2011, Vol.18, 280-287

公衆防護措置範囲予測への格納容器放射線の考慮
Study of containment radiation dose for emergency protection zone prediction

吉田至孝（Yoshitaka Yoshida）

鈴木政時（Masatoki Suzuki）

280

公衆防護措置範囲予測への格納容器放射線の考慮
Study of containment radiation dose for emergency protection zone prediction
吉田＊1至孝（Yoshitaka Yoshida）

鈴木＊2政時（Masatoki Suzuki）

要約 原子力災害時における公衆防護措置の目安は，評価地点の屋外に人が留まっていた場合の外部被ばくによる実効線量と内部被ばくによる等価線量（以下，予測線量という）が用いられている．予測線量の計算は，SPEEDI をはじめとする大気拡散計算システムを用い，大気中に放出された放射性物質による被ばくを対象として実施される．一方，原子炉立地審査指針では，非居住区域と低人口地帯における判断の目安を定め，立地の妥当性が審査されている．両者の判断の目安には，外部被ばくによる実効線量で 25 倍，内部被ばくによる等価線量で 15 倍の差があり，原子炉立地審査指針の方が大きな値となっている．そこで，本研究では，原子力発電所の立地審査のために実施された解析結果に基づき，公衆防護措置範囲の予測に反映すべき事項を検討した．
その結果，（1）敷地境界付近において公衆防護措置が必要となるプラントがいくつか見られ，その要因としては格納容器内の放射性物質からの放射線による外部被ばくが支配的であること．
（2）
格納容器放射線の寄与が大きいプラントは，スカイシャイン線が支配的であること．（3）防護措置範囲は，プラント固有の設計に依存するものの，格納容器内線源の影響を考慮するとスカイシャ
イン線の影響により，同心円状に現われる場合があること．（4）仮想事故条件下においては，炉心損傷が発生した場合，プラント固有の設計に依存するものの，環境への放出とは無関係に敷地境界付近において早期に防護措置が必要となる可能性があることを示した．
キーワード

原子力防災 , 公衆防護措置 , 予測線量 , 直接線 , スカイシャイン線Abstract		 The effective dose from external exposure and the equivalent dose frominternal exposure for people staying outdoors in the evaluation area（hereinafter both doses
are defined as“predicted doses”）are used as the aim for implementing emergency protective
actions in the event of nuclear disaster. The predicted doses are calculated by the radiationdose from radioactive materials released into the atmosphere using an atmospheric diffusion
simulation system（e.g. the SPEEDI system）. On the other side, the Guidelines in Reactor Site
Evaluation have established the aim of judgment in nonresidential area and low population
zone and that uses for validation of nuclear reactor construction. The aim of judgment for both
Guidelines specify the effective dose from external exposure 25 times more severe and theequivalent dose from internal exposure 15 times more severe than the aim of judgment for
implementing emergency protective actions. In this study, we studied the items that should
be applied to emergency protection zone prediction, based on the results of past analyses
enforced for evaluating nuclear sites. As a result,（1）several plants were found to require
the emergency protective action around the site boundaries, main factor was the radiation
exposure from containment vessel.（2）The skyshine dose was predominantly, when theradiation exposure from containment vessel of a plant was the main factor.（3）The emergency
protection zone might appear like concentrically around the radiation source depending on theindividual nuclear plant design, when the influence of the radiation source in a containment
vessel is considered.（4）When the core damage occurred under a hypothetical accident
condition, emergency protective actions may be required depending on the individual nuclear
plant design in the area around the site boundary in the early stage of an accident independentof any release of radioactive materials into the environment.
Keywords	nuclear emergency preparedness, emergency protective action, predicted dose, direct dose,skyshine dose

＊1 （株）
原子力安全システム研究所＊2 日本エヌ・ユー・エス株式会社

技術システム研究所

281

1.

緒言とが求められる．公衆が原則として居住しない区域（以下「非居住区域」という）に対しては重大事故

原子力安全委員会は 2007 年 5 月に「原子力施設を対象として，外部全身被ばく線量が 250mSv 以下，の防災対策について」（以下，防災指針という）を

小児甲状腺被ばく線量が 1.5Sv 以下であること，適（1）

改訂 し，放射性物質放出前または直後の公衆防護切な措置を講じうる環境にある地帯（以下「低人口措置を推奨した．これは放射性物質の環境への放出地帯」という）に対しては仮想事故を対象として，に伴う公衆の被ばくを意識したものであり，外部外部全身被ばく線量が 250mSv 以下，成人甲状腺被被ばくによる実効線量と内部被ばくによる等価線ばく線量が 3Sv 以下であることを判断の目安とし量（小児甲状腺被ばく線量）が対象となっている．ている．本章では，国内原子炉力発電所の原子炉冷外部被ばくによる実効線量は，50mSv 以上が予測

却材喪失時における重大事故と仮想事故の評価結果される場合は避難またはコンクリート屋内退避，と防災指針で定める避難または屋内退避の目安の関

10mSv 以上が予測される場合は屋内退避を目安と係を整理して，公衆防護措置範囲の予測に反映すべしている．内部被ばくによる等価線量は，500mSv

き事項を抽出する．

以上が予測される場合は避難またはコンクリート屋
内退避，100mSv 以上が予測される場合は屋内退避を目安としている．予測線量の計算は，SPEEDI を重大事故の比較

2.1

はじめとする大気拡散計算システムを用い，大気中原子炉冷却材喪失の重大事故の評価方法は，発電に放出された放射性物質による被ばくを対象として用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（3）実施される．一方，「原子炉立地審査指針及びその（以下，「安全評価指針」という）に定められている．

（2）

適用に関する判断のめやすについて」 （以下，立そのうち主なものは，以下の通りである．

地指針という）では，非居住区域と低人口地帯にお⑴事象発生後，原子炉格納容器内に放出される核分ける事故発生後 30 日間の被ばく線量を評価し，基裂生成物の量は，炉心内蓄積量に対し，希ガス 2%，準を下回ることを確認するよう求めている．立地指よう素 1% の割合とする．

針では，環境に放出された放射性物質と格納容器か⑵原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有ら放出される放射線による実効線量と小児甲状腺被機よう素は 10% とし，残りの 90% は無機よう素とばく線量ならびに成人甲状腺被ばく線量が対象とする．

なっている．これらの，原子力防災における公衆防⑶無機よう素については，50% が原子炉格納容器護措置の目安線量と立地評価における被ばく線量の内や同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器か基準には，実効線量で 25 倍，内部被ばくによる等らの漏えいに寄与しないものとする．

価線量（甲状腺被ばく線量）で 15 倍の差がある．

⑷事故の評価期間は 30 日間を下回らない期間とする．

そこで本研究では , 立地指針に基づき評価された

これらの条件で評価された国内原子力発電所の原重大な事故と技術的見地からは起こるとは考えられ子炉設置許可申請書に記載された外部全身被ばく線ない事故の被ばく線量から，公衆防護措置範囲の予測に反映すべき事項を検討し，運用中のシステムの2.

立地指針
立地指針では，技術的見地からみて，最悪の場合には起るかもしれないと考えられる重大な事故（以下「重大事故」という．
）の発生を仮定しても，周辺の公衆に放射線障害を与えないこと，重大事故を小児甲状腺被ばく線量[mSv]見直しを実施した．

120
屋内退避

10060

屋
内退避

40200

超えるような技術的見地からは起るとは考えられな0い事故（以下「仮想事故」という）の発生を仮想しても，周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこ

N=5680

図1246810
外部全身被ばく線量[mSv]12

原子炉冷却材喪失（重大事故）の被ばく線量

量と小児甲状腺被ばく線量の関係を図 1 に示す．この図より，何れの被ばく線量も防災指針の目安線量に対して十分低いことがわかる．すなわち，重大事故においては非居住区域周辺において公衆防護措置は不要であることを示している．

仮想事故の比較2.2

原子炉冷却材喪失の仮想事故の評価方法も同様に安全評価指針で定められている．そのうち重大事故

プルーム外部被ばく線量[mSv]282

1009080706050403020100N=56避難またはコンクリート屋内退避

屋内退避

0と異なる点は，事象発生後，原子炉格納容器内に放出される核分裂生成物の量は，炉心内蓄積量に対し，20406080100
格納容器γ線被ばく線量[mSv]
図3

希ガス 100%，よう素 50% の割合とすることである．

外部全身被ばく線量の内訳

これは炉心溶融を想定したシビアアクシデントに相はコンクリート屋内退避が必要であることを示唆し当する．
これらの条件で評価された国内原子力発電所の原ている．すなわち，原子力防災においては，公衆の子炉設置許可申請書の外部全身被ばく線量と成人甲防護措置範囲を検討する際に，炉心損傷に伴い格納状腺被ばく線量の関係を図 2 に示す．この図より，容器内に蓄積された放射性物質による敷地境界付近低人口地帯においては，成人甲状腺被ばく線量ではのγ線被ばくの影響を無視できない可能性があると屋内退避が必要となる場合が，外部全身被ばく線量言える．

では避難またはコンクリート屋内退避が必要となる場合があることを示している．成人甲状腺被ばく線
量は呼吸に伴うものであり，環境に放出された放射格納容器放射線の評価3.

性物質によるものである．一方，外部全身被ばく線

格納容器放射線被ばくを評価する際に，格納容器量は格納容器内に閉じ込められた放射性物質による内に蓄積された放射性物質から放出される γ 線の量被ばく（以下，「格納容器放射線被ばく」という）を求める必要がある．安全評価指針では，前述したと環境に放出された放射性物質による被ばく（以下，とおり事故の評価期間は 30 日間を下回らない期間「プルーム外部被ばく」という）がある．格納容器とされており，事故後 30 日間の積分線源強度が用放射線被ばく線量とプルーム外部被ばく線量の関係いられている．

を図 3 に示す．この図より，格納容器放射線被ばく

また，大気中でγ線が散乱するとエネルギーが低線量が支配的であり，低人口地帯において避難また下するため直達線より弱くなり，γ線ビルドアップ

成人甲状腺被ばく線量[mSv]係数を用いた散乱成分の補正を行うことにより評価される．しかし，2 章で示した格納容器放射線被ば1000
900
800
700
6005004003002001000場合があることから，格納容器側壁を透過してくる避難またはコンクリート屋内退避

γ線（以下，「直接線」という）と格納容器の天井が薄いプラントは大気中で散乱し地上に降り注ぐγ線（以下，「スカイシャイン線」という）を考慮する必要がある．

屋内退避

3.10

図2

くは，格納容器は側壁と天井の厚さが大きく異なる

N=5620406080
外部全身被ばく線量[mSv]100

原子炉冷却材喪失（仮想事故）の被ばく線量

線源評価

国内原子力発電所の原子炉設置許可申請書に記載された格納容器内 30 日間積分線源は，γ線エネルギーを 5 群または 15 群に縮約されており，かつ283

積分値のみが記載されている．そこで，円筒型コを，スカイシャイン線は G33-IE（5）コードを用いた．

ンクリート遮へいと鋼製格納容器を持つ 800MW 級両コードは Combinatorial Geometry により同一のPWR の原子炉冷却材喪失事故時 ECCS 注入失敗遮へい体系が利用できる特徴がある．

シーケンスの格納容器内線源を用いて 30 日間の 5非居住区域および低人口地帯が出現する可能性が群エネルギー線源強度の変化を計算した．単位時間

ある 300m 以遠の直接線とスカイシャイン線の計算あたりの光子数を図 4 に，積算線源強度比を図 5 に結果を図 6 に示す．この図より，格納容器放射線被示す．

ばく線量はスカイシャイン線によるものが支配的でγ線被ばく評価においては，高エネルギーγ線のあることがわかる．

寄与が大きく，線源エネルギー 2.5MeV の積算線源強度比では，最初の 24 時間で約 60% となり，残り29 日間で約 40% を占めている．よって，30 日間積
放射線量率 [mSv/h]

算線源強度を用いた仮想事故時の被ばく線量は，約6 割が最初の 24 時間に受けるものと考えられる．

光子数 [photons/sec]

1.E+200.4MeV
1.7MeV

1.E+190.8MeV
2.5MeV

1.3MeV

1.E+181.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E-03
1.E-04
1.E-05
1.E-06
1.E-07250500750

スカイシャイン線

1000 1250 1500 1750 2000

格納容器中心からの水平距離 [m]1.E+17

図6

1.E+16
1.E+15

直接線とスカイシャイン線の計算結果

1日

1.E+140

図4

直接線

1020
事故後経過日数 [day]30

公衆防護措置範囲予測への反映

4.

立地指針に基づく仮想事故では，低人口地帯にお事故後 30 日間の線源の発生光子数の変化いて公衆防護措置が必要となるプラントがいくつか見られ，その要因としては格納容器放射線被ばくに積算線源強度比 = 積算線源強度 / 30日間積算線源強度積算線源強度比 [－]1.0

よるものが支配的である．仮想事故で用いられている 30 日間積分線源は，事故後 1 日でその 6 割近く0.8を占めることがわかった．また，格納容器放射線被0.6

ばくはスカイシャイン線の寄与が支配的であること

0.40.2

1日もわかった．

0.4MeV
0.8MeV
1.3MeV
1.7MeV
2.5MeV

そこで，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速予測（6-11）
技術（R-Cubic）に本知見を反映することとした．

0.00
図51020
事故後経過日数 [day]30

事故後 30 日間の積算線源強度比の変化

4.1

手法の見直しR-Cubic システムでは，限られた情報に基づき原子炉内の放射性物質が格納容器内や環境に放出され3.2

遮へい計算ていくプロセスを図 7 に示す手順で時間依存方程式により解いている．そこで，格納容器内に閉じ込め

図 4 に示した 1 日経過後の線源を用いて，円筒型られた放射性物質から放出される放射線のエネル

コンクリート遮へいと鋼製格納容器を持つ PWR をギーを 18 群に分割して遮へい計算を行うこととし対象として，格納容器を線源とする直接線とスカイた．計算対象核種は，最大 151 核種からユーザが指（4）シャイン線を計算した．直接線は QAD-IE コード定したものを対象とした．直接線は，IE 法により284評価された透過距離 300mfp までのビルドアップ係（4）合計することにより作成した．その結果，高速計算数を内蔵する QAD-IE を使用した．ビルドアップ性能を維持したまま，格納容器放射線の影響を考慮係数の誤差は，40mfp まで 10% 以内，300mfp まですることが可能となった．

ファクター 2 程度（12）と評価されている．直接線は，格納容器を中心として 16 方位別に山による遮へいを考慮した．スカイシャイン線は，ビルドアップ係数・ラインビーム応答関数法とビルドアップ線束（13-18）エネルギー分布を用いた FSKY4C

4.2

公衆防護措置範囲予測結果の比較

R-Cubic システムを用いて，円筒型コンクリートを使用した．

遮へいと鋼製格納容器を持つ PWR を対象として，FSKY4C のスカイシャイン線の計算誤差は 50% 以

原子炉冷却材喪失時 ECCS および格納容器スプレ（19）と評価されている．格納容器放射線被ばく線イ作動失敗シーケンスの予測線量と公衆防護措置範

量の計算は，16 方位別・距離別に計算し，単位線囲を計算した．気象条件は風向を北± 1/16 方位，源あたりの線量率でデータベース化し，予測線量等風速 2m，大気安定度 C とした．放射性物質の放出値線を作成する際に内挿補間と積分計算を行った．

は格納容器最高使用圧力以下のときは設計漏洩率，予測線量等値線図は，放出された放射性物質による超過後は設計漏洩率の 100 倍と仮定した．図 8 に手

プルーム被ばく線量と格納容器放射線被ばく線量を法見直し前後の外部全身被ばく予測線量等値線図

内図7

図8R-Cubic システムの計算手順

手法見直し前後の外部全身被ばく予測線量等値線図

285を，図 9 に手法見直し前後の公衆防護措置範囲の予ても，プラントによっては敷地境界付近に公衆防護測結果を示す．

措置が必要となる区域が発生することがわかる．すこれらの結果から，見直し前は格納容器を起点となわち，敷地境界付近では炉心損傷が発生した場合してほぼ扇形に広がりを見せていたが，見直し後はは，環境への放出とは無関係に早期に防護措置が必格納容器を中心とした同心円が加わっている．プラ

要となる場合があることを示唆している．

ント固有の設計に依存するが，格納容器放射線被ば原子炉冷却材喪失事故の仮想事故評価条件を用いくの影響を考慮した場合は，スカイシャイン線の影て，いくつかの円筒型コンクリート遮へいと鋼製格響により，同心円状に防護措置範囲が現われる場合納容器を持つ PWR 及びドーム型コンクリート遮へが認められた．

いと鋼製格納容器を持つ PWR の仮想事故時の外部被ばく実効線量と R-Cubic システムによる計算結果

4.3

考察を比較した．R-Cubic システムの計算条件は，全炉心損傷，風向北± 1/16 方位，風速 1 ～ 10m，大気円筒型コンクリート遮へいと鋼製格納容器を持つ

安定度 A ～ F とし，事故発生 24 時間後まで実施しPWR を対象として，原子炉冷却材喪失の仮想事故た．評価地点は，仮想事故が対象とする低人口地帯

条件を設定し，改良前後における炉心損傷後の 24の評価距離が明記されていないため，風下 380m，時間の予測線量と防護措置範囲を求めた．計算結果

680m，880m，1.13km の 4 種 類 と し た． 比 較 に あを図 10 に示す．これより，仮想事故条件下においたり，仮想事故の格納容器放射線による被ばく線量

図9

手法見直し前後の公衆防護措置範囲の予測結果

図 10

仮想事故条件下における計算結果

286

災指針が定める防護措置の目安を比較した．その知

R-Cubic外部全身実効線量[mSv]

1000380m
680m
880m1.13km

100

見に基づき，R-Cubic システムの見直しを行い，手法の妥当性を確認した．
以下に得られた知見を示す．
⑴仮想事故では敷地境界付近において防護措置が必要となるプラントがいくつか見られ，その要因としては格納容器放射線によるものが支配的である．

10⑵格納容器放射線の寄与が大きいプラントでは，スカイシャイン線が支配的である．
⑶プラント固有の設計に依存するものの，格納容器

1110100仮想事故外部全身実効線量[mSv]

図 11

外部全身実効線量の比較

内線源の影響を考慮した場合は，スカイシャイン線の影響により，同心円状に防護措置範囲が現われる場合があることを確認した．
⑷仮想事故条件下においては，炉心損傷が発生した

R-Cubic格納容器放射線実効線量[mSv]

場合，プラント固有の設計に依存するものの，環境
1.E+03

1.E+02
1.E+01

380m
680m
880m
1.13kmへの放出とは無関係に敷地境界付近において早期に防護措置が必要となる可能性があることを示した．

文献（１）	原子力安全委員会，“原子力施設の防災対策に1.E+00ついて，”原子力安全委員会安全審査指針集，

1.E-01（２）	原子力安全委員会，“原子炉立地審査指針及び改訂 13 版，大成出版（2011）．

1.E-02
1.E+00
1.E+01
1.E+02
仮想事故格納容器放射線実効線量[mSv]

図 12

格納容器放射線実効線量の比較

その適用に関する判断のめやすについて，”原子力安全委員会安全審査指針集，改訂 13 版，
大成出版（2011）．
（３）	原子力安全委員会，“発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針，”原子力安全委
員会安全審査指針集，改訂 13 版，大成出版

は 0.6 倍（24 時間分の被ばく線量）に換算した．外（2011）．

部全身実効線量の比較結果を図 11 に，格納容器放	吉田至孝，山口勝義，（４）“ガンマ線遮へい計算コー

射線実効線量の比較結果を図 12 に示す．この結果

ド QAD の改良，”原子力学会 2006 秋の大会

より，仮想事故の外部全身実効線量および格納容器予稿集，E57（2006）．

放射線実効線量の評価地点は，プラント個々に異	吉田至孝，山口勝義，坂本幸夫，“ガンマ線ス（５）なっているものの距離 380m ～ 1.13km の間に存在

カイシャイン計算コード G33 の改良，”原子

していることが示唆され，発電所の敷地境界の設定

力学会 2007 春の年会予稿集，B43（2007）．

状況から概ね一致しているものと推察される．よっ“原子力防災用公衆防護措置範囲迅（６）	吉田至孝，て，R-Cubic システムは仮想事故の外部被ばく実効速予測技術の開発－（1）放射性物質放出量の予線量を良く再現できていると考えられる．

測手法－，”原子力学会 2007 秋の大会予稿集，
F48（2007）．

5.

結言（７）	鈴木政時，“原子力防災用公衆防護措置範囲迅
速予測技術の開発－（2）被ばく線量と防護措置

立地指針に基づき評価された非居住区域と低人口地帯における事故発生後 30 日間の被ばく線量と防範囲の予測手法－，”原子力学会 2007 秋の大会予稿集，F49（2007）．

287（８）	吉田至孝，“原子力防災用公衆防護措置範囲迅
速予測技術の開発－（3）放射性物質放出量の比較計算－，”原子力学会 2008 春の年会予稿集，
B30（2008）.
（９）	鈴木政時，“原子力防災用公衆防護措置範囲迅速予測技術の開発－（4）予測線量の比較計算－，”原子力学会 2008 春の年会予稿集，B31（2008）．
（10）	吉 田至孝，
“原子力防災用放出放射能量迅速
予 測 技 術 の 開 発，
”INSS JOURNAL Vol.14，pp.346-360，（2007）．
（11）	M. Suzuki，Y. Yoshida，“Development of a rapid
prediction technology for emergency protection
area at nuclear accidents”，HARMO12，Cavtat
Hrvatska，Vol.43，pp.500 -504（2008）．
（12）	吉田至孝，清水彰直，放射線遮へい計算に用いるガンマ線ビルドアップ係数とその GP フィッ
ティングパラメータ ，INSS Monographs，No.2（2006）．
（13）	吉田至孝，清水彰直 他，“ガンマ線スカイシャ
イン高速計算法とその評価－（1）全体概要および大気中輸送計算の手法－，”原子力学会2010 春の年会予稿集，C30（2010）．
（14）	清水彰直，播磨良子 他，“ガンマ線スカイシャ
イン高速計算法とその評価－（2）大気中輸送計算法の精度評価－，”原子力学会 2010 春の年
会予稿集，C31（2010）．	清水彰直，播磨良子 他，（15）“ガンマ線スカイシャ
イン高速計算法とその評価－（3）ガンマ線遮へい透過計算の手法－，”原子力学会 2010 秋の大会予稿集，H38（2010）．
“ガンマ線スカイシャ（16）	吉田至孝，清水彰直 他，
イン高速計算法とその評価－（4）ベンチマーク体系での精度評価－，”原子力学会 2010 秋の大会予稿集，H39（2010）．	吉田至孝，清水彰直，“ガンマ線スカイシャイ（17）ン高速計算プログラム（FSKY4C）の作成，”
INSS JOURNAL Vol.16，pp.244-253，（2009）．
（18）	吉 田至孝，清水彰直，“ガンマ線スカイシャ
イン高速計算プログラムの性能比較，”放射線安全管理学会 2010 学術大会予稿集，1A2-2（2010）．
（19）	Y. Yoshida, A. Shimizu, et. al.,“Development andevaluation of fast calculation method for gamma
ray skyshine dose using data libraries”, Nucl.
Sci. Technol. Vol.48, No.7, pp.1057-1068（2011）．