INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12169

平成 26 年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
Plant Incident Progress Scenario Analysis
for the FY2014 Nuclear Emergency Exercise of Fukui Prefecture
川崎郁夫（Ikuo Kawasaki）＊1

山本泰功（Yasunori Yamamoto）＊1

吉田至孝（Yoshitaka Yoshida）＊1

岩城隆則（Takanori Iwaki）＊2

要約
平成 26 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
リオ解析および放射性物質放出を想定したシナリオ解析を実施し，災害事象進展ならびに災害事象の影響を緩和するための措置（アクシデントマネジメント策）を講じた場合のプラント応答および放出放射能量について評価を実施した．その結果，（1）事象発生から原災法第 15 条該当事象まで約 0.9 時間，炉心損傷および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 8.3 時間であった．
（2）炉心損傷後，選定したアクシデントマネジメント策（１次系強制減圧，原子炉キャビティ注水および格納容器自然対流冷却）を実施することにより，事象が収束することを確認した．また，水素爆轟が起こらないことを示した．
（3）放出放射能量は，施設の安全評価における仮想事故時の放出放射能量と比較して，希ガス，ヨウ素ともにほぼ同程度の放出量であることから，放出放射能量評価結果が妥当であることを確認した．
キーワード

原子力防災訓練，PWR，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置法

Abstract
A scenario analysis that assumed severe accident phenomena progress scenario
and radionuclide release was carried out for the FY2014 nuclear emergency exercise of Fukui
Prefecture. The scenario analysis was used to carry out an evaluation of nuclear power plant
responses when measures, included in an accident management（AM）
plan, were taken to relax
the disaster phenomenon progress and the inﬂuence of the disaster phenomena. The following
points were seen.（1）It was approximately 0.9 hours from phenomenon outbreak to the casewhere a declaration of a nuclear emergency situation under the provisions of Article 15 of theAct on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness, and approximately
8.3 hours until the core damage and radiological abnormality leak starts from a containment
vessel to environment.（2）After the core damage, phenomenon convergence was conﬁrmed byenforcing the chosen AM plan
（primary system forced decompression, reactor cavity irrigationand containment natural convection cooling）. In addition, it was shown that the hydrogendetonation was not caused.
（3）Because rare gas, iodine were burst sizes approximately at thesame level than quantity of release radioactivity at the time of the virtual accident in the safe
evaluation of facilities together, so it was conﬁrmed that a quantity of release radioactivity
evaluation result was proper.
Keywords

nuclear emergency exercise，
PWR，
accident management，Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness

1. 緒言

目的は 5 層からなる深層防護の考え方により達成される（1）．その第５層にあたる災害対応については

原子力安全の基本的な目的は，放射性物質に起因訓練が実施されなければならないとされる．

する危険性を顕在化させない，すなわち放射線によ福井県では，原子力災害の発生および拡大を防止る有害な影響から人と環境を守ることにあり，そのし，災害の復旧を図るための必要な対策について，＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12170

防災関係機関がその有する全機能を有効に発揮して互の協力体制の強化を図るとともに，UPZ（30km）必要な体制を確立するとともに，防災に関してとる圏内の住民の原子力防災に対する理解の促進を図るべき措置を定め，総合的かつ計画的な防災事務またことを目的として行われた．

は業務の遂行により，住民の生命，身体および財産訓練は，平成 26 年８月 31 日に若狭湾沖で地震がを原子力災害から保護することを目的として，福井発生し，関西電力（株）高浜発電所３号機において，（2）を策定し全交流電源喪失および原子炉冷却機能の喪失によりており , この中で原子力災害対策特別措置法（以下，炉心損傷に至り，アニュラス循環・排気系の故障に県地域防災計画（原子力災害対策編）（3）

原災法という）に基づき訓練を実施する旨，計画されている．

より格納容器から放射性物質が放出されるとの想定で行われた．

原災法第６条の２第１項において定められた原子

今回想定した事象進展シナリオでは，いくつもの力災害対策指針（4）では，原子力事業者，指定行政機器故障や何段階もの安全装置の故障ならびに回避機関の長及び指定地方行政機関の長，地方公共団体，手順の失敗を想定している . 仮にこの事象が発生し指定公共機関及び指定地方公共機関その他の者が原たとしても，実際のプラントでは何段階もの安全装子力災害対策を円滑に実施し，住民の視点に立った置や回避手順が用意されており，大量の放射性物質防災計画を策定するよう定められている．また，訓が環境に放出される事象になる可能性は低い．

練に当たっては，防災活動の各要素の熟練度を高め具体的な防災訓練シナリオを作成するにあたっていくこと，予防的防護措置を準備する区域（PAZ）て，プラント事象進展シナリオは，関西電力（株）及び緊急時防護措置を準備する区域（UPZ）内の住によって行われる災害事象の影響を緩和するための民等も含めた関係者間の連携を確認するための総合措置（以下，アクシデントマネジメント策，AM 策的な防災訓練を行うことが必要であり，複合災害やという）を考慮し，事象収束へのプロセスを示すとシビアアクシデント事象等の訓練想定を作成して，ともに事象進展中における環境への放出放射能量を可能な限り実地に近い形の防災訓練を行うととも求めるうえで重要である．に，様々な事故を考慮した多面的な訓練を計画する（株）
原子力安全システム研究所では，関西電力ことが重要であると定められている．さらに，訓練（株）より提示された訓練シナリオに基づいて，訓練の実施後には，その結果を評価して必要な改善を行

シナリオの解析を実施しプラント事象進展評価を行う等，防災体制の更なる改善を図ることが必要であうとともに各種防災システム用のデータ作成を行っると定められている．ている．

原子力事業者においては，原災法第７条第１項の本報では，関西電力（株）高浜発電所３号機を対象

規定に基づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災として実施された事象進展シナリオの結果から，プ業務計画（5）を作成し，その第２章第７節では，原ラント事象進展の評価，AM 策を講じた場合のプラ

子力事業者の原子力防災訓練の実施を規定し，国まント応答評価および放出放射能量評価について報告

たは地方公共団体が主催する訓練にも訓練計画策定する．に協力するとともに訓練実施に参画するとしている．

2. 事象進展シナリオの作成

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毎年原子力防災訓練が実施されている．

関西電力
（株）
より提示された事象進展シナリオの条件は，福島第一原子力発電所事故を考慮して，起原子力防災訓練の実施計画策定においては，県は

因事象は地震による外部電源喪失，その後全交流電関係市町，原子力事業者その他防災関係機関と連携源喪失に至るものとした．また，実践的な訓練を実して，具体的な防災訓練シナリオを作成するものと施するため，工学的安全設備の多重故障として，ターされている．

ビン動補助給水ポンプ，充てん／高圧注入ポンプ，

平成 26 年度福井県原子力防災総合訓練は，国，県，格納容器スプレイポンプ，アニュラス循環・排気系

関係府市町，防災関係機関および地域住民が一体との故障を仮定し，炉心損傷および放射性物質漏えいなって，緊急時における通信連絡体制の確立，緊急に至るという事象を想定した．これらの条件を基に時医療活動等の災害対策の習熟，防災関係機関相

シビアアクシデント解析コード（MAAP4（6））を用INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12171

注水ポンプによる原子炉キャビティ注水，アニュラ

定格熱出力一定運転中
地震発生

発電機トリップに伴う原子炉自動停止

全交流電源喪失
直流電源の部分喪失

非常用DG故障
RCPシールリーク発生
アニュラス循環・排気系故障
T/DAFWP自動起動

全交流電源の喪失直流電源の部分喪失（5分継続）

原災法第10条通報該当事象
SE26,SE27

２次系強制冷却

主蒸気逃がし弁全開

ス循環・排気系復旧，格納容器再循環ユニットによる格納容器自然対流冷却実施により事象が収束するという想定である．青字で記した部分は失敗（故障）を想定した工学的安全設備である．

3. 事象進展シナリオの解析結果

空冷DG起動
イグナイタ電源投入
消火水スプレイ故障
CH/SIP
（自冷）
故障
CSP
（自冷）
故障
SE26リセット

交流電源復旧

T/DAFWP故障により停止
SG狭域水位0%未満
原災法第15条通報該当事象
GE24

SGへの給水機能喪失

２次系強制冷却終了

主蒸気逃がし弁閉止

MAAP4 コードを用いて事象進展シナリオ解析を実施した結果，主要事象の発生時刻は表１の通りであり，以下詳細を説明する．
訓練は，事象収束までの約 40 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．

3.1 事象発生〜炉心損傷
関西電力（株）
高浜発電所３号機定格熱出力一定運
転中のところ，若狭湾沖にて地震が発生し，外部電源が喪失し，発電機トリップにより原子炉が自動停

炉心露出・炉心損傷・放射性物質放出開始

止した．この時，非常用ディーゼル発電機が故障に1次系強制減圧加圧器逃がし弁開放より自動起動せず，全交流電源喪失が発生した．同時に，１次冷却材ポンプシールリーク，アニュラス

原子炉キャビティ注水

可搬式代替低圧注水ポンプ起動

循環・排気系の故障，直流電源の部分喪失が発生し放射性物質放出停止

アニュラス循環・排気系復旧

た．その５分後，全交流電源喪失５分継続（特定事原子炉キャビティ注水停止

可搬式代替低圧注水ポンプ停止
格納容器再循環ユニットに海水通水開始
ダクト開放機構作動
事象収束

格納容器自然対流冷却

略語

DG
RCP
T/DAFWP
CH/SIP
CSP
SG
原災法
SEGE

図１

ディーゼル発電機
１次冷却材ポンプ
タービン動補助給水ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ
格納容器スプレイポンプ
蒸気発生器
原子力災害対策特別措置法
特定事象
緊急事態事象訓練想定の概要象，SE26），直流電源の部分喪失５分継続（特定事象，SE27）により原災法第 10 条通報該当事象となった．
30 分後に，主蒸気逃がし弁開放による２次系強制冷却を実施するとともに空冷ディーゼル発電機の起動に成功して電源が回復したことにより SE26 はリセットされたが，SE27 は継続中である．47 分後，タービン動補助給水ポンプが故障により停止して蒸気発生器への給水がなくなり，55 分後に蒸気発生器狭域水位が 0% 未満となり原災法第 15 条該当事象（緊急事態事象，GE24）となった．また，蒸気発生器への給水がなくなったことにより，１時間後に主蒸気逃がし弁を閉止して２次系強制冷却を停止した．

いて解析を実施した．

２次系強制冷却を停止したことにより，１次系の図１に訓練想定の概要を示す．訓練は，地震によ冷却が減少して，１次系圧力が上昇し，規定圧力にり全交流電源が喪失し５分継続の後原災法第 10 条

達すると加圧器逃がしタンクラプチャディスクが破事象となり，給水系が停止し蒸気発生器狭域水位が損して１次冷却水が徐々に失われる．蒸気発生器２0% 未満となり原災法第 15 条事象となり，炉心損傷

次側水が喪失するまでは蒸気発生器による除熱によおよび放射性物質漏えいに至る．その後，加圧器逃り炉心の冷却が維持されるが，炉心への注水手段ががし弁開放による１次系強制減圧，可搬式代替低圧

回復しないため，約 6.4 時間後に炉心露出，約 7.6 時

INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12

表１

主要事象の発生時刻

経過時間

主要事象

事象発生前 定格熱出力一定運転中

0分

5分

地震発生
発電機トリップに伴う原子炉自動停止
全交流電源喪失（非常用 DG 故障）
T/DAFWP 自動起動
RCP シールリーク発生
アニュラス循環・排気系故障
直流電源の部分喪失
全交流電源喪失５分継続（SE26）
直流電源の部分喪失５分継続（SE27）
原災法第 10 条通報該当事象

30 分

47 分
55 分２次系強制冷却
空冷 DG 起動（SE26 リセット）
イグナイタ電源投入
消火水スプレイ故障
CH/SIP 故障
CSP 故障相当で環境へ放射性物質の漏えいが発生するものとした．
プラント主要パラメータである炉心温度の経時変化を図２に，１次系圧力の経時変化を図３に，蒸気発生器狭域水位の経時変化を図４に示す．



炉心温度［℃］

172


















時間［hour］

T/DAFWP 故障により停止（SG 給水機能喪失）

図２

炉心温度の経時変化

SG 狭域水位 0% 未満（GE24）
原災法第 15 条該当事象
6.1 時間

加圧器逃がしタンクラプチャディスク破損

6.4 時間

炉心出口温度 350℃超過

6.5 時間炉心露出

7.6 時間被覆管破損

8.3 時間炉心損傷（格納容器エリアモニタ（高レンジ）が 1 × 105mSv/h を超過）

8.5 時間１次系強制減圧（加圧器逃がし弁開放）

9.3 時間

可搬式代替低圧注水ポンプ起動

14.3 時間

下部ヘッドへ溶融物移動開始

16.1 時間

原子炉容器破損
アニュラス循環・排気系復旧

18.6 時間

可搬式代替低圧注水ポンプ停止
格納容器自然対流冷却開始

20.2 時間

格納容器自然対流冷却ダクト開放機構作動
事象収束

DG：ディーゼル発電機
RCP：1 次冷却材ポンプ
T/DAFWP ：タービン動補助給水ポンプ
CH/SIP：充てん / 高圧注入ポンプ
CSP：格納容器スプレイポンプ
SG：蒸気発生器原災法：原子力災害対策特別措置法
SE：特定事象
GE：緊急事態事象

加圧器逃がしタンクラプ
チャディスク破損
全交流電源喪失
原子炉トリップ






２次系強制冷却停止


図３







１次系圧力の経時変化



全交流電源喪失
原子炉トリップ
タービン動補助給水ポンプ起動




タービン動補助給水ポンプ停止（故障）

蒸気発生器狭域水位 0%

時間［hour］

間後に燃料被覆管破損，約 8.3 時間後に格納容器内超過し炉心損傷を検知した．設計漏えい率（0.16%）

時間［hour］



高レンジエリアモニタの指示値が 1 × 105mSv/h を１次系強制減圧

2 次系強制冷却開始



蒸気発生器狭域水位［%］17.0 時間

１次系圧力 [MPa-gage]

２次系強制冷却停止

−

炉心露出



1.0 時間略語

全交流電源喪失
原子炉トリップ

図４

蒸気発生器狭域水位の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12173

炉キャビティに十分な水位が確保され，格納容器圧3.2 炉心損傷〜事象収束

力，温度が低下傾向を示したため事象は収束した．
事象発生から約 8.5 時間後（炉心損傷検知 10 分

プラント主要パラメータである炉心温度の経時変後）に１次系強制減圧，約 9.3 時間後（炉心損傷検化を図５に，１次系圧力の経時変化を図６に，格納知１時間後）に可搬式代替低圧注水ポンプによる容器圧力の経時変化を図７に，格納容器雰囲気温度原子炉キャビティ注水を開始した．約 14.3 時間後にの経時変化を図８に，格納容器水素濃度（ドライ換下部ヘッドへ溶融物が移動を開始し，約 16.1 時間後算）の経時変化を図９に示す．に原子炉容器が破損した．この時の１次系圧力は0.083MPa-gage，原子炉キャビティ水位は 2.43m（水量 148m3）であった．

自然対流冷却ダクト開放機構作動

事象発生から 17 時間後にアニュラス循環・排気系の復旧により環境への放射性物質の放出は抑制されるが，訓練では格納容器からの漏えいが停止するものとした．約 18.6 時間後に格納容器再循環サンプ水位が 77% に到達して可搬式代替低圧注水ポンプを停止した．その後格納容器ファンクーラに海水の通水を開始し，ダクト開放機構が作動して格納容器格納容器圧力［kPa-gage］



自然対流冷却が始まることにより，格納容器圧力，

可搬式代替低圧
注水ポンプ起動







原子炉容器破損



下部ヘッドへ溶融物移動開始



加圧器逃がしタンクラプチャディスク破損







図７

高使用圧力を超えることは無く約 40 時間以降原子

格納容器雰囲気温度［℃］

炉心温度［℃］

下部ヘッドへ溶融物移動開始





原子炉容器破損


炉心露出





可搬式代替低圧 自然対流冷却ダクト開放機構作動
注水ポンプ起動
可搬式代替低圧注水ポンプ停止



原子炉容器破損


下部ヘッドへ溶融物移動開始



加圧器逃がしタンクラプチャディスク破損

















図８

炉心温度の経時変化
格納容器内水素濃度（ドライ換算）［‑］図５

加圧器逃がしタンクラプチャディスク破損

１次系強制減圧



２次系強制冷却開始



２次系強制冷却停止



下部ヘッドへ溶融物移動開始







１次系圧力の経時変化



格納容器雰囲気温度の経時変化

アニュラス循環・排気系復旧




原子炉容器破損



下部ヘッドへ溶融物移動開始



炉心損傷





時間［hour］

図６



時間［hour］

時間［hour］

１次系圧力［MPa-gage］









格納容器圧力の経時変化







時間［hour］

格納容器雰囲気温度の上昇が抑制され，格納容器最

可搬式代替低圧注水ポンプ停止









時間［hour］

図９

格納容器水素濃度（ドライ換算）の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12174

3.3 選定した AM 策の妥当性評価

MAAP4 コードによる解析結果から，炉心損傷後に１次系強制減圧を実施することにより，１次系圧今回の訓練シナリオでは，給水が復旧せずに炉心力は 16MPa-gage から 2MPa-gage まで下がり，徐々損傷に至り，１次系圧力，炉心温度，格納容器圧力，に低下していく．事象発生から 14.3 時間後に溶融物格納容器雰囲気温度が上昇する．

が炉心から下部ヘッドへ移動を開始したため，下部このとき，１次冷却系保有水を確保し，格納容器ヘッドに残っていた冷却水と接触して水蒸気が発生

圧力を低下させるには，１次冷却系統へ注水して，し，１次系圧力は一時的に 7.3MPa-gage まで上昇す

炉心溶融進展を抑制し，格納容器内の水蒸気を凝縮るがその後すぐに低下し，ほぼ 0MPa-gage で安定する必要がある．

する．

工学的安全設備の多重故障を想定するため，非常用炉心冷却装置および格納容器スプレイの使用不能【原子炉キャビティ注水】を想定したため，ここで選定した AM 策は，加圧器

原子炉キャビティ注水は，格納容器スプレイ系に逃がし弁開放による１次系強制減圧，可搬式代替低接続した可搬式代替低圧注水ポンプにより格納容器圧注水ポンプ起動による原子炉キャビティ注水およ上部からスプレイを実施し，原子炉キャビティへ注び格納容器再循環ユニットを用いた格納容器自然対水するものである．

流冷却である．
図 10 に AM 策に用いられる設備の模式図を示す．
図中の赤色で示した設備が加圧器逃がし弁，青色で示した設備が可搬式代替低圧注水ポンプ，緑色で示した設備が格納容器再循環ユニットである．

この AM 策で期待される正の効果は，原子炉容器および燃料デブリの冷却，格納容器圧力および温度上昇の抑制である．
一方，懸念される負の効果は，格納容器内の水蒸気を凝縮させることによって，水 - ジルコニウム反応や，溶融炉心 - コンクリート反応（MCCI 反応）などによって発生した水素の濃度が相対的に上昇し，高濃度で着火した場合には爆燃，爆轟により格納容器に大きな圧力負荷を与える可能性がある．また，注水に伴い重要な設備・機器・計器類が水没する可能性がある．
MAAP4 コードによる解析結果から，炉心損傷から１時間後（事象発生から 9.3 時間後）に可搬式代3替低圧注水ポンプを起動して，140m /h で原子炉キャビティへ注水を開始する．注水は格納容器上部からのスプレイにより実施するため，格納容器圧力は 127.0kPa-gage から徐々に低下する．その後，下部ヘッドへの溶融物移動開始，原子炉容器破損によ
図 10 AM 策に用いられる設備の模式図（代表的な PWR プラントの例）

り，一時的に格納容器圧力は上昇するが，すぐに低下する．格納容器再循環サンプが規定水量（77%）に達すると，可搬式低圧代替注水ポンプは停止し，【１次系強制減圧】
１次系強制減圧は，加圧器逃がし弁を開放して１次系圧力を強制的に減圧するものである．

重要な設備・機器・計器類の水没は回避されるものの格納容器圧力は徐々に上昇する．
格納容器内水素濃度については，炉心損傷時に大この AM 策で期待される正の効果は，減圧により量に発生し，原子炉キャビティ注水後約 7.3%（ド蓄圧注入系が作動し炉心は冷却され，原子炉容器破ライ換算）まで上昇するが，爆轟限界 13%（ドライ損時刻が遅延する．また，原子炉容器破損時の高圧換算）に対して十分低い．イグナイタ，静的触媒式溶融物放出や格納容器直接加熱を防止できる．

水素再結合装置（PAR）による水素濃度制御によ

一方，懸念される負の効果は，格納容器圧力および温度の上昇である．

り水素濃度は徐々に減少するが，下部ヘッドの溶融物移動，原子炉容器破損により上昇傾向となる．そINSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12175の後，アニュラス循環・排気系復旧により徐々に低射性物質の質量を１で規格化した１次系内，格納容下していくことから，懸念される爆轟は起こらない．

器内ならびに周辺環境へ移行した放射性物質の質量割合を得ることができる．すなわち，放射性崩壊を【格納容器自然対流冷却】格納容器自然対流冷却は，格納容器再循環ユニットに原子炉補機冷却水または海水を通水することに考慮した炉内に存在する放射性物質の質量（以下，炉内蓄積放射能量という）を定めれば，周辺環境へ移行した放射能量を求めることができる．

より，格納容器再循環ユニット内に冷気が形成され，ここでは，炉心平均燃焼度 30GWd/t（定期検査ダクト開放機構を通って冷気が放出されることによ

後約 12 ヶ月運転されたプラント状態（1/4MOX 炉り格納容器内の除熱を行うものである．

心）を想定）における希ガス 15 核種，ヨウ素 10 核種，格納容器再循環ユニットによる格納容器除熱の確

セシウム２核種の炉内蓄積放射能量を SADOSE シ

立は，燃料デブリの崩壊熱により飽和蒸気が発生しステム（7）〜（10） により求め，周辺環境への放出放射ていることが前提（燃料デブリの崩壊熱を飽和蒸気能量評価を行った．に伝達→飽和蒸気の熱を原子炉補機冷却水または海放射性物質の放出率を図 11 に，放射性物質放出水に伝達→飽和蒸気の凝縮→凝縮水の還流のサイク量を図 12 に示す．また，高浜発電所３号機設置許ルにより格納容器除熱が確立）であるため，格納容可申請書（建設時）記載の仮想事故による放出放射器再循環ユニットによる格納容器除熱を確立させる能量（11）との比較結果を表２に示す．

ためには，原子炉キャビティ注水等により格納容器内に水を持込んでおく必要がある．
この AM 策で期待される正の効果は，格納容器圧力，温度上昇の抑制である．

放出放射能量評価の結果，希ガスは 0.5MeV 等価，ヨウ素は I-131 等価値で 3.59値で 6.63 × 1014［Bq］× 1013［Bq］となった．この結果は，施設の安全評
価における仮想事故時の放出放射能量（11）と比較し一方，懸念される負の効果は，原子炉キャビティ注水と同様に水素の濃度が相対的に上昇することで注水に比べて緩やかな減圧であるため，原子炉キャビティ注水よりも水素濃度の上昇は少ない．
MAAP4 コードによる解析結果から，可搬式代替
低圧注水ポンプ停止後，格納容器自然対流冷却を開始する．ダクト開放機構が作動した後は格納容器圧力，温度の上昇は緩やかになり，格納容器圧力は事(放射性物質放出率［Bq/h］ある．ただし，自然対流冷却は，原子炉キャビティ

象発生から 43.0 時間後の 187kPa-gage，格納容器温放射性物質の異常漏えい停止

((希ガス等価よう素等価
希ガスグロス
よう素グロス((放射性物質の異常漏えい開始

((

度は事象発生から 55.3 時間後の 122.9℃をピークに，



図 11

水素濃度については，この時点では水素の発生が抑制されており，徐々に低下していくため，懸念さ今回の訓練シナリオでは，事象発生直後にアニュラス循環・排気系が故障し，炉心損傷により格納容器外へ放射性物質が放出され，その後アニュラス循
環・排気系復旧により放射性物質の放出を停止するとしている．



放射性物質放出率

(((ᨲᑏᛮ∸㈹ࡡ␏ᖏ
⁻࠻࠷ೳḾ

(

希ガス等価よう素等価
希ガスグロス
よう素グロス((ᨲᑏᛮ∸㈹ࡡ␏ᖏ
⁻࠻࠷㛜ጙ

(Cs134
Cs137

(

時間［hour］

訓練シナリオの解析結果からは，主要事象の発生時刻やプラント過渡応答の他に，炉内に存在する放(

放射性物質放出量［Bq］

4. 放射性物質放出量評価結果



時間［hour］

その後は徐々に低下していく．

れる爆轟は起こらない．

Cs134
Cs137

(図 12放射性物質放出量INSS JOURNAL Vol . 22 2015 NT 12176

表２

高浜発電所３号機 設置許可申請書（建設時）記載値との比較結果
事故の想 定仮想事故

希ガス放出量 ヨウ素放出量
［Bq］
［Bq］

LOCA

7.2E+15

7.4E+13SGTR

3.4E+15

3.5E+12

6.63E+14

3.59E+13

訓練シナリオ

LOCA：冷却材喪失事故
SGTR：蒸気発生器細管破損事故（2） 福井県防災会議，" 福井県原子力防災計画（福井県地域防災計画・原子力災害対策編）"，（2015）．
（3） 内閣府ホームページ，" 原子力災害対策特別措置法 "，http://law.e-gov.go.jp/htmldata/H11/
H11HO156.html，（2014）．
（4） 原子力規制委員会，" 原子力災害対策指針（平成 27 年４月 22 日全部改正）"，（2015）．
（5） 関西電力（株），" 高浜発電所 原子力事業者防て，希ガス，ヨウ素ともにほぼ同程度の放出量であることから，放出放射能量評価結果が妥当であることを確認した．

災業務計画 "，
（2015）．
（6） Electric Power Research Institute（EPRI），"Modular Accident Analysis Program，MAAP User's Manual"，（1994）．

5. 結言（7） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西村和哉，" シビアアクシデント時の発電所内

平成 26 年８月 31 日に実施された関西電力（株）高浜発電所３号機を対象とした訓練シナリオ（放射性被ばく線量評価手法の検討 "，INSS Journal，
Vol.8，P.174（2001）．

物質放出含む）解析の結果から，災害事象進展なら（8） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西びに AM 策を講じた場合のプラント応答について

村和哉，" シビアアクシデント時原子力発電所評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得ら

内被ばく線量評価手法の検討 "，日本原子力学れた．

会和文論文誌，Vol.1，pp.85‑95（2002）．

（1）事象発生から原災法第 15 条該当事象まで約（9） 恩田隆司，吉田至孝，工藤清一，西村和哉，"

0.9 時間，炉心損傷および格納容器から環境シビアアクシデント時原子力発電所内線量評への放射性物質の異常漏えい開始まで約 8.3

価システムの改良 "，INSS Journal，Vol.10，時間であった．

p.241（2003）．

（2）炉心損傷後，選定した AM 策である加圧器逃（10） 川崎郁夫，吉田至孝，" シビアアクシデント時

がし弁開放による１次系強制減圧，可搬式代

発電所内被ばく線量評価技術の開発と適用

替低圧注水ポンプ起動による原子炉キャビ〜アクシデントマネジメントガイドライン知ティ注水および格納容器自然対流冷却を実識ベースの整備〜 " ，INSS Journal，Vol.20，

施することにより，１次系圧力，炉心温度がp.236（2013）．

低下し，格納容器圧力，温度の上昇が抑制さ（11） 関西電力（株），" 高浜発電所 3,4 号機 原子炉設れ，その後低下傾向となり事象が収束するこ

置許可申請書 添付書類十 4 章 重大事故及びとを確認した．また，水素爆轟が起こらない

仮想事故の解析 "，（1969）．

ことを示した．
（3）放出放射能量は，施設の安全評価における仮想事故時の放出放射能量と比較して，希ガス，ヨウ素ともにほぼ同程度の放出量であることから，放出放射能量評価結果が妥当であることを確認した．

文献（1） IAEA,"Basic Safety Principles Nuclear
Power Plants 75-INSAG-3 Rev.1", INSAG-12,（1999）．