による中央制御室内設備の機能喪失内部溢水（地震起因含む）

余震

地震

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室にて火災が発生しても速やかに消火できるよう，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，中央制
御室の機能を維持する。（詳細については，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」に関する審査資料を参照）
中央制御室内には溢水源がない設計とする。火災が発生したとしても，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，
消火水による溢水の影響がない設計とする。
蒸気配管破断が発生した場合も，漏えいした蒸気の影響がない設計とする。（詳細については，
設置許可基準規則第 9 条「溢水による損傷の防止等」に関する審査資料を参照）
中央制御室は，原子炉建屋付属棟（耐震Ｓクラス）に設置し，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
中央制御室の照明ルーバーに対し落下防止措置を講じている。
余震時には，運転員は運転員机又は制御盤のデス
ク部下端に掴まることで体勢を維持し，指示計，
記録計等による原子炉施設の監視を行うことができる。今後，余震時における運転員の更なる安全確保を考慮し制御盤に手すりを設置する。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-87
59-9-88150

第3.4-1表
起因事象

地震

竜巻・風（台風）

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（2／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
外部電源喪失による照明
等の所内電源の喪失

中央制御室での運転操作に与える影響
外部電源喪失においても，中央制御室の照明は，ディーゼル発電機から給電され ＊１ ，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯も備え，機能が喪失することはない。また，蓄電池内蔵型照明を備
え，機能が喪失しない設計とする。（詳細については，設置許可基準規則 11 条「安全避難通路等」
に関する審査資料を参照）＊１ ディーゼル発電機は各自然現象に対して，健全性が確保される設計とする。。
地

積雪

落雷

外部火災（森林火災）

火山

震：基準地震動に対して，耐震Ｓクラス設計であるため，健全性が確保する。
竜
巻：設計基準の竜巻による複合荷重（風圧，
気圧差，飛来物衝撃力）に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
風：設計基準の風（台風）による風圧に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
積
雪：設計基準の積雪による堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
落
雷：設計基準の雷撃電流値に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
外 部 火 災：防火帯の内側に設置することにより延焼を防止し，熱影響に対しては隔離距離の確保によって健全性を確保する。
また，ばい煙の侵入に対してフィルタによる防護で健全性を確保する。
火山：想定する降下火砕物の堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。また，下火砕物の侵入に対しては，フィルタによる防護で健全性を確保する。

：ＤＢ範囲

26条-別添1-88
59-9-89151

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（3／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
ばい煙や有毒ガス発生による中央制御室内環境へ
の影響

外部火災
（森林火災）

降下火砕物による中央制
御室内環境への影響

火山

低温による中央制御室内
環境への影響凍結

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室の換気系について，給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環方式とすること
により外気を遮断することから，中央制御室内環境への影響はない。この場合の酸素濃度・二酸化
炭素濃度への影響を【補足 1】，【補足 2】に示す。
但し，影響が長期化する場合は，必要に応じて一
次的に外気を取り入れて換気する。第 3.4-1 図に運転モード毎の中央制御室換気系の系統概略図を示す。
なお，外部火災時の有毒ガスについては，中央
制御室外気取入口における濃度がＩＤＬＨ（急性の毒性限界濃度（30 分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限界値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有
毒ガス及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。（詳細については，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災））」，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（有毒ガス）」，
外部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する審査資料を参照）
中央制御室の換気系により環境温度が維持される
環境温度が維持されるため，中央制御室内環境への影響はない。（詳細については，設置許可基準
規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（凍結）」に関する審査資料を参照）：ＤＢ範囲

26条-別添1-89
59-9-90152

通常運転モード
閉回路循環方式（外気隔離時）
閉回路循環方式（少量外気取入時）

第 3.4-1 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図

26条-別添1-90
59-9-91153【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）
概要

1.

「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」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 7 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m ３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min

26条-別添1-91
59-9-92154

／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.45864[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×7[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ －｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095－｛0.45864／（0.4×2700）｝＝0.209075 ≒ 20.90％以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：7 名

26条-別添1-92
59-9-93155

・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.322[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×7[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.322／（0.4×2700）｝＝0.000599 ≒ 0.06％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

26条-別添1-93
59-9-94156

【補足2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）1.

概要「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」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
重大事故発生時において中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
重大事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m ３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を26条-別添1-94
59-9-95157

適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min／人（＝0.06552m３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.72072[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×11[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ －｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095－｛0.72072／（0.4×2700）｝＝0.208166 ≒ 20.81％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発26条-別添1-95
59-9-96158

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日～26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.506[m３ ／h]＝0.046[m３ ／h／人]×11[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（－）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（－）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.506／（0.4×2700）｝＝0.000769 ≒ 0.08％

26条-別添1-96
59-9-97159

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

26条-別添1-97
59-9-98160

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5-1 表

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
(1/6)

目的

対象パラメータ
APRM レベル平均
APRM レベル A
APRM レベル B
APRM レベル C
APRM レベル D
APRM レベル E
APRM レベル F

炉心反応度の状態確認

SRNM 計数率 CH.A
SRNM 計数率 CH.B
SRNM 計数率 CH.C
SRNM 計数率 CH.D
SRNM 計数率 CH.E
SRNM 計数率 CH.F
SRNM 計数率 CH.G
SRNM 計数率 CH.H
原子炉水位(狭帯域)
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)
原子炉水位(SA 燃料域)
原子炉圧力

炉心冷却の状態確認

原子炉圧力(SA)
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量 A
残留熱除去系系統流量 B
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲

26条-別添1-98
59-9-99

161

(2/6)
目的

対象パラメータ
原子炉再循環ポンプ入口温度
原子炉給水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
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
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
6.9kV 母線 2A-1 電圧
6.9kV 母線 2A-2 電圧
6.9kV 母線 2B-1 電圧

炉心冷却の状態確認

6.9kV 母線 2B-2 電圧
6.9kV 母線 2C 電圧
6.9kV 母線 2D 電圧
6.9kV 母線 HPCS 電圧
D/G 2C 遮断器(660)閉D/G 2D 遮断器(670)閉HPCS D/G 遮断器(680)閉
圧力容器フランジ温度
125VDC 2A 母線電圧
125VDC 2A 母線電圧
6.9kV 緊急用母線電圧480V 緊急用母線電圧：ＳＡ範囲

26条-別添1-99
59-9-100162

(3/6)
目的

対象パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
ドライウェル圧力（広帯域）
ドライウェル圧力（狭帯域）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・プール水温度（平均値）
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水位
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

格納容器内の状態確認

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)
格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内酸素濃度(SA)低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
格納容器下部水位
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力：ＳＡ範囲

26条-別添1-100
59-9-101163

(4/6)
目的

対象パラメータ
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
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
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

格納容器内の状態確認

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系 A 注入弁全開
残留熱除去系 B 注入弁全開
残留熱除去系 C 注入弁全開
格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内スプレイ弁 B（全開）主排気筒放射線モニタ A
主排気筒放射線モニタ B
主排気筒モニタ（高レンジ）
主蒸気管放射線モニタ A
主蒸気管放射線モニタ B
主蒸気管放射線モニタ C
主蒸気管放射線モニタ D
排ガス放射能（プレホールドアップ）A
排ガス放射能（プレホールドアップ）B

放射能隔離の状態確認

NS4 内側隔離NS4 外側隔離
主蒸気内側隔離弁 A 全閉
主蒸気内側隔離弁 B 全閉
主蒸気内側隔離弁 C 全閉
主蒸気内側隔離弁 D 全閉
主蒸気外側隔離弁 A 全閉
主蒸気外側隔離弁 B 全閉
主蒸気外側隔離弁 C 全閉
主蒸気外側隔離弁 D 全閉

環境の情報確認

SGTS A 作動
SGTS B 作動：ＳＡ範囲

26条-別添1-101
59-9-102164

(5/6)
目的
環境の情報確認

対象パラメータ
SGTS モニタ（高レンジ）A
SGTS モニタ（高レンジ）B
SGTS モニタ（低レンジ）A
SGTS モニタ（低レンジ）B
耐圧強化ベント系放射線モニタ
放水口モニタ(T-2)
モニタリングポスト(A)モニタリングポスト(B)モニタリングポスト(C)モニタリングポスト(D)モニタリングポスト(A)広域レンジ
モニタリングポスト(B)広域レンジ
モニタリングポスト(C)広域レンジ
モニタリングポスト(D)広域レンジ
大気安定度

10 分値

18m ベクトル平均風向 10 分値
71m ベクトル平均風向 10 分値
140m ベクトル平均風向 10 分値
18m ベクトル平均風速 10 分値
71m ベクトル平均風速 10 分値
140m ベクトル平均風速 10 分値
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料プール水位・温度（SA）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置：ＳＡ範囲

26条-別添1-102
59-9-103165

(6/6)
目的

対象パラメータ
自動減圧系 A 作動
自動減圧系 B 作動
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系注入弁全開
低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

非 常 用 炉 心 冷 却 系 (ECCS) の 状 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
態等
残留熱除去系ポンプ A 起動
残留熱除去系ポンプ B 起動
残留熱除去系ポンプ C 起動
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
全制御棒全挿入
取水ピット水位
津波監視

潮位

：ＳＡ範囲

26条-別添1-103
59-9-104

166

167

別添２

東海第二発電所

原子炉制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-i

168

目

次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 設 計 基 準 事 故 時 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て .........
........................................................ 26 条 -別 添 2 -1
1． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ............................... 26 条 -別 添 2 -1
2． 大 気 拡 散 の 評 価 ....................................... 26 条 -別 添 2 -1
3． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ......... 26 条 -別 添 2 -1
4． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ................... 26 条 -別 添 2 -2
4.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ............................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1.1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く（ 経 路 ② ）................................................. 26 条 -別 添 2 -2
4.1. 3 室 内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ③ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -4
4.2 入 退 域 時 の 被 ば く ................................... 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 入 退 域 時 の 被 ば く（ 経 路 ④ ） ...................................... 26 条 -別 添 2 -6
4.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ）................................................ 26 条 -別 添 2 -6
5． 評 価 結 果 の ま と め ..................................... 26 条 -別 添 2 -6
添付資料 中央制御室の居住性（設計基準事故時）に係る被ばく評価について
1 中 央 制 御 室 の 居 住 性 (設 計 基 準 事 故 )に 係 る 被 ば く 評 価 条 件 表.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 1-1
2 居 住 性 評 価 に 用 い た 気 象 資 料 の 代 表 性 に つ い て ........ 26 条 -別 添 2 - 添 2-1
3 線 量 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 評 価 に つ い て .............. 26 条 -別 添 2 - 添 3-1
4 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ........................ 26 条 -別 添 2 - 添 4-1
5 中央制御室居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について.......................................... 26 条 -別 添 2 - 添 5-1
6 内規

※１

と の 整 合 に つ い て ........................... 26 条 -別 添 2 - 添 6-1※１ 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）26 条-別添 2-ii

169

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「 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・07・27 原院第 1 号平成 21 年 8 月 12 日）」（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づき行った。

1．大気への放出量の評価
評価事象は，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量，大気中への放出量は，
仮想事故相当のソースタームを基にする数値，評価手法及び評価条件を使用して評価した。

2．大気拡散の評価
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結果を年間について小さい方から順に並べた累積
出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月～2006 年 3
月の 1 年間における気象データを使用した。なお，当該データの使用に当たっては，当該 1 年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施し，特に異常でないことを確認している。

3．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟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運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等を考慮して評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコード，
スカイシャインガンマ線についてはＡＮＩＳＮコード及びＧ３３－ＧＰ２Ｒ
26 条-別添 2-1

170コードを用いて評価した。

4．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①～⑤）を第 4-1 図に示す。それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 30 日間とした。
運転員の勤務体系は 5 直 2 交替とし，30 日間の評価期間において最も中央制
御室の滞在期間が長く，入退域回数が多い者を対象として，30 日間の積算線
量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し，実効線量を評価した。

4.1 中央制御室内での被ばく
4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在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中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述 3．の方法で実効線量を評価した。

4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性希ガス等（以下「希ガス等」という。）の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

26 条-別添 2-2

171

第 4-1 図

事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条-別添 2-3

172

4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制
御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガス等からのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素（以下「よう素」という。）の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，（1），（2）に示す
中央制御室換気系の効果を考慮した。
（1）中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第4-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転モード
通常時は，中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2）事故時運転モード
事故時は，外気取入口を遮断して，中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環運転とし，運転員を放射線被ばくから防護する。
なお，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，
チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
（2）フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのフィルタユニットを通らない空気の流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。

26 条-別添 2-4

173

第4-2図中央制御室換気系概略図

26 条-別添 2-5

174（外気取り入れ時）

事故時運転モード（閉回路循環時）

通常時運転モード（再循環時）

4.2 入退域時の被ばく
4.2.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路④）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在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入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は，「4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ば
く（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，サービス建屋出入口を代表点とし，入退域ごとに評価点に 15 分滞在するとして評価した。

4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑤）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
くは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと
以外は「4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②）」と同様な手法で，吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路③）」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価は，上記 4.2.1 の仮定と同じとした。

5．評価結果のまとめ
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価結果を第 5-1
表に，評価結果の内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は，原子炉冷却材喪失に
26 条-別添 2-6

175おいて実効線量で約 1.8mSv，主蒸気管破断において実効線量で約 1.6mSv であり，法令における緊急時作業に係る線量限度 100mSv を下回っている。
なお,評価結果の内訳を第 5-2 表に示す。この評価に係る被ばく経路イメー
ジを第 5-3 表に，被ばく評価の主要条件を第 5-4 表及び第 5-5 表に示す。

第 5-1 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断（実効線量）（実効線量）

約 6.6×10－１

約 1.3×10－４

約 2.4×10－２

約 9.2×10－３

約 2.0×10－１

約 1.5×10０

約 8.9×10－１

約 1.5×10０

約 8.7×10－１

約 2.1×10－３

約 3.5×10－２

約 9.4×10－２

小計（④＋⑤）

約 9.1×10－１

約 9.6×10－２

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 1.8

約 1.6

被ばく経路
①建物内の放射性物質から のガンマ線による中中央 制御室 内

央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射 性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく③室内に外気から取り込ま れた放射性物質による中央制御室内での被ばく小計（①＋②＋③）

入退 域時④建物内の放射性物質から のガンマ線による入退域時の被ばく⑤大気中へ放出された放射 性物質による入退域
時の被ばく

26 条-別添 2-7

176

第 5-2 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果の内訳
実効線量（mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断室内作業時

26 条-別添 2-8

入退域時

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

①原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく約 6.6×10－１―

約 6.6×10－１

約 1.3×10－４―

約 1.3×10－４②大気中へ放出された 放射性物質のガンマ線による被ばく約 2.4×10－２―

約 2.4×10－２

約 9.2×10－３―

約 9.2×10－３③室内に外気から取り 込まれた放射性物質による被ばく約 1.1×10－２

約 1.9×10－１

約 2.0×10－１

約 3.9×10－２

約 1.4×10０

約 1.5×10０

小計（①＋②＋③）

約 7.0×10－１

約 1.9×10－１

約 8.9×10－１

約 4.9×10－２

約 1.4×10０

約 1.5×10０④原子炉建物内の放射 性物質からのガンマ線による被ばく約 8.7×10－１―

約 8.7×10－１

約 2.1×10－３―

約 2.1×10－３⑤大気中へ放出された 放射性物質による被ばく

約 1.5×10－２

約 2.0×10－２

約 3.5×10－２

約 3.8×10－３

約 9.0×10－２

約 9.4×10－２

小計（④＋⑤）

約 8.9×10－１

約 2.0×10－２

約 9.1×10－１

約 5.9×10－３

約 9.0×10－２

約 9.6×10－２

約 1.6×10０

約 2.1×10－１

約 1.8

約 5.5×10－２

約 1.5×10０

約 1.6

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

177

第 5-3 表中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく経路イメージ①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく、室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）

入退域での被ばく④原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

26 条-別添 2-9⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく、吸入摂取による内部被ばく）178

第 5-4 表
大項目
原子炉格納容器に放中央制御室の居住性（設計基準事故：原子炉冷却材喪失）に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)

出される核分裂生成

原子炉運転時間2000 日物量格 納容 器に放 出される核 分裂 生

希ガス：100%

成物割合

よう素：50%原 子炉 格納容 器への無機 よう 素50%

26 条-別添 2-10

原子炉格納容器内で

の沈着割合

の低減効果

格 納容 器スプ レイ等によ る無 機

分 配係 数（気 相濃度 と液 相濃度

よう素に対する除去効果の比）：100

環境への放出原子炉格納容器からの漏えい率

0.5%/day

非 常用 ガス再 循環系及び 非常 用

再循環：80%ガス処理系のよう素除去効果

外部放出：90%

気象資料
大気拡散

実効放出継続時間

2005 年 4 月～2006 年 3 月
希ガス：24 時間
よう素：24 時間

累積出現頻度小さい方から 97%

着目方位

1 方位
起動時間遅れ：15min

中央制御室換気設備

閉回路循環運転(27h)，外気取入運転(3h)の交互運転

中 央制 御室非 常時際循環 処理 装
置よう素除去効率
運転員の被ばく評価

中央制御室への空気流入量
交代要員体制への考慮
直 接線 ，スカ イシャイン 線評 価
コード
評価期間

90%
1.0 回／h
5 直 2 交代をベースに滞在時間，入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

179

第 5-5 表
大項目

中央制御室の居住性（設計基準事故：主蒸気管破断）に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力
原子炉運転時間

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

事 象発 生前の 原子炉冷却 材中 の放射性物質濃度
燃 料棒 から追 加放出され る核 分
裂生成物の量26 条-別添 2-11

主 蒸気 隔離弁 閉止前の破 断口 からの放出
主蒸気隔離弁からの追 加さ れる核 分裂生成物 のう ち

放出

主 蒸気 隔離弁 閉止後の破 断口 からの放出
主 蒸気 隔離弁 から建物内 への 漏
えい
気象資料
実効放出継続時間

大気拡散

累積出現頻度着目方位
交代要員体制への考慮

運転員の被ばく評価

直 接線 ，スカ イシャイン 線評 価
コード
評価期間

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)
2000 日I-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成と す る 。 蒸 気 相 中 の ハ ロ ゲ ン 濃度 は ， 液 相 の 濃 度の 1／50 とする
I-131 は 4.44×10 １４ Bq とし，その他の放射性物質
はその組成を平衡組成として求める
希ガスについてはよう素の 2 倍とする
原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合 に 比 例 する と し ， 追 加 放 出
さ れ た 放 射 性 物 質 の 約 1％ が 破 断 口 か ら 放 出 さ れる
主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 後 の 燃 料 棒 から の 核 分 裂 生 成 物の 追 加 放 出 は ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉止 直 後 に ， こ れ ら
す べ て の 核 分 裂 生 成 物 が 瞬 時 に原 子 炉 冷 却 材 中 へ放出される
120％／d2005 年 4 月～2006 年 3 月
希ガス：1 時間
よう素：20 時間
小さい方から 97%
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位5 直 2 交代をベースに滞在時間，入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

180

添付資料

1

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，
以下の第 1-1 表～第 1-12 表に示す。

第 1-1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1-3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1-4 表大気拡散条件

第 1-5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1-6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1-7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1-8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1-9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1-10 表中央制御室換気設備条件

第 1-11 表

運転員交替考慮条件

第 1-12 表

線量換算係数及び呼吸率の条件

26 条-別添 2-添 1-1

181

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1／3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条-別添 2-添 1-2

評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力考慮した値を設定
で十分長時間運転していたとする。

原子炉運転時間2,000 日5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素： 50％
分裂生成物量

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に示されたとおり設定出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

よう素の形態無機（元素状）よう素：90％ 同上
有機よう素：10％

原子炉格納容器 50％が沈着等への無機（元素状）よう素の
沈着効果

同上

同上

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。
4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

182

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条-別添 2-添 1-3

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機
よう素が溶解する割合

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機ように示されたとおり設定
素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

原子炉格納容器 0.5％／日
からの漏えい率格 納 容 器 内 の 圧 力 に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原応 し た 漏 え い 率 に 余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容
器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んを見込んで設定だ値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動
系等の起動時間Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 信 号 に よ り 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィ時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余
通 常 運 転 中 も 原 子 炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を維持しているため事故後瞬時に起動すると設定

非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：
系等の容量
4.8 回／日
非常用ガス処理系：
1 回／日

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定に示されたとおり設定
められた値とする。

183

第 1-1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条-別添 2-添 1-4

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系
環系等のフィル （再循環）：80％
非常用ガス処理系
タ除去効率（外部放出）：90％

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へらの漏えい率導かれたサプレッション・
チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略する。

ECCS からの漏えいによる放出量は，格納容器内
気相部からの漏えいによる放出量に比べて十分に小さく，有意な寄与
はないため

放出経路

排気筒放出

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内にに示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

事故の評価期間

30 日間

同上

4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

184

第 1-2 表
項

目

評価条件

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

評価事象

主蒸気管破断（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす
規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
り設定
い。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十を考慮した値を設定 分長時間運転していたとする。

26 条-別添 2-添 1-5

原 子 炉 運 転 時 2,000 日間

5 サイクル運転を考 同上慮した最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

同上

冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度
ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／gに相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。
そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定
ン等の濃度
蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 とる。蒸気相中のハロゲン濃する。
度は，液相の濃度の 1／50
とする。

185

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性
その他の放射性物質はその り設定
物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスは組成を平衡組成として求めよう素の 2 倍の放出量とする。
る。希ガスはよう素の 2 倍の放出量とする。
26 条-別添 2-添 1-6

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加
放出割合

原子炉圧力の低下割合に比 同上例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出される。

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上
棒からの核分裂生成物の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ
放出する。

186

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

評価条件

26 条-別添 2-添 1-7

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％
無機よう素：90％への移行割合有機よう素は原子炉圧力容器内で分解により 1／10 程
度に減少するので，気相部
へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス
は，すべて瞬時に気相部に移行する。

が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
主蒸気隔離弁
閉止前及び閉止後の大気中への放出想定隔離弁閉止前：放出された 同上
原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。
隔離弁閉止後：放出された
放射性物質は，大気中に地上放散する。

4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉
冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

187

第 1-2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとす
主 蒸 気 管 か ら 120％／日の漏えい率（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見閉止しないものとして，設 り設定
込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
計値に余裕を見込んだ値とし，漏えい率は一定とする。
）
26 条-別添 2-添 1-8

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

188

第 1-3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）
原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換算））
隔離弁
希ガス及びハロゲン等（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）

主蒸気管
破断
よう素
（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算））

閉止前

約 2.8×10１６

約 2.5×10１４

約 6.1×10１３

隔離弁
閉止後

約 1.2×10１４

隔離弁
閉止前

約 1.4×10１２

隔離弁
閉止後

約 2.5×10１２

26 条-別添 2-添 1-9

189

第 1-4 表
項

目

評価条件

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

大気拡散条件(1/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，れたとおり設定
放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向
ともに正規分布になると仮定した次のガウ
スプル－ムモデルを適用して計算する。

気象資料
26 条-別添 2-添 1-10

東海第二発電所における 1
年間の気象資料（2005 年 4 月～2006 年 3月）【原子炉冷却材喪失】
5.1.1(1)c）風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
【主蒸気管破断】
5.1.1(1) 風向，風速，大気安定度等の観測（標高約 18m(地上高約 10m)の 項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用い気象データを使用。
る。
被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上れたとおり発電所において観 高さに渡る気象条件の影響を受けるため，測された１年間の気象資料を 地上高さに相当する比較的低風速の気象デ【原子炉冷却材喪失】
建屋影響を受けない大気拡散評価を行うため排気筒風（標高約 148m（地上高約 140m））の気
象データを使用【主蒸気管破断】
建屋影響を受ける大気拡散評
価を行うため保守的に地上風使用（補足説明資料 1-2 参照） ータ（地上 10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。

190

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(2/6)

26 条-別添 2-添 1-11

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間
よう素 ：24 時間【主蒸気管破断】
希ガス等：1 時間
よう素 ：20 時間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定。
ただし，24 時間を超えた場合は保守的に 24 時間とする。

解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化がある
ので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物
質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】
放出源高さ
排気筒：95m（有効高さ）【主蒸気管破断】
地上：0m【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定した風洞実験結果から保守的に最小の有効高さを設定。
【主蒸気管破断】
地上放出と想定して設定。

【原子炉冷却材喪失】
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建
屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。
【主蒸気管破断】
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された
放射性物質は大気中に地上放散する。

191

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(3/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条-別添 2-添 1-12

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相れたとおり設定。
対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

建屋の影響【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
地上放出を想定し，建屋の影響を受ける大気拡散評価を行う
ため，放出点から近距離の建屋【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。
【主蒸気管破断】考慮する。

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，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は，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。

（原子炉建屋）による巻き込み現象を考慮する。

192

第 1-4 表
項

目

評価条件

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。
【主蒸気管破断】
建屋
原子炉建屋

大気拡散条件(4/6)

26 条-別添 2-添 1-13

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
放出源から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋として，被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定

5.1.2(3)3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表 5.1 に示す建屋を選定することは適切である。
表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする
代表建屋の選定例

193

第 1-4 表
項

目

評価条件

放 射 性 物 質 【中央制御室内】
濃 度 の 評 価 中央制御室中心【入退域時】
点
建屋入口

大気拡散条件(5/6)

26 条-別添 2-添 1-14

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【中央制御室内】
被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【入退域時】
被ばく評価手法（内規）に示された方法に基づき設定【中央制御室内】
5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在す
るとする。

194

第 1-4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(6/6)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条-別添 2-添 1-15着目方位【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位
入退域時：1 方位【主蒸気管破断】
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではな
く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

建屋投影
面積

3.0×10３m２

原子炉建屋の投影断面積

形状係数

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

195

第 1-5 表
評価対象
室内作業時
入退域時

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価点
中央制御室
中心
建屋入口

第 1-6 表相対濃度
χ／Ｑ（s／m３）

相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.2×10－６

4.9×10－２０

1.2×10－６

5.0×10－２０

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

評価対象

評価点

相対濃度
χ／Ｑ（s／m３）

相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

室内作業時

中央制御室
中心

8.3×10－４（希ガス）
4.9×10－４（よう素）2.9×10－１８

入退域時

建屋入口

8.2×10－４（希ガス）
4.9×10－４（よう素）2.9×10－１８

26 条-別添 2-添 1-16

196

第 1-7 表項

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/2)

目

評価条件

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％
分裂生成物

26 条-別添 2-添 1-17

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉
建屋原子炉棟内に漏線 源強度分布
えいした核分裂生成
源
物が均一に分布条

選定理由

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容されたとおり設定
器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。
同上

6.1(3)b) 事故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の漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

件

事故の評価期間 30 日

被ばく評価手法（内規）での記載

197

第 1-7 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)
評価条件

選定理由

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮
デル状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

26 条-別添 2-添 1-18

計算モ 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
デ デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組
ル
成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に条対して，配置，形状及び組成を明らかにして，
件
遮へい効果を見込んでもよい。
許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
直接線・スカイ 直接線評価：
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
コード
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

198

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)
評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び放出される核分 等されたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期
裂生成物の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建26 条-別添 2-添 1-19

屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。
線
源条
件

タービン建屋内 主蒸気隔離弁からタ
線源強度分布同上

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からターービン建屋内に放出

ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量した核分裂生成物のがタービン建屋から漏えいすることなく，タ全量が均一に分布

ービン建屋の自由空間容積に均一に分布す
るものとする。このタービン建屋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。

事故の評価期間 30 日

同上

解説 3.2

評価期間は，事故発生後 30 日間

とする。

199

第 1-8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)
評価条件

選定理由

タービン建屋の タービン建屋の幾何 建屋外壁を遮蔽体として考慮
モデル
形状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

計算 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
26 条-別添 2-添 1-20

モ デル化

状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組デ成から計算する。建屋等の構造壁又は天井にル

対して，配置，形状及び組成を明らかにして，条

遮へい効果を見込んでもよい。

件 直接線・スカイ 直接線評価：
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ
コード

許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
ードを使用している

スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

200

第 1-9 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

代表エネルギエネルギ範囲（MeV／dis）（MeV／dis）

0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

0.01 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

1.2×10
2.3×10１５
7.2×10１７
1.0×10１５
000
6.2×10２１
4.6×10１７
4.8×10１９
4.9×10２０
1.5×10２０
7.7×10１８
7.8×10１８
7.0×10１７
6.2×10１９
1.8×10２０
1.1×10２０
4.5×10１９
2.2×10１９
4.8×10１６
1.5×10１９
5.5×10１８
4.5×10１８
2.6×10１９
1.1×10１８
2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

主蒸気管破断9.0×10１４
8.0×10１３
3.6×10１５
7.7×10１６
000
5.6×10１８
6.3×10１６
1.3×10１８
1.1×10１８
2.0×10１８
4.6×10１６
1.2×10１６
5.4×10１５
3.1×10１７
2.4×10１７
2.5×10１７
9.5×10１６
9.3×10１６
4.8×10１４
1.8×10１６
3.0×10１６
2.8×10１６
1.2×10１７
8.9×10１５
3.7×10１４
8.2×10１３
3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条-別添 2-添 1-21

201

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的 7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）
外気取り込み転（循環運転と外気 にインリークがないと想定 の経路で放射性物質が外気から取り込まれること
取入を交互に行う。
） した場合の室内の二酸化炭 を想定する。
閉回路循環運転

素濃度を考慮し設定

a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取26 条-別添 2-添 1-22

：27 時間入れること

外気取入循環運転b)中央制御室内に直接，流入すること：3 時間
中央制御室換気 2.8×10３m３

設計値

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備処理空間容能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中積

央制御室内の放射能濃度を求める。

外部γ線による 2.8×10３m３

同上

7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央全身に対する線

制御室と異なる階層部分のエンベロープについ

量評価時の自由て，階層間の天井等による遮へいがあるので，中体積

央制御室の容積から除外してもよい。
３

中央制御室換気 通常時：0m ／h
３

同上

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射

設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h

能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中量

央制御室内の放射能濃度を求める。

202

第 1-10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

中央制御室非常 90％
用循環設備よう設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。

素フィルタによ97％以上）

る除去効率
事故時運転モー 15 分

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合

ドへの切替時間と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に

26 条-別添 2-添 1-23

作を開始するまでの値

要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

空気流入率

1 回／h

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定（0.45 回／h）を基に余裕を は，見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 1-3 参照）

203

第 1-11 表
項

目

評価条件

中央制御室滞在期間 196 時間

運転員交替考慮条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定

入退域回数

32 回

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時 態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間
26 条-別添 2-添 1-24間が最大となる運転班を想定し の割合で配分する。
設定

7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

204

第 1-12 表
項目

線量換算係数

評価条件

線量換算係数及び呼吸率の条件
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，
成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq
I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq

26 条-別添 2-添 1-25

I-134：1.5×10-10 Sv／Bq
I-135：9.2×10-10 Sv／Bq
呼吸率

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
に基づく）

H1

T
0

RH C 1 ( t )dt

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：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)
Cl(t)：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／m３)
T：計算期間(30 日間)

205

2

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所
敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。
本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点
までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については， 敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査する
ことが望ましいとしている。
26 条-別添 2-添 2-1

206

以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
(1)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度 ※ は 2.01×10 －６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04
×10－６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 2-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域
気象観測所）の観測記録についても使用した。

26 条-別添 2-添 2-2

207

第 2-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1検定年① 2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4月～② 2004 年 4 月～2016 年 3 月
2006 年 3（最新 10 年の気象データ）
月

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
c．検定結果（①～⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月～
2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データは異常年とは判断されない。

26 条-別添 2-添 2-3

208

第 2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10m

81m ※2

140m

気象台

①

1個

0個

3個

－

－

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005 年度※1：①：2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月～2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月～2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 2-3
表のとおり比較した。
26 条-別添 2-添 2-4

209ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5～0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 2-3 表棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m３ ） 相対濃度 ※ （s／m３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10－６

1.258×10 －６

0.864

Ｅ

1.982×10 －６

1.010×10 －６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10－６

1.062×10 －６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10－６

1.421×10 －６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時
間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月～
26 条-別添 2-添 2-5210

2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月～2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

26 条-別添 2-添 2-6

211

26 条-別添 2-添 2-721226 条-別添 2-添 2-8213

26 条-別添 2-添 2-921426 条-別添 2-添 2-10215

26 条-別添 2-添 2-11216

26 条-別添 2-添 2-12217

26 条-別添 2-添 2-13

218

26 条-別添 2-添 2-14

219

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

26 条-別添 2-添 2-15

220

別

紙

気象資料及び評価距離の変更に伴う線量評価の変更について

新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に係る線量評価においては，東海第二発電所敷地内で観測された 1981 年度の気象観測データから代表性が確認された 2005 年度の気象観測データへ変更している。また，周辺監視区
域境界の一部を変更している。
上記の変更に伴う「平常運転時における一般公衆の受ける線量評価（補足
1 参照）」及び「設計基準事故時の線量評価（補足 2 参照）」の変更について確認した。主な線量評価結果の変更の状況をまとめて第 1 表及び第 2 表に示す。

第1表

平常運転時における一般公衆の受ける線量評価について（μSv／y）

1981 年度（現行設置許可）2005 年度（新規制基準に係る
変更申請）

希ガス

3.3

2.8

よう素

5.2

5.2

液体廃棄物

0.4

0.4

9.0

8.4

合

計

第2表

各種事故時の線量評価について（mSv）

1981 年度（現行設置許可）2005 年度（新規制基準に係る変更申請）

放射性気体廃棄物処理施設の破損

6.7×10－２

5.3×10－２

主蒸気管破断1.8×10－１

1.8×10－１

燃料集合体の落下

2.1×10－２

1.8×10－２

原子炉冷却材喪失

2.7×10－４

2.7×10－４

制御棒落下

4.0×10－３

3.2×10－３

26 条 -別 添 2-添 2-16

221

補足1
気象資料の変更に伴う平常運転時における一般公衆の受ける線量評価の変更について

1．概要
東海第二発電所の平常運転時における環境への放射性物質の放出に伴う一般公衆の受ける線量が，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標に関する指針」に定める線量目標値（50μSv／y）を満足することを確認するために，線量評価を行った。
今回の申請における主な変更点は，気象資料の変更及び周辺監視区域境界の一部変更に伴う線量評価の変更である。
放射性物質の環境への放出量及び一般公衆の受ける線量の計算は，「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」（以下，「線量評価指針」という。
）及び「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に従って行った。なお，今回の申請に伴う放出量の変更ない。

2．気体廃棄物の年間放出量（1）放出量の計算方法
気体廃棄物の年間放出量は，原子炉施設の稼働率を 80％，炉心燃料から冷却材への全希ガス漏えい率(以下，「全希ガス漏えい率」という。)ｆについて，年間平均を想定した 30 分減衰換算値で 1.11×10１０Bq／s とし，放出経路ごとに「線量評価指針」に従い以下により計算している。(以下の計算では，全希ガス
漏えい率を無次元の値として用いる。)
なお，今回の申請で放出量に変更はない。

26 条 -別 添 2-添 2-17222

a. 蒸気式空気抽出器排ガス中の希ガス及びよう素（a）復水器から蒸気式空気抽出器排ガス(以下，「空気抽出器」という。)に移行
する希ガス及びよう素の割合はそれぞれ 100％及び 1％とする。
（b）空気抽出器排ガスの減衰に用いられる 30 分減衰配管の希ガス滞留時間は30 分，活性炭式希ガスホールドアップ装置の希ガス保持時間は，キセノン
27 日間，クリプトン 40 時間とする。
（c）空気抽出器排ガス中に含まれるよう素は，活性炭式希ガスホールドアップ
装置により十分減衰されるので無視する。
b. 真空ポンプの運転による排ガス中の希ガス及びよう素（a）真空ポンプの運転による排ガス中の希ガスの年間放出量は，1.25×10４Bq に
全希ガス漏えい率（1.11×10１０）を乗じた値とし，放出回数は年間 5 回の間欠放出とする。この場合，放出希ガスの実効エネルギは，減衰時間を 12時間として計算した希ガスの核種組成から求める。
（b）真空ポンプの運転による排ガス中のＩ-131 及びＩ-133 の年間放出量は，0.4Bq に全希ガス漏えい率（1.11×10１０）を乗じた値とし，放出回数は年間5 回の間欠放出とする。
c. 換気系から放出される希ガス及びよう素（a）希ガスの放出量は，第 1 表の係数に炉心燃料からの希ガス各核種の漏えい率（Bq／s）を乗じて計算する。この場合，放出希ガスの実効エネルギは，減衰時間を 30 分として計算した希ガスの核種組成から求める。
（b）よう素の放出量は，第 1 表の数値に冷却材中のＩ-131 及びＩ-133 の濃度（Bq／g）を乗じた値としている。
d. 定期検査時に放出されるＩ-131
定期検査時のＩ-131 の放出量は，2Bq に全希ガス漏えい率(1.11×10１０ )を乗じた値としている。
26 条 -別 添 2-添 2-18

223

（2）希ガス及びよう素の放出量
a. 希ガスの放出量
希ガスの放出量及び実効エネルギの計算結果を第 2 表に示す。
b. よう素の放出量
よう素の放出量の計算結果を第 3 表に示す。

3．液体廃棄物の年間放出量
液体廃棄物の主なものは，各建屋の機器からのドレン，各建屋の床ドレン，再生廃液等の化学廃液及び洗濯廃液である。
液体廃棄物中の放射性物質による線量の評価を行う際には，液体廃棄物処理系の運用の変動を考慮して液体廃棄物の年間放出量は，トリチウムを除き 3.7×10１
０Bq，トリチウムは 3.7×10１２Bq とする。
なお，トリチウムの環境放出量については，先行炉の実績等を考慮すると年間

3.7×10１２Bq と推定される。

4．気象条件
気象条件は，現地における 2005 年 4 月～2006 年 3 月までの観測による気象資料を使用する。
線量の計算に使用する風向別大気安定度別風速逆数の総和及び風向別風速逆数の平均を第 4 表及び第 5 表に示す。
また，気象資料及び風洞実験から求めた放出源の有効高さ（東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社））を第 6 表に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-19224

5．線量の計算（1）気体廃棄物中の希ガスのγ線に起因する実効線量
気体廃棄物中の希ガスのγ線に起因する実効線量の計算は，放射性雲からのγ線による実効線量を対象に，希ガスの年間放出量，γ線実効エネルギ，気象資料等を用いて行った。
線量の計算は，周辺監視区域の北側及び西側境界の 7 方位並びに参考として，
国立研究開発法人原子力研究開発機構原子力科学研究所（以下，「原子力科学研究所」という。
）の周辺監視区域と接する南側及び南側及び海となっている東側の 9 方位について希ガスのγ線による実効線量の計算を行う。線量評価地点を
第 1 図に示す。
周辺監視区域境界外の希ガスのγ線による実効線量の計算結果を第 7 表に示す。これによれば，北側及び西側の周辺監視区域境界外で希ガスのγ線による実効線量の最大値は，排気筒の西南西約 640m の地点において，約 3.2μSv／yである。
また，将来の集落の形成を考慮し，排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの 11 方位，北側については周辺監視区域境界，西側については国道 245 号
線，南側については原子力科学研究所の南側周辺監視区域境界のそれぞれの外側において行い，希ガスのγ線による実効線量が最大となる地点での線量を求める。線量評価地点を第 2 図に示す。
将来の集落の形成を考慮した地点の希ガスのγ線による実効線量の計算結果
を第 8 表に示す。これによれば，将来の集落の形成を考慮した地点のうち希ガスのγ線による実効線量が最大となるのは，排気筒の南西約 1,280m の地点であり，その実効線量は約 2.8μSv／y である。
（2）液体廃棄物中に含まれる放射性物質に起因する実効線量
液体廃棄物中に含まれる放射性物質（よう素を除く。
）に起因する実効線量の26 条 -別 添 2-添 2-20225

計算は，放射性物質が海産物を介して人体に摂取される場合の実効線量を対象に，放射性物質の年間放出量及び海水中における放射性物質の濃度を用いて行った。
なお，海水中における放射性物質の濃度は，液体廃棄物中の放射性物質の年間放出量及び第 9 表の核種組成から第 10 表の復水器冷却水放水口における放射性物質の年間平均濃度を求めて用いた。
液体廃棄物中に含まれる放射性物質（よう素を除く。
）に起因する実効線量は
約 5.2μSv／y である。
（3）よう素に起因する実効線量
よう素に起因する実効線量の計算は，気体廃棄物中のよう素及び液体廃棄物
中のよう素に着目し，これらが吸入，葉菜，牛乳及び海産物を介して，成人，
幼児及び乳児にそれぞれ摂取される場合の実効線量を対象に行った。
ａ．気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
よう素の年平均地上空気中濃度の計算は，気体廃棄物中のよう素の年間放出量，気象資料等を用いて行った。
なお，計算地点は，将来の集落の形成を考慮し，排気筒を中心として 16 方位に分割したうちの 11 方位，北側については周辺監視区域境界，西側については国道 245 号線，南側については原子力科学研究所の南側周辺監視区域境界のそれぞれの外側において気体廃棄物中に含まれるよう素の年平均地上空気
中濃度が最大となる地点（排気筒から南西約 4,400m の地点）とした。
吸入摂取，葉菜摂取及び牛乳摂取による実効線量の計算結果を第 11 表に示す。
これによれば，気体廃棄物中のよう素の吸入摂取，葉菜摂取及び牛乳摂取による実効線量は，成人で約 0.06μSv／y，幼児で約 0.3μSv／y，乳児で約 0.3
μSv／y である。
26 条 -別 添 2-添 2-21

226

ｂ．液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
海水中のよう素濃度は，復水器冷却水放水口における濃度を用いた。
実効線量の計算結果を第 12 表に示す。これによれば，液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量は，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.008μSv／y，幼児で約 0.03μSv／y，乳児で約 0.03μSv／y である。また，海藻類を摂取しない場合は，成人で約 0.008μSv／y，幼児で約 0.02μSv／y，乳児で約0.01μSv／y である。
ｃ．気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量
実効線量の計算結果を第 12 表に示す。これによれば，気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量は，海藻類を摂取する場合，成人で約 0.01μSv／y，幼児で約 0.05μSv／y，乳児で約 0.07Sv／y である。また，海藻類を摂取しない場合は，成人で約 0.07μSv／y，幼児
で約 0.4μSv／y，乳児で約 0.3μSv／y である。

5．線量の評価結果
将来の集落の形成を考慮し，気体廃棄物中の希ガスのγ線による実効線量，液体廃棄物中の放射性物質（よう素を除く。
）による実効線量並びに気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素を同時に摂取する場合の実効線量を評価した結果は，それぞれ約 2.8μSv／y，約 5.2μSv／y 及び約 0.4μSv／y となり，合計約8.4μSv／y である。
この値は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」に示される線量目標値 50μSv／y を下回る。

26 条 -別 添 2-添 2-22

227

第1表

換気系における希ガス及びよう素の漏えい係数

換気系
核

タービン建屋

原子炉建屋

廃棄物処理建屋

1×10－３

1×10－３※

1×10－３※Ｉ－131

0.3（g／s）

0.6（g／s）

0.2（g／s）

Ｉ－133

0.2（g／s）

0.2（g／s）

0.03（g／s）

種
希ガス

よ
う
素

※ Ｘｅ-133,Ｘｅ-135,Ｘｅ-135m 以外の核種は無視する。

第2表

希ガス放出量及び実効エネルギ

γ線実効エネル

希ガス放出率

希ガス放出量ギ（MeV／dis）（Bq／s）（Bq／y）

空気抽出器

約 5.1×10－２

約 3.2×10７

約 8.0×10１４

真空ポンプ

約 2.5×10－１―

約 1.4×10１４

タービン建屋約 8.2×10－１

約 1.1×10７

約 2.8×10１４

原子炉建屋

約 2.2×10－１

約 3.9×10６

約 9.8×10１３

廃棄物処理建屋

約 2.2×10－１

約 3.9×10６

約 9.8×10１３

約 2.5×10－１※―

約 1.4×10１５

放出経路

換
気
系

合 計

※ 連続放出分のγ線平均エネルギ

26 条 -別 添 2-添 2-23

228

第3表

よう素の放出量

Ｉ-131
放出経路

Ｉ-133

放出率
（Bq／s）

放出量（Bq／y）

放出率（Bq／s）

放出量（Bq／y）―

約 4.4×10９―

約 4.4×10９

運転時

約 1.3×10３

約 3.3×10１０

約 3.6×10３

約 9.0×10１０

定検時―

約 2.2×10１０

―

―

計

―

約 5.9×10１０―

約 9.4×10１０

真空ポンプ

換気系

合

26 条 -別 添 2-添 2-24

229

第4表

風向別大気安定度別風速逆数の総和（s／m）
大 気 安 定度
風 下方 位

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

Ｎ

Ｓ

0.87

16.25

4.55

37.61

9.89

63.80

ＮＮＥ

ＳＳＷ

2.24

13.49

4.38

83.07

16.23

68.03

ＮＥ

ＳＷ

6.03

18.32

21.78

185.23

22.49

82.60

ＥＮＥ

ＷＳＷ

6.89

32.36

19.96

120.26

13.65

69.80

Ｅ

Ｗ

9.87

54.23

17.38

65.00

9.12

40.76

ＥＳＥ

ＷＮＷ

13.27

38.83

7.53

46.44

8.42

39.56

ＳＥ

ＮＷ

8.02

35.03

9.96

48.24

5.29

29.15

ＳＳＥ

ＮＮＷ

4.56

36.70

10.48

28.84

1.30

25.12

Ｓ

Ｎ

8.98

41.78

11.59

38.41

5.18

30.20

ＳＳＷ

ＮＮＥ

5.17

24.93

3.75

29.47

6.74

41.18

ＳＷ

ＮＥ

1.93

28.05

2.98

31.49

3.90

45.45

ＷＳＷ

ＥＮＥ

5.73

21.45

3.37

35.03

6.34

65.97

Ｗ

Ｅ

2.08

34.83

5.36

31.55

4.29

69.43

ＷＮＷ

ＥＳＥ

6.30

44.31

9.85

44.87

11.69

84.81

ＮＷ

ＳＥ

1.46

37.02

11.28

68.80

10.15

98.42

ＮＮＷ

ＳＳＥ

1.30

17.25

5.37

45.79

15.30

84.99

風 向

大気安定度観測点：標高 18m
風向，風速観測点：標高 148m

26 条 -別 添 2-添 2-25

230

第 5 表 風向別大気安定度別風速逆数の平均及び風向別風速逆数の平均（s／m）
大 気 安 定度
風 下方 位

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

Ｆ

全安定度

Ｎ

Ｓ

0.69

0.60

0.38

0.41

0.29

0.43

0.42

ＮＮＥ

ＳＳＷ

1.74

0.64

0.31

0.25

0.27

0.43

0.32

ＮＥ

ＳＷ

0.82

0.45

0.18

0.15

0.28

0.46

0.21

ＥＮＥ

ＷＳＷ

0.51

0.40

0.23

0.23

0.29

0.59

0.30

Ｅ

Ｗ

0.60

0.42

0.24

0.34

0.36

0.68

0.40

ＥＳＥ

ＷＮＷ

0.54

0.41

0.25

0.40

0.39

0.93

0.47

ＳＥ

ＮＷ

0.65

0.46

0.29

0.45

0.47

0.82

0.49

ＳＳＥ

ＮＮＷ

0.49

0.33

0.24

0.34

0.42

0.62

0.36

Ｓ

Ｎ

0.52

0.28

0.18

0.29

0.46

0.45

0.31

ＳＳＷ

ＮＮＥ

0.63

0.47

0.27

0.33

0.42

0.42

0.40

ＳＷ

ＮＥ

0.46

0.44

0.17

0.36

0.23

0.33

0.35

ＷＳＷ

ＥＮＥ

0.43

0.37

0.24

0.40

0.30

0.36

0.36

Ｗ

Ｅ

0.49

0.35

0.19

0.33

0.20

0.35

0.33

ＷＮＷ

ＥＳＥ

0.61

0.34

0.18

0.25

0.25

0.33

0.30

ＮＷ

ＳＥ

0.63

0.36

0.16

0.25

0.19

0.30

0.27

ＮＮＷ

ＳＳＥ

0.58

0.49

0.22

0.30

0.22

0.29

0.29

風 向

大気安定度観測点：標高 18m
風向，風速観測点：標高 148m

26 条 -別 添 2-添 2-26

231

第6表

放出源の有効高さ
（m）

方

位

有効高さ

Ｎ

190

ＮＮＥ

200

ＮＥ

195

ＳＥ

170

ＳＳＥ

185

Ｓ

210

ＳＳＷ

180

ＳＷ

150

ＷＳＷ

195

Ｗ

205

ＷＮＷ

205

ＮＷ

220

ＮＮＷ

200

（注１）表中の方位以外の有効高さについては，上表の有効高さのうち最も低い値を使用する。
（注２）方位ＳＳＥは海を隔てて比較的近距離のところに陸地が存在するため，有効高さを評価した。

26 条 -別 添 2-添 2-27

232

第 7 表 周辺監視区域境界における希ガスのγ線に起因する実効線量

東海第二発電所排気筒から
計 算 地 点 の 方 位 及 び 距 離 （ m） 希ガスのγ線に起因する実効線量（μSv／ y）
方 位
距 離周辺監視区域境界

海

側

参考

ＷＳＷ

640

約 3.2×10 ０

Ｗ530

約 2.4×10 ０

ＷＮＷ

600

約 1.8×10 ０

ＮＷ

660

約 1.4×10 ０

ＮＮＷ

890

約 1.1×10 ０

Ｎ850

約 1.3×10 ０

ＮＮＥ

600

約 1.5×10 ０

ＮＥ

360

約 2.2×10 ０

ＥＮＥ

270

約 3.4×10 ０

Ｅ230

約 4.5×10 ０

ＥＳＥ

250

約 4.8×10 ０

ＳＥ

290

約 4.6×10 ０

ＳＳＥ

350

約 3.0×10 ０

Ｓ330

約 2.5×10 ０

ＳＳＷ

350

約 4.3×10 ０

ＳＷ

430

約 5.5×10 ０

地点
原子力科学
研究所側

※計算地点については，第 1 図に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-28

233

第8表

希ガスのγ線に起因する実効線量

将来の集落の形成を考慮した地点

計算地点の
方位

排気筒からの距離（m）

希ガスのγ線に起因する実効線量（μSv／y）

ＮＮＥ

600

約 1.5×10０

Ｎ850

約 1.3×10０

ＮＮＷ

890

約 1.1×10０

ＮＷ660

約 1.4×10０

ＷＮＷ

600

約 1.8×10０

Ｗ660

約 2.1×10０

ＷＳＷ

930

約 2.3×10０

ＳＷ

1,280

約 2.8×10０（最大値）

ＳＳＷ

1,690

約 1.0×10０

Ｓ

1,870

約 5.0×10-１

ＳＳＥ

2,900

約 4.8×10-１※計算地点については，第 2 図に示す。

26 条 -別 添 2-添 2-29

234

第9表

液体廃棄物中に含まれる放射性物質の核種組成

核 種

組 成
（％）

Ｃｒ-51

2

Ｓｒ-89

2

Ｍｎ-54

40

Ｓｒ-90

1

Ｆｅ-59

7

Ｉ-131

2

Ｃｏ-58

3

Ｃｓ-134

5

Ｃｏ-60

30

Ｃｓ-1378

第 10 表

核

種

組 成
（％）

復水器冷却水放水口における放射性物質の年間平均濃度
種

年間平均濃度（Bq／cm３）

Ｃｒ-51

約 4.7×10－７

Ｍｎ-54

約 9.5×10－６

Ｆｅ-59

約 1.7×10－６

Ｃｏ-58

約 7.1×10－７

Ｃｏ-60

約 7.1×10－６

Ｓｒ-89

約 4.7×10－７

Ｓｒ-90

約 2.4×10－７

Ｉ-131

約 4.7×10－７

Ｃｓ-134

約 1.2×10－６

Ｃｓ-137

約 1.9×10－６

Ｈ-3

約 2.4×10－３

核26 条 -別 添 2-添 2-30

235

第 11 表年齢
グループ

気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量
気体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量（μSv／y）

摂取
経路

Ｉ-131

Ｉ-133

合 計

吸入

約 7.6×10－３

約 2.3×10－３

約 9.9×10－３

葉菜

約 2.4×10－２

約 1.2×10－３

約 2.5×10－２

牛乳

約 2.3×10－２

約 5.1×10－４

約 2.3×10－２

合計

約 5.4×10－２

約 4.0×10－３

約 5.8×10－２

吸入

約 1.4×10－２

約 5.0×10－３

約 1.9×10－２

葉菜

約 5.5×10－２

約 3.3×10－３

約 5.9×10－２

牛乳

約 2.6×10－１

約 7.0×10－３

約 2.7×10－１

合計

約 3.3×10－１

約 1.5×10－２

約 3.5×10－１

吸入

約 8.5×10－３

約 3.6×10－３

約 1.2×10－２

葉菜

約 4.1×10－２

約 2.9×10－３

約 4.4×10－２

牛乳

約 2.3×10－１

約 8.6×10－４

約 2.3×10－１

合計

約 2.8×10－１

約 7.4×10－３

約 2.9×10－１

成人

幼児

乳児

第 12 表気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する
実効線量
液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量（μSv／y）
海藻類を摂取海藻類を摂取する場合
しない場合

気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれるよう素に起因する実効線量（μSv／y）
海藻類を摂取海藻類を摂取
する場合
しない場合

成人

約 8.5×10－３

約 8.3×10－３

約 1.2×10－２

約 6.6×10－２

幼児

約 2.5×10

－２

－２

－２

約 3.7×10－１
（最大値）

乳児

約 3.2×10－２

約 7.1×10－２

約 3.0×10－１

年齢
グループ

約 1.9×10

約 1.5×10－２

約 5.4×10

26 条 -別 添 2-添 2-31236

26 条 -別 添 2-添 2-32
第 1図線 量 計 算 地 点 図 （ そ の 1）

26 条 -別 添 2-添 2-32

237

第 2図

線 量 計 算 地 点 図 （ そ の 2）

26 条 -別 添 2-添 2-33

238

補足 2
気象資料変更に伴う事故時の線量評価について

1. 概要
東海第二発電所の「事故」の解析に当たっては，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価審査指針」という。）に基づき，原子炉施設から放出される放射性物質による敷地周辺への影響が大きくなる
可能性のある事象について，これらの事象が発生した場合における工学的安
全施設等の主として「異常影響緩和系」に属する構築物，系統，機器の設計の妥当性を確認する見地から，代表的な事象を選定し，評価を行った。
「事故」の解析のうち，「環境への放射性物質の異常な放出」については，
以下の事象を選定し，核分裂生成物の放出量及び実効線量の評価を行った。
今回の申請における変更点は，気象資料の変更に伴う線量評価の変更である。
(1)

放射性気体廃棄物処理施設の破損(2)

主蒸気管破断(3)

燃料集合体の落下(4)

原子炉冷却材喪失

(5)

制御棒落下

2. 判断基準
想定された事象が発生した場合，放射性物質の放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認する。このことを判断する基準は以下のとおりである。
周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。
（実効線量：5mSv 以下）

26 条-別添 2-添 2-34

239

3．気象条件
気象条件は，現地における 2005 年 4 月～2006 年 3 月までの観測による気象資料を使用する。また，気象資料及び風洞実験（東海第二発電所大気拡散風洞
実験報告書（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社））から求めた放出源の有効高さを第 1 表に示す。
観測された気象データの風向，風速，大気安定度，実効放出継続時間及び放出源の有効高さ等に基づき，陸側方位における非居住区域境界以遠で最大の相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）を求め，これらを用いて各種事故の線量評価を行う。

第1表

放出源の有効高さ
（m）

方

位

有効高さ

Ｎ

105

ＮＮＥ

95

ＮＥ

海側

ＥＮＥ

海側

Ｅ

海側

ＥＳＥ

海側

ＳＥ

海側

ＳＳＥ

115

Ｓ

105

ＳＳＷ

100

ＳＷ

110

ＷＳＷ

110

Ｗ

115

ＷＮＷ

105

ＮＷ

105

ＮＮＷ

105

26 条-別添 2-添 2-35

240

4. 評価結果
各種事故（環境への放射性物質の異常な放出）における核分裂生成物の放出量，大気拡散条件，実効線量の評価結果等を第 2 表に示す。

第2表

各種事故時の放出量，大気拡散条件，実効線量の評価結果等について
放射性気体
廃棄物処理
施設の破損

核
分
裂
生
成
物
放
出
量

燃料集合体
の落下

原子炉
冷却材喪失

制御棒落下

約3.1×10１４

約4.0×10１２

約2.1×10１３

約6.1×10１０

約4.8×10９

約1.8×10１１

約4.4×10－１９

約5.1×10－２０

約4.5×10－２０

約5.1×10－２０

約1.4×10－５

約2.0×10－６

約8.0×10－７

約8.5×10－７

排気筒

タービン
建屋

排気筒

排気筒

排気筒

1

1

15

24

12

－

20

5

24

24

約5.3×10－２

約1.8×10－１

約1.8×10－２

約2.7×10－４

約3.2×10－３

希ガス[γ線
0.5MeV
換算値]（Bq）

約6.2×10１４

よう素[Ｉ-131
等価量]
（Bq）

－

大 相対線量気
Ｄ／Ｑ
約8.5×10－２０
拡 （Gy／Bq）
散 相対濃度条－χ／Ｑ件 （s／m３）
放出位置
希
ガ
実効放出
ス
継続時間
よ
（hr）
う
素
実効線量
（mSv）

主蒸気管
破断
主蒸気隔離弁
閉止前※１
約9.9×10１２
主蒸気隔離弁
閉止後※１
約3.4×10１２
主蒸気隔離弁
閉止前
約1.8×10１１
主蒸気隔離弁
閉止後
約1.1×10１０

周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。
（実効線量≦5mSv） ※２※１：ハロゲン等を含む（よう素も含み，外部被ばくによる実効線量評価の観点から取り扱っている。）。
※２：「安全評価審査指針」解説中の値
判断基準

26 条-別添 2-添 2-36

241

5. 各事象の詳細説明(1)放射性気体廃棄物処理施設の破損

a. 原

因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により放射性気体廃棄物処理施設が破損した場合には，破損箇所から放射性気体廃棄物が漏えいし，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b. 評価条件及び評価結果
放射性気体廃棄物処理施設破損時の評価条件及び評価結果を第 3 表に示す。
また，放射性気体廃棄物処理施設破損時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 1 図に，希ガスが大気中に放出されるまでの過程を第 2 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-37

242

第3表

放射性廃棄物処理施設破損時の評価条件及び評価結果

26 条-別添 2-添 2-38

243

26 条-別添 2-添 2-39

244

第1図

放射性廃棄物処理施設破損時の核分裂生成物の放出経路

第2図

放射性廃棄物処理施設破損時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-40

245

(2)

主蒸気管破断a．原因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）外で主蒸気管が破断した場合には，破断口から原子炉
冷却材（以下「冷却材」という。）が流出し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
主気管破断時の評価条件及び評価結果を第 4 表に示す。
また，主蒸気管破断時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 3 図に，希ガス及びハロゲン等が大気中に放出されるまでの過程を第 4 図及び第 5
図に示す。

26 条-別添 2-添 2-41

246

第4表

主蒸気管破断時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-42

247

第4表

主蒸気管破断時の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-43

248

26 条-別添 2-添 2-44

249

第3図

主蒸気管破断時の核分裂生成物の放出経路

第4図

主蒸気管破断時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）
26 条-別添 2-添 2-45

250

第5図

主蒸気管破断時のハロゲン等の大気放出過程（I-131 等価量）

26 条-別添 2-添 2-46

251

(3)

燃料集合体の落下
a．原

因

原子炉の燃料交換時に，燃料取扱装置の故障，破損等により燃料集合体が落下して破損し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果を第 5 表に示す。
また，燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 6 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 7 図及び第 8
図に示す。

26 条-別添 2-添 2-47

252

第5表

燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-48

253

第5表

燃料集合体の落下時の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-49

254

26 条-別添 2-添 2-50

255

第6図

燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路

第7図

燃料集合体の落下時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-51

256

第8図

燃料集合体の落下時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-52

257

(4)

原子炉冷却材喪失
a．原

因

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により，原子炉
冷却材が系外に流出し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
原子炉冷却材喪失時の評価条件及び評価結果を第 6 表に示す。
また，原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 9 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 10 図及び第11 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-53

258

第6表

原子炉冷却材喪失の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-54

259

第6表

原子炉冷却材喪失の評価条件及び評価結果（2／2）

26 条-別添 2-添 2-55

260

26 条-別添 2-添 2-56

261

第9図

原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路

第 10 図原子炉冷却喪失時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-57

262

第 11 図原子炉冷却材喪失時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-58

263

(5)

制御棒落下
a．原

因

原子炉が臨界又は臨界近傍にあるとき，制御棒駆動軸から分離した制御棒が炉心から落下し，急激な反応度投入と出力分布変化が生じ，燃料棒が破損し，放射性物質が環境へ放出される可能性がある。

b．評価条件及び評価結果
制御棒落下時の評価条件及び評価結果を第 7 表に示す。
また，制御棒落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 12 図に，希ガス及びよう素が大気中に放出されるまでの過程を第 13 図及び第 14 図に示す。

26 条-別添 2-添 2-59

264

第7表

制御棒落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-60

265

第7表

制御棒落下時の評価条件及び評価結果（1／2）

26 条-別添 2-添 2-61

266

26 条-別添 2-添 2-62

267

第 12 図

制御棒落下時の核分裂生成物の放出経路

第 13 図

制御棒落下時の希ガスの大気放出過程（ガンマ線 0.5MeV 換算値）

26 条-別添 2-添 2-63

268

第 14 図

制御棒落下時のよう素の大気放出過程（I-131 等価量）
26 条-別添 2-添 2-64

269

5．まとめ
評価結果に示すとおり，「事故」のうち「環境への放射性物質の異常な放出」
について，「安全評価審査指針」に示される判断基準である「周辺公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと」を満足している。

26 条-別添 2-添 2-65

270

3

線量評価に用いる大気拡散の評価について

線量評価に用いる大気拡散の評価は，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値から順番に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，建屋放出時の着目方位は，第 3-1 図から第 3-2 図に示す通り，建屋による広がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

第 3-1 図主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 3-1

271

第 3-2 図

主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：原子炉建屋ブローアウトパネル、評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 3-2

272

1-4

空気流入率試験結果について「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・07・27 原院第1 号平成 21 年8 月12 日）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細は次ページ以降に示す。

26 条-別添 2-添 4-1

273

第4-1表東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

平成27年2月24日～平成27年2月26日
試験日程（試験時のプラント状態：停止中）
トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ
空気流入率測定

系 統：（測定値－平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系－7.6～7.0％

Ｂ系－5.7～8.1％

均一化の程度内規に定める空気流入率測定試験手法のうち試験手法「基本的な試験手順」／「全サンプリング点による試験手順」にて
実施

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

－①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。
②特異点の除外が，１時点の全測定
データ個数の10％以内であること。
③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記
し，運転員へ周知すること。
空気流入率系統（±以下は95％信頼限界値）－

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している－

特異点の除外はない－

特定の区画を排除
せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）－

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

－

特記事項

26 条-別添 2-添 4-2

274

5

中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について
運転員の交代を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するに当たり，平常時の直交替である 5 直 2 交代を考慮した。直交替サイクルを第 5-1
表に，評価期間 30 日間の直交替スケジュールを第 5-2 表に示す。

第 5-1 表運転員の勤務形態
中央制御室の滞在時間

1直

8:00～21:45（13 時間 45 分）

2直21:30～8:15（10 時間 45 分）

第 5-2 表日

直交替スケジュール

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

B

C

C

２直 21:30～8:15

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

E

E

A

A

B

指定休

A

B

B

C

C

D

D

A

A

B

B

C

C

D

E

A

A

B

B

C

C

E

E

指定休

／

D

／

A

／

B

／

C

／

D

／

A

／

B

／

C

／

E

／

A

／

B

／

研修直 8:30～17:00

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

E

D

D

D

D

D

D

D

D

D

１直

8:00～21:45

E

E

A

A

B

B

D

B

C

C

E

E

A

A

A

A

B

B

C

D

E

C

／

E

／

A

／

B

D

D

D

D

D

C

C

30 日間の中央制御室滞在時間及び入退域時間の最大値を評価すると，A 班の中央制御室滞在時間：196 時間(1 直 8 回＋2 直 8 回)
入退域滞在時間：8 時間(入退域 32 回，1 回当たり 15 分)が最大となる。

26 条-別添 2-添 5-1

275

26 条-別添 2-添 6-1

276

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6 内規との適合性について

3.2(1)a)2)大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室で外部被ばくは、事故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と中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3)事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から
中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及びガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。
3.2(1)b)4)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による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

3.2(1)a)1)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による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

3.2→内規のとおり。

3.1(1)a)東海第二発電所は BWR 型原子炉施設であり、原子炉格納容器内放出
は原子炉冷却材喪失、原子炉格納容器外放出は主蒸気管破断として評価する。

3.1 (1)→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-2277

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3.2(2)f)評価条件及び評価結果を文書化し、資料としてまとめている。
3.2(2)g)評価手順の a)から c)までのうち、b)は他の評価と並列に進めている。
また、d)及び e)は並列に進めている。

3.2(2)d)3) 前項 a)及び b)の結果を用いて、中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。
3.2(2)e)1)前項 c)の結果を用いて、建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線(スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばく(ガンマ線及び吸入摂取)を評価している。

3.2(2)d)2)前項 a)及び b)の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。

3.2(2)a)想定事故に対して、大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在
量分布を評価している。
3.2(2)b)原子炉施設周辺の気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c)放射性物質の施設内の存在量分布から施設内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1)前項 c)の結果を用いて、施設内の放射性物質からのガンマ線(スカイシャイン線、直接ガンマ線)による被ばくを評価している。

3.2(1)b)5)大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による内部被ばく
線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-3278

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図 3.2 のとおり評価の手順に従って評価している。

→図 3.1 のとおり被ばく経路を考慮している。

「1 人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合計値が、100mSv を超えない」
ことを満足していることを確認している。

3.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-4279

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1→内規のとおり
4.1.1→内規のとおり
4.1.1(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.1(2)a)希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b)事象発生後,原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は,
炉心内蓄積量に対して希ガス100%,よう素50%の割合として評価している。
4.1.1(2)c)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d)原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち,無機よう素は，50%が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し,原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e)サプレッション・プール水に無機よう素が溶解する割含は,分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガスは,この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f)希ガス及びよう素は,原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは,原子炉格納容器の設計漏えい率一定として評価している。
4.1.1(2)g)原子炉建屋処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。原子炉建屋ガス処理系の容量は,設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し,自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h)非常用炉心冷却系によりサプレッション・プール水が原子炉格
納容器外に導かれるが,原子炉格納容器外における漏えいは,原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから,評価を省略している。
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は,
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で処理された後,主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-5280

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系による処理として評価している→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-6281

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1.2→内規のとおり
4.1.2(1)定格出力に余裕を見た出力で十分長時聞運転していた炉心を評価
対象炉心としている。
4.1.2(2)原子炉の出力運転中に,主蒸気管1本が,原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3)主蒸気隔離弁は,設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4)原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては,流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし,主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは,弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5)事象発生と同時に,外部電源は喪失すると仮定し,評価している。
4.1.2(6)事象発生後,原子炉圧力は,24時間で大気圧まで直線的に減少するとして評価している。
4.1.2(7)a)希ガスは図4.3,ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b)事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし,その組成は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし,評価している。
4.1.2(7)c)原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を,I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし,その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している、
4.1.2(7)d)主蒸気隔離弁開止前の燃料榛からの放射性物質の追加放出割合
は,主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし,追加放出され放射性物質の1%が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e)主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に,これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2⑦f)燃料棒から放出されたよう素のうち,有機よう素は10%とし,残りの90%は無機よう素としている。有機よう素のうち10%は瞬時に気相部に移行す
るとし,残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は,2%として評価している。希ガスは,すべて瞬時に気相部に移行

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-7282

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

するとして評価している。
4.1.2(7)g)主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し,同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔雛弁閉止後に放出された放射性物質は,大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h)主蒸気隔離弁は,1個が閉止しないとし,閉止した隔離弁からは,蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率
は設計値に余裕を見込んだ値とし,この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i)主蒸気隔離弁閉止後は,逃がし安全弁等を通して,崩壊熱相当の蒸気が,サプレツション・プールに移行するものとして評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-8283

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(1)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため、
5.1.1(2)に示された方法で評価している。

5.1.1→内規のとおり
中央制御室は、国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため、
大気拡散モデルを適用する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-9284

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)a)1)建屋の影響を受けるため、(5.3)式の基本拡散式を用いて評価している。

5.1.1(2)a)中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため、建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-10285

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.1(2)d)建屋影響は、放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため、保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ(地上 10m
高さで測定)で評価している。
5.1.1(2)e)建屋影響を受ける場合の条件については、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため、「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて、原子炉施設周辺の濃度を、次のb)又は c)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1)放出源と評価点の高度差がある場合には、評価点高さを放出源
高さとして(z=H,H>0)、(5.4)式で濃度を評価している。

5.1.1(2)c)σy=0 及びσz=0 とした計算は行っていない。

5.1.1(2)b)形状係数 c の値は、1/2 を用いている。

5.1.1(2)a)2)放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していない。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-11286

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2→内規のとおり
5.1.2(1)a)原子炉冷却材喪失、主蒸気管破断ともに、放出点と巻込みを生じる建屋との位置関係について、示された条件すべてに該当するため、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとして評価している。

5.1.1(3)b)2)放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には、地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり、右辺の指数減衰項は 1 に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c)放出源及び評価点が地上面にある場合(z=0,H=0)、地上面の濃度を適用して、(5.5)式で評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-12287

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)に従って評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-13288

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-14289

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(2)b)この場合の拡散パラメータは、建屋等の投影面積の関数であり、かつ、その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

5.1.2(2)a)着目方位を 1 方位のみとせず、複数方位を着目方位と見込み、かつ、保守的な評価となるよう、全ての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-15290

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)b).1)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行う
が，同時に外気取込を行うため,中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。5.1.2(3)b)2)事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

5.1.2(3)a)巻き込みを生じる建屋として，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気
管破断の堤合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-16291

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2(3)c）1）代表建屋の風下後流側での広縫囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点を結ぶラインが含まれる1方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように,代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある
複数の方位を対象として評価している。

5.1.2(3)b）3）中央制御室が属する原子炉建屋屋上面を代表とし中央制御室の中心点を評価点としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-17292

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）全16方位について三つ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して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-18

293

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順に従って，
建屋の巻き込み評価をしている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-19294

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.2（3)d)1)風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力としている。
5.1..2(3)d)2)全ての方位に対して最小面積である,地表面から上の原子炉
建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している.
5.1.2(3)d)3)風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を用いため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用している。

5.1.2(3)c)2)当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表建
屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定めて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-20295

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.1.3→内規のとおり
5.1.3(1)(2)風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

5.1.2(4)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-21296

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-22297

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(1)a) (χ／Q)iは時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b)補正は不要である。

5.2.1→内規のとおり。
5.2.1(1)相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効約な放出継続時間(放射性物
質の放出率の時問的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。)をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2)評価点の相対濃度は,毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97%に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2→内規のとおり。
5.2.2(1)実効放出継続時間に応じた相対濃度χ／Qは，(5.10)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-23298

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)a)原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため
5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-24299

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.2.2(2)b)2)保守的かつ簡便な計算を行うため、平均化処理を行う代わりに、短時間の計算式による最大濃度として計算している。

5.2.2(2)b) 5.1.2 項の考え方に基づき、中央制御室を含む建屋の後流側では、建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりを持つ濃度分布として計算している。また、5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づき、実効放出継続時間によらず
5.2.2(2)b)1)によって、相対濃度を計算している。
5.2.2(2)b)1)建屋影響を受ける場合の濃度分布は、風向に垂直な建屋の投影
幅と高さに相当する拡がりの中で、放出点から軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため、保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点が存在し風向が一定であるものとして、(5.13)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-25300

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5.3(4)建屋影響を受けるため、建屋影響の効果を取入れている。

5.3→内規のとおり
5.3(1)大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために、空気カーマを用いた相対線量を計算している。
5.3(2)空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、1Sv／Gy として評価している。
5.3(3)評価点(x,y,0)における空気カーマ率は、(5.14)式によって計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-26

301

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.1(1)→内規のとおり
6.1(1)a)事故の想定は、「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b)事故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の漏えいによって原子炉建屋(二次格納施設)に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。
6.1(1)c)二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして評価している。
6.1(1)d)二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処
理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e)スカイシャインガンマ線の線源は、原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f)計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし、核分裂収率が小さく
半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(1)g)希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心蓄積量に対する割合は、希ガス 100％、よう素 50％としている。
6.1(1)h)事故後 30 日間の積算線源強度は、二次格納施設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して計算している。

6→内規のとおり
6(1)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算、スカイシャインガンマ線の計算、直接ガンマ線の計算において、6.1 から 6.3 に示す方法によって評価している。
6(3)スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており、省略はしていない。

5.3(5)建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-27

302

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2→内規のとおり
6.2(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は、施設の位置、建屋の配置、形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネル
ギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.2(4)a)スカイシャインガンマ線の計算は、輸送計算コードを組み合わせて、一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b)基本計算式を(6.1)式として評価している。

6.1(2)→内規のとおり
6.1(2)a)事故の想定は、「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b)事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物
質は、全量がタービン建屋から漏えいすることなく、タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。このタービン建屋内の放射性物質
を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。
6.1(2)c)タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d)計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし、核分裂収率が小
さく半減期のきわめて短いもの及びエネルギの小さいものは、計算対象としない。計算対象は、解説 6.2 に示された核種としている。
6.1(2)e)計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は、タービン建屋からの漏えいを無視する以外は、大気中への放出量の計算条件(「4.1.2 主蒸気管破断」参照)と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後 30 日間の積算線源強度は、タービン建屋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して計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-28

303

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.2(4)c)散乱点におけるガンマ線束は、ⅱ)の方法によって評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-29

304

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）6.3→内規のとおり
6.3(1)原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために、線源、施設の位置関係、建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は、ガンマ線エネ
ルギに依存した実効線量への換算係数又は 1Sv／Gy として評価している。
6.3(3)a)直接ガンマ線の計算は、点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b)基本計算式は(6.4)式としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-30

305

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1 →内規のとおり
7.1(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制
御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1 から 7.1.2 までに示す方法によって計算している。

7(3) 運転員の勤務形態については, 平常時の直交替を基に設定している。

7(2)b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。

7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について,7.1 から 7.5 までに示す方法によって計算している。

7 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-31306

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋(二次格納施設〉内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.1 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-32

307

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による,中央制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は「6.1 スカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を,構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-33308

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋等（二次格納施設)内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による,中央制御室内における積算線量を評価している。

7.1.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-34309

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部披ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-35

310

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

7.2(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転
員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

7.2 →内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-36311

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.2(5)c)大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は、示された方法によって評価している。

7.2(5)a)主蒸気管破断時には、半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。

7.2(3)相対線量Ｄ／Ｑの評価点は、中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4)中央制御室の天井・側壁によるガンマ線(Eγ≧1.5MeV 以上)の遮蔽効
果を考慮して計算している。
7.2(5)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示された計算式を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-37

312

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3(2)室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく及び室内に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中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては、
7.3.3 から 7.3.4 までに示す方法によって評価している。

7.3(1)室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばくについては、7.3.1 から 7.3.2 までに示す方法によって評価している。

7.3→内規のとおり。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-38313

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.1(1)b)建屋の影響を考慮して、5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋
周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

7.3.1→内規のとおり。
7.3.1(1)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し、放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで、中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.3.1(1)a)建屋の影響を考慮して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-39314

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2→内規のとおり。
7.3.2(1)建屋の表面空気中から、中央制御室の非常用換気空調及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し、評価している。
7.3.2(2)中央制御室内の雰囲気中で、放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3)中央制御室換気系フィルタの効率は、設計値を用いて評価している。
7.3.2(4)中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して、時刻 t における核種 i の外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5)相対濃度χ／Ｑの評価点は、外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため、中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6)中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており、隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで 10 分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7)中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は、示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a)中央制御室内への取り込み空気放射性物質濃度に基づき、空調シ
ステムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-40315

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内
体積（容積）としている。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-41316

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

7.3.3→内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を、次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算に当たって，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間あお計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-42317

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.4(4) 線量の計算に当たっては，運転員の勤務状態に即して，中央制
御室内の滞在期間を計算し，30 日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

7.3.4→内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）としている。

半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。

7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-43318

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-44319

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4→内規のとおり
7.4(1) 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による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.4.1 から 7.4.2までに示す方法によって計算している。

半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-45320

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内の存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

7.4.1→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-46321

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線の線源強度」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状
及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域までの所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，
30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.3.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は、示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-47322

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(1)a)原子炉冷却材喪失発生後 30 日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(2)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び
直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(2)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30
日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

7.4.2→内規のとおり

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-48323

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2(3)a)主蒸気管破断発生後 30 日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b)直接ガンマ線の線源強度は，「6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c)線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e)計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f)直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり
計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-49324

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5→内規のとおり
7.5(1)大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，
7.5.1 から 7.5.2 までに示す方法で計算している。
7.5(2)大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した上で（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a)建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b)建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-50

325

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.1→内規のとおり
7.5.1(1)大気中へ放出された放射性物質から発射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される
放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2)建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3)入退域時の線量は入退域評価点での相対線量Ｄ／Ｑを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。
7.5.1(6)ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-51326

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.2→内規のとおり
7.5.2(1)大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2)入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ／Ｑを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3)入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4)被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していない。
7.5.2(5)入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a)入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス建屋入口として評価している。

制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

26 条-別添 2-添 6-52327

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）ている。

7.5.2(6)吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算し制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

別紙 3

運用,

手順説明資料26 条-別添 1-3-1

328

第 26 条原子炉制御室等【条文要求】（設置許可基準規則 26 条）発電所原子炉施設には，次に掲げるところより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
二

発電用原子炉施設の状況を把握する設備を有するものとすること。

【条文要求】（技術基準規則第 38 条）
発電用原子炉施設には,原子炉制御室を施設しなければならない。
3

原子炉制御室には,発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。
6

原子炉制御室には,酸素濃度計を施設しなければならない。

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備

酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度計の保管
工・保監視カメラの設置

ファックス等を使用した公的機関からの
情報入手

工・保

気象観測設備等の
取置
工・保

工・保

【後段規制との対応】【添付六,工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

26 条-別添 3-1

329

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準対象条文

対象項目

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原子炉制御室

区分

運用対策等

運用・手順

手順に基づき，発電用原子炉施設の外部の状況を把握す
る。

体

制

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により
中央制御室の居住環境の確認を行う。

（技術基準規則対象条文
第 38 条 原子炉制御室等）
酸素濃度計及び
二酸化炭素濃度
計

－

体

制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

26 条-別添 3-2

330

第1表

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度
設計基準事故設備

送受話器
ハンドセット，（警報装置を含
スピーカ
む。）

点検項目

点検基準

外観点検
機能確認

１回／年

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月固定電話
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

テレビ会議システ
テレビ会議システム
ム（社内）
（社内）
携行型有線通話装携行型有線通話装置
置
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備衛星電話設備（携帯型）
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
データ伝送装置
ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置
加入電話

外観点検
機能確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
通信確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認
外観点検
機能確認

１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／６ヶ月
１回／年
１回／年
１回／年
１回／６ヶ月

加入ＦＡＸ

外観点検
機能確認

専用電話（ホットライン）（自治体向）

外観点検
機能確認

１回／６ヶ月ＴＶ会議システム
統合原子力防災ネッ ト ワ ー ク を 用 い ＩＰ電話
た通信連絡設備
ＩＰ―ＦＡＸ

外観点検
通信確認

１回／６ヶ月

緊急時対策支援システム伝送装置

外観点検
機能確認

１回／年

加入電話設備

専用電話設備

データ伝送設備26 条-別添 3-3

331

東海第二発電所

監視設備について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

332

第31条：監視設備

＜

1.

次

＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

適合のための基本方針

1.2.1
2.

目

設置許可基準規則第 31 条第 1 項に対する基本方針

追加要求事項に対する適合方針
2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

2.2

放射能観測車2.3

気象観測設備別添１

東海第二発電所

運用，手順説明資料

監視設備

333

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理監視設備について，設置許可基準規則第31条及び技術基準規則第34条において，追加要求事項を明確化する。(第1.1-1表)

31 条-1334

第 1.1-1表

設置許可基準規則三十一条及び技術基準規則三十四条

設置許可基準規則
第 31条 （ 監 視 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，通 常 運 転 時 ，運 転 時 の 異 常 な 過 渡
変 化 時 及 び 設 計 基 準 事 故 時 に お い て ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施
設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線 量 を 監 視 し ，及 び 測 定 し ，並 び に 設 計 基 準 事 故 時 に お ける迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他
当 該 情 報 を 伝 達 す る 必 要 が あ る 場 所 に 表 示 で き る 設 備（ 安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。

31 条-2（解釈）
５ 第 31条 に お い て ， モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は ， 非常 用 所 内 電 源 に 接 続 し な い 場 合 ，無 停 電 電 源 等 に よ り 電 源
復 旧 ま で の 期 間 を 担 保 で き る 設 計 で あ る こ と 。ま た ，モ ニ
タリングポストの伝送系は多様性を有する設計であるこ
と。

―

―

技術基準規則備考

第 34条 （ 計 測 設 備 ）発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ，次 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 を施 設 し な け れ ば な ら な い 。た だ し ，直 接 計 測 す る こ と が 困
難 な 場 合 は ，当 該 事 項 を 間 接 的 に 測 定 す る 装 置 を 施 設 す る
ことをもって，これに代えることができる。

追加要求事項
設置許可基準規則（解釈５）

十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度
十五 敷地内における風向及び風速

３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測
す る 装 置（ 第 一 項 第 十 二 号 に 掲 げ る 事 項 を 計 測 す る 装 置 に
あ っ て は ，燃 料 取 扱 設 備 及 び 燃 料 貯 蔵 設 備 に 属 す る も の に
限 る 。）に あ っ て は ，外 部 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も
これらの事項を計測することができるものでなければならない。

追加要求事項

４
第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事 項 を 計 測 す る 装 置 に あ っ て は ，計 測 結 果 を 表 示 し ，記 録
し ，及 び こ れ を 保 存 す る こ と が で き る も の で な け れ ば な らな い 。た だ し ，設 計 基 準 事 故 時 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 線
量 当 量 率 を 計 測 す る 主 要 な 装 置 以 外 の 装 置 で あ っ て ，断 続
的 に 試 料 の 分 析 を 行 う 装 置 に つ い て は ，運 転 員 そ の 他 の 従
事 者 が 測 定 結 果 を 記 録 し ，及 び こ れ を 保 存 し ，そ の 記 録 を確認することをもって，これに代えることができる。

追加要求事項335

1.2

追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造，及び設備
ロ.発電用原子炉施設の一般構造（3） その他の主要な構造（ⅰ）本発電用原子炉施設は(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本方針のもとに安全設計を行う。
（ｚ）監視設備
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設備（安全施設に係るものに限る。）を設ける。
【説明資料(2.1.1：p31条-13)】
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期
間，電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストから中央制御室及び緊急時対策所までのデータ伝送系は多様性を有する設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事
故等対処設備を保管する。
【説明資料(2.1.1：p31条-13) (2.1.2：p31条-15) (2.1.3：p31条-18)】
31 条-3336

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
チ.放射線管理施設の構造及び設備(2)

屋外管理用の主要な設備の種類
原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監視区
域境界付近の放射線等を監視するために排気筒モニタ，排水モニタ，気象観測設備（東海発電所と共用），周辺監視区域境界付近内外の固定モニタ（東海発電所と共用），環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）及び放射能観測車（東海発電所と共用）を設ける。
排気筒モニタ，排水モニタ並びに周辺監視区域境界付近内外の固定モニタ（モニタリング・ポスト）（東海発電所と共用）については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期間，電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポスト
は，無停電電源 装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストから中央制御室及び緊急時対策所までのデータ伝送系は多様性を有する設計とする。
モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重31 条-4337

大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するための設備として、可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定及び代替測定，可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物
質の濃度の測定及び海上モニタリング）を設ける。
モニタリング・ポストは，非常用ディーゼル発電機に加えて，電源喪
失時においても代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備から給電できる設計とする。
可搬型モニタリング設備（可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定）として，可搬型モニタリング・ポストは，モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替するとともに，重大事故等が発生した場合に、原子炉施設から放出される放射線量を、
原子炉施設周囲において、監視し、及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，測定が可能な十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ又はよう素モ
ニタが機能喪失した場合にその機能を代替する可搬型モニタリング設備
31 条-5338

（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定）として，可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車の測定機能を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型モニタリング設備（可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定、可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定、可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定及び海上モニタリング測定）として、可搬型放射能測定装置は、重大事故等が発生した場合に、発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中、水中、土壌中）及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録できるように測定値を表示するとともに、発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）における放射性物質の濃度及び放射線量の測定が可能な個数を保管する設計とする。さらに，周辺海域においては、電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる設計とする。
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，以下の重大事故等対処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）を設ける。
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対31 条-6339

処設備（可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定）として、可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発電所において
風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できるとともに、気象観測設備を代替し得る十分な個数を保管する設計とする。可搬型気象観測設備の指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備については，「ヌ.(2)(iv)代替電源設備」にて記載する。

排気筒モニタ

一式

排水モニタ

一式

気象観測設備（東海発電所と共用）

一式

周辺監視区域内外の固定モニタ（東海発電所と共用）

一式

環境試料の分析装置及び放射能測定装置（東海発電所と共用）
一式
放射能観測車（東海発電所と共用）

一式［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型モニタリング・ポスト個

数

10（予備2）(「放射線管理施設」及び「緊急時対策所」と兼用)
可搬型放射能測定装置

一式（予備を含む）

小型船舶
個

数

1（予備1）

可搬型気象観測設備
31 条-7340

個

1（予備 1）

数（２）安全設計の方針該当なし（３）適合性説明
第三十一条

監視設備

発電用原子炉施設には、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びに設計基準事
故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備(安全施設に属するものに限る。)を設けなければならない。

適合のための設計方針(1)

格納容器内雰囲気のモニタリングは，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時には格納容器雰囲気放射線モニタによって連続的に測定を行い，中央制御室で監視できる設計とする。

(2)

原子炉施設内の放射性物質の濃度は、原子炉補機冷却水モニタ，主蒸気管モニタ，主復水器空気抽出器排ガスモニタ等のプロセスモニタリング設備
にて連続的にモニタリングし，中央制御室で監視できる設計とする。
これらのプロセスモニタリング設備は，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに警報を発信し，原子炉施設からの放射性物質の放出を制限するための適切な措置が行える設計とする。
放射性物質の放出経路については，下記の場所にモニタを設置し，中央
31 条-8341

制御室で監視できる設計とする。また，必要箇所はサンプリングができるようにして通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時においてモニタリングできる設計とする。
ａ．主排気筒、非常用ガス処理系出口配管，廃棄物処理建屋排気筒
ｂ．希ガスホールドアップ装置排ガスライン，主復水器真空ポンプ排ガスモニタｃ．液体廃棄物処理設備排水ライン，原子炉補機冷却用海水排水ライン，残留熱除去系熱交換器排水ライン(3)

周辺監視区域境界付近には，モニタリング・ポスト及びモニタリング・ポ
イントを設置し，さらに放射能観測車により放射線測定を行う。
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期間，電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。

また，モニタリング・ポストから中央制御室，緊急時対策所までのデータ伝送系は，有線及び無線により，多様性を有し，指示値は中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
【説明資料(2.1.1：p31 条-13) (2.1.2：p31 条-15) (2.1.3：p31 条-18)】
また，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
上記により，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時
31 条-9342

において，発電所及び発電所周辺における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を把握できる設計とする。

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）(1) 放射線業務従事者等、管理区域内に立入る者及び物品の搬出入に対して、出入管理、汚染管理及び各個人の被ばく管理ができる設計とする。
(2) 万一の事故に備えて、必要な放射線計測器及び防護作業器材を備える。
(3) 通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、異常な放射性物質の放出、発電所内外の外部放射線量率、放射性物質の濃度等を測定及び監視できる設計とする。
(4) 通常運転時、放射線監視設備は、測定対象核種、測定下限濃度、測定頻度、試料採取方法等を適切に定め管理すること等で、発電所外へ放出される放射性物質の放射能量を監視できる設計とする。
なお、放射線監視設備は、「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」に適合する設計とする。
(5) 設計基準事故時に必要な放射線監視設備は，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に適合する設計とする。
(6) 中央制御室及び緊急時対策所に必要な情報の通報が可能である設計とする。
(7) モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期
間，電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計と31 条-10343

する。
また，モニタリング・ポストから中央制御室，緊急時対策所までのデータ伝送系は，有線及び無線により，多様性を有し，指示値は中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
【説明資料(2.1.1：p31条-13) (2.1.2：p31条-15) (2.1.3：p31条-18)】(8) 放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一般
気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。
8.1.1.3

主要設備の仕様

放射線管理設備の主要機器仕様を第8.1.1表に示す。
8.1.1.4

主要設備

8.1.1.4.7

発電所外の放射線監視設備（東海発電所と共用）

a.固定モニタリング設備
モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期
間，電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。また，モニタリング・ポストから中央制御室，緊急時対策所までのデータ伝送系は，有線及び無線により，多様性を有し，指示値は中央制御室及び緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信する設計とする。
【説明資料(2.1.1：p31条-13) (2.1.2：p31条-15) (2.1.3：p31条-18)】
b.環境試料測定設備
31 条-11344

周辺監視区域境界付近に空気中の粒子状放射性物質を連続的に捕集するダスト・サンプラを備えるとともに，発電周辺の水・食物・土壌などの環境試
料の放射性物質の濃度を測定するための機器を備える。
c.放射能観測車
事故時等に発電所敷地周辺の空間放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，空間ガンマ線測定装置，ダストモニタ，よう素測定装置等を搭載した無線通話装置付の放射能観測車を備える。
d.気象観測設備
放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で風向，風速，日射量，放射収支量等を測定及び記録する設備を設ける。

31 条-12345

第8.1.1表

放射線管理用設備の主要機器仕様(1) 出入管理室

1 式(2) 試料分析関係施設

1 式(3) 発電所内の放射線監視設備及び測定機器

1 式(4) 放出放射性廃棄物及び系統内の放射線監視設備並びに測定機器

1 式(5) 発電所外の放射線監視設備

1 式(6) 個人管理用測定設備及び測定機器

1 式(7) 放射線計測器の校正設備

1 式

31 条-13346

2．追加要求事項に対する適合方針
2.1
2.1.1

モニタリング・ポスト
モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポ
スト4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視，記録を行うことができる設計とする。また，緊急時対策所でも監視を行うことができる設計とする。なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信できる設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第2.1-1表に，モニタリング・ポストの配置図及び写真を第2.1-1図に示す。

第2.1-1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

NaI（Tl）シンチ
レーション

101～105nGy／h
10-8～10 -1
Gy／h

計測範囲内で
可変
計測範囲内で
可変

電離箱

台数
1
1

取付箇所
モニタリング・
ポストは周辺監
視区域境界付近に4台

31 条-14347

電離箱検出器

第 2.1-1 図NaI(Tl )ｼﾝﾁ ﾚｰｼｮﾝ 検 出 器

モニタリング・ポストの配置図及び写真

31 条-15348

2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続しており，電源復旧までの期間，
電源を供給できる設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。代替交流電源設備としては，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
無停電電源装置の設備仕様を第 2.1-2 表に，モニタリング・ポストの電源構
成概略図を第 2.1-2 図に示す。

第 2.1-2 表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

容

量

3.0kVA

無停電電源装置の設備仕様
発電方式

バックアップ
時間 ※１

蓄電池

約 12 時間

備考

電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

31 条-16349

第 2.1-2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(1/2)

31 条-17350

＜外観写真＞常設代替交流電源装置

無停電電源装置

可搬型代替低圧電源車

第 2.1.2 図

モニタリング・ポストの電源構成概略図等(2/2)

31 条-18351

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モニタリング・ポストで測定したデータの伝送設備は，建屋間において有線と衛星回線又は無線回線と多様性を有しており，伝送データは，中央制御室で監視，記録を行うことができる。また，緊急時対策所でも監視，記録することができる。
モニタリング・ポスト設備の伝送概略図を第 2.1-3 図に示す。
＊建屋は、耐震性を有するため、伝送の多様化の対象範囲は建屋間とする。

第2.1-3図

モニタリング・ポスト設備の伝送概略図

31 条-19352

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備している。また，原子力災害時における原子力事業者
間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることができる。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第
2.2-1表に，放射能観測車の保管場所を第2.2-1図に示す。
第2.2-1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写
真

名称

放射能
観測車

検出器の種類

計測範囲

記録方法

台数

空間ガンマ
線測定装置

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

BG～108
nGy／h

記録紙

1

ダスト
モニタ

プラスチックシンチレーション

0～105
S-1

記録紙

1

0～105
S-1

記録紙

1

よう素
測定装置

半導体

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション
ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション（その他主な搭載機器）個数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線連絡設備（放射能観測車搭載）（放射能観測車の写真）

31 条-20353

第 2.2-1 図

放射能観測車の保管場所

31 条-21354

2.3 気象観測設備
気象観測設備は，気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線
量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，その他の気象条件を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示するよう設計する。また，そのデータを記録し，保存することができるよう設計する。
気象観測設備の各測定器は防潮堤等周囲の構造物の影響のない位置 ※ １ ※ ２ に設置する設計とする。
気象観測設備の配置図を第2.3-1図に，測定項目等を第2.3-1表に，伝送概略
図を第2.3-2図に示す。

第2.3-1図

気象観測設備配置図※１「露場から建物までの距離は建物の高さから１．５ｍを引いた値の３倍以上、または露場から１０ｍ以上。」「露場中心部における地上１．５ｍの高さから周囲の建物に対する平均仰角は１８度以下。」（地上気象観測指針（２００２気象庁））
31 条-22355※２「（ドップラーソーダの）各アンテナの送信方向の中心軸±４５度に反射体のないこと」（ドップラーソーダによる観測要領（２００４

原子力安全研究協会））

第2.3-1表

気象観測設備の測定項目等【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計(左),放射収支計(右)】（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

台数：1式

（記録）

（測定項目）

中央制御室及び緊急時対策所へ伝送

風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※ ，し，表示する。また，そのデータを記

放射収支量 ※ ，雨量，温度

録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

31 条-23356

第2.3-2図

気象観測設備の伝送概略図

31 条-24357

別添１
第 31 条

監視設備【条文要求】
発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準
事故時において，当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びに設計基準事故時における迅
速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければな
らない。
【解釈】
５ 第 31 条において，モニタリングポストについては，非常用所内電源に接続しない場合，無停電電源等により電源復旧までの期間を担保できる設計である
こと。また，モニタリングポストの伝送系は多様性を有する設計であること。

データ伝送を多様化

無停電電源装置で担保

非常用電源の復旧

有線回線【後段規制との対応】【添付六,工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用手順に係る事項，
下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

無線回線

衛星回線

八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

31 条-別添 1-1

358

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基準
対象条文

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

－

体

制

－

無停電電源装置
保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体
第 31 条 監視設備

制

－

有線回線
保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体

制

－

衛星回線
保守・点検

－

教育・訓練

－

31 条-別添 1-2

359