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原子力防災用放出放射能量迅速予測技術の開発
Development of a Rapid Prediction Technology of theRadioactivity Release Rate for Nuclear Emergency Preparedness
吉田至孝（Yoshitaka Yoshida)＊

要約 わが国では，原子力災害が発生した時に何ら防護措置が実施されることなく屋外に留まった
場合の推定被ばく線量（予測線量）に基づき，公衆の防護措置範囲が決定される．新しい原子力防災指針では，放射性物質の異常な放出前または直後（早期）に公衆の防護措置を実施することが推奨された．そこで，早期に公衆の防護措置範囲を予測するため，事態の進展によって放出される恐れがある放射性物質の量を，計算コードへの過度の依存を避けつつ，限られた情報を用いて，迅速に予測（入力を含めて 3 分以内に計算を完了）する新しい手法を開発した．本手法では，放射性物
質の放出量は，希ガスの壊変，異常な放出が始まるまでの間に格納容器などの系に保持された時間，格納容器スプレイなどの粒子状物質除去設備の作動状況，異常な漏洩の継続時間と漏洩率に強く依存しており，通報連絡等で得られる情報に基づき推定することが可能であること，ならびに，予測
結果は，設計基準事象と比較して傾向が一致しており，詳細解析結果より安全側の値が得られることを確認した．
キーワード

原子力防災，公衆防護措置，放射性物質放出率，迅速予測，原子炉施設，使用済燃料貯蔵施設，
気体廃棄物処理施設

Abstract
In Japan, the emergency protective action zone is determined based on thepredictive dose rate staying in out-door without executing any protective action when a nuclear
disaster occurred. In the new guidelines of a nuclear emergency preparedness, emergency
protective action was recommended to be executed before or immediately after (early phase) the
abnormally radioactivity release. Therefore, for predicting the emergency protective action zone atearly phase, we developed a new technique that can rapidly predict (the calculation including input
time could be completed within three minutes) the amount of radioactivity release in the incident
progress using only limited information and avoiding unduly dependence to calculation codes. In thistechnique, the amount of radioactivity release would be strongly depended on the decay of noble
gases, the length of time the radioactivity are stored in a containment vessel or other system until
they are released, the operation conditions of the containment spray and other particulate filtration
systems, the duration time and the leakage rate of the abnormal release, and it could be estimatedon the basis of information obtained from emergency contacts and other sources. It has also beenverified that the prediction results was same tendency as that of design-based accidents and wasmore safety side than that of detail analysis.
Keywords

nuclear emergency preparedness, emergency protective action, radioactivity release rate,
rapid prediction, nuclear reactor facility, spent fuel storage facility, radioactive gas waste
processing facility

1. はじめにがある事態を言う．国際原子力事象評価尺度(2)は，事象が 7 段階に分類されている．1979 年に起こった

原子力防災は，多重防護の考え方のもと，種々のスリーマイルアイランド 2 号機事故，1986 年に発生

事故防止対策が講じられている原子炉施設等においしたチェルノブイル 4 号機事故，1999 年の JCO 燃て，万一，原子力災害が発生したとき，国民の生命料加工施設臨界事故など，「事故」に分類されていると財産を保護し，被害を最小限に止める一連の活

レベル 4 以上の事象は原子力災害に該当し，旧動燃

動(1)である．原子力災害は，大量の放射性物質また

アスファルト固化設備爆発火災事故，美浜 2 号機蒸は異常な水準の放射線が環境に放出またはその恐れ

気発生器伝熱管破損事故，志賀 1 号機臨界事故など＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

347

レベル 3 以下の「異常な事象」に分類されるものは

本研究は，このような現状を踏まえ，放射性物質

含まれていない．原子力災害時は，災害対策基本法の異常な放出前または直後における公衆の防護措置

および原子力災害対策特別措置法に基づき，公衆の範囲を 10 分以内に予測するため，事態の進展によっ

防護措置および安全の確保が図られるとともに，災て放出される恐れがある放射性物質の量を，計算害の拡大防止ならびに影響緩和が実施される．さら

コードへの過度の依存を避けつつ，原子力災害時にに，原子力損害賠償法および原子力損害賠償補償契入手可能な限られた情報を用いて，詳細な解析より

約法に基づき，原子力災害によって生じた被害の補も安全側に予測することを目的とした．

償が行われる．
このうち，公衆の防護措置については，国際原子2. 予測手法

力機関が 2002 年に原子力防災の安全要件 (3) を発表
し，その後も防護措置範囲などの安全基準(4)(5)の策

予測技術の現状

2.1

定を進めており，原子力安全委員会は原子力防災指針の見直し(6)を実施した．この見直しによって，放放射性物質放出量の予測は，これまで排気筒や環射線による確定的影響の防止と確率的影響の低減な境監視モニタの指示値の上昇から推定する方法が採

らびに健康への不安の軽減，被ばく患者に対する適られていた．しかし，放射性物質の放出が始まった

切な治療を防護対策の目的とすることが明記された．

後に公衆防護措置が行われることになるため，避難さらに段階的な防護措置の実施と放射性物質の異常が優先できるかどうか状況判断が難しいことから，

な放出前または直後（以下，「早期」という）の防護

近年の原子力防災訓練では放射性物質の放出開始前措置が有効であるとしている(7)．2004 年に原子力安に避難が実施されている(7)．放射性物質の放出開始

全委員会が安全目標案(8)を示したが，この定量的目

前に公衆防護措置を決定するには，原子力災害の進標の評価においても防護措置を考慮できるとされ，展状況から放射性物質の放出量を推定して予測線量

早期の防護措置が定着すると，評価結果をより一層を評価する必要がある．現在利用されている原子力

小さくすることが可能である．国は，原子力安全研

防災システムの基本的な考え方は以下のとおりであ

究の課題（ニーズ）(9)〜(11)を発表しており，原子力る．

防災分野においては，緊急時に情報を収集し分析す①放出源（原子炉内における燃料集合体で構成さる技術の高度化，意思決定を迅速かつ的確に実施すれた炉心など）における放射性物質の蓄積量をるための技術的指標，被ばく患者に対する高度な医療措置ならびに事故後の長期的な災害復旧対策に係る研究を求めている．このうち，防護措置に関する特定する．
②事故に伴う放出源の損傷状態から構造物内に放出される放射性物質の割合を推定する．

ものとしては，計算コードに過度に依存することな③構造物内に放出された放射性物質が，構造物内く予測技術を高度化すること，ならびに，意思決定を移行する際における浮遊放射性物質の相対的のための技術的指標の整備，避難・退避の効率化が除去効果を解析し，放射性物質の蓄積量を用い

挙 げ ら れ て い る．原 子 力 安 全 シ ス テ ム 研 究 所て漏洩経路からの環境への放射性物質放出量（INSS）では，原子力災害時の事業者の取り組みを(率)を推定する．

支 援 す る た め，事 象 進 展 予 測 シ ス テ ム（Incident④環境への放射性物質放出量(率)と観測された気Progress Prediction System：IPPS）を 開 発・整 備

象条件から予測される風場を用いて大気中の拡(12)し，①事態の今後の進展，②抑制／緩和措置を実

散状態を解析し，放射性物質の浮遊濃度および施した場合の効果，③防災要員の被ばく線量，④環

地表沈着濃度を推定する．

境への影響などの予測研究を実施している．この技⑤何ら防護措置が実施されることなく屋外に留術は，毎年実施されている原子力防災訓練に参加しまった場合の推定被ばく線量（予測線量）を計て手法を改良しており，訓練シナリオの解析結果は，

算し，最大値と最大地点の方位，距離を求める

既に 20 回を超える訓練で採用され，一部は公開されとともに，予測線量の等値線図を作成する．

ている．これまで得られた知見において，環境への①から③までは，あらかじめ解析しておいた結果

影響の予測には 1 〜 3 時間程度かかり，防護措置のと照合し，類似性の高い結果を用いる方法もある

検討に間に合わない恐れがあることがわかった．

(12)．

348

INSS では，この考え方に基づき IPPS を開発・整時対応技術マニュアルでは，RASCAL（Radiologic-

備(13)(14)している．放射性物質の蓄積量は ORIGEN2

al Assessment System for Consequence Analysis）

コードを用いて原子炉の炉心構成別にあらかじめ燃(19) と 呼 ば れ る 計 算 ツ ー ル の 使 用 も 認 め て い る．

焼計算を実施し，データベース化している．原子力RASCAL は，放射性物質放出源の損傷状態を以下に災害に伴う放出源からの放射性物質の放出割合，構示す 5 つのパラメータの何れかにより推定し，安全

造物内を移行する際の相対的除去効果ならびに漏洩設備の作動状況から放射性物質除去効果を考慮して，経路から環境への放射性物質放出量(率)は，シビア指定された漏洩経路，放出開始時刻，漏洩率およびアクシデント解析コード MAAP4 を用いて解析す

評価時間から放射性物質の放出量を求め，1 次元のる．風場の作成と放射性物質の大気中の拡散状態の大気拡散計算によって予測線量を推定している．

解析ならびに予測線量の計算は三次元大気拡散計算①炉心冷却機能の状態

コード AREDES (15) を用いる．これらの解析コード②原子炉格納容器放射線モニタ

を組み合わせて，原子力災害が発生したときに予測③原子炉冷却材サンプリングデータ解析を実施している．

④原子炉格納容器雰囲気サンプリングデータ

わが国では，①から③までの予測を緊急時対策支⑤炉心損傷状態判別手順の評価結果

援システム（Emergency Response Supporting Sys-

RASCAL は，入力操作を含めて 10 分以内に予測

tem: ERSS）(16)が担当し，④および⑤の予測を緊急線量が得られ，漏洩経路や漏洩率，気象条件を変更

時迅速放射能予測ネットワークシステム（System

した感度解析が迅速に実施できる．

for Prediction of Environmental Emergency Dose
Information: SPEEDI）(17)が受け持っている．ERSS

2.2

予測計算手法の概要

は原子力発電所のプラントパラメータをオンライン
で受け取り，プラントパラメータの動きに近い解析

2.2.1 基本的な考え方

条件を設定して放射性物質の放出量が予測されている．SPEEDI は，気象庁の GPV データを用いて局

放射性物質放出量は，図 1 に示すように①原子炉地の風場が作成され，ERSS から得られた放射性物

内の運転に伴う放射性物質の生成・壊変，②原子燃

質放出量を用いて予測線量が評価されている．万一，料損傷に伴う放射性物質の放出，③放射性物質除去

ERSS から放射性物質放出量の予測結果が得られな

効果，④環境への放出の順に計算を行う．

い場合は単位放出量を用いて予測線量の規格値が評
価される．

放射性物質放出量の計算過程は，複雑な計算コー
ドによってブラックボックス化されると，意思決定

これらの予測手法は，計算コードを組み合わせての際に得られた結果の妥当性が判断できない．この評価するため，結果を得るまでにある程度の時間が点については，国の安全研究ニーズでも計算コード必要である．INSS が保有している IPPS を用いた公への過度の依存を避けることが求められている．そ衆防護措置の予測は，これまでの原子力防災訓練での活用経験から，結果が得られるまで 1 〜 3 時間程
度かかり，防護措置の検討に間に合わない恐れがあることがわかった．

③放射性物質除去効果
格納容器スプレイ

米国では NRC 職員向けの緊急時対応技術マニュ
アル(18)が作成されている．原子炉事故や使用済燃料貯蔵施設事故の場合は，放射性物質放出源の損傷状態を判別し，プラントの状態に基づきイベントツ
リーを用いて被ばく線量を推定するものである．その際，放射性物質の閉じ込め機能からの漏洩率は，
設計漏洩率の他に 100％／日（異常漏洩），100％／
時間（大規模破損）が使用されている．データは原

×

ア
イ
ス
コ
ン
デ
ン
サ

②原子燃料
損傷に伴う
放射性物質
の放出

主蒸気
安全弁 排
気
筒

地上

×
①放射性物質の生成・壊変④環境への放出

子炉出力や放出源からの距離で規格化されており，
簡単な計算で評価できるよう工夫されている．緊急図1

放射性物質放出量の計算手順

349

こで，単純な時間相関式によりモデル化し，計算過2.2.2 取扱核種と生成・壊変計算

程を出力することによって，手計算や表計算ソフト
原子炉施設での原子力災害では，放射性物質の主ウェアで簡単に再現できるよう工夫した．
原子力防災は，防護措置の正当化および最適化がたる放出源は原子燃料である．原子燃料は，ウラン求められる(6)．放射性物質放出量と公衆防護措置範やプルトニウムに加え，核分裂反応により生成され囲は，地形と気象条件が決まれば線形関係にある．

る核分裂生成物などの放射性物質が含まれる．原子原子炉施設の敷地外に影響を及ぼす放射性物質放出

力災害時は放射性物質の放出が公衆に大きな影響を量は，放出点から敷地境界までが 1km であると仮定与えるため，原子炉施設の炉心構成に基づき，原子

すると，希ガス 0.5MeV 等価換算値は図 2 に示すよ

炉の運転に伴う放射性物質の蓄積とその後の壊変を

16

13

うに 10 Bq 程度，ヨウ素 131 等価換算値は 10 Bq

評価する必要がある．そこで，ORIGEN2 コード (20)程度が必要である．よって，公衆防護措置が要求さと JENDL3.3(21)に基づく核データセットを用いて，れる恐れがある放出量を超える事象の予測結果は，炉心蓄積放射能量の 99％を占める 151 核種のデータ

安全側の結果を得ることを前提としながらある程度

ベースを作成した．これを表 1 に示す．これは，加の精度が求められる．

圧水型軽水炉（PWR）の平衡炉心 4 種類，沸騰水型

風下1km地点の実効線量(mSv)

軽水炉（BWR）の平衡炉心 4 種類を対象に定期検査
1.E+02
1.E+01
1.E+001.E−01
1.E−02
1.E−03

後の 1ヶ月単位の運転期間毎に 3 年間の壊変を評価
避難

仮想事故
仮想事故 LOCA*
屋内退避★
重大事故 SGTR*★
重大事故 SGTR*
★
LOCA*
度F
★
安定
気
A
大
/s、
定度
1m
気安
大
風速
/s、
8m
風速

1.E−04
1.E+13

1.E+14

1.E+15

1.E+16したものである．なお，気体廃棄物などの特定核種の壊変は，崩壊チェーンから個別に追跡を行う．

2.2.3 原子燃料損傷に伴う放射性物質放出モデル
原子燃料内の放射性物質は，原子燃料が損傷また
1.E+17

希ガス放出放射能量0.5MeV等価換算値(Bq)＊ 110 万 kW 級原子炉の例
LOCA：原子炉冷却材喪失事故
SGTR：蒸気発生器伝熱管破損事故
図2

放出放射能量と風下 1km の実効線量は溶融する事故によって原子炉冷却系統や原子炉格
納容器内に放出される．原子燃料内からの放出挙動
はアレニウス型の放出方程式や結晶粒界の拡散方程式を解く方法などによりモデル化されており，米国
では許認可に利用できるよう被覆管破損，炉心損傷，
原子炉容器破損の各段階における原子燃料からの放射性物質の放出割合が定められた更新ソースターム
が公開さている(22)．そこで，米国の更新ソースター

放射性物質の異常な放出が始まる前の段階（すなムの考え方を時間相関式に変換し，被覆管破損，炉わち災害が発生してから早い段階）においては，得

心損傷の何れかを検知することにより，放出割合をられる情報は通報連絡情報程度に制限され，原子炉特定した．米国更新ソースタームでは放射性物質は施設内部で発生している正確な情報が得られない．

8 種類に分類されており，151 核種との対応関係を表

例えば，原子炉冷却系からの冷却水の漏洩箇所や漏1 のとおり定めた．

洩口径は，災害終息後現場を確認しなければ特定できない．そこで，公衆防護措置が必要な放射性物質

2.2.4 放射性物質除去効果

放出量となる事象に着目して，放出量に影響を与える因子を通報連絡情報から特定することとした．

原子炉冷却系統や原子炉格納容器内に移行した放以上のことを考慮した上で，公衆防護措置範囲の射性物質は，ガス状またはエアロゾル状の形態で浮予測結果を 10 分以内に得られることを前提とし，放遊し，格納容器スプレイ設備などの放射性物質除去

射性物質放出量の予測は，入力を含めて 3 分以内に設備や重力沈降，拡散泳動，熱泳動，溶解，沈殿な計算を完了させることを目標とした．

どによって壁面や水中に移行する．また，沈着，溶解した放射性物質は蒸発や化学反応などによって再度浮遊する場合がある．これらの挙動は，圧力，温

350

表1
放射性物質
グループ

希ガス

アルカリ
金属

ハロゲン

131m

129

83

86

125m

134

85

133

130

84

87

127

128

90

85m

133m

131

84m

88

127m

124

91

87

135

132

85

89

129

127

92

88

135m

133

86

90

129m

128

137m

89

137

134

87

134

131

128m

139

90

138

134m

136

131m

129

140

139

135

137

132

130m

136

138

133

131

136m

139

133m

Kr
Kr

Kr
Kr
Kr
Kr

Xe

Xe
Xe

Xe
Xe

Xe
Xe
Xe

I
I
I
I
I
I

Br

Rb

Br

Rb

Br

Rb

Br

Rb

Br

Rb

Br

Cs

I

Cs

I

Cs

I

Cs

I

放射性物質
グループ

Cs

Te

Te
Te

Te
Te

Te
Te

Te
Te

Te
Sn
Sb
Sb
Sb
Sb

Sb

89

Sr
Sr
Sr
Sr
Ba

Ba
Ba

Sb

Sb

Te
セリウム系

ランタノイド系

ノーブルメタル
51

103

90

97

147

156

141

237

54

105

91

97m

147

155

143

238

56

106

91m

98

149

156

144

239

59

103m

92

140

151

157

146

240

58

105

93

141

147

241

230

238

Cr

Mn
Mn
Fe
Co

核種

バリウム
ストロン
チウム

テルル

83m

Kr

核種

評価対象核種と放射性物質グループの分類

Ru
Ru
Ru
Rh

Rh

60

105m

65

106

99

101

Y
Y
Y

Y
Y

Nb

Pr

Nb

Nb
La
La

Nd
Nd
Nd

Pm

Sm
Eu
Eu
Eu

Am

Ce
Ce
Ce
Ce
U

U
U
U
U

Np

94

142

148

242

231

239

93

142

148m

244

232

238

109

95

143

149

233

239

109m

97

144

151

234

240

99m

111m

95

145

151

235

241

101

112m

95m

153

236

243

Co

Zn

Mo
Mo
Tc

Tc

Rh

Rh
Pd
Ag
Ag
Ag

Y

Zr
Zr
Zr

Nb
Nb

度，密度，流量などに依存して変化する．このよう

La
Pr
Pr
Pr
Pr

146

Pr

Pm
Pm

Pm
Pm
Sm
Sm

Cm
Cm

U
U
U
U
U
U

Np
Pu
Pu
Pu
Pu
Pu

2.2.6 予測に必要な情報と同定方法な挙動をマクロで捉え，原子炉格納容器内に保持したときと格納容器スプレイなどの放射性物質除去設

通報連絡においては，特定事象（異常事態の発生，備を作動させたときの粒子状物質の除去効果を時間

原子炉の停止，炉心冷却機能の喪失など）の発生時相関式で取り扱った．

刻を中心とし，安全設備の作動状況や通報時点における 2 〜 3 のパラメータと気象観測値などが FAX

2.2.5

環境への放出や電話などを用いて伝達される．事態の再現解析においては，事象の全体像が把握されており，事象収

原子燃料の損傷等によって系内に放出された放射束後の詳細な現場検証に基づき，どのような事態が性物質は，放射性物質閉じ込め機能の異常な漏洩に発生していたのかを特定し，ある程度の時間をかけ

よって環境に放出される．その際，放出高さ，放射て解析できる．一方，事態の予測解析においては，性物質除去フィルタの有無，漏洩率（漏洩面積），漏事象は進行中であり待ってはくれないこと，事故発

洩継続時間を特定することによって，環境に漏洩し生現場の状態は十分把握できていない（例えば，原た放射性物質の割合を評価する．放出高さは，排気子炉冷却材の漏洩であれば，漏洩していることは検筒や主蒸気逃がし弁など高所からの放出と地上など知できるが，その場所と漏洩面積は現場を目視でき

低所からの放出を区分した．

ない可能性が高く，情報を期待することはできない）
ことから，他の情報から類推する必要がある．放射性物質の環境への異常な放出という観点から事態の進展を考察すると，原子燃料の損傷プロセスは，原351

子燃料周辺の冷却水が喪失し，被覆管が破損してかを用いる．⑦は，不確定であり，本研究では原子力

ら放出が始まるため，起因事象やその後の原子燃料

防災の段階的実施および防護の正当化と最適化の考の損傷までの経緯は，放出量に大きな影響を与えなえ方に基づき，次の防護措置の見直しが実施される

い．

までの間放出が継続されると仮定して設定する．⑧

すなわち，放射性物質放出量は，放射性物質のうは，異常漏洩が始まるまでは設計漏洩率を用い，異ち主に希ガスの壊変，異常な放出が始まるまでの間

常漏洩が始まった場合は，設計漏洩率の倍率またはに格納容器などの系に保持された時間，格納容器ス

漏洩率，漏洩面積（口径）で指定する．異常漏洩のプレイなどの粒子状物質除去設備の作動状況，異常漏洩率は不確定であるため，100％ / 日または設計漏

な漏洩の継続時間と漏洩率に強く依存する．これら

洩率の 10 倍や 100 倍などの異常漏洩率が用いられるを特定するには，①異常事態の発生時刻，②原子炉ことを前提としている．

の停止時刻，③原子燃料の損傷（燃料被覆管の破損④粒子状物質除去設備の作動時刻と停止時刻，⑤異常漏洩の開始時刻，⑥漏洩経路，⑦漏洩継続時間，⑧漏洩率の情報が必要である．このうち，①，②，④は直接観測されるものであるから通報連絡の情報に含まれる．③は直接観測されるものではないため，他の観測パラメータから類推する必要がある．本研
究では，燃料被覆管の破損は，炉心が露出（原子炉
容器水位が炉心上端以下まで低下した）後発生することから，安全側に炉心露出を検知した時刻で置き

ECCS停止〜燃料被覆管破損（分）

または炉心損傷，原子炉容器破損の何れか）の時刻，換えた．BWR プラントのように炉心部の水位が計測可能な場合は，炉心が露出した時刻が観測できる．

10000
1000
100
10
事故シナリオ
19ケース×4

1
0.1
0.1

1

10

100

1000

10000

ECCS停止〜炉内温度規定値超過（分）さらに，直接観測する水位計がない場合は，図 3 に
図3示すように非常用炉心冷却装置（ECCS）の停止か
ら燃料被覆管破損までの時刻と ECCS 停止から炉内

燃料被覆管破損と炉心温度規定値の相関（3 ループ PWR プラントの例）

温度が規定値を超過した時刻に強い相関関係がある
10000とを検知することが可能である．加えて，炉心が露出する時刻は，炉心冷却機能の全喪失時刻から安全側の推定を可能としている．さらに，炉心損傷の検知時刻は，図 4 に示すとおり，ECCS 停止から炉心損傷までの時刻と ECCS 停止から格納容器内放射線モニタ指示値が規定値を超過した時刻が強い相関関係を持つことを利用した．⑤は異常漏洩が観測された直後であればその時刻を，観測される前であれば，事態の進展から安全側に推定する．例えば，原子炉
格納容器からの漏洩であれば，異常事態の発生時刻

ECCS停止〜炉心損傷（分）ことから，これを利用して燃料被覆管が破損したこ

1000
100
10

0.1
0.1

崩壊熱が全て圧力上昇に寄与するものと想定して，格納容器最高使用圧力超過時刻を推定する．格納容器最高使用圧力超過前は設計漏洩率を適用し，超過後は異常漏洩率を適用する．⑥は，漏洩経路が特定されている場合を除き，設計で考慮された漏洩経路

1

10

100

1000

10000

ECCS停止〜格納容器モニタ規定値超過（分）における原子炉格納容器圧力を 0.1kPa と仮定する
か，観測された時刻の原子炉格納容器圧力を用いて事故シナリオ
19ケース×41

図4炉心損傷と格納容器モニタ規定値の相関（3 ループ PWR プラントの例）

352

3. 操作方法は設計漏洩率（デフォルト）を使用する．最高使用
圧力超過のとき，設計漏洩率の倍率または漏洩率，3.1

評価対象事象の種類

漏洩面積を指定する．その際，最高使用圧力超過時
期が別の予測システムなどで把握できている場合は評価対象事象は，原子炉施設内における原子炉事

時刻を直接指定し，そうでない場合は現状から推定

故，使用済燃料貯蔵施設事故，気体廃棄物処理設備（デフォルト）とする．現状から推定を選択した場合からの放射性同位体放出事故である．原子炉事故はは，事故発生時刻における格納容器圧力を 0.1kPa

炉心単位で，使用済燃料貯蔵施設事故は原子燃料集と仮定（デフォルト）しており，通報連絡情報に格合体単位で，気体廃棄物処理設備は貯蔵タンク単位

納容器圧力の観測値が含まれている場合は，その時で放射性物質を扱う．原子炉事故は，原子炉格納容

刻と値を入力する．次に計算の実行画面（図 8）が器からの漏洩事象と原子炉格納容器をバイパスする表示されるので，計算時間を指定する．計算時間は，残留熱除去系からの漏洩ならびに蒸気発生器伝熱管

原子炉停止時刻を起点として計算終了までの時間を破損（PWR），主蒸気管破断（BWR）に分類してい表している．

る．使用済燃料貯蔵施設事故は，使用済燃料プール
事故とドライキャスク事故を扱う．

以上の入力画面において，最低限必要な情報は，①原子炉停止時刻，②事故発生時刻，③炉心状態を示す時刻（炉心冷却機能全喪失，炉心露出，炉心損

3.2

操作手順

傷の何れかの時刻），④事故のタイプ（格納容器漏PWR の原子炉事故を例にして操作手順を示す．
最初に予測したい発電所ユニットを選択すると，図5 に示すメニュー画面が表示される．そこで，「原子炉施設事故」を選択し，次の画面で「解析」を選択する．図 6 の事故状態に関する入力画面が表示されるので，定期検査後の運転期間（不明の場合はデフォルトの 12ヶ月を使用），原子炉停止時刻，事故
発生時刻，炉心状態，事故のタイプを入力または選択する．炉心状態は，炉心冷却機能が正常である場
合を除き，炉心冷却機能全喪失時刻，炉心露出時刻，
炉心損傷時刻の何れか 1 つを指定して入力する．事故のタイプは，格納容器漏洩，蒸気発生器伝熱管破図5

メニュー画面損，格納容器外冷却材漏洩の何れかを通報連絡内容から特定する．
格納容器漏洩を選択した場合は，次に図 7 の解析
条件の入力画面が表示される．ここでは，緩和設備の作動条件，再循環水の漏洩の有無，格納容器漏洩時の放出経路と最高使用圧力超過前後の放出率，原
子炉格納容器圧力と観測時刻を入力する．緩和設備の作動／停止情報が入手できない場合は，全て停止（デフォルト）と仮定する．再循環水の漏洩は緩和設
備が作動した場合に「あり」とし，それ以外はなし（デフォルト）とする．放出経路は設計放出経路（デフォルト）とし，放射性物質放出経路が特定された場合のみ適切な経路を選択する．格納容器漏洩率は，
最高使用圧力以下のとき，格納容器隔離に失敗した
場合は失敗した系統の口径を使用するが，それ以外

図6

事故状態に関する入力画面

353

図7

解析条件の入力（PWR）画面

図9

図8

解析結果，表示ファイルの選択画面

計算の実行画面洩，蒸気発生器伝熱管破損，格納容器外冷却材漏洩の何れかを特定），⑤最高使用圧力を超過した場合の漏洩率，⑥計算時間であり，通報連絡によって得なければならないものは①から④までである．

3.3

図 10 解析結果表示画面

結果の出力
外に核種別のグラフとデジタル値の表示に切替でき計算を実行すると，図 9 に示す解析結果，表示る．

ファイル選択画面が表示され，環境への放射性物質
放出量および放出率，系内放射能量，炉心に蓄積さ4. 予測結果の妥当性検証

れた放射能量と原子炉冷却材放射能量の時間変化，
入力データおよび計算過程の情報出力が選択できる．

本研究で開発した手法を用いた放射性物質放出量

環境への放射性物質放出率を選択すると，図 10 のグの予測結果は，IPPS を用いた詳細解析結果の放射性ラフが表示される．希ガスとヨウ素の等価換算値以

物質放出量ならびに，原子炉設置許可申請書の設計

354

基準事象の放射性物質放出量と比較した．

た．比較対象は，公衆の防護措置に大きな影響を与え る 希 ガ ス（0.5MeV 等 価 換 算 値）お よ び ヨ ウ 素

4.1

IPPS 詳細解析結果との比較（131 等価換算値）とした．予測タイミングは，原子力災害対策特別措置法 15 条該当事象となる炉心冷却

4.1.1

比較条件

機能全喪失が発生した時点，炉心損傷防止のアクシ
デントマネジメントを開始する炉心露出を検知した

IPPS により，表 2 に示す PWR プラントの確率論

時点，格納容器防護のアクシデントマネジメントを的安全評価で用いられる代表的シナリオ 24 ケースに開始する炉心損傷を検知した時点の 3 つとし，合計

ついて，格納容器からの漏洩率を①設計漏洩率相当

216 ケースを比較した．それぞれの予測タイミングの面積，②設計漏洩率の 10 倍の面積，③設計漏洩率において予測に使用した IPPS 解析結果のデータ項の 100 倍の面積を用いて環境への放射性物質放出量目を表 3 に示す．

を解析し，解析結果から得られた原子炉停止時刻，
炉心冷却機能全喪失時刻，炉心出口温度，格納容器

4.1.2 個別事象の比較例

内高レンジエリアモニタ指示値，安全設備の作動／
停止時刻，格納容器圧力等を用いて本研究の手法で3 ループ PWR プラントの大破断原子炉冷却材喪予測した放射性物質放出量ならびに放出率と比較し失事故時非常用炉心冷却設備および格納容器スプレ

表2

IPPS 詳細解析結果との比較対象シナリオ

事象分
類記号

起因事象

非常用炉心
冷却設備

格納容器
スプレイ

ADC
AHF

大破断 LOCA
大破断 LOCA

注入失敗
再循環失敗

注入失敗
再循環失敗

4

AHF+F
AD

大破断 LOCA
大破断 LOCA

再循環失敗
注入失敗

再循環失敗 自然対流冷却
成功
なし

5

AH1C

大破断 LOCA

6

S1DC
S1HF

中破断 LOCA
中破断 LOCA

9

S1HF+F
S1D

中破断 LOCA
中破断 LOCA

10

S1H1C

中破断 LOCA

11
12

S2DC

小破断 LOCA

再循環
熱除去失敗
注入失敗

S2DF
13 S2DF+F
14
S2D
15
S2HF

小破断 LOCA
小破断 LOCA

注入失敗
注入失敗

再循環失敗
なし
再循環失敗 自然対流冷却

小破断 LOCA
小破断 LOCA

注入失敗
再循環失敗

成功
再循環失敗

1
2
3

7
8

再循環
熱除去失敗
注入失敗
再循環失敗
再循環失敗
注入失敗

16 S2HF+F 小破断 LOCA 再循環失敗
17
S2H
小破断 LOCA 再循環失敗
18
S2C
小破断 LOCA
成功
19 TMLBʼ 全交流電源喪失 注入失敗
20 TMLF
全給水喪失
注入失敗
21 TMLF+F
22
TML
23

V

24

G

全給水喪失
主給水喪失
余熱除去系
LOCA
蒸気発生器
伝熱管破損

注入失敗

アクシデントマネジメント
なし
なし

なし

注入失敗
なし
再循環失敗
なし
再循環失敗 自然対流冷却
成功
なし
注入失敗

なし

注入失敗

なし

なし
なし

再循環失敗 自然対流冷却
成功
なし
注入失敗
注入失敗

なし
なし
なし

注入失敗
成功

再循環失敗
再循環失敗 自然対流冷却
成功
なし

注入失敗

注入失敗

なし

注入失敗

注入失敗

なし

LOCA：原子炉冷却材喪失

355

炉心冷却
炉心露出 炉心損傷
機能
検知
検知
全喪失
事故発生時刻○○○原子炉停止時刻○○○

炉心冷却機能全喪失
時刻

○

2000
1500
1000
500
0
−1

○

炉心露出検知時刻

2500

18
16
14
12
10
8
6
4
2
0

炉内温度［℃］

IPPS 解析結果を使用したデータ項目

１次系圧力[MPa-gage]

表3

4

9

14

19

24

経過時間（h）○

炉心損傷検知時刻

図 11
○

○

○

格納容器スプレイ作
動・停止時刻○○○原子炉格納容器圧力（炉心露出検知時）○

格納容器最高使用圧
力超過予測時刻○○：使用

表 4 主要事象の発生時刻
主要事象
原子炉自動停止
炉心冷却機能全喪失
炉心露出検知炉心損傷検知非常用炉心冷却設備作動
非常用炉心冷却設備停止
格納容器スプレイ作動
格納容器スプレイ停止
原子炉格納容器圧力（炉心損傷検知時）
格納容器最高使用圧力到達

事象発生から
の経過時間

設計漏洩率

500

×10倍

400

×100倍

300
200
100
0
−1

4

9

14

19

24

経過時間（h）

0.3 秒
22.5 分
42.4 分
56.9 分

1 次冷却材圧力および炉内温度（AHF）

600
格納容器圧力（kPa-gage)

非常用炉心冷却系作
動・停止時刻図 12

原子炉格納容器圧力

0.4 秒
22.5 分

スプレイが停止すると，炉心が露出して溶融すると

3.1 秒
22.5 分

器最高使用圧力超過時は，原子炉格納容器の漏洩率

52.5kPaの 10 倍の面積に変更，③設計漏洩率の 100 倍の面積

8.9 時間ともに，原子炉格納容器の圧力が上昇する．格納容を①設計漏洩率相当の面積まま維持，②設計漏洩率に変更した 3 ケースを解析した．原子炉格納容器の圧力は，設計漏洩率の 100 倍の面積に変更すると上昇率はわずかに低下した．

イ再循環失敗（AHF）の比較結果について詳細を以

放射性物質放出率の比較結果は，格納容器最高使下に示す．表 3 に示した予測解析に用いる IPPS 解

用圧力超過後の漏洩率の違い毎に，設計漏洩率の析結果の主要事象の発生時刻を表 4 に示す．

ケースを図 13 に，設計漏洩率の 10 倍のケースを図

プラントは，図 11 〜 12 に示すように事故発生直14 に，設計漏洩率の 100 倍のケースを図 15 に示す．

後に大量の原子炉冷却材が原子炉格納容器内に放出

これらの図から，3 つの予測タイミングにおける 3

され，1 次系圧力が低下するとともに，原子炉格納種類の漏洩率の予測結果は，IPPS 詳細解析結果より

容器圧力が上昇する．非常用炉心冷却装置が作動し何れも大きく安全側の放出率となっていることがわて炉心冷却が維持されるとともに，格納容器スプレ

かる．

イが作動して原子炉格納容器の圧力が低下する．再循環切替に失敗し，非常用炉心冷却装置と格納容器

次に，放射性物質放出量の比較結果を図 16 および
図 17 に示す．

放出量（Bq）

1.E+201.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06
1.E+04−191419
経過時間（h）

希ガス
IPPS詳細解析
炉心冷却機能全喪失
炉心露出検知炉心損傷検知24

ヨウ素
IPPS詳細解析
炉心冷却機能全喪失
炉心露出検知炉心露出検知図 13 放射性物質放出率の比較（設計漏洩率）放射性物質放出率（Bq/h）

1.E+201.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06
設計漏洩率4

1.E+201.E+18×10倍

図 16

1.E+201.E+181.E+16
1.E+14
1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06

希ガスの放射性物質放出量の比較

設計漏洩率

×10倍

IPPS詳細解析結果
炉心冷却機能全喪失時

1.E+16
1.E+14

図 17

1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06×100倍

炉心露出検知時
炉心損傷検知時

IPPS詳細解析結果
炉心冷却機能全喪失時

放出量（Bq）

放射性物質放出率（Bq/h）

356

×100倍

炉心露出検知時
炉心損傷検知時

ヨウ素の放射性物質放出量の比較

これらの図より，3 つの予測タイミングにおける 3
種類の漏洩率の予測結果は，全て IPPS 詳細解析結1.E+04−1

4914
経過時間（h）

19

24

果より安全側の放出量となっていることがわかる．

4.1.3 全ケースの比較結果

図 14 放射性物質放出率の比較（設計漏洩率× 10 倍）

3 ループ PWR プラントの 24 ケース× 3 種類の放放射性物質放出率（Bq/h）

出率× 3 種類の予測タイミングについて，希ガスとヨウ素の放射性物質放出量を比較した．比較は，

1.E+201.E+184.1.2 に示した方法で実施した．希ガスの放射性物
質放出量の比較結果を図 18 に，ヨウ素の比較結果を

1.E+16
1.E+14

図 19 に示す．横軸は IPPS 詳細解析結果の放射性物

1.E+12
1.E+10

質放出量，縦軸は予測結果の放射性物質放出量とし，1.E+081.E+06ことを示す．希ガスおよびヨウ素ともに，予測結果対角線から左上が安全側の予測結果が得られているは，全て IPSS 詳細解析結果より安全側の放出量が1.E+04−1

得られていることがわかる．さらに，公衆の防護措
4

9
14
19
経過時間（h）

図 15 放射性物質放出率の比較（設計漏洩率× 100 倍）

24

置が必要となる放出量（黄色のエリア）では，予測結果は詳細解析結果に近い値が得られる傾向を示し
ている．

357

1.E+20

損し，放射性物質が環境に放出される事象である．

予測結果放出量（Bq）

破損する燃料集合体は原子炉停止後 100 時間経過し1.E+18たもの 1 体，破損割合は 10％である．予測では，原
子炉停止後の経過時間を日単位で扱うため，4 日経

1.E+16過（96 時間）したものとした．図 20 に設置許可申請書記載値と予測結果の放射性物質放出量の比較を

1.E+14示す．この図より，予測結果の放出量が少し多いが両者の傾向は一致している．

1.E+12
1.E+101.E+14

1.E+10 1.E+12 1.E+14 1.E+16 1.E+18 1.E+20
1.E+13

図 18

予測結果(Bq)

詳細解析結果放出量（Bq）
希ガスの全ケースの比較結果

予測結果放出量（Bq）

1.E+201.E+12
1.E+11
1.E+10希ガス
ヨウ素

1.E+16
1.E+09

1.E+09 1.E+10 1.E+11 1.E+12 1.E+13 1.E+14

1.E+12

設置許可申請書記載値(Bq)
図 20 燃料集合体の落下の放射性物質放出量

1.E+081.E+04
1.E+044.2.2 原子炉冷却材喪失
1.E+081.E+12

1.E+16

1.E+20

詳細解析結果放出量（Bq）
図 19 ヨウ素の全ケースの比較結果

原子炉の運転中に，1 次冷却系が破損し，原子炉
冷却材が流出し，放射性物質が原子炉格納容器内に放出される事象である．原子炉格納容器および非常用炉心冷却設備からは設計漏洩率で漏洩する．原子炉格納容器の漏洩先は，97％がフィルタ経由，3％が4.2

設計基準事象との比較

直接放出である．予測に用いた原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は，事故，重大事故，仮設 計 基 準 事 象 の う ち，代 表 的 な 2 〜 4 ル ー プ

想事故それぞれ表 5 に示す値を使用した．図 21 に設PWR プラントの環境への放射性物質の異常な放出事象である燃料集合体の落下，原子炉冷却材喪失，
蒸気発生器伝熱管破損を対象として，放射性物質放出量を設置許可申請書記載値と比較した．放射性気表 5 予測に用いた原子炉格納容器内に放出される
放射性物質の量
事故

重大
事故

仮想
事故

希ガス

1%

2%

100%

体廃棄物処理施設の破損は，核種毎の放射性物質蓄積量が示されていないので比較から除外した．

4.2.1

燃料集合体の落下

燃料集合体の落下は，原子炉の燃料交換時に，何らかの理由によって燃料集合体が水中で落下して破

設置
許可
申請
書

炉心内蔵量
に対する割合

ヨウ素

0.5%

1%

50%

予測
条件

希ガス放出割合に対応した炉心露出後のECCS 回復時間

3分

6分

なし

358

予測結果（Bq）

1.E+17ントの原子炉冷却材中放射能濃度(23)を用い，1 次系

希ガス−事故ヨウ素−事故希ガス−重大事故ヨウ素−重大事故希ガス−仮想事故
ヨウ素−仮想事故

1.E+15

1.E+13

圧力低下に伴う追加放出量は，原子炉冷却材中の放射能濃度相当とした．得られた放射性物質放出量は，設置許可申請書に記載された原子炉冷却材中の放射能濃度と予測結果の原子炉冷却材中の放射能濃度の比で補正した．図 22 に設置許可申請書記載値と予測結果の放射性物質放出量の比較を示す．この図より，

1.E+11

破損蒸気発生器の隔離までの所要時間のみを用いた結果であるが，希ガスおよびヨウ素の放出量は傾向

1.E+09
1.E+09がほぼ一致している．
1.E+11

1.E+13

1.E+15

1.E+17

設置許可申請書記載値（Bq）
図 21

5. 今後の課題

原子炉冷却材喪失の放射性物質放出量

放射性物質の異常な放出が始まる前において，異常な放出の継続時間，環境への漏洩率の 2 つのパラ
置許可申請書記載値と予測結果の放射性物質放出量メータは，観測されたパラメータでは推定することの比較を示す．この図より，希ガスの放出量は良くは不可能である．放出継続時間を仮に放出可能な放一致している．ヨウ素の放出量は，放射性物質除去

射性物質が全て放出される時間とすると，あまりに効果を現実的に見積もっているため，予測結果の方

過大な放出量を放出前から想定することとなり，原が若干少ないが両者の傾向は一致している．

子力防災の基本思想である介入の正当化および最適化とかけ離れた結果となる．そこで，防護措置を段

4.2.3

蒸気発生器伝熱管破損

階的に実施する原子力防災の考え方を用いて，次の防護措置の見直しが実施されるまでの間放出が継続

原子炉の運転中に，蒸気発生器の伝熱管 1 本が瞬されると仮定した方が，整合性が図れると考える．

時両端破断し，放射性物質が 2 次系を介して環境に環境への漏洩率は，設計で考慮されている範囲を逸放出される事象である．原子炉冷却材には原子燃料脱したとき設計漏洩率より大きくなる可能性があるの被覆管欠陥率 1％相当の放射性物質と 1 次系圧力が，客観的に値を決めることができない．米国では低下に伴う追加放出を考慮する．予測では，設置許

放射性物質閉じ込め機能が破壊的状況にある場合は可申請書に記載された隔離所要時間および米国プラ100％／時，設計より漏洩が拡大すると想定される場
合は 100％／日が用いられている(15)．これらのパラ
メータは，今後，放射性物質の異常な放出前に防護1.E+16

措置範囲を予測するために，事前に防災関係者の合予測結果（Bq）

希ガス−事故ヨウ素−事故意形成を図っておく必要がある．

希ガス−重大事故1.E+14

6. まとめヨウ素−重大事故

原子力防災指針の見直しが実施され，放射性物質
1.E+12の異常な放出前または直後（早期）の防護措置の有効性に言及された．そこで，早期に公衆の防護措置
範囲を予測するため，事態の進展によって放出され1.E+101.E+10

る恐れがある放射性物質の量を，計算コードへの過1.E+12

1.E+14

1.E+16

設置許可申請書記載値（Bq）

度の依存を避けつつ，通報連絡等による限られた情報を用いて，迅速に予測（入力を含め 3 分以内に計算を完了）する手法を開発した．本研究で得られた

図 22

蒸気発生器伝熱管破損の放射性物質放出量

成果を以下に示す．

359(１) 放射性物質の放出量は，希ガスの壊変，異常な放出が始まるまでの間に格納容器などの系に保Nuclear or Radiological Emergency, GS-R-2,(2002).

持された時間，格納容器スプレイなどの粒子状(４) IAEA, Arrangements for Preparedness for a

物質除去設備の作動状況，異常な漏洩の継続時

Nuclear or Radiological Emergency, GS-G-2.

間と漏洩率に強く依存する．

1 (DS-105), (2006).

(２) 放射性物質の放出量は，①原子炉停止時刻，②(５) IAEA, Criteria for Use in Preparedness and事故発生時刻，③炉心状態を示す炉心冷却機能

Response to a Nuclear or Radiological Emergen-の全喪失または燃料被覆管の破損，炉心損傷の

cy, DS-44, (2006).

何れかの時刻，④事故のタイプ（格納容器内漏(６) 原子力安全委員会，「原子力施設等の防災対策

洩または格納容器外漏洩等）の情報が得られれについて」の改訂について，第 2 回原子力安全ば，異常な漏洩の継続時間と漏洩率を任意に与委員会資料第 1-1 号，(2007).

えて推定することが可能である．
(３) 放射性物質放出量の予測結果は，事象進展予測システム（IPPS）の解析結果より，安全側の予測結果が得られる．
(４) 放射性物質放出量の予測結果は，設計基準事象と比較し，傾向が一致している．
今後は，早期に公衆の防護措置範囲を予測するため，観測されるパラメータでは特定できない異常な漏洩の継続時間と漏洩率の設定のあり方に関する防災関係者の合意形成を図る必要がある．

(７) 原子力安全委員会，防災指針検討ワーキンググ
ループにおける検討結果，第 2 回原子力安全委
員会資料第 1-3 号，(2007).
(８) 原子力安全委員会，安全目標に関する調査審議状 況 の 中 間 と り ま と め，専 目 第 19-2 号，(2003).
(９) 原子力安全委員会，原子力の重点安全研究計
画，(2004).
(10) 原子力安全委員会，日本原子力研究開発機構に期待する安全研究，(2005).
(11) 原子力安全保安院，原子力安全・保安院の原子

謝辞

力安全研究ニーズについて，(2006).
(12) 糠塚重裕，渡邊長深他，“原子力緊急時対応シ

本研究は，原子力安全システム研究所と日本エ
ヌ・ユー・エス㈱の共同開発のうち，関西電力㈱のス テ ム の 開 発・実 用 化”，三 菱 重 工 技 報，43［1］, pp.8-10, (2006).

委託を受けて原子力安全システム研究所が実施した(13) 吉田至孝，“原子力防災対応支援技術の開発・ものである．手法の開発にあたり，関西電力㈱原子

整 備”，INSS 第 12 回 報 告 会 予 稿 集，pp.

力事業本部大谷昌徳チーフマネージャー，岩崎良人

24-34, (2006).

マネージャーおよび山崎強氏にはプラントデータの(14) 吉田至孝，“原子力防災の研究課題と原子力安提供ならびにユーザー意見の聴取にご協力をいただ

全システム研究所の取り組み”，原子力 eye 掲

きました．コンピュータソフト開発㈱飯塚弘之主務

載予定，(2007).

には，プログラムの設計，製作に協力いただきまし(15) 鈴木政時，“3 次元大気拡散リアルタイム影響

た．手 法 の 検 証 に あ た り，㈱ シ ー・エ ス・エ ー・

評価シミュレーション例”，化学工学会第 62 年

ジャパン建部恭成氏には比較計算の協力をいただき

会，T302, pp233-234, (1997).

ました．ここに記して謝意を表します．

(16) 防 災 支 援 部，“緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム(ERSS) ”， 原 子 力 安 全 基 盤 機 構，

文献

http://www. jnes. go. jp/bousaipage/system/erss-1.htm, (2006).

(１) 原子力災害対策特別措置法 (平成十一年十二月十七日法律第百五十六号).
(２) IAEA, OECD/NEA, International Nuclear
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境 防 災 N ネ ッ ト，http://www. bousai. ne.
jp/visual/gen_taisei/speedi/speedi1_1. html,(2006).
(18) T. McKenna et al., RTM96 Response Technical Manual, NUREG/BR-0150, Vol.1, Rev.

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4, (1996).
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NuclearData

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