資料番号：SA技-18-4 改0
2018年2月22日
日本原子力発電株式会社

小型船舶移動ルート
ヒアリング資料60−7
アクセスルート図60−7−1

1

䯩
60 䯩7
2
第60−7−1図

可搬型重大事故対処設備

重大事故等時アクセスルート

放射線量の測定（可搬型モニタリング・ポスト）

2

䯩
60 䯩7
3
第60−7−2図

可搬型重大事故対処設備

重大事故等時アクセスルート

放射性物質の濃度の測定（可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ）

3

䯩
60 䯩7
4
第60−7−3図

可搬型重大事故対処設備

重大事故等時アクセスルート

海上モニタリング（小型船舶）

4

䯩
60 䯩7
5
第60−7−4図

可搬型重大事故対処設備

重大事故等時アクセスルート

風向，風速その他の気象条件の測定（可搬型気象観測設備）

5

1.17

監視測定等に関する手順等＜

1.17.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備
ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備
ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
ｄ．手順等

1.17.2

重大事故等時の手順等

1.17.2.1

放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定(2)

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(3)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定(4)

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(5)

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定
ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定
ｃ．土壌中の放射性物質の濃度の測定
ｄ．海上モニタリング(6)

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(8)

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策(9)

敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
目−161.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

1.17.2.3

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

添付資料 1.17.3

緊急時モニタリングに関する要員の動き

添付資料 1.17.4

モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.5

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の成立性添付資料 1.17.6

可搬型モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.7

放射能放出率の算出

添付資料 1.17.8

放射能観測車添付資料 1.17.9

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の成立性

添付資料 1.17.10

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の成立性

添付資料 1.17.11

各種モニタリング設備等

添付資料 1.17.12

発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

添付資料 1.17.13

他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

添付資料 1.17.14

モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策手段

添付資料 1.17.15

気象観測設備添付資料 1.17.16

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
目−27添付資料 1.17.17

可搬型気象観測設備

添付資料 1.17.18

可搬型気象観測設備の気象観測項目について

添付資料 1.17.19

モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

添付資料 1.17.20

手順のリンク先について

目−3

8

1.17

監視測定等に関する手順等【要求事項】
1

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）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手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

2

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、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手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されてい
ること。

【解釈】
1

第 1 項に規定する「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手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において、モニタリング設備等により、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手順等を整備すること。
ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築する

1.17−19こと。
2

事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグ
ラウンド低減対策手段を検討しておくこと。

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（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の設備を整備する。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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設備を整備する。ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.17−210

1.17.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（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の対応手段と重大事
故等対処設備を選定する。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ 並びに資機材 ※２ を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

※2

資機材：設備の運搬に用いるリヤカー及び船舶運搬車，試料の採取に用いる採取用資機材並びにバックグラウンド低減対策に用いる検出器保護カバー，養生シート及び遮蔽材をいう。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第六十条及び技術基準規則
第七十五条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
上記「(1)

対応手段と設備の選定の考え方」に基づき選定した対応手段

及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に
1.17−311

使用する重大事故等対処設備，資機材及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備，資機材，自主対策設備，整備する手順等についての関係を第1.17−1 表に示す。
ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備(a)

放射性物質の濃度及び放射線量の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）の放射性物質の濃度及び放射線量を測定する手段がある。放射線量の測定又は代替測定で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ)

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
モニタリング・ポストによる放射線量の測定に用いる設備は以下のとおり
・モニタリング・ポスト
ⅱ)

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に用いる設備は以下のとおり
・可搬型モニタリング・ポスト
・リヤカー
ⅲ)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定に用いる設備は以下のとおり・放射能観測車ⅳ)

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
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
1.17−412

定に用いる設備及び資機材は以下のとおり
・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサ
ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）
・リヤカー
・採取用資機材
・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ
ⅴ)

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備及び資機材は以下のとおり
・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサ
ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）
・電離箱サーベイ・メータ
・リヤカー
・採取用資機材
・小型船舶
・船舶運搬車・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ
・排気筒モニタ
1.17−513

・液体廃棄物処理系出口モニタ(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
放射性物質の濃度及び放射線量の測定に使用する設備のうち，可搬型モニタリング・ポスト，電離箱サーベイ・メータ及び可搬型放
射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレー
ションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチ
レーションサーベイ・メータ）及び小型船舶を重大事故等対処設備と位置付ける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，発電所及びその周辺（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ことができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・モニタリング・ポスト
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また津波により機能喪失する可能性もあるが，使用可能であれば，放射線量を測定する手段として有効である。
・放射能観測車
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また予備機置場に保管しているため自主整備ルートの状況により使用できない可能性もあるが，使用可能であれば，放射性物質の濃度を測定す
1.17−614

る手段として有効である。
・Ｇｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタ
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また常用電源からの給電ができない場合は使用不可であるが，使用可能であれ
ば，放射性物質の濃度を測定する手段として有効である。
・排気筒モニタ，液体廃棄物処理系出口モニタ
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，放射性物質の濃度の測定手順着手の判断基準に用いる計器として有効である。
ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備(a)

風向，風速その他の気象条件の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定する手段がある。

ⅰ)

気象観測設備による気象観測項目の測定
気象観測設備による気象観測項目の測定に用いる設備は以下のとおり・気象観測設備ⅱ)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定に用いる設備

及び資機材は以下のとおり
・可搬型気象観測設備
・リヤカー
(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
風向，風速その他の気象条件の測定に使用する設備のうち，可搬型
気象観測設備は重大事故等対処設備と位置付ける。
1.17−715

選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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ことができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・気象観測設備
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また常用電源からの給電ができない場合は使用不可であるが，使用可能であ
れば，風向，風速その他の気象条件を測定する手段として有効である。
ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
(a)

対応手段
全交流動力電源の喪失によりモニタリング・ポストの電源が喪失した場合，モニタリング・ポストの電源を回復させるため，無停電電源
装置及び代替交流電源設備として使用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から給電する手段がある。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｄ非常用ディーゼル発電機から給電する手段がある。
なお，電源を回復してもモニタリング・ポストの機能が回復しない
場合は，可搬型モニタリング・ポストにより代替測定が可能である。
モニタリング・ポストの電源回復に使用する設備は以下のとおり。
・無停電電源装置
1.17−816

・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・非常用交流電源設備(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
全交流動力電源の喪失によりモニタリング・ポストの電源が喪失した場合，モニタリング・ポストの電源を回復させるための設備のうち，
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を重大事故等対処
設備として位置付ける。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｄ非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合においても，モニタリング・ポストの電源を回復し，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・無停電電源装置
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，モニタリング・ポストの電源を回復する手段として有効である。

ｄ．手順等
1.17−917

上記の「ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備」，「ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備」
及び「ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等 ※３ 及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める。
（第 1.17−1 表）※3

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

また，事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。
（第 1.17−2 表

第 1.17−3 表）

1.17−1018

1.17.2

重大事故等時の手順等

1.17.2.1(1)放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，モニタリング・ポスト
により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。なお，モニタリング・ポストによる放射線量の測定は，自動的な連続測定であるため，手順を要するものではない。
モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して放射線量を連続測定する。測定結果
は，モニタリング・ポスト局舎内で電磁的に記録し，約 2 ヶ月間分保存する。なお，モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，後述する「(2)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」を行う。

(2)

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
重大事故等時に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型モニタリング・ポストにより発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
また，重大事故等時に，モニタリング・ポストが機能喪失した場合，可搬型モニタリング・ポストによる代替測定を行う。手順のフローチャート
を第 1.17−1 図に示す。
可搬型モニタリング・ポストは，放射線量を連続測定し，測定結果は，可搬型モニタリング・ポスト内で電磁的に記録し，7 日間分以上保存する設計とする。なお，測定結果は緊急時対策所に自動伝送され、記録される。
放射線量の測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，原子炉施設
1.17−1119

周囲（海側等を含む。）に 6 台（うち緊急時対策所の加圧判断に用いる 1
台は緊急時対策所建屋付近）に設置する。また，代替測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，計測データの連続性を考慮し，モニタリング・
ポストに隣接した位置に 4 台設置する。可搬型モニタリング・ポストの設
置場所等を第 1.17−2 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17−2 図に示す設置場所にアクセスすることが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。
ａ．手順着手の判断基準【可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定（原子炉施設周囲（海側等を含む。）に 6 台設置（うち緊急時対策所の加圧判断に用いる 1 台は緊急時対策所建屋付近に設置）】
原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づき通報する事象 ※１ （以下「原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象」という。）が発生したと判断した場合※1

原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号の全ての項目及び
原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イの全ての項目【可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の代替測定（各モニタリ
ング・ポストに隣接した位置に 4 台設置）】
重大事故等時に，緊急時対策所でモニタリング・ポストの指示値及
び警報表示を確認し，モニタリング・ポストの放射線量の測定機能が喪失したと判断した場合
ｂ．操作手順1.17−1220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を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−3 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に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の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，可搬型モ
ニタリング・ポストの設置位置を決定するとともに，緊急時対策所
建屋に保管している可搬型モニタリング・ポスト本体，外部バッテ
リー，衛星携帯アンテナ部等を，設置場所までリヤカーで運搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，監視・測定を開始する。なお，可搬型モニタリング・ポストを設置する際は，後述する「(7)可搬型モニタリング・ポストのバックグラ

ウンド低減対策」として，可搬型モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストの測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データは記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする。）。
④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場
合，予備の外部バッテリーと交換する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，連続して放射線量の代替測定用及び測定用 10 台を設置する場合は緊急時対策所の加圧判断に用いる緊急時対策所建屋付近の可搬型モニタリング・ポストを優先して設置し，所要時間は，作業開始を判断してから 475 分以内と想定
1.17−1321

する。なお，モニタリング・ポストの代替測定（4 台）及び原子炉施設
周囲（海側等を含む。）の 6 台（うち 1 台は緊急時対策所付近に設置）をそれぞれ別に実施した場合は，作業開始を判断してからモニタリング・
ポストの代替測定は 200 分，原子炉施設周囲（海側を含む。）の測定及び緊急時対策所建屋付近の測定は 250 分（緊急時対策所建屋付近の測定は35 分）以内と想定する。また，外部バッテリーは連続 6 日以上使用可能な設計とし，可搬型モニタリング・ポスト 10 台の外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて 310
分以内と想定する。
測定データは緊急時対策所に自動伝送され，記録される。
リヤカーで第 1.17−2 図に示す設置場所に可搬型モニタリング・ポス
トを運搬できない場合でも，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備
する。

(3)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，放射能観測車により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の空気中の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
放射性物質の濃度の測定は，1 回／日以上とする。ただし，発電用原子炉施設の状態及び放射性物質の放出状況を考慮し，測定しない場合もある。
放射能観測車は，通常時は予備機置場に保管しており，重大事故等時に測定機能が健全な場合は，放射性物質の濃度の測定に使用する。なお，放射能観測車が機能喪失した場合は，後述する「(4)可搬型放射能測定装置

1.17−1422

による空気中の放射性物質の濃度の代替測定」を行う。
ａ．手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した場
合ｂ．操作手順
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−4 図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

②

重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，放射能観測車により試料の採取場所まで移動し，ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カー
トリッジをセットし，試料を採取する。

③

重大事故等対応要員は，ダストモニタによりダスト濃度，よう素測定装置によりよう素濃度を監視・測定する。

④

重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所当たり）の所要時間は，作業開始を判断してから 100 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上の放射能観測車で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。
1.17−1523

(4)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
重大事故等時に，放射能観測車が機能喪失した場合，可搬型放射能測定
装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）により，空気中の放射性物質の濃度を代替測定する。手順の対応手
段の選択フローチャートを第 1.17−1 図に示す。また，可搬型放射能測定
装置の保管場所を第 1.17−5 図に示す。
ａ．手順着手の判断基準
放射能観測車に搭載しているダスト・よう素サンプラの使用可否，ダストモニタ及びよう素測定装置の指示値を確認し，放射能観測車の測定機能が喪失したと判断した場合
ｂ．操作手順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についての手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−
6 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に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の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレー
ションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチ
レーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・
1.17−1624

よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線
サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）
を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，可搬型ダスト・よう素
サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてγ線（よう素濃度），β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所当たり）の所要時間は，作業開始を判断してから 110 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(5)

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型放射能測定装置等により放射性物質の濃度（空気中，水中及び土壌中）
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する。
放射性物質の濃度の測定（空気中，水中及び土壌中）及び放射線量の測定は，1 回／日以上とする。ただし，発電用原子炉施設の状態，放射性物
質の放出状況及び周辺海域の状況を考慮し，測定しない場合もある。
1.17−1725

ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により空気中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17−5 図
に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，排気筒モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から大気中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合

(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−7 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレー
ションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチ
レーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（可搬型ダス
ト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，
β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，可搬型ダスト・よ
1.17−18

26

う素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてよう素濃度，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所当たり）の所要時間は，作業開始を判断してから 110 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により水中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。海水試料採取場所等を第 1.17−5 図に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，以下のいずれかに該当した場合
・液体廃棄物処理系出口モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から水中に放射性物質が放出されるおそれ
1.17−1927

があると判断した場合
・可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への拡散抑制を開始する場合(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置等による水中の放射性物質の濃度の測定を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17−8 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に水中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型
放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシ
ンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）及び採取用資機材を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー
タにてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレー
ションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理
1.17−2028

を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所当たり）の所要時間は，作業開始を判断してから 90 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｃ．土壌中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により土壌中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17−5 図
に示す。
(a)

手順着手の判断基準「ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置等による土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−9
図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に土壌中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
1.17−2129

射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチ
レーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータ）及び採取用資機材を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーショ
ンサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所当たり）の所要時間は，作業開始を判断してから 100 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。
1.17−2230

ｄ．海上モニタリング
重大事故等時に，周辺海域において，小型船舶，可搬型放射能測定装
置及び電離箱サーベイ・メータ等により空気中及び水中の放射性物質の濃度並びに放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
可搬型放射能測定装置等（小型船舶除く）の保管場所を第 1.17−5 図に示す。また，小型船舶の保管場所及び移動ルートを第 1.17−10 図に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に以下のいずれかに該当した場合
・排気筒モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から大気中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合
・「ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置等による海上モニタリングを行う手順の概要
は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−11 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に海上モニタリングの開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレー
ションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチ
レーションサーベイ・メータ）及び電離箱サーベイ・メータの使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側，1.17−2331

西側）に保管している小型船舶を船舶運搬車に連結又は車載し，移動ルートを通り着水箇所へ移動し，船舶を吊り降ろし係留する。
④ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置等を小型船舶に積載し，小型船舶にて沿岸に移動し，電離箱サーベイ・メータにより放射線量を測定する。可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。海水は，採取用資機材を用いて採取する。
⑤ 重大事故等対応要員は，下船後，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウン
タが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑥ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，船舶の準備から海面への吊り降ろしまでを重大事故等対応要員 4 名にて実施し，作業の所要時間は 165 分以内と想定する。
また，測定ポイントへの移動及びモニタリング等その後の作業を重大事故等対応要員 2 名にて実施し，作業の所要時間は，125 分以内と想定する。
船舶運搬車で第 1.17−10 図に示す着水箇所に小型船舶を運搬できない場合でも，船舶運搬車で移動できる範囲において着水箇所を決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。
1.17−2432

(6)モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
事故後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，モニタリング・ポストの指示値が重大事
故等発生前と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した
場合
ｂ．操作手順モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−12 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要
員に検出器保護カバーの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，モニタリング・ポストに移動し，検出器保護
カバーの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，電離箱サーベイ・メータ等によりモニタリン
グ・ポスト周辺の汚染を確認した場合，局舎壁等の除染，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウンドを低減する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，検出器保護カバー交換作業の所要時間は，作業開始を判断してから 185 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
事故後の周辺汚染により可搬型モニタリング・ポストによる測定ができ
1.17−2533

なくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
「 (2)

放射線量の測定及び代替測定」の手順において，可搬型モニタ

リング・ポストを設置する際に，あらかじめ可搬型モニタリング・ポスト
本体を養生シートにより養生を行うことで，バックグラウンド低減対策とする。
また，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モニタリング・ポスト周辺の汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウ
ンドの低減を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，可搬型モニタリング・ポストの指示値が，重大事故等発生前のモニタリング・ポストの指示値と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した場合
ｂ．操作手順
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−13 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に養生シートの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストに移動し，養生シートの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モ
ニタリング・ポストの周辺汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バッググランドを低減する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，可搬型モニタリ
ング・ポスト 10 台分の養生シート交換作業の所要時間は，作業開始を判1.17−2634

断してから 300 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

(8)

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
事故後の周辺汚染により可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定を行う際は，可搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲むことによりバックグラウンドレ
ベルを低減させる。
なお，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲んだ場合でも測定ができなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタ
リング・ポストの指示値を確認し，可搬型放射能測定装置を使用する場
所で，バックグラウンド上昇により，測定できなくなるおそれがあると判断した場合ｂ．操作手順放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策の手順の概要
は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17−14 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に可搬型放射能測定装置により放射性物質の濃度を測定する場
合は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲むよう指示する。
1.17−2735

② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲み，放射性物質の濃度を測定する。
③ 重大事故等対応要員は，②の対策でも測定できなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して測定を行う。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，遮蔽材で囲む作
業の所要時間は，作業開始を判断してから 30 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を
整備する。

(9)

敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国，地方公共団体
及びその他関係機関と連携して策定されるモニタリング計画に従い，資機材の確保，要員の動員及び放出源情報の提供とともにモニタリングに係る適切な連携体制を構築する。
また，原子力災害が発生した場合には他の原子力事業者との協力体制に基づく原子力事業者間協力協定により，環境放射線モニタリング等への支援，測定装置の貸与等を受けることが可能である。

1.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等

重大事故等時に，発電所における風向，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，以下の手段を用いた手順を整備する。

(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定
1.17−2836

重大事故等時に，発電所において，気象観測設備により風向，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。なお，気象観測設備による風向，風速及びその他の気象条件の測定は，自動的な連続測定である
ため，手順を要するものではない。
気象観測設備は，通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して連続測定し，測定結果は記録用紙に記録し，保存する。
なお，気象観測設備が機能喪失した場合は，後述する「(2)可搬型気象

観測設備による気象観測項目の代替測定」を行う。

(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
重大事故等時に，気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測設
備による代替測定を行う。手順のフローチャートを第 1.17−1 図に示す。
可搬型気象観測設備の設置場所は，計測データの連続性を考慮し，気象観測設備に隣接した位置とする。可搬型気象観測設備の設置場所を第 1.17−15 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17−15 図に示す設置場所にアクセスすることが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲において設置場所を変更する。なお，測定結果は緊急時対策所に自動伝送され、記録される。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等時に，緊急時対策所で気象観測設備の指示値及び警報表示を確認し，気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量のいずれかの測定機能が喪失したと判断した場合
ｂ．操作手順1.17−2937

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定を行う手順の概要
は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17−16 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，可搬型
気象観測設備の設置場所を決定するとともに，緊急時対策所建屋に保管して ある 可搬 型気 象観測 設備 を設 置場 所まで リヤ カー によ り運
搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，測定を開始する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型気象観測設備の測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データは記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする）。
④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合
は，予備の外部バッテリーと交換する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業の所
要時間は，作業開始を判断してから 80 分以内と想定する。また，外部バ
ッテリーは連続 2 日間以上使用可能な設計とし，可搬型気象観測設備 1台のバッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて 70 分以内と想定する。
測定データは緊急時対策所に自動伝送され，記録される。
リヤカーで第 1.17−15 図に示す設置場所までの運搬ができない場合
でも，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲に運搬・設置する。
また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備
1.17−3038

等を整備する。

1.17.2.3

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

全交流動力電源が喪失した場合，無停電電源装置及び代替交流電源設備として使用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からモニタ
リング・ポストへ給電する。無停電電源装置は，全交流動力電源喪失時に約12 時間の間モニタリング・ポストへ給電することが可能である。無停電電源
装置は，代替交流電源設備からの給電が開始されれば給電元が自動で切り替わるため，手順は不要である。
モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態から，無停電電源装置及び代替交流電源設備により給電した場合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｄ非常用ディーゼル発電機から給電することが可能である。
代替交流電源設備からモニタリング・ポストへの給電の手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.17−3139第 1.17−3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対策設備

対象条文

供給対象設備

給電元

常設代替交流電源設備【1.17】監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポスト

可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源

1.17−3846

1.17−41
第 1.17−2 図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所

491.17−44
第 1.17−5 図

可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ等の保管場所及び海水試料採取場所

521.17−47
第 1.17−10 図

小型船舶の保管場所及び移動ルート

55

1.17−50
第 1.17−15 図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

58

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術的能力審査基準（1.17）

番号

設置許可基準規則（60 条）

技術基準規則（75 条）

【本文】

【本文】

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した

した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域

場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域

場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。
）において発電用原子炉施設から放出されるを含む。）において発電用原子炉施設から放出を含む。）において、発電用原子炉施設から放される放射性物質の濃度及び放射線量を監視出される放射性物質の濃度及び放射線量を監し、並びにその結果を記録するために必要な手順等

し、及び測定し、並びにその結果を記録するこ視し、及び測定し、並びにその結果を記録するが適切に整備されているか、又は整備される方針がとができる設備を設けなければならない。

ことができる設備を施設しなければならない。

【本文】
1

放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定

①

番号

⑦

適切に示されていること。

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場

2 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生

2 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生

合に工場等において風向、風速その他の気象条件をした場合に工場等において風向、風速その他のした場合に工場等において風向、風速その他の測定し、及びその結果を記録するために必要な手順

気象条件を測定し、及びその結果を記録するこ

気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。

とができる設備を施設しなければならない。

【解釈】

【解釈】

【解釈】

1

第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出さ

1 第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から

1 第 1 項に規定する「発電用原子炉施設かられる放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び放出される放射性物質の濃度及び放射線量を放出される放射性物質の濃度及び放射線量を測定し、並びにその結果を記録するために必要な手監視し、及び測定し、並びにその結果を記録す

監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」とは、以下に掲げる措置ることができる設備」とは、以下に掲げる措置

又はこれらと同等以上の効果を有する措置を又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

行うための設備をいう。

ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びそａ）モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及ａ）モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及の周辺（工場等の周辺海域を含む。
）において、モニ

び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放タリング設備等により、発電用原子炉施設から放出

出されると想定される放射性物質の濃度及び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ものであること。

放射線量を測定できるものであること。

ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備かｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポスｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポス

らの給電を可能とすること。

ト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数

ト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数の放射能観測車又は可搬型代替モニタリングの放射能観測車又は可搬型代替モニタリング

設備を配備すること。

設備を配備すること。

ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流電源設ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流電源設

備からの給電を可能とすること。

備からの給電を可能とすること。

2

等が適切に整備されているか、又は整備される方針②⑧

が適切に示されていること。

順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以−上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及

③

−

⑨

び測定し、並びにその結果を記録するために必要な手順等を整備すること。

④

ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。

2

⑤

⑩

⑪

事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグラウンド低減対策手段を⑥

検討しておくこと。

1.17−52

60

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
技術的能力審査基準(1.17)

適合方針【要求事項】
1 発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）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手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

重大事故が発生した場合において，可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型
放射能測定装置等により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手順を整備する。

2 発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、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手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

重大事故が発生した場合において，可搬型気象観測設備により風向，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手順を整備
する。

【解釈】
1 第 1 項に規定する「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手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において、モニタリング設
備等により、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手順等を整備すること。

―

重大事故が発生した場合において，可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型
放射能測定装置等により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手順を整備する。

1.17−5463

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

重大事故等が発生した場合に実施する敷地内及び周辺監視区域境界のモニタ
リングは，以下の手順で行う。

1.

放射線量の測定(1)

事象進展に伴う放射線量の変化を的確に把握するため，モニタリング・
ポスト 4 台の稼働状況を確認する。

(2)

可搬型モニタリング・ポストを緊急時対策所建屋付近に 1 台設置する。

(3)

モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，リヤカーにより可搬型モ
ニタリング・ポストをモニタリング・ポストに隣接する場所に運搬・設
置し，放射線量の監視を行う。なお，現場の状況により原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。

(4)

可搬型モニタリング・ポストを発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）に 5 台設置し，放射線量の監視強化を行う。なお，現場の状況により原
子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。

2.

空気中の放射性物質の濃度(1)

放射能観測車の使用可否を確認する。

(2)

放射能観測車が使用可能な場合，放射能観測車により発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

(3)

放射能観測車が機能喪失により使用不可の場合，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト ・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・

1.17−5665

メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）により，発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

3.

空気中，海水，土壌の放射性物質の濃度及び海上モニタリング(1)

大気中に放射性物質が放出されるおそれがある場合，可搬型放射能測定
装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ）により空気中の放射性物質の濃度を測定する。また，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により周辺海域の放射線量及び放射性物質の濃度を測定する。
なお，海上モニタリングは海洋の状況等を考慮し，安全上の問題がな
いと判断できた場合（津波注意報等が発表されていない場合等）に行う。

(2)

周辺海域に放射性物質が漏えいするおそれがある場合，取水口，放水口
等で海水の採取を行い，可搬型放射能測定装置により水中の放射性物質の濃度を測定する。
なお，海水の採取は，海洋の状況等を考慮し，安全上の問題がないと判断できた場合（津波注意報等が発表されていない場合等）に行う。

(3)周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合，可搬型放射能測定
装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により周辺海域の放射線量及び放射性物質の濃度を測定する（(1)の海上モニタリングを開始している場合を除く）。

(4)

大気中への放射性物質の放出が確認された場合，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）により土壌中の放射性物
質の濃度を測定する。
1.17−5766

添付資料 1.17.3
緊急時モニタリングに関する要員の動き

緊急時モニタリングを行う放射線管理班員は監視測定に係る手順等に示される各作業の他にも緊急時対策所エリアモニタの設置，緊急時対策所及び中央制御室チェンジングエリアの設置を行う。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が，以下の考え方に基づき優先度を判断する。
(1)

緊急時対策所の居住性を確保するため，加圧判断に用いる緊急時対策所
可搬型エリアモニタ及び緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニ
タリング・ポストの設置を最優先に行う。

(2)

緊急時対策所の加圧判断の参考に用いる可搬型気象観測設備及び(1)で設置したもの以外の可搬型モニタリング・ポストの設置を行う。

(3)

緊急時対策所及び中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，チェ
ンジングエリアの設置を行う。

(4)

発電所から放出された放射性物質の状況を把握するため，構内の環境モ
ニタリング（空気、海水、土壌の放射性物質の濃度測定）を行う。

事故発生からプルーム通過後までの動きの例を第 1 図に示す。なお，対応
要員数及び対応時間については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。

1.17−5968添付資料 1.17.5
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の成立性

1.

操作の概要

（1）モニタリング・ポストが機能喪失した際に，周辺監視区域境界付近の放射線量を測定するため，可搬型モニタリング・ポストの外形図を第 1 図に示す。可搬型モニタリング・ポストを 4 台設置する。
（2）また，発電用原子炉施設周囲に可搬型モニタリング・ポストを 6 台（うち 1 台は緊急時対策所建屋付近）設置し，放射線量を監視する。
（3）可搬型モニタリング・ポストは緊急時対策所建屋（T.P.＋約 23m）に保管し，各設置場所までリヤカーにより運搬し，設置，測定を開始する。
可搬型モニタリング・ポストの運搬（例）を第 2 図に示す。
（4）測定値は，機器本体での表示及び電子メモリに記録する他，衛星系回線によるデータ伝送機能を使用し，緊急時対策所にて監視及び記録する。

2.

必要要員数・想定時間
必要要員数：2 名
操作時間：配置場所での設置開始から測定開始まで…約 10 分／台

所要時間 ※１ ：モニタリング・ポストの代替用（4 台）の配置…約 200 分
発電用原子炉施設周囲（海側等を含む。）（6 台 ※２ ）の設置…約 250 分※1

所要時間は，リヤカーによる可搬型モニタリング・ポストの運搬時間
を含む。

※2

6 台のうち 1 台は，緊急時対策所建屋付近に設置

1.17−6372

添付資料 1.17.6
可搬型モニタリング・ポスト

可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等時にモニタリング・ポストが機能喪失した際の代替測定及び発電用原子炉施設周囲（海側等を含む。）の放射線量の測定が可能な個数に，故障時及び保守点検時のバックアップ用として予備を考慮した個数を保管する。可搬型モニタリング・ポストの設置場
所及び保管場所を第1図に示す。
可搬型モニタリング・ポストは，外部バッテリーにより6日間以上連続で稼働するとともに，外部バッテリーを交換することにより継続して計測できる設計とする。また，測定したデータは，可搬型モニタリング・ポストの電子メモリに記録するとともに，衛星系回線により，緊急時対策所に伝送することができる設計とする。可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等を第1表，
仕様を第2表，伝送概略図を第2図に示す。

1.17−6574

第1図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所図

1.17−6675

添付資料 1.17.7
放射能放出率の算出

1.

放射能放出率の算出及び妥当性について
重大事故等が発生した場合に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリ
ング・ポストにより発電用原子炉施設の周囲の放射線量を測定し，測定結果
から放射能放出率を算出する。また，算出するにあたり，可搬型モニタリン
グ・ポストの設置場所及び計測範囲の妥当性について示す。

2.

環境放射線モニタリング指針に基づく算出
重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に放射能放出率を算出するために，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストから得られた放射線量のデータより，以下の（1），（2）の計算式を用いる。

（出典：「環境放射線モニタリング指針」（ 原子力安全委員会

1.17−68

平成 22 年 4 月））

77

(1)

地上高さから放出された場合の測定について
ａ．放射性希ガス放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ（GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性希ガス放出率（GBq／h）
Ｄ：風下の地表モニタリング地点で実測された空気カーマ率 ※１（μGy／h）
Ｄ ０ ：風下の空気カーマ率図のうち，地上放出高さ及び大気安定度が該当する図から読み取った地表地点における空気カーマ率 ※ ２ （μGy／h）（放出率：1GBq／h，風速：1m／s，実効エネルギー：1MeV／dis）
Ｕ：平均風速（m／s）
Ｅ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー（MeV／dis）

ｂ．放射性よう素放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×χ×Ｕ／χ ０ （GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性よう素放出率（GBq／h）
χ：風下の地表モニタリング地点で実測された大気中の放射性よう素濃度※１(Bq／cm３ ）χ 0 ：地上高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における大気中放射性よう素濃度 ※２ （Bq／cm３ ）（at 放出率：1GBq／h，風速：1m／s）
Ｕ：平均風速（m／s）※1

モニタリングで得られたデータを使用※2

排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）を使用

1.17−6978

(2)排気筒高さから放出された場合の測定について
可搬型モニタリング・ポストは，地上位置に配置するため，プルームが高い位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて放射線量率としては低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に設置する可搬型モニ
タリング・ポストで十分に計測が可能である。

・排気筒高さ 地上高 140m
・標高 8m・可搬型モニタリング・ポスト設置場所（原子炉建屋から約 200m〜800m）
出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布
図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

第1図

各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カー
マ率分布図

1.17−7079

(3)放出放射能の算出＜放射能放出率の計算例＞
放射性希ガスによる放出放射能率の計算例を以下に示す。
（風速は「1.0m／s」，大気安定度は「Ｄ型」とする。）

放射性希ガス放出率＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ
＝4×5×10４ ×1.0／4.0×10-４ ／0.5
＝1.0×10９ (GBq／h)＝1.0×10１８ (Bq／h)

4

：安全係数

Ｄ ：地表モニタリング地点（風下方向）にて実測された空間放射線量率⇒50mGy／h (5.0×10 ４ Gy／h)（1Sv=1Gy とした。）

Ｕ ：放出地上高さにおける平均風速⇒1.0m／s
Ｄ ０ ：4.0×10-４ μGy／h※ (放出高さ 140m，距離 200m)
Ｅ ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー⇒0.5MeV／dis※

放射性よう素の放出放射能率は，可搬型ダスト・よう素サンプラにより採取，測定したデータから算出する。

1.17−7180

3.

各モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの設置場所におけるプルームの検知性について
プルームが放出された場合において，プルームは必ずしも可搬型モニタリ
ング・ポストの設置場所を通過するわけではなく，隙間を通過するケースも考えられる。そのため，設置する可搬型モニタリング・ポストの検知性について，以下のとおり確認を行った。

(1)

評価条件
第 1 表の条件において，空間ガンマ線線量率の等値線図（第 2 図）及び風下軸上空間ガンマ線線量率図（第 3 図）を用いて，各モニタリング・ポ
スト及び可搬型モニタリング・ポストの検知性を評価した。

第1表
項目
風速

空間ガンマ線線量率図を用いた大気拡散評価
設定内容

設定根拠
1.0m／s
それぞれのモニタ指示値の比には影響しないので代表値として 1.0m
／s を設定した。
風向
8 方位各モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの設置方
位を考慮した。
大気安定度 Ｄ（安定）東海第二発電所構内において，最も出現頻度の高い大気安定度を採用した。
放出位置 原子炉建屋原子炉棟地上 放射性物質が拡散せずにモニタリ
高ング・ポストの隙間を通過する条件として原子炉格納容器からの漏えいを想定した。
評価地点 各モニタリング・ポスト 当該設置場所でのプルームの検知／可搬型モニタリング・ 性を確認するため
ポストの設置場所

1.17−7281

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 0.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis

10 -7

1.17−73

空気カーマ率(Gy/h )

10 -8

10 -9

10 -10
10 -1

A

B

C

D

10 0

E

F

10 1

10 2

距離(km)

値線図

第 3図

風下軸上空間ガンマ線線量率図

出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

82

第4図

可搬型モニタリング・ポスト設置場所と線量率（風向ＳＷの例）

1.17−7584

4.

可搬型モニタリング・ポストの計測範囲(1)

重大事故等時における空間放射線量率測定に必要な最大測定レンジ
重大事故等時において，放出放射能を推定するために周辺監視区域内で空間放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の実績を踏まえて150mSv／h程度（炉心から最も近い場所に設置する可搬型モニタリング・ポストの距離約200mの場合）が必要と考えられる。
このため，1000mSv／hの測定レンジがあれば十分測定可能である。
なお，測定レンジを超えたとしても，近隣のモニタリング設備の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラウンドが高くなる場合は、設置場所を変更する等の対応を実施する。

(2)

最大レンジの考え方
福島第一原子力発電所敷地周辺の最大放射線量率は，原子炉建屋から約900mの距離にある正門付近で約11mSv／h（2011.3.15

9:00）であった。これを基に炉心から約200mにおける値を計算すると線量率は約13〜150mSv／
hとなる。炉心からの距離と線量率の関係を第3表に示す。
第3表※

炉心からの距離と線量率の関係

炉心からの距離

線量率

原子炉建屋から最も近い可搬型モニタリング・ポスト設置場所

約 13〜150

約 200（m）（mSv／h) ※福島第一原子力発電所の正門付近

約 11

約 900（m）（mSv／h)

風速 1m／s，放出高さ 30m，大気安定度Ａ〜Ｆ「排気筒から放出される放射性雲の等濃度
分布図及び放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月
JAERI-Data／Code2004-010）を用いて算出

1.17−7685

5.

可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく線量評価
可搬型モニタリング・ポストは，外部バッテリー（6 個）により 6 日間以
上連続で稼働可能であり，6 日後からは予備の外部バッテリー（4 個）と交換することにより，必要な期間継続して計測が可能な設計とする。なお，外部
バッテリーは，緊急時対策所建屋に保管し，通常時から充電を行うことで，6日目に確実に交換できる設計とする。
また，10 台全ての可搬型モニタリング・ポストの外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，移動時間含めて約 310 分である。ここでは，以下の評
価条件から，可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく
線量の評価を示す。

＜被ばく線量の評価条件＞
発災プラント：東海第二発電所
ソースターム：格納容器ベント実施
評価点：敷地内の最大濃度地点（可搬型モニタリング・ポストの設置場所
よりも線源に近い場所を選定した。）
大気拡散条件：評価点における相対濃度及び相対線量を参照
評価時間：約 270 分 ※※事前打合せ及び資機材準備は緊急時対策所内で行うため評価対象としない。
緊急時対策所建屋付近及びモニタリング・ポスト代替の可搬型ＭＰ設置に係る作業：約 175 分（移動合計時間約 125 分＋作業時間 10 分×上記 5 箇所）
発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の可搬型ＭＰ設置に係る作業：約 95 分
（移動合計時間約 45 分＋作業時間 10 分×上記 5 箇所）

作業開始時間：事故発生後から 6 日後（144 時間後）から作業開始
遮蔽：考慮しない
マスクによる防護係数：50

1.17−7786

被ばく経路：以下を考慮
・原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガン
マ線による外部被ばく・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）及び放射性物質の吸入による内部被ばく・大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャイン）

作業開始時間144（事故発生後の経過時間）（h）
作業に係る被ばく線量
約 27
（mSv）

1.17−78873.

放射性物質の濃度の算出
空気中の放射性物質の濃度の算出は，可搬型ダスト・よう素サンプラで採取した試料を可搬型放射能測定装置にて測定し，以下の算出式から求める。

（1）空気中ダストの放射性物質の濃度の算出式
空気中ダストの放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／min-１ ）×試料のＮＥＴ値（min-１ ）／サンプリング量（L）
×1000（cm３ ／L）（2）空気中よう素の放射性物質の濃度の算出式
空気中よう素の放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／サンプリング
量（L）×1000（cm ３ ／L）

放射性物質の濃度の測定上限値については，「 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（昭和 56 年 7 月 23 日
全委員会決定，平成 18 年 9 月 19 日

原子力安一部改訂）」に 3.7×10１ Bq／cm ３ と定められており，サンプリング量を適切に設定することにより，サーベイ・メー
タの計測範囲内で計測することができる。

第1図

放射性物質の濃度の測定例

1.17−8190第1表

海水採取に使用する資機材，測定方法等（2/2）

【測定方法】
・採取用資機材にて，海水を採取する。
・採取した海水をポリ容器に移す。
・採取した海水の放射性物質の濃度をＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等で測定し，記録する。

3.

放射性物質の濃度の算出
海水の放射性物質の濃度の算出は，ポリ容器に採取した試料をＮａＩシン
チレーションサーベイ・メータ等にて測定し，以下の算出式から求める。

(1) 海水の放射性物質の濃度の算出式
海水の放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／試料量（cm３ ）1.17−8392

参考
海水の採取深度について「総合モニタリング計画

海域モニタリングの進め方（平成28年4月1日改訂

モニタリング調整会議）」では海水の採取深度を「表層（海面〜2m程度）」としており，事故直後のモニタリングではこの計画を踏襲し，表層の海水を採取することとする。なお，長期的なモニタリングは官庁，地方公共団体等の関係機関と調整し，計画を策定して行うこととなる。

1.17−8493出典：「総合モニタリング計画（平成 28 年 4 月 1 日改訂

1.17−87

モニタリング調整会議）」96添付資料 1.17.11
各種モニタリング設備等「設置許可基準規則」第 60 条（監視測定設備）及び「技術基準規則」第75 条（監視測定設備）の対応として，モニタリング・ポストが機能喪失した
場合の代替測定用等として可搬型モニタリング・ポスト 10 台（予備 2 台）を配備し，空間放射線量率を監視，測定及び記録する。また，放射能観測車が機能喪失した場合の代替測定用等として可搬型放射能測定装置を配備し，放射性物質の濃度を監視，測定及び記録する。
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可能である。
上記モニタリング設備の他に，サーベイ車，可搬型ダスト・よう素サンプ
ラ，サーベイ・メータ等を組み合わせることで，状況に応じて，発電所内外のモニタリングを総合的に行う。

1.17−8897(4)海上モニタリング
大気中に放射性物質が放出されるおそれがある場合又は周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合は，小型船舶により周辺海域を航行し，電離箱サーベイ・メータにより放射線量を測定し，その結果を記録する。
また，可搬型ダスト・よう素サンプラにより空気中の放射性物質の採取を，採取用資機材により海水の採取を行う。採取した試料については，下船後，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにより空気中及び海水の放射性物
質の濃度を測定し，結果を記録する。
なお，海上モニタリングは，海上の状況等から安全上の問題がないと判断できた場合（津波注意報等が発表されていない場合等）に行う。
海上モニタリングは，「 総合モニタリング計画
方（平成 28 年 4 月 1 日改訂

海域モニタリングの進め

モニタリング調整会議）（」 添付資料 1.17.10）

を参考に，発電所から 2km 圏内の海域において状況に応じて採取場所を選定することを想定する。
小型船舶には，想定する海域を航行するために十分な容量の外部バッテ
リー（航続距離：約 30km，使用可能時間：約 2 時間）を積載する。また，
仮に航行中に外部バッテリーが枯渇するような状況になった場合でも発電所まで帰還できるように，予備のバッテリー（航続距離：約 15km，使用可
能時間：約 1 時間）を積載する。
船舶を運搬するルートについて，一部防潮堤の外側道路を最長約 1.1 ㎞通行する。また，道路幅は約 7ｍであり，運搬車両の車幅約 2.5ｍに対し十分余裕がある。外側道路が津波等の影響を受けた場合は，重機による復旧（がれきの撤去等）を実施する。重機による復旧は，1〜2 日程度を想定す

1.17−93

102

第6図

小型船舶の保管場所及び移動ルート

1.17−95104

(5)土壌モニタリング
発電所敷地内の土壌を採取し，β線サーベイ・メータ等により放射性物
質の濃度を測定する。測定試料は，地表面から深さ 5cm までの表層土壌を対象とする。（参考 2 参照）
例として，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによる測定を第 3

表に示す。

第3表

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによる測定
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

測定風景：

実施事項：

採取した試料を容器に入れて，ＺｎＳシン
チレーションサーベイ・メータにより放射性物質を測定する。

1.17−96105

参考 1
船舶を運搬するルートが津波等の影響を受けた場合の重機による復旧について

防潮堤の外側道路が津波等の影響を受けた場合，重機による復旧（がれきの撤去等）を行うが，ここでは港湾まで小型船舶を運搬するルートの復旧に要す
る時間について評価した。なお，ホイールローダの仕様及びがれき撤去速度は，
屋外アクセスルートの復旧時間評価を基に設定した。（添付資料 1.0.2 参照）

1．がれきの撤去に要する時間
(1)

評価条件
ａ．がれきの堆積範囲
運搬車両の通行する防潮堤の外側道路（約 1.1 ㎞）
ｂ．運搬車両が通るために必要な道幅5m（運搬車両の車幅（約 2.5m）に余裕を見て設定）
ｃ．ホイールローダの台数
1 台（ホイールローダのバケット幅が 2.5m のため， 外側道路を 1 往復してがれきを撤去する）
ｄ．がれき撤去速度（がれきは道路脇に押し出す）
30 秒／12m（約 1.44 ㎞／h）

(2)

評価結果
運搬車両が通るために必要な道幅を確保するために要する時間は，約 96分（1.1 ㎞×2（1 往復）÷1.44 ㎞／h≒1.6h）と評価する。

上記に加えて，土砂等の堆積物への対応も考慮すると，重機による復旧（がれきの撤去等）は 1〜2 日程度を想定する。
1.17−97106

添付資料 1.17.12
発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

1.

原子力災害対策指針（原子力規制委員会 平成 29 年 3 月 22 日 全部改正）に従い，国が立ち上げる緊急時モニタリングセンターにおいて，第 1 図及び第 1 表のとおり国，地方公共団体及びその他関係機関と連携を図りながら，敷地外のモニタリングを実施する。

第1図
第1表
企画調整
グループ

情報収集
管理グル
ープ

緊急時モニタリングセンターの体制図

緊急時モニタリングセンター組織の機能と人員構成

機能・緊急時モニタリングセンターの総括
・緊急時モニタリングの実施内容の検討，指示等

人員構成
・対策官事務所長及び対策官事務所長代理
を企画調整グループ長，所在都道府県センター長等を企画調整グループ長補佐として配置
・国，所在都道府県，関係周辺都道府県，
原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成
・国の職員（原子力規制庁監視情報課）を
情報収集管理グループ長とし，国，所在都道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成

・緊急時モニタリングセンター内
における情報の収集等
・緊急時モニタリングの結果の共有，緊急時モニタリングに係る関連情報の収集等
・現地における緊急時モニタリン
グ結果の情報共有システムの維
持・異常対応等測 定 分 析 ・企画調整グループで作成された ・所在都道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者のグループで構成し，それぞれ担当
指示書に基づき，必要に応じてに全体を統括するグループ長を配置
安定よう素剤を服用したのち測定対象範囲の測定業務
出典：緊急時モニタリングセンター設置要領 第 1 版（平成 26 年 10 月 29 日）

1.17−99108

2.

原子力事業者防災業務計画において，以下の状況を把握し，オフサイトセ
ンターに所定の様式で情報連絡を行うこととしている。

【オフサイトセンターへ情報連絡する事項】①

事故の発生時刻及び場所②

事故原因，状況及び事故の拡大防止措置③

被ばく及び障害等人身災害に係わる状況④

発電所敷地周辺における放射線及び放射性物質の測定結果⑤

放出放射性物質の種類，量，放出場所及び放出状況の推移等

⑥

気象状況

⑦

収束の見通し⑧放射性物質影響範囲の推定結果⑨

その他必要と認める事項

1.17−100109

添付資料 1.17.13
他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

原子力災害が発生した場合，他の原子力事業者との協力体制を構築するため，
原子力災害時における原子力事業者間協力協定（以下「原子力事業者間協力協定」という。）を締結している。

1.

原子力事業者間協力協定締結の背景
平成 11 年 9 月のＪＣＯ事故の際に，各原子力事業者が周辺環境のモニタリ
ングや住民の方々のサーベイなどの応援活動を実施した。
この経験を踏まえ，平成 12 年 6 月に施行された原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）の内容とも整合性をとりながら，原子力事業者間協力協定を締結した。

2.

原子力事業者間協力協定（内容）（目的）
原災法第 14 条 ※ の精神に基づき，国内原子力事業所において原子力災害が発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努め，原子力事業者として責務を全うすることを目的としている。
※原災法第 14 条 （他の原子力事業所への協力）
原子力事業者は，他の原子力事業者の原子力事業所に係る緊急事態応急対策が必要である場合には，原子力防災要員の派遣，原子力防災資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力をするよう努めなけ
ればならない。
1.17−101110

（事業者）
電力 9 社（北海道，東北，東京，中部，北陸，関西，中国，四国，九州），
日本原子力発電，電源開発，日本原燃（協力の内容）発災事業者からの協力要請に基づき，緊急事態応急対策及び原子力災害
事後対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，緊急時モニタリング，
避難退避時検査および除染その他の住民避難に対する支援に関する事項について協力要員の派遣，資機材の貸与その他の措置を講ずる。

1.17−102111

添付資料 1.17.14
モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策手段

重 大 事 故 等 に よ り ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ・
ポスト周辺の汚染に伴い測定ができなくなることを避けるために，バックグラウンド低減対策手段を以下のとおり整備する。

1.

モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等時に，検出器保護カバーが放射性物質により汚染する場合を想定し，交換用の検出器保護カバーを備える。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，モニタリング・ポ
スト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。
①

保修班員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

保修班員は，モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を行う。

③

保修班員は，局舎屋上等の洗浄等を行う。

④

保修班員は，除草，土壌の撤去，落ち葉の撤去等を行う。

⑤

保修班員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

1.17−103112

2.

可搬型モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等時に，可搬型モニタリング・ポストが放射性物質により汚染する場合を想定し，可搬型モニタリング・ポストを設置する際に，予め可搬型モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生する。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，可搬型モニタリング・ポスト
及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。
①

放射線管理班員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

放射線管理班員は，予め養生を行っていた養生シートを取り除く。

③

放射線管理班員は，除草，土壌の除去，落ち葉の撤去等を行う。

④

放射線管理班員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

3.

バックグラウンド低減の目安について
放射性物質により汚染した場合のバックグラウンド低減の目安はモニタリ
ング・ポストの平常時の空間放射線量率レベルとする。ただし，汚染の状況によっては，平常時の空間放射線量率レベルまで低減することが困難な場合があるため，可能な限り除染を行いバックグラウンドの低減を図る。

1.17−104113

添付資料 1.17.15
気象観測設備気象観測設備は，放射性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，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
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 1 図に，測定項目等を第 1 表に示す。

第1図

気象観測設備配置図

1.17−105114

※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。」「露場中央部における地上 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））
※2

「おおよその目安として各アンテナの送信方向の中心軸±45 度に反射体がないことが望まれる」（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））

1.17−106115

添付資料 1.17.16
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

1.

操作の概要
重大事故等発生後に，気象観測設備である風向風速計，日射計，放射収支計及び雨量計のうちいずれかが機能喪失した場合に使用する。
可搬型気象観測設備は緊急時対策所建屋（T.P.+約23m）に保管し，リヤカ
ーにて気象観測設備近傍に運搬し，設置，測定を開始する。
測定値は電子メモリにて記録する。また，衛星系回線によるデータ伝送機
能を使用し，緊急時対策所にて監視する。

2.

必要要員数・想定時間
必 要 要 員 数：2名
所 要 時 間：可搬型気象観測設備（1台）の設置：約80分 ※※所要時間は可搬型気象観測設備の運搬時間を含む。

第 1 図 可搬型気象観測設備

1.17−108117

添付資料 1.17.17
可搬型気象観測設備

気象観測設備が機能喪失した際，可搬型気象観測設備を使用して風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量を測定し，記録する。設置場所は，以下の理由より，恒設の気象観測露場付近とする。
①

グランドレベルが恒設の気象観測設備と同じ②

配置場所周辺の建物や樹木の影響が少ない
可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所を第1図，測定項目等を第1表に示す。
なお，放射能観測車に搭載している風向風速計にて，風向，風速を測定することも可能である。

第1図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

1.17−109118

添付資料 1.17.18
可搬型気象観測設備の気象観測項目について

重大事故等において，気象観測設備が機能喪失した場合は，放射性物質が放出された場合の放出放射能量評価や大気中における放射性物質拡散状態の推定を行うため，可搬型気象観測設備を用いて以下の項目について気象観測
を行う。

1.

観測項目
風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量

風向，風速，日射量及び放射収支量については，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針（昭和 57 年 1 月原子力安全委員会決定，平成 13 年 3月 29 日一部改訂）」に基づく測定項目

2.

各観測項目の必要性
放出放射能量，大気安定度及び放射性物質の降雨による地表への沈着の推定には，それぞれ以下の観測項目が必要となる。

(1)

放出放射能量
風向，風速及び大気安定度

(2)

大気安定度
風速，日射量及び放射収支量(3)

放射性物質の降雨による地表への沈着の推定
雨量1.17−111

120

添付資料 1.17.19
モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。また，モニタ
リング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。無停電電源装置の設備仕様を第 1 表に，モニタリング・ポストの電源構成（概略図）を第 1 図，モニタリング・ポストの電源構成（外観）を第2 図に示す。
また，全交流動力電源が喪失した場合に，モニタリング・ポストへ給電する
代替電源設備として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
その他，非常用交流電源設備の２Ｄ非常用ディーゼル発電機からの給電が可能な設計とする。

第1表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

無停電電源装置の設備仕様

量

発電
方式

バックアップ時間 ※１

3.0kVA蓄電池

約 12 時間容備考

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

1.17−112

121

第1図

モニタリング・ポストの電源構成（概略図）

1.17−113

122

＜外観写真＞常設代替交流電源設備

無停電電源装置

可搬型代替交流電源設備

第2図

モニタリング・ポストの電源構成（外観）

1.17−114123

添付資料 1.17.20
手順のリンク先について

監視測定等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１．

1.17.2.3

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電＜リンク先＞

1.14.2.1(1) 非常用交流電源設備による非常用電気設備
への給電
1.14.2.2(1)ａ．常設代替交流電源設備による非常用所
内電気設備への給電
1.14.2.2(1)ｂ．可搬型代替交流電源設備による非常用
所内電気設備への給電
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内
電気設備への給電
1.14.2.4(1)ｂ．可搬型代替交流電源設備による代替所
内電気設備への給電

1.17−115124