東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 20
提出年月日
平成 29 年 8 月 4 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策に
ついて

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠

51-7

接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 計装設備の測定原理
52-8 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
53-6 容量設定根拠
目-6

53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図55-7 保管場所図目-7

55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
目-8

58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2

単線結線図

58-3

配置図

58-4

系統図

58-5

試験及び検査58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

目-9

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表62-2 単線結線図
目-10

62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

61-1
SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表

61−1−11

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所遮蔽

類型化
区分

緊急時対策所非常用送風機

類型化
区分

屋外

Ｄ

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

(操 作 不 要 ）［ 配 置 図 ］ 61-3

対象外

［ 配 置 図 ］ 61-3

遮蔽
（外観点検が可能）

Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｋ

［ 本 文 ］ 3.18
本来の用途として使用−切替不要

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

ファン（機能・性能の確認が可能）（分解が可能）Ａ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
Ｂｂ−

本来の用途として使用−切替不要

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

系統設計

他の設備から独立Ａｃ

他の設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3

第６号

設置場所

（操作不要）

関連資料

−

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

その他設備

[配 置 図 ]61-3
対象外Ａｂ[配 置 図 ]61-3

対象外

−
共用しない

現場（遠隔）操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するものＡ［ 容 量 根 拠 ］ 61-6
−

−

共用しない

−

−

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

−

[配 置 図 ]61-3

61−1−22

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所非常用
フィルタ装置

類型化
区分

緊急時対策所用差圧計

類型化
区分

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）＊緊急時対策所非常用送風機と連動［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｂｄ

［ 配 置 図 ］ 61-3
空調ユニット（機能・性能の確認が可能）（差圧確認が可能）

対象外

−

Ｅ

［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用−切替不要(操 作 不 要 ）Ｂｂ−

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）Ｊ［ 本 文 ］ 3.18
本来の用途として使用−切替不要

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

系統設計

他の設備から独立Ａｃ

他の設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

[配 置 図 ]61-3
現場（遠隔）操作[配 置 図 ]61-3
Ａｂ[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

対象外

−

Ａ

［ 容 量 根 拠 ］ 61-6
共用しない

操作が不要な設備

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

−
−

−

共用しない

−

−

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3[配 置 図 ]61-3

61−1−33

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所用発電機

類型化
区分

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク類型化
区分その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

屋外

Ｄ

荷重

（有効に機能を発揮する）−（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性

関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｂｄ

［ 配 置 図 ］ 61-3

第３号

原 動 機 (デ ィ ー ゼ ル ),発 電 機(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（分解が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

第４３条

関連資料

本来の用途として使用−切替不要

対象外［ 配 置 図 ］ 61-3

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)

切り替え性

(操 作 不 要 ）ＧＨＢｂ［ 単 線 結 線 図 ］ 61-2

容 器 (タ ン ク 類 ）(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 のＣ確認が可能)（油量を確認できる設計）（内部の確認が可能）［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用−切替不要

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量

関連資料
第２号

関連資料

第３号

共通要因故障防止

第２項

共用の禁止

[単 線 結 線 図 ]61-2
現場（遠隔）操作−
Ａｂ[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

対象外[配 置 図 ]61-3

Ａ［ 容 量 根 拠 ］ 61-6
共用しない

(操 作 不 要 ）

重大事故等への対処を本来の目的として設置するものＡ［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6
―

−

共用しない

―

−

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3[配 置 図 ]61-3

61−1−44

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 常 設 ）緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

類型化
区分

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

類型化
区分

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

その他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料
第２号

操作性

第１項

関連資料
第３号

試験・検査
(検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外
部入力)
関連資料

第４号

第４３条

切り替え性

関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）［ 配 置 図 ］ 61-3

Ｂｄ

［ 配 置 図 ］ 61-3
ポンプ
(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 の確認が可能)（分解が可能）Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3

Ａ

［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

本来の用途として使用−切替不要

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

Ｂｂ−

その他の電源設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（分解が可能）Ｉ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

本来の用途として使用−切替不要

Ｂｂ［ 単 線 結 線 図 ］ 61-2， ［ 配 置 図 ］ 61-3

悪影響防止

第５号

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

常 設 SA の 容 量−
現場（遠隔）操作

Ａｂ[配 置 図 ]61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6

共用の禁止

共用しない

第３号

共通要因故障防止

第２項

第２号

関連資料

関連資料

［ 単 線 結 線 図 ］ 61-2
現場（遠隔）操作

Ａｂ[配 置 図 ]61-3

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するものＡ［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6
―

−

共用しない

―

−

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3[配 置 図 ]61-3

61−1−55

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）緊急時対策所加圧設備

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に よ り
機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

第３号

試験・検査
( 検 査 性 ，系 統 構 成 ・ 外 部
入力)
関連資料

第４号

切り替え性

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

Ｂｄ［ 配 置 図 ］ 61-3
容 器 (タ ン ク 類 ）(機 能 ・ 性 能 及 び 漏 え い の 有 無 の確認が可能)(規 定 圧 力 の 確 認 及 び 外 観 の 確 認が可能)

Ｃ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量
関連資料

第２号

可 搬 SA の 接 続 性―
現場（遠隔）操作[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な台数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）（常設設備と接続なし）

第３号
第４号
第５号

第３項

関連資料
保管場所
関連資料
第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止

関連資料

対象外

―
対象外

関連資料
設置場所

Ｃ

［ 容 量 設 定 根 拠 ］ 61-6

関連資料
異なる複数の接続箇所の
確保

Ａｂ

対象外
−

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少 ない場所を選定)−[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )Ａｂ[配 置 図 ]61-3
対象外

対象外
―

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災(共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

[配 置 図 ]61-3

61−1−66

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）

酸素濃度計

類型化
区分

二酸化炭素濃度計

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃその他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）−(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現 場 操 作（ 設 備 の 運 搬 ・設 置 ）（操作スイッチ操作）［ 配 置 図 ］ 61-3
Ｂｃ
Ｂｄ

[配 置 図 ]61-3

第３号

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｂｃ
Ｂｄ

[配 置 図 ]61-3

試験・検査( 検 査 性 ，系 統 構 成・外 部
入力)

切り替え性

現場操作（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）

Ｊ

Ｂｂ

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）Ｊ［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5
本来の用途として使用一切替不要

−

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )対象外(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量−
現場（設置場所）操作可能

第２号
第３号

関連資料
第４号

関連資料
第５号

第３項

設置場所

保管場所
関連資料

第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止関連資料

現場（設置場所）操作可能

Ｃ

その他設備（必要な台数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）（常設設備と接続なし）

対象外（常設設備と接続なし）

対象外

対象外

−

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)Ａｂ

屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備なし)−[配 置 図 ]61-3[保 管 場 所 ]61-7
屋内アクセスルートの確保

対象外−[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備
なし)

対象外

−

−
(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)

Ｃ

−

−
対象外

Ａa

[配 置 図 ]61-3−

関連資料
異 な る 複 数 の 接 続 箇 所の確保

Ａa[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な台数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）

関連資料
可 搬 SA の 接 続 性−

Ａｂ[保 管 場 所 ]61-7
Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8

屋内アクセスルートの確保

Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8

環境条件，自然現象，外部人為事
象，溢水，火災

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

サポート系故障(サ ポ ー ト 系 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外

関連資料

−

−

61−1−77

東 海 第 二 原 子 力 発 電 所 SA 設 備 基 準 適 合 性 一 覧 表 （ 可 搬 型 ）緊急時対策所エリアモニタ

類型化
区分

その他の建屋内(緊 急 時 対 策 所 )Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等 か ら の 悪 影 響 に より機能を失うおそれがない）−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれ
ない）

対象外

61 条 ： 緊 急 時 対 策 所

第１号

環境条件における健全性

環境温度・湿度・
圧力／屋外の天候／
放射線

関連資料

第１項

第２号

操作性
関連資料

［ 配 置 図 ］ 61-3
現場操作（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）

Ｂｃ
Ｂｄ[配 置 図 ]61-3

第３号

試験・検査
(検 査 性 ， 系 統 構 成 ・ 外 部
入力)

計測制御設備(機 能 ・ 性 能 の 確 認 が 可 能 )（校正が可能）関連資料［ 本 文 ］ 3.18,［ 試 験 及 び 検 査 ］ 61-5

第４号

切り替え性

本来の用途として使用一切替不要

関連資料

Ｊ

Ｂｂ

−

悪影響防止

第５号

第４３条

系統設計

他設備から独立Ａｃ

そ の 他 (飛 散 物 )(考 慮 対 象 な し )

対象外

関連資料
第６号

設置場所
関連資料

第１号

可 搬 SA の 容 量―
現場（設置場所）操作可能[配 置 図 ]61-3
その他設備（必要な台数を確保することに加え，自主的にバックアップを確保する）

関連資料
第２号

可 搬 SA の 接 続 性
関連資料

第３号

異 な る 複 数 の 接 続 箇 所 の
確保
関連資料

第４号

関連資料
第５号

第３項

設置場所

保管場所
関連資料

第６号

アクセスルート

第７号

共通要因故障防止関連資料
環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水，火災
サポート系故障
関連資料

Ａa

Ｃ

−
（常設設備と接続なし）

対象外[配 置 図 ]61-3
対象外

対象外
−

(放 射 線 量 の 高 く な る 恐 れ の 少ない場所を選定)−[配 置 図 ]61-3
屋 内 (共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備なし)

Ａｂ[保 管 場 所 ]61-7
屋内アクセスルートの確保

Ａ[ア ク セ ス ル ー ト 図 ]61-8(共 通 要 因 の 考 慮 対 象 設 備 な し )対象外(サ ポ ー ト 系 な し )

対象外−

61−1−8

8

61-2
単線結線図

61−2−19

図 61-2-1 緊 急 時 対 策 所 単 線 結 線 図

61−2−2

10

61-3
配置図

61−3−111

第 61-3-1 図

緊急時対策所 配置図

61−3−212

第 61-3-2 図

緊急時対策所(災害対策本部等) 配置図
61−3−313

モニタ情報班/放管班

保修班
本部

FAX

災害対策本部

FAX

運転班/技術班

庶務班/広報班
複合機

複合機

複合機

宿泊・休憩室（緊急時対策所 2 階 災害対策本部等）

第 61-3-3 図

災害対策本部等の緊急時対策要員 配置図＊今後の設計，訓練実績により変更になる場合あり

61−3−414

第 61-3-4 図

緊急時対策所内の代替電源設備 配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

第 61-3-5 図

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ 配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−3−515

第 61-3-6 図

緊急時対策所用発電機の操作盤 配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−3−616

第 61-3-7 図

緊急時対策所建屋・災害対策本部等 遮蔽計画
61−3−717

第 61-3-8 図

緊急時対策所 非常用換気設備，加圧設備，非常用換気設備操作盤 配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−3−818

（緊急時対策所 2 階 災害対策本部等）

第 61-3-9 図

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリアモニタ 配置図＊今後の設計により変更になる場合があり

61−3−9

19

61-4
系統図

61−4−120

61−4−2
第 61-4-1 図

緊急時対策所

換気設備等の設備構成図

61−4−221

61−4−3
第 61-4-2 図

緊急時対策所用発電機燃料系の概要図
61−4−322

61-5
試験及び検査61−5−123

ディーゼル発電機の各部品はディーゼル機関発電機

61−5−2

分解検査が可能な構造とする。

第 61-5-1 図

緊急時対策所用発電機 構造図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−5−224

マンホールを設けているため内部確認が可能である。

61−5−3
図 61-5-2 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク

構造図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−5−325

油漏れ点検，機能点検，モーターの絶縁抵抗計測を定期的に実施する。

61−5−4
第 61-5-3 図

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

構造図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−5−426

発電機及びケーブルは絶縁抵抗測定が可能である。

第 61-5-4図

緊急時対策所用発電機

検査系統図

61−5−527

模擬負荷を接続し模擬試験が可能である。

負荷

第 61-5-5図

緊急時対策所用発電機

検査系統図（模擬負荷による発電機の出力性能確認）

61−5−628

緊急時対策所用Ｍ／Ｃは絶縁抵抗測定が可能である。

第 61-5-6図

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ 検査系統図

61−5−729

〇 緊 急 時 対 策 所 非 常 時 換 気 設 備 の 機 能・性 能 検 査 及 び 緊 急 時 対 策 所（ 災害対策本部）の気密性，正圧化に関する検査性について
・緊急時対策所非常時換気設備の機能・性能検査（試運転による機能 確 認 ） は 第 61-5-7図 の と お り で あ る 。
・緊急時対策所（災害対策本部）の気密性，正圧化に関する点検及び 検 査 は 第 61-5-1表 及 び 第 61-5-8図 の 通 り で あ る 。

第 61-5-1表

緊急時対策所（災害対策本部）の気密性，系統機能に関する検査性

原子炉の状態

項目

内容

外観検査

外観確認

停止中

気密性，正圧化機能の確認
機能・性能検査
運転性能の確認

緊急時対策所非常時換気設備，緊急時対策所加圧設備の機能・性能検査（試運転による機能確認）を行う。
緊 急 時 対 策 所 加 圧 設 備 に よ り 緊 急 時 対 策 所（ 災 害 対 策 本 部 ）気 密 性 ，正圧化機能・性能が正常であることを確認する。
緊急時対策所（災害対策本部）の機能・性能検査は，緊急時対策所（ 災 害 対 策 本 部 ）の 出 入 口 エ ア ロ ッ ク（ 二 重 扉 構 造 の 出 入 室 ）扉 を 閉 止
し ，外 気 取 り 入 れ・排 気 の た め の 隔 離 ダ ン パ を 全 閉 し ，緊 急 時 対 策 所 加
圧設備の空気ボンベより規定流量の空気を緊急時対策所（災害対策本部 ）に 供 給 し ，緊 急 時 対 策 所（ 災 害 対 策 本 部 ）を 規 定 差 圧 に 正 圧 化 で きることを確認する。

61−5−830

（プルーム通過前〜通過後：非常用換気の系統）

第 61-5-7図

非 常 用 換 気 設 備 の 系 統 に 関 す る 点 検 (検 査 性 )
概略図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−5−931

（プルーム通過中：緊急時対策所加圧設備の系統）

第 61-5-8図

緊急時対策所加圧設備の系統に関する点検（検査性）
及び緊急時対策所（災害対策本部）の気密性，正圧化機能に関する検査性 概略図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−5−1032

○酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の検査性について
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正 ガ ス に よ る 性 能 検 査 が 可 能 な 設 計 と す る 。酸 素 濃 度 計 概 略 図 を 第 615-9図 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 概 略 図 を 第 61-5-10図 に 示 す 。

第 61-5-9図

第 61-5-10 図

酸素濃度計の概略図

二酸化炭素濃度計の概略図

61−5−1133

○緊急時対策所エリアモニタの検査性について
緊急時対策所エリアモニタは，運転中又は停止中においても線源による校正により機能・性能試験を行うことが可能な設計とする。
緊 急 時 対 策 所 エ リ ア モ ニ タ の 概 略 図 を 第 61-5-11図 に 示 す 。

第 61-5-11 図

緊急時対策所エリアモニタの概略図

61−5−1234

61-6
容量設定根拠61−6−135

名称

正圧化に必要な差圧

緊急時対策所（災害対策本部）／

Pa

20 以 上

隣接区画の正圧化差圧

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
緊 急 時 対 策 所 の 正 圧 化 バ ウ ン ダ リ（ 災 害 対 策 本 部 ）は ，配 置 上 ，動 圧の 影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク
は隣接区画との温度差によるものと考えられる。

重大事故等発生時の災害対策本部及び隣接区画の温度を外気の気象
観 測 デ ー タ（ 水 戸 地 方 気 象 台 の 過 去 の 観 測 記 録 ）か ら 38.4℃ ，− 12.7℃と す る 。 災 害 対 策 本 部 の 天 井 高 さ は 約 5.7m で あ る た め ， 以 下 の と お り
約 1 2. 4P a 以 上 の 圧 力 差 が あ れ ば 温 度 の 影 響 を 受 け た と し て も ， 正 圧 を維持できる。

P- 12.7 ℃の乾き空気の密度
1.3555 - 1.1332- 38 . 4 ℃の乾き空気の密度

高低差

5 .7

1 . 26711 kg / m 2
12 . 426 Pa

このため，災害対策本部内の正圧化バウンダリの必要差圧は，設計
裕 度 を 考 慮 し て 隣 接 区 画 ＋ 20Pa以 上 と す る 。

61−6−236

名称

緊急時対策所加圧設備（空気ボンベ）

本数本

320以 上

容量

L/本

47

充填圧力

MPa

約 15(35℃ )機器仕様に関する注記−【設定根拠】

１．正圧維持に必要な空気供給量
災害対策本部はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，災害対策本部のリークポテンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。
(a)

ドア開口リーク量気 密 が 要 求 さ れ る 建 屋 ／ 部 屋 に 使 用 さ れ る ド ア の 気 密 性 は JIS A4702に て 定 義 さ れ て い る 。 最 も 気 密 性 の 高 い 等 級 A-4の ド ア に お い て は ， 圧
力 差 30Pa に お け る ド ア 面 積 当 た り の リ ー ク 量 は 約 6m ３ ／ h・ m ２ で あ る ため（図１参照），ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Qド ア ＝ S× 6
Qド ア ： ド ア か ら の リ ー ク 量 [m ３ ／ h]S ： ド ア の 面 積 合 計 9.5ｍ ２ （ 災 害 対 策 本 部 ）JI S A4 70 2 気 密 性

６61−6−337

(b)壁貫通部のリーク量
壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率0.5回 ／ d ayを 用 い る と ， 以 下 の 式 に よ り 算 出 で き る 。
Q貫 通 部 ＝ V× 0.5÷24
V： 室 容 積

2,994ｍ ３

し た が っ て ， 災 害 対 策 本 部 の リ ー ク 量 は 以 下 の 式 に よ り 120m ３ ／ hとなる。
Q ＝ Qド ア [m ３ ／ h]＋ Q貫 通 部 [m ３ ／ h]
＝ S[m ２ ]×6[m ３ ／ h・ m ２ ]＋ V[m ３ ]×0.5[回 ／ day]÷24[day／ h]＝ 9. 5×6 ＋ 2,994×0.5÷24＝ 120m ３ ／ h
Q:供 給 空 気 供 給 量[m ３ ／ h]

２．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許 容 酸 素 濃 度 は 19 vo l％ 以 上 （ 「 鉱 山 保 安 法 施 行 規 則 」 を 準 拠 ） ， 滞
在 人 数 は 100 名 ， 酸 素 消 費 量 は 成 人 の 呼 吸 量 （ 静 座 時 ） と し ， 許 容 酸
素濃度以上に維持できる空気供給量は，以下のとおりである。

Q

Ga P
K K0

100

0.0218 100
100
19 .00 20 .95
112 m 3 / h
Ga ： 酸 素 発 生 量 -0.02 18m ３ ／ h／ 人

P :人 員 10 0人
K 0 :供 給 空 気 中 酸 素 濃 度 20.95vol％K :許 容 最 低 酸 素 濃 度 19.0vol％61−6−438

３．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は 1.0vol％ 以 下 (「 鉱 山 保 安 法 施 行 規 則 」 を 準
拠 )， 空 気 中 の 二 酸 化 炭 素 量 は 0.03vol％ ， 滞 在 人 数 100名 の 二 酸 化 炭
素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとお
りである。

Ga
K

Q

P

100

K 0

0 . 022100
1 . 0 0 . 022

100

227 m 3 / h
ま た ， 加 圧 設 備 運 転 時 間 は 12時 間 で あ る こ と か ら ， 12時 間 後 の 時 点
で 二 酸 化 炭 素 濃 度 が 1.0vol％ 以 下 と な る 空 気 供 給 量 は 160m ３ ／ hと なる 。 （ 12 時 間 後 の Ｃ Ｏ ２ 濃 度 は 0.977％ ）
K

K

K

K

G

e

P
Q

K

K

K

G

P

Q

e

K

G

P

Q

Kt： t 時 間 後 の Ｃ Ｏ ２ 濃 度 [％ ]K1： 室 内 初 期 Ｃ Ｏ ２ 濃 度 0.05％
K0： 供 給 空 気 の Ｃ Ｏ ２ 濃 度 0.03％
Ga： Ｃ Ｏ ２ 発 生 量 0.022m ３ ／ (h・ 人 )P ： 滞 在 在 人 員 100人
Q ： 空 気 供 給 量 [m ３ ／ h]V ： 室 容 積 2,994m ３
４．空気ボンベの必要本数(a) 空 気 ボ ン ベ 必 要 本 数 の 算 定 時 間 は ， プ ル − ム 放 出 時 間 の 10時 間 に ， プ
ル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮
し た 2時 間 に さ ら に 余 裕 を も た せ 14時 間 分 と す る 。

61−6−539

(b) ボ ン ベ 使 用 可 能 量 は ， 7.162m ３ ／ 本 と す る 。
(c) 必 要 な 空 気 供 給 量 は ， 空 気 供 給 量 の う ち ， 供 給 量 の 最 も 多 い 許 容
二 酸 化 炭 素 濃 度 以 下 に 維 持 で き る 空 気 供 給 量 と し て ， 12時 間 後 の時 点 で 二 酸 化 炭 素 濃 度 が 1.0vol％ 以 下 と な る 空 気 供 給 量 160m ３ ／ hと す る 。 以 上 か ら 12 時 間 を 正 圧 維 持 す る 場 合 に 必 要 な 本 数 は ， 下記 計 算 よ り ， 320 本 と な る 。

計算式:

160 147 . 162313

61−6−640

緊急時対策所 換気設備
（非常用送風機）

名称
緊急時対策所
非常用送風機 容量m ３ /h/台

機器仕様に関する注記−【設定根拠】

必要外気取入量算出における適用項目表

61−6−741

61−6−8

42

61−6−943名 称

緊急時対策所用発電機

台 数

台

2

容 量

kVA/台

約 1,725【設定根拠】
緊急時対策所は，常用所内電気設備からの受電が喪失した場合の重大事故等対処設備（電源の確保）として，緊急時対策所用発電機を設置する。緊急時対策所用発電機は，１台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有する設計とする。
〇容量
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 の 容 量 は ， 以 下 （ 第 61-6-1表 ） の 緊 急時の指揮命令に必要とされる負荷容量を基に設定。

第 61-6-1表

緊急時の指揮命令に必要とされる負荷内訳

負荷名称

負 荷 容 量 （ kVA）

換気設備

約 460

通信連絡設備等約 35

その他（照明，雑動力等）

約 375

合

計

約 870

し た が っ て ， 発 電 機 の 出 力 は 負 荷 で あ る ， 約 870kVA に 対 し
十 分 な 余 裕 を 有 す る 容 量 約 1,725kVA（ 連 続 定 格 ： 約
1,380kVA） と す る 。

61−6−1044

名称

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク

基数

基

2

容量

kL/基

約 75

【設定根拠】
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 燃 料 油 貯 蔵 タ ン ク は ，重 大 事 故 等 対 処 時 に
緊急時対策所用発電機への燃料補給を円滑に行うために設置する。

〇容量
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 燃 料 油 貯 蔵 タ ン ク の 容 量 は ，緊 急 時 対 策
所用発電機1 基の定格出力運転時の燃料消費量を基に設定する。
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 燃 料 油 貯 蔵 タ ン ク （ 約 75kL/基 ） は ， 緊
急 時 対 策 所 近 傍 の 地 下 に 設 置 し ，重 大 事 故 時 等 に 緊 急 時 対 策 所 に
電 源 供 給 し た 場 合 ，緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 の 100％ 負 荷 連 続 運 転において必要となる 7 日間分の容量以上の燃料を貯蔵する設計
とする。
V

H

c

168

0.411

70

Ｖ ： 必 要 容 量 （ kL）
Ｈ ： 運 転 時 間 （ h） ＝ 168（ 7 日 間 ）ｃ ： 100％ 負 荷 連 続 運 転 時 の 燃 料 消 費 率 （ kL/h） ＝ 0.411

61−6−1145

名称

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

台数

台

2

容量

ｍ ３ /h/台

約 1.4

原動機出力

kW

約 1.5

【設定根拠】
緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 給 油 ポ ン プ は ，重 大 事 故 時 に 緊 急 時 対 策 所
用発電機燃料油貯蔵タンクから緊急時対策所用発電機へ燃料を供
給 す る た め に 設 置 す る 。な お ，緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 給 油 ポ ン プ は
供 給 系 統 1 系 列 あ た り ， 100%容 量 を 1 台 設 置 す る 。

1． 容 量 の 設 定 根 拠
緊急時対策所用発電機給油ポンプの容量は，発電機の単位時間
あ た り の 燃 料 最 大 消 費 量 約 0.411kL ／ h を 緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機に 供 給 す る た め ， そ れ よ り も 容 量 の 大 き い 約 1.4m ３ ／ h と す る 。

61−6−1246

名称
母線電流容量緊急時対策所用Ｍ／Ｃ
A

約 1,200【設定根拠】
緊 急 時 対 策 所 用 Ｍ ／ Ｃ は ，常 設 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 設 置 す
る 。緊 急 時 対 策 所 用 Ｍ ／ Ｃ は ，常 用 所 内 電 気 設 備 か ら の 受 電 が 喪 失し た 際 ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 必 要 な 電 力 を 供 給 で き る 設 計
とする。

〇容量
緊急時対策所用Ｍ／Ｃの母線電流容量は，緊急時対策所用発電機が接続可能であることから，緊急時対策所用発電機用の定格電流以上に設定する。

緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 用 の 定 格 電 流 で あ る 約 151A に 対 し ， 十 分
余 裕 を 有 す る 約 1,200A と す る 。

緊 急 時 対 策 所 用 発 電 機 の 定 格 電 流 ： 1,725kVA÷√ 3÷6.6kV≒ 151A

61−6−1347

〇酸素濃度計・二酸化濃度計の仕様
機器名称・外観

仕様等

酸素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数
二酸化炭素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数

ガルバニ電池式
0.0〜 40.0vol％±0.1vol％
電
源 ： 乾 電 池 （ 単 四 ×2 本 ）測 定 可 能 時 間 ： 約 3000 時 間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電 池 交 換 を 実 施 す る 。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する 。）
NDIR（ 非 分 散 型 赤 外 線 ）0.0〜 5.0vol％±3.0％ F.S電
源 ： 乾 電 池 （ 単 三 ×4 本 ）測 定 可 能 時 間 ： 約 12 時 間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電 池 交 換 を 実 施 す る 。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する 。）〇緊急時対策所エリアモニタの仕様
機器名称・外観緊急時対策所
エリアモニタ

検出器の種類

計測範囲

台数

電源

半導体検出器0.001〜
99.99mSv/h

1（ 予 備 1）AC100V

第 61-6-2 表

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所
エリアモニタの仕様（設置台数等）

61−6−14

48

61-7
保管場所図

61−7−149

第 61-7-1 図

緊急時対策所 保管場所位置図

61−7−250

第 61-7-2 図

緊急時対策所 居住性（遮蔽）対策 位置図
61−7−351

第 61-7-3 図

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリアモニタ
保管位置図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−7−452

61-8
アクセスルート図

61−8−153

第 61-8-1 図

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリアモニタ
建屋内移動ルート図＊今後の設計により変更になる場合あり

61−8−254

61-9
緊急時対策所について（被ばく評価除く）

61-9-i

55

目

1.

2.

3.

次

概要
1.1

設置の目的

1.2

拠点配置

1.3

新規制基準への適合方針

設計方針
2.1

建物及び収容人数について

2.2

電源設備について

2.3

遮蔽設計について

2.4

換気空調系設備について

2.5

必要な情報を把握できる設備について

2.6

通信連絡設備について運用
3.1

必要要員の構成，配置について

3.2

事象発生後の要員の動きについて

3.3

汚染持ち込み防止について3.4配備する資機材の数量及び保管場所について

4.

耐震設計方針について

5.

添付資料
5.1

チェンジングエリアについて

5.2

配備資機材等の数量等について

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について
61-9-ii

56

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条
及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について

61-9-iii

57

1.

概要

1.1

設置の目的
緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合，並びに重大事故等が発生した場合において，中央制御室
以外の場所から適切な指示又は連絡を行うために設置する。
緊急時対策所の基本仕様と重大事故等発生時における緊急時対策所の必要な機能等について，第 1.1−1 表に示す。

第 1.1−1 表項

緊急時対策所の基本仕様等について

目

基

本

仕

様

1

建屋構造

・鉄筋コンクリート造（耐震構造）

2

階層

・4 階建

3

建屋延床面積／災害対策本部床面積（有効面積）

・建屋：約 4,000m２ ／災害対策本部：約 350m ２
宿泊・休憩室:約 70m２

4

耐震強度

・基準地震動で機能維持

5

耐津波・防潮堤内側，発電所構内高台（T.P.＋約 23m）に設置

6

中央制御室との共通要因による同時機能喪失防止・中央制御室と独立した機能（電源設備及び換気設備は独立した専用設備）

7

電源設備

8

遮蔽，放射線管理

9

原子炉施設の情報・対策に必要な情報を表示するデータ表示装置の設置

10

通信連絡

・発電所内外の連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備

11

食料，飲料水等

・7 日間必要とされる食料，飲料水等を配備

・通常電源設備：常用所内電気設備
・代替電源設備：緊急時対策所用発電機（2 台）・壁厚の確保等遮蔽設計
・よう素フィルタ付換気装置による換気設備
・プルーム通過時に室内正圧維持のための加圧設備
・居住性確認のための酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の保管・チェンジングエリアの設置

61-9-1-1

58

緊急時対策所建屋の各階における主な配置について，第 1.1−1 図に示す。

第 1.1−1 図

緊急時対策所の各階配置図＊今後の設計により変更になる場合あり

61-9-1-2

59

1.2

拠点配置
緊急時対策所は，十分な支持性能を有する新第三系鮮新統の砂質泥岩（久米層）上に設置する。
緊急時対策所は，新たに設置する防潮堤の内側の発電所高台用地（T.P.
※＋約 23.0m）に設置し，基準津波（防潮堤位置における最高水位 T.P.＋17.1m）
さらには，基準津波を超え敷地に遡上する津波による浸水に対しても影響を受けない設計とする。 ※津波遡上解析については，防潮堤ルート変更に伴い再解析中
また，中央制御室から約 320m 離れた場所に設置すること，換気設備及び電源設備が中央制御室とは独立していることから，中央制御室との共通要因（火災，内部溢水等）により，同時に機能喪失することのない設計とする。
配置図及び周辺図を第 1.2−1 図に示す。

第 1.2−1 図

緊急時対策所
61-9-1-3

配置図

60

1.3

新規制基準への適合方針
緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針は，以下の第 1.3−1 表から第 1.3−2 表のとおりである。
第 1.3−1 表「設置許可基準規則」第三十四条（緊急時対策所）「技術基準規則」第四十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）
工場等には，一次冷却系
統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策
所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

技術基準規則第四十六条（緊急時対策所）
工場等には，一次冷却系
統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策
所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければな
らない。
【解釈】
第４６条に規定する「緊急時対策所」の機能としては，一次冷却材喪失事故等が発生した場合において，関係要員が必要な期間にわたり滞在でき，原子炉制
御室内の運転員を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また，発電所内の関係要員に指示できる通信連
絡設備，並びに発電所外関連箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連絡設
備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

61-9-1-4

適合方針
一次冷却系統に係る発 電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室のある建屋以外の独立した場所に設置する。

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置し，災害時において必要な要員最大約100名を収容できる設計とする。
また，中央制御室内の運転員を介さず原子炉の状態を把握するために必要な情報を把握できる設備（ＳＰＤＳデータ表示装置等）を設置する設計とし，発電所内の関係要員に指示できる
通信連絡設備及び発電所外
関係箇所外と専用かつ多様性を確保した通信回線にて連絡できる通信連絡設備を
設置する。

61

設置許可基準規則
第三十四条（緊急時対策所）

技術基準規則第四十六条（緊急時対策所）
さらに，酸素濃度計を施設しなければならない。酸素濃度計は，設計基準事故時において，外気から緊急時対策所への空気の取り込みを，一時的に停止した
場合に，事故対策のための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できるものであること。また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

適合方針
可搬型の酸素濃度計を 配備し，室内の空気の取り込
みを一時的に停止した場合であっても，室内の酸素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握できる設計とする。

＊設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針については，添付資料 5.8で後述する。

61-9-1-5

62

第 1.3−2 表「設置許可基準規則」」第六十一条（緊急時対策所）「技術基準規則」第七十六条（緊急時対策所）

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）
第三十四条の規定により設置される緊急時対策
所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に掲げるものでなければならない。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）
第四十六条の規定により設置される緊急時対策
所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，次に定めるところによらなければならない。

一

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じたものであ
ること。
【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講ずること。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しな
いようにするとともに，基準津波の影響を受けないこと。

61-9-1-6

適合方針
重大 事 故 等が 発 生し た 場
合においても，緊急時対策所
により，当該重大事故等に対処するための 適切な措 置 を講じることができる。

重大 事 故 等に 対 処す る た
めに必要な指 示を行う 要 員がとどまるこ とができ る よう，以下の設計とする。

緊急時対策 所は耐震 構 造とし，基準地震動による地震力に対し，機能（遮へい性，機密性等）を喪失しない設計とする。
緊急 時 対 策所 の 機能 維 持にかかる電源 設備，換 気 設
備、必要な情報を把握できる設備、通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施す
ことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。

63

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因
により同時に機能喪失しないこと。

ｃ）緊急時対策所は，代替交流電源からの給電を可能とすること。
また，当該代替電源設
備を含めて緊急時対策所の電源設備は，多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

適合方針

また、緊急時対策所は基準
津波（T.P.＋ 17.1m） ※ 及 び
基準津波を超 え敷地に 遡 上する津波によ る浸水の 影 響
を受けない，防潮堤内側の発電所高台用地（ T.P.＋ 約 23m）に設置する。
ｂ）緊急時対策所と原子緊急時対策所は，中央制御
炉 制 御 室 は 共 通 要 因 室のある建屋 以外の独 立 しに よ り 同 時 に 機 能 喪 た場所に設置し，十分な離隔
失しないこと。
(約 320m)を設けること，換気設備及び電 源設備を 独 立させ，中央制御室との共通要因により同時 に機能喪 失 しない設計とする。
ｃ）緊急時対策所は，代緊急時対策所は，通常時，替 交 流 電 源 か ら の 給 発電所内の電 気設備よ り 受電を可能とすること。 電する設計とする。所内電気
また，当該代替電源設 設備からの受電喪失時は，緊備 を 含 め て 緊 急 時 対 急時対策所専 用の発電 機 よ
策所の電源設備は，多 り受電可能な 設計とし ， ま
重 性 又 は 多 様 性 を 有 た，専用の発電機は多重性をすること。
有した設計とする。
ｄ）緊急時対策所の居住
緊急 時 対 策所 の 重大 事 故性 が 確 保 さ れ る よ う 等の対策要員 の居住性 が 確に，適切な遮蔽設計及 保されるように，建屋に適切
び 換 気 設 計 を 行 う こ な遮蔽設計及 び換気設 計 等と。
を行う。
緊急 時 対 策所 災 害対 策 本
部は重大事故 等におい て 必
要な対策活動が行え，またプ
ルーム通過中 において も 必
要な要員を収 容可能な 設 計とする。
※津波遡上解析については，防潮堤ルート変更に伴い再解析中

61-9-1-7

64

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）

ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物
質の放出量等は東京
電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

61-9-1-8

適合方針(1)遮蔽設計
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても換気設備等の機
能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう
天井，壁及び床には十分な厚さの遮蔽(コンクリート )設計とする。
(2)換気設計等
重大事故等の発生により，大気中に大規模な放射性物質が放出された場合においても，対策要員の居住性を確保するために，空気浄化をする設備を配備する。また，希ガスの放出を考慮し，プルーム通過中
は空気ボンベにより緊急時対策所内を加圧する設備を配備し，希ガス等の流入を防止する。
遮蔽 設 計 及び 換 気設 計 等
により緊急時 対策所の 居 住性については，「実用発電用原子炉に係る 重大事故 等 の制御室及び緊 急時対策 所 の居住性に係る 被ばく評 価 に関する審査ガイド」に基づき評価を行った結果，マスク着用等の付加条 件なしで 実 効
線量は約 37mSv※ であり，判断基準である「対策要員の実
効線量が 7 日間で 100mSv を
超えないこと」を確認している。
※評価値は現在の最新値

65

設置許可基準規則
第六十一条（緊急時対策所）③ 交代要員体制，安定
ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場
合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えな
いこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行
うための区画を設けること。
二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること

技術基準規則第七十六条（緊急時対策所）③ 交代要員体制，安定
ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。ただし，その場
合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間
で 100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行
うための区画を設け
ること。

適合方針

重大 事 故 等時 に 緊急 時 対策所の外側が 放射性物 質 により汚染した ような状 況 下において，緊急時対策所への汚染の持ち込 みを防止 す るため，モニタリング及び作業服の着替え等 を行うた め の区画を，緊急時対策所出入口付近に設置する設計とする。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設
備を設けること。

緊急時対策所には，重大事
故等において，原子炉の状態
並びに環境放 射線量等 を 把握するために 安全パラ メ ー
タ表示システム(ＳＰＤ Ｓ)を設置する設計とする。

三発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けること。

緊急時対策所には，重大事故等に対処するため，発電所
内の中央制御室，屋内外の関係要員に対し て必要な 指 示が出来る通信 連絡設備 を 設置する。また，発電所外の必要のある箇所 と必要な 連 絡を行うための 通信連絡 設 備を設置する。

61-9-1-966

設置許可基準規則
技術基準規則
第六十一条
第七十六条（緊急時対策所）（緊急時対策所）
２ 緊急時対策所は，重大 ２ 緊急時対策所には，重事故等に対処するため
大事故等に対処するたに必要な数の要員を収めに必要な数の要員を容することができるも収容することができるのでなければならない。
措置を講じなければな
らない。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場
等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

適合方針
緊急時対策所は，重大事故等に対処する ために必 要 な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の 破損等に よ る
発電所外への 放射性物 質 の拡散を抑制す るための 対 策に対処するた めに必要 な 数の要員を含め約100名を収容できる設計とする。

【解釈】
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え，少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場
等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含む
ものとする。

また、緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を，以下の第 1.3-3 表に示す。

61-9-1-10

67

第 1.3-3 表
系統機能

居住性の確保61-9-1-11
必要な情報の把握

重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

設備
種別
常設
可搬型

（1/3）
設備分類
分類

機器
クラス

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急対策所非常用送風機

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急対策所非常用フィルタ装置

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所給気・排気配管

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所給気・排気隔離弁

常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所加圧設備

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA-3

緊急時対策所加圧設備(配管・弁)常設

常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用差圧計

常設

常設重大事故緩和設備―

酸素濃度計※１

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

二酸化炭素濃度計※１

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

緊急時対策所エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

緊急時対策所遮蔽

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
無線通信装置［伝送路］――

60条に記載――常設
常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)
常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)――※１ 計測器本体を示すため計器名を記載

68

重大事故対処設備に関する概要（61 条
系統機能必要な情報の把握

通信連絡

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

設備
種別
常設
可搬型

（2/3）
設備分類
分類

機器
クラス

無線通信用アンテナ［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

安全パラメータ表示システム(ＳＰＤＳ)［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備(防止でも緩和でもない設備)―

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備―

無線連絡設備（携帯型）
衛星電話設備（固定型）

61-9-1-12

送受話器（ページング），電力保安通信用
電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末）―

C―
常設

衛星電話設備（携帯型）
携行型有線通話装置

可搬
―

―

可搬

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，Ｉ
Ｐ−ＦＡＸ）

常設

データ伝送装置

常設

衛星電話設備(屋外アンテナ)[伝送路］

常設

衛星制御装置［伝送路］

常設

衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設
備（屋外アンテナ）電路［伝送路］

常設

専用接続箱〜専用接続箱電路[伝送路]常設

衛星無線通信装置［伝送路］

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―
―
―

―

―
―
―
―
―
―

69

重大事故対処設備に関する概要（61 条
系統機能

通信連絡

電源の確保

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
設備
度分類

通信機器［伝送路］

設備
種別
常設
可搬型

（3/3）
設備分類
分類

機器
クラス

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）―

61-9-1-13

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ−ＦＡＸ）〜衛星無線通信装置
電路［伝送路］――

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）―

緊急時対策所用発電機

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機
燃料移送配管・弁

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備―

緊急時対策所用発電機〜
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電路

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

70

2.

設計方針

2.1

建物及び収容人数について
緊急時対策所は，鉄筋コンクリート造（地上 4 階建て）の建屋であり，基準地震動による地震力に対し，緊急時対策所の耐震壁の最大応答せん断ひず
みが評価基準値以下であること並びに波及的影響の評価として，天井スラブ
及び中間床が基準地震動による地震力に対し，落下等により緊急時対策所の機能を喪失しないことを確認する。さらに，遮蔽機能等について機能喪失しないよう設計する。
建屋の概要を第 2.1−1 図に示す。

第 2.1−1 図

建屋の概要（断面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

61-9-2-1

71

緊急時対策所は，地上 4 階建て，延べ床面積約 4,000m２ を有する建屋としており，指揮，作業をする災害対策本部（約 350m ２ ）と宿泊・休憩室（約70m２ ）の２つのエリアを配置し，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員（46 名）及び原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要な要員（18 名）を含め，最大約 100 名が活動することを想定している。
また，プルーム通過に備えて最大人数を収容した場合においても，必要な各作業班用の机等や設備等を配置しても活動に必要な広さと，機能を有した設計としている。
緊急時対策所建屋内の配置を第 2.1−2 図に，災害対策本部のレイアウトを
第 2.1−3 図に示す。

第 2.1−2 図

緊急時対策所内の配置＊今後の設計により変更になる場合あり

61-9-2-272

モニタ
情報班 /放管班

保修班
本部

FAX
FAX

庶務班 /広報班

運転班 /技術班

複合機

複合機

複合機

(注)レイアウトについては訓練等において有効性を確認し適宜見直していく
第 2.1−3 図

災害対策本部のレイアウト（建屋２階）

61-9-2-373

2.2

電源設備について
緊急時対策所は，通常時の電源を常用所内電気設備から受電する設計とし，常用所内電気設備からの受電が喪失した場合，緊急時対策所の代替電源設
備から緊急時対策所の機能を維持するために必要となる電源を給電が可能な設計とする。
緊急時対策所の代替電源設備として，緊急時対策所用発電機２台を設置することにより多重性を確保し，所内電源設備から独立した専用の代替電源設備を有する設計とする。
代替電源設備の電源構成を第 2.2−1 図に示す。

第 2.2−1 図

緊急時対策所
61-9-2-4

単線結線図

74

(1)

緊急時対策所代替電源設備の構成
電源設備である緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機の燃料を保管する緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク，緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンクから燃料を補給する緊急時対策所用発電機給油ポンプ及び緊急時対策所用発電機から電源の給電先である緊急時対策所用Ｍ／Ｃで構成する。

ａ．緊急時対策所用発電機
個

数

：2

容

量

：約1,725kVA／個

ｂ．緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
個

数

：2

容

量

：約75kL／基ｃ．緊急時対策所用発電機給油ポンプ
個

数

：2

容

量

：約1.4 m ３ ／h／個

吐出圧力：約0.3MPa［gage］

ｄ．緊急時対策所用Ｍ／Ｃ
個

数

：1

電

圧

：6,900V

定格電流：約1,200A

61-9-2-575(2)通常時の電源と代替電源設備①

通常時の電源
通常時の電源は，常用所内電気設備から受電する。なお，点検時等のバックアップ電源として別系統の常用所内電気設備から受電可能とする。
また，緊急時対策所に設置する通信設備は，非常用所内電気設備から受電し，無停電電源装置を介することにより，停電なく切り替え可能とする。

②

代替電源設備緊急時対策所の代替電源設備は，所内電源設備から独立した専用の緊
急時対策所用発電機により給電が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機は，常用所内電気設備からの受電電圧低下を検出することで自動起動し，緊急時対策所へ電源を給電する設計とする。
また，緊急時対策所用発電機の運転中は，緊急時対策所用発電機燃料
油貯蔵タンクから緊急時対策所用発電機給油ポンプにより自動で燃料補給ができる設計とする。

(3)

緊急時対策所の負荷及び給電容量
緊急時の指揮命令に必要とされる負荷容量は，約 870kVA（第 2.2−1 表参照）であり，緊急時対策所用発電機（定格容量：1,725kVA（連続定格：
1,380kVA））1 台で給電が可能な設計とする。
第 2.2−1 表

緊急時の指揮命令に必要とされる負荷内訳

負荷名称

負荷容量（kVA）

換気設備

約460

通信連絡設備等約35その他（照明，雑動力等）

約375

合

計

約870
61-9-2-676

(4)緊急時対策所用発電機の燃料容量
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，緊急時対策所近傍の地下に設置し，重大事故時等に緊急時対策所に電源供給した場合，緊急時対策所
用発電機の 100％負荷連続運転において必要となる 7 日間分の容量以上の燃料を貯蔵する設計とする。

V

H

c

168

0.411

70

Ｖ：必要容量（kL）
Ｈ：運転時間（h）＝168（7 日間）
ｃ：100％負荷連続運転時の燃料消費率（kL／h）＝0.411

61-9-2-777

(5)緊急時対策所負荷への給電方法
緊急時対策所の給電は，多様な電源から下記の受電経路で実施する。

①

通常時の給電所内電気設備からの受電経路として，緊急時対策所全体に給電する。
給電範囲を第 2.2−2 図に示す。

第 2.2−2 図

緊急時対策所
61-9-2-8

通常時の給電図78

②

代替電源設備からの給電
外部電源喪失等により常用所内電気設備から受電できない場合，代替電源設備である緊急時対策所用発電機が自動起動し，緊急時対策所全体に給電する。給電範囲を第 2.2−3 図に示す。

第 2.2−3 図

緊急時対策所

代替電源設備からの給電図

61-9-2-979

2.3

遮蔽設計について
重大事故等において，対策要員が事故後 7 日間とどまっても，換気設備等の機能とあいまって，実効線量が 100mSv を超えないよう，天井，壁及び床は十分な厚さの遮蔽（鉄筋コンクリート）を設ける。
また，外部扉又は配管その他の貫通部があるものについては，迷路構造等
により，外部の放射線源を直接取り込まないように考慮した設計とする。
遮蔽設計を第 2.3−1 図に示す。

第 2.3−1 図

緊急時対策所
61-9-2-10遮蔽設計（断面図）

80

2.4

換気空調系設備について重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，「緊急時対策所非常用送風機」，「緊急時対策所非常用フィルタ装置」を緊急時対策所に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として，「緊急時対策所加圧設備」により災害対策本部を加圧することにより，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。
なお，災害対策本部は，隔離時でも酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により，居住性が維持されていることを確認する。
換気設備等の設備構成図を第 2.4−1 図に示す。

第 2.4−1 図

緊急時対策所

換気設備等の設備構成図

61-9-2-11

81

(1)

換気設備等の設置概要
緊急時対策所の換気設備等は，重大事故等発生により緊急時対策所の周辺環境が放射性物質により汚染したような状況下でも，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保できる設計とし，以下の設備で構成する。
また，換気設備等の概略系統図を第 2.4−2 図に示す。

ａ．緊急時対策所送風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｂ．緊急時対策所非常用送風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｃ．緊急時対策所排風機
台 数：1 台（予備 1）

容 量：ｄ．緊急時対策所非常用フィルタ装置
台 数：1 基（予備 1）

よう素除去効率：99％以上（相対湿度 70％以下において）

粒子除去効率：99.9％以上

ｅ．緊急時対策所加圧設備型 式：空気ボンベ

本 数：320 本（予備 80 本）

ｆ．緊急時対策所用差圧計
台

数

測定範囲

：1台
：0.0〜20.0 Pa以上
61-9-2-1282

緊急時対策所送風機，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用
フィルタ装置の各風量は，災害対策本部の二酸化炭素濃度抑制に必要な換気量及び他エリアの換気回数等から設定している。
また，緊急時対策所加圧設備の空気ボンベの本数は，プル−ム放出時間の10時間に，プル−ム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え
時間を考慮した2時間に，さらに余裕をもたせ14時間分とし，災害対策本部
等を14時間正圧維持できる空気容量から設定している。また，災害対策本部内の非常用換気設備操作盤に差圧計を設置し，災害対策本部内が正圧化されていることを確認，把握可能な設計とする。

第 2.4−2 図

換気設備等の概略系統図

61-9-2-13

83

(2)

換気設備の目的等
名称・ 緊急時対策所送風機
・ 緊急時対策所非常用送風機
・ 緊急時対策所非常用フィルタ装置
・ 災害対策本部隔離弁（電動）・ 緊急時対策所加圧設備・ 緊急時対策所用差圧計

目的等
・ 重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保
・ 緊急時対策所送風機，緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置については，100%×2 台を緊急時対策所内に設置
・ プルーム通過時に災害対策本部隔離弁（電動）を閉止し，災害対策本部内への希ガス等の流入を防止
・ 災害対策本部内を，空気ボンベを用いて加圧することによって，プルーム通過時の災害対策本部への希ガス等の流入を防止
・ 災害対策本部内が正圧化（20Pa 以上）されていることを確認，把握・ 酸素濃度計（可搬型）・ 災害対策本部内への空気取り込みを一時的に（測定範囲：0.0〜40.0vol%）停止した場合でも，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が事故対策等の活動に支・ 二酸化炭素濃度計（可搬型）
障がない範囲（酸素濃度：19.0vol%以上，二酸（測定範囲：0.0〜5.0vol%）化炭素濃度：1.0vol%以下）であることを把握(3)

換気設備等の運用
原子炉格納容器破損によるプルームへの対応は，災害対策本部隔離弁（電動）（以下「隔離弁」という。）を閉とし，災害対策本部外との空気の流れを遮断し，災害対策本部内を緊急時対策所加圧設備（以下「加圧設備」という。）により加圧することによって，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。プルーム通過時の対応の概要図を第 2.4−3 図に示す。

61-9-2-14

84

第 2.4−3 図

プルーム通過時の対応の概要図

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）でプルームの放出を確認した場合には，隔離弁を閉止する。
更に，緊急時対策所エリアモニタの指示上昇を確認した場合には，加圧設備（空気ボンベ加圧）により災害対策本部を加圧し，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。
原子炉格納容器の圧力が低下安定し，緊急時対策所エリアモニタの指示値がプルーム通過後安定した段階で，隔離弁を開とする。換気設備の運用
イメージをを第 2.4−4 図に示す。
なお，「緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価」では，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき，事故発
生後 24 時間後から 10 時間放出が継続する評価条件としている。
61-9-2-15

85

61-9-2-16
第 2.4−4 図

換気設備等の運用イメージ

86

(4)

換気設備等の運転状態① 通常運転第 2.4−5 図

換気設備等の概要系統図（通常運転）

61-9-2-1787

② 非常時運転（緊対建屋加圧モード）

第 2.4−6 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

61-9-2-18

88

③

プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード）

第2.4−7図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時加圧運転）

61-9-2-19

89

④ プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）

第2.4−8図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過後加圧運転）

61-9-2-20

90

(5)

加圧設備の概要
プルーム通過時の 10 時間は，加圧設備を運転し災害対策本部を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ本数は，プルーム通過時，災害対策本部に収容する対策要員
最大約 100 名が滞在するために必要な本数以上を設置する。

ａ．系統構成緊急時対策所内に設置した空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量制御ユニットで一定流量を災害対策本部へ供給する。災害対策本部内は排気側の排気調節弁によって正圧を維持するよう自動調整される。加圧設備の概略系統図を第 2.4−9 図に示す。
なお，排気調節弁は手動操作も可能であり，災害対策本部内の圧力を手動で調整する場合は，排気調節弁を手動で操作し，操作盤の差圧計を監視しながら上流側の手動弁により正圧維持するよう調整する。

第 2.4−9 図

加圧設備の概略系統図
61-9-2-21

91

ｂ．加圧設備運転時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視
換気設備の停止後，災害対策本部を隔離して加圧設備により正圧とした際に，災害対策本部内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を可搬型濃度計の監視により，正常範囲内にあることを確認する。

(6)

災害対策本部の正圧維持
屋内に設置する災害対策本部のインリークは，隣接区画との温度差によって生じる圧力差を考慮すれば良い。このインリークを防止するため，災害対策本部を周囲の隣接区画より高い圧力に加圧する。
災害対策本部内の加圧は，以下に示すとおり約 12.4Pa が必要であるため，
災害対策本部の加圧目標は余裕を考慮して隣接区画より＋20Pa 以上とする。

ａ．温度差を考慮した加圧値
災害対策本部と隣接区画との境界壁間に隙間がある場合は，両区画に温度差があると第 2.4−10 図に示すように空気の密度差に起因し，高温区画の上部から低温区画へ空気が流入し，低温区画の下部から高温区画
へ空気が流れ込む。
これら各々の方向に生じる圧力差の合計 P は次の式で表される。

P

p1

p2

H

p :空気密度， H :災害対策本部の階層高さ

61-9-2-22

92

第 2.4−10 図

温度差のある区画の圧力分布

したがって，災害対策本部を P だけ加圧することによって，隣接区画との温度差が生じても第 2.4−11 図に示すように災害対策本部へのインリークを防ぐことができる。

第 2.4−11 図

温度差のある区画の圧力分布

61-9-2-23

93

重大事故等発生時の災害対策本部及び隣接区画の温度を外気の気象観
測データ（水戸地方気象台の過去の観測記録）から 38.4℃，−12.7℃とする。災害対策本部の天井高さは約 5.7m であるため，以下のとおり約12.4Pa 以上の圧力差があれば温度の影響を受けたとしても，正圧を維持できる。

P- 12.7 ℃の乾き空気の密度 - 38.4℃の乾き空気の密度
1.3555 - 1.1332

高低差

5. 7

1.26711 kg / m 2
12.426 Pa

ｂ．災害対策本部への空気供給量
(a)

非常時運転

第 2.4−12 図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

61-9-2-24

94

(b)

プルーム通過時・通過後加圧運転

第 2.4−13 図(7)

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時・通過後加圧運転）

加圧設備運転時における災害対策本部の空気供給量の設定
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第 2.4−1 表に示す。加圧
設備運転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m３ ／h に設定する。

第 2.4−1 表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m ３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制

16061-9-2-2595

以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
災害対策本部はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，災害対策本部のリーク
ポテンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）
である。
(a)

ドア開口リーク量気 密 が 要 求 さ れ る 建 屋 ／ 部 屋 に 使 用 さ れ る ド ア の 気 密 性 は JIS

A4702にて定義されている。最も気密性の高い等級A-4のドアにおいては，圧力差30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約6m ３ ／h・m ２ であるため（図１参照），ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Qドア＝S×6
Qドア：ドアからのリーク量[m３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m ２ （災害対策本部）
JIS A4702 気密性

６61-9-2-26

96

(b)

壁貫通部のリーク量
壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率0.5回／dayを用いると，以下の式により算出できる。
Q貫通部＝V×0.5÷24
V：室容積2,994ｍ ３

したがって，災害対策本部のリーク量は以下の式により120m３ ／hとなる。
Q＝Qドア[m３ ／h]＋Q貫通部[m ３ ／h]＝S[m２ ]×6[m３ ／h・m ２ ]＋V[m３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120m ３ ／h
Q:供給空気供給量[m３ ／h]ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

0.0218 100
100
19 .00 20 .95
112 m 3 / h
Ga ：酸素発生量 -0.0218m ３ ／h／人

P :人員 100人
K0

:供給空気中酸素濃度 20.95vol％

K :許容最低酸素濃度 19.0vol％ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
61-9-2-2797許容二酸化炭素濃度は1.0vol％以下 (「鉱山保安法施行規則」を準拠)，空気中の二酸化炭素量は0.03vol％，滞在人数100名の二酸化炭素
吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容
二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである。

Ga
K

Q

P

100

K 0

0 . 022100
1 . 0 0 . 022

100

227 m 3 / h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した2時間に，さらに余裕をもたせ14時間分とする。14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％以下となる空気供給量は160m３ ／hとなる。（14時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）
K

K

K

K

G

e

P
Q

K

K

K

G

P

Q

e

K

G

P

Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度 0.05％
K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度 0.03％
Ga：ＣＯ ２ 発生量 0.022m３ ／(h・人)P ：滞在在人員 100人
Q ：空気供給量 [m３ ／h]
V ：室容積 2,994m３

61-9-2-2898

【参考】加圧設備運転時の酸素濃度維持及び二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件

1.

酸素濃度維持に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容酸素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）○成人の呼吸量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）
作 業

呼吸数（回／min）

呼吸数（cm３ ／回）

呼吸数（L／min）

仰が（臥）

14

280

5

静座

16

500

8

歩行

24

970

24

歩行
（150m／min）

40

1,600

64

歩行
（300m／min）

45

2,290

100

61-9-2-2999

○成人呼吸気の酸素量（酸素消費量の換算に使用）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）

酸素量

2.

吸気(％)

呼気(％)

乾燥空気換算(％)

20.95

15.39

16.40

二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量の評価条件○鉱山保安法施行規則（許容二酸化炭素濃度に使用）
第十六条

１

鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセン
ト以上とし，炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
（平成 16 年 9 月 27 日

経済産業省令第 96 号，最終改正平成 26 年 6 月 24 日

経済産業省令第 32 号）

61-9-2-30

100

○各種作業に対するエネルギー代謝率(「空気調和・衛生工学便覧」の記載より)
RMR 区分

作業

RMR

作業

RMR

キーパンチ

0.6

−

−

計器監視（立）0.6

運転（乗用車）0.6〜1.0

れんが積み

1.2

バルブ操作

1.0〜2.0

工事監督

1.8
徒歩

1.5〜2.2

0〜1

1〜2

馬車

2.2

測量

2.6

塗装（はけ，ローラ）

2.0〜2.5

3〜4

やすりかけ

3.5

自転車

3.0〜3.5

4〜5

ボルト締め

4.5

電柱立て

4.0〜5.0

かけ足

5.0

土掘り

5.0〜6.0

はしごのぼり

10.0

−

−

2〜3

5 以上

○労働強度別二酸化炭素吐出し量（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）
RMR

作業程度

二酸化炭素吐出し量（m ３ ／h・人）

計算採用二酸化炭素
吐出し量（m３ ／h・人）

0

安静時

0.0132

0.013

0〜1

極軽作業

0.0132〜0.0242

0.022

1〜2

軽作業

0.0242〜0.0352

0.030

2〜4

中等作業

0.0352〜0.0572

0.046

4〜7

重作業

0.0572〜0.0902

0.074

61-9-2-31

101

○「二酸化炭素消火設備の安全対策について（通知）」（平成 8 年 9 月 20 日付
け消防予第 193 号，消防危第 117 号）
・表１

二酸化炭素の濃度と人体への影響＜２％：はっきりした影響は認められない

２〜３％： 5〜10 分呼吸深度の増加，呼吸数の増加
３〜４％：10〜30 分頭痛，めまい，悪心，知覚低下
４〜６％： 5〜10 分上記症状，過呼吸による不快感
６〜８％：10〜60 分意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの不随意運動を伴うこともある○二酸化炭素の生理作用が現れる濃度（許容二酸化炭素濃度の目安）（「空気調和・衛生工学便覧」の記載より）（単位：ppm）

分類

単純窒息性

ガ ス

二酸化炭素

作 用

吸気中酸素分圧を低下させ，酸素欠乏症を誘引，呼吸困難，弱い刺激，窒息

1日8時間，1週間40時間の労働環境における許容濃度

5,000

のどの刺激

40,000

目の刺激

40,000

数時間ばく露で安全11,000〜17,000

1 時間ばく露で安全

30,000〜40,000

61-9-2-32

102

(8)

災害対策本部の使用期間中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
災害対策本部の使用期間中において，災害対策本部内への空気供給量と酸素濃度及び二酸化炭素濃度との関係は第 2.4−14 図に示すとおり，酸素濃度及び二酸化炭素濃度ともに許容濃度を満足することができる。

（％）

（ｈ）

（％）

（ｈ）

第 2.4−14 図

災害対策本部の酸素濃度及び二酸化炭素濃度変化【備考】
換気設備運転時の労働強度…酸素消費量「歩行」，二酸化炭素吐し出量「中等作業」
加圧設備運転時の労働強度…酸素消費量「静座」，二酸化炭素吐し出量「極軽作業」
61-9-2-33

103

(9)

空気ボンベの必要本数及び圧力監視(a) 空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した
2時間にさらに余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.162m ３ ／本とする。
(c) 二酸化炭素濃度以下に維持できる空気供給量として，12時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％以下となる空気供給量160m３ ／hとする。以上
から12時間を正圧維持する場合に必要な本数は，下記計算より，320本と
なる。
計算式:

160 147 . 162313*空気ボンベの圧力監視
日常点検にて，空気ボンベの圧力を監視する。圧力が低下した場合には，ボンベの交換を行う。
なお，圧力低下によるボンベの交換基準は，ボンベ運用本数から災害対策本部を 11 時間加圧可能な残圧を算出し，適切な交換基準を定めるものとする。

61-9-2-34

104

(10)

換気設備等の操作に係る判断等
換気設備等の操作は，原子炉の状況，放射線の状況等を確認し，災害対策本部長の判断及び指示に従い実施する。
プルーム放出後は，緊急時対策所内の換気設備の切替え，空気ボンベ加圧等を行い，災害対策本部内への希ガスの侵入を防止し，要員の被ばくを低減する。
空気ボンベ加圧及び換気設備の切換えに当たっては，主に緊急時対策所
付近に設置する「可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）」，「緊急時対策所エリアモニタ」等のパラメータを用い判断する。
以下に，操作の判断に係る体制，判断に用いるパラメータ，操作の判断
基準及び状況フローと監視パラメータ等を示す。

①

換気設備等の操作判断に係る体制
運転班の業務・原子炉の状況に係るパラメータの確認及び監視（格納容器の圧力等）

放管班の業務・発電所内外の放射線情報（モニタリング・ポスト等）

指示

原子炉主任技術者
助言

報告

災害対策本部長（所長）
換気設備等の運用・操作に係る判断及び操作指示報告

指示

庶務班他の業務【換気設備等に係る操作の実施】●換気設備の切換え操作●空気ボンベ加圧設備の起動準備

61-9-2-35105②

判断に用いる各パラメータ

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）緊急時対策所付近に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所内に設置し，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

モニタリング・ポスト，可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用以外）

緊急時対策所付近に設置しないが，放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。

格納容器圧力等

炉心損傷に伴う格納容器圧力の上昇等を確認し，原子炉の状況を把握することができる。

気象観測装置（風向等）

プルームの進行方向を推定することができる。

61-9-2-36106

③

換気設備等に係る操作等の判断基準
操作等状況「通常運転モード」
から「緊対建屋加圧 ・災害対策本部立
１モード」へ運転切替
ち上げ時
えパラメータの監視

２ 強化及び空気ボン
ベ加圧に係る準備

・炉心が損傷し，
放射性物質が大気に放出される可能性がある場
合「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」
へ運転切換え（災害・プルーム放出・３ 対策本部は空気ボ
接近
ンベ加圧，災害対策
本部以外の建屋内については外気少量取り込み）「災害対策本部加・プルーム放出が圧モード」から「緊収束
対建屋浄化モード」
・モニタリング・
へ運転切替え（災害ポスト等の線量
４
対策本部以外の建率が屋外作業可
屋内について外気
能なレベルまで
取り込み量を増加低下させた運転）「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加圧モード」へ運転切換え（空気ボン
５
ベによる加圧運転を停止），緊急時対策所を出て，屋外活動を再開する準備

監視パラメータ

判断基準−

・原災法第 10 条事
故発生・格納容器圧力・上昇継続・格納容器内線量・上昇

・サプレッション・プ
ール水位

・上昇

・可搬型モニタリン
グ・ポスト（加圧判断用）

・20mSv／h 以上

・緊急時対策所エリア
モニタ・0.5mSv／h 以上−

・格納容器ベント
実施時

・原子炉建屋水素濃度
・可搬型モニタリン
グ・ポスト（加圧判断用）

・上昇

・低下後安定，指示値安定

・緊急時対策所エリア
モニタ・フィルタ装置出口放射線モニタ

・緊急時対策所建
屋内の放射性物
質を排出

61-9-2-37−

・低下

・「緊対建屋浄化モード」に切換えした 1 時間後107

④

判断基準値の考え方
判断基準値

可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）61-9-2-38

緊急時対策所エリアモニタ

考え方

20mSv／h

・「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切換え及び空気ボン
ベ加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・ ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率約 10mSv／h よりも高い値とすること
で，誤判断を防止する。

0.5mSv／h

・可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）による検知や判断が遅れた場合等，空気ボンベ加圧による加圧を開始するための指標として設定する。
・対策要員の被ばく線量が 7 日間で 100mSv を満足する基準（100mSv／(7d×24h)）として設定する。
・緊急時対策所付近の線量率は最大でも約 10mSv／h であり，ベント実施前の原子炉建屋
内の放射性物質からのガンマ線及び地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，
緊急時対策所外壁等の遮蔽で，緊急時対策所内は十分低い線量となっているため，プルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できる。

108

⑤

状況フローと監視パラメータ及びその判断基準
以下のパラメータを監視し，緊急時対策所外の状況及び緊急時対策所における各種操作を判断する。
監視パラメータ

可搬型気象
観測設備
気象情報
（風向・風速等）

原子炉の状況
（格納容器圧力等）

モニタリングポスト

炉心状況確認

状況把握

BG 把握

状況把握

発電所構内放射線量率上昇

状況把握

指示値上昇

状況把握

状況フロー

その他要員
一時退避

―

可搬型モニタリング・ポスト
加圧判断用

その他
BG 把握

指示値上昇

緊急時対策所
エリアモニタ
BG 把握

指示値上昇

避難ルートの検討・判断

指示値上昇

―

61-9-2-39

格納容器圧力上昇

指示値上昇

監視強化

状況把握

指示値上昇

状況把握

20mSv／h

指示値上昇

0.5mSv／h

換気設備の切換え操作
空気ボンベ加圧

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出が収束

放射線指示値低下

指示値低下

状況確認

指示値低下

指示値低下

指示値低下

空気ボンベ加圧停止
ファン起動

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出
ベント
実施

ＳＰＤＳ

指示値上昇

指示値上昇

ベント未実施可搬型モニタリング・ポスト等
にて検知

109

2.5

必要な情報を把握できる設備について
重大事故時等に対処するために，緊急時対策所ヘデータを伝送する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」という。）を設置する設計とする。
緊急時対策所ヘデータを伝送するＳＰＤＳとして，データ伝送装
置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置を設置する設計とする。
データ伝送装置は原子炉建屋付属棟に設置する設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所に設置する設計とする。
Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ 表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 第 2.5− 1
表に示す。
第 2.5− 1 表 に 示 す 通 り ， 炉 心 反 応 度 の 状 態 ， 炉 心 の 冷 却 の 状 態 ，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータについても，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。また，原子炉水位，圧力等の主要なパラメータの計測が困難となった場合においても，緊急時対策所において推定できる
よう可能な限り関連パラメータを確認できる設計とする。また，今後の監視パラメータ追加等を考慮した設計とする。
なお，周辺の環境放射線状況を把握するため，可搬型モニタリン
グ・ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを伝送し，確認できる設計とする。

61-9-2-40

110

第 2.5− 1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できる主なパラメータ

目的
炉心反応度の状態確認

炉心の冷却の状態確認

格納容器内の状態確認

放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル
使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA 広 域 ）フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
原子炉建屋内水素ガス濃度

緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置を含め，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋と緊急時対策所の間のデータ伝送については，有線及び無線による伝送を行い，多様性を確保した設計とする。

61-9-2-41

111

ま た ，周 辺 の 環 境 線 量 状 況 を 把 握 す る た め ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ・ポスト及び可搬型気象観測設備のデータを緊急時対策所へ伝送し，緊急時対策所内にて確認できるように設置する。
必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 の 概 略 を 第 2.5− 1 図 に 示 す 。

第 2.5− 1 図

必要な情報を把握できる設備の概要

61-9-2-42

112

2.6

通信連絡設備について発電所内の関係要員への指示を行うことができる通信連絡設備（発電所内用）を緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関係箇所との連絡を行うことができる通信連絡設備（発電所外）を緊急時対策所に設置し，多様性を確保した設計とする。
通 信 連 絡 設 備 の 概 略 を 第 2.6− 1 図 に 示 す 。

第 2.6− 1 図

緊急時対策所

61-9-2-43

通信連絡設備の概略

113

3.

運用

3.1

必要要員の構成，配置について
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩・仮 眠 を と る た め の 交 代 要 員 を 考 慮 し て ，第 3.1− 1 図 ，第 3.1− 2
図 及 び 第 3.1− 1 表 の と お り 重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 必 要 な 指 示
を 行 う 要 員 46 名 と ，原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 等 に よ る 発 電 所 外 へ の 放
射 性 物 質 の 拡 散 を 抑 制 す る た め に 必 要 な 要 員 18 名 の 合 計 64 名 と 想定している。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

61-9-3-1

114

61-9-3-2
第 3.1−1 図

緊急時対策所

必要要員の考え方

115

61-9-3-3
第 3.1−2 図

緊急時対策所

事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

116

第 3.1−1 表

重大事故発生時の各体制における緊急時対策所の収容人数（夜間及び休日対応要員）

体制

①

②

③

④

⑤

事象発生

初動態勢
（警戒態勢）

要員招集（非常招集
から 2 時間
後）

プルーム通
過直前及び
通過時

プルーム
通過後

緊急時
対策所

その
他
建屋

中央
制御
室

現場

7

―

―

7

―

4

―

3

1

―

要員数
（最低必要人数）
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員※
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員
運転員
（当直）
災害対策
本部要員
重大事故等
対応要員
モニタリング
要員

0

39

26

―

11

―

15

2

―

2

―

―

7

―

―

7

―

4

3

―

1

―

―

1〜3

15〜
23
0〜2

3〜
10

26

0〜10

2

0〜2

―

―

7

―

―

7

48

47

―

1

―

47〜
78

43

0〜27

―

1〜3

15〜
40

4

0〜4

―

―

0〜4

7

4

―

3

―

46

46

―

―

―

64
10

―

―

3

4

4

―

―

―

7

―

―

7

―

48

47

―

1

―

13

0〜12

4

0〜4

39

102

70

13

47〜
64

合
計

72
―

1〜3

0〜10

―

―

0〜4

（注）※重大事故等対応要員には，初期消火要員（11 名）を含む。
原子力オフサイトセンター派遣者（8 名）を除く。
要員数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性あり。

61-9-3-4

117

3.2

事象発生後の要員の動きについて(1)

災害対策要員の招集
平日勤務時間中に，重大事故等が発生した場合，電話，所内放送，ページング等にて，発電所内の緊急時対策要員に対して招集連絡を行う。
また，夜間及び休日に，重大事故等が発生した場合，一斉通報システムを活用し，発電所外にいる緊急時対策要員への情報提供
及び非常招集を速やかに行う。
発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場
合 に は ，各 災 害 対 策 要 員 は ，社 内 規 程 に 基 づ き 自 主 的 に 参 集 す る 。
発電所外にいる緊急時対策要員の招集に関する概要は以下のとおりである。重大事故等が発生した場合，一斉通報システムによる連絡により，発電所緊急時対策所もしくは発電所外集合場所である第三滝坂寮へ参集する。
第 三 滝 坂 寮 は ，面 積 約 53,000m ２ の 厚 生 施 設 敷 地 内 に 建 て ら れ た ，
延 床 面 積 2,000m ２ ， 建 築 基 準 法 の 新 耐 震 設 計 法 に 基 づ き 設 計 さ れた鉄筋コンクリート製の構築物であり，東日本大震災でも大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有している。
なお，地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所緊急時対策所へ参集する。また，あらかじめ指名された発電所参集要
員以外の要員は，発電所外集合場所となる第三滝坂寮に参集し，61-9-3-5118

災害対策本部と参集に係る以下①〜⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。
①

発電所の状況（設備及び所員の被災等）②

参集した要員の確認（人数，体調等）③

重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④

発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤

気象及び災害情報等

一 斉 通 報 シ ス テ ム の 概 要 を 第 3.2− 1 図 に ，夜 間 及 び 休 日 に お ける 災 害 対 策 要 員 の 招 集 に つ い て 第 3.2− 1 表 に 示 す 。

【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通 報 連 絡 要 員（ 又 は 当 直 発 電 長 ）は ，一 斉 通 報 シ ス テ ム に 事 故 故 障 の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報システム事 故 事 象 ，緊 急 招 集 等
の音声情報
音声入力
携帯電話

各災害対策
要員

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 3.2− 1 図

一斉通報システムの概要

61-9-3-6

119

第 3.2−1 表
非常招集の連絡

夜間及び休日における災害対策要員の招集
非常招集のための準備

非常招集の実施

61-9-3-7○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム等 ○参集する災害対策要員の指名と参集場所指定○非常招集の開始
により招集の連絡を行う。
・発電所構内及び発電所近傍に常駐する①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員
初動対応要員は，発電所緊急時対策所：発電所緊急時対策所（災害対策本部）[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）] ②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策要に参集，又は災害対策本部の指示によ《事象発生，招集連絡》り現場対応を行う。
※
員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員※・あらかじめ指名されている発電所参集※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
要員（拘束当番）である災害対策要員※中央制御室常駐1名（本部長，本部長代理，各本部要員，○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設各班長及び各班の要員）は，直接発電・統括待機当番(本部長代理)：1名
備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名所に向け参集を開始する。
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名《発電所参集時の確認項目》
・あらかじめ指名された発電所参集要員
・情報班要員：1名
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）※
・重大事故等対応要員(現場要員):15名（拘束当番）以外の災害対策要員は，・参集した要員の確認（人数，体調等）※放射線管理要員を除く
発電所外集合場所（第三滝坂寮）に参・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
・消火活動要員：11名※ ※火災時現場出動
集し，災害対策本部と参集に係る情報・持参品（通信連絡設備，照明機器等）
・放射線管理要員：2名
確認を行い，災害対策本部からの要員
・気象，災害情報等
派遣の要請に従い，集団で発電所に移○発電所参集ルートの選定[参集要員（自宅，寮等からの参集）]動する。
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，《非常招集連絡》災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定す ○非常招集中の連絡
通報連絡要員（又は当直発電長）
る。
（一斉通報システム）・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話等により，災害対策要員の参集※状況等について適宜確認を行う。
○発電所参集手段の選定
災害対策要員※発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適参集する。
な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定する。 ○緊急時対策所への参集・災害対策要員（本部長，本部長代理，発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生した
各本部要員，各班長及びその他必要な場合は，災害対策要員は自主的に参集する。
要員）は，発電所の緊急時対策所に参集し，本部長又は本部長代理の指揮のもとに活動を開始する。

120

(2)

災害対策要員の所在と発電所外からの参集ルート
東海村の大半は東海第二発電所から半径 5km 圏内であり，発電所員の約5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東海第二発電所から半径 5〜10km 圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東海第二発電所から半径 10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。
東海第二発電所とその周辺の図を第 3.2−2 図に、居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）を第 3.2−2 表に示す。

第 3.2−2 図

東海第二発電所とその周辺
61-9-3-8

121

第 3.2−2 表

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

居住地

半径 5km 圏内

半径 5〜10km 圏内

半径 10km 圏外

居住者数

133 名
（52%）

58 名
（23%）

64 名
（25%）

発電所外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，第3.2−3 図に示すとおりである。
要員の参集ルートは比較的に平坦な土地であることから，参集に係る障害要因として，土砂災害の影響は少なく，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。
なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23
年東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
また，津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3.2−4 図に示した，ひたちなか（那珂湊方面）及び日立の比較的海に近いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。
津波の浸水について，東海村津波ハザードマップ（第 3.2−4 図参照）に
61-9-3-9122よると，東海村中心部から発電所までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する。

第 3.2−3 図

主要な参集ルート

61-9-3-10

123

第 3.2−4 図

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東海第二発電所では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対し影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する
津波の遡上範囲の解析結果（第 3.2−5 図参照）から，発電所周辺に浸水を受ける範囲が認められるが，東海村中心部から発電所までの参集ルートに
61-9-3-11124

津波の影響がない範囲も確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

＊旧防潮堤位置での想定図

第 3.2−5 図

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

61-9-3-12

125

(3)

災害対策要員の参集時間等について
参集要員（参集する災害対策要員）が，事象発生後に招集連絡及び要員
受信を受けて自宅を出発し，発電所に参集するまでの所要時間を第 3.2−3
表に示す。

第 3.2−3 表

参集時間と参集要員数（平成 28 年 7 月時点）

参集に係る所要時間（発災 30 分後に自宅出発）

徒 歩（4.0km／h）

60 分以内90 分以内
120 分以内

4名
100 名
128 名

参
徒 歩
（4.8km／h）
12 名
112 名
132 名

考
自転車
（12km／h）
126 名
176 名
200 名

＊参集時間等は参集訓練の実績値を基に算定

重大事故等時に災害対策本部の体制が機能するために必要な参集する要員（71 名）は，保守的に評価しても，発災後 120 分以内で参集可能である。
また，アクセスルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。

(4)

緊急時対策所の立ち上げについて
緊急時対策所は，常用系2系統，非常用系1系統の電源から受電可能となっており，加えてこれらの電源が喪失した場合でも，緊急時対策所に設置された専用非常用発電機により，緊急時対策所全体に給電が可能な設計となっている。また，通信連絡設備も常設され，常時充電されているため，電源設備の立ち上げ等の作業は伴わない。参集後は，10分程度で緊急時対策所を立ち上げることができる。

61-9-3-13

126

(5)

発電所からの一時退避
緊急時対策所周辺に，大量のプルームが放出されるような事態においては，緊急時対策所に収容する要員以外は，以下の要領にて発電所から構外へ一時退避させる。
なお，プルーム通過の判断については，可搬型モニタリング・ポスト等の指示値により行う。発電所災害対策本部長は，プルームの影響により可
搬型モニタリング・ポスト等の線量率が上昇した後に線量率が下降に転じ，更に線量率が安定的な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。
ａ．発電所災害対策本部長は，要員の退避に係る判断を行う。また，必要に応じて，原子炉主任技術者の助言等を受ける。
ｂ．発電所災害対策本部長は，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる
要員と，発電所から一時退避する要員とを明確にし，指示する。
ｃ．発電所から一時退避する要員は，退避に係る体制を確立するとともに，通信連絡手段，移動手段を確保する。
ｄ．対策本部の指示に従い，放射性物質による影響の少ない場所に退避する。

61-9-3-14

127

3.3

汚染持ち込み防止について
緊急時対策所には，プルーム通過後など緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持込みを防止することを目的として，防護具の脱衣，身体の汚染検査及び除染を行うための区画として，チェンジングエリアを設ける。
屋外にて作業を行った現場作業員等が緊急時対策所に入室する際に利用する。
チェンジングエリアの設置場所及び概略図を第 3.3−1 図に示す。

第 3.3−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設置場所及び概略図

61-9-3-15

128

3.4

配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所内には，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，資機材等を配備する。
配備する資機材等を第 3.4−1 表に，保管スペースを第 3.4−1 図に示す。

第 3.4−1 表

配備する主な資機材等(注)今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

区

分

放射線
管理用
資機材

資料

計器
食料等

品

名

タイベック
アノラック
全面マスク
チャコールフィルタ
個人線量計
ＧＭ汚染サーベイメータ
電離箱サーベイメータ
緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト ※3
ダストサンプラ
発電所周辺地図
発電所周辺人口関連データ
主要系統模式図
系統図及びプラント配置図
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
食料
飲料水（1.5 /本）

数 量

単 位

備

考

1,155
462
330
2,310
330
5
5
2
2
2
1
1
1
1
2
2
2,310
1,540

着
着
個
個
台
台
台
台
台
台
式
式
式
式
台
台
食
本

110 名×7 日×1.5
44 名 ※1×7 日×1.5
110 名×2 日 ※2×1.5
110 名×7 日×2×1.5
110 名×2 台×1.5
2 台+3 台(予備)4 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)1 台+1 台(予備)

予備含む
予備含む
110名×3食×7日
110名×2本×7日※１：現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数※２：3 日目以降は除染で対応する。
※３：「監視測定設備」と兼用

61-9-3-16

129

第 3.4−1 図

配備する主な資機材等の保管場所

緊急時対策所には緊急時対策所エリアモニタ（可搬型）を配備し，重大事
故等発生時に災害対策本部室内に設置し，災害対策本部室内の線量率を監視，測定する。また，当該緊急時対策所エリアモニタは，プルーム放出後の緊急時対策所への到達及び通過の時期を把握して，換気設備の運転変更や加圧設備への切り替えの判断に使用する。
緊急時対策所エリアモニタの仕様を第 3.4−2 表に示す。
第 3.4−2 表
名称

緊急時対策所エリアモニタの仕様

検出器の種類

計測範囲

配備場所

台数

半導体検出器0.001〜
99.99mSv/h

緊急時対策所1（予備 1）

緊急時対策所
エリアモニタ

緊急対策所には，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備し，対策要員の活動に支障がない範囲にあることを把握できるようにする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様を第 3.4−3 表に示す。
61-9-3-17130

第 3.4−3 表
機器名称及び外観
酸素濃度計

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の仕様
検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数
二酸化炭素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
電源

台数

仕様等
ガルバニ電池式
0.0〜40.0vol％±0.1vol％
電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実施する。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する。）
NDIR（非分散型赤外線）
0.0〜5.0vol％±3.0％F.S
電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実施する。）
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個を保有する。）

緊急時対策所エリアモニタ及び酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の配置を第3.4−2 図に示す。

※設置場所については今後の訓練等により変更となる可能性あり

第 3.4−2 図

エリアモニタ及び酸素濃度,二酸化炭素濃度計の配置場所
61-9-3-18

131

4.

耐震設計方針について
緊急時対策所に必要な機能として，第 4−1 表に示す設備がある。
これら必要な機能に対して，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する，又は適切に固縛，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しない設計とする。

第 4−1 表緊急時対策所の必要な機能及び主な設備

必要な機能

代替電源設備

非常用換気設備

主な設備
緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計
緊急時対策所非常用送風機
緊急時対策所非常用フィルタ装置
緊急時対策所用差圧計
緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・排気配管

加圧設備

空気ボンベラック，配管，弁通信連絡設備

発電所内用
無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置
発電所内外用衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）
発電所外用
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

重大事故等に対処するために必要な情報を把握す
る設備

ＳＰＤＳ

居住性の確保、放射線量の測定

緊急時対策所遮蔽
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリアモニタ

61-9-4-1

132

(1)

緊急時対策所に設置する代替電源設備設備について代替電源設備設備について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−2 表代替電源設備に係る耐震性評価

設備

機器

評価内容

緊急時対策所用発電機

耐震計算

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク

耐震計算

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

耐震計算

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

耐震計算

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

耐震計算

燃料移送配管・弁，電路

耐震計算

代替電源設備(2)

緊急時対策所に設置する換気設備等について
換気設備等について以下のとおり耐震評価を行い，機能が喪失しないことを確認する。
第 4−3 表換気設備等に係る耐震性評価

設備

非常用換気設備

加圧設備

機器

評価内容

緊急時対策所非常用送風機

耐震計算

緊急時対策所非常用フィルタ装置

耐震計算

緊急時対策所用差圧計

耐震計算

緊急時対策所給気・排気隔離弁，給気・排気配管

耐震計算

空気ボンベラック

耐震計算

配管，弁

耐震計算

61-9-4-2

133

(3)

緊急時対策所に設置する通信連絡設備等について①

通信連絡設備について重大事故等発生時に使用する通信連絡設備については，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−4 表

通信種別

通信連絡設備に係る耐震性評価

主要設備

衛星電話設備
（固定型）
発電所
内外

衛星電話
設備

衛星電話設備
（携帯型）

無線連絡
設備

無線連絡設備
（携帯型）

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

統合原子力
防災ネット
ワーク

テレビ会議
システム

発電所内

発電所外

耐震措置
・衛星電話設備（固定型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試 験等により基準地震 動Ｓ ｓによる地震力 に対 して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（固定型）の衛星電話設備（屋外アンテナ）及び衛星制御装置は，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試
験等 により基準地震動Ｓ ｓに よる地震力に対 して 機能が喪失しないことを確認する。
・衛星制御装置から衛星電話設備（屋外アンテナ）までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・衛星電話設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試 験等により基準地震 動Ｓ ｓによる地震力 に対 して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（携帯型）は，耐震性を有する緊急時対策所内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・携行型有線通話装置は，耐震性を有する緊急時対策所
内に保管し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試
験等 により基準地震動Ｓ ｓに よる地震力に対 して 機能が喪失しないことを確認する。
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓに よる地震力に対して 機能 が喪失しないこ とを 確認する。
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）の衛星無線通信装置及び通信機器は，耐震性を有する緊急時 対策所に設置し，転 倒防 止措置等を施す とと もに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・通信機器から衛星無線通信装置までのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

61-9-4-3

134

②

ＳＰＤＳについて
緊急時対策所のＳＰＤＳデータ表示に係る機能に関しては，基準地震動による地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。
第 4−5 表

通信種別

主要設備

データ伝送装置
原子炉
建屋
付属棟

建屋間

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

建屋間伝送ルート

無線通信装置及び
無線通信用アンテナ

緊急時
対策所

ＳＰＤＳに係る耐震性評価

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ表示装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により 基準地震動Ｓｓによ る地 震力に対して機 能が 喪失しないことを確認する。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・データ伝送装置から無線通信用アンテナまでのケーブ
ルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・建屋間伝送ルートは有線系及び無線系回線を確保する設計とする。
・無線通信装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する原子炉建屋及び緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動
Ｓｓ による地震力に対し て機 能が喪失しない こと を確認する
・無線連絡装置及び無線通信用アンテナは，耐震性を有する緊急時対策所に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・緊急時対策支援システム伝送装置から無線通信用アン
テナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する
緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・ＳＰＤＳデータ表示装置は，耐震性を有する緊急時対策所内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試 験等により基準地震 動Ｓ ｓによる地震力 に対 して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-4135

第 4−1 図(4)

ＳＰＤＳの概要

居住性の確保，放射線量を測定する設備について
緊急時対策所遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，緊急時対策所エリ
アモニタについては，基準地震動の地震力に対して機能を維持するよう，以下の措置を講じる。

第 4−6 表居住性の確保、放射線量の測定する設備に係る耐震性評価

設備

機器

耐震措置

緊急時対策所遮蔽
居住性の確保，放射線量の測定酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
緊急時対策所エリア
モニタ

・耐震性を有する緊急時対策所に設置
し，転倒防止の措置を実施する。
・加振試験等により基準地震動による地震力に対し，機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-5

136

5.

添付資料

5.1

チェンジングエリアについて

5.1.1

チェンジングエリアの基本的な考え方

チェンジングエリアの設営にあたっては，「 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその付属設備の技術基準に関する規則の解釈」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

（実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関する規則の解釈第 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

61-9-5-1

137

5.1.2

チェンジングエリアの概要

チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからな
り，緊急時対策所入口に設置する。概要は第 5.1−1 表のとおり。

第 5.1−1 表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染し緊急時対策所たような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査

1 階入口

及び作業服の着替え等を行うための区画を設け
る。

設営
形式

シート区画化
（緊急時対策所）

通常時より壁，床等について，あらかじめシー
ト及びテープにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染す
原子力災害対策特 別措置法 るおそれが発生した場合，チェンジングエリア
第 10 条特定事象が発生し，の設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済
災害対策本部長の 指示があ
みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施す
った場合
る作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよう
放射線管理班定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

5.1.3

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

チェンジングエリアは，緊急時対策所入口に設置する。チェンジングエリ
アの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第 5.1−1 図のとおり。

61-9-5-2

138

第 5.1−1 図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

5.1.4

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）

(1)

考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 5.1−2 図の設営フローに従い，第 5.1−3 図のとおりチェンジングエリアを設営する。
チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
61-9-5-3

139

チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班 7名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備

第 5.1−2 図

チェンジングエリア設営フロー61-9-5-4140※今後，訓練等で見直しを行う。

第 5.1−3 図(2)

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 5.1−2 表のとおりとする。

61-9-5-5141

第 5.1−2 表

チェンジングエリア用資機材一覧

名称
養生シート
バリア
粘着マット
脱衣収納袋
難燃袋
難燃テープ
クリーンウエス
はさみ，カッター
筆記用具
簡易シャワー
簡易水槽
バケツ
排水タンク
可搬型空気浄化装置

数量 ※
10 巻
4個
6枚
8個
80 枚
20 巻
10 缶
各3本
2式
1式
1個
2個
1式
4台

根拠

チェ ンジ ング エリ ア 設営に必要な数量※予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）

5.1.5

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場

合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）
(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策
所外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，緊急時対策所外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 5.1−3 図のとおりであり，チェン
ジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所内への放射性物質の持ち込みを防止する。

61-9-5-6

142

①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア(2)

脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下を脱衣する。なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所内に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

61-9-5-7

143

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下，帽子，タイベック，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 5.1−4 図のとおり必要に応じてウ
61-9-5-8

144

エスへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。
除染エリア
サーベイエリアにて
汚染確認

【除染①】
クリーンウエス
による
拭き取り

汚染拡大
防止処置

【除染②】
簡易シャワーによる洗浄

緊急時
対策所

クリーン
ウエス
ウエス
移動

除染不可

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第 5.1−4 図

(7)

簡易水槽

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
緊急時対策所外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジ
ングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェンジン
グエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

61-9-5-9145

5.1.6

チェンジングエリアに係る補足事項(1)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化するよう配置し，脱衣エリアを換気する
ことで，緊急時対策所外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を
第 5.1−5 図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保管する。

61-9-5-10146

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m3／min（540m3／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタの材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気が濾材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ること
により吸着・除去される。

第 5.1−5 図(2)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの設営状況
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。

(3)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所内の 1 階に専用で設置し，第 5.1−6 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エ
リアの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに第 5.1−6 図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。
61-9-5-11

147

第 5.1−6 図(4)

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等
により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替
え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベ
イエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱61-9-5-12148

衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

5.1.7

汚染の管理基準
第 5.1−3 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 5.1−3 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

第 5.1−3 表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全般）へ少量の放射性1,300cpm
物質が漏えい又は（4Bq／㎝２相当）
放出されるような
原子力災害時

状
況
①

状
況
②

大規模プルームが放出されるような
原子力災害時

5.1.8

根拠等
法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性同位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝２の 1／10

40,000cpm
原子力災害対策指針における（120Bq／㎝２相当） ＯＩＬ4 に準拠
13,000cpm（40Bq／㎝２相当）

原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

チェンジングエリアのスペースについて

緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員が緊急時対策所に入りきるまで約 42 分であり，全ての要員が汚染している場合でも約 78 分であることを確認している。

61-9-5-13

149

また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。

61-9-5-14

150

5.2
(1)
通信
種別

発電所
内用

配備資機材等の数量等について通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
台数 ※２

主要設備
無線連絡設備（固定型）

2台

無線連絡設備（携帯型）

20台

送受信機（ページング）

3台

携行型有線通話装置

電力保安通信用
電話設備 ※１
発電所
内外用

衛星電話設備テレビ会議システム（社内）

4台

固定型

4台

携帯型

40台

ＦＡＸ

1台

固定型

7台

携帯型

12台

テレビ会議システム（社内）

2台

電源設備（代替電源含む）
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
充電池
非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
乾電池
非常用ディーゼル発電機
蓄電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機
充電池
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
緊急時対策所用発電機

テレビ会議シス
1式
非常用ディーゼル発電機
テム
無停電電源装置
ＩＰ電話
6台
緊急時対策所用発電機
発電所
ＩＰ−ＦＡＸ
3台
外用
専用電話（ホット
非常用ディーゼル発電機
専用電話設備ライン）（自治体
無停電電源装置1台
緊急時対策所用発電機
向）※１：通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む。台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連
絡設備61-9-5-15

151

(2)

放射線管理用資機材○放射線防護具類品

名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

タイベック

1,155着 ※2

17 着 ※11

靴下

1,155足 ※2

17 足 ※11帽子

1,155個 ※2

17 個 ※11

綿手袋

1,155双 ※2

17 双 ※11

ゴム手袋

2,310双 ※3

34 双 ※12

全面マスク

330個 ※4

17 個 ※11

チャコールフィルタ

2,310個 ※534 個 ※13アノラック

462着 ※617 着 ※11

長靴

132足 ※7

9 足 ※14胴長靴

11足 ※89 足 ※14遮蔽ベスト

15着 ※9―自給式呼吸用保護具

2式 ※109 式 ※14※1：予備を含む。今後，訓練等で見直しを行う。
※2：110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155※3：綿手袋×2倍（二重にして着用）＝2,310※4：110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330※5：110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310※6：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日間×1.5倍＝462※7：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での要員交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132※8：7名（重大事故等対応要員（運転操作対応）3名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11※9 ：10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15※10：1名（重大事故等対処要員1名）×1.5倍=1.5→2※11：11名（中央制御室要員数）×1.5倍=16.5→17※12：綿手袋×2倍（二重にして着用） =34※13：11名（中央制御室要員数）×2個×1.5倍=33→34(2個を1セットで使用するため)※14：3名（運転員（現場））×2倍（現場での要員交代を考慮）×1.5倍=961-9-5-16152

・配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制時（1 日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は 110 名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員 47 名，現場要員
55 名（うち自衛消防隊 11 名を含む。）及び発電所外での活動を行うオフサ
イトセンターへの派遣要員 8 名で構成されている。このうち，緊急時対策所の災害対策本部員は，緊急時対策所を正圧化することにより，防護具類を着用する必要はないが，全要員は 12 時間に 1 回交代するため，2 回の交代分を考慮する。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた 44 名は，1 日に 4 回現場に行くことを想定する。
プルーム通過以降（2 日目以降），東海第二の緊急時対策要員数は 110 名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員 47 名，現場要員 55 名（うち自衛消防隊 11 名を含む）及び発電所外での活動を行うオフサ
イトセンターへの派遣要員 8 名で構成されている。このうち，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班員は，緊急時対策所を正圧化することにより，防護具類を着用する必要はないが，全要員は 7 日目以降に 1 回交代するため，1 回の交代分を考慮し，その後の交代に要する防護具類は外部からの支援が期待できるため考慮しない。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた 44 名は 1 日に 2 回現場に行くことを想定する。
よって，以下のとおりタイベック等（靴下，帽子及び綿手袋）の配備数は必要数を上回っており妥当である。

110 名×2 交代＋44 名×4 回＋110 名＋44 名×2 回×6 日＝1,034 着＜

1,155 着61-9-5-17

153

チャコールフィルタは 2 個装着して使用し，ゴム手袋は綿手袋の上に二重にして使用するため，以下のとおり配備数は必要数を上回っており妥当である。

(110 名×2 交代＋44 名×4 回＋110 名＋44 名×2 回×6 日)×2
＝2,068 個＜

2,310

全面マスクは，再使用するため，交替を考慮して必要数は 220 個（要員数分×2）であり，配備数は必要数を上回っており妥当である。
○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※1

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7※１：予備含む。今後，訓練等で見直しを行う※２：緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
※３：110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330※４：身体の汚染検査用に2台＋3台（予備）※５：現場作業等用に4台＋1台（予備）※６：加圧判断用に1台+１（予備）＝2※７：室内のモニタリング用に1台+1台（予備）※８：11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33
※９：身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）※10：現場作業等用に2台＋1台（予備）61-9-5-18

154

○チェンジングエリア用資機材
名

称

数

量※

養生シート

10巻

バリア

4個

粘着マット

6枚

脱衣収納袋

8個

難燃袋

80枚

難燃テープ

20巻

クリーンウェス

10缶

はさみ、カッター

各3本

筆記用具

2式

簡易シャワー

1式

簡易水槽

1個

バケツ

2個

排水タンク

1式

可搬型空気浄化装置

4台

根

拠

チェンジングエリア
設営に必要な数量※予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う。）

61-9-5-19

155

(3)

測定計器
機器名称

酸素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
台数

二酸化炭素濃度計

検知原理
検知範囲
表示精度
台数

(4)

仕様等
ガルバニ電池式
0.0〜40.0vol％±0.1vol％
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する。）
NDIR（非分散型赤外線）
0.0〜5.0vol％±3.0％F.S
1 台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として予備 1 個を保有する。）

情報共有設備等

資機材名
社内パソコン（回線，端末）大型メインモニタ仕様等
災害対策本部内での情報共有や必要な資料や書類等を作成するために配備する。
災害対策本部内の要員が必要な情報の共有を行いやすいよう，資料等を表示する大型のモニタを配備する。

61-9-5-20

156

(5)

原子力災害対策活動で使用する主な資料
１ ．組 織 及 び 体 制 に 関 す る 資 料
２．放射能 影響推 定に関する資料

３．事業所
外運搬に関
する資料

資

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応組織資料①東海第二発電所原子力事業者防災業務計画②東海第二発電所原子炉施設保安規定③災害対策規程④東海第二発電所災害対策要領⑤東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料①東海第二発電所災害対策要領②東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連
絡要領（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料①空間線量モニタリング配置図②環境試料サンプリング位置図③環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料①主要系統模式図②原子炉設置（変更）許可申請書③系統図④施設配置図⑤プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥主要設備概要⑦原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ①方位別人口分布図②集落別人口分布図③周辺市町村人口表（５）周辺環境資料①周辺航空写真②周辺地図（2万5千分の１）③周辺地図（5万分の１）④市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

61-9-5-21

157

(6)

その他資機材等
品

名

保管数

考え方

食料

2,310 食110 名×7 日×3 食

飲料水
ヨウ素剤
簡易トイレ ※2

1,540 本1,760 錠一式

110 名×7 日×2 本（1.5 ／本） ※1
110 名×(初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠×6 日)×2 倍−※1：飲料水1.5 容器での保管の場合（要員１名あたり１日３ を目安に配備）※2：プルーム通過中に災害対策本部から退出する必要がないように，連続使用可能なトイレを配備する。

(7)

放射線計測器について①

緊急時対策所エリアモニタ

ａ．使用目的
災害対策本部内の放射線量率の監視，測定及び緊急時対策所内加圧エリアの加圧判断に用いる。
ｂ．配備台数故障等により使用できない場合を考慮し，予備も含め２台配備する。
ｃ．測定範囲：0.001〜99.99mSv／hｄ．電源：AC100V

第 5.2−1 図

可搬型エリアモニタ

61-9-5-22

158

②

ＧＭ汚染サーベイメータ

ａ．使用目的
屋外で作業した要員の身体等に放射性物質が付着していないことを確認する。
ｂ．配備台数放射線管理班員 2 名で汚染検査を実施することを想定しているため，
最低 2 台必要となるが，故障等により使用できない場合を考慮し，予備も含め 5 台配備する。
ｃ．測定範囲：0 〜 1×10２ kcpm
ｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−2 図③

ＧＭ汚染サーベイメータ

電離箱サーベイメータ

ａ．使用目的現場作業を行う要員等の過剰な被ばくを防止するため，作業現場等の放射線量の測定に使用する。
ｂ．配備台数
複数の作業現場等での同時使用及び故障等により使用できない場合を考慮し，予備も含め 5 台配備する。
61-9-5-23159ｃ．測定範囲：0.001 〜 1000mSv／hｄ．電源：乾電池 4 本[連続 100 時間以上]

第 5.2−3 図

電離箱サーベイメータ

61-9-5-24

160

5.3

通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は第 5.3−1 表のとおりである。

第 5.3−1 表
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量

加入電話設備有線系回線

衛星電話設備

回線容量

主要設備

その他 ※３384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続 ※ １

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話
（固定型）

9 回線

−

9 回線

9 回線

衛星電話
（携帯型）

13 回線

−

13 回線

13 回線

2 回線

−

2 回線

2 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

電力保安通信用電話設備 ※ １（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

通信事業者
回線
衛星系回線

必要回線容量 ※２

主要設備

専用電話（ホットライン）（自治体向）2.9Mbps

有線系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

ＩＰ電話（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議
システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

61-9-5-25

161

5.4

ＳＰＤＳのデータ伝送概要とパラメータについて
通常，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳデー
タ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表
示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2 週間分（1 分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデー
タ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。
ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「格納容器内の状態」，「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」が把握できる設計とする。
また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」，「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」，「津波監視」に必要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とすると共に，今後の監視パラメータ追加や機能拡張等を考慮した設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第 5.4−1 表に示す。

61-9-5-26

162

第 5.4−1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

APRM レベル平均

○

○

○

APRM レベル A

○

−

○

APRM レベル B

○

−

○

APRM レベル C

○

−

○

APRM レベル D

○

−

○

APRM レベル E

○

−

○

APRM レベル F
炉心反応度
SRNM 計数率 CH.Aの状態確認
SRNM 計数率 CH.B

○

−

○

○

○

○

○

○

○

SRNM 計数率 CH.C

○

○

○

SRNM 計数率 CH.D

○

○

○

SRNM 計数率 CH.E

○

○

○

SRNM 計数率 CH.F

○

○

○

SRNM 計数率 CH.G

○

○

○

SRNM 計数率 CH.H

○

○

○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

−

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量

○

○

○

目的

対象パラメータ

61-9-5-27

163

(2/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器表面温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A−2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B−2 電圧
炉心冷却の6.9kV 母線 2C 電圧
状態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格納容器内
ドライウェル圧力（広帯域）の状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ

61-9-5-28

164

(3/6)
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度（平均
値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

−

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

−

○

対象パラメータ

格 納 容 器 内 格納容器内水素濃度(SA)の状態確認
格納容器内酸素濃度(SA)61-9-5-29

165

(4/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）B
放射能隔離
NS4 内側隔離の状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動
環境の情報
SGTS モニタ（高レンジ）A
確認
SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内
格納容器内スプレイ弁 B（全開）の状態確認
主蒸気管放射線モニタ(A)61-9-5-30

166

(5/6)SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T−2)

○

○

○

モニタリング・ポスト(A)

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)

○

○

−

モニタリング・ポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリング・ポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

環 境 の 情 報 18m ベクトル平均風速 10 分値
確認
71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時
対策所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

61-9-5-31

167

(6/6)
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非常用炉心冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
却 系 (ECCS)の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

使用済燃料プ 使用済燃料プール温度（SA）
ールの状態確 使用済燃料プール温度
認
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レ
ンジ・低レンジ）
水素爆発によ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
水素爆発によ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の損傷防止確 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
認

津波監視61-9-5-32

168

5.5

緊急時対策所の要員数とその運用について
収容場所・収容可能人数

災害対策本部（約350ｍ ２ ）
約100名
宿泊・休憩室（約70ｍ ２ ）収容する要員収容場所の対策

・重大事故等に対処するために必要な指示をする要員
・事故の抑制に必要な要員等
・重大事故等の対処，抑制をするための交代要
員，待機要員プルーム通過時の希ガス対策（空気ボン
ベによる正圧維持）実施（建屋 2 階平面図）＊今後の設計により変更になる場合あり

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある最低限必要な要員は，休憩・仮眠をとるための交代要員

61-9-5-33

169

を考慮して，(1)重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 46 名と，(2)原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 18 名の合計の 64 名としている。
なお，この要員数を目安として，発電所災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる要員を判断する。

(1)

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
プルーム通過中の状況監視及び通過後においても継続して発電所災害対策本部機能を維持し，必要な指揮・対応を行うために必要な要員数を確保
する。
要員

考え方

人数

重大事故等に対処するための指揮を行う
発電所災害対策ために必要な本部要員は本部長，本部長
本部長他
代理，原子炉主任技術者がとどまる。

5名

各班本部員，
班長

各班については，本部長からの指揮を受け，重大事故等に対処するため，各本部員及び各班長がとどまる。

18 名

交代要員

上記，本部長，本部長代理，原子炉主任
技術者の交代要員 5 名，及び各班の本部
員，班長の交代要員 18 名を確保する。

23 名

合計

46 名

（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

(2)

原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な要員
放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置として ，プルーム
通過後の放水砲による放水の再開実施に必要な要員及びその他重大事故等に対して柔軟に対処するために必要な要員数を確保する。

61-9-5-34

170

要員
運転員
（当直員）

庶務班要員

考え方

人数

合計

※

プルーム通過時には，3 名 が待避室，4 名が緊急時対策所に退避する。

7名

放射性物質の拡散を抑制するた
放射性物質拡めに必要な放水砲設備の運転，
散抑制対応
監視

4名

燃料確保

ポンプ車等の可搬型設備への燃
料給油

2名

水源確保

使用済燃料ピットへの補給等

2名

電源確保

電源車の運転操作，監視

2名

24 名

保修班要員

運転班要員

格 納 容 器 ベ ン 格 納 容 器 ベ ン ト の 現 場 対 応 (弁3 名※
ト対応
操作室に待避)放射線管理
モニタリング
班要員

作業現場の放射線モニタリング

4名

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定し，訓練実施することにより必要な力量を習得・維持する。
※ 緊急時対策所外での対応，待避要員（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

61-9-5-35

171

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について
原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，第 5.6−1 表に定める異常・緊急時の情勢に応じて防災体制を区分する。

61-9-5-36

172

第 5.6−1 表
防災体制

警戒事態

緊急事態の
区分

警戒事態

61-9-5-37
非常事態

施設敷地緊
急事態
（原災法第
10条事象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類
参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする
旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事
象（右の事象の種類
参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

施設の状況
その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生

事象の種類(AL53)重要区域での火災・溢水による安全(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ機能の一部喪失のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい○外的事象（自然災害）(AL22)原子炉給水機能の喪失
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失等の発生(AL25)全交流電源喪失のおそれ○外的事象(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失の ・原子力規制委員会委員長又は委員長代理
が警戒本部の設置を判断した場合
おそれ○その他原子力施設の重要な故障等(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ ・原子力防災管理者が警戒を必要と認める
原子炉施設の重要な故障等(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪失
放出(SE30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ放出(SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性(SE04)火災爆発等による管理区域外での放(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使
射線の放出用(SE05)火災爆発等による管理区域外での放(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪失・警射性物質の放出
報喪失(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ (SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪(SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉
失
心冷却装置作動(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ
失(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必(SE25)全交流電源の30 分以上喪失
要な事象の発生(SE27)直流電源の部分喪失

173

防災体制

非常事態

緊急事態の
区分

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，原災法
第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生
全面緊急について通報を受
事態
け，又は自ら発見し（原災法第たとき，若しくは内15 条事象）閣総理大臣が原災法第15条第2項に基づく原子力緊急事態宣言を行ったとき。

施設の状況

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生

事象の種類

61-9-5-38(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE11)原子炉停止機能の異常(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完全喪
失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪
失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁喪失及び１つの障壁の喪失又は喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある
事象発生※EAL：Emergency Action Level ， AL：Alert ， SE：Site area Emergency ， GE：General Emergency

174

5.7

災害対策本部内における各機能班との情報共有について
災害対策本部内における各機能班，本店対策本部との基本的な情報共有方法は以下のとおりである。（第 5.7−1 図参照）
今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．原子炉の状態，重大事故等への対応状況の情報共有①

情報班が通信連絡設備を用い発電長又は情報班員から原子炉の状態を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報については災害対策本部に報告する。

②

技術班は，ＳＰＤＳデータ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。

③

各作業班は，適宜，入手した原子炉の状態，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナル
コンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，
本店対策本部との情報共有を図る。
④

災害対策本部長は，本部と各機能班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，原子炉の状
態，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。

⑤

災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部要員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。

⑥

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。
61-9-5-39

175

ｂ．指示・命令，報告①

災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，原子炉の状態や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。

②

災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命
令を出す。

③

各本部員は，配下の各班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について適宜発話・報告することで情報共有する。

④

各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員と連携する。

⑤

情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯＡ
機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

61-9-5-40

176

(注) 緊急時対策所災害対策本部内の配置については，今後訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 5.7−1 図

緊急時対策所災害対策本部における各機能班，本店対策本部との情報共有イメージ

61-9-5-41

177

5.8

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止），第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針について(1)

緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。

第5.8−1表

設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
要求事項

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。次項において同じ。）が発生した
場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

２ 重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
１ 第６条は，設計基準において想定される自然現象（地震及び津波を除く。）に対して，
安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないもの」とは，設計上の考慮を要する自然現象又はその組
み合わせに遭遇した場合において，自然事象そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件において，その設備が有する安全機能が達成されることをいう。
４ 第２項に規定する「重要安全施設」については，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年
８月３０日原子力安全委員会決定）の「Ⅴ．
２．（２）自然現象に対する設計上の考慮」に示されるものとする。

61-9-5-42

178

設置許可基準規則
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）設置許可基準規則の解釈第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象」とは，対象となる自然現象に対応して，最新の科学的技術的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお，過去の記録，現地調査の結果及び最新知見等を参考にして，必要のある場合には，異種の自然現象を重畳させるものとする。
６ 第２項に規定する「適切に考慮したもの」とは，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するものではなく，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。
３ 安全施設は，工場等内又はその周辺におい ７ 第３項は，設計基準において想定されるて想定される発電用原子炉施設の安全性を損
発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原
なわせる原因となるおそれがある事象であっ因となるおそれがある事象であって人為にて人為によるもの（故意によるものを除く。）
よるもの（故意によるものを除く。）に対に対して安全機能を損なわないものでなけれして，安全施設が安全機能を損なわないた
ばならない。
めに必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安
全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。なお，上記の航空機落下については，「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成
14・07・29原院第4号（平成１４年７月３０
日原子力安全・保安院制定））等に基づき，防護設計の要否について確認する。

61-9-5-43

179

第 5.8−2 表
自然現象
洪水

風（台風）

竜巻

凍結

降水
積雪

落雷
地滑り

火山の影響

生物学的事象森林火災

高潮想定される自然現象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害が生じることはない。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準風
速 30m／s に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・風（台風）の発生による飛来物の影響は，竜巻影響評価において想定している影響に包絡されている。
・緊急時対策所は，最大風速 100m／s の竜巻による設計荷重（風圧力による荷重，気圧差による荷重，飛来物による衝撃及びその他
組合せ荷重）を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・主要設備類は換気空調設備により環境温度を維持した建屋内に配備する設計としている事から影響は生じない。また，屋外設備については保温等の凍結防止対策を行うことにより，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・構内排水路による排水等により緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，建築基準法施行令に定められた東海村の基準積
雪深は 30cm に対して，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，除雪を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，避雷設備を設置するとともに，構内接地網の布設による接地抵抗の低減等の対策を行うことにより，緊急時対策
所機能を損なうことのない設計とする。
・敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，地滑りによる被害は生じることはない。
・緊急時対策所は，発電所で想定される堆積厚さ 50cm の降下火砕物，
積雪及び風荷重を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。さらに，降下火砕物の除去を行うことで，荷重の低減が可能である。
・緊急時対策所は，ネズミ等の小動物に対して侵入防止対策を施す
ことで，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・緊急時対策所は，森林火災からの延焼を防止するため防火帯内側に設置する。また，森林火災の輻射熱の影響に対して，森林との間に適切な離隔距離を確保することで，緊急時対策所機能を損な
うことのない設計とする。
・ばい煙等の二次的影響に対して，外気取込の給気口を森林部と反対の建屋側面に敷設することで，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・緊急時対策所は，高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。

61-9-5-44

180

第 5.8−3 表
外部人為事象
航空機落下

ダムの崩壊

爆発

近隣工場等の火災
有毒ガス想定される外部人為事象への適合方針
適合方針（方策・評価等）

・原子炉施設等への航空機の落下確率は防護設計の要否を判断する基準である 10 −７ 回／炉・年を超えないため，航空機落下による防護については考慮不要である。
・発電所敷地の北側に久慈川が位置しており，その支線の上流約 30kmにダムが存在するが，久慈川は敷地の北方を太平洋に向かい東進していること，久慈川河口に対して標高 3 21m の上り勾配となっていることから，発電所敷地がダムの崩壊により影響をうけることはない。
・石油コンビナート，近隣工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物の衝撃を考慮し，緊急時対策所機能を損なうことのない設計とする。
・石油コンビナート，近隣工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸
送車両，発電所周辺を航行する燃料輸送船及び敷地内の危険物貯蔵施設の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・固定施設（石油コンビナート等）及び可動施設（陸上輸送，海上輸送）において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されてい
る。

船舶の衝突

・緊急時対策所は，船舶の衝突の影響を受けない敷地高さに設置する。

電磁的障害

・日本工業規格（JIS）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設
置によりサージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計とする。

61-9-5-45

181

(2)

緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第８条及び第４１条（火災による損傷の防止）への適合方針は以下のとおりである。

第 5.8−4 表

設置許可基準規則第８条（火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第８条（火災による損傷の防止）
設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよ
う，火災の発生を防止することができ，かつ，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい，安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するもの
でなければならない。

２ 消火設備（安全施設に属するものに限る。）は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場 合 に おい て も 発電 用原 子炉を安全に停 止 さ せる た め の機 能を 損なわな
いものでなければならない。

設置許可基準規則の解釈第８条（火災による損傷の防止）
１ 第８条については，設計基準において発生する火災により，発電用原子炉
施設の安全性が損なわれないようにするため，設計基準対象施設に対して必要な機能（火災の発生防止，感知及び消火並びに火災による影響の軽減）を有することを求めている。
また，上記の「発電用原子炉施設の安全性が損なわれない」とは，安全施設が安全機能を損なわないことを求めている。
したがって，安全施設の安全機能が損なわれるおそれがある火災に対して，発電用原子炉施設に対して必要な措置が求められる。
２ 第８条について，別途定める「実用発電用原子炉及びその付属施設の火災防護に係る審査基準」（原規技発第1306195号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に適合するものであること。
３ 第２項の規定について，消火設備の破損，誤作動又は誤操作が起きた場合のほか，火災感知設備の破損，誤作動
又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても，発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものであること。

61-9-5-46

182

第 5.8−5 表

設置許可基準規則第４１条(火災による損傷の防止）要求事項

設置許可基準規則
第４１条（火災による損傷の防止）
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に 対 処 す るた め に 必 要な 機 能を損なうおそれがないよう，火災の発生を防止することができ，かつ，火災感知設備及び消火設備 を 有 す るも の で な けれ ば ならない。

第 5.8−6 表

設置許可基準規則の解釈第４１条（火災による損傷の防止）
１ 第４１条の適用に当たっては，第８条第１項の解釈に準ずるものとする。

火災による損傷の防止への適合方針

事象

適合方針（方策・評価等）

内部火災

・火災の発生防止並びに火災の影響軽減を考慮した火災防護対策（不燃性・難燃性内装材料，耐火壁等）を講じ，緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
・火災の早期感知については，火災時に炎が生じる前の発煙段階から感知できるよう，異なる２種類の感知器（熱感知器と煙感知器）を組み合わせて設置する設計とする。感知器は，外部電源が喪失場合においても電源を確保する設計とし，中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
・消火設備については，各種消火器を適切に設置するとともに，火災によって煙が充満し消火が困難となる可能性のある屋内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

61-9-5-47

183

61-10
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-ⅰ

184

目 次

1.

新規制基準への適合状況

61-10-1

2.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-3

・添付資料 1

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価条件

61-10-12・添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性

61-10-37

・添付資料 3

線量評価に用いる大気拡散評価

61-10-52

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-54

・添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-60

・添付資料 6

グランドシャインガンマ線の評価方法

61-10-68

・添付資料 7

事故発生時の換気系運転モードについて

61-10-73

・添付資料 8

審査ガイド ※１ への適合状況について

61-10-75※１

実用発電用原子炉に係る重大事故等の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

61-10-ⅱ

185

1.

新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する
規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則

第七十六条（緊急時対策所）〜抜粋〜
新規制基準の項目

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊急重大事故等が発生した場合

時対策所は,重大事故等が発生した場合におにおいても,緊急時対策所にいても当該重大事故等に対処するための適より,当該重大事故等に対処切な措置が講じられるよう,次に掲げるもの

するための適切な措置を講じでなければならない。

ることができる。

一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう,
1

適切な措置を講じたものであること。

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう,重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
緊急時対策所は,重大事故等に対処するため

2に必要な数の要員を収容することができる
ものでなければならない。

61-10-1

186

実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する
規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則

第七十六条（緊急時対策所）〜抜粋〜
新規制基準の項目

適合状況

【解釈】
1

1,2

緊急時対策所の居住性について

第1項及び第2項の要件を満たす緊は,実用発電用原子炉に係る重大事

急時対策 所とは,以 下 に掲げる措置

故時の制御室及び緊急時対策所の又はこれらと同等以上の効果を有す

居住性に係る被ばく評価に関するる措置を行うための設備を備えたも審査ガイドに基づき評価した。結のをいう。

果,対策要員の実効線量が7日間でｅ）緊急時対策所の居住性については,

100mSvを超えないことを確認して次の要件を満たすものであること。

いる（約37mSv／7日間）。なお,想① 想定す る放射 性物 質の放出量等は定する放射性物質の放出量等は東

東京電力株式会社福島第一原子力発

京電力株式会社福島第一原子力発

電所事故と同等とすること。

電所事故と同等と想定し,マスクの② プルー ム通過 時等 に特別な防護措着用なし,交替要員体制なし及び安置を講じ る場合 を除 き,対策要員は

定よう素剤の服用なしとして評価

緊急時対策所内でのマスクの着用なした。

しとして評価すること。
③ 交 代 要 員 体 制 ,安 定 ヨ ウ 素 剤 の 服
用,仮設設備等を考慮してもよい。ただし,その場合は,実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,対策要員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。

61-10-2187

2.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の緊急時対策所の居住性評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という）に基
づき，評価を行った。審査ガイドへの適合状況について添付資料 8 に示す。
災害対策本部の対策要員の被ばく評価の結果，実効線量で約 37mSv／7 日間であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

(1)

想定する事象想定する事象については，「 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，想定する放射性物質等に関しては，審査ガイドに基づき評価を行った。

(2)

大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，東海第二発電所が発災するものとし，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を第 1-1 表に示す。また，放出量評価条件については，添付資料 1 第 1-1-1 表に示す。

61-10-3

188

第 1-1 表

大気中への放出量（gross 値）

核種グループ

放出放射能量（Bq）

希ガス類

約 8.4×10１８

よう素類

約 2.9×10１７

Ｃｓ類

約 2.4×10 １６

Ｔｅ類

約 7.1×10 １６

Ｂａ類

約 2.6×10 １５

Ｒｕ類

約 1.3×10 １０

Ｃｅ類

約 8.7×10 １３

Ｌａ類

約 1.2×10 １３

61-10-4189

(3)大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を，年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月〜
2006 年 3 月の 1 年間における気象データを使用した。気象データの代表性については，添付資料 2 に示す。
相対濃度及び相対線量の評価結果は，第 1-2 表に示すとおりである。また，大気拡散評価条件については，添付資料 1 第 1-1-2 表及び添付資料 3に示す。

第 1-2 表相対濃度及び相対線量
相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m ３ ）Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

1.1×10 −４

6.1×10 −１９

評価対象

災害対策本部(4)

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線評価
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャイン線による対策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置及び形状等から評価した。直接ガンマ線は点減衰核積分コードＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒ，スカイ
シャインガンマ線は一次元輸送計算コードＡＮＩＳＮ及び 1 回散乱計算コードＧ３３−ＧＰ２Ｒを用いて評価した。

(5)

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，放射性物質の放出が事故発生後 24 時間から
34 時間まで継続し，事故初期の放射性物質の影響が支配的となることから
61-10-5190

7 日間災害対策本部に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮している被ばく経路は，第 1-1 図に示す①〜④のとおりである。被ばく経路のイメージ図を第 1-2 図に示す。また，緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件を第 1-4 表に示す。

ａ．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイ
シャインガンマ線）による災害対策本部での外部被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線
及びスカイシャインガンマ線による災害対策本部での対策要員の外部被ばくは，前述(4)の方法で実効線量を評価した。評価条件については，添
付資料 1 第 1-1-6 表及び第 1-1-7 表に示す。

ｂ．大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による災害対策本部での外部被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からの，ガンマ線による災害対策本部での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と緊急時対策所の建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-3 表に示す。

ｃ．外気から取り込まれた放射性物質による災害対策本部での被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は，外気から緊急時対策所に取り込まれる。災害対策本部及び浄化エリアに取り込まれた
放射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく
61-10-6191

の和として実効線量を評価した。
災害対策本部及び浄化エリアの放射性物質濃度の計算に当たっては，
空気ボンベにより災害対策本部を正圧にすることで，プルーム通過中及びプルーム通過後の 1 時間は，災害対策本部への放射性物質の侵入を防止する効果を考慮した。また，浄化エリアは，換気設備により正圧にすることで，フィルタを通らない外気の侵入を防止する効果を考慮した。
なお，マスクの着用なしとして評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-4 表，第 1-1-8 表及び第 1-1-9 表に示す。
また，事象発生時の換気系の運転モードについて添付資料 7 に示す。

ｄ．大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャイン）による災害対策本部での外部被ばく（経路④）
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による災害対策本部での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。評価条件については，添付資料 1 第 1-1-5 表，添付資料 4 及び添付資料 6 に示す。

61-10-7192

(6)被ばく評価結果
災害対策本部の対策要員の被ばく評価結果は，第 1-3 表に示すとおり，

実効線量で約 37mSv／7 日間であり，実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。

第 1-3 表緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価結果
実効線量

被ばく経路
（mSv）
① 原子炉建屋の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ

約 6.3×10−２線）による災害対策本部での被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による災害対策本部

約 4.4×10−２での外部被ばく③外気から取り込まれた放射性物質による災約 3.5×10１
害対策本部での被ばく（内訳）内部被ばく（約 1.1×10１ ）外部被ばく（約 2.3×10１ ）④ 大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャイン）

約 2.3×10０

による災害対策本部での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

約 37

61-10-8

193

線源
被ばく経路

直接ガンマ線，
スカイシャインガンマ線

換気設備を通じて緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質による
被ばく
ガンマ線

被ばく部位

61-10-9①③

地表面放射性物質

大気中放射性物質

原子炉建屋内放射性物質

②

吸入摂取

放射性雲中の
放射性物質のガンマ線

地表面の放射性物質のガンマ線

クラウドシャイン

グランドシャイン

③④

ガンマ線による
外部被ばく

吸入摂取による
内部被ばく

室内作業時

第 1-1 図

被ばく経路

194

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）
災害対策
本部での
被ばく

② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③ 外気から緊急時対策所内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）④ 大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）61-10-10

原子炉建屋

スカイシャインガンマ線

クラウドシャイン線②①

原子炉格納容器

緊急時対策所
換気設備
ファン
フィルタ
直接ガンマ線

①
③
④

ガンマ線
吸入摂取

グランドシャインガンマ線

第 1-2 図

災害対策本部の対策要員の被ばく経路イメージ図

195

第 1-4 表

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要条件

項目

災害対策本部

発災プラント

東海第二発電所

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10時間

放出源高さ

地上放出

大気拡散

気象

2005年4月から2006年3月

条件

着目方位

ＷＳＷ，Ｗ方位建屋巻き込み巻き込み考慮

累積出現頻度小さい方から97％相当

放出量評価

時間[h]

0〜24

24〜34

5,000

900

34〜35

35〜168換気設備による外5,000

気取り込み[m３ /h]
防護措置
空気ボンベ

結果

−

加圧（11時間）

マスク

着用なし

要員交代，よう素剤考慮しない

合計線量（7日間）

約37mSv−

61-10-11196

添付資料 1
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価条件

第 1-1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件（1／2）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 緊 急 時 制 御 室
又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では，放射性物質の大気中への放出割合が東京電力
株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定
した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

評価事象

東京電力株式会社福島第一原
子力発電所事故と同等

審査ガイドに示された
とおり設定

炉心熱出力

3,293MWt

定格熱出力−

1 サイクル当たり
10,000 時間（416 日）
1 サイクル：0.229
2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

1 サイクル 13 ヶ月（約395 日）を考慮して設定−

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定−「単位熱出力当たりの炉心内蔵量（ 24 時間減衰値））（Bq／MW）」×「3293MW（ 定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件として，
東海第二と同じ装荷燃料（９×９燃料（Ａ型）），
運転時間（ 10,000 時間）で算出したＡＢＷＲのサイクル末期の値を使
用）

−

運転時間

取替炉心の
燃料装荷割合炉心内蔵量

希ガス類：約 6.6×10 １５ Bq
ヨウ素類：約 8.6×10 １５ Bq
Ｃｓ類 ：約 3.4×10 １４ Bq
Ｔｅ類 ：約 2.4×10 １５ Bq
Ｂａ類 ：約 7.3×10 １５ Bq
Ｒｕ類 ：約 7.3×10 １５ Bq
Ｃｅ類 ：約 2.3×10 １６ Bq
Ｌａ類 ：約 1.7×10 １６ Bq（核種毎の炉心内臓量を核種
グループ毎に集約して記載）

61-10-12

197

第 1-1-1 表
項目

大気中への放出放射能量評価条件（2／2）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4(1)a. 事 故直 前の 炉 心内 蔵 量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定する。

希ガス類：97％

希ガス類：97％

よう素類：2.78％
放射性物質の
大気中への放出割合

Ｃｓ類：2.13％
Ｔｅ類：1.47％
Ｂａ類：0.0264％
Ｒｕ類：7.53×10−８ ％ヨウ素類：2.78％
審査ガイド（ Ｃ ｓ Ｉ ： 95 ％ ， 無 機 ヨ ウ 素 ：に示された4.85％，有機ヨウ素：0.15％）

とおり設定（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 を 参 考 に 設定）

Ｃｅ類：1.51×10−４ ％Ｃｓ類：2.13％

Ｌａ類：3.87×10−５ ％Ｔｅ類：1.47％
Ｂａ類：0.0264％
Ｒｕ類：7.53×10−８ ％Ｃｅ類：1.51×10−４ ％Ｌａ類：3.87×10−５ ％粒子状よう素：95％
よう素の形態

無機よう素：4.85％

同上

同上

有機よう素：0.15％
4.4(4)a. 放 射性 物質 の 大気 へ の放出開始時刻24 時間後同上

放出開始時刻は，事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する。
4.4(4)a. 放 射性 物質 の 大気 中 へ

放出継続時間

10 時間

同上の放出継続時間は，保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。

事故の
評価期間

3. 判断基準は，対策要員の実効線
7日

同上

量が７日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-13

198

第 1-1-2 表
項目

大気拡散条件（1／3）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a. 放 射 性 物 質の空気中濃度は，放出源高さ及び気象条件に応じて，空間濃度分

大気拡散評価ガウスプルーム

モデル

モデル

審査ガイドに示され布が水平方向及び鉛

たとおり設定直方向ともに正規分
布になると仮定した
ガウスプルームモデ
ルを適用して計算する。

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うた
東海第二発電所にお気象データ

ける１年間の気象データ（2005 年 4 月〜
2006 年 3 月）

4.2(2)a. 風向，風速，

め地上風（地上約 10m） 大 気 安 定 度 及 び 降 雨の気象データを使用の観測項目を，現地に審査ガイドに示されおいて少なくとも１

たとおり発電所にお年間観測して得られいて観測された 1 年間た気象資料を大気拡の気象データを使用

散計算に用いる。

（添付資料 2 参照）
4.2(2)c. 相 対 濃 度
は，短時間放出又は長

実効放出継続時間

10 時間

審査ガイドに示され時間放出に応じて，毎た放出継続時間に基時刻の気象項目と実づき設定

効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。
4.4(4)b. 放 出 源 高 さ

審査ガイドに示され放出源及び放出源：原子炉建屋

たとおり設定放出源高さ

放出源高さ：地上 0m

ただし，放出エネルギ
による影響は未考慮

は，地上放出を仮定する。放出エネルギー
は，保守的な結果となるように考慮しないと仮定する。

61-10-14

199

第 1-1-2 表
項目

大気拡散条件（2／3）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)c. 評 価 点 の 相 対 濃度又は相対線量は，毎時刻累積出現頻度小さい方から累積

審査ガイドに示さして 97％

れたとおり設定の相対濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる値とする。
4.2(2)a. 原 子 炉 制 御 室 ／放出点から近距離の建屋の影響を受
建屋巻き込み考慮する

けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

緊急時制御室／緊急時対策
所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には，建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。
4.2(2)b. 巻き込みを生じる建屋として，原子炉建屋，放出源であり，巻き巻き込みを生じる
代表建屋

原子炉建屋

込みの影響が最も大きい建屋として選定

タービン建屋等原則として放出源の近隣に存在するす
べての建屋が対象となるが，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは，保守的な結果を与える。
4.2(2)b. 評 価 期 間 中 も 給気口から外気を取入れるこ

放射性物質濃度の評価点

原子炉建屋から緊
急時対策所への最近接点

審査ガイドに示されたとおり設定とを前提とする場合は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／
緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

61-10-15

200

第 1-1-2 表
項目

評価条件

大気拡散条件（3／3）
選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a. 原 子 炉 制 御 室 ／緊急時制御室／緊急時対策
所の居住性に係る被ばく評
価では，建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，

着目方位

2 方位
（ＷＳＷ，Ｗ）

審査ガイドに示さ

放射性物質濃度を計算する

れた評価方法に基当該着目方位としては，放づき設定出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく，図５に示すように，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

建屋投影面積3,000m２

審査ガイドに示さ

4.2(2)b. 風 向 に 垂 直 な 代

れたとおり設定

表建屋の投影面積を求め，風向に垂直な投影

放射性物質の濃度を求める

面積のうち最も小ために大気拡散式の入力と

さいもの

する。

61-10-16

201

第 1-1-3 表
項目

クラウドシャインによる被ばくの評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，屋外の放射性物質を考慮し，緊急時対策所外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。
4.2(2)b. 屋上面を代表とする場合、例えば
評価点

第 1-1-1 図のとおり

災害対策本部中心点

原子炉制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とすることは妥当である。
4.2(3)a. 原 子 炉 制 御室／緊急時制御室／
緊急時対策所内にいる運転員又は対策要

遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-1 図のとおり

制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-17

202

第 1-1-4 表

緊急時対策所建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質を考慮し，緊急時対策所の内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策
要員の外部被ばくを評価する。

評価点

第 1-1-2 図のとおり

災害対策本部中心点−

4.2(3)a. 原 子 炉 制 御室／緊急時制御室／
緊急時対策所内にいる運転員又は対策要
遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-2 図のとおり

制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-18

203

項目

第 1-1-5 表

グランドシャインの評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，緊急時対策所の屋上面及び屋外の地表面に沈着した放射性物質を考慮し，緊急時対策所外壁及び内壁に設置した遮蔽壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。（添付資料 6 参照）
沈着した線源の影響が大
評価点

第 1-1-3 図のとおり

きくなる点を選定（災害対策本部の天井レベルに−て評価）
4.2(3)a. 原 子 炉 制 御室／緊急時制御室／
緊急時対策所内にいる運転員又は対策要
遮蔽厚さ員に対しては、原子炉

第 1-1-3 図のとおり

制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

計算コード

ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒ

許認可解析にて実績のあるコード−

61-10-19

204

第 1-1-6 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

緊急時対策所外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による対策要員の被ばくを評価する。

線源強度

原子炉建
屋原子炉
棟内線源
強度分布

放出された放射性物
質が自由空間容積に均一に分布するとし，
事故後 7 日間の積算

審査ガイドに示されたとおり
設定

7日

価期間

第 1-1-5 図，第 1-1-6
図のとおり

放射性物質は，自由空間容積に均一に分布するもの
として、事故後 7 日間の積線源強度を計算

事故の評

評価点

4.4(5)a. 原子炉建屋内の算線源強度を計算する。
同上

同上

中心点より線源となる建屋に近い壁側を選定（災害対策本部−の天井レベルにて評価）
4.4(5)a. 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイ

第 1-1-4 図，第 1-1-5
遮蔽厚さ

図，第 1-1-6 図のとおり

シャインガンマ線及び直原子炉建屋，緊急時対策所の躯

接ガンマ線による外部被体厚さを参照ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮へい構
造及び地形条件から計算する。

直接ガンマ線の線量評価に用いるＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒは三次元形状を，スカイシャインガ
ンマ線の線量評価に用いるＡＮＩＳＮ及びＧ３３−ＧＰ２
直接ガンマ線の線量

Ｒはそれぞれ一次元，三次元形

評価：

状を扱う遮蔽解析コードであ直接ガンマ

ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ り，ガンマ線の線量を計算する

線・スカイシことができる。計算に必要な主ャインガンマスカイシャインガンな条件は，線源形状，遮蔽体条線評価コードマ線の線量評価：件であり，これらの条件が与え

ＡＮＩＳＮ

られれば線量評価は可能であＧ３３−ＧＰ２Ｒる。従って，設計基準事故を超−える事故における線量評価に適用可能である。ＱＡＤ-ＣＧ
ＧＰ２Ｒ, ＡＮＩＳＮ及びＧ
３３−ＧＰ２Ｒはそれぞれ許認可での使用実績がある。

61-10-20

205

第 1-1-7 表

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度 ※１
エネルギ（MeV）

下限−
1.00×10−２
2.00×10−２
3.00×10−２
4.50×10−２
6.00×10−２
7.00×10−２
7.50×10−２
1.00×10−１
1.50×10−１
2.00×10−１
3.00×10−１
4.00×10−１
4.50×10−１
5.10×10−１
5.12×10−１
6.00×10−１
7.00×10−１
8.00×10−１
1.00×10０
1.33×10０
1.34×10０
1.50×10０
1.66×10０
2.00×10０
2.50×10０
3.00×10０
3.50×10０
4.00×10０
4.50×10０
5.00×10０
5.50×10０
6.00×10０
6.50×10０
7.00×10０
7.50×10０
8.00×10０
1.00×10１
1.20×10１
1.40×10１
2.00×10１
3.00×10１※1

積算線源強度

上限（代表エネルギ）−２

1.00×102.00×10−２
3.00×10−２
4.50×10−２
6.00×10−２
7.00×10−２
7.50×10−２
1.00×10−１
1.50×10−１
2.00×10−１
3.00×10−１
4.00×10−１
4.50×10−１
5.10×10−１
5.12×10−１
6.00×10−１
7.00×10−１
8.00×10−１
1.00×10０
1.33×10０
1.34×10０
1.50×10０
1.66×10０
2.00×10０
2.50×10０
3.00×10０
3.50×10０
4.00×10０
4.50×10０
5.00×10０
5.50×10０
6.00×10０
6.50×10０
7.00×10０
7.50×10０
8.00×10０
1.00×10１
1.20×10１
1.40×10１
2.00×10１
3.00×10１
5.00×10１（Photons）
1.92×10２２
2.13×10２２
9.88×10２２
5.05×10２２
1.00×10２２
6.68×10２１
5.86×10２１
2.93×10２２
1.73×10２２
4.42×10２２
8.84×10２２
1.30×10２３
6.51×10２２
9.25×10２２
3.08×10２１
1.36×10２３
1.54×10２３
6.65×10２２
1.33×10 ２３
3.03×10 ２２
9.12×10 ２０
1.47×10 ２２
1.57×10 ２１
3.33×10 ２１
2.15×10 ２１
1.05×10 ２０
2.44×10 １７
2.44×10 １７
6.40×10 １１
6.40×10 １１
6.40×10 １１
6.40×10 １１
7.37×10 １０
7.37×10 １０
7.37×10 １０
7.37×10 １０
2.26×10 １０
1.13×10 １０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０

ビルドアップ係数等については，代表エネルギ毎に評価している。

61-10-21

206

第 1-1-1 図

第 1-1-2 図クラウドシャインによる被ばくの計算モデル

緊急時対策所建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの計算モデル

61-10-22

207

第 1-1-3 図

グランドシャインによる被ばくの計算モデル（1／2）
61-10-23

208

第 1-1-3 図

グランドシャインによる被ばくの計算モデル（2／2）
61-10-24

209

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（1／5）
61-10-25

210

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（2／5）
61-10-26

211

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（3／5）
61-10-27

212

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（4／5）
61-10-28

213

第 1-1-4 図

直接ガンマ線の計算モデル（5／5）
61-10-29

214

61-10-30
第 1-1-5 図

直接ガンマ線の計算モデル（緊急時対策所−原子炉建屋）

215

第 1-1-6 図

スカイシャインガンマの計算モデル（1／2）

61-10-31

216

61-10-32
第 1-1-6 図

スカイシャインガンマの計算モデル（2／2）

217

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（1／3）

評価条件

選定理由

事象発生〜24 時間：

緊急時対策所
換気設備運転モード

審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原子炉制御室／

緊対建屋加圧モード

事故後 24 時間か

緊急 時 制 御 室／ 緊急 時 対

事故後 24〜34 時間：

ら 34 時間は，外気策所 内 へ の 外気 取入 に よ

災害対策本部加圧モード

少量取り込みによる放 射 性 物 質の 取り 込 み

事故後 34〜35 時間：

り建屋内への放射については，非常用換気空緊対建屋浄化モード

性物質の流入を低調設 備 の 設 計及 び運 転 条

事故後 35〜168 時間：減する。

件に従って計算する。

緊対建屋加圧モード

4.4(3)a. 緊 急 時 制 御 室 又は緊 急 時 対 策所 の非 常 用

空気ボンベ

事故後 24〜35 時間

空気ボンベ加圧設

換気空調設備は，上記(2)加圧（11 時間）計容量より設定の非 常 用 電 源に よっ て 作
動すると仮定する。
4.2.(2)e. 原子炉制御室

災害対策本部は，
空気ボンベ加圧時は浄化エリアよりも加圧されている

事故時における外気取り込考慮する

みため外気取り込みはないが，空気ボンベ加圧時以外
は，外気取り込みを行う。

／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から，次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。
一 原子炉制御室／緊急時
制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備によって室内に取り入れること（外気取入）4.2(2)e. 原子炉制御室／
緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放緊急時対策所バウンダリ体積（容積）災害対策本部：3,000m ３
浄化エリア：12,800m ３

審査ガイドに示さ

射性物質の空気流入量は，れたとおり設計値

空気流入率及び原子炉制を基に設定

御室／緊急時制御室／緊
急時対策所バウンダリ体
積（容積）を用いて計算する。

61-10-33

218

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（2／3）

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原子炉制御室／

事故後 24〜35 時間：

緊急時制御室／緊急時対外部ガンマ線

浄化エリアの容積

策所内に取り込まれる放による全身に

12,800m３

対する線量評事故後 35〜168 時間： れたとおり設計値

空気流入率及び原子炉制

価時の自由体

災害対策本部及び浄御室／緊急時制御室／緊積化エリアの容積15,800 m

審査ガイドに示さを基に設定

射性物質の空気流入量は，

急時対策所バウンダリ体

３積（容積）を用いて計算する。
4.2(2)e. 原子炉制御室／

事象発生〜24時間：
緊急時対策所
非常用送風機ファン流量

5,000m３ ／h
24〜34時間：
900m３ ／h34〜168時間：

緊急時制御室／緊急時対審査ガイドに示さ

策所内への外気取入によれたとおり設計値

る放射性物質の取り込みを基に設定については，非常用換気空調設備の設計及び運転条

5,000m３ ／h

緊急時対策所件に従って計算する
設計上期待できる

4.2(1)a. ヨウ素 及びエア

値を設定

ロゾルのフィルタ効率は，非常用よう素

有機よう素：99.0％

有機/無機よう素フ

使用条件での設計値を基フィルタ，微粒

無機よう素：99.0％

ィルタ除去効率：に設定する。

子フィルタに粒子状物質：99.9％

99.0％以上

なお，フィルタ効率の設定

粒子状物質：

に際し，ヨウ素類の性状を99.9％以上

適切に考慮する。

よる除去効率空気ボンベによる

緊急時対策所の空気流入率

0 回／h

緊急時対策所内の4.2(1)b. 新 設 の 場 合 で加圧又は換気設備

は，空気流入率は，設計値を用いた外気を取を基に設定する。

り入れによる緊急（なお，原子炉制御室／緊時対策所内の加圧急時制御室／緊急時対策が行われるため，フ所設置後，設定値の妥当性

ィルタを通らないを空気流入率測定試験に空気流入はないもよって確認する。）のとする。

61-10-34

219

第 1-1-8 表
項目

緊急時対策所換気設備条件（3／3）

評価条件

選定理由
居住環境上の被ばマスクによる
除染係数

く低減措置を優先考慮しない

し，評価においては着用しないこととした。

居住環境上の被ば
安定よう素剤服用

く低減措置を優先考慮しない

し，評価においては服用しないこととした。

審査ガイドでの記載
3. プルーム通過時等に特別な 防 護 措 置を 講じ る 場
合を除き，対策要員は緊急時対 策 所 内 での マス ク の着用 な し と して 評価 す ること。
3. 交代要員体制，安定よ
う素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよい。
ただしその場合は，実施のため の 体 制 を整 備す る こと。

居住環境上の被ば交代要員の考慮く低減措置を優先考慮しない

し，評価において同上

は交代を考慮しないこととした。

61-10-35

220

第 1-1-9 表

線量換算係数，呼吸率及び地表面への沈着速度の条件

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

成人実効線 量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）
I−131：2.0×10−８ Sv／Bq
I−132：3.1×10−１０Sv／Bq
I−133：4.0×10−９ Sv／Bq

ICRP Publication 71

I−134：1.5×10−１０Sv／Bq
線量換算係数

I−135：9.2×10−１０Sv／Bq
Cs−134：2.0×10−８ Sv／Bq

及び線量換算係数に

ICRP Publication 72

ついて，記載なしに基づく

Cs−136：2.8×10−９ Sv／Bq
Cs−137：3.9×10−８ Sv／Bq
上 記 以 外 の 核 種 は ICRP
Publication71 及 び ICRP
Publication72 に基づく

ICRP Publication 71
３

呼吸率1.2m ／hに基づく成人活動時の呼吸率を設定

エアロゾル：1.2cm／s
地表面への沈無機よう素：1.2cm／s

着速度

有機よう素：沈着無し
希ガス

：沈着無し

※ １ ： NUREG ／ CR 4551 Vol.2

呼吸率について，
記載なし

線量目標値評価指針

4.2(2)d. 放 射 性を参考に，湿性沈着

物質の地表面へを考慮して乾性沈着の沈着評価では，速度（0.3cm／s）の 4

地表面への乾性倍を設定（添付資料

沈着及び降雨へ

5，6 参照）の湿性沈着を考乾 性 沈 着 速 度 は

慮して地表面沈

NUREG／CR-4551

着濃度を計算す

Vol.2※１ より設定る。

Evaluation of Severe Accident Risks ：Quantification of Major Input Parameters61-10-36221

添付資料 2
被ばく評価に用いた気象資料の代表性

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所敷地
内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については， 敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ
高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速
逆数の平均）を用いている。

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査すること
61-10-37

222

が望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象
データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
(1)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度※は 2.01×10 −６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04×10−６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 1-2-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観
測所）の観測記録についても使用した。

61-10-38

223

第 1-2-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1検定年① 2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4月〜② 2004 年 4 月〜2016 年 3 月
2006 年 3（最新 10 年の気象データ）
月

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
c．検定結果（①〜⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 1-2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016
年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データは異常年とは判断されない。

61-10-39

224

第 1-2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考

地上高
10m

地上高
81m※2

地上高
140m

水戸地方
気象台

小名浜特
別地域気
象観測所

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

2005 年度※1：①：2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 1-2-3
表のとおり比較した。
61-10-40

225

ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5〜0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 1-2-3 表

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m ３ ） 相対濃度 ※ （s／m ３ ）風向

比（Ｂ／Ａ）（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10−６

0.864

Ｅ

1.982×10−６

1.010×10−６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10−６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10−６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時間
毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月〜
61-10-41

226

2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

61-10-42

227

61-10-43

228

61-10-44229

61-10-45

230

61-10-46

231

61-10-47

232

61-10-48

233

61-10-49

234

61-10-50

235

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

61-10-51236

添付資料 3
線量評価に用いる大気拡散評価

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度 97％に当たる値としている。また，注目方位は，第 1-3-1 図に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮している。評価対象方位を第 1-3-1 表に示す。本評価では着目方位は 2 方位となる。

61-10-52237

第 1-3-1 表

評価対象方位

評価点

緊急時対策所外壁

放出源

原子炉建屋外壁

評価方位

ＷＳＷ，Ｗ

距離

310m

相対濃度（χ／Ｑ）の評価にあたっては，年間を通じて 1 年間ごとの気象条件に対して相対濃度を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を
第 1-3-2 表に示す。累積出現頻度 97％にあたる相対濃度は約 1.1×10 −４ s／m ３となった。

第 1-3-2 表

相対濃度の値（実効放出継続時間 10 時間）

累積出現頻度（％）

相対濃度（s／m３ ）

・・・・

・・・・

96.99

約 1.1×10 −４

97.01

約 1.1×10 −４

97.03

約 1.1×10 −４

・・・・

・・・・

61-10-53

238

添付資料 4
地表面への沈着速度の設定について

地表面への放射性物質の沈着は，第 1-4-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈
着によって発生する。乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウ
ト係数によって計算される。

降水期間

無降水期間

ウォッシュアウト係数
放射性物質
相対濃度
χ／Ｑ

地表面

湿性沈着率

沈着速度

沈着速度

乾性沈着率

乾性沈着率

降水期間は湿性・乾性沈着を考慮

第 1-4-1 図

無降水期間は乾性沈着のみを考慮

地表面沈着のイメージ

緊急時対策所の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着
速度 0.3cm／s の 4 倍である 1.2cm／s※１ を用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和 51 年
9 月 28 日原子力委員会決定，一部改訂

平成 13 年 3 月 29 日）の解説において，

葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，61-10-54239

乾燥時の 2〜3 倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の 4 倍と設定した。
以下では，湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の 4 倍として設定した妥当性を検討した。

1.

評価手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の適用性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計
した沈着率の累積出現頻度 97％値を求め，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，添付資料 5 参照）の積が 1.2cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義され
る。

(1)

乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル 3PSA 編）：2008」（社団法人

日本原子力学会）（以下「学会標準」という。）解説 4.7 を参考に評価した。学会標準解説
4.7 では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは内規[【解説 5.3】①]に従い，地上高さの相対濃度を用いた。
x, y, zχ/Qχ/Qx, y, zχ/Q x, y, zVV ・χ/Q x, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m ２ ]：時刻 i での相対濃度[s／m ３ ]：沈着速度[m／s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）
61-10-55

240

(2)

湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影
響を受ける。湿性沈着率（χ/Ｑ)w(x,y) i は学会標準解説 4.11 より以下のように表される。
∞

χ /Q

x, y

χ /Q x, y, z dz

Λ・

χ /Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ

・・・・・②
χ/Qx, y：時刻 i での湿性沈着率[1／m ２ ]χ/Q x, y, 0

：時刻 i での地表面高さでの相対濃度[s／m ３ ]：時刻 i でのウォッシュアウト係数[1／s]

Λ

（

9.5

Pr . 学会標準より）

10P：時刻 i での降水強度[mm／h]Σ：時刻 i での建屋影響を考慮した放射性雲の鉛直方向の拡散幅[m]h：放出高さ[m]乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値と，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値の比は以下で定義される。

乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値（①＋②）
乾性沈着率の累積出現頻度 97％値（①）
・χ/

, ,

, ,

Λ

・χ/

, ,

χ/

πΣ

Σ

％

・・・・・③％61-10-56241

2.

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方
地表面沈着率の累積出現頻度は，気象指針に記載されているχ／Ｑの累積出

現頻度 97％値の求め方 ※２ に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 1-4-2 図参照）。
（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を 1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対
象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，
小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ
／Ｑの累積出現頻度と異なる）。

※２（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。

61-10-57242

降水がない時刻は，湿性沈着率はゼロ

日時

方位
（風向）

風速
（m／s）

大気
安定度

χ／Ｑ
（s／m ３ ）

乾性沈着率（1／m ２ ）（①）

降水量（mm／hr）

湿性沈着率（1／m ２ ）（②）

地表面沈着率（①＋②）

4/1 1:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.3

F

○×10 −６○×10 −９00○×10 − ９

4/1 2:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.5

E

○×10 −６○×10 −９

1.0○×10 −８○×10 − ８

4/1 3:00

Ｓ
（Ｎ）

1.4

F

○×10 −６○×10 −９

1.5○×10 −８○×10 − ８

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

3/31 24:00

ＳＷ
（ＮＥ）

5.5

D

○×10 −７○×10−１ ０00○×10− １０

評価対象方位の時刻のみχ／
Ｑ及び乾性沈着率が出現
評価対象方位以外のχ／Ｑはゼロとなるため，地表面沈着率はゼロとなる。
地表面沈着率の累積出現頻度 97 ％値
地表面沈着率の並び替えであり，気象条件
によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限らない。
（従来のχ／Ｑ計算とは順番が異なる。）

第 1-4-2 図No
1

評価対象方位をＳＷとし，地表面沈着率の出現頻度を昇順に並び替
え
出現頻度
χ／Ｑ
地表面沈着率（％）（s／m ３ ）（① ＋②）
0.000
0
0

2

0.003

0

0

・・・

・・・

・・・

・・・

○○

97.004○×10− ６○×10−９○○97.010○×10− ６○×10−９

・・・

・・・

・・・

・・・

×××

100.000○×10−５○×10−８

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

61-10-58

243

3.

評価結果
第 1-4-1 表に緊急時対策所の評価点についての検討結果を示す。乾性沈着
率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度 97％値と，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値の比は 1.3 程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の 4 倍と設定する
ことは保守的であるといえる。

第 1-4-1 表

沈着率評価結果

放出点

相対濃度（s／m３ ）

乾性沈着率(①)（1／m２ ）

地表面沈着率(①＋②)（1／m２ ）

③比((①＋②)／①)

湿性沈着を考慮
した沈着速度（cm／s）

原子炉建屋

1.1×10−４

3.2×10−７

4.2×10 −７

1.3

0.4

61-10-59244

添付資料 5
エアロゾルの乾性沈着速度について

緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価では，地表面への放射性物質の沈着速度を乾性沈着速度の 4 倍と想定しており，沈着速度の評価に当たっては，
乾性沈着速度として 0.3cm／s を用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551 ※１ に基づき 0.3cm／s と設定した。NUREG/CR-4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内も同様の構成であるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5μm〜5μm の粒径に対して検討されているが，格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N. Slinn の検討 ※２ によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1μm〜5μm の粒径では沈着速度は 0.3cm／s 程度（第 1-5-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として0.3cm／s を適用できると判断した。

61-10-60

245

第 1-5-1 図※1※2

様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２ ）J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk：quantificationof major input parameters, NUREG/CR-4451 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn ：Environmental Effects, Parameterizations for
Resuspension and for Wet and Dry Deposition of Particles and Gases
for Use in Radiation Dose. Calculations, Nuclear Safety Vol.19 No.2,
1978

61-10-61

246

参考資料

シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル
粒径分布として「0.1μm〜5μm」の範囲であることは，粒径分布に関して実施されている研究を基に設定している。
シビアアクシデント時には格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「格納容器内でのエア
ロゾルの挙動」及び「格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された第 1-5-1 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント
時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，
海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント
時のエアロゾルの挙動の試験等（第 1-5-1 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 1-5-1 表に示す。
この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（格納容器，原子炉冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロ
ゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
したがって，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm〜5μm のエアロゾルを想定することは妥当である。

61-10-62247

第 1-5-1 表番号

シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果

試験名又は
報告書名等
LA2※１

エアロゾル粒径（μm）

備 考

約0.5〜5（第1-5-2図参照）

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの格納容器閉じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験

①

LACE

②

NUREG/CR-5901 ※２

0.25〜2.5（参考1-1）

格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスクラビング効果のモ
デル化を紹介したレポート③

AECLが実施した試験 ※３

0.1〜3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目
した実験

④

※３

0.29〜0.56（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した1次系内のエアロゾル挙動に着目した実験

0.5〜0.65（参考1-2）

シビアアクシデント時のFP挙動の実験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP実
験の格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

⑤

※1

※2

※3

PBF-SFDPHEBUS-FP※３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol CodeCalculations for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2,ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE
COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2
D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of
Aerosol Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting
With Concrete
STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)61-10-63248

第1-5-2図LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化グラフ

61-10-64249

参考1-1

NUREG/CR-5901の抜粋

61-10-65250

61-10-66

251参考1-2 STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS，
NEA/CSNI/R(2009)5の抜粋及び試験の概要

試験名又は報告書名等
AFCLが実施した実験

試験の概要
CANDUのジルカロイ被覆管燃料を使用した，1次系でも核分裂生成物の挙動についての試験
米国アイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状

PBF-SFD

態での燃料棒及び炉心のふるまい並びに核分裂生成物及び水素の放出についての試験
フランスカダラッシュ研究所のPHEBUS研究炉で実施された，

PHEBUS FP

シビアアクシデント条件下での炉心燃料から1次系を経て格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機燃料を用いた総合試験

61-10-67252

添付資料 6
グランドシャインの評価方法

グランドシャインの評価は以下の通り行った。

1.

線源
緊急時対策所居住性評価に係るグランドシャインの評価に適用する線源は，重大事故により大気中に放出された放射性物質が地表面と緊急時対策所の天井上面に均一に沈着した面線源とする。

2.

ガンマ線線源強度
ガンマ線線源強度は，核種毎の地表面沈着濃度（7 日間の積算値，沈着速
度 1.2cm／s）から計算コード入力用にガンマ線エネルギと放出割合を加味したエネルギ群構造（42 群）に換算した値とする。なお，ガンマ線エネルギ群
構造は評価済核データライブラリ JENDL-3.3※１ から作成した輸送計算用ライ
ブラリ MATXSLIB-J33※２ の 42 群とし，各群の上限エネルギを使用する。換算後のエネルギ群別ガンマ線積算線源強度を第 1-6-1 表に示す。

3.

計算モデル
グランドシャイン評価における緊急時対策所の計算モデルを第 1-6-1 図に示す。緊急時対策所は鉄筋コンクリート製であるが，評価上コンクリートの
みとし，以下に示す密度を適用する。建屋上に沈着する放射性物質の範囲は，保守的に 3 階床レベル（EL37m）に設定する。地表面に沈着した放射性物質の線源の高さは，法面や木々に付着する放射性物質からの寄与があることを考慮して，災害対策本部の天井レベル（EL36m）と同じ高さに設定する。線源範
61-10-68

253

囲は，緊急時対策所中心より 400m までの範囲とする 注１ 。
上記以外は，直接線・スカイシャイン線評価の計算モデルと同様とする。

注１： 400m 以上離れた位置からの線量寄与が全体の 1％以下であることが示されている ※３ ため，緊急時対策所中心から周囲 400m までをモデ
ル化する。

4.

遮蔽及び評価点
グランドシャインの評価においては，緊急時対策所の外壁及び災害対策本部の壁による遮蔽効果を考慮する。なお，上記以外の壁等による遮蔽効果には期待しない保守的な遮蔽モデルとなっている。
作業エリアを想定して災害対策本部内の天井レベル（EL36m）で線量が最大となる点を設定する。

5.

計算コード
計算コードは QAD-CGGP2R ※４ コードを適用する。

※１：K. Shibata, et al.,Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version

3 Revision-3: JENDL-3.3, J.Nucl.Sci.Technol., 39,1125(2002)※２：K. Kosako, N. Yamano, T. Fukahori, K. Shibata and A. Hasegawa,
Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

The, JAERI-Date/Code

2003-011(2003)※３：JAEA-Technology 2011-026「汚染土壌の除染領域と線量低減効果の検討」※４：RIST NEWS No.33 「実効線量評価のための遮蔽計算の現状」2002.3.31，
高度情報科学技術研究機構
61-10-69

254

第 1-6-1 表

グランドシャインの評価に用いる線源強度（7 日積算） ※１

エネルギ（MeV）※１

積算線源強度

下限

上限（代表エネルギ）（Photons）−
1.00×10−２
2.00×10−２
3.00×10−２
4.50×10−２
6.00×10−２
7.00×10−２
7.50×10−２
1.00×10−１
1.50×10−１
2.00×10−１
3.00×10−１
4.00×10−１
4.50×10−１
5.10×10−１
5.12×10−１
6.00×10−１
7.00×10−１
8.00×10−１
1.00×10０
1.33×10０
1.34×10０
1.50×10０
1.66×10０
2.00×10０
2.50×10０
3.00×10０
3.50×10０
4.00×10０
4.50×10０
5.00×10０
5.50×10０
6.00×10０
6.50×10０
7.00×10０
7.50×10０
8.00×10０
1.00×10１
1.20×10１
1.40×10１
2.00×10１
3.00×10１

1.00×10−２
2.00×10−２
3.00×10−２
4.50×10−２
6.00×10−２
7.00×10−２
7.50×10−２
1.00×10−１
1.50×10−１
2.00×10−１
3.00×10−１
4.00×10−１
4.50×10−１
5.10×10−１
5.12×10−１
6.00×10−１
7.00×10−１
8.00×10−１
1.00×10０
1.33×10０
1.34×10０
1.50×10０
1.66×10０
2.00×10０
2.50×10０
3.00×10０
3.50×10０
4.00×10０
4.50×10０
5.00×10０
5.50×10０
6.00×10０
6.50×10０
7.00×10０
7.50×10０
8.00×10０
1.00×10１
1.20×10１
1.40×10１
2.00×10１
3.00×10１
5.00×10１

1.12×10１１
1.25×10１１
1.68×10１２
3.72×10１１
1.87×10１１
1.24×10１１
2.33×10１０
1.17×10１１
1.09×10１１
8.05×10１１
1.61×10１２
2.46×10１２
1.23×10１２
1.65×10１２
5.50×10１０
2.42×10１２
2.75×10１２
1.20×10１２
2.40×10 １２
5.66×10 １１
1.71×10 １０
2.74×10 １１
2.17×10 １０
4.60×10 １０
4.36×10 １０
9.45×10８
7.87×10３
7.87×10３
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.08×10 −２
2.40×10 −３
2.40×10 −３
2.40×10 −３
2.40×10 −３
7.36×10 −４
3.68×10 −４
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０
0.00×00０

ビルドアップ係数等については，代表エネルギ毎に評価している。

61-10-70

255

第 1-6-1 図

緊急時対策所グランドシャインの評価モデル（1／2）

61-10-71

256

第 1-6-1 図

緊急時対策所グランドシャインの評価モデル（2／2）
61-10-72257

添付資料 7
事象発生時の換気系運転モードについて

重大事故等の発生により，大気中に放射性物質が放出された場合においても，
緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を緊急時対策所内に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として，緊急時対策所加圧設備（空気ボンベ加圧）により災害対策本部を加圧することにより，災害対策本部内への放射性物質の流入を防止する。
事象発生時の換気設備の運転モード一覧を第 1-7-1 表に示す。

61-10-73258

第 1-7-1 表

事象発生時の換気系運転モード一覧

期間

事象発生〜24h

24h〜34h（プルーム放出中）

34h〜35h

35h 以降運転
モード

緊対建屋加圧モード

災害対策本部加圧モード

緊対建屋浄化モード

緊対建屋加圧モード

災害対策
本部

イメージ図
※

浄化エリア

災害対策
本部

空気ボンベ

61-10-74

換気系流量900m３／h【災害対策本部】

備考し，災害対策本部内への放射性物

続質の流入を防止する。

【浄化エリア】に取り込む非常時運転を実施【浄化エリア】

・非常用換気設備の外気 取り込み・非常用換気設備の少量外気取り込
みにより放射性物質の流入を低減
・建屋内は正圧維持

空気ボンベ

換気系流量
5,000m３／h【災害対策本部】

・空気ボンベによる加圧 運転を継 ・空気ボンベによる加圧運転を停止化した空気を緊急時対策所内
・建屋内は正圧維持

浄化エリア

災害対策
本部

換気系流量
5,000m３／h【災害対策本部】

・非常用送風機を起動し，微粒子 ・空気ボンベによる加圧運転を実施
フィルタ，よう素フィルタで浄

浄化エリア

空気ボンベ

空気ボンベ

換気系流量
5,000m３／h【災害対策本部，浄化エリア】

災害対策
本部

浄化エリア

【浄化エリア】
・非常用換気設備の外気取り込みにより建屋内の放射性物質の排出をにより建屋 内の放 射性物質を排継続

出・建屋内は正圧維持・建屋内は正圧維持※イメージ図中網掛け部は，放射性物質の影響範囲

61-10-52259

添付資料 8実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)（緊急時対策所）
１ ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすもので 1 e)→審査ガイドの趣旨に基づき評価あること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。

①東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放出を仮定。
放射性物質の放出割合は 4.4(1)の通り。

61-10-75② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き，対策要②マスク着用はなしとして評価している。

員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

③交代要員体制:評価期間中の交代は考慮しない。

③ 交代要員体制，安定ヨウ素剤の服用，仮設設備等を考慮してもよ

安定ヨウ素剤の服用:考慮しない。

い。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。

仮設設備:加圧用空気ボンベを考慮する。

④ 判断基準は，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

④対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認し
ている。

260

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
４．１ 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲① 居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし，保守的な仮定及び条件の適用を否定するものではない。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1 →審査ガイド通り①最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解
析条件」に基づいて評価している。
②実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づいて評価している。

② 実験等を基に検証され，適用範囲が適切なモデルを用いる。
③ 不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超える場合には，感度解析結果等を基にその影響を適切に考
61-10-76

慮する。
（１）被ばく経路
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，4.1 (1)→ 審査ガイド通り
緊急時対策所居住性に係る被ばく経路は図 2 の通り，①〜③の経路に対して評価している。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく経路を，図 2 に，緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
ただし，合理的な理由がある場合は，この経路によらないことができる。
① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／ 4.1 (1) ①→審査ガイド通り
緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びアニュラス部（PWR 型
原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉
制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を，次の二つ

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による緊急時対策所内での外部被ばく線量を評価している。
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による緊急時対策所内での外部被ばく線量を評価している。

261

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況の経路を対象に計算する。
一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による
外部被ばく
二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく② 大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御 4.1(1)②→審査ガイド通り

61-10-77室／緊急時対策所内での被ばく大気中へ放出された放射性物質から大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による緊急時対放射されるガンマ線による外部被ばく線量を，次の二つの経路を対象

策所内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放に計算する。

出量を基に大気拡散効果と緊急時対策所の壁によるガンマ線遮蔽

一 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラ効果を踏まえて対策要員の外部被ばく(クラウドシャイン)を評価

ウドシャイン）

している。

二 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく(グランドシャイン)についても考慮して評価している。

③ 外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制 4.1(1)③→審査ガイド通り
御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉制御室／緊急時制御室／緊
急時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。

緊急時対策所に取り込まれた放射性物質は，緊急時対策所内に沈着せず浮遊しているものとして評価している。
事故期間中に大気中に放出された放射性物質の一部は外気から

なお，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた

緊急時対策所内に取り込まれる。緊急時対策所内に取り込まれた放放射性物質は，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価す

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被る。

ばくの和として実効線量を評価している。

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込
まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

262

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込
まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく④ 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ば 4.1(1)④→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
く
原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を，次の二つの経路を対象に計算する。
一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による
外部被ばく
61-10-78

二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく大気中へ 4.1(1)⑤→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない放出された放射性物質による被ばく線量を，次の三つの経路を対象に計算する。
一 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）
二 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）
三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

263

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（２）評価の手順
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を図 3 に示す。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1(2)→審査ガイド通り
緊急時対策所居住性に係る被ばくは，図 3 の手順に基づいて評価している。ただし，評価期間中の対策要員の交代は考慮しない。

a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ば 4.1(2)a.→審査ガイド通り
く評価に用いるソースタームを設定する。

緊急時対策所居住性に係る被ばく評価では，放射性物質の大気中

・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，格納容器破損防止対への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同策の有効性評価（ 参 2）で想定する格納容器破損モードのうち，原等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び子炉制御室の運転員又は対策要員の被ばくの観点から結果が最も厳

炉心内臓量から大気中への放射性物質放出量を計算している。

61-10-79

しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（この場合，格納容器破損防止対策が有効に働くため，格納容器は健全である）のソースター

また，放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定している。

ム解析を基に，大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。
・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では，放射性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。
また，放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。
b．原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて，大気拡散を計 4.1(2)b.→審査ガイド通り
算して相対濃度及び相対線量を計算する。

被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に

264

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について，小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いている。評価においては，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 1 年間における気象データを使用している。

c．原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強 4.1(2)c.→審査ガイド通り
度を計算する。

原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，スカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，原子炉建屋内の線源強度を計算している。

61-10-80d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対 4.1(2)d.→審査ガイド通り
策要員の被ばく線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線，直接ガンマ線）による被ばく線量を計

上記 c.の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量を計算している。
上記 a.及び b.の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質算する。

及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線

・上記 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及量を計算している。

び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を上記 a.及び b.の結果を用いて，緊急時対策所内に外気から取り計算する。

込まれた放射性物質による被ばく線量(ガンマ線による外部被ばく

・上記 a 及び b の結果を用いて，原子炉制御室／緊急時制御室／緊

線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

急時対策所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
e．上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準を満たしているかど 4.1(2)e.→審査ガイド通り

265

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
うかを確認する。

上記 d.で計算した線量の合計値が，判断基準(対策要員の実効線
量が 7 日間で 100mSv を超えないこと)を満足することを確認している。

４．２ 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等

4.2(1)a.→審査ガイド通り
緊急時対策所換気設備のフィルタ除去効率は，設計上期待できる

a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設

値として，有機よう素及び無機よう素は 99.0%，粒子状物質は 99.9%

備フィルタ効率として評価している。

ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は，使用条件での設計値を基
61-10-81に設定する。
なお，フィルタ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。
b．空気流入率
既設の場合では，空気流入率は，空気流入率測定試験結果を基に設定

4.2(1)b.→審査ガイド通り
設計に基づき，空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気する。

設備を用いた外気取入れによる緊急時対策所内の加圧が可能であ

新設の場合では，空気流入率は，設計値を基に設定する。
（なお，原るため，フィルタを通らない空気の流入はないものとする。

子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後，設定値の妥当性を
空気流入率測定試験によって確認する。
）（２）大気拡散a．放射性物質の大気拡散・放射性物質の空気中濃度は，放出源高さ及び気象条件に応じて，空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定し4.2(2)a.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価
放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。
東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から 2006266

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
たガウスプルームモデルを適用して計算する。
なお，三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向，風速，大気安定度及び降雨の観測項目を，現地において少な
くとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には，水平及び垂直

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いている。
水平方向及び鉛直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針の相関式を用いて計算している。
建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針（参 3）における相関式を用いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的
61-10-82

な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には，建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については，放出点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について，次に示す条件すべてに該当した場合，放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達するものとする。
一 放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

一〜三の全ての条件に該当するため，建屋巻き込みを考慮して評価している。
放出点が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

二 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

について，放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる評価点(緊急時対策所)は，巻き込みを生じる建屋(原子炉建屋)

一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合の風下側にある。

三 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合
上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響

267

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況はないものとして大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流側評価では，建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であ

拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方位 2ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出方位)を対象としている。

源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするので放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室のはなく，図 5 に示すように，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点

居住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて評価してに及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

いる。

・放射性物質の大気拡散の詳細は，「原子力発電所中央制御室の居住
61-10-83

性に係る被ばく評価手法について（内規）」（ 参 1）による。
b．建屋による巻き込みの評価条件
・巻き込みを生じる代表建屋

4.2(2)b.→審査ガイド通り
建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

1) 原子炉建屋の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。

原子炉建屋を代表建屋としている。

2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ−ル建屋及び燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは，保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表

評価期間のうち，放出開始後 11 時間(事故後 24 時間から 35 時間

268実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

面の選定まで)は加圧用ボンベにより緊急時対策所内を加圧するため，直接原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には，次の i)又は ii)

流入はないとしている。

によって，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。

その後(事故後 35 時間以降)は，緊急時対策所の換気設備により外気を取り入れて緊急時対策所内を加圧するものとしている。

i) 事故時に外気取入を行う場合は，主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は，室内への直接流入
2) 建屋による巻き込みの影響が生じる場合，原子炉制御室／緊急時
61-10-84

制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代
表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設備の非常時の運転モードに応じて，次の i)又は ii)によって，原子炉制
御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合
は，給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は，原子炉制
御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

269

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
3) 代表面における評価点i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，原子炉制御室／緊急時

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時対策所までの最近接点における濃度を評価している。

制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合，例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属
61-10-85

する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。
また，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れている場合は，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の側面を代表評価面として，それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋上面を代表面とする場合は，評価点として原子炉制御室／緊

緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時

急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し，対応する風下距離から対策所までの最近接点とし，その間の水平直線距離に基づき拡散パ拡散パラメ−タを算出してもよい。

ラメータを算出している。

またσy＝0 及びσz＝0 として，σy0，σz0 の値を適用してもよい。
・着目方位

建屋による巻き込みを考慮し，ⅰ)〜ⅲ)の条件に該当する方位を

1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算

選定し，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性があでは，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著である複数の方位(評価方位は 2 方位)を対象としている。

270

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況ることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居住源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするので性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位を対はなく，図 5 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評

象として評価している。

価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
評価対象とする方位は，放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には，全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を61-10-86

選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i） 放出点が評価点の風上にあること放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

ii） 放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込ま放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価点れるような範囲に，評価点が存在すること。この条件に該当する風向の風上となる 180°を対象としている。

の方位ｍ１の選定には，図 6 のような方法を用いることができる。図6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ，ｍ１Ｂのうち，放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となる。放出点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
iii) 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に

この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図 7 に示す方法を及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 2 方位)を評価方位とし用いることができる。評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図 7て選定している。

271

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況のハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
図 6 及び図 7 は，断面が円筒形状の建屋を例として示しているが，断面形状が矩形の建屋についても，同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を，図 8 に示す。
2) 具体的には，図 9 のとおり，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急「・着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

時対策所が属する建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の61-10-87

代表建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して，気象評価上の方位とのずれによって，評価すべき方位の数が増加することが考えられるが，この場合，幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。
・建屋投影面積1) 図 10 に示すとおり，風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としている。

放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要

原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。

272

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
3) 風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とす

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

る。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに
地表面高さから上側の面積を求める。また，方位によって，代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも，原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c．相対濃度及び相対線量
・相対濃度は，短時間放出又は長時間放出に応じて，毎時刻の気象項
目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。
61-10-88・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。

4.2(2)c.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価
相対濃度は，毎時刻の気象項目(風向，風速，大気安定度)及び実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価している。
相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線計算モデルに適用し，計算している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は，毎時刻の相対濃度又は相対線量

年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻の風を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97%

向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いている。

に当たる値とする。

相対濃度及び相対線量の詳細は，「原子力発電所中央制御室の居・相対濃度及び相対線量の詳細は，「原子力発電所中央制御室の居住住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価して性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

いる。

d．地表面への沈着
放射性物質の地表面への沈着評価では，地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。
e．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)d.→審査ガイド通り
地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算している。
4.2(2)e.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中か

プルーム通過中は空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又はら，次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定

換気設備を用いた空気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実273

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況する。

施することを前提としているため，一の経路で放射性物質がフィル

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設

タを通じて外気から取り込まれると仮定している。

備によって室内に取り入れること（外気取入）
二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質は，一様混合すると仮定する。

緊急時対策所内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

なお，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた
61-10-89

放射性物質は，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の取り込みについては，非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，緊急時対策
所の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。
空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気設備を用いた・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射

空気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実施することを前提

性物質の空気流入量は，空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室としているため，フィルタを通らない空気流入はないものとする。

／緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価

4.2(3)a.→審査ガイド通り

a．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに

急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を合算して・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，計算している。

空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量
換算係数の積で計算する。

緊急時対策所内の対策要員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

274

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室 4.2(3)b.→審査ガイド通り／緊急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）

緊急時対策所内の対策要員のグランドシャインによる外部被ば
くについては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量
は，地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換
61-10-90

算係数の積で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込 4.2(3)c.→審査ガイド通り
まれた放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／

緊急時対策所における内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸緊急時対策所内での内部被ばく

率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を合算して計算

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ましている。

れた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は，室内の空気中時
間積分濃度，呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

緊急時対策所では室内で放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。
マスクは着用しないとして評価している。

・なお，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

275

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。その場合は，マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込 4.2(3)d.→審査ガイド通り
まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく

緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ま部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気部被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算

緊急時対策所で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊

61-10-91係数の積で計算する。

しているものと仮定している。

・なお，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は，c 項の内部被ばく同様，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被 4.2(3)e.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
ばく（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，
空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量
換算係数の積で計算する。
f．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外 4.2(3)f.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
部被ばく（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量
は，地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換

276

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

算係数の積で計算する。
g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は，入退域での空気中
時間積分濃度，呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。
h. 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)ｈ.→複数の原子炉施設は設置されていないため考慮しない

・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合，全原子炉施61-10-92

設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが，各原子炉施設から被ばく経路別に個別に評価を実施して，その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設敷地内の地形や，原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した，より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場合はその妥当性を説明した資料の提出を求
める。

277

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

４．４ 緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1)→審査ガイド通り

a．大気中への放出割合
・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合

事故直前の炉心内臓量に対する放射性物質の大気中への放出割

は，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事合に，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電

故並みを想定する（参 5）。

所事故並みを想定する。なお，放出開始までの 24 時間の核種の崩

希ガス類：97%

壊及び娘核種の生成は考慮する。

61-10-93

ヨウ素類：2.78%（CsI：95%，無機ヨウ素：4.85%，有機ヨウ素：0.15%）（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）
Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%（２）非常用電源
緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電4.4(2)→審査ガイド通り
緊急時対策所の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時

源からの給電を考慮する。

間が事象発生後 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧して

ただし，代替交流電源からの給電を考慮する場合は，給電までに要すいると仮定する。

278

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

る余裕時間を見込むこと。
（３）沈着・除去等
a．緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備
緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備は，上記(2)の4.4(3)→審査ガイド通り
放射性物質の放出開始までに緊急時対策所の換気設備は復旧している。

非常用電源によって作動すると仮定する。
（４）大気拡散a．放出開始時刻及び放出継続時間
・放射性物質の大気中への放出開始時刻は，事故（原子炉スクラム）
61-10-94

発生 24 時間後と仮定する（参 5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した 1 号炉の放出開始時刻を参考に設定）。

4.4(4)a.→審査ガイドの趣旨に基づき評価
放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定する。
放射性物質の大気中への放出継続時間は，希ガス類，よう素及びその他の核種とも 10 時間とした。

・放射性物質の大気中への放出継続時間は，保守的な結果となるよう（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続に 10 時間と仮定する（参 5）
時間を参考に設定）
b．放出源高さ

4.4(4)b.→審査ガイド通り
放出源高さは，地上放出を仮定する。

放出源高さは，地上放出を仮定する（参 5）。放出エネルギーは，保守的な結果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。
（５）線量評価

4.4(5)→審査ガイド通り
福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内

a．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又蔵量に対する原子炉格納容器への放出割合を基に原子炉建屋内には緊急時対策所内での外部被ばく

放出された放射性物質を設定し，スカイシャインガンマ線及び直接・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば，次のような仮ガンマ線の線源としている。

定を行うことができる。

原子炉建屋内の放射性物質は，自由空間体積に均一に分布してい279

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況るものとして計算している。

（参 6）（被覆管破損放出〜晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR BWR
希ガス類： 100% 100%
ヨウ素類： 66% 61%

61-10-95

Cs 類：

66% 61%Te 類：

31% 31%Ba 類：

12% 12%Ru 類：

0.5% 0.5%

Ce 類：

0.55% 0.55%

La 類：

0.52% 0.52%

BWR については，MELCOR 解析結果（参 7）から想定して，原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。
また，希ガス類は，大気中への放出分を考慮してもよい。
電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損モードのうち，格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に，原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接

280

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

ガンマ線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は，自由空間容積に均一に分布するもの
として，事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮へい構造及び地形条件から計算する。
b．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部 4.4(5)b.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない
被ばく
61-10-96

・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は，上記 a と同様に設定する。
・積算線源強度，原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は，上記 a と同様の条件で計算する。

281

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 2，3→審査ガイドの趣旨に基づき評価
評価期間中の対策要員の交代は考慮しないため，被ばく経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-97282

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 4，図 5→審査ガイド通り

61-10-98283

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

図 6,7→審査ガイド通り

61-10-99284

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況
図 8→審査ガイド通り

61-10-100285

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

図 9,10→審査ガイド通り

61-10-101

286

62-1
SA 設備基準適合性一覧表

62-1-1287

東海第二発電所
SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
衛星電話設 備（ 固定 型 ）

類型 化
区分

統合 原子 力 防災 ネッ ト ワー ク に接続 する 通 信連 絡設 備 （テ レ ビ会 議
シス テム ， ＩＰ 電話 ， ＩＰ − ＦＡ
Ｘ）

類型 化
区分

環境温度・
湿度・圧力
／ 屋 外の天 候 ／放射線

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び緊 急 時対 策 所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその 他の 建 屋内
（緊 急時 対 策所 ）Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮 す る）−

（有 効に 機 能を 発揮 す る）−

海水

（海水を通水しない ）他 設 備か
らの影響（周辺機器等からの悪影影響により機能を失うおそれ が ない ）−（周辺機器等からの悪影影響により機能 を失 う おそ れが な い）−

電 磁 波による影響（電磁波により機能が損なわれない）−（電 磁波 に より 機能 が 損な わ れな い ）

−

関連資料

6-3

第 62 条：通 信連絡を行うために必要
な設 備

第
1
号

第
2
号
第
1
項

第
3
号

第
4
号

第
43
条

第
5
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

対象 外

配置図

6-3

操作性

中央制御室操作、現 場操 作（ 緊急 時対策所）（操作スイ ッ チ操 作 ）

関連資料

62-8

試験・検査
（検査性、系統
構成・外部入力）

通信連絡設備（機能・性能検査、 外 観検 査 ）

関連資料

62-5

切り替え性

本来の用途として使 用 −切 替 不要

関連資料

62-4
62-8

悪
影
響
防
止

系統図
設備操作及び 切 替に 関 する 説明 書

設 備 操作 及び 切 替に 関 する 説明 書

Ｌ試 験 及び 検査

本来 の用 途 とし て使 用 −切 替 不要
62-4
62-8

Ｂｄ

Ｂａ

系統図
設 備 操作 及び 切 替に 関 する 説明 書

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統 構 成

Ａｄ

ＤＢ 施設 と 同じ 系統 構 成

Ａｄ

その他（飛
散物）

（考慮対象なし）

対象 外（考 慮対 象 なし ）

対象 外

関連資料

62-4

系統図

62-4

6-3 配置図
62-8 設備操作及び 切 替に 関 する 説明 書

第1号

常設 SA の容量

ＤＢ施設と同じ系統及び機器容量
が十分

関連資料

62-6

第
2
号

共用の禁止

（共用しない設備）

第
3
号

Ｂｂ

配 置図

通信 連絡 設 備
（機 能・ 性 能検 査、 外 観検 査 ）
62-5

関連資料

Ａａ
Ｂ

系統図

現場 操作 （ 緊急 時対 策 所）

Ａ

6-3 配 置図
62-8 設 備 操作 及び 切 替に 関 する 説明 書
Ｂ

容量設定根拠

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

Ｌ

対象 外

現場 操作（ 緊急 時 対策 所 ）（ 操 作ス イッチ 操作 ）
62-8

試験及び検査現場操作（緊急時対 策 所）
中央制御室操作

第2項

Ｂｄ

設備操作及び 切 替に 関 する 説明 書

設置場所

第
6
号

（海 水を 通 水し ない ）ＤＢ施設と同じ系統及び機器容量が
十分
62-6

対象 外

Ｂ

容 量 設定 根拠（共 用し な い設 備）

−

対象 外
−

環境条件、
自然現象、
外 部 人為事 象 、溢水、火災防止設備−対象（ 代替 対 象Ｄ Ｂ設 備有り）−屋内Ａａ

緩和設備又は防止でも緩和でもない
設備−対象（同一目的のＳＡ設備あり）

Ｂ

サ ポ ート系要因

対象（サポート系有 り）−異 なる 駆動源又は冷却源Ｃａ

対象（ サポ ート 系 有り ）-異な る 駆動 源
又は 冷却 源

Ｃａ

関連資料

62-2
62-3
62-4

単線結線図
配置図
系統図

62-2
62-3
62-4

単 線 結線 図
配置図
系統図

62-1-2288

東海第二発電所
SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
第 62 条：通 信連絡を行うために必要
な設 備

第
1
号

第
2
号
第
1
項

第
3
号

第
4
号
第
43
条

第
5
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

ＳＰ ＤＳ

類型 化
区分

デー タ伝 送 設備

類型 化
区分

環境温度・
湿度・圧力
／ 屋 外の天 候 ／放射線

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び緊 急 時対 策 所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその 他の 建 屋内
（緊 急時 対 策所 ）Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮 す る）−

（有 効に 機 能を 発揮 す る）−

海水

（海水を通水しない ）他 設 備か
らの影響（周辺機器等からの悪影影響により機能を失うおそれ が ない ）−（周辺機器等からの悪影影響により機能 を失 う おそ れが な い）−

電 磁 波による影響（電磁波により機能が損なわれない）−（電 磁波 に より 機能 が 損な わ れな い ）

−

関連資料

6-3

対象 外

配置図

6-3

操作性

操作不要（ＳＰＤＳ表示装置を除く）現場操作（緊急 時対 策 所 ）（ Ｓ
ＰＤＳデータ表示装 置）（操 作ス イ
ッチ操作）

関連資料

62-8

試験・検査
（検査性、系統
構成・外部入力）

通信連絡設備（機能・性能検査、 外 観検 査 ）

関連資料

62-5

切り替え性

本来の用途として使 用 −切 替 不要

関連資料

62-4

悪
影
響
防
止

Ｂｂ

系統図

対象 外

通信 連絡 設 備
（機 能・ 性 能検 査、 外 観検 査 ）Ｌ試 験 及び 検査

本来 の用 途 とし て使 用 −切 替 不要
62-4

Ｂｂ

系統図

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統 構 成

Ａｄ

ＤＢ 施設 と 同じ 系統 構 成

Ａｄ

その他（飛
散物）

（考慮対象なし）

対象 外（考 慮対 象 なし ）

対象 外

関連資料

62-4

系統図

62-4

6-3

第
1
号

常設 SA の容量

ＤＢ施設と同じ系統及び機器容量
が十分

関連資料

62-6

第
2
号

共用の禁止

（共用しない設備）

第
3
号

Ｌ

62-5

関連資料

対象 外
Ａ

配置図
Ｂ

対象 外

配 置図

ＤＢ施設と同じ系統及び機器容量が
十分
62-6

対象 外

系統図

操作 不要

6-3

容量設定根拠

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

操作 不要

−

試験及び検査操作不要（ＳＰＤＳ 表 示装 置 除く ）現場操作（緊急時対 策所 ）（ ＳＰ Ｄ
Ｓデータ表示装置）

第
2
項

対象 外
Ｂｄ

対象 外

配 置図

設備操作及び 切 替に 関 する 説明 書

設置場所

第
6
号

（海 水を 通 水し ない ）Ｂ

容 量 設定 根拠（共 用し な い設 備）

−

対象 外
−

環境条件、
自然現象、
外 部 人為事 象 、溢水、火災

緩和設備又は緩和でも防止でもない設備―対象外（ 同一 機 能の 設備 なし又は代替対象ＤＢ 設 備な し ）対象 外

緩和設備又は緩和でも防止でもない
設備 ―対 象 外（同 一 機能 の設 備 なし 又は代 替対 象 ＤＢ 設備 な し）

対象 外

サ ポ ート系要因

対象（サポート系有 り）−異 なる 駆動源又は冷却源Ｃａ

対象（サ ポー ト 系有 り）−異 な る駆 動
源又 は冷 却 源

Ｃａ

関連資料

62-2
62-3
62-4

単線結線図
配置図
系統図

62-2
62-3
62-4

単 線 結線 図
配置図
系統図

62-1-3289

東海第二発電所
SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）第 62 条：通信連絡を行うために必要
な設 備
環境温度・
湿度・圧力
環
／ 屋 外の境
天 候 ／放
条
射線
件
第
1
号

に
お
け
る
健
全
性

第
1
項

第
3
号
第
4
号
第
5
号
第
43
条

第
6
号
第
1
号
第
2
号

第
3
項

類型 化
区分

無線 連絡 設 備（ 携帯 型 ）

類型 化
区分

原子炉建屋原子炉区域内（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（ 中 央制 御室 及 び
緊急時対策所）（保 管 場所 ）ＢＣ

屋外 （設 置 場所 ）原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその 他の 建 屋内（ 緊急 時対 策 所）（ 保
管場 所）

Ｄ
Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮 す る）

海水

（海水を通水しない ）他 設 備か
らの影響
電 磁 波による影響（周辺機器等からの悪影影響により機能を失うおそれ が ない ）（電磁波により機能が損なわれな
い）

関連資料

第
2
号

携行型有 線 通話 装置

62-3（有 効に 機 能を 発揮 す る）−

（海 水を 通 水し ない ）

対象 外

−

（周辺機器等からの悪影影響により機能 を失 う おそ れが な い）−−

（電 磁波 に より 機能 が 損な わ れな い ）

−

Ａ
Ｂｃ
Ｂｄ
Ｂｇ

現場 操作
（設 備の 運 搬・設 置）（ 操作 ス イッ チ
操作 ）

配置図

62-3

配置図

操作性

現場操作（原子炉建 屋、中 央制 御室 、
緊急時対策所操作）（設 備 の運 搬・設置、接続作業、操 作ス イ ッチ 操作 ）

関連資料

62-3
62-8

試験・検査
（検査性、系統
構成・外部入力）

通信連絡設備（機能・性能検査、 外 観検 査 ）

関連資料

62-5

切り替え性

本来の用途として使 用 −切 替 不要

関連資料

62-4

悪
影
響
防
止

系統設計

他設備から独立Ａｃ

他設 備か ら 独立

Ａｃ

その他（飛
散物）

（考慮対象なし）

対象 外（考 慮対 象 なし ）

対象 外

関連資料

62-4

配置図
設備操作及び 切 替に 関 する 説明 書

62-3
62-8
Ｌ

試験及び検査
Ｂｂ

系統図

62-4

設置場所

現場操作（放射線量 が 高く なる お それが少ない場所）中 央 制御 室 操作

関連資料

62-3

可搬 SA の容量

その他設備（必要な 台 数を 確保 す る
ことに加え，余裕のある台数を保管）
62-6

より簡便な接続規格 等 によ る 接続

関連資料

[設備操作及び切替 に関 す る説 明書 ]62-8-2
（対象外）

関連資料

−

第
4
号

設置場所

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

62-3

第
5
号

保管場所

屋内（共通要因の考慮対象設備な
し）

関連資料

62-3

第
6
号

アクセスルート

屋内アクセスルート の 確保
（人が携行して使用 ）

関連資料

62-7

共
通
要
因
故
障
防
止

環境条件、
自然現象、
外 部 人為事 象 、溢水、火災
サ ポ ート
系要因
関連資料

Ｃ

62-6

異なる複数の接続箇所の確保系統図

その 他設 備（ 必要 な 台数 を確 保 する ことに 加え ， 余裕 のあ る 台数 を 保管 ）容量設定根拠Ｃ

Ｂｂ

系統図

現場 操作（ 放 射線 量 が高 くな る おそ れが少 ない 場 所）
62-3

関連資料

Ｌ

試 験 及び 検査

Ｂ
Ａ

配置図

可 搬 SA の 接 続性

配置図
設 備 操作 及び 切 替に 関 する 説明 書

本来 の用 途 とし て使 用 −切 替 不要
62-4

系統図

Ｂｃ
Ｂｄ

通信 連絡 設 備
（機 能・ 性 能検 査、 外 観検 査 ）
62-5

第
3
号

第
3
号

−
対象 外

Ａ

配置図
Ｃ

容 量 設定 根拠（対 象外 ）

対象 外
−

対象 外

（対 象外 ）

対象 外−
（放射線量の高くなるおそれの少ない場 所を 選 定）

−

配置図

62-3
Ａｂ

配置図

屋内 （共 通 要因 の考 慮 対象 設 備な し ）62-3

Ａ

アクセスルー ト 図

防止設備-対象（ 代 替 対 象 Ｄ Ｂ 設 備有り）−屋内対象（サポート系 有 り ）− 異な る 駆
動源又は冷却源
62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図

Ａａ

Ｃａ

Ａｂ

配置図

屋内 外ア ク セス ルー ト の確 保
（人 が携 行 して 使用 ）
62-7

−

配置図

Ｂ

ア ク セス ルー ト 図

防 止 設 備 -対 象 （ 代 替 対 象 Ｄ Ｂ 設 備 有り） −屋 内対象（サ ポー ト 系有 り）−異 な る駆 動
源又 は冷 却 源
62-2 単 線 結線 図
62-3 配 置 図
62-4 系 統 図

ＡａＣａ62-1-4290

東海第二発電所
SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）
衛星 電話 設 備（ 携帯 型 ）

類型 化
区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

屋外 （設 置 場所 ）原子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内及 びそ の 他の 建屋 内（緊 急 時対 策所） （保 管 場所 ）

Ｄ
Ｃ

荷重

（有 効に 機 能を 発揮 す る）

海水

（海 水を 通 水し ない ）他設備からの影響（周 辺機 器 等か らの 悪 影影 響 によ り機 能 を損 なう お それ がな い ）−電磁波による影響（電 磁波 に より 機能 が 損な わ れな い）

−

関連資料

62-3

第 62 条 ：通 信連絡を行うために必要な設備

第
1
号

第
2
号
第
1
項

第
3
号
第
4
号

第
5
号

第
6
号

第
43
条

第
3
項

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

操作性
関連資料

配置図

現場 操作
（設 備の 運 搬・ 設置 ） （操 作 スイ ッチ 操 作）
62-3 配 置 図
62-8 設 備 操作 及び 切 替に 関 する 説明 書
通信 連絡 設 備
（機 能・ 性 能検 査、 外 観検 査 ）

関連資料

62-5

切り替え性

本来 の用 途 とし て使 用 −切 替 不要

関連資料

62-4

悪
影
響
防
止

系統設計

他設 備か ら 独立

Ａｃ

その他（飛散物）（考 慮対 象 なし ）

対象 外

関連資料

62-4

系統図

62-3

第
1
号

可搬 SA の容量

その 他設 備（必 要 な台 数を 確 保す るこ と に加 え ，余 裕の あ る台 数
を保 管）

関連資料

62-6

第
2
号

可搬 SA の接続性

（対 象外 ）

関連資料

−

第
3
号

異なる複数の接続箇所の確保（対 象外 ）

関連資料

−

第
4
号

設置場所

（放 射線 量 の高 くな る おそ れ の少 ない 場 所を 選定 ）

関連資料

62-3

第
5
号

保管場所

屋内 （共 通 要因 の考 慮 対象 設 備な し）

関連資料

62-3

アクセスルート

屋内 外ア ク セス ルー ト の確 保
（人 が携 行 して 使用 ）

関連資料

62-7

環境条件、自然現象、外部
人為事象、溢水、火災

Ｂｂ

系統図

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

Ｌ

試 験 及び 検査

現場 操作 （ 放射 線量 が 高く な るお それ が 少な い場 所 ）

第
3
号

Ｂｃ
Ｂｄ

試験・検査
（検査性、系統構成・外部入力）

設置場所

第
6
号

−
対象 外

Ａ

配置図
Ｃ

容 量 設定 根拠
対象 外

対象 外

−

配置図
Ａｂ

配置図
Ｂ

ア ク セス ルー ト 図

防止 設備 − 対象 （代 替 対象 Ｄ Ｂ設 備有 り ）− 屋内

Ａａ

サポート系要因

対象 （サ ポ ート 系有 り ）− 異 なる 駆動 源 又は 冷却 源

Ｃａ

関連資料

62-2
62-3
62-4

単 線 結線 図
配置図
系統図

62-1-5

291

62-2
単線結線図

62-2-1292

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）：重大事故等対処設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

第 62-2-1 図

中央制御室における通信連絡設備の電源構成

62-2-2293

【凡例】：非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。）：重大事故等対処設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

第 62-2-2 図

緊急時対策所における通信連絡設備の電源構成

62-2-3294

第 62-2-1 表
通信種別

通信連絡設備（発電所内用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源等

主要施設

代替電源設備

乾電池※１

（乾電池）

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

中央制御室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

無線通話装置（携帯型）

緊急時対策所

充電池※２

（充電池）

データ伝送装置

原子炉建屋付属棟

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

携行型有線通話装置

携行型有線通話装置

送受話器（ページング）

送受話器（ページング）

中央制御室
中央制御室
緊急時対策所

無線通話装置（固定型）
発電所内

無線連絡設備ＳＰＤＳ

緊急時対策支援システ
ム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置

緊急時対策所
緊急時対策所

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機※１：乾電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続しての通話が可能。
※２：充電池により約 14 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。
：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

62-2-4295

第 62-2-2 表
通信種別

通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源等

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

中央制御室

非常用ディーゼル発電機
充電池

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
充電池

中央制御室

非常用ディーゼル発電機

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

主要施設
中央制御室
固定電話機
緊急時対策所

電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末

ＦＡＸ

発電所
内外

中央制御室
衛星電話設備（固定型）
緊急時対策所

衛星電話設備テレビ会議システム（社内）

緊急時対策所用発電機

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用発電機

衛星電話設備（携帯型）

緊急時対策所

充電池※１

（充電池）

テレビ会議システム（社内）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機※１：充電池により約 4 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

62-2-5296

第 62-2-3 表
通信種別

通信連絡設備（発電所外用）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設

代替電源設備テレビ会議システム（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

ＩＰ電話（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

ＩＰ−ＦＡＸ（有線系，衛星系）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

加入電話

緊急時対策所

通信事業者回線からの給電−（通信事業者回線からの給
電）

加入ＦＡＸ

緊急時対策所

通信事業者回線からの給電
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

専用電話設備

専用電話（ホットライン）（自治体向）

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

データ伝送設備

緊急時対策支援システ
ム伝送装置

緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

緊急時対策所用発電機

統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信
連絡設備

発電所外
加入電話設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備

62-2-6

297

62-3
配置図

62-3-1298

第 62-3-1 図

中央制御室及び緊急時対策所
62-3-2299

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-2 図

原子炉建屋付属棟 3 階

中央制御室

62-3-3300

・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-3 図

原子炉建屋付属棟 4 階

62-3-4301

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-4 図

原子炉建屋地下 2 階
62-3-5302

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-5 図

原子炉建屋地下 1 階
62-3-6303

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-6 図

原子炉建屋 1 階

62-3-7304

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-7 図

原子炉建屋 2 階

62-3-8305

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-8 図

原子炉建屋 3 階

62-3-9306

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-9 図

原子炉建屋 4 階

62-3-10307

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-10 図

原子炉建屋 5 階

62-3-11308

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-11 図

原子炉建屋 6 階

62-3-12309

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-12 図

サービス建屋 3 階

62-3-13310

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-13 図事務本館 3 階

62-3-14311

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-3-14 図

緊急時対策所 2 階

62-3-15

312

62-4
系統図

62-4-1

313

発電所内

発電所外

東海第二発電所
緊急時対策所

統合防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）

現場（屋内）
電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）
送受話器（ページング）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，ＦＡＸ）

送受話器（ページング）
無線連絡設備（固定型）

衛星電話設備
（固定型）
携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置※３

発電所外（社内）
本店（即応センター等）
その他関係箇所（社内）

専用電話設備（ホットライン）（自治体向）テレビ会議システム（社内）

発電所外（社外）国（原子力規制委員会等）

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）

関係自治体（茨城県，東海村等）
緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ
表示装置

その他関係機関（社外）

発電所外（社外）

現場（屋外）
原子炉建屋付属棟
衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）

無線連絡設備（携帯型）

データセンター（ＥＲＳＳ※２原子力規制庁））

中央制御室
電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

衛星電話設備
（固定型）

【凡例】
携行型有線
通話装置

加入電話設備（加入電話，加入ＦＡＸ）：通信連絡設備（発電所内用）：通信連絡設備（発電所外用）

無線連絡設備（固定型）

送受話器（ページング）：通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）：設計基準対象施設及び送受話器（ページング）
データ伝送装置

重大事故等対処設備として使用する設備：通信の流れ※１：加入電話に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：緊急時対策所内の間で通信連絡が可能である。

第 62-4-1 図：データの流れ

通信連絡設備の概要
62-4-2314

第 62-4-2 図

通信連絡設備（発電所内）の概要
62-4-3315

第 62-4-3 図

中央制御室及び中央制御室待避室における衛星電話設備の概要

62-4-4316

第 62-4-4 図

通信連絡設備（発電所外［社内関係箇所］）の概要

62-4-5317

第 62-4-5 図

通信連絡設備（発電所外［社外関係箇所］）の概要（その１）62-4-6318

第 62-4-6 図

通信連絡設備（発電所外［社外関係箇所］）の概要（その２）62-4-7319

第 62-4-7 図

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備の概要
62-4-8320

62-5
試験及び検査62-5-1321

○通信設備（発電所内）の試験・検査性について
通信設備（発電所内）における試験及び検査は，第 62-5-1 表の通りである。
通信設備（発電所内）の概要を第 62-5-1 図に示す。
第62-5-1表

通信設備（発電所内）における試験及び検査

対応設備

試験・検査項目

携行型有線通話装置

機能・性能検査，外観検査

無線連絡設備（携帯型）

機能・性能検査，外観検査

衛星電話設備（固定型）

機能・性能検査，外観検査

衛星電話設備（携帯型）

機能・性能検査，外観検査

第 62-5-1 図 通信設備（発電所内）の概要（通信設備（発電所外）と共用を含む）

62-5-2322

携行型有線通話装置

試験・検査内容【試験構成】

・写真については，一部イメージを含む。

第62-5-2図

携行型有線通話設備

試験・検査構成62-5-3323

無線連絡設備（携帯型）

試験・検査内容【試験構成】※試験区間：屋外（携帯型）〜屋外（携帯型）
・写真については，一部イメージを含む。

第62-5-3図無線連絡設備（携帯型）

試験・検査構成62-5-4324

衛星電話設備（固定型）

試験・検査内容【試験構成】※試験区間：中央制御室〜緊急時対策所
・写真については，一部イメージを含む。

第62-5-4図

衛星電話設備（固定型）

試験・検査構成62-5-5325

衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）

試験・検査内容【試験構成】※試験区間：屋外（携帯型）〜緊急所対策所（固定型）
・写真については，一部イメージを含む。

第 62-5-5 図

衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）
試験・検査構成62-5-6326

衛星電話設備（携帯型）

試験・検査内容【試験構成】※試験区間：屋外（携帯型）〜屋外（携帯型）
・写真については，一部イメージを含む。

第 62-5-6 図

衛星電話設備（携帯型）

試験・検査構成62-5-7327

○通信設備（発電所外）の試験・検査性について
通信設備（発電所外）における試験及び検査は，第 62-5-2 表の通りである。
通信設備（発電所外）の概要を第 62-5-8 図に示す。
第62-5-2表

通信設備（発電所外用）における試験及び検査

対応設備

試験・検査項目

衛星電話設備（固定型）

機能・性能検査，外観検査

衛星電話設備（携帯型）

機能・性能検査，外観検査

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
機能・性能検査，外観検査（テレビ会議システム，ＩＰ電話，
ＩＰ−ＦＡＸ）

第62-5-7図

通信設備（発電所外）の概要

62-5-8328

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（ＩＰ電話）
試験・検査内容【試験構成】※試験区間：緊急時対策所〜本店即応センター
・写真については，一部イメージを含む。

第62-5-8図統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（ＩＰ−電話）

試験・検査構成62-5-9329

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（ＩＰ−ＦＡＸ）
試験・検査内容【試験構成】※試験区間：緊急時対策所〜本店即応センター
・写真については，一部イメージを含む。

第 62-5-9 図

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（ＩＰ−ＦＡＸ）

試験・検査構成62-5-10330

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム）
試験・検査内容【試験構成】※試験区間：緊急時対策所〜本店即応センター
・写真については，一部イメージを含む。

第 62-5-10 図

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム）

試験・検査構成62-5-11331

○ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の試験・検査性について

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備における試験及び検査は，第 62-5-3 表の通りである。ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の概要を第 62-5-11 図に示す。

第62-5-3表

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備における試験及び検査
対応設備

試験・検査項目

ＳＰＤＳ（データ伝送装置，緊急時対策支援シ
機能・性能検査，外観検査
ステム伝送装置，ＳＰＤＳデータ表
示装置）
データ伝送設備
機能・性能検査，外観検査（緊急時対策支援システム伝送装置）

第 62-5-11 図

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の概要

62-5-12332

ＳＰＤＳ
試験・検査内容【試験構成】※試験区間：原子炉建屋付属棟〜緊急時対策所
・写真については，一部イメージを含む。

第62-5-12図ＳＰＤＳ

試験・検査構成62-5-13333

62-6
容量設定根拠62-6-1334

機能毎に必要な通信設備（発電所内）
機能使用する通信連絡設備

緊急時対策所

中央 制御 室現場 （構 内 ） ※ １

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ 端末：
40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台
・衛星電話設備（固定型）：6 台

・送 受話 器 ：9 台・電 力保 安 用通 信用 電 話設 備
（固 定電 話 機： 5 台 ,Ｐ Ｈ Ｓ端 末：
4 台）
・無 線連 絡 設備 （固 定 型）：1 台・衛 星電 話 設備 （固 定 型）：2 台・送 受話 器 （ペ ージ ン グ）
・電 力保 安 通信 用電 話 設備
（ ＰＨ Ｓ 端末 ）

発電所内

現場 （屋 外 ）

退避の指示

中央制御室等から発電所内へ の 退 避 の 指 示 等 は ，送 受 話 器 （ ページング）で行う。
送受話器は，ブザー鳴動によ り 発 電 所 内 の 人 に 避難 指 示 等 を 行う
警報機能とハンドセットを使 用 し て 音 声 で 中 央制 御 室 か ら 発 電 所内の人に避難指示等を行う機能 が あ り 、 ブ ザ ー 鳴動 に よ る 避 難 指 示等は，原子炉自動停止等が発生 し た 場 合 に ， 運 転員 等 に 原 子 炉 自 動停止確認・処置及び退避を指示 する ため に 使用 する 。
また，送受話器（ページン グ ） の 機 能 を 喪 失す る よ う な 保 守 作業を行う際は，代替手段として 電力 保 安通 信用 電話 設 備（ 固 定電 話機 ，ＰＨＳ端末）等により，運転 員等 に必 要 な連 絡を 行 う。

・送 受話 器 （ペ ージ ン グ）
・電 力保 安 通信 用電 話 設備
（ ＰＨ Ｓ 端末 ）・無 線連 絡 設備 （携 帯 型）
・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）

○発 電所 構 内設 置台 数
・送 受 話器（ ペー ジ ング）：約 330 台
・Ｐ ＨＳ 端 末： 約 300 台
・無 線連 絡 設備 （携 帯 型）：約 50 台・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：11 台※１ ：原 子 炉建 屋、 タ ービ ン 建屋 等

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-6-1 図

機能ごとに必要な通信設備（発電所内）（１／２）○「退避の指示」における通信連絡の指揮系統図

62-6-2335

機能

使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電 力保 安 通信 用電 話 設備 （固 定 電話 機 、Ｐ ＨＳ 端 末） 等が 使 用で きる 場 合
緊急時対策所

現場 （構 内 ） ※ １

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ 端 末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台・送 受話 器 （ペ ージ ン グ）
・電 力保 安 通信 用電 話 設備
（ 固定 電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端 末 ）

現場 （屋 外 ） ※ ２

発電所内

操作・
作業
の連絡

・送 受話 器 （ペ ージ ン グ）
・電 力保 安 通信 用電 話 設備
（ ＰＨ Ｓ 端末 ）・無 線連 絡 設備 （携 帯 型）

中央制御室
・送受話器：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台，ＰＨＳ 端 末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台

放射 能観 測 車
（モ ニタ リ ング カー ）・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：1 台○発 電所 構 内設 置台 数
・送 受 話器（ ペー ジ ング）：約 330 台
・固 定電 話 機： 約 210 台
・Ｐ ＨＳ 端 末： 約 300 台
・無 線連 絡 設備 （携 帯 型）：約 50 台
※１ ：原 子 炉建 屋、 タ ービ ン 建屋 等
※２ ：モ ニ タリ ング に 係る 作 業を 含む

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電 力保 安 通信 用電 話 設備 （固 定 電話 機 、Ｐ ＨＳ 端 末） 等が 使 用で きな い 場合
現場 （構 内 ） ※ １

緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台・携行型有線通話装置：3 台

・携 行型 有 線通 話装 置 ：10 台

現場 （屋 外 ） ※ ２

発電所内

・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：10 台・無 線連 絡 設備（携 帯 型）
：19 台 ※ ３

中央制御室

操作・
作業
の連絡

放射 能観 測 車
（モ ニタ リ ング カー ）・衛星電話設備（固定型）：2 台・携行型有線通話装置：2 台

・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：1 台※１ ：原 子 炉建 屋、 タ ービ ン 建屋 等
※２ ：モ ニ タリ ング に 係る 作 業を 含む※３ ：屋 外 現場 連絡 用
重大事故等が発生した場合におい ても 、 設置 又は 保 管す る通 信 連絡 設 備に より 十 分に 対応 で きる 。
重大事故等が発生した場合（全交 流動 力 電源 喪失 （ 長期 ＴＢ ）） に おけ る必 要 な通 信連 絡設 備 は以 下の 通 り
衛星電話設備（固定型）

衛星 電話 設 備（ 携帯 型 ）無線 連絡 設 備（ 携帯 型 ）・中央制御室 ：1 台
・緊急時対策所：3 台

・現 場（ 屋 外）：4 台

・現 場（ 屋 外）：5 台

携行 型有 線 通話 装置
・中 央制 御 室 ：2 台
・現 場（ 屋 内）：10 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-6-2 図

機能ごとに必要な通信設備（発電所内）（２／２）○「操作・作業の連絡」における通信連絡の指揮系統図
62-6-3336

機能

使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電 力保 安 通信 用電 話 設備 （固 定 電話 機 、Ｐ ＨＳ 端 末） が使 用 でき る場 合
本店 （即 応 セン ター ）緊急時対策所

発電所外

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・加入電話：（加入電話：2 台，加 入Ｆ Ａ
Ｘ：2 台）
・テレビ会議システム（社内）：一 式
・専用電話（ホットライン）（自治体向）：１台
・衛星電話設備（固定型）：6 台・電 力保 安 通信 用電 話 設備
（固 定電 話 機：3 台， Ｐ ＨＳ 端 末：3 台，
ＦＡ Ｘ：3 台 ）・テ レビ 会 議シ ステ ム （社 内）：一 式

国（ 原子 力 規制 委員 会 等）

連絡
・ 通
報等

自治 体他 （ 茨城 県、 東 海村 等 ）放射 能観 測 車
（モ ニタ リ ング カー ）中央制御室
・送受話器（ページング）：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台，ＰＨＳ端末：4 台）・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：1 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電 力保 安 通信 用電 話 設備 （固 定 電話 機 、Ｐ ＨＳ 端 末） が使 用 でき ない 場 合
緊急時対策所

本店 （即 応 セン ター ）・衛星電話設備（固定型）：6 台・統合原子力防災ネットワークに 接続 す る
通信連絡設備（テレビ会議システム：一式，
ＩＰ電話：6 台（衛星系：2 台 ，
有線系：4 台），ＩＰ−ＦＡＸ：3 台（衛星系：1 台，有線系：2 台 ））・衛 星電 話 設備 （固 定 型）：2 台・統 合原 子 力防 災ネ ッ トワ ーク に 接続 す る
通信 連絡 設 備
（テ レビ 会 議シ ステ ム ：一 式
ＩＰ 電話 ：8 台（ 衛星 系 ：2 台 ，
有線 系：6 台 ）ＩＰ −Ｆ Ａ Ｘ：4 台（ 衛 星系 ：1 台 ，
有線 系：3 台 ）発電所外国（ 原子 力 規制 委員 会 等）

連絡
・ 通
報等

中央制御室

自治 体他 （ 茨城 県、 東 海村 等 ）・衛星電話設備（固定型）：2 台
放射 能観 測 車
（モ ニタ リ ング カー ）・衛 星電 話 設備 （携 帯 型）：1 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-6-3 図

機能ごとに必要となる通信設備（発電所外）○「連絡・通報等」における通信連絡の指揮系統図
62-6-4337

携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所

中央制御室に保管する携行型有線通話装置は，通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，中央制御室と各現場間に布設している専用通信線を用い，携行型有線通話装置を専用接続箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルドラムを布設することにより必要な通信連絡を行うことが可能な設計とする。
なお，専用接続箱については，地震起因による溢水の影響を受けない箇所に設置し，溢水時においても使用可能な設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とする。
携行型有線通話装置を用いた中央制御室と現場間との通信連絡の概要について第 62-6-4 図に示す。
また，携行型有線通話装置を使用する通話場所の例を第 62-6-1 表，各重要事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置及び衛星電話設備等の台数を第 62-6-2 表及び第 62-6-3 表に示す。

62-6-5338

第 62-6-1 表

携行型有線通話装置を使用する通話場所の例（重大事故シーケンス

全交流動力電源喪失時（長期ＴＢ）の例）

作業・操作内容

作業・操作場所

原子炉建屋付属棟
不要負荷の切り離し操作

Ｃ／Ｓ電気室1階
原子炉建屋付属棟
Ｃ／Ｓ電気室

受電前準備
地下 1,2 階
原子炉建屋内系統構成
原子炉建屋原子炉棟 4 階

北西通路

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ＭＳＩＶ保修室

原子炉建屋原子炉棟 2 階

南側通路

原子炉建屋原子炉棟 1 階

南側通路（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）
原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）

携行型有線通話装置

中継用ケーブルドラム

・写真については，一部イメージを含む。

62-6-6339

・使用方法等は今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-6-4 図

携行有線通話装置を用いた通信連絡の概要（重要事故シーケンス

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の例）

62-6-7340

第 62-6-2 表

各重大事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置の台数
単位：台
使用場所

原子炉建屋付属棟
中央制御室

各重大事故シーケンス

原子炉建屋
原子炉棟

原子炉建屋
廃棄物処理棟計（注１）①−1

高圧・低圧注水機能喪失

2

−

−

3

5

①−2

高圧注水・減圧機能喪失

−

−

−

−

−

①-3-1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2

2

8

−

12

①-3-2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2

2

8

−

12

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れが①-3-3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

2

2

8

−

12

ある事故

①-4-1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

2

2

−

−

4

（炉心の著しい損傷防止）①-4-2

崩壊熱除去機能機能（残留熱除去系が故障した場合）

2

−

−

3

5

①-5

原子炉停止機能喪失

−

−

−

−

−

①-6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2

−

−

3

5

①-7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2

−

4

−

6

①-8

津波浸水による注水機能喪失

2

2

8

−

12

②-1-1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

2

2

−

−

4

2

2

−

3

7

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場
②-1-2
合）
重大事故

②-2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

2

2

−

3

7

②-3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

2

2

−

3

7

②-4

水素燃焼

2

2

−

3

7

②-5

溶融炉心・コンクリート相互作用

2

2

−

3

7

③-1

想定事故１

−

−

−

−

−

③-2

想定事故２

−

−

−

−

−

④-1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

2

2

−

−

4

④-2

全交流動力電源喪失

2

2

−

−

4

④-3

原子炉冷却材の流出

−

−

−

−

−

④-4

反応度の誤投入

−

−

−

−

−

（原子炉格納容器の破損の防止）

使用済燃料プールにおける重大辞事故に至る恐れがある事故（使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止）

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ現場用（中央制御室必要分含め）として 12 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

62-6-8341

第 62-6-3 表

各重大事故シーケンスで使用する衛星電話設備等の台数
単位：台
使用場所

各重大事故シーケンス

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故（炉心の著しい損傷防止）設備

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）

衛星電話設備（注１）（固定型）

衛星電話設備（固定型）（注１）

衛星電話設備（注２）（携帯型）

無線連絡設備
（注３）
（携帯型）

屋外

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失

1
−

3
−

2
−

5
−

①-3-1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

1

3

4

5

①-3-2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

1

3

4

5

①-3-3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

1

3

4

5

①-4-1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

−

−

−

−

①-4-2

崩壊熱除去機能機能（残留熱除去系が故障した場合）

1

3

2

5

①-5

原子炉停止機能喪失

−

−

−

−

①-6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

1

3

2

5

①-7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

−

−

−

−

①-8

津波浸水による注水機能喪失

1

3

4

5

−

−

−

−

1

3

2

5

②-1-2

使用済燃料プールにおける重大辞事故に至る恐れがある事故（使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止）

屋内（緊急時対策所）

①−1
①−2

②-1-1

重大事故
（原子炉格納容器の破損の防止）

屋内（中央制御室）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場
合）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない
場合）

②-2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

−

−

−

−

②-3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

−

−

−

−

②-4

水素燃焼

−

−

−

−

②-5

溶融炉心・コンクリート相互作用

−

−

−

−

③-1

想定事故１

1

3

2

5

③-2

想定事故２

1

3

2

5

④-1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

−

−

−

−

④-2

全交流動力電源喪失

−

−

−

−

④-3

原子炉冷却材の流出

−

−

−

−

④-4

反応度の誤投入

−

−

−

−

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ 2 台、緊急時対策所へ 6 台（予備 1 台）を設置するため、重大事故等においても対応できる。
（注２）：緊急時対策所へ 11 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。
（注３）：緊急時対策所へ 19 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

62-6-9342

○過去のプラントパラメータの閲覧について

緊急時対策支援システム伝送装置に収集されるプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）は，2 週間分（1 分周期）のデータを保存（自動収集）できる設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置に保存されたデータについては，緊急時対策所から専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存できる設計とする。
重大事故等が発生した場合には，緊急時対策所において，プラントパラ
メータ（ＳＰＤＳパラメータ）を専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存し保管する手順を整備する。これにより，ＳＰＤＳデータ表示装
置にて外部記憶媒体に保存されたプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）の過去のデータを閲覧することができる設計とする。
また，ＳＰＤＳデータ表示装置にてプラントパラメータ（ＳＰＤＳパラメータ）の監視も可能な設計とする。

図 62-6-5

過去のプラントパラメータ閲覧の概要
62-6-10343

第 62-6-4 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(1/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

APRM レベル平均

○

○

○

APRM レベル A

○

−

○

APRM レベル B

○

−

○

APRM レベル C

○

−

○

APRM レベル D

○

−

○

APRM レベル E

○

−

○

目的

対象パラメータ

APRM レベル F
炉心 反応度のSRNM 計数率 CH.A
状態確認
SRNM 計数率 CH.B

○

−

○

○

○

○

○

○

○

SRNM 計数率 CH.C

○

○

○

SRNM 計数率 CH.D

○

○

○

SRNM 計数率 CH.E

○

○

○

SRNM 計数率 CH.F

○

○

○

SRNM 計数率 CH.G

○

○

○

SRNM 計数率 CH.H

○

○

○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

−

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

−

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○−○

炉心 冷却の状 高圧炉心スプレイ系系統流量態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○62-6-11344

第 62-6-5 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(2/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

原子炉圧力容器表面温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

−

○

高圧代替注水系系統流量

○

−

○

低圧代替注水系原子炉注水流量

○

−

○

代替循環冷却系原子炉注水流量

○

−

○

代替淡水貯槽水位○−○

6.9kV 母線 2A-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A-2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B-2 電圧
炉心冷却の状
6.9kV 母線 2C 電圧
態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

−

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
格納容器内のドライウェル圧力（広帯域）状態確認
ドライウェル圧力（狭帯域）

○

○

○

○

○

○

○

−

○

ドライウェル圧力○−○

サプレッション・チェンバ圧力

○

−

○

サプレッション・プール圧力

○

○

○

目的

対象パラメータ

62-6-12345

第 62-6-6 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(3/6)

目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水温度（平均
値）

○

○

○

サプレッション・プール水温度

○

○

○

サプレッション・プール雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プール水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

○

−

○

○

−

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

○

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

○

−

○

格納容器下部水位○−○

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

−

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

−

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

−

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

−

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

−

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

−

○

対象パラメータ

格納容器内の 格納容器内水素濃度(SA)
状態確認
格納容器内酸素濃度(SA)62-6-13346

第 62-6-7 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(4/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(B)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホールドアップ）B
放射 能隔離のNS4 内側隔離状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動
環境 の情報確
SGTS モニタ（高レンジ）A認
SGTS モニタ（高レンジ）B

○

○

○

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納 容器内の格納容器内スプレイ弁 B（全開）状態確認
主蒸気管放射線モニタ(A)62-6-14347

第 62-6-8 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ
(5/6)
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

−

○

放水口モニタ(T-2)

○

○

○

モニタリングポスト(A)

○

○

−

モニタリングポスト(B)

○

○

−

モニタリングポスト(C)

○

○

−

モニタリングポスト(D)

○

○

−

モニタリングポスト(A)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(B)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(C)広域レンジ

○

○

−

モニタリングポスト(D)広域レンジ

○

○

−

大気安定度

○

○

−

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

−

環境の 情報 確 18m ベクトル平均風速 10 分値
認71m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

○

○

−

140m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対
策所）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

−

−

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

−

−

風向（可搬型）○−−

風速（可搬型）○−−

大気安定度（可搬型）

○

−

−

目的

対象パラメータ

10 分値

62-6-15348

第 62-6-9 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ(6/6)
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメー
タ

バック
アップ対象
パラメータ

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

○

−

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

非 常 用 炉 心 冷 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
却 系 (ECCS) の残留熱除去系ポンプ A 起動
状態等

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

−

○

潮位計

○

−

○

目的

使 用 済 燃 料 プ 使用済燃料プール温度（SA）
ー ル の 状 態 確 使用済燃料プール温度
認
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
水 素 爆 発 に よ フィルタ装置入口水素濃度る格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確認
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
水 素 爆 発 に よ 原子炉建屋水素濃度
る原子炉建屋の 損 傷 防 止 確 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
認

津波監視62-6-16349

○ＳＰＤＳの容量について

ＳＰＤＳのデータ伝送容量は，今後のプラントパラメータの追加を考慮し，第 62-6-6 表に示すとおり，回線容量は必要回線容量に対し余裕を持った設計とする。
また，ＳＰＤＳのデータ表示機能は，今後のプラントパラメータの追加を考慮し第 62-6-7 表に示すとおり，表示可能なプラントパラメータ数は必要なプラントパラメータ数に対し余裕の持った設計とするとともに，緊急時対策支援システム伝送装置のソフトウェアを改造することにより拡張可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合において使用する通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線は，必要回線容量を確保した回線容量を有する設計とする。
第 62-6-6 表
通信回線種別ＳＰＤＳの回線容量
必要回線容量 ※1

建屋間におけるデータ伝送路
主要設備

その他

回線容量 ※ 1

有線系回線

原子炉建屋付属棟〜緊急時対策所

19.2kbps

30.0Mbps

30.02Mbps

1Gbps

無線系回線

原子炉建屋付属棟〜緊急時対策所

1.95Mbps−

1.95Mbps

6Mbps※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

第 62-6-7 表

ＳＰＤＳのデータ表示に係る容量必要となるプラントパラメータ数 ※1

表示可能なプラントパラメータ数 ※1

アナログ信号

ディジタル信号アナログ信号

ディジタル信号

データ伝送設備

148 点

34 点

256 点

256 点

緊急時対策支援システム伝送装置

86 点

34 点

256 点

256 点

※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

62-6-17350

重大事故等が発生した場合において使用する通信設備（発電所外）及びデー
タ伝送設備が接続する通信回線は，第 62-6-8 表に示すとおり，必要回線容量を確保した回線容量を有する設計とする。

第 62-6-8 表

通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線の回線容量
通信回線種別
電力保安
通信用回線

無線系回線

有線系回線

有線系回線

回線容量

主要設備

その他 ※３384kbps5616kbps

6Mbps

6Mbps

加入電話

10 回線

−

10 回線

10 回線

加入ＦＡＸ

2 回線

−

2 回線

2 回線

電力保安通信用
電話設備接続 ※１

98 回線

−

98 回線

98 回線

衛星電話設備
（固定型）

9 回線

−

9 回線

9 回線

衛星電話設備
（携帯型）

13 回線

−

13 回線

13 回線

専用電話（ホットライン）（自治体向）

2 回線

−

2 回線

2 回線

−

2.9Mbps5Mbps−

226kbps

384kbps

電力保安通信用電話設備 ※１（固定電話機，ＰＨＳ端末，
ＦＡＸ）

加入電話
設備

通信事業者
回線
衛星系回線

必要回線容量 ※２

主要設備

衛星電話
設備

2.9Mbps

有線系回線

統合原子力
防災ネット
ワークに接
続する通信
連絡設備

ＩＰ電話

（640kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（256kbps）

テレビ会議システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者
回線（統合
原子力防災
ネットワー
ク）

（2Mbps）（32kbps）
226kbps

衛星系回線

統合原子力
防災ネット
ワークに接
続する通信
連絡設備

ＩＰ電話

（16kbps）

ＩＰ−ＦＡＸ（50kbps）

テレビ会議システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（128kbps）（32kbps）

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。
※１：加入電話に接続されており，発電所外への連絡も可能である。
※２：（）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。

62-6-18351

62-7
アクセスルート図62-7-1352

第 62-7-1 図

屋外アクセスルート図

62-7-2353

第 62-7-2 図

重大事故等発生時

屋内アクセスルート

62-7-3354

第 62-7-3 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-4355

第 62-7-4 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-5356

第 62-7-5 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-6357

第 62-7-6 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-7358

第 62-7-7 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-8359

第 62-7-8 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-9360

第 62-7-9 図

重大事故等発生

屋内アクセスルート

62-7-10361

62-8
設備操作及び切替に関する説明書

62-8-1362

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-8-1 図 操作概要図 携行型有線通話装置（原子炉建屋付属棟 3 階 中央制御室）
62-8-2363

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-8-2 図 操作概要図 衛星電話設備（固定型）（原子炉建屋付属棟 3 階 中央制御室）
62-8-3364

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-8-3 図

操作概要図

無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備（携帯型）（緊急時対策所 2 階）
62-8-4365

・写真については，一部イメージを含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

第 62-8-4 図 操作概要図 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）（緊急時対策所 2 階）
62-8-5366