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INSS JOURNAL,Vol.17(2010),pp308-316

平成 21 年度福井県原子力防災総合訓練のプラント事象進展シナリオ解析
Plant Incident Progress Scenario Analysis for Nuclear Emergency Exercise of Fukui Pref. 2009
建部 恭成（Yasumasa Tatebe)＊ 1

南 則敏（Noritoshi Minami)＊ 2

吉田 至孝（Yoshitaka Yoshida)＊ 1

要約 平成 21 年度に実施された福井県原子力防災総合訓練のシビアアクシデント事象進展シナリオ解析を実施するとともに，原災法に基づく特定事象発生時刻，主要事象発生時刻，AM 策を行った
際のプラント応答等，事象進展の評価を実施した．その結果，（1）原災法第 15 条該当事象まで約 7
時間，格納容器からアニュラス側への放射性物質の異常漏えい開始まで約 17 時間，事象終息まで約
46 時間であった．（2）訓練シナリオでは，工学的安全設備の多重故障，多数の AM 策失敗を仮定しているが，格納容器閉じ込め機能を守る AM 策を実施すれば格納容器閉じ込め込め機能を長期にわたって維持できることを示した．（3）緊急作業時の被ばく線量評価を実施した結果，格納容器スプ
レイ A 系統を作動させた場合には，当該系統のみならず他系統の格納容器スプレイ冷却器室，余熱除去系冷却器室での復旧作業も困難になることを示した．
キーワード

原子力防災訓練，PWR，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント

Abstract
Severe accident scenario was analyzed to assist the nuclear emergency exercise of
Fukui prefecture. in 2009. The evolution of the postulated disaster was evaluated based on analysis
result, including the time of the occurrence of specified events, response of the plant to the AM
measures, etc. The evaluation results are as follows: (1) loss of core cooling took place about 7 hours
after, abnormal leakage of fission products from containment vessel to the containment annulus
started about 17 hours after and the disaster terminated about 46 hours after the initiation of theaccident, (2) although multiple failures of the engineered safety system and failure of AM measures
were postulated in the accident scenario, the integrity of the containment vessel could be maintained
successfully for a long term, if the AM measures are taken to protect the containment vessel. (3)according to the evaluation of radiation dose rate during the emergency response assuming theoperation of recirculation mode using containment spray A, the dose rate could be too high for theoperators to work not only in the containment spray A area but also in the another containment
spray heat exchanger and the residual heat removal system heat exchanger areas.
Keywords

1.

nuclear emergency exercise，PWR，severe accident，accident management

緒言

必要な体制を確立するとともに，総合的かつ計画的な防災事務または業務の遂行により，住民の生命，

原子力の安全確保活動の基本的な目的は，放射性身体および財産を原子力災害から保護することを目物質に係る危険性を顕在化させない，すなわち放射的として，福井県原子力防災計画を策定しており，線による有害な影響から人と環境を守ることにある．

この中で平成 11 年に施行された原子力災害対策特別

原子力の安全は 5 層からなる深層防護により達成さ措置法（以下，原災法という）に基づき訓練を実施れる(1)．その第 5 層にあたる緊急時対応についてはする旨，計画されている(2)．

訓練が実施されなければならないとされる．

原子力事業者においては，原災法第 7 条第 1 項の福井県では，原子力災害の発生および拡大を防止規定に基づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災

し，災害の復旧を図るための必要な対策について，

業務計画を作成し，その 2 章第 7 節では，原子力事

防災関係機関がその有する全機能を有効に発揮して業者の原子力防災訓練の実施を規定し，国または地＊1＊2(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所
元(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所

現在

関西電力(株)309

方公共団体が主催する訓練にも訓練計画策定に協力するとともに訓練実施に参画するとしている．
こうした背景のもと，福井県では，国，地方自治体，原子力事業者ならびに地域住民が一体となって㑂㞬༇ᇡ

毎年原子力防災訓練が実施されている．
原子力防災訓練の実施計画策定においては，県は関係市町，原子力事業者その他防災関係機関と連携して，具体的な防災訓練シナリオを作成するものとࢤࣤࢠ࣭ࣛࢹ
ᒁහ㑂㞬༇ᇡ

されている．
今回想定した事象進展シナリオでは，現実には起こり得ないと考えられるいくつもの機器故障や何段階もの安全装置の故障ならびに回避手順の失敗をあえて想定している．仮にこの事象が発生したとしても，実際のプラントでは何段階もの安全装置や回避ᒁහ㑂㞬༇ᇡ

手順が用意されており，大量の放射性物質が環境に放出される事象になることはない．
具体的な防災訓練シナリオを作成するにあたって，プラント事象進展シナリオは，『原子力事業者によっ図1て行われる災害事象の影響を緩和するための措置

訓練防護対策区域（以下，アクシデントマネジメント策，AM 策という）を考慮し，事象終息へのプロセスを示すとともに事象進展中における環境への放出放射能量を求め(株)美浜発電所 3 号機において，原子炉の運転中にる』うえで重要である．

1 次冷却材の漏えい事象が発生し，工学的安全設備(株)原子力安全システム研究所（以下，INSS との機能喪失が生じることにより炉心が損傷し，格納いう）では，原子力事業者より提示された訓練シナ

容器排気筒から放射性物質が環境に放出され，周辺リオに基づいて，訓練シナリオの解析を実施しプラ

環境に影響を及ぼす恐れが生じた』と想定して行わ

ント事象進展評価を行うとともに各種防災システムれた．
図 1 に示すように，避難区域は対象施設を中心と用のデータ作成を行っている．
本報では，平成 21 年 11 月 22 日に関西電力(株)美した半径 3km の範囲，コンクリート屋内退避区域，

浜発電所 3 号機を対象として実施された事象進展シ

屋内退避区域はそれぞれ対象施設の風下に当たる半

ナリオの結果から，プラント事象進展の評価，AM

径 5km，半径 7km の扇状の範囲が設定された．

策を講じた場合のプラント応答評価ならびに緊急作
業時の各作業区域の被ばく線量評価について報告す3.

事象進展シナリオの作成

る．
原子力事業者より提示された事象進展シナリオに

2. 訓練の概要

基づき，現実的には起り得ないと考えられる工学的安全設備の多重故障やプラント状態に対応して講じ

平成 21 年度福井県原子力防災総合訓練は，国，られる何段階もの AM 策の失敗を仮定し，シビアア

県，関係府市町，防災関係機関および地域住民が一クシデント解析コード MAAP4(4)を用いて解析を実体となって，緊急時における通信連絡体制の確立，施した．

緊急時医療活動等の災害対策の習熟と，防災関係機

図 2 に訓練想定の概要を示す．緑字で記した部分

関相互の協力体制の強化を図るとともに，住民の原は失敗を仮定した工学的安全設備，青字で記した部

子力防災に対する理解の促進を図ることを目的とし分は失敗を仮定した AM 策である．

て行われた(3)．
訓練は，『平成 21 年 11 月 22 日（日）に関西電力

310

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RWSTỀన␏ᖏ఩

3.1

事象進展シナリオの解析結果

主要事象の発生時刻を表 1 に，プラント主要パラ
メータである炉心出口温度，格納容器内圧力の経時変化を図 3，図 4 に示し，訓練シナリオの解析結果を以下に説明する．

表1

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経過時間

主要事象

事象発生前
0分
30 分
45 分

定格熱出力一定運転中(CH/SIP1 台点検中)
格納容器内に微小漏えい発生
原子炉出力降下開始
原子炉手動停止

1.0 時間

タービンバイパス系による降温降圧操作
開始

2.0 時間漏えい拡大・安全注入信号発信
原災法第 10 条通報該当事象
蓄圧器作動
格納容器圧力異常高信号発信
格納容器スプレイポンプ起動失敗

2.7 時間RWST 水位低・再循環切替失敗
RHRP 全台停止
CH/SIP1 台による注入継続⅌ᚨ㟚ฝ䝿⅌ᚨ᥾ഭCV᭩㧏౐⏕ᅸງ㉰㐛CV⮤↓ᑊὮ෫༴኶ᩃ
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8.3 時間8.8 時間ᨲᑏᛮ∸㈹䛴
␏ᖏ⁻䛎䛊ೳḾ஥㇗⤂᜝␆ㄊ CH/SI䝡䝷䝛 䠌ඖ䛬䜙㧏ᅸἸථ䝡䝷䝛
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図216.9 時間40.8 時間45.8 時間

格納容器最高使用圧力超過
放射性物質の異常漏えい開始
格納容器スプレイ 1 系統復旧
格納容器内圧力低下・異常漏えい停止
事象終息

CH/SIP ：充てん／高圧注入ポンプ
RWST ：燃料取替用水タンク
RHRP ：余熱除去ポンプ

訓練想定の概要㻔㻓㻓㻓ࢪࣈࣝ࢕࣎ࣤࣈ
1 ⣌⤣ᚗ᪟

㻙㻓㻓᰹⣙ᐖჹහᅸງ㻃㻾㼎㻳㼄㻐㻪㼄㼊㼈㼀㻜㻓㻓⅌ᚨฝཾῺᗐ㻃㻾䉔㼀

RWST 水位異常低・安全注入喪失
原災法第 15 条該当事象
炉心露出
炉心損傷

7.1 時間CVᅸງ఩ୖ

主要事象の発生時刻

㻛㻓㻓
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図3

㻔㻓

㻕㻓
㻖㻓
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炉心出口温度の経時変化

㻘㻓

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図4

㻕㻓
㻖㻓
㻷㼌㼐㼈㻃㻾㼋㼒㼘㼕㼀㻗㻓

格納容器内圧力の経時変化

㻘㻓

311

【事象進展シナリオの解析結果】

3.2

放出放射能量評価結果

定格熱出力一定運転中，充てん／高圧注入ポンプ
1 台を点検中のところ，原子炉冷却材の微小漏えい

3.1 節で実施した訓練シナリオの解析結果からは，が格納容器内で発生した．漏えい率は徐々に増加し，主要事象の発生時刻やプラント過渡応答の他に，炉約 30 分後に漏えい率が保安規定制限値を超過した．

内に存在する放射性物質の質量を 1 で規格化した 1

そのため，原子炉出力を手動で降下させ，約 45 分後

次系内，格納容器内ならびに周辺環境へ移行した放に原子炉を手動停止した．

射性物質の質量割合を得ることができる．すなわち，漏えい量の増加に伴い，残り 1 台の充てん／高圧

放射性壊変を考慮した炉内に存在する放射性物質の注入ポンプを追加起動するも失敗し，さらに運転中

質量（以下，炉内蓄積放射能量とする）を定めれば，の充てん／高圧注入ポンプの振動が大きくなったこ

周辺環境へ移行した放射能量を求めることができる．

とから，タービンバイパス系を用いた 1 次系の降温訓練では，平均燃焼度 30GWd/t（定期検査後約降圧操作を開始した．

12ヶ月運転されたプラント状態（1/3 取替平衡炉心）

降温降圧操作中に漏えいが急激に拡大し，約 2 時を想定）における希ガス 15 核種，ヨウ素 10 核種の間後に原子炉圧力低と加圧器水位低の一致による安炉内蓄積放射能量を SADOSE システム(5)〜(7)により

全 注 入 信 号 が 発 信 し（原 災 法 第 10 条 通 報 該 当 事

求め，周辺環境への放出放射能量評価を行った．

象※3），非常用炉心冷却装置とアニュラス循環排気フ
ァンが起動した．漏えい拡大に伴い格納容器内圧力

放射性物質の放出率を図 5 に，放射性物質放出量を図 6 に示す．

が上昇し，安全注入信号発信直後に格納容器圧力ス
プレイポンプ作動設定値に到達したが格納容器スプ㻔㻑㻨㻎㻔㻛

非常用炉心冷却装置の作動に伴い，燃料取替用水
タンク水位低に到達したが，再循環モードへの切替に失敗したため，余熱除去ポンプを全台停止し，充てん／高圧注入ポンプ 1 台のみ運転を継続させ，燃料取替用水タンクの残水を用いて炉心への注水を継ᨲᑏᛮ∸㈹ᨲฝ⋙㻾㻥㼔㻒㼋㼀

レイポンプの起動に失敗した．

続した．

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㻔㻑㻨㻎㻔㻗
㻔㻑㻨㻎㻔㻕
㻔㻑㻨㻎㻔㻓
㻔㻑㻨㻎㻓㻛
㻔㻑㻨㻎㻓㻙

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㻔㻑㻨㻎㻓㻕
㻔㻑㻨㻎㻓㻓

その後，燃料取替用水タンク水位が異常低に到達㻓㻔㻓

したため，運転中の充てん／高圧注入ポンプが停止
し，炉心への注水手段を全喪失した（原災法第 15 条

図5

該当事象 ※ 4）．炉心への注水手段を喪失したため，炉心が露出し，その後炉心損傷に至った．
し，最高使用圧力に到達した．この時点で格納容器からアニュラス側への異常漏えいが開始した．
最高使用圧力到達から 24 時間経過後に格納容器ス
プレイ 1 系統の復旧に成功し，再循環モードによる格納容器除熱を開始した．これにより格納容器内圧力は低下し最高使用圧力を下回ったため，異常漏えいは停止し事象は終息した．

㻗㻓㻘㻓

放射性物質放出率㻔㻑㻨㻎㻔㻙
㻔㻑㻨㻎㻔㻗
㻔㻑㻨㻎㻔㻕
㻔㻑㻨㻎㻔㻓

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㻔㻑㻨㻎㻓㻓
㻓㻔㻓

訓練は事象終息までの約 46 時間のうち，主要ポイ
ントを抜き出して約 5 時間に短縮して実施された．

㻕㻓㻖㻓᫤㛣㻾㼋㼒㼘㼕㼀

㻔㻑㻨㻎㻔㻛
ᨲᑏᛮ∸㈹ᨲฝ㔖㻾㻥㼔㼀

格納容器内圧力は 1 次冷却材の漏えいにより上昇ᕵ䜰䜽䜴䝱䜽
ᕵ䜰䜽➴౮㔖
䜎䛌⣪䜴䝱䜽
䜎䛌⣪➴౮㔖

図6㻕㻓㻖㻓᫤㛣㻾㼋㼒㼘㼕㼀

㻗㻓㻘㻓

放射性物質放出量＊ 3 原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生した＊ 4 原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉冷却材の喪失が発生した場合において，全ての非常用炉心冷却装置の作動に失敗した

312㻔㻑㻨㻎㻓㻛

で 9.48 × 1016Bq，ヨウ素は I-131 等価値で 2.30 ×㻔㻑㻨㻎㻓㻚

1013Bq となった．この結果は，施設の安全評価にお㻔㻑㻨㻎㻓㻙

いて現実には起こり得ないとされる仮想事故時の放出放射能量(8)と比較して，希ガスは 1 桁多く，ヨウ素は同等な放出量となっている．
表 2 に設置許可申請書記載の放出放射能量との比較結果を示す．

ᣞ♟ೋ㻃㻾䡀䠙䡋㻒䠺㼀

放出放射能量評価の結果，希ガスは 0.5MeV 等価値

ᨲᑏᛮ∸㈹ࡡ␏ᖏ⁻࠻࠷㛜ጙ㻔㻑㻨㻎㻓㻘
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㻔㻑㻨㻎㻓㻕
㻔㻑㻨㻎㻓㻔
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表2

美浜 3 号機䝦䝏䝃䝮䝷䜴䝡䜽䝌㻔䝦䝏䝃䝮䝷䜴䝡䜽䝌㻕䝦䝏䝃䝮䝷䜴䝡䜽䝌㻖䝦䝏䝃䝮䝷䜴䝡䜽䝌㻗䝦䝏䝃䝮䝷䜴䝡䜽䝌㻘䝦䝏䝃䜽䝊䞀䜻䝫䝷

㻔㻓

㻕㻓
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設置許可申請書記載値との比較結果

事故の
想定
LOCA
重大事故
SGTR
LOCA
仮想事故
SGTR
訓練シナリオ

希ガス放出量[Bq]
9.20E ＋ 13
7.8E ＋ 14
4.6E ＋ 15
3.1E ＋ 15
9.48E ＋ 16

LOCA：冷却材喪失事故

ヨウ素放出量［Bq］
6.0E ＋ 11
8.1E ＋ 11
2.9E ＋ 13
3.3E ＋ 12
2.30E ＋ 13

SGTR：蒸気発生器細管破損事故

図7

作成した野外モニタの指示値模擬データ

測値へと適切に変換し，SPDS の送信間隔を考慮し1 分単位のデータとして作成した．放射線監視装置の指示値模擬データは，3.2 節の結果と訓練時の気象条件データを用いて緊急時環境影響評価システム(11)により大気拡散計算を行い，放射性雲による放射線量を求め，SADOSE システムより得られた格納容器を線源とする直接線およびスカイシャイン線による放射線量の結果と合わせて作成した．

3.3

各種防災システム用データの作成

図 7 に作成した放射線監視装置（野外モニタ）の指示値模擬データを示す．

現実的かつ一貫性のある防災訓練を実施するには，計算結果によれば，炉心損傷と同時にモニタ指示

原子力災害時を想定した原子力施設の異常事象の進値が上昇し，約 9 時間後にはモニタリングポスト 2

展を示す模擬パラメータ信号や放射線監視装置の指地点の指示値が 5μSv/h を超過した．その後，格納示値の変化を示すデータが必要である．

容器から周辺環境への放射性物質の異常漏えいが始

緊 急 時 に は，安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム

まるとともに線量率が上昇するが，各モニタリング（SPDS）より 1 分毎に送信される原子力施設のパラ

ポストにおける最大放射線量は 500μSv/h を超過す

メータ信号を表示し，異常事象の進展状況が監視さることはなかった．

れる．また，国の防災システムである緊急時迅速放これらの結果は，訓練時に参照される SPDS 模擬

射能影響予測ネットワークシステム（SPEEDI ネッ

データ，SPEEDI ネットワークシステムに用いられトワークシステム）(9) や緊急時対策支援システム

る入力データならびに ERSS で用いられる模擬デー（ERSS）(10)が活用される．

タとして提供された．

訓練時には，原子力施設の異常事象の進展を示す
模擬パラメータ信号を用いて SPDS による異常事象

4. AM 策を実施した際のプラント応答の進展状況の監視や SPEEDI ネットワークシステ
ム，ERSS の機能確認が行われる．

訓練シナリオでは，現実的には起り得ないと考えSPEEDI は放出放射能量，訓練時の気象情報を入られる工学的安全設備の多重故障やプラント状態に力データとして，公衆防護対策の実施範囲を決定す

対応して講じられる何段階もの AM 策の失敗を仮定

る根拠の作成に活用されている．ERSS は原子力施した．これにより炉心冷却機能ならびに格納容器閉設等の実データを入力データとして活用し，訓練時

じ込め機能を喪失したため周辺環境への放射性物質にはオフサイトセンター等へ情報提供が行われる．

の放出に至った．

訓練で使用する各種防災システム用のデータのう

ここでは訓練シナリオの参考として，格納容器閉

ち，原子力施設の異常事象の進展を示す模擬パラメ

じ込め機能を守る AM 策を実施した際のプラント応ータ信号は，3.1 節で得られた結果を物理量から観答を解析し，AM 策の実施による正と負の効果につ313

ここで実施する AM 策で期待される正の効果は，いて評価を行った．

格納容器内に充満した水蒸気を凝縮することによる

4.1 選定した AM 策

準静的過圧の緩和と格納容器内の冷却である．
一方，懸念される負の効果は，格納容器内の水蒸訓練シナリオでは，事象の進展に伴って発生した気を凝縮させることによって，水−ジルコニウム反水蒸気が格納容器内に充満し，準静的過圧によって応や，溶融炉心−コンクリート反応（MCCI 反応）

格納容器の閉じ込め機能が脅かされている状態にあなどによって発生した水素の濃度が相対的に上昇し，る．格納容器の健全性は放射性物質の大量放出に直高濃度で着火した場合には爆燃，爆轟により格納容接関係し，周辺環境に重大な影響を及ぼす恐れがあ

器に大きな圧力負荷を与える可能性がある．また，る．

格納容器注水では格納容器内の水位が上昇することこのとき，準静的過圧を緩和し格納容器の閉じ込め機能を守るためには，格納容器内の水蒸気を凝縮により重要計器が水没し，プラント状態の監視が不能となる可能性がある．

させるか，キャビティに存在する冷却材を飽和温度未満に保ち，水蒸気の追加放出を抑制する必要があ

4.2

結果と考察

る．
そこで，格納容器閉じ込め機能を守るために選定

図 9 に格納容器内圧力の経時変化を，図 10 に格納した AM 策は，格納容器冷暖房ユニットによる冷却

容器内水素濃度割合の経時変化を示し，以下に各と消火水スプレイによる格納容器内注水である．図AM 策の評価結果を説明する．

8 に AM 策に用いられる設備の模式図を示す．
【格納容器冷暖房ユニットによる冷却】
本 AM 策では，格納容器内に充満した水蒸気を凝
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縮し，準静的過圧の緩和に成功している．これによඖ䛬䜙/㧏ᅸἸථ
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図 8 AM 策に用いられる設備の模式図（代表的なドライ型 PWR プラントの例）

図9

図中のピンク色で示した設備が格納容器冷暖房ユ
格納容器冷暖房ユニットによる冷却は，常用系の格納容器冷暖房ユニットに原子炉補機冷却水を通水し，格納容器内の自然循環により水蒸気を凝縮させ格納容器内の雰囲気を冷却するものである(12)．
格納容器内注水は，原水タンクの水を消火水ポン
プにより格納容器スプレイヘッダからスプレイすることによって，崩壊熱を飽和蒸気に吸収させるとと㻕㻓㻖㻓㻷㼌㼐㼈㻃㻾㼋㼒㼘㼕㼀㻗㻓

格納容器内圧力の経時変化ィ⦆䜻䝎䝮䜮
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もに格納容器内に充満した水蒸気を凝縮し，格納容
器内圧力の上昇を抑制するものである(12)．

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᰹⣙ᐖჹහỀ⣪⃨ᗐ๪ྙ㻾䟿㼀

ニット，緑色で示した設備が消火水ポンプである．

㻔㻓

図 10

格納容器内水素濃度割合の経時変化

㻘㻓

314

り AM 策実施以降は，格納容器内圧力は最高使用圧

ECCS්ᚘ⎌ᘒᐄ

力未満に抑えられている．また，プラント応答は緩ECCS්ᚘ⎌ᘒ

やかであり，格納容器に過度の負荷を与えない．
格納容器内水素濃度割合は水蒸気の凝縮により水素濃度がやや上昇するものの最高値は約 2.5vol％で᰹⣙ᐖჹ

あり，水素燃焼の可能性はない．

᰹⣙ᐖჹ්ᚘ⎌䜹䝷䝛

本 AM 策は原子炉補機冷却水の冷却機能が維持される限り有効であることから，長期にわたった格納

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容器の閉じ込め機能の維持が期待できる．

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⿭ຐᘋᒁ【格納容器注水（間欠運転）】
本 AM 策では，消火水を格納容器内にスプレイす

図 11

再循環系統（余熱除去系統）の模式図ることによって格納容器内に充満した水蒸気を凝縮し，準静的過圧の緩和に成功している．これによりこうした背景から，周辺建屋で活動している従業AM 策実施以降は，格納容器内圧力は最高使用圧力

員の被ばく線量を評価し，原子力安全委員会の指針

未満に抑えられている．

で定められた防災業務関係者の防護指針の線量限度

格納容器内水位は消火水の注水によって上昇する
が，間欠的に注水するため格納容器内水位の上昇は(14)を超過しないかどうかを確認しておくことは，労働安全の観点から重要である．

遅く，24 時間経過後においても重要計器の水没を回また，各作業区域の線量率を評価しておくことに避するために設定された注水制限値に到達しない．

より，従業員への注意喚起や，被ばく線量をできる

格納容器内水素濃度割合は水蒸気の凝縮により水限り少なくする作業計画のための参考情報ならびに素濃度がやや上昇するものの最高値は約 2.5vol％で滞在可能時間のめやす等，有益な情報を提供するこあり，水素燃焼の可能性はない．

とができる．

本 AM 策を実施すれば，格納容器内圧力の上昇を事象進展シナリオでは，格納容器スプレイ 1 系列

抑制し，格納容器閉じ込め機能が脅かされるタイミの復旧・再循環運転により格納容器除熱を確立し，ングを 24 時間程度は遅延できる結果となった．な

事態の収束が図られるが，シビアアクシデント時にお，WASH-1400 (13) によれば，ポンプ，弁の平均修

は再循環運転を行った設備は強い放射線源となるた

理時間はそれぞれ 19 時間，7 時間と見積もられておめ，一度故障すると修理は困難となる．このため，り，格納容器内注水によって得られた遅延時間内に復旧に成功した系統の代替として，他系統の格納容

再循環系統の復旧が見込めれば，再循環運転による器スプレイや余熱除去系統，充てん／高圧注入系統

格納容器除熱を確立させることにより，長期にわたにおいても復旧作業が行われると考えられる．

る格納容器の閉じ込め機能の維持につなげることがそこで，格納容器スプレイ系統，余熱除去系統な可能である．

らびに充てん／高圧注入系統を評価対象区域とし，

5.

評価を行った．

SADOSE システムを用いて各作業区域の被ばく線量

緊急作業時の被ばく線量評価
原子力災害時においては，機器の復旧作業や AM

5.1

結果と考察

時の現場操作等に伴って従業員が現場に立ち入る．
その際，炉心損傷後に再循環系統を作動させた場合

図 12 に格納容器スプレイ A 系を復旧させた場合

は，格納容器再循環サンプ水中に溶け込んだ放射性の余熱除去系統各区域における線量率の例を，表 3

物質が冷却材とともに格納容器から周辺建屋へ持ちに格納容器スプレイ A 系，B 系を作動させた場合の出され，再循環系統の機器，配管が線源となり，周各作業区域の線量率評価結果を示す．

辺建屋で活動している従業員が被ばくをする恐れが格納容器からアニュラス側への異常漏えいが開始ある．図 11 に再循環系統（余熱除去系統）の模式図

するとともに各区域の線量率が上昇するが，このとを示す．

きの線量率は 1 × 10-4 mSv/h のオーダーと低く，⥲㔖⋙㻃㻾㼐㻶㼙㻒㼋㼀315㻔㻑㻨㻎㻓㻙
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格納容器スプレイ系統では，作動系統とは別系統

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の区域の復旧作業が可能である．ただし，冷却器はA，B 系統とも同室に設置されているため，線量率が高く，作業は困難である．
余熱除去系統では，冷却器室を除いて作業が可能්ᚘ⎌㐘㌷㛜ጙである．冷却器室は格納容器スプレイ配管が貫通し
␏ᖏ⁻࠻࠷㛜ጙているため線量率が高く，復旧作業が困難である．
格納容器スプレイ A 系あるいは B 系を復旧させた

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図 12

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場合の被ばく線量評価結果には差異は無く，格納容器スプレイ 1 系統のみを復旧させ，再循環運転を実

余熱除去系統の各区域における線量率

施した後にその系統が故障した場合は，その代替となる他方の格納容器スプレイ系，余熱除去系統の作

表3

業区域に高線量率の区域が出現することから，復旧

緊急作業時の被ばく線量評価結果
CV スプレイ A 系復旧○○○×

CV スプレイ B 系復旧○○○×

B-CS 冷却器室
A-CSP 再循環弁室
格納容器
B-CSP 再循環弁室
スプレイ
A-CSP 室系統
B-CSP 室C-CSP 室D-CSP 室A-RHRP 室

×
×
○
×

×
○
×
○

×
○
○
○

○
×
×

B-RHRP 室
A-RHR 冷却器室
B-RHR 冷却器室
A-ECCS 再循環弁室
B-ECCS 再循環弁室

○
×
×
○
○

○
×
×
○
○

作業場所

作業区域

充てん／
高圧注入
系統

A-CH/SIP 室
B-CH/SIP 室
C-CH/SIP 室
A-CS 冷却器室

余熱除去
系統

○

○：10mSv/h 未 満 △：10〜100mSv/h ×：100mSv/
h 超過
CH/SIP ： 充てん/高圧注入ポンプ
CSP： 格納容器スプレイポンプ
RHR： 余熱除去系
RHRP ： 余熱除去ポンプ

復旧作業の支障とはならない．

作業の困難が予測される．

6.

結言
平成 21 年 11 月 22 日に関西電力(株)美浜発電所 3号機を対象として実施された訓練シナリオ解析の結果から，災害事象進展，AM 策を講じた場合のプラント応答ならびに緊急作業時の各作業区域の被ばく線量について評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得られた．
(1)MAAP4 コードを用いて訓練シナリオの事象進展を評価した結果，事象発生から炉心冷却機能の全喪失に至る（原災法第 15 条該当事象）まで約 7 時間，格納容器から環境への放射性物質の異常漏えい開始まで約 17 時間，事象終息まで約 46 時間であった．
(2)格納容器閉じ込め機能を守る AM 策を実施した
結果，格納容器冷暖房ユニットによる冷却では，長期にわたって閉じ込め機能を維持できること，水素燃焼の可能性が無いことを示した．格納容器内注水（間欠運転）では，格納容器閉じ込め機能が脅かされるタイミングを 24 時間程度遅延でき，この間に再循環系統の復旧が見込めれば，再循環運転による格納容器除熱を確立させることによって，長期にわ

その後，格納容器スプレイ A 系を作動させると，たる格納容器の閉じ込め機能の維持につなげること

再循環サンプ水中に溶け込んだ放射性物質が冷却材が可能であること，水素燃焼の可能性は無いことをとともに格納容器から周辺建屋へ持ち出されること示した．

から，各作業区域の線量率が大幅に上昇する．余熱(3)緊急作業時の被ばく線量評価を実施した結果，格除去系冷却器室においては線量率が 1 × 105mSv/h

納容器スプレイ A 系統を作動させた場合には，当のオーダーとなり，数秒で緊急作業時の線量限度を該系統のみでなく，他系統の格納容器スプレイ冷却超過するため作業は困難である．

器室と余熱除去系統の冷却器室での作業も困難にな

充てん／高圧注入系統では，いずれの区域も線量率が低く，作業が可能である．

ることを示した．

316

文献(１) IAEA, °BasicPower

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4章

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