東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-40-3 改 2

提出年月日

平成 30 年 5 月 1 日

工事計画に係る補足説明資料
安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書のうち補足-40-3【環境条件における機器の健全性評価の手法について】（抜粋）

平成 30 年 5 月
日本原子力発電株式会社

別紙－2① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，希ガス，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 の Table3.12 に基づく放出割合により放出されるものとする）③ 原子炉格納容器内気相部における放射性物質の存在量の算出（存在量の算出に当たり，放射線環境条件設定に対して保守的な想定となるよう，原子炉格納容器内空間線量に寄与する気相部存在量を保守的に設定する。希ガス及び有機よう素については全量が気相部に存在するものとする。その他の核種のうち 2%※1 は気相部に存在するものとし，残りの 98%※1 のうち 5%※2 は空間線量に寄与するものとする。また，サプレッション・チャンバの環境条件設定に当たっては，サプレッション・プール内に移行した放射性物質のうち，サプレッション・プール水深 60 ㎝分※3 が空間線量に寄与するものとする。）※1 CSE 実験の知見として原子炉格納容器内の沈着効果（除去効果）として DF200 が確保できることから，保守的に気相部へ 2%（DF50 の沈着割合相当）の移行割合を設定※2 ※1 の沈着する放射性物質の多くは格納容器スプレイ等によりサプレッション・プールに流入するものと考えられるが，一部はドライウェル床面の水溜り部等にも沈着され，空間線量に寄与する可能性があるため，サプレッション・プール及びドライウェル床面の水溜り部の容積比が約 1%であることから，沈着する放射性物質のうち空間線量に寄与する割合を保守的に 5%に設定する。
※3 水面下 60 ㎝以深では 1 桁程度の線量低減が見込めることから，水深 60 ㎝に存在する放射性物質の線量寄与を考慮する。なお，水深60 ㎝の放射性物質の存在量は保守的に※1 の沈着分の全量がサプレッション・プールに均一分布し存在するものとして設定した。

④ 原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質による積算放射能量の算出（ドライウェルにおける積算放射能量は，想定事故の起因事象が LOCA であることを踏まえ，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量全量がドライウェルに存在するものとし算出する。サプレッション・チェンバにおける積算放射能量は，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量のうち，原子炉格納容器全体の気相部容積に対するサプレッション・チェンバの気相部容積の割合に相当する存在量を設定し算出する。また，積算放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）

算出結果は，第 2-1-2 表に示される原子炉格納容器内の積算放射能量に該当⑤ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（：：：：：

ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部における積算放射能量（Bq･s）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R

第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図1 重大事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

1

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出，気相部における存在量の算出（図 1 の②及び③で示す原子炉格納容器気相部における存在量の算出と同様）③ 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への放射性物質の移行量及び積算放射能量の算出（②で算出した原子炉格納容器気相部への移行量に対して，原子炉格納容器の漏えい率 1.5 %/日※1 を設定し，事故後直後からの原子炉建屋原子炉棟への移行量を算出する。また，積算評放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）※1 AEC の式により格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率が 1.3 %/日となること
から，原子炉建屋原子炉棟の空間線量を保守的に設定する観点から 1.5 %/日を設定

算出結果は，第 2-1-3 表に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部（原子炉建屋原子炉棟気相部の最大容積）と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

DD ：6.2106.2101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（：：：：：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟 6 階気相部 VOF と等価な半球の半径（m）
R
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(1/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図2 重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

2

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，第 2-1-4 表に示される原子炉格納容器内の積算放射能量に該当③ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2106.2101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（：：：：：ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉格納容器内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価な半球の半径（m）
R

第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当④ ③での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図3 設計基準事故時における原子炉格納容器内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

3

① 「原子炉冷却材喪失」が発生
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「想定する事象」に記載の内容に該当② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，図 3 の②と同じく，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉格納容器内の挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉格納容器内の積算放射能量を算出する。）③ 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出及び積算放射能量の算出（放出過程については，工認資料Ⅴ-1-7-3「中央制御室の居住性に関する説明書」の設計基準事故時の原子炉冷却材喪失のうち，原子炉建屋への移行挙動に関する評価条件に基づき，事故後 6 ヵ月間における原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量を算出する。）

算出結果は，第 2-1-5 表に示される
原子炉建屋原子炉棟内の積算放射能量に該当④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2106.2101

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（：：：：：

原子炉建屋原子炉棟内気相部における積算放射能量（Bq･s）
原子炉建屋原子炉棟内気相部容積(m3)ガンマ線実効エネルギ（0.5 MeV/dis）
空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）
原子炉建屋原子炉棟内気相部と等価な半球の半径（m）
R
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「線量評価」に記載の内容に該当⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件として設定
第 2-1-1 表(2/2)の環境条件設定方法のうち「環境条件」に記載の内容に該当

図4 設計基準事故時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定のフロー図

4

（別添資料）

重大事故時における原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉棟内放射線環境条件設定について
表1

重大事故時における原子炉格納容器内の放射線環境条件設定（1/2）

東海第二発電所 放射線の設定方法

伊方 3 号 放射線の設定方法

伊方 3 号との放射線設定の考え方の相違

東海第二発電所における評価上の主な保守性（赤字：MAAP 評価に対する保守性，青字：評価条件の保守性）① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生① 想定する事象（大破断 LOCA 時に低圧注入機能、高圧注入機能及び格納容器スプレイ注入機能が喪失する事故）が発生＜相違なし＞
代表シーケンスの中で最も線量が高くなる事故シーケンスを想定している。

－（下記に示す評価上の保守性のとおり東海第二では想定シナリオを包絡する放射線環境を想定）② 原子炉格納容器内に放射性物質が放出（放出過程については，MAAP コードの解析結果に基づく）＜相違あり＞
・一般的なソースタームの知見が記載されている NUERG-1465 の原子炉格・伊方 3 号は MAAP コードの解析結果を使用
納容器への放出割合は，Late-In Vessel まで（原子炉圧力容器破損後・東海第二は MAAP 結果を 100%放出又は文献以降）も含めた放出割合を適用し設定（NUREG-1465）に基づいた放出量を設定
・さらに，空間線量への寄与が大きい希ガス，よう素及びセシウムについては，NUREG-1465 の知見及び MAAP コードの評価値を上回る放出割合（全量放出）を設定
・なお，本放出割合の設定は想定事故シナリオに基づいた評価に対して非常に大きな保守性を有する（東海第二固有の評価条件）② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，希ガス，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし ， そ の 他 の 核 種 に つ い て は NUREG-1465 のTable3.12 に基づく放出割合により放出されるものとする）③ 原子炉格納容器内気相部における放射性物質の存在量の算出（存在量の算出に当たり，放射線環境条件設定に対して保守的な想定となるよう，原子炉格納容器内空間線量に寄与する気相部存在量を保守的に設定する。
希ガス及び有機よう素については全量が気相部に存在するものとする。その他の核種のうち 2%※1 は気相部に存在するものとし，残りの 98%※1 のうち 5%※2 は空間線量に寄与するものとする。また，サプレッション・チャンバの環境条件設定に当たっては，サプレッション・プール内に移行した放射性物質のうち，サプレッション・プール水深 60 ㎝分※3 が空間線量に寄与するものとする。）＜相違あり＞
・伊方 3 号は MAAP コードの解析結果を使用
・東海第二は文献等に基づいて設定

5・無機よう素及び有機よう素は MAAP コード上の取扱いがないが，スプレイ等で除去されにくい性質を踏まえ，サプレッション・プールの pH 調整効果（有機よう素の低減効果）を考慮しない R.G.1.195 に示す化学組成比にも基づき，空間線量に寄与するものとして評価
・無機よう素及び粒子状物質はスプレイや沈着等により原子炉格納容器内気相部から除去されサプレッション・プールへ移行することが考えられ，CSE 実験のスプレイ効果がない場合の知見では数百分の 1 以上の沈着効果が得られるが，評価上，98%の沈着率（50 分の 1 の沈着効果）を設定
・沈着及び格納容器スプレイによって原子炉格納容器内気相部から除去される放射性物質のほとんどはドライウェル床面又はサプレッション・プールに移行すると考えられるが，サプレッション・プールに内包する放射性物質からの線量寄与は，全量移行するものとして評価。
・空間線量への寄与が考えられるドライウェル床面に移行する放射性物
質の存在量は 5%と高めに設定

表2

重大事故時における原子炉格納容器内の放射線環境条件設定（2/2）

東海第二発電所 放射線の設定方法

伊方 3 号 放射線の設定方法

伊方 3 号との放射線設定の考え方の相違④ 原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質による積算放射能量の算出③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲毎に代表エネルギとしてグルーピングし，代表エネルギ毎に７日間での積算線源強度を算出＜相違あり＞
・伊方 3 号は MAAP コードに基づき原子炉格納容器自由体積に移行した放射性物質による線量を評価
・東海第二は原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質が，ドライウェルの空間線量を評価する場合にはドライウェルに全量移行するものとして評価し，サプレッション・チェンバの空間線量を評価する場合には格納容器自由体積全体に対するサプレッション・チェンバ空間部容積分が移行するものとして評価
・なお，伊方 3 号は 7 日間の積算強度を，
東海第二は 7 日間の積算放射能量を算出しているが，これは，サブマージョンモデルの評価式の違いによるものであり，モデルの考え方に相違はない（ドライウェルにおける積算放射能量は，想定事故の起因事象が LOCA であることを踏まえ，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量全量がドライウェルに存在するものとし算出する。サプレッション・チェンバにおける積算放射能量は，③で求めた原子炉格納容器内気相部の存在量のうち，原子炉格納容器全体の気相部容積に対するサプレッション・チェンバの気相部容積の割合に相当する存在量を設定し算出する。また，積算放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）⑤ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）（積算線源強度計算については，工認添付資料 34「生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書」と同様に、原子炉格納容器内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）④ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での線量を評価するため、簡易的に原子炉格納容器自由体積と等価となる半球体系にモデル化する。その半球内に③で算出した線源強度で放射性物質が均一に分布しているものとし、放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果に加え、水による減衰効果も考慮し、評価点（球中心）での線量を算出（体系概略図及び評価式は設計基準事故時と同様）【以下，設計基準事故時に記載の評価モデルを記載】

D6.2

101

6

東海第二発電所における評価上の主な保守性（赤字：MAAP 評価に対する保守性，青字：評価条件の保守性）
・MAAP コードによる評価は，事象進展に応じて放射性物質の挙動を評価しており，ドライウェル，サプレッション・チェンバ，サプレッション・プール等への移行を計算することになるが，ドライウェル内気相部の線量評価においては原子炉格納容器内気相部に存在する放射性物質の全量が存在するものとして評価
・サブマージョンモデルにおける評価は，評価対象箇所（ドライウェル又はサプレッション・チェンバ）と等価な体系をモデル化し評価しているが，原子炉等構造物による遮へい効果は考慮していない

表3

重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線環境条件設定

東海第二発電所 放射線の設定方法

伊方 3 号 原子炉格納容器外の放射線設定

東海第二発電所における評価上の主な保守性（赤字：MAAP 評価に対する保守性，青字：評価条件の保守性）① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生(原子炉格納容器内の放射線環境条件の設定と同様の相違及び保守性)② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出，気相部における存在量の算出③ 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への放射性物質の移行量及び積算放射能量の算出（②で算出した原子炉格納容器気相部への移行量に対して，原子炉格納容器の漏えい率 1.5 %/日※1 を設定し，事故後直後からの原子炉建屋原子炉棟への移行量を算出する。また，積算評放射能量の算出に当たっては，事故後 7 日間の時間減衰を考慮して算出する。）－※④ 原子炉建屋原子炉棟内に移行した放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価※・格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率 1.3 %/日を包絡する値として 1.5 %/日一定を設定（想定事故シーケンスにおける MAAP コードによる評価では，原子炉格納容器バウンダリに対して 620kPa[gage]及び 200℃を下回る）
・なお，本原子炉格納容器漏えい率の設定は想定事故シナリオに基づいた評価に対して非常に大きな保守性を有する（東海第二固有の評価条件）(原子炉格納容器内の放射線環境条件の設定と同様の相違及び保守性)

東海第二では，原子炉格納容器からの漏えいする放射性物質の存在量に基づき評価しているが，伊方 3 号では原子炉格納容器から漏えいした放射性物質はアニュラス部に保持又はアニュラス部から大気への放出を想定しており，評価対象の安全施設に対する環境条件設定においては，放射性物質を内包する配管等を線源に評価している。東海第二における配管等線源に対する考慮は個別の設備に応じてその影響を評価する。

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