東海第二発電所 審査資料
資料番号C-3-19 改 2
提出年月日
平成 30 年 1 月 19 日

東海第二発電所

新規制基準への適合性に係る主な変更点についての補足説明用資料（審査資料抜粋）（重大事故等対処設備）

平成 30 年 1 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。

目

次重大事故等発生時の体制について（技術的能力 1.0.10）
重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について（技術的能力 1.0.16）
緊急時対策所（SA61 条，技術的能力 1.18）
通信連絡を行うために必要な設備（SA62 条）
重大事故等対策の有効性評価（線量評価）
被ばく評価（12 条，26 条，50 条，57 条，59 条，61 条，技術的能力 1.13）

目次-2

技術的能力1.0.10－1
添付資料 1.0.10

東海第二発電所
重大事故等発生時の体制について

1.0.10－1

1

技術的能力1.0.10－2

＜目

1.

次＞

重大事故等対策に係る体制の概要

1.0.10－1(1) 体制の特徴

1.0.10－2(2) 災害対策要員の確保に関する基本的な考え方

1.0.10－3(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について

1.0.10－42.

1.0.10－5

東二における重大事故等対策に係る体制について

1.0.10－5(1) 災害対策本部の体制概要
a. 災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割

1.0.10－5

b. 災害対策本部の構成

1.0.10－5

c. 災害対策要員が活動する施設

1.0.10－9
1.0.10－10(2) 災害対策本部の要員招集
a. 当直要員

1.0.10－11

b. 発電所構内等に常駐する災害対策要員（当直要員除く）

1.0.10－12

c. 発電所外から発電所に参集する災害対策要員

1.0.10－12(3) 通報連絡1.0.10－15(4) 災害対策本部内の情報共有について

1.0.10－15

a. プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有

1.0.10－15

b. 指示・命令，報告

1.0.10－16

c. 本店対策本部との情報共有

1.0.10－17(5) 交代要員の考え方

1.0.10－17(6) プルーム通過前後の体制の移行

1.0.10－19(7) 廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係

1.0.10－20

1.0.10－22

技術的能力1.0.10－3
3.

発電所外における重大事故等対策に係る体制について

1.0.10－23
1.0.10－23(1) 本店対策本部
a. 本店対策本部の体制概要

1.0.10－23

b. 本店対策本部設置までの流れ

1.0.10－24

c. 広報活動

1.0.10－24(2) 原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.10－25(3) 中長期的な体制

1.0.10－26

第 1.0.10－1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

1.0.10－27

第 1.0.10－2 表 所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

1.0.10－29

第 1.0.10－1 図 災害対策本部体制

1.0.10－30

第 1.0.10－2 図 災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10－31

第 1.0.10－3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

1.0.10－32

第 1.0.10－4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

1.0.10－33

第 1.0.10－5 図 中央制御室の当直要員等の体制（運転中）

1.0.10－34

第 1.0.10－6 図 中央制御室の当直要員等の体制（停止中）

1.0.10－35

第 1.0.10－7 図 発電所における非常事態宣言と1.0.10－36

災害対策要員の非常招集
第 1.0.10－8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

1.0.10－37

第 1.0.10－9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡
第 1.0.10－10 図 災害対策要員の非常招集の流れ

1.0.10－38
1.0.10－39

第 1.0.10－11 図 緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10－40

第 1.0.10－12 図 重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10－41

第 1.0.10－13 図 本店対策本部の組織及び職務

1.0.10－42

1.0.10－33

技術的能力1.0.10－4
第 1.0.10－14 図 本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常召集の連絡経路）

1.0.10－43

第 1.0.10－15 図 全面緊急事態発生時の情報発信体制

1.0.10－44

第 1.0.10－16 図 原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10－45

別紙１ 自衛消防隊の体制について

1.0.10－46

別紙２ 緊急時対策所における主要な資機材一覧

1.0.10－58

別紙３ 重大事故等発生時における災害対策要員の動き

1.0.10－60

別紙４ 発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.0.10－61

別紙５ 災害対策要員による通報連絡について

1.0.10－88

別紙６ 廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係について1.0.10－90

別紙７ 原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.10－100

補足１ 発電所が締結している医療協定について

1.0.10－102

1.0.10－44技術的能力1.0.10－5
1.

重大事故等対策に係る体制の概要
発電所において，重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合，又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（所長）は，事象に応じて警戒事態又は原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第
10 条第 1 項に基づく特定事象等の重大事故等発生の場合には非常事態を宣言し，所長を災害対策本部長とする東海第二発電所警戒本部又は東海第二発
電所災害対策本部（以下「災害対策本部」という。）を設置する。
（第 1.0.10－1 図）
また，発電所において警戒事態又は非常事態の宣言を受けた本店（東京）は，本店警戒事態又は本店非常事態を発令し，本店警戒本部又は本店総合災
害対策本部（以下「本店対策本部」という。）を設置する。
原子炉施設に異常が発生し，その状況が原災法第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，非常事態の宣言，災害対策本部の設置等について
は，原災法第 7 条に基づき作成している東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画（以下「防災業務計画」という。）及び関連する社内規程に定めている。
防災業務計画には，災害対策本部の設置，原子力防災要員を置くこと，及びこれを支援するため本店対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策，及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
原子炉施設の異常時には，災害対策本部の対応が事象収束に対して有効に機能するように，保安規定及び社内規程において，防災訓練等を通じて平時から機能の確認を行う。
本資料では，重大事故等発生時，即ち，原災法第 10 条第 1 項に基づく特1.0.10－1

5技術的能力1.0.10－6
定事象が発生して，東海第二発電所（以下「東二」という。）に災害対策本部を設置し，本店（東京）に本店対策本部を設置した場合における体制につい
て示す。

(1)

体制の特徴
原子力防災組織は，災害対策本部長，災害対策本部長代理，本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と，7つの作業班で構成され，役割分担に応じて対処する。
災害対策本部において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応
状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
東二において組織している災害対策本部体制について，以下に説明する。
ａ．災害対策本部の構成
災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，以下の要員（災害対策要員）で構成される。
・災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
1.0.10－2

6技術的能力1.0.10－7
各班は基本的な役割，機能ごとに以下の班を構成し，それぞれの本
部員の指揮の下，活動を実施する。
①情報班
②広報班
③庶務班
④技術班
⑤放射線管理班⑥保修班⑦運転班
各班の必要要員規模は，対応すべき事故の様相又は事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後でも要員の規模を拡大・縮小しながら円滑な対応が可能な組織とする。

(2)

災害対策要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるように発電所構内に必要な要員を常時確保する。また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火要員についても発電所に常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるように要員を確保する。病原性の高い新型インフルエン
ザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた
場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
1.0.10－3

7技術的能力1.0.10－8
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよう，定期的に通報連絡訓練を実施する。

(3)

重大事故等対策における判断者及び操作者について

ａ．判断者の明確化
発電所の重大事故等対策の災害対策活動に関する一切の業務は，災害対策本部の基で行い，かつ，災害対策本部において行う対策活動を
本店対策本部は支援する。
運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，あらかじめ定めた手順に従って当直発電長の判断により実施する。一方，あらか
じめ定めた手順によらない操作及び対応については，原子炉施設の運転に関し保安の監督を職務とする発電用原子炉主任技術者の助言を踏
まえ，災害対策本部長が最終的に判断する。
また，国及び地方公共団体等の関係機関及び社外の支援組織との連携に係る対応の判断は，本店対策本部長が行う。
隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応が必要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用可能な設
備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

ｂ．操作者の明確化
各種手順書は，使用主体に応じて，中央制御室及び現場で当直要員及び重大事故等対応要員（運転操作対応）が使用する運転手順書（以下1.0.10－48技術的能力1.0.10－9「運転手順書」という。）及び緊急時対策所及び現場で災害対策要員（当直要員及び重大事故等対応要員（運転操作対応）を除く）が使用する手順書（以下「災害対策本部手順書」という。）を整備する。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があることを踏まえ，重大事故等対処設備の操作に当たっては，
中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこと
とする。

2.

東二における重大事故等対策に係る体制について(1)

災害対策本部の体制概要

ａ．災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割
所長は，災害対策本部長として原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し状況の把握に努め，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行う。
所長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。（第 1.0.10－2 表）
また，重大事故等の発生時には複数の事象が同時に進行することを想定
し，災害対策本部長の助成や，災害対策本部長の指示を受けて，原子力オ
フサイトセンターでの対応及び重大事故等の応急措置等に係る特定の課題を迅速に確認及び各班に具体的な対応を指示する本部長代理を 3 名配置する。

ｂ．災害対策本部の構成(a) 災害対策本部
災害対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに，支援
1.0.10－59技術的能力1.0.10－10
組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，当直，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応要員
及び初期消火活動を行う自衛消防隊から構成される。重大事故等対応要
員は，庶務班，保修班及び運転班で構成され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う本部員と，班員に対して具体的な作業指示や作業状況を本部に報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち技術支援組織は，技術班，放射線管理班，保修班及び運転班から構成され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う
本部員と，班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班，広報班及び庶務班から構成
され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う本部員と，班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。
（第 1.0.10－1 図～第 1.0.10－6 図）
災害対策本部（全体体制）110 名は，当社社員と自衛消防隊の消火担当及び給水確保対応に当たる協力会社社員（13 名）で構成される。
なお，災害対策本部において初動対応を行う要員（災害対策要員（初動））39 名については、自衛消防隊の消火担当（7 名）の要員以外を当社社員で構成する。

＜実施組織＞
当直要員：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置，初期消火活動等
重大事故等対応要員：役割別に各班に分かれる。
庶務班：アクセスルート確保（2名）
1.0.10－610技術的能力1.0.10－11放射性物質の拡散抑制対策に伴う措置（14名）（自衛消防隊）自衛消防隊による初期消火活動（11名）
保修班：（給水対応／電源対応）事故の影響緩和・拡大防止に関する対
応（2名）（給水対応）給水確保に伴う措置（8名）（電源対応）電源確保に伴う措置（6名）
運転班：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置（3名）
重大事故等対応要員のうち庶務班及び保修班の要員は，実施組織が行う各災害対策活動を相互に助勢して実施できる配置とし，対応する必要がある災害対策活動に対処可能な体制とする。
火災発生時には，火災の発生場所に応じて当直あるいは守衛が初期消火を行い ，要請を受けた自衛消防隊が初期消火を引き続いて実施する。
また，平日（勤務時間中）と平日夜間及び休日では初期消火の対応要領が異なるが，どちらの場合においても，迅速かつ適切に初期消火活動を行うことができる。
（別紙 1）＜技術支援組織＞
技術班：事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言等（3 名）
放射線管理班：影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等（3 名）発電所内外の放射線・放射能の状況把握（4 名）
保修班：（統括）事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示，不具合設
備の応急復旧及び技術的助言，放射性物質の汚染除去等（5 名）
運転班：プラント状態の把握及び災害対策本部への報告，事故の影響緩
1.0.10－711技術的能力1.0.10－12
和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等（3 名）＜運営支援組織＞
情報班：事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店対策本部及び社外機関との連絡調整等（5 名）
広報班：発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機
関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供等（4 名）
庶務班：（総務）災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送（4 名）（総務）社外関係機関への連絡（6 名）（施設防護）所内警備，避難誘導（3 名）（保健安全）医療（救護）に関する措置，二次災害防止に関する措置（3 名）(b) 災害対策要員
災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部
要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直要
員及び自衛消防隊（初期消火要員）で構成する。

(c) 災害対策本部設置までの流れ
発電所において，重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある
場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに警戒事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに発電所
警戒本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
さらに，発電所において，原災法第 10 条第 1 項に定める特定事象等を含む重大事故等の原子力災害が発生した場合，原子力防災管理者
1.0.10－812技術的能力1.0.10－13（所長）は直ちに非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに災害対策本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，当直発電長から事象の発生の連絡を受けた原子力防災管理者（所長）は，当直発電長に災害対策本部の要員の招集を指示し，通報連絡要員が一斉通報システムを用いて災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10－7
図）

ｃ．災害対策要員が活動する施設
重大事故等発生時に，災害対策本部における実施組織及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，以下の施設及び設備を整備する。
これらは，重大事故等発生時に初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することにより発電用原子炉の状態を確認し，重大事故等への対応に必要な各班及びその要員数を決定するとともに，発電所内外の必要な各所へ通報連絡を行う。また，平時における防災訓練では，上記の各班及びその要員数により適切に活動を実施できることを確認する。
（別紙 2）(a) 支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」という。），発電所内
外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊1.0.10－913技術的能力1.0.10－14
急時対策所を整備する。
(b) 実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型
有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，
操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるようヘッドライト及びランタン等を配備する。

(2)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に重大事故等が発生した場合には，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行い，災害対策本部を設置した上で活動を実施する。東二では，中長期的な対応も交替できるよう当直要員以外の発電所職員についてもほぼ全員が災害対策要員となっており，平日の勤務時間中での要員確保は可能である。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，一斉通報システムを用いて災害対策本部体制を構成する災害対策要員
に対し非常招集を行うとともに，災害対策本部体制が構築されるまでの間については，当直要員及び発電所構内に常駐している災害対策要員による初動体制を確立し，統括待機当番者の指示のもと迅速な対応を図る。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，
原則中央制御室に参集する。その他の参集する要員は，緊急時対策所に参集する。
以下に，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）における重大事故等発生時の体制について記載する。この時期
1.0.10－1014技術的能力1.0.10－15においても，重大事故等発生時に適切に対応を行うことができる。（第1.0.10－3 図，第 1.0.10－5 図，第 1.0.10－6 図，第 1.0.10－7 図，第1.0.10－8 図，第 1.0.10－9 図）

ａ．当直要員
原子炉運転時における中央制御室の当直要員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 5 名の計 7 名／直を配置している（第1.0.10－5 図）。また，原子炉運転停止中※１における当直要員は，現場対応操作を考慮して，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員
3 名の計 5 名／直を配置している（第 1.0.10－6 図）。
※1

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間

重大事故等発生時には，当直発電長が重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，当直副発電長は当直発電長を補佐する。中央制御室で運転操作を行う当直運転員及び現場で対応する当直運
転員は，当直発電長指示のもと重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。当直発電長は適宜，災害対策本部と連携し重大事故等対応操作の状況を報告する。
原子炉運転停止中の当直要員の数は，原子炉運転時の当直要員の数より少ないが，当直内の各役割及び指揮命令系統は維持される。
なお，当直要員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等発生時においても，中長期での運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること，及び重大事故等の対応に当たっては有効性評価を考慮して中央制御室の当直運転員2名及び現場運転員6名（現場の当直運転員3名と1.0.10－1115

技術的能力1.0.10－16
重大事故等対応要員のうち運転操作対応3名（2人1組3チーム））の体制を整えている。また，特定の作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。

ｂ．発電所構内に常駐する災害対策要員（当直要員除く）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所構内に常駐する災害対策要員（当直要員除く）が，緊急時対策所で初動対応を行う。
重大事故等発生時には，初動対応の全体を指揮する統括待機当番者 1
名は当直発電長からの連絡を受けて，現場を指揮する現場統括待機者 1名，外部通報・連絡及び情報収集を行う要員 2 名※２，現場対応を行う庶務班，運転班及び保修班の要員 26 名（内訳：アクセスルート確保要員 2名，初期消火要員 11 名，運転操作要員 3 名，電源・給水確保要員 10 名）
及び放射線測定等を行う放射線管理班要員 2 名の合計 32 名を非常招集
し，災害対策本部の初動体制を確立する。
（別紙 3）
重大事故等の応急対応については，必要な対応を実施可能な要員を確保することとし，これを初動体制の各班の機能及び要員数により対応可能としている。このため，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。
（第 1.0.10－2 図）※2

情報班員のうち１名が中央制御室に常駐し初動対応を行う。

ｃ．発電所外から発電所に参集する災害対策要員(a) 非常招集により参集する要員
災害対策本部の要員については，発電所員約 260 名のうち，約 130 名が発電所から 5ｋｍ圏内に居住している。
（平成 28 年 7 月現在）
1.0.10－12

16技術的能力1.0.10－17
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，災害対策要員の所在や参集ルート等を踏まえて参集時間と参集する
災害対策要員数を評価した。その結果，要員の参集開始時間を招集連絡の 30 分後とすることや，要員の参集手段を徒歩移動とするという保守的な条件においても，重大事故等の発生の 2 時間後には約 110 名が参集すると評価される。この評価結果は，東二で抽出される全ての事故シナ
リオにおいて，外部からの参集要員に要求される参集時間及び要員数を十分に達成できる。
（別紙 4）
参集した要員が災害対策本部の初動体制に加わることで，災害対策本部は初動体制から全体体制に移行する。統括待機当番者は，災害対策本部長の参集後には，本部長代理となる。また，初動体制における情報班，
保修班，放射線管理班，庶務班及び運転班は，参集した要員による班員数が増加により，現場の応急対応を長期に渡り円滑かつ確実に実施することが可能となる。さらに，参集した要員により，中長期的な対応等を検討する技術班が全体体制の中で設置される。なお，残りの要員は交代要員として待機する。（第 1.0.10－2 図）(b) 非常招集により参集する対象者
発電所外から参集する災害対策本部の要員は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，拘束当番として 71 名を確保する。
確保する拘束当番者の選定に当たっては、対象者の居住場所を考慮する。他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（運転員）
については，参集の確実さを向上させるために，あらかじめ発電所近傍に待機させる運用とする。また，庶務班や保修班等において作業に必要な有資格者（各種主任技術者や大型車両及びクレ－ンなどの免状取得者）
1.0.10－13

17技術的能力1.0.10－18を配置する。
(c) 非常招集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場
合には，発電所外にいる災害対策要員を速やかに非常招集するため，「一斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10－9 図）
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所の緊急時対策所又は発電
所外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。なお，地震等により家族及び自宅などが被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接に発電所の緊急時対策所に参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
（第 1.0.10－10 図）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

1.0.10－14

18

技術的能力1.0.10－19
(3)

通報連絡
災害対策本部の全体体制における重大事故等発生時における通報連絡は情報班が行うが，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，発電所に常駐する初動体制における当直発電長又は通報連絡要員が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長，
原子力防災専門官，原子力緊急時支援・研修センター及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりＦＡＸを用いて一斉送信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う。（別紙 5）
ａ．各通報連絡先に対しては，あらかじめ指名された通報連絡当番者が電話により，ＦＡＸの着信確認又はＦＡＸを送信した旨を連絡する。
ｂ．その後，災害対策要員の招集により通報連絡要員を確保し，更なる時間短縮を図る。

(4)

災害対策本部内の情報共有について
災害対策本部内及び本店対策本部との基本的な情報共有方法は，以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。（第1.0.10－11 図, 第 1.0.10－12 図，第 1.0.10－13 図）ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①情報班は，通信連絡設備を用い当直発電長又は情報班員からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報を災害対策本部に報告する。
②技術班は，ＳＰＤＳデ－タ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測及び中期的な対応・戦略を検討する。
③各作業班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器
1.0.10－15

19技術的能力1.0.10－20（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④災害対策本部長は，本部と各作業班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めともに，プラント状
況，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対
応方針の共有化を図る。
⑤災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部本部員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話
し，全体の共有を図る。
⑥情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。

ｂ．指示・命令，報告①災害対策本部では，指揮命令は災害対策本部長を最上位とし，階層構造の上位から下位に行われる。一方，下位から上位へは，プラント状
況や対応状況等が報告される。東日本大震災時における東二での対応
経験を踏まえ，情報班員を中央制御室に平時から待機させることで，重大事故等発生時には，情報班員がプラント状況や中央制御室の状況を重大事故等発生の直後から災害対策本部に報告する。また，各班の対応状況についても各本部員より災害対策本部内に適宜報告されることから，常に綿密な情報の共有がなされる。
②災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
③各本部員は，配下の各作業班長から報告を受け，各班長に指示・命令
1.0.10－1620技術的能力1.0.10－21を行うとともに，重要な情報を災害対策本部内で適宜発話し情報共有する。また，災害対策本部長に報告する。
④各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。
⑤情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯ
Ａ機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，
通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

(5)

交代要員の考え方
平日の勤務時間帯に重大事故等が発生した場合には，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対し非常招集を行う。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，当直要員 7 名及び発電所構内に宿直している重大事故等に対処する災害対策要員 32 名にて初期対応を実施する（第 1.0.10－2 図，第 1.0.10－8 図）。それ以外の災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者は，一斉通報システムにより非常招集される。
（第 1.0.10－9 図）※３※3(2)災害対策本部の要員招集 c.発電所外から発電所に招集する災害対策要員を参照

非常招集の対象となる発電用原子炉主任技術者又は代行者については，
1.0.10－1721技術的能力1.0.10－22
召集連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，東海村又は隣接市町村に配置する。
発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡手段（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況及び対策の状況等を確認あるいは情報連絡を受けることができる。
また，初動対応者の交代を考慮し，主要な本部要員，班長，発電用原子炉主任技術者の交代要員は，発電所に比較的早期に参集できるように配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）のいずれの場合も，参集する災害対策要員は時間の経過に伴って増加し全体体制の要員数（110 名：第 1.0.10－1 図）以上になる。このため，長期的対応に備
えて，対応者と待機者を人選する（第 1.0.10－9 図）。
必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援
拠点，自宅等）で待機する。対応者は，基本的には 12 時間（目途）ごとに待機要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時には，必要な活動に対して交替要員を考慮した最小限の要員を緊急時対策所，中央制御室及び現場（原子炉建屋付属棟 3 階）に合計 70 名が待機する。
緊急時対策所には 64 名（内訳：主要な本部員・班長，発電用原子炉主任技術者の災害対策対応 23 名とその交替要員 23 名，中央制御室から退避
4 名，現場から退避 14 名）が待機し，中央制御室待機室には同様に 3 名（内訳：当直 3 名）が待機し，現場（原子炉建屋付属棟 3 階）にも同様に
3 名（内訳：重大事故等対応要員である運転班員 3 名）が待機する。なお，
プルーム通過中は，現場作業は行わないが，緊急時対策所の各班の機能は維持される。（第 1.0.10－4 図）。
1.0.10－18

22技術的能力1.0.10－23(6)

プルーム通過前後の体制の移行

ａ．プルーム通過前
緊急時対策所の災害対策本部の体制は，格納容器ベントに伴うプルームの通過に備え，プルーム通過前に災害対策本部の体制を変更する。プルー
ム通過時においても緊急時対策所に必要な災害対策要員を残し，それ以外の災害対策要員は事前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避する。
中央制御室の当直要員及び情報班員は,プルーム通過中の監視に必要な要員を除き緊急時対策所に退避する。中央制御室で監視に当たる当直要員
は，中央制御室待避室を正圧化させてプルームの通過に備える。
また，格納容器破損後のベント対応のため二次隔離弁操作室で操作に当たる運転班要員も、プルーム通過前に二次隔離弁操作室に移動し，同操作室を正圧化させてプルーム通過に備える。

ｂ．プルーム通過中
プルーム通過中は，東二重大事故等の現場対応は実施できないが，緊急時対策所における災害対策本部の本部長及び本部員による本部体制及び各班の機能は維持され，ＳＰＤＳデータ表示装置や監視カメラ等を用いてプラント状況や周囲状況の把握及び作業再開後の対応について，緊急時対策所内で議論される。
プルーム通過後の作業再開に係る判断は、可搬型モニタリング・ポス
ト等の指示が急激に低下し，指示が安定したことをもってプルームの通過を判断する。

ｃ．プルーム通過後
プルームの通過が判断され次第，緊急時対策所建屋の空調を正圧化状態
1.0.10－1923技術的能力1.0.10－24から空気浄化モードに移行し，緊急時対策所建屋のチェンジングエリアの運用を再開する。二次隔離弁操作室に待機していた運転班要員の緊急時対策所への帰還は，チェンジングエリアの運用再開後を原則とするが，チェ
ンジングエリアの運用開始前に，やむを得ず帰還する必要がある場合には，緊急時対策所建屋内のエアロックのエリアにおいて，放射線防護具の脱衣及び汚染検査を行う。
プルーム通過前に緊急時対策所に退避していた中央制御室の当直要員
及び情報班員は，プルーム通過後，中央制御室のチェンジングエリアの運用が再開され次第中央制御室に移動する。また，原子力事業所災害対策支援拠点に退避していた災害対策要員を，災害対策本部長は災害対策本部の体制をプルーム通過時の体制から重大事故等時の対応体制に戻すのに合
わせ，発電所に要員を招集する。

(7)

廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係
廃止措置中の東海発電所は全ての核燃料は搬出済みであり，今後，原

子炉構造物が解体される。東海発電所には核燃料物質がないため，東二のような重大事故等が発生することはない。
しかし，東海発電所において原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）及び関連法令に定める特定事象が発生した場合には，東二及び東海発電所で同時に災害対策本部を確立することとなる。
本章では，災害対策要員の観点から，東二及び東海発電所に災害対策本部を確立した場合における東二の重大事故等対応が東海発電所の事故対応から受ける影響について整理した。

1.0.10－2024技術的能力1.0.10－25
ａ．東海発電所で発生が想定される事故「原災法」及び「原子力災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事
象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。更に，「原子力災害対策指針」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」では，原子炉の状況に応じた通報すべき事象（EAL）が定められている。
廃止措置中の東海発電所に該当する EAL は「敷地境界付近の放射線量の上昇」，「火災爆発等による管理区域外での放射線の放出」及び「事業所外運搬での放射線量の上昇」がある。
東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）では，廃止措
置作業において EAL に該当する可能性がある事象として，「廃止措置工事において発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタの破損による敷地境界の線量率の上昇」及び「事業所内外運搬で，輸送容器
からの放射性物質の流出による放射線量の上昇」等が記載されている。
このように，廃止措置中の東海発電所においても原災法 10 条に該当する特定事象が発生する可能性があり，これが，東二の重大事故等時と同時に発生した場合には，東二と東海発電所において災害対策本部を同時に確立することとなる。

ｂ．東二災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係
東二重大事故等発生時に東海発電所で事故が同時発生した場合には，各発電所の災害対策要員は，原則として別組織とするが，東海第二の災害対策本部の一部の要員は，東海発電所の災害対策本部の要員を兼務する。

1.0.10－2125

技術的能力1.0.10－26
重大事故等の対応に係る現場作業を行う要員，及びその要員に指示をする要員，また，特定施設に係る課題等の専門的な現場作業又は検討を行う
要員は，各発電所の独立した組織とするが，これ以外の要員は，下記に示すとおり，両発電所の対応を共通して行うことが必要である作業に係る作業員であり，東海発電所の災害対策本部の要員と兼務する。

（東二と東海発電所の災害対策要員を兼務する要員）
・両発電所の状況を総合的に把握し対応の優先度を含めて指示を行う必要がある要員
・両発電所の状況の対外的な発信及び対応等，両発電所の状況を迅速に説
明及び回答（関連作業含む）することが求められる要員
・警備，救護，資機材の調達及び緊急時対策所の立ち上げ（換気系の切替
え，専用電源の起動等）等の両発電所に係る共通の作業を行う要員
・火災発生時に初期消火活動に係る要員（発電所別の対応より敷地全体を網羅的に対応する必要がある）

上記の考え方を踏まえて東二及び東海発電所の災害対策本部の要員を確保することにより，東二及び東海発電所の災害対策本部を同時に確立した場合にも，東二の重大事故等の収束に係る作業を迅速かつ確実に行うことができる。したがって，東海発電所の事故対応が東二の重大事故等対応に影響を及ぼさない。
東二災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係についてａ～ｉに示す。また，東二及び東海発電所の災害対策本部の構成の関係を図 1 及び
図 2 に示す。

1.0.10－2226

技術的能力1.0.10－27
東二災害対策要員 110 名は，東二専従者 66 名及び兼務者 44 名から構成される。なお，東海発電所災害対策要員 57 名は，東海発電所専従者 24 名
及び兼務者 33 名により構成される。 ※２※2

3.

東二災害対策要員の自衛消防隊（11 名）は，東海発電所における初期消火対応も行うため兼務者であるが，東海発電所原子力事業者防災業務計画では東海発電所災害対策要員に自衛消防隊を含まないため，東二と東海発電所の災害対策要員の兼務者の数が異なる。

発電所外における重大事故等対策に係る体制について
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，本店対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点において，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 1.0.10－12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1)

本店対策本部

ａ．本店対策本部の体制概要(a) 本店対策本部長（社長）の役割
社長は，本店対策本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため本店対策本部長としてその職務を行う。なお，社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。

(b) 本店対策本部の構成
本店対策本部は，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物
質を環境に放出すること防止するために，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援する。
重大事故等の応急対応を実施する災害対策本部の各班を支援するた

1.0.10－2327

技術的能力1.0.10－28
めに ，本店対策本部には対応する各班を設置するとともに，災害対策本部が事故対応に専念できるように，社内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営を行う各班を設置する。
また，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。
（第 1.0.10－13 図）
情報班：事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援助及び本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等
庶務班：通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応
援計画の取り纏め等
広報班：報道機関等の対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等
技術班：原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調
査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等
放射線管理班：放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等
保健安全班：緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等

ｂ．本店対策本部設置までの流れ
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，発電管理室長は，本店対策本部組織の要員を非常招集する。（第 1.0.10－14図）発電管理室長は，発電所に災害対策本部が設置された場合，社長を本部長とする本店対策本部を設置する。なお，夜間及び休日（平日の勤
1.0.10－24

28

技術的能力1.0.10－29
務時間帯以外）において，本店対策本部体制が構築されるまでの間については，本店近傍で待機している宿直者 2 名にて初期対応を行う。

ｃ．広報活動原子力災害発生時における広報活動については，原災法第 16 条第１項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態発生時の場合）と連携することとしており，原子力規制庁緊急時対応センター（ＥＲＣ）
及び緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）との情報発信体制を構築し，災害対策本部と連携し対応を行う。
（第 1.0.10－15 図）
また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。

(2)

原子力事業所災害対策支援拠点
発電所において非常事態が宣言された場合に，発電所外から 7 日間支援を受けなくとも災害対応が実施できるように，発電所構内には，災害対応が可能な資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不燃
布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
一方で，災害対応が更に長期化する可能性を考慮し，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備する。
本店対策本部長（社長）は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するため，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報後に，原子力事
業所災害対策支援拠点の設営を庶務班長に指示する。
庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質
1.0.10－25

29

技術的能力1.0.10－30が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。（別紙 5）また，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現地責任者の指揮のもと，後方支援業務を行う。
（第 1.0.10－16 図）(3)

中長期的な体制
重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
具体的には，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社から，重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や，事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，東二の技術支援に関するプラントメーカとの覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備する。

1.0.10－2630その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

警戒事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

警戒事態

非常事態

(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪
失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失または喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪
失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能の全て喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事象発生○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の発生○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等

事象の種類(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失または喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による一部注水不能(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失

1.0.10－27

施設の状況

防災体制

第 1.0.10－1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

異常・緊急時の情勢

緊急事態
の区分

技術的能力1.0.10－31

31

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原
災法第15条第2項に基づく
原子力緊急事態宣言を行
ったとき。

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

非常事態(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失

1.0.10－28(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁の喪失及び１つの障壁の喪失または喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生

事象の種類※EAL：Emergency Action Level AL：Alert SE：Site area Emergency GE：General Emergency

施設の状況

異常・緊急時の情勢

緊急事態
の区分

防災体制

技術的能力1.0.10－32

32

技術的能力1.0.10－33
第 1.0.10－2 表

所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

代行順位

役職

1

所長代理

2

副所長

3

次長

4

各室長

1.0.10－2933

技術的能力1.0.10－34

第 1.0.10－1 図

災害対策本部体制

1.0.10－3034放射線管理班：7 名
技術班：3 名

重大事故等対応要員（庶務班）：2 名

重大事故等対応要員（運転班）：3 名

当直要員：7 名

第 1.0.10－2 図

1.0.10－31

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

当直要員：7 名

運転班：6 名保修班：21 名

重大事故等対応要員（放射線管理班）：2 名

広報班：4 名情報班：5 名自衛消防隊員：11 名

オフサイトセンター派遣：8 名

庶務班：33 名

自衛消防隊員（庶務班）：11 名

原子炉主任技術者：1 名

本部長代理（副原子力防災管理者）：3 名

災害対策本部長（所長）（原子力防災管理者）：1 名

災害対策要員：110 名

災害対策本部（全体体制）

重大事故等対応要員（保修班）：10 名

通報連絡要員（情報班）（中央制御室常駐）：1 名

通報連絡要員（情報班）：1 名

現場統括待機者：1 名

統括待機当番者（副原子力防災管理者）：1 名

災害対策要員（指揮者等）

災害対策要員（初動）：39 名

災害対策本部（初動体制）

技術的能力1.0.10－3535

1.0.10－32

第 1.0.10－3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

技術的能力1.0.10－36

36

1.0.10－33

第 1.0.10－4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

技術的能力1.0.10－37

37

※1

※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)

当直運転員※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)

当直運転員※1

現場※1

・現場支援対応【災害対策本部側】

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

・監視・操作・現場の当直運転員への指示：火災時の対応要員

1.0.10－34

第 1.0.10－5 図 中央制御室の当直要員等の体制（運転中）※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。

【当直側】
中央制御室

※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。

重大事故等対応要員(運転操作対応)

現場支援体制・発電長補佐・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

当直運転員

当直副発電長

当直発電長

当直運転員

当直運転員※1

事故時体制

技術的能力1.0.10－38

38

※１

※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)

当直運転員※1

現場

中央制御室：火災時の対応要員

1.0.10－35

第1.0.10－6図 中央制御室の当直要員等の体制（停止中）※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。

【当直側】

※１

・現場支援対応【災害対策本部側】

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

・監視・操作・現場の当直運転員への指示

・発電長補佐・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

重大事故等対応要員(運転操作対応)

当直運転員

当直副発電長当直発電長※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。

重大事故等対応要員(運転操作対応)

現場支援体制当直運転員※1

事故時体制

技術的能力1.0.10－39

39

技術的能力1.0.10－40
発見者

報告

報告

当直発電長

原子力防災管理者【夜間及び休日】

連絡招集指示（発電所警戒本部設置時）

発電管理室長【平日勤務時間帯】

指示（発電所災害対策本部設置時）

招集（電話連絡等）

通報連絡要員

災害対策要員（初動）（発電所等に常駐）

一斉通報システム

送受話器（ページング）
，
所内放送

招集

災害対策要員（一斉通報システム登録者）
招集（電話連絡等）

災害対策要員（一斉通報システム登録者以外）

発電所災害対策本部
非常招集※ 原子力警戒事態発令の場合，「発電所災害対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第 1.0.10－7 図 発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10－3640

1.0.10－37

第 1.0.10－8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

技術的能力1.0.10－41

41

技術的能力1.0.10－42【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策
要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 1.0.10－9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10－38

42※火災時現場出動※放射線管理要員を除く

非常招集のための準備
非常招集の実施○非常招集の開始○参集する災害対策要員の指名と参集場所の指・発電所構内及び発電所近傍に常駐する災害対定策要員（初動）は，発電所の緊急時対策所①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員（災害対策本部）に参集，又は災害対策本部：緊急時対策所（災害対策本部）②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策要 の指示により現場対応を行う。
・あらかじめ指名されている発電所参集要員
員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※（拘束当番）である災害対策要員（本部長，本※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
部長代理，各本部要員，各班長及び各班の要○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設 員）は，直接発電所に向け参集を開始する。
・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名当番）以外の災害対策要員は，発電所外集合《発電所参集時の確認項目》
場所（第三滝坂寮）に参集し，災害対策本部
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）と参集に係る情報確認を行い，災害対策本部
・参集した要員の確認（人数，体調等）
からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）に移動する。
・持参品（通信連絡設備，照明機器等）○非常招集中の連絡・気象，災害情報等・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話等により，災害対策要員の参集状況等につい○発電所参集ルートの選定て適宜確認を行う。
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定する。 ○緊急時対策所への参集・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部要員，各班長及びその他必要な要員）は，発○発電所参集手段の選定
電所の緊急時対策所（災害対策本部）に参集・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適し，本部長又は本部長代理の指揮のもとに活な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定する。
動を開始する。

1.0.10－39

第1.0.10－10図 災害対策要員の非常招集の流れ

発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生した場合は，災害対策要員は自主的に参集する。

※発電所の緊急時対策所（災害対策本部）又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。

災害対策要員※[参集要員（自宅，寮等からの参集）]《非常招集連絡》
通報連絡要員又は当直発電長（一斉通報システム）

・消火活動要員：11名※
・放射線管理要員：2名

・統括待機当番(本部長代理)：1名
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名
・情報班員(通報連絡要員)：1名
・重大事故等対応要員(現場要員):15名※※中央制御室常駐1名

非常招集の連絡○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム
等により招集の連絡を行う。
[災害対策要員（初動）（発電所構内及び発電所近傍に常駐）]《事象発生，招集連絡》
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員※技術的能力1.0.10－4343技術的能力1.0.10－44
本店対策本部
通信連絡設備

ＯＡ機器

災害対策本部

伝令

伝令

東海第二 中央制御室

発話(注 ) 緊 急 時 対 策 所 （ 災 害 対 策 本 部 ） 内 の 配 置 に つ い て は ， 今 後 訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 1.0.10－ 11 図

緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10－4044技術的能力1.0.10－45
発

電所

本 店（東 京）災害対策本部

本店対策本部

原子力災害の発生又は拡大を防止するために必要な原子力災害対策
活動の実施

本店（東京）における原子力災
害対策活動の実施及び発電所で実施される対策活動の支援

本部長:原 子 力 防 災
管 理 者 (所 長 )

原子力
規制庁

本部長（社長）
原子炉
主任技術者

支援

副本部長
本部長付

本部長代理

連携

情報班
庶務班

情報班

広報班

広報班

技術班

庶務班

放射線管理班

要請

技術班

保健安全班

放射線管理

原子力緊急事態即応センター

保修班

原子力緊急時後方支援班

運転班

原子力災害被災者対応チーム
原子力損害賠償チーム

派遣

電力間
協定

原子力災害対策活動（復旧活動）の支援
支 援

第 1.0.10－ 12図支援

原子力災害対策支援拠

支援要

支援要請

設置

支援

支援

支援
協力
会社

プラント
メーカ
（現地）

プラント
メーカ
（本社）

原子力緊急事態支援組織

重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10－4145

技術的能力1.0.10－46

第 1.0.10－ 13 図

本店対策本部の組織及び職務

1.0.10－4246技術的能力1.0.10－47

第 1.0.10－ 14 図

本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10－43

47

第 1.0.10－ 15 図（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

1.0.10－44

全面緊急事態発生時の情報発信体制

平 成 28 年 12 月 7 日 一 部 改 訂 よ り 抜 粋 ）ま た ，フ ェ ー ズ の 進 展 に 応 じ て 地 方 公 共 団 体・住 民 等 と コ
ミュニケーションをとって作業を進める。

③ 原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者 と 連 携 し て ，特 に 必 要 と さ れ る 時 は ，規 制 庁 長 官 が 指 定
す る 規 制 庁 職 員 が ，記 者 会 見 を 行 う も の と す る 。そ の 記 者
会見の情報については，官邸チーム広報班及びＥＲＣチーム広報班に共有。

② オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大 臣（ 又 は 内 閣 府 大 臣 政 務 官 ）及 び 現 地 本 部 事 務 局 長 又 は
現 地 本 部 事 務 局 次 長 （ 広 報 官 ）（ 現 地 に 到 着 し て い な い 場
合 は ，現 地 広 報 班 長 ）等 が 必 要 に 応 じ て 記 者 会 見 を 行 う もの と す る 。そ の 際 ，事 故 の 詳 細 等 に 関 す る 説 明 の た め ，原子力事業者に対応を要請。

官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備に つ い て は ，内 閣 府 政 策 統 括 官（ 原 子 力 防 災 担 当 ）が 指 定
す る 内 閣 府（ 原 子 力 防 災 担 当 ）職 員 及 び 規 制 庁 長 官 が 指 定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班その他の官 邸 チ ー ム 主 要 機 能 班（ プ ラ ン ト 班 ，放 射 線 班 ，住 民 安 全
班 等 ）， 関 係 省 庁 ， 原 子 力 事 業 者 等 が 連 携 。

【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】① 迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。

（例）全面緊急事態発生時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）

技術的能力1.0.10－48

48

技術的能力1.0.10－49
本店対策本部長
（社長）

統括管理

後方支援班
班長

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支 援班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリ－ニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国，地方公共団体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.10－16 図

原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10－4549

技術的能力1.0.10－50
別紙1
自衛消防隊の体制について
1．自衛消防隊の体制（1）自衛消防隊の編成
東二の構内（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）において火災が発生した場合，発電所構内に常駐している当直守衛員及び当直運転員が，自衛消防隊（内訳：自衛消防隊長 1 名，自衛消防副隊長 1 名及び消火担当
7 名）を編成し，初期消火活動を行う。（図 1，表 1）
また，火災発生時は，施設防護グループマネージャーが当直守衛員消防隊を出動させ初期消火活動を行う。
管理権原者（災害対策本部長）
所 長

施設防護グループマネージャー（庶務班長）

自衛消防隊長*1
自衛消防副隊長 *2

当直守衛員
消防隊 *3

当直運転員
消防隊 *4

注：（ ）内は，災害対策本部設置後の体制を示す。
*1 現場指揮者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*2 現場連絡責任者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*3 構内全域における初期消火活動等*4 東二の管理区域及び周辺防護区域内における初期消火活動等

図１

自衛消防隊の編成

1.0.10－4650技術的能力1.0.10－51
表1

初期消火活動のための要員と主な役割

初期消火活動の要員

消火活動における
担当（人数）

主な役割

当直発電長
当直守衛員

通報連絡責任者（1 名）

・消防機関への通報
・所内関係者への連絡及び出動指示

当直運転員
当直守衛員

連絡担当
（1 名）

・火災現場への移動及び状況確認
・現場状況の所内関係者への伝達
・可能な範囲での初期消火

自衛消防隊長（技術系管理職）

現場指揮者
（1 名）

・出動の準備／火災現場への移動
・火災状況の把握
・現場状況の所内関係者への伝達
・火災現場での消火活動の指揮

自衛消防副隊長（管理職）

現場連絡責任者
（1 名）

当直守衛員

消火担当
（7 名）

・消防機関への情報提供。
・消防機関の現場誘導
・出動の準備／火災現場への移動
・消防自動車，消火器，消火栓等による消火活動（2）火災発生時の消火活動要員の動き
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災
発生時の消火活動に係る要員の動きを，表 2 に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，
1.0.10－4751

技術的能力1.0.10－52
火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
ｂ. 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。

1.0.10－4852

技術的能力1.0.10－53
表2 火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

1

※3

2

東一
内部
・
屋外

MCR～
火災現場
火災現場

消火
対応

現場指揮
本部

●

※5

火災現場
監視所
監視所～
火災現場

●

●

●

庶務班（防災）

8

※3

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外

MCR

当直要員

廃止措置
室消防隊

1

東二
内部

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導 体制 体制
動要請
運転
●
●
対応
移行
●
●
※4

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
当直守衛員※1（消火担当,7名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

1

活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員

―

当直発電長
(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌

対応
継続
●

※6

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

1
1
1

当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

※3

東一
内部
・

東二
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

屋外

●

※5

火災現場
監視所

2

全体
体制

監視所～
火災現場

●
●

●

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
8
当直守衛員※1（消火担当,7 名）

東二
内部

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR～
●
※4
火災現場 ●

活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌

対応
継続
●

※6

上
本部
●
●
廃止措置 Gr マネージャー 1
記
※3
1
●
● 対応
室消防隊 Gr 員
要
東一
継続
(廃止措置
火災現場
※7
員
内部
※2
4
●
管理 Gr) Gr 員
外※１ 自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２ 廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３ 東一：東海発電所を示す※４ 当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５ 自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６ 通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７ 廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.10－4953

技術的能力1.0.10－54（3）消火活動用資機材及び水源
東二及び他施設（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）の消火活動
用資機材の種類，水源及び配備，設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設
備の共用として配備している。
なお、各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，
これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置
・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（1 台）及び水槽付消防ポンプ自動車（1 台）：
共用として配備

2．重大事故等発生時における複数同時火災時の対応（1）概要
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）は，災害対策本部の確立前は，当直
発電長は火災によるアクセルルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動に当たる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた
災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
1.0.10－5054技術的能力1.0.10－55
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）の対応の例として，東二の建屋内部の 2 か所での同時火災のケ－ス（以下「建屋内同時火災」という。）と，東二敷地内（建外）の 2 か所での同時火災のケ－ス（以下「屋外同時火災」という。）について以下に示す。

（2）建屋内同時火災
ａ．前提条件・重大事故等の対応中に，東二建屋内で原因を特定しない同時火災が発生することを想定する。
・建屋内同時火災が発生した場合，当直運転員は初期消火活動に当たる。
しかし，自衛消防隊が消火現場に到着して当直運転員から消火活動を交替する場合や，火災によるアクセルルートや重大事故等対応に及ぼす影
響の程度によっては，当直発電長の判断により，当直運転員が重大事故等の現場対応操作を優先する。
・建屋内の火災であるため，消火活動は建屋内の消火器，消火栓を使用する。

ｂ．対応及び体制
東二の建屋内同時火災の対応フローを図2に，初期消火体制を図3に示す。
当直発電長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や災害対策本部との連絡を行うとともに，現場指揮所設置までの当直運転員が行う初期消火活動の指揮を執る。
自衛消防隊長は，災害対策本部（庶務班長）の指示を受け，速やかに現場指揮所を設置するとともに，設置後は消火活動を指揮する。指揮権の委譲の際には，当直発電長と現場対応者（当直運転員等）から両方の火災状
1.0.10－5155

技術的能力1.0.10－56
況の説明を受ける。その後は，一方の火災現場に現場指揮及び連絡を担当する担当者を配置し，適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，災害対策本部との連絡を行う。
消火体制について，初期消火要員として当直発電長から指名された当直運転員等が自衛消防隊で初期消火対応を行い，その後は自衛消防隊で2班を編成し消火活動に当たる。消火活動は，自衛消防隊長及び自衛消防隊員
6名の計7名の体制で対応可能であり，必要により現場指揮所と火災現場の連絡担当を配置する。

1.0.10－5256

技術的能力1.0.10－57【中央制御室（当直発電長）】
・建屋内で同時火災を検知【現場（当直発電長）】
・建屋内での同時火災を確認【中央制御室（当直発電長）】
・当直運転員へ現場確認を指示【中央制御室】
・当直発電長は当直運転員（及び自衛消防隊）への初期消火対応
指示・通報連絡要員（又は当直発電長）は自衛消防隊に出動要請

火災現場【初期消火対応(当直運転員)】
・火災現場での状況確認
・延焼防止対応

緊急時対策所【災害対策本部（災害対策本部長）】
・自衛消防隊に出動指示【自衛消防隊長】
・火災現場に移動【自衛消防隊】
・隊員(6 名)を 2 班に編成する
・火災現場(2 か所)に移動【現場指揮所（自衛消防隊長）】
・火災対応を指揮する現場指揮所を設置（火災対象建屋入口部）⇒現場指揮所の設置後は，当直発
電長は，現場指揮権を自衛消 防隊長に委譲する【初期消火対応（自衛消防隊）】
・火災現場に到着（2 か所）
・初期消火活動図2

建屋内同時火災の対応フロー

1.0.10－5357

技術的能力1.0.10－58

火災発生連絡【中央制御室】
当直発電長

初期消火活動（指示）【緊急時対策所】

【現場】
当直運転員

災害対策本部（運転班）
火災状況（情報伝達）

指揮・命令

自衛消防隊長（自衛消防隊）

災害対策本部
（庶務班）

情報共有

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（連絡担当 1 名） ※１

自衛消防隊（消火担当 2 名）※２

自衛消防隊
（消火担当 2 名） ※２※1 現場指揮対応※2 自衛消防隊員 2 名一組での消火対応となるが，消火器及び屋内消火栓での消火活動であるため，十分対応可能

図3

建屋内同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10－5458

技術的能力1.0.10－59（2）屋外同時火災
ａ．前提条件・東二敷地内の屋外で，重大事故等の対応中に発電所敷地内で現場操作を妨げるような火災が同時に2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は重大事故等対応のための活動である前提とし，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を用いる。
・火災状況や火災規模により，上記の消防用自動車に加えて可搬型代替注
水中型ポンプを使用する場合は，可搬型代替注水中型ポンプは自主の消火設備として活用する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いる消火活動が必要な場合は，庶務班及び保修班の現場要員を消火活動の要員として活用し，初期消火要員の消火活動には影響を与えない。

ｂ．外部火災での対応及び体制
屋外同時火災の対応フローを図4に，初期消火体制を図5に示す。
屋外同時火災における消火活動は，自衛消防隊長が指揮を執る。敷地内
2か所での同時火災に対しての消火活動は，常時待機している自衛消防隊（当直守衛員消防隊7名）と自衛消防隊長等の2名（現場指揮者及び現場連
絡責任者）の計9名で対応可能である。
なお，庶務班や保修班の現場操作を前提として，可搬型代替注水中型ポンプを用いて消火活動を行う場合は，庶務班及び保修班の現場要員6名で消火活動を行う。この場合，現場要員は，消火活動の終了次第，災害対策
本部の判断により速やかに原子炉等への給水作業等に戻る。

1.0.10－5559技術的能力1.0.10－60
緊急時対策所【災害対策本部】
・発電所敷地内 2 箇所で同時火災を認知
・自衛消防隊による消火活動指示
緊急時対策所【庶務班長】
・プラント状況及び消火戦略確認
・自衛消防隊長，自衛消防隊の出動指示 ※１※1

自衛消防隊長及び隊員に火災発生場所を確実に連絡

発電所監視所

緊急時対策所【自衛消防隊長】
・火災場所へ出向【自衛消防隊】
・隊員（7 名）が化学消防自動車及び水槽付ポンプ自動車で現場出向

現場指揮所【自衛消防隊長】
・火災場所を考慮し，現場指揮所を設置※2

可搬型代替注水中型
ポンプでの消火活動【庶務班長，保修班長】 ※２
・庶務班及び保修班の現場対応要員に消火活動指示【庶務班，保修班】
・可搬型代替注水中型ポンプで現場出向（6 名）火災現場【初期消火要員】
・現場到着
・消火活動

図4

・自衛消防隊長が消火活動終了と判断した時点で庶務班
及び保修班の現場
要員は原子炉給水作業等に復帰発電所敷地内での同時火災に対する対応フロー

1.0.10－5660

技術的能力1.0.10－61

指揮・命令

火災現場

庶務班長

自衛消防隊長

自衛消防隊 4 名
（化学消防自動車） ※１

※1
※2
※3

図5

自衛消防隊 3 名
（水槽付消防ポンプ自動車） ※２

庶務班・保修班 6 名（可搬型代替注水
中型ポンプ） ※３

筒先担当 1 名，機関操作 1 名，泡消火薬剤補充員 2 名
筒先担当 1 名，筒先担当補佐 1 名，機関操作 1 名対応が必要な場合

緊急時における発電所敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10－5761

技術的能力1.0.10－62
別紙 2
緊急時対策所における主要な資機材一覧

緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
〇通信連絡設備
通信種別

主要設備

台数 ※３
（固定型）

4台

（携帯型） ※２

約40台

（固定型)

7台

（携帯型) ※２

12台

（固定型）
（携帯型） ※２
送受話器（ページング）
携行型有線通話装置 ※２2台
20台

電力保安通信用
電話設備※１
発電所内外

衛星電話設備発電所内

発電所外

無線連絡設備
無線連絡設備テレビ会議システム（社内）
加入電話 ※１
テレビ会議システム
統合原子力防災
ＩＰ電話
ネットワークに接続する通信連絡設備
ＩＰ－ＦＡＸ

3台
4台
2台
9台
1式
7台
3台

※1

通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能。

※2

予備の充電池と交換することにより7日間以上継続して使用が可能。

※3

台数は，予備を含む（台数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある）。

〇必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内外 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

1式

発電所内

1式

ＳＰＤＳデ－タ表示装置

1.0.10－5862技術的能力1.0.10－63
〇照明設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内

LED ライト

20個

発電所内

ランタン

20個

発電所内

ヘッドライト20個

1.0.10－5963技術的能力1.0.10－64
別紙 3
重大事故等発生時における災害対策要員の動き
重大事故等発生時における災害対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日の勤務時間中においては災害対策要員のほとんどが事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，災害対策要員（初動）の要員が免震機能を持つ建物や耐震を考慮した建物に待機しており，招集連絡を受けた場合
は，速やかに緊急時対策所に集合する。

図１ 緊急時対策所までの参集ルート
1.0.10－6064技術的能力1.0.10－65
別紙 4
発電所構外からの災害対策要員の参集について

1．要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（図 1）○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
音声入力

携帯電話

一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）事故事象，緊急招集等の
音声情報

図１

各災害対策
要員

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①～⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（図 2）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）
1.0.10－61

65

技術的能力1.0.10－66③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

2．災害対策要員の所在について
東海村の大半は東二から半径 5ｋｍ圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半
径 5～10ｋｍ圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，おおむね東二から半径 10ｋｍ圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（図 2）（表 1）

図2

東二とその周辺

1.0.10－6266

技術的能力1.0.10－67
表1

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

居住地

東海村
（半径 5ｋｍ圏内）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5～10ｋｍ圏内）

その他の地域（半径 10ｋｍ圏外）

居住者数

133 名
（52％）

58 名
（23％）

64 名
（26％）

3．発電所構外からの災害対策要員の参集ルート
3．1

概要

発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，
図 3 に示すとおりである。

図3

主要な参集ルート

1.0.10－6367

技術的能力1.0.10－68
東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状
況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3 に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すルート考えられるため，交通集中によるアクセス
性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

3．2

津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（図 4）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10ｃｍ程度）が，1.0.10－6468技術的能力1.0.10－69
大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する

図4

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超えて敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（図 5）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影響がない
1.0.10－6569技術的能力1.0.10－70
範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

図5

3．3

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

住民避難がなされている場合の参集について

全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自1.0.10－6670

技術的能力1.0.10－71
動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩等により参集する。

3．4

発電所構内への参集ルート

東二の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東二への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同
国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないよ
うに，同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275ｋＶ及び 154ｋＶの送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊
急時対策所に到達できる参集ルートを設定する

この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，
正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側
ルート及び北側ルートを設定する。（図 6，図 7）
各参集ルートの考慮すべき外的事象を表 2 に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を ，別紙補足 1 に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北1.0.10－6771

技術的能力1.0.10－72
側ルートを介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，あらかじめ取り決めることとしている。

3．5

緊急時対策所への参集ルート

平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，災害対策要員（初動）が事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの主な参集ルートを，図 8 に示す。

1.0.10－68

72

技術的能力1.0.10－73

図6

発電所構内への参集ルート

1.0.10－6973

技術的能力1.0.10－74

図7

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.10－7074

技術的能力1.0.10－75

図8

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10－71

75

災害発生後 1 日程度以内

災害発生後 1 週間程度

要員参集の適合性（対応）

各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性

1.0.10－72<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※1 参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※2 参集ルートの一部が ，敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.+8ｍ）と重複する場合は△とした。

（国道 245 号線からの進入ルー
ト→構内への進入ルー
ト）

参集ルート

表2

考慮すべき外的事象による参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔
津波浸水 ※２の倒壊 ※１

技術的能力1.0.10－76

76

技術的能力1.0.10－77
4．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に評価した。

4．1

評価条件（1）自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集す
る災害対策要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（図 7）（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅 出発

※

災

要員 受 信招集 連 絡発※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

図９

要員の招集から自宅出発までの概要（2）移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0ｋｍ／ｈ（67ｍ／ｍｉｎ）※3 とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12ｋｍ／ｈ（200ｍ／ｍｉｎ）とする。
（別紙補足 2）
※3

参集訓練の実績 5.0ｋｍ／ｈ（83ｍ／ｍｉｎ）に対して保守的に 4.0ｋｍ／ｈ（67ｍ／ｍｉｎ）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12ｋｍ／ｈ（200ｍ／分）」とする。

1.0.10－7377

技術的能力1.0.10－78（3）参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリアを迂回したルートで参集する設定とした。

4．2

参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している災害対策要員（初動）39 名を除く，予め拘束当番に指名されている災害対策要員（71 名）を含む全ての災害対策要員 ※４が発電所に参集する。
※4

発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（約 255 名，平成 28 年 7 月時点，表 1 参照）から災害対策要員（初動）（39）名を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（71 名）は ， 216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員
数の関係を表 3 に示す。
表3

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）
参集する災害対策要員数
参集に係る所要時間

徒 歩（4.0ｋｍ／ｈ）

60 分以内参考

徒 歩（5.0ｋｍ／ｈ）

自転車（12ｋｍ／ｈ）

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

表 3 より，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。
また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。
1.0.10－7478

技術的能力1.0.10－79
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。
（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すると考えられるが，表 3 の評価結果
は ，以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（5.0ｋｍ／ｈ）に対し，保守的に 4.0ｋｍ／ｈとした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場
所を迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.10－7579技術的能力1.0.10－80
別紙補足1
鉄塔倒壊時のアクセスについて
1．鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275ｋＶ及び 154ｋＶの送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。

2．送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルー
トから，以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.10－7680

技術的能力1.0.10－81
2．1

275kV No.2 送電鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 送電鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（図 1）

図1送電鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.10－7781

技術的能力1.0.10－82
2．2

154kV No.3 送電鉄塔が倒壊した場合
西側ルートは，国道 245 号から２箇所の入口があるため，154kV No.3

送電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側ルートよりアクセスすることも可能である。（図 2）

図2

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.10－7882

技術的能力1.0.10－83
2.3

154kV No.2～No.4 送電鉄塔が倒壊した場合
154kV No.1～No.4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 送電鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（図 3）

図3

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.10－7983

技術的能力1.0.10－84
2．4

154kV No.2～No.4 送電鉄塔が倒壊した場合
275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し，かつ 154kV No.1～No.4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道
245 号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。（図 4）

図4鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側，南側ルート）

1.0.10－8084

技術的能力1.0.10－85
3．倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を以下に示す。

強風による送電鉄塔の倒壊事例① ※１

強風による送電鉄塔の倒壊事例② ※１

地震による斜面の崩落に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※2

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※ ２【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事
故調査ワーキンググループ報告書(平成 14 年 11 月 28 日)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキン
ググループ報告書(平成 24 年 3 月)

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊していることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で，倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を，離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.10－8185

技術的能力1.0.10－86
別紙補足2
参集訓練の実施結果

1．概 要
重大事故等が発生した場合において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。

2．参集訓練の実施
参集訓練の実施に当たっての条件と実施結果を以下に示す。
2．1

参集訓練の実施概要

・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側，及び南側で 2 ルートの合計 4 ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。ただし，南側のルートの計測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コ－スとも 2 名／組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすた
め，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳～100
歳）。

1.0.10－8286技術的能力1.0.10－87
2．2

参集訓練の実施結果
表1

A,B

実際の
移動距離
16.4km

C,D

11.5km

徒歩

122 分

4.6km/h(76m/min)

主に発電所の西側から参集するルートE,F

11.8km

徒歩

146 分

4.9km/h(81m/min)G,H

12.3km

徒歩

125 分

5.9km/h(98m/min)

主に発電所の南側のうち内陸側から参集するルート
主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

I,J

12.3km
(往路)

自転車

58 分

12.7km/h(212m/min)

主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

I,J

12.3km
(復路)

自転車

60 分

12.3km/h(205m/min)

主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

No. 対象者
1
2
3
4
5
6

参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）

徒歩

参集
時間 ※ 1
200 分

実際の
移動速度
4.9km/h(82m/min)

主に発電所の北側から参集するルート

移動手段

平均移動速度※1

備考

徒 歩：5.0km/h(83m/min)
自転車：12.5km/h(208m/min)

休憩・ロスタイムを含む時間

3．

参集訓練の評価

表 1 参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83ｍ／ｍｉｎ（5.0ｋｍ／ｈ）と算出され，本訓練の評価用歩行速度を 67ｍ／ｍｉｎ（4.0ｋｍ／ｈ）
で設定した。
また，上記の参集性の評価に当たっては，測定結果に交通事情や道路条
件及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67ｍ／ｍｉｎ（4.0ｋｍ／ｈ）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208ｍ／ｍｉｎ（12.5ｋｍ／ｈ）と評価
でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。

1.0.10－8387

技術的能力1.0.10－88
4．

参集訓練の様子

参集訓練の様子を図 1 に示す。

北側ル－ト

南側（内陸側）ル－ト

南側（海側）ル－ト（徒歩）図1

南側(海側)ル－ト（自転車）

参集訓練の様子

1.0.10－8488

技術的能力1.0.10－89
別紙補足 3

図1

各事故シナリオにおける参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.10－8589図 1 全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間
1.0.10－86

別紙補足 4

技術的能力1.0.10－9090

技術的能力1.0.10－91
別紙補足 5
参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東二の構外の拠点（第三滝坂寮）から東二の敷地までの参集ルートを，広範囲に複数設定した場合に ，各参集ルートの移動距離と所要時間を以下に比較した。

図1

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート
表1

図 1 の参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4.0ｋｍ／ｈ

参集ルート①

3,180

47 分 28 秒（参考）
移動速度：5.0ｋｍ／ｈ
38 分 10 秒

参集ルート②

3,630

54 分 11 秒

43 分 34 秒

迂回参集ルート①

3,150

47 分 1 秒

37 分 48 秒

迂回参集ルート②

2,980

44 分 29 秒

35 分 46 秒

迂回参集ルート③

3,215

47 分 59 秒

38 分 35 秒

迂回参集ルート④

3,230

48 分 13 秒

38 分 46 秒

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650ｍ，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（本文 表 3）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集
結果への影響は少ない。

1.0.10－8791

技術的能力1.0.10－92
別紙5
災害対策要員による通報連絡について

重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事及び東海村並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を，ＦＡＸを用いて一斉送信するとともに，さらにその着信を確認する。また通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
① 発電所の通報連絡責任者は，特定事象発見者から事象発生の連絡を受けた場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
② 重大事故等（原子力災害対策特別措置法 10 条第 1 項に基づく通報すべ
き事象等）が発生した場合の通報連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委
員会，茨城県知事，東海村長並びにその他定められた通報連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信することで，効率化を図る。
③ 内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④ これらの連絡は，災害対策本部の通報連絡要員（6 名）が分担して行うことにより時間短縮を図る。
⑤ その後，緊急時対策要員の招集で，参集した情報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥ 発電所から通報連絡ができない場合は，本店（東京）から通報先にＦＡＸを用いて通報連絡を行う。
⑦ 原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
1.0.10－88

92

技術的能力1.0.10－93⑧ 通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

茨城県

特定事象発見者（当直発電長）東海村
東海村周辺の市町通報連絡要員（6 名）

原子力防災管理者

茨城県警察本部，ひたちなか西警察署
東海地区交番
ひたちなか・東海広域事務組合消防本部，
東海消防署，日立市消防本部
水戸労働基準監督署
茨城海上保安部：原災法に基づく通報先

原子力保安検査官
原子力防災専門官：ＦＡＸ送信：電話等での着信確認

茨城県沿海地区漁業協同組合連合会，
久慈町漁協組合，久慈町丸小漁協組合，磯崎漁協組合
内閣府総理大臣
原子力規制委員会
内閣官房
内閣府政策統括官付
消防庁

図

原子力災害対策特別措置法 10 条第 1 項等に基づく通報連絡先

1.0.10－8993技術的能力1.0.10－94
別紙６
廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係について

1．概要
廃止措置中の東海発電所は全ての核燃料は搬出済みであり，今後，原子炉構造物が解体される。東海発電所には核燃料物質がないため，東二のよ
うな重大事故等が発生することはない。
しかし，東海発電所において原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）及び関連法令に定める特定事象が発生した場合には，東二及
び東海発電所で災害対策本部を同時に確立することとなる。
本章では，災害対策要員の観点から，東二及び東海発電所に災害対策本部を確立した場合における東二の重大事故等対応が東海発電所の事故対応から受ける影響について整理した。

２．東海発電所で発生が想定される事故「原災法」及び「原子力災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事
象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。更に，「原子力災害対策指針」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」では，原子炉の状況に応じた通報すべ
き事象（EAL）が定められている。
廃止措置中の東海発電所に該当する EAL は「敷地境界付近の放射線量の上昇」，「火災爆発等による管理区域外での放射線の放出」及び「事業所外運搬での放射線量の上昇」がある。

1.0.10－90

94

技術的能力1.0.10－95
東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）では，廃止措置作業において EAL に該当する可能性がある事象として，「廃止措置工事において発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタの破損による敷地境界の線量率の上昇」及び「事業所内外運搬で，輸送容器からの放射性物質の流出による放射線量の上昇」等が記載されている。
このように，廃止措置中の東海発電所においても原災法 10 条に該当する
特定事象が発生する可能性があり，これが，東二の重大事故等時と同時に発生した場合には，東二と東海発電所において災害対策本部を同時に確立することとなる。

2．東二災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係
東二重大事故等発生時に東海発電所で事故が同時発生した場合には，各発電所の災害対策要員は，原則として別組織とするが，東海第二の災害対策本部の一部の要員は，東海発電所の災害対策本部の要員を兼務する。
重大事故等の対応に係る現場作業を行う要員，及びその要員に指示をする要員，また，特定施設に係る課題等の専門的な現場作業又は検討を行う要員
は，各発電所の独立した組織とするが，これ以外の要員は，下記に示すとおり，両発電所の対応を共通して行うことが必要である作業に係る作業員であり，東海発電所の災害対策本部の要員と兼務する。

（東二と東海発電所の災害対策要員を兼務する要員）
・両発電所の状況を総合的に把握し対応の優先度を含めて指示を行う必要がある要員・両発電所の状況の対外的な発信及び対応等，両発電所の状況を迅速に説明及び回答（関連作業含む）することが求められる要員
1.0.10－91

95

技術的能力1.0.10－96
・警備，救護，資機材の調達及び緊急時対策所の立ち上げ（換気系の切替え，専用電源の起動等）等の両発電所に係る共通の作業を行う要員
・火災発生時に初期消火活動に係る要員（発電所別の対応より敷地全体を網羅的に対応する必要がある）

上記の考え方を踏まえて東二及び東海発電所の災害対策本部の要員を確保することにより，東二及び東海発電所の災害対策本部を同時に確立した場合にも，東二の重大事故等の収束に係る作業を迅速かつ確実に行うことができる。したがって，東海発電所の事故対応が東二の重大事故等対応に影響を及ぼさない。
東二災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係についてａ～ｉに示す。また，東二及び東海発電所の災害対策本部の構成の関係を図 1 及び
図 2 に示す。
東二災害対策要員 110 名は，東二専従者 66 名及び兼務者 44 名から構成される。なお，東海発電所災害対策要員 57 名は，東海発電所専従者 24 名
及び兼務者 33 名により構成される。 ※２※2

東二災害対策要員の自衛消防隊（11 名）は，東海発電所における初期消火対応も行うため兼務者であるが，東海発電所原子力事業者防災業務計画では東海発電所災害対策要員に自衛消防隊を含まないため，東二と東海発電所の災害対策要員の兼務者の数が異なる。

ａ．本部員（本部長及び運転本部員を除く各本部員）
・本部長及び各本部員（運転本部員を除く）は，各班からの報告を受けて両発電所の状況を総合的に把握し，重大事故等対応の優先度を含めて指示を行うため，兼務とする。

1.0.10－9296

技術的能力1.0.10－97
ｂ．本部員（本部長代理）
・東二重大事故等発生時に東海発電所で事故が同時発生した場合に，本部長代理は，災害対策本部長の助成，原子力オフサイトセンターでの対応
及び重大事故等の応急処置等に係わる特定の課題の対応を行う。これらの対応は両発電所の状況に応じた総合的な対応となるため兼務とする。
ただし，東二の重大事故等はその事象が進行し外部への影響が拡大する可能性があることから，1 名は東二専従者とし，緊急時にも東二重大事
故等に対応可能な体制とする。
ｃ．本部員（原子炉主任技術者）
・原子炉主任技術者は，東二の重大事故等対応に係わる保安の監督を行うことから東二専従とする。なお，東海発電所の事故に係わる保安の監督
は，廃止措置主任者である。
ｄ．運営支援組織の班長及び班員（情報班，広報班，庶務班）
・東二重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時発生した場合には，情報班は各発電所の情報収集及び外部機関への発信を行い，また，庶務班（総務）は各発電所の状況に応じた資機材の調達等を行う。これらの対応は，発電所毎の対応になることから，東二と東海発電所の災害対策本部の班員は別組織とする。
・ただし，資機材の調達については，東海発電所で想定される事故状況は「敷地境界付近の放射線量の上昇」，「火災爆発等による管理区域外での放射線の放出」及び「事業所外運搬での放射線量の上昇」であり，これらの対応に必要な主な資機材（放射線管理設備）は東二の重大事故等時に必要な資機材と重複する。このため，庶務班（総務）の一部を両発電所の兼務として，一括して調達することにより効率的かつ迅速に対応する。
1.0.10－9397技術的能力1.0.10－98
・上記の状況において，情報班及び庶務班（総務）の班長は，両発電所の対応（情報の整理・発信及び資機材の調達等）に係る指示が同時に求められることから兼務とする。
・庶務班（保健安全）が行う救護作業及び関連する対応，庶務班（施設防護）が行う警備作業及び関連する対応，広報班が行うプレス対応は，両発電所の対応が求められるため，作業を行う班員と具体的な指示及び報告を受ける班長を兼務とし，確実かつ迅速に対応する。
ｅ．実施組織の班長及び班員（庶務班）
・庶務班（防災）のうち，自衛消防隊は重大事故等対応を行わず，火災発生時の初期消火対応を行う。発電所毎の対応より敷地全体を網羅的に対応することにより，重大事故等の収束に有効な消火対応を行えるように兼務とする。一方，重大事故等対応要員（拡散抑制対応及びアクセスル
ート確保対応）は重大事故等対応のうち拡散抑制対応及びアクセスルー
ト確保に係わる現場作業を行うため，重大事故等の事象に応じて必要な対応を迅速に行う必要があるため別組織とする。
・庶務班（防災）の班長は，緊急時対策所内にて，自衛消防隊及び重大事
故等対応要員の対応を確実に把握し適切な指示を行うため，自衛消防隊と同様に兼務とする。なお，庶務班（防災）の班長は，自衛消防隊と重大事故対応要員（拡散抑制対応及びアクセスルート確保対応）の指示・命令系統を構成することにより，両要員の作業の状況を総合的に把握し，適切な指示を行うことができる。
ｆ．実施組織及び技術支援組織の班長及び班員（保修班，放射線管理班）
・重大事故対等応要員（給水確保対応及び電源確保対応）は，緊急時対策
所外（発電所構内等）において事故収束のため現場作業を行う。重大事
故等の事象に応じて必要な専門的な現場対応を行うため別組織とする。
1.0.10－9498

技術的能力1.0.10－99
・班長及び班員は，緊急時対策所内にて，重大事故対応要員の対応を把握し適切な指示を行うため，重大事故等対応要員と同様に別組織とする。
ｇ．技術支援組織の班長及び班員（技術班）・技術班の班長及び班員は，重大事故等の発生状況に応じて事故収束に向けた長期的な対応検討を行う。また，東二重大事故等及び東海発電所の事故の状況に応じた専門的な課題の解決や対応方針等の検討を行うことから別組織とする。
ｈ．技術支援組織の班長及び班員（運転班）・運転班のうち，中央制御室に滞在する班長，当直要員及び重大事故対応
要員（運転操作対応）は，東二運転操作及び関連事項による東二重大事
故等の現場対応であることから別組織とする。
・運転班のうち，緊急時対策所に滞在する班長及び班員は，プラント状態の把握や事故の影響緩和や拡大防止に関する主に運転操作による回復に関する専門的な検討を行うことから別組織とする。
・なお，東海発電所の災害対策本部には，廃止措置班が設置されている。
ｉ．原子力オフサイトセンターにおける本部長代理，各班員
・原子力オフサイトセンターに派遣される本部長代理及び各班員は，両発電所の対応（情報の整理・発信）が同時に求められることから兼務とし，情報提供を行う。

3．東二重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時発生した場合の初動対応
東二災害対策要員（初動）39 名のうち，統括待機当番者 1 名，現場統括
待機者 1 名，通報連絡要員（情報班）1 名及び自衛消防隊 11 名が東海発電所災害対策要員との兼務者である。これらの東二災害対策要員は，東海発

1.0.10－9599

技術的能力1.0.10－100
電所の災害対策要員と兼務することにより，両発電所の状況を早期に把握し，迅速な対応方針を決定することができる。
また，東二重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時発生した場合には，中央制御室の当直運転員による発電所状況の確認作業中に，中央制御室に常駐している情報班員 1 名が，電話や一斉通報システム等を用いて東二災害対策要員及び（必要に応じて）東海発電所災害対策要員を非常招集する。この際，電話や一斉通報装置の操作による東海発電所の災害対策要員の非常招集は短時間であるため，東二の状況及び当直運転員による対応
状況に係わる緊急時対策本部への報告に影響はしない。

4．プルーム通過時の東二及び東海発電所の災害対策要員の移動
プルーム通過中は，東二重大事故等の現場対応は実施できないが，緊急時対策所における災害対策本部の本部長及び本部員による本部体制及び各班の機能は維持され，ＳＰＤＳデータ表示装置や監視カメラ等を用いてプ
ラント状況や周囲状況の把握及び作業再開後の対応について，緊急時対策
所内で議論される。
上記の本部長及び本部員は東海発電所の災害本部体制と兼務していることから，これに，廃止措置主任者 1 名及び廃止措置班 2 名（本部員，班長）をプルーム通過時に緊急時対策所に退避させることで，東二に加えて
東海発電所を含めた総合的な状況把握と作業再開後の対応について議論することが可能である。

1.0.10－96100

技術的能力1.0.10－101

図 1 東二及び東海発電所の災害対策要員の関係（第 1.0.10-1 図の東二災害対策要員を東二対応者及び兼務者等に分けた）
1.0.10－97101図 2 東二及び東海発電所の災害対策要員の構成（1／2）（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）
1.0.10－98

技術的能力1.0.10－102102図 2 東二及び東海発電所の災害対策要員の構成（2／2）（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）
1.0.10－99

技術的能力1.0.10－103

103

技術的能力1.0.10－104
別紙 7
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部 茨城事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市笠原978-25
南西 約20km
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積約350m２）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 日立事務所 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市神峰町2-8-4
北北東 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市南町2-6-2
南西 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 常陸大宮事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

５．（株）日立製作所 電力システム社日立事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15km
体育館（約4,900m２），グランド施設（2面，約28,000m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.10－100104技術的能力1.0.10－105

６．（株）日立パワーソリューションズ 勝田事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

茨城県ひたちなか市堀口832-2
南西 約10km
工場施設（上屋あり，約2,700m２），グランド施設（約16,000m２）

非常用電源
非常用通信機器
その他

・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

地図は国土地理院地図より引用

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

東海第二発電所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図 原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10－101105技術的能力1.0.10－106
補足 1
発電所が締結している医療協定について

東二で は ，自 然 災 害 が 複 合 的 に 発 生 し た 場 合 等 を 想 定 し ，よ り
多くの医療機関で汚染傷病者の診療が可能なように体制を整備
しておくことが必要であると考えている。
現 時 点 で ，茨 城 東 病 院 ，日 立 総 合 病 院 ，水 戸 赤 十 字 病 院 ，水 戸
医 療 セ ン タ ー ，筑 波 大 学 附 属 病 院 な ど ，茨 城 県 内 外 に あ る 1 0 か所の病院と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受入態勢を確保している。

1.0.10－102106技術的能力1.0.16－1
添付資料 1.0.16

東海第二発電所
重大事故等発生時における
東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について107

技術的能力1.0.16－2
＜目

１．概

次＞

要

1.0.16－1

２．東海発電所からの影響

1.0.16－1

２．１

東海発電所との同時発生による東二重大事故等対応への影響２．２

1.0.16－1

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価 1.0.16－10

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響

1.0.16－12

４．評価結果1.0.16－14

第1.0.16－1表 東海発電所における想定事象と可能性のある影響･･･1.0.16－15
第1.0.16－2表

火災発生時の消火活動要員の動き･･････････････1.0.16－16

第1.0.16－3表

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響･･････････1.0.16－17

第1.0.16－4表

自然現象等による貯蔵容器への影響･････････････1.0.16－18

第1.0.16－5表

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響････1.0.16－19

第1.0.16－1図東海第二発電所 原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，アクセスル－ト，東海発電所
及び貯蔵設備との位置関係････････････････････1.0.16－20

第1.0.16－2図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況･･････1.0.16－21

第1.0.16－3図

東海発電所

原子炉の隔離状況･････････････････1.0.16－22

第 1.0.16－4 図 東海発電所

生体遮へい空気冷却系･････････････1.0.16－23

第1.0.16－5図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水分布）･･････1.0.16－24

添付1

東海第二発電所の重大事故等対応に線量上影響する可能性がある
東海発電所の発生事象に関する法令上の整理について･･･1.0.16－25

108

技術的能力1.0.16－3
添付2

東海発電所の原子炉建屋損壊時における黒鉛による線量影響について･････1.0.16－28

添付3

東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による
東二重大事故等対応への影響について･････1.0.16－31

添付4

東海発電所の生体遮へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタの破損による線量影響について･････1.0.16－43

添付5津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への影響について･･････1.0.16－48

添付6

貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について･･････1.0.16－51

添付7

貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響･････1.0.16－54

添付8

貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について･････1.0.16－55

109

技術的能力1.0.16－4
１．概

要

東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置中，核燃料搬出済
み）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立することを確認する。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ＊（以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。

＊ 貯蔵設備は，貯蔵建屋，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造物及び監視装置で構成される。

２．東海発電所からの影響
２．１

東海発電所との同時発生による東二重大事故等対応への影響（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，基準地震動
Ｓ Ｓ または基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）による建屋倒壊，建屋内機器の損壊，屋外施設の損壊，建屋内機器及び屋外施設の火災等が考えられる。
東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16－1表に示す。
1.0.16－1

110

技術的能力1.0.16－5（２）作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。
これらの位置関係を第1.0.16－1図に示す。
東海発電所については，全ての核燃料を搬出済みで廃止措置工事中であるが，2017年12月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，原子炉内には黒鉛（総数：30,000本，総重量：約1600t）が保管されている。原子炉と４基の蒸気発生器を接続するガスダクト（一次系配管）は，高温側及び低温側の両ガスダクトともに蒸気発生器の手前（８か所）にて閉止されており，原子炉内は隔離された状態にある。東海発電所の概要と黒鉛の設置状
況を含む原子炉内の状況を第1.0.16－2図に，東海発電所の原子炉の隔離状
態を第1.0.16－3図に示す。
第1.0.16－1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について以下に確認した。

ａ．基準地震動及び敷地遡上津波による影響に関する評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原
子炉建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。
このため，万が一建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，及び固化処理建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設備へのアクセス
ルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。万が一これらの建1.0.16－2

111

技術的能力1.0.16－6
屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセス
ルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルー
トを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒については，
万が一損壊しても，東二の原子炉建屋への構造に影響しないように，短尺化する。

ｂ．放射線環境に関する評価
前項のａ．において東二原子炉建屋への離隔距離が少ない東海発電所の各建屋が万が一倒壊した場合，及び東海発電所の建屋内機器の損壊による東二重大事故等対応への影響を，放射線環境の観点から検討した。
なお，本項にて評価した事象のうち，黒鉛の流出，黒鉛の火災及び高性能粒子フィルタの破損の各事故の発生時における検討においては，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成23年度申請）に記載されている
敷地境界の線量場に影響する可能性のある事故の選定の考え方を参考に、さらに保守的な条件を設定して被ばく量を算出した。（添付1）

東海発電所の各建屋の線量率分布については，燃料取扱建屋，使用済
燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理建屋及びチェックポイ
ント建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／hであり，万が一，建屋が損壊して放射線影響を与える建屋構造物や物品が流出しても，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセ
スルートに対する放射線環境による影響はない。
1.0.16－3

112

技術的能力1.0.16－7

東海発電所の建屋内の各機器（原子炉内の保管物，原子炉内構造物を含む）のうち，放射能量が多く，放射性物質の飛散による線量場への影響が想定されるものとして，黒鉛の燃焼とともに，「東海発電所廃止措
置計画認可申請書」に記載されている生体遮へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタの破損が挙げられる。
黒鉛は，原子炉内において拘束シリンダー及びカバープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，一次生体遮蔽壁，
二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。黒鉛の設置状況を第1.0.16－2図に示す。このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波によっても原子炉
建屋外に流出することはない。
また，2.1(3)に示すように，黒鉛は着火しないことから黒鉛の火災は発生しない。万が一，黒鉛の火災が発生しても，黒鉛は燃焼の持続性がないことから，大量の放射能が建屋外に飛散することはない。
万が一，原子炉容器，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋が全て損壊した場合には，アクセスルートに対して線量影響を生じることが考えられる。この場合においても，アクセスルートの線量率は，添付1に示すとおり，建屋が全て倒壊すると保守的に評価しても，直接ガン マ 線 に よ る 線 量 率 は 0.02mSv ／ h ， ス カ イ シ ャ イ ン に よ る 線 量 率 は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応に影響を及ぼすものではない。

高性能粒子フィルタを有する生体遮へい冷却空気系は，原子炉容器内
1.0.16－4

113

技術的能力1.0.16－8
及びこれに接続する系統の差圧を管理しながら同系統の冷却及び排出空気の浄化を行う。抽出した空気を高性能粒子フィルタにより浄化した後に排気筒から放出する。系統図の概要を図1.0.16－4に示す。
万が一，多量の放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタが破損した場合には，放射性物質が飛散することが想定されるため，これによる災害対策要員の被ばくによる東二重大事故等対応に及ぼす影響を以下に評価する。
放射性物質の飛散の計算にあたっては，最も保守的な条件として，廃止措置工事において最も放射能量の高い原子炉内構造物を切断処理する
際に発生する放射性物質（粉じん）を最大量捕捉した高性能粒子フィル
タが，何らかの原因で破損して原子炉建屋から放射性物質（粉じん）が飛散し，アクセスルート上の災害対策要員が放射性物質（粉じん）を取り込むことを想定する。
この保守的な条件においても災害対策要員の被ばく量は約2.8mSvと算出されるため，本事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受けない。（添付3）
以上より，東二重大事故等と本事象が同時発生した場合には，東二重大事故等の対応を優先する。その後，東二重大事故等の対応状況に応じて，東二の災害対策要員と兼務である東海発電所の災害対策要員が本事
象の対応を行う。

なお，東海発電所の廃止措置工事によるアクセスルートの線量率への影響の可能性がある事象として，解体廃棄物の保管場所（固体廃棄物貯蔵庫）への搬送中に，容器不具合等による非管理区域での放射性物質の1.0.16－5

114

技術的能力1.0.16－9
流出によりアクセスルートの線量率が上昇することが考えられる。しかし，この事象においては，放射性物質の流出範囲が限定的であることから，ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，この事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受け
ない。

ｃ．まとめ
ａ．及びｂ．の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋が万が一損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事
故等対応に支障を来すことはない。
更に，基準地震動Ｓｓや敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物
や建屋が万が一損壊しても，原子炉容器内に保管されている黒鉛は建屋外に飛散せず，また,高性能粒子フィルタの破損による放射性物質（粉じん）の飛散による東二災害対策要員の被ばく量は，東二重大事故等対応に影響を及ぼさない。

（３）資源に対する影響評価
a．黒鉛の火災
東海発電所で発生する火災の想定事象のひとつに，黒鉛の火災が挙げ
1.0.16－6

115

技術的能力1.0.16－10られる。黒鉛の着火及び局所的な加熱によって燃焼が持続すると大規模な火災となる可能性がある。このため，黒鉛の燃焼性に関して，廃止措
置期間中（解体工事時を含む）における黒鉛の保管場所（原子炉内）の環境における黒鉛の着火及び燃焼の持続性に関する検討を行った。
原子力発電技術機構による調査結果を基に検討した結果，添付2に示すとおり，解体工事等の作業及び何らかの原子炉容器内で火災が発生した場合においても，黒鉛が着火することはなく，万が一，着火した場合
でも，黒鉛の燃焼が持続すると考えられる650度を維持することはないと評価される。また，原子炉容器は隔離された状態であるため，黒鉛が燃焼しても十分な酸素が供給されることはなく，燃焼は継続しない。
また，万が一，原子炉容器等の損壊によって黒鉛が粉じん状になった場合でも黒鉛は着火せず，一般的な着火エネルギーを与えた場合において粉じん爆発が発生する環境条件は，空気中に55％以上の酸素濃度を必要とすることから，現状の原子炉容器内の環境及び今後の廃止措置工事
期間中においても，存在しえない環境である。万が一，原子炉容器等の損壊等が生じて何らかの非常に大きな着火エネルギーが黒鉛に与えられた場合には，それと同時に，原子炉容器が損壊しており密閉性がなくなっていると考えられることから，粉じん爆発が発生する環境条件にならない。
以上より，黒鉛の火災は発生せず，また，粉じん爆発も発生しないと考えられる。万が一，火災が発生した場合には，建屋内に設置した火災検知器により感知（守衛所及び所員居室にて監視）し，他の施設での火災と同様の対応を行うことにより，東二の重大事故等対応及び重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼさない。
1.0.16－7

116

技術的能力1.0.16－11
ゆえに，黒鉛による火災が発生した場合には，以下のb．に示す火災対応と同様の対応を行う。

ｂ．その他施設での火災
東海発電所で火災が発生した場合における，必要な消火活動要員，消火活動用資機材及び消火活動用水源による東二重大事故等対応への影響について，以下に検討した。
ａ）消火活動要員に関する評価
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災発生時の消火活動に係る要員の動きを，第1.0.16－2表に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置室消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。
(ⅰ) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
(ⅱ) 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛
1.0.16－8

117技術的能力1.0.16－12
員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。
重大事故等発生時において複数個所の同時火災が確認された場合は，災害対策本部の確立前は，当直発電長は火災によるアクセスルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
以上より，東二当直要員，当直守衛員及び自衛消防隊は，元々，災害対策本部体制に所属しており，また，発電所敷地内の火災の消火対応を十分に行うことができることから，東二重大事故等対応には影響しない。

ｂ）消火活動用資機材に関する評価
1.0.16－9118

技術的能力1.0.16－13
東二及び他施設（東海発電所及び貯蔵設備）の消火活動用資機材の種類，
水源，配備及び設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び貯蔵設備の共用として配備している。
なお，各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，
これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置

・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（１台）及び水槽付消防ポンプ自動車（１台）：共用として配備

ｃ．まとめ
以上より，東二敷地内の他施設（東海発電所及び貯蔵施設）で火災が発生した場合でも，消火活動に必要な資源は東二重大事故等対応には影
響しない。

２．２

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。
東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16－3表に示す。
1.0.16－10119技術的能力1.0.16－14（２）作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないよ
うに設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）が荷崩れしないように固縛する。万が一，基準地震動Ｓｓにより資機材及び廃材が転倒又荷崩れした
場合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアクセスル
ートに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセスルートとして必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のアクセス
ルートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材は，敷地遡上
津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材については，
使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材もアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管する。万が一，資機材及び廃材が流出してアクセスルートへの限定的な影響が確認された場合には，保有している重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。万が一，竜巻により資機材及び廃材が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等
によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセスル
ートを確保する。
1.0.16－11120

技術的能力1.0.16－15
さらに，竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット付設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

（３）運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記3.(2)に記載した東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響（１）東二原子炉等との同時被災時の貯蔵設備への影響
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。そこで，原子炉等との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象等と，それらによる貯蔵容器への影響を第1.0.16－4表のとおり検討した。
地震については，基準地震動Ｓ Ｓ による貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。
また，その他の自然現象（地震及び津波を除く），外部人為事象，内部火災
及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はない。
以上から，貯蔵容器に影響を与えると考えられる事象として，敷地遡上
1.0.16－12121技術的能力1.0.16－16津波を想定した。
敷地遡上津波による，浸水量評価結果を第1.0.16－5図に示す。解析の結果，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大浸水深は4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸入しないものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。また，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはない（添付4）。貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵建
屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが漂流物が貯蔵容器に衝突しても密封機能に影響はない（添付5）。さらに，保守的に貯蔵容器の水没を仮定
しても密封機能への影響はない（添付6）。
貯蔵建屋が健全で給排気口による空気の自然対流が確保されるため，貯蔵容器の安全機能のうち，除熱機能は確保される。貯蔵容器の形状が維持されるため，密封境界も遮蔽材も健全であり，密封機能及び遮蔽機能は確保される。貯蔵容器内部のバスケット（仕切板）の形状が維持されるため，臨界防止機能は確保される。
上記の検討結果より，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等によって貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響がないことを確認した。
以下に，このような状況が発生した場合でも，貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与えないことを確認する。

（２）貯蔵設備の想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響の検討結果を第1.0.16－5表に示す。
1.0.16－13

122

技術的能力1.0.16－17（３）作業環境による影響評価
貯蔵建屋及び東二の原子炉等の重大事故等対処設備は第1.0.16－1図に示すとおり，敷地内に設置されている。ここでは第1.0.16－4表に基づき，貯蔵設備が重大事故等対処設備に影響を与えるかを検討した。
敷地遡上津波によって貯蔵設備が原子炉建屋に与える影響を評価した結果，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した（添付7）。

４．評価結果上記2.～3.の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応については影響を与えないことを確認した。

1.0.16－14

123

技術的能力1.0.16－18
第1.0.16－2表

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

当直運転員

1

MCR～
火災現場

※４

※３

1

8

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外
※３

2

東一
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

※５

●

火災現場
監視所
監視所～
火災現場

●
●

●

庶務 班（ 防 災）

廃止措置
室消防隊

MCR

庶務 班（ 防 災）

自衛消防隊
宿直当番者
(技術系管理職)
自衛消防隊
宿直当番者
(管理職)
当直守衛員 ※１
（7 名）
当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

東二内部

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導 体制 体制
着後
動要請
運転
●
●
対応
●
● 移行

当直 要員

1

活動場所

当直 要員

当直発電長

自衛 消防 隊初 期 消火 活 動 要 員

災害 対策 本 部体制 （３ ９名 ）の 要員
―

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

所掌

当直運転員

1

自衛消防隊長

1

※１

当直守衛員
（7 名）

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
現場指揮
本部

消火
対応
※５

火災現場

●

庶務 班（ 防 災）

自衛消防副隊長

東二
内部

全体
体制

当直 要員

1

自衛 消防 隊

初期 消火 活 動要 員

災害 対策 本 部体 制 （１ １０ 名） の要 員

当直発電長

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導
着後
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR～
●
※４
火災現場 ●
活動場所

当直守衛員
監視所
●
●
対応
(通報連絡責任者)
2 屋外
継続
当直守衛員
監視所～
※６
●
●
(連絡担当)
火災現場
上
本部
●
●
廃止措置 Gr マネージャー 1
対応
記
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
継続
要
東一
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外
※１：自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２：廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３：東一：東海発電所のこと※４：当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５：自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６：通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７：廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.16－16

124

技術的能力1.0.16－19

第 1.0.16－2 図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況

1.0.16－21125

技術的能力1.0.16－20

原子炉の隔離状態（水色の範囲）
原子炉及び一次系配管（ガスダクト）は，蒸気発生器の手前（８か所）で閉止されている。

第 1.0.16－3 図

東海発電所

原子炉の隔離状況

1.0.16－22

126技術的能力1.0.16－21

第 1.0.16－4 図

東海発電所

生体遮へい空気冷却系

1.0.16－23

127

技術的能力1.0.16－22
添付 1
東海第二発電所の重大事故等対応に線量上影響する可能性がある
東海発電所の発生事象に関する法令上の整理について

１.概要
東海発電所は，1998 年 3 月に運転停止し，当時の「核原料物質、核燃料
物質及び原子炉の規制に関する法律」（以下「原子炉等規制法」という。）
上の廃止措置作業の着手要件であった全ての核燃料(16000 本)を搬出した
後，2006 年 6 月に廃止措置計画の認可を取得し，同年 12 月から原子炉等規制法に基づいて廃止措置作業を行っているところである。
本資料（技術的能力 1.0.16）は，東二の重大事故等の発生時に，廃止措
置中の東海発電所で同時発生する（可能性がある）場合に，東二重大事故等対応への影響について評価したものである。
本章では，この評価に先立って，東海第二発電所の重大事故等に影響する可能性がある東海発電所の発生事象に係わる法令上の整理をした。

２．東海発電所に係わる法令の整理
東海発電所では，前述のとおり「原子炉等規制法」に基づく廃止措置計画に基づき，廃止措置作業を実施している。
一方，「原子力災害対策特別措置法」及び「原子炉災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。更に，「原子力災害対策指針」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」では，原子炉1.0.16－25

128技術的能力1.0.16－23の状況に応じた通報すべき事象が定められており，東海発電所では事業者
敷地外への放射性物質の放出又は放出の可能性がある事象が発生した場合には通報することが要求されている。具体的には，敷地境界の線量場（5μＳｖ／h）が基準となる。

３．東二重大事故等対応への線量影響に関する考え方
東海発電所では，全ての核燃料が搬出されているため，東二とは異なり，敷地外（周辺監視区域）に線量影響を生じるような重大な事故が発生する可能性は低いと考えられる。
しかし，廃止措置中の東海発電所における事故により敷地境界に線量影響を生じる可能性として，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）では，最も放射性物質が建屋外に放出される事象として，「高性能粒子フィルタの損壊」を抽出し，この時に主排気筒から放出された全放射性物質が敷地境界（１か所）に短時間に移行するという保守的な条件に基づく当該場所での被ばく量（算出結果：8μＳｖ／h）より，この事象が通報対象事象（特定事象）となる可能性があることが記載されている。
これを踏まえて，本資料では，東二重大事故等対応における東海発電所で発生した事故による線量影響を評価するにあたって，対象とする東海発電所の事故として，上記事象を含む，東海発電所から多くの放射性物質が放出されると考えられる以下の事象を選定した。
・高性能粒子フィルタの損壊（添付 4）・黒鉛の放出（添付 2）・黒鉛の火災（添付 3）1.0.16－26

129

技術的能力1.0.16－24
東二重大事故等対応は敷地内（東二の建屋内，建屋外のアクセスルート
等）で行うことから，各事象における，東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルートとして原子炉から 100m 離れた場所における被ばく量を算出した。なお，被ばく量の算出にあたっては，東海発電所の原子炉建屋が損壊すること等を前提とした保守的な条件を設定した。（詳細な算出条件については各添付を参照）

1.0.16－27130技術的能力1.0.16－25
添付4
東海発電所

生体遮へい冷却系統の高性能粒子フィルタの破損による線量影響について

１．概要
東海発電所は廃止措置中であり全ての核燃料は搬出済みであるが，原子炉内構造物の解体は未着手であり，今後，廃止措置工事において解体される。
本章では，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）の記載
を基に，東二重大事故等の条件を考慮して，廃止措置工事における屋外に線
量影響を生じる可能性がある事象を，選定し，この事象が発生した場合におけるアクセスルート上にいる災害対策要員の被ばく線量（内部被ばく線量）を評価することにより，東二の重大事故等対応への影響について検討した。

２．想定する事象（１）事象の抽出
東海発電所の事故等により東二を含む周囲に線量影響を生じる可能性がある事象については，東海発電所廃止措置計画認可申請書にて記載されている。本項では，同申請書に記載されている抽出及び検討条件に加えてさらに保守的な条件を設定して災害対策要員の被ばく量の算出条件の考え方を示す。
・同申請書には，東海発電所の事故による放射性物質の放出源となる汚染機器は，最も放射能レベルの高い原子炉内構造物とともに，放射性物質（粉じん）の補足量が最も多いフィルタとして，原子炉建屋内の生体遮

1.0.16－43

131

技術的能力1.0.16－26
へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタが選定されており，本算出においてもこれと同様の事象を選定する。
・同申請書には，原子炉内構造物を放出源とする放射性物質（粉じん）の放出事象として，「炉内構造物切断片の破損」，「炉内構造物切断片の異常切断」，「局所換気系の停止」，「局所換気系の弁の誤開」が想定されている。しかし，これらの事象は，東海発電所の原子炉建屋内での線量影響は想定されるものの，東二の重大事故等対応への影響は間接的（高性能粒子フィルタを含む空気冷却系統から放出）であるため，高性能粒子フィルタからの放射性物質（粉じん）と比較すると影響が小さいと考えられるため、同申請書において代表事象とはしておらず，本算出においても同様の考えとする。
・同申請書には，高性能粒子フィルタに蓄積した放射性物質（粉じん）を放出源とする放射性物質（粉じん）の放出事象として，「高性能フィルタ
の破損」及び「高性能粒子フィルタの火災／爆発」が想定されている。
高性能粒子フィルタは，原子炉建屋内（一次・二次生体遮へい壁の外側）に設置されている。同申請書では，東海発電所の原子炉建屋は，原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可において耐震設計が考慮されているため地震による建屋への影響はないとしているが，本算出にあたっては，東二の基準地震動Ｓｓが東海発電所に影響することを想定するため，原子炉建屋が損壊することを前提とする。原子炉建屋が損壊した状態においては，２つの事象ともに放射性物質（粉じん）は原子炉建屋外に放出される同一の挙動となることから，代表として「高性能粒子フィルタの損壊」を想定事象とする。

1.0.16－44

132

技術的能力1.0.16－27
以上より，東海発電所の事故等により東二を含む周囲に線量影響を生じる可能性がある事象として，生体遮へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタに放射性物質（粉じん）が最大限蓄積した状態で，高性能粒子フィルタが何らかの理由で破損し，放射性物質（粉じん）が原子炉建屋外のアクセスルートに拡散（移行）する事象を選定する。

（２）災害対策要員の被ばく量の算出条件
放射性物質（粉じん）の飛散による災害対策要員の被ばく量の算出にあたっては，最も保守的な条件として，廃止措置工事計画認可申請書の記載内容とそれに加えた以下の事象が発生すると設定した。
・放射性物質（粉じん）は，2系列ある生体遮へい空気冷却系の2基の高性能
粒子フィルタに捕捉可能な最大量が捕捉される。
・上記状態の2基の高性能粒子フィルタが，何らかの原因で落下して破損し，排気筒から全量の放射性物質（粉じん）が飛散する。
・飛散した放射性物質（粉じん）が，東海発電所の原子炉建屋から最も近い
アクセルルート（１か所）に拡散する。アクセスルート上にいる防塵マ
スクをつけていない災害対策要員が体内に取り込むことで被ばくする。

２．被ばく線量の算出条件（１）線源と評価点の位置関係
原子炉建屋から放出される放射性物質（粉じん）が，評価点である東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルート（原子炉建屋の放出箇所からの距離は 100m）に拡散することとし，災害対策要員が呼吸により放射性物質（粉じん）を体内に取り込むと設定した。実際には，原子炉建屋が損傷ある
1.0.16－45

133

技術的能力1.0.16－28
いは倒壊しない限りは，放射性物質（粉じん）の放出は，排気筒（筒頂部はT.P.80.2m）であり評価点までの距離はさらに長くなるため，放射性物質（粉じん）は広く拡散するが，本計算に際しては，保守的に評価点と同じ高さにあるものとした。

（２）線源
1 系統の高性能粒子フィルタに付着した放射性物質（粉じん）は，表 1 に示すとおり，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）に記載
した 19 核種を用いた。

表12 基の高性能粒子フィルタから放出される線源核種及び放射能
核種
H3
C14
Cl36
Ca41
Mn54
Fe55
Ni59
Co60
Ni63
Sr90
Nb94
Tc99
I129
Cs134
Cs137
Eu152
Eu154
Pu241

放射能（Bq）
7.7E+09
2.7E+09
2.8E+06
1.1E+03
4.9E+05
2.7E+113.0E+08
1.0E+11
3.5E+10
3.3E+04
5.6E+05
3.1E+04
2.0E-02
3.0E+05
4.0E+04
1.6E+08
2.1E+079.8E+021.0.16－46134技術的能力1.0.16－29（３）計算要領上記表 1 の各核種について，呼吸率を踏まえて体内に取り込まれる量から内部被ばく量を算出した。なお，東海発電所廃止措置工事計画認可申請書において，高性能粒子フィルタの破損による放射性物質（粉じん）の飛散する事象において，屋外の一般公衆の被ばくは，内部被ばく量が支配的であることから，本章では，内部被ばく量を算出する。

３．結論（線量率の算出結果）
廃止措置工事において，原子炉内構造物を切断処理する際に発生する放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタが，万が一破損して放射性物質（粉じん）が原子炉建屋から屋外に飛散して，アクセルルート上にいる
災害対策要員が体内に取り込んだ場合，被ばく量は約5.6mSvと評価される。
なお，防塵マスクを装着した場合には，被ばく量は0.12mSvとなる。
保守的な条件においても被ばく量は十分に低いレベルであることから，東二の重大事故等の対応を優先することが可能である。

1.0.16－47

135

緊急時対策所－1

3.18 緊急時対策所【61 条】

基準適合への対応状況

136

緊急時対策所－2
：添付資料
3.18

緊急時対策所【61条】

＜

3.18

添付資料

目次

＞

緊急時対策所

3.18.1

設置許可基準規則第61条への適合方針(1)

緊急時対策所（設置許可基準解釈の第１項ａ），ｂ），第２項）(2)

必要な情報の把握及び通信連絡（設置許可基準解釈の第１項二，三）(3)

代替電源設備からの給電（設置許可基準解釈の第１項ｃ））(4)

居住性の確保（設置許可基準解釈の第１項ｄ），ｅ））(5)

汚染の持込を防止するための区画の設置（設置許可基準解釈の第１項
ｆ））

3.18.2

重大事故等対処設備

3.18.2.1

必要な情報の把握及び通信連絡3.18.2.1.1

設備概要

3.18.2.1.2

主要設備の仕様(1)

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）(2)

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）(3)

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）(4)

無線連絡設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）(5)

携行型有線通話装置(6)

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）

3.18.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針
目－1

137

緊急時対策所－3
3.18.2.2

代替電源設備からの給電

3.18.2.2.1

設備概要

3.18.2.2.2

主要設備の仕様(1)

緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）(2)

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発
電所共用）

(3)

緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）

3.18.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.18.2.2.3.1

代替電源設備からの給電に関する設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）3.18.2.2.3.2

代替電源設備からの給電に関する設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

(1)

容量

(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.18.2.3

居住性を確保するための設備

3.18.2.3.1

設備概要

3.18.2.3.2

主要設備の仕様目－2138

緊急時対策所－4(1)

緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）(2)

緊急時対策所非常用換気設備(3)

緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）(4)

酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）(5)

二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）(6)

緊急時対策所エリアモニタ

3.18.2.3.3
3.18.2.3.3.1

設置許可基準規則第43条への適合方針
居住性の確保に関する設置許可基準規則第43条第1項への適合
方針(1)

環境条件等（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）3.18.2.3.3.2

居住性の確保に関する設置許可基準規則第43条第2項への適合
方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.18.2.3.3.3

居住性の確保に関する設置許可基準規則第43条第3項への適合
方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
目－3

139

緊急時対策所－5(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

目－4

140

緊急時対策所－6
3.18.2.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）
エンジン
台

数

使用燃料

：2
：軽油

発電機

(2)

型

式

：防滴保護，空気冷却自己自由通風型

台

数

：2

容

量

：約1,725kVA（1台当たり）

力

率

：0.8

電

圧

：6,600V

周 波 数

：50Hz

設置場所

：緊急時対策所建屋1階

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発
電所共用）

(3)

型

式

：横置円筒形

基

数

：2

容

量

：約75kL（1基当たり）

使用燃料

：軽油

設置場所

：緊急時対策所建屋近傍屋外（地下）

緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
3.18－22141緊急時対策所－7
型

式

：歯車式

台

数

：2

容

量

：約1.3m３／h（1台当たり）

最高使用圧力：0.5MPa［gage］

最高使用温度 ：45℃
設置場所

：緊急時対策所建屋1階

3.18－23142

緊急時対策所－8
3.18.2.3.2(1)

主要設備の仕様

緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）材

質：コンクリート

遮蔽厚：500mm以上（緊急時対策所建屋1階～4階）
600mm以上（緊急時対策所建屋屋上）(2)

緊急時対策所非常用換気設備(ａ) 緊急時対策所非常用送風機（東海発電所及び東海第二発電所共用）台

数：1（予備 1）

容量：5,000m３／h（1 台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋 3 階(ｂ) 緊急時対策所非常用フィルタ装置（東海発電所及び東海第二発電
所共用）
型

式

：微粒子フィルタ/よう素フィルタ

基数：1（予備 1）

容量：5,000m３／h （1 基当たり）効率

単体除去効率：99.97%以上(0.15μm 粒子)／99.75%以上(有機よう素)，99.75%以上(無機よう素)総合除去効率:99.99%以上(0.5μm 粒子) ／99.75%以上(有機よう素)，99.75%以上(無機よう素)設置場所：緊急時対策所建屋 3 階(ｃ) 緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
個

数

測定範囲

：1
：0.0～100.0 Pa以上
3.18－42143

緊急時対策所－9
設置場所(3)

緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）型

式：緊急時対策所加圧設備用空気ボンベ

本

数：320（予備 80）

容量：約 47L／本

保管場所

(4)

数

：1（予備1）

検知範囲：0.0～40.0vol％

設置場所：緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）個(7)：緊急時対策所建屋１階

酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）個(5)：緊急時対策所（緊急時対策所建屋 2 階）数

：1（予備1）

検知範囲：0.0～5.0vol％

設置場所：緊急時対策所（緊急時対策所建屋 2 階）

緊急時対策所エリアモニタ
種類：半導体式検出器個

数：1（予備 1)

計測範囲

：B.G～999.9mSv／h

設置場所：緊急時対策所（緊急時対策所建屋 2 階）

3.18－43144

緊急時対策所－1061-1
SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表61－1－1145

緊急時対策所－11
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所遮蔽

類型化
区分

緊急時対策所非常用送風機

類型化
区分

屋外

Ｄ

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

(操 作 不 要 ）［ 配 置 図 ］ 61-3

対象外

［ 配 置 図 ］ 61-3

遮蔽
（外観点検が可能）

Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｋ

［ 本 文 ］ 3.18
本来の用途として使用－切替不要

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

ファン（機能・性能の確認が可能）（分解が可能）Ａ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

系統設計

他の設備から独立Ａｃ

他の設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3

第６号

設置場所

（操作不要）

関連資料

－

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

その他設備

[配 置 図 ]61-3
対象外Ａｂ[配 置 図 ]61-3

対象外－
共用する設備現場（遠隔）操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するものＡ［ 容 量 根 拠 ］ 61-6－－

共用する設備－－環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

－

[配 置 図 ]61-3

61－1－2146

緊急時対策所－12
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所非常用
フィルタ装置

類型化
区分

緊急時対策所用差圧計

類型化
区分

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）＊緊急時対策所非常用送風機と連動［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｂｄ

［ 配 置 図 ］ 61-3
空調ユニット（機能・性能の確認が可能）（差圧確認が可能）

対象外

－

Ｅ

［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用－切替不要(操 作 不 要 ）Ｂｂ－

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）Ｊ［ 本 文 ］ 3.18
本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

系統設計

他の設備から独立Ａｃ

他の設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

[配 置 図 ]61-3
現場（遠隔）操作[配 置 図 ]61-3
Ａｂ[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

対象外

－

Ａ

［ 容 量 根 拠 ］ 61-6
共用する設備

操作が不要な設備

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－
－

－

共用する設備－－環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3[配 置 図 ]61-3

61－1－3147

緊急時対策所－13
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所用発電機

類型化
区分

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク類型化
区分その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

屋外

Ｄ

荷重

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｂｄ

［ 配 置 図 ］ 61-3

第３号

原 動 機 (デ ィ ー ゼ ル ),発 電 機(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（分解が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

第４３条

関連資料

本来の用途として使用－切替不要

対象外［ 配 置 図 ］ 61-3

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)

切り替え性

(操 作 不 要 ）ＧＨＢｂ［ 単 線 結 線 図 ］ 61-2

容 器 (タ ン ク 類 ）(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 のＣ確認が可能)（油量を確認できる設計）（内部確
能）［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

[単 線 結 線 図 ]61-2
現場（遠隔）操作－
Ａｂ[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

対象外[配 置 図 ]61-3

Ａ［ 容 量 根 拠 ］ 61-6
共用する設備(操 作 不 要 ）

重大事故等への対処を本来の目的として設置するものＡ［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6―－

共用する設備―－環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3[配 置 図 ]61-3

61－1－4148

緊急時対策所－14
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

類型化
区分

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料
第２号

操作性

第１項

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性

関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3
ポンプ
(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 の確認が可能)（分解が可能）Ａ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

系統設計

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量－
現場（遠隔）操作[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6

共用の禁止

共用する設備第３号

共通要因故障防止

第２項

第２号

関連資料

関連資料

Ａｂ

Ａ

―

－

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3

61－1－5149

緊急時対策所－15
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）緊急時対策所加圧設備

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

第３号

試験・検査
( 検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外 部
入力)
関連資料

第４号

切り替え性

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3
容 器 (タ ン ク 類 ）(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 の確認が可能)(規 定 圧 力 の 確 認 及 び 外 観 の 確 認が可能)

Ｃ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量
関連資料

第２号

可 搬 SA の 接 続 性―
現場（遠隔）操作[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な個数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）（常設設備と接続なし）

第３号
第４号
第５号

第３項

関連資料
保管場所
関連資料
第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止

関連資料

対象外

―
対象外

関連資料
設置場所

Ｃ

［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6

関連資料
異なる複数の接続箇所の
確保

Ａｂ

対象外
－

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少 ない場所を選定)－[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )Ａｂ[配 置 図 ]61-3
対象外

対象外
―

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災(共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3

61－1－6150

緊急時対策所－16
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）

酸素濃度計

類型化
区分

二酸化炭素濃度計

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃその他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）－(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現 場 操 作（ 設 備 の 運 搬 ・設 置 ）（操作スイッチ操作）［ 配 置 図 ］ 61-3
Ｂｃ
Ｂｄ

[配 置 図 ]61-3

第３号

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｂｃ
Ｂｄ

[配 置 図 ]61-3

試験・検査( 検 査 性 ，系 統 構 成・外 部
入力)

切り替え性

現場操作（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）

Ｊ

Ｂｂ

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）Ｊ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 6 1-5
本来の用途として使用一切替不要

－

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )対象外(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量－
現場（設置場所）操作可能

第２号
第３号

関連資料
第４号

関連資料
第５号

第３項

設置場所

保管場所
関連資料

第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止関連資料

現場（設置場所）操作可能

Ｃ

その他設備（必要な個数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）（常設設備と接続なし）

対象外（常設設備と接続なし）

対象外

対象外

－

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)Ａｂ

屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備なし)－[配 置 図 ]61-3[保 管 場 所 ]61-7
屋内アクセスルートの確保

対象外－[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備
なし)

対象外

－

－
(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)

Ｃ

－

－
対象外

Ａa

[配 置 図 ]61-3－

関連資料
異 な る 複 数 の 接 続 箇 所の確保

Ａa[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な個数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）

関連資料
可 搬 SA の 接 続 性－

Ａｂ[保 管 場 所 ]61-7
Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8

屋内アクセスルートの確保

Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

－

－

61－1－7151

緊急時対策所－17
東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）緊急時対策所エリアモニタ

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）

Ｂｃ
Ｂｄ[配 置 図 ]61-3

第３号

試験・検査
(検 査 性 ， 系 統 構 成 ・ 外 部
入力)

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

切り替え性

本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｊ

Ｂｂ

－

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量―
現場（設置場所）操作可能[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な個数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）

関連資料
第２号

可 搬 SA の 接 続 性
関連資料

第３号

異 なる 複 数 の 接 続 箇 所 の
確保
関連資料

第４号

関連資料
第５号

第３項

設置場所

保管場所
関連資料

第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止関連資料
環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水，火災
サポート系故障
関連資料

Ａa

Ｃ

－
（常設設備と接続なし）

対象外[配 置 図 ]61-3
対象外

対象外
－

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)－[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備なし)

Ａｂ[保 管 場 所 ]61-7
屋内アクセスルートの確保

Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8(共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外－

61－1－8152

緊急時対策所－18
3.5

廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合について
緊急時対策所は，東海第二発電所の重大事故等発生時に廃止措置中の東海発電所の事故が同時に発生した場合において，双方のプラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があり，総合的な管理を行うことにより安全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所で共用することとし，共用した場合においても廃止措置中の東海発電所の災害対策要員を収容できるスペースを確保する。また，プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，東海第二発電所重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員，合計 64 名に加え，廃止措置中の東海発電所の災害対策要員として 3 名の合計 67 名を想定している。
なお，廃止措置中の東海発電所の事故対応に必要な資機材等は，無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）を除き，廃止措置中の東海発電所専用に確保するとともに，これらの設備については，廃止措置中の東海発電所において同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設備とすることで東海第二発電所へ影響を及ぼすことはない。

61-9-3-19

153

第 3.5－1 図

緊急時対策所

必要要員の考え方（廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合）

緊急時対策所－19

61-9-3-20

154

緊急時対策所事故発生からプルーム通過後までの要員の動き（廃止措置中の東海発電所の事故対応が同時発生した場合）

第 3.5－2 図

緊急時対策所－20

61-9-3-21

155

緊急時対策所－21
1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

＜

1.18

目

次

＞

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.18.1

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．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a) 居住性の確保(b) 必要な情報の把握及び通信連絡(c) 必要な数の要員の収容(d) 代替電源設備からの給電(e) 重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等
ｂ．手 順 等1.18.2

重大事故等時の手順等

1.18.2.1(1)

居住性の確保

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護
ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
目－1

156

緊急時対策所－22(2)

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
手順(3)

放射線量の測定
ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順
ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順

1.18.2.2

必要な情報の把握及び信通連絡(1)

必要な情報の把握(2)

対策の検討に必要な資料の整備

(3)

通信連絡

1.18.2.3(1)

必要な数の要員の収容

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジングエリア
用資機材の維持管理
ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順(3)

飲料水，食料等の維持管理

1.18.2.4(1)

代替電源設備からの給電

緊急時対策所用代替電源設備による給電
ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順(2） 緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電
1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順
目－2

157

緊急時対策所－23
添付資料1.18.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表
添付資料1.18.2 居住性を確保するための手順等の説明について
添付資料1.18.3 必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付資料1.18.4 必要な数の要員の収容に係る手順等の説明について
添付資料1.18.5 手順のリンク先について

目－3

158

緊急時対策所－24
1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合においても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊
急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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「現地対策本部としての機能を維持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）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
ｄ）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
ｅ）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18―1159

緊急時対策所－25

2「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事
故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡を行う必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な設備及び資機材を整備する。ここでは，緊急時対策所の設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

1.18―2160

緊急時対策所－26
1.18.1(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おいても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な対応手
段及び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自主対策設備 ※１ 及び資機材等 ※２ を用いた対応手段を選定する。
※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

資機材等

：緊急時対策所にとどまるため等に用いる「対策の検討に必要な資料」，「放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）」，「チェンジングエリア用資機材」及び「飲料水，食料等」をいう。

また，緊急時対策所の電源は，通常，設計基準対象施設の常用電源設備
から給電するが，常用電源設備からの給電が喪失した場合は，その機能を代替するための機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.18.1－1図）。
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六十一条及び技術基準
1.18―3161

緊急時対策所－27
規則第七十六条（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，自主対策設備及び資機材等との関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，常用電源設備からの給電が喪失した場合を想定する。また，審査基準及び基準規則要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，重大事故等対処設備，自主対策設備，資機材等及び整備する手順についての関係を第1.18.1－1表に示す。

ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a)

居住性の確保
重大事故等時に，環境に放出された放射性物質等による放射線被ば
くから，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護するため，居住性を確保する手段がある。
居住性を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所遮蔽
・緊急時対策所非常用送風機
・緊急時対策所非常用フィルタ装置
・緊急時対策所加圧設備・緊急時対策所用差圧計 ※３・酸素濃度計 ※３
1.18―4162

緊急時対策所－28
・二酸化炭素濃度計 ※３
・緊急時対策所エリアモニタ
・可搬型モニタリング・ポスト※3(b)

計測器本体を示すため計器名を記載

必要な情報の把握及び通信連絡
緊急時対策所から重大事故等の対処に必要な指示を行うために，必要な情報を把握し，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡をするための手段がある。
必要な情報を把握するための設備，通信連絡を行うための設備及び資機材等は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※４ （以下「ＳＰＤＳ」という。）
・データ伝送設備 ※５
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））1.18―5163

緊急時対策所－29
・対策の検討に必要な資料※4

ＳＰＤＳとは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置から構成される。

※5

データ伝送設備とは緊急時対策支援システム伝送装置から構
成される。

(c)

必要な数の要員の収容
重大事故等に対処するために必要な数の要員を緊急時対策所で収容するための手段がある。この必要な数の要員を収容するために必要な資機材等は以下のとおり。
・放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）
・チェンジングエリア用資機材
・飲料水，食料等(d)

代替電源設備からの給電
緊急時対策所用代替電源設備による給電を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ
・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車(e)

重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等「(a) 居住性の確保」のために使用する設備のうち，緊急時対策所

遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時対策所用差圧計 ※３ ，酸素濃度計 ※３，二酸化炭素濃度計 ※３ ，緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニ

タリング・ポストは重大事故等対処設備と位置付ける。
1.18―6164

緊急時対策所－30「(b) 必要な情報の把握及び通信連絡手段の確保」のために使用する設備のうち，ＳＰＤＳ，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置及び統合
原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は重大事故等対処設備と位置づける。
以上の重大事故等対処設備において，発電所内外との通信連絡を行うことが可能であり，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。
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））耐震ＳクラスではなくＳｓ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，発電所内外の通信連絡を行う手段として有効である。

「(d) 代替電源設備からの給電」のために使用する設備のうち，緊急時対策所用発電機, 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは重大事故等対処設備と位置付ける。
これらの選定した設備は，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。

1.18―7165

緊急時対策所－31
以上の重大事故等対処設備において，代替電源設備からの給電を行うことが可能であり，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。
・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車は，保管場所の耐震性が確保されておらずＳｓ機能維持を担保できず，移動，設置，ケーブルの接続等に時間を要する。また，緊急時対策所用可搬型低圧電源車の給電容量も十分ではないものの，健全性が確認できた場合は，重大事故等時に緊急時対策所用代替電源設備からの給電が出来ない場合の代替手
段として有効である。

対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ)，ｄ)及びｅ)項を満足するための資機材等として位置付ける。
（添付資料1.18.１）

ｂ．手順等
上記の「ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。（第1.18.1－1
表）
これらの手順は，災害対策要員 ※６ の対応として「重大事故等対策要領」に定める。
※6

災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う

本部要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員等で1.18―8166

緊急時対策所－32
構成する。

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1.18.1－2表，第1.18.1－3表）
また，通常時における，対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等の管理，運用を実施する。
（添付資料1.18.4(1)～(5)）

1.18.2
1.18.2.1

重大事故等時の手順等
居住性の確保

重大事故等時においても，必要な指示を行う要員等の被ばく線量を 7 日間
で 100mSv を超えないようにするために必要な対応手段として，緊急時対策
所遮蔽及び緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用発電機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計により，緊急時対策所にとどまるために必要な居住性を確保する。
緊急時対策所付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・ポストにより，緊急時対策所に向かって放出される放射性物質による放射線量を測定，監視し，環境中に放射性物質が放出された場合，緊急時対策所加圧設備により希ガス等の放射性物質の取り込みを防止することで，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護する。
また，万が一，希ガス等の放射性物質が緊急時対策所に取り込まれた場
合においても，緊急時対策所エリアモニタにて監視，測定し対策をとることにより，緊急時対策所への希ガス等の放射性物質の取り込みを低減する。
緊急時対策所が事故対策のための活動に影響がない酸素濃度及び二酸化1.18―9167

緊急時対策所－33
炭素濃度の範囲にあることを把握する。
これらを踏まえ事故状況の進展に応じた手順とする。

(1)

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護
重大事故が発生するおそれがある場合等 ※１ ，発電所災害対策本部が緊

急時対策所を使用するための準備として，緊急時対策所を立上げるために
緊急時対策所非常用換気設備を運転する手順を整備する。
重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
をプルームから防護し，緊急時対策所の居住性を確保するための手順を整備する。
※1

緊急時対策所を立上げる場合として，運転時の異常な過渡変化，設計基準事故も含める。

ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
緊急時対策所非常用換気設備を起動し，通常運転から緊対建屋加圧モードに切り替え，放射性物質の取り込みを低減するための手順を整備する。
常用電源設備が喪失した場合は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策所非常用換気設備を起動する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断した場合
1.18―10168緊急時対策所－34※2 「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」

(b)

操作手順
緊急時対策所立上げ時の緊急時対策所非常用換気設備運転の手順は以下のとおり。緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－
1図に，手順のタイムチャートを第1.18.2.1－2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，災害対策要員に緊急時対策所非常用換気設備の起動を指示する。
② 災害対策要員は，キースイッチを「通常運転モード」から「緊対
建屋加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時
対策所非常用換気設備の運転を開始する。
③ 災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は災害対策要員1名で行い，手順着手から流量の確認までの一連の操作完了まで約5分以内と想定する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
プルーム放出時に緊急時対策所等に加圧設備から空気を供給するための準備を行う手順を整備する。
（添付資料1.18.2(1)(2)）
1.18―11169

緊急時対策所－35(a)

手順着手の判断基準
次のいずれかの場合に着手する。

・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が炉心損傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した
場合
・炉心損傷前であっても中央制御室から原子炉格納容器の破損が生じた旨の連絡があった場合又は，緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

(b)

操作手順
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備の手順は以下のとおり。
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャートを
第1.18.2.1－2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，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備の系統構成を指示する。
② 災害対策要員は，各部に漏えい等がないことを高圧空気ボンベ出口圧力にて確認する。
③ 災害対策要員は，「待機時高圧空気ボンベ出口圧力低(Ｌ)」及び「空気供給量低」警報をバイパスさせる。

(c)

操作の成立性
上記の対応は災害対策要員2名で行い，着手から漏えい等がないこ
1.18―12170

緊急時対策所－36との確認までの一連の操作完了まで65分以内と想定する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
プルーム放出のおそれがある場合，プルーム放出に備え，パラメータの監視強化及び緊急時対策所加圧設備による加圧操作の要員配置を行う
ための手順を整備する。
（添付資料1.18.2(1)(2)）(a)

手順着手の判断基準
プルーム放出のおそれがある場合
具体的には，以下のいずれかに該当した場合・プルーム放出前の段階において，直接線，スカイシャイン線により，緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が有意な上昇傾向となった場合
・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が炉心損傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合
・炉心損傷前であって中央制御室から原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

1.18―13171

緊急時対策所－37
(b)

操作手順
プルーム放出のおそれがある場合に実施する手順は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－3図に，手順のタイムチャートを第1.18.2.1－4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，プルーム放出に備え，重大事故等対応要員等ヘパラメータの監視強化及緊急時
対策所加圧設備による加圧操作の要員配置を指示する。
② 重大事故等対応要員は可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタの監視強化を行う。
③ 災害対策要員は，加圧設備の操作に備え配置場所で待機する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所にて重大事故等対応要員1名及び災害対策要員1名で行う。室内での要員の配置等のみであるため，短時間での対応が可能であると想定する。
なお，直接線，スカイシャイン線により可搬型モニタリング・ポス
トのうち複数台の指示値上昇が予想されることから，緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト以外の可搬型モニタリ
ング・ポスト指示値も参考として監視する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
原子炉格納容器から希ガス等の放射性物質が放出され，プルームが緊
急時対策所に接近した場合，緊急時対策所非常用換気設備からの給気を
1.18―14172

緊急時対策所－38
停止し，緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所等を加圧すること
で，緊対建屋加圧モード災害対策本部加圧モードに切り替える手順を整備する。
（添付資料1.18.2(1)(2)）(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかに該当した場合

・緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が20mSv／hとなった場合
・緊急時対策所エリアモニタが指示値の0.5mSv／hとなった場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ ３ において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.4m ※４ に到達した場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ ３ において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合※3

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。

※4

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mにて実施）前に加圧設備への切替え操作を行う。

(b)

操作手順
緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所加圧設備により緊急時
1.18―15173

緊急時対策所－39
対策所等を加圧する手順の概要は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第1.18.2.1－3図に，切替手順のタイムチャートを第1.18.2.1－5図に示す。
（添付資料1.18.2(1)(2)）①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備による緊急時対策所等の加圧開始を指示する。

②

災害対策要員は，キースイッチを「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所用加圧設備空気ボンベによる加圧を開始する。

③

災害対策要員は，災害対策本部と隣接区画の差圧が正圧（約20Pa）であることを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて，災害対策要員 1 名で行い，一連の操作完了まで 5 分以内と想定する。このうち，緊急時対策所加圧設備の操作から正圧に達するまでの時間は１分未満である。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
緊急時対策所周辺から希ガス等の放射性物質の影響が減少した場合に緊急時対策所以外の建屋内のパージを目的に，外気取り込み量を増加させた緊対建屋浄化モードに切り替え，建屋内の浄化後に緊急時対策所加
1.18―16174

緊急時対策所－40
圧設備による緊急時対策所等の加圧を停止し，通常運転へ切り替る手順を整備する。
（添付資料1.18.2(1)(2)）(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタにて放射線量を継続的に監視し，その指示値がプルーム接近時の指示値に比べ急激に低下し，安定した場合

(b)

操作手順
外気取り込み量を増加させ緊急時対策所以外の建屋内をパージする
浄化運転を行い，緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備に切り替える手順は以下のとおり。
緊 急 時 対 策 所 非 常 用 換 気 設 備 の 概 要 図 を 第 1.18.2.1 － 1 図 ， 第1.18.2.1－6図に，タイムチャートを第1.18.2.1－7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，災害対策要員に緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替えを指示する。

②

災害対策要員は，キースイッチを「災害対策本部加圧モード」か
ら「緊対建屋浄化モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，建屋浄化モード運転を開始する。

③

災害対策要員は，建屋内の浄化運転が1時間継続されたことを確認し，キースイッチを「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋
加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケ
ンスにて，緊急時対策所非常換気設備の運転を開始する。

④

災害対策要員は，流量が調整されていることを確認する。
1.18―17175

緊急時対策所－41
なお，緊急時対策所非常用換気設備を起動した後の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視手順については，「(2)度及び二酸化炭素濃度の測定

緊急時対策所の酸素濃ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸

化炭素濃度の測定手順」に示す。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内にて，災害対策要員 1 名で行い，一連の操作完了まで 67 分以内と想定する。
なお，緊急時対策所非常用換気設備への切替えを判断する場合は，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・ポスト以外の可搬型モニタリング・ポストの指示値も参考として監視する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

(2)

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
酸素欠乏症防止のため，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所換気設備が「緊対建屋加圧モード」の場合

(b)

操作手順
緊急時対策所の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以
1.18―18176

緊急時対策所－42
下のとおり。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

災害対策要員は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

災害対策要員は，緊急時対策所の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が0.5％を超えるおそれがある場
合は，風量調整ダンパの開度調整により，換気率を調整する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて災害対策要員 1 名で操作を行うことが可能である。室内での測定，弁の開度調整のみであるため，短時間での対応が可能である。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手
順
緊急時対策所加圧設備運転中に緊急時対策所の居住性が確保されていることを確認するため，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所換気設備が「災害対策本部加圧モード」又は「緊対建屋浄化モード」の場合
1.18―19177

緊急時対策所－43

(b)

操作手順
緊急時対策所の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以下のとおり。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策要員に緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

災害対策要員は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

災害対策要員は，緊急時対策所の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が1％を超えるおそれがある場合
は，流量制御ユニットの開度調整により，空気流入量を調整する。

(3)

放射線量の測定「原子力災害対策特別措置法第10条」特定事象が発生した場合に，緊急時対策所への放射性物質等の取り込み量を微量のうちに検知するため，緊急時対策所へ緊急時対策所エリアモニタを設置する手順を整備する。
なお，緊急時対策所建屋付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・
ポストについても緊急時対策所等を加圧するための判断に用いる。

ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断
1.18―20178

緊急時対策所－44
した場合

(b)

操作手順
緊急時対策所エリアモニタ設置手順は以下のとおり。タイムチャー
トを第1.18.2.1－8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緊急時対策所エリアモニタ設置を指示する。

②

重大事故等対応要員は，緊急時対策所に緊急時対策所エリアモニタを設置し起動する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所にて重大事故等対応要員1名で行い，一連の操作完了まで10分以内と想定する。

ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順
緊急時対策所付近に可搬型モニタリング・ポストを設置する手順は「1.17

1.18.2.2

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

必要な情報の把握及び通信連絡重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
が，緊急時対策所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備により，必要なプラントパ
ラメータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに，重大事故等に対処するための対策の検討を行う。
また，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を，緊急時対策所に整備する。
1.18―21179

緊急時対策所－45
重大事故等時において，緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所内外の通信連絡をするある場所と通信連絡を行う。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策
所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備を使用する。
（添付資料1.18.3）(1)

必要な情報の把握
重大事故等時に，緊急時対策所の緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により重大事故等に対処するために必要なプラン
トパラメータを監視する手順を整備する。
ａ．手順着手の判断基準
緊急時対策所を立上げた場合

ｂ．操作手順緊急時対策支援システム伝送装置については，常時，伝送が行われて
おり，ＳＰＤＳデータ表示装置を起動し，監視する手順は以下のとおり。
ＳＰＤＳの概要を第1.18.2.2－1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ＳＰＤＳデータ表示装置によるプラントパラメータの監視を災害対策要員に指示する。

②

災害対策要員は，ＳＰＤＳデータ表示装置の接続を確認し，端末（ＰＣ）を起動する。

③

災害対策要員は，ＳＰＤＳデータ表示装置にて各パラメータを監視する。

1.18―22180

緊急時対策所－46
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて災害対策要員1名で行う。
室内での装置の起動操作のみであるため，短時間での対応が可能であると想定する。
また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

(2)

対策の検討に必要な資料の整備
重大事故等時に，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料

を緊急時対策所に配備し，資料が更新された場合には資料の差し替えを行
い，常に最新となるよう通常時から維持，管理する。
（添付資料1.18.4(9)）

(3)

通信連絡
重大事故等時に，緊急時対策所の通信連絡設備により，中央制御室，屋内外の作業場所，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の発電所内外との通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順を整備する。
発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備の使用方法等，必要な手順の詳細は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18.2.3

必要な数の要員の収容

緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑1.18―23181

緊急時対策所－47
制するための対策に対処するために，必要な現場作業を行う要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員として最大 100 名を収容する。
要員の収容に当たっては，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と現場作業を行う要員との輻輳を避けるレイアウトとなるように考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようにトイレ，休憩スペース等を整備するとともに，収容する要員に必要な放射線管理を行うための資機
材，チェンジングエリア用資機材，飲料水及び食料等を整備し，維持，管理する。
なお，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても東海発電所の事故対応を行う場合に用いる飲料水，食料及び放射線防護具類
は，緊急時対策所の建屋外に東海発電所専用に確保し，必要に応じ緊急時対策所に持ち込むため，東海第二発電所の重大事故等への対応には悪影響を及ぼさない。
(1)

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩，仮眠をとるための交代要員を考慮して，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員46名，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な現場作業等を行う要員18名，合計64名に加え，廃止措置中の東海発電所の災害対策要員として3名の合計67名を想定している。プルーム放出のおそれがある場合，災害対策本部長は，この要員数を目安とし，廃止措置中の東海発電所の災害対策要員も考慮し最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時対策所にとどまる要員を判断する。
（添付資料1.18.4(10)）
1.18―24182

緊急時対策所－48

ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
原子炉格納容器ベントを実施する場合に備え，プルーム通過中において，緊急時対策所にとどまる必要のない要員が発電所外へ一時退避する
手順及び緊急時対策所にとどまる要員が緊急時対策所に一時退避する手順を整備する。
(a)①

手順着手の判断基準
緊急時対策所にとどまる必要のない要員の発電所外への一時退避
以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋4.5m ※２ に到達した場合
・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の10倍以上となった場合又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合※2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベントの前に,確実に発電所外への退避が行えるよう設定

な お ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 4.5m か ら ＋6.5mに到達するまでは評価上約6.5時間である。
②

緊急時対策所にとどまる要員の緊急時対策所への一時退避
以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
1.18―25183

緊急時対策所－49
水位指示値が通常水位＋5.5m ※３ に到達した場合。
・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※3

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,確実に緊急時対策所への退避が行えるよう設定

な お ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 5.5m か ら ＋6.5mに到達するまでは評価上約3時間である。

(b)

操作手順
プルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順は以下のとおり。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づきプルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必要のない要員又はとどまる要員の一時退避に関する判断を行う。

②

災害対策本部長は，プルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必
要のない要員又はとどまる要員を明確にする。

③

災害対策本部長は，一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移動手段を確保させ発電所外の放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への避難を指示する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所での災害対策本部長による判断及び指示のみであるため短時間での対応が可能である。

1.18―26184

緊急時対策所－50
(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジングエリア
用資機材の維持管理
7日間外部からの支援がなくとも対策要員が使用するのに十分な数量の装備（タイベック，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジングエ
リア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理する。
放射線管理班は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
や現場作業を行う要員等に防護具等を適切に使用させるとともに，被ばく線量管理を行うため，個人線量計を常時装着させるとともに線量評価を行う。また，作業に必要な放射線管理用資機材（電離箱サーベイメー
タ等）を用いて作業現場の放射線量率測定等を行う。
（添付資料 1.18.4(7)）

ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所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チェンジングエリアを設置及び運用する手順を整備する。
（添付資料1.18.4(8)）(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※４ が発生したと判断した場合※4 「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
1.18―27185

緊急時対策所－51
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」

(b)

操作手順
チェンジングエリアを設置及び運用するための手順は以下のとおり。
チェンジングエリア設置手順のタイムチャートを第1.18.2.3－1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，チェンジング
エリアの設置を指示する。事象進展の状況，参集済みの要員数
及び重大事故等対応要員が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに設営を行う。

②

重大事故等対応要員は，チェンジングエリア用資機材を準備し、設置場所に移動する。

③

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアの床・壁等のシート
養生の状態を確認する。

④

重大事故等対応要員は必要に応じシートの再養生を行い，チェン
ジングエリアが使用可能であることを確認する。

⑤

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアに脱衣収納袋，各エリア間の境界にバリア，粘着マット等を設置する。

⑥

重大事故等対応要員は，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員2名で行い，一連の操作完了まで20分以内と想定する。運用に関しては，チェンジングエリア内に掲
1.18―28186

緊急時対策所－52
示した案内に基づき，汚染の確認を速やかに実施することができる。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設け，重大事故等対応要員2名が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行う。
なお，身体の汚染検査を待つ現場作業を行う要員等は，周辺からの放射線影響を低減するため，遮蔽効果のある緊急時対策所で待機する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，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廃棄する。

(3)

飲料水，食料等の維持管理
重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，少なくとも外部からの支援なしに7日間，活動するために必要な飲料水，食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理する。
庶務班は，重大事故等時には，食料等の支給を適切に運用する。
（添付資料 1.18.4(9)）
放射線管理班は，適切な頻度で緊急時対策所の空気中放射性物質濃度の測定を行い，飲食しても問題ない環境であることを確認する。
ただし，緊急時対策所の空気中放射性物質濃度が目安（1×10 －３ Bq／cm
３未満）よりも高くなった場合であっても，災害対策本部長の判断により
1.18―29187

緊急時対策所－53
必要に応じて飲食を行う。

1.18.2.4

代替電源設備からの給電

緊急時対策所は，通常，常用電源設備から給電するが，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，代替電源設備として緊急時対策所用代替電源
設備により緊急時対策所へ給電する。
(1)

緊急時対策所用代替電源設備による給電
常用電源設備からの受電が喪失した場合は，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の1台が自動起動することにより緊急時対策所へ給電する。緊急時対策所電源系統概略図を第1.18.2.4－1図に示す。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を緊急時対策所の操作盤から手動起動することにより給電する。
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の運転中は，緊急時対策所
用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））から緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））により，自動で燃料給油を行うため，給油の操作は必要ない。緊急時対策所燃料系統概略図を第1.18.2.4－2図に示す。
なお、データ伝送設備については，緊急時対策所建屋の無停電電源装置
から電源供給されているため，緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
が自動起動又は手動起動するまでの間の電圧低下時においても，データ伝送は途切れなく行うことができる。

1.18―30188

緊急時対策所－54
ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順
緊急時対策所を使用する際に，常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））による給電を確認する手順及び自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動手
順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順の判断基準】
緊急時対策所の使用を開始した場合【緊急時対策所用発電機の手動起動手順の判断基準】
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止し
た場合

(b)

操作手順
常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順及び緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概要は以下のとおり。常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する場合のタイムチャートを第1.18.2.4－3図に示す。
緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概略図を第1.18.2.4－4図に，タイムチャートを第1.18.2.4－5図に示す。
【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき災害対策要員に
1.18―31189

緊急時対策所－55
緊急時対策所の給電状態の確認を指示する。
②

災害対策要員は，災害対策本部長に常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器が投入されていることを確認し，常用電源設備又は自動起動する
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））により給電が行われていること，電圧及び周波数を確認し報告する。

【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき災害対策要員に
緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電開始を指示する。

②

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，常用電源設備及び自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器の「切」操作を行う。（又は「切」を確認する。）③

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止」操作を行う。（又は「停止」を確認する。）④

災害対策要員は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の起動操作を行い，自動で受電遮断器が投入され給電が行われたこと，電圧及び周波数を確認し報告する。

(c)

操作の成立性【常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順】
災害対策要員1名で行い，常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電状態を確認するまでの一連の操作完了まで3
1.18―32190

緊急時対策所－56
分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】
災害対策要員1名で行い，緊急時対策所用発電機の手動起動による給電は一連の操作完了まで10分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。

また，廃止措置中の東海発電所と事故対応が重畳した場合であっても緊急時対策所を共用して使用するため実施する手順に変更はない。

(d)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時に常用電源設備からの受電が喪失した場合の対応手

段の選択方法は，選択スイッチにて，緊急時対策所用発電機（（Ａ）
又は（Ｂ））の自動起動する号機を選択し，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，選択している緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））から給電する。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を手動起動することにより給電する。

(2)

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場
合に，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車を配備することにより，緊
1.18―33191

緊急時対策所－57
急時対策所に給電する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止し
た場合

(b)

操作手順
緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による，緊急時対策所に給電する手順は以下のとおり。緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による手順の概要図を第1.18.2.4－6図に，タイムチャートを第1.18.2.4－7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対応要員に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電を指示する。

②

重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋の屋外に緊急時対策所
用可搬型代替低圧電源車を配置し，緊急時対策所用可搬型代替
低圧電源車から緊急時対策所用可搬型代替電源接続盤まで緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車用動力ケーブルを布設し，接続する。

③

重大事故等対応要員は，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車から緊急時対策所用Ｐ／Ｃ間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電が可能であることを報告する。

1.18―34192

緊急時対策所－58(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員6名で行い，緊急時対策所用可

搬型代替低圧電源車による給電が可能であることを確認するまで140分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。

1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

緊急時対策所加圧設備の操作等の判断に係る計装設備に関する手順は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.18―35193

緊急時対策所－59
第 1.18.1－1 表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

緊急時対策所給気・排気配管
緊急時対策所給気・排気隔離弁※２
緊急時対策所換気系ダクト
緊急時対策所加圧設備（配管・弁） ※ ２

酸素濃度計
二酸化炭素濃度計３

重大事故等対策における共通事項

重大事故等
対処設備

緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト※

重大事故等
対処設備

主要設備

整備する手順の概要は「1.0

主要設備

緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素
濃度の測定

※1

関連設備

居住性の確保

－緊急時対策所遮蔽
緊急時対策所非常用送風機 ※ ２
緊急時対策所非常用フィルタ装置
緊急時対策所加圧設備 ※ ２
緊急時対策所用差圧計

重 大 事 故 等 対 処設 備

主要設備

緊急時対策所非常用
換気設備及び緊急時
対策所加圧設備による放射線防護

放射線量の測定

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―36194

緊急時対策所－60
第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

整備する手順
書※１

対応設備
主要設備

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※ ２

無線通信装置
無線通信装置用アンテナ
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）～無線

・２Ｄ非常用ディーゼル発電機―

必要な情報の把握・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
関連設備

必要な情報の把握及び通信連絡

非常用交流電源設備※５

常設代替交流電源設備※５・常設代替高圧電源装置

重 大 事 故 等 対 処設 備

通信装置用アンテナ電重大事 故等対策要領

可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポン
プ―※1

整備する手順の概要は「1.0対策の検討に必要な資料の整備対策の検討に必要な資料

重大事故等対策における共通事項

※４

―※４

重大事 故等対策要領

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―37195

緊急時対策所－61
第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

主要設備

送受話器（ページング）
電力保安通信用電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ
Ｓ端末及びＦＡＸ）
テレビ会議システム（社内）加 入 電 話設 備 （ 加 入 電 話 及 び
加入ＦＡＸ）
専 用 電 話設 備 （ 専 用 電 話 （ ホットライン）（自治体向））衛星電話設備（固定型） ※ ２ ※ ６
衛星電話設備（携帯型） ※ ６
無線連絡設備（携帯型） ※ ６
携行型有線通話装置 ※ ６
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６

専用接続箱～専用接続箱電路
衛星電話設備（屋外アンテナ） ※ ２
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
衛星制御装置 ※ ２
衛星無線通信装置 ※ ２
通信機器 ※ ２
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路※1

整備する手順の概要は「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事 故等対策要領

自主対策設設備

無線連絡設備（固定型） ※ ２ ※ ６
送受話器（ページング） ※ ６
電力 保 安 通信 用 電 話設 備 （ 固定 電 話 機， Ｐ Ｈ Ｓ端 末及びＦＡＸ） ※ ６
テレビ会議システム（社内） ※ ２ ※ ６
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６専用 電 話 設備 （ 専 用電 話 （ ホッ ト ラ イン ） （ 地方 公
共団体向）） ※ ６

重 大 事 故 等 対 処設 備

関連設備

通信連絡

必要な情報の把握及び通信連絡－整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19 通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―38196

緊急時対策所－62
第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
機能喪失を想定する
設計基準対象施設

分類

対応手段

必要な数の要員の収容

放射線管理

放射線管理用資機材（線量計及びマスク
等）
チェンジングエリア用資機材

飲料水，食料等の維持管理

飲料水，食料等－

主要設備

代替電源設備からの給電

常用電源設備４

重大事故等対策要領
重大事故等対策要領

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ
緊急時対策所用発電機～緊急時対策
所用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）電路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ～緊急時対策
所用動力変圧器電路
緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策所用Ｐ／Ｃ電路
緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～緊急時対策
所用モーターコントロールセンタ（以下「モーターコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。）電路
緊急時対策所用ＭＣＣ～緊急時対策
所用分電盤電路
緊急時対策所用 125V 系蓄電池～緊急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
緊急時対策所用直流 125V 主母線盤～
緊急時対策所用直流 125V 分電盤電路
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク～緊急時対策所用発電機給油ポ
ンプ流路
緊急時対策所用発電機給油ポンプ～
緊急時対策所用発電機流路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

重大事故等対策要領

関連設備

重大事故等対処設備

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源
車～緊急時対策所用可搬型代替電源
接続盤電路
緊急時対策所用可搬型代替電源接続
盤～緊急時対策所用Ｐ／Ｃ電路

自主対策設備

自主対策設備主要設備

整備する手順の概要は「1.0―※

緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～緊急時対策
所用ＭＣＣ電路
緊急時対策所用ＭＣＣ～緊急時対策
所用分電盤電路
緊急時対策所用 125V 系蓄電池～緊急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
緊急時対策所用直流 125V 主母線盤～
緊急時対策所用直流 125V 分電盤電路型代替低圧電源車に※1

４

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源
車

緊急時対策所用可搬
よる給電―※

重 大 事 故 等 対 処設 備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備による給電整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―39197

緊急時対策所－63
第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要とな
る監視項目

対応手順

居住性の確保
緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護
判断基準

1.18.2.1(1)

監視計器

緊急 時 対策 所 加圧 設備へ の 切替
準備手順
操作
判断基準

緊急 時 対策 所 加圧 設備へ の 切替手順

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

監視強化

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト ※ ２
緊急時対策所エリアモニタ ※ ３

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※ １

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※ １

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入率

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所の環境監視
判断基準
操作

緊急 時 対策 所 加圧 設備の 停 止手
順

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

緊急時対策所換気空調設
備使用時の換気率

二酸化炭素濃度計 ※ ３
可搬型モニタリング・ポスト ※ ２
緊急時対策所エリアモニタ ※ ２
緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所の環境監視

※1
※2

※3

二酸化炭素濃度計 ※ ３

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―40198

緊急時対策所－64
第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順
1.18.2.1(2)

監視計器

居住性の確保
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
判断基準
操作

ａ．緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
手順

－

－

緊急時対策所非常用換気空調設備使用時の換気率

緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所内の環境監視
判断基準

ｂ．緊急時対策所加圧設備運
転中の酸素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順

緊急時対策所加圧設備使用時の運転状態

操作

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入量

二酸化炭素濃度計 ※ ３

緊急時対策所用差圧計※３

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所用差圧計 ※ ３
酸素濃度計 ※ ３

緊急時対策所内の環境監視

※1
※2

※3

二酸化炭素濃度計 ※ ３

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―41199

緊急時対策所－65
第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要と対応手順
1.18.2.3(1)

監視計器

なる監視項目必要な数の要員の収容
緊急時対策所にとどまる要員
判断

基準

b． ベ ン ト 実 施 に よ る プ ル ー

原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の酸素濃ム通過時に要員が一時退操作避する対応の手順

度

サプレッション・プール水位 ※ １
格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※ １

避難指示
1.18.2.4(1)―

代替電源設備からの給電
緊急時対策所用代替電源設備による給電基準

判断・緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計 ※ ３

電源a．緊急時対策所用発電機に操作よる給電手順基準

判断b．緊急時対策所用可搬型
給電手順

※1
※2

※3

操作

代替低圧電源車による・緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計 ※ ３
電源・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））電圧計，周波数計
・緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計 ※ ３

電源・緊急時対策所用Ｐ／Ｃ電圧計
電源

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車電圧計，周波数計

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―42200

緊急時対策所－66
第 1.18.1－3 表
対象条文【1.18】
緊急時対策所の居住性等に関する手順等※審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

給電元
給電母線

緊急時対策所非常用
送風機

緊急時対策所用ＭＣＣ

緊急時対策支援システム伝送装置

緊急時対策所用ＭＣＣ

ＳＰＤＳデータ表示装置

緊急時対策所用ＭＣＣ

通信連絡設備における給電対象設備は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―43201

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車

機能喪失原因対策分析

付－1－1.18－44

第1.18.1－1図

電源喪失（常用電源設備）

電源喪失（常用電源設備）：代替手段による対応：AND 条件

常用高圧母線（Ｂ系）（凡例）

常用高圧母線（Ａ系）③緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））②緊急時対策所用代替電源設備による給電（手動起動）

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））①緊急時対策所用代替電源設備による給電（自動起動）

対応手段及び設備

緊急時対策所電源喪失

緊急時対策所－67

1.18―44202

緊急時対策所－68

第 1.18.2.1－1 図

重大事故等時の緊急時対策所 非常用換気設備の概要図（緊対建屋加圧モード）

2

手順の項目

4

緊急時対策所立上げ
実施個所・必要要員数 非常用換気設備起動指示

経過時間（分）
8
10

6

30

加圧準備指示非常用換気設備起動（約 5 分）

60

70

80

備考

空気供給の準備完了（約 65 分）非常用換気設備操作盤へ移動
災害対策要員

緊急時対策所加圧設備による空気供給準備作
業手順

災害対策要
員

１

緊急時対策所非常用
換気設備運転手順

キースイッチ切替え操作
非常用換気設備起動確認（流量確認）

加圧空気ボンベラック室へ移動
２

第1.18.2.1－2図

加圧設備の系統構成，漏えい確認

緊急時対策所非常用換気設備運転及び加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャート

1.18-45203

緊急時対策所－69

第 1.18.2.1－3 図

重大事故等時の緊急時対策所 非常用換気設備の概要図（災害対策本部加圧モード）

5

手順の項目

緊急時対策所非常用換気設備から加圧設備への切替準備作業

実施個所・必要要員数

15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

監視強化，要員配置指示

災害対策要員1

重大事故等対応要員

1

第1.18.2.1－4図10

パラメータ監視及び加圧操作要員配置

監視（エリアモニタ指示，記録計）

緊急時対策所非常用換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替準備手順のタイムチャート

1.18-46

204

緊急時対策所－70

1

2

3

経過時間（分）
4
5

手順の項目

6

7

8

9

備考

加圧設備運転（約 5 分）

加圧指示
実施個所・必要要員数
非常用換気設備操作盤へ移動

災害対策要員

第1.18.2.1－5図１

緊急時対策所非常用換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替手順

キースイッチ切替え操作（加圧開始）
圧力確認

緊急時対策所非常用換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替手順のタイムチャート

1.18-47205

緊急時対策所－71

第 1.18.2.1－6 図

重大事故等時の緊急時対策所（建屋浄化モード）

非常用換気設備の概要図

経過時間（分）
1

2

3

63

64

切替指示
手順の項目

65

66

67

備考

非常用換気設備起動（約 67 分）実施個所・必要要員数

プルーム接近時の指示値に比べ急激に低下，判断・操作指示
非常用換気設備操作盤へ移動

災害対策要員１

緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替手順

キースイッチ切替え操作（建屋浄化モード）
建屋浄化運転キースイッチ切替え操作（建屋加圧モード）
非常用換気設備起動確認(流量確認)

第1.18.2.1－7図

緊急時対策所加圧設備の停止手順のタイムチャート

1.18-48206

緊急時対策所－72

1

手順の項目

実施個所・必要要員数

2

3

4

5

経過時間（分）6
7

緊急時対策所立上げ
設置指示

8

9

10

11

12

備考

エリアモニタ設置完了（約 10 分）
資機材準備

重大事故等対応要員

専用ケーブル，電源コンセントの接続

１

緊急時対策所エリアモニ
タ設置手順

エリアモニタ起動操作

第1.18.2.1－8図 緊急時対策所エリアモニタ設置手順のタイムチャート

1.18-49207

緊急時対策所－73

第1.18.2.2－1図 ＳＰＤＳの概要

1.18-50208

緊急時対策所－74

5

手順の項目

実施個所・必要要員数

10

緊急時対策所立上げ
チェンジングエリア設置指示

15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

チェンジングエリア設置完了（約 20 分）

資機材準備，移動重大事故等対応要員

２

チェンジングエリア
設置手順

壁・床面養生確認及び脱衣収納袋，境界バリア，粘着マット等設置
ＧＭ汚染サーベイメータ等設置

第1.18.2.3－1図

緊急時対策所チェンジングエリア設置手順のタイムチャート

1.18-51

209

緊急時対策所－75

第1.18.2.4－1図 緊急時対策所電源系統概略図

1.18-52210

緊急時対策所－76

第1.18.2.4－2図

緊急時対策所燃料系統概略図

1.18-53211

緊急時対策所－77

1

手順の項目

実施個所・必要要員数

緊急時対策所立上げ
確認指示

2

経過時間（分）
4
5

3

6

7

8

9

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の自動起動による給電（約 3 分)

緊急時対策所の操作盤に移動
遮断器及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の状態確認
災害対策要員

第1.18.2.4－3図１

緊急時対策所用発電機による給電（自動起動）

常用電源設備又は自動起動する緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順のタイムチャート

1.18-54212

緊急時対策所－78

②

②

②

④
④

③
※自動起動選択※○数字は，緊急時対策所用発電機（Ａ）を自動起動とし，緊急時対策所用発電機（Ｂ）を手動起動する場合の給電手順にて，操作する遮断器及び機器を示す。
第1.18.2.4－4図

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順の概略図

1.18-55213

緊急時対策所－79

2

手順の項目

実施個所・必要要員数

4

6

経過時間（分）
8
10

12

14

16

18

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電（約 10 分)

起動指示
緊急時対策所の操作盤に移動

遮断器「切」操作及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止操作」，状態確認（起動準備）
災害対策要員１

緊急時対策所用発電機による給電（手動起動）

第1.18.2.4－5図

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
手動起動、受電操作

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順のタイムチャート

1.18-56214

緊急時対策所－80②※○数字は，緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順にて，操作する機器を示す。
第 1.18.2.4－6 図

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順の概要図

1.18-57

215

緊急時対策所－81

20

手順の項目

実施個所・必要要員数

起動指示

40

60

経過時間（分）
80
100

120

140

160

180

備考

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車よる給電（約 140 分)

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車配備前準備
緊急時対策所用可搬型代替電源接続盤への移動・配置
重大事故等対応要員

第1.18.2.4－7図

ケーブル布設６

緊急時対策所用可搬型代
替低圧電源車による給電

ケーブル接続緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順のタイムチャート

1.18-58216

緊急時対策所－82
添付資料1.18.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／8）
技術的能力審査基準（1.18）【本文】
発電用原子炉設置者において、
緊急時対策所に関し、重大事故等が発生した場合においても、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が緊急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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 「現地対策本部としての機能を維持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)重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ)緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ)対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
ｄ)資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
ｅ)少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料
水及び食料等を備蓄すること。
2 「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なく
とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

番号

設置許可基準規則（61 条）

技術基準規則（76 条）

番号

【本文】
第四十六条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。

⑧①【本文】
第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講ずること。

⑨

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、
重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けるものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
２ 緊急時対策所には、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる
ものでなければならない。

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けること。
２ 緊急時対策所には、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる措置を講じなければならない。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備を備えたものをいう。
ａ)基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備を備えたものをいう。
ａ)基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

⑪

ｂ)緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

ｂ)緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

⑫

ｃ)緊急時対策所は、代替交流電
源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

ｃ)緊急時対策所は、代替交流電
源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

⑬

ｄ)緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

ｄ)緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

⑭

②

③

④
⑤

⑥

⑦

⑩

1.18-59217

緊急時対策所－83
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／8）
技術的能力審査基準(1.18)―

番号

設置許可基準規則(61 条)

技術基準規則(76 条)

番
号ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

⑮―

ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対策所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。

ｆ）緊急時対策所建屋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、緊急時対策所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。
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

⑯⑰

1.18-60218

緊急時対策所－84
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／8）

放射線量

の測定

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

新設

緊急時対策所非常用送風機新設

緊急時対策所非常用フィ
ルタ装置

新設

緊急時対策所加圧設備新設

緊急時対策所用差圧計新設

緊急時対策所給気・排気配管新設

緊急時対策所給気・排気隔離弁

新設

緊 急 時対策所 加圧 設 備（配管・弁）

新設

緊急時対策所エリアモニ
タ

新設

可搬型モニタリング・ポ
スト

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

手段

機器名称

―

―

―

―

―

―

―

―

―

①②⑦⑧⑨⑪⑫⑭⑮⑰

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策

所加圧設備による放射線防護※１

緊急時対策所遮蔽

備
考

①②⑧⑨

手段

自主対策設備①②⑧⑨

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号

新設

対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及

びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2

手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-61219

緊急時対策所－85
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／8）

手段

緊急時対策所用発電機新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク

新設

緊急時対策所用発電機給
油ポンプ

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
圧計新設

緊急時対策所用発電機～
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
路

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ～
緊急時対策所用動力変圧器電路新設

緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策所用Ｐ／
Ｃ電路新設

緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～
緊急時対策所用ＭＣＣ電
路新設

緊急時対策所用ＭＣＣ～
緊急時対策所用分電盤電
路新設

緊急時対策所用125V系蓄電池～緊急時対策所用直流125V主母線盤電路新設

緊急時対策所用直流125V
主母線盤～緊急時対策所用直流125V分電盤電路新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク～緊急時対策所用発電機給油ポン
プ流路新設

緊急時対策所用発電機給油ポンプ～緊急時対策所
用発電機流路新設――①②③⑧⑨⑬

緊急時対策所用常設代替電源設備による給電※１

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号

自主対策設備
備
考

手段

機器名称

―

―

可搬型代替交流電源設備による給電

可搬型代替交流電源設備―対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及

びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2

手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-62220

緊急時対策所－86
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号
新設

無線通信装置新設

無線通信用アンテナ
安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）～無線
通信装置用アンテナ電路
常設代替交流電源設備 ※新設

２

可搬型代替交流電源設備※２※２

非常用交流電源設備

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

既設

放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）

新設※１

飲料水，食料等※１

新設

携行型有線通話装置

新設

衛星電話設備（固定型）

新設

衛星電話設備（携帯型）

新設
新設

新設

―

発電所内外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡

新設①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

チェンジングエリア用資
機材※１

①②③⑥
⑧⑨⑩

飲料水，食料等の維持管理

―

①②③⑧⑨
⑯

放射線管理
※１

―

新設

既設

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰＦＡＸ）

機器名称

新設

※１

無線連絡設備（携帯型）

手段

①②③⑤⑧
⑨⑩

対策の検討に必要な資料

対策の検討に必要な資料

新設

備
考

①②③⑤⑧⑨⑩

必要な情報の把握

安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）

自主対策設備送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）
無線連絡設備（固定型）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））テレビ会議システム（社内）対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及

びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2

手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-63221

緊急時対策所－87
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応
機器名称
新設
番号
専用接続箱～専用接続
箱電路

新設

衛星電話設備（屋外ア
ンテナ）

新設

自主対策
備考

手段

機器名称

―

―

―

衛星制御装置新設
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外 新設
アンテナ）電路
新設

通信機器

新設

統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路新設

常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備

新設

※

新設

２

非常用交流電源設備※２※１①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

衛星無線通信装置

既設対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材（線量計及びマスク等），チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）
及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

※2

手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-64222

緊急時対策所－88
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／8）
技術的能力審査基準（1.18）【要求事項】

適合方針
重大事故が発生した場合においても緊急時

発電用原子炉設置者において、緊急時対策対策所に配備する設備により必要な指示を所に関し、重大事故等が発生した場合におい行う要員がとどまることができるよう，必要ても、重大事故等に対処するために必要な指な手順を整備する。

示を行う要員が緊急時対策所にとどまり、重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに、発電用原子炉施設の内外の通信発電用原子炉施設の内外と通信連絡するた連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重めに必要な手順を整備する。

大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の現地対策本部としての機能を維持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 「現地対策本部としての機能を維持する―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)重大事故が発生した場合においても、放射重大事故が発生した場合においても換気設

線防護措置等により、重大事故等に対処する備等を用いた放射線防護措置により必要なために必要な指示を行う要員がとどまるた指示を行う要員がとどまるために必要な手めに必要な手順等を整備すること。

順を整備する。

ｂ)緊急時対策所が、代替交流電源設備からの緊急時対策所用の電源は、代替交流電源設備

給電を可能とすること。

である緊急時対策所用発電機からの給電を行うための手順を整備する。

ｃ)対策要員の装備（線量計及びマスク等）が資機材等（放射線管理用資機材（線量計及び配備され、放射線管理が十分できること。

マスク等）及びチェンジングエリア用資機材）により十分な放射線管理を行える手順等を整備する。

ｄ)資機材及び対策の検討に必要な資料を整資機材等（対策の検討に必要な資料）を整備備すること。

する。

ｅ)少なくとも外部からの支援なしに１週

資機材等（飲料水，食糧等）を備蓄する。

間、活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18-65223

緊急時対策所－89
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／8）
技術的能力審査基準（1.18）

適合方針

２ 「重大事故等に対処するために必要な数

緊急時対策所にとどまる要員は，重大事故等の要員」とは，「重大事故等に対処するために対処するために必要な指示を行う要員 46に必要な指示を行う要員」に加え、少なくと名と，原子炉格納容器の破損等による発電所

も原子炉格納容器の破損等による工場等外

外への放射性物質の拡散を抑制するためにへの放射性物質の拡散を抑制するための対必要な現場作業等を行う要員 18 名の合計 64

策に対処するために必要な数の要員を含む名とする。

ものとする。

1.18-66224

緊急時対策所－90
添付資料 1.18.2(1)
居住性を確保するための手順等の説明について
添付２－１

1.

緊急時対策所加圧設備の運転操作について

操作概要
緊急時対策所加圧設備の空気ボンベを運転し緊急時対策所を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。

2.

必要要員数・想定時間(1)

必要要員数：庶務班 1 名(2)

想定時間：約 5 分

1.18-67225

緊急時対策所－91
3. 系統構成
緊急時対策所 換気空調系概略図は第 1 図のとおり。

（緊対建屋加圧モード）
第1図

重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（1／2）

1.18-68226

緊急時対策所－92

第1図（災害対策本部加圧モード）
重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（2／2）

1.18-69227

緊急時対策所－93
4.

手

順

①換気空調設備操作盤で，キースイッチの「緊対建屋加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「通常モード」
から「緊対建屋加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切替え操作は以下のとおり。）
排風機が停止し，排風機出口隔離弁が閉，差圧排気調整隔離弁が調整開，差圧排気出口隔離弁が開とすることで差圧制御ラインから排気する。その後，フィルタ装置入口隔離弁を開，非常用送風機を起動させ外気取入隔離弁を閉とする。さらに，非常用給気調整隔離弁を調整開，災害対策本部非常用給気隔離弁を開として，外気を非常フィルタ装置にてフィルタ処理し，緊急時対策所を加圧する。
②換気空調設備操作盤で，キースイッチの「災害対策本部加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「緊対
建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切替え操作は以下のとおり。）
災害対策本部給気隔離弁，災害対策本部非常用給気隔離弁，災害対策本部
換気隔離弁を閉，加圧空気供給弁を開とし，緊急時対策所の加圧を開始する。また，非常用送風機風量切替隔離弁，非常用給気調整隔離弁を調整開とし外気取入量を調整する。
③緊急時対策所と隣接区画との差圧調整は災害対策本部差圧調整隔離弁にて自動制御する。また，緊急時対策所内の差圧計により，所定の差圧（約30Pa）に加圧されていることを確認する④災害対策本部加圧モード運転中においては，酸素濃度 19％以上及び二酸化炭素濃度 1％以下であることを，酸素濃度計又は二酸化炭素濃度計で適時確認する。
1.18-70228

緊急時対策所－94
添付資料 1.18.2(2)添付２－２

加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定及び空気ボンベの必要本数について

1．加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定加圧
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第 1 表に示す。加圧設備運
転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m３ ／h に設定する。

第1表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m ３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制160以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
緊急時対策所はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，緊急時対策所のリークポテ
ンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。
(a)

ドア開口リーク量気密が要求される建屋／部屋に使用されるドアの気密性は JIS A 4702
にて定義されている。最も気密性の高い等級Ａ－４のドアにおいては，圧
1.18-71229

緊急時対策所－95
力差 30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約 6［m ３ ／h・
m２ ］であるため，ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Q ドア＝S×6
Q ドア：ドアからのリーク量［m３ ／h］
S：ドアの面積合計 9.5m ２ （緊急時対策所）

JIS A4702 気密性

６(b)

壁貫通部のリーク量

壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率 0.5
回／day を用いると，以下の式により算出できる。
Q 貫通部＝V×0.5÷24
V：室容積2,994ｍ ３

したがって，緊急時対策所のリーク量は以下の式により 120m ３ ／h となる。
Q＝Q ドア［m ３ ／h］＋Q 貫通部［m ３ ／h］＝S［m ２ ］×6［m ３ ／h・m ２ ］＋V［m ３ ］×0.5［回／day］÷24［day／h］＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120［m ３ ／h］
1.18-72230

緊急時対策所－96
Q:供給空気供給量［m ３ ／h］

ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

0.0218 100
100
19.00 20.95
112m3 /hGa ：酸素発生量-0.0218m ３ ／h／人

P :人員

100人

K0

20.95vol％:供給空気中酸素濃度

K :許容最低酸素濃度

19.0vol％

ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は 1.0vol％以下 (「鉱山保安法施行規則」を準拠)，
空気中の二酸化炭素量は 0.03vol％，滞在人数 100 名の二酸化炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭
素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである。

Q

Ga P
K K0

100

0.022 100100
1.0 0.03
227 m 3 /h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の 10 時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切替え時間を考慮した 2 時間を加え，さらに 2
1.18-73231

緊急時対策所－97
時間の余裕をもたせ 14 時間分とする。14 時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は 160m ３ ／h となる。（14 時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）
K = K + (K

K )×e

×

+G ×P

×

Q
K = K

K

G ×P Q ×e×+ K

G ×P Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 ［％］K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度

0.5％

K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度

0.03％

Ga：ＣＯ ２ 発生量0.022m ３ ／(h・人)P ：滞在在人員

100人

Q ：空気供給量 ［m３ ／h］
2,994m ３

V ：室容積２．空気ボンベの必要本数について(a)

空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切替え時間を考慮した2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m ３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は，160m ３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，
下記計算のとおりであり，320本を確保する。

・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa(at 35℃)
1.18-74232

緊急時対策所－98
・設置環境条件におけるボンベ初期圧力：18.01MPa(at 10℃)
・ボンベ内容積：46.7L・圧力調整弁最低制御圧力：3MPa

・ボンベ供給可能空気量：7.15m ３ ／本(at 10℃)

計算式：

160 147 . 162313

1.18-75233

緊急時対策所－99
添付資料1.18.3
必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付３－１

ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できるパラメータについて

通常，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳ
データ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所に設置する
緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2週間分（1分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデータ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。

ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
・「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「原子炉格納容器内の状態」「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済み燃料プールの状態」の把握並びに「環境の情報」の把握

また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による原子炉格納容器
1.18-76234

緊急時対策所－100の破損防止」「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」「津波監視」に必
要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第1表に示す。

1.18-77235

緊急時対策所－101
第1表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
（1/6）

目的

対象パラメ－タ

ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送パ
ラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

Ａ

○

－

○

平均出力領域計装

Ｂ

○

－

○

平均出力領域計装

Ｃ

○

－

○

平均出力領域計装

Ｄ

○

－

○

平均出力領域計装

Ｅ

○

－

○

平均出力領域計装

Ｆ

○

－

○

○

○

○

○

○

○

炉心反応度
起動領域計装 Ａの状態確認
起動領域計装 Ｂ
起動領域計装Ｃ○○○

起動領域計装Ｄ○○○

起動領域計装Ｅ○○○

起動領域計装Ｆ○○○

起動領域計装Ｇ○○○

起動領域計装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

○

○

○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
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

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○1.18-78236

緊急時対策所－102
（2/6）
ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

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

○

○

○

6.9kV 母線２Ｂ－２電圧
炉心冷
却の状 6.9kV 母線２Ｃ電圧
態確認
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

○

○

○

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）
原子炉
ドライウェル圧力（広帯域）
格納容器内の ドライウェル圧力（狭帯域）状態確
ドライウェル圧力
認
サプレッション・チェンバ圧力

○

○

○

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・プ－ル圧力

○

○

○

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プ－ル水温度（平均値）

○

○

○

目的

対象パラメ－タ1.18-79237

緊急時対策所－103
（3/6）
ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

サプレッション・プ－ル水温度

○

○

○

サプレッション・プ－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－ル水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度（Ｄ/Ｗ）
（Ａ）

○

○

○

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
原子炉格納容器内の状 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
態確認
格納容器下部水位

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器下部水温○－○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

○

－

○

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

○

－

○

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）

○

○

○

目的

対象パラメ－タ1.18-80238

緊急時対策所－104
（4/6）
ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

格納容器内スプレイ弁Ｂ（全開）
原 子 炉
主蒸気管放射線モニタ（Ａ）
格 納 容
器 内 の 主蒸気管放射線モニタ（Ｂ）
状 態 確
主蒸気管放射線モニタ（Ｃ）
認
主蒸気管放射線モニタ（Ｄ）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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－ルドアップ）Ａ

○

○

○

放 射 能 排ガス放射能（プレホ－ルドアップ）Ｂ
隔 離 の
ＮＳ４内側隔離状 態 確
認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

○

○

○

ＳＧＴＳ Ａ作動○○○

ＳＧＴＳ Ｂ作動○○○

ＳＧＴＳモニタ（高レンジ）Ａ

○

○

○

環 境 の ＳＧＴＳモニタ（高レンジ）Ｂ
情 報 確
ＳＧＴＳモニタ（低レンジ）Ａ認
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)

○

○

○

目的

対象パラメ－タ1.18-81239

緊急時対策所－105
（5/6）
ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

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

○

○

－

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

○

○

－

環 境 の 71m ベクトル平均風速 10 分値
情 報 確 140m ベクトル平均風速 10 分値
認
可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

○

－

○

○

－

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所）○－－

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

－

－

風向（可搬型）○－－

風速（可搬型）○－－

大気安定度（可搬型）

○

－

－

目的

対象パラメ－タ

10 分値

1.18-82240

緊急時対策所－106（6/6）
対象パラメ－タ

ＳＰＤＳ
パラメ－タ

ＥＲＳＳ伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

使用済燃料プ－ル水位・温度（Ｓ
Ａ広域）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置スクラビング水温度

○

－

○

水 素 爆 発 に 原子炉建屋水素濃度
よる原子炉
建 屋 の 損 傷 静的触媒式水素再結合器動作監視
装置
防止確認

○

－

○

○

－

○

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 ( Ｅ 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
Ｃ Ｃ Ｓ ) の 残留熱除去系ポンプＡ起動
状態等
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

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

－

○

潮位計

○

－

○

目的

使 用 済 燃 料 使用済燃料プ－ル温度（ＳＡ）
プ－ルの状
使用済燃料プ－ル温度
態確認
使用済燃料プ－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）

水素爆発に
よ る 原 子 炉 フィルタ装置入口水素濃度
格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確
認
フィルタ装置水位

津波監視

1.18-83241

緊急時対策所－107
添付資料 1.18.4(1)
必要な要員の収容に係る手順等の説明について
添付４－１

東海第二発電所の原子力防災組織と指揮命令及び情報の流れについて当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，さまざまな
事故シーケンスやシビアアクシデントに至る事故を想定した緊急時対応訓練を繰り返し実施し，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在東海第二発電所において組織している発電所災
害対策本部体制について，以下に説明する。
1.

発電所災害対策本部の構成
発電所災害対策本部体制を第1図に示す。
発電所災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，下記の要員で構成される。
・発電所災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・発電所災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部員又は班長の指揮の下，活動を実施する。

(1)

情報班
事故に関する情報収集,整理及び連絡調整，本店総合対策本部及び社外機
関との連絡調整の実施

1.18-84242

緊急時対策所－108(2)

広報班
発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供の実施

(3)

庶務班
発電所災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療（救護）に関する措置，二次災害防止に関する措置，アクセ
スルート確保，消火活動，放射性物質拡散抑制対策の実施

(4)

技術班
事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言(5)

放射線管理班
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，
汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置の実
施

(6)

保修班
事故の影響緩和・拡大防止に関する対応，給水確保及び電源確保に伴う措置等，不具合設備の応急復旧及び技術的助言

(7)

運転班
プラント状態の把握及び発電所災害対策本部へのインプット，事故の影
響緩和・拡大防止に関する運転上の措置及び技術的助言

2.

発電所災害対策本部要員の権限等
発電所災害対策本部要員の権限等については，以下のとおり。

(1)

原子力防災管理者（所長）
原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し，状況の
1.18-85243緊急時対策所－109
把握に努めるとともに原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行わせる。
(2)

副原子力防災管理者
原子力防災組織の統括について原子力防災管理者（所長）を補佐し，原子力防災管理者（所長）が不在の時は，その職務を代行する。

(3)

発電用原子炉主任技術者
原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。

(4)

本部員
各本部員の担当について原子力防災管理者（所長）を補佐し，担当業務を遂行する。また，原子力防災管理者（所長）及び副原子力防災管理者が不在の時は，あらかじめ定めた代行順位でその職務を代行する。

(5)

班長
各班の業務が円滑に行えるよう，各班の業務内容を整理し，各班の要員に指示する。また，各班の要員から作業状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ連絡する。

3.

指揮命令及び情報の流れについて
原子力防災組織において，指揮命令は基本的に本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本
部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直発電長）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
1.18-86244

緊急時対策所－110
4.
(1)

その他
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した発電所災害対策本部体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこと
となる。

(2)

要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいないことが考えられる。こうした場
合には，同じ機能を担務する上位職者等が兼務するか，代行者を追加招集して対処できるようにする。

1.18-87245

緊急時対策所－111

第1図

発電所災害対策本部体制
1.18-88246

緊急時対策所－112

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

添付資料 1.18.4(2)247
1.18－89

緊急時対策所－113

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

添付資料 1.18.4(3)248
1.18－90

緊急時対策所－114

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

添付資料 1.18.4(4)249
1.18－91

緊急時対策所，中央制御室，現場

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

緊急時対策所－115

添付資料 1.18.4(5)250

1.18－92

緊急時対策所－116
添付資料 1.18.4(6)添付４－２

緊急時対策所に最低限必要な要員について

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交替要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 46 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 24 名のうち，中央制御室退避
室にとどまる運転員 3 名，フィルタベント現場対応の保修班要員 3 名を除く 18名の合計 64 名を想定している。
なお，この要員数を目安として，災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる
要員を判断する。

1.

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
要員

考え方

人数

発 電 所 災 害 重大事故等に対処するための指揮を行うため
対 策 本 部 長 に必要な本部要員は本部長，本部長代理，原子炉主任技術者がとどまる。
他

5名

各班については，本部長からの指揮を受け，重各班本部員，
大事故等に対処するため，各本部員及び各班長班長がとどまる。

18 名

上記，本部長，本部長代理，原子炉主任技術者の交替要員 5 名及び各班の本部員，班長の交替
要員 18 名を確保する。

23 名

交替要員

1.18－93

合計
46 名

251

緊急時対策所－1172.

原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員
放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置として，プルーム通
過後の放水砲による放水の再開実施に必要な要員及びその他重大事故等に対して柔軟に対処するために必要な要員数を確保する。
要員

考え方

人数 ※

運転員（当直員）

プル－ム通過時には，3 名が中央制御室退避室，4 名が緊急時対策所に退避する。

7名

放射性物質の拡散を抑制す
放射性物質拡るために必要な放水砲設備
散抑制対応の運転，監視

4名

庶務班要員

燃料確保

保修班要員

水源確保
電源確保

運転班要員

ポンプ車等の可搬型設備への燃料給油
使用済燃料ピットへの補給
等
電源車の運転操作，監視格納 容器 ベ ン 格納容器ベントの現場対応
ト対応

放射線管理班要モニタリング
員（二次隔離弁操作室に退避）
作業現場の放射線モニタリ
ング

合計

2名
24 名
2名
2名
3名
4名

※ 人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度，運用の改善を図っていく。

1.18－94252

緊急時対策所－118
添付資料 1.18.4(7)
放射線管理用資機材○放射線防護具類
配備数 ※１
品

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※２

タイベック

1,155着 ※３

17 着 ※１ ５

靴下2,310足 ※４

34 足 ※１ ６

帽子

1,155個 ※５

17 個 ※１ ７

綿手袋

1,155双 ※６

17 双 ※１ ８

ゴム手袋2,310双 ※７

34 双 ※１ ９

全面マスク

330個 ※８

17 個 ※１ ７

チャコールフィルタ

2,310個 ※９34 個 ※２ ０

アノラック

462着 ※１ ０

17 着 ※１ ５

長靴

132足 ※１ １

9 足 ※２ １

胴長靴

12足 ※１ ２

9 足 ※１ ６

遮蔽ベスト

15着 ※１ ３――

9 式 ※２ ２66個 ※１ ４

17 個 ※１ ７

自給式呼吸用保護具

バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)※10 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×1.5倍＝462着※11 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（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）＝132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着

1.18－95253

緊急時対策所－119
※14
※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍＝16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2個(2個を1セットで使用)×1.5倍＝33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このうち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，交替時の放射線防護具類については，交替要員が発電所外から発電所に向かう際（往路）に，発電所外へ移動する（復路）分の防護具類を持参し，原則緊急時対策所建屋内の防護具類は使用しないため考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日＝924 ＜ 1,155
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,848 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して220個（要員数分×2倍）であり，配備数（330個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，遮蔽ベスト，自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10～15参照）。

1.18－96254

緊急時対策所－120○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

名

配備数 ※1
緊急時対策所建屋

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 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

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

2台 ※7

※1
※2

―
2 台 ※7※3※4※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋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。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台

1.18－97255

緊急時対策所－121○電離箱サーベイメータの根拠について
・電離箱サーベイメータは，屋外作業現場等の放射線測定を行い，要員の過剰な被ばくを防止するために使用する。
・電離箱サーベイメータは，線量が高くなることが想定される場所にて行う作業で使用できるよう，大気への放射性物質の拡散を抑制するための作業用として 1 台（①）
及び格納容器ベントの実施により屋外の線量が上昇した状況下において原子炉建屋等近傍で行う作業用として２台（②，③）並びに緊急時対策所の環境測定用として
1 台（④）の計 4 台を配備するとともに，さらに，故障点検時のバックアップ用の 1台を配備する。
・なお，各要員の着用する電子式個人線量計の発する音により，要員周辺の線量率の上昇を把握することで，過剰な被ばくを防止することも可能である。

電離箱サーベイメータを携行する作業
作

業①放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制②格納容器圧力逃がし装置
スクラビング水補給作業③可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給作業，
タンクローリによる燃料
補給操作

備

考

配備数（台）

・原子炉建屋近傍で行う作業・作業場所（放水砲設置場所）は 1 ヶ所のため，11台で対応可能・格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍作業（格納容器ベント実施に伴い高線量化することを想定）

1

・作業場所は 1 ヶ所のため 1 台で対応可能
・原子炉建屋近傍を通過する作業
・水源補給作業開始後に燃料補給操作を行うため 1

1台で対応可能④緊急時対策所（チェンジ ・緊急時対策所の環境測定（居住性確保）
ングエリアを含む）の環 ・緊急時対策所内を携行して使用するため，1 台で
対応可能
境測定
合

計

―

1.18－981

4（予備 1）

256

緊急時対策所－122○ＧＭ汚染サーベイメータの根拠について
・ＧＭ汚染サーベイメータは，屋外から緊急時対策へ入室する現場で作業を行った要員の身体等の汚染検査を行うために使用する。
・チェンジングエリア内のサーベイエリアにて汚染検査のために 1 台，除染エリアにて除染後の再検査のために 1 台使用する。
・また，緊急時対策所の環境測定のためダストサンプラとあわせて空気中の放射性物
質の濃度を測定するために 1 台使用する。
・3 台に加えて汚染検査の多レーン化等柔軟なチェンジングエリアの運用及び故障点検時のバックアップとして予備 2 台の計 5 台を配備する。

1.18－99257

緊急時対策所－123

添付資料 1.18.4(8)
添付４－３

1.

チェンジングエリアについて

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 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「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 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所
建屋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，緊急時対策所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作業服の着替え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。
なお，チェンジングエリアは東海発電所及び東海第二発電所共用とする。
（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 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所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。

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，緊急時対策所建屋入口に設置する。概要は第 1 表のとおり。

1.18－100258

緊急時対策所－124

第1表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚緊急時対策所建屋染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染

1 階入口

検査及び作業服の着替え等を行うための区画を
設ける。

設営
形式

シ－ト区画化
（緊急時対策所建屋）

通常時より壁，床等について，あらかじめシ－
ト及びテ－プにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚原子力災害対策特別措置法 染するおそれが発生した場合，チェンジングエ
第 10 条特定事象が発生し，リアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参災害対策本部長の指示があ
集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実った場合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う
放射線管理班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屋内のアクセスルート
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋入口に設置する。チェンジング
エリアの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第１図のとおり。

1.18－101259

緊急時対策所－125

第1図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

1.18－102260

緊急時対策所－126
4.
(1)

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 2 図の設営
フロ－に従い，第 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 名で約 20 分（資機材運搬に約 4分を想定及び資機材の設置に訓練実績から約 13 分を確認）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 7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，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

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

第2図

チェンジングエリア設営フロー1.18－103261

緊急時対策所－127

第3図

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

1.18－104262

緊急時対策所－128(2)

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，以下のとおりとする。
○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エリア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※２

簡易シャワー

1式 ※３

簡易水槽

1個 ※３

バケツ

1個 ※３

水タンク

1式 ※３

可搬型空気浄化装置

3台 ※４

はさみ，カッター

各3本 ※５

筆記用具

2式 ※６

養生シート

4巻 ※７

粘着マット

3枚 ※８

脱衣収納袋

9個 ※９

難燃袋

525枚 ※１０

難燃テープ

12巻 ※１１

クリーンウェス

31缶 ※１２

吸水シート

924枚 ※１３※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 110名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝30.8→31缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110名（要員数）×7日×4 （1回除染する際の排水量）÷5 （シート1枚の給水量）×1.5
倍＝924枚

1.18－105263

緊急時対策所－129
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）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋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，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策所建屋外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，
緊急時対策所建屋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図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①～③のエリアを設けることで緊急時対策所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汚染検査を行うエリア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

1.18－106264

緊急時対策所－130(2)

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・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
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。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策内に移動する。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。

(4)

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。
（簡易シャワ
1.18－107265

緊急時対策所－131
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。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，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・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

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，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染が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４図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

1.18－108266

緊急時対策所－132

除染エリア
緊急時

【除染①】
サーベイエリアにて，汚染確認

【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
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第４図

(7)

簡易水槽

移動後，再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
緊急時対策所建屋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，適宜屋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。

(8)

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
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

(9)

災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード中の緊急時対策所への
1.18－109267

緊急時対策所－133
入室
放射線管理班員は，緊急時対策所が空気加圧されている換気系運転状態（災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード）での緊急時対策所への万一の入室に備え，脱衣，汚染検査，除染を行うための資機材を緊急時対策所にあらかじめ保管し，外部からの入室時はエアロック内にて，脱衣，汚染検査，除染を実施する。また，表面汚染密度，線量当量率及び空気中
放射性物質濃度の測定の結果，エアロック内に汚染が認められた場合は除染を実施する。

1.18－110268

緊急時対策所－134
6.
(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査を行
うためのサーベイエリア，脱衣を行うための脱衣エリア及び身体に付着した放射性物質の除染を行うための除染エリアを設けるとともに，緊急時対策所非常用換気設備により，緊急時対策所の空気を浄化し，緊急時対策所の放射性物質を低減する設計とする。

(2)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリア及び靴・ヘルメット置場の空気を浄化するように配置し，汚染拡大を防止する。
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。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を
第 5 図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，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プルーム通過時は，原則利用しないこととする。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プルーム通過時に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での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屋外に保管する。
1.18－111269

緊急時対策所－135○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m3／min（540m3／h）○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5図

(3)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

(4)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所建屋内の 1 階に専用で設置し，第 6 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。
1.18－112270

緊急時対策所－136
また，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エ
リアの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに第 6 図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

第6図

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

1.18－113271

緊急時対策所－137(5)

チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所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，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，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。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベイエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所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 2 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２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。

1.18－114272

緊急時対策所－138

第2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
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射性同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8.

位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝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（40Bq／㎝２相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。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。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェン
ジングエリアを退域するまで約 42 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染
検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域
1.18－115273

緊急時対策所－139
できることを確認している。
9.

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475分），可搬型気象観測設備の設置（80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。
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時間で設置を行える。なお，チェンジングエリアの運用については発災後要員が参集されるまでは作業員は自ら汚染検査を行い，参集後は本部内の放射線管理班員が作業終了の都度対応する。プルームが通過した後は放射線管理班員がチェン
ジングエリアに常駐して対応する。

1.18－116274

緊急時対策所－140
・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

要員

対応項目

2

3

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

6

7

8

事象発生
▽
▽緊急時対策所チェンジング
10 条 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
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※ １
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

要員

対応項目

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5▽参集完了▽緊急時対策所チェンジング
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

※1 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。

1.18－117275

緊急時対策所－141
添付資料 1.18.4(9)
添付４－４
1.

飲食料とその他の資機材

飲食料
緊急時対策所要員が，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするために，緊急時対策所建屋に必要な資機材等を配備することとしている。また，プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないように，
余裕数を見込んでとどまる要員の 1 日分以上の食料及び飲料水を緊急時対策
所建屋に保管する。
緊急時対策所建屋には以下の数量を保管する
品

名

保管数

考え方

食料

2310 食110 名（要員数）×7 日×3 食

飲料水1540 本110 名（要員数）×7 日×2 本（1.5 ／本）※※飲料水 1.5 容器での保管の場合（要員 1 名当たり 1 日 3 を目安に配備）
2.

その他資機材
緊急時対策所建屋に以下の数量を保管する。
品

名

保管数

考え方

酸素濃度計

2 台 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

二酸化炭素濃度計

2 台 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

一般テレビ（回線，機器）

1 式 報道や気象情報等を入手するため

社内パソコン

1 式 社内情報共有に必要な資料・書類を作成する
ため

簡易トイレ

一式 プル－ム通過中に対策本部から退出する必要がないよう連続使用可能な簡易トイレを配備
する

ヨウ素剤

1760 錠 交替要員考慮し要員数の約 2 倍･110 名（要員数）×（初日 2 錠＋2 日目以降
1 錠×6 日）×2 倍

1.18－118276

緊急時対策所－142
3.

原子力災害対策活動で使用する主な資料
緊急時対策所に以下の資料を保管する。
１ ．組 織 及 び 体 制 に 関 す る 資 料
２．放射能影響推定に関する資料

３．事業所
外運搬に関
する資料

資

料

名

(1)原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織資料①東海第二発電所原子力事業者防災業務計画②東海第二発電所原子炉施設保安規定③災害対策規程④東海第二発電所災害対策要領⑤東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥東海第二発電所非常時運転手順書(2)緊急時通信連絡体制資料①東海第二発電所災害対策要領②東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領(1)気象観測関係資料①気象観測データ(2)環境モニタリング資料①空間線量モニタリング配置図②環境試料サンプリング位置図③環境モニタリング測定データ(3)発電所設備資料①主要系統模式図②原子炉設置（変更）許可申請書③系統図④施設配置図⑤プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥主要設備概要⑦原子炉安全保護系ロジック一覧表(4)周辺人口関連データ①方位別人口分布図②集落別人口分布図③周辺市町村人口表(5)周辺環境資料①周辺航空写真②周辺地図（2万5千分の１）③周辺地図（5万分の１）④市町村市街図(1)全国道路地図(2)海図（日本領海部分）(3)ＮＦＴ－３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

1.18－119277

緊急時対策所－143
添付資料 1.18.4(10)
添付４－５
(1)

ベント実施によるプルーム通過時の要員退避について

プルーム通過時における要員退避の考え方
炉心損傷後のベント実施時には，放出されるプルームの影響によって発電所周辺の放射線線量率が上昇する。そのため，プルーム通過時において，災害対策要員は，緊急時対策所及び中央制御室待避室等で待避又は発電所
構外へ一時退避する。緊急時対策所及び中央制御室待避室等については，
空気加圧することでプルームの流入を抑え，放射線影響を低減させる。発電所構外への一時退避については，発電所から離れることでプルームの拡散効果により放射線影響を低減させる。

(2)

必要要員数
災害対策本部（全体体制）の要員は 110 名であるが，8 名についてはオ
フサイトセンターへ派遣されるため，発電所にて重大事故等対応を行う要員は 102 名である。プルーム通過時の必要要員である 70 名は緊急時対策所，中央制御室待機室等で待機することとしており，それ以外の 32 名について
は発電所構外へ退避する。

(3)

移動時間
発電所構外へ一時退避する場合には，原子力事業所災害対策支援拠点へ退避することとしている。原子力事業所災害対策支援拠点の候補として 6
施設あり，事象発生後に風向等に基づいて選定する。これらの施設は，発電所から 10km～20km の地点に立地しており，最も遠い施設まで徒歩による一時退避を行う場合の所要時間は約 6 時間と評価している。
緊急時対策所へ待避する場合の移動時間については，アクセスルートの
うち，緊急時対策所建屋から最も距離のある地点（放水口）から緊急時対策所へ第 1 図に示すアクセスルートを徒歩移動によって退避した場合の移
1.18－120278

緊急時対策所－144
動時間は約 24 分である。

第1図

(4)

放水口から緊急時対策所建屋への最も距離のあるアクセスルート

有効性評価シナリオでの退避タイミング
ａ．サプレッション・プール水位通常水位＋6.5m 到達によるベント
有効性評価のうち，炉心損傷後のベントシナリオである「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における要員一時退避及び待避開始時間及びベント時間の関係を第 1 表に示す。

1.18－121279

緊急時対策所－145
第1表

静的負荷におけるベント準備時間及びベント時間の退避項目

基準

事象発生からの到達時間

発電所構外への一時退避S／P 水位通常水位＋4.5m

約 13 時間後

緊急時対策所への待避

S／P 水位通常水位＋5.5m

約 16.5 時間後

ベント操作

S／P 水位通常水位＋6.5m

約 19.5 時間後

第 1 表に示すとおり，発電所構外への一時退避については，移動開始
からベント操作まで約 6.5 時間あることから最も遠い退避施設への退避が可能であり，緊急時対策所への待避については，移動開始からベント操作まで約 3 時間あることからベント実施判断基準到達までに緊急時対策所への待避可能である。そのため，ベント操作開始に影響を与えることはない。また，中央制御室の運転員については，ベント実施後速やかに中央制御室待避室へ退避する。
第 2 表及び第 2 図に示すとおり，プルーム通過時の屋内待避期間（評価上 5 時間）において，実施する必要のある現場操作及び作業がないた
め，要員が退避することに対する影響はない。

第2表

ベント実施の待避期間中における格納容器の状態及び操作

作業項目
原子炉注水
格納容器スプレイ電源

待避期間中における状況

作業の要否

低圧代替注水系（常設）による待避期間における

注水を継続

流量調整は不要

ベント実施前に停止－

常設代替高圧電源装置により給電

水源

代替淡水貯槽の水を使用

燃料

可搬型設備を使用していない

1.18－122

自動燃料補給により作業不要
待避期間中における
補給は不要
－

280

緊急時対策所－146

ｂ．格納容器酸素濃度 4.3vol％到達によるベント
炉心損傷後においては，格納容器内での水素燃焼を防止する観点から，
格納容器酸素濃度がドライ条件において 4.3vol％に到達した場合，ベント操作を実施することとしている。
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循
環冷却系を使用する場合）においては，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（Ｇ値）の不確かさが大きく，あらかじめ待避基準を設定できないため，酸素濃度の上昇速度から 4.3vol％到達時間を予測し，退避を実施する。また，退避開始からプルーム通過時の退避時において，実施する必要のある現場操作及び作業がないため，要員が退避することに対する影響はない。

1.18－123281

緊急時対策所－147

雰囲気圧力 ・温度に よる静 的負荷（ 格納容 器過圧 ・過温破損 ）（代替 循環冷 却系を使 用しな い場合 ）経過時間（ 時間）
4

8

12

16

20

24

28

凡例

42

46

備考

48

：発電所外へ退避する要員の退避期間
約 3.9 時 間格 納容 器 圧力 465kPa[gage]到達：緊急時対策所へ退避する要員の退避期間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

約 16 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋5.5m 到達

操作の内容

運転員
（中央制御室）運転員（現場）

重大事故等対応要員（現場）

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低 圧代替注 水系（ 常設）による 原子炉注 水操作

【1 人】
A

－

－

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設 ）による 格
納容器冷却 操作

【1 人】
A

：評価上のプルーム通過時間（5 時間）

約 19 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋6.5m 到達

約 42.5 時間
1000m ３ 到 達

代替 淡水 貯 槽残量

解 析 上 で は ， 事 象 発 生 12時 間 ま で は 6時 間 間●常設低圧 代替注水 系ポン プを用い た低圧 代替注 水系（常設）による 原子炉注 水流量 調整操作

流量 調整 後 （崩 壊熱 相 当），適 宜状 態 監視

隔 で 注 水 量 を 変 更 し ， 12時 間 以 降 に お い ては 12時 間 以 上 の 間 隔 で 流 量 調 整 を 実 施 す る
解 析 上 で は ， 約 6分 以 上 の 間 隔 で 格 納 容 器 圧－－●常設低圧 代替注水 系ポン プを用い た代替 格納容 器スプ
レイ冷却系 （常設） による 格納容器 冷却操 作

力が変動するが，実運用上ではスプレイ流

間欠 スプ レ イに より 格 納容 器 圧力を 400kPa から 465kPa の 間に 維 持量を調整することで可能な限り連続スプレ
イする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

格納容器圧力逃がし装置による格納容 器除熱準 備

【1 人】
A

－

－

●格納容器 ベント準 備（系 統構成）

5分－【2 人】＋1 人
C,D,E－●現場移動 （第一弁 ）●格納容器 ベント準 備（系 統構成）

125 分

1人
副発電長

【3 人】
C,D,E

－

●緊急時対 策所への 退避

－

3人
（招集）

●現場移動 （第二弁 ）

－

【1 人】
B

20 分
15 分

●可搬照明 の設置
－

－

15 分

●データ表 示装置（ 待避室 ）の起動 操作

5分●衛星電話 の設置

3分

●代替格納 容器スプ レイ冷 却系（常設 ）によ る格 納容器ス
プレイ停止 操作
【1 人】
A

●格納容器 圧力逃が し装置 による格 納容器 ベント 操作－

第一弁操作完了後緊急時対策所に退避する

45 分●中央制御 室待避室 内の正 圧化準備 操作

中央制御室 待避室の 準備

解析上考慮しない

35 分

2分

－

格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視●ベント状 態監視

格納容器圧力逃がし装置による格納容 器除熱操 作（サ プ
レッション ・チェン バ側）

10 分●格納容器 フィルタ ベント 系第二弁 の現場 操作場 所の正
圧化
－

－

【3 人】
（招集）

30 分

●現場手動 による格 納容器 ベント操 作

1 人＋【2 人】
発電長,A,B

使用済燃料プールの冷却操
作

【1 人】
A

－
－

－
－

行う。

5分

●中央制御 室待避室 内の正 圧化操作

サプレッション・プール水位指示値が通常
水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を

300 分●中央制御 室待避室 内への 退避行う。
解析上考慮しない

適宜実施●常設低圧 代替注水 系ポン プによる 代替燃 料プー ル注水
系（注水ラ イン）を 使用し た使用済燃料プールへの注水
操作－

水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を

45 分●緊急時対 策所への 帰還【1 人】
B

サプレッション・プール水位指示値が通常

180 分●格納容器 フィルタ ベント 系第二弁 の現場 操作場 所への退避

第二弁操作要員（召集要員：3 名）は第二弁
現場操作場所にて操作及びプルーム通過期間
中は待避する－●緊急用海 水系の起 動操作

プルーム通過期間中は，運転員は中央制御室
待避室へ待避する
20 分

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低 圧代替注 水系（ 可搬型）によ る原子 炉注水準 備

代替燃料プール冷却系の起動までに実施す
る
解析上考慮しない
25時 間 ま で に 実 施 す る

15 分●代替燃料 プール冷 却系起 動操作

スロッシングによる水位低下がある場合はアクセスルート復旧時間含む

－

10人
c～l

－

－

【8人】
e～l

●可搬型代 替注水大 型ポン プ準備， ホース 敷設等

－

－

【2人】
c,d

●ポンプ起 動及び水 源補給 操作

－

－

2人
（招集）

－

●可搬型代 替注水大 型ポン プ準備， ホース敷設等

炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は

170 分

220 分

屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を行う

可搬型代替注水大型ポンプによる水源 補給操作

タンクローリによる燃料補
給操作要員待避期間及びプルーム通過期間中において，運転員及び第二弁操作要員以外の要員による作業等はない●可搬型設 備用軽油 タンク からタン クロー リへの 補給

適宜実施
水源枯渇までは十分余裕がある。

90 分
適宜実施

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンク
から補給●可搬型代 替注水大 型ポン プへの給 油
2人
A,B

3人
C,D,E

12 人 a～l
及び招集 5 人

第2図待避時及びプルーム通過時における要員の整理（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）の作業と所要時間」抜粋）
1.18－124282

緊急時対策所－148
添付資料 1.18.5

手順のリンク先について

緊急時対策所の居住性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．

1.18.1(2)b.手 順 等
・給電が必要となる設備＜リンク先＞

1.19.1(2)C. 手 順 等（ 第 1.19.2 等

審査基準における要求事項毎の給電対象設備）

２．

1.18.2.1(2)b.可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト を 設 置 す る 手 順＜リンク先＞

1.17.2(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．

1.18.2.2 通 信 連 絡 に 関 す る 手 順＜リンク先＞

1.19.2.1(1) 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 を す る 必 要 のある場所と通信連絡を行うための対応手順
1.19.2.2(1) 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 を す る 必 要 のある場所と通信連絡を行うための対応手順
1.19.2.3 代 替 電 源 設 備 か ら 給 電 す る 対 応 手 順

1-18-125283

通信設備－1
10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.12 通信連絡設備
10.12.2 重大事故等時
10.12.2.1 概

要重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。
通信連絡設備の系統概要図を第 10.12－1 図に示す。

10.12.2.2 設計方針
(1)

発電所内の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所内），緊急時対策所へ重大事
故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信設備（発電所内）として，通信連絡設備（発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所での共有）を設ける。
ａ．発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡
発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所内）として衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），
無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を使用する。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，データ伝送装置，緊急時対策支援
システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」という。）を使用する。

284

通信設備－2
重大事故等が発生した場合に発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）として，衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策所内に設置
又は保管し，衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする。
重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送
設備（発電所内）として，ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電が可能な設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）の電源は，充電池を使用しており，別の端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話ができ，使用後の充電池は，代替電源設備からの給電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
携行型有線通話装置の電源は，乾電池を使用しており，予備の乾電池と交285

通信設備－3換することにより 7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電が可能な設計とする。
ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表
示装置は，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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。
重大事故等に対処するためのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置及びＳＰ
ＤＳについては，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・ＳＰＤＳ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用発電機（10.9 緊急時対策所 10.9.2 重大事故等時）
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。

286

通信設備－4ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所での共有
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信設備（発電所内）として，衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を使用する。
重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発
電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，
衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電が可能な設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）の電源は，充電池を使用しており，別の端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話ができ，使用後の充電池は，代替電源設備からの給電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。

287

通信設備－5
携行型有線通話装置の電源は，乾電池を使用しており，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての，衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置
については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・無線連絡設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・携行型有線通話装置
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊
急時対策所 重大事故等時）
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。
(2)

発電所外（社内外）の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，通信連絡設備（発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡及び計測等を行った特に重要なパ

288

通信設備－6
ラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有）を設ける。
ａ．発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡
発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型），衛星電話設
備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。
発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設備を使用する。
重大事故等が発生した場合に発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対対策所内に設置し，衛星電話
設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。
重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所外）として，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備を，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電が可能な設計とする。

289

通信設備－7
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型），データ伝送設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）の電源は，充電池を使用しており，別の端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話ができ，使用後の充電池は，代替電源設備からの給電が可能な中央制御室又は緊急時対策
所の電源から充電できる設計とする。
緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての，衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）及びデータ伝送設
備については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力
に対し，機能喪失しない設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・データ伝送設備
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊急時対策所 10.9.2 重大事故等時）

290

通信設備－8
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。
ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所
での共有
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を使用する。
重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発
電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，緊急時対策
所内に設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電が可能な設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩ
Ｐ－ＦＡＸ）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電が可能な設計とする。

291

通信設備－9
衛星電話設備（携帯型）は，充電池を使用しており，別の端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話ができ，使用後の充電池は，代替電源設備からの給電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての，衛星電話設備（固定型），
衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊急時対策所 10.9.2 重大事故等時）
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。

非常用ディーゼル発電機は，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，多様性及び位置的分散を考慮すべき
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

292

通信設備－10
関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
非常用ディーゼル発電機，常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車
については，「10.2 代替電源設備」に示す。
緊急時対策所用発電機については，「10.9 緊急時対策所 10.9.2 重大事故等時」に示す。

10.12.2.2.1 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。
衛星電話設備（固定型）は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話
設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車又は緊急時対策所用発電機からの給電により使用することにより非常用ディーゼル発電機又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話
設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置することにより送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）に対して位置的分散を図る設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電池を使用することにより非常用ディーゼル発電機又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管することにより送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電293通信設備－11
話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して位置的分散を図る設計とする。
携行型有線通話装置の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電
話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，乾電池を使用することにより非常用ディーゼル発電機又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管することにより送受話器（ページング）及び電力保安通信用電
話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して位置的分散を図る設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，緊急時対策所用発電機からの給電により使用することにより非常用ディーゼル発電機又は蓄電池からの給電により使用する電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））に対して多様性を有する設計とする。
ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車又は緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），
携行型有線通話装置，ＳＰＤＳ，データ伝送設備及び統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）

294

通信設備－12は，異なる通信方式を使用し，多様性を有する設計とする。
電源設備のうち常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車の多様性及
び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。電源設備のうち緊急時対策所用発電機の多様性については，「10.9 緊急時対策所 10.9.2 重大事故等時」に示す。

10.12.2.2.2

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。
衛星電話設備（固定型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設
備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，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で他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，他の設備から独立して単独で使用可能なことより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

10.12.2.2.3 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。
通信連絡設備は，発電所の区分けなく通信連絡することで，通信連絡を迅速に行うことができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。
これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とする。

10.12.2.2.4

容量等

295

通信設備－13
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
衛星電話設備（固定型）は，重大事故等時において発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡するために必要な個数を設置する設計とする。
衛星電話設備（携帯型）は，重大事故等時において発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡するために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時の予備を加え，一式を保管する設計とする。
無線連絡設備（携帯型）は，重大事故等時において発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡するために必要な個数を保管する設計とする。保有数
は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時の予備を加え，一式を保管する設計とする。
携行型有線通話装置は，重大事故等時において発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡するために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時の予備を加え，一式を保管する設計とする。
ＳＰＤＳは，重大事故等時において発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
データ伝送設備は，重大事故等時において発電所外の通信連絡をする必要のあ
る場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，重大事故等に対処するために必要なパラメータを共有するために必要な個数を設置する設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，重大事故等時において発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡するために必要な個数を設置する設計とする。

296

通信設備－14
10.12.2.2.5

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。

衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，設置場所で操作が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管するとともに，屋外で使用し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，使用場所で操作が可能な設計とする。
携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管するとともに，屋内で使用し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
携行型有線通話装置は，使用場所で操作が可能な設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，中央制御室内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置は，緊急時対策所建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置は，重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所内に設置し，重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，設置場所で操作が可能な設計とする。

297

通信設備－15
データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
データ伝送設備は，重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，緊急時対策所内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，設置場所で操作が可能な設計とする。

10.12.2.2.6

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・検査性について」に示す。

衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）は，重大事故等時において，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する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設
計とする。
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，重大事故等時において，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する設計とする。
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，人が携行して移動し，付属のスイッチにより使用場所での操作が可能な設計とする。
携行型有線通話装置は，端末である携行型有線通話装置，中継用ケーブルドラ
ム及び専用接続箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一することにより，使用場所において確実に接続できる設計とする。また，乾電池の交換

298

通信設備－16も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡ができる設計とする。
ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，重大事故等時において，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る設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びデータ伝送設備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。
ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

10.12.2.3

主要設備及び仕様

通信連絡を行うために必要な設備の主要設備及び仕様を第 10.12－2 表及び第10.12－3 表に示す。

10.12.2.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），
携行型有線通話装置，ＳＰＤＳ，データ伝送設備及び統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
は，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。

299

通信設備－17
第 10.12－2 表

通信連絡を行うために必要な設備（常設）の設備仕様(1) 衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使用回線

衛星系回線

個

一式

数

(2) ＳＰＤＳ
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
ａ．データ伝送装置
使用回線

有線系回線及び無線系回線

個

一式

数

ｂ．緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

数

ｃ．ＳＰＤＳデータ表示装置
個

数

一式

300

通信設備－18(3)

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ

ム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
ａ．テレビ会議システム
使用回線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

数

ｂ．ＩＰ電話
使用回線

有線系回線又は衛星系回線

個

一式

数

ｃ．ＩＰ－ＦＡＸ
使用回線

有線系回線又は衛星系回線

個

一式

数

(4) データ伝送設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
ａ．緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

301

通信設備－19
第 10.12－3 表(1)

通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の設備仕様

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）

（2)

使用回線

衛星系回線

個

一式

数

無線連絡設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使用回線

無線系回線

個

一式

数

(3) 携行型有線通話装置
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

302

通信設備－20・通信連絡設備（重大事故等時）
使用回線

有線系回線

個

一式

数

303

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置
データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ
表示装置

衛星電話設備
（固定型）

衛星制御
装置

ＩＰ－ＦＡＸ

通信機器

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内外の必要な場所での共有）（発電所内外の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡及び緊急時対策所建屋

テレビ会議システム

ＩＰ電話

衛星無線
通信装置

緊急時対策所

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

衛星電話設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）

第10.12－1図 通信連絡設備の系統概要図

原子炉建屋付属棟

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

無線通信
装置

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（屋外アンテナ）【凡例】：有線系回線
：衛星系回線：無線系回線：通信・データの流れ

通信事業者回線
（統合原子力防災
ネットワーク）（有線系）

中央制御室等
制御盤

データ
伝送装置

無線通信
装置

無線通信用
アンテナ

発電所外

通信事業者回線
（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

データ表示装置（待避室）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

中央制御室
待避室

衛星電話設備
（固定型）

衛星制御
装置

無線通信用
アンテナ

発電所内

通信事業者回線
（
衛星系）

中央制御室

衛星電話設備（屋外アンテナ）

東海第二発電所

通信設備－21304

通信設備－22
3.19

通信連絡を行うために必要な設備【62 条】【設置許可基準規則】（通信連絡を行うために必要な設備）
第六十二条

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な設備を設けなければならない。

（解釈）１

第６２条に規定する「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれ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。
ａ）通信連絡設備は、代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの給電を可能とすること

3.19-1305

通信設備－23
3.19

通信連絡を行うために必要な設備

3.19.1

設置許可基準規則第 62 条への適合方針

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備として，通信連絡設備を設置又は保管する。

(1)

発電所内の通信連絡を行うための設備（設置許可基準規則の解釈の第1項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡をするための通信設備（発電所内）及び原子炉建屋
付属棟から緊急時対策所ヘ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として以下の通信連絡設備（発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡及び計測等を行った
特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所での共有）を設ける。
ａ．発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡(a)

通信設備（発電所内）重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）として，携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話設
備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を設置又は保管する設計とする。
携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管する設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする。
3.19-2306

通信設備－24
衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置
し，屋外に設置したアンテナと接続されていることにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電できる設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）の電源は，充電池を使用しており，別の端末又は別の充電池と交換することにより事象発生後7日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，代替電源設備からの受電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電できる設計とする。
携行型有線通話装置の電源は，乾電池を使用しており，予備の乾電池と交換することにより事象発生後7日間以上継続して通話ができる設計とする。

(b)

データ伝送設備（発電所内）
原子炉建屋付属棟から緊急時対策所ヘ重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所内）として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳ
3.19-3307

通信設備－25
データ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策
所建屋内に設置する設計とする。
ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，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，全交流動力電源が喪失した場合においても，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給電できる設計とする。
ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデー
タ表示装置は，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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用
代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

(2)

発電所外（社内外）の通信連絡を行うための設備（設置許可基準規則の解釈の第1項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要がある場所との通信連絡を行うための通信設備（発電所外）
及び発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）等へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，以下の通信連絡設備（発電所外）を設ける。

ａ．発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡(a)

通信設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連
3.19-4308

通信設備－26
絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）として，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）
及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）は，「3.19.1
設置許可基準規則第62条への適合方針（ⅰ）通信設備（発電所内）」と同じである。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，緊急時対策所内に設置す
る設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）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，全交流動力電源が喪失した場合においても，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

(b)

データ伝送設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置
は，「3.19.1設置許可基準規則第62条への適合方針（ⅱ）ＳＰＤＳ」
3.19-5309

通信設備－27の緊急時対策支援システム伝送装置と同じである。

また，発電所の内外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡を行うための自主対策設備として以下を整備する。

(3)

その他の通信設備（発電所内）及び通信設備（発電所外）による通信連絡

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために，無線連絡設備（固定型），送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
ＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）及び専用電話設備（（専用電話）（ホットライン）（地方公共団体
向））を用いた通信連絡を行う。
本系統は，耐震Ｓクラス設計ではなくＳｓ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，発電所内及び発電所外の通信連絡を行う手段として有効である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，計測等を行った特に重要なパラメータを必要な場所で共有する手順等として以下を整備する。

(4)

計測を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所での共有
直流電源喪失時等，可搬型計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を通信設備（発電所内）において，発電所内の必要な場所で共有する場合，携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯3.19-6310

通信設備－28型），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
ＡＸ）を使用することにより，発電所内の必要な場所で共有する手順を整備する。
なお，電源設備のうち常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車
については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。電源設備のうち緊急時対策所用発電機については「3.18
電源設備（設置許可基準規則第61条に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，計測を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準への適合状況について」の「1.19

通信連絡に関する手順等」の以下の項目で示す。
「1.19.2

重大事故等時の手順1.19.2.1(2)計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順」(5)

計測を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所での共有
直流電源喪失時等，可搬型計測器にて，炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を通信設備（発電所外）において，発電所外の必要な場所で共有する場合，緊急時対策所と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との連絡には衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安
通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シス
3.19-7311

通信設備－29
テム（社内）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団
体向））を使用することにより，発電所外の必要な場所で共有する手順を整備する。
なお，電源設備のうち常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車
については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。電源設備のうち緊急時対策所用発電機については「3.18
電源設備（設置許可基準規則第61条に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，計測を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準への適合状況について」の「1.19

通信連絡に関する手順等」の以下の項目で示す。
「1.19.2

重大事故等時の手順1.19.2.2(2)計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する対応手順」

3.19.2

重大事故等対処設備

3.19.2.1
3.19.2.1.1

発電所内の通信連絡を行うための設備
設備概要

通信設備（発電所内）は，重大事故等が発生した場合において，発電所内の必要がある場所と通信連絡を行うことを目的として設置するものである。
通信設備（発電所内）は，携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を使用する。
データ伝送設備（発電所内）は，重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋付属棟から緊急時対策所ヘ重大事故時等に対処するために必要なデータを伝送することを目的として設置するものである。
3.19-8312通信設備－30
データ伝送設備（発電所内）は，ＳＰＤＳを使用する。
ＳＰＤＳは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰ
ＤＳデータ表示装置等から構成される。
通信連絡設備の系統概要図を第3.19-1図に，通信連絡設備に関する重大事
故等対処設備一覧（発電所内の通信連絡）を第3.19-1表に示す。

携行型有線通話装置は，保管場所から運搬し，人が携行して使用する設備
であり，専用接続箱との接続については，容易かつ確実な接続を行うとともに，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，保管場所から運搬し，人が携行して使用する設備であり，付属のスイッチにより使用場所での操作が可能な設計とする。
衛星電話設備（固定型）及びＳＰＤＳは，付属のスイッチにより設置場所
での操作が可能な設計とする。

3.19-9313

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

原子炉建屋付属棟

データ伝送設備

ＩＰ－ＦＡＸ

緊急時対策所建屋

テレビ会議システム

ＩＰ電話

第 3.19-1 図

通信連絡設備の系統概要図
3.19-10

通信機器

緊急時対策所

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

無線連絡設備（携帯型）※１：中央制御室待避室の通信連絡を行うために必要な設備については「3.16原子炉制御室（設置許可基準規則第59条に対する設計方針を示す章）」で示す。

携行型有線
通話装置

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ
表示装置

衛星電話設備
（固定型）

衛星制御
装置

無線連絡設備
（携帯型）

衛星無線
通信装置

【凡例】
：有線系回線
：衛星系回線：無線系回線：通信・データの流れ

通 信 事 業 者 回線（
統 合 原 子力 防 災
ネットワーク）（有 線 系）

中央制御室等
制御盤

データ
伝送装置

無線通信
装置

無線通信
装置

無線通信用
アンテナ

衛星電話設備（携帯型）

発電所外

通信事業者回線
（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

データ表示装置（待避室）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

中央制御室
待避室

衛星電話設備
（固定型）

衛星制御
装置

無線通信用
アンテナ

衛星電話設備（屋外アンテナ）

発電所内
通信事業者回線
（衛星系）

中央制御室

衛星電話設備（屋外アンテナ）

東海第二発電所

通信設備－31314

通信設備－32
第 3.19-1 表

通信連絡設備に関する重大事故等対処設備一覧（発電所内の通信連絡）

設備区分

主要設備

設備名
①携行型有線通話装置【可搬】②衛星電話設備（固定型）【常設】③衛星電話設備（携帯型）【可搬】④無線連絡設備（携帯型）【可搬】⑤安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）【常設】

付属設備

－

水源

－
専用接続箱～専用接続箱電路【常設】①
衛星電話設備（屋外アンテナ）【常設】③
衛星制御装置【常設】③
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路【常設】③
無線通信装置【常設】⑤
無線通信用アンテナ【常設】⑤安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）～無線通信用アンテ
ナ電路【常設】⑤－
非常用交流電源設備
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機【常設】②③④⑤
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】②③④⑤
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】②③④⑤
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】②③④⑤
燃料給油設備
軽油貯蔵タンク【常設】②③④⑤
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】②③④⑤
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ【常設】②③④⑤
可搬型設備用軽油タンク【常設】②③④⑤
タンクローリ【可搬】②③④⑤
緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用発電機【常設】②③④⑤
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク【常設】②③④⑤
緊急時対策所用発電機給油ポンプ【常設】②③④⑤
－

流路
（伝送路）

注水先

関連設備

電源設備 *1
（燃料給油
設備含む）

計装設備

*1：単線結線図を補足説明資料62-2に示す。電源設備のうち非常用交流電源設備，常設
代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備については，「3.14
電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。また，電源設備のうち緊急時対策所用代替電源設備については，「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則第61条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.19-11315

通信設備－33
3.19.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

携行型有線通話装置兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使 用 回 線

有線系回線

個

一式

数

設 置 場 所

原子炉建屋付属棟地下1,2階,1,3,4階,屋上
原子炉建屋原子炉棟地下1,2階,1,2,3,4,5,6階
原子炉建屋廃棄物処理棟地下1階,1,3階
緊急時対策所建屋1,2,3階

保 管 場 所中央制御室（原子炉建屋付属棟3階），
緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）(2)

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使 用 回 線

衛星系回線

個

一式

数

3.19-12316

通信設備－34
取 付 箇 所中央制御室（原子炉建屋付属棟3階），
緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）(3)

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）（4)

使 用 回 線

衛星系回線

個

数

一式

設 置 場 所

屋外

保 管 場 所

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

無線連絡設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使 用 回 線

無線系回線

個

数

一式

設 置 場 所

屋外

保 管 場 所

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

3.19-13317

通信設備－35(5)ＳＰＤＳ
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
ａ．データ伝送装置
使 用 回 線

有線系回線，無線系回線

個

一式

数

取 付 箇 所中央制御室（原子炉建屋付属棟3階）

ｂ．緊急時対策支援システム伝送装置
使 用 回 線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所建屋2階

ｃ．ＳＰＤＳデータ表示装置
個数

取 付 箇 所一式
緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

3.19-14318

通信設備－36
3.19.2.1.3.3

通信設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第43条第2項
への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

衛星電話設備（固定型）は，設計基準対象施設として必要となる個数を設置する設計とする。
また，重大事故等時において，対応する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）が使用できない状況において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数以上を設置する設計とする。
衛星電話設備（固定型）の設置数は，発電所内の通信連絡として，中央制御室と緊急時対策所及び屋外との操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合，有効性評価における各事故シーケンスグループ
等で使用する場合の必要な個数と常設設備であるが自主的に，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を加え，一式を設置する設計とする。
（62-6-11）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
（ⅰ）

要求事項
3.19-42319

通信設備－37
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

衛星電話設備（固定型）は，発電所の区分けなく通信連絡することで，通信連絡を迅速に行うことができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とする。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
（ⅰ）

要求事項

常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等

3.19-43320

通信設備－38
3.19.2.2
3.19.2.2.1

発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備
設備概要

通信設備（発電所外）は，重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要がある場所との通信連絡を行うことを目的として設置するものである。
通信設備（発電所外）は，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）から構成される。
データ伝送設備は，重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送することを目的として設置するものである。
データ伝送設備は，緊急時対策支援システム伝送装置から構成される。

通信連絡設備の概略系統図を第3.19-1図に，通信連絡設備に関する重大事
故等対処設備一覧（発電所外の通信連絡）を第3.19-31表に示す。

衛星電話設備（携帯型）は，保管場所から運搬し，人が携行して使用する設備であり，付属のスイッチにより，確実に通信連絡できる設計とする。
衛星電話設備（固定型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）及びデータ伝送
設備は，付属のスイッチにより，確実に通信連絡及びデータ伝送できる設計とする。

3.19-66

321

通信設備－39
第3.19-31表

通信連絡設備に関する重大事故等対処設備（発電所外の通信連絡）

設備区分

主要設備

付属設備
水源
流路
（伝送路）

関連設備

注水先
電源設備 *１
（燃料給油
設備含む）

計装設備

設備名
①衛星電話設備（固定型）【常設】②衛星電話設備（携帯型）【可搬】③統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）【常設】④データ伝送設備【常設】－－衛星電話設備（屋外アンテナ）【常設】①
衛星制御装置【常設】①
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路【常設】①
衛星無線通信装置【常設】③
通信機器【常設】③
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ
会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装
置電路【常設】③－
非常用交流電源設備
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機【常設】①２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】①
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】①
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】①
燃料給油設備
軽油貯蔵タンク【常設】①
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ【常設】①２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ【常設】①
可搬型設備用軽油タンク【常設】①
タンクローリ【可搬】①
緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用発電機【常設】①②③④
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク【常設】①②③④
緊急時対策所用発電機給油ポンプ【常設】①②③④－*1：単線結線図を補足説明資料62-2に示す。なお，電源設備のうち非常用交流電源設
備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則57条に対する設計方針を示す章）」で示す。また，電源設備のうち緊急時対策所用代替電源設備については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則61条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.19-67322

通信設備－40
3.19.2.2.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使 用 回 線

衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

(2)

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
使 用 回 線

衛星系回線

個

数

一式

使 用 場 所

屋外

保 管 場 所

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

3.19-68323

通信設備－41(3)

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
テム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
ａ．テレビ会議システム
使 用 回 線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

ｂ．ＩＰ電話使 用 回 線

有線系回線又は衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

ｃ．ＩＰ－ＦＡＸ使 用 回 線

有線系回線又は衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

(4)

緊急時対策所（緊急時対策所建屋2階）

データ伝送設備
兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
3.19-69324

通信設備－42
設

備名

緊急時対策支援システム伝送装置

使 用 回 線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所建屋2階

3.19-70325

通信設備－43
点検時の予備を加え，一式を設置する設計とする。
（62-6-4）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
（ⅰ）

要求事項

二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

通信設備（発電所外）のうち衛星電話設備（固定型）に対する設置許可
基準第43条第2項二への適合方針は，「3.19.2.1.3

通信設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）」に示す。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，発電所の区分けなく通信連絡することで，通信連絡を迅速に行うことができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
3.19-86326

通信設備－44
テム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とする。

3.19-87327

通信設備－45328

通信設備－46329

通信設備－47

330

通信設備－48

331

通信設備－49332

通信設備－50

333

通信設備－51334

通信設備－52

335

通信設備－53

336

通信設備－54337

通信設備－55

338

通信設備－56339

通信設備－57

340

通信設備－58341

通信設備－59342

通信設備－60343

通信設備－61344

通信設備－62345

通信設備－63346

通信設備－64347

線量評価－1
東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 73
提出年月日
平成 30 年 1 月 17 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 1 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。

348

線量評価－2
下線部：今回提出資料
2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

：添付資料

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用できない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2349

線量評価－3
添付資料2.4.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

添付資料2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料2.5.7

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料2.5.8

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料2.5.9

7日間における燃料の対応について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.10

常設代替交流電源設備の負荷（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.11

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性
に関する水源温度の影響

添付資料2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料2.6.2

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について

添付資料2.6.3

非居住区域境界及び敷地境界に対する指針との対比について

添付資料2.6.4

非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価について

添付資料2.6.5

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.6

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価につい
目-9

350

線量評価－4て（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）
添付資料2.6.7

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ＬＯＣＡ時
注水機能喪失）添付資料2.6.8

7日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.9

7日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.10

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応操作について

添付資料2.7.2

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

添付資料2.7.3

ＩＳＬＯＣＡ時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度に対する設計基準事故の代表性について

添付資料2.7.4

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイス
システムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.5

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付 資料2.7.6

7日間 にお ける 水源 の対 応に つい て（ 格 納容器バ イパ ス
（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付 資料2.7.7

7日間 にお ける 燃料 の対 応に つい て（ 格 納容器バ イパ ス
（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.8

常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インタ
目-10

351

線量評価－5「2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失」より抜粋
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｉ．非居住区域境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10－ ５ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）
を 4.0×10 －１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
は 2.0×10－６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10 －２０ Gy／Bq とする。
また，敷地境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 8.2×10－ ５ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）
を 9.9×10 －１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
は 2.0×10 －６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.0×10 －２０ Gy／Bq とする。
※

本評価では，実効放出継続時間は気象データの最小集計単位である 1 時間を使用している。なお，実効放出継続時間は放射性物質の放出率の時間変化を考慮して定めるものであり，短時間であるほど保守的な相対濃度，相対線量となる。

ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2，2.6.3，2.6.4）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおいて，約 3.7cm ２ の破断を想定する場合の原子
炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁
2.6-17352

線量評価－6
原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 圧 力 と の 差 （ 0.3MPa 程 度 ） を 考 慮 し て も ， 約
8.09MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.6－16 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発
生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウン
ダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.6－17 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評
価項目である 200℃を下回る。また，格納容器圧力及び雰囲気温度は格
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となることから，約 9.5cm ２ の破断を想定する場合でも,最高値は同等となる。
第 2.6－5 図に示すように，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.6－16 図及び第 2.6－17 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
約 3.7cm ２ の破断を想定する場合，格納容器圧力逃がし装置によるベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 1.6×10 －１ mSv であり，耐圧強化ベント系によるベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10 －１ mSv であることから，5mSv を下回る。また，格
納容器圧力逃がし装置によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結
2.6-21353

線量評価－7
果は約 4.1×10 －１ mSv であり，耐圧強化ベント系によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10－１ mSv であることから，5mSvを下回る。したがって，いずれの場合も，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。また，評価条件としてＬＯＣ
Ａ発生の有無のみが異なる「高圧・低圧注水機能喪失」及び「ＬＯＣＡ
時注水機能喪失（破断面積 3.7 ㎝ ２ ）」における格納容器圧力逃がし装置
による格納容器減圧及び除熱操作の操作時間（格納容器圧力
310kPa[gage]到達時）は，おおむね同等（約 28 時間後）であることから，破断面積の違いが格納容器減圧及び除熱操作の操作時間に与える影響は非常に小さい。このため，約 9.5cm２ の破断を想定する場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，また，格納容器内での核分裂生成物の減衰時間は同等となることから，実効線量の評価結果に有意な違いはない。
（添付資料 2.6.5）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管
2.6-22354

線量評価－8(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
第 2.6－32 図から第 2.6－34 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，約 3.7cm２ の破断の場合には，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の最高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することを感度解析により確認しているため，10 分程度の操作時間余裕は確保されている。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，この時の格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベント時の非居住区域境界の実効線量は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の非居住区域境界の実効線量は約4.4mSv となる。また，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の
敷地境界の実効線量は約 2.8mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント
時の敷地境界の実効線量は約 4.4mSv となる。したがって，いずれも 5mSv
を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後の対応手順に移行するため，重大事故での対策の範囲となる。なお，約 9.5cm ２ の破断の場合には，評価上考慮しない高圧代替注水系による原子炉注水に期待することで，原子炉水位の低下が緩和さ
れ，操作時間余裕を確保することができる。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作は，事象発生の約 16 時間後に実施す
2.6-33355

線量評価－9「添付資料2.7.2 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積
及び現場環境等について」より抜粋
(3)

結

論

ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内環境を想定した場合でも，ＩＳＬＯ
ＣＡ対応に必要な設備の健全性は維持される。また，中央制御室の隔離操作に失敗した場合でも，現場での隔離操作が可能であることを確認した。

6.

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について
ＩＳＬＯＣＡの発生後，原子炉建屋が加圧されブローアウトパネルが開放された場合，原子炉建屋内に放出された核分裂生成物がブローアウトパネルから大気中に放出されるため，この場合における非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価した。
その結果，非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2
×10 －１ mSv，3.3×10 －１ mSv となり，
「2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2×10 －１
mSv，敷地境界：約 6.2×10 －１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-27

356

①b)原子 炉 冷却 材中FP（ 初期 存 在量 ）添付 2.6.2-1③サプレッション・プールのスク ラビ ン グ

サプレッ シ ョン ・プ ール①a)追加 放 出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置② 原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行

実効 線量

気象 条件

①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数①a)追加 放 出分 FP 量

【耐 圧強 化 ベン ト】⑤大 気へ の 放出 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）①a)追加 放 出分 FP 量

50

－

100％

－

約 6.0×10 １ ５ Bq

希ガ ス

約 2.1×10 １ １ Bq
（※ ３）

100

－（ ※２ ）

約 8.1％

4.7×10 １ ２ Bq－

10％ （※ １ ）－－（ ※２ ）

約 8.1％

4.7×10 １ ２ Bq

よう 素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)

約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）－
約 1.5×10 １ ４ Bq
（※ ３）

－

10％ （※ １ ）

100％
－

－

よう 素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)－

約 6.0×10 １ ５ Bq

希ガ ス

約 1.0×10 １ ２ Bq
約 2.1×10 １ ３ Bq
約 1.5×10 １ ４ Bq
⑥大 気へ の 放出 量
（※ ３）
（※ ３）
（※ ３）
※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ，保 守 的 にサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） までの放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 （ 地上 放出 ）耐圧 強化 ベ ント （排 気筒 放 出）
【非 居住 区 域境 界】【非居住 区 域境 界】－５３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.9×10 s／ m
相対濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.0×10 － ６ s／ m ３
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 4.0×10 － １ ９ Gy／ Bq
相対線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 8.1×10 － ２ ０ Gy／ Bq【敷 地境 界 】
【敷地境 界 】
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 8.2×10 － ５ s／ m ３
相対濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.0×10 － ５ s／ m ３
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 9.9×10 － １ ９ Gy／ Bq
相対線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 8.0×10 － ２ ０ Gy／ Bq
非居 住区 域 境界 ：約 1.6×10 － １ mSv
非居 住区 域 境界 ：約 6.2×10 － １ mSv
敷地 境界：約 4.1×10 － １ mSv
敷地 境界：約 6.2×10 － １ mSv④格納容器圧力逃がし装置によ る除 染⑤格納容器圧力逃がし装置を用 いた 放 出（ 地上 放 出として 評価 ）

耐圧 強化
ベン ト系

⑥耐圧強化ベント系を用い た排 気 筒放 出

【格 納容 器 圧力 逃が し装 置 】【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について

添付資料 2.6.2

線量評価－10357

線量評価－11

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq※

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2358

線量評価－12

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10 １５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10 １１ Bq※（Ｉ－131 等価量 約 2.3×10 １１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3359

線量評価－13

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq※

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4360線量評価－14

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10 １５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10 １３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10１２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.7×10 １３ Bq※（Ｉ－131 等価量 約 2.2×10 １３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5361

線量評価－15
別紙 1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における線量評価について

1.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価では，周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね 5mSv 以下）を確認することとしており，これは，安全評価指針 ※１ に基づく設計基準事故の線量評価における判断基準と同様となっている。
安全評価指針に基づく事故時の線量評価は，周辺公衆への放射線の影響を評価する観点から，従来から非居住区域境界に線量評価点を設定し評価しており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価についても非居住区域境界における評価を行っている。
また，有効性評価ガイド ※ ２ では，「敷地境界で実効線量を評価」するとしており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，東海第二発電所の敷地（東海発電所含む。）境界に線量評価点を設定し，線量評価を行っている。

2.

線量評価点の設定について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器ベント実施時の非居住区域境界及び敷地境界の線
量評価を行った。
放出源は，格納容器圧力逃がし装置によるベントにおいては原子炉建屋屋
上にある格納容器圧力逃がし装置排気口，耐圧強化ベント系によるベントにおいては排気筒とし，放出源を中心とした 16 方位（海側方位を除く。）における非居住区域境界及び敷地境界に線量評価点を設定した。非居住区域境界※１ 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針※２ 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド

添付 2.6.2-6362

線量評価－16の線量評価点を第 5 図及び第 6 図に示す。また，敷地境界における線量評価
点を第 7 図及び第 8 図に示す。

3.

線量評価結果について
非居住区域境界及び敷地境界における陸側方位の線量評価結果のうち，最大の線量となる方位の線量評価結果を第 1 表に示す。また，操作時間余裕を把握するために実施した原子炉注水が 25 分遅れた場合の線量評価結果を第 2表に示す。
耐圧強化ベント系によるベントにおいては，最大の線量となる方位の評価
距離に大きな違いがないため，線量評価結果に影響はない。また，格納容器逃がし装置によるベントにおいては，評価距離の短縮により，敷地境界における線量が増加するが，有効性評価ガイドに基づく周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクに対する判断基準である 5mSv を満足している。

第1表「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

Ｗ

530m

6.2×10－１ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

6.2×10－１ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

660m

1.6×10－１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

4.1×10－１ mSv

添付 2.6.2-7

線

量

363

線量評価－17
第2表「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果（原子炉注水が 25 分遅れた場合）

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

線

量

非居住区域
境界

Ｗ

530m

4.4×10０ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

4.4×10０ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

660m

1.1×10０ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

2.8×10０ mSv

また，炉心損傷防止対策の有効性評価では，上記以外に「格納容器バイパ
ス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）
についても周辺公衆への放射線の影響を確認しており，非居住区域境界及び敷地境界における線量評価結果は第 3 表のとおりであり，判断基準である
5mSv を満足している。

第3表
放出源

原子炉建屋

ＩＳＬＯＣＡ時の線量評価結果
評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

ＮＷ

660m

1.2×10－１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

3.3×10－１ mSv

添付 2.6.2-8

線

量

364

線量評価－18

第 5 図 「耐圧強化ベント系によるベント」における非居住区域境
境界の線量
添付 2.6.2-9365線量評価－19

第 6 図 「格納容器圧力逃がし装置によるベント」の非居住区域境界
界の線量
添付 2.6.2-10

366

第7図

「耐圧強化ベント系によるベント」における敷地境界の線量評価点

線量評価－20

添付 2.6-11

367

第8図

「格納容器圧
圧力逃がし装置によるベント」における敷地境界の線量評価点
点

線量評価－21

添付 2.6-12368

線量評価－22

別紙 1 参考 1
重大事故に至るおそれがある事故における非居住区域境界の線量評価について

重大事故に至るおそれがある事故の線量評価において，隣接事業所（国立研
究開発法人日本原子力研究開発機構，国立大学法人東京大学及び公益財団法人
核物質管理センター）の非居住区域を含めた区域の境界に線量評価点を設定し，評価を行っている。
東海第二発電所では，既許可申請書における事故時の線量評価においては，
従来から非居住区域境界に線量評価点を設定しており，新規制基準で求められている設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故の線量評価においても以下の理由から非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。

1.

既許可申請書における線量評価点について
当初申請においては，原子炉立地審査指針（以下「立地指針」という。）に基づく立地評価を行っており，立地評価では，周辺公衆の離隔に関する評価として，公衆が原則として居住しない区域（非居住区域）外で周辺の公衆に
放射線障害を与えないことを確認するとしている。
周辺監視区域内は，法令により人の居住を禁止すること，業務上立ち入る者以外の者の立ち入りを制限することとなっていることから，東海第二発電所の敷地を取り囲むように設定されているＪＡＥＡの周辺監視区域内も含めた非居住区域に，線量評価点を設定し，事故時の線量評価を行っている。
（参
考 2 参照）
また，後に定められた「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「安全評価指針」という。）に基づく安全設計評価においては，
事故時の周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを添付 2.6.2-13369

線量評価－23
確認するとしているが，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，立地評価の考え方と同等であり，東海第二発電所においては，安全設計評価における線量評価点についても非居住区域境界とした。

2.

新規制基準に係る変更申請における線量評価点について
現在も，線量評価点の考え方は当初申請から変わりがないことから，東海
第二発電所の隣接事業所（ＪＡＥＡ，国立大学法人東京大学及び公益財団法
人核物質管理センター）の非居住区域（周辺監視区域）境界を線量評価点としている。
新規制基準で求められている評価である，設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故においても周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリ
スクを与えないことを確認することとしており，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，従来からの考え方から変わりがないことから，
非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。（参考 3 参照）

3.

ＪＡＥＡとの整合性について
ＪＡＥＡの試験研究炉等（ＮＳＲＲ，ＳＴＡＣＹ，ＪＲＲ－３等）の原子炉に係る原子炉設置許可申請書の事故時の評価においても，東海第二発電所の線量評価点の設定と同じ考え方から，東海第二発電所と同様に周辺施設を含めた，非居住区域境界に線量評価点を設定し評価を行っている。

添付 2.6.2-14370

線量評価－24

別紙 1 参考 2
東海第二発電所の敷地及び非居住区域について

昭和 30 年代に東海発電所は，現在の国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構（以下「ＪＡＥＡ」という。）の敷地内に当社が土地を取得し，建設が進められ，敷地境界に周辺監視区境界が設定された。（参考第 2-1 図参照）
昭和 40 年代に東海第二発電所は，東海発電所の敷地及び周辺監視区域内に設置することとし，建設資機材置場を設置する場所を確保するために，仮設用地として東海発電所から北側のＪＡＥＡの土地を借用することとした。この際に，建設資機材置場を含めた敷地を周辺監視区域とすることとし，東海発電所の周辺監視区域を北側に東海第二発電所から約 540m 地点，西側は国道 245 号線沿いまで拡大し，ＪＡＥＡの周辺監視区域を含めて非居住区域とした。
（参考第 2-2
図参照）
その後，東海発電所から北側の敷地については，一部を除き当社が土地を取得し，現在の敷地及び周辺監視区域となり，隣接事業所の周辺監視区域を含めて非居住区域とした。（参考第 2-3 図参照）

添付 2.6.2-15

371

添付 2.6-16
隣接事業所敷地
東海第二発電所建設資材仮仮設用地

非居住区域境界東海第二発電所
新規制補正申請時（平成 29 年）

隣接事業所の周辺監視区域境
境界

参考第 2-3 図

東海及び東海第二発電所敷
敷地

東海第二発電所
当初申請時（昭和 40 年代）

参考第 2-2 図

東海及び東海第二発電所の周周辺監視区域境界

東海発電所
申請許可時
（昭和 30 年代）

参考第 2-1 図

線量評価－25372

線量評価－26

別紙 1 参考 3
既許可申請書の線量評価点について

東海第二発電所の既許可申請書における線量評価においては，東海発電所及び東海第二発電所に隣接する事業所（国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構，国立大学法人東京大学及び公益財団法人核物質管理センター）の非居住区域を含め，参考第 3-1 図及び参考第 3-2 図に線量評価点を示すとおり，その境界に線量計算点を設定し，放出された放射性物質による線量が最大となる地点を選定している。

添付 2.6.2-17373

参考第 3-1 図

線量評価－27

添付 2.6.2-18

374

参考第 3-2 図
線量評価－28

添付 2.6.2-19375

線量評価－29

別紙 1 参考 4
非居住区域内の来訪者等について

東海第二発電所及び隣接事業者の非居住区域内には資機材運搬，会議等で立入る者がいるが，非居住区域（周辺監視区域）の入域に当たっては業務上立入ることを確認しており，立入者の人数，所在等を把握しており，事業者の指示に従い行動することになる。また，事故等の際には，非居住区域内の立入者の不要な被ばくを避けるために，非居住区域外への退避等の必要な対処を迅速に行うこととなる。
具体的な対応については，各事業所が原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）に基づき定めている，原子力事業者防災業務計画（以下「防災業務計画」という。）に記載されており，防災業務計画には，発電所敷地内の原
子力災害活動に従事しない者及び来訪者等の退避に当たっては，退避誘導員を配置し，退避場所への退避が迅速かつ適切に行えるように特に配慮することとしている。
なお，東海第二発電所と隣接事業所においては，緊急事態が発生した場合における各事業所の相互協力のための「原子力事業所安全協力
協 定 （ 東 海 ノ ア 協 定 ）」 を 締 結 し て お り ， 事故等が発生した場合には相互に連絡を取り対応を行うこととしている。また，「 東 海 ノ ア 協 定 」に 基 づ き ，
緊急事態を想定した総合訓練を定期的に行っており，通報連絡を迅速に行うことができることを確認している。
上記から，東海第二発電所の事故等の際には，隣接事業者への連絡通報を迅速に行うことができ，隣接事業所においても，非居住区域内の来訪者等について退避等の必要な対応を速やかに行うことができる。
また，事故等の際に原子力災害の発生，拡大防止に必要な施設維持等の業務を行う原子力防災要員等については，非居住区域内にとして留まる可能性があ
添付 2.6.2-20376線量評価－30
る。原子力防災要員等においては，放射線の環境状況により判断することとな
るが，既設の放射線管理設備により放射線業務従事者の線量限度，緊急作業時の線量限度等に基づき放射線管理を行い対応することが可能である。

別紙 1

添付 1

原子力事業者安全協定（東海ノア協定）

別紙 1

添付 2

協定発足の経緯

別紙 1

添付 3

協定加盟事業者

添付 2.6.2-21377

線量評価－31

別紙 1 添付 1

添付 2.6.2-22378

線量評価－32

添付 2.6.2-23379

線量評価－33

別紙 1 添付 2協定の発足の経緯

ウラン加工工場の臨界事故を契機として，原子力施設の安全性向上には，原子力事業所の一層の自主努力と相互協力が必要との気運が高まったことに鑑み，
東海村，大洗町，旭村（現鉾田市），那珂町（現那珂市）及びひたちなか市に所在する

２１（現１８）の原子力事業所が相互に協力し，各事業所の施設の安全確保と従業員の資質の向上を図るとともに，その施設において緊急事態が発生した場合に各事業所が相互に協力することを目的として平成１２年１月２０
日付けで「原子力事業所安全協力協定」を締結しました。 「原子力事業所安全協力協定」を締結した２１（現１８）の原子力事業所が所在する市町村名の東海村と那珂町（現那珂市），大洗町，旭村（現鉾田市）及びひたちなか市のアルファベットの頭文字「ＮＯＡＨ」から東海ノアと称し，この協定を「東海ノア協定」とも呼んでおります。
（原子力事業所安全協力協定ＨＰより）添付 2.6.2-24380

線量評価－34

別紙 1 添付 3
加盟事業所の一覧（原子力事業所安全協力協定ＨＰより（平成 28 年 7 月 1 日現在））

公益財団法人核物質管理センター
原子燃料工業株式会社
株式会社

東海事業所

ジェー・シー・オー

住友金属鉱山株式会社

グループ事業管理室

創薬支援事業部

技術センター

創薬支援センター

工学系研究科原子力専攻

東北大学金属材料研究所
日揮株式会社

東海事業所

経営企画部

積水メディカル株式会社
東京大学大学院

東海保障措置センター

附属量子エネルギー材料科学国際研究センター

技術研究所

日本核燃料開発株式会社
日本原子力研究開発機構

原子力科学研究所

日本原子力研究開発機構

核燃料サイクル工学研究所

日本原子力研究開発機構

大洗研究開発センター

量子科学技術研究開発機構

那珂核融合研究所

日本原子力発電株式会社
日本照射サービス株式会社

東海事業本部

東海発電所・東海第二発電所

東海センター

ニュークリア・デベロップメント株式会社
三菱原子燃料株式会社
三菱マテリアル株式会社 エネルギー事業センター

那珂エネルギー開発研究所※下線の事業所が東海第二発電所隣接事業所

添付 2.6.2-25381

線量評価－35
別紙 2

格納容器内の放射性物質による直接線・スカイシャイン線の影響について

設計基準事故の「原子炉冷却材喪失」における格納容器内の線量率は，炉心損傷判定図から最も高い事象初期においても 10Sv／h 以下である。
また，格納容器を囲む 190cm のコンクリートによる減衰を考慮すると，格納容器外表面における線量率は，最低でも 6 桁減衰され，0.01mSv／h 以下である。
さらに，原子炉建屋等による減衰や格納容器外表面から線量評価点までの距離を考慮すると，その値はさらに小さくなり，耐圧強化ベントによるベント時の実効線量の約 6.2×10 －１ mSv と比較して，無視できるほど小さい。

第9図

炉心損傷判定図

添付 2.6.2-26382

線量評価－36
別紙 3

破断面積 9.5cm ２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」時の実効線量評価について

破断面積約 9.5cm ２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器ベント実
施時の実効線量を評価するにあたって，破断面積約 3.7cm ２ の場合の評価から変更となるパラメータは以下の 2 つである。
①格納容器ベント時間（減衰時間）②原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物が逃がし安全弁を介して崩壊熱相
当の蒸気に同伴して格納容器内に移行する量①については，破断面積が増加したとしても，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する格納容器圧力制御マネジメントの範囲内（炉心損傷前のマネジメント内）においては大きく変わるものではない。
また，②については，格納容器ベント時間に応じて増減し，格納容器ベント
時間が短くなれば減少し，判断基準に対する余裕が大きくなる方向のパラメータである。
したがって，破断面積約 9.5cm ２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器ベント時間が破断面積約 3.7cm ２ の場合と比べて多少短くなったとしても，実効線量は大きく変わるものではないと考えられる。
なお，①の影響を確認するために，②の効果を考慮せずに，有効性評価で考慮する事故シーケンスのうち，最も格納容器ベント時間が短い「雰囲気圧力・温度による静的負荷」の 19 時間の時間減衰のみを考慮して実効線量を評価した
結果，格納容器圧力逃がし装置によるベント時の実効線量は約 2.0×10 －１ mSv，耐圧強化ベントによるベント時の実効線量は約 6.9×10 －１ mSv である。

添付 2.6.2-27

383

コンクリート密度－1(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
原子炉建屋ガス処理系の配管の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2.1-3 表に示す。この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は十分な信頼性を有している。

第 2.1-3 表
機器想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内外に設置した配管は，防食塗装を施してお腐食
り，腐食の発生を抑制する設計としている。
原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面よ配管り離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に閉塞
流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

さらに，炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 2.1-2 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。この減肉量は配管肉厚（最小 9.5㎜）に対して十分小さいことから，配管は十分な信頼性を有している。

12 条-23384

コンクリート密度－2

第 2.1-2 図 我が国各地における普通鋼及び耐候性鋼の暴露試験結果（社団法人腐食防食協会「腐食・防食ハンドブック」に加筆）

(b)

保守管理
原子炉建屋ガス処理系は，第 2.1-4 表に示すとおり配管の外観点検を定期的に行っており，有意な腐食が発生していないことを確認している。また，第 2.1-5 表に示すとおり，保安規定に基づく定期試験により系統の健全性を確認している。
この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は適切な保守管理を実施しており，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2.1-4 表
機器

配管点検内容

想定される

点検内容

経年劣化事象
外観点検

亀裂，変形，腐食，塗装の剥離等
配管

腐食の有意な異常がないことを目視にて確認する。
12 条-24385

コンクリート密度－3
第 2.1-5 表

定期試験内容定期試験

試験内容
非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処

原子炉建屋ガス処理
理系排風機を起動し，系統流量が必要流量系手動起動試験以上で正常に運転できることを確認する。

(c)

過去の故障実績
これまで，原子炉建屋ガス処理系の配管については保守管理を適切に実施しており，工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，機能性能に影響を及ぼすような故障実績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，当該系統である原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）に関する故障実績はなかった。
しかし，自社プラントにおいて換気空調ダクトの腐食による故障が発生している。この水平展開として，東海第二発電所では管理区域とのバウンダリとなる屋内外のダクト（原子炉建屋ガス処理系配管を含む）について外観点検（1 回／年）を実施し，腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修塗装等の対応を実施することとした。また，当該系
統の中で最も腐食環境にある非常用ガス処理系排気筒については定期的に肉厚測定を実施し，異常のないことを確認しており，このことか
らも機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

12 条-25386

コンクリート密度－4ｂ．故障の仮定
原子炉建屋ガス処理系配管の一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該配管については軽微な腐食程度しか考えられず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

ｃ．仮定した故障による影響評価
原子炉建屋ガス処理系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去した後に，原子炉建屋内ガスを環境へ放出することで，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させるものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，非居住区域境界外の被ばく評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，原子炉建屋ガス処理系の機能を期待している原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下とする。
(a)

故障箇所の想定
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第2.1-3図に故障想定箇所の概要を示す。

12 条-26387

コンクリート密度－5
区分① 非常用ガス再循環系吸気配管
区分② 非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管
区分③ 非常用ガス再循環系戻り配管
区分④ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋内）
区分⑤ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋外）

第 2.1-3 図

故障想定箇所概要図

・区分① ： 配管の全周破断を想定しても，破断口からの吸気により非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが高所から環境に放出されることになるため，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分② ： 配管の全周破断を想定すると，破断口から原子炉建屋内の雰囲気が，直接非常用ガス処理系に流入することになる。非12 条-27388

コンクリート密度－6
常用ガス処理系は非常用ガス再循環系で処理したガスが入ることを前提としているため，評価に当たっては，非常用ガス処
理系が停止することを仮定する。したがって，非常用ガス再循
環系が原子炉建屋内のガスを処理し続けるものの，非常用ガス
処理系の停止により，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなり，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分③ ： 配管の全周破断を想定しても，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の運転に影響を与えないことから，非居住区
域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分④ ： 配管の全周破断を想定すると，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理したガスは原子炉建屋内に放出されることとなり，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなるが，非常用ガス処理系の運転が継続されるため，区分②と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。
・区分⑤ ： 配管の全周破断を想定した場合，排気筒放出から地上放出になるが，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが原子炉建屋外に排気されるため，区分④と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。

また，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に
12 条-28389

コンクリート密度－7
影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。
・区分①-1 ：流入した気体は全量フィルタ処理される。
・区分②-1，②-2 ：非常用ガス再循環系で処理したガスの全量が放出するが，区分②に包絡される。
・区分④-1 ：非常用ガス再循環系で処理したガスの全量が放出す
るが，区分④に包絡される。

以上から，評価上最も厳しくなる区分②を，保守的に故障想定箇所
とする。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)
ⅰ)

評価条件
原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失において，添付書類十で想定する評価条件である動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，ベースケースの評価条件に加えて，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2.1-6 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。

12 条-29390

コンクリート密度－8
第 2.1-6 表
項目
放射性物質の環境に放出される経路

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース（事故発生～24時間）

非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ス処理系で処理された後，非常用

ガス処理系で処理された後，非常ガス処理系排気筒から大気中に放用ガス処理系排気筒から大気中に出[排気筒放出]

放出[排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）れた放射性物[事故発生～24時間]

質の大気中の・希ガス：10時間

・希ガス：24時間

拡散条件

・よう素：20時間

・よう素：24時間（実効放出継続時間）[24時間以降]
・希ガス：140時間
・よう素：210時間（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））－２０[事故発生～24時間] 5.6×10（Gy／

4.5×10－２０ （Gy／Bq）

Bq）[24時間以降]

2.4×10－１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））
8.0×10－７ （s／m３ ）[事故発生～24時間] 8.9×10－７（s／m３）[24時間以降]

7.0×10－６（s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-30391

コンクリート密度－9ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下において，添付書類十で想定する評価条件である動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，ベースケースの評価条件に加えて，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2.1-7 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。

12 条-31392

コンクリート密度－10
第 2.1-7 表
項目
放射性物質の影響評価

ベースケース（事故発生～24時間）

環境に放出される経路

評価条件の比較（燃料集合体の落下）
非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理された後，非常用ス処理系で処理された後，非常用ガ

ガス処理系排気筒から大気中に放ス処理系排気筒から大気中に放出[排出[排気筒放出]

気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）（実効放出継続時間）

れた放射性物

・希ガス：10時間

・希ガス：15時間

質の大気中の・よう素：1時間

・よう素： 5時間

拡散条件
（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））－２０[事故発生～24時間] 5.6×10[24時間以降]（Gy／Bq）

4.8×10－１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））－６[事故発生～24時間] 2.0×10[24時間以降]

5.1×10－２０ (Gy／Bq)

３（s／m ）

2.0×10－６ (s／m3)

2.4×10－５ （s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-32393

コンクリート密度－11
(d)

評価結果

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2.1-8 表に示すとおり約 1.1×10 －２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2.1-8 表
項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 7.9×10１１ Bq

約 4.0×10１２ Bq

地上放出

約 3.2×10１２ Bq

－

排気筒放出

約 4.4×10８ Bq

約 4.8×10９ Bq

地上放出

約 1.4×10１１ Bq－

約 8.2×10－４ mSv

約 1.8×10－４ mSv

約 9.6×10－３ mSv

約 3.6×10－５ mSv

約 1.0×10－４ mSv

約 1.0×10－４ mSv

約 1.1×10－２ mSv

約 3.2×10－４ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
よう素の内部被ばくによる実効線量
実効線量

原子炉建屋内からの直接線及びスカイシャイン線による実効線量合計12 条-33394

コンクリート密度－12ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2.1-9 表に示すとおり約 5.9×10－２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2.1-9 表
項

評価結果の比較（燃料集合体の落下）

目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 2.4×10１４ Bq

約 3.1×10１４ Bq

地上放出

約 7.7×10１３ Bq

－

排気筒放出

約 6.0×10１０ Bq

約 6.1×10１０ Bq

地上放出

約 2.0×10１０ Bq－

約 5.0×10－２ mSv

約 1.6×10－２ mSv

約 8.4×10－３ mSv

約 1.7×10－３ mSv

約 5.9×10－２ mSv

約 1.8×10－２ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
実効線量

よう素の内部被ばくによる実効線量合計

ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上のとおり，添付書類十の評価結果である動的機器の単一故障に加えて，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量5mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これよりによ12 条-34395

コンクリート密度－13
り，(3)に示す修復作業期間は安全上支障のない期間であることを確認した。

12 条-35396

コンクリート密度－14ｃ．仮定した故障による影響評価
中央制御室換気系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去することにより，運転員の被ばくを低減するものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，運転員の被ばく評価を行う。
運転員の被ばく評価手法は，「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）
（以下「内規」という。）に従い実施することとし，前提とする事故については，内規に示される，主蒸気管破断（仮想事故）及び原子炉冷却材喪失（仮想事故）を評価対象とする。

(a)

故障箇所の想定
中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第 2.1-10 図に故障想定箇所の概要を示す。
区分①

中央制御室からの戻りダクト

区分②

フィルタユニットの吸込みダクト

区分③

フィルタユニット－空気調和機の連絡ダクト

区分④

中央制御室への給気ダクト

12 条-57397

コンクリート密度－15

第 2.1-10 図

故障想定箇所概要図

・区分① ： ダクトの全周破断箇所から，空気調和機の容量（42,500
m３ ／h）に相当する外気が流入するが，フィルタユニットの排風機の容量（5,100 m ３ ／h）に相当する空気がフィルタ処理され，系統に戻されるため，区分③と比べて，運転員の被ばく評
価への影響は小さい。
・区分② ： ダクトの全周破断を想定しても，破断口から流入した外気はフィルタユニットを通過し，処理された空気が中央制御室に送風されることから，運転員の被ばく評価への影響は小さい。
・区分③ ： ダクトの全周破断箇所から，フィルタユニットで処理した空気の全量（5,100 m ３ ／h）が系統外に流出し，フィルタを通過しない外気のみが中央制御室に送風されることになるた
12 条-58398

コンクリート密度－16め，運転員の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分④ ： 空気調和機の容量（42,500 m ３ ／h）に相当する空気が中央制御室から引かれるため，それと同量の外気がダクトの全周破断箇所より中央制御室に流入することとなる。そのため，区分③とほぼ同様な条件となる。

また，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。
空気調和機は，構造及び運転条件等から瞬時に全周破断することはないため，全周破断の想定は不要である。

・区分①-1 ：外気が流入するが，区分①に包絡される。
・区分①-2 ：外気が流入するが，区分①に包絡される。
・区分①-3 ：外気が流入するが，区分①に包絡される。
・区分②-1 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分②-2 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分③-1 ：フィルタを通過しない外気が流入するが，区分③に包絡される。
・区分③-2 ：フィルタを通過しない外気が流入するが，区分③に包絡される。
・区分④-1 ：外気が流入するが，区分④に包絡される。
・区分④-2 ：外気が流入するが，区分④に包絡される。

12 条-59399

コンクリート密度－17以上より，評価上最も厳しくなる区分③を，保守的に故障想定箇所
とする。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)

評価条件
内規に基づく中央制御室換気系の評価条件と，この評価条件に加えて単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比
較を第 2.1-20 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，保守的に中央制御室換気系ダクトの破断箇所の修復は行わないものとし，
ダクト破断後は外気が中央制御室内に流入し続けるものする。

12 条-60400

コンクリート密度－18
第 2.1-20 表
項目

評価条件の比較影響評価

中央制御室換気系

内規に基づく評価※

事故発生 15 分後 ※ ～30 日：

事故発生より15分後 ～24時間の機能

非常用循環流量：5,100m３ ／h

再循環流量:5,100m３ ／h

0m３ ／h

外気取込量:3,400m３ ／h

外気取込量

：

インリーク

：1回／h

（間欠：27 時間循環運転後 3 時
間外気取込）

24時間～30日

インリーク:1回／h

非常用循環流量：

3

0m ／h

外気取込量

：45,900m3／h

インリーク

：1回／h

※：事故発生後に手動操作にて非常用循環系ファンを起動させるが，時間余裕を考慮して事故発生より15分後に起動させるものとする。

(d)

評価結果
原子炉冷却材喪失（仮想事故）を前提とした事故発生後 30 日間について，中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所の故障を考慮した運転
員の線量評価の結果は約 3.1mSv であり，判断基準（実効線量 100mSv
以下）を満足することを確認した。評価結果を第 2.1-21 表に示す。なお，主蒸気管破断（仮想事故）については約 2.8mSv となった。
第 2.1-21 表

評価結果（単位：mSv）

項目

室内滞在時

入退域時

影響評価

内規に基づく評価

建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく

約 1.6×10０

約 1.6×10０

大気中放射性物質による被ばく

約 3.4×10－２

約 3.4×10－２

約 4.8×10－１

約 2.0×10－１

約 1.0×10０

約 1.0×10０

約 3.5×10－２

約 3.5×10－２

約 3.1×10０

約 2.8×10０

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく
建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく
大気中放射性物質による被ばく
合計

12 条-61401

コンクリート密度－19ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上のとおり，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，判断基準である運転員の線量限度 100mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これにより，(3)に示す
修復作業期間は，安全上支障のない期間であることを確認した。

(3)

故障箇所の修復
ａ．検知性
中央制御室換気系ダクト（単一設計箇所及び二重化された部分）に全周破断が発生した場合は，中央制御室での確認（中央制御室エリア放射線モニタの指示値上昇，通風口からの破断音）及び現場確認（視覚，聴覚，触覚）により，全周破断箇所の特定は可能である。なお，故障の位
置や大きさによっては中央制御室での検知は困難であるが，巡視点検に
より異常の有無を現場で検知することができる。
また，現場確認の範囲は限定（約11m×約61m）されており，確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10 －２ mSv／h
であるため現場確認は十分可能である。
ｂ．修復性
ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順で行う。修復作業の一例を第2-11図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所でダクトの形状（直管，エルボ管，分岐管，床貫通部）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々なダクト形状に対応できる工法であることから，
12 条-62402

コンクリート密度－20
いずれの箇所で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取
り付ける。

バンド
ゴムシート＋金属金網

破断面

第2.1-11図ダクトの修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業はファンの電源“切”及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整12 条-63403

コンクリート密度－21
備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
中央制御室換気系ダクトの修復を行う際の前提を条件が厳しくなる主蒸気管破断（仮想事故）として，以下の条件で被ばく評価を行った。
・ 事故発生から24時間後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を12時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 6.2×10－１ mSv となり，災害発
生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較
すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2.1-22 表に示す。

第 2.1-22 表

ダクト修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

ダクト修復（全周破断）

約5.2×10 －２

約6.2×10－１

ｄ．修復後について
中央制御室換気系の静的機器の単一故障箇所についてゴムシート，当て板等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，
事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理を行う。

12 条-64404

コンクリート密度－22
(4)

総合評価
中央制御室換気系ダクトのうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定されるダクトの全周破断を仮定した。
これまでの評価により，運転員の被ばくによる実効線量の評価値，及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
以上から，故障個所の検知性及び修復性，作業時の被ばく及び公衆の被ばくの観点から，設置許可基準規則第12条の解釈5に記載されている「想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。」に適合することを確認した。

12 条-65405

コンクリート密度－23

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

406

コンクリート密度－24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 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）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 の 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 中央制御室の居住性評価（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 コ ン ク リ ー ト 密 度 の 根 拠 に つ い て .................... 26 条 -別 添 2 - 添 6-1
7 内 規 ※ １ と の 整 合 に つ い て ........................... 26 条 -別 添 2 - 添 7-1※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

407

コンクリート密度－25
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．大気中への放出量の評価
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

408

コンクリート密度－26
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

409

コンクリート密度－27

第 4-1 図

事故時ににおける中央制御室等の運転員の被ばく経
経路

26 条-別添 2-3

410コンクリート密度－28
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）通常時運転時
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閉回路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
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

411

コンクリート密度－29

通 常運 転時 （ 再 循 環方 式 ）通常運転時

外 気 隔 離 時 （ 閉 回 路循 環 方 式 ）事故時

外気取入れ時中央制御室換気系概略図

第
第4-2図

412

26 条-別添 2-5

コンクリート密度－30
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，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，内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は，原子炉冷却材喪失において実効線量で約 2.9mSv，主蒸気管破断において実効線量で約 1.7mSv であり，法令に26 条-別添 2-6413

コンクリート密度－31
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,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 1.6×10０

約 4.3×10－３

約 3.4×10－２

約 1.3×10－２

約 2.0×10－１

約 1.5×10０

約 1.8×10０

約 1.5×10０

約 1.0×10０

約 1.6×10－１

約 3.5×10－２

約 9.4×10－２

小計（④＋⑤）

約 1.1×10０

約 2.6×10－１

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 2.9×10０

約 1.7×10０

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

414

室内作業時26 条-別添 2-8

入退域時

約 1.6×10０

約 1.0×10０

約 1.5×10－２

約 1.0×10０

小計（①＋②＋③）④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⑤大気中へ放出された 放射性物質による被ばく

小計（④＋⑤）
約 2.7×10０

約 1.1×10－２③室内に外気から取り 込まれた放射性物質による被ばく合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 3.4×10－２②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 1.6×10０

外部被ばく

約 2.1×10－１

約 2.0×10－２

約 2.0×10－２―

約 1.9×10－１

約 1.9×10－１

―

―

内部被ばく

原子炉冷却材喪失

約 2.9×10０

約 1.1×10０

約 3.5×10－２

約 1.0×10０

約 1.8×10０

約 2.0×10－１

約 3.4×10－２

約 1.6×10０

実効線量の
合計値

約 2.2×10－１

約 1.7×10－１

約 3.8×10－３

約 1.6×10－１

約 5.7×10－２

約 3.9×10－２

約 1.3×10－２

約 4.3×10－３

外部被ばく

実効線量（mSv）

約 1.5×10０

約 9.0×10－２

約 9.0×10－２―

約 1.4×10０

約 1.4×10０

―

―

内部被ばく

主蒸気管破断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第 5-2 表約 1.7×10０

約 2.6×10－１

約 9.4×10－２

約 1.6×10－１

約 1.5×10０

約 1.5×10０

約 1.3×10－２

約 4.3×10－３

実効線量の
合計値

コンクリート密度－32415

入退域での被ばく⑤大気中へへ放出された放射性物質による被ばく（クラウ
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）

建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
④原子炉建
（直接及
及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）③外気から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）②大気中へ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
ウドシャインによる外部被ばく）

建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
①原子炉建
（直接及
及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室のの居住性（設計基準事故）に係る被ばく経路イメージ

中央制御室内での被ばく

第 5-3 表コンクリート密度－33

26 条-別添 2-9416

26 条-別添 2-10

運転員の被ばく評価

大気拡散

評価期間

コード

直 接線 ，スカ イシ ャイン 線評 価

交代要員体制への考慮

中央制御室への空気流入量

置よう素除去効率

中 央制 御室非 常時 際循環 処理 装

中央制御室換気設備

1 方位

着目方位

30 日間

QAD-CGGP22R,ANISN, G33-GP2R

入退域回数
数を設定

代をベースに滞在時間，
5 直 2 交代

1.0 回／hh

90%

運転(3h)の
の交互運転

閉回路循環
環運転(27h)，外気取入

遅れ：15min
起動時間遅

小さい方か
から 97%

累積出現頻度よう素：224 時間

希ガス：224 時間

2005 年 4 月～2006 年 3 月

気象資料

実効放出継続時間

再循環：880%
外部放出 ：90%

原子炉格納容器からの漏えい率

ガス処理系のよう素除去効果

0.5%/day

よう素に対する除去効果

非 常用 ガス再 循環 系及び 非常 用の比）：1000

格 納容 器スプ レイ 等によ る無 機の低減効果

環境への放出

分 配係 数 （気 相濃度 と液 相濃度の沈着割合

原子炉格納容器内で

50%

成物割合

原 子炉 格納容 器へ の無機 よう 素

希ガス：1100%
よう素：550%格 納容 器に放 出さ れる核 分裂 生

2000 日原子炉運転時間(熱出力 3,440MW)3

定格熱出力力の約 105%

主要条件

物量

炉心熱出力

中項目

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
件出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-4 表コンクリート密度－34417

26 条-別添 2-11

運転員の被ばく評価

大気拡散

主 蒸気 隔離弁 閉止 後の破 断口 か

放出

評価期間

コード

直 接線 ，スカ イシ ャイン 線評 価

交代要員体制への考慮

着目方位

累積出現頻度

実効放出継続時間

気象資料

えい

主 蒸気 隔離弁 から 建物内 への 漏

らの放出

追 加さ れる核 分裂 生成物 のう ちらの放出

主 蒸気 隔離弁 閉止 前の破 断口 か

裂生成物の量燃 料棒 から追 加放 出され る核 分

放射性物質濃度事 象発 生前の 原子 炉冷却 材中 の原子炉運転時間

炉心熱出力

中項目
定格熱出力
力の約 105%

30 日間

QAD-CGGP22R,ANISN, G33-GP2R

代をベースに滞在時間，入退域回数を設定
5 直 2 交代入退域時 ：9 方位室内：9 方位
中央制御室

小さい方か
から 97%

よう素：220 時間

希ガス：11 時間

2005 年 4 月～2006 年 3 月

120％／d放出され る

す べ て の 核 分 裂 生 成 物が 瞬 時 に原 子 炉 冷 却 材 中 への 追 加 放 出 は ， 主 蒸 気隔 離 弁 閉止 直 後 に ， こ れ ら

主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 後 の燃 料 棒 から の 核 分 裂 生 成 物るさ れ た 放 射 性 物 質 の 約 1％ が 破 断 口 か ら 放 出 さ れ

原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合に 比 例 する と し ， 追 加 放 出

希ガスにつ
ついてはよう素の 2 倍とする

はその組成成を平衡組成として求める

１４
4Bq とし，その他の放射性物質
I-131 は 4.44×10の 1／50 とすると す る 。 蒸 気 相 中 の ハロ ゲ ン 濃度 は ， 液 相 の 濃 度

I-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成

2000 日(熱出力 3,440MW)
3主要条件

中央制御室の居住性性（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

主蒸気隔離弁からの物量出される核分裂生成

原子炉格納容器に放大項目

第 5-5 表コンクリート密度－35

418

コンクリート密度－36

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

419

同上

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

よう素の形態

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。

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。

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。

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

5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

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。

運転サイクルを想定

2,000 日

被ばく評価手法（内規）での記載

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。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1／3)

サイクル数（バ 5ッチ数）

原子炉運転時間

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

炉心熱出力

評価条件

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

目

評価事象

項

第 1-1 表コンクリート密度－37

26 条-別添 2-添 1-2

420

ＬＯＣＡ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。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動
系等の起動時間

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）での記載

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。

選定理由

原子炉格納容器 0.5％／日
からの漏えい率

評価条件

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。

目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

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

項

第 1-1 表コンクリート密度－38

26 条-別添 2-添 1-3

421

目

評価条件

被ばく評価手法（内規）での記載

30 日間

事故の評価期間

解説 3.2 評価期間は，
事故発生後 30 日間とする。

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。

排気筒放出

放出経路

同上

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

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。

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。

選定理由

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

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。

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

項

第 1-1 表コンクリート密度－39

26 条-別添 2-添 1-4

422

被ばく評価手法（内規）での記載

運転サイクルを想定

サイクル数（バ 5
ッチ数）： 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
冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）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。
ン等の濃度
そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定
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。

同上

5 サイクル運転を考 同上慮した最大運転期間を設定

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。

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。

選定理由

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)

原 子 炉 運 転 時 2,000 日間

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

炉心熱出力

評価条件

主蒸気管破断（仮想事故相当）

目

評価事象

項

第 1-2 表コンクリート密度－40

26 条-別添 2-添 1-5

423

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

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。
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。

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。

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。

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加放出割合

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

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。

項

第 1-2 表コンクリート密度－41

26 条-別添 2-添 1-6

424

目

評価条件

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。

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。

選定理由

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。

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。

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

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項

第 1-2 表コンクリート密度－42

26 条-別添 2-添 1-7

425

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

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。

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。
）

項

第 1-2 表コンクリート密度－43

26 条-別添 2-添 1-8

426

コンクリート密度－44

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

427

目

評価条件

気象資料

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）

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

項

被ばく評価手法（内規）での記載

使用（補足説明資料 1-2 参照）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり発電所において観測された１年間の気象資料を

気象データを使用。

【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（標高約 18m(地上高約 10m)の【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。
5.1.1(2) 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，
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）を採用するのは保守的かつ適切である。

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。

選定理由

第 1-4 表 大気拡散条件(1/6)

コンクリート密度－45

26 条-別添 2-添 1-10

428

目

評価条件

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

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 時間項

被ばく評価手法（内規）での記載
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。
【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。

選定理由
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。

【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。

第 1-4 表 大気拡散条件(2/6)

コンクリート密度－46

26 条-別添 2-添 1-11

429

目

評価条件

建屋の影響

【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。
【主蒸気管破断】考慮する。

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

項

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】
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（原子炉建屋）による巻き込み現象を考慮する。

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。

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，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積しれたとおり設定。
た場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

選定理由

第 1-4 表 大気拡散条件(3/6)

コンクリート密度－47

26 条-別添 2-添 1-12

430

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

項

被ばく評価手法（内規）での記載
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

選定理由【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

第 1-4 表 大気拡散条件(4/6)

コンクリート密度－48

26 条-別添 2-添 1-13

431

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

項

被ばく評価手法（内規）での記載【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。

選定理由
【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

第 1-4 表 大気拡散条件(5/6)

コンクリート密度－49

26 条-別添 2-添 1-14

432

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。

形状係数

着目方位

原子炉建屋の投影断面積

被ばく評価手法（内規）での記載

3.0×10３m２

選定理由

建屋投影
面積

評価条件
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。

目【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 方位項

第 1-4 表 大気拡散条件(6/6)

コンクリート密度－50

26 条-別添 2-添 1-15

433

コンクリート密度－51

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】
相対濃度

相対線量
Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

評価対象

評価点

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）2.9×10－１８３

χ／Ｑ（s／m ）26 条-別添 2-添 1-16

434

目

評価条件

件

事故の評価期間 30 日

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

被ばく評価手法（内規）での記載

同上

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

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。

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
器内に放出される放射性物質の量の炉心内されたとおり設定
蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。

選定理由

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)

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

項

第 1-7 表コンクリート密度－52

26 条-別添 2-添 1-17

435

目

評価条件

選定理由

計
算
モ
デ
ル
条 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
件 デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

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。

被ばく評価手法（内規）での記載

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)

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
デル状をモデル化項

第 1-7 表コンクリート密度－53

26 条-別添 2-添 1-18

436

目

計
算
コンクリート密モ
度
デル
条
件
直接線・スカイ
シャイン線評価
コード

許容差

項

評価条件

選定理由

設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定－－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。
直接線評価：ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

2.00g／cm３

値を適用

値からマイナス側許 設における鉄筋コンクリート
容差（-5mm）を引いた 工事，日本建築学会)に基づきクリート遮蔽は，公称 5N・同解説（原子力発電所施被ばく評価手法（内規）での記載

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)

評価で考慮するコン 建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS

第 1-7 表コンクリート密度－54

26 条-別添 2-添 1-19

437

目

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

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)

主蒸気隔離弁からタービン建屋内に放出した核分裂生成物の全量が均一に分布

事故の評価期間 30 日

タービン建屋内線
線源強度分布
源
条
件

同上

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

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。

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放出される核分 等の極めて短いもの及びエネルギの小さいも裂生成物のは，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。

項

第 1-8 表コンクリート密度－55

26 条-別添 2-添 1-20

438

目

評価条件

設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定－－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

３

容差（-5mm）を引いた 工事，日本建築学会)に基づきコンクリート密 2.00g／cm

度

5N・同解説（原子力発電所施

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS

値からマイナス側許 設における鉄筋コンクリート

値を適用

被ばく評価手法（内規）での記載

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
考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

選定理由

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)

計 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形状をモデル化
算 デル化
モ
デ
ル
条 許容差
評価で考慮するコン件
クリート遮蔽は，公称

項

第 1-8 表コンクリート密度－56

26 条-別添 2-添 1-21439

コンクリート密度－57

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 1-22440

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，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求める。
7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。
7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，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求める。

同上

外部γ線による 2.8×10３m３
全身に対する線
量評価時の自由体積

中央制御室換気 通常時：0m３／h
同上
３
設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h
量

被ばく評価手法（内規）での記載

設計値

選定理由

中央制御室換気 2.8×10３m３
設備処理空間容積

評価条件

7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb)中央制御室内に直接，流入すること目

中央制御室換気設備条件(1/2)

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
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
取入を交互に行う。
） した場合の室内の二酸化炭
素濃度を考慮し設定
閉回路循環運転：27 時間外気取入循環運転：3 時間

項

第 1-10 表

コンクリート密度－58

26 条-別添 2-添 1-23441

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）

1 回／h

空気流入率

被ばく評価手法（内規）での記載

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要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作を開始するまでの値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。

選定理由

事故時運転モー 15 分
ドへの切替時間

評価条件

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。
97％以上）

目

中央制御室換気設備条件(2/2)

中央制御室非常 90％
用循環設備よう素フィルタによる除去効率

項

第 1-10 表

コンクリート密度－59

26 条-別添 2-添 1-24

442

目

評価条件

入退域回数

被ばく評価手法（内規）での記載

7.4.1(1) 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する。
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。

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

選定理由

32 回
運転員の勤務体系として 5 直 2（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時間が最大となる運転班を想定し設定

中央制御室滞在期間 196 時間

項

第 1-11 表 運転員交替考慮条件

コンクリート密度－60

26 条-別添 2-添 1-25

443

目

呼吸率

線量換算係数項

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

線量換算係数及び呼吸率の条件

1.2m３／h

I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

I-134：1.5×10-10 Sv／Bq

I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq

T：計算期間(30 日間)

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)

0

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。
T
に基づく）
H1
RH C 1 ( t )dt

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

評価条件

第 1-12 表

コンクリート密度－61

26 条-別添 2-添 1-26

444

コンクリート密度－62
6コンクリート密度の根拠について

1.

はじめに
日本建築学会

建築工事標準仕様書・同解説「原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事（以下，JASS 5N）」に基づき，コンクリート密度を乾燥単位容積質量として計算を実施した。

2.

乾燥単位容積質量の推定方法
JASS 5N に記載されている予測式（解 3.6）を用いて，以下の手順で推定した。

①

骨材（砂，砂利）試験記録より絶乾比重最小値と表乾比重最大値の割合を求め，調合表上の骨材重量を表乾から絶乾に変換②

JASS 5N の予測式（解 3.6）により，含水率を 0 とした場合の乾燥単位容積質量 ρ p を算出③

コンクリートのばらつきを考慮して，ρ p から 3σ d を差し引く。(解説図3.10)
標準偏差 σ d は JASS 5N に記載されている既往の原子力発電所工事の品質管理試験の結果から 0.024t/m３ （最大値）を採用

ρ ｐ ＝Ｇ ０ ＋Ｓ ０ ＋1.2Ｃ ０ ＋ｗ

（解 3.6 より）

ρｐ：乾燥単位容積質量（kg／m３ ）Ｇ０：調合計画における粗骨材量（絶乾）（kg／m ３ ）※別紙参照

Ｓ０：調合計画における細骨材量（絶乾）（kg／m ３ ）※別紙参照

Ｃ０：調合計画におけるセメント量（kg／m３ ）※別紙参照
26 条-別添 2-添 6-1

445

コンクリート密度－63ｗ

3.

：コンクリート中の含水量（kg／m ３ ）※安全側に 0 とする。

推定乾燥単位容積質量について（別紙参照）
推定乾燥単位容積質量の最小値は 2.016g／cm３ となり，遮蔽計算に使用する

コンクリート密度はこれを包絡する 2.00 g／cm３ とする。

26 条-別添 2-添 6-2

446

コンクリート密度－64
別紙
コンクリート調合（東海第二発電所建設記録より）からの推定乾燥容積質量26 条-別添 2-添 6-3

447

コンクリート密度－6559-10

原子炉制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について

59-10-i448

コンクリート密度－66目

次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 炉 心 の 著 し い 損 傷 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て 59-1 0-1
1． 評 価 事 象 ................................................... 59-1 0-1
2． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ..................................... 59-1 0-2
3． 大 気 拡 散 の 評 価 ............................................. 59-1 0-2
4． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ............... 59-1 0-2
5． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ......................... 59-1 0-3
5.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ................................... 59-1 0-3
5.1. 1 原 子 炉 建 屋 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ） ....... 59-1 0-3
5.1. 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 ）...................................................... 59-1 0-4
5.1. 3 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 被 ばく （ 経 路 ③ ） .......................................... 59-1 0-4
5.2 入 退 域 時 の 被 ば く ......................................... 59-1 0-6
5.2. 1 建 屋 内 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ） ........... 59-1 0-6
5.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ） ... 59-1 0-6
6． 評 価 結 果 の ま と め .......................................... 59-1 0-1 0

添付資料て

中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価につい

1 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件.............................. 59-1 0- 添 1- 1
2 事 象 の 選 定 の 考 え 方 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 2- 1
3 格 納 容 器 漏 え い 率 の 設 定 に つ い て .......................... 59-1 0- 添 3- 1
4 格 納 容 器 内 で の 除 去 効 果 に つ い て .......................... 59-1 0- 添 4- 1
5 格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 効 果 に つ い て ...... 59-1 0- 添 5- 1
6 サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）に つ い て ................................................ 59-1 0- 添 6- 1
7 格 納 容 器 外 へ の 核 分 裂 生 成 物 の 放 出 割 合 の 設 定 に つ い て ...... 59-1 0- 添 7- 1
8 炉心の著しい損傷が発生した場合の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡 散 の 評 価 に つ い て ...................................... 59-1 0- 添 8- 1
9 フ ィ ル タ の 除 去 性 能 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 9- 1
10 中 央 制 御 室 換 気 系 フ ィ ル タ 内 放 射 性 物 質 か ら の 被 ば く に つ い て............................. 59-1 0- 添 10 -1
11 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ............................ 59-1 0- 添 11 -1
12 全 面 マ ス ク に よ る 防 護 係 数 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 12 -1
13 運 転 員 の 勤 務 体 系 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 13 -1
14 グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 評 価 モ デ ル に つ い て .................. 59-1 0- 添 14 -1

59-10-ii

449

コンクリート密度－67
15 エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 15 -1
16 地 表 面 へ の 沈 着 速 度 の 設 定 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 16 -1
17 有 機 よ う 素 の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 17 -1
18 実 効 放 出 継 続 時 間 の 設 定 に つ い て ........................ 59-1 0- 添 18 -1
19 待 避 時 間 の 設 定 根 拠 に つ い て ............................ 59-1 0- 添 19 -1
20 審 査 ガ イ ド ※ 1 へ の 適 合 状 況 .............................. 59-1 0- 添 20 -1※1 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

59-10-iii

450

コンクリート密度－68
中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事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，評価を行った。
（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 条より抜粋）【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（原子炉制御室）第 1 項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。
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。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。ただし，その場合は実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

1．評価事象東海第二発電所においては，「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低減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「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
59-10-1451

コンクリート密度－69
過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいても，格納容器ベントの回避若しくは格納容器ベントの実施時期を遅延させることができる代替循
環冷却系を整備する。しかし，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，代替循環冷却系を使用できず，早期の格納容器
圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施した場合を想定する。

2．大気中への放出量の評価
放射性物質については，上記 2.1 で示した事故シーケンスを想定し，格納容器から格納容器圧力逃がし装置への流入量及び格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい量をＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ-1465 の知見を用いて評価した。ただし，ＭＡＡＰコードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，無機よう素及び有機よう素については，Ｒ.Ｇ.1.195 の知見を用いて評価した。

3．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。

4．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，形状等から59-10-2452

コンクリート密度－70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コードを用いて評価した。

5．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）は第 5-1 図に示すとおりである。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 7 日間とした。
運転員の勤務体系（5 直 2 交替）に基づき，中央制御室の滞在期間及び入退域の時間を考慮して評価する。想定する勤務体系を第 5-1 表に示す。

第 5-1 表想定する勤務体系
中央制御室の滞在時間

1直

8:00～21:45

2直21:30～8:15

日勤業務

―

1 日目
Ａ班 ※

2 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

3 日目

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班 ※

1直

2直

1直
1直

2直

2直

※被ばくの平準化のため，事故直後に中央制御室に滞在している班（Ａ班）の代
わり， 2 日目以降は日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとする。

59-10-3453

コンクリート密度－71
5.1 中央制御室内での被ばく
5.1.1 原子炉建屋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 4．の方法で実効線量を評価した。

5.1.2 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運転員の実効線量を評価した。
また，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価した。

5.1.3 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放射性物質のガンマ線による外部被ばく及び放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。なお，内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。
評価に当たっては，（1）～（4）に示す中央制御室換気系の効果及び中央制御室に設置する待避室の効果等を考慮した。なお，中央制御室換気系の起動時間については，全交流動力電源喪失を想定した起動時間を考慮した評価とした。また，待避室の遮蔽効果は，待避室に待避する期間のみに
59-10-4454

コンクリート密度－72
ついて考慮した評価とした。中央制御室内での対応のタイムチャートを第5.1.3-1 図に示す。
（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5.1.3-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転時
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閉回路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
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
中央制御室へのよう素除去フィルタ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。
（3）待避室中央制御室内に設置する待避室には，格納容器ベント開始から 5 時間待避すると想定する。待避中は待避室内を空気ボンベにより加圧し室内を正圧にするものとし，外部からの空気の流入はないものとして評価した。
待避室の概要図及び設置場所を第 5.1.3-3 図に示す。

59-10-5455

コンクリート密度－73（4）マスクの考慮
事象発生から 3 時間後まではマスクを着用（DF50）すると想定した。

5.2

入退域時の被ばく

5.2.1

建屋内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，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと
以外は，「5.1.1 原子炉建屋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，周辺監視区域境界から中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とし，代表評価点は，建屋入口とした。

5.2.2 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外部被
ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外
は「5.1.2 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「5.1.3 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。内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。また，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価した。
59-10-6456

コンクリート密度－74
入退域時の運転員の 実効線量の評価に当たっては，上記 5.2
2.1 の仮定と同じである。

第 5-1 図炉心の著しい損 傷が発生した場合の中央制御室居住性評
評価における
想定被ばく経路

タイムチャート

0h

2h

3h

19h

ベント放出

24h

168h

▽

ＭＣＲ空調
全交流動力電源喪失時に代替交流電
電源からの供給を期待できる事象発生から約 2 時間を起動時時間として設定

待避室への滞在
ベント放出から 5 時間を退避時間ととして設定

マスクの着用事象発生
生から 3 時間（ＭＣＲ空調復旧後１時間）までをマスク着用
用時間として設定

第 5.1.3-1 図

中央制御室内での対応のタイムチャート
ト59-10-7457

コンクリート密度－75

通 常運 転時 （ 再 循 環方 式 ）通常運転時

外 気 隔 離 時 （ 閉 回 路循 環 方 式 ）設故時

外気取入れ時中央制御室換気系系統構成

第5.1.3-2図458

59-10-8

コンクリート密度－76

中央制御室

待避室

正圧

空気ボンベ

炉心の著しい損傷が発生した場合【格納容器ベント実施中】（空気ボンベ加圧）※ 格納容器ベント実施後，中央制御室内の線量が下がるまでは，中央制御室内の待避室に滞在するものとし，待避室内を空気ボンベにより加圧する。

第 5.1.3-3 図

待避室の概要図及び設置場所

6．評価結果のまとめ
1．に示したとおり，東海第二発電所において炉心の著しい損傷が発生した

59-10-9459

コンクリート密度－77場合，第一に代替循環冷却系を用いて事象を収束するが，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，代替循環冷却系を使用できず，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施した場合を想定した。この想定に基づく，7 日間の各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価結果は，第 6-1 表に示すとおりである。また，
中央制御室の運転員の実効線量の内訳は第 6-2 表に示す通りであり，実効線
量は約 60mSv である。したがって，評価結果は，「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」を満足している。
なお，マスクを着用しない場合の 7 日間の各班の実効線量は第 6-3 表に示すとおりである。また，中央制御室の運転員の実効線量の内訳は第 6-4 表に示す通りである。
この評価に係る被ばく経路イメージを第 6-5 表に，被ばく評価の主要条件
を第 6-6 表に示す。

59-10-10460

コンクリート密度－78
第 6-1 表各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評

価結果（マスクを考慮する場合）
1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

（単位：mSv）
6 日目

7 日目

Ａ
約 6.0×10１
班
Ｂ
約 1.2×10１ 約 9.3×10０
約 5.5×10０ 約 2.7×10 ０
班Ｃ
約 4.0×10１
約 7.5×10０ 約 6.2×10０
班
Ｄ
約 1.4×10１ 約 1.0×10１
約 5.2×10 ０
班Ｅ
約 2.4×10１
約 8.0×10０ 約 6.6×10０
班

59-10-11

合計
約 6.0×10１
約 3.0×10１
約 5.4×10１
約 2.9×10１
約 3.9×10１

461

59-10-12

入退域時

合

小

計

計

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による被ばく

合 計（内部被ばく）2.4×10 1
2.4×10 1
3.0×10 1

8.3×10 0
6.0×10 1

4.3×10 -3

1.7×10 -3

8.0×10 0

6.9×10 -3

1.3×10 -3

2.6×10 -3

5.6×10 -3（外部被ばく）

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

9.2×10 -2

5.5×10 0

5.2×10 1
2.6×10 -1

計

建屋内放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく

小4.7×10 0

4.7×10 0

8.0×10 -1

4.6×10 1

合 計

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による被ばく

8.0×10 -1

4.0×10 1（内部被ばく）2.3×10 -3

5.3×10 0（外部被ばく）室内に外気から取り
室内作業時 込まれた放射性物質による被ばく

3.0×10 -3

9.6×10 -1

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

6.3×10 -2

Ｂ班

7.8×10 -1

Ａ班

建屋内放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく

被 ば く 経 路

5.4×10 1

2.7×10 1

2.6×10 1

1.8×10 -2

5.7×10 -3

1.2×10 -2

5.5×10 -1

2.7×10 1

4.8×10 0

6.8×10 0

7.7×10 -1

6.1×10 0

1.4×10 1

6.0×10 -1

Ｃ班

実効線量（mSv/7日間）

2.9×10 1

2.4×10 1

2.4×10 1

8.1×10 -3

3.0×10 -3

5.1×10 -3

1.9×10 -1

5.2×10 0

3.8×10 0

1.3×10 0

1.2×10 0

3.7×10 -3

4.6×10 -3

9.4×10 -2

Ｄ班

中央制御室の運転員の実効線量の内訳（マスクを考慮する場合)

被 ば く 部 位

表 6-2 表

3.9×10 1

2.6×10 1

2.5×10 1

1.6×10 -2

6.3×10 -3

1.0×10 -2

4.3×10 -1

1.3×10 1

4.5×10 0

8.1×10 0

2.9×10 0

5.2×10 0

1.1×10 -2

2.3×10 -1

Ｅ班

コンクリート密度－79462

コンクリート密度－80
第 6-3 表各班の中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評
価結果（マスクを考慮しない場合）

1 日目

2 日目

3 日目

4 日目

5 日目

（単位：mSv）
6 日目

7 日目

Ａ
約 1.0×10３
班
Ｂ
約 1.2×10１ 約 9.3×10０
約 5.5×10０ 約 2.7×10 ０
班Ｃ
約 4.0×10１
約 7.6×10０ 約 6.2×10０
班
Ｄ
約 1.4×10１ 約 1.0×10１
約 5.2×10 ０
班Ｅ
約 2.4×10１
約 8.0×10０ 約 6.6×10０
班

59-10-13

合計
約 1.0×10３
約 3.0×10１
約 5.4×10１
約 2.9×10１
約 3.9×10１463

59-10-14

合

小

計

計

2.4×10 1
2.4×10 1
3.0×10 1

8.0×10 0
8.3×10 0
1.0×10 3

8.5×10 -2

6.8×10 -2

合 計

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による被ばく

8.3×10 -2

6.3×10 -2（内部被ばく）2.6×10 -3

5.6×10 -3（外部被ばく）

大気中へ放出された放射性物質による被入退域時 ばく

9.2×10 -2

5.5×10 0

1.0×10 3
2.6×10 -1

計

4.7×10 0

8.0×10 -1

1.0×10 3
4.7×10 0

8.0×10 -1

1.0×10 3

建屋内放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく

小大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質による被ばく

合 計（内部被ばく）2.3×10 -3

5.3×10 0（外部被ばく）室内に外気から取り
室内作業時 込まれた放射性物質による被ばく

3.0×10 -3

9.6×10 -1

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

6.3×10 -2

Ｂ班

7.8×10 -1

Ａ班

建屋内放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく

被 ば く 経 路

5.4×10 1

2.7×10 1

2.6×10 1

3.0×10 -1

2.8×10 -1

1.2×10 -2

5.5×10 -1

2.7×10 1

4.8×10 0

6.8×10 0

7.7×10 -1

6.1×10 0

1.4×10 1

6.0×10 -1

Ｃ班

実効線量（mSv/7日間）

中央制御室の運転員の実効線量の内訳（マスクを考慮しない場合)

被 ば く 部 位

表 6-3 表

2.9×10 1

2.4×10 1

2.4×10 1

1.6×10 -1

1.5×10 -1

5.1×10 -3

1.9×10 -1

5.2×10 0

3.8×10 0

1.3×10 0

1.2×10 0

3.7×10 -3

4.6×10 -3

9.4×10 -2

Ｄ班

3.9×10 1

2.6×10 1

2.5×10 1

3.3×10 -1

3.2×10 -1

1.0×10 -2

4.3×10 -1

1.3×10 1

4.5×10 0

8.1×10 0

2.9×10 0

5.2×10 0

1.1×10 -2

2.3×10 -1

Ｅ班

コンクリート密度－81464

コンクリート密度－82

第 6-5 表中央制御
御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係係る
被ばく 経路イメージ（1）閉回路循環運転時（2）待避室待避時

59-10-15465

コンクリート密度－83

第 6-6 表居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばばく評価の中央制御室の居主要評価条件項目

放 出 放 射 能 量 評 価 条件

評価事象

放出開始時間

評価条件「大破断Ｌ ＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心 冷却失敗」（代替循環冷却系を使用で きない場合）（全交流動力
電源喪失の 重畳を考慮）
格納容器漏 えい：事象発生直後
格納容器ベ ント：事象発生から約19時
間後

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生か ら 2 時間後事故の評価期間

7 日間

大気拡散条件

放出源及び
放出源高さ

被ばく評価条件

中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率
中央制御室非常用換気系微粒子フィルタによる
除去効率
中央制御室非常用換気系の起動時間
空気流入率

放出源：原 子炉建屋からの放出（地上高 0m），格納納容器圧力逃がし装置排気口放出（地 上高 57m）及び非常用ガス
処理系出口 （地上高 140m）

選定 理由
審 査 ガ イ ド に示 さ れ た とお り 設 定（添付2参照）
果
ＭＡＡＰ解析結果
起動操作時間（1115 分）＋負圧達成
時間（5 分）（起動動に伴い原子炉建
屋内は負圧になる が，保守的に負圧達成時間として 5 分を想定）
審査ガイドに示す
す 7 日間における運転員の実効線量を 評価する観点から設定
原 子 炉 建 屋 放出 時 の 高 さは 地 上 放出として地上高 0m
m で設定
格 納 容 器 圧 力逃 が し 装 置排 気 口 放
出時の高さは地上
上高 57m に設定
非 常 用 ガ ス 処理 系 か ら の放 出 時 は
排気筒高さとして 地上 140m に設定
フィルタユニット の設計値（チャコ率：97％）を保守的
ールフィルタ効率に設定（添付 9,10
0 参照）

95％

フィルタユニット の設計値（高性能9.97％）を保守的
粒子フィルタ：99に設定（添付 9,10
0 参照）

99.9％

全交流動力電源喪喪失を考慮し，代替電源からの電源供供給開始時間から保守的に設定非常用換気系作動
動時の空気流入率

事象発生か ら 2 時間
1 回／h

59-10-16466

コンクリート密度－84

マスクによる
防護係数

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域時：50（その他の期間及びマスク着用を考慮
しない場合は評価期間中常時マスク着
用なし）

待避室
加圧開始時間事象発生から約 19 時間後（ベント開始時）

待避室加圧時間

ベント開始から 5 時間測定試験結果の結果である 0.45 回／h に対して保守的に 1 回/h と設定（添付 11 参照）
中央制御室非常用換気系作動前及び中央制御室内の放射性物質濃度が下がるまでの時間についてマスクの着用を考慮。（添付 12 参照）
格納容器圧力逃がし装置により放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に待避すると想定
中央制御室内に流入した放射性物
質からの影響を十分に防護できる時間として設定

詳細な評価条件は添付 1 参照

59-10-17467

コンクリート密度－85

61-10
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-ⅰ468

コンクリート密度－86
目 次1.

新規制基準への適合状況

61-10-1

2.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-3

・添付資料 1

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価条件

61-10-12・添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性

61-10-37

・添付資料 3

線量評価に用いる大気拡散評価

61-10-52

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-54

・添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-60

・添付資料 6

グランドシャインガンマ線の評価方法

61-10-68

・添付資料 7

事故発生時の換気系運転モードについて

61-10-73

・添付資料 8放射性物質の放出継続時間について

61-10-77

・添付資料 9コンクリート密度の根拠について

61-10-78

・添付資料 10

審査ガイド ※１ への適合状況について

61-10-81※１

実用発電用原子炉に係る重大事故等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

61-10-ⅱ

469

コンクリート密度－871.

新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する
規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則

第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊急重大事故等が発生した場合

時対策所は,重大事故等が発生した場合におにおいても,緊急時対策所にいても当該重大事故等に対処するための適より,当該重大事故等に対処切な措置が講じられるよう,次に掲げるもの

するための適切な措置を講じでなければならない。

ることができる。

一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう,
1

適切な措置を講じたものであること。

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう,重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
緊急時対策所は,重大事故等に対処するため

2に必要な数の要員を収容することができる
ものでなければならない。

61-10-1

470

コンクリート密度－88
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する
規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則

第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目

適合状況
緊急時対策所の居住性について

【解釈】
1

1,2

第1項及び第2項の要件を満たす緊は,実用発電用原子炉に係る重大事

急時対策所とは,以下に掲げる措置

故時の制御室及び緊急時対策所の又はこれらと同等以上の効果を有す

居住性に係る被ばく評価に関するる措置を行うための設備を備えたも審査ガイドに基づき評価した。結のをいう。

果,対策要員の実効線量が7日間でｅ）緊急時対策所の居住性については,

100mSvを超えないことを確認して次の要件を満たすものであること。

いる（約35mSv／7日間）。なお,想① 想定する放射性物質の放出量等は定する放射性物質の放出量等は東

東京電力株式会社福島第一原子力発

京電力株式会社福島第一原子力発

電所事故と同等とすること。

電所事故と同等と想定し,マスクの② プルーム通過時等に特別な防護措着用なし,交替要員体制なし及び安置を講じる場合を除き,対策要員は

定よう素剤の服用なしとして評価

緊急時対策所内でのマスクの着用なした。

しとして評価すること。
③ 交 代 要 員 体 制 ,安 定 ヨ ウ 素 剤 の 服
用,仮設設備等を考慮してもよい。ただし,その場合は,実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,対策要員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。

61-10-2471

コンクリート密度－892.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の緊急時対策所の居住性評価に当たっては，「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，評価を行った。審査ガイドへの適合状況について添付資料 8 に示す。
緊急時対策所の対策要員の被ばく評価の結果，実効線量で約 35mSv／7 日間であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

(1)

想定する事象想定する事象については，「 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，想定する放射性物質等に関しては，審査ガイドに基づき評価を行った。

(2)

大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，東海第二発電所が発災するものとし，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を第 1-1 表に示す。また，放出量評価条件については，添付資料 1

第 1-1-1 表に示す。

61-10-3472

コンクリート密度－90
第 1-1 表大気中への放出量（gross 値）

核種グループ

放出放射能量（Bq）

希ガス類

約 8.4×10１８

よう素類

約 2.9×10１７

Ｃｓ類

約 2.4×10１６

Ｔｅ類

約 7.1×10１６

Ｂａ類

約 2.6×10１５

Ｒｕ類

約 1.3×10１０

Ｃｅ類

約 8.7×10１３

Ｌａ類

約 1.2×10１３

61-10-4473

コンクリート密度－91(3)

大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を，年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 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。気象データの代表性については，添付資料 2 に示す。
相対濃度及び相対線量の評価結果は，第 1-2 表に示すとおりである。また，大気拡散評価条件については，添付資料 1 第 1-1-2 表及び添付資料 3に示す。

第 1-2 表相対濃度及び相対線量
相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m３ ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.1×10－４

6.1×10－１９

評価対象

緊急時対策所(4)

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線評価
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線による対策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置及び形状等から評価した。直接ガンマ線は点減衰核積分コードＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ，スカイ
シャインガンマ線は一次元輸送計算コードＡＮＩＳＮ及び 1 回散乱計算コードＧ３３－ＧＰ２Ｒを用いて評価した。

(5)

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，放射性物質の放出が事故発生後 24 時間から
34 時間まで継続し，事故初期の放射性物質の影響が支配的となることから
61-10-5474

コンクリート密度－92
7 日間緊急時対策所に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮している被ばく経路は，第 1-1 図に示す①～④のとおりである。被ばく経路のイメージ図を第 1-2 図に示す。また，緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件を第 1-4 表に示す。

ａ．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイ
シャインガンマ線）による緊急時対策所での外部被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋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緊急時対策所での対策要員の外部被ばくは，前述(4)の方法で実効線量を評価した。評価条件については，添
付資料 1 第 1-1-6 表及び第 1-1-7 表に示す。

ｂ．大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による緊急時対策所での外部被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からの，ガンマ線による緊急時対策所での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と緊急時対策所の建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-3 表に示す。

ｃ．外気から取り込まれた放射性物質による緊急時対策所での被ばく（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，外気から緊急時対策所に取り込まれる。緊急時対策所及び浄化エリアに取り込まれた
放射性物質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
61-10-6475

コンクリート密度－93の和として実効線量を評価した。
緊急時対策所及び浄化エリアの放射性物質濃度の計算に当たっては，
緊急時対策所用加圧設備空気ボンベにより緊急時対策所を正圧にすることで，プルーム通過中及びプルーム通過後の 1 時間は，緊急時対策所への放射性物質の侵入を防止する効果を考慮した。また，浄化エリアは，換気設備により正圧にすることで，フィルタを通らない外気の侵入を防止する効果を考慮した。なお，マスクの着用なしとして評価した。評価
条件については，添付資料 1 第 1-1-4 表，第 1-1-8 表及び第 1-1-9 表に示す。
また，事象発生時の換気系の運転モードについて添付資料 7 に示す。

ｄ．大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャイン）による緊急時対策所での外部被ばく（経路④）
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緊急時対策所での外部被ばくは，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，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-5 表，添付資料 4 及び添付資料 6 に示す。

61-10-7476

コンクリート密度－94(6)被ばく評価結果
緊急時対策所の対策要員の被ばく評価結果は，第 1-3 表に示すとおり，

実効線量で約 35mSv／7 日間であり，実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

第 1-3 表緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価結果
実効線量

被ばく経路
（mSv）
① 原子炉建屋の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ

約 1.1×10－３線）による緊急時対策所での被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による緊急時対策所

約 4.9×10－２

での外部被ばく③外気から取り込まれた放射性物質による緊約 3.5×10 １
急時対策所での被ばく（内訳）内部被ばく（約 1.1×10１ ）外部被ばく（約 2.3×10１ ）④ 大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャイン）

約 1.8×10－１

による緊急時対策所での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

約 35

61-10-8

477

線源

被ばく経路

①

③

直接ガンマ線，
スカイシャインガンマ線

大気中放射性物質

ガンマ線による
外部被ばく

②

吸入摂取

被ばく経路

室内作業時

④

第 1-1 図ガンマ線③

換気設備を通じて緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質による被ばく

原子炉建屋内放射性物質

吸入摂取による
内部被ばく

クラウドシャイン

放射性雲中の
放射性物質のガンマ線

グランドシャイン

地表面の放射性物質のガンマ線

地表面放射性物質

コンクリート密度－95

被ばく部位

61-10-9

478

緊急時対
策所での
被ばく

第 1-2 図原子炉格納容器原子炉建屋④
グランドシャイン

①

空気ボンベ

災害対策本部

緊急時対策所③

外気から取り込まれた
放射性物質のガンマ線及び吸入摂取

非常用換気設備
ファン フィルタ

②

クラウドシャイン

緊急時対策所の対策要員の被ばく経路イメージ図

直接ガンマ線①

スカイシャインガンマ線④ 大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）③ 外気から緊急時対策所内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（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）② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）

る外部被ばく）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（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線によ

コンクリート密度－96

61-10-10479

コンクリート密度－97
第 1-4 表緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件

項目

緊急時対策所

発災プラント

東海第二発電所

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10時間

放出源高さ

地上放出

気象

2005年4月から2006年3月

建屋巻き込み方位

ＷＳＷ，Ｗ方位（巻き込み考慮）

累積出現頻度小さい方から97％相当

放出量評価

大気拡散
条件

時間[h]

0～24

24～34

5,000

900

34～35

35～168換気設備による外5,000

気取り込み[m３ /h]
防護措置

緊急時対策所用加－加圧（11時間）－

圧設備空気ボンベ

結果

マスク

着用なし

要員交代，よう素剤考慮しない

合計線量（7日間）

約35mSv

61-10-11480

コンクリート密度－98
別紙 17

ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価※※評価値は簡易計算値（コンクリート密度変更による減衰率補正）ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
ベント操作としてサプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合及びドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合のそれぞれにおける第一弁及び第二弁の開操作時の被ばく評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象として格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいて，
代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。
また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程及び概略図を第 1
図～第 5 図に示す。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 6 図～第 8 図に示すとおり大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，格納容器圧力逃がし装置配管
及び原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくを考慮した。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表に示すとおり拡散効果を考慮した。また，作業場所に流入する放射性物質による被ばくについては，屋外の放射性物質の濃度と作業場所の放射性物質の濃度を同じとし，第 4 表及び第 5 表に示すとおり外部被ばくについて
は作業場所の空間体積を保存したサブマージョンモデルで評価を行い，内部被ばくについては呼吸率，線量換算係数等から評価を行った。なお，
別紙 17-1

481

コンクリート密度－99
別紙 17

第二弁の操作においては，空気ボンベにより加圧された待避室（遮蔽厚
コンクリート相当）内で作業することを考慮し評価を行った。
格納容器圧力逃がし装置配管，原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくについては，第 6 表及び第 7 表に示すとおり原子炉建屋の外壁，作業場所の遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．アクセスルート及び評価地点
第一弁（Ｓ／Ｃ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 9
図～第 11 図に示すとおりである。第一弁（Ｄ／Ｗ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 12 図～第 15 図に示すとおりである。屋
外移動時のアクセスルートは第 16 図に示すとおりである。第二弁のベン
ト操作を行う場合のアクセスルートは第 17 図～第 19 図に示すとおりである。
評価点は，第 9 図～第 20 図に示すとおり，ベント操作時は作業場所とし，移動時はアクセスルートで被ばく評価上最も厳しい地点とする。
d．作業時間第一弁の開操作は，ベント実施前に行うものとし，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の作業時間は 160 分（移動時間（往復）70 分＋作業時間 90 分），第一弁（Ｄ／Ｗ側）の作業時間は 190 分（移動時間（往復）100 分＋作業時間90 分）とする。また，第二弁の開操作は，ベント実施直後から 180 分作
業場所（待避室）に滞在するものとし，作業時間は 410 分（移動時間（往復）90 分＋待機時間 140 分＋作業時間（待避室滞在）180 分）とする。
（2）評価結果
ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価結果は以下に示すとおりであり，作業員の実効線量は緊急作業時の線量限度である 100mSv 以下であり，ベント実施に伴うベント操作を手動で行うこと
別紙 17-2482

コンクリート密度－100
別紙 17

ができることを確認した。また，実効線量の内訳を第 8 表～第 10 表に示す。
a．Ｓ／Ｃからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 38mSv，第二弁開操作で約 28mSvとなった。
b．Ｄ／Ｗからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 52mSv，第二弁開操作で約 42mSvとなった。

別紙 17-3483

別紙 17-33
約8.5×10０ mSv

約2.2×10１ mSv

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

※1
※2
※3

35分（往路）90分

作業時間及び移動時間

1.0×10－２ 以下

約8.3×10－３

約8.1×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外※3

約2.5×10１ mSv

90分

約1.7×10１

約1.1×10１

約4.3×10－１

約2.6×10－２

約4.8×10－２

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

約5.6×10０

ベント操作時約1.8×10０

屋外移動時（作業場所⇒
緊急時対策所）

別紙 17-8

第一弁開操作はベント実施前に行う。
第一弁開操作前は，第一弁までのベント系配管内に浮遊した放射性物質を考慮する。
屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約3.8×10１ mSv

約1.5×10１

約1.4×10１

作業線量率

作業員の実効線量（合計）約1.2×10１

約1.2×10１

大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく
1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

約2.8×10０

屋内移動時（中央制御室⇒
作業場所）

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

約2.0×10０

ベント操作時第一弁（Ｓ／Ｃ側）開操作※1

第一弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく※2

外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

被ばく経路

第8表

1.0×10－２ 以下

約2.6×10－２

約5.6×10０

屋内／屋外移動時（作業場所⇒
付属棟入口）

約4.4×10０ mSv

15分（復路）約1.8×10１

約1.2×10１

約4.3×10－１

約5.2×10１ mSv

約1.5×10１ mSv

50分（往路）約1.8×10１

約1.2×10１

約4.3×10－１

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

約2.6×10－２

約5.6×10０

屋内／屋外移動時（中央制御室⇒作業場所）

第一弁（Ｄ／Ｗ側）開操作※1

約8.1×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外※3

1.0×10－２ 以下

約4.8×10－２

約1.8×10０

屋外移動時（付属棟入口⇒緊急時対策所）（単位：mSv／h）

別紙 17

コンクリート密度－101484

内部被ばく

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

別紙 17-3460分

約5.9×10０ mSv

作業時間及び移動時間

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約2.6×10－２

約2.6×10－２

1.0×10－２ 以下

60分

約4.9×10－１

約2.6×10－２

約4.7×10－１

約1.7×10－１

約1.9×10－２

約1.4×10－１

1.0×10 －２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.4×10０ mSv

10分（往路）別紙 17-9

約1.4×10１

約1.2×10１

約1.4×10－１

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.8×10１ mSv

約4.1×10－１ mSv

140分

約2.4×10０

ベント
実施前

ベント
実施後
約2.4×10０

約2.4×10０ mSv

10分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

約3.0×10－１

約2.7×10－２

約4.1×10－２

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

ベント
実施前

待機時

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約5.6×10－１ mSv 約4.9×10－１ mSv

60分

約5.6×10－１

約4.7×10－１

約5.9×10０

※

2時間～
3時間
1.0×10－２ 以下正圧化により流入なし

約6.8×10－２

約4.7×10－１

約5.5×10０

作業線量率

作業員の実効線量（合計）1.0×10－２ 以下

1時間～
2時間

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下ベント開始～
1時間

第二弁開操作時（ベント実施時）

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

約1.8×10０

ベント
実施前

約2.7×10－２

約8.1×10０ mSv

35分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約8.1×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外※

屋外移動のため対象外※

1.0×10－２ 以下

約1.1×10－１

約1.8×10０

ベント
実施後

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）（単位：mSv／h）

約4.8×10－２

第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

被ばく経路

第9表

別紙 17

コンクリート密度－102485

内部被ばく

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

別紙 17-3560分

約5.3×10０ mSv

作業時間及び移動時間

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約3.4×10－２

約3.4×10－２

約9.2×10－２

60分

約6.4×10－１

約3.4×10－２

約5.2×10－１

約7.2×10－２

約1.9×10－２

約3.3×10－２

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.3×10０ mSv

10分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約3.3×10－２

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約4.2×10１ mSv

約1.7×10－１ mSv

140分

約2.4×10０

ベント
実施前

別紙 17-10

ベント
実施後
約2.4×10０

約4.7×10０ mSv

10分（復路）約2.8×10１

約1.6×10１

約3.3×10－１

約1.3×10０

約8.3×10０

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

ベント
実施前

待機時

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約9.5×10－１ mSv 約6.4×10－１ mSv

60分

約9.5×10－１

約5.2×10－１

約5.3×10０

※

2時間～
3時間
1.0×10－２ 以下正圧化により流入なし

約4.0×10－１

約5.2×10－１

約4.7×10０

作業線量率

作業員の実効線量（合計）1.0×10－２ 以下

1時間～
2時間

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下ベント開始～
1時間

第二弁開操作時（ベント実施時）

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

約1.3×10０

約1.5×10１

約1.8×10０

ベント
実施後

約8.1×10０ mSv

35分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約2.0×10１ mSv

35分（復路）約3.5×10１

約1.6×10１

屋外移動のため対象外※

屋外移動のため対象外※

1.0×10－２ 以下

約4.8×10－２

約1.8×10０

ベント
実施前

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）（単位：mSv／h）

第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

被ばく経路

第 10 表別紙 17

コンクリート密度－103486

コンクリート密度－104
添付資料 1.13.4
7．水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について※※評価値は簡易計算値（コンクリート密度変更による減衰率補正）重大事故等対策の有効性評価における水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業の成立性を確認するため，作業員の実効線量評価を行う。

ａ．想定シナリオ
被ばく線量の観点で最も厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事
故シーケンスのうち，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事
故シナリオを選定する。

ｂ．作業時間帯
屋外の放射線量が高い場合は緊急時対策所にて待機し，事象進展の状況や屋外の放射線量等から，作業員の被ばく低減と，屋外作業早期開始による正と負の影響を考慮した上で，総合的に判断する。実効線量評価
においては，保守的な評価とする観点から，格納容器ベント後，屋外作業実施が可能と考えられる線量率に低減する格納容器ベント実施 3 時間後とする。

ｃ．被ばく経路
水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における評1.13-334

487

コンクリート密度－105
価対象とする被ばく経路を第 1 表に示す。

ｄ．その他（温度及び湿度）「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」発生時に必要な水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業は屋外作業であることから，温度，湿度の観点で作業環境は問題とならない。
第1表

評価対象とする被ばく経路（格納容器ベント実施後の屋外作業）

評価経路

評価内容

原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする
放射性物質

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）
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）

大気中へ放出される
放射性物質

大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

地表に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）
格納容器圧力逃がし装置
格納槽内の放射性物質 ※

格納容器圧力逃がし装置の格納槽内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）※西側淡水貯水設備付近の作業は格納槽から距離が離れているため考慮しない。

ｅ．主な評価条件及び評価結果
主な評価条件及び被ばく線量の確認結果を第 2 表，可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作
業のタイムチャートを第 1 図に示す。水源の補給準備・補給作業における作業員の実効線量は約 62mSv，燃料の給油準備・給油作業における作業員の実効線量は約 23mSv となり，作業可能である。

1.13-335488

約 6.1mSv／h

線量率（格納容器ベント実施 3 時間後）

主な評価条 件※1

代替淡水貯槽への補給時間は約 21 時間であるが，対応要員は 2 時間毎に交代する（評価時間は対応要員のうち最も作業時間が長くなる 360 分とする。）。

・格納容器圧力逃がし装置格納槽内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線による被ばくは，フィルタ装置の位置，形状等を考慮して作業員の実効線量を評価
評価に当たっては，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

格納容器圧力逃がし装置格納
槽内の放射性物質

約 23mSv

約 6.1mSv／h

140 分（20 分×7 回）（約 2.4 時間）

・大気中へ放出された放射性物質による被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果を考慮して作業員の実効線量を評価90 分（1.5 時間）

大気中へ放出される放射性物
質

約 62mSv

約 6.1mSv／h

20 分（約 0.4 時間）

格納容器ベント実施 3 時間後以降

西側淡水貯水設備付近

給油作業

・原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくは，建屋の形状等を考慮し，直接ガンマ線については，ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ＡＮＩＳＮコード及びＧ３３-ＧＰ２Ｒコードを用いて作業員の実効線量を評価

約 15mSv／h

65 分（約 1.1 時間）

360 分（6.0 時間） ※１

西側淡水貯水設備付近

給油準備作業

燃料の給油準備・給油作業

原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいする放射性物質

実効線量（マスク考慮）

75 分（約 1.3 時間）

代替淡水貯槽付近

西側淡水貯水設備
付近

補給監視作業

補給作業
補給準備作業

格納容器ベント実施 3 時間後以降

ホース敷設等作業

ポンプ設置等作業

補給準備作業

作業時間（移動時間含む）

作業時間帯

線量評価点

屋外作業

主な評価条件及び被ばく線量の確認結果

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備・補給作業

第2表

コンクリート密度－106

6
3
3
3
1
.
1

489

第1図

2名

120分

ポンプ等設置作業

75分

120分

65分

1260分（最大1名：360分）

120分

補給準備作業
20分

補給準備

120 分

20時間
120分

補給開始

120分
60 分

25時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

ホース接続

3時間

90分（西側淡水貯水設備周辺）（代替淡水貯槽周辺作業）

ホース敷設等作業

代替淡水貯槽蓋開放

燃料の給油準備作業

120分

移動

ホース敷設

2時間

【水の補給監視作業時間のうち 140 分（20 分／回×７回）】

補給監視作業120分

燃料の給油作業

120分

10時間
120分

ホース積込み，移動，ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，
ポンプ設置

1時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

出動準備

可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業のタイムチャート

燃料の給油作業

計8名

2名

2名

2名

2名

対応要員数

作業内容

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給監視作業2名

8名

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備作業

燃料の給油準備作業

対応要員数

作業内容

コンクリート密度－107

7
3
3
3
1
.
1

490

コンクリート密度－108
3．水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について※※評価値は簡易計算値（コンクリート密度変更による減衰率補正）重大事故等対策の有効性評価における水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業の成立性を確認するため，作業員の実効線量評価を行う。

ａ．想定シナリオ
被ばく線量の観点で最も厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事故
シーケンスのうち，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故
シナリオを選定する。

ｂ．作業時間帯
屋外の放射線量が高い場合は緊急時対策所にて待機し，事象進展の状況や屋外の放射線量等から，作業員の被ばく低減と，屋外作業早期開始による正と負の影響を考慮した上で，総合的に判断する。実効線量評価
においては，保守的な評価とする観点から，格納容器ベント後，屋外作業実施が可能と考えられる線量率に低減する格納容器ベント実施 3 時間後とする。

ｃ．被ばく経路
水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における評価対象とする被ばく経路を第 57－11－1 表に示す。

57－11－17491

コンクリート密度－109
ｄ．その他（温度及び湿度）「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替
循環冷却系を使用できない場合）」発生時に必要な水源の補給準備・補給
作業及び燃料の給油準備・給油作業は屋外作業であることから，温度，湿度の観点で作業環境は問題とならない。
第 57－11－1 表

評価対象とする被ばく経路（格納容器ベント実施後の屋外作業）

評価経路

評価内容

原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする
放射性物質

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）

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）

大気中へ放出される
放射性物質

大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

地表に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）

格納容器圧力逃がし装置
格納槽内の放射性物質 ※

格納容器圧力逃がし装置の格納槽内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）※西側淡水貯水設備付近の作業は格納槽から距離が離れているため考慮しない。

ｅ．主な評価条件及び評価結果
主な評価条件及び被ばく線量の確認結果を第 57－11－2 表，可搬型代
替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準
備・給油作業のタイムチャートを第 57－11－10 図に示す。水源の補給準
備・補給作業における作業員の実効線量は約 62mSv，燃料の給油準備・給油作業における作業員の実効線量は約 23mSv となり，作業可能である。

57－11－18492

約 6.1mSv／h

線量率（格納容器ベント実施 3 時間後）

主な評価条 件※1

代替淡水貯槽への補給時間は約 21 時間であるが，対応要員は 2 時間毎に交代する（評価時間は対応要員のうち最も作業時間が長くなる 360 分とする。）。

・格納容器圧力逃がし装置格納槽内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線による被ばくは，フィルタ装置の位置，形状等を考慮して作業員の実効線量を評価
評価に当たっては，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

格納容器圧力逃がし装置格納
槽内の放射性物質

約 23mSv

約 6.1mSv／h

140 分（20 分×7 回）（約 2.4 時間）

・大気中へ放出された放射性物質による被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果を考慮して作業員の実効線量を評価90 分（1.5 時間）

大気中へ放出される放射性物
質

約 62mSv

約 6.1mSv／h

20 分（約 0.4 時間）

格納容器ベント実施 3 時間後以降

西側淡水貯水設備付近

給油作業

・原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくは，建屋の形状等を考慮し，直接ガンマ線については，ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ＡＮＩＳＮコード及びＧ３３-ＧＰ２Ｒコードを用いて作業員の実効線量を評価

約 15mSv／h

65 分（約 1.1 時間）

360 分（6.0 時間） ※１

西側淡水貯水設備付近

給油準備作業

燃料の給油準備・給油作業

原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいする放射性物質

実効線量（マスク考慮）

75 分（約 1.3 時間）

代替淡水貯槽付近

西側淡水貯水設備
付近

補給監視作業

補給作業
補給準備作業

格納容器ベント実施 3 時間後以降

ホース敷設等作業

ポンプ設置等作業

補給準備作業

作業時間（移動時間含む）

作業時間帯

線量評価点

屋外作業

主な評価条件及び被ばく線量の確認結果

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備・補給作業

第 57－11－2 表

コンクリート密度－110

9

1
1
1
7
5

493

燃料の給油作業120分

ポンプ等設置作業

75分

1260分（最大1名：360分）

120分

補給準備作業
20分

補給準備

120 分

20時間
120分

補給開始

120分
60 分

25時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

ホース接続

3時間

90分（西側淡水貯水設備周辺）【水の補給監視作業時間のうち 140 分（20 分／回×７回）】

補給監視作業120分

燃料の給油作業120分

65分（代替淡水貯槽周辺作業）

ホース敷設等作業

代替淡水貯槽蓋開放

燃料の給油準備作業

120分

移動

ホース敷設

2時間

可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業のタイムチャート

120分

10時間
120分

ホース積込み，移動，ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，
ポンプ設置

1時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

出動準備

第 57－11－10 図

2名

計8名

2名

2名

2名

2名

対応要員数

作業内容

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給監視作業2名

8名

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備作業

燃料の給油準備作業

対応要員数

作業内容

コンクリート密度－111

0

2
1
1
7
5

494