補足-40-10【「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の第54条及び第59条から77条に基づく
主要な重大事故等対処設備一覧表】

（第54条）重大事故等対処設備

注記

機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

アクセスルート確保－

ホイールローダ＊3

可搬型＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備

1

（第59条）緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
機能

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

ほう酸水注入機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

原子炉緊急停止系

原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）＊3
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ＊3

常設
可搬型

制御棒

常設

制御棒駆動機構

常設

制御棒駆動系水圧制御ユニット

常設

常設
常設

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系
ポンプトリップ機能）＊3
再循環系ポンプ遮断器手動スイッ
チ＊3
低速度用電源装置遮断器手動スイ
ッチ＊3

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク

常設

常設

常設

自動減圧系の起動阻止スイ
常設ッチによる原子炉出力急上
自動減圧系
自動減圧系の起動阻止スイッチ＊3
昇防止
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

2

（第60条）原子炉冷却材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
機能

高圧代替注水系による原子炉注水機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設高圧代替注水系ポンプ

常設

高圧代替注水系タービン止め弁

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

（高圧炉心スプレイ系）
原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイ系ポンプ＊3

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系（サプレッション・チェンバ）

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

高圧炉心スプレイ系による
原子炉注水

ほう酸水注入系による原子炉注水（ほう酸水注入）（原子炉隔離時冷却系）
高圧炉心スプレイ系－

原子炉冷却材圧力バウンダ（逃がし安全弁）
逃がし安全弁（安全弁機能）
常設
リの圧力上昇抑制
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

3

（第61条）原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（逃がし安全弁）

逃がし安全弁［操作対象弁］

常設（アキュムレータ）

自動減圧機能用アキュムレータ

常設

過渡時自動減圧機能＊4

常設

自動減圧系の起動阻止スイッチ＊4

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

可搬型整流器可搬型

125V系蓄電池Ａ系・Ｂ系

逃がし安全弁用可搬型蓄電池＊4

可搬型

アキュムレータ

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

可搬型

アキュムレータ

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベ

可搬型

（高圧炉心スプレイ系注入弁）

高圧炉心スプレイ系注入弁

常設（原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁）

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

常設（低圧炉心スプレイ系注入弁）

低圧炉心スプレイ系注入弁

常設（残留熱除去系Ａ系注入弁）

残留熱除去系Ａ系注入弁

常設（残留熱除去系Ｂ系注入弁）

残留熱除去系Ｂ系注入弁

常設（残留熱除去系Ｃ系注入弁）

残留熱除去系Ｃ系注入弁

常設

逃がし安全弁原子炉減圧の自動化

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
非常用窒素供給系による窒素確保
非常用逃がし安全弁駆動系
による原子炉減圧

インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ隔離弁＊3

注記

自動減圧系

125V系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
Ｓ系＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：減圧を行う設備ではないが，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に現場で手動操作により隔離し，漏えい抑制のための減圧を不要とするための設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

4

（第62条）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
機能
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

（低圧炉心スプレイ系）
残留熱除去系（低圧注水系）

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設（サプレッション・チェンバ）

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設－

残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系

サプレッション・チェンバ

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

代替循環冷却系による残存
溶融炉心の冷却残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

低圧炉心スプレイ系による
原子炉注水

－

－

（残留熱除去系（低圧注水系））
低圧炉心スプレイ系

残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除
熱（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

緊急用海水系

残留熱除去系海水系

残留熱除去系海水系
注記（残留熱除去系海水系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

5

（第63条）最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(1/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

耐圧強化ベント系一次隔離弁

常設

耐圧強化ベント系二次隔離弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

サプレッション・チェンバ

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

注記

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

6

（第63条）最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(2/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除
熱（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
水の除熱

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））（サプレッション・チェンバ）（残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系海水系による除熱

緊急用海水系による除熱
注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設（残留熱除去系海水系）

残留熱除去系海水系＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

7

（第64条）原子炉格納容器内の冷却等のための設備
機能

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系ポンプ＊3

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）
サプレッション・チェンバ

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
水の除熱

緊急用海水系

残留熱除去系海水系
注記（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））（サプレッション・チェンバ）

残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系）＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

8

（第 65 条）原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(1/2)
機能

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

9

（第 65 条）原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(2/2)
機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減
圧及び除熱

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

10

（第66条）原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
機能

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

－

－

－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

コリウムシールド

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

コリウムシールド

常設

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設高圧代替注水系ポンプ

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水注入ポンプ

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

代替循環冷却系ポンプ

常設

残留熱除去系熱交換器

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系ポンプ

常設

残留熱除去系海水系ストレーナ

常設

－

－

溶融炉心の落下遅延及び防
止

－

－

注記

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

11

（第67条）水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備(1/2)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

格納容器内水素濃度（Ｓ
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
常設Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格－
納容器内の水素濃度及び酸格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
常設
素濃度監視
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

12

（第67条）水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備(2/2)
機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

注記

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

フィルタ装置常設

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設

第二弁

常設

第二弁バイパス弁

常設

遠隔人力操作機構

常設

第二弁操作室遮蔽

常設

第二弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）＊3

可搬型

第二弁操作室差圧計

常設

圧力開放板

常設

窒素供給装置

可搬型

窒素供給装置用電源車

可搬型

フィルタ装置遮蔽

常設

配管遮蔽

常設

移送ポンプ

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

常設

フィルタ装置入口水素濃度＊3常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

13

（第68条）水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
機能

原子炉建屋ガス処理系による水素排出

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

非常用ガス処理系排風機

常設

非常用ガス処理系フィルタトレイ
ン

常設

非常用ガス再循環系排風機

常設

非常用ガス再循環系フィルタトレ
イン

常設

静的触媒式水素再結合器

常設

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

常設

原子炉建屋内の水素濃度監－
原子炉建屋水素濃度常設
視
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

14

（第69条）使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(1/2)
機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ル注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

常設低圧代替注水系ポンプ＊3

常設

常設スプレイヘッダ

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ル注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

常設スプレイヘッダ

常設

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料
プール注水及びスプレイ

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）
燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

可搬型スプレイノズル

可搬型

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽［水源］

常設

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

可搬型

放水砲

可搬型

機能
可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

大気への放射性物質の拡散抑制
注記

サプレッション・チェンバ－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

15

（第69条）使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2/2)
機能

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却）
燃料プール冷却浄化系

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設

代替燃料プール冷却系熱交換器

常設

緊急用海水ポンプ＊3

常設

緊急用海水系ストレーナ＊3

常設

残留熱除去系海水系（使用済燃料プール水位・温度
使用済燃料プール水位・温度（Ｓ
常設（ＳＡ広域））
Ａ広域）
使用済燃料プール水位
燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
常設
温度
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールの監視
燃料取替フロア燃料プールエリア
使用済燃料プールエリア放射線モ
放射線モニタ常設
ニタ（高レンジ・低レンジ）
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
使用済燃料プール監視カメラ（使原子炉建屋換気系排気ダクト放射
用済燃料プール監視カメラ用空冷
常設
線モニタ装置を含む）
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

16

（第70条）工場等外への放射線物質の拡散を抑制するための設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

大気への放射性物質の拡散抑制－

海洋への放射性物質の拡散抑制－

航空機燃料火災への泡消火

注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

常設
可搬型
可搬型

放水砲

可搬型

汚濁防止膜

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）

可搬型

放水砲

可搬型

泡混合器

可搬型

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

可搬型－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

17

（第71条）重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
機能重大事故等収束のための水源

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2（サプレッション・チェンバ）

－

水の供給
注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

サプレッション・チェンバ
［水源］

常設

ほう酸水貯蔵タンク［水源］

常設

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型

サプレッション・チェンバ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

18

（第72条）電源設備(1/2)
機能常設代替交流電源設備による給電

可搬型代替交流電源設備による給電

所内常設直流電源設備による給電

可搬型代替直流電源設備による給電

代替所内電気設備による給電機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
Ｓ系

非常用所内電気設備

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

常設代替高圧電源装置

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

125V 系蓄電池Ａ系＊3

常設

125V 系蓄電池Ｂ系＊3

常設

可搬型代替低圧電源車

可搬型

可搬型整流器

可搬型

緊急用Ｍ／Ｃ＊3

常設

緊急用Ｐ／Ｃ＊3

常設

緊急用ＭＣＣ＊3

常設

緊急用電源切替盤＊3

常設

緊急用直流 125V 主母線盤＊3

常設

125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣ
緊急用 125V 系蓄電池＊3
常設
Ｓ系
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

19

（第72条）電源設備(2/2)
機能

非常用交流電源設備

非常用直流電源設備

燃料給油設備による給油機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（２Ｃ非常用ディーゼル発電機）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機＊3

常設（２Ｄ非常用ディーゼル発電機）

２Ｄ非常用ディーゼル発電機＊3

常設（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機）（２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタンク）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料油デイタンク）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機燃料油デイタンク）（２Ｃ非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ポンプ）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機＊3
２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料
油デイタンク＊3
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料
油デイタンク＊3
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料油デイタンク＊3
２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海
水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ（軽油貯蔵タンク）

軽油貯蔵タンク＊3（２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ）（２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機燃料移送ポンプ）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ＊3
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ＊3
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料移送ポンプ＊3（125V 系蓄電池Ａ系）

125V 系蓄電池Ａ系＊3

常設（125V 系蓄電池Ｂ系）

125V 系蓄電池Ｂ系＊3

常設（125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系）

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系＊3

常設（中性子モニタ用蓄電池Ａ系）

中性子モニタ用蓄電池Ａ系＊3

常設（中性子モニタ用蓄電池Ｂ系）

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系＊3

常設

可搬型設備用軽油タンク

常設

タンクローリ

可搬型

軽油貯蔵タンク＊3

常設（軽油貯蔵タンク）２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機燃料移送ポンプ

常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設
常設

常設代替高圧電源装置燃料移送ポ常設
ンプ＊3
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

20

（第73条）計装設備(1/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）
常設
容器内の温
原子炉圧力容器温度＊3
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（燃料域）
度
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系熱交換器入口温度
主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
常設(原子炉圧力)原子炉圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力容器温度
容器内の圧
主要パラメータの他チャンネル
力
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
常設
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。

21

（第73条）計装設備(2/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

主要パラメータの他チャンネル
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
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（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）(原子炉水位（広帯域）)
原子炉水位（広帯域）
常設
低圧代替注水系原子炉注水流量(原子炉水位（燃料域））
原子炉水位（燃料域）（可搬ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力
サプレッション・チェンバ圧力容器内の水
位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
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（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉水位（ＳＡ広帯（可搬ライン用）
原子炉水位（広帯域）域）
常設
低圧代替注水系原子炉注水流量
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ燃料（可搬ライン狭帯域用）
域）
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・チェンバ圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

22

（第73条）計装設備(3/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

原子炉隔離時冷却系系統流
量
高圧炉心スプレイ系系統流量

高圧代替注水系系統流量

サプレッション・プール水位
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）
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力常設

残留熱除去系系統流量
低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（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉
注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉
注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉
注水流量（可搬ライン狭帯域用）

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
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）

常設

＊1，＊2

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
代替循環冷却系原子炉
原子炉水位（燃料域）
原子炉圧力
―
常設
注水流量
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
容器への注原子炉水位（ＳＡ燃料域）
水量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(原子炉隔離時冷却系系統
原子炉水位（燃料域）
原子炉隔離時冷却系系
流量)
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
常設
統流量
高圧炉心スプレイ系系統流
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(高圧炉心スプレイ系系統
原子炉水位（燃料域）
高圧炉心スプレイ系系
流量)
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
常設
統流量
原子炉隔離時冷却系系統流
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
量
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）(残留熱除去系系統流量)
原子炉水位（燃料域）
低圧炉心スプレイ系系統流残留熱除去系系統流量
常設
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
量
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。

23

（第73条）計装設備(4/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等
＊1，＊2

原子炉圧力
容器への注
水量

(低圧炉心スプレイ系系統
流量)
残留熱除去系系統流量

残留熱除去系系統流量
原子炉格納
容器への注
水量

原子炉格納
容器内の温
度

―

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

低圧炉心スプレイ系系
統流量

サプレッション・プール水位
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）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力常設

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
サプレッション・プール水位

常設

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
代替循環冷却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

ドライウェル雰囲気温度＊3

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ
雰囲気温度＊3

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
温度＊3

サプレッション・プー
ル水温度―

格納容器下部水温

代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
格納容器下部水位
主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度
主要パラメータの他チャンネル

常設
常設

常設

常設

常設
常設

サプレッション・チェンバ圧力常設
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力
サプレッション・チェ
サプレッション・チェンバ
サプレッション・チェンバ雰囲
常設
＊3
ンバ圧力
圧力
気温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
原子炉格納
容器内の圧
力

ドライウェル圧力＊3

ドライウェル圧力24

（第 73 条）計装設備(5/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

原子炉格納
容器内の放
射線量率

未臨界の維
持又は監視
最終ヒート
シンクの確
保（代替循
環冷却系）

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
主要パラメータの他チャンネル
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

常設
可搬型

サプレッション・プール水
位＊3

サプレッション・プー
ル水位―

格納容器下部水位

格納容器内水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータの他チャンネル

常設

格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｄ／Ｗ）

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｓ／Ｃ）

常設

格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｓ／Ｃ）

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｄ／Ｗ）

常設

原子炉格納
容器内の水
位

原子炉格納
容器内の水
素濃度

主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ(格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）)
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）(格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（Ｓ／Ｃ）)
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）(起動領域計装)
平均出力領域計装(平均出力領域計装)
起動領域計装―起動領域計装平均出力領域計装
サプレッション・プー
ル水温度

主要パラメータの他チャンネル
平均出力領域計装
主要パラメータの他チャンネル
起動領域計装主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度

常設

常設

常設
常設
常設

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器出口温度
常設
入口温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
―

25

（第73条）計装設備(6/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等
＊1，＊2

―

代替循環冷却系原子炉
注水流量―

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

最終ヒート
シンクの確
保（代替循
環冷却系）
（続き）

最終ヒート
シンクの確
保（格納容
器圧力逃が
し装置）

最終ヒート
シンクの確
保（耐圧強
化ベント
系）

最終ヒート
シンクの確
保（残留熱
除去系）

注記

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）残留熱除去系熱交換器入口
温度
残留熱除去系熱交換器出口
温度
残留熱除去系系統流量

残留熱除去系熱交換器入口
温度
残留熱除去系熱交換器出口
温度
残留熱除去系系統流量(残留熱除去系熱交換器入口温度)

主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ
サプレッション・プール水位
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）
代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉圧力容器温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水温度
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲
気温度

常設
可搬型

常設

常設

フィルタ装置水位

主要パラメータの他チャンネル

常設

フィルタ装置圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置スクラビング水温度

常設

フィルタ装置圧力

常設

フィルタ装置スクラビ
ング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度＊3
耐圧強化ベント系放射線モニタ
残留熱除去系熱交換器
入口温度(残留熱除去系熱交換器出
口温度)

残留熱除去系熱交換器
出口温度(残留熱除去系系統流量)

残留熱除去系系統流量

主要パラメータ（フィルタ装置
出口放射線モニタ（高レンジ））の他チャンネル
主要パラメータの他チャンネル
格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉圧力容器温度
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

常設
常設

常設

常設

常設

常設

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

26

（第73条）計装設備(7/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型(原子炉水位（広帯域）)(原子炉水位（燃料域）)

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

主要パラメータの他チャンネル
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

常設

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）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

常設

＊1，＊2

格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉圧
力容器内の
状態）

格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉格
納容器内の
状態）

(原子炉圧力)

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

ドライウェル雰囲気温度＊3

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力＊3

ドライウェル圧力

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力（ＳＡ）
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）
原子炉圧力容器温度
主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
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）
原子炉圧力容器温度
主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度

常設

常設

常設

常設

(高圧炉心スプレイ系ポン
高圧炉心スプレイ系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(原子炉隔離時冷却系ポン
原子炉隔離時冷却系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(残留熱除去系ポンプ吐出残留熱除去系ポンプ吐
原子炉圧力
常設
圧力)
出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）(低圧炉心スプレイ系ポン
低圧炉心スプレイ系ポ
原子炉圧力
常設
プ吐出圧力)
ンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
格納容器バ
イパスの監
視
（原子炉建
屋内の状
態）

27

（第73条）計装設備(8/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ

常設
可搬型

高圧代替注水系系統流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プー
サプレッション・プール水
常設
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
ル水位
位＊4
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低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
水源の確保
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
サプレッション・プール水＊3低圧代替注水系格納容器スプレ
常設
代替淡水貯槽水位位＊4
イ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
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）
サプレッション・プール水位
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。

28

（第 73 条）計装設備(9/10)
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）主要設備の計測が困難となった
場合の重要代替監視パラメータ
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
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）
サプレッション・プール水位
主要パラメータの他チャンネル
静的触媒式水素再結合器動作監
視装置
主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

常設
可搬型

水源の確保
（続き）

サプレッション・プール水
位＊4

西側淡水貯水設備水位

原子炉建屋
内の水素濃
度

―

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納
容器内の酸
素濃度

格納容器内酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）(使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）)
使用済燃料プール水位
燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度

使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
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）
使用済燃料プール監視カメラ

常設

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
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）
使用済燃料プール監視カメラ

常設

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度

＊3

常設

常設

常設

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
燃料取替フロア燃料プール
使用済燃料プール水位・温度
使用済燃料プールエリ
エリア放射線モニタ（ＳＡ広域）
ア放射線モニタ（高レ常設
原子炉建屋換気系燃料取替
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
ンジ・低レンジ）
床排気ダクト放射線モニタ
使用済燃料プール監視カメラ
原子炉建屋換気系排気ダク
ト放射線モニタ
使用済燃料プール水位・温使用済燃料プール水位・温度度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視（ＳＡ広域）
使用済燃料プール水位
カメラ（使用済燃料プ
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
常設
燃料プール冷却浄化系ポンール監視カメラ用空冷
使用済燃料プールエリア放射線
プ入口温度装置を含む）
モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール温度
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：設計基準事故対処設備としての計装設備。個数と設置場所を添付資料2に示す。
使用済燃料
プールの監
視

29

（第 73 条）計装設備(10/10)
機能
発電所内の通信連絡

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

温度，圧力，水位，注水量の計測・監視各計器

圧力，水位，注水量の計
測・監視

各計器

常設
可搬型
常設

可搬型

可搬型

（Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧）

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧＊3

常設（Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧）

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧＊3

常設（Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧）

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧＊3

常設（Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧）

Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧＊3

常設（Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧）Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧＊3

常設

緊急用Ｍ／Ｃ電圧＊3

常設

緊急用Ｐ／Ｃ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤２Ａ電圧）

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧）

直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧＊3

常設（直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ
電圧）
（直流±24V 中性子モニタ用分電
盤２Ａ電圧）（直流±24V 中性子モニタ用分電
盤２Ｂ電圧）
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧
直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ電圧

直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

その他＊4

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊3
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）＊3
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）＊3（非常用窒素供給系供給圧力）＊3

直流±24V 中性子モニタ用分電盤
２Ａ電圧＊3直流±24V 中性子モニタ用分電盤
２Ｂ電圧＊3常設
常設
常設

緊急用直流 125V 主母線盤電圧＊3

常設

非常用窒素供給系供給圧力

常設

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
常設
圧力
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧
非常用窒素供給系供給圧力
常設
力
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
非常用窒素供給系供給圧力
常設
素ボンベ圧力注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。
＊4：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ
非常用窒素供給系供給圧力30

（第 74 条）運転員が原子炉制御室にとどまるための設備
機能

中央制御室換気系による居住性の確保

原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保

原子炉建屋外側ブローアウ
トパネルの閉止による居住性の確保

中央制御室待避室による居住性の確保

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
酸素濃度計及び二酸化炭素
濃度計による居住性の確保

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（中央制御室遮蔽）

中央制御室遮蔽

常設（中央制御室換気系）

中央制御室換気系空気調和機ファン＊4
中央制御室換気系フィルタ系ファン＊4
中央制御室換気系フィルタユニッ
ト＊4

常設
常設
常設

非常用ガス再循環系排風機

常設

非常用ガス処理系排風機

常設

ブローアウトパネル閉止装置

常設

ブローアウトパネル閉止装置開閉
状態表示

常設

ブローアウトパネル開閉状態表示

常設

中央制御室待避室遮蔽

常設

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）＊4

可搬型

中央制御室待避室差圧計＊4

常設

衛星電話設備（可搬型）（待避室）＊3，＊4

可搬型

データ表示装置（待避室）＊3，＊4

可搬型

可搬型照明（ＳＡ）＊3，＊4

可搬型

酸素濃度計＊3，＊4

可搬型

二酸化炭素濃度計＊3，＊4

可搬型

－

－

－

中央制御室照明－

チェンジングエリアの設置
可搬型
及び運用による汚染の持ち－
可搬型照明（ＳＡ）＊3，＊4
込みの防止
注記 ＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

31

（第75条）監視測定設備
機能機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

放射線量の代替測定

モニタリング・ポスト

可搬型モニタリング・ポスト＊3

可搬型

可搬型ダスト・よう素サンプラ＊3

可搬型

ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

β線サーベイ・メータ＊3

可搬型

ＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

可搬型気象観測設備＊3

可搬型

可搬型モニタリング・ポスト＊3

可搬型

電離箱サーベイ・メータ＊3

可搬型

小型船舶＊3可搬型

可搬型ダスト・よう素サンプラ＊3

可搬型

ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

β線サーベイ・メータ＊3

可搬型

ＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ＊3

可搬型

小型船舶＊3

可搬型

放射能観測車の代替測定

気象観測設備の代替測定

放射線量の測定

放射性物質濃度（空気中・水中・土壌中）及び海上モ
ニタリング

注記

放射能観測車

気象観測設備－－＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備

32

（第76条）緊急時対策所
機能

緊急時対策所非常用換気設
備及び緊急時対策所加圧設備による放射線防護

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

放射線量の測定

必要な情報の把握機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

緊急時対策所遮蔽

常設

緊急時対策所非常用送風機＊4

常設

緊急時対策所非常用フィルタ
装置＊4

常設

緊急時対策所加圧設備＊4

可搬型

緊急時対策所用差圧計＊4

常設

酸素濃度計＊3，＊4

可搬型

二酸化炭素濃度計＊3，＊4

可搬型

緊急時対策所エリアモニタ＊4

可搬型

可搬型モニタリング・ポスト

可搬型

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊4常設

無線連絡設備（携帯型）

可搬型

衛星電話設備（固定型）＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）

可搬型

携行型有線通話装置

可搬型

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）＊3，＊4

常設

緊急時対策所用発電機＊4

常設

－

－
（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

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端末及びＦＡＸ）
通信連絡－

緊急時対策所用代替電源設
備による給電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＊4

常用電源設備緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計＊4
注記

常設
常設
常設

＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

33

（第77条）通信連絡を行うために必要な設備
機能

発電所内の通信連絡

機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

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端末及びＦＡＸ）（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

発電所外（社内外）の通信
連絡

注記

－

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型

携行型有線通話装置

可搬型

無線連絡設備（携帯型）

可搬型

衛星電話設備（固定型）＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）

可搬型

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）＊4

常設

衛星電話設備（固定型）＊3，＊4

常設

衛星電話設備（携帯型）＊3

可搬型

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電話及びＩＰ－Ｆ
ＡＸ）＊3，＊4

常設

データ伝送設備＊3，＊4

常設＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：防止でも緩和でもない設備＊4：機能維持に期待する空調設備の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

34

その他の設備機能

重大事故等時に対処するための流路，注水先，注入先，排出元等機能喪失を想定する主要な設計基準事故対処設備等＊1，＊2

機能を代替する主要な重大事故等対処設備（既設＋新設）

常設
可搬型（原子炉圧力容器）

原子炉圧力容器＊3

常設（原子炉格納容器）

原子炉格納容器常設（使用済燃料プール）

使用済燃料プール

常設－

原子炉建屋原子炉棟

常設

（貯留堰）

貯留堰

常設

（取水路，取水ピット）

取水構造物

常設

ＳＡ用海水ピット取水塔

常設

海水引込み管

常設

ＳＡ用海水ピット

常設

緊急用海水取水管

常設

緊急用海水ポンプピット

常設

非常用取水設備
取水路，取水ピット

注記＊1：重大事故防止設備以外の重大事故等対処設備が有する機能については，その代替機能を有する設計基
準事故対処設備等がないため「－」とする。
＊2：（ ）付の設備は，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設計基準対象施設であり，共通要因による機能喪失を想定していない。
＊3：支持構造物，原子炉冷却材圧力バウンダリ構成部等の重大事故等時における設計上の考慮について添付資料1に示す。

35

添付資料 1

原子炉圧力容器の支持構造物，原子炉冷却材圧力バウンダリ構成部等の重大事故等時における設計上の考慮について
重大事故等対処設備に機能を期待している原子炉圧力容器の支持構造物，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ構成部等については，重大事故等時に必要な機能を発揮できるよう設計する。対象となる設
備及び設計上の考慮を以下に示す。
確認対象
設備・部位

機能

位置付け

原子炉圧力容器
スカート

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉圧力容器の基礎ボルト

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉圧力容器
スタビライザ

支持構造物

冷却材の流路以外

原子炉格納容器
スタビライザ

支持構造物

中性子計測
ハウジング
制御棒駆動機構
ハウジング
中性子束計測案内管

原子炉冷却材
圧力バウンダリ構成部
原子炉冷却材
圧力バウンダリ構成部
炉内構造物

重大事故等時における設計上の考慮

冷却材の流路以外
冷却材の流路以外
冷却材の流路以外
冷却材の流路以外

36・各設備は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して機能を損なわない設計とする。
・重大事故等時に想定される圧力，温度，荷重その他条件に対して，十分な構造及び強度を有する設計とする。

確認対象設備機能位置付け

残留熱除去系ポンプＡ室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

高圧炉心スプレイ系ポンプ室空
調

環境条件の
緩和

建屋空調

電気室及びケー
ブル処理室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

電気室及び空調
機械室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

バッテリー室排風機室＊2 空調

環境条件の
緩和

建屋空調

中央制御室空調

環境条件の
緩和

建屋空調

常設低圧代替注
水系ポンプ室空
調

環境条件の
緩和

建屋空調

緊急用海水ポン
プピット空調

環境条件の
緩和

建屋空調

緊急時対策所建
屋空調

環境条件の
緩和

建屋空調

非常用ディーゼル発電機室及び
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機室空調緊急用電気室，レシービングタ
ンク室＊1 及びフィルタ装置入口
水素濃度計室空調

重大事故等時における設計上の考慮

・各空調設備（チラーを含む。
）は，非常用
交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用発電機からの給電により駆動できる設計とする。
・既設の空調設備（チラーを含む。
）は，通常運転時に使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時に使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。新設の空調設備（チラーを含む。
）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，空調の機能に期待するエリアにて設定した環境温度以下に除熱できる容量を有する設計とする。除熱に用いる冷媒は，チラー設備から供給する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，火山の影響を考慮して必要によりフィルタの取替
又は清掃の措置を講じることで火山事象により機能が損なわれない設計とするとともに，基準地震動ＳＳによる地震力に対して機能を損なわない設計とする等，想定される重大事故等時における設置場所の環境条件を考慮した設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，常時運転することで操作が不要な設計又は非常用
炉心冷却系のポンプ等，当該エリア内の設備の起動に伴って自動起動する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

発電機室２Ａ及環境条件のび発電機室２Ｂ
建屋空調
緩和
空調
常設代替高圧電
環境条件の源装置置場（地
建屋空調
緩和
下階）空調
注記 ＊1：第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の設置エリア＊2：中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の設置エリア37

添付資料 2
設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所について

設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所を表1及び図1に示す。

表1 設計基準事故対処設備としての計装設備の個数と設置場所
計装設備

個数

原子炉圧力容器温度＊22

ドライウェル雰囲気温度＊

15

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

4

サプレッション・プール水温度＊34

ドライウェル圧力

2

サプレッション・チェンバ圧力2

サプレッション・プール水位2

格納容器内水素濃度2

格納容器内酸素濃度2

使用済燃料プール水位

2

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度1

使用済燃料プール温度1

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モ
ニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放
射線モニタ

1
4
4

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

注記 ＊：異なる高さ方向に複数の検出器を設置

38

設置場所
原子炉格納容器【図1（5/7），（6/7）】
原子炉格納容器【図1（5/7），（6/7）】
原子炉格納容器【図1（3/7）】
原子炉格納容器【図1（1/7），（2/7）】
原子炉建屋原子炉棟3階【図1（5/7）】
原子炉建屋原子炉棟1階【図1（3/7）】
原子炉建屋原子炉棟地下2階【図1（1/7）】
原子炉建屋原子炉棟3階，4階【図1（5/7），（6/7）】
原子炉建屋原子炉棟3階，4階【図1（5/7），（6/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟4階【図1（6/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋原子炉棟6階【図1（7/7）】
原子炉建屋付属棟3階【図1（5/7）】

39
図 1 配置図(1/7)

40
図 1 配置図(2/7)

41
図 1 配置図(3/7)

42
図 1 配置図(4/7)

43
図 1 配置図(5/7)

44
図 1 配置図(6/7)

45
図 1 配置図(7/7)

補足-40-11【逃がし安全弁の環境条件の設定について】

1.

はじめに
東海第二発電所の有効性評価では，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」における評価事故シーケンス（以下「DCH シーケンス」という。
）の解析結果を入力として，逃がし安全弁（以下「SRV」という。
）（自動減圧機能）の中で高温影響を受けやすい部位の温度を評価し，評価した温度が図 1 に示す安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成7 年度）の SRV 環境試験条件を下回ることで，SRV（自動減圧機能）の機能が維持されることを確認している（添付資料①）。また，SRV 環境試験は本体，補助作動装置（シリンダ，電磁弁等）を組み上げて実施しており，その範囲を図 2 に示す。
以下では，DCH シーケンス以外の SRV（自動減圧機能）に対して厳しい環境となる様々なシー
ケンスを想定した場合の環境条件についてまとめる。

図 1 安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成 7 年度）の SRV 環境試験条件

1

図 2 安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成 7 年度）のSRV 環境試験機器概要図2.

様々なシーケンスを想定した場合の SRV（自動減圧機能）の環境条件について(1) SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスについて
SRV（自動減圧機能）は，本体と補助作動装置から構成されており，補助作動装置の温度が上昇すると，電磁弁又はピストンのシール部が高温劣化し，SRV の機能に影響を及ぼす恐れがある。このため，SRV（自動減圧機能）の高温劣化の観点から，格納容器内が高温状態で長時間維持される事象について，以下に考察する。
SRV が必要になるのは，原子炉注水等のために原子炉圧力容器（以下「RPV」という。
）の減圧が必要になる場合であり，起因事象として過渡事象又は破断面積の小さい LOCA を想定する（大破断 LOCA のような RPV 減圧が不要な事象は想定しない）。
炉心損傷の有無については，SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるのは，原子炉水位の低下により炉心損傷し，格納容器内の雰囲気温度が上昇する場合であり，炉心が損傷するシー2

ケンスを想定する。
SRV（自動減圧機能）に期待する時間としては，長時間期待する方が SRV（自動減圧機能）
にとって厳しい条件となることから，RPV が破損しない場合を想定する。
以上を踏まえると，様々なシーケンスを想定した場合，SRV（自動減圧機能）の環境が厳し
くなるシーケンスは表 1 のとおりとなる。
表 1 SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンス
No.

シーケンス
破断面積の小さい LOCA＋炉心損傷＋SRV（自動減圧機能）開，低圧注水復旧＋RPV

1

破損防止（SRV（自動減圧機能）開維持，低圧注水維持）
過渡事象＋炉心損傷＋SRV（自動減圧機能）開，低圧注水復旧＋RPV 破損防止（SRV

2（自動減圧機能）開維持，低圧注水維持）

なお，DCH シーケンスでは低圧代替注水系（常設）による原子炉注水機能を評価上考慮しておらず，重大事故等対処設備の一部の機能に期待していない。また，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）や代替循環冷却系が機能喪失するシーケンスも存在し得るが，このような重大事
故等対処設備が機能喪失する場合は大規模損壊の範囲であり，SRV（自動減圧機能）の健全性確保が必須ではないと考える。
(2) No.1（破断面積の小さい LOCA）シーケンスについて
破断口から D/W に蒸気等が流出することにより D/W 圧力及び雰囲気温度が上昇するが，格
納容器圧力が上昇し 465kPa[gage]に到達した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
により D/W スプレイを実施することから，D/W 圧力は 465kPa[gage] を超えることはない。また，D/W スプレイ実施により D/W 内は過熱状態にはならず，D/W 雰囲気温度は 465kPa[gage]の飽和温度（約 156℃）を超えることはない。さらに，東海第二発電所では，SRV（自動減圧機
能）の環境緩和のために事故後 90 分後に代替循環冷却系を起動し D/W へ連続してスプレイすることとしているため，仮に D/W 雰囲気温度が約 156℃，D/W 圧力が 465kPa[gage]に一時的に到達した場合でも，代替循環冷却系を起動後 D/W 雰囲気温度及び D/W 圧力は低下傾向となる。
(3) No.2（過渡事象）シーケンスについて
RPV 内の蒸気は SRV（自動減圧機能）を介して S/P に流入し凝縮されるため，S/P 水が飽和状態となるまでは D/W 圧力及び雰囲気温度が大幅に上昇することはない。S/P 水が飽和状態になった後，格納容器圧力が上昇し 465kPa[gage]に到達した場合は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）により D/W スプレイを実施することから，D/W 圧力は 465kPa[gage] を超えることはない。また，D/W スプレイ実施により D/W 内は過熱状態にはならず，D/W 雰囲気温度は465kPa[gage]の飽和温度（約 156℃）を超えることはない。さらに，東海第二発電所では，SRV（自動減圧機能）の環境緩和のために事故後 90 分後に代替循環冷却系を起動し D/W へ連続

3

してスプレイすることとしているため，仮に D/W 雰囲気温度が約 156℃，D/W 圧力が465kPa[gage]に一時的に到達した場合でも，代替循環冷却系を起動後 D/W 雰囲気温度及び D/W
圧力は低下傾向となる。
(4) SRV（自動減圧機能）の環境条件について① D/W 雰囲気温度について(2)(3)のとおり，SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスを想定すると，D/W
雰囲気温度は最大約 156℃となり，代替循環冷却系の起動後は D/W 雰囲気温度は低下傾向になるため，長期的にも図 1 に示す安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成 7 年度）の SRV 環境試験条件を下回ると考えられる。
参考に，直接破断口からの蒸気が D/W に吹き出し，D/W 雰囲気温度が厳しくなる No.1（破断面積の小さい LOCA）シーケンスを対象に D/W 雰囲気温度を解析した。なお，破断面積としては，原子炉圧力容器破損までに DCH 防止のために SRV（自動減圧機能）による減圧が必要となる範囲での最大の破断面積である 14cm２とし，D/W 雰囲気温度が厳しくなる条件とした。その結果，D/W 雰囲気温度の最大値は約 128℃であり，156℃を下回ることを確認した（図 3）。

図 3 破断面積の小さい LOCA シーケンスにおける D/W 雰囲気温度の推移② D/W 圧力について
D/W 圧力の上昇により SRV の機能が喪失する事象として，SRV の電磁弁等のシール材料に加わる外側圧力の上昇によりシール材料に加わる内外差圧が上昇することによる物理的破損（引張りによりシール材料が破断する）が考えられる。ただし，既存の SRV に使用されているシール材（フッ素ゴム）の破断強度は 13MPa であるところ，格納容器内に設置される場
合，最大でも内外差圧は 0.62MPa 程度となること，また，弁等の機器に組み込まれるシール
材は，一般的にケーシング等によって変形が拘束され過大な変形が発生することはないことから，物理的破損が発生する可能性は極めて低く，D/W 圧力の増加による SRV の機能への影響はない。
4したがって，(2)(3)に記載した 465kPa[gage]は，図 1 に示す安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成 7 年度）の SRV 環境試験における圧力条件の最大値（4.35kg/cm２
g：約 0.427MPa[gage]）を上回っているが，SRV の機能への影響はない。
以上のとおり，SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスを想定すると，D/W 雰
囲気温度は約 156℃を下回り，代替循環冷却系の起動後は D/W 雰囲気温度は低下傾向になるため，長期的にも図 1 に示す過去の SRV 環境試験における温度条件を下回る。また，D/W 圧力は
図 1 に示す過去の SRV 環境試験における圧力条件を上回る可能性があるが，SRV の機能への影
響はない。
3.

まとめ
東海第二発電所では，SRV（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスを想定しても，図1 に示す過去の SRV 環境試験条件を SRV（自動減圧機能）の環境条件とすることで問題ないと考える。また，SRV（自動減圧機能）は 7 個存在し，仮に DCH 防止のための原子炉の急速減圧に使用する SRV（自動減圧機能）2 個が使えなくなった場合でも，残り 5 個の SRV（自動減圧機能）を使用することにより長期的に減圧維持が可能である。
さらに，東海第二発電所では，原子炉減圧機能の重要性に鑑み，以下の対応により RPV 減圧機
能の信頼性向上を図ることとする。
SRV（自動減圧機能）の作動に必要な窒素供給機能が喪失した場合を想定して非常用逃がし
安全弁駆動系を SRV（逃がし弁機能）4 個に対して設置し，非常用逃がし安全弁駆動系使用
時には温度 200℃及び圧力 620kPa[gage]の環境下でも開保持できる設計とする。
SRV 用アクチュエータの耐環境性能向上のため，SRV（自動減圧機能）7 個及び非常用逃がし
安全弁駆動系の流路となる SRV（逃がし弁機能）4 個の計 11 個の SRV を対象に，使用前検査
までにシリンダーピストンの作動に影響を与えないシール部について改良型 EPDM 材を用いた改良品に変更する（添付資料②）。
SRV 用電磁弁の耐環境性能向上のため，SRV（自動減圧機能）7 個及び非常用逃がし安全弁駆動系の流路となる SRV（逃がし弁機能）4 個の計 11 個の SRV を対象に，使用前検査までに電磁弁の作動性能に影響を与えないシール部について改良型 EPDM 材に変更する（添付資料③）。

5

添付資料①高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について
1.

はじめに
原子炉水位が燃料有効長頂部を下回り，炉心損傷に至るような状況では，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。
）内に高温の過熱蒸気が発生する。高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（以下「ＤＣＨ」という。
）を防止するためには，その様な環境下でも逃がし安全弁（以下「ＳＲＶ」という。
）を開保持し，ＲＰＶ内の圧力を 2.0MPa[gage]以下の低圧に維持する必要がある。
ＳＲＶは本体と補助作動装置から構成されているが，補助作動装置の温度が上昇すると，電磁弁又はピストンのシール部が熱によって損傷し，ＳＲＶの開保持機能に影響を及ぼす恐れがある。
ここでは，炉心損傷後，ＤＣＨ防止のために原子炉の減圧を継続する環境下においても，ＳＲ
Ｖの開保持機能が損なわれないことを評価する。

2.

評価方法
電力共同研究「安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究」において，国内プラントにおける設計基準事故時の環境条件を包含する保守的な条件として，「171℃において 3 時間継続の後，160℃において 3 時間継続した状態」でのＳＲＶ機能維持について確認されている（以下「ＳＲＶ環境試験」という。
）。また，長期の機能維持の観点から，126℃において試験開始 24 時間後から 15 日後までの機能維持を確認している。図 2 にＳＲＶ環境試験条件を示す。
このため，ＭＡＡＰコードによるＤＣＨ有効性評価解析より得られた環境温度条件を入力として，３次元熱流動解析コード（ＳＴＡＲ－ＣＣＭ＋）によりＳＲＶの温度を評価し，ＳＲＶ環境
試験の温度条件に包含されることを確認することで，重大事故時においてもＳＲＶの開保持機能が維持されることを確認する。
なお，３次元熱流動解析は保守的な温度条件を設定した定常解析にて実施するが，下部プレナ
ムへの溶融炉心の落下に伴いＲＰＶ内の気相温度が急激に上昇する期間に対しては，ＳＲＶの温度上昇をより現実的に評価するため非定常解析を実施する。

3.

評価条件

(1) 温度条件
図 3 及び図 4 に，ＭＡＡＰ解析結果のＲＰＶ内気相平均温度及びドライウェル内気相平均温度を示す。このＭＡＡＰ解析結果を踏まえ，以下に示す 2 通りの温度条件を設定する。表 1 に評価条件を示す。
・温度条件①（定常解析）
ＲＰＶ内気相温度については，事象発生から下部プレナムへの溶融炉心移行中の期間を代表する温度条件として，この期間における最高温度を考慮し 512℃を設定する。
また，ドライウェル内気相温度については，手順に従い実施する代替循環冷却系による格納容器除熱操作（格納容器スプレイの冷却効果）を考慮することとし，格納容器スプレイを開始した以降，ＲＰＶ破損までの最高温度を考慮し 53℃を設定する＊１。なお，格納容器ス
6

プレイを開始するまでの初期のドライウェル内気相温度は 53℃よりも高い 80℃程度で推移するが，この期間におけるＲＰＶ内気相温度は定常解析の温度条件である 512℃より十分に低いことから，ＳＲＶ開保持機能維持の観点で，初期のドライウェル内気相温度の影響は，
ＲＰＶ内気相温度条件の保守性に包含される。
注記＊1：格納容器スプレイによるドライウェル内気相部の冷却効果は考慮しているが，格納容器スプレイによる液滴がＳＲＶの構造物に接触することによる冷却効果は考慮していない。

・温度条件②（非定常解析）
下部プレナムへの溶融炉心移行に伴うＲＰＶ内の気相温度の急激な上昇を考慮した温度
条件として，温度条件①で設定した期間以降のＲＰＶ内気相温度の最高値到達までの温度条件として，512℃から 586℃の温度履歴を設定する。
また，ドライウェル内気相温度については，温度条件①と同様に 53℃を設定する。
(2) 評価部位
ＳＲＶ（自動減圧機能）の開保持には，電磁弁コイルを励磁することで，補助作動装置のピストン部へ窒素を供給し，ＳＲＶ本体スプリングの閉止力を上回る駆動力を発生させ，ピストンを押上げた状態とする必要がある。ＳＲＶの開保持機能維持の観点では，高温影響を受けやすい以下の部位について評価する必要がある。
①電磁弁（下部コイルハウジング）
電磁弁のコイルは熱容量が小さく，高温影響を受けやすい。電磁弁のコイルが熱によって損傷した場合，電磁弁のコイルが消磁することで，補助作動装置のピストンへの窒素供給が遮断されるとともに，流路が排気側へ切り替わることから，ピストンを押上げていた窒素が排出され，ＳＲＶ本体スプリングの閉止力によってＳＲＶ（自動減圧機能）が閉止する。このため，電磁弁を評価の対象とするが，その中でも高温配管に近く，最も温度が高くなりやすい下部コイルハウジングの温度を評価する。
②ピストン（シール部）
ピストンのシール部にはフッ素ゴム製のＯリングが用いており，
高温影響を受けやすい。
ピストンのシール部が熱によって損傷した場合，シール部よりピストンを押上げていた窒素が排出され，ＳＲＶ本体スプリングの閉止力によってＳＲＶ（自動減圧機能）が閉止する。このため，ピストンの温度を評価する。
(3) 評価モデル
ＳＲＶの温度上昇を厳しく評価する観点から，互いの配管内を流れる高温の過熱蒸気の影響を受けやすい箇所として，ＳＲＶ（自動減圧機能）が最も近く隣接するバルブＢ及びバルブＨを含む範囲をモデル化する。実際の事故対応では互いに離れた位置のＳＲＶ2 個を開操作する
手順とするが，電磁弁及びピストンのシール部の温度条件を厳しく評価する観点より，本評価
7

では，隣接した 2 個を同時に開状態とする評価モデルとする。図 5 にＳＲＶ配置図及びモデル化範囲を，図 6 にモデル図及び断面メッシュ図を示す。
4.

評価結果
評価結果を表 2 及び図 7 から図 9 に示す。
事象発生から下部プレナムへの溶融炉心移行中の期間を代表する温度条件を適用した温度条
件①の定常解析では，下部コイルハウジングの最高温度はバルブＢの約 120℃，ピストン部の最高温度はバルブＢの約 124℃であり，ＳＲＶ環境試験温度である 160℃を下回る。
また，下部プレナムへの溶融炉心移行に伴うＲＰＶ内の気相温度の急激な上昇を考慮した温度
条件②の非定常解析では，下部コイルハウジングの最高温度はバルブＢの約 124℃，ピストン部の最高温度はバルブＢの約 124℃であり，ＳＲＶ環境試験温度である 160℃を下回る。
なお，ＳＲＶ環境試験では，160℃以上の温度条件において 6 時間の機能維持が確認されている。この試験の初期の温度条件として 171℃を与えていることを踏まえると，160℃以下の温度条
件では約 7.6 時間の機能維持が可能＊２であると考えられる。したがって，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開保持機能が要求される，事象発生から原子炉圧力容器破損までの時間（約 4.5 時間）
に対して，十分な余裕がある。
以上のとおり，炉心損傷後，ＤＣＨ防止のために原子炉の減圧を継続している状況を想定した環境下でも，ＳＲＶ開保持機能は維持されると考えられる。

注記 ＊2：ＳＲＶは，「171℃において 3 時間継続の後，160℃において 3 時間継続（合計 6 時間）」という環境条件での機能維持がＳＲＶ環境試験によって確認されている。この初期の熱負荷（171℃において 3 時間継続）をアレニウス則に基づき，160℃の熱負荷に換算すると，160℃において約 4.6 時間継続となり，これを後段の試験時間と合計すると約7.6 時間は機能維持が可能となる。したがって，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開保持機能が要求される 4.5 時間よりも 3 時間以上ＳＲＶ開保持機能は維持されることとなり，十分余裕が確保されている。
5.

本体部の温度上昇による影響
前述のとおり，重大事故時においてもＳＲＶの開保持機能は維持されるが，ここではＳＲＶ強制開機能に対する温度上昇の影響について評価する。
閉状態のＳＲＶを強制開とするためには，補助作動装置の駆動力がＳＲＶ本体の閉止力を上回る必要がある。表 3 に温度上昇の影響を示す。ＳＲＶ本体の閉止力に対する温度上昇の影響は，いずれも強制開の妨げとなることはない。

8

表 1 ３次元熱流動解析での温度条件
項

目

温度条件①【定常解析】

温度条件②【非定常解析】

512℃

512℃→586℃

53℃

53℃

ＲＰＶ内
気相平均温度
ドライウェル内
気相平均温度

表 2 ３次元熱流動解析での評価結果
項

温度条件①【定常解析】

目

温度条件②【非定常解析】

バルブＢ

バルブＨ

バルブＢ

バルブＨ

約 120℃

約 112℃

約 124℃

約 116℃

下部コイル
ハウジング
最高温度
ピストン部

約 124℃
約 113℃
約 124℃
約 113℃
最高温度
３次元熱流動解析では，温度条件②【非定常解析】のＲＰＶ気相平均温度の初期温度を温度条件①【定常解析】と同じとしている。また，下部コイルハウジングは，蒸気配管からの距離がピストン部よりも近く，より蒸気配管内の高温蒸気の影響を受けやすいことから，下部コイルハウジング最高温度は，定常解析結果に比べて非定常解析結果の方が約 4℃上昇している。
一方で，ピストン部は蒸気配管からの距離が下部コイルハウジングよりも遠く，蒸気配管内の高温蒸気の影響を受けにくいことから，ドライウェル雰囲気温度の影響がより支配的となり，定常解析
結果と非定常解析結果で温度差が小さい。

表 3 ＳＲＶ本体の抵抗力に対する温度上昇の影響
項

目

温度上昇の影響
温度上昇に伴い，低下する方向にある。また，補助作動装

ＳＲＶスプリング閉止力

置はスプリング閉止力に対して十分な駆動力を有している。

弁棒・アジャスタリング

主蒸気流路から離れた位置にあり，温度上昇幅は小さく，

摺動抵抗

ＳＲＶ強制開機能には影響を及ぼさない。

弁棒・ネッキブッシュ
摺動抵抗
バランスピストン・ブッシュ摺動
抵抗

弁棒はＳＵＳ431，ネッキブッシュはニッケルブロンズと，入熱時に隙間が拡大する材料の組合せとなっており，ネッ
キブッシュによる弁棒拘束は発生しない。
バランスピストンはＳＵＳ403，ブッシュはニッケルブロ
ンズと，入熱時に隙間が拡大する材料の組合せとなっており，ネッキブッシュによる弁棒拘束は発生しない。

弁体（ガイド部）
・ガイド

主蒸気温度上昇に伴い拡大するため，温度上昇に伴うガイ

摺動抵抗

ドによる弁体拘束は発生しない。

9

図1

ＳＲＶ構造図（開状態）

10

図2

ＳＲＶ環境試験条件

11

下部プレナムの溶融燃料は下から，溶融プール,
クラスト,金属層,デブリ粒子ベットと堆積するモデルであり，気相部に接触している金属層，デブリ粒子ベット温度は溶融炉心と比較して低下部プレナムの冷却材枯渇（約 3h） く維持されているため，温度は上昇しない（崩壊熱はＲＰＶへの伝熱により放熱）（参考２）

事故後の時間(h)MAAP 解析の結果，炉心領域での気相温度は最大約 930℃に到達しているが，スタンドパイプ／セパレータ等への伝熱により，原子炉圧力容器内気相平均温度の推移としては本図のとおりとなっている（参考１）

図3

原子炉圧力容器内気相平均温度の推移

事故後の時間(h)図4ドライウェル内気相平均温度の推移

12

図5

ＳＲＶ配置図及びモデル化範囲
13図6

モデル図及び断面メッシュ図
14

5
1
図 7

定常解析結果（温度条件①バルブＢ）

6
1
図 8

定常解析結果（温度条件①バルブＨ）

下部コイルハウジング最高温度

ピストン部最高温度

図 9

非定常解析結果（温度条件②）
17

参考１

ＭＡＡＰコードによる原子炉圧力容器内平均温度評価について
１．ＭＡＡＰコードによる解析
ＭＡＡＰコードでは，水の蒸発による蒸気量の増加及び金属酸化による水素発生等による気体組成の変化を計算するとともに，炉心露出に伴う伝熱による気体エネルギ増加及び原子炉注水やヒートシンクへの伝熱による気体のエネルギ減少等を計算し，これらの計算結果を踏まえて，気体の有するエネルギと組成等から原子炉圧力容器内気相平均温度を計算している（図 1）
。

18

SR V

蒸気
ﾄﾞ ｰﾑ
記号
気体流路番号
ｽﾀ ﾝﾄﾞ ﾊﾟ ｲﾌﾟ/ｾ ﾊ ﾟﾚ ｰﾀ

ﾋ ｰﾄｼ ﾝｸ表 面 番 号
ﾋ ｰﾄｼ ﾝｸ
気体流路

上部
ﾌﾟﾚﾅﾑ

炉心

上部
ﾀﾞ ｳﾝｶﾏﾋ ｰﾄｼ ﾝｸ－ﾉ ｰﾄ ﾞ
間 での熱 伝 達 ＊下部ﾀﾞ ｳﾝｶﾏ再循環
ﾙ ｰﾌﾟ

下 部 ﾌﾟ ﾚﾅ ﾑ

出 典 ： MAAP4 User ’ s Manual,＊冷却材喪失後の各ヒートシンクの熱伝達は，対流による気相熱伝達及び輻射熱伝達により，計算される。

図 1

ＭＡＡＰ原子炉圧力容器ノード分割図

19

本体図 3 には，ＭＡＡＰコードによるＤＣＨ有効性評価解析で得られた原子炉圧力容器内気相
平均温度を示しているが，炉心領域の気相温度及びスタンドパイプ／セパレータの温度の傾向も合わせて表 1 に示す。
表 1 各部の温度の傾向

炉心領域の気相温度
スタンドパイプ／
セパレータの温度
原子炉圧力容器内
気相平均温度＊事故

炉心支持板破損発生後（約 2.5 時間後）上昇傾向

約 930℃

上昇傾向

約 520℃

上昇傾向

511.3℃

全溶融燃料の下部プ→

レナムへの落下（約 3.4 時間後）一旦低下し，
再度上昇
一旦低下し，
再度上昇
一旦低下し，
再度上昇

約 800℃

約 440℃

585.5℃＊高温となる炉心領域を含む原子炉圧力容器内全体の気相の持つエネルギ及び気相体積から気相平均温度を算出
表 1 のとおり，炉心領域の気相温度はスタンドパイプ／セパレータの温度や原子炉圧力容器内
気相平均温度より高くなっているが，スタンドパイプ／セパレータ等のヒートシンクへの伝熱に
より気相温度は低下し，原子炉圧力容器内気相平均温度としては本体図 3 に示す挙動となっている。これは，炉心領域において過渡的に温度上昇した過熱蒸気の熱量を十分吸収できる熱容量をスタンドパイプ／セパレータ等のヒートシンクが保有しているためと考えられる。
スタンドパイプ／セパレータが過熱蒸気の熱量を吸収可能な熱容量を保持していることを確認するため，スタンドパイプ／セパレータへの伝熱を考慮した簡易計算を実施した。

２．スタンドパイプ／セパレータへの伝熱を考慮した簡易計算(1) 評価条件
本体図３及び表１に示したとおり，事故後 1.2 時間から炉心領域の気相温度は徐々に上昇し，炉心支持板の破損により，温度が一旦低下する事故後 2.5 時間までの間に約 900℃に到達する。
この時間帯にスタンドパイプ／セパレータを介して放出される過熱蒸気がＳＲＶに到達す
る前に冷却されるかについて，簡易計算を実施した。
図２に簡易評価の計算体系を示す。図２に示すように原子炉圧力容器の上部ヘッドの空間体
積（約 300m３）を考慮し，この領域の気相温度を保守的に（高めに）評価する条件を設定した
（表２）
。

20

上部ヘッドの空間体積（約 300m２）を考慮し，この領域の気相温度変化を評価する。
（上記体積には主蒸気管やダウンカ
マ等の体積を含まないため，保守的）事故後 1.2～2.5hr 後の MAAP 解析結果
から，1kg/s を仮定する。
（MAAP 解析では 1kg/s よりも低い値のため保守的）

スタンドパイプ/セパレータへの熱伝達を考慮（熱伝達率は保守的に 2.5W/m
２
K を仮定）

スタンドパイプ/セパレータの構造
材は初期温度を MAAP 解析結果から350℃とし，気相からの伝熱量から温度上昇を計算する。

上部シュラウド領域の気相温度は MAAP
解析結果よりも保守的に 900℃一定を仮定する。

図２ 簡易評価の計算体系

表２ 簡易評価の評価条件
項目

値

単位

上部ヘッドの空間体積

300

m３

気相の流入・流出1

kg/s

気相の流入温度

900℃

上部ヘッドの気相温度の初
期温度

350

℃

スタンドパイプ/セパレー
タの構造材温度の初期温度

350℃

スタンドパイプ/セパレー
タへの熱伝達2.5

W/m２K

スタンドパイプ/セパレー
タの熱容量

31

MJ/K

備考
左記体積は主蒸気管やダウンカマ等の体積を含まないため保守的な設定となるMAAP 解析におけるスタンドパイプ/セパレー
タを通る気相流量を参考に設定
同流量は事故後 1.2 時間で約 1.0kg/s，事故後
2.5 時間後で約 0.5kg/s と徐々に減少する傾向であり，保守的な設定となる
炉心支持板破損時（事故後 2.5 時間）における炉心領域の気相温度から設定
炉心領域の気相温度は事故後上昇傾向を示
し，支持板破損時に左記の最高温度となるた
め，900℃一定の条件は保守的な設定となる
簡易評価の初期時刻である事故後 1.2 時間後における上部ヘッドの気相温度（約 348℃）から保守的に設定＊
簡易評価の初期時刻である事故後 1.2 時間後における構造材温度（約 328℃）から保守的に
設定＊「伝熱概論［1］」に記載の，流れている空気の熱伝達率の値（10～250W／m２K）から保守的に設定
スタンドパイプ/セパレータの重量 50t，構造材の材質である SUS の比熱 0.62kJ/kgK より設
定（50×103 kg×0.62 kJ/kgK=31 MJ/K）＊事故後 40 分後までは炉心部に存在する水及び蒸気により冷却されること，その後の事故後 1.2 時間後までは原子炉の減圧に伴い冷却されることから，原子炉が十分に減圧されたことにより上昇傾向を示す事故後 1.2 時間までは構造材温度及び気相温度（本体図 3）は低く推移している。
［１］甲藤好郎 , “伝熱概論”, 養賢堂 , 1964 年

21

(2) 評価結果
図３に簡易評価による原子炉圧力容器の上部ヘッドの気相温度及びスタンドパイプ／セパレータの構造材温度を示す。
図３に示すとおり，過熱蒸気の流入により，原子炉圧力容器の上部ヘッドの気相温度は徐々に上昇するものの，1.2 時間後（事故発生 2.4 時間後に相当）の気相温度は，520℃程度である。本簡易評価では上部ヘッドの気相温度を高めに評価する条件としており，ＭＡＡＰ解析における約 2.5 時間後の原子炉圧力容器内気相平均温度は 511.3℃（表１）は現実的な上部ヘッ
ドの気相温度と同等と考えらえる。
また，本簡易評価におけるスタンドパイプ／セパレータの構造材温度は 480℃程度であり，
炉心部領域において過渡的に温度上昇した過熱蒸気の熱量を十分吸収できる熱容量をスタン
ドパイプ／セパレータ等のヒートシンクが保有しているといえる。
なお，この 480℃は，表１に示したＭＡＡＰ解析における約 2.5 時間後のスタンドパイプ／
セパレータの温度（約 520℃）より低くなっている。これは，本簡易評価では，上部ヘッドの気相温度を高めに評価するため，気相からスタンドパイプ/セパレータへの熱伝達を保守的に低めに設定しているためと考えられる。
ここで，仮にスタンドパイプ/セパレータへの熱伝達率を高めに 10 W/m２K と設定した場合，
図４に示すとおりスタンドパイプ/セパレータの構造材温度と上部ヘッドの気相温度の温度差がなくなるまで伝熱する結果となり，1.2 時間後（事故発生 2.4 時間後に相当）のスタンドパ
イプ/セパレータの構造材温度及び上部ヘッドの気相温度は共に 500℃程度となる。また，ス
タンドパイプ/セパレータへの熱伝達率を 10 W/m２K より大きい値に設定した場合においても，
スタンドパイプ/セパレータの構造材温度が入熱源である気相温度より高くなることはないことから，スタンドパイプ/セパレータの構造材温度は気相温度と同じ 500℃程度となる。
以上のとおり，スタンドパイプ/セパレータに流入する気相温度は 900℃と高いが，気相流量は 1kg/s と小さいことから，本簡易評価におけるスタンドパイプ/セパレータの構造材温度は高くても 500℃程度となる結果となり，スタンドパイプ／セパレータが過熱蒸気の熱量を吸収可能な熱容量を保持していることを確認した。

22

(参考)
1 時間当たりのセカンドパイプ/セパレータの温度上昇量の目安としては，約 100℃となる。

4.4 MJ/kg

3.5 MJ/kg
1 kg/s
31MJ/K

3600 s/h＝約 100 K/h

過熱蒸気の比エンタルピー（900℃，0.22MPa[abs]）：約 4.4MJ/kg
RPV 上部空間の蒸気の比エンタルピー（500℃，0.22MPa[abs]）：約 3.5MJ/kg
過熱蒸気の流入量：1kg/s
セカンドパイプセパレータの熱容量：31MJ/K

図３ 簡易評価による原子炉圧力容器の上部ヘッドの気相温度及びスタンドパイプ／セパレータの構造材温度（スタンドパイプ/セパレータへの熱伝達率：2.5 W/m２K）

23

図４ 簡易評価による原子炉圧力容器の上部ヘッドの気相温度及びスタンドパイプ／セパレータの構造材温度（スタンドパイプ/セパレータへの熱伝達率：10 W/m２K）

３．ＳＲＶの３次元熱流動解析にて使用する原子炉圧力容器内気相平均温度について
２．の簡易評価の想定では，スタンドパイプ／セパレータのみをヒートシンクとして考慮したが，図１に示したとおり，ヒートシンクとなる炉内構造物はスタンドパイプ／セパレータ以外にもあり，それらのヒートシンクにも過熱蒸気の熱量は吸収される。また，保温材を介していることから，格納容器内温度に与える影響及び原子炉圧力容器からの放熱効果は小さいものの，図１のヒートシンクのうち，原子炉圧力容器の外面となるヒートシンクについては，格納容器内への熱伝達もＭＡＡＰ解析では考慮している。
これらヒートシンクの影響により，ＭＡＡＰ解析における原子炉圧力容器内気相平均温度は，
炉心領域の気相温度と比較して低く推移しているものと考えられる。
なお，原子炉圧力容器から繋がる主蒸気配管にＳＲＶは設置されているため，実際は原子炉圧力容器からＳＲＶに到達するまで主蒸気配管等への伝熱により気相温度は低下すると考えられるが，ＳＲＶの３次元熱流動解析においては，ＳＲＶを流れる蒸気の温度として原子炉圧力容器
内気相平均温度を適用している。

24

参考２

ＭＡＡＰコードにおける下部プレナムでの溶融炉心の挙動について
ＭＡＡＰコードにおける下部プレナムでの溶融炉心の概念を図 1 に示す。溶融炉心が下部プレナ
ム内の水と接触すると，一部がエントレインされて粒子状となって水中に拡散し，水により冷却されつつ重力落下し，下部プレナムに堆積する。その後，崩壊熱により再溶融する過程において，酸化物との密度差により，上部に金属層が形成される成層化状態を模擬し，溶融プールは周囲にクラストを形成することを模擬している。溶融プールの温度は高温であるが，周囲のクラストは固化しており伝熱量も低いため，冷却水や下部プレナムの構造材に与える熱影響は軽減される。
下部プレナムに水が存在する場合，発生した蒸気は炉心部を通過し過熱蒸気となるが，全溶融燃料の下部プレナムへの落下時点で下部プレナムの水は枯渇しており，炉心部に燃料が存在しないことから，過熱蒸気の発生はなく，気相部への伝熱は輻射が支配的となる。
以上から，溶融炉心の全量が下部プレナムに落下した以降は，クラストによって気相部への熱移行が抑えられ，また，気相部への伝熱量と比較して下部プレナムの構造材への伝熱量が多く支配的となることから，ＲＰＶ内の気相部温度が著しく上昇することはない。

図 1 下部プレナムでの溶融炉心の概念

25

参考資料②

逃がし安全弁用アクチュエータの耐環境性能向上について
１．概要
逃がし安全弁用アクチュエータは，逃がし安全弁を外部信号によって作動させるための空気作動式の補助装置であり，シリンダへの窒素供給によってピストンを作動させることで逃がし安全弁を作動させる設計としている。
シリンダに供給された窒素圧力は，ピストンＯリング及びシリンダガスケットにより維持されるが，シール材は重大事故等時における高温蒸気環境下において損傷する恐れがあることから，シリンダ及びピストンの改良により新たなシール部（バックシート）を設け，ピストンのＯリングが破損した場合においてもシール性能が維持することが可能な設計とすることを計画している。
逃がし安全弁の概要図を図１に，アクチュエータの概要図を図２に示す。

図１ 逃がし安全弁概要図

26

改良前

改良後

ピストンＯリング（フッ素ゴム材）

シリンダガスケット（膨張黒鉛シート）

図２ アクチュエータ概要図

２．健全性確認試験
改良シリンダについては，開発における健全性確認として表１に示す試験を実施している。
蒸気暴露試験装置の概要を図３に，蒸気暴露試験条件を図４に示す。
表１ 改良シリンダの健全性確認試験
確認項目
シリンダ単体試
験
蒸気暴露試験

試験条件

判定基準

結果

作動試験

円滑に動作すること

良

漏えい試験

漏えいがないこと良漏えい試験

漏えいがないこと

良

27

図３

蒸気暴露試験装置の概要

図４

蒸気暴露試験条件28

３．今後の方針
シリンダの改良は，設計基準事故時の逃がし安全弁動作に影響を与える変更となることから，今後，信頼性確認試験を実施し，プラント運転に影響を与えないことを確認することとし
ている。
以上

29

参考資料③ＳＲＶ用電磁弁の耐環境性能向上について（１）目的
ＳＲＶの機能向上させるための対策として，ＳＲＶ電磁弁内のシール材を事故時環境下の耐性に優れた改良型ＥＰＤＭを使用したＳＲＶ電磁弁への交換を行う。改良型ＥＰＤＭへの変更箇所は，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系により窒素を供給する際に流路となるバウンダリのうち，電磁弁の作動性能に影響を与えないシール部を，従来のフッ素ゴムより高温耐性が優れた
改良ＥＰＤＭ材に変更する。
（２）概要
ＳＲＶ用電磁弁の改良ＥＰＤＭ材の採用箇所を図１に示す。また，取替対象範囲を図２に示す。

図１ 改良ＥＰＤＭ材を採用したＳＲＶ用電磁弁概要図

30

31

図２

取替対象範囲図

補足-40-12【安全設備及び重大事故等対処設備の環境条件の設定について】

1.

はじめに
安全施設及び重大事故等対処設備の環境条件（環境圧力，環境温度，環境湿度及び環境放射線量）について，以下にまとめる。
設計基準事故時及び重大事故等時における環境条件のうち，環境圧力，環境温度，環境湿度及び環境放射線量については，原則として事象及びエリアに応じた一律の環境条件を設定するが，必要に応じて個別の環境条件を設定することとしている。一律及び個別の環境条件を設定する場
合の考慮事項や設定する環境条件について，以下に示す。

1

2.

安全施設の環境条件について

2.1 一律で設定する環境条件の考慮事項
安全施設に対して，V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律で設定する環境条件を表 2-1「安全施設の環境条件及び考慮事項」に示す。
表 2-1 安全施設の環境条件及び考慮事項(1／2)
No・設計基準事故の中でＰＣＶ内圧力が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」時の圧力を包絡するよう設定

・171 ℃
・100 ％（蒸気）・設計基準事故の中でＰＣＶ内温度が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」時の温度を包絡するよう設定

・260 kGy/6 ヶ月

・設計基準事故の中でＰＣＶ内の空間線量が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」の仮想事故相当のソースタームを想定し，半球中心における線量評
価結果（サブマージョンモデル）を設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

圧力・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・原則 65.6 ℃（事象初期：100 ℃）
・原則 90 ％（事象初期：
100 ％（蒸気））・設計基準事故の中で原子炉棟内温度が最も高くなる「主蒸気管破断」の温度を包絡するよう設定

・原則 1.7 kGy/6 ヶ月

・保守的にＰＣＶ圧力 0.31 MPa[gage]でのＰＣＶ
漏えい率（0.5 ％/d）一定として，ＰＣＶ内から漏えいするＦＰを想定し，半球中心における線量評価結果（サブマージョンモデル）を設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・原則 40 ℃
・原則 90 ％・温度・湿度上昇要因がないエリア

放射線・原則 1 mGy/h 以下

・原子炉冷却材喪失（仮想事故）における屋外被ば
く線量を包絡する値

温度・湿度

・0.31 MPa[gage]

放射線原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）

放射線
圧力

3

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟外及びその他の建屋
内）の設備

考慮事項

温度・湿度

2

原子炉格納容器内

環境条件

圧力

1

安全施設の
設置エリア

2

表 2-1 安全施設の環境条件及び考慮事項(2／2)
No

安全施設の
設置エリア

環境条件

・圧力上昇要因がないエリア

・40 ℃
・100 ％

・温度は既往最大値を包絡する値を設定
・湿度は考えられる最大値

放射線

屋外

・大気圧

温度・湿度

圧力

4

考慮事項

・1 mGy/h 以下

・原子炉冷却材喪失（仮想事故）における屋外被ば
く線量を包絡する値

2.2 安全施設の個別で設定する環境条件の考慮事項
安全施設に対して，個別の環境条件を設定する場合の考慮事項や設定する環境条件につい
て示す。
（1）圧力
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として事故時に作動するブローアウトパネル開放設定値を考慮して一律大気圧相当を設定するが，事故発生時には期待せず，通常運転中にその機能が求められるものは，通常運転中における圧力を環境圧力として設定する。評価に用いた環境圧力を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（2）温度
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 65.6 ℃（事象初期：100 ℃）を設定する
が，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における温度を環境温度として設定する。評価に用いた環境温度を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（3）湿度
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 90 ％（事象初期：100 ％（蒸気））を設定するが，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における湿度を環境湿度として設定する。評価に用いた環境湿度を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。
（4）放射線
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 1.7 kGy を設定するが，事故発生時にその機能が求められないものは，通常運転中における線量を環境放射線として設定する。該当す
る対象設備を表 2-2，該当する対象設備を表 2-3 に示す。

3

表 2-2 評価に用いた環境条件
環境圧力

環境温度

環境湿度

環境放射線

評価に用いた環境条件

大気圧

40℃

90 ％

1mGy／h 以下

V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律の環境条件

大気圧相当

65.6℃
（事象初期：
100 ℃）

90 ％（事象初期：
100 ％（蒸気））1.7kGy/6 ヶ月

表 2-3 対象設備
系統施設

設備

設置エリア

使用済燃料プール温度

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール水位

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

原子炉建屋原子炉棟

ハロンボンベ

原子炉建屋原子炉棟

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備）4

3.

重大事故等対処設備の環境条件について

3.1 一律で設定する環境条件の考慮事項
重大事故等対処設備に対して，V-1-1-6 の 2.3 節記載の一律で設定する環境条件を表 3-1「重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項」に示す。
表 3-1 重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項（1／2）
No

環境条件
・原則 0.62 MPa[gage]

温度・湿度

・200℃は，ＰＣＶバウンダリ許容温度を設定
・原則 200 ℃（最高 235 ℃）
・235℃は，有効性評価における原子炉格納容器気・原則 100 ％（蒸気）相部の最高温度を設定

圧力・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・原則 65.6 ℃
・原則 100 ％放射線・原則 1.7 kGy/7 日間

圧力
温度・湿度
放射線

・格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）時に使用する重大事故等
対処設備

・原則 640 kGy/7 日間

・ＰＣＶ内の空間線量への寄与が大きい希ガス，よう素，セシウムについては，ＲＰＶからＰＣＶに全量放出されている状態を保守的に想定する等
し，半球中心における線量評価結果（サブマージョンモデル）を設定
Ｄ／Ｗ最大 540 kGy/7 日間
Ｓ／Ｃ最大 640 kGy/7 日間（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

温度・湿度

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備
3・ＰＣＶ限界圧力を設定

原子炉格納容器内

放射線

2

考慮事項

圧力

1

重大事故等対処設
備の設置エリア・ＰＣＶ内を 0.62 MPa[gage]，200 ℃と仮定し，ＰＣＶ圧力 0.62 MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3 ％/d）を上回る漏えい率（1.5 ％/d）で漏
えいするガスによる上昇を考慮し保守的に設定
・湿度は考えられる最大値
・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・65.6 ℃
・100％

・機能を期待される区分は，耐火壁による区分分離
により，No.2 の環境条件に包絡（耐火壁の溢水防止機能については，添付資料２に示す。
）

・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62 MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3 ％/d）を上回る漏えい率（1.5 ％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

5

表 3-1 重大事故等対処設備の環境条件及び考慮事項（2／2）
No

重大事故等対処設
備の設置エリア・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5 kGy/7 日間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧相当・ブローアウトパネル開放設定値

・65.6 ℃
（事象初期 100 ℃）
・100 ％(事象初期 100 ％(蒸気))・主蒸気管破断事故を考慮（設定の考え方については，添付資料３に示す。
）

・原則 1.7 kGy/7 日間・ＰＣＶ圧力 0.62MPa[gage]でのＰＣＶ漏えい率（1.3％/d）を上回る漏えい率（1.5％/d）で漏えいしたＦＰによる原子炉建屋原子炉棟内の線量（1.5kGy/168 時間）の包絡値を保守的に設定（設定の考え方については，添付資料１に示す。
）

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・原則 40 ℃
・原則 90 ％・重大事故等時の原子炉格納容器内等の影響が直接及ばないエリア（原子炉建屋以外の建屋及び地中の配管トレンチの環境条件及び考慮事項については，添付資料４に
示す。
）

放射線

・原則 3 Gy/7 日間

・原子炉格納容器のベント時における屋外被ばく
線量を包絡する値

・大気圧

・圧力上昇要因がないエリア

温度・湿度

・40 ℃
・100 ％

・重大事故等時の原子炉格納容器内等の影響が直接及ばないエリア
・温度は既往最大値を包絡する値を設定
・湿度は考えられる最大値

放射線・3 Gy/7 日間

・原子炉格納容器のベント時における屋外被ばく
線量を包絡する値

放射線・主蒸気管破断事
故起因の重大事
故等時に使用する重大事故等対処設備

・使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故を考慮

温度・湿度

5

・100 ℃
・100 ％（蒸気）圧力原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備

・ブローアウトパネル開放設定値

放射線・使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故時に使用する重大事故等対処設備

圧力6

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟外及びその他の建屋
内）の設備

圧力

7

屋外

考慮事項

・大気圧相当

温度・湿度

4

圧力

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉
建屋原子炉棟内）のうち以下の設備

環境条件

6

3.2 重大事故等対処設備の個別で設定する環境条件の考慮事項
重大事故等対処設備に対して，個別の環境条件を設定する場合の考慮事項や設定する環境
条件について示す。
（1）圧力
パターン１に該当するものは個別に環境圧力を設定することとし，この対象設備を表 32 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 0.62 MPa[gage]を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するもの
は，設計基準事故における原子炉格納容器内の圧力を包絡する値（0.31 MPa[gage]）を環
境圧力として設定する。
（2）温度
パターン１～７に該当するものは個別に環境温度を設定することとし，これらの対象設備
を表 3-3 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 200 ℃（最高 235 ℃）を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足する
ものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の温度を包絡する値（171 ℃）を環境温度として設定する。
パターン２
原子炉格納容器内は，原則として一律 200 ℃（最高 235 ℃）を設定するが，逃がし安全
弁については，重大事故等の中で，逃がし安全弁による減圧が必要となる条件を包絡する値
を環境温度として設定する。
（設定については，補足-40-11「逃がし安全弁の環境条件の設定について」による。
）
パターン３
原子炉建屋原子炉棟内は，原則として一律 65.6 ℃を設定するが，生体遮蔽の内側で原子炉格納容器からの熱影響を受けることにより 65.6 ℃を超える温度上昇があると考えられる
エリアは，個別に重大事故等時の温度を確認した値を環境温度として設定する（添付資料５）。
パターン４
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 40 ℃を設定するが，エリア内の発熱体と，周辺エリアとの熱収支等により個別に重7

大事故等時の温度を確認したものは，確認した値を環境温度として設定する（添付資料
６）
。
パターン５
「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する重大事故等対処設備について，当該設備を設置する原子炉建屋原子炉棟内のエリアは，原則として一律
100 ℃を設定するが，当該重大事故等対処設備専用の冷却装置により冷却するものは，個別に 100 ℃以下の温度を環境温度として設定する。
パターン６「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの高温水及び蒸気による影
響が小さいことから原則 65.6 ℃を設定するが，破断箇所と同区画にあることから高温水及び蒸気による影響を受けるものは，その影響を考慮して環境温度を設定する。
パターン７「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 65.6 ℃（事象初期 100 ℃）を設定するが，当該重大事故等対処設備を断熱材により囲うことにより耐性の向上を図るものは，個別に 100 ℃以下の温度を環境温度として設定する（添付資料７，添付資料８）。
（3）湿度
パターン１～４に該当するものは個別に環境湿度を設定することとし，これらの対象設備
を表 3-4 に示す。
パターン１
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 90 ％を設定するが，当該重大事故等対処設備を設置するエリアが通常時に空調設備により管理されており，重大事故等時においても湿度が上昇する原因がなく，重大事故等時の湿度を確認したものは，確認した値を環境湿度として設定する。
パターン２
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 90 ％を設定するが，90 ％を超える湿度上昇があると考えらえられるエリアは，個別に重大事故等時の湿度を確認した値を環境湿度として設定する。
パターン３「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故等対8

処設備について，原子炉建屋原子炉棟内は耐火壁により区画分離されており，機能が期待される区分の当該設備に対しては，別区分に位置する破断箇所からの蒸気による影響が小さいことから原則 100 ％を設定するが，破断箇所と同区画にあることから蒸気による影響を受けるものは，その影響を考慮して環境湿度を設定する。
パターン４「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備について，原則として 100 ％（事象初期 100 ％（蒸気））を設定するが，当該設備を気密構造の断熱材により囲うことから蒸気による影響を受けないものは，個別に環境湿度を設定する。
（4）放射線
パターン１～６に該当するものは個別に環境放射線量を設定することとし，これらの対象
設備を表 3-5 に示す。
パターン１
原子炉格納容器内は，原則として一律 640 kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，設計基準対象施設としての設計で仕様を満足するものは，設計基準事故における原子炉格納容器内の放射線量を包絡する値（260 kGy）を環境放射線として
設定する。
パターン２
原子炉格納容器内は，原則として一律 640 kGy を設定するが，原子炉格納容器（ドライウェル）内に設置する逃がし安全弁については，原子炉格納容器（ドライウェル）内での最大放射線量を包絡する値を環境放射線として設定する。
パターン３
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7 kGy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 1.7 kGy を超える恐れのあるものは個別に確認した値を環境放射線として設定する（添付資料９，添付資料１０）。
パターン４
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）は，原則として一律 3 Gy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近で重大事故時に 3 Gy を超える恐れのあるものは個別に確認した値を環境放射線として設定する（添付資料１１）。
パターン５
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，重大事故等発生初期に機能が求められるものであり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したもの
9

は，確認した値を環境放射線として設定する（添付資料１２）。
パターン６
原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する設備であり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したものは，確認した値を環境放射線として設定する（添付資料
１３）
。

10

表 3-2 重大事故等対処設備の環境圧力設定
設備評価に用いた環境圧力

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の
環境圧力

パターン

設置エリア

起動領域計装0.31MPa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

0.31MPa[gage]

0.62MPa[gage]

パターン１

原子炉格納容器内11

表 3-3 重大事故等対処設備の環境温度設定
設備評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

逃がし安全弁（安全弁機能）

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内逃がし安全弁［操作対象弁］

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内

自動減圧機能用アキュムレータ

最大 171℃

200℃（最高 235℃）

パターン２

原子炉格納容器内

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

40℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

40℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

高圧炉心スプレイ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

低圧炉心スプレイ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ａ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｂ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｃ系注入弁

65.6℃（短期 100℃）

65.6℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系ポンプ

66℃

40℃

パターン４

常設低圧代替注水系
ポンプ室

代替淡水貯槽水位

66℃

40℃

パターン４

常設低圧代替注水系
ポンプ室

緊急用海水ポンプ

66℃

40℃

パターン４

緊急用海水ポンプピット

緊急用海水系ストレーナ

66℃

40℃

パターン４

緊急用海水ポンプ
ピット

フィルタ装置

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二弁操作室遮蔽

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

65.6℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン７

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

使用済燃料プール監視カメラ

50℃

100℃

パターン６

原子炉建屋原子炉棟

緊急用 125V 系蓄電池

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

125V 系蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

12

設備

評価に用いた環境温度

V-1-1-6 の 2.3 節
記載の一律の環境
温度

パターン

設置エリア

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ａ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

50℃

40℃

パターン４

原子炉建屋付属棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

200℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

148℃

65.6℃
（事象初期：
100℃）

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装171℃

200℃（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

171℃

200℃
（最高 235℃）

パターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

66℃

40℃

パターン４

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

酸素濃度計

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所二酸化炭素濃度計

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

緊急時対策所エリアモニタ

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

総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）

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所

衛星電話設備（固定型）

26℃

40℃

パターン４

緊急時対策所13

表 3-4 重大事故等対処設備の環境湿度設定
設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手
動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリ
ップ機能）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

自動減圧系の起動阻止スイッチ

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

過渡時自動減圧機能

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

高圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧炉心スプレイ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ａ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｂ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系Ｃ系注入弁

100％（短期 100％
（蒸気）
）

100％

パターン３

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系ポンプ

100％

90％

パターン２

常設低圧代替注水系
ポンプ室

代替淡水貯槽水位

100％

90％

パターン２

常設低圧代替注水系
ポンプ室

フィルタ装置

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

第二弁操作室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

14

設備

評価に用いた環境湿度

V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律
の環境湿度

パターン

設置エリア

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

100％

100％
（短期 100％
（蒸気）
）

パターン４

原子炉建屋原子炉棟

常設代替高圧電源装置

100％

90％

パターン２

常設代替高圧電源
装置置場（地上階）

フィルタ装置水位

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

100％

90％

パターン２

格納容器圧力逃がし装置格納槽

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計
測用）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室遮蔽

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

中央制御室待避室差圧計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

データ表示装置（待避室）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

可搬型照明（ＳＡ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

酸素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

二酸化炭素濃度計

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

緊急用電源切替盤

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟

衛星電話設備（固定型）

60％

90％

パターン１

原子炉建屋付属棟15

表 3-5 重大事故等対処設備の環境放射線量設定
設備評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

ほう酸水注入ポンプ

100Gy

1.7kGyパターン５

原子炉建屋原子炉棟

ほう酸水貯蔵タンク

100Gy

1.7kGyパターン５

原子炉建屋原子炉棟

常設高圧代替注水系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

逃がし安全弁（安全弁機能）

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内逃がし安全弁［操作対象弁］

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内

自動減圧機能用アキュムレータ

550kGy640kGyパターン２

原子炉格納容器内

代替循環冷却系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系ポンプ

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし
装置格納槽

第二弁

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第二弁バイパス弁

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

第二弁操作室遮蔽

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン
ベ）

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

移送ポンプ

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

フィルタ装置入口水素濃度

32kGy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

非常用ガス処理系排風機

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス処理系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系排風機

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

1.2MGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ

1.7Gy

1.7kGyパターン６

原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

100Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

緊急用電源切替盤

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

640kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

640kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

20kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

20kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉圧力（ＳＡ）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

16

設備

評価に用いた環境放射線量V-1-1-6 の 2.3
節記載の一律の環境放射線

パターン

設置エリア

原子炉水位（広帯域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（燃料域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

高圧代替注水系系統流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

代替循環冷却系原子炉注水流量

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系系統流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

低圧代替注水系格納容器下部注水流量12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

ドライウェル圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

サプレッション・チェンバ圧力12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

サプレッション・プール水位

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

12kGy

1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

起動領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

平均出力領域計装260kGy640kGyパターン１

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

1.7kGy3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置圧力

1.7kGy3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

フィルタ装置スクラビング水温度

98kGy

3Gy

パターン４

格納容器圧力逃がし装置格納槽

代替循環冷却系ポンプ入口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器入口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

残留熱除去系熱交換器出口温度

100kGy1.7kGyパターン３

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室換気系空気調和器ファン

100Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタ系ファン

200Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟

中央制御室換気系フィルタユニット

200Gy

3Gy

パターン４

原子炉建屋付属棟17

図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（1／6）

18図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（2／6）

19図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（3／6）

20図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（4／6）

21図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（5／6）

22図１ 重大事故等対処設備の環境条件設定（6／6）

23

4.

添付資料
- 1 環境放射線の設定方法について- 2 耐火壁の溢水防止機能について- 3 主蒸気管破断事故起因の重大事故等時を考慮した場合の環境条件について- 4 その他建屋の環境条件について- 5 格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定方法について- 6 熱収支等により環境温度を設定するエリアの設定方法について- 7 主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に期待する設備への対応について- 8 格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの空調について- 9 原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について-10 原子炉建屋原子炉棟内の計装設備（伝送器）の遮蔽設計及び環境放射線について-11 原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について-12 ほう酸水注入系の放射線環境条件設定-13 使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

24

添付資料１
環境放射線の設定方法について
環境放射線の設定方法を図 1～図 4 に示す。
なお，図 1 及び図 2 が重大事故等時，図 3 及び図 4 が設計基準事故時の環境条件の設定方法を示
している。

25

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

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

算出結果は，表 2-1-3 に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当⑤ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

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

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

図1 重大事故時における原子炉格納容器内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図
26

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

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

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

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

図2 重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定の
フロー図

27

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

算出結果は，表 2-1-5 に示される
原子炉格納容器内の積算放射能量に該当③ 原子炉格納容器内に放出された放射性物質によるある評価点での積算放射線量の評価
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内気相部と等価となる半球体系をモデル化
・モデル化した半球内に放射性物質が均一分布するものとし，放射性物質から評価点（球中心）までの空気による減衰効果を考慮した線量を算出（体系概略図及び評価式を以下に示す）
評価対象箇所と等価となる半球（線源領域）
ガンマ線による照射
線量評価点

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

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

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

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

28

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

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

D
D ：
6.2

10

6.2

10

1

評価点の積算線量（Gy））：

サブマージョンモデルによる換算係数（

：
：
：
：
：

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

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

29

（参考資料）重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
重大事故時における原子炉格納容器（以下「PCV」という。
）及び原子炉建屋原子炉棟内（以下「R/B」という。
）の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に当たり，図 1 及び図 2 に示すフロー図に従い，PCV 内に対しては 550 kGy/7 日間（主蒸気逃がし安全弁），640 kGy/7 日間（その他の設備）を設定し，R/B 内に対しては 1.7 kGy/7 日間を設定する。本環境条件設定における放射性物質（以下「FP」という。
）存在量の設定に係る評価条件の保守性について表 1 に示す。
表 1 重大事故時における放射線環境条件設定の保守性
評価項目
炉内から PCV 内への FP 放出量の設定

PCV 内気相部の FP 存在量の設定

PCV 内の積算放射線量の算出

PCV から R/B への FP 放出量の設定

評価条件の保守性
・希ガス，よう素及びセシウムについて全量放出を設定
・サプレッション・プールの pH 調整効果（有機よう素の低減効果）を考慮しない
・無機よう素及び粒子状物質は CSE 実験の知見では数百分の 1 以上の沈着効果が得られるが，50 分の 1 の沈着効果を設定
・PCV 内で沈着する FP のほとんどは S/P に移行すると考えられるが，5%は空間線量に寄与するものとして気相部存在量に加算して設定・サブマージョンモデルにおける評価は，ドライウェル
又はサプレッション・チェンバと等価な体系をモデル化し評価しているが，原子炉圧力容器等構造物による遮蔽効果は考慮していない・ドライウェルの線量評価の保守性
PCV 内気相部に存在する FP が全てドライウェルに存在するものして評価
・サプレッション・チェンバの線量評価の保守性
PCV 内で沈着する FP 全量がサプレッション・プールに移行するものとして，サプレッション・プールに内包する放射性物質からの線量寄与を考慮＊
・R/B へ漏えいする FP は，PCV 内の放射線環境条件で保守的に想定した PCV 内気相部に存在する FP を想定
・格納容器圧力 620kPa[gage]及び格納容器温度 200℃を想定した場合の原子炉格納容器の漏えい率 1.3 %/日を包絡する値として 1.5 %/日一定の漏えい率を設定＊：サプレッション・チェンバ内気相部に存在する FP からの線量評価に当たっては，FP が PCV 気
相部全域に一様に存在しているものとして積算放射線量を評価する。

30

添付資料２

耐火壁の溢水防止機能について

原子炉建屋原子炉棟に設置されている耐火壁は，全てが溢水防止機能を有しているわけではな
く，原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，地上 1 階，地上 2 階，地上 3 階及び地上 4 階に設ける東西を区画分離する耐火壁（下図参照）のみ溢水防止機能を有する。
これらの耐火壁は，火災耐久試験により確認した 3 時間以上の耐火能力だけでなく，IS-LOCAや内部溢水の蒸気漏えいに対しても，バウンダリとしての機能を確保している。

EL.2.0 m
図

区画分離壁の配置図

31

EL.8.2 m

EL.14.0 m
図

区画分離壁の配置図

32

EL.20.3 m

EL.29.0 m
図

区画分離壁の配置図

33

添付資料３
主蒸気管破断事故起因の重大事故等時を考慮した場合の環境条件について）の PRA 及び有効性評価における取扱いについて
1. 主蒸気管破断事故（以下「MSLBA」という。
(1) PRA（内部事象運転時 PRA）上の扱い
・PRA における起因事象は，実際に発生した事象や安全評価における想定事象（LOCA，
MSLBA）を参考に，発生する可能性のある事象の想定として定めたものである。
・MSLBA については，設計基準事故に分類されており，その発生頻度は事故事象相当のレベル
であり，これは給水喪失などの過度事象と比較して十分に小さい。
・また，MSLBA が発生し主蒸気隔離弁（以下「MSIV」という。
）が閉止して原子炉隔離に成功する事象は，過渡事象のうち隔離事象と分類される原子炉が隔離される事象と成功基準が同じであるため，個別の起因事象として扱う必要はないものと整理している。
・なお，MSLBA が発生し，MSIV による隔離に失敗する事象は，発生頻度の観点から，PRA において考慮する必要がない事象として整理している。
(2) 有効性評価上の扱い
・有効性評価においては，MSLBA が発生し MSIV 閉止による原子炉隔離に成功した場合については，炉心損傷防止の観点からより厳しい，原子炉スクラム前に原子炉冷却材インベントリが減少する給水喪失を起因とする事象を選定している。
・なお，MSLBA が発生し，MSIV による隔離に失敗する事象は，PRA 上の扱いと同様に考慮する必要がない事象として整理している。
上記のように，PRA（内部事象運転時 PRA）及び有効性評価の起因事象においては，MSLBA は発生
頻度，事故進展の観点から個別の起因事象として扱う必要のないものとして整理している。
MSLBA に伴う環境条件への影響について
設計基準事故に伴う環境条件への影響については従来より，MSLBA 等を考慮して環境条件として設定されており，設計基準事故時に必要な設計基準対象施設については，当該事故時の環境条件を考慮した設計としている。
また，重大事故等対処施設に適用する環境条件についても，考慮する事象に応じて適切に環境条件を設定し，当該事象に必要な重大事故等対処施設はその環境条件を満足する設計とする。
なお，
原子炉建屋原子炉棟内の圧力条件（ブローアウトパネル開放設定値を考慮して大気圧相当）については変更とはならない。

2.

3.

MSLBA 起因の重大事故等時の事象進展及び期待する主な設備について
設計基準の MSLBA 及び MSLBA 起因の重大事故等時の事象進展を表 1 に示す。MSLBA 起因の重大事故等時は，設計基準の MSLBA から原子炉注水機能が喪失することにより，重大事故に進展することが考えられる。
また，MSLBA 起因の重大事故等時に期待する設備は表 2 のとおりであり，MSLBA 時に環境条件が厳しくなる原子炉建屋原子炉棟内に設置する機器（例：格納容器圧力逃がし装置に向かう配管）が存在する。

34

表 1 MSLBA の事象進展
事象設計基準の MSLBA

MSLBA 起因の重大事故に至るおそれがある事故MSLBA 起因の重大事故

事象進展
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系による原子炉注水成功
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系・低圧注水系による原子炉注水失敗⇒逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧⇒低圧代替注水系（常設）による原子炉注水⇒代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器（以下「PCV」という。
）冷却⇒格納容器圧力逃がし装置（又は耐圧強化ベント系）による PCV 除熱
MSLBA 発生⇒ブローアウトパネル開放⇒主蒸気隔離弁閉止開始⇒原子炉スクラム⇒高圧注水系・低圧注水系による原子炉注水失敗⇒逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧（DCH 防止）⇒代替循環冷却系による PCV 除熱⇒代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるPCV 冷却⇒格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水⇒可搬型窒素供給装置による PCV 内への窒素注入⇒格納容器圧力逃がし装置による可燃性ガス排出機能喪失する
主な設備―

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系
残留熱除去系（低圧注
水機能含む）
低圧炉心スプレイ系

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系
残留熱除去系（低圧注
水機能含む）
低圧炉心スプレイ系
低圧代替注水系（常設）（原子炉注水機能）

その他，被ばく低減のための原子炉建屋ガス処理
系の起動，静的触媒式水素再結合装置による原子
炉建屋原子炉棟内の水素処理を実施

事象
MSLBA 起因の重大事故に至るおそれがある事故MSLBA 起因の重大事故

表 2 MSLBA 起因の重大事故等時に期待する主な設備
期待する設備・主蒸気隔離弁 ・逃がし安全弁（安全弁機能）←圧力制御
・逃がし安全弁(自動減圧機能)←急速減圧（手動）・低圧代替注水系（常設） ・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置（又は耐圧強化ベント系）
・必要な電源，計装設備
・主蒸気隔離弁 ・逃がし安全弁（安全弁機能）←圧力制御
・逃がし安全弁(自動減圧機能)←急速減圧（手動）・代替循環冷却系 ・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設） ・可搬型窒素供給装置
・格納容器圧力逃がし装置 ・原子炉建屋ガス処理系
・静的触媒式水素再結合装置
・必要な電源，計装設備

35

4. MSLBA 起因の重大事故等時の環境条件について1.に記載のとおり，MSLBA 発生時は原子炉建屋原子炉棟内全域に原子炉圧力容器（以下「RPV」という。
）内の大量の蒸気が流出するため，原子炉建屋原子炉棟内全域の環境条件（温度及び湿度）が最も厳しくなる事象である。したがって，MSLBA 起因の重大事故等時を考慮することにより，原子炉建屋原子炉棟内の温度及び湿度の条件が変更となる。具体的な条件としては表 3 のとおりである。
表 3 原子炉建屋原子炉棟内の温度及び湿度の条件
項目

温度

変更前

原則として
65.6℃

変更後

備考
171℃
RPV 内の蒸気が大気圧条件下に流出した場合の最高温度
蒸気が大気圧条件下に流出すること
により，瞬時に飽和温度（100℃）以下となると考えられるが，保守的に事象発生後 1 時間まで，171℃の温度状態が継続するものとして設定。
100℃
大気圧条件下での飽和温度
ブローアウトパネル開放による外気への蒸気の放出に伴い，建屋内温度は
下記室温（65.6℃）までに低下するものと考えられるが，保守的に事象発生
後 2 時間まで 100℃の温度状態が継続するものとして設定。
65.6℃
MSLBA を考慮しない場合の最高室温に余裕を考慮した値（設計基準の条件と同じ）

主蒸気管トンネル室（図 1）
事象発生～1 時間：171℃
1 時間～2 時間：100℃
2 時間～7 日間：65.6℃
主蒸気管トンネル室外事象発生～2 時間：100℃
2 時間～7 日間：65.6℃

湿度

原則として
湿度 100％主蒸気管トンネル室（図 1）
約 171℃～100℃の場合（事象発生～2 時間）：
100％（蒸気）
65.6℃の場合（2 時間～7 日間）
：
100％

蒸気条件
100℃以上の場合は，過熱又は飽和状態のため蒸気条件として設定
湿度条件
変更前と同じ主蒸気管トンネル室外
100℃の場合（事象発生～2 時間）：
100％（蒸気）
65.6℃の場合（2 時間～7 日間）
：
100％

36

図 1 主蒸気管トンネル室の位置
また，表 3 の温度条件を設定するに当たり，参考として簡易モデルによる主蒸気管破断事故時における原子炉建屋内の温度評価を行い，表 3 で設定した温度条件との比較を行った。温度評価モデル（エネルギ保存式より原子炉建屋内温度を評価）のイメージを図 2，評価条件を表 4，評価結果を図 3 に示す。

__，

図 2 温度評価モデルのイメージ

37

表 4 評価条件
パラメータ
原子炉建屋内圧力
外気圧力
原子炉建屋内の気体分子量
外気の気体分子量
気体定数
外気温度
流出係数

記号

PRB
PEnv
MRB
MEnv
R
TEnv
c

値

単位

101.325

kPa

28.97

g／mol

8.31
40

J／molK
℃

0.6

-

備考
大気圧
原子炉建屋内は保守的に空気と想定する

Brown［1］の試験より得られたオリフィス
形状の場合の流出係数の値（0.6 から
0.98 の範囲）の下限値を設定

ブローアウトパネルの幅
W
3.965
m
ブローアウトパネルの高さ
H
3.966
m
重力加速度
g
9.8
m／s2
原子炉建屋内の体積
V
81000
m3
原子炉建屋の容積に余裕をみた値
ブローアウトパネル枚数n
3枚
原子炉建屋内の気体の定圧
CP_RB
原子炉建屋内と外気の物性値は保守的に同じと仮定するた
比熱
め，評価に使用しない
外気の定圧比熱
CP_Env
原子炉建屋内の初期温度
TRB(0)
100℃
大気圧条件下での飽和温度［1］Brown, W.G., and K.R. Solvason, Natural Convection Through Rectangular Openings in Partitions 1:Vertical Partitions, Int. J. Heat mass Transfer, Vol.5,p859-868,1962

図 3 簡易モデルによる主蒸気管破断事故時の原子炉建屋温度評価

図 3 に示すとおり，簡易モデルによる評価では主蒸気管破断事故発生時点から 1 時間経過した時点で，原子炉建屋の温度は 65.6℃を下回っており，表 3 の環境条件については保守的に設定されていることを確認した。
なお，
原子炉建屋原子炉棟内の圧力条件（ブローアウトパネル開放設定値を考慮して大気圧相当）については，変更とはならない。
また，原子炉建屋原子炉棟内の放射線条件（原則として 1.7kGy）については，炉心が損傷し放射性物質が PCV 気相部に充満している PCV 内の状態において，0.62 MPa[gage]以上の圧力での PCVの漏えい率を保守的に想定し，事故後 7 日間での原子炉建屋原子炉棟内の積算線量（約 1.5kGy）
38

を評価した上で，この結果を包絡する条件として設定している。MSLBA 発生から主蒸気隔離弁閉止まで流出する蒸気に含まれる放射性物質による放射線影響は軽微であり，MSLBA 起因の重大事故等を考慮しても原子炉建屋原子炉棟内の放射線条件は変更とはならない。

39

大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧
大気圧

格納容器圧力逃がし装置格納槽

常設低圧代替注水系ポンプ室
緊急用海水ポンプピット
常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）

常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部）
常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部）

格納容器圧力逃がし装置用配管カルバート

常設低圧代替注水系配管カルバート

100 ％

40
40 ℃

66℃
100 ％

100 ％

66 ℃
100 ％
66 ℃
90 ％
40 ℃
100 ％
地中の配管トレンチ
40 ℃
100 ％
40 ℃
100 ％

66 ℃

設定上の考慮

屋外と同じ環境条件を設定
屋外と同じ環境条件を設定
格納容器圧力逃がし装置格納槽と同じ環境
98 kGy/7日
条件を設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

3 Gy/7日
3 Gy/7日

空調設計より設定
屋外と同じ環境条件を設定
空調設計より設定
温度：格納容器圧力逃がし装置からの発熱を考慮して設定
98 kGy/7日
放射線：格納容器圧力逃がし装置からの線量を考慮して設定
3 Gy/7日 空調設計より設定
3 Gy/7日 温度：ポンプからの発熱を考慮して設定
3 Gy/7日 屋外と同じ環境条件を設定

原子炉建屋以外の建屋等及び地中の配管トレンチについて，環境条件及び考慮内容を示す。
環境条件（重大事故等対処設備）
設置場所
圧力
温度
湿度
放射線
原子炉棟以外の建屋等
緊急時対策所建屋
大気圧
40 ℃
90 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地上階）
大気圧
40 ℃
100 ％
3 Gy/7日
常設代替高圧電源装置置場（地下階）
大気圧
40 ℃
90 ％
3 Gy/7日

その他建屋の環境条件について添付資料４

添付資料５

格納容器雰囲気放射線モニタの環境条件の設定方法について
１．はじめに格納容器雰囲気放射線モニタは，原子炉格納容器の外面にドライウェル側とサプレッション・
チェンバ側に 2 個ずつ設置している（図 1 参照）。これらは，原子炉格納容器壁面から温度の影
響を受けやすい場所にあるため，原子炉格納容器壁面温度が最も高くなると考えられる場合を格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度として保守的に設定する。
なお，格納容器雰囲気放射線モニタの環境圧力及び環境湿度については，設置場所が原子炉建
屋原子炉棟内であることから，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件である大気圧相当及び 100 ％とする。また，環境放射線量については，格納容器内からの直接線の影響を考慮し，格納容器内の環境条件である 640 kGy を保守的に設定する。
以下では，格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度の設定について考え方を示す。
(1) 様々なシーケンスを想定した場合の格納容器雰囲気放射線モニタの環境温度について(ⅰ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（ドライウェル側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）
」という。
）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｄ／Ｗ壁面温度に近接することが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が厳しくなる事象としては，ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴いＤ／Ｗの温度が上昇する事象である，大破断ＬＯＣＡの発生により原子炉水位が低下し炉心損傷に至る事故が考えられる。ただし，当該重大事故発生時においても，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ等の実施により，原子炉格納容器を冷却することから，Ｄ／Ｗ壁面温度は原子炉格納容器の限界温度である 200 ℃を超えることはない。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度は，200℃を設定する。
表 1 ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度
シーケンス

環境温度の設定方法

大破断ＬＯＣＡの発生に設置場所の関係から，Ｄより炉心損傷に至る事故／Ｗ壁面温度を設定

環境温度
200 ℃

(ⅱ) 格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）について格納容器雰囲気放射線モニタ（サプレッション・チェンバ側）（以下「ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）
」という。
）の環境温度は，設置場所の関係から，Ｓ／Ｃ壁面温度に近接することが考えられる。このため，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度が厳しくなる事象としては，以下に示す①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故，若しくは②大破断ＬＯ
ＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故が考えられる。

41

①原子炉停止機能喪失の発生により炉心損傷に至るおそれがある事故では，原子炉スク
ラムの失敗により，原子炉出力が高く維持された状態での原子炉圧力容器内の高温・高圧の蒸気が，逃がし安全弁（安全弁機能）を通して，直接Ｓ／Ｃプール水に排出されることで，Ｓ／Ｃプール水温度が上昇する。
②大破断ＬＯＣＡ又は過渡事象の発生により炉心損傷に至る事故では，ＬＯＣＡ破断口からＤ／Ｗに流出した蒸気がベント管を通じて，又は原子炉圧力容器内の蒸気が逃がし安全弁を通じてＳ／Ｃへ排出されることにより，Ｓ／Ｃプール水温度が，①に比べて緩慢に上昇する。
これらの事象のうち，②については，当該重大事故発生時においても，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器の温度上昇の抑制を図ることから，Ｓ／
Ｐ水温度が①の事故に比べて上昇することはない。
一方，①については，原子炉スクラム失敗後に原子炉出力が高く維持された状態が仮に継続した場合，残留熱除去系による除熱の容量を超える熱量が供給されるため，Ｓ／Ｐ水温度の上昇の観点で厳しい事象となる。
以上を踏まえ，様々なシーケンスを想定した場合のＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度については，「原子炉停止機能喪失」の重大事故等時において，より原子炉出力が高く維持されることとなる，電動駆動給水ポンプのトリップ条件を復水器ホットウェル枯渇とした場合の感度解析＊を想定し，このときのＳ／Ｃプール水温度の最高温度 148 ℃を保守的にＳ／Ｃ壁面温度として扱い，環境温度として設定する（図 2 参照）。
なお，ＣＡＭＳ（Ｄ／Ｗ）の環境温度が最も高くなる事象において，ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度は 148 ℃を下回ることを，解析結果より確認している。
表 2 ＣＡＭＳ（Ｓ／Ｃ）の環境温度
シーケンス「原子炉停止機能喪失」のうち，電動駆動給水ポ
ンプのトリップ条件を復水器ホットウェル枯渇とした場合の感度解析＊

環境温度の設定方法

環境温度

設置場所の関係から，Ｓ／Ｃプール水温度を設定

148 ℃

注記 ＊：原子炉停止機能喪失の有効性評価では，電動駆動給水ポンプのトリップ時刻がサプレッション・プール水温度等の評価結果に与える影響を確認する目的で，保守的に復水器ホットウェル
水位の低下で電動駆動給水ポンプがトリップせずに復水器ホットウェルが枯渇するまで運転を継続するとした場合の感度解析を実施している。

42

図 1 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（1／2）

43図 1 格納容器雰囲気放射線モニタ配置図（2／2）

44

148℃

1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

図 2 サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）45添付資料６
熱収支等により環境温度を設定するエリアの設定方法について

環境温度の個別設定の考え方としては，各エリアの隣接エリアの温度条件及び内部発熱量（ポンプ，電気盤，配管等の発熱量）を考慮し，また，空調設備の期待の有無を踏まえ，熱伝達工学に基づく室温評価を基に環境温度を設定している。
ａ．隣接エリアの温度条件
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，隣接エリアとの熱収支を考慮した環境条件を設定している。例えば，原子炉建屋原子炉棟について
は，原子炉格納容器外壁との熱収支を，原子炉建屋付属棟（電気室等）については，原子炉
建屋原子炉棟外壁との熱収支を，考慮している。
ｂ．内部発熱量
原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設備を設置するエリアにポンプ，電気盤，配管等の熱源があり，それらの発熱の影響を受ける
設備は，それら発熱の影響を考慮した環境条件を設定している。
例：（格納容器圧力逃がし装置格納槽）
重大事故等時における温度を包絡する環境条件として，保守的に原子炉格納容器圧力
が限界圧力である 0.62 MPa［gage］時にベントを実施することを仮定し，各部位（入口配管，フィルタ装置及び出口配管）の系統内部流体温度をその場合における飽和温度と想定し熱源として考慮（参考１）。
ｃ．空調設備原子炉格納容器外の建屋内の重大事故等対処設備に対する環境条件設定に関して，当該設
備又は当該設備を設置するエリアが，サポート系である空調設備により管理されている設備
は，空調設備の機能に期待した環境条件を設定している。
空調設備の機能に期待する重大事故等対処設備は，格納容器内雰囲気ガスサンプリング装
置，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベとなる。また，空調設備の機能に期待するエリアは，水密扉等で区画化されている原子炉建屋原
子炉棟の一部エリア（高圧炉心スプレイ系ポンプ室及び残留熱除去系ポンプＡ室），原子炉
建屋付属棟内の一部エリア（中央制御室等を含む），原子炉建屋廃棄物処理棟の一部エリ
ア，常設代替高圧電源装置置場（地下階），常設低圧代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポン
プピット及び緊急時対策所建屋となる。
環境温度維持のために使用する空調設備（チラーを含む。
）は，以下の設計とすることにより，重大事故等時でも必要な機能を発揮できる設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用発電機からの給電により駆動できる設計とする。
46

・既設の空調設備（チラーを含む。
）は，通常運転時に使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時に使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。新設の空調設備（チラーを含む。
）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，空調の機能に期待する設備又はエリアにて設定した
環境温度以下に除熱できる容量を有する設計とする。除熱に用いる冷媒は，チラー設備から供給する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，火山の影響を考慮して必要によりフィルタの取替又は清掃の措置を講じることで火山事象により機能が損なわれない設計とするとともに，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能を損なわない設計とする等，想定される重大事故等時における設置場所の環境条件を考慮した設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，常時運転することで操作が不要な設計又は非常用炉
心冷却系のポンプ等，当該設備又はエリア内の設備の起動に伴って自動起動する設計とする。
・各空調設備（チラーを含む。
）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
これらの空調設備の機能に期待している設備及びエリアを図 1，空調設備（チラー含む）の配置概要図を図 2 に示す。

47

図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（1／7）
48図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（2／7）
49図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（3／7）
50図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（4／7）
51図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（5／7）
52図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（6／7）

53図 1 空調設備に期待する設備及びエリア（7／7）

54表 1 重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備
No

重大事故等対処設備

1

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

2

高圧炉心スプレイ系ポンプ

3125V 系蓄電池Ａ系

4125V 系蓄電池Ｂ系

5

中性子モニタ用蓄電池Ａ系

6

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

7125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系

8直流 125V 主母線盤２Ａ電圧9直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧10直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧1112重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧
直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧

13Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧14Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧15

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧

16Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧17Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧

18

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

19

中央制御室換気系空気調和機ファン

20

中央制御室換気系フィルタ系ファン

21

中央制御室換気系フィルタユニット

22

緊急用 125V 系蓄電池

23

フィルタ装置入口水素濃度24

緊急用ＭＣＣ25

緊急用直流 125V 主母線盤

26

緊急用直流 125V 主母線盤電圧27第二弁操作室空気ボンベユニット（空気
ボンベ）

28

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

29

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

55

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）設備又はエリア

No

重大事故等対処設備30

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

31

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボン
ベ32

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）33

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

34

２Ｄ非常用ディーゼル発電機

35

２Ｃ非常用ディーゼル発電機

36
37
38
39
40
41

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料油デイ
タンク
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料油デイ
タンク
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料油デイタンク
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
手動スイッチＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプ
トリップ機能）42

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ

43

低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

44

自動減圧系の起動阻止スイッチ

45

過渡時自動減圧機能

46

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

47

衛星電話設備（固定型）

48

緊急用電源切替盤

49

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

50

51

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

52

中央制御室待避室差圧計

53

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

54

データ表示装置（待避室）

55

可搬型照明（ＳＡ）

56

酸素濃度計

57

二酸化炭素濃度計56

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）設備又はエリア

No

重大事故等対処設備

58

常設低圧代替注水系ポンプ

59

代替淡水貯槽水位60

緊急用海水ポンプ61

緊急用海水系ストレーナ

62

酸素濃度計

63

二酸化炭素濃度計

64

緊急時対策所エリアモニタ

65

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）

66

衛星電話設備（固定型）

67

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

68

緊急時対策所非常用送風機

69

緊急時対策所非常用フィルタ装置

70

緊急時対策所加圧設備

71

緊急時対策所用差圧計

72

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

73

データ伝送設備74

緊急時対策所用発電機75

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

76

軽油貯蔵タンク

77

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

78

緊急用Ｍ／Ｃ79

緊急用Ｐ／Ｃ80

緊急用ＭＣＣ81

緊急用Ｍ／Ｃ電圧82

緊急用Ｐ／Ｃ電圧

83
84
85
86

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（新設）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ西側淡水貯水設備水位57

重大事故等対処設備の機能維持に必要な空調設備（既設）設備又はエリア58
図 2 空調設備に期待するエリア（建屋断面図 1／2）

59
図 2 空調設備に期待するエリア（建屋断面図 2／2）

参考１
格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価について
１．評価の考え方
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，図１の通りフィルタ装置設置エリアと移送ポンプ設置エリアで構成されており，これらのエリアについて室温評価を行った。評価においては，室内の熱負荷と室外（地中）への放熱を考慮し，評価を行っており，室外（地中）への放熱は，室内空間とコンクリートの間の熱伝達，コンクリート内部の熱伝導を考慮している。評価モデルの概念図を図２に示す。
室内の温度上昇は，熱収支のバランスにより，以下の式で求められる。

ここで，：室内の温度上昇（℃／s）：室内の熱負荷（Ｗ）：室外への放熱（Ｗ）：室内の空間の熱容量（Ｊ／℃）
室内の熱負荷は，保温した配管等からの一般的な放散熱量の式より求められる。

K
ここで，：室内の熱負荷（Ｗ）：熱通過率（kcal／（m・h・℃））：配管等の内部温度（℃）：室内空間の環境温度（℃）：配管長さ（m）
室内から室外への放熱①

は，一般的な熱伝達及び熱伝導の式より求められる。

室内空間とコンクリートの間の熱伝達
室内空間とコンクリートの間の熱伝達は，以下の熱伝達の式より算出している。

ここで，：室内空間とコンクリートの間の熱伝達による入熱(Ｗ)：熱伝達係数（Ｗ／(㎡・℃)）：コンクリート内側の表面温度（℃）：室内空間の環境温度（℃）：伝熱面積（㎡）60②

コンクリート内部の熱伝導
コンクリート内部の温度分布は，以下の一次元の非定常熱伝導方程式より算出している。

ここで，：温度（℃）：時間（s）
α：断熱材の熱拡散率（㎡／ｓ）：コンクリート内部の位置（ｍ）（フィルタ装置設置エリア）（移送ポンプ設置エリア）

図１ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の概要図

61

室内

コンクリート（初期温度 20 ℃）

室外（地中）（周囲温度 20 ℃一定）
室外への放熱：Q2

Ｔin
コンクリートＴ1

内部の熱伝導空間→コンクリート

Ｔout

の熱伝達
室内の熱負荷（設備からの発熱）：Q1

設備＊
＊

厚さ：t

入口配管，フィルタ装置及び出口配管を室温評価条件（表 1）における「室内の熱負荷」として考慮。
図２ 室温評価の評価モデルの概念図

62

２．評価条件
評価条件を表 1 にまとめる。
表１ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価における評価条件
項目

記号

値

単位

備考

水戸市の地中温度に余裕を見た値を設
室外の環境温度

Tout

20

℃

定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）
通常運転時においては，室内に熱負荷がな

室内の初期温度

Tin

20

℃

いため，室外の環境温度の値を初期温度として設定。
ベント実施時における入口配管，フィルタ

室内の熱負荷Q1－－装置及び出口配管を熱負荷として考慮。
評価条件を表２に，熱負荷の算出結果を図３に示す。
保守的に室内の設備の熱容量を考慮せず，室内の空間の熱容量

C

1294.2kJ／℃

空間内を全て空気と仮定して設定。
空間容積は，格納容器圧力逃がし装置格納槽の形状を基に，約 1080

コンクリートのλ

熱伝導率
コンクリートの

α

熱拡散率
鉛直壁面

係数

（上向き）

h

水平壁面

の厚さ
コンクリート
の伝熱面積

×10

-7

(ｍ・℃)
㎡／ｓ

3.6

Ｗ／
(㎡・℃)

天井
壁

t

ｍ

床
天井
壁
床

「空気調和・衛生工学便覧第 14 版」のコ
ンクリートの値を設定。
「空気設計衛生工学便覧第１２版」のコン
クリートの値を設定。

「伝熱工学資料第 5 版」の値を設定。

0.4

（下向き）
コンクリート

7.0

Ｗ／

3.1

水平壁面

熱伝達

1.6

と設定。

A

420.3

㎡

78.8

63

格納容器圧力逃がし装置格納槽のコンク
リート厚さを設定。
格納容器圧力逃がし装置格納槽の地中と接する面積を基に設定。

表２ 評価において考慮する熱負荷
項目

記号

熱通過率＊１

K

入口配管

フィルタ

出口配管①

出口配管②

出口配管③

（450A）

装置（350A）（350A）（600A）

2.692

0.286

2.057

2.057

3.400

kcal/mh℃

kcal/mh℃

kcal/mh℃

2kcal/mh℃

kcal/m h℃

167℃＊２160℃＊２167℃から

160℃から

(3 時間後～145℃へ線形

140℃へ線形

7 日後まで)

に推移＊３

に推移＊３

配管長さ，
表面積

L

内部温度
(ベント実施～
3 時間後まで)

内部温度

Tn

120℃＊２120℃から 110℃へ線形に推移＊３

注記 ＊1：配管径，保温材外径，保温材質等により各部位の熱通過率を算出＊2：格納容器圧力 2Pd 時における各部位の飽和温度＊3：格納容器圧力 2Pd 時における各部位の飽和温度から格納容器圧力 1Pd 時における各部位の飽和温度へ線形に推移

図３ 格納容器圧力逃がし装置格納槽内の熱負荷64

３．評価結果
２．の評価条件に基づき格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温を評価した結果を図４に示す。

7 日後：56.2℃（7 日後以降は
約 57℃で収束）

図４ 格納容器圧力逃がし装置格納槽の室温評価結果
図４の室温評価結果を上回る温度として，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置する設備の環境温度として 66℃を設定する。

65

添付資料７
主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に期待する設備への対応について
MSLBA 起因の重大事故等時に期待する設備のうち，環境条件が変更となる原子炉建屋原子炉棟内の設備に対して，MSLBA 起因の重大事故等時の環境条件における健全性評価を行い，対策が必要な設備の抽出を行った。
抽出の結果，第 1 表に示す設備に対して環境条件の変更に伴う対策を実施する。なお，対策については，当該設備の主要な仕様，性能，強度及び耐震性に係る変更を伴うものではない。
第 1 表 環境条件変更に伴い対策が必要な設備及び対応方針
設備名

評価結果
100℃での内部ガスの膨張を考慮した結果，ボンベ本体は耐圧試験圧力以下であることから健全であると考えられるが，ボンベ付属の容器用弁の安全装
置の作動圧力を超過するため，安全装置が動作しボンベ内のガスが流出してしまう可能性がある。

非常用窒素供給系高圧
窒素ボンベ

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

サンプリング装置は，100℃環境下で機能を担保することが難しく，環境試験を実施したとしても所定の機能を満足できない可能性がある。

格納容器内酸素濃度
（ＳＡ）

対応方針
ボンベを厚さmm の断熱材（けい酸カルシウム）で覆い，空調を設置することにより，MSLBA 発生
後の温度環境（100℃（事象発生～2 時間））においても，断熱材
内側が 40℃以下に抑えられ，機能維持が可能な設計とする（添付資料８）。対策の概念図を第 1
図に示す。
サ ン プ リ ン グ 装 置 全 体を厚 さ70mm 以上の断熱材（けい酸カル
シ ウ ム ） で 覆 う こ と により ，MSLBA 発生後の温度環境（100℃（事象発生～2 時間））においても，断熱材内側が 65.6℃以下に抑えられ，機能維持が可能な設計とする。また，サンプリング装
置は発熱をするため，断熱材で覆うと内部に熱が溜まることから，断熱材内部に空調を設置す
る（添付資料８）。
対策の概念図を第 2 図に示す。

1. 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの対策について
最高使用温度40 ℃≧断熱材の内部温度とするために必要な断熱材厚さ及び空調容量を設定する。
断熱材
窒素ボンベ

空調

断熱材内部の
温度40℃

外部からの入熱
100℃・2時間

第 1 図 断熱材による対策概念図（窒素ボンベ）

66

2. 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の対策について

設備の最高使用温度66℃≧2時間後の断熱材の内部温度とするために必要な断熱材の厚さを設定する。

断熱材

断熱材内部の初期温度40℃

設備の発熱

外部からの入熱
100℃・2時間

空調による冷却
サンプリング装置

空調

空調は，設備の発熱量を上回る冷却能力とする。

第 2 図 断熱材の対策概念図（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ））＜断熱材の厚さの考え方＞
断熱材の厚さの考え方は，断熱材内部の初期温度 40℃に対して断熱材外部からの入熱
100℃・2 時間が与えられた時に，断熱材の内部温度が設備の最高使用温度 66℃以下となるために必要な厚さとする。
項目

値

備考

断熱材内部の初期温度

40℃－

断熱材外部の環境温度

100℃

設備耐性が確認された温度

66℃

MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度－＜評価結果＞
上記の温度条件をもとに，2 通りの断熱材の厚さ（60mm，70mm）で評価した結果を，第 3 図及び第 4 図に示す。評価の結果，断熱材の厚さ 70mm 以上あれば，断熱材の内部温度を 66℃以下にすることが出来る。

67

断熱材の
内部温度
（℃）
2 時間後：
68.6℃

第 3 図 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の断熱材厚さの評価結果（断熱材外側：100℃・2 時間，断熱材厚さ 60mm の場合）

断熱材の
内部温度
（℃）

2 時間後：
64.3℃

第 4 図 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の断熱材厚さの評価結果（断熱材外側：100℃・2 時間，断熱材厚さ 70mm の場合）

68

参考

断熱材厚さの評価の考え方及び評価条件
1.

断熱材厚さの評価の考え方
断熱材厚さの評価モデルの概念図を図 1 に示す。評価においては，断熱材内の熱負荷と断熱材

外からの入熱を考慮し，評価を行っており，断熱材外からの入熱は，外部の空間と断熱材との熱伝達，断熱材内部の熱伝導，断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達を考慮している。
断熱材内部の空間の温度上昇は，熱収支のバランスにより，以下の式で求められる。

ここで，：断熱材内部の空間の温度上昇（℃／ｓ）：断熱材内の熱負荷（Ｗ）：断熱材外からの入熱（Ｗ）：断熱材内部の空間の熱容量（Ｊ／℃）
断熱材外からの入熱①は，一般的な熱伝達及び熱伝導の式より求められる。

外部の空間と断熱材の間の熱伝達及び断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達
外部の空間と断熱材の間の熱伝達及び断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達は，以下の熱伝達の式より算出している。
,

外部の空間と断熱材の間の熱伝達：断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達：
ここで，,：外部空間と断熱材との熱伝達による入熱(Ｗ)：断熱材と断熱材内部の空間との熱伝達による入熱(Ｗ)：熱伝達係数（Ｗ／(㎡・℃)）：断熱材外部の空間の環境温度（℃）：断熱材外側の表面温度（℃）：断熱材内側の表面温度（℃）：断熱材内部の空間の環境温度（℃）：伝熱面積（㎡）69②

断熱材内部の熱伝導断熱材内部の温度分布は，以下の一次元の非定常熱伝導方程式より算出している。

α
ここで，：温度（℃）：時間（ｓ）
α：断熱材の熱拡散率（㎡／ｓ）：断熱材内部の位置（ｍ）
断熱材内

断熱材外
断熱材

（初期温度 40℃）

（周囲温度 100℃一定）

断熱材外からの入熱 Q2
Ｔout
断熱材内部

Ｔ1

の熱伝導
空間→断熱材
Ｔ2

の熱伝達

Ｔin

断熱材→空間の熱伝達
断熱材内の熱負荷（設備からの発熱）Q1

設備＊＊ 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の評価においてはサンプリング装
置を室温評価条件（表 1 及び表 2）における「断熱材内の熱負荷」として考慮。

図 1 断熱材厚さの評価モデルの概念図

70

2.

評価条件
評価条件を表 1 にまとめる。
表 1 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
項目
断熱材内部の初期温度
断熱材外部の環境温度

断熱材内の熱負荷

記号

値

単位

Tin

40

℃

Tout

100

℃

Q1

Ｗ

備考
通常運転時における原子炉建屋
原子炉棟の最高温度
MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度
サンプリング装置の計測モード時における発熱量を設定
保守的に断熱材内の設備の熱容

断熱材内の空間の熱容量量を考慮せず，空間内を全て空気
C

12.5

kJ／℃

と仮定して設定
空間容積はサンプリング装置の形状を基に，約 12断熱材の伝熱面積A

28.1

断熱材の熱伝導率λ0.13

断熱材の熱拡散率

α

熱伝達係数

h

2.2
×10

-7

9.0

㎡

Ｗ／
(ｍ・℃)

㎡／ｓ

Ｗ／
(㎡・℃)

71

と設定

サンプリング装置の形状を基に設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「伝熱工学資料第５版」のけい酸
カルシウムの値を設定「空気調和・衛生工学便覧第 14版」の値を設定添付資料８
格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全
弁駆動系高圧窒素ボンベの空調について
1.

概要
格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置の空調（以下「サンプリング装置の空調」という。
）

は，図 1 のとおり断熱材内部に空調機を設置し，格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置（以下「サンプリング装置」という。
）に空気を供給する。サンプリング装置の空調の冷水は，屋外に新設する冷凍機及び冷水ポンプから供給し空調機内にて空気との熱交換を行う。
また，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの空調（以下「ボンベの空調」という。
）は，図 1 のとおり原子炉建屋原子炉棟内の断熱材外部に空調機を設置し，断熱材内に空気を供給する。ボンベの空調の冷水は，サンプリング装置の空調と同様に屋外に新設する冷凍機及び冷水ポンプから供給し空調機内にて空気との熱交換を行う。
サンプリング装置の空調及びボンベの空調の設置数及び必要容量について，表 1 に示す。
サンプリング装置の空調及びボンベの空調は常設設備とすることに加え，駆動源である電源及び冷却水も常設設備とすることにより常時運転可能な設計とする。なお，冷水は熱交換に必要な規定流量が常時流れる設計とするため，重大事故等時に流量調整操作が不要である。
サンプリング装置は通常時から暖気をしながら待機状態とすることから，サンプリング装置の空調も通常時から運転をする。なお，サンプリング装置及びサンプリング装置の空調は，通常時は外部電源から受電し，外部電源喪失時は常設代替交流電源設備から受電した後，自動的に暖気及び空調による冷却が開始される設計とするため，重大事故等時に操作が不要である。
また，ボンベの空調は，重大事故等時に自動的に空調による冷却が開始される設計とするため，重大事故等時に操作が不要である。
表 1 空調の設置数及び必要容量
設置数

必要容量

2個

kW/個

2個

kW/個

2個

kW/個

サンプリング装置の空調
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの空調
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素
ボンベの空調72

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋
廃棄物処理棟

屋外

断熱材

冷水配管（往路）
排気
給気
冷凍機

冷水
ポンプ

冷水配管（復路）

空調機

サンプリング
装置
断熱材

排気
給気
空調機

サンプリング
装置

断熱材

空調機

断熱材

排気

排気

給気

給気

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

断熱材

空調機

断熱材

排気

排気

給気

給気

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

断熱材

空調機

断熱材

排気

排気

給気

給気

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

断熱材

空調機

断熱材

排気

排気

給気

給気

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

図 1 サンプリング装置の空調及びボンベの空調の概略構成図

73

2.1 サンプリング装置の空調の必要容量(1) サンプリング装置空調の設置目的
サンプリング装置の空調は，サンプリング装置に設置する断熱材＊1 の内部機器からの発熱を除熱＊2 することで，断熱材内部の雰囲気温度をサンプリング装置の最高使用温度である
66 ℃以下に維持するために設置する。
＊1：断熱材は，主蒸気管破断事故の対策として設置する。主蒸気管破断事故により原子炉建
屋原子炉棟の雰囲気温度が事象発生～2 時間まで 100 ℃，2 時間～7 日間まで 65.6 ℃となり，事象発生～2 時間の期間はサンプリング装置の最高使用温度 66 ℃を超えるため，サンプリング装置を断熱材で覆いサンプリング装置の機能維持を図る。断熱材については，添付資料 7「主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に期待する設備への対応について」に示す。
＊2：事象発生～2 時間の期間は断熱材によりサンプリング装置の機能維持を図るが，サンプ
リング装置を断熱材で覆うとサンプリング装置からの発熱により断熱材内部に熱が溜まる。これにより，2 時間～7 日間の期間において断熱材内部の雰囲気温度がサンプリ
ング装置の最高使用温度 66 ℃を超える可能性があるため，断熱材の内部機器からの発熱を除熱する必要がある。
(2) サンプリング装置の空調の必要容量
サンプリング装置の発熱量がkW であり，サンプリング装置の空調の発熱量が 0.75 kWであることから，サンプリング装置の空調の必要容量（冷却容量）はkW 以上とする。

なお，サンプリング装置の空調の公称値は，必要容量を上回る 5.1 kW とする。
なお，サンプリング装置の空調の冷却容量は，空調機に通水する冷却水量によって性能が担保される。5.1 kW の冷却容量の性能を発揮するために必要な冷却水量は，以下の式のとおり 0.9 m3/h である。

V

Q
（T2
（12

3600
T1）

c

5.1

3600

7）

4.18

ρ

1000

0.88

/h

ここで，

V ：冷却水量（m3/h）
Q ：冷却容量（kW）
T1：冷却水入口温度（℃）
T2：冷却水出口温度（℃）
C ：水の比熱（kJ/kg℃）
ρ ：水の密度（kg/ ）74

2.2 ボンベの空調の必要容量(1) ボンベの空調の設置目的
ボンベの空調は，
主蒸気管破断事故の対策として設置する断熱材の内部を冷却することで，断熱材内部の雰囲気温度を非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベの最高使用温度である 40 ℃以下に維持するために設置する。
(2) ボンベの空調の必要容量
主蒸気管破断事故起因の重大事故等時の周囲温度（事象初期 100℃）における断熱材外部からの入熱量がkW であるため，1 個当たり 2 箇所のボンベを冷却するボンベの空調の必要容量（冷却容量）は，

kW 以上とする。なお，ボンベの空調の公称値は，必要容量を上

回る 8.5 kW とする。
なお，
ボンベの空調の冷却容量は，空調機に通水する冷却水量によって性能が担保される。
8.5 kW の冷却容量の性能を発揮するために必要な冷却水量は，以下の式のとおり 1.5 m3/h
である。

V

Q
（T2
（12

3600
T1）

c

8.5

3600

7）

4.18

ρ

1000

1.5

/h

ここで，

V ：冷却水量（m3/h）
Q ：冷却容量（kW）
T1：冷却水入口温度（℃）
T2：冷却水出口温度（℃）
C ：水の比熱（kJ/kg℃）
ρ ：水の密度（kg/ ）75

2.3 サンプリング装置の空調及びボンベの空調の冷却水について
サンプリング装置の空調及びボンベの空調の冷却水は，屋外に新設する冷凍機及び冷水ポン
プから供給する。冷凍機及び冷水ポンプは，サンプリング装置の空調及びボンベの空調に加えて原子炉建屋廃棄物処理棟の空調機，原子炉建付属棟の空調機へ冷水を供給しており，表 2 のとおり負荷容量に対して余裕のある設計とする。
表 2 冷凍機及び冷水ポンプの設備仕様及び負荷容量
設備

設備仕様

負荷容量

備考

5.1 kW×2 台で 10.2 kW
8.5 kW×4 台
冷凍機

160.0 kW約 130 kWで 34 kW

原子炉建屋廃棄物処理棟の空調

約 7 kW

原子炉建屋付属棟の空調

1.8 m3/h
1.5 m3/h×4 台でポンプ

327.6 m /h3

約 23 m /h

ボンベの空調約 78 kW

0.9 m3/h×2 台で冷水

サンプリング装置の空調

6 m3/hサンプリング装置の空調
ボンベの空調約 13 m3/h

原子炉建屋廃棄物処理棟の空調

約 2 m3/h

原子炉建屋付属棟の空調

76

77
図 2 空調の冷却水の系統概要図

参考
主蒸気管破断事故起因の重大事故等時におけるボンベの外部からの入熱量
ボンベの外部からの入熱量は，以下の式で求められる。評価モデルの概要図を図 1 に示す。

ｄ

ここで，：外部からの入熱(Ｗ)：熱通過率(Ｗ/(㎡・℃))：断熱材外部の空間の環境温度（℃）：断熱材内部の空間の環境温度（℃）：伝熱面積（㎡）：断熱材外表面の熱伝達率(Ｗ/(㎡・℃))：断熱材内表面の熱伝達率(Ｗ/(㎡・℃))

d：断熱材又はコンクリート（床面）の壁厚（ｍ）
λ：断熱材又はコンクリート（床面）の熱伝導率（Ｗ／(ｍ・℃)）
上記の式に対して，表 1 の評価条件を適用することにより，外部からの入熱量はkW と求められる。
表１ ボンベの外部からの入熱量評価の評価条件
項目

記号

値

単位

断熱材内部の初期温度

Tin

40

℃

断熱材外部の環境温度

Tout

100

℃

熱伝達率

αin
αout

Ｗ／

9.0

(㎡・℃)

断熱材の厚さd1

断熱材の熱伝導率λ10.13

断熱材の伝熱面積A1

19.4

コンクリート（床面）の厚さ

d2

コンクリート（床面）の熱伝導率

λ2

1.6

コンクリート（床面）の伝熱面積

A2

3.0

通常運転時における原子炉建屋原
子炉棟の最高温度
MSLBA 時の原子炉建屋原子炉棟の温度「空気調和・衛生工学便覧第 14 版」
の値を設定

ｍ

－

Ｗ／

「伝熱工学資料第５版」のけい酸

(ｍ・℃)
㎡
ｍ
Ｗ／
(ｍ・℃)
㎡

78

備考

カルシウムの値を設定
ボンベ及びボンベラックの形状を基に設定－－
ボンベ及びボンベラックの形状を
基に設定

断熱材内
（環境温度 40℃）

断熱材外
断熱材

（環境温度 100℃）

外部からの入熱：Q
Ｔout
断熱材内部
の熱伝導：λ外部からの熱伝達：αout
Ｔin

内部への
熱伝達：αin

壁厚：d

図 1 外部からの入熱量の評価モデルの概念図

79

添付資料９原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）において個別に放射線環境条件を設定する
エリアの設定方法について

原子炉建屋原子炉棟は，原則として一律 1.7kGy を設定するが，当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 1.7kGy を超える恐れのあるものは，以下に示すとおり個別に確認した値を環境放射線として設定する。
・放射線環境条件を設定する上で代表性のある事故シナリオを想定し，原子炉建屋原子炉棟内における放射線源（代替循環冷却系配管，原子炉建屋ガス処理系フィルタ等）の線量評価を行い，評価結果以上の線量を当該エリアにおける環境条件として設定する。
・また，放射線環境条件を設定する上で，放射線源と対象となる重大事故緩和設備との位置関係を考慮し，必要に応じて距離による放射線の減衰効果を考慮する。
原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟）において，個別に放射線環境条件を設定する
エリアの詳細な設定方法について，図 1～図 2 に示す。また，個別に放射線環境条件を設定するエリアを図 3 に示す。

80

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（格納容器圧力逃がし装置配管の線量と比較して代替循環冷却系配管の線量評価が厳しくなることから，代替循環冷却系を使用する場合の事
故シナリオを想定する。）② 原子炉格納容器（サプレッション・プール）内への放射性物質の放出（代替循環冷却系の水源であるサプレッション・プールへの放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，よう素及びセシ
ウムは炉内蓄積量の全量がサプレッション・プール内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 に基づく放出割合により放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，代替循環冷却系配管内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④代替循環冷却系を使用する場合の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜代替循環冷却系配管＞

鉄：7.8g／cm
10000

３

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）

代替循環冷却系配管表面の線量：（約 56kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（④での評価（約 56kGy／7 日間）の他，原子炉建屋原子炉棟への漏えいに起因する線量（約 1.7kGy／7 日間）等の影響も考慮し，これらを合算した線量を上回る線量（100kGy／7 日間）を原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備（計装設備を除く）の環境条件として設定する。また，格納容器圧力逃がし装置配管付近の重大事故等対処設備の環境条件についても，包絡条件として本環境条件を設定する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管）付近の環境条件に該当（計装設備を除く）：（100kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（代替循環冷却系配管 等）付近の重大事故等対処設備（計装設備を除く）に対する環境条件設定のフロー図

81

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生②代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管における線量を算出（図 1 の②～④における代替循環冷却系配管の線量率算出及び添付資料１１ 図１の②～⑤における格納容器圧力逃がし装置配管線量の算出と同様）

格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量：（約 31kGy／7 日間）
1m の距離の線量（約 7.3kGy／7 日間）
2m の距離の線量（約 3.8kGy／7 日間）…

…

代替循環冷却系配管表面の線量：（約 56kGy／7 日間）
1m の距離の線量（約 12kGy／7 日間）
2m の距離の線量（約 6.5kGy／7 日間）
10m の距離の線量（約 0.72kGy／7 日間）

10m の距離の線量（約 0.36kGy／7 日間）③鉛等の遮蔽材による放射線の減衰効果を考慮（線源（代替循環冷却系配管 ，格納容器圧力逃がし装置配管等）付近にあり，鉛による遮蔽を行うことにより設備の耐性を確保する設備は，鉛による放射線の減衰率を考慮）

鉛による放射線減衰率
厚さ 3cm：約 0.09
厚さ 5cm：約 0.02

④ ②での評価結果及び③の鉛等の遮蔽材による放射線の減衰効果を考慮し，環境条件を設定（個別設定の対象となる各計装設備（伝送器）に対して，②の評価結果及び③の鉛による減衰率を考慮した放射線量をそれぞれ評価し，各計装設備における積算線量を上回る包絡的な線量（12kGy／7 日間）を原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管等）付近の重大事故等対処設備（計装設備（伝送器））の環境条件として設定する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源（代替循環冷却系配管，格納容器圧
力逃がし装置配管等）付近の環境条件に該当（計装設備（伝送器））：（12kGy／7 日間）

図 2 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（代替循環冷却系配管，格納容器圧力逃がし装置配管等）付近の重大事故等対処設備（計装設備（伝送器））に対する環境条件設定のフロー図

82

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生② 原子炉格納容器内への放射性物質の放出（原子炉格納容器への放出過程については，MAAP コードの解析結果を包絡するよう，よう素及びセシウムは炉内蓄積量の全量が原子炉格納容器内に放出されるものとし，その他の核種については NUREG-1465 に基づく放出割合により放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，配管内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。線源としては，浮遊線源と配管付着線源を考慮する。浮遊線源としては，原子炉格納容器の空間部体積で除した値を評価に適用する。配管付着線源として考慮する配管の表面汚染密度は，7 日間で配管内に流入する放射性物質の 10％が，配管長 100m に均一付着するものとする。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当④格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置配管の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置配管＞（付着線源）（浮遊線源）

鉄：7.8g／cm
10000

３

鉄：7.8g／cm
10000

×
線源（真空）：0g／cm３×３３線源（真空）：0g／cm（単位：mm）

格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置
配管表面の線量：（約 9.1kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（④での評価（約 9.1kGy／7 日間）の他，原子炉建屋原子炉棟への漏えいに起因する線量（約 1.7kGy／7 日間）等の影響も考慮し，これらを合算した線量を上回る線量（20kGy／7 日間）を原子炉建屋原子炉棟内における線源（格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置配管）付近の重大事故等対処設備（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））の環境条件として設定する。なお，格納容器内雰囲気ガスサン
プリング装置配管以外の高線量配管からの直接線については，個別に遮蔽対策を実施することとし，その寄与を考慮しても設定した環境条件を超過しないよう対策を行う。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源付近の環境条件に該当（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））：（20kGy／7 日間）

図3 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置
配管）付近の重大事故等対処設備（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））に対する環境条件設定のフロー図

83

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生② 原子炉建屋原子炉棟内への放射性物質の放出（重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の安全施設に対する環境条件設定における存在量の算出と同様。）③ 原子炉建屋ガス処理系フィルタへの放射性物質の蓄積（フィルタには希ガスを除く核種の放射性物質が 100％蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 3 に示す線源強度に該当⑤ 原子炉建屋ガス処理系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（放射線源として，非常用ガス処理系フィルタを原子炉建屋ガス処理系フィルタの代表とする。）＜非常用ガス処理系フィルタ＞
線源（チャコールヘッド）：0.38g／cm

×

×

×

＜平面図＞

＜断面図＞

３

評価点
×

（単位：mm）

非常用ガス処理系フィルタ表面の線量（約 1.14MGy／7 日間）
3m の距離の線量（約 30kGy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（⑤での評価（約 1.14MGy／7 日間，約 30kGy／7 日間）の他，原子炉建屋原子炉棟への漏えいに起因する線量（約 1.7kGy／7 日間）等の影響も考慮し，これらを合算した線量を上回る線量（1.2MGy／7 日間，100kGy／7 日間）を原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理
系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うもの
は，その効果を考慮する。）

原子炉建屋原子炉棟内における線源（原子炉建屋ガス処理
系フィルタ）付近の環境条件に該当（線源に近接した設備＊１：1.2MGy／7 日間）（線源から 3m 以上距離のある設備＊２：100kGy／7 日間）＊1：非常用ガス処理系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系フィルタトレイン＊2：非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機

図4 重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の線源（原子炉建屋ガス処理系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

84

表1 重大事故時における代替循環冷却系配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 4.5E+13
約 1.0E+14
約 2.8E+13
約 1.9E+13
約 1.7E+13
約 1.9E+13
約 1.5E+14
約 3.9E+14
約 1.2E+15
約 6.4E+14
約 1.9E+14
約 2.7E+13
約 9.4E+12
約 2.4E+11
約 9.7E+08
約 4.5E+02
約 5.2E+01
約 6.0E+00

表2 重大事故時における格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
浮遊線源
付着線源
約 2.3E+13
約 1.1E+16
約 1.6E+13
約 2.3E+16
約 2.1E+14
約 6.0E+15
約 1.6E+12
約 4.1E+15
約 1.9E+14
約 3.3E+15
約 1.4E+12
約 4.6E+15
約 7.9E+13
約 3.2E+16
約 2.7E+13
約 6.3E+16
約 7.7E+13
約 1.9E+17
約 4.0E+13
約 1.1E+17
約 1.2E+13
約 3.1E+16
約 3.0E+12
約 5.1E+15
約 4.7E+12
約 1.5E+15
約 3.1E+11
約 6.3E+13
約 9.9E+09
約 1.1E+12
約 1.2E+02
約 4.8E+05
約 1.4E+01
約 5.6E+04
約 1.6E+00
約 6.4E+0385

表3 重大事故時における非常用ガス処理系フィルタの線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.9E+14
約 4.1E+14
約 1.1E+14
約 6.5E+13
約 9.4E+13
約 6.5E+13
約 6.1E+14
約 2.3E+15
約 4.9E+15
約 2.8E+15
約 6.2E+14
約 6.5E+13
約 3.8E+13
約 1.4E+12
約 3.9E+09
約 9.0E+03
約 1.0E+03
約 1.2E+0286

図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（1／7）

87図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（2／7）

88図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（3／7）

89図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（4／7）

90図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（5／7）

91図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（6／7）

92図 5 個別に環境放射線を設定するエリア（7／7）

93添付資料１０
原子炉建屋原子炉棟内の計装設備（伝送器）の遮蔽設計及び環境放射線について
1. 計装設備（伝送器）の遮蔽方式について
高線量配管からの直接線の影響を考慮する必要がある一部の伝送器については，伝送器を囲むように鉛の遮蔽材を取り付け，直接線を遮蔽する方式とする。また，伝送器の環境放射線については，遮蔽による放射線の減衰を考慮した値を設定する。伝送器の遮蔽方式，設定する環境放射線について表 1 に示す。
表1
遮蔽方式
伝送器の放射線耐性値
伝送器の環境放射線遮蔽設計による耐震評価への影響

伝送器の遮蔽方式，環境放射線伝送器囲い込み
12kGy（遮蔽及び線源からの距離を考慮，重大事故緩和設備の場合）
遮蔽材は計器の一部として取り扱い，計器の耐震計算書で評価する。

2. 遮蔽が必要となる伝送器選定の考え方について遮蔽が必要となる伝送器選定の考え方を図 1 に示す。また，選定結果を表 2 に示す。

原子炉建屋原子炉棟の伝送器（対象：高線量配管がある地下 2 階～地上 4 階）

No

重大事故緩和設備か

遮蔽：不要
重大事故時に期待する設備でないた
め，高線量配管に対する考慮不要

Yes

遮蔽なし時の環境放射線が設計値を超過か

No
遮蔽：不要

Yes

下記方式の中から，適切な方式を選定し，遮蔽材を設置する。
１．スタンション式（図 2 に概念図を示す。
）
２．天井吊り式（図 3 に概念図を示す）
３．壁掛け式（図 4 に概念図を示す）
なお，遮蔽材の耐震性については，計器の耐震計算書において評価する。

図 1 遮蔽設置対象の伝送器選定フロー94

表 2 遮蔽設置対象の伝送器選定結果
遮蔽を
原子炉建屋原子炉棟の伝送器
重大事故
設置する
遮蔽方式
（対象：高線量配管がある地下 2 階～地上 4 階） 緩和設備
もの
原子炉圧力
○
－
－
原子炉圧力（ＳＡ）○－－
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）○○
スタンション式
原子炉水位（ＳＡ燃料域）○－－
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（常設ライン用）○○
壁掛け式
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭
○
○
壁掛け式
帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
○
○
壁掛け式
○
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭
○
壁掛け式
帯域用）
○
代替循環冷却系原子炉注水流量○
壁掛け式（A 系＊）
原子炉隔離時冷却系系統流量－－－
高圧炉心スプレイ系系統流量－－－
残留熱除去系系統流量○－－
低圧炉心スプレイ系系統流量－－－
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ラ
○
－
－
イン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ラ
○
○
壁掛け式
イン用）
低圧代替注水系格納容器下部注水流量○○
壁掛け式
ドライウェル圧力○○
天井吊り式
サプレッション・チェンバ圧力
○
○
天井吊り式
サプレッション・プール水位
○
○
壁掛け式
○
壁掛け式
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量○（A 系＊）
非常用窒素供給系供給圧力－－－
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力－－－
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力－－－
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力－－－高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力－－－
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力－－－
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－－－* B 系については，配置が異なるため，高線量配管からの直接線の影響を受けず，遮蔽は不要と
評価。

95

天井
計器
計器

床
図 3 天井吊り式概念図

図 2 スタンション式概念図

壁：遮蔽材：支持構造材

計器：建屋躯体

図 4 壁掛け式概念図

96

添付資料１１

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において個別に放射線環境条件を設定するエリアの設定方法について

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内は，原則として一律 3Gy を設定するが，当該重大事
故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近であり，重大事故時に 3Gy を超える恐れのあるもの
は，以下に示すとおり個別に確認した値を環境放射線として設定する。
・放射線環境条件を設定する上で代表性のある事故シナリオを想定し，原子炉建屋の原子炉棟
外及びその他の建屋内における放射線源（格納容器圧力逃がし装置配管，中央制御室換気空
調系フィルタ等）の線量評価を行い，評価結果以上の線量を当該エリアにおける環境条件として設定する。
・また，放射線環境条件を設定する上で，放射線源と対象となる重大事故緩和設備との位置関係を考慮し，必要に応じて距離による放射線の減衰効果を考慮する。

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内）において，個別に放射線環境条件を設定するエリアの詳細な設定方法について，図 1～図 3 に示す。また，個別に放射線環境条件を設定するエリアを図 4 に示す。

97

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置の配管内表面への放射性物質の付着（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置の配管内表面へ付着した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。格納容器圧力逃がし装置配管の表面汚染密度は，希ガスを除く総放出量の 10％の放射性物質が，格納容器圧力逃がし装置配管長100m に均一付着するものとする。）

算出結果は表 1 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の原子炉建屋付属棟内の評価
点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（配管内の表面汚染密度は，線源厚さを 1mm とする。）

鉄：7.8g／cm

３

×

10000
真空
３
0g／cm

面線源（真空）：0g／cm３

格納容器圧力逃がし装置配管表面の線量：（約 31kGy／7 日間）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する）

原子炉建屋付属棟内における線源付近の環境条件に該当：（32kGy／7 日間）

図1 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（格納容器圧力逃がし装置配管）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

98

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生②格納容器圧力逃がし装置による大気への放射性物質の放出③中央制御室換気空調系フィルタへの放射性物質の蓄積（粒子状の放射性物質の大気への放出量は少ないことから，フィルタには線量に支配的な各種として放射性よう素が蓄積するものとする。）④ 各核種に応じたエネルギ範囲ごとに線源強度を算出（積算線源強度計算については，フィルタへ蓄積した放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）⑤中央制御室換気空調系フィルタ付近の原子炉建屋原子炉棟内の評価点での線量を評価するため，
下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出＜中央制御室換気空調系フィルタ＞
３

線源（チャコールフィルタ）：0.38g／cm

×

×

×

＜平面図＞

＜断面図＞

評価点
×

（単位：mm）

中央制御室換気空調系フィルタ表面の線量（約 200Gy／7 日間）
1m の距離の線量（約 30Gy／7 日間）⑥ ⑤での評価結果に基づき，環境条件を設定（⑤での評価結果を上回る線量率を原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備の環境条件として設定する。なお，重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

原子炉建屋付属棟内における線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の環境条件：（線源に近接した設備＊１：200Gy／7 日間）（線源から 1m 以上距離のある設備＊２：100Gy／7 日間）＊1：中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット＊2：使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置，中央制御室換気系空気調和器ファン

図2 重大事故時における原子炉建屋付属棟内の線源（中央制御室換気空調系フィルタ）付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

99

① 「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋（全交流動力電源喪失）」の発生（事象発生後 19 時間後に格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗベントを実施するシナリオを想定する）② 格納容器圧力逃がし装置格納槽内への放射性物質の放出（放出過程については，希ガス，よう素及びセシウムについては，MAAP コードの解析結果及び NUREG-1465 の知見に基づく放出割合により，放出されるものとする。また，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に希ガス以外の放射性物質が全量保持されるものとする。）③ 各核種に応じたエネルギを有するため，エネルギ範囲ごとに代表エネルギとしてグルーピング
し，代表エネルギごとに 7 日間での積算線源強度を算出（積算線源強度計算については，格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分する。）

算出結果は表 2 に示す線源強度に該当④格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベントを実施した場合の格納容器圧力逃がし装置格
納槽内の評価点での線量を評価するため，下図のようにモデル化し，QAD コードにて線量率を算出（ベントフィルタ，ドレン配管，pH 配管（往復の 2 本を考慮）に加え，図 1 の④で算出した入口配管を線源とする。）＜ベントフィルタ＞

鉄：7.8g／cm３３線源（水）：1g／cm10000

×（単位：mm）＜ドレン配管＞＜pH 配管（往復 2 本）＞

鉄：7.8g／cm

３

鉄：7.8g／cm

３

３

10000

線源（水）
：1g／cm

10000

×

×
３

線源（水）
：1g／cm（単位：mm）（単位：mm）⑤ ④での評価結果に基づき，環境条件を設定（重大事故対処設備に対して，遮蔽材等により放射線防護を行うものは，その効果を考慮する。）

格納容器圧力逃がし装置格納槽の環境条件に該当：（98kGy／7 日間）

図3 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源付近の重大事故等対処設備に対する環境条件設定のフロー図

100表1 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置配管の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 1.1E+15
約 1.8E+15
約 4.3E+14
約 2.2E+14
約 7.4E+14
約 1.9E+14
約 3.1E+15
約 2.1E+16
約 4.7E+16
約 2.6E+16
約 6.2E+15
約 6.3E+14
約 4.1E+14
約 9.7E+12
約 8.3E+08
約 1.8E+03
約 2.1E+02
約 2.4E+01

表2 重大事故時における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の線源の線源強度
代表エネルギ
（Mev）
0.01
0.025
0.03750.0575
0.085
0.125
0.225
0.375
0.575
0.85
1.25
1.75
2.25
2.75
3.5
5
7
9.5

7日間積算線源強度（cm－３）
約 5.8E+13
約 9.5E+13
約 2.3E+13
約 1.2E+13
約 3.9E+13
約 1.0E+13
約 1.7E+14
約 1.1E+15
約 2.5E+15
約 1.4E+15
約 3.3E+14
約 3.4E+13
約 2.2E+13
約 5.1E+11
約 4.4E+07
約 9.8E+01
約 1.1E+01
約 1.3E+00

101

図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（1／5）

102図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（2／5）

103

図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（3／5）

104図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（4／5）

105図 4 個別に環境放射線を設定するエリア（5／5）

106添付資料１２
ほう酸水注入系の放射線環境条件設定
重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，ほう酸水注入系における環境放射線量の設定については，本設備の使用する状況を踏まえ，100 Gy を設定する。環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事
象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した場合に，発電用原子炉を未臨界にする手段として，ほう酸水注入系を起動することにしているが，本操作は炉心損傷前の環境条件で期待する操作であり，以下に示す炉心の著しい損傷が発生した場合の手順における環境条件に包絡できる。
・ 炉心の著しい損傷が発生した場合に，ほう酸水注入系を起動させる重大事故等時の手順としては，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために，炉心損傷後の原子炉注水時にほう酸水注入系を起動する手順がある。ただし，本操作はほう酸水注入系が使用可能な場合の操作に限定されており，さらに，炉心損傷後に原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下するまでは数時間程度と考えられ，その間の積算放射線量は 100 Gy を下回る＊。
注記 ＊：重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線環境条件により評価した放射線量率及び積算放射能量の経時変化を下図に示す。

図

重大事故時における原子炉建屋原子炉棟内の放射線量率及び積算放射能量の経時変化

107添付資料１３
使用済燃料プール監視カメラの放射線環境条件設定

重大事故等時における環境条件のうち，原子炉建屋原子炉棟内における環境放射線量については，原則として 1.7 kGy の環境条件を設定しているが，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」時に使用する設備のうち，使用済燃料プール監視カメラについては，本設備の使用する状況を踏まえ，1.7 Gy を設定する。当該重大事故等対処設備の環境放射線量の設定根拠を以下に示す。
・ 「許可申請書十号」ハ．にて評価した重大事故等において，使用済燃料プール監視カメラによる監視に期待する「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故」では，事故時に使用済燃料プールへの注水等の対応を行うことにより，使用済燃料プールの水位は必要な遮蔽（10mSv/h）を確保できる水位より高く維持可能であることを確認している。
・ 上記を踏まえ，使用済燃料プール監視カメラの環境放射線については，使用済燃料プール水の遮蔽を期待して 1.7Gy を設定する。
10（mSv/h）×168（h/7 日間）≒1.7（Sv/7 日間）＝1.7（Gy/7 日間）
・ 環境放射線の設定値（1.7Gy/7 日間）に対して，使用済燃料プール監視カメラの設計値（350Gy/7 日間）が上回ることから，設備の健全性は確保される。
なお，大量の水の漏えいその他要因により使用済燃料貯蔵プールの水位が異常に低下する事象においては，使用済燃料プールの水位及び温度による監視を継続し，水位監視を主としながら必要に応じて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料貯蔵プールの状態を監視する。
これらの想定に基づいた使用済燃料プールの監視装置の設計については，V-1-3-1「使用済燃料
貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書」に係る補足説明資料に示す。

108

補足-40-13【自主対策設備の悪影響防止について】

1.

はじめに
自主対策設備（自主対策として実施するバックアップシール材の塗布を含む。
）（以下「自主対策設備」という。
）として使用するものについて，他の設備への悪影響防止について記載する。

2.

想定される悪影響について
重大事故等時においては，重大事故等対処設備として配備している機器の他に，事故対応の運用性の向上のために配置・配備している自主対策設備を用いる場合がある。この場合には，自主対策設備を使用することにより，他の設備（設計基準対象施設及び重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼすことがないように考慮する必要がある。
この場合に想定される悪影響については，自主対策設備の使用時の系統的な影響（電気的な影響を含む。
）及びタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する必要がある。また，
地震，火災，溢水等による波及的影響を考慮する必要がある。
これらの自主対策設備を使用することの影響について類型化すると，以下に示す 2 種類の影響について考慮する必要がある。

・自主対策設備を使用することによって生じる直接的な影響
・自主対策設備を使用することによって生じる間接的な影響

直接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備を使用する際，接続する他の設備の設計条件を上回る条件で使用する場合の影響，薬品の使用による腐食や化学反応による影響，他の設備との干渉により使用条件が限定されることによる影響等が挙げられる。
一方，間接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備の損傷により生じる波及的影響，
自主対策設備を使用することにより他の機器の環境条件を悪化させる影響等が挙げられる。
さらに，これらの影響とは別に，自主対策設備を使用する場合に，発電所構内に予め確保されている水源や燃料，人員等の運用リソースを必要とする場合がある。

これらの影響により，他の設備の機能に悪影響を及ぼすことがないよう，自主対策設備の設計及び運用において，以下のとおり考慮する。

1

(1) 直接的な影響に対する考慮
自主対策設備を使用することにより，接続される他の設備の設計条件を超える場合には，事前に健全性を確認した上で使用する。
自主対策設備において薬品や海水を使用することにより，他の設備に腐食等の影響が懸念される自主対策設備については，事前にその影響や使用時間等を考慮して使用する。また，電気設備の短絡等により生じる電気的影響については，保護継電装置等により，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。
重大事故等対処設備の配管にホースを接続する等により，他の設備の機能を喪失させる自主対策設備については，当該設備を使用すべき状況になった場合に自主対策設備の使用を中止することで，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。

(2) 間接的な影響に対する考慮
自主対策設備が損傷し溢水等が生じることによる波及的影響について考慮し，耐震性を確保することや，溢水経路における溢水水位を算出し，溢水経路に設置された他の設備が機能喪失しないことを溢水影響評価にて確認すること，必要な強度を有していることを確認すること等
により，他の設備に波及的影響を及ぼさないよう考慮する。
高温箇所への注水により水蒸気が発生する場合等，自主対策設備の使用により他の設備の周辺環境が悪化する場合には，環境悪化による他の設備の機能への影響を評価した上で使用する。
また，自主対策設備の内部を高放射線量の流体が流れることにより，当該機器の周辺へのアクセスが困難になることが想定される場合には，必要に応じて遮蔽体を設置する等の被ばく低減対策を講じる。
大型設備を運搬して使用する場合や，通路にホース等を敷設して使用する場合等，現場でのアクセス性を阻害する自主対策設備については，基本的には予め通路を確保するよう配置することとし，仮に使用中に他の設備へのアクセス性を阻害する場合は通路を確保するように移動することにより，他の設備の使用に影響を及ぼさないよう考慮して使用する。

(3) 発電所における運用リソースに対する考慮
注水に淡水を用いる場合，駆動源の燃料として軽油を使用する場合，操作に人員を要する場
合等，発電所構内の運用リソースを必要とする自主対策設備については，他の設備の使用に影響を及ぼさないよう考慮して使用する。

2

3.

自主対策設備の悪影響防止
3.1 自主対策設備の悪影響防止に対する基本的方針
自主対策設備を使用することによる他の設備に対する悪影響防止に対する方針については，
大まかには以下の 5 つの方針に分類される。

Ａ：設計基準対象施設と同じ系統構成で使用することで，使用による悪影響を防止するもの
Ｂ：設計条件下（既設設備については設計基準対象施設としての設計条件下）で使用することで，使用による悪影響を防止するもの
Ｃ：他の設備と独立して使用する設計とすることで，使用による悪影響を防止するもの
Ｄ：保護継電器等により電気的波及影響を防止可能な設計とすることで，使用による悪影響を防止するもの
Ｅ：Ａ～Ｄに分類されず，他の設備への影響が多岐に渡るもので，詳細な影響評価を実施したもの

自主対策設備の悪影響防止の方針について分類結果を表 1，各自主対策設備に関する悪影響の検討結果を表 2 に示す。Ｅに分類される以下の設備については，他の設備への影響が多岐に渡ることから，他の設備への影響について評価した結果を次項に示す。

・サプレッション・プール水ｐＨ制御設備
・格納容器頂部注水系
・バックアップシール材

3.2 サプレッション・プール水ｐＨ制御設備(1) 設備概要
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水の酸性化を防止すること及びサプレッション・プール水中の核分裂生成物由来のよう素を捕捉することにより，
よう素の放出量の低減を図るために，サプレッション・プール水ｐＨ制御設備を設ける設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッション・プー
ル水へ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル被覆材には塩素等が含まれており，重大事故時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質が大量に発生するため，サプレッション・プール水が酸性化する可能性がある。サプレッション・プー
3

ル水が酸性化すると，水中に溶解しているよう素が有機よう素としてサプレッション・チ
ェンバの気相部へ放出されるという知見があることから，サプレッション・プール水をア
ルカリ性に保つため，ｐＨ制御として薬液（水酸化ナトリウム）をサプレッション・チェ
ンバに注入する。よう素の溶解量とｐＨの関係については，米国の論文＊にまとめられており，サプレッション・プール水をアルカリ性に保つことで，気相部へのよう素の移行を低減することが期待できる。
本設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する隔離弁（2弁）を中央制御室からのスイッチ操作，又は現場での手動操作により開操作することで，薬液タンクを窒素により加圧し，残留熱除去系（Ａ系サプレッション・チェンバスプレイ配管）を使用してサプレッション・
チェンバに薬液（水酸化ナトリウム）を注入する構成とする。

注記＊：米国原子力規制委員会による研究（ＮＵＲＥＧ-1465）や，米国Oak Ridge National
Laboratoryによる論文（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ-5950）によると，ｐＨが酸性側になると，水中に溶解していたよう素が気体となって気相部に移行するとの研究結果が示されている。ＮＵＲＥＧ-1465では，原子炉格納容器内に放出されるよう素の化
学形態と，よう素を水中に保持するためのｐＨ制御の必要性が整理されている。
また，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ-5950では，酸性物質の発生量とｐＨが酸性側に変化していく経過を踏まえ，ｐＨ制御の効果を達成するための考え方が整理されており，これらの論文での評価内容を参照し，東海第二発電所の状況を踏まえ，サプレッ
ション・チェンバへのアルカリ薬液の注入時間及び注入量を算定する。

(2) 他の設備への悪影響について
サプレッション・プール水ｐＨ制御設備を使用することで,アルカリ薬液である水酸化ナ
トリウムを原子炉格納容器へ注入する。このため，サプレッション・プール水ｐＨ制御設
備を使用することで,他の設備への影響として考慮すべき事象としては，
以下の項目がある。
・直接的影響：アルカリ薬液による原子炉格納容器バウンダリの腐食
アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等との反応による水素発生による圧力上昇
アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等との反応による水素発生による燃焼リスク
・間接的影響：薬液タンクの破損によるアルカリ薬液の漏えい
これらの影響について，以下のとおり確認した。
4

このうち，原子炉格納容器バウンダリの腐食については，ｐＨ制御したサプレッション・プール水の水酸化ナトリウムは低濃度であり，原子炉格納容器バウンダリを主に構成しているステンレス鋼や炭素鋼の腐食領域ではないため悪影響はない。同様に，原子炉格
納容器のシール材についても耐アルカリ性を確認した改良ＥＰＤＭを使用することから
原子炉格納容器バウンダリのシール性に対する悪影響はない。
また，水素の発生については，原子炉格納容器内では配管の保温材やグレーチング等に両性金属であるアルミニウムや亜鉛を使用しており，水酸化ナトリウムと反応することで水素が発生する。しかしながら，原子炉格納容器内のアルミニウムと亜鉛が全量反応し水素が発生すると仮定しても，事故時の原子炉格納容器内の気相は水蒸気が多くを占めていることから，原子炉格納容器の圧力制御には影響がない。また，原子炉格納容器内は窒素により不活性化されており，本反応では酸素の発生がないことから，水素の燃焼は発生しない。
原子炉格納容器バウンダリの腐食及び水素の発生について影響を確認した結果を添付
資料 1 に示す。
一方，薬液タンクの破損によるアルカリ薬液の漏えいについては，薬液タンクを十分な強度を有する設計とするとともに，タンク周囲に堰を設け，悪影響を及ぼさないよう考慮する。
なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。
また，電源を必要とするが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源を確保できる場合にのみ使用する。
また，本設備は薬液タンクを窒素により加圧し，サプレッション・チェンバ側のスプ
レイヘッダを使用してサプレッション・チェンバに薬液を注入する構成であるが，残留熱除去系Ａ系が停止し，かつＡ系ドライウェルスプレイ弁が閉である状態において薬液注入を行う手順とすることから，残留熱除去系への悪影響はない。

5

3.3 格納容器頂部注水系(1) 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材を原子炉格納容器外部から冷却することを目的とした系統であり，常設及び可搬型がある。
格納容器頂部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプで構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し，原子炉格
納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプで構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を水源として原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプを接続する接続口は，位置的分散を図った複数箇所に設置する。
なお，事故時に速やかに原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を冠水させるよ
うに原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注水量は冠水分と余裕分も見込んだ注水量とする。また，格納容器頂部注水系は，必要注水量を注水開始から速やかに達成できる設計とする。

(2) 他の設備への悪影響について
格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。このため，格納容器頂部注水系を使用することで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては，
以下の項目がある。
・直接的影響：原子炉格納容器温度が 200 ℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水するため，原子炉格納容器頂部が急冷され，鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響
・間接的影響：原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器トップヘッド
フランジからの水素漏えいを抑制するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階への6漏えいが減少する一方で，原子炉建屋原子炉棟下層階（2 階及び地下 1 階）への漏えい量が増加することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響
原子炉ウェルに注水した水が蒸発し，原子炉建屋原子炉棟 6 階に水蒸気が滞留することで，静的触媒式水素再結合器を設置する原子炉建屋原子炉棟
6 階への下層階から漏えいした水素の流入が阻害されることによる原子炉
建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響
原子炉格納容器頂部が急冷され，原子炉格納容器が除熱されることによる格納容器負圧破損の影響

これらの影響について，以下のとおり確認した。
このうち，原子炉格納容器頂部急冷することによる原子炉格納容器閉じ込め機能への影響については，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。
また，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことによる原子炉
建屋水素爆発防止機能への影響については，水素の漏えい箇所を原子炉建屋原子炉棟下層階（2 階及び地下 1 階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，下層階で水素が滞留しないこと及び可燃限界に至ることがないことを確認した。このため，原子炉
建屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，原子炉建屋ガス処理系による混合効果が大きいため，原子炉建屋原子炉棟
6 階に水蒸気が滞留することはない。このため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉格納容器の急冷による原子炉格納容器負圧破損に対する影響については，原子炉
ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器の除熱効果は小さいため，原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。
原子炉格納容器閉じ込め機能及び原子炉建屋水素爆発防止機能について影響を確認した結果を，補足-270-5「原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書に係る補足説
明資料の補足 4 格納容器頂部注水系について」に示す。
なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。
また，淡水及び電源を必要とするが，淡水の使用量は，水源である代替淡水貯槽が保有7

する水量に比べて十分小さく，悪影響はない。電源については，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源を確保できる場合にのみ使用する。

3.4 バックアップシール材(1) 設備概要
バックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ及び機器搬入用ハッチ類のフランジにおいて，改良ＥＰＤＭ製シール材のバックアップとしてフランジ面に塗布することにより，高温環境下においてもシール性能を維持し，原子炉格納容器からの放射性物質の漏えいの発生を防止するために設けるものである。バックアップシール材は，耐高温性，耐蒸気性，耐放射線性が確認され，重大事故環境下においてもシール機能を発揮できるものを用いる。

(2) 他の設備への悪影響について
バックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ，機器搬入用ハッチフ
ランジ及びサプレッション・チェンバアクセスハッチフランジのフランジ面に塗布される。
このため，バックアップシール材を使用することで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては,以下の項目がある。
・直接的影響：フランジ面における開口を考慮したシール材の押込み量
内圧及びシール材反力に対するフランジ強度
シール材との化学的作用による反応や劣化等の影響
これらの影響について，以下のとおり確認した。
フランジ面において，開口を考慮した適切な押込み量を確保できることを確認するた
め，試験体を用いてバックアップシール材の有無によるフランジ締め付け時の開口量を確認した。その結果，バックアップシール材適用による押込み深さの変化量やフランジ開口量への影響は無視できる程度であり，悪影響はない。
また，バックアップシール材を用いた際，フランジに加わる荷重には，原子炉格納容器内圧による荷重，ガスケット反力による荷重及びバックアップシール材による荷重があ
るが，バックアップシール材反力による荷重は内圧による荷重と比較して極めて小さくなる。このため,フランジ部へ発生する応力の影響は原子炉圧力容器内圧が支配的であり，バックアップシール材の有無によりフランジ部へ加わる発生応力はほとんど変化しない
ことから，フランジ強度への悪影響はない。
バックアップシール材の塗布により，本来のシール材である改良ＥＰＤＭに対する化8

学的影響がないことについては，長期熱劣化影響確認試験で改良ＥＰＤＭとバックアップ
シール材を組み合わせたフランジで高温暴露後の気密性を確認していることから，悪影響はない。
バックアップシール材の塗布による影響を確認した結果を，補足-270-1「原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に係る補足説明資料（原子炉格納容器の重大事故等時の閉じ込め機能健全性について）の別紙 9 バックアップシール材塗布による設計影響について」に示す。
以9上表 1 自主対策設備の分類(1/4)
技術基準
条文番号

59

60

61

自主対策設備
手動スクラム・スイッチＡ

原子炉モード・スイッチ「停止」

Ａ

選択制御棒挿入機構

Ａ

タービン駆動給水ポンプ
電動駆動給水ポンプ
給水制御系
スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ
スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁スクラム個別スイッチ
制御棒手動操作系
ほう酸水注入系による原子炉注水（継続注水）（純水系）

Ａ

Ａ

Ａ

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

Ａ

逃がし安全弁による減圧（逃がし安全弁（逃がし弁機能））

Ａ

原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転減圧Ａ

タービン・バイパス弁による減圧

Ａ

可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

Ｂ

炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止（逃がし安全弁（逃がし弁機能））
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応（逃がし安全弁（逃がし弁機能））
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応（タービン・バイ
パス弁，タービン制御系）
消火系による原子炉注水（電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
補給水系による原子炉注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク）62

分類

消火系による残存溶融炉心の冷却（電動駆動消火ポンプ，ディーゼ
ル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
補給水系による残存溶融炉心の冷却（復水移送ポンプ，復水貯蔵タ
ンク）
原子炉冷却材浄化系による進展抑制（原子炉冷却材浄化系ポンプ，
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器）

10

Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

表 1 自主対策設備の分類(2/4)
技術基準
条文番号

63

自主対策設備
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）
代替残留熱除去系海水系による除熱（可搬型代替注水大型ポンプ）

64

65

66

67

消火系による原子炉格納容器内の冷却（電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
補給水系による原子炉格納容器内の冷却（復水移送ポンプ，復水貯
蔵タンク）

分類
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

Ａ

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）

Ｂ

サプレッション・プール水ｐＨ制御設備による薬液注入

Ｅ

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水 (ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク)
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク）
消火系による原子炉圧力容器への注水（ディーゼル駆動消火ポン
プ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
補給水系による原子炉圧力容器への注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク）
安全弁によるペデスタル排水系及び液体廃棄物処理系配管内の減圧
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイ
パス弁）

Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

Ａ

格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸
素濃度監視

Ａ

格納容器頂部注水系（可搬型）Ｅ

格納容器頂部注水系（常設）

Ｅ

68

69

補給水系による使用済燃料プール注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク）
消火系による使用済燃料プール注水（電動駆動消火ポンプ，ディー
ゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認（ガンマカメラ，サーモ
カメラ）
海洋への放射性物質の拡散抑制（放射性物質吸着材）

70

初期対応における延焼防止処置（化学消防自動車，水槽付消防ポン
プ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク））初期対応における延焼防止処置（化学消防自動車，水槽付消防ポン
プ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），防火水槽）
11

Ｂ
Ｂ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ｃ

表 1 自主対策設備の分類(3/4)
技術基準
条文番号

71

自主対策設備分類

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

Ｃ

復水貯蔵タンクＣ

メタルクラッド開閉装置２Ｅ

Ｄ

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電

Ｄ

可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋常用 MCC 経由〉による給電

Ｄ

可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所常用 MCC 経由〉による給電

Ｄ

可搬型代替注水大型ポンプ

Ｃ

直流 125V 予備充電器

Ｃ

常用計器

Ｃ

常用代替計器

Ｃ

プロセス計算機Ｃ

放射線管理計算機

Ｃ

記録計

Ｃ

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止による居住性の確保（ブローアウトパネル強制開放装置）

Ｃ

モニタリング・ポスト

Ｃ

放射能観測車ＣＧｅγ線多重波高分析装置

Ｃ

ガスフロー式カウンタ

Ｃ

排気筒モニタＣ

液体廃棄物処理系出口モニタＣ

気象観測設備Ｃ

無停電電源装置

Ｃ

72

73

74

75

12

表 1 自主対策設備の分類(4/4)
技術基準
条文番号

76

77

その他

自主対策設備分類

通信連絡設備（無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），
テレビ会議システム（社内），
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）））Ｃ

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車

Ｄ

通信連絡設備（無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），
テレビ会議システム（社内），
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）））
長期安定冷却設備（可搬型ポンプ，可搬型熱交換器，可搬型代替注
水大型ポンプ）バックアップシール材(トップヘッドフランジへの塗布)

13

Ｃ

Ｂ
Ｅ

表2

注：「○」影響が懸念されるため,対応(設計・運用)を検討する項目「－」影響が無く,対応(設計・運用)を検討する必要が無い項目(3)発電所におけるリソースの消費自主対策設備を使用することによる悪影響検討結果

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備検討
要否

手動スクラム・スイッチ－

原子炉モード・スイッチ「停止」－

選択制御棒挿入機構

検討結果
・手動スクラム・スイッチは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。
・原子炉モード・スイッチ「停止」は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・選択制御棒挿入機構は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・給水制御系，給水系（タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ）は，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪
影響なし。

－

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ，スクラ
ム・パイロット弁計器用空気系配管・弁，スクラム個別
スイッチ及び制御棒手動操作系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・ほう酸水注入系は，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪
影響なし。

－

・制御棒駆動水圧系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

(2)間接的影響
検討
要否
－

－

検討結果
・手動スクラム・スイッチは，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。
・原子炉モード・スイッチ「停止」は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪
影響なし。

－

・選択制御棒挿入機構は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・給水制御系，給水系（タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ，スクラム・パイ
ロット弁計器用空気系配管・弁，スクラム個別スイッチ及び制御
棒手動操作系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・ほう酸水注入系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・制御棒駆動水圧系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。
・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

検討
要否
○

○

スクラム・パイロット弁継電器用
ヒューズ
スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁スクラム個別スイッチ
制御棒手動操作系

ほう酸水注入系による原子炉注水（継続注水）（純水系）

・手動スクラム・スイッチの操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・原子炉モード・スイッチ「停止」の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪
影響なし。

○

・選択制御棒挿入機構の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため,悪影響なし。
・選択制御棒挿入機構は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・給水制御系，給水系（タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・給水制御系，給水系（タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ）は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよ
う必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ，スクラム・パイロッ
ト弁計器用空気系配管・弁，スクラム個別スイッチ及び制御棒手動
操作系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・制御棒手動操作系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・ほう酸水注入系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・ほう酸水注入系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・制御棒駆動水圧系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・制御棒駆動水圧系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

59
タービン駆動給水ポンプ
電動駆動給水ポンプ
給水制御系

検討結果

60
制御棒駆動水圧系による原子炉注水

14

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備

逃がし安全弁による減圧（逃がし安全弁（逃がし弁機能））

原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タン
ク循環運転減圧

タービン・バイパス弁による減圧

可搬型窒素供給装置（小型）による
窒素確保

検討
要否

検討結果

－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・原子炉隔離時冷却系及び復水貯蔵タンクは，設計基準
対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，設計基
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・可搬型窒素供給装置（小型）は，非常用窒素供給系に接続するが，非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベの枯渇後に使用するため，使用による悪影響なし。
・可搬型格納容器窒素供給設備は，設備の健全性を確認した条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

61

炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止（逃がし安全弁（逃がし弁機能））

インターフェイスシステムＬＯＣＡ
発生時の対応（逃がし安全弁（逃がし弁機能））

インターフェイスシステムＬＯＣＡ
発生時の対応（タービン・バイパス
弁，タービン制御系）－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，設計基
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

(2)間接的影響
検討
要否

検討結果

－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

－

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・可搬型窒素供給装置（小型）は，非常用窒素供給系に接続するが，非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベの枯渇後に使用するため，使用による悪影響なし。
・可搬型格納容器窒素供給設備は，設備の健全性を確認した条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・原子炉隔離時冷却系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・原子炉隔離時冷却系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場
合のみ使用する。

○

・可搬型窒素供給装置（小型）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可搬型窒素供給装置（小型）は，燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・タービン・バイパス弁及びタービン制御系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場
合のみ使用する。

15

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備消火系による原子炉注水（電動駆動
消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポ
ンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タ
ンク）

63

検討結果

－

・消火系を用いた低圧注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

(2)間接的影響
検討
要否

○

検討結果

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・消火系による原子炉注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系による原子炉注水は，燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場
合のみ使用する。

－

・補給水系による原子炉注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

消火系による残存溶融炉心の冷却（電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タン
ク，多目的タンク）－・消火系による残存溶融炉心の冷却での流路は，設計基
準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

補給水系による残存溶融炉心の冷却（復水移送ポンプ，復水貯蔵タン
ク）－・補給水系による残存溶融炉心の冷却での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

原子炉冷却材浄化系による進展抑制（原子炉冷却材浄化系ポンプ，原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器）－

・原子炉冷却材浄化系による進展抑制での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・原子炉冷却材浄化系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）－

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

－

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

○

補給水系による原子炉注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク）

62

検討
要否

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）

代替残留熱除去系海水系による除熱（可搬型代替注水大型ポンプ）－○

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系での流路は，海水仕様であり，使用による悪影響な
し。

－

○

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

・可搬型代替注水大型ポンプは，他の設備のアクセス性を阻害しないように設置すること，又は移動が可能であることから，悪影響なし。

・補給水系による原子炉注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系による原子炉注水は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
・消火系による残存溶融炉心の冷却の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系による残存溶融炉心の冷却は，燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。
・補給水系による残存溶融炉心の冷却の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系による残存溶融炉心の冷却は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
・原子炉冷却材浄化系による進展抑制の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・原子炉冷却材浄化系による進展抑制は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため,悪影響なし。
・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・第一弁バイパス弁を使用した耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・第一弁バイパス弁を使用した耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系は，燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

16

技術基準
条文番号

64

(1)直接的影響
自主対策設備

検討
要否

検討結果

消火系による原子炉格納容器内の冷却（電動駆動消火ポンプ，ディーゼ
ル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タン
ク，多目的タンク）

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（復水移送ポンプ，復水貯蔵タ
ンク）

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）(3)発電所におけるリソースの消費

検討結果

－

・消火系を用いた原子炉格納容器内の冷却での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することか
ら，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性かあるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○－

・補給水系を用いた原子炉格納容器内の冷却での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○－

・ドライウェル冷却系を用いた原子炉格納容器内の除熱は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

○

・サプレッション・プール水ｐＨ制御設備は，アルカリ薬液（水酸化ナトリウム）を原子炉格納容器へ注入する
ため，アルカリとの反応で原子炉格納容器が腐食することによる原子炉格納容器バウンタリのシール性への影響が考えられるが，低濃度であり材料への腐食影響がない
ことを確認している。また，原子炉格納容器のシール材
は耐アルカリ性を確認した改良ＥＰＤＭを使用することから，シール性に対する悪影響はない。
・原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等とアル
カリ薬液との反応で水素ガスが発生するものの，事故時の原子炉格納容器内の気相は水蒸気が多くを占めている
ことから，原子炉格納容器の圧力制御には影響がない。
・原子炉格納容器内は窒素ガスにより不活性化されており，原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等とア
ルカリ薬液との反応では酸素ガスの発生はなく，水素ガ
スの燃焼リスクが増加しないことから，悪影響なし。

65

サプレッション・プール水ｐＨ制御
設備による薬液注入(2)間接的影響
検討
要否－・ドライウェル冷却系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

○

・薬液タンクの破損により，アルカリ薬液が漏えいする可能性があるが，薬液タンクは十分な強度を有する設計としており，かつ薬液タンクの周囲には堰を設ける設計としていることから，悪影
響なし。

検討
要否

検討結果
・消火系を用いた原子炉格納容器内の冷却の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系を用いた原子炉格納容器内の冷却は，燃料及び電源を要す
るが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。
・補給水系を用いた原子炉格納容器内の冷却の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系を用いた原子炉格納容器内の冷却は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場
合のみ使用する。

○

・ドライウェル冷却系を用いた原子炉格納容器内の除熱の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・ドライウェル冷却系を用いた原子炉格納容器内の除熱は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため,悪影響なし。
・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・サプレッション・プール水ｐＨ制御設備の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・サプレッション・プール水ｐＨ制御設備は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

17

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水 (ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，
多目的タンク)

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（復水移送ポン
プ，復水貯蔵タンク）

消火系による原子炉圧力容器への注水（ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）

検討
要否

検討結果

－

・消火系を用いたペデスタル（ドライウェル部）への注
水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出（第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁，第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁）

67

可燃性ガス濃度制御系による原子炉
格納容器内の水素濃度制御

格納容器雰囲気モニタによる原子炉
格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

検討結果

○

・消火系を用いたペデスタル（ドライウェル部）への注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系を用いた格納容器下部注水は，燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。

・補給水系を用いたペデスタル（ドライウェル部）への注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○－

・消火系を用いた原子炉圧力容器への注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することか
ら，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○－

・補給水系を用いた原子炉圧力容器への注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・安全弁はペデスタル排水系及び液体廃棄物処理系配管と同等の設計（圧力・温度・耐震性等）としていることから，接続している主配管や周辺配管・機器に対して，使用による悪影響なし。

－

・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

－

・可燃性ガス濃度制御系は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・格納容器雰囲気モニタは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

・補給水系を用いたペデスタル（ドライウェル部）への注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系を用いた格納容器下部注水は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
・消火系を用いた原子炉圧力容器への注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系を用いた格納容器下部注水は,燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

・補給水系を用いた原子炉圧力容器への注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系を用いた格納容器下部注水は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ
使用する。

○

・安全弁の作動圧力は通常作動しない値を設定しており，水頭圧等による誤作動は無く，また安全弁が作動した後も配管内の圧力を解放後すぐに閉じた状態にもどるため，ＲＰＶ破損時の格納容器床ドレンサンプの水位維持は可能であることから，使用による悪影響なし。なお，安全弁が動作後に開固着した場合であっても，安全弁の動作時にはスリット内部はデブリにより閉塞しておりサンプ水は排水されないため，床ドレンサンプの水位は維持される。

―

・安全弁は操作が不要なことから，リソースの消費なし。

○

・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため,悪影響なし。
・第一弁バイパス弁を使用した格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・可燃性ガス濃度制御系の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可燃性ガス濃度制御系は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・格納容器雰囲気モニタの操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・格納容器雰囲気モニタは，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

・安全弁はペデスタル排水系の上部から分岐したラインに設置するため設置高さの関係より排水経路の阻害を行わないことから，使用による悪影響なし。
安全弁によるペデスタル排水系及び液体廃棄物処理系配管内の減圧検討結果(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

－

66
補給水系による原子炉圧力容器への注水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タ
ンク）(2)間接的影響
検討
要否－・第一弁バイパス弁は，格納容器ベント実施を想定した設計条件としていることから，使用による悪影響なし。

－

・可燃性ガス濃度制御系は，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

－

・格納容器雰囲気モニタは，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で使用することから，使用による悪影響なし。

18

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備

格納容器頂部注水系（可搬型）

検討
要否

検討結果

○

・原子炉格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，原子炉格納容器
頂部を急冷することによる鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響が懸念されるが，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。

(2)間接的影響
検討
要否

検討結果

○

・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことから，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋原子炉棟6階に，原子炉格納容器内の水素が直接漏えいしない傾向になることによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響が懸念されるが，水素の漏えい箇所を原子炉建屋原子炉棟下層階（2階及び地下1階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋原子炉棟
水素爆発防止機能に悪影響を与えない。

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル部への注水操
作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順を準備しており，
手順に基づいた対応を行うため悪影響はない。
・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル部への注水操
作は，淡水を要するが，淡水の使用量は，水源である代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備が保有する水量に比べて十分小さく悪影響はない。
・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル部への注水操
作は，電源又は燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源又は燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル部への注水操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため悪影響はない。
・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル部への注水操作
は，淡水を要するが，淡水の使用量は，水源である代替淡水貯槽が保有する水量に比べて十分小さく悪影響はない。
・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル部への注水操作
は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必
要な電源を確保できる場合のみ使用する。

・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することから，原子炉建屋原子炉棟に水蒸気が発生することによる，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響が懸念されるが，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が追加で流入した場合の原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
・原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却するため，原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格納容器負圧破損への影響が懸念されるが，原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器除熱効果は小さいため，原
子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。

68

格納容器頂部注水系（常設）○・原子炉格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，原子炉格納容器
頂部を急冷され，鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響が懸念されるが，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損することはな
い。

○

・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことから，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋原子炉棟6階に，原子炉格納容器内の水素が直接漏えいしない傾向になることによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響が懸念されるが，水素の漏えい箇所を原子炉建屋原子炉棟下層階（2階及び地下1階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋原子炉棟
水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することから，原子炉建屋原子炉棟に水蒸気が発生することによる，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響が懸念されるが，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が追加で流入した場合の原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
・原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却するため，原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格納容器負圧破損への影響が懸念されるが，原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器除熱効果は小さいため，原
子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。

補給水系による使用済燃料プール注
水（復水移送ポンプ，復水貯蔵タン
ク）－・補給水系による使用済燃料プール注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することか
ら，使用による悪影響なし。

○

・水源である復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○－

・消火系による使用済燃料プール注水での流路は，設計基準対象施設としての設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。
・消火系による消火が必要な火災が発生していない場合のみ使用することから，使用による悪影響なし。

○

・水源であるろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

69
消火系による使用済燃料プール注水（電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タン
ク，多目的タンク）・補給水系による使用済燃料プール注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・補給水系による使用済燃料プール注水は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。
・消火系による使用済燃料プール注水の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・消火系による使用済燃料プール注水は，燃料及び電源を要する
が，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ使用する。

19

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備検討
要否

大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認（ガンマカメラ，サーモカメ
ラ）
海洋への放射性物質の拡散抑制（放射性物質吸着材）

初期対応における延焼防止処置（化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク））(2)間接的影響

検討結果

検討
要否

－

・ガンマカメラ及びサーモカメラは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・放射性物質吸着材は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク）は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響な
し。

検討結果

検討結果

－

・ガンマカメラ及びサーモカメラは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・ガンマカメラ及びサーモカメラの使用に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

－

・放射性物質吸着材は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・放射性物質吸着材の設置に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

○

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク）は，他の設備のアクセス性を阻害しないように設置すること，又は移動が可能であることから，悪影響なし。
・原水タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

○

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）は，水を要するが，使用可能な水源を選択して使用することから，悪影響なし。
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）は，燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），防火水槽は，他の設備のアクセス性を阻害しない
ように設置すること，又は移動が可能であることから,悪影響なし。

○

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）は，水を要するが，使用可能な水源を選択して使用することから，悪影響なし。
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）は,燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タン
クを水源として使用する場合に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

○

・復水貯蔵タンクを水源として使用する場合に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

70

初期対応における延焼防止処置（化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），防火水槽）

71(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

－

・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），防火水槽は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク－

・多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンクは，他の水源であるサプレッション・チェ
ンバ，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備と独立した設備であることから，使用による悪影響なし。

○

・多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タ
ンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

復水貯蔵タンク－

・復水貯蔵タンクは,他の水源であるサプレッション・
チェンバ，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備と独立した設備であることから，使用による悪影響なし。

○

・復水貯蔵タンクの破損により，溢水が生じる可能性があるが，溢水評価により他の設備の機能に影響を及ぼさないことを確認していることから，悪影響なし。

20

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備メタルクラッド開閉装置２Ｅ

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋
常用MCC経由〉による給電

検討
要否

検討結果

○

・メタルクラッド開閉装置２Ｅは，保護継電器等により電気的波及影響を防止できるため，使用による悪影響な
し。

○

○

・緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電先の電気設備は，保護継電装置等により電気的波及を防止できるため，使用による悪影響なし。

・可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋常用MCC経由〉による給電先の電気設備は，保護継電装置等により電気的波及を防止できるため，使用による悪影響なし。

(2)間接的影響
検討
要否

○

－

－

検討結果

・メタルクラッド開閉装置２Ｅは，保護継電器等により電気的波及影響を防止できるため，使用による悪影響なし。

・緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電は，給電先の電気設備の設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

・可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋常用MCC経由〉による給電は，給電先の電気設備の設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・メタルクラッド開閉装置２Ｅの系統操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が使用可能かつ，高圧炉心スプレイ系ポンプを停止することが可能な場合にのみ使用する。

○

・緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電は，燃料を要す
るが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋常用MCC経由〉による給電操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可搬型代替低圧電源車〈水処理建屋常用MCC経由〉による給電は，燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所常用MCC経由〉による給電操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所常用MCC経由〉による給電は，燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・可搬型代替注水大型ポンプは，操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・可搬型代替注水大型ポンプは，燃料を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料を確保できる場合のみ使用する。

○

・直流125V予備充電器を用いた非常用所内電気設備への給電に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・直流125V予備充電器を用いた非常用所内電気設備への給電は，メ
タルクラッド開閉装置２Ｃ・２Ｄが使用不能であるが，高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機が使用可能な場合にのみ使用する。

72
可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所
常用MCC経由〉による給電

可搬型代替注水大型ポンプ

直流125V予備充電器

○

－

－

・可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所常用MCC経由〉による給電先の電気設備は，保護継電装置等により電気的波及を防止できるため，使用による悪影響なし。

・可搬型代替注水大型ポンプは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

・直流125V予備充電器は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

○

－

・可搬型代替低圧電源車〈屋内開閉所常用MCC経由〉による給電は，給電先の電気設備の設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

・可搬型代替注水大型ポンプは，他の設備のアクセス性を阻害しないように設置すること，又は移動が可能であることから，悪影
響なし。

・予備充電器は，接続先の電気設備の設計条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

21

(1)直接的影響

技術基準
条文番号

自主対策設備

常用計器

常用代替計器

73

検討結果

－

・常用計器は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・常用代替計器は，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・プロセス計算機による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・放射線管理計算機による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

記録計

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの閉止による居住性の確保（ブローアウトパネル強制開放装置）

プロセス計算機

放射線管理計算機

74

検討
要否

(2)間接的影響
検討
要否

検討結果

－

・常用計器は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・常用代替計器は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・常用計器の監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・常用計器は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・常用代替計器の監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・常用代替計器は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・プロセス計算機による記録に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・プロセス計算機による記録は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

○

・放射線管理計算機による記録に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・放射線管理計算機による記録は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

－

・プロセス計算機による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・放射線管理計算機による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・記録計による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・記録計による記録は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・記録計による記録に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・記録計による記録は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

－

・ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネル強制開放は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・ブローアウトパネル強制開放装置は，原子炉建屋外側ブローア
ウトパネルが完全に開放していない状況で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローア
ウトパネル強制開放に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

22

技術基準
条文番号

(1)直接的影響
自主対策設備

検討
要否

検討結果

(2)間接的影響
検討
要否

検討結果

(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

モニタリング・ポスト－

・モニタリング・ポストは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・モニタリング・ポストは，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

○

・モニタリング・ポストの運転には電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
・モニタリング・ポストによる監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

放射能観測車－・放射能観測車は，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

○

・放射能観測車は，他の設備のアクセス性を阻害しないように設置すること，又は移動が可能であることから，悪影響なし。

○

・放射能観測車の使用には燃料及び人員を要するが，他の設備に影響を及ぼさない範囲で使用するため，悪影響なし。

Ｇｅγ線多重波高分析装置－

・Ｇｅγ線多重波高分析装置は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・Ｇｅγ線多重波高分析装置は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・Ｇｅγ線多重波高分析装置の使用には電源及び人員を要するが，他の設備に影響を及ぼさない範囲で使用するため，悪影響なし。

ガスフロー式カウンタ－

・ガスフロー式カウンタは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・ガスフロー式カウンタは，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

○

・ガスフロー測定装置の使用には電源及び人員を要するが，他の設備に影響を及ぼさない範囲で使用するため，悪影響なし。

排気筒モニタ－・排気筒モニタは，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・排気筒モニタは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・排気筒モニタによる監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・排気筒モニタによる監視は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

75

液体廃棄物処理系出口モニタ－

・液体廃棄物処理系出口モニタは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・液体廃棄物処理系出口モニタは，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・液体廃棄物処理系出口モニタによる監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・液体廃棄物処理系出口モニタによる監視は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

気象観測設備－・気象観測設備は，他の設備と独立して使用することか
ら，使用による悪影響なし。

－

・気象観測設備は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

○

・気象観測設備の使用には電源を要するが，他の設備に影響を及ぼさない範囲で使用するため，悪影響なし。
・気象観測設備による監視に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。

無停電電源装置－

・無停電電源装置は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・無停電電源装置は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・無停電電源装置は操作が不要なことから，リソースの消費なし。

○

・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議
システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））の操
作に人員を要するが，対応可能な範囲内で操作を行うため，悪影響なし。
・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議
システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

通信連絡設備（無線連絡設備（固定型），
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端末及びＦＡＸ），
テレビ会議システム（社内） ，加入電話設備（加入電話及び加入Ｆ
ＡＸ） ，専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）））－・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（自治体向））は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

－

・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ
会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪
影響なし。

76

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源
車－・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電先の電源設備は，保護継電装置等により電気的波及影響を防止できるため，使用による悪影響なし。

－

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電は，給電先の電気設備の設計条件下で使用することから使用による悪影響なし。

○

・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電は，燃料を要す
るが，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンクの燃料を使用するため，他の設備に悪影響なし。

23

(1)直接的影響

技術基準
条文番号

自主対策設備77

通信連絡設備（無線連絡設備（固定型），
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端末及びＦＡＸ），
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），
テレビ会議システム（社内），
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）））

長期安定冷却設備（可搬型ポンプ，
可搬型熱交換器，可搬型代替注水大
型ポンプ）

検討
要否

－

・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪影響なし。

検討結果(3)発電所におけるリソースの消費
検討
要否

検討結果

○

・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議
システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））の操
作に人員を要するが，対応可能な範囲内で操作を行うため,悪影響なし。
・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ会議
システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

－

・無線連絡設備（固定型），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端末及びＦＡＸ），テレビ
会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，他の設備と独立して使用することから，使用による悪
影響なし。

○

・長期安定冷却設備の操作に人員を要するが，必要な人員を想定した手順が確立され，それに基づき対応するため，悪影響なし。
・長期安定冷却設備は，燃料及び電源を要するが，他の設備の使用に悪影響が生じないよう必要な燃料及び電源を確保できる場合のみ
使用する。

－

・バックアップシール材は操作が不要なことから,リソースの消費なし。

○

・長期安定冷却設備は，設備の健全性を確認した条件下で使用することから，使用による悪影響なし。

○

・内部に高濃度の放射性物質を含む流体が流れることにより，機器周囲の放射線量が上昇する場合は，必要に応じて遮蔽体を設置する等の被ばく低減対策を講ずることから，悪影響なし。
・長期安定冷却設備は，他の設備のアクセス性を阻害しないように設置すること，又は移動が可能であることから，悪影響なし。

○

・塗布するフランジ面に設置されたシール材の押込み量に影響を与える可能性があるが,試験体を用いた開口量確認の結果,影響が無視できる程度であると確認したため,使用による悪影響なし。
・塗布するフランジ面に過大な応力を作用させる可能性があるが,バックアップシール材からの荷重の影響が無視できる程度であると確認したため,使用による悪影響なし。
・塗布するフランジ面に設置されたシール材とバック
アップシール材との化学反応が生じる可能件があるが,フランジモデル試験による気密性確認において,気密性が確認できていることから,使用による悪影響なし。

－

・バックアップシール材は,他の設備と独立して使用することか
ら,使用による悪影響なし。

その他
バックアップシール材(トップヘッド
フランジへの塗布)

検討結果(2)間接的影響
検討
要否24

添付資料 1
原子炉格納容器ｐＨ制御による原子炉格納容器への影響の確認について
1.

設備概要
設備概要を図 1 に示す。本系統は残留熱除去系配管に薬液を混入させ，サプレッション・チェ

ンバスプレイ配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。薬液タンクに貯蔵する薬液は，原子炉格納容器内に敷設された全てのケーブルが溶融し，ケーブルに含まれる酸性物質（塩素）が溶出した際でも，原子炉格納容器内のサプレッション・プール水が酸性化することを防止するために必要な容量を想定し，水酸化ナトリウム(

wt％ 水溶液)

m3 とする。

原子炉建屋原子炉棟

原子炉格納容器NO

原子炉圧力容器

NO

薬液タンク
NO

窒素ガスボンベ

NO

ドライウェルMO

サプレッション・チェンバ
残留熱除去系より

図 1 原子炉格納容器ｐＨ制御のための設備 系統概要図
2.

原子炉格納容器バウンダリの腐食に対する影響について
アルカリ溶液による原子炉格納容器バウンダリの腐食に対する影響評価を行う。
薬液は原子炉格納容器内のサプレッション・チェンバへ注入するが，サプレッション・プール

水の水酸化ナトリウム濃度は最大で約wt％，ｐＨは約となる。また各箇所へ所定量の薬液を注入した後には，格納容器スプレイ等によって，サプレッション・チェンバへの水の流入があるため，薬液が局所的に滞留・濃縮することはない。

25

サプレッション・チェンバのライナ部で使用しているステンレス鋼，及び底部ライナに使用している炭素鋼のアルカリ腐食への耐性を図 2，図 3 に示す。図 2 より，ｐＨ制御操作時の条件は水酸化ナトリウム濃度が約

wt％，温度は保守的に考えても限界温度 200 ℃以下であり，アルカリ腐食割れの発生領域に入っていないことから，アルカリ腐食割れは発生しない。また，図3 より，ｐＨが高くなると腐食速度は低下する傾向になることから，塩化物による孔食，すきま
腐食，SCC の発生を抑制することができる。

注：ハッチングされた領域は，アルカリ腐食割れの発生領域を示す

図 2 アルカリ腐食割れに及ぼす温度，濃度の影響
出典『小若，金属の腐食損傷と防食技術，アグネ承風社，2000 年』

26

図 3 炭素鋼の腐食に及ぼすｐＨの影響
出典『小若，金属の腐食損傷と防食技術，アグネ承風社，2000 年』

また，原子炉格納容器バウンダリで主に使用しているシール材は，耐熱性能に優れた改良 EPDMに変更しているが，この改良 EPDM について事故条件下でのシール性能を確認するため，表 1 の条件で蒸気暴露後の圧縮永久ひずみ率を測定し，耐アルカリ性能を確認した。
表 1 改良 EPDM 耐アルカリ性確認試験
照射量

ｐＨ

蒸気温度

暴露時間

200℃

168 hr

圧縮永久ひずみ率測定結果

これらから，ｐＨ制御薬液による原子炉格納容器バウンダリへの悪影響は無いことを確認した。
なお，水酸化ナトリウムの相平衡を図 4 に示すが，本系統使用後の濃度である
水温が 0 ℃以上であれば相変化は起こらず，析出することはない。

27

wt％では，

注：赤線より上の領域は液相のみの領域，
下の領域は析出物が生じる領域となる

図 4 水酸化ナトリウムの水系相平衡図
出典『Gmelins Handbuch der anorganischer Chemie,Natrium,8 Auflage,Verlag Chemie,Berlin 1928』3.

水素の発生について
アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等との反応による水素発生による圧力上昇及び燃料リスクに対する影響評価を行う。
原子炉格納容器内では，配管の保温材等にアルミニウムを使用している。アルミニウムは両性金属であり，
スプレイにより水酸化ナトリウムに被水すると式(a)に示す反応により水素が発生する。また，原子炉格納容器内のグレーチング等には，亜鉛によるメッキが施され，また，塗装にも亜鉛（ジンク系）が用いられている。亜鉛もまた両性金属であり，式(b)に示すとおり水酸化ナ
トリウムと反応することで水素が発生する。
これらを踏まえ，事故時に想定される原子炉格納容器内の水素の発生量を評価する。
Al+ NaOH+ H2O → NaAlO2Zn+ NaOH+ H2O → NaHZnO2 ++ 3/2H2↑
H2↑

28

式(a)
式(b)

3.1 アルミニウムによる水素発生量
原子炉格納容器内のアルミニウムの主な使用用途は配管保温材の外装材であり，使用される
アルミニウム量を調査した。WCAP-16530＊により，環境条件における溶解速度（温度，ｐＨ依存）を用いて溶解するアルミニウム量を算出し，全量溶解する結果となった。この溶解量より，生成する水素発生量を評価した。
注記＊：「Evaluation of Post-Accident Chemical Effects in Containment Sump Fluids to
Support GSI-191」（Westinghouse WCAP-16530-NP）【算出条件】
・保温材等に含まれるアルミニウム体積：約m3

・アルミニウム密度：2.7 g/cm3
・アルミニウム原子量：26.98【計算結果】
上記条件より，アルミニウム量は反応すると，水素の発生量は約kg となる。そして，式(a)よりこのアルミニウムが全量kg となる。

注：アルミニウム量の算出については，補足-270-6「圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書に係る補足説明資料の補足 2 重大事故等時の発生異物量評価について」による。

29

3.2 亜鉛による水素発生量
原子炉格納容器内の亜鉛の使用用途はグレーチング等の亜鉛メッキ及び構造材のジンク系塗料であり，亜鉛が使用される構造材の表面積を調査した。アルミニウムと同様に WCAP-16530
により，環境条件における溶解速度（温度，ｐＨ依存）を用いて溶解する亜鉛量を算出し，生成する水素発生量を評価した。
【算出条件】
・ドライウェル（ペデスタル含む）亜鉛表面積 ：約
溶解速度
・サプレッション・チェンバ

mg/m2・min：

亜鉛表面積 ：約
溶解速度

m2

：

m2
mg/m2・min

・亜鉛原子量：65.38【計算結果】
上記条件より，溶解する亜鉛量はドライウェルでとなり，合計では約kg，サプレッション・チェンバでkgkg となる。そして，式(b)よりこの亜鉛が全量反応すると，水素の発生量kg となる。

注：亜鉛量の算出については，補足-270-6「圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書に係る補足説明資料の補足 2
いて」による。

30

重大事故等時の発生異物量評価につ

3.3 水素発生による影響について
3.3.1 水素発生による圧力上昇
ジルコニウム－水反応等により原子炉格納容器内で発生する水素量は，有効性評価上の大LOCA シナリオでkg であり，薬液注入によりアルミニウムと亜鉛が全量反応したとしても，表 2 に示すとおり，重大事故等時の原子炉格納容器内の気相は水蒸気が多くを占めていることから，原子炉格納容器の圧力制御には影響がない。
表 2 原子炉格納容器の気相部のモル分率
アルミニウム/亜鉛の水素発生

窒素

水蒸気

水素

考慮しない場合

約 0.35

約 0.5

約 0.15

考慮する場合約 0.31

約 0.45

約 0.24

注：圧力制御の観点で厳しい「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
替循環冷却系を使用できない場合）」における，最も蒸気分圧が少ない格納容器ベント直前(1.5 Pd：約 19 時間後)の値
3.3.2 水素発生による燃焼リスク
ジルコニウム－水反応や本反応等により発生する水素によって，原子炉格納容器内の水素濃度は可燃限界である 4 vol％を超えることが考えられるが，原子炉格納容器内は窒素ガスにより不活性化されていることから，酸素濃度を可燃限界未満に管理（酸素濃度 4.3 vol％（ドライ条件）到達により格納容器ベント実施）することで，原子炉格納容器内での水素爆発を防止することとしており，本反応では酸素の発生がないことから，水素の燃焼は発生しない。なお，本反応により発生する水素によって酸素濃度は低下することから，酸素濃度を基準とした格納容器ベント開始時間は遅くなる。
これらのことから，ｐＨ制御に伴って原子炉格納容器内に水素が発生することを考慮しても，影響はないものと考える。

31

補足-40-14【重大事故等対処設備の事故後８日以降の放射線に対する評価について】

1.

概要
重大事故等対処設備の放射線による影響は，添付書類「Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」にて記載しており，想定される重大事故等が発生した場合における放射線の条件下において，その機能が有効に発揮できるよう耐放射線性を有する設計とすることとしている。
本資料では，重大事故等対処設備について，事故後 8 日以降の放射線に対する評価について説明する。
2.

事故後 8 日以降の放射線に対する評価を実施する重大事故等対処設備の選定方法
事故後 8 日以降に期待する機能及び当該機能に必要な重大事故等対処設備について，添付 14-

1 のとおり整理を行った。添付 14-1 の表では，格納容器破損防止対策の有効性評価にて機能に期待している設備のうち，事故後 8 日以降においても使用が想定される対策を「格納容器破損防止対策」の欄に記載した。事故後 8 日以降に必要な機能は，溶融炉心の冷却機能，格納容器の除熱機能及び格納容器内の酸素濃度低減機能であり，溶融炉心の冷却については，代替循環冷却系（緊急用海水系含む），低圧代替注水系（常設）又は格納容器下部注水系（常設）により実施し，格納容器の除熱については，代替循環冷却系（緊急用海水系含む）又は格納容器圧力逃がし装置により実施し，格納容器内の酸素濃度低減のための窒素注入については，窒素供給装置により実施する。
また，添付 14-1 に示した事故後 8 日以降で機能を期待する設備のうち，添付 14-2 に示す選定の考え方に基づき，事故後 8 日以降の放射線に対する評価を実施する原子炉格納容器内設備を選定する。なお，原子炉格納容器外の設備については，事故後 8 日以降の放射線による影響により機能喪失した際には，外部支援により取替え可能であることを確認する。
3.

事故後 8 日以降の放射線に対する評価を実施する重大事故等対処設備の選定結果
前項の重大事故等対処設備のうち事故後 8 日以降でその機能を期待する原子炉格納容器内設備の選定方法に基づき，設備の選定を行った。選定した結果を添付 14-3 に示す。選定された設備は以下のとおり。

4.

①

ドライウェル雰囲気温度②

格納容器下部水位

事故後 8 日以降の放射線に対する評価
事故後 8 日以降の放射線に対する評価を実施する重大事故等対処設備として前項で示した 2 設

備について評価を実施する。
①

ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル雰囲気温度については，原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータの主要パラメータである。ドライウェル雰囲気温度の設置場所は，EL.
EL.

m 及び EL.

m，EL.

m，

m であり，局所的に温度が上昇する場所ではないことから，検出器の健全性維持が可能＊であるとともに，合計 8 個の検出器を分散配置していることから，
1

原子炉格納容器全体の雰囲気温度を計測することが可能である。
（添付 14-4，添付 14-5）
ドライウェル雰囲気温度は，一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必要があるが，中長期にわたり（少なくとも日程度）耐放射線性を有している。
（添

付 14-6，添付 14-9）
ドライウェル雰囲気温度の 1 個が機能喪失した場合でも，他のドライウェル雰囲気温度により監視を継続できる。
ドライウェル雰囲気温度が期待できない状況を想定した場合の対応は，代替パラメータであるドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力による推定が可能である。推定方法としては，保守的に原子炉格納容器内が飽和蒸気環境であると仮定し，飽和温度／圧力の関係を利用して推定を行う。
なお，ドライウェル圧力等については，伝送器の設置場所が原子炉建屋原子炉棟内であることから，事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても少なくとも事故後 100 日以上の健全性維持が期待できる。事故後 100 日後の原子炉建屋原子炉棟内の線量率は十分低下しており，外部支援により伝送器の取替えが可能となるため，代替手段により監視機能を維持可能である。
注記＊：これらの監視装置は，配置設計上輻射熱により直接加熱されることはなく，局所的に温度が上昇する場所ではない。重大事故等時の原子炉格納容器内の限界温度である 200 ℃（短期最高 235 ℃）にて健全性を確認していることから，耐熱性を有している。
②

格納容器下部水位
格納容器下部水位については，原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータの主要パラメータであり，格納容器下部水位計の設置場所は，ペデスタル底面から，0.50 m，0.95 m，1.05 m，2.25 m 及び 2.75 m である。このうち，中長期にわたり機能維持が必要となるのは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合の冠水維持のためのペデスタル（ドライウェル部）水位監視に必要な格納容器下部水位計（ペデスタル床面高さ+0.50 m 検知用，
+0.95 m 検知用，+2.25 m 満水管理用及び+2.75 m 満水管理用）である。
格納容器下部は，これら格納容器下部水位計により水位監視を行いながら注水が実施されることから，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融炉心は冠水した状態であると考えられる。このため，格納容器下部水位計（検出器）が設置されるペデスタル（ドライウェ
ル部）の水温は最高でも 2Pd 時の飽和温度である約 167 ℃と考えられるところ，検出器は200 ℃（短期最高 235 ℃）にて健全性を確認していることから，健全性維持が可能であると考えられる。
なお，ペデスタル（ドライウェル部）の気相部に微小な溶融炉心が付着することを想定した場合においても，溶融炉心はプールから発生する蒸気や構造物との伝熱によって冷却されるため，輻射熱による各計器への影響は小さいと考えられることから，検出器の健全性維持が可能であると考えられる。
（添付 14-4，添付 14-7）
格納容器下部水位は，一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必2

要があるが，中長期にわたり（少なくとも日程度）耐放射線性を有している。
（添付 14-8，添付 14-9）
格納容器下部水位の 1 個が機能喪失した場合でも，同じ高さの他の格納容器下部水位により監視を継続できる。
原子炉格納容器内に設置している水位計が期待できない状況を想定した場合の対応は，代替パラメータである低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯水設備水位による推定が可能である。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量については，伝送器の設置場所が原子炉建屋
原子炉棟内であることから，事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても少なくとも事
故後 100 日以上の健全性維持が期待できる。事故後 100 日後の原子炉建屋原子炉棟内の線量率は十分低下しており，外部支援により伝送器の取替えが可能となるため，代替手段により監視機能を維持可能である。
また，
代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯水設備水位については，伝送器の設置場所がそれぞれ常設低圧代替注水系ポンプ室及び常設代替高圧電源装置置場であり，線量率は原子炉建屋原子炉棟内よりも低いことから，低圧代替注水系格納容器下部注
水流量の場合と同様に外部支援により伝送器の取替えが可能であり，代替手段により監視機能を維持可能である。
以上より，事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても，原子炉格納容器内の計器は中長期にわたり耐放射線性を有しており，機能喪失したとしても原子炉棟等の原子炉格納容器外の計器による推定が可能である。原子炉格納容器外の計器については，少なくとも事故後 100 日以上の健全性維持が期待され，仮に機能喪失したとしても事故後 100 日時点では外部支援による設備の取替えが可能であることから，長期的な監視機能の維持は可能である考えられる。図 1 に，長期的な監視機能維持の概念図を示す。

事故発生

原子炉格納容器内設備による監視

7日

日

＊

100 日
機能喪失した場合，原子炉格納容器外の代替パラ
メータにより推定可能

少なくとも事故後 100 日
以上の健全性維持が可能

原子炉格納容器外（原子炉棟等）設備による監視

外部支援による
設備の取替え仮に機能喪失した場合，環境条件の緩和により，少なくとも事故後 100 日
時点では設備の取替え作
業が可能

注記＊：有効性評価の各評価事故シーケンスを包絡する保守的な条件での評価結果であり，各評価事故シーケンスを想定すると機能期待できる日数は更に長くなる

図 1 長期的な監視機能維持の概念図3

添付 14-1
事故後 8 日以降に期待する機能の整理
格納容器破損防止対策の有効性評価にて機能に期待している設備のうち，事故後 8 日以降においても使用が想定される設備を以下に整理する。
格納容器破損防止対策

代替循環冷却系による格納容器除熱

緊急用海水系
による冷却水（海水）の確保

対応操作

・原子炉への注水・格納容器（ドライウェル）
へのスプレイ・代替循環冷却系への冷却水（海水）の供給

設備・計器
・代替循環冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・代替循環冷却系原子炉注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量
・原子炉水位（ＳＡ燃料域，ＳＡ広帯域）
・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・ドライウェル雰囲気温度
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・常設低圧代替注水系ポンプ

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水・原子炉への崩壊熱相当の注
水（代替循環冷却系が使用できない場合）・代替淡水貯槽・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）（常設ライン狭帯域用）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域，ＳＡ広帯域）
・常設低圧代替注水系ポンプ

格納容器下部
注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水＊１

・格納容器下部水位 2.25 m＊
2
到達時のペデスタル（ドライウェル部）注水開始
・格納容器下部水位 2.75 m＊
2
到達時のペデスタル（ドライウェル部）注水停止

・代替淡水貯槽・コリウムシールド・低圧代替注水系格納容器下部注
水流量
・格納容器下部水位（ペデスタル床
面高さ+0.50 m 検知用，+0.95 m
検知用，+2.25 m 満水管理用及び+2.75 m 満水管理用）
・格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
除熱・格納容器内酸素濃度 4.3
vol％到達時又はサプレッ
ション・プール通常運転水位＋6.5 m 到達時の格納容器ベント開始・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・サプレッション・プール水位・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

設置場所
原子炉建屋原子炉棟
原子炉格納容器原子炉建屋原子炉棟

原子炉格納容器
緊急用海水ポンプピット
原子炉建屋付属棟
常設低圧代替注水系ポン
プ室
屋外

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系ポン
プ室
屋外
原子炉格納容器原子炉建屋原子炉棟

原子炉格納容器
格納容器圧力逃がし装置
格納槽
原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋付属棟及び屋
外・格納容器内酸素濃度 4.0 ・窒素供給装置
屋外
vol％到達時の窒素注入開・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
始・ 格 納 容 器 圧 力 310 kPa ・ドライウェル圧力
原子炉建屋原子炉棟[gage] 到 達 時 の 窒 素 注 入・サプレッション・チェンバ圧力停止
注記＊1：評価の前提として重大事故等対処設備を含む全ての原子炉注水を考慮していないことや原子炉圧力容器破損と地震動が重畳する頻度が十分小さいことから，事故後の荷重の組合せ評価においては原子炉圧力容器が破損する事故シナリオを考慮していないが，格納容器破損防止対策の有効性評価に対する成立性を確認する観点から，ここでは考慮対象とする。
＊2：溶融炉心少量落下時は，0.50 m 到達で注水開始，0.95 m 到達で注水停止
可搬型窒素供給装置による
格納容器内への窒素注入

4

添付 14-2

評価対象設備の選定フローSA 設備リスト（工認添付Ⅴ-1-1-6（設置許可 43 条整理表＊１））
設置環境等より，取扱いを分類

原子炉格納容器内設備
（常設）

可搬設備

原子炉格納容器外設備（常設）

必要設備は取替えが可能。
（2n＋α，n＋α による対応）（以下で，有効性評価の重要事故シーケンス等＊２を放射線影響の観点で分類）

格納容器破損防止対策の有効性評価において期待する設備原子炉格納容器内環境が厳しい
評価事故シーケンスについて
整理（大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却
失敗＋低圧炉心冷却失敗（代替）
循環冷却系を使用する場合）

事故時も原子炉格納容器内に比べて厳しい環境になく，長期の健全性を確認済み。中長期的には，非常用ガス処理系等により環境が緩和される。
設備の健全性が期待できる期間内に，設備への接近が可能な線量率に低下することを確認しており，故障した際には外部支援により設備の取替えが可能。
（参考 5 参照）

炉心損傷防止対策の有効性評価において期待する設備

炉心は損傷しておらず，原子炉格納容器内環境はDBA と同等であり，長期にわたって使用可能。

（以下で，各重要事故シーケンス等において期待する設備について，健全性維持が必要な期間を整理）

8 日以降

7 日以前

有効性評価の評価事故シーケンスにおいて長期安定状態維持（代替循環冷却系統等）
及びその状態の監視に必要としている設備

事故後 8 日以降の重大事故等対処設備の放射線に対する評価を実施＊３

工事計画認可申請書 添付書類Ⅴ-1-1-6において，健全性を確認済み

注記＊1：設置許可基準第 43 条から第 62 条及びその他の設備に整理する各設備。
＊2：炉心損傷防止対策の有効性評価における重要事故シーケンス及び格納容器破損防止対策の有効性評価
における評価事故シーケンス。なお，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価の想定事故では，原子炉格納容器内設備には期待しない。運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価の重要事故シーケンスでは，炉心は損傷しておらず，原子炉格納容器内環境は DBA と同等であり，原子炉格納容器内設備は長期にわたって使用可能である。
＊3：事故後 8 日以降に期待する原子炉格納容器内の重大事故等対処設備について，放射線により機能喪失すると考えられるタイミング以降も代替手段により機能を維持可能なことを評価する。

5

添付 14-3
43 条 重大事故等対処設備
系統機能

アクセスルート確保

設備

ホイールローダ

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
可搬型

6

設備分類
分類

機器
クラス

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）―

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)―――

44 条 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
系統機能

設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機
能）ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機
代替制御棒挿入機能 能）手動スイッチによる制御棒緊急挿
制御棒
入

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

原子炉圧力容器［注入先］
自動減圧系の起動阻
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原止スイッチ
子炉出力急上昇防止

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

○

×

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

○

×

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

―＊１

―＊１

―＊１

46条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

×

―

―

原子炉緊急停止系

Ｓ

制御棒駆動系水圧制
御ユニット
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポン
再循環系ポンプ停止 プトリップ機能）
による原子炉出力抑 再循環系ポンプ遮断
原子炉緊急停止系
器手動スイッチ
制制御棒
低速度用電源装置遮
制御棒駆動系水圧制御ユ
断器手動スイッチ
ニット
ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

設備分類
機器
クラス

制御棒駆動機構

ほう酸水注入

設備
種別
常設
可搬型

Ｓ

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。

7

45 条 原子炉冷却材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
系統機能

設備

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

設備分類
分類

常設高圧代替注水系
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプ
高圧炉心スプレイ系
Ｓ
原子炉隔離時冷却系
高圧代替注水系ター
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
高圧代替注水系によ ビン止め弁
る原子炉注水原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
ェンバ［水源］原子炉隔離時冷却系
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプ（原子炉隔離時冷却系） （Ｓ）
高圧炉心スプレイ系
Ｓ
原子炉隔離時冷却系
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
原子炉隔離時冷却系 蒸気供給弁による原子炉注水
原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
ェンバ［水源］高圧炉心スプレイ系 （高圧炉心スプレイ系） （Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプ
原子炉隔離時冷却系
Ｓ
高圧炉心スプレイ系 原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
による原子炉注水
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
ェンバ［水源］
ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水注入系によほう酸水貯蔵タンク
る原子炉注水（ほう酸
［水源］
水注入）
原子炉圧力容器［注水先］
原子炉冷却材圧力バ
逃がし安全弁（安全ウンダリの圧力上昇
弁機能）
抑制

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

＊１

―

―

＊１

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

×

―

―

ＳＡ－２

―

―

＊１

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

―

―

―

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

―＊１

―＊１

―＊１

○

×

―

―

―

（逃がし安全弁）

（Ｓ）

常設

常設

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。
＊2：56 条にてまとめて記載する。

8

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備

＊１

ＳＡ－２

ＳＡ－２

46 条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
系統機能

逃がし安全弁設備
逃がし安全弁［操作対象弁］
自動減圧機能用アキュムレータ

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
（逃がし安全弁）（Ｓ）――（アキュムレータ）（Ｓ）――

過渡時自動減圧機能
原子炉減圧の自動化

自動減圧系の起動阻
止スイッチ

自動減圧系

設備
種別
常設
可搬型
常設
常設

設備分類
分類

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)
○

○

×＊１

○

○

×＊１

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

ＳＡ－３

―

―

―

ＳＡ－３

―

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

Ｓ

可搬型代替直流電源
可搬型代替直流電源
設備による逃がし安57条に記載（可搬型重大事故防止設備）
設備
全弁機能回復逃がし安全弁可搬型
逃がし安全弁用可搬
蓄電池による逃がし
125V系蓄電池Ａ系・Ｂ系
Ｓ
可搬型
可搬型重大事故防止設備
型蓄電池
安全弁機能回復
非常用窒素供給系に 非常用窒素供給系高アキュムレータ
Ｓ
可搬型
可搬型重大事故防止設備
よる窒素確保
圧窒素ボンベ
非常用逃がし安全弁 非常用逃がし安全弁
駆動系による原子炉 駆動系高圧窒素ボン
アキュムレータ
Ｓ
可搬型
可搬型重大事故防止設備
減圧ベ
高圧炉心スプレイ系 （高圧炉心スプレイ系注（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
注入弁
入弁）
原子炉隔離時冷却系 （原子炉隔離時冷却系原（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
原子炉注入弁
子炉注入弁）
低圧炉心スプレイ系 （低圧炉心スプレイ系注（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
インターフェイスシ
注入弁
入弁）
ステムＬＯＣＡ隔離
残留熱除去系Ａ系注 （残留熱除去系Ａ系注入
弁（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
入弁弁）
残留熱除去系Ｂ系注 （残留熱除去系Ｂ系注入（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
入弁弁）
残留熱除去系Ｃ系注 （残留熱除去系Ｃ系注入（Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
入弁弁）

注記＊1：PCV 破損防止のために，原子炉圧力容器破損までに原子炉圧力を 2.0 MPa[gage]以下とするための機能が必要であるが，8 日までに原子炉注水に成功し原子炉圧力容器の破損を防止している場合は，8 日以降に原子炉注水機能の喪失による原子炉圧力容器破損が生じることは考えにくい（8 日以降は外部支援により原子炉注水が可能）ため，本設備は必須ではない。また，8 日までに原子炉注水に失敗する場合は，既に原子炉圧力容器が破損した状態であるため，本設備は必須ではない。

947 条 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備代替する機能を有する
設備
設備分類
設計基準対象施設
種別
耐震重要
常設
設備
分類
度分類
可搬型
残留熱除去系（低圧注水Ｓ
常設低圧代替注水系系）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプ
低圧炉心スプレイ系
Ｓ
低圧代替注水系（常原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）設）による原子炉注水
水先］
系統機能

設備

代替淡水貯槽［水源］

機器
クラス
ＳＡ－２

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

低圧代替注水系（常低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に記載（常設重大事故緩和設備）
設）
心の冷却
可搬型代替注水中型
可搬型
可搬型重大事故防止設備
ＳＡ－３
残留熱除去系（低圧注水Ｓポンプ系）
可搬型代替注水大型
低圧炉心スプレイ系
Ｓ
可搬型
可搬型重大事故防止設備
ＳＡ－３
ポンプ
低圧代替注水系（可搬 原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）型）による原子炉注水 水先］
西側淡水貯水設備［水源］
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）※ 水源としては海も使用可能
代替淡水貯槽［水源］
低圧代替注水系（可搬低圧代替注水系（可 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に記載（常設重大事故緩和設備，可搬型重大型）による残存溶融炉
搬型）
事故緩和設備）
心の冷却
代替循環冷却系ポンプ
50条に記載（常設重大事故緩和設備）
残留熱除去系熱交換
代替循環冷却系によ器
る残存溶融炉心の冷
原子炉圧力容器［注却
その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設重大事故緩和設備）
ェンバ［水源］PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)
×

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

＊１

―

―

＊１

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

残留熱除去系ポンプ （残留熱除去系（低圧注 （Ｓ）
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
水系））
残留熱除去系熱交換
低圧炉心スプレイ系
Ｓ
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
残留熱除去系（低圧注器水系）による原子炉注
原子炉圧力容器［注水その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
ェンバ［水源］（低圧炉心スプレイ系） （Ｓ）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水Ｓ
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプ系）
低圧炉心スプレイ系
原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
による原子炉注水
水先］
サプレッション・チ
56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
ェンバ［水源］

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

残留熱除去系ポンプ
常設
常設耐震重要重大事故防止設備（残留熱除去系（原子炉（Ｓ）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））
残留熱除去系熱交換
停止時冷却系）による
常設
常設耐震重要重大事故防止設備器
原子炉除熱
原子炉圧力容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
水先，水源］

残留熱除去系海水系

―

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

×

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―＊２

―＊２

―＊２

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

＊１

＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

取水構造物

―

―

―

ＳＡ用海水ピット取
水塔

―

―

―

―

―

―

ＳＡ用海水ピット―――

緊急用海水取水管―――

緊急用海水ポンプピ
ット

―

―

―

緊急用海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系
ポンプ
残留熱除去系海水系
ストレーナ
貯留堰

非常用取水設備―＊１―

緊急用海水ポンプ
緊急用海水系＊１

48条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

48条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

海水引込み管
その他設備に記載（常設重大事故防止設備）

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。
＊2：56 条にてまとめて記載する。

10

48 条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(1／2)
系統機能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

設備
種別
常設
可搬型

設備分類
分類

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

フィルタ装置―――第一弁（Ｓ／Ｃ側）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

第二弁バイパス弁―――

遠隔人力操作機構―――

第二弁操作室遮蔽―――50条に記載（可搬型重大事故防止設備）

―

―

―

50条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）（代替する機能を有する設計基準対象施設は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）であり，耐震重要度分類はＳ）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁

50条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）（代替する機能を有する設計基準対象施設は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）であり，耐震重要度分類はＳ）

第二弁操作室空気ボ
ンベユニット（空気ボンベ）
格納容器圧力逃がし 第二弁操作室差圧計装置による原子炉格
納容器内の減圧及び 圧力開放板
除熱
窒素供給装置50条に記載（可搬型重大事故防止設備）

窒素供給装置用電源
車
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽

50条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）（代替する機能を有する設計基準対象施設は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）であり，耐震重要度分類はＳ）

移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型
ポンプ
西側淡水貯水設備［水源］

56条に記載（可搬型重大事故防止設備）

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

代替淡水貯槽［水源］
第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
残留熱除去系（格納容器
耐圧強化ベント系に
スプレイ冷却系）
耐圧強化ベント系一よる原子炉格納容器
残留熱除去系（サプレッ
次隔離弁
内の減圧及び除熱
耐圧強化ベント系二 ション・プール冷却系）
次隔離弁
遠隔人力操作機構
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系（原子炉
残留熱除去系熱交換
停止時冷却系）による器
原子炉除熱
原子炉圧力容器［注水先，水源］
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系（サプレ
残留熱除去系熱交換ッション・プール冷却器系）によるサプレッシ
サプレッション・チ
ョン・プール水の除熱ェンバ［注水先，水
源］

Ｓ
Ｓ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

―＊２

―＊２

―＊２

―

―

―

―

―

―

47条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

49条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系（格納容 残留熱除去系熱交換器スプレイ冷却系）に 器
よる原子炉格納容器 原子炉格納容器［注内の除熱
水先］
サプレッション・チ
ェンバ［水源］49条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

＊１

＊１

―＊１
―＊２

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）――

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

―＊２

―＊２

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。
＊2：56 条にてまとめて記載する。

11

48 条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(2／2)
系統機能

設備

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

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

ＳＡ－２

×

―

―

―

―

―

取水構造物

―

―

―

ＳＡ用海水ピット取
水塔

―

―

―

―

―

―

ＳＡ用海水ピット―――

緊急用海水取水管―――

緊急用海水ポンプピ
ット

―

―

―

残留熱除去系海水系
残留熱除去系海水系 ポンプ（残留熱除去系海水系）
による除熱
残留熱除去系海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系による除熱
緊急用海水系ストレーナ
貯留堰

非常用取水設備

設備
種別
常設
可搬型

残留熱除去系海水系（Ｓ）

Ｓ

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

海水引込み管
その他設備に記載（常設重大事故防止設備）

12

49 条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備代替する機能を有する
設備
設備分類
PCV 内：○PCV 破損設計基準対象施設
種別
8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
耐震重要
常設
機器
可搬：― (緩和設備)
設備
分類
度分類
可搬型
クラス
残留熱除去系（格納容器
Ｓ
スプレイ冷却系）
常設低圧代替注水系
常設耐震重要重大事故防止設備
残留熱除去系（サプレッ
Ｓ
常設
ＳＡ－２
×
―
―
常設重大事故緩和設備
代替格納容器スプレ ポンプ
ション・プール冷却系）
イ冷却系（常設）によ――る原子炉格納容器内
原子炉格納容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
―＊１
―＊１
―＊１
の冷却
水先］
系統機能

設備

代替淡水貯槽［水源］

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

×

―

―

×

―

―

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

―＊１

―＊１

―＊１

56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

×

―

―

×

―

―

―＊２

―＊２

―＊２

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

取水構造物

―

―

―

ＳＡ用海水ピット取
水塔

―

―

―

―

―

―

ＳＡ用海水ピット―――

緊急用海水取水管―――

緊急用海水ポンプピ
ット

―

―

―

Ｓ
可搬型代替注水中型 残留熱除去系（格納容器
可搬型重大事故防止設備
可搬型
ＳＡ－３
スプレイ冷却系）
ポンプ
可搬型重大事故緩和設備
残留熱除去系（サプレッＳ
可搬型代替注水大型
可搬型重大事故防止設備
ション・プール冷却系）
可搬型
ＳＡ－３
可搬型重大事故緩和設備
代替格納容器スプレ ポンプ――
イ冷却系（可搬型）に原子炉格納容器［注その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
よる原子炉格納容器
水先］
内の冷却
西側淡水貯水設備［水源］
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）※ 水源としては海も使用可能
代替淡水貯槽［水源］
残留熱除去系ポンプ （残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系））―

残留熱除去系（格納容 残留熱除去系熱交換器スプレイ冷却系）に 器
よる原子炉格納容器 原子炉格納容器［注内の除熱
水先］
サプレッション・チ
ェンバ［水源］

（Ｓ）

常設

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備（残留熱除去系（サプレ （Ｓ）
ＳＡ－２
残留熱除去系ポンプ
常設
常設重大事故緩和設備
ッション・プール冷却
残留熱除去系（サプレ系））
残留熱除去系熱交換
常設耐震重要重大事故防止設備
ッション・プール冷却
常設
ＳＡ－２
―
―
器
常設重大事故緩和設備系）によるサプレッシ
サプレッション・チ
ョン・プール水の除熱ェンバ［注入先，水56条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）源］
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系

残留熱除去系海水系

緊急用海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系
ポンプ
残留熱除去系海水系
ストレーナ
貯留堰

非常用取水設備

48条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

48条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

海水引込み管
その他設備に記載（常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。
＊2：56 条にてまとめて記載する。

13

50 条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(1／2)
系統機能設備
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・チ
ェンバ［注水先，水源］
残留熱除去系海水系
ポンプ
残留熱除去系海水系
ストレーナ

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

設備分類
分類

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

―＊１

―＊１

―＊１

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

ＳＡ用海水ピット―――

緊急用海水取水管

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

48条に記載（常設重大事故緩和設備）

緊急用海水ポンプ
緊急用海水系ストレーナ

48条に記載（常設重大事故緩和設備）

代替循環冷却系によ
貯留堰
る原子炉格納容器内の減圧及び除熱
取水構造物
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管

緊急用海水ポンプピ
ット
原子炉圧力容器［注水先］
原子炉格納容器［注水先］

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

注記＊1：56 条にてまとめて記載する。
＊2：その他設備にてまとめて記載する。

14

50 条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(2／2)
系統機能

設備

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

設備分類
分類

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

フィルタ装置――

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

第二弁

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

第二弁バイパス弁――

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

遠隔人力操作機構――

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

第二弁操作室遮蔽――

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

第二弁操作室空気ボ
ンベユニット（空気
ボンベ）

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

格納容器圧力逃がし 第二弁操作室差圧計装置による原子炉格
納容器内の減圧及び 圧力開放板
除熱
窒素供給装置――

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

窒素供給装置用電源
車

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

フィルタ装置遮蔽――

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

配管遮蔽

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

移送ポンプ

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型
ポンプ
西側淡水貯水設備［水源］

56条に記載（可搬型重大事故緩和設備）

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

代替淡水貯槽［水源］

15

51 条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
系統機能設備
常設低圧代替注水系
ポンプ

格納容器下部注水系
コリウムシールド（常設）によるペデスタル（ドライウェル 原子炉格納容器［注部）への注水水先］

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
―

代替淡水貯槽［水源］
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
格納容器下部注水系
コリウムシールド（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル 原子炉格納容器［注部）への注水
水先］
西側淡水貯水設備［水源］
代替淡水貯槽［水源］

―

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

－

○

○

○＊１

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

○

○

○＊１

―＊２

―＊２

―＊２

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）
56条に記載（常設重大事故緩和設備）※ 水源としては海も使用可能

常設高圧代替注水系
ポンプ
原子炉圧力容器［注水先］
サプレッション・チ
ェンバ［水源］45条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊３

―＊３

―＊３

ほう酸水注入ポンプ

45条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

ほう酸水貯蔵タンク［水源］
原子炉圧力容器［注水先］
常設低圧代替注水系
ポンプ
原子炉圧力容器［注
水先］

＊２

＊２

―＊２

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）――

47条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―＊２

―＊２

―＊２

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊２

―＊２

―＊２

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

―＊３

―＊３

―＊３

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

貯留堰

―

―

―

取水構造物

―

―

―

―

―

―

代替淡水貯槽［水源］
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
原子炉圧力容器［注水先］
西側淡水貯水設備［水源］
代替淡水貯槽［水源］
溶融炉心の落下遅延
代替循環冷却系ポン
及び防止プ
残留熱除去系熱交換器
原子炉圧力容器［注水先］
サプレッション・チ
ェンバ［水源］47条に記載（可搬型重大事故緩和設備）

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）
56条に記載（常設重大事故緩和設備）※ 水源としては海も使用可能

50条に記載（常設重大事故緩和設備）

緊急用海水ポンプ
緊急用海水系ストレーナ
残留熱除去系海水系
ポンプ
残留熱除去系海水系
ストレーナ

48条に記載（常設重大事故緩和設備）

48条に記載（常設重大事故緩和設備）

ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

ＳＡ用海水ピット―――

緊急用海水取水管―――

緊急用海水ポンプピ
ット

―

―

―

注記＊1：コリウムシールドは無機物であるジルコニア製であり耐放射線性を有するため，事故後長期にわたって健全性は維持されると考えられる。
＊2：その他設備にてまとめて記載する。
＊3：56 条にてまとめて記載する。

16

52 条 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
系統機能

設備

窒素供給装置
可搬型窒素供給装置
窒素供給装置用電源
による原子炉格納容
車
器内の不活性化
原子炉格納容器［注入先］
格納容器内水素濃度
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器（ＳＡ）
内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器
格納容器内酸素濃度
内の水素濃度及び酸
（ＳＡ）
素濃度監視

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

設備分類
分類

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

＊１

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

＊１

―＊１

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×＊２

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×＊２

―

―

フィルタ装置―――第一弁（Ｓ／Ｃ側）―――

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

―

―

―

―

―

―

第二弁バイパス弁―――

遠隔人力操作機構―――

第二弁操作室遮蔽

―

―

―

第二弁

50条に記載（常設重大事故緩和設備）

第二弁操作室 空気
ボンベユニット（空気ボンベ）

50条に記載（可搬型重大事故緩和設備）

―

―

―

第二弁操作室差圧計

50条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

圧力開放板
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
窒素供給装置納容器内の水素及び酸素の排出
窒素供給装置用電源
車

50条に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

50条に記載（可搬型重大事故緩和設備）

フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽

50条に記載（常設重大事故緩和設備）

移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型
ポンプ
西側淡水貯水設備［水源］

56条に記載（可搬型重大事故緩和設備）

56条に記載（常設重大事故緩和設備）

代替淡水貯槽［水源］
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レン
ジ・低レンジ）フィルタ装置入口水
素濃度58条に記載（常設重大事故緩和設備）

注記＊1：その他設備にてまとめて記載する。
＊2：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。

17

53 条 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
系統機能

設備

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス処理系フ
原子炉建屋ガス処理 ィルタトレイン
系による水素排出非常用ガス再循環系
排風機
非常用ガス再循環系
フィルタトレイン
静的触媒式水素再結合器
静的触媒式水素再結
静的触媒式水素再結合器による水素濃度合器動作監視装置
抑制
原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋内の水素
原子炉建屋水素濃度
濃度監視

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

設備分類
分類

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

―

×

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）―

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

機器
クラス

―

常設

18

常設重大事故緩和設備―

54 条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(1／2)
代替する機能を有する
設備
設備分類
設計基準対象施設
種別
耐震重要
常設
設備
分類
度分類
可搬型
可搬型代替注水中型 残留熱除去系（使用済燃Ｓ
可搬型
可搬型重大事故防止設備
ポンプ
料プール水の冷却及び補給）
可搬型代替注水中型 可搬型代替注水大型
可搬型
可搬型重大事故防止設備
燃料プール冷却浄化系
Ｂ
ポンプ又は可搬型代 ポンプ
替注水大型ポンプに 使 用 済 燃 料 プ ー ル
よる代替燃料プール （サイフォン防止機
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
注水系（注水ライン） 能含む）［注水先］を使用した使用済燃 西 側 淡 水 貯 水 設 備料プール注水［水源］
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）※ 水源としては海も使用可能
代替淡水貯槽［水源］
系統機能

設備

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

ＳＡ－３

―

―

―

ＳＡ－３

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

×

―

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－２

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

緊急用海水取水管―――

緊急用海水ポンプピ
ット

―

―

―

残留熱除去系（使用済燃Ｓ
常設低圧代替注水系 料プール水の冷却及び補常設
常設耐震重要重大事故防止設備 ＳＡ－２給）
常設低圧代替注水系 ポンプ
燃料プール冷却浄化系
Ｂ
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水 使 用 済 燃 料 プ ー ル
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）ライン）を使用した使 （サイフォン防止機
用済燃料プール注水 能含む）［注水先］
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）
代替淡水貯槽［水源］※ 水源としては海水も使用可能
Ｓ
常設低圧代替注水系 残留熱除去系（使用済燃
常設耐震重要重大事故防止設備
常設
ＳＡ－２
料プール水の冷却及び補ポンプ
常設重大事故緩和設備
常設低圧代替注水系給）
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプによる代替燃Ｂ
常設スプレイヘッダ 燃料プール冷却浄化系
常設
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
料プール注水系（常設――
スプレイヘッダ）を使
使用済燃料プール用した使用済燃料プ（サイフォン防止機
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
ール注水及びスプレ能含む）［注水先］
イ
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
代替淡水貯槽［水源］※ 水源としては海も使用可能
Ｓ
可搬型代替注水大型 残留熱除去系（使用済燃
可搬型重大事故防止設備
可搬型
ＳＡ－３
料プール水の冷却及び補ポンプ
可搬型重大事故緩和設備
可搬型代替注水大型給）
常設耐震重要重大事故防止設備
ポンプによる代替燃Ｂ
常設スプレイヘッダ 燃料プール冷却浄化系
常設
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
料プール注水系（常設――
スプレイヘッダ）を使
使用済燃料プール用した使用済燃料プ（サイフォン防止機
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
ール注水及びスプレ能含む）［注水先］
イ
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
代替淡水貯槽［水源］※ 水源としては海も使用可能
Ｓ
可搬型代替注水大型 残留熱除去系（使用済燃
可搬型重大事故防止設備
可搬型
ＳＡ－３
料プール水の冷却及び補ポンプ
可搬型重大事故緩和設備
可搬型代替注水大型給）
可搬型重大事故防止設備
ポンプによる代替燃 可搬型スプレイノズ
燃料プール冷却浄化系
Ｂ
可搬型
ＳＡ－３
可搬型重大事故緩和設備
料プール注水系（可搬 ル――型スプレイノズル）を
使用済燃料プール使用した使用済燃料（サイフォン防止機
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
プール注水及びスプ能含む）［注水先］
レイ
56 条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
代替淡水貯槽［水源］※ 水源としては海も使用可能
可搬型代替注水大型
大気への放射性物質 ポンプ（放水用）
55条に記載（可搬型重大事故緩和設備）の拡散抑制※ 水源は海を使用 放水砲
代替燃料プール冷却
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
残留熱除去系（使用済燃Ｓ
系ポンプ
料プール水の冷却）代替燃料プール冷却
燃料プール冷却浄化系
Ｂ
常設
常設耐震重要重大事故防止設備
系熱交換器
使用済燃料プール
その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）［注水先］
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系ストレ代替燃料プール冷却 ーナ
系による使用済燃料 ＳＡ用海水ピット取
プール冷却
水塔

48条に記載（常設耐震重要重大事故防止設備）

海水引込み管
ＳＡ用海水ピット

その他設備に記載（常設重大事故防止設備）

19

54 条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2／2)
系統機能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
（Ｃ）
使用済燃料プール水 （使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域）位・温度（ＳＡ広域））
使用済燃料プール温
使用済燃料プール水位
Ｃ
度（ＳＡ）
設備

使用済燃料プールエ
リ ア 放 射 線 モ ニ タ 燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度（高レンジ・低レン

Ｃ

設備
種別
常設
可搬型
常設
常設

設備分類
分類
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

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

×

―

―

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

ジ）
使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度

Ｃ

燃料取替フロア燃料プー
ルエリア放射線モニタ

Ｃ

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃 原子炉建屋換気系燃料取料プール監視カメラ 替床排気ダクト放射線モ用空冷装置を含む）
ニタ
原子炉建屋換気系排気ダ
クト放射線モニタＳＳ

20

55 条 工場等外への放射線物質の拡散を抑制するための設備
系統機能

設備
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

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
―

放水砲
大気への放射性物質
ＳＡ用海水ピット取の拡散抑制
水塔※ 水源は海を使用
海水引込み管

設備
種別
常設
可搬型

設備分類
分類

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

ＳＡ用海水ピット
海洋への放射性物質
汚濁防止膜
の拡散抑制
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

―

―

放水砲
―
泡混合器
航空機燃料火災への 泡消火薬剤容器（大泡消火型ポンプ用）
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

機器
クラス

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

ＳＡ用海水ピット

21

56 条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統機能

設備

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

西側淡水貯水設備［水源］

常設

代替淡水貯槽［水源］

常設

重大事故等収束のた サプレッション・チ（サプレッション・チェ
めの水源
ェンバ［水源］ンバ）※ 水源としては海 多目的タンク，原水―も使用可能
タンク，ろ過水貯蔵
タンク，純粋貯蔵タンク
ほう酸水貯蔵タンク［水源］
可搬型代替注水中型
サプレッション・チェン
ポンプ
バ
可搬型代替注水大型―ポンプ
ＳＡ用海水ピット取
水塔
水の供給

設備
種別
常設
可搬型

海水引込み管

（Ｓ）

常設

設備分類
分類

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備

取水構造物

×

―

―

×

―

―

○

○

○＊１

―
常設

―（代替淡水源）

―

×

―

―

常設重大事故緩和設備

ＳＡ－２

×

―

―

ＳＡ－３

―

―

―

ＳＡ－３

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

―

―

―

常設
Ｓ

可搬型

―

可搬型

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

その他設備に記載（常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）

ＳＡ用海水ピット
貯留堰

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

注記＊1：8 日以降も水源として使用可能である。

22

57 条 電源設備(1／2)
系統機能

設備

常設代替高圧電源装置
燃料給油設備（軽油常設代替交流電源設
貯蔵タンク）
備による給電
燃料給油設備（常設
代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ）
可搬型代替低圧電
源車
燃料給油設備（可搬可搬型代替交流電源
型設備用軽油タン設備による給電ク）
燃料給油設備（タンクローリ）
125V 系蓄電池Ａ系
所内常設直流電源設
備による給電125V 系蓄電池Ｂ系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
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機―Ｓ

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機―Ｓ

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
―

Ｓ

―

―

―

緊急用 125V 系蓄電
池

―

－

×

―

―

可搬型

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

－

―

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

―

―

―

×

―

―

－

×

―

―

－

―

―

―

－

―

―

―

－

×

―

―

―

―

―

×

―

―

×

―

―

×

―

―

×

―

―

×

―

―

×

―

―

可搬型
常設

可搬型
常設

常設
常設
―
常設
常設
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系―――

Ｓ

緊急用直流 125V 主
母線盤

×

―

常設

非常用所内電気
設備
―

－

×

可搬型

緊急用Ｐ／ＣPCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

－

常設

Ｓ

分類
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系
―

設備分類

常設

―

緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用ＭＣＣ
代替所内電気設備による給電
緊急用電源切替盤

常設
常設

可搬型代替低圧電
源車
可搬型整流器
可搬型代替直流電源
燃料給油設備（可搬設備による給電型設備用軽油タンク）
燃料給油設備（タン
クローリ）

設備
種別
常設
可搬型

Ｓ
常設
―

23

可搬型重大事故防止設備
ＳＡ－３
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
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
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
ＳＡ－３
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

57 条 電源設備(2／2)
代替する機能を有する
設計基準対象施設
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
（２Ｃ非常用ディーゼル （Ｓ）
２Ｃ非常用ディー
発電機）
ゼル発電機
―
―
（２Ｄ非常用ディーゼル （Ｓ）
２Ｄ非常用ディー
発電機）
ゼル発電機
―
―
高圧炉心スプレイ（高圧炉心スプレイ系（Ｓ）
系ディーゼル発電
ディーゼル発電機）
機（２Ｃ非常用ディーゼル （Ｓ）
２Ｃ非常用ディー
発電機燃料油デイタン
ゼル発電機燃料油
ク）
デイタンク
―
―
（２Ｄ非常用ディーゼル （Ｓ）
２Ｄ非常用ディー
発電機燃料油デイタン
ゼル発電機燃料油
ク）
デイタンク
―
―
高圧炉心スプレイ（高圧炉心スプレイ系
系ディーゼル発電
ディーゼル発電機燃料（Ｓ）
機燃料油デイタン
油デイタンク）ク
非常用交流電源設備
２ Ｃ 非 常 用 デ ィ ー （２Ｃ非常用ディーゼル （Ｓ）
ゼ ル 発 電 機 用 海 水 発電機用海水ポンプ）
ポンプ――
２ Ｄ 非 常 用 デ ィ ー （２Ｄ非常用ディーゼル （Ｓ）
ゼ ル 発 電 機 用 海 水 発電機用海水ポンプ）
ポンプ――
高 圧 炉 心 ス プ レ イ （高圧炉心スプレイ系
系 デ ィ ー ゼ ル 発 電 ディーゼル発電機用海（Ｓ）
機用海水ポンプ
水ポンプ）（軽油貯蔵タンク）（Ｓ）
軽油貯蔵タンク――
２ Ｃ 非 常 用 デ ィ ー （２Ｃ非常用ディーゼル （Ｓ）
ゼ ル 発 電 機 燃 料 移 発電機燃料移送ポンプ）
送ポンプ――
２ Ｄ 非 常 用 デ ィ ー （２Ｄ非常用ディーゼル （Ｓ）
ゼ ル 発 電 機 燃 料 移 発電機燃料移送ポンプ）
送ポンプ――
高 圧 炉 心 ス プ レ イ （高圧炉心スプレイ系
系 デ ィ ー ゼ ル 発 電 ディーゼル発電機燃料（Ｓ）
機燃料移送ポンプ
移送ポンプ）（125V 系蓄電池Ａ系）（Ｓ）
125V 系蓄電池Ａ系――（125V 系蓄電池Ｂ系）（Ｓ）
125V 系蓄電池Ｂ系――
125V 系蓄電池ＨＰ （125V 系蓄電池ＨＰＣ
非常用直流電源設備
（Ｓ）
ＣＳ系
Ｓ系）
中 性 子 モ ニ タ 用 蓄 （中性子モニタ用蓄電
（Ｓ）
電池Ａ系
池Ａ系）
中 性 子 モ ニ タ 用 蓄 （中性子モニタ用蓄電
（Ｓ）
電池Ｂ系
池Ｂ系）
可搬型設備用軽油タンク（軽油貯蔵タンク），２
Ｓ
Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼ
タンクローリル発電機燃料移送ポン
燃料給油設備による
プ，高圧炉心スプレイ系
給油
軽油貯蔵タンクディーゼル発電機燃料移送ポンプ
常設代替高圧電源――
装置燃料移送ポン
プ

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

－

×

―

―

－

×

―

―

常設
常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

常設耐震重要重大事故防止設備

－

×

―

―

×

―

―

―

―

―

×

―

―

×

―

―

常設
常設
可搬型
常設
常設

24

常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
ＳＡ－３
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備－
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

58 条 計装設備(1／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
主要パラメータの他チャ
―
ンネル
原子炉圧力
Ｓ
原子炉圧力（ＳＡ）―
原子炉水位（広帯域）ＳＳ
原子炉圧力容器内の 原子炉圧力容器温度 原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯―
温度域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
残留熱除去系熱交換器入Ｃ
口温度
主要パラメータの他チャＳ
ンネル
原子炉圧力（ＳＡ）―
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
原子炉圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯―域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉圧力容器温度―
原子炉圧力容器内の主要パラメータの他チャ
―
圧力
ンネル
原子炉圧力
Ｓ
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（ＳＡ広帯―域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉圧力容器温度
―

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

○

○

×＊１

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊２

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊２

―

―

注記＊1：原子炉圧力容器温度は原子炉圧力容器の破損兆候検知のための設備であるが，8 日までに原子炉注水に成功し原子炉圧力容器の破損を防止している場合は，8 日以降に原子炉注水機能の喪失による原子炉圧力容器破損兆候が発生することは考えにくい（8 日以降は外部支援により原子炉注水が可能）ため，本設備は必須ではない。また，8 日までに原子炉注水に失敗する場合は，既に原子炉圧力容器が破損した状態であるため，本設備は必須ではない。
＊2：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。

25

58 条 計装設備(2／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
主要パラメータの他チャＳ
ンネル
原子炉水位（ＳＡ広帯―域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
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（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注―水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注―水流量（可搬ライン用）
原子炉水位（広帯域）低圧代替注水系原子炉注―原子炉水位（燃料域）水流量（可搬ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注―
水流量
原子炉隔離時冷却系系統
Ｓ
流量
高圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
残留熱除去系系統流量
Ｓ
低圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
原子炉圧力
Ｓ
原子炉圧力（ＳＡ）―
原子炉圧力容器内のサプレッション・チェン―
水位
バ圧力
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
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（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注―水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注―水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注―原子炉水位（ＳＡ広 水流量（可搬ライン狭帯
帯域）域用）
原子炉水位（ＳＡ燃 代替循環冷却系原子炉注
―
料域）
水流量
原子炉隔離時冷却系系統
Ｓ
流量
高圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
残留熱除去系系統流量
Ｓ
低圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
原子炉圧力
Ｓ
原子炉圧力（ＳＡ）―
サプレッション・チェン
―
バ圧力

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊1

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊1

―

―

注記＊1：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。

26

58 条 計装設備(3／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
サプレッション・プール―
水位
Ｓ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
高圧代替注水系系統 原子炉水位（ＳＡ広帯―
流量域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
常設高圧代替注水系ポン―
プ吐出圧力
低圧代替注水系原子
代替淡水貯槽水位―
炉注水流量（常設ラ 西側淡水貯水設備水位―イン用）
原子炉水位（広帯域）Ｓ
低圧代替注水系原子 原子炉水位（燃料域）
Ｓ
炉注水流量（常設ラ 原子炉水位（ＳＡ広帯―
イン狭帯域用）域）
低圧代替注水系原子 原子炉水位（ＳＡ燃料―
炉注水流量（可搬ラ域）
イン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
サプレッション・プール―
水位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
代替循環冷却系原子 原子炉水位（ＳＡ広帯
―
炉注水流量
域）
―
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
代替循環冷却系ポンプ吐―出圧力
サプレッション・プール―
水位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
原子炉圧力容器への原子炉隔離時冷却系 原子炉水位（ＳＡ広帯
―
注水量
系統流量
域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉隔離時冷却系ポンＣ
プ吐出圧力
サプレッション・プール―
水位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
高圧炉心スプレイ系 原子炉水位（ＳＡ広帯
―
系統流量
域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
高圧炉心スプレイ系ポンＣ
プ吐出圧力
サプレッション・プール―
水位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
残留熱除去系系統流 原子炉水位（ＳＡ広帯―量域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
残留熱除去系ポンプ吐出Ｃ
圧力サプレッション・プール―
水位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
低圧炉心スプレイ系 原子炉水位（ＳＡ広帯
―
系統流量
域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
低圧炉心スプレイ系ポン
Ｃ
プ吐出圧力

設備
種別
常設
可搬型

常設

設備分類
分類

常設耐震重要重大事故防止設備

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

×

―

―

―

×

―

―

常設重大事故緩和設備

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

27

58 条 計装設備(4／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
低圧代替注水系格納
代替淡水貯槽水位―
容 器 ス プ レ イ 流 量 西側淡水貯水設備水位―（常設ライン用）
サプレッション・プール―
低圧代替注水系格納水位
容器スプレイ流量（可搬ライン用）
原子炉格納容器への代替循環冷却系原子炉注―
注水量
代替循環冷却系格納水流量
容器スプレイ流量
代替循環冷却系ポンプ吐―出圧力代替淡水貯槽水位―
低圧代替注水系格納西側淡水貯水設備水位―
容器下部注水流量
格納容器下部水位―
主要パラメータの他チャ
ンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェン
バ圧力―

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チ サプレッション・プール
原子炉格納容器内のェンバ雰囲気温度
水温度
温度
サプレッション・チェン
バ圧力
主要パラメータの他チャ
サプレッション・プ
ンネル
ール水温度
サプレッション・チェン
バ雰囲気温度
主要パラメータの他チャ
格納容器下部水温ンネル
サプレッション・チェン
ドライウェル圧力
バ圧力
ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の圧力
ドライウェル圧力
サプレッション・チ
サプレッション・チェン
ェンバ圧力
バ雰囲気温度―

ドライウェル雰囲気
温度

―
―

―

設備
種別
常設
可搬型

常設

設備分類
分類

常設耐震重要重大事故緩和設備

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

×

―

―

常設重大事故緩和設備

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

○

○

○

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

○

○

×＊１

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

○

○

×＊１

常設

常設重大事故緩和設備

―

○

○

×＊２

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊３

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊３

―

―

―
―
―
―
―
―
―
―

注記＊1：代替循環冷却系による格納容器の除熱時は，ドライウェル雰囲気温度及びドライウェル圧力により運転状態を確認可能。また，格納容器圧力逃がし装置による格納容器の除熱時は，サプレッション・チェンバ圧力により運転状態を確認可能であり，本設備は必須ではない。
＊2：格納容器下部水温について，高さ 0m 位置の計器は原子炉圧力容器の破損検知のための設備，高さ 0.2m 位置の計器は溶融炉心の大量落下を検知し，ペデスタル満水までの注水を判断するための設備であり，溶融炉心が計器に接触した際に指示がダウンスケール等することでそれぞれ検知することとしている（長期的な水温監視には期待していない）。8 日までに原子炉注水が復旧し原子炉圧力容器の破損を防止している場合又は原子炉圧力容器は破損するものの溶融炉心の落下が少量の状態を維持している場合は，8 日以降に原子炉注水機能の喪失による原子炉圧力容器破損又は溶融炉心の大量落下への進展が生じることは考えにくい（8 日以降は外部支援により原子炉注水が可能）ため，本設備は必須ではない。また，8 日までに原子炉注水に失敗する場合は，既に原子炉圧力容器が破損し溶融炉心が大量に落下した状態であり，ペデスタル満水まで注水を実施している状態であるため，本設備は必須ではない。
＊3：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。

28

58 条 計装設備(5／10)
系統機能

設備

サプレッション・
プール水位
原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の水素濃度

原子炉格納容器内の放射線量率―

格納容器下部
水位

主要パラメータの他
チャンネル
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータの他
チャンネル―

主要パラメータの他
チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
主要パラメータの他
チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
主要パラメータの他
チャンネル
平均出力領域計装
主要パラメータの他
チャンネル
起動領域計装Ｓ

格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
起動領域計装未臨界の維持又は監視主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
耐震重要
設備
度分類
低圧代替注水系原子―炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子―炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子―炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子―炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納―容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納―容器スプレイ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納―容器下部注水流量
代替淡水貯槽水位―
西側淡水貯水設備水―位
ドライウェル圧力―
サプレッション・チ
―ェンバ圧力

平均出力領域計
装

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×＊1

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

○

○

○＊2

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×＊1

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備

―

○

×

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備

―

○

×

―

―
―
―

Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ

注記＊1：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。
＊2：評価の前提として重大事故等対処設備を含む全ての原子炉注水を考慮していないことや原子炉圧力容器破損と地震動が重畳する頻度が十分小さいことから，事故後の荷重の組合せ評価においては原子炉圧力容器が破損する事故シナリオを考慮していないが，格納容器破損防止対策の有効性評価に対する成立性を確認する観点から，ここでは考慮対象とする。

29

58 条 計装設備(6／10)
系統機能

設備

サプレッション・
プール水温度
代替循環冷却系
ポンプ入口温度

最終ヒートシンクの確保（代替循環冷却系）

代替循環冷却系
原子炉注水流量

代替循環冷却系
格納容器スプレイ流量

最終ヒートシンクの確保（格納容器
圧力逃がし装置）

フィルタ装置水位

主要パラメータの他
チャンネル―

フィルタ装置圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チ
ェンバ圧力
フィルタ装置スクラ
ビング水温度――

フィルタ装置ス
クラビング水温度

フィルタ装置圧力―

主要パラメータ（フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ））の他チャンネル
主要パラメータの他
チャンネル
格納容器内水素濃度（ＳＡ）―

主要パラメータの他
チャンネル―

原子炉圧力容器温度
サプレッション・プ
ール水温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系海水系
系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
残留熱除去系ポンプ
吐出圧力

―
―

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）フィルタ装置入
口水素濃度
最終ヒートシンクの確保（耐圧強化
ベント系）

耐圧強化ベント
系放射線モニタ
残留熱除去系熱交換器入口温度

最終ヒートシンクの確保（残留熱除去系）

主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
耐震重要
設備
度分類
主要パラメータの他―
チャンネル
サプレッション・チ
―ェンバ雰囲気温度
残留熱除去系熱交換Ｃ
器出口温度―
サプレッション・プ
ール水位
原子炉水位（広帯Ｓ域）
原子炉水位（燃料Ｓ域）
原子炉水位（ＳＡ広―帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃―料域）
代替循環冷却系格納―容器スプレイ流量
代替循環冷却系ポン―
プ吐出圧力
原子炉圧力容器温度―
代替循環冷却系原子―
炉注水流量
代替循環冷却系ポン―
プ吐出圧力
サプレッション・プ
―ール水温度
ドライウェル雰囲気―
温度
サプレッション・チ
―ェンバ雰囲気温度

残留熱除去系熱交換器出口温度

残留熱除去系系
統流量

設備
種別
常設
可搬型

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故緩和設備

―

○

○

×＊

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設
備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―
―

設備分類

Ｃ
Ｃ
―

―

Ｃ

注記＊：代替循環冷却系による格納容器の除熱時は，ドライウェル雰囲気温度及びドライウェル圧力により運転状態を確認可能。また，格納容器圧力逃がし装置による格納容器の除熱時は，サプレッション・チェンバ圧力により運転状態を確認可能であり，本設備は必須ではない。

30

58 条 計装設備(7／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
主要パラメータの他チャＳ
ンネル
原子炉水位（広帯域） 原子炉水位（ＳＡ広帯―
原子炉水位（燃料域）域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（ＳＡ燃 原子炉水位（燃料域）
Ｓ料域）
主要パラメータの他チャＳ
ンネル
原子炉圧力（ＳＡ）―
原子炉水位（広帯域）Ｓ
格納容器バイパスの
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
監視（原子炉圧力容器 原子炉圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯
―
内の状態）
域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉圧力容器温度―
主要パラメータの他チャ
―
ンネル
原子炉圧力
Ｓ
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（ＳＡ広帯―域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
原子炉圧力容器温度―
主要パラメータの他チャ―
ドライウェル雰囲気
ンネル
格納容器バイパスの 温度
ドライウェル圧力―
監視（原子炉格納容器
サプレッション・チェン―
内の状態）
ドライウェル圧力
バ圧力
ドライウェル雰囲気温度―
高圧炉心スプレイ系
原子炉圧力Ｓ
ポンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）―
原子炉隔離時冷却系
原子炉圧力Ｓ
格納容器バイパスのポンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）―
監視（原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ
原子炉圧力
Ｓ
状態）
吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）―
低圧炉心スプレイ系
原子炉圧力Ｓ
ポンプ吐出圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
―

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×＊１

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×＊１

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×＊１

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×＊１

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

○

×

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×＊１

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

注記＊1：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。

31

58 条 計装設備(8／10)
系統機能

水源の確保

主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
設備
耐震重要
設備
度分類
高圧代替注水系系統流量――
代替循環冷却系原子炉注
水流量
原子炉隔離時冷却系系統
Ｓ
流量
高圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
残留熱除去系系統流量
Ｓ
低圧炉心スプレイ系系統
Ｓ
流量
サプレッション・プ 常設高圧代替注水系ポン
―
プ吐出圧力
ール水位
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
Ｃ
プ吐出圧力
Ｃ
高圧炉心スプレイ系ポン
プ吐出圧力Ｃ
残留熱除去系ポンプ吐出
圧力低圧炉心スプレイ系ポンＣ
プ吐出圧力
低圧代替注水系原子炉注―水流量（常設ライン用）―
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）―
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）―
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納容器―
スプレイ流量（常設ライン用）―
低圧代替注水系格納容器
代替淡水貯槽水位
スプレイ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器―
下部注水流量Ｓ
原子炉水位（広帯域）Ｓ
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）―
サプレッション・プール
水位―
常設低圧代替注水系ポン
プ吐出圧力
低圧代替注水系原子炉注―水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注―水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系格納容器―
スプレイ流量（常設ライン用）
西側淡水貯水設備水 低圧代替注水系格納容器―
下部注水流量位
原子炉水位（広帯域）Ｓ
原子炉水位（燃料域）
Ｓ
原子炉水位（ＳＡ広帯―域）
原子炉水位（ＳＡ燃料―域）
サプレッション・プール
―
水位

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊１

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

注記＊：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と
整理した。

32

58 条 計装設備(9／10)
主要設備の計測が困難になった
場合の重要代替監視パラメータ
系統機能
設備
耐震重要
設備
度分類
主要パラメータの他チャ―
原子炉建屋内の水素
ンネル
原子炉建屋水素濃度濃度
静的触媒式水素再結合器―
動作監視装置主要パラメータの他チャ―
ンネル
格納容器雰囲気放射線モ
Ｓ
ニタ（Ｄ／Ｗ）
原子炉格納容器内の 格納容器内酸素濃度
格納容器雰囲気放射線モ
Ｓ
酸素濃度
（ＳＡ）
ニタ（Ｓ／Ｃ）
ドライウェル圧力―
サプレッション・チェン―
バ圧力
使用済燃料プール温度―（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア―
使用済燃料プール水
放射線モニタ（高レン位・温度（ＳＡ広域）
ジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カ―
メラ
使用済燃料プール水位・Ｃ
温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア―
使用済燃料プール温
放射線モニタ（高レン
度（ＳＡ）
ジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カ―
使用済燃料プールのメラ
監視
使用済燃料プール水位・Ｃ
使用済燃料プールエ
温度（ＳＡ広域）リ ア 放 射 線 モ ニ タ 使用済燃料プール温度―（高レンジ・低レン（ＳＡ）
ジ）
使用済燃料プール監視カ―
メラ
使用済燃料プール水位・Ｃ
温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監
使用済燃料プール温度―視カメラ（使用済燃（ＳＡ）
料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア―
用空冷装置を含む）
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）（安全パラメータ表示シ （Ｃ）
安全パラメータ表示
ステム（ＳＰＤＳ））＊
発電所内の通信連絡システム（ＳＰＤＳ）
２
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子
温度，圧力，水位，注炉格納容器内の温水量の計測・監視度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子
圧力，水位，注水量の炉格納容器内の圧計測・監視力，水位及び流量（注水量）計測用）

設備
種別
常設
可搬型

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故緩和設備
常設重大事故緩和設備

―

×＊１

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

各計器＊２

Ｓ

可搬型

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

各計器＊２

Ｓ

可搬型

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

―

―

―

―

注記＊1：一部の部位は原子炉格納容器内にあるが，放射線劣化を考慮する必要のある部位（伝送器等）は原子炉格納容器外に設置されているため，原子炉格納容器外設備と整理した。
＊2：代替する機能を有する設計基準対象施設

33

58 条 計装設備(10／10)
系統機能

その他

設備

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

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス
―

×

―

―

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧（Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧）

（Ｓ）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧（Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧）

（Ｓ）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧（Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電
圧）

（Ｓ）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧（Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧）

（Ｓ）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧（Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧）

（Ｓ）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧

Ｓ

緊急用Ｍ／Ｃ電圧

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧

Ｓ
Ｓ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

緊急用Ｐ／Ｃ電圧

Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

Ｓ
Ｓ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故防止設備

―

×

―

―

直流125V主母線盤２ （直流125V主母線盤２Ａ
Ａ電圧
電圧）

（Ｓ）

直流125V主母線盤２ （直流125V主母線盤２Ｂ
Ｂ電圧
電圧）

（Ｓ）

直流125V主母線盤Ｈ （直流125V主母線盤ＨＰ
ＰＣＳ電圧
ＣＳ電圧）
直 流± 24V 中性 子 モ（直流±24V中性子モニ
ニタ用分電盤２Ａ電
タ用分電盤２Ａ電圧）圧
直 流± 24V 中性 子 モ（直流±24V中性子モニ
ニタ用分電盤２Ｂ電
タ用分電盤２Ｂ電圧）圧
直流125V主母線盤２Ａ電
圧
緊急用直流125V主母 直流125V主母線盤２Ｂ電
線盤電圧圧
直流125V主母線盤ＨＰＣ
Ｓ電圧
非常用窒素供給系供 （非常用窒素供給系供給
給圧力
圧力）
非常用窒素供給系高 非常用窒素供給系供給圧
圧窒素ボンベ圧力力
非常用逃がし安全弁 非常用窒素供給系供給圧
駆動系供給圧力力
非常用逃がし安全弁
非常用窒素供給系供給圧
駆動系高圧窒素ボン
力
ベ圧力

（Ｓ）
（Ｓ）

（Ｓ）
Ｓ
Ｓ
Ｓ
（Ｃ）
Ｃ
Ｃ
Ｃ

34

59 条 運転員が原子炉制御室にとどまるための設備
系統機能

設備

中央制御室
中央制御室遮蔽中央制御室換気系に 中央制御室換気系空よる居住性の確保
気調和機ファン
中央制御室換気系フ
ィルタ系ファン
中央制御室換気系フィルタユニット
非常用ガス再循環系
排風機
原子炉建屋ガス処理
非常用ガス処理系排系による居住性の確
風機
保原子炉建屋原子炉棟
ブローアウトパネル
閉止装置
原子炉建屋外側ブロブローアウトパネル
ーアウトパネルの閉閉止装置開閉状態表止による居住性の確示
保ブローアウトパネル
開閉状態表示中央制御室待避室
中央制御室待避室遮
蔽
中央制御室待避室空
気ボンベユニット
中央制御室待避室に（空気ボンベ）よる居住性の確保
中央制御室待避室差圧計
衛星電話設備（可搬型）（待避室）
データ表示装置（待避室）
可搬型照明（ＳＡ）に
可搬型照明（ＳＡ）
よる居住性の確保
酸素濃度計及び二酸 酸素濃度計
化炭素濃度計による居住性の確保二酸化炭素濃度計
チェンジングエリアの設置及び運用によ可搬型照明（ＳＡ）
る汚染の持ち込みの防止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
（中央制御室）（Ｓ）（中央制御室遮蔽）

（Ｓ）

設備
種別
常設
可搬型
常設
常設
常設

（中央制御室換気系）

（Ｓ）

常設
常設

設備分類

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

分類

機器
クラス

（重大事故等対処施設）

―

×

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

―

その他設備に記載（常設重大事故緩和設備）

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

常設

（重大事故等対処施設）

―

×

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型

―

―

可搬型

中央制御室照明

―

可搬型

―

―

可搬型

―

―

可搬型

―

―

可搬型

35

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

60 条 監視測定設備
系統機能

設備

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

可搬型モニタリン
グ・ポスト
放射線量の代替測定
モニタリング・ポスト
可搬型モニタリン
グ・ポスト端末
可搬型ダスト・よう素サンプラ
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー
放射能観測車の代替 タ
放射能観測車測定
β線サーベイ・メー
タ
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メー
タ
可搬型気象観測設備
気象観測設備による
代替測定
可搬型気象観測設備
端末
可搬型モニタリン
グ・ポスト
電離箱サーベイ・メータ
放射線量の測定小型船舶
可搬型モニタリン
グ・ポスト端末
可搬型ダスト・よう素サンプラ
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー
タ
放射性物質濃度（空気
β線サーベイ・メー
中・水中・土壌中）及タ
び海上モニタリング
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メー
タ
小型船舶

設備
種別
常設
可搬型
可搬型

Ｃ
可搬型
可搬型

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

Ｃ

可搬型
―
可搬型
可搬型
可搬型

―

―

―

―

可搬型

―

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (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）

可搬型

―

分類
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

機器
クラス

可搬型

可搬型
気象観測設備

設備分類

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

可搬型

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

―

―

―

36

61 条 緊急時対策所
系統機能

緊急時対策所

設備
種別
常設
可搬型
常設

（重大事故等対処施設）

機器
クラス
―

×

―

―

緊急時対策所遮蔽

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

常設

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

可搬型

可搬型重大事故緩和設備

ＳＡ－３

―

―

―

常設重大事故緩和設備

―

×

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

62条に記載（可搬型重大事故防止設備，可搬型重大事故緩和設備）

―

―

―

62条に記載（常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
）

―

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

設備

緊急対策所非常用送緊急時対策所非常用
風機
換気設備及び緊急時
緊急対策所非常用フ対策所加圧設備によィルタ装置
る放射線防護
緊急時対策所加圧設
備
緊急時対策所用差圧計
緊急時対策所内の酸 酸素濃度計
素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定二酸化炭素濃度計

放射線量の測定

必要な情報の把握

通信連絡

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

―

―

常設
可搬型
―

―
可搬型

設備分類
分類

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

緊急時対策所エリア――
可搬型
可搬型重大事故緩和設備―
モニタ
可搬型モニタリン
60条に記載（可搬型重大事故緩和設備）
グ・ポスト
安全パラメータ表示
62条に記載（常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備）
システム（ＳＰＤＳ）
無線連絡設備（携帯62条に記載（可搬型重大事故防止設備，可搬型重大事故緩和設備）型）
衛星電話設備（固定 62条に記載（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型）（防止でも緩和でもない設備））
衛星電話設備（携帯 62条に記載（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型）
設備（防止でも緩和でもない設備））
携行型有線通話装置

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，Ｉ
Ｐ電話，ＩＰ－ＦＡ
Ｘ）
緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電
緊急時対策所用代替 機燃料油貯蔵タンク
電源設備による給電 緊急時対策所用発電機給油ポンプ
緊急時対策所用Ｍ／
Ｃ電圧計

常設
常用電源設備
―

Ｃ
―

常設
常設
常設

37

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
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

62 条 通信連絡を行うために必要な設備
系統機能

設備

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

携行型有線通話装置
送受話器（ページン
無線連絡設備（携帯グ），電力保安通信用電型）
話設備（固定電話機，Ｐ
衛星電話設備（固定ＨＳ端末及びＦＡＸ）
発電所内の通信連絡 型）―
衛星電話設備（携帯型）（安全パラメータ表示シ
安全パラメータ表示
ステム（ＳＰＤＳ））
システム（ＳＰＤＳ）―
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備（携帯型）
統合原子力防災ネッ
発電所外（社内外）の トワークに接続する―
通信連絡
通信連絡設備（テレビ会議システム，Ｉ
Ｐ電話及びＩＰ－Ｆ
ＡＸ）
データ伝送設備

設備
種別
常設
可搬型
可搬型

Ｃ
可搬型
常設
―
可搬型
（Ｃ）
常設
―
常設
可搬型

―

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

機器
クラス

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)

―

―

―

―

―

―

―

―

―

×

―

―

―

―

―

―

―

×

―

―

―

×

―

―

―

―

―

―

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

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

―

×

―

―

38

その他の設備
系統機能

設備

原子炉圧力容器重大事故等時に対処 原子炉格納容器するための流路，注水先，注入先，排出元等 使用済燃料プール
原子炉建屋原子炉棟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
（原子炉圧力容器）（Ｓ）――（原子炉格納容器）（Ｓ）――（使用済燃料プール）
（Ｓ）
―
―
―

―

設備
種別
常設
可搬型
常設
常設
常設
常設

設備分類
分類

機器
クラス

常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
ＳＡ－２
常設重大事故緩和設備
常設重大事故緩和設備―

PCV 内：○PCV 破損8 日以降期
PCV 外：× 防止対策
待する設備
可搬：― (緩和設備)
○

○

○＊１

○

○

○＊２

×

―

―

×

―

―

（貯留堰）
Ｓ
常設耐震重要重大事故防止設備
貯留堰
常設
―
×
―
―
―
―
常設重大事故緩和設備（取水路，取水ピット） （Ｃ）
常設重大事故防止設備
取水構造物
常設
―
×
―
―
―
―
常設重大事故緩和設備
ＳＡ用海水ピット取
取水路，取水ピット
Ｃ
常設重大事故防止設備
常設
―
×
―
―
水塔
―
―
常設重大事故緩和設備
取水路，取水ピット
Ｃ
常設重大事故防止設備
非常用取水設備
海水引込み管
常設
―
×
―
―
―
―
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
取水路，取水ピット
Ｃ
―
×
―
―
常設
ＳＡ用海水ピット
常設重大事故緩和設備――
取水路，取水ピット
Ｃ
常設重大事故防止設備
緊急用海水取水管
常設
―
×
―
―
―
―
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
緊急用海水ポンプピ
取水路，取水ピット
Ｃ
―
×
―
―
常設
常設重大事故緩和設備
ット――
注記＊1：原子炉圧力容器は無機物である低合金鋼，炭素鋼等が使用されており耐放射線性を有するため，事故後長期にわたって健全性は維持されると考えられる。
＊2：原子炉格納容器は無機物である炭素鋼等が使用されており耐放射線性を有するため，事故後長期にわたって健全性は維持されると考えられる。また，トップヘッ
ドフランジ等に用いられる改良ＥＰＤＭ製シール材についても，累積放射線照射量の増加に対して基礎特性の有意な変化がないことを試験により確認している。

39

「4. 事故後 8 日以降の放射線に対する評価」で抽出されたパラメータ①

ドライウェル雰囲気温度
・ドライウェル雰囲気温度は，「原子炉格納容器内の温度」を監視する主要パラメータ。
・ドライウェル雰囲気温度は一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必要があるが，少なくとも日程度の耐放射線性を有する。
・ドライウェル雰囲気温度の 1 個が機能喪失した場合でも，他のドライウェル雰囲気温度により監視を継続できる。
・ドライウェル雰囲気温度が期待できない状況を想定した場合は，ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力による推定が可能である。推定方法としては，保守的に原子炉格納容器内が飽和蒸気環境であると仮定し，飽和温度／圧力の関係を利用して推定を行う。
・ドライウェル圧力等については，伝送器の設置場所が原子炉格納容器外であることから，事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても中長期にわたり耐放射線性を有しており，故障した際には外部支援により設備の取替えが可能である。

②

格納容器下部水位・格納容器下部水位は，「原子炉格納容器内の水位」を監視する主要パラメータ。
・格納容器下部水位は一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必要があるが，少なくとも日程度の耐放射線性を有する。
・格納容器下部水位の 1 個が機能喪失した場合でも，同じ高さの他の格納容器下部水位により監視を継続できる。
・格納容器下部水位が期待できない状況を想定した場合は，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位による推定が可能である。
・低圧代替注水系格納容器下部注水流量等については，伝送器の設置場所が原子炉格納容器外であることから，事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても中長期にわたり耐放射線性を有しており，故障した際には外部支援により設備の取替えが可能である。

8 日以降の監視
分類

主要パラメータ

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

代替パラメータ＊1

外部支援手段等により監視を期待するパラメータ

外部支援手段（例）①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力

主要パラメータであるドライウェル雰囲気温度は，一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必要があるが，少なくとも日程度の耐放射線性は有している。
ドライウェル雰囲気温度が機能喪失した場合には，代替パラメータ
であるドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力による推定が可能である。ドライウェル圧力及びサプレッション・チェン
バ圧力は，伝送器の設置場所が原子炉格納容器外であることから，
事故後 8 日以降の放射線による影響を考慮しても中長期にわたり耐放射線性を有している。
なお，ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力の計装
配管は原子炉格納容器内にあるが，計装配管は無機物であることから，事故後 8 日以降の耐放射線性は有している。

・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ
圧力

ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力
は，伝送器の設置場所が原子炉建屋原子炉棟であり，少なくとも 100 日以上の耐放射線性を有しており，事故後 100 日以降の作業環境としては以下であることから，故障した際には外部支援により設備の取替えが可能である。
（参考 5 参照）

①主要パラメータの他チャンネル②低圧代替注水系格納容器下部注水流量③代替淡水貯槽水位③西側淡水貯水設備水位④［格納容器下部雰囲気温度］＊2

主要パラメータである格納容器下部水位は，一部に有機材料を使用しているため放射線による劣化を考慮する必要があるが，少なくとも日程度の耐放射線性は有している。
格納容器下部水位が機能喪失した場合には，代替パラメータである
低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替淡水貯槽水位及び西側
淡水貯水設備水位による推定が可能である。低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯水設備水位は，伝送器の設置場所が原子炉格納容器外であることから，事故後 8 日
以降の放射線による影響を考慮しても中長期にわたり耐放射線性を有している。
なお，格納容器下部雰囲気温度は，常用代替監視パラメータであり，耐放射線性は期待していない。

・低圧代替注水系格納容器
下部注水流量・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯槽設備水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量は，伝送器の設
置場所が原子炉建屋原子炉棟であり，少なくとも 100
日以上の耐放射線性を有しており，事故後 100 日以降の作業環境としては以下であることから，故障した際には外部支援により設備の取替えが可能である。
代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯槽設備水位は，伝送器の設置場所がそれぞれ常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置置場内であり，線量率は原子
炉建屋原子炉棟内よりも低いことから，故障した際には低圧代替注水系格納容器下部注水流量の場合と同様に外部支援により設備の取替えが可能である。
（参考 5
参照）

注記＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

添付 14-4

抽出されたパラメータの健全性評価

04

添付 14-5

1
4

2
4

3
4

4
4

ドライウェル雰囲気温度の構造イメージ図
先端金具（

コンプレッション
フィッティング（） （）

接続スリーブMI ケーブルペネトレーション
ボックス内

コンプレッション）フィッティング
（）
アダプタ

アダプタ詳細イメージ
54
添付 14-6：有機材料使用箇所＊（材質：）
注記＊：電線保護を目的としている。
熱や放射線による劣化としては，熱収縮チューブの硬化等が考えられるが，熱収縮チューブが劣化しても絶縁性が保たれていれば温度測定は可能

添付 14-7

6
4

7
4

8
4

9
4

格納容器下部水位の構造イメージ図

アダプタ詳細イメージ
05：有機材料使用箇所＊）（材質：
注記＊：電線保護を目的としている。
熱や放射線による劣化としては，熱収縮チューブの硬化等が考えられるが，熱収縮チューブが劣化しても絶縁性が保たれていれば水位測定は可能

添付 14-9
ドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位の耐放射線性について
格納容器破損防止対策の有効性評価におけるドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位の耐放射線性の日数については，以下に示すとおりである。なお，下記のとおり，③の積算線量及び④の 1 日当たりの線量率は有効性評価の各評価事故シーケンスを十分包絡する値となっており，有効性評価の各評価事故シーケンスを想定すると，機能を期待できる日数は日程度よりも更に長くなる。
○ドライウェル雰囲気温度，格納容器下部水位機能を期待できる日数としては， 日程度と算出している。
▼算出根拠（①
kGy－②7 kGy－③640 kGy）÷④31.2 kGy/日＋7 日＝日①環境認定試験により健全性を確認した積算線量：kGy②通常運転中の 20 年間の積算線量：7 kGy＊1③重大事故等発生から 7 日間の積算線量：640 kGy（格納容器破損防止対策の有効性評価の各評価
事故シーケンスを包絡するよう，保守的な条件とした場合の積算線量）④7 日時点の線量率から算出した 1 日当たりの線量率（解析値）：31.2 kGy/日（格納容器破損防止対策の有効性評価の各評価事故シーケンスを包絡するよう，保守的な条件とした場合の 1 日
当たりの線量率）＊2
注記＊1：放射線による劣化を考慮する必要のある有機材料はペネトレーションボックス内のアダプタ部のみに使用していることから，原子炉格納施設内のペネトレーションボ
ックス設置エリアの通常運転中の環境条件の設計値を示している。
設計値については，建設時第 22 回工事計画認可申請書（51 資庁第 3467 号 昭和 51
年 6 月 2 日認可）にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-3-2 人が常時勤務し，またはひん繁に出入する原子力発電所内の場所における放射線量率に関する説明書」による。
線量の積算期間については，当該設備が新規制基準への対応として新たに設置する設備であることから想定される運転期間を考慮して 20 年間で設定している。
＊2：8 日以降は減衰しないものと保守的に仮定している。

51

参考 1
重大事故等時の条件として考慮した原子炉格納容器内の積算線量の事故条件について格納容器過圧破損の事故シーケンス＊１
事故発生時 7 日までの健全性維持が必要な設備

炉心損傷開始（事故発生時）

事故発生 8 日以降も健全性維持が必要な設備

・逃がし安全弁・ドライウェル雰囲気温度

・原子炉圧力容器温度・格納容器下部水位

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度，等

放 射 線 量 率

格納容器内に放出された放射性物質による線量率（放射性物質の減衰により低下）①青斜線部の面積（積算線量）は約 640

1 日経過後kGy 以下であり，設計条件として約 640の線量率

kGy と設定した。
7 日時点の線量率：31.2 kGy/日

また，7 日時点の線量率は 31.2 kGy/日である。

7 日後には

1/2～1/3 程度
に減衰

7日

事故発生
（プラント停止）

注記＊1：各シーケンスを包絡する保守的な条件にて積算線量算出

事故発生 7 日後に炉心損傷した場合＊２
事故発生時 7 日までの健全性維持が必要な設備（格納容器内に放出される前に・ドライウェル雰囲気温度

・原子炉圧力容器温度・格納容器下部水位

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度，等

放射性物質は減衰）

放 射 線 量 率②緑斜線部の積算線量は 300 kGy 未満

1 日経過後＊３，赤斜線部の積算線量は緑斜線部の線量率

炉心損傷開始（7 日時点と仮定）より小さいことが明らかであるた
め，合計は 300 kGy の 2 倍の 600 kGy
より小さく，①の条件に包絡され7 日後にはる。

1/2～1/3 程度に減衰事故発生 8 日以降も健全性維持が必要な設備

・逃がし安全弁

炉心は健全であるが，LOCA 等に伴い放射性物質が原子炉格納容器内に放出

注記＊3：7 日時点での線量率を減衰を無視して 7 日間積算した値

事故発生（プラント停止）

14 日

7日

注記＊2：事故発生後に炉心損傷防止に一時成功するが，7 日後に炉心損傷防止の維持に失敗した場合のイメージ

事象が緩やかに進展する場合は，プラント停止から炉心損傷までの時間が長くなり，放射線量率は低減するため，積算線量は，設計条件（640 kGy）に包絡される。

52

参考 2
主パラメータである計器（ドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位）の事故時の健全性や計測する上での代表性及び使っている有機材料及びその耐熱温度について
ドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位については基本的に金属材料で構成されているが，検出部の一部については有機材料であるを使用している。
熱耐性としては，環境認定試験において，有機材料部であるも含めて試験供試体を作成し，最高温度 200 ℃（短期最高 235 ℃）にて試験を実施し健全性を確認している。重大事故等時における最高温度は 200 ℃（短期最高 235 ℃）であることから，耐熱性に問題ないと考えている。

53

参考 3
ドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位の配置について
ドライウェル雰囲気温度については，格納容器内の上部（EL.
m），中部（EL.
m），下部（EL.
m）及びペデスタル気相部（EL.
m）にそれぞれ 2 台ずつ分散配置して設置されており，原子炉格納容器全体の雰囲気温度を計測することが可能である。ドライウェル雰囲気温度の設置場所について，図 1 及び図 2 に示す。
格納容器下部水位については，ペデスタル（ドライウェル部）内と，ペデスタル（ドライウェル部）と貫通孔で接続されたドライウェルに設置するボックス内に分散して設置する。格納容器下部
水位の設置位置及び設置個数について，図 3 及び表 1 に示す。

原子炉格納容器原子炉圧力容器
EL.

EL.

m

EL.

m

EL.

m

EL.

m

m

EL.

ドライウェル(D/W)

サプレッション・
チェンバ(S/C)

図 1 ドライウェル雰囲気温度の設置場所（概略断面図）

54

m

EL.

m

EL.

m

図 2 ドライウェル雰囲気温度の設置場所（概略平面図）

55

格納容器下部水温
格納容器下部水位
格納容器下部雰囲気温度

格納容器下部雰囲気温度(高さ+1.1m)
ペデスタル床面高さ+1.05m 検知用
ペデスタル床面高さ+0.95m 検知用
ペデスタル床面高さ+0.50m 検知用
ペデスタル床面高さ+0.2m 検知用
ペデスタル床面高さ 0m 検知用

ペデスタル床面高さ+2.75m 満水管理用貫通孔（内径約 15cm）
ペデスタル床面高さ+2.25m 満水管理用

図 3 格納容器下部水位の配置イメージ
表 1 ペデスタル内計器の概要
設置高さ＊１

設置数

計器種別

各高さに 5 個

測温抵抗体式
温度計

各高さに 2 個

電極式
水位計

2個

熱電対式温度計

0 m
格納容器下部水温0.2 m
0.50 m
0.95 m
格納容器下部水位

1.05 m2.25 m

格納容器下部雰囲気温度

2.75 m
1.1 m

注記＊1：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ

56

一部の部位が原子炉格納容器内にある計装設備の系統構成，設置場所及び個数について
一部の部位が原子炉格納容器内にある計装設備の系統構成，設置場所及び個数について，以下に示す。
設備
原子炉圧力

設置場所

個数

系統構成

図 15 に示す

2

原子炉格納容器内に凝縮槽及び計装配管が設置されており，凝縮槽及び計装配管を通じて原子炉格納容器外の弾性圧力検出器に圧力を伝えている。凝縮槽及び計装配管は，無機

原子炉圧力（ＳＡ）

図 15 に示す

2

原子炉水位（広帯域）

図 15 に示す

2

原子炉水位（燃料域）

図 14 に示す

2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

図 15 に示す

1

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

図 14 に示す

1

ドライウェル圧力

図 16 に示す

1

図 13 に示す

1

図 12 に示す

1

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

図 14，15 に2

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）示す

2

サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水位物で構成されている。
（構成図を図 1，2 に示す。
）
原子炉格納容器内に凝縮槽及び計装配管が設置されており，凝縮槽及び計装配管を通じて原子炉格納容器外の差圧式水位検出器にて水位を検出している。凝縮槽及び計装配管
は，無機物で構成されている。
（構成図を図 3～6 に示す。
）

原子炉格納容器内に計装配管が設置されており，計装配管を通じて原子炉格納容器外の検出器にて圧力，水位等を検出している。計装配管は，無機物で構成されている。
（構成
図を図 7～10 に示す。
）

参考 4

7
5

8
5
＊1：原子炉水位，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力＊2：原子炉水位，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力

図 1 検出器の構成図（原子炉圧力）

弾性圧力検出器

原子炉圧力容器

原子炉格納容器
Ａ

凝縮槽
Ａ部詳細
中央制御室

演算装置

論理回路

警報

演算装置

指示

＊

記録

＊：原子炉水位，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力＊：原子炉水位，原子炉圧力

図 2 検出器の構成図（原子炉圧力（ＳＡ）
）

9
5

0
6
図 3 検出器の構成図（原子炉水位（広帯域））16
図 4 検出器の構成図（原子炉水位（燃料域））

原子炉格納容器

凝縮槽
凝縮槽

差圧式水位検出器
Ａ部詳細
中央制御室

2
6
演算装置

原子炉圧力容器

指示

＊
Ａ

Ａ

記録

＊：原子炉水位，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）＊：原子炉水位，原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

図 5 検出器の構成図（原子炉水位（ＳＡ広帯域））

原子炉格納容器

凝縮槽
凝縮槽

差圧式水位検出器
Ａ部詳細
中央制御室

3
6

演算装置

指示

原子炉圧力容器

＊
Ａ

Ａ

記録

＊：原子炉水位，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力

図 6 検出器の構成図（原子炉水位（ＳＡ燃料域））

弾性圧力検出器
原子炉格納容器

中央制御室

演算装置

指示

Ａ
記録
Ａ部詳細

4
6
原子炉圧力容器

図 7 検出器の構成図（ドライウェル圧力）

弾性圧力検出器

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

中央制御室
サプレッション・チェンバ
演算装置

指示

Ａ

5
6
記録

図 8 検出器の構成図（サプレッション・チェンバ圧力）Ａ部詳細差圧式水位検出器
原子炉圧力容器

原子炉格納容器

Ａ部詳細

6
6

凝縮槽
凝縮槽

中央制御室
Ａ
演算装置

指示

サプレッション・プール
記録

図 9 検出器の構成図（サプレッション・プール水位）

76
図 10 検出器の構成図（格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ））

86
図 12 配置図(1／5)

96
図 13 配置図(2／5)

07
図 14 配置図(3／5)

17
図 15 配置図(4/5)

27
図 16 配置図(5/5)

参考 5
原子炉建屋原子炉棟内の伝送器の耐放射線性及び事故時の線量率について
原子炉格納容器外において事故後の放射線量が大きくなる場所として原子炉建屋原子炉棟内が考えられ，ここにはドライウェル雰囲気温度及び格納容器下部水位の代替パラメータであるドライウ
ェル圧力，低圧代替注水系格納容器下部注水流量等の伝送器＊が設置されている。
これに対して，格納容器破損防止対策の有効性評価の評価事故シーケンス（「大破断 LOCA＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗（代替循環冷却系に期待する場合）」，「大破断 LOCA＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷却失敗（代替循環冷却系に期待できない場合）」，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗＋炉心損傷後の手動減圧失敗（＋DCH）」）のうち，最も原子炉建屋原子炉棟内の線量が厳しくなる「大破断 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗（代替循環冷却系に期待する場
合）」の事故後 100 日までの原子炉建屋原子炉棟内の放射線量評価結果に基づき，上記伝送器の健全性に期待できる期間内に，設備の取替えが可能となる程度まで線量率が低下することを確認している。その内容は以下のとおり。
注記＊：原子炉建屋原子炉棟内の関連設備のうち放射線影響を受けやすい設備として，伝送器を評価対象に選定○事故後 100 日時点までの積算線量
原子炉建屋原子炉棟内の放射線線量評価は，「原子炉格納容器内からの漏えいに起因する線量」
及び「線源配管からの直接線による線量」の寄与を合わせて考慮する。
上記のうち，線源配管からの直接線による線量は，線源配管及び伝送器の配置並びに遮蔽材の有無，遮蔽材厚さによって変わるが，事故後 8 日以降に期待する設備であるドライウェル圧力，
低圧代替注水系格納容器下部注水流量等の伝送器は，原子炉格納容器内からの漏えいに起因する線量（事故後 100 日時点までの積算線量：約 220 Gy）の寄与を考慮しても環境認定試験により健全性を確認しているの線量を超過することのないよう遮蔽設計を行うことから，事故後100 日以上の健全性維持に期待できる。
【遮蔽設計の例：ドライウェル圧力】
厚さ 3 cm の鉛遮蔽（減衰率：0.09）を伝送器周りに設置し，「原子炉格納容器内からの漏え
いに起因する線量」及び「線源配管からの直接線による線量」を減衰させる遮蔽設計を行うことにより，事故後 100 日以上の健全性維持に期待できる。
○事故後 100 日時点での原子炉建屋原子炉棟内の線量率
事故後 100 日時点での原子炉格納容器内からの漏えいに起因する原子炉建屋原子炉棟内の線量率は，約であり，少なくとも事故後 100 日時点では設備の取換え作業が可能となる線量率になる。
一方，線源配管からの直接線による線量率は，作業時に線源配管と作業場所との間に必要な遮蔽対策（鉛遮蔽壁の設置等）を実施することにより，作業に支障のない線量率に低減可能である。
また，必要に応じて線源配管となる代替循環冷却系配管について，図 2 に示すとおり，外部水源から洗浄用水を系統内に供給（可搬型代替注水大型ポンプによる淡水供給）することにより，系
統全体のフラッシングを行うことで，線量を更に低減させることが可能である。これらの対応を行うことにより，線源配管からの直接線による線量率を作業に支障のない範囲まで低減させ，少なくとも事故後 100 日時点では設備の取替え作業が可能である環境を整えることが可能である。

73

7日

100 日

100 日時点での積算線量：約 220 Gy

積算線量

積算線量

線量率
(Sv/h)(Gy)

100 日時点での線量率：約

線量率

図１ 原子炉格納容器内からの漏えいに起因する
オペレーションフロア（EL.
46.50 m）における事故後の線量率及び積算線量74

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO
MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

MO

*2
MO

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)
代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

図2

代替循環冷却系のフラッシング操作時の系統構成例75補足-40-15【重大事故等時における現場操作の成立性について】

１．はじめに重大事故等対策の有効性評価において行われる各操作について，操作概要，操作時間及び操作の成立性を添付１「重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について」に示す。
添付１で示された各操作のうち，現場での操作の成立性を抜粋し，「表 重大事故等対策（現場）の成立性確認」に示す。
２．操作性・操作環境（１）操作時間
各操作について，想定時間内に操作可能であることを訓練等からの実績時間より確認できる。
（２）操作環境
操作環境は「温度・湿度，放射線環境，照明，その他」と分類されている。
（ａ）温度・湿度
温度・湿度は，通常運転時と同程度（原子炉建屋内）もしくは屋外環境である。温度
40 ℃程度，湿度 100 %程度となる操作（添付２）も一部あるが，保護具を装着することから，問題はない。
（ｂ）放射線環境
以下のような操作において被ばくのおそれがあり，「西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作」が最も実効線量の高くなる操作だが，マスク着用によりその実効線量は約 61 mSv（添付３）となり，緊急時の線量限度である 100 mSv を超えることはない。
・常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作：約 55 mSv
・タンクローリによる燃料給油操作：約 26 mSv
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
操作：約 61 mSv
・可搬型窒素供給装置への給油操作：約 7.3 mSv
・格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操作：約 28 mSv
・現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作：約 15 mSv（ｃ）照明
蓄電池内蔵照明の配置，ヘッドライトやＬＥＤライトの携行及び車両の作業用照明があることから，問題はない。
（ｄ）その他（アクセスルート等）
アクセスルート上に支障となる設備はあらかじめ置かないようにすることから，問題はない。
（３）連絡手段
携行型有線通話装置※，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備（固定型※，携帯型※），
無線連絡設備（固定型，携帯型※）及び送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室や災害対策本部との連絡が可能であることから，問題はない。
1※：SA 設備

（４）操作性
複雑な操作は無く，通常運転時等に行う操作と同様で容易に操作可能である。また，訓練を行い想定時間内で行うことを確認しているため，問題はない。
以上のことから，各現場での操作について，操作の想定時間，操作環境，連絡手段及び操作性を確認した結果，問題なく各操作を実行できることが分かる。
３．添付資料・添付１：「重大事故等対策の有効性評価」抜粋「添付資料 1.3.4 重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について」
・添付２：「重大事故等対策の有効性評価」抜粋「添付資料 2.7.2 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について」
・添付３：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」抜粋「添付資料 1.13.4 水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について」
・添付４：「非常用母線接続作業時の被ばく評価について」
・添付５：「3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備【50 条】」抜粋「別紙 17 ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価」

2

表
操作項目

操作の内容

常設代替交流電源設備による非常用母線の受
電準備操作●非常用母線の受電準備操作(現場）

常設代替交
流電源設備
からの受電
操作

所内常設直流電源設備による非常用所内電気
設備への給電操作(不要負荷の切離操作）●不要負荷の切離操作(現場）3※1:添付４「非常用母線接続作業時の被ばく評価について」

操作の
想定時間

訓練等
からの
実績時間

2.3.2 全
交流動力電
源喪失（Ｔ
ＢＤ，ＴＢ
Ｕ）の場合
:185分

2.3.2 全
交流動力電
源喪失（Ｔ
ＢＤ，ＴＢ
Ｕ）の場合
:152分

上記以外の
場合
:75分

上記以外の
場合
:72分

50分

42分

重大事故等対策（現場）の成立性確認（1／4）
操作環境
状

況
温度・湿度

運転員
重大事故等
対応要員
（現場）

運転員
重大事故等
対応要員
（現場）

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

放射線環境

照

明

蓄電池内蔵型照明を操作エリアに配備しているため，建屋内
非常用照明消灯時に【炉心損傷がない場合】
おける操作性を確保
炉心損傷 がないた め高している。また，ヘッ線量となることはない。
ドライトやＬＥＤラ【炉心損傷がある場合】
イトを携行している
実効線量：約55 mSv※1
ため，蓄電池内蔵型
照明が使用できない
場合においても，操作に影響はない。
蓄電池内蔵型照明を操作エリアに配備しているため，建屋内
非常用照明消灯時における操作性を確保
炉心損傷がないため高線 している。また，ヘッ
量となることはない。
ドライトやＬＥＤラ
イトを携行している
ため，蓄電池内蔵型
照明が使用できない
場合においても，操作に影響はない。

連絡手段

操作性

アクセスルート上に支障となる設備はない。

携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

通常運転時等に行うＮＦ
Ｂ操作と同様であり，容易に操作できる。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

携行型有線通話装置，
電力
保安通信用電話設備（固定
電話機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。

通常運転時等に行う遮断器操作と同じであり，容易に操作できる。

その他（アクセスルート等）

表
操作項目

可搬型設備
用軽油タン
クから各機
器への給油

4

水源補給操
作

操作の
想定時間

操作の内容

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリ
への給油操作90分

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

適宜実施
3.5時間に1回給油※1タンクローリによる燃料給油操作●可搬型窒素供給装置への給油操作

適宜実施
2.2時間に1回給油※1

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作●可搬型代替注水中型ポンプの移動，
ホース敷
設等の操作

180分

重大事故等対策（現場）の成立性確認（2／4）

訓練等
からの
実績時間

温度・湿度

重大事故等
対応要員
（現場）

屋外での操作。

18分

28分

重大事故等
対応要員
（現場）

164分

重大事故等
対応要員
（現場）

※2:添付３「水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について」※4：線量評価では，可搬型代替注水中型ポンプの補給監視作業時間を考慮

況80分※1:燃料が枯渇しないために必要な給油時間の間隔（許容時間）※3：給油 1 回当たり（約 15 mSv/h×約 0.5 時間）の実効線量

操作環境
状

放射線環境

照

【炉心損傷がない場合】
炉心損傷がないため高線量となることはない。
【炉心損傷がある場合】
実効線量：約26 mSv※2

明その他（アクセスルート等）

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤラ アクセスルート上
イトにより，操作可能 に支障となる設備である。夜間において はない。
も，操作に影響はない。

屋外での操作。

実効線量：約7.3 mSv

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤラ アクセスルート上
イトにより，操作可能 に支障となる設備である。夜間において はない。
も，操作に影響はない。

屋外での操作。

【炉心損傷がない場合】
炉心損傷がないため高線量となることはない。
【炉心損傷がある場合】
実効線量：約61 mSv※2，※4

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤラ アクセスルート上
イトにより，操作可能 に支障となる設備である。夜間において はない。
も，操作に影響はない。

※3

連絡手段

操作性

衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備 燃料給油の各操作には複雑な操（固定電話機，ＰＨＳ端 作手順はなく，容易に操作でき末），送受話器のうち， る。
使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。
衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備 燃料給油の各操作には複雑な操（固定電話機，ＰＨＳ端 作手順はなく，容易に操作でき末），送受話器のうち， る。
使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。
衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備 可搬型代替注水中型ポンプから（固定型，携帯型），電 のホース接続は，専用の結合金
力保安通信用電話設備 具を使用して容易に接続可能で（固定電話機，ＰＨＳ端 ある。
末），送受話器のうち， 操作エリア周辺には，支障とな使用可能な設備により， る設備はなく，十分な操作スペ
災害対策本部との連絡 ースを確保している。
が可能である。

表
操作項目

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器除熱
操作

操作の内容

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操作●第二弁現場操作場所への移動

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

5

低圧代替注
水系（可搬
型）を用い
た原子炉注
水操作及び
代替格納容
器スプレイ
冷却系（可
搬型）によ
る格納容器
スプレイ操
作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構
成操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
スプレイ操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容
器冷却の系統構成操作

操作の
想定時間

45分

170分

125分

175分

訓練等
からの
実績時間

41分

操作環境
状

況

重大事故等
対応要員
（現場）

154分

重大事故等
対応要員
（現場）

115分

運転員
重大事故等
対応要員
（現場）

124分

運転員
重大事故等
対応要員
（現場）

※1: 線量評価では，往復の移動時間，第二弁操作時間及び第二弁操作室の待避時間 180 分を考慮

※2：添付５「ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価」

重大事故等対策（現場）の成立性確認（3／4）
温度・湿度

放射線環境

通常運転時と同程度。 実効線量：約28mSv※1，※2

屋外での操作。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

照明へッドライトやＬＥ
Ｄライトを携行しているため，建屋内非常用照明が消灯した
場合においても，操作に影響はない。

その他（アクセスルート等）

アクセスルート上に支障となる設備はない。

炉心損傷がないため高線量となることはない。

車両の作業用照明・
ヘッドライト・ＬＥ
Ｄライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響はない。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

炉心損傷がないため高線量となることはない。

へッドライトやＬＥ
Ｄライトを携行しているため，建屋内非常用照明が消灯した
場合においても，操作に影響はない。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

炉心損傷がないため高線量となることはない。

へッドライトやＬＥ
Ｄライトを携行しているため，建屋内非常用照明が消灯した
場合においても，操作に影響はない。

アクセスルート上に支障となる設備はな
い。

連絡手段

操作性

携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。

通常運転時等に行う弁の手動操作と同様であり，容易に操作できる。

衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。
携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。
携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
操作エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な操作スペースを確保している。

通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様であり，容易に操作できる。

通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様であり，容易に操作で
きる。

表
操作項目

操作の内容

残留熱除去
系の破断箇
所隔離

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作●保護具装備/装備補助●残留熱除去系の注入弁閉止操作のための現場移動●残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作

使用済燃料
プールへの
注水操作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷
設等の操作

6

待機中の残
留熱除去系
（停止時冷
却系）を用
いた原子炉
停止時冷却
系による原
子炉除熱操
作

原子炉保護
系母線の復
旧

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原
子炉除熱操作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系
統構成操作（現場）

原子炉保護系母線の受電操作●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

操作の
想定時間

115分

170分

45分

105分

訓練等
からの
実績時間

操作環境
状

況

108分

運転員
重大事故等
対応要員
（現場）

154分

重大事故等
対応要員
（現場）

40分

94分

※1: 添付２「インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について」※2: 原子炉建屋原子炉棟内での作業時間にて被ばく評価を実施

重大事故等対策（現場）の成立性確認（4／4）

運転員
（現場）

運転員
（現場）

放射線環境

操作現場の温度は
40℃ 程 度 ， 湿 度 は100%程度となる可能性があるが，保護具を装着することから，問題はない。

操作現場の放射線線量率は最も高い地点
で約15 mSv／h ※１ であり，操作時間は60分 ※2 であるため，約
15 mSvの被ばくとなる。

へッドライトやＬＥ
Ｄライトを携行しているため，建屋内非常用照明が消灯した
場合においても，操作に影響はない。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

屋外での操作。

炉心損傷がないため
高線量となることはない。

車両の作業用照明・
ヘッドライト・ＬＥ
Ｄライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響はない。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

炉心損傷がないため
高線量となることはない。

へッドライトやＬＥ
Ｄライトを携行しているため，建屋内非常用照明が消灯した
場合においても，操作に影響はない。

炉心損傷がないため
高線量となることはない。

蓄電池内蔵型照明を操作エリアに配備しているため，建屋内
非常用照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライトやＬＥＤラ
イトを携行している
ため，蓄電池内蔵型
照明が使用できない
場合においても，操作に影響はない。

通常運転時と同程度。

中央制御室の室温については，空調の停止により緩慢に上昇する可能性がある
が，操作に支障を及ぼす程の影響はな
い。

照

明

その他
（アクセスルート等）

温度・湿度

連絡手段
携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。
衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

操作性

通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様であり，容易に操作できる。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
操作エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な操作スペースを確保している。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
通常運転時等に行う電動弁の手動機，ＰＨＳ端末）,送操作と同様であり，容易に操作で受話器のうち,使用きる。
可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。

アクセスルート上に支障となる設備はない。

携行型有線通話装置，電力保安通信用
電話設備（固定電話
機，ＰＨＳ端末）,送受話器のうち,使用可能な設備により，
中央制御室との連絡が可能である。

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容易に操作できる。

添付１
添付資料 1.3.4
重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

重大事故等対策の有効性評価において行われる各作業について，作業（操作）の概要，作業（操作）時間及び操作の成立性について下記の要領で確認した。
個別確認結果とそれに基づく重大事故等対策の成立性確認を「第 1 表

重大事故等対策の成立性確認」に示す。

「操作名称」
1．作業概要：各作業の操作内容の概要を記載
2．操作時間（1）想定時間（要求時間）： 移動時間＋操作時間に余裕を見て 5 分単位で値を設定。ただし，時間余裕が少ない操作については，1 分単位で値を設定（2）操作時間（実績又は模擬）： 現地への移動時間（重大事故発生時における放射線防護具
着用時間含む，訓練による実績時間，模擬による想定時間等を記載

3．操作の成立性について（1）状況： 対応者，操作場所を記載（2）作業環境： 現場の作業環境について記載
アクセス性，重大事故等の状況を仮定した環境による影響，
暗所の場合の考慮事項など（3）連絡手段： 各所との連絡手段について記載（4）操作性： 現場作業の操作性について記載（5）その他： 対応する技術的能力条文番号を記載

添付 1.3.4-1

7

添付 1.3.4-2
8

機能喪失
の確認

作業項目

1分

2分

2.1
2.2
2.6

3.2

2.1
2.6

2.3.1
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

2.3.1
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

高圧注水機能喪失の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手
動起 動操 作 （失 敗）

原子炉への注水機能喪失の確認（手動起動）●原子炉隔離時冷却系の手
動起 動操 作 （失 敗）

低圧注水機能喪失の確認●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系）の手動起動操作（失敗）

早期の電源回復不能の確認●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動
操作 （失 敗 ）早期の電源回復不能の確認●非常用ディーゼル発電機の手 動起 動 操作 （失 敗）

4分

2分

2分

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

操作 作業
の
想定 時間

2分

1分

3分

2分

2分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

約60mSv／7日間

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境通常運転時と同程度。

温度・湿 度

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

明

周辺には支障となる設 備は な い。

照

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（1／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操
作は，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易 に操 作で
きる。

―

―

―

中央制御室での操
作は，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易 に操 作できる。
中央制御室での操
作は，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易 に操 作で
きる。

―

―

中央制御室での操
作は，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易 に操 作できる。
中央制御室での操
作は，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易 に操 作で
きる。

技術 的
能力
審査 基準
No.

操作 性

添付 1.3.4-3
9

機能喪 失
の確認

作業項目

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.4.1

2.4.2

2.5

3.2

3.2

作業 ・操 作 の内 容

取水機能喪失の確認●残留熱除去系海水系の手
動起 動操 作 （失 敗）

崩壊熱除去機能喪失の確認●残留熱除 去系(サプレ ッション・プー ル冷却系)によるサプレッション・プール
水の除熱操作（失敗）

原子炉停止機能喪失の確認
及び状況判断●原子炉自動スクラム失敗の確 認●手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラ
ム確 認●原子炉モード・スイッチ「停止」位置への切替操
作●代替制御棒挿入機能による制 御棒 挿 入操 作
●再循環系ポンプトリップの確 認

炉心 損傷 確 認
●炉 心損 傷 確認

原子炉圧力容器破損の判断●原子炉圧力容器破損の判
断●溶 融炉 心 の堆 積量 の確 認
5分

2分

3分

10分

4分

操作 作業
の
想定 時間

4分

1分

2分

5分

2分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

通常運転時と同程度。

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境温度・湿 度照明直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り，照 度を 確保する 。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り，照 度を 確保する 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非 常灯 が使用できない場合には，中央 制 御室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（2／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

―

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

―

―

1.1

―

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

―

技術 的
能力
審査 基準
No.

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

操作 性

添付 1.3.4-4
10

常 設代 替交 流電 源
設備か ら
の受電 操
作

作業項目

常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電操作●常設代替 高圧電源 装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作●非常用母線の受電準備操作(現 場 ）

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

2.1
2.2
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
4.1
4.2
5.1
5.2

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作●非常用母線の受電準備操作(中 央 制御 室）

4分

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

4分

状

況

上記 以外
の場 合
:24分

上記 以外
の場 合
:75分

上記 以外
の場 合
:72分

2.3.2 全 2.3.2 全
交流 動力
交流 動力
電源 喪失
電源 喪失
（Ｔ ＢＤ ， （Ｔ ＢＤ，
ＴＢ Ｕ ）の ＴＢ Ｕ）の
場合
場合
:185分
:152分

上記 以外
の場 合
:35分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）
通常運転時と同程度。

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある場合 】
44mSv/h以下【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

放射 線環 境照明

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）蓄電池内蔵型照明を作業エリアに配備し てい る ため ，建
屋内非常用照明消灯時における作業性を 確保 し てい る。 ア ク セ ス ル ー ト 上
また ，ヘ ッ ドラ イト に 支 障 と な る 設 備
や Ｌ Ｅ Ｄ ラ イ ト を はな い。
携行 して い るた め，
蓄電池内蔵型照明が使用できない場
合に おい て も，操作に影 響は な い。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照 度 を確 保する。

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（3／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

2.3.2 全 2.3.2 全
交流 動力
交流 動力
電源 喪失
電源 喪失
（Ｔ ＢＤ ， （Ｔ ＢＤ，
ＴＢ Ｕ ）の ＴＢ Ｕ）の
運転 員
場合
場合
（中 央制 御 室）
:30分
:21分

操作 作業
の
想定 時間

携行型有線通話装
置 ，電 力保 安通 信 用
電話 設備（ 固定 電 話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備によ
り ，中 央制 御室 と の連絡 が可 能 であ る 。

―

―

連絡 手段

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容易 に 操作できる 。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

操作 性

1.14

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-5
11

常 設代 替交 流電 源
設備か ら
の給電

作業項目

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電操作●非常用母線の受電操作

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）●不要負荷の切離操作(現
場）

2.3.1
2.3.3
2.8

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）●不要負荷の切離操作（中央
制御室）

8分

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

作業 ・操 作 の内 容

7分

状

況

50分

6分

上記 以外
の場 合
:5分

42分

4分

上記 以外
の場 合
:4分

運転 員
重大 事 故等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

放射 線環 境照明直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り ，照 度を 確 保する 。
蓄電池内蔵型照明を作業エリアに配備し てい る ため ，建
屋内非常用照明消灯時における作業性を 確保 し てい る 。
また ，ヘッ ドラ イ ト
やＬＥＤライトを携行 して い るた め ，蓄電池内蔵型照明が使用できない場
合に おい て も，操 作に影 響は な い。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 す
る。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（4／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

2.3.2 全 2.3.2 全
交流 動力
交流 動力
電源 喪失
電源 喪失
（Ｔ ＢＤ ， （Ｔ ＢＤ ，
ＴＢ Ｕ）の ＴＢ Ｕ ）の
運転 員
場合
場合
（中 央制 御 室）
:7分
:9分

操作 作業
の
想定 時間

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

―

―

―

連絡 手段

通常運転時等に行う遮断器操作と同じであり ，容 易 に操作できる 。

中央制御室での操
作は，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操 作できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操 作できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操 作で
きる。

操作 性

1.14

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-6
12

常 設低 圧代 替注 水系 ポン プを 用い た低 圧代 替注水系（常設）による
原 子炉 注水 操作 及び 代替 格納 容器 スプ レイ 冷却 系（ 常設）による格 納容 器
冷却操作

中央制御
室からの
高圧代替
注水系起
動操作

作業項目

4分

5.2

2.6

2.1
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
5.2

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水に必要な負荷の電源
切替 操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●原子炉冷却材浄化系吸込
弁の 閉止 操 作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水の系統構成操作及び
起動 操作
3分

2分

6分

2.3.2

4分

操作 作業
の
想定 時間

高圧 代替 注 水系 起動 操作●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作
及び 起動 操 作

高圧 代替 注 水系 起動 操作●高圧代替注水系による原子炉注水に必要な負荷の電源 切替 操 作

作業 ・操 作 の内 容

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

3分

1分

3分

4分

2分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境照明

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必 要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

中央制御室内に配備している可搬型
照明 によ り ，照 度 を確保 する 。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（5／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容 易に 操作できる 。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる。

操作 性

1.4

1.2

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-7
13

常 設低 圧代 替注 水系 ポン プを 用い た低 圧代 替注水系（常設）による
原 子炉 注水 操作 及び 代替 格納 容器 スプ レイ 冷却 系（ 常設）による格 納容 器ス プレ イ
操作

作業項目

6分

2分

3.1.2
3.1.3

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●原子炉冷却材浄化系吸込
弁の 閉止 操 作

4分

3分

3.1.2
3.1.3

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水及び代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な負 荷の 電 源切 替操 作

操作 作業
の
想定 時間

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.2
3.1.3
3.2

作業 ・操 作 の内 容

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統
構成 操作 及 び起 動操 作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格
納容器冷 却 操作及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷 却 操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

6分

3分

1分

3分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

明

周辺には支障となる設 備は な い。

照

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 す
る。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（6／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容 易に 操作できる 。

操作 性

1.4
1.6
1.8

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-8
14

作業 ・操 作 の内 容

手動操作
による減
圧（逃 がし
安全弁の
手動操作
による減
圧）

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）7個の手動開放操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
常 設 低 圧 レイ冷却系（常設）による格代 替 注 水 納容器スプレイ操作及び低系 ポ ン プ 圧代替注水系（常設）によるを 用 い た 原子炉注水操作
低 圧 代 替 ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水
注水系（常系（常設）による原子炉注設）による水の流量調整操作
原 子炉 注
水 操 作 及 常設低圧代替注水系ポンプび 代 替 格 を用いた代替格納容器スプ
納 容 器 ス レイ冷却系（常設）による格
プ レ イ 冷 納容器冷 却 操作（原子炉圧力
却 系 （ 常 容器破損後）設）による ● 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン
格 納容 器プを用いた代替格納容器
冷却操作
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷 却 操作（原子炉圧力容器破損後）
常設低圧代替注水系ポンプ
格 納 容 器 を用いた格納容器下部注水
下 部 注 水 系（常設）によるペデスタル
系（常設 ） （ドライウェル部）注水操作に よ る ペ ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
デスタル
（ドライ
注水系（常設）によるペデウェル部 ）
スタル（ドライウェル部）
への注水
注水操作及び水位制御操
作

作業項目

2.1
2.3.1
2.3.2
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8

2.3.2

1分

4分

1分

1分

3.2

3.2

6分

操作 作業
の
想定 時間

3.1.3

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

1分

3分

1分

1分

5分

運転 員
（中 央制 御 室）

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

約60mSv／7日間

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

約60mSv／7日間

運転 員（中 央制 御 室）

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影響はない。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する 。

中央制御室内に配備している可搬型
照明により，照度を確 保す る 。

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

明周辺には支障となる設 備は な い。

照
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確
保す る。

作業 環境

約60mSv／7日間況

運転 員（中 央制 御 室）状

重大事故等対策の成立性確認（7／18）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる。

操作 性

1.3

1.8

1.4
1.6
1.8

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-9
15

手動操 作
による 減
圧（逃が し
安全弁 の
手動操 作
による 減
圧）

可搬型 設
備用軽 油
タンク か
ら各機 器
への給油

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）6個の手動開放操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）2個の手動開放操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持●逃がし安全弁（自動減圧機
能）1個の手動開放操作

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型窒素供給装置への給油操作

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型設備用軽油タンク
からタンクローリへの給油操作

作業 ・操 作 の内 容

作業項目

3.1.2
3.2

適宜 実施
2.2時 間 に1回給 油 ※ 1

適宜 実施
3.5時 間 に1回給 油 ※ 1

90分

1分

5.1
5.2

2.1
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.2
2.6
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
4.1
4.2
2.1
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.2
2.6
2.8
3.1.3
4.1
4.2

1分

1分

操作 作業
の
想定 時間

3.2

2.3.3

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

28分

18分

80分

1分

1分

1分

訓練 等
から の
実績 時間
状

況

重大 事故 等
対応 要員
（現 場

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

屋外 での 作業。

屋外 での 作業。

屋外 での 作業。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度明

衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。
衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。

衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。

―

連絡 手段

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手順は な く，容易に操作 で きる。

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手順は な く，容易に操作 で きる。

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手順は な く，容易に操作 で きる。

中央制御室での操作は，通常 の運転操作で実施する操作と同様であること か ら，容易に操作 で きる。

操作 性※1:燃料が 枯渇しな いために 必要な給 油時間の 間 隔（許容時 間）

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。
15mSv／h以 下

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
6mSv／h以下

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影響はない。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する 。

照【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある場合 】
6mSv／h以下【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

放射 線環 境作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（8／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

1.14

1.3

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-10
16

格納容器
内の水素
濃度及び
酸素濃度
監視

水素濃度及び酸素濃度監視
設備の起動操作●水素濃度及び酸素濃度監
視設 備の 起 動操 作

代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器
除熱操作●代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原
子炉注水並びに格納容器
除熱の系統構成操作及び
起動 操作

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.2
3.2

水 源補 給操作

代 替循 環
冷 却系 によ る原 子炉 注水 操作 及び 格納 容器 除
熱操作

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作●可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等の操作

代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器
除熱操作●代 替循 環 冷 却 系に よ る 原
子炉注水並びに格納容器
除熱に必要な負荷の電源
切替 操作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

作業項目

8分

35分

6分

180分

操作 作業
の
想定 時間

8分

27分

4分

164分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

約60mSv／7日間【炉 心 損傷 が な い場合】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉 心 損傷 が あ る場
合】
15mSv／h以 下

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

屋外 での 作業。

温度・湿 度照明

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

車両の作業用 照
明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は な
い。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（9／18）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。

連絡 手段

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はなく ，十 分な 作 業
スペースを確保し
ている。

操作 性

1.9

1.6
1.7
1.8

1.13

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-11
17

緊 急用 海水 系を 用い た残 留熱 除去 系（ 低圧 注
水系，格納
容 器ス プレ イ冷 却
系，サプレ
ッ シ ョ
ン・プール
冷却系）に
よ る原 子炉 注水 操作 及び 格納 容器 除熱操作

緊 急用 海水 系に よる 冷却 水確保

作業項目

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プール冷却操作●緊急用海水系による海水
通水の系統構成操作及び起動操作
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

20分

2分

2.4.1
2.8

20分

4分

2.4.1
2.8

3.1.2
3.2

3.1.2
3.2

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作●緊急用海水系による海水通水に必要な負荷の電源
切替操作

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作●緊急用海水系による海水
通水の系統構成操作及び起動操作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

操作 作業
の
想定 時間

2分

16分

16分

3分

訓練 等
から の
実績 時間
状

況

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度照明

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 す
る。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（10／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

操作 性

1.4
1.5

1.5

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-12
18

格 納容 器
圧 力逃 がし 装置 によ る格 納容 器除 熱
操作

作業項目

3.1.3

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操
作●第二弁現場操作場所への移動

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止
操作

3.1.3

2.1
2.4.2
2.6

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操
作●格納容器圧力逃がし装置に よ る 格 納 容 器 除熱の 準
備操作（中央制御室での第一 弁操 作 ）格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

2分

3分

格納 容器
ベン ト実
施後 ，適
宜状 態監
視

45分

5分

操作 作業
の
想定 時間

2分

2分

4分

41分

4分

訓練 等
から の
実績 時間
状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

14mSv/h以下【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間
へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

明周辺には支障となる設 備は な い。

照その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必 要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

放射 線環 境作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（11／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

―

―

携行型有線通話装置，電 力 保安 通信 用
電話 設備（固 定電 話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中 央 制御 室と の連絡 が可 能 であ る。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

通常運転時等に行う弁の手動操作と同様であ り ，容 易 に操作でき る 。

―

操作 性

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

連絡 手段

1.5
1.7

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-13
19

可搬型窒
素供給装
置による
格納容器
への窒素
供給

低 圧代 替
注水系（可搬型）を用い た原 子炉 注水 操作 及び 代替 格納 容器 スプ レイ 冷却 系（可搬型）に よる 格納 容器 スプ レイ 操
作

作業項目

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水の系統構成操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系
統構成操作

3.1.2
3.2

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等の操作

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作●可 搬型 窒 素供 給装 置の 移動， 接続 操 作及 び起 動操
作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

180分

175分

125分

170分

操作 作業
の
想定 時間

176分

124分

115分

154分

訓練 等
から の
実績 時間
況

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

状

屋外 での 作業。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

屋外 での 作業。

温度・湿 度

15mSv／h以 下

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様 で あり ，容易に操作 で きる 。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はなく ，十 分な 作 業
スペースを確保している。

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。
車両の作業用 照
明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は ない。

通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様 で あり ，容易に操作 で きる 。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はなく ，十 分な 作 業
スペースを確保し
ている。

操作 性

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。
携行型有線通話装置，電力 保安 通 信用
電話 設備（固 定 電話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制御 室 との連絡 が可 能 であ る。

連絡 手段

携行型有線通話装置，電力 保安 通 信用
電話 設備（固 定 電話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制御 室 との連絡 が可 能 であ る。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

車両の作業用 照
明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は な
い。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（12／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

1.9

1.4
1.6
1.13

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-14
20

残留熱 除
去系の 破
断箇所 隔
離

2.7

2.7

中央制御室における残留熱除去 系の 注 入弁 の閉 止操 作
●残留熱除去系の注入弁の閉止操作（失敗）●残留熱除去系のレグシー
ルポンプの停止操作

現場における残留熱除去系の注 入弁 の 閉止 操作●保護具装備/装備補助●残留熱除去系の注入弁閉止操作のための現場移動●残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作

2.7

2.5

ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作
●ほう酸水注入系の起動操
作

ほう酸 水
注入

低圧炉心スプレイ系の起動
操作●低圧炉心スプレイ系の起
動操作

2.5

自動減圧系等の起動阻止操作●自動減圧系の起動阻止ス
イッチを用いた自動減圧
系及び過渡時自動減圧機
能の自動起動阻止操作

自動減 圧
系起動 阻
止操作

低圧炉 心
スプレ イ
系の起動

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

作業項目

115分

2分

2分

2分

1分

操作 作業
の
想定 時間

108分

2分

2分

2分

1分

訓練 等
から の
実績 時間
状

況

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

操作現場の温度は
40 ℃ 程 度 ， 湿 度 は100% 程 度 と な る 可
能性 があ るが，保 護具を装着すること
から ，問 題はな い 。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

温度・湿 度

操作現場の放射線
線量率は最も高い
地 点 で 約 15.2mSv／
hで あ り ， 作 業 時 間は 60 分 ※ １ で あ る た
め ， 約 15.2mSvの 被
ばく とな る 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境照明

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様 で あり，容易に操作 で きる 。

―

携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる。

操作 性

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる。

―

―

―

連絡 手段

1.3

1.4

1.1

技術 的
能力
審査 基準
No.

※１：原子炉建屋原子炉棟内での作業時間にて被ばく評価を実施。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（13／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

添付 1.3.4-15
21

残留熱 除
去系（サ プレッシ ョン・プー ル
冷却系）に
よるサ プ
レッシ ョ
ン・プー ル
水の除 熱
操作

残 留熱 除去系（低圧
注水系，格納 容器 スプ レイ 冷却系，サプ
レ ッシ ョ
ン・プール冷却系）によ る原 子炉 注水 操作 及び 格納 容器 除熱操作

作業項目

残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残 留熱 除 去系 海水 系の 起
動操 作
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残 留熱 除 去系 （低 圧注 水系） の起 動 操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
冷却操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（1系列）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（2系列）

作業 ・操 作 の内 容

6分

2.5

6分

2.7

4分

2分

2.3.1
2.3.2
2.3.3

2.2

4分

操作 作業
の
想定 時間

2.3.1
2.3.2
2.3.3

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

6分

4分

6分

2分

2分

訓練 等
から の
実績 時間
状

況

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

運転 員（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

通常運転時と同程度。

運転 員（中 央制 御 室）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）周辺には支障となる設 備は な い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

明

周辺には支障となる設 備は な い。

照その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（14／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表

―

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる。

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる。

操作 性

1.5
1.6

1.4
1.5

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-16
22

待機中の
残留熱除
去系（ 低圧注水系 ）に
よる原子
炉注水操
作

使用済燃
料プール
への注水
操作

作業項目

5.1
5.3

5.1

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残 留熱 除 去系 （低 圧注 水系） によ る 原子 炉注 水の
停止 操作

5.1
5.3

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作●残 留熱 除 去海 水系 の起 動
操作

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作●残 留熱 除 去系 （低 圧注 水系） の起 動 操作

4.1
4.2

4.1
4.2

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水
操作●可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン
プの 移動 ， ホー ス敷 設等の操 作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を 使 用し た
使用済燃料プールへの注水
操作●可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン
プに よる 代 替燃 料プ ール
注水 系（ 注 水ラ イン ）を使用 した 使 用済 燃料 プール注 水の 系 統構 成操 作
（電 動弁 の 開操 作）

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

2分

2分

4分

4分

170分

操作 作業
の
想定 時間

2分

2分

2分

3分

154分

況

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

状

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

屋外 での 作業。

温度・湿 度

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

連絡 手段

操作 性

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

―

―

―

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。
中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。
中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

衛星 電話 設 備（ 固定 可 搬 型 代 替 注 水 中型，携帯 型），無 線連 型 ポ ン プ か ら の ホ
車両の作業用 照絡設 備（ 固 定型 ，携 ース接続 は ，専 用 の明・ヘ ッド ライ ト ・帯型），電 力保 安 通信 結 合 金 具 を 使 用 し
Ｌ Ｅ Ｄ ラ イ ト に よ ア ク セ ス ル ー ト 上 用電 話設 備 （固 定電 て 容 易 に 接 続 可 能
り ， 操 作 可 能 で あ に 支 障 と な る 設 備 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端 末）， である。
る 。 夜 間 に お い て はな い。
送受 話器 の うち ，使 作 業 エ リ ア 周 辺 にも ，操 作に 影響 は な
用可 能な 設 備に よは ，支 障と なる 設 備
い。
り， 災害 対 策本 部と はなく ，十 分な 作 業の連 絡が 可 能で あスペースを確保し
る。
ている。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（15／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

1.4

1.11
1.13

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-17
23

待機中の
残留熱除
去系を用
いた原子
炉停止時
冷却系に
よる崩壊
熱除去機
能復旧

待機中の
残留熱除
去系（ 停止時冷却系 ）
を用いた
原子炉停
止時冷却
系による
原子炉除
熱操作

作業項目

5.2

緊急 用海 水 系を 用い た残 留
熱除 去系 （ 原子 炉停 止時 冷却系 ）復 旧 後の 原子 炉除 熱操作
●緊 急用 海 水系 によ る海 水
通水 の系 統 構成 操作 及び 起
動操 作

5.2

緊急 用海 水 系を 用い た残 留
熱除 去系 （ 原子 炉停 止時 冷却系 ）復 旧 後の 原子 炉除 熱
操作
●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）に よる 原子炉除 熱の 起 動準 備操 作

5.2

5.1

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）に よる 原子炉除 熱の 起 動操 作

緊急 用海 水 系を 用い た残 留
熱除 去系 （ 原子 炉停 止時 冷却系 ）復 旧 後の 原子 炉除 熱
操作
●残 留熱 除 去系 海水 系の 手
動起 動操 作 （失 敗）

5.1

5.1

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）の 系統 構成
操作 （中 央 制御 室）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）の 系統 構成
操作 （現 場 ）事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

20分

4分

6分

6分

45分

30分

操作・作業
の
想定 時間

16分

2分

5分

4分

40分

16分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（現 場）

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

温度・湿 度

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境照明直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行しているため，建
屋内非常用照明が消灯した場合においても，操作に影響は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

作業 環境
その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

周辺には支障となる設 備は な い。

重大事故等対策の成立性確認（16／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

―

―

―

―

携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

通常運転時等に行う電動弁の手動操作と同様 で あり ，容易に操作 で きる 。

―

操作 性
中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

連絡 手段

1.4
1.5

1.4
1.5

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-18
24

原子炉 保
護系母 線
の復旧

5.1
5.2

5.1
5.2

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧
操作 （現 場 ）5.1
5.2

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧
準備 操作

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧
操作 （中 央 制御 室）

5.2

緊急 用海 水 系を 用い た残 留
熱除 去系 （ 原子 炉停 止時 冷却系 ）復 旧 後の 原子 炉除 熱
操作
●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）に よる 原子炉除 熱の 起 動操 作

待機中の
残留熱除
去系を用
いた原子
炉停止時
冷却系に
よる崩壊
熱除去機
能復旧

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

作業 ・操 作 の内 容

作業
項目

105分

10分

10分

6分

操作 作業
の
想定 時間

94分

7分

8分

4分

状

況

運転 員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度照明

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照
明により，照度を確保す る。
非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照
明により，照度を確保す る。
蓄電池内蔵型照明を
作業エリアに配備しているため，建屋内
非常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライトやＬＥＤ
ライトを携行しているため，蓄電池内蔵型照明が使用できな
い場合においても，操作 に影 響 はな い。

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（17／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

アクセスルート
上に支障となる
設備 はな い 。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

―

―

―

―

連絡 手段

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり ，容易 に 操作できる 。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

操作 性

1.4

1.4
1.5

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付 1.3.4-19
25

居住性 の
確保

作業
項目

3.1.3

3.1.3

3.1.3

中央 制御 室 待避 室の 準備 操作
●衛 星電 話 設備 （可 搬型 ）（待 避室 ） の設 置

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●中 央制 御 室待 避室 内の 正
圧化 操作

3.1.3

中央 制御 室 待避 室の 準備 操
作
●デ ータ 表 示装 置（待 避室 ）の起 動操 作中央 制御 室 待避 室の 準備 操作
●可 搬型 照 明（ ＳＡ ）の 設
置

5分

5分

15分

15分

20分

3.1.3

中央 制御 室 待避 室の 準備 操作
●中 央制 御 室待 避室 内の 正
圧化 準備 操 作

5分

6分

3.1.2
3.1.3
3.2

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

原子 炉建 屋 ガス 処理 系及 び
中央 制御 室 換気 系の 起動 操作
●中 央制 御 室換 気系 の起 動
操作

原子 炉建 屋 ガス 処理 系及 び
中央 制御 室 換気 系の 起動 操作
●原 子炉 建 屋ガ ス処 理系 の
起動 操作

作業 ・操 作 の内 容

操作 作業
の
想定 時間

4分

4分

11分

8分

15分

5分

3分

状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

温度・湿 度

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

放射 線環 境照明直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。

作業 環境

重大事故等対策の成立性確認（18／18）

運転 員（中 央制 御 室）

第1表
訓練 等
から の
実績 時間

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

―

―

―

―

―

―

連絡 手段

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 できる。

中央制御室での操作は，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから，容易 に操 作 で
きる。

操作 性

1.16

技術 的
能力
審査 基準
No.

添付２
添付資料 2.7.2
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

1.

評価対象系統について
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬ

ＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続し格納容器外に敷設された配管を有する系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離する隔離弁の誤開放等により低圧設計部分が過圧され，格納容器外での原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。原子炉冷却材
圧力バウンダリに接続し格納容器外に敷設された配管を第 1 図に示す。
ＩＳＬＯＣＡの評価対象となる系統は，第 1 表に示すとおり以下の条件を基に選定している。
①出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が閉止されており，隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統②出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁の開閉試験を実施する系統③出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が 2 個以下であり，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する系統

以上により，ＩＳＬＯＣＡの評価対象としては，以下が選定された。
・低圧炉心スプレイ系注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系原子炉注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系原子炉注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系原子炉注入配管
添付 2.7.2-1
26

これらの評価対象に対して構造健全性評価を実施し，この結果に基づき有効性評価における破断面積を設定する。
なお，出力運転中に隔離弁の開閉試験を実施する系統としては，高圧炉心ス
プレイ系及び原子炉隔離時冷却系も該当するが，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する範囲は高圧設計となっている。これらの系統にて低圧設計
部の圧力上昇が確認された場合には，運転手順に従い注入弁の隔離状態を確認する等，圧力上昇時の対応操作を実施する。

添付 2.7.2-2
27

添付 2.7.2-328

試料採取 系 サン プ リン グ配 管

MO

MO

MO

MO

再循 環系 ポ ンプ

MO

MO

MO

MO

MO

NO

再循 環系 ポ ンプ

逃が し安 全 弁

MO

MO

NO

AO

MO

AO

MO

MO

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続し，格納容器外に敷設されている配管

MO

第1図

NO

NO

NO

NO

NO

NO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

原子炉圧力 容器原子炉冷 却 材浄 化 系
入口配管

残留熱除 去 系（原子炉 停 止時 冷 却系 ）注入配管

残留熱除 去 系（原子炉 停 止時 冷 却系 ）
吸込配管

圧力容器 計 装系
計装配管

給水注入 配 管

残留熱除 去 系Ｃ 系
原子炉注 入 配管

残留熱除 去 系Ｂ 系
原子炉注 入 配管

残留熱除 去 系Ａ 系
原子炉注 入 配管

低圧炉心 ス プレ イ 系
注入配管

高圧炉心 ス プレ イ 系
注入配管

格納 容器

NO
ＩＳＬＯ Ｃ Ａ評 価 対象

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒挿 入 側配 管

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒引 抜 側配 管

ほう 酸水 注 入系
注入 配管

原子炉隔離時冷却系
蒸気 供給 配 管

主蒸 気系 配 管

残留 熱除 去 系原 子 炉圧
力容 器頂 部 スプ レ イ配
管

原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ
配管

第1表
系統名
給水系
高圧炉心スプ
レイ系
原子炉隔離時
冷却系

ＩＳＬＯＣＡの評価対象の選定結果

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続されている配管

結論

②開閉
試験

③隔離弁
2 個以下

給水系注入配管

対象外

×

－

－

高圧炉心スプレイ系注入配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 原子 炉圧 力
容器頂部スプレイ配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 蒸気 供給 配
管

対象外

×

－

－

評価対象

○

○

○

評価対象

○

○

○

対象外

○

×

－

対象外

○

×

－

残 留熱 除去 系原 子炉 圧力 容器 頂部スプレイ配管

対象外

○

×

－

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 挿入 側
配管

対象外

×

－

－

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 引抜 側
配管

対象外

×

－

－

ほう酸水注入系注入配管

対象外

○

×

－

原子炉冷却材浄化系入口配管

対象外

×

－

－

主蒸気系配管

対象外

×

－

－

原子炉圧力容器計装系配管

対象外

×

－

－

試料採取系サンプリング配管

対象外

×

－

－

低圧炉心スプ
低圧炉心スプレイ系注入配管
レイ系
残留熱除去系
残留熱除去系原子炉注入配管（低圧注水系）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却
残留熱除去系
系）吸込配管
（原子炉停止残留熱除去系（原子炉停止時冷却時冷却系）
系）原子炉圧力容器戻り配管
残留熱除去系

制御棒駆動水圧系
ほう酸水注入系
原子炉冷却材
浄化系
主蒸気系
原子炉圧力容
器計装系
試料採取系

選定結果
①隔離弁
閉止

添付 2.7.2-4
29

2.

ＩＳＬＯＣＡ発生時に低圧設計部に負荷される圧力及び温度条件の設定
1.で選定されたＩＳＬＯＣＡの評価対象に対して隔離弁の誤開放等による加圧事象が発生した場合の構造健全性評価を実施した結果，いずれの評価対象においても構造健全性が維持される結果が得られた。いずれの評価対象においても低圧設計部の機器設計は同等であることを踏まえ，以下では加圧範囲に大きなシール構造である熱交換器が設置されている残留熱除去系Ａ系に対する構造健全性評価の内容について示す。
残留熱除去系は，通常運転中に原子炉圧力が負荷される高圧設計部と低圧設計部とを内側隔離弁（逆止弁（テスタブルチェッキ弁））及び外側隔離弁（電動弁）の 2 個により隔離している。外側隔離弁には，弁の前後差圧が低い場
合のみ開動作を許可するインターロックが設けられており，開許可信号が発信した場合は警報が発報する。また，これらの弁の開閉状態は中央制御室にて監視が可能である。本重要事故シーケンスでは，内側隔離弁の内部リーク
及び外側隔離弁前後差圧低の開許可信号が誤発信している状態を想定し，この状態で外側隔離弁が誤開放することを想定する。また，評価上は，保守的に逆止弁の全開状態を想定する。
隔離弁によって原子炉定格圧力が負荷されている高圧設計部と低圧設計部
が物理的に分離されている状態から隔離弁を開放すると，高圧設計部から低圧設計部に水が移動し，配管内の圧力は最終的に原子炉定格圧力にほぼ等しい圧力で静定する。
一般に，大きな圧力差のある系統間が隔離弁の誤開放等により突然連通し
た場合，低圧側の系統に大きな水撃力が発生することが知られている。特に低圧側の系統に気相部が存在する場合，圧力波の共振が発生し，大きな水撃力が発生する場合があるが，残留熱除去系は満水状態で運転待機状態にある
ため，その懸念はない。また，残留熱除去系以外の非常用炉心冷却系及び原添付 2.7.2-530

子炉隔離時冷却系も満水状態で運転待機状態にある。
一方，満水状態であったとしても，隔離弁が急激に開動作する場合は大きな水撃力が発生するが，緩やかな開動作であれば管内で生じる水撃力も緩やかとなり，また，後述するとおり圧力波の共振による大きな水撃力も発生せず，圧力がバランスするまで低圧側の系統が加圧される。
電動弁は，駆動機構にねじ構造やギアボックス等があるため機械的要因では急激な開動作（以下「急開」という。）とはなり難い。また，電動での開放時間は約 10.6 秒であり，電気的要因でも急開とならないことから，誤開放を想定した場合，水撃作用による圧力変化が大きくなるような急開とはならない。
文献 ※１ によると，配管端に設置された弁の急開により配管内で水撃作用による圧力変化が大きくなるのは，弁の開放時間（Ｔ）が圧力波の管路内往復時間（μ）より短い場合であるとされている。
T

1

2L

Ｔ：弁の開放時間（s）
μ：圧力波の管路内往復時間（s）
Ｌ：配管長（m）
α：圧力波の伝搬速度（m／s）

ここで，αは管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみなすことができ，保守的に圧力波の管路内往復時間が長くなるように水の音速（α）を 1,400m／s ※２ とし，実機の残留熱除去系（低圧注水系）の注水配管
添付 2.7.2-631の配管長を基に配管長（Ｌ）を保守的に 130m とすると，圧力波の管路内往復時間（μ）は約 0.19 秒となる。残留熱除去系の外側隔離弁（電動弁）の開放
時間（Ｔ）は約 10.6 秒であることから，水撃作用による大きな圧力変化が生じることはなく，低圧設計部に負荷される圧力は原子炉圧力を大きく上回る
ことはないと考えられる。
※１

水撃作用と圧力脈動[改定版]第 2 編「水撃作用」（（財）電力中央研究所
特任研究員

※２

元

秋元徳三）

圧力 0.01MPa[abs]，水温 0℃の場合，水の音速は約 1,412.3m／s となる。
なお，液体の音速の圧力及び温度の依存性は小さいが，圧力については小さいほど，温度については約 70℃までは小さいほど音速は小さくなる傾向がある。

以上より，残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により系統が加圧される場合においても，原子炉圧力を大きく超える圧力は発生しないものと考えられるが，残留熱除去系の逆止弁が全開状態において電動弁が 10.6 秒で全閉から全開する場合の残留熱除去系の圧力推移をＴＲＡＣＧコードにより評価した。
残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値を第 2 表に，圧力推移図を第 2 図
に示す。

第2表

残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値

位
置
注入弁（F042A）入口（系統側）
逃がし弁（F025A）入口
熱交換器
ポンプ出口逆止弁（F031A）出口

圧力最大値（MPa[abs]）
約 7.50
約 7.10
約 8.00
約 8.01

添付 2.7.2-732

注 入 弁（ F042A） 入 口（ 系統側 ）
逃 が し弁 （ F025A） 出口
熱 交 換器ポ ン プ出 口 逆止 弁（ F031A）出 口

第2図

残留熱除去系過圧時の圧力推移

弁開放直後は，定格運転状態の残留熱除去系の注入弁出口（原子炉圧力容器側）の圧力（7.2MPa[abs]）に比べて最大約 0.8MPa 高い圧力（約 8.01MPa[abs]）
まで上昇し，その後，上昇幅は減衰し 10 秒程度で静定する。
次項の構造健全性評価に当たっては，圧力の最大値であるポンプ出口逆止
弁出口におけ る約 8.01MPa［ abs］ に ， 加 圧 さ れ る 範 囲 の 最 下 端 の 水 頭 圧（ 0.24MPa ） を 加 え た 約 8.25MPa[abs] を 丸 め て ゲ ー ジ 圧 力 に 変 換 し た
8.2MPa[gage]が保守的に系統に負荷され続けることを想定する。また，圧力の上昇は 10 秒程度で静定することからこの間に流体温度や構造材温度が大きく上昇することはないと考えられるが，評価上は保守的に構造材温度が定格運転状態の原子炉冷却材温度である 288℃となっている状態を想定する。

添付 2.7.2-8333.

構造健全性評価3.1

構造健全性評価の対象とした機器等について
残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により加圧される範囲において，圧力バ

ウンダリとなる以下の箇所に対して 2.で評価した圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下に晒された場合の構造健全性評価を実施した。
①

熱交換器

②

逃がし弁

③

弁

④

計

⑤

配管・配管フランジ部

器

詳細な評価対象箇所を第 3 図及び第 3 表に示す。

添付 2.7.2-934

添付 2.7.2-10

35

F080A F060A

F065A

F074A

F073A

AO

TE-N027A

TE

F003A

MO

F181A

F048A

MO

MO

F179A

F087A

PT

PT
TE

F047A

F051A

PT

F098A

FF104A

F031A

F072A

F053A
FD053A-1

MO

低圧設計

F009
-201

低圧設計 高圧設計

FF020-230

F063A

可燃性ガス濃度制御系へ

F016A

MO

原子炉隔離時冷却系へ残留熱除去系ポンプ A

低圧炉心スプレイ系より

F071A

F004A

サプレッション・チェンバへ

サプレッション・チェンバスプレイへ

復水移送系より

FF022-230

F171

F061

MO

F042A

F009
-202

F050A

NO
F090A

F041A

NO

F006A

MO

低圧設計

高圧設計

残留熱除去系Ｂ系へ

F008

再循環系より

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

F006B

MO

F009

F091

再循環系へ

F092A

格納容器スプレイヘッダ

サプレッション・チェンバより

高圧設計

FD042A-1

MO

PT

F017A
dPT-N058A

MO

残留熱除去系Ａ系の評価対象範囲

F085A

F084A

FF022-205

PT-N053A

F007
-203

FF020-205

第 3図FF020-201

FF007
-204
FF007 PT-N026A
-208

FF006-201

MO

F027A

F025A

FF006-202
PT-N002A-1 TE-N004A

F024A

FF012

FF022
-223

FF020-215

F023
FF022-219

FF101A

F170A

F018-201

F018-202

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

V25-606

FF029-202

FT

F086

MO

MO

FT-C61-N001

FT

FT-N015A

FTFT

FT-N060A

MO

F049

FF022
-221

FF007
-206

FF007
-207

FF029-201

FT-N013

復水移送系より

原子炉圧力容器

第3表
機

評価対象範囲に設置された機器

器

弁番号，個数等

①

熱交換器

1個

②

逃がし弁

③

弁

1個
F025A
20 個
F003A，F016A，F023，F024A，F027A，F031A，
F047A，F048A，F049，F051A，F053A，F063A，
F085A，F086，F087A，F098A，F170A，FF012，
FF101A，FF104A
17 個
F065A，F072A，F073A，F074A，F080A，
F171 ， F179A ， F181A ， FF020-201 ，FF020-205 ， FF020-215 ， FF020-230 ，FF022-205 ， FF022-219 ， FF022-221 ，FF022-223,FF022-230
10 個
FF006-201 ， FF006-202 ， FF007-203 ，FF007-204 ， FF007-206 ， FF007-207 ，FF007-208 ， FF009-201 ， FF018-201 ，
FF018-202
4個
F060A，FF029-201，FF029-202，V25-606
10 個
TE-N004A ， TE-N027A ， PT-N002A-1 ，
PT-N026A ， PT-N053A ， dPT-N058A ，
FT-N013，FT-N015A，FT-N060A，
FT-C61-N001
1式

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器
隔離弁

サンプル弁
④

計

器

⑤

配

管

添付 2.7.2-11
36

3.2

構造健全性評価の結果(1)

熱交換器（別紙 3）
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧，加温される熱交換器の各部位について，「東海第二発電所

工事計画認可申請書」（以下「既工認」と い う 。） を 基 に 設 計 上 の 裕 度 を 確 認 し ， 裕 度 が 評 価 上 の 想 定 圧 力（8.2MPa[gage]）と系統の最高使用圧力（3.45MPa[gage]）との比である
2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・
出口管台及びフランジ部について評価した。
ａ．胴側胴板（厚肉部，薄肉部）「発電用原子力設備規格を含む））＜第Ⅰ編

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版

軽水炉規格＞（JSME S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格」という。）「PCV-3122

円筒形の胴の厚さの規定」を適用

し，胴板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
厚肉部
SB410
53.32
薄肉部
SB410
37.05
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

計算上必要な厚さ[t](mm)
35.71
35.71

判 定※
(tｓ ≧t)○○ｂ．胴側鏡板設計・建設規格「PCV-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定 1」を適用し，胴側鏡板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
胴側鏡板
SB410
56.95
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

添付 2.7.2-1237

計算上必要な厚さ[t](mm)35.08

判 定※(tｓ ≧t)○ｃ．胴側入口・出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用し，胴側入口・出口管台の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを
確認した。
評価部位

材

料

実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)

計算上必要な厚さ[t] (mm)判 定※(tｓ ≧t)

8.62

○

胴側入口・
SF490A
14.55
出口管台※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

ｄ．フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造－一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力は許容応
力以下であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確
認した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
実機の断面積
必要な断面積
判 定※
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
フランジ部
106,961
74,184239
262○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

(2)

逃がし弁（別紙 4）ａ．弁座

設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」

を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必
要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
2.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

計算上必要な厚さ(mm)
0.7

添付 2.7.2-13
38

定※

判
○

ｂ．弁

体

弁体下面にかかる圧力が全て弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を評価した。その結果，発生せん断応力は許容せん断応
力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生せん断応力
(MPa)
弁 体
81
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位※

許容せん断応力
(MPa)
88

定※

判
○

ｃ．弁本体の耐圧部
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ(mm)
弁本体の耐圧部
9.0※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

必要な最小厚さ
(mm)
1.2

定※

判
○

ｄ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
実機の断面積
必要な断面積
判 定※
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
弁耐圧部の接合部
481.3
438.5
214
142
－
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

上記の評価の結果，ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容圧力以上であったため，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボン
添付 2.7.2-14
39

ネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がマイナスであり，弁耐圧部の接合部が圧縮されることになるが，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が許容応力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生応力
(MPa)
弁耐圧部の接合部
67※ 発生応力が許容応力以下であること

許容応力
(MPa)
152

評価部位

(3)

定※

判
○

弁（別紙 5）ａ．弁 本 体設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは計算上必要な厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
F003A
SCPH2
22.0
F016A
SCPL1
20.0
F024A
SCPL1
24.0
F027A
SCPH2
10.0
F031A
SCPH2
22.5
F047A
SCPH2
22.0
F048A
SCPH2
31.0
F049
SCPH2
7.0
F063A
SCPH2
11.0
F086
SCPH2
8.0
F098A
SCPH2
23.0
F170A
SCPL1
16.0
F065A
SCPH2
8.0
F072A
SCPH2
11.0
F080A
SCPH2
9.0
F060A
SCPH2
6.5
FF029-201
SUS30412.5
FF029-202
SUS30412.5※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
弁番号

材

料

計算上必要な厚さ
(mm)
10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

判 定※
(tｓ ≧t)
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応添付 2.7.2-1540力を算出した。その結果，F086，F080A，F060A，FF029-201 及び FF029-202の弁はボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ発生応力が許容圧力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
許容
ボルトの
発生
ボルトの
必要な断面積応力
応力
判 定※
実機の断面積
２
２
(mm )
(MPa)
(MPa)
(mm )
F003A
13,672
18,675
261
177
－
F016A
11,033
14,288
246
168
－
F024A
16,406
15,451
213
168
－
F027A
1,758
2,919
206
177
－
F031A
13,40011,610
305
177
－
F047A
13,672
18,675
261
177
－
F048A
11,03324,157
171
177
－
F049
2,770
3,818
189
177
－
F063A
1,803
2,061
206
177
－
F086
901
694
117
177
○
F098A
11,241
13,372
317
177
－
F170A
5,411
6,259
163
168
－
F065A
1,203
1,073
210
165
－
F072A
1,803
2,061
206
177
－
F080A
901
833
116
177
○
F060A
321
190
98
165
○
FF029-201
601
318
73
165
○
FF029-202
601
318
73
165
○
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
弁番号

また，上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボンネッ
トフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスである
弁については，伸び量がガスケットの復元量以下であり，評価した部位
は漏えいが発生しないことを確認した。伸び量がマイナスの弁について
はボンネットフランジとリフト制限板がメタルタッチしており，それ以
上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が材料の許容応力以下であり，評価した部位は破損
せず漏えいが発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-16
41

弁番号

伸び量
(mm)

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F098A
F170A

0.008
0.004
－0.0230.015－0.029
0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016

ｶﾞｽｹｯﾄ
復元量
(mm)
0.1
0.1
－
0.1
－
0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2

発生応力
(MPa)

許容応力
(MPa)

判

定※

－
－
○
－
－
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：128
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：427○－－○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：95
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：596
○
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：202
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：360
F065A－0.016－
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱○
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：134
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：194
F072A
0.011
0.2
－
－
○
※ 伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること

なお，以下の弁は加圧時の温度，圧力以上で設計していることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

弁番号
F023，F051A

設計圧力8.62MPa

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

(4)

計

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171，F179A，F181A，FF020-201，FF020-205，FF020-215，
FF020-230，FF022-205，FF022-219，FF022-221，FF022-223，
FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，FF007-206，
FF007-207，FF007-208，FF018-201，FF018-202
V25-606

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
26.3MPa器（別紙 6）ａ．圧力計，差圧計
以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時

添付 2.7.2-1742の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度－30～40℃におけ る 設 計 引 張 強 さ に 対 す る 288 ℃ に お け る 設 計 引 張 強 さ の 割 合 は
SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値は加圧時における圧力以上となる。
計器番号
PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

計装設備耐圧（MPa）
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 13.7(140kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)

判定
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．温 度 計日 本 機 械 学 会 「 配 管 内 円 柱 状 構 造 物 の 流 量 振 動 評 価 指 針 」（ JSME
S012-1998）を適用し，同期振動発生の回避又は抑制の判定並びに応力評
価及び疲労評価を実施した。その結果，換算流速 V γ が 1 より小さく，組合せ応力が許容値以下，かつ応力振幅が設計疲労限以下であることから，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
（同期振動発生の回避又は抑制評価）

※

計器番号

流 速V
(m／s)

換算流速 V γ

換算係数率 Cｎ

TE-N004A

0.77

0.08

0.05

TE-N027A

0.76

0.08

0.05

判

定※

○
（Vγ ＜1 のため）○
（Vγ ＜1 のため）

「Vγ ＜1」，「C ｎ ＞64」又は「Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5」のいずれかを満足すること（流体振動に対する強度評価）
応力振幅の
設計疲労限
判
定※
（MPa）
TE-N004A
14.7
184
0.43
76
○
TE-N027A
14.7
184
0.41
76
○
※ 組合せ応力が組合せ応力の許容値以下であること，かつ応力振幅が応力振幅の設計疲労限以下であること
計器番号

組合せ応力
(MPa)

組合せ応力の許容値(MPa)

応力振幅
（MPa）

添付 2.7.2-18
43

(5)

配

管（別紙 7）ａ．管設計・建設規格「PPC-3411

直管(1)内圧を受ける直管」を適用し，必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
3
12.80
4
12.80
6
9.71
9
5.25
10
5.25
17
5.25
26
6.21
管
31
7.17
34
11.20
37
4.55
39
14.40
40
9.01
56
12.51
58
12.51
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

※

既工認配管 No

計算上必要な厚さ
（mm）
8.26
8.26
5.94
1.91
1.91
1.91
2.76
3.61
6.23
1.28
10.09
5.32
7.63
7.63

判

定※
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．フランジ部
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジ応力算定

用応力を算出し，フランジボルトの伸び量を評価した。その結果，伸び量がマイナスであり，フランジ部が圧縮されることになるが，ガスケッ
トの許容圧縮量が合計圧縮量以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
ｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄの
初期圧縮量
合計圧縮量（mm）
許容圧縮量
（mm）
【最大値】
（mm）
1.20
1.21
1.30
－0.01
ﾌﾗﾝｼﾞ部
2.40
2.41
2.60
－0.04
2.40
2.44
2.60
※ 伸び量がマイナスの場合は，ガスケットの合計圧縮量が許容圧縮量以下であること
評価部位

4.

伸び量
（mm）
【最小値】

判定 ※
○
○
○

破断面積の設定について（別紙 8）
3.の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分

添付 2.7.2-1944

が加圧されたとしても，破損は発生しないことを確認した。
そこで，残留熱除去系の加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1

熱交換器
8.2
288
0.19
フランジ部
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

伸び量（mm）
＋
⊿L2

－
⊿L3

1.31

1.19

内径
(mm)

全部材
伸び量
(mm)

破断面積
(cm ２ )

2,120

0.31

約 21

上記評価に基づき，有効性評価では，残留熱除去系熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいが発生することを想定する。
なお，評価対象のうち残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系以外の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系には，加圧範囲に熱交換器のような大きなシール構造を有する機器は設置されていない。

5.

現場の環境評価
ＩＳＬＯＣＡが発生した場合，事象を収束させるために，健全な原子炉注
水系統による原子炉注水，逃がし安全弁による原子炉減圧及び残留熱除去系
によるサプレッション・プール冷却を実施する。また，漏えい箇所の隔離は，残留熱除去系（低圧注水系）の注入弁を現場にて閉止する想定としている。
ＩＳＬＯＣＡ発生に伴い原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいすることで，建屋下層階への漏えい水の滞留並びに高温水及び蒸気による建
屋内の雰囲気温度，湿度，圧力及び放射線量の上昇が想定されることから，設備の健全性及び現場作業の成立性に与える影響を評価した。
添付 2.7.2-2045

現場の環境評価において想定する事故条件，重大事故等対策に関連する機器条件及び重大事故等対策に関連する操作条件は，有効性評価の解析と同様
であり，ＩＳＬＯＣＡは残留熱除去系Ｂ系にて発生するものとする。
なお，ＩＳＬＯＣＡが残留熱除去系Ａ系にて発生することを想定した場合，破断面積（約 21 ㎝ ２ ）及び破断箇所（熱交換器フランジ部）はＢ系の場合と同じであり，漏えい発生区画は東側となることから，原子炉建屋原子炉棟の東側区画の建屋内雰囲気温度等が同程度上昇する。
(1)

設備の健全性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に期待する設備は，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系Ａ系及び低圧代替注水系（常設），逃がし安全弁並びに関連する計装設備である。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合の設備の健全性への影響について以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東海第二発電所の原子炉建屋原子炉棟は，地下 2 階から 5 階まで耐火壁を設置することで東側区分と西側区分を物理的に分離する方針である。
ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材の漏えいは，残留熱除去系Ｂ系が設置されている西側区画において発生するのに対して，原子炉隔離時冷却系，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系は東側区画に位置していることから，溢水の影響はない。
低圧代替注水系（常設）は，ポンプが原子炉建屋原子炉棟から物理的に分離された区画に設置されているため，溢水の影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁のうち原子炉建屋原子炉棟内に設置されるものは原子炉建屋原子炉棟 3 階以上に位置しており，事象発生から評
添付 2.7.2-2146

価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原子炉
冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 以下であるため，溢水の影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度・湿度については，初期値から有意な上昇がな
く，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系への影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の原子炉建屋原子炉棟内の電動弁は，西側区画に位置するものが 2 個あるが，これらはＩＳＬＯ
ＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境を考慮しても機能が維持される設計とすることから影響はない。さらに，逃がし安全弁及び関連する計装設備についても，ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境において機能喪失することはない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，
地上 3 階における吸収線量率は最大でも約 15.2mGy／h 程度であり，設計基準事故対象設備の設計条件である 1.7kGy と比較しても十分な余裕があるため，期待している機器の機能維持を妨げることはない。
添付 2.7.2-22
47

(2)

現場操作の成立性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に必要な現場操作は，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作である。
残留熱除去系Ｂ系の注入弁の操作場所及びアクセスルートを第 4 図に示す。残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時は，原子炉建屋原子炉
棟内の環境を考慮して，主に漏えいが発生している西側区画とは逆の東側区画を移動することとしている。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合のアクセス性への影響を以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東側区画は，ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材漏えいが発生する西側
区画とは物理的に分離されていることから，溢水による東側区画のアクセス性への影響はない。また，注入弁は西側区画の 3 階に設置されており，この場所において注入弁の現場閉止操作を実施するが，事象発生か
ら評価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原
子炉冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 以下であるため，操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度及び湿度については，初期値から有意な上昇がなく，アクセス性への影響はない。また，西側区画のうちアクセスルー
添付 2.7.2-23
48

ト及び操作場所となる原子炉建屋原子炉棟 3 階西側において，原子炉減圧後に建屋内環境が静定する事象発生の約 2 時間後から現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間後までの温度及び湿度は，最大で約44℃及び約 100％である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，操作場所へのアクセス及び操作は可能である ※ 。なお，操作場所への移動及び現場操作を実施する場合は，放射線防護具（タイベック，アノラック，個人線量計，長靴・胴長靴，自給
式呼吸用保護具，綿手袋，ゴム手袋）を着用する。
※

想定している作業環境（最大約 44℃）においては，主に低温やけどが懸念されるが，一般的に，接触温度と低温やけどになるまでのおおよその時間の関係は，44℃で 3 時間～4 時間として知られている。（出典：消費者庁
News Release（平成 25 年 2 月 27 日））

ｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，線量率は最大で約 15.2mSv／h である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原
子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，作業時間を保守的に 1 時間と設定し時間減衰を考慮しない場合においても作業員の受ける実効線量は最大で約 15.2mSv となる。また，有効性評価において現場操作を開始す
る事象発生の約 3 時間後における線量率は約 5.6mSv／h であり，この場合に作業員の受ける実効線量は約 5.6mSv となる。
なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質の一添付 2.7.2-24
49

部はブローアウトパネルを通じて環境へ放出されるおそれがあるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-2550

添付 2.7.2-26
51
第4図

操作場所へのアクセスルート

(3)

結

論

ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合でも，
ＩＳＬＯＣＡ対応に必要な設備の健全性は維持される。また，中央制御室の隔離操作に失敗した場合でも，現場での隔離操作が可能であることを確
認した。

6.

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について
ＩＳＬＯＣＡの発生後，原子炉建屋原子炉棟が加圧されブローアウトパネルが開放された場合，原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物がブローアウトパネルから大気中に放出されるため，この場合における非居住区域境界
及び敷地境界の実効線量を評価した。
その結果，非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2
×10－１ mSv 及び約 3.3×10 －１ mSv となり，「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2
×10 －１ mSv，敷地境界：約 6.2×10 －１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-27
52

別紙 1
残留熱除去系Ａ，Ｂ系電動弁作動試験について

この試験は，保安規定第 39 条に基づく試験であり，原子炉の状態が運転，起動又は高温停止において 1 ヶ月に 1 回の頻度で実施する。
保安規定第 39 条（抜粋）
低圧注水系における注入弁，試験可能逆止弁，格納容器スプレイ弁，サプ
レッションプールスプレイ弁及び残留熱除去系テストバイパス弁が開する
ことを確認する。また，動作確認後，動作確認に際して作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認する。

添付 2.7.2-28
53

別紙 2
低圧炉心スプレイ系の構造健全性評価

低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲を別第 2-1 図，評価対象範囲に設置された機器を別第 2-1 表，評価結果を別第 2-2 表から別第 2-8 表に示す。

添付 2.7.2-2954

原子 炉圧 力容器

55

サプレッション・チェンバよりサプレッション・チェンバへ

F051

F006

NO

F001

F005

MO

dPTd

別第 2-1 図F032

レグシールポンプ

F018
F025

F033

F025

7-18V77
FF004
-205F

F034

F060

F012

FF010
-201

添付 2.7.2-30

低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲

低圧設計

FF004
-207

残留熱除去系 A 系へ

高圧設計

FF009
-201

dPT-N050

復水移送系より

MO

FF004
-203

FT
FT-N051

低圧炉心スプレイ系ポンプ

FT

F004

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

FF004
-204

FT-N003

FF004-202

F003

FF004
-202

PT-N054

PT

PI

PI-R002

別第 2-1 表

評価対象範囲に設置された機器（低圧炉心スプレイ系）

機
①

逃がし弁

②

弁

器

弁番号，個数等
1個
F018
7個
F003，F004，F005，F012，F025，F034，
F060
1個
FF004-205
4個
FF004-202 ， FF004-203 ， FF004-204 ，FF004-207
1個
FF010-201
5個
PI-R002，PT-N054，dPT-N050，FT-N003，
FT-N051
1式

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁
計器
隔離弁
サンプル弁

③

計

器

④

配

管

別第 2-2 表

逃がし弁の評価結果（弁座）

実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
4.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

別第 2-3 表

発生せん断応力
(MPa)
弁 体
143
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること

別第 2-4 表定※判○

逃がし弁の評価結果（弁体）

評価部位

※

計算上必要な厚さ(mm)
1.0

許容せん断応力
(MPa)
313

定※

判
○

逃がし弁の評価結果（弁耐圧部の接合部）（1／2）

ボルトの
発生
許容
ボルトの
必要な断面積応力
応力
判 定※
実機の断面積(mm ２ )(MPa)
(MPa)
(mm ２ )
弁耐圧部の接合部
641.7
749.8
322
142.5
－
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.2-31
56

別第 2-4 表

逃がし弁の評価結果（弁耐圧部の接合部）（2／2）

ｶﾞｽｹｯﾄ
発生応力
許容応力
復元量
判 定※
(MPa)
(MPa)
(mm)
弁耐圧部の接合部
0.003
0.086
－
－
○
※ 伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること。
伸び量
(mm)

評価部位

別第 2-5 表

弁の評価結果（1／3）

実機の最小厚さ
(mm)
F003
SCPH2
22.2
F012
SCPL1
21.0
F060
SCPH2
14.0
FF010-201
SUS30412.5※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
弁番号

材

料

別第 2-5 表
評価部位

設計圧力
8.62MPaF005

別第 2-5 表

弁番号

ベント弁
ドレン弁
計器隔離弁

※

FF004-202，FF004-203，FF004-204，FF004-207

9.97MPa

計器の評価結果（圧力計，差圧計）

別第 2-7 表

※

設計温度
302℃

9.97MPa

計器番号
PI-R002
PT-N054
dPT-N050
FT-N003
FT-N051
ブルドン管の耐圧・漏えい試験圧力計装設備耐圧（MPa）
約 10.3(105kg/cm 2)※
約 14.7(150kg/cm 2)
約 13.7(140kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 22.1(225kg/cm 2)

判

定
○
○
○
○
○

配管の評価結果（管）実機の最小厚さ
(mm)
3
11.20
8
12.51
管
10
11.11
11
9.01
15
7.17
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

○
○
○
○

許容圧力
9.97MPa

F004，F025，F034
FF004-205

別第 2-6 表

定※

弁の評価結果（3／3）

評価部位
プロセス弁
その他の弁

判

弁の評価結果（2／3）

弁番号

プロセス弁

計算上必要な厚さ
(mm)
8.7
7.7
5.1
1.5

既工認配管 No

添付 2.7.2-3257

計算上必要な厚さ
（mm）
6.24
5.10
6.51
5.10
3.62

判

定※
○
○
○
○
○

別第 2-8 表

配管の評価結果（フランジ）

ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
必要な断面積判 定※
実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
940
349
140
396
○
フランジ部
11,240
10,130252
393○
11,24010,190253
393○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.2-33
58

別紙 3
熱交換器からの漏えいの可能性について

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板及び胴側入口・出口管台及びフランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）
が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確
認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4（隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力 8.2MPa[gage]と最高使用圧力 3.45MPa[gage]の比）より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・出口管台及びフランジ部について評価した。
別第 3-1 表に既工認強度計算結果の設計裕度及を示す。

添付 2.7.2-34
59

別第 3-1 表

既工認強度計算結果の設計裕度（3.45MPa，249℃）

評価部位
胴板（厚肉部）
胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側出口
胴側液面計
胴側ドレン
胴側ベント(1)
胴側ベント(2)
胴側入口
胴側逃がし弁（座）胴側逃がし弁（管）

1.2

評価方法

(1)

胴側胴板の評価

実機の値
53.32mm
最小厚さ
37.05mm
最小厚さ
56.95mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
6.15mm
最小厚さ62.50mm
最小厚さ
5.50mm
最小厚さ10.00mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
5.45mm
最小厚さ
3.20mm
最小厚さ

設計・建設規格「PVC-3122

判定基準≧34.21mm
必要厚さ≧34.21mm
必要厚さ≧33.64mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.56mm
必要厚さ≧2.26mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.42mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.80mm
必要厚さ

裕

度

1.55
1.08
1.69
1.87
10.98
27.65
6.54
23.80
1.87
6.48
4.00

円筒形の胴の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。
t

PD
2S
1 .2 Pi

t：胴側胴板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：胴の内径（＝2,000mm）
S：胴板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）
添付 2.7.2-35
60

SB410）

(2)胴側鏡板の評価
設計・建設規格「PVC-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定１」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上である
ことを確認した。
t

PD K
2S
0.2 P
i

t：胴側鏡板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：鏡板の内面における長径（＝2,000mm）
K：半だ円形鏡板の形状による係数（＝1.0）
S：鏡板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃

SB410）

η：継手効率（＝1.0）(3)

胴側入口，出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認
した。
t

PD
2S
0.8P
0

t：胴側入口，出口管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（＝558.8mm）
S：管台の設計引張強さ（Su＝438MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）

添付 2.7.2-36
61

SF490A）

(4)

フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造－一般事項」を適用してボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上であり，かつ発生応力が許容応力以下であることを確認した。

加圧される範囲

フランジ部

別第 3-1 図

1.3

フランジ部

評価結果

熱交換器の各部位について評価した結果，別第 3-2 表及び別第 3-3 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-37
62

別第 3-2 表
評価部位
胴側胴板（厚肉部）
胴側胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側入口・出口管台

実機の値
53.32mm（実機の最小厚さ）
37.05mm（実機の最小厚さ）
56.95mm（実機の最小厚さ）
14.55mm（実機の最小厚さ）

別第 3-3 表
評価部位
フランジ部

フランジ部以外の評価結果

ボルトの実機の断面積(mm ２ )
106,961

判定基準
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.08mm（計算上必要な厚さ）
8.62mm（計算上必要な厚さ）

フランジ部の評価結果
ボルトの必要な断面積(mm２ )
74,184添付 2.7.2-38
63

発生応力
(MPa)
239

許容応力
(MPa)
262

別紙 4
逃がし弁からの漏えいの可能性について逃がし弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位

逃がし弁については，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時において吹き出し前に加圧される弁座，弁体及び入口配管並びに吹き出し後に加圧される弁耐圧部及び弁耐圧部の接合部について評価した。

1.2

評価方法

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時には 8.2MPa[gage]になる前に逃がし弁が吹き出し，圧力は低下すると考えられるが，ここでは，逃がし弁の吹き出し前に加圧される箇所と吹き出し後に加圧される箇所ともに 8.2MPa[gage]，
288℃になるものとして評価する。

(1)

弁座の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁座は円筒形の形状であることから，設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」を準用し，計算上必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。
t

PD
2S
0.8P
0

添付 2.7.2-3964

t：管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（mm）
S：使用温度における許容引張応力（MPa）
η：継手効率 ※※(2)

弁座は溶接を実施していないため，1.0 を使用

弁体の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁体の中心部は弁棒で支持されており，外周付近は構造上拘束されていることから，弁体下面にかかる圧力（8.2MPa[gage]）が全ての弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を算出し，許容せん断応力以下である
ことを確認した。

F
A

F 1.054D

2Pσ：せん断応力（MPa）
F：せん断力（N）
A：弁体最小断面積（mm２ ）D：弁座口の径（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）(3)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最添付 2.7.2-4065小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確
認した。

t

Pd
2S 1.2P
t：弁箱の必要な厚さ
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(4)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容応力以下であることを確認した。

別第 4-1 表
評価部位
弁耐圧部の接合部

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm ２ )
481.3

ボルトの必要な断面積(mm２ )
438.5

添付 2.7.2-41
66

発生応力
(MPa)
214

許容応力
(MPa)
142

弁耐圧部の接合部

別第 4-1 図

弁耐圧部の接合部

上記を満たさない場合は，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボンネットボル
トの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ 以下であることを確認した。
※

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール

添付 2.7.2-4267

性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力以下であることを確認した。
ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④’＝(1,000×①’×②’)／(0.2×③’)⑧’＝(π×⑤’×8.2／4)×(⑤’＋8×⑥’×⑦’)⑨’＝④’－⑧’⑩’＝⑨’／②’⑫’＝⑩’／⑪’①’：締付けトルク値（N・m）②’：ボンネットボルト本数（本）③’：ボンネットボルト外径（mm）④’：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤’：ガスケット反力円の直径（mm）⑥’：ガスケット有効幅（mm）⑦’：ガスケット係数⑧’：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨’：不足する荷重（N）⑩’：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）
添付 2.7.2-43
68

⑪’：ボンネットボルト径面積（mm ２ ）⑫’：ボンネットボルトの発生応力（MPa）
・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫’×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃－20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃－20℃)＋⑥×②×(288℃－20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量

添付 2.7.2-44
69

（mm）
※

(c)

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧－⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧’をボンネットナ
ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ －b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm ２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a２ ×6)－(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧

添付 2.7.2-4570

d＝⑧’／(S×c)
c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧’を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ －b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm ２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧’／Sd：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm ２ ）

1.3

評価結果

逃がし弁の各部位について評価した結果，別第 4-2 表から別第 4-6 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-46
71

添付 2.7.2-47
72

SCPH2

弁本体の耐圧部

材料

材料

評価部位

評価部位

※

SUS304

弁座

8.2

P：内圧
（MPa）
8.2

別第 4-4 表

S：使用温度における許容引張応力
（MPa）
110

50

d：内径（mm）

S：設計降伏点（MPa）191

評価結果（弁本体の耐圧部）

D：弁座口の径(mm)
15

評価結果（弁体）

19

D０ ：外径（mm）

別第 4-3 表

P：内圧
（MPa）

評価結果（弁座）

P：内圧
A：弁体最小断面積（MPa）（mm２ ）
弁体
SUS3048.2
19ボイラー構造規格より設計の許容値として 0.8S を適用した。

材料

評価部位

別第 4-2 表

実機の最小厚さ（mm）
9.0

許容せん断応力 ※
(MPa)
88

2.8

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ（mm）
1.2

発生せん断応力
(MPa)
81

0.7

計算上必要な厚さ（mm）

添付 2.7.2-48
73

25.01

弁耐圧部の
接合部

弁耐圧部の
接合部

評価
部位

16

評価
部位

①’締付
ﾄﾙｸ値
(N・m)

①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

6

12

③’
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ外径(mm)

別第 4-6 表

183,960③縦弾性係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ)(MPa)②’ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ本数
(本)

16

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

別第 4-5 表

S45C

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料

1.29E-05⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)
SCPH2

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの材料

1.29E-05⑥線膨張係数(弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／mm℃）

SCPH2

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

－0.003⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの内圧による伸び量(mm)

62,525④’
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
締付ﾄﾙｸ
による
全締付荷重
(N)
62.5

⑤’
ｶﾞｽｹｯﾄ
反力円の
直径
(mm)
3.25

⑥’
ｶﾞｽｹｯﾄの
有効幅
(mm)
2.75

⑦’
ｶﾞｽｹｯﾄ係数53,937⑧’8.2MPa の
加圧に
必要な
最小荷重
(N)

8,588

⑨’
不足する
荷重
(N)

0.111

⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

－1,431⑩’
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
1 本当たり
に発生する
荷重
(N)

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの発生応力）

1.29E-05④線膨張
係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞ
ﾙﾄ)
(mm／
mm℃)

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの伸び量）

80.21

⑪’
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
径面積(mm２ )

0.111⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ
の熱によ
る伸び量
(mm)

18

⑫’ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの発生応力(MPa)－0.003

⑩伸び量
(mm)

別紙 5
弁（逃がし弁を除く。）からの漏えいの可能性について逃がし弁を除く弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。
ここで，以下の弁については隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力，温度以上で設計していることから破損が発生しないことを確認した。

別第 5-1 表機器等
プロセス弁

弁の設計圧力・温度

弁番号F023，F051A

設計圧力8.62MPa

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生しないことを確認した。

別第 5-2 表
機器等
プロセス弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁
サンプル弁

弁の許容圧力

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171， F179A， F181A， FF020-201， FF020-205，
FF020-215，FF020-230，FF022-205，FF022-219，
FF022-221，FF022-223，FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，
FF007-206，FF007-207，FF007-208，FF018-201，
FF018-202
V25-606

添付 2.7.2-4974

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
26.3MPa1.

強度評価
評価対象弁の構成部品のうち，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に破損が発生すると想定される部位として，弁箱及び弁蓋からなる弁本体の耐圧部並びに弁本体耐圧部の接合部について評価した。
(1)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さを上回ることを確認した。

Pd
2S 1.2Ptt：弁箱の必要な厚さ
P：ＩＳＬＯＣＡ発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(2)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積を上回り，かつ発生応力が許容応力を下回ることを確認した。
別第 5-3 表
弁番号
F086
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm ２ )
901
901
321
601
601

ボルトの必要な断面積(mm２ )
694
833
190
318
318

添付 2.7.2-50
75

発生応力
(MPa)
117
116
98
73
73

許容応力
(MPa)
177
177
165
165
165

上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボ
ンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ ３ を下回ることを確認した。
※3

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力を下回ること，ボンネットフランジと弁箱フランジの合わせ面がメタルタッチする弁については合わせ面の発生応力が材料の許容応力を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-51
76

ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④’＝(1,000×①’×②’)／(0.2×③’)⑧’＝(π×⑤’×8.2／4)×(⑤’＋8×⑥’×⑦’)⑨’＝④’－⑧’⑩’＝⑨’／②’⑫’＝⑩’／⑪’①’：締付けトルク値（N・m）②’：ボンネットボルト本数（本）③’：ボンネットボルト外径（mm）④’：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤’：ガスケット反力円の直径（mm）⑥’：ガスケット有効幅（mm）⑦’：ガスケット係数⑧’：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨’：不足する荷重（N）⑩’：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）⑪’：ボンネットボルト径面積（mm ２ ）⑫’：ボンネットボルトの発生応力（MPa）
・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫’×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）
添付 2.7.2-52
77

③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃－20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃－20℃)＋⑥×②×(288℃－20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

添付 2.7.2-53
78

(c)

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧－⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧’をボンネットナ
ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ －b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm ２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a２ ×6)－(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧
d＝⑧’／(S×c)
c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（mm ２ ）添付 2.7.2-54
79

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧’を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ －b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm ２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧’／Sd：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm ２ ）

1.3

評価結果

弁（逃がし弁を除く。）の各部位について評価した結果，別第 5-4 表から別第5-7 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピー
ク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-55
80

添付 2.7.2-56
81

材料

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SUS304
SUS304

評価部位

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F086
F098A
F170A
F065A
F072A
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2

P：内圧
（MPa）

別第 5-4 表

480
416
480
144
444.5
480
660
184
184
90
500
280
136.5
184
102
54
45
45

d：内径（mm）
191
186
186
191
191
191
191
191
191
191
191
186
191
191
191
191
128
128

S：設計降伏点（MPa）

弁耐圧部の強度評価結果

22.0
20.0
24.0
10.0
22.5
22.0
31.0
7.0
11.0
8.0
23.0
16.0
8.0
11.0
9.0
6.5
12.5
12.5

実機の最小厚さ
（mm）

10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

計算上必要な厚さ（mm）

添付 2.7.2-57
82

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄの材料

A197 B7
SCM435
S45C

弁番号

F024A
F031A
F065A

186,960

M33
M33
M16

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
呼び径(mm)

別第 5-6 表

64

186,960
186,960
186,960
186,960

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
ASTM
A515
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
S25C
SCPH2

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの材料

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05－
1.29E-05

1.29E-05

⑥線膨張
係数
(弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／
mm℃）
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
－
SCPH2

SCPH2

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

－0.0040.051－0.006
0.011
0.032
0.016
－0.0130.011－0.029－0.004－0.007－0.0320.008⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
内圧によ
る伸び量
(mm)

0.469
0.462
0.291
0.173
0.360
0.346
0.093
0.173

0.422

0.469
0.440
0.355
0.256

⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

0.457
0.450
0.284
0.173
0.360
0.346
0.096
0.173

0.422

0.457
0.429
0.346
0.249

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの熱による伸び
量(mm)

48
52.5
23

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面外径
(mm)
36
36
19

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴径
(mm)
－
－
－

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面直径(mm２ )

1,017.9
1,017.9
283.5

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴面積(mm２ )

792
1,147
132

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
座面の面積(mm２ )

24
20
8

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
本数

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
締付部の
発生応力
(MPa)
128
95
202

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットナット座面の面圧評価結果）

1.29E-05

A193 B7
A320 L7
A320 L7
A193 B7

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.32E-05
1.29E-05

F031A

66
62
50
36

④線膨張
係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(mm／
mm℃)
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05

F047A
66
66
186,960 1.33E-05 A193 B7
F048A
65
65
186,960 1.33E-05 A193 B7
F049
41
41
186,960 1.33E-05 A193 B7
F063A
24
26
186,960 1.29E-05
SCM435F098A
50
54
186,960 1.29E-05
SCM435
F170A
47
53
186,960 1.29E-05
SNB7
F065A
27
0※
186,960 1.29E-05
SCM435F072A
24
26
186,960 1.29E-05
SCM435※ 弁箱がフランジを持たない構造のため，値を 0 とした。

58

F003A
F016A
F024A
F027A

③縦弾
性係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

1.29E-05

66
62
50
36

弁番号

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

弁耐圧部の接合部評価結果（ボンネットボルトの伸び量）

SCM435①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

別第 5-5 表

0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2
－
0.2

－

0.1
0.1
－
0.1

ｶﾞｽｹｯﾄの復元量

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾅｯﾄの
許容応力
(MPa)
427
596
360

0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016
－0.0160.011－0.0290.008
0.004－0.023
0.015

⑩伸び量
(mm)

添付 2.7.2-58
83

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの
材料

S25C

弁番号

F065A

別第 5-7 表

SCPH2

弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの材料
159

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部外径
(mm)
152.5

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部内径(mm)
1,590.3

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部面積(mm ２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面の応力
(MPa)
134
194

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの
許容応力
(MPa)

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧）

191

弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの
許容応力
(MPa)

別紙 6
計器からの漏えいの可能性について

計器について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

圧力計，差圧計
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度－30～40℃における設計引張強さに対する 288℃における設計引張強さの割合は SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値
は加圧時における圧力以上となる。

別第 6-1 表

圧力計，差圧計の設計圧力計装設備耐圧（MPa）14.7(150kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)
13.7(140kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)
14.7(150kg/cm 2)

計器番号PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

2.

温度計

2.1

評価方針

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される温度計について，耐圧部となる温度計ウェルの健全性を評価した。評価手法として，日本機械学会「配管内円通状構造物の流量振動評価指針（JSME S 012-1998）」に従い，同期振動添付 2.7.2-59
84

発生の回避又は抑制評価，一次応力評価並びに疲労評価を実施し，破損の有無を確認した。評価条件を別第 6-2 表に示す。

別第 6-2 表
圧力8.2MPa

2.2

評価方法

(1)

評価手順

温度
288℃

評価条件

流量
200m３ ／h

流体密度736kg／m３

動粘度1.25×10－７ m２ ／s

流力振動評価指針に従った評価手順を別第 6-1 図に示す。

添付 2.7.2-60
85

スタート

漏えい有

基本固有振動数の算出

換算流速 Vγ の算出

換算減衰率 Cn の算出
同期振動の回避又は抑制評価(a)～(c)のいずれかを満足するか？
(a) V γ ＜1(b) Cｎ ＞64(c) Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5

NoYes
流体力による応力の算出

定常抗力による応力算出（σ Ｄ ）流れの乱れによるランダム振動応力の算出（σ Ｒ ）流力振動に対する強度評価

応力制限（σ Ｄ ，σ Ｒ と他の荷重との組合せ）

許容応力以下？

No

Yes
疲労評価（σ Ｒ ）設計疲労限以下？

No

Yes

漏えい無

別第 6-1 図(2)

配管内円柱状構造物の流力振動フロー

評価式
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する評価式を別第6-3 表に示す。
添付 2.7.2-61
86

別第 6-3 表
項 目
1. 各 種 パ ラ
メータの算定

評価式（その１）
評価式

・基本固有振動数 f ０
２

f

０

2・ ・L

０

E ・I
m

・

２

I

・(d
64

４

４

d )

０

０

m

ｉ

1.875
・(d

4

Ｓ

２

２

d )

０

ｉ

・d

２

０

・換算流速 Vγ

V

γ

V
f・d
０

０

流速 V には流速分布が非一様（通常，管中心部で管壁部よりも流速は大きい。）の場合は，構造物周辺平均流速 V を用いる。

2・
V

n

L
)
n 1 D／ 2
(

ｅ

n
L
(
)
2・ n 1 D／ 2
L
1 (
)
D／ 2
1
1
n

ｅ

２

1

ｅ

1
2
n

( n 1)( 2・ n 1)
・
・V
2・ n
２

ｍ

また，流速 V はエルボ等による偏流の影響を考慮して構造物周辺平均
流速 V に以下の割増係数を乗じた値とするが，今回は十分な保守性が確保されていることを確認するために割増係数「2」として計算する。
割増係数－
x：偏流発生源から構造物
までの距離
1.5
x／D≦3
D：配管内径1.25
3＜x／D≦5・換算減衰率 C ｎ

C

ｎ

2・m・σ
・d
０

2・ ・

＝0.002（ねじ接合），0.0005（溶接接合）

添付 2.7.2-62
87

別第 6-3 表
項 目
2. 流 体 力 に
よる応力
の算出

評価式（その 2）
評価式

・定常抗力による応力σ Ｄ

F・L・(2・L L )2・Z
1
F・ ・V・d・C
2
Ｄ

Ｄ

ｅ

ｅ

２

Ｄ

０

C

1.2

Ｄ

４

Z

Ｄ

４

(d
d )
・
32
d
０

ｉ

０

・ランダム振動応力振幅σ Ｒ
２E・Ｉ・y ( L）・
Z
L

０

Ｒ

Ｒ

２

・G ( f )64・ ・m・f ・(２y ( L) 2・C・
Ｒ

０

０

０

３

３

２

０

ｆ

)

C0＝3.0ξ ｆ ＝0β ０ ＝η ０ ／λ ０sinh( ) sin( )００・cosh( ) cos( )

０

０

０

０

L
)
L

０

・(1

０

0.734

ｅ

０

1
' ・ ・V ・d )G( f ) (C・
2
２

２

０

０

d
(f ・
)
V

０

０

C’＝0.134(f )０

1 4・ ・f
２

2

０

f・d
V

f

０

０

０

・外圧により円柱状構造物に発生する応力ρ Ｇ
厚肉円筒において，外圧がかかっている場合の円周方向の応力式を使
用する。

2・P・d
d d

２

Ｇ

２

０

２

ｉ

添付 2.7.2-63
88

(3)

記号説明

B１ ，B ２
C０
CＤ
Cｎ
C’
d０
dｉ
E
f０
FＤ
G
I
K
L
Lｅ
m
n
P
Sｍ
V
Vｍ

V
Vｒ
yＲ (L)
Z
β０
δ
ξ
ξｆ
ρ
ρｓ
σＤ
σＦ
σＲ
σＧ
Φ

応力係数（－）
二乗平均値からピーク値への換算係数（－）
定常抗力係数（－）
換算減衰率
ランダム励振力係数（－）
構造物の代表外径（－）
構造物の代表内径（－）
構造物の縦弾性係数（Pa）
円柱状構造物の基本固有振動数（Pa）
単位長さ当たりの流体抗力（N／m）
単位長さ当たりのランダム励振力のパワースペクトル密度（N ２ ・S／m ２ ）構造物の断面二次モーメント（m ２ ）
応力集中係数（－）
構造物の長さ（m）
流体中に突き出た構造物長さ（m）
付加質量を含む構造物の単位長さ当たり質量（kg／m）
Re 数に基づく係数（－）
配管の最高使用圧力（MPa）
設計応力強さ（MPa）
流速（m／s）
断面平均流速（m／s）
構造物周辺平均流速（m／s）
換算流速（－）
ランダム振動変位振幅（m）
構造物の断面係数（m ３ ）基本振動モードの刺激係数（－）
空気中における構造物の対数減衰率（－）
空気中における構造物の臨界減衰比（－）
流体減衰（－）
流体の密度（kg／m ３ ）構造物の密度（kg／m ３ ）定常抗力による応力（MPa）
設計疲労限（MPa）
ランダム振動応力振幅（MPa）
外圧により構造物に発生する応力（MPa）
ランダム励振力の規格化パワースペクトル密度（－）

添付 2.7.2-64
89

(4)

判定基準
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する判定基準を別第6-4 表に示す。
別第 6-4 表

項 目
1. 同 期 振 動
の回避又
は抑制評
価
2. 流 力 振 動
に対する
強度評価

判定基準

判定基準
下記のいずれかを満足すること。
(a)Vγ ＜1(b)Cｎ ＞64(c)Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5・応力制限
組合せ応力は，設計建設規格より PPB-3520（クラス１）を適用した以下の条件を満足すること。
（クラス１）……B １・σ Ｇ ＋B ２・（σ Ｄ ＋σ Ｒ ）≦min（1.5・Sm，1.5・S）
B１ ＝1.0（ねじ接合），0.75（溶接接合）
B２ ＝4.0（ねじ接合），1.5（溶接接合）
・疲労評価
応力集中係数 K を考慮した応力振幅が以下の条件を満足すること。
K・σ Ｒ ≦σ Ｆ
K＝4.0（ねじ接合），4.2（溶接接合）

2.3

評価結果

計器について評価した結果，別第 6-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材
温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-6590添付 2.7.2-66
91

水

水

0.08

0.08

計器
番号

TE-N004A

TE-N027A

計器
番号

TE-N004A

TE-N027A

構造
物

温度
計ウ
ェル

構造
物

温度
計ウ
ェル
※1
※2
※3

0.05

0.05

Cｎ

0.76

0.77

V
(m／s)

流体条件

3

3

ク
ラ
ス

○

○

(a)
Vγ ＜1

8.2

8.2

P
(MPa)

－

－

(b)
Cn＞64

同期振動評価

736

736

ρ
(kg／m
３
)

288

288

最高
使用
温度
(℃)

－

(c)
Vγ ＜3.3
Cｎ ＞2.5
－

配管仕様

6.08

6.24

FＤ
(N／m)

ASTM-A105
ASTM-A
105

溶接
接合
溶接
接合

1.30

Z
（×10
－６ ３
m ）
1.30

材料

タイプ

0.09

0.10

σＤ
（MPa）

23.85

23.85

d０
（×10
－３
m）

52.1

54.8

155.2

203

0.10

0.10

7.85

7.85

19.2

19.2

1.55

1.55

14.7

184

184

※２

3.33

3.33

m
(kg／
m)

398.19398.19

f０
(Hz)

0.41

76

疲労評価
応力
σ Ｆ ※３
振幅
（MPa）
(MPa)
0.43
76

1.84

1.84

E ※１
（×10
１１
Pa）

同期振動評価

1.5・S
(MPa)

I
（×10
－８ ４
m ）

組合せ
応力
（MPa）
14.7

ρｓ
（×10
３
kg／m
３
）

σＧ
（MPa）

Lｅ
（×10
－３
m）

σＲ
（MPa）

応力制限

203

203

L
（×10
－３
m）

yＲ (L)（×10 －８ m）

9.1

9.1

dｉ
（×10
－３
m）

構造物仕様

評価結果

設計・建設規格 付録材料図表 Part6 表 1 における炭素量が 0.3％を超える炭素鋼の 288℃の値
S ｍ は設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表 5 における ASTM-A105（SF490A）の 288℃の値
設計・建設規格 付録材料図表 Part8 図 1 における Su≦550MPa 線図の繰返しピーク応力強さを 288℃の縦弾性係数で補正した値

Vγ

流
体
種
別

別第 6-5 表別紙 7
配管からの漏えいの可能性について

配管及び配管フランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定
配管の構成部品のうち漏えいが想定される部位は，高温・高圧の加わる配管と，配管と配管をつなぐフランジ部があり，それらについて評価を実施した。評価対象配管を別第 7-1 図に示す。

1.2

評価方法

(1)

配管の評価
クラス２配管の評価手法である設計・建設規格「PPC-3411(1)内圧を受ける直管」を適用して必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さを上回ることを確認した。
tPD
2S
0. 8 P０t：管の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管の外径（mm）
S：設計引張強さ（MPa）
η：長手継手効率

添付 2.7.2-67
92

(2)

フランジ部の評価
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジの手法を適用してフランジ応力算定用圧力からフランジボルトの伸び量を算出したところ，伸び量がマイナスの場合は，フランジ部が増し締めされるため，ガスケット最大圧縮量を下回ることを確認した。
なお，熱曲げモーメントの影響については，設計・建設規格で規定されている（PPC-1.7）式を使用し，フランジ部に作用するモーメントを圧力に換算して評価を実施した。

1.3

評価結果

配管の各部位について評価した結果，別第 7-1 表及び別第 7-2 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-68
93

添付 2.7.2-69
94

別第 7-1 図

残留熱除去系Ａ系

必要板厚評価対象配管（既工認系統図）

添付 2.7.2-70
95

クラス
区分

2

2

2

2

2

2

2

2

2

2

2

2

2

2

配管 No.

3

4

6

9

10

17

26

31

34

37

39

40

56

58

457.20457.20318.50558.8076.30

406.40216.30165.20114.30114.30114.30355.60457.20457.20D０ ：外径
(mm)

14.30

14.30

10.30

15.90

5.20

12.70

8.20

7.10

6.00

6.00

6.00

11.10

14.30

14.30

公称厚さ
(mm)
8.20

SM41B
(SM400B)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
SM50B(SM490B)
STPT42(STPT410)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

8.20

評価圧力
(MPa)

材料

別第 7-1 表

288

288

288

288

288

288

288

288

288

288

288

288

288

288

評価温度
(℃)

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

1.00

η：継手
効率

必要厚さ評価結果

12.5

12.5

12.5

1.5

12.5

1.5

12.5

12.5

12.5

12.5

12.5

12.5

1.5

1.5

公差
(％)

12.51

12.51

9.01

14.40

4.55

11.20

7.17

6.21

5.25

5.25

5.25

9.71

12.80

12.80

最小厚さ
(mm)

242.40242.40242.40223.80242.40264.60242.40242.40242.40242.40242.40242.40223.80223.80S:設計引張
強さ
(MPa)

7.63

7.63

5.32

10.09

1.28

6.23

3.61

2.76

1.91

1.91

1.91

5.94

8.26

8.26

必要厚さ t(mm)

添付 2.7.2-71
96

F1
150A 検出フランジ

F2
450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

フランジ部評価結果（1／2）
F4
安全弁取合フランジ

F5
熱交換器ドレン
フランジ
40A
288
20
268
8.2
SUS304 4.5t×1
SCM43520
4186,960
8.2
1.00E+04

フランジ口径
150A
450A
350A
25A
評価温度(℃)
288
288
288
288
常温(℃)
20
20
20
20
評価温度⊿t(℃)＝ISLOCA 発生時温度－常温
268
268
268
268
評価圧力(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
ガスケット仕様SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×1
ボルト材質
SCM435
SCM435
SCM435
SCM435ボルトサイズ
20
30
30
16
ボルト仕様
本数
12
24
20
4
縦弾性係数 E(MPa)186,960
186,960
186,960
186,960
内圧(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
フランジに作用する自重曲げモーメント ※１ M(N・mm)
3.90E+05
6.42E+06
9.20E+05
2.00E+04
フランジに作用する熱伸び曲げモーメント ※１ M
3.37E+06
4.65E+07
2.81E+07
1.10E+05
2.40E+05(N・mm)※２
曲げモーメントによる等価圧力 Peq(MPa)
2.52
2.05
2.46
10.50
4.14
内圧 P＋等価圧力 Peq(MPa)
10.72
10.25
10.66
18.70
12.34
G(mm)
196.51508.78391.5339.867.5
有効断面積(mm２ )A＝π／4G２
3.03E+04
2.03E+05
1.20E+05
1.24E+03
3.58E+03
発生荷重 F(N)＝(P＋Peq)×A
3.25E+05
2.08E+06
1.28E+06
2.33E+04
4.42E+04
ボルト 1 本当たりの荷重 F／n(N)2.71E+04
8.68E+04
6.42E+04
5.82E+03
1.10E+04
ボルト断面積 A2(mm２ )234.9
562.09562.09150.33234.9
ボルト歪みε
6.17E-04
8.26E-04
6.11E-04
2.07E-04
2.51E-04
ボルト長さ L1(mm)
85.2
131.8
130
50
31
荷重によるボルト伸び量⊿L1(mm)
0.05
0.11
0.08
0.01
0.01
初期締付荷重(N)43,691
83,46449,45011,96025,062
初期締付による応力(MPa)
186.0
148.5
88.0
79.6
106.7
ボルト歪みε ０
9.95E-04
7.94E-04
4.71E-04
4.26E-04
5.71E-04
初期締付によるボルト伸び量⊿L0(mm)
0.08
0.10
0.06
0.02
0.02
ボルト熱膨張係数α1(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
フランジ熱膨張係数α2(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
オリフィス熱膨張係数α3(mm／mm℃)
1.71E-05
1.71E-05
1.70E-05－－
ガスケット内外輪熱膨張係数α4(mm／mm℃)
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05※1 該当するフランジを含んだ配管モデルにて応力解析を実施し，算出した値にて評価。
※2 設計・建設規格による機械的荷重による曲げモーメントを等価圧力に換算する式 Peq＝16M／(πG３ )により算出。今回は，熱伸びによる曲げモーメントも本計算式により等価圧
力換算した。

フランジ用途別第 7-2 表添付 2.7.1-72
97

F1
150A 検出フランジ
85.2
76.2
3.0
6.0
0.29
0.26
0.01
0.03
－0.04
2.40
2.44
2.60

フランジ用途

ボルト熱伸び対象長さ L2(mm)
フランジ熱伸び対象長さ L3(mm)オリフィス熱伸び対象長さ L4(mm)ガスケット内外輪熱伸び対象長さ L5(mm)ボルト熱伸び⊿L2＝α1・L2・⊿T(mm)
フランジ熱伸び⊿L3＝α2・L3・⊿T(mm)オリフィス熱伸び⊿4＝α3・L4・⊿T(mm)
ガスケット内外輪熱伸び⊿5＝α4・L5・⊿T(mm)
伸び量⊿L1－⊿L0＋⊿L2－⊿L3－⊿L4－⊿L5(mm)ガスケットの初期圧縮量：最大(mm)
ガスケットの合計圧縮量(mm)
ガスケットの許容圧縮量(mm)

別第 7-2 表

131.8
120.8
5.0
6.0
0.46
0.42
0.02
0.03
－0.01
2.40
2.41
2.60

F2
450A 検出フランジ
130.0
108.8
16.0
6.0
0.45
0.38
0.07
0.03
－0.01
2.40
2.41
2.60

F3
350A 検出フランジ

フランジ部評価結果（2／2）

50.0
47.0
－
3.0
0.17
0.16
－
0.01
－0.01
1.20
1.21
1.30

F4
安全弁取合フランジ

F5
熱交換器ドレン
フランジ
31.0
28.0
－
3.0
0.11
0.10
－
0.01
－0.01
1.20
1.21
1.30

別紙 8
破断面積の設定について

1.

評価部位の選定と破断面積の評価方法
別紙 3～別紙 7 の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分が加圧されたとしても，破損が発生しないことを確認した。
そこで，隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の加圧範囲のうち最も大きなシール構造であり，損傷により原子炉冷却材が流出した際の影響が最も大
きい熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
ａ．内圧による伸び量
・フランジのボルト荷重⊿W

W

G・( P
２

4

２

P)
1

G：ガスケット反力円の直径（＝D ０ －2b＝2,153mm）
b

2.5

1 D D
(
2
2
０

ｉ

2)

D０ ：ガスケット接触面の外径（＝2,170mm）
Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）
P１ ：設計条件における圧力（5.18MPa）
P２ ：隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）・内圧による伸び量⊿L1
L1 H

ｂ

W
N・A
ｂ

1
E

Hｂ ：ボルト長さ（ナット下面－ボルト留め部間）（＝349.5mm）
添付 2.7.2-73
98

Nｂ ：ボルト本数（＝68）
A：ボルト有効径における断面積（＝π／4×46.051 ２ ＝1,665mm ２ ）E：ボルトのヤング率（＝187,000N／mm ２ at288℃[SNCM8]）ｂ．熱による伸び量
・ボルトの熱による伸び量⊿L2

L2＝

H

１

ｂ

(288℃ 20℃)

α １ ： ボ ル ト の 熱 膨 張 係 数 （ ＝ 13.98× 10 － ６ mm／ mm ℃ at288℃[SNCM8]）
Nｂ ：ボルト長さ（＝349.5mm）
・管板及びフランジの熱による伸び量⊿L3

L3(h１ h2) (288℃ 20℃)２

α ２ ：管板及び胴側フランジの熱膨張係数（＝12.91×10 － ６ mm／
mm℃ at288℃[SF50，SFV1]）
h1：胴側フランジ厚さ（＝150mm）
h2：管板厚さ（＝195mm）

ｃ．破断面積 A

A

D (⊿L1＋⊿L2 ⊿L3)ｉ

Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）

2.

破断面積の評価結果
熱交換器フランジの破断面積について評価した結果，別第 8-1 表に示すと
おり破断面積は約 21cm２ となる。

添付 2.7.2-74
99

別第 8-1 表
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1
0.19

フランジ部
8.2
288
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

破断面積の評価結果

伸び量（mm）
＋
⊿L2
1.31

－
⊿L3
1.19

添付 2.7.2-75
100

内径
(mm)
2,120

全部材
伸び量
(mm)
0.31

破断
面積
(cm２ )
約 21

別紙 9
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋原子炉棟内環境評価

1.

評価条件
有効性評価の想定のとおり，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材の漏えい量及び原子炉建屋原子炉棟内の環境（雰囲気温度，湿度及び圧力）を評価した。
原子炉建屋原子炉棟内の環境評価特有の評価条件を別第 9-1 表に，原子炉
建屋原子炉棟のノード分割図及び原子炉建屋平面図を別第 9-1 図及び別第9-2 図に示す。
なお，高圧炉心スプレイ系ポンプ室及び原子炉隔離時冷却系ポンプ室は他室と水密扉で区切られており，蒸気の移動がほぼないため，解析においても蒸気の移動を考慮していない。

添付 2.7.2-76
101

別第 9-1 表
項

目

解析コード

漏えい箇所
漏えい面積

事故シナリオ

原子炉建屋原子炉棟内の環境評価特有の評価条件
主要解析条件ＭＡＡＰ４

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器室
約 21cm２
・原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達時に，原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水開始
・低圧炉心スプレイ系を起動し，事象発生 15 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉減圧・事象発生 17 分後に低圧代替注水系（常設）を起動・原子炉水位回復後，低圧炉心スプレ
イ系を停止し，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点以上に維持・事象発生 25 分後，サプレッション・
プール冷却開始
・事象発生 5 時間後，残留熱除去系隔離完了

原子炉建屋モデル

別第 9-1 図参照

原子炉建屋壁から環
境への放熱

考慮しない

原子炉建屋換気系

考慮しない

条件設定の考え方
格納容器及び原子炉建屋原子炉棟等の詳細ノードのモデル化が可能であり，隔離弁の閉止操作等の重大事故等対策を考慮した事象進展を模擬することが可能である解析コード
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様
ただし，本事故シーケンスグル
ープは格納容器バイパス事象であることを踏まえ，有効性評
価では格納容器の挙動が設計基準事故に包含されることを示していることから，サプレッ
ション・プール冷却の開始時間
は，有効性評価における作業と所 要 時 間 の 想 定 及 び 「 1.3.5
運転員等の操作時間に対する仮定」に基づき 25 分後と設定している。

原子炉建屋原子炉棟東西の物
理的分離等を考慮して設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観点から厳しい想定として設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観点から厳しい想定として設定
設計値を設定ブローアウトパネル
6.9kPa[gage]
開放圧力 ※※：現在設置されているブローアウトパネル 12 枚のうち 2 枚を閉止する方針であるが，本評
価では 12 枚全てに期待している。なお，全てのブローアウトパネルに期待しない場合の評価を別紙 10 に示している。

添付 2.7.2-77
102

添付 2.7.2-78
103

残留熱除 去 系Ｂ
熱交換器 室扉

扉

ブロ ーア ウ トパ ネル

ブロ ーア ウ トパ ネル

扉

高圧 炉心
スプ レイ 系
ポン プ室

地下 1 階 西 側区 画

1～2 階 西 側区 画

3 階西 側区 画

4～5 階 西 側区 画6階

別第 9-1 図

残留 熱除 去 系Ｂ
ポン プ室

階段

階段

階段

階段

階段

扉

階段

階段
残留 熱除 去 系Ａ
ポン プ室

低圧 炉心
スプ レイ 系
ポン プ室

：漏 えい 箇 所

階段

階段

大物 搬入 口

大物 搬入 口原子炉建屋原子炉棟内ノード分割モデル

残留 熱除 去 系Ｃ
ポン プ室

地下 1 階 東 側区 画

1～2 階 東 側区 画

3 階東 側区 画

4～5 階 東 側区 画

原子 炉隔 離 時
冷却 系
ポン プ室

階段 ，大 物 搬入 口

：水密扉

扉

扉

残留 熱除 去 系Ａ
熱交 換器 室ブローア ウ トパ ネル

添付 2.7.2-79
104
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（地下 2 階）

添付 2.7.2-80
105
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（地下 1 階）

添付 2.7.2-81
106
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（1 階）添付 2.7.2-82
107
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（2 階）添付 2.7.2-83
108
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（3 階）添付 2.7.2-84
109
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（4 階）添付 2.7.2-85
110
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（5 階）添付 2.7.2-86
111
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（6 階）

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 9-3 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 9-4 図から別第9-9 図に示す。
別第 9-3 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第9-4 図及び別第 9-5 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気
温度の最大値は 41℃である。
なお，ブローアウトパネルが設置されている 4～5 階西側区画，4～5 階東側区画及び 6 階全ての圧力はブローアウトパネルの設定圧力に到達し，ブローアウトパネルが開放している。

添付 2.7.2-87
112

500

破損系統の隔離による原子炉冷却材漏えいの停止

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

原子炉減圧による
原子炉冷却材漏えい量の低下
300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)(h)
JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-3 図

原子炉冷却材の積算漏えい量の推移

添付 2.7.2-88
113

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1～2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4～5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-4 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1～2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4～5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-5 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-89
114

40

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
40

原子炉建屋 1～2階西側(％)

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4～5階西側
原子炉建屋 6階

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-6 図原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100
LPCSポンプ室
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1～2階東側

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4～5階東側
原子炉建屋 6階
60

40
(％)

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-7 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-90
11540

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1～2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4～5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-8 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1～2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4～5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-9 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-91
116

40

別紙 10
ブローアウトパネルに期待しない場合の
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
別紙 9 の評価条件のうち，ブローアウトパネルが開かない場合の条件で評価を実施した。

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 10-1 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 10-2 図から別第 10-7 図に示す。
別第 10-1 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第10-2 図及び別第 10-3 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲
気温度の最大値は 44℃である。ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の比較を別第 10-1 表に示す。

別第 10-1 表

ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の評価結果の比較

項 目
原子炉冷却材の漏えい量
事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気温度の最大値

期待する場合300t

期待しない場合
300t

41℃

44℃

添付 2.7.2-92
117

500

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-1 図

原子炉冷却材の積算漏えい量の推移

添付 2.7.2-93
118

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1～2階西側

原
子
炉
建
屋
内
温
度

原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4～5階西側
原子炉建屋 6階

60

(℃)

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-2 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1～2階東側
原子炉建屋 3階東側

原
子
炉
建
屋
内
温
度

原子炉建屋 4～5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

(℃)

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-3 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-94
119

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

残留熱除去系(B)ポンプ室
40

残留熱除去系(C)ポンプ室(％)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1～2階西側
原子炉建屋 3階西側

20

原子炉建屋 4～5階西側
原子炉建屋 6階

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-4 図

原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

40
(％)

低圧
炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1～2階東側

20

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4～5階東側
原子炉建屋 6階
0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-5 図

原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-95
12040

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1～2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4～5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-6 図

原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1～2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4～5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-7 図

原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-96
12140

別紙 11
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内線量率評価
及び非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価

1.
(1)

原子炉建屋内線量率について評価の想定
破断口から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした原子炉冷却材中の放射性物
質のうち気相に移行する放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物
質が原子炉建屋原子炉棟から環境への漏えいは考慮せずに原子炉建屋原子炉棟内に均一に分布するものとして原子炉建屋原子炉棟内の線量率を評価した。
評価上考慮する核種は現行設置許可と同じものを想定し，線量評価の条件となる I-131 の追加放出量は，実績データから保守的に設定した。
運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ-131の追加放出量の最大値は約 41Ci（約 1.5×10 １２ Bq）[昭和 62 年 4 月 9 日（第8 回施設定期検査）]であり，評価に使用するＩ-131 の追加放出量は，実績値を包絡する値として 100Ci（3.7×10 １２ Bq）と設定した。
また，放出される放射性物質には，冷却材中に含まれる放射性物質があるが，追加放出量と比較すると数％程度であり，追加放出量で見込んだ余裕分に含まれるため考慮しないものとする。
原子炉建屋原子炉棟内の作業の被ばく評価においては，放射線防護具（自給式呼吸用保護具等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，外部被ばくのみを対象とする。

添付 2.7.2-97
122

別第 11-1 表
項

評価条件（追加放出量）

目

評価値

実績値（最大）I-131 追加放出量（Bq）

3.7×10 １２

約 1.5×10 １２（昭和 62 年 4 月 9 日（第 8 回施設定期検査））

希ガス及びハロゲン等の追加放出量（γ線 0.5MeV 換算値）（Bq）

2.3×10 １４

―

評価の方法

(2)

原子炉建屋原子炉棟内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。サブマージョンモデルの概要を別第 11-1 図に示す。
D

6.2

10 １４ ・

Qγ
E ・ 1
V / γ

e μ・

・3600

ここで，
Ｄ

：放射線量率（Gy／h）

6.2×10－１４ ：サブマージョンモデルによる換算係数
Ｑγ

・ ３・
・

・

：原子炉建屋原子炉棟内放射性物質量（Bq：γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

Ｖ Ｒ/Ｂ

：原子炉建屋原子炉棟空間体積（85,000m ３ ）Ｅγ：γ線エネルギ（0.5MeV／dis）

μ：空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10 －３ ／m）

Ｒ：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の空間体積と等価な半球の半径（m）

R
Ｖ ＯＦ

3・V
2・π

：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の体積（5,000m３）

添付 2.7.2-98123原子炉建屋
放出された放射性物質の全量が原子炉建屋内に均一に分布するものとし，建屋内の放射性物質濃度を設定する。
保守的に原子炉建屋から環境への放射性物質の放出は考慮しない。

原子炉建屋 3 階
（作業フロア）

作業場所から見渡せる範囲を対象とし，格納容器が遮蔽となる範囲の被ばくは考慮しない。
保守的に建屋内の格納容器以外の構造物，配管，機器等の遮蔽は考慮しない。また，空間体積は原子炉建屋内の ア ク セ ス ル ー ト 及び隔 離 操 作 場 所となる 1 階から 3 階のうち最も大きい
3 階の値を使用した。

原子炉建屋

格納容器

：作業員
：評価対象範囲
原子炉建屋 3 階（平面図）

評価対象範囲の体積を保存し半球
状 の 空 間 に 放 射 性 物 質が均 一 に 分 布
す る も の と し て 空 間 線量率 を 評 価 する。

サブマージョンモデル概要図別第 11-1 図

サブマージョンモデルの概要

添付 2.7.2-99
124

評価の結果評価結果を別第 11-2 図に示す。線量率の最大は約 15.2mSv／h 程度であり，時間減衰によって低下するため，線量率の上昇が現場操作に影響を与える可能性は小さく，期待している機器の機能は維持される。

20

外部被ばくによる実効線量率（mSv／h）

(3)

15

10

5

0
0

別第 11-2 図

2468
10 12 14 16
原子炉建屋原子炉棟立入開始時間（h）

1820

原子炉建屋原子炉棟立入開始時間と線量率の関係

なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質が環境へ放出される可能性があるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射
能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-100
125

添付 2.7.2-101

126

種

I－131
I－132
I－133
I－134
I－135
Br－83
Br－84
Mo－99
Tc－99mハロゲン等
合計
Kr－83m
Kr－85m
Kr－85
Kr－87
Kr－88
Xe－131m
Xe－133m
Xe－133
Xe－135m
Xe－135
Xe－138
希ガス
合 計
ハロゲン等
＋希ガス
合 計

核

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01
－
－

－

－

－

－

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.040
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

崩壊定数
－1
（d ）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-01
2.76

収 率
（％）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.4

－

－

0.00250.159
0.0022
0.793
1.950
0.020
0.042
0.045
0.432
0.250
1.183

－

1.29E+14

7.56E+13

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

5.32E+13

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）

ＩＳＬＯＣＡ時の放出量

γ線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

別第 11-2 表

2.28E+14

9.93E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13

1.29E+14

追加放出量（Bq）（γ線実効エネルギ0.5MeV換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12

2.
(1)

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について評価想定
非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価では，ＩＳＬＯＣＡにより
原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物が大気中に放出されることを想定し，非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価した。評価条
件は別第 11-1 表から別第 11-5 表に従うものとする。
破断口から漏えいする原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に放出されることに伴う減圧沸騰によって気体となる分が建屋内の気相部へ移行するものとし，破断口から漏えいする冷却材中の放射性物質が気相へ移行する
割合は，運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉建屋原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。燃料から追加放出される放射性物質が気相へ移行する割合は，燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子
炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，同様に運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉減圧に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。また，破断口及び逃がし安全弁から放出される蒸気量は，各々の移行率に応じた量が流出するものとした。（別第 11-3 図及び別第 11-4 図参照）
その結果，放出量は別第 11-4 表に示すとおりとなった。

(2)

評価結果
非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2×10 －１
mSv，約 3.3×10 －１ mSv となり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2×10 －１
mSv，敷地境界：約 6.2×10－１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回った。
なお，評価上は考慮していないものの，原子炉建屋原子炉棟に放出され添付 2.7.2-102127

た放射性物質は外部に放出されるまでの建屋内壁への沈着による放出量の低減に期待できること及び冷却材中の放射性物質の濃度は運転時の原子炉冷却材量に応じた濃度を用いているが，実際は原子炉注水による濃度の希釈に期待できることにより，さらに実効線量が低くなると考えられる。

添付 2.7.2-103
128

別第 11-3 表

放出評価条件項 目
原子炉運転日数（日）主要解析条件2,000

追加放出量（Ｉ－131）（Bq）

3.7×10１２

冷却材中濃度（Ｉ－131）（Bq／g）

1.5×10２

燃料から追加放出されるよう素の割合（％）

無機よう素：96
有機よう素：4
無機よう素，
逃がし安全弁からサプレッシ
ハロゲン等：100
ョン・チェンバへの移行率（％）
有機よう素：99.958
破断口から原子炉建屋原子炉棟への移行率（％）
サプレッション・チェンバのプ
ール水でのスクラビング等による除去係数
逃がし安全弁からサプレッション・チェンバへ移行した放射性物質の気相部への移行割合

無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

10Standard Review Plan6.5.5 に基づき設定

2「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定

冷却材から気相への放出割合（冷却材中の放射性物質）（％）

11

冷却材から気相への放出割合（追加放出される放射性物質）（％）

4

格納容器からの漏えい率
（％／d）

0.5

別第 11-4 表
核

条件設定の考え方
十分な運転時間として仮定した時間
至近の I-131 追加放出量の実績値を包絡する値として設定し，その他の核種はその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。
I-131 の追加放出量に基づく全希ガ
ス漏えい率から冷却材中濃度を設定し，その組成を拡散組成とする。
（運転実績の最大の I-131 の冷却材
中濃度（5.6×10－１ Bq／g）を十分に包絡する値である。）「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定
無機よう素，ハロゲン等については
保守的に全量が逃がし安全弁からサプレッション・チェンバ及び破断口
から原子炉建屋原子炉棟のそれぞれに移行するものとするものとして設定
有機よう素についてはＳＡＦＥＲ解
析の積算蒸気量の割合に基づき設定

原子炉冷却材量に対する原子炉建屋
原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸気量の割合を設定
原子炉減圧により燃料棒内ギャップ部から冷却材中へ放出されることを踏まえ，原子炉冷却材量に対する減圧沸騰による蒸気量から算出
格納容器の設計漏えい率から設定

放出量

種

放出量（Bq）

希ガス＋ハロゲン等（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

9.5×10１２

よう素（Ｉ－131 等価量（小児実効線量係数換算））

2.8×10１１

添付 2.7.2-104
129

別第 11-5 表
核大気拡散条件（地上放出）種

放出量（Bq）

相対濃度（χ／Ｑ）（s／m３ ）

非居住区域境界：2.9×10 －５
敷地境界：8.2×10 －５相対線量（Ｄ／Ｑ）（Gy／Bq）

非居住区域境界：4.0×10 －１９
敷地境界：9.9×10 －１９

添付 2.7.2-105
130

冷却材中に存在するよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 8.5×10１２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 1.6×10 １１ Bq

無機よう素，ハロゲン等

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
気相部への移行割合：11％ ※ １

燃料棒から追加放出されるよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 1.3×10 １４ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 6.5×10 １２ Bq

無機よう素，ハロゲン等

有機よう素逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
移行率：0.042％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
気相部への移行割合：4％ ※ ２

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除去係数：10

格納容器気相中のよう素，ハロゲン等格納容器からの漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋原子炉棟内気相中のよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 6.1×10 １２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 2.8×10１１ Bq

環境へ放出

※1
※2

運転時冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。
燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，急速減圧するまではその低下割合に応じた量の放射性物質が冷却材中に放出されるものとし，急速減圧以降はギャップ内の残りの放射性物質が全て冷却材中に放出されるものとして，冷却材中の放射性物質の濃度を決定し，その冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。

別第 11-3 図

よう素，ハロゲン等の環境への放出過程

添付 2.7.2-106131燃料棒から追加放出される希ガス
約 9.9×10 １３ Bq

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
移行率：0.042％

格納容器中の希ガス格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋原子炉棟内気相中の希ガス
約 3.5×10１２ Bq

環境へ放出

別第 11-4 図

希ガスの環境への放出過程（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.7.2-107
132

Ｉ － 131 追 加 放 出 量 の 測 定 結 果 に つ い て

運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ－ 131 の 追 加 放 出 量 の 測 定 値 は 以 下 の と お り 。

中間停止（ 昭 和 54 年 6 月 2 日 ）0.0Ci
第 １ 回 定 検 （ 昭 和 54 年 9 月 7 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 5 5 年 4 月 29 日 ）0.0Ci
第 2 回 定 検 （ 昭 和 55 年 9 月 6 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 5 6 年 6 月 16 日 ）0.0Ci
第 3 回 定 検 （ 昭 和 5 6 年 9 月 12 日 ）0.01Ci
第 4 回 定 検 （ 昭 和 5 7 年 6 月 11 日 ）0.01Ci
中間停止（ 昭 和 5 8 年 1 月 31 日 ）0.01Ci
第 5 回 定 検 （ 昭 和 5 8 年 9 月 17 日 ）0.01Ci
第 6 回 定 検 （ 昭 和 5 9 年 12 月 1 2 日 ） 0.01Ci
中間停止（ 昭 和 60 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 7 回 定 検 （ 昭 和 6 1 年 1 月 20 日 ）0.01Ci
第 8 回 定 検 （ 昭 和 62 年 4 月 9 日 ）4 0.9Ci
第 9 回 定 検 （ 昭 和 63 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 1 0 回 定 検 （ 平 成 元 年 1 1 月 30 日 ） 4 .5×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 2 年 1 1 月 29 日 ） 4 .7×10 ８ B q
第 11 回 定 検 （ 平 成 3 年 4 月 20 日 ）4 .4×10 ８ B q
第 12 回 定 検 （ 平 成 4 年 9 月 6 日 ）1 .9×10 ８ B q
中間停止（平成 5 年 4 月 4 日）
1 .7×10 ８ B q
第 13 回 定 検 （ 平 成 6 年 2 月 19 日 ）1 .6×10 ８ B q
第 14 回 定 検 （ 平 成 7 年 4 月 14 日 ）1 .7×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 8 年 8 月 10 日 ）9 .8×10 ７ B q
第 15 回 定 検 （ 平 成 8 年 9 月 10 日 ）1 .5×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 9 年 7 月 12 日 ）1 .5×10 ８ B q
第 16 回 定 検 （ 平 成 10 年 1 月 8 日 ）1 .6×10 ８ B q
第 17 回 定 検 （ 平 成 11 年 4 月 4 日 ）1 .7×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 1 2 年 12 月 2 6 日 ） 1 .7×10 ８ B q
第 1 8 回 定 検 （ 平 成 1 3 年 3 月 26 日 ） 1 .7×10 ８ B q
第 1 9 回 定 検 （ 平 成 1 4 年 9 月 15 日 ） 1 .5×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 1 5 年 3 月 20 日 ） 8 .9×10 ７ B q
第 20 回 定 検 （ 平 成 16 年 2 月 2 日 ）1 .3×10 ８ B q
第 2 1 回 定 検 （ 平 成 1 7 年 4 月 24 日 ） 1 .5×10 ８ B q
第 2 2 回 定 検 （ 平 成 1 8 年 11 月 2 0 日 ） 8 .9×10 ７ B q（ 平 成 1 9 年 3 月 17 日 ） 1 .1×10 ８ B q
第 2 3 回 定 検 （ 平 成 2 0 年 3 月 19 日 ） 1 .2×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 2 1 年 7 月 21 日 ） 1 .2×10 ８ B q
第 24 回 定 検 （ 平 成 21 年 9 月 9 日 ）1 .2×10 ８ B q
中間停止（ 平 成 2 2 年 6 月 28 日 ） 9 .7×10 ７ B q
第 25 回 定 検－（ ※ 1Ci ＝ 3. 7×10 １ ０ B q）

添付 2.7.2-108
133

別紙 12「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」の非居住区域境界及び敷地境界線量評価の条件の差について「ＬＯＣＡ時注水機能喪」では，格納容器ベント時の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価しているのに対し，「 インターフェイスシステムＬＯＣＡ」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では破断口からの流出及び格納容器からの漏えいによって原子炉建屋原子炉棟に放出された核分裂生成物がブローアウ
トパネル等から大気に放出された場合の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価している。
両者の放出経路の違いについて別第 12-1 表に，評価条件の差異について別第12-2 表に示す。

添付 2.7.2-109
134

添付 2.7.2-110
135

原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

サプレッション・プ
ール

追 加 放 出 分 FP

原子炉建屋

原子炉圧力容器
気相部への移行原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）サプレッション・プ
ール

追 加 放 出 分 FP

原子炉建屋

原子炉建屋
気相部への移行

格納容器から
原子炉建屋への漏えい

破断口を介した
原子炉建屋への漏えい

ブローアウトパネル等からの放出（地上放出として評価）

ＩＳＬＯＣＡ

サプレッション・プールのスクラビング

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

放出経路の違いについて

耐圧強化
ベント系

耐圧強化ベント系を用いた
排気筒放出

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

別 第 12-1 表

別第 12-2 表

評価条件の差異について（1／2）
主要解析条件項目

原子炉運転日数（日）ＬＯＣＡ時
注水機能喪失2,000

ＩＳＬＯＣＡ2,000

追加放出量（Ｉ－131）（Bq）

2.2×10 １ ４

3.7×10 １ ２

冷却材中濃度（Ｉ－131）（Bq／g）

4.6×10 ３

1.5×10 ２

よう素：2
よう素以外：－

2－0.1

主蒸気中への移行割合（ハロゲン）（％）
主蒸気中への移行割合（ハロゲン以外）（％）
燃料棒から追加放出されるよう素の割合（％）

無期よう素：96
有機よう素：4

無期よう素：96
有機よう素：4
無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：99.958

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへの移行率（％）

100

破断口から原子炉建屋原子炉棟への移行率（％）－

サプレッション・チェンバのプール
水でのスクラビング等による除去
係数

考慮しない

10

2

同左

－

11

－

4

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへ移行した放射性物質の気相部への移行割合
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した冷却材中の放射性物質の気相部への移行割合（％）
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した追加放出される放射性物
質の冷却材から気相への移行割合（％）

無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

添付 2.7.2-111
136

差異の理由
－
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 追加 放出 量 には 実 績ベ ースの 値 を用 いて 現 実的 な 放出 量を設定している。
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 冷却 材中 濃 度に は 実績 ベース の 値を 用い て 現実 的 な放 出量を設定している。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，よう 素 以外 のハ ロ ゲン 等 の核 種
は実 効 線量 に対 す る寄 与 割合 が小さいため考慮していない。
－
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てい る ため ， 逃が し
安全 弁 から の移 行 率は 原 子炉 建
屋原子炉棟への移行率分だけ100％より小さくなる。
なお ， 無機 よう 素 ，ハ ロ ゲン 等
は保 守 的に 原子 炉 建屋 原 子炉 棟とサ プ レッ ショ ン ・チ ェ ンバ とも に 100％移 行 する も のと し ている。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，
核分裂生成物がサプレッショ
ン・ チ ェン バを 介 さず に 破断 口を介 し て原 子炉 圧 力容 器 から ド
ライ ウ ェル へ移 行 し， そ のま ま
ドラ イ ウェ ルベ ン トに よ り大 気に放 出 され る経 路 が存 在 する ことを 考 慮し て， 保 守的 に スク ラ
ビン グ によ る除 染 を考 慮 して いない。
－
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てお り ，原 子 炉建 屋に放 出 され た原 子 炉冷 却 材は 減
圧沸 騰 によ り気 相 に移 行 する ことを想定している。

別第 12-2 表

評価条件の差異について（2／2）
主要解析条件項

目

格納容器からの漏えい率（％／d）

大気拡散条件χ／Ｑ（s／m３ ）
Ｄ／Ｑ
（Gy／Bq）

ＬＯＣＡ時
注水機能喪失ＩＳＬＯＣＡ

考慮しない

0.5

2.0×10 － ６（排気筒放出）2.9×10 － ５(地上放出)

8.1×10 － ２ ０（排気筒放出）4.0×10 － １ ９(地上放出)

添付 2.7.2-112
137

差異の理由
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，格納 容 器か ら原 子 炉建 屋 原子 炉
棟に 移 行し た放 射 性物 質 によ る
実効 線 量の 寄与 割 合が 小 さい た
め，考慮していない。
放出 経 路を 考慮 し て， Ｌ ＯＣ Ａ
時注 水 機能 喪失 で は， 耐 圧強 化
ベン ト 系に よる 排 気筒 放 出を 考
慮している。

添付３
添付資料 1.13.4
7．水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について

重大事故等対策の有効性評価における水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業の成立性を確認するため，作業員の実効線量評価を行う。

ａ．想定シナリオ
被ばく線量の観点で最も厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事
故シーケンスグループ等のうち，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。

ｂ．作業時間帯
屋外の放射線量が高い場合は緊急時対策所にて待機し，事象進展の状況や屋外の放射線量等から，作業員の被ばく低減と，屋外作業早期開始による正と負の影響を考慮した上で，総合的に判断する。実効線量評価
においては，保守的な評価とする観点から，屋外作業実施が可能と考えられる線量率に低減する格納容器ベント実施 3 時間後とする。

ｃ．被ばく経路
水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における評価対象とする被ばく経路を第 1 表に示す。

1.13-334
138

ｄ．その他（温度及び湿度）「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」発生時に必要な水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業は屋外作業であることから，温度，湿度の観点で作業環境は問題とならない。

第1表

評価対象とする被ばく経路（格納容器ベント実施後の屋外作業）

評価経路

評価内容

原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする
放射性物質

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）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）

大気中へ放出される
放射性物質

大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

地表に沈着した放射性物質から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）
格納容器圧力逃がし装置
格納槽内の放射性物質 ※格納容器圧力逃がし装置の格納槽内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）※西側淡水貯水設備付近の作業は格納槽から距離が離れているため考慮しない。

ｅ．主な評価条件及び評価結果
主な評価条件及び被ばく線量の確認結果を第 2 表，可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作
業のタイムチャートを第 3 表に示す。水源の補給準備・補給作業における作業員の実効線量は約 61mSv，燃料の給油準備・給油作業における作業員の実効線量は約 26mSv となり，作業可能である。

1.13-335
139

140

※1

代替淡水貯槽への補給時間は約 21 時間であるが，対応要員は 2 時間ごとに交代する（評価時間は対応要員のうち最も作業時間が長くなる 360 分とする。）。

・格納容器圧力逃がし装置格納槽内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線による被ばくは，フィルタ装置の位置，形状等を考慮して作業員の実効線量を評価
・評価に当たっては，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた格納容器圧力逃がし装置格納
槽内の放射性物質

約 26mSv

約 6.0mSv／h

175 分（25 分×7 回）（約 2.9 時間）

・大気中へ放出された放射性物質による被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果を考慮して作業員の実効線量を評価90 分（1.5 時間）

大気中へ放出される放射性物
質約 61mSv

約 6.0mSv／h

20 分（約 0.4 時間）

格納容器ベント実施 3 時間後以降

西側淡水貯水設備付近

給油作業

・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被ばくは，建屋の形状等を考慮し，直接ガンマ線については，ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ＡＮＩＳＮコード及びＧ３３-ＧＰ２Ｒコードを用いて作業員の実効線量を評価

約 15mSv／h

65 分（約 1.1 時間）

360 分（6.0 時間） ※１

西側淡水貯水設備付近

給油準備作業

燃料の給油準備・給油作業

原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいする放射性物質

実効線量（マスク考慮）

約 6.0mSv／h

線量率（格納容器ベント実施 3 時間後）代替淡水貯槽付近

西側淡水貯水設備
付近

補給監視作業

補給作業
補給準備作業

格納容器ベント実施 3 時間後以降

ホース敷設等作業

ポンプ設置等作業

補給準備作業

75 分（約 1.3 時間）

作業時間帯

線量評価点

屋外作業

主な評価条件及び被ばく線量の確認結果

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備・補給作業

第2表

作業時間（移動時間含む）

主な評価条 件141

燃料の給油作業

2名

計8名

2名

2名

2名

2名

対応要員数

作業内容

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給監視作業2名

8名

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給準備作業

燃料の給油準備作業

対応要員数

120分

ポンプ等設置作業

75分

120分

65分

1260分（最大1名：360分）

120分

補給準備作業
20分

補給準備

120 分

20時間
120分

補給開始

120分
60 分

25時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

ホース接続

3時間

90分（西側淡水貯水設備周辺）（代替淡水貯槽周辺作業）

ホース敷設等作業

代替淡水貯槽蓋開放

燃料の給油準備作業

120分

移動

ホース敷設

2時間

【水の補給監視作業時間のうち 175 分（25 分／回×7 回）】

補給監視作業120分

燃料の給油作業

120分

10時間
120分

ホース積込み，移動，ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，
ポンプ設置

1時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

出動準備

可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業のタイムチャート

作業内容

第3表

添付４

非常用母線接続作業時の被ばく評価について
重大事故等発生時の電源復旧のために非常用母線の接続作業を行う作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象は，ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価と同様の事故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。また，放出量評価条件及び大気中への放出過程も同様とする。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第1図に示すとおりであり，経路ごとに以下に示す評価を行った。
①，③：格納容器圧力逃がし装置配管，原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャイン
ガンマ線による外部被ばくについては，第1表及び第2表に示す原子炉建屋の外壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
②：外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばくについては，屋外の放射性物質の濃度と作業場所の放射性物質の濃度を同じとし，外部被ばくについては，第3表に示すとおり作業場所の空間体積を保存したサブマージョンモデルで評価を行い，内部被ばくについては，第4表に示す線量換算係数，呼吸率及びマスクの効果を考慮し評価を行った。

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による外部被ばくについては，ガウスプルームモデルを用いて拡散効果を考慮して放射性物質の濃度を求めた後，第4表に示す地表面への沈着速度及び相対濃度を考慮し評価を行った。

c．アクセスルート
非常用母線接続作業のアクセスルートは，第2図～第4図に示すとおりである。
d．評価点
作業時の評価点は，以下のとおりとする。
各作業場所のうち空間体積が大きく外気から作業場所内へ流入した放射性物質による外部被
ばくの線量率が高くなる原子炉建屋付属棟の地下2階を評価点（第4図）とする。原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線，格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線に関する評価では，各作業場所のうち線量率が高くなる原子炉建屋付属棟1階を評価点（第3図）とする。
アクセスルートの評価点は，以下のとおりとする。また，大気中に放出された放射性物質の濃度に関する評価点は，アクセスルートを考慮し第5図に示す原子炉建屋西側を評価点とする。
原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線，格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線に関する評価では，アクセスルート上で遮蔽壁の効果が小さく，線量が厳しくなる原子炉建屋付属棟3階を評価点（第2図）とする。
なお，作業又は移動に必要な時間は常に上記の評価点にいるものとする。
e．作業開始時間
事象発生から2時間以内に非常用母線の接続作業を行うため，放出量が大きくなる事象発生2

142

時間に到達する前1時間について評価を行った。
（2）評価結果
非常用母線の接続作業を行う作業員の被ばく評価結果は，第5表に示すとおり移動時は約44
mSv/h，作業時は約43 mSv/hである。作業時間（移動時間含む。）は75分であることから，作業員の実効線量は約55 mSvとなり，緊急作業時の線量限度である100 mSv以下の放射線環境であり，作業が可能であることを確認した。

143

144

非常用ガス処理系
排気筒④グランドシャイン②流入した放射性物質による被ばく外気流入

作業場所

第 1 図 非常用母線接続作業時の被ばく評価経路イメージ③ベント系配管の直接ガンマ線①直接ガンマ線

原子炉
格納容器

原子炉建屋

格納容器圧力逃がし装置
排気口①スカイシャインガンマ線

被ばく経路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）②外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく（作業場所内に浮遊している放射性物質による内部及び外部被ばく）③ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく④大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質から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）

第1表 格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線
項 目

評価条件
作業場所

遮蔽厚さ※1

移動ルート
評価で考慮するコンクリート遮蔽
は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値を適用

許容差2.00 g/cm3

コンクリート密度

選定理由
作業エリアにおける原子炉
建屋壁を考慮（第2図～第4図参照）
建築工事標準仕様書JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリ
ート工事，日本建築学会)に基づき設定
建築工事標準仕様書JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリ
ート工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定

作業場所
配管中心から評価点までの距離

―
移動ルート

※1

遮蔽厚さはコンクリート相当の厚さとする。

第2表 原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線
項

目

評価条件

選定理由
原子炉建屋外壁（二次遮蔽）の厚さを設定

遮蔽厚さ

原子炉建屋内線源強度
分布

原子炉建屋内に放出された放射性物
質が均一に分布審査ガイドに示されたとおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体として考慮

直接ガンマ線・スカイ
シャインガンマ線評価
コード

直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同じ

145

第3表 建屋内に流入した放射性物質による外部被ばく評価条件
項 目

サブマージ
ョンモデル
（評価式）

評価条件

：放射線量率（Sv/h）：大気に放出された放射性物質放出率（Bq/s）（0.5 MeV 換算値）
：ガンマ線エネルギ（0.5 MeV/dis）：空気に対するガンマ線エネルギ吸収係数（3.9×10-3 /m）：作業エリア等の空間体積と等価な半球の半径（m）

選定理由

―

：作業エリア等の空間体積（m3）
作業場所等
の空間体積
（

）

屋内作業場
所流入率の
考慮

＜移動時及び作業場所＞
原子炉建屋地下 2 階 ： 4000 m3

アクセスルート及び作業場所となる建屋内の区画で最も線量率が高くなる
区画の空間体積で設定考慮しない

保守的に外気濃度と同一濃度とする。

第4表 線量換算係数，呼吸率等
項

目

評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）

線量換算係
数

Sv/Bq
Ｉ－131 ：2.0×10-8
-10
Sv/Bq
Ｉ－132 ：3.1×10
Sv/Bq
Ｉ－133 ：4.0×10-9
Sv/Bq
Ｉ－134 ：1.5×10-10
-10
Sv/Bq
Ｉ－135 ：9.2×10
Sv/Bq
Ｃｓ－134 ：2.0×10-8-9Sv/Bq
Ｃｓ－136 ：2.8×10
Sv/Bq
Ｃｓ－137 ：3.9×10-8
上記以外の核種はICRP Pub.71等に基づく

呼吸率

1.2 m3/h

マスクの
除染係数

ＤＦ50

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5 ㎝/s
無機よう素：0.5 ㎝/s
有機よう素：1.7×10-3 ㎝/s

相対濃度約8.0×10-4 s/m3

ICRP Publication 71に基づき設定成人活動時の呼吸率を設定
性能上期待できる値から設定
東海第二発電所の実
気象から求めた沈着
速度から保守的に設定
地上放出とする。評価点は第5図参照

146

第2図 作業場所及びアクセスルート（原子炉建屋3階及び2階）

147

第3図 作業場所及びアクセスルート（原子炉建屋1階及び地下1階）

148

第4図 作業場所及びアクセスルート（原子炉建屋地下2階）

第5図 大気中に放出された放射性物質の濃度評価点149

第5表 非常用母線接続作業における被ばく評価（単位：mSv/h）
非常用母線接続作業
被ばく経路
移動時

作業時

約3.1×100

約2.1×100

外部被ばく

約6.6×100

約6.6×100

内部被ばく

約2.2×101

約2.2×101

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被ばく

約1.2×101

約1.2×101

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

約1.4×10-1

約4.0×10-3

線量率

約4.4×101

約4.3×101

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

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

150

添付５
別紙 17
ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価

ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。
ベント操作としてサプレッション・チェンバ（以下「Ｓ／Ｃ」という。）
からのベントを行う場合及びドライウェル（以下「Ｄ／Ｗ」という。）からのベントを行う場合のそれぞれにおける第一弁及び第二弁の開操作時の被ばく評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象として格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいて，
代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。
また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程及び概略図を第 1
図～第 5 図に示す。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 6 図～第 8 図に示すとおり大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，格納容器圧力逃がし装置配管
及び原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくを考慮した。
大気中へ放出される放射性物質については，第 2 表及び第 3 表に示すとおり拡散効果を考慮した。また，作業場所に流入する放射性物質による被ばくについては，屋外の放射性物質の濃度と作業場所の放射性物質の濃度を同じとし，第 4 表及び第 5 表に示すとおり外部被ばくについて
は作業場所の空間体積を保存したサブマージョンモデルで評価を行い，内部被ばくについては呼吸率，線量換算係数等から評価を行った。なお，
別紙 17－1
151

第二弁の操作においては，空気ボンベにより加圧された待避室（遮蔽厚
コンクリート相当）内で作業することを考慮し評価を行った。

格納容器圧力逃がし装置配管，原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくについては，第 6 表及び第 7 表に示すとおり原子炉建屋の外壁，作業場所の遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．アクセスルート及び評価地点
第一弁（Ｓ／Ｃ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 9
図～第 11 図に示すとおりである。第一弁（Ｄ／Ｗ側）のベント操作を行う場合のアクセスルートは，第 12 図～第 15 図に示すとおりである。屋
外移動時のアクセスルートは第 16 図に示すとおりである。第二弁のベン
ト操作を行う場合のアクセスルートは第 17 図～第 19 図に示すとおりである。
評価点は，第 9 図～第 20 図に示すとおり，ベント操作時は作業場所とし，移動時はアクセスルートで被ばく評価上最も厳しい地点とする。
d．作業時間第一弁の開操作は，ベント実施前に行うものとし，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の作業時間は 160 分（移動時間（往復）70 分＋作業時間 90 分），第一弁（Ｄ／Ｗ側）の作業時間は 190 分（移動時間（往復）100 分＋作業時間90 分）とする。また，第二弁の開操作は，ベント実施直後から 180 分作
業場所（待避室）に滞在するものとし，作業時間は 410 分（移動時間（往復）90 分＋待機時間 140 分＋作業時間（待避室滞在）180 分）とする。
（2）評価結果
ベント実施に伴うベント操作を手動で行う場合の作業員の被ばく評価結果は以下に示すとおりであり，作業員の実効線量は緊急作業時の線量限度である 100mSv 以下であり，ベント実施に伴うベント操作を手動で行うこと
別紙 17－2152

ができることを確認した。また，実効線量の内訳を第 8 表～第 10 表に示す。
a．Ｓ／Ｃからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 37mSv，第二弁開操作で約 28mSvとなった。
b．Ｄ／Ｗからのベント操作時の作業員の実効線量
作業員の実効線量は第一弁開操作で約 52mSv，第二弁開操作で約 42mSvとなった。

別紙 17－3
153

第1表
項

目

放出量評価条件（1／3）
評価条件

選定理由

評価事象

「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）

格納容器破損防止対策の有効性評価で想定する格納容器破損
モードのうち，中央
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しくなる事故収束に成功した事故シーケンスを選定炉心熱出力3,293MW

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10,000 時間（約 416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395 日）を考慮して
設定

取替炉心の
燃料装荷割合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

取替炉心の燃料装荷
割合に基づき設定

炉内蓄積量

希ガス類
よう素類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ ２ 類ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ ２ 類ＣｅＯ ２ 類
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類：約2.2×10１９ Bq：約2.8×10１９ Bq：約1.1×10１８ Bq：約1.3×10１８ Bq：約6.7×10１８ Bq：約1.2×10１９ Bq：約1.2×10１９ Bq：約2.4×10１９ Bq：約7.4×10１９ Bq：約5.5×10１９ Bq（核種ごとの炉内蓄積量を核種グループごとに集約して記載）「単位熱出力当たりの炉内蓄積量（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉内蓄積量（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）

格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱：事象発生から約 19h 後ＭＡＡＰ解析結果

原子炉格納容器内ｐＨ制御の効
果考慮しない

サプレッション・プ
ール水内ｐＨ制御設
備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため，保守的に設定

よう素の形態

粒子状よう素 : 5％
無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

Ｒ . Ｇ .1.195 ※ １ に 基
づき設定

放出開始時間

別紙 17－4
154

第1表
項

目

放出量評価条件（2／3）
評価条件

選定理由

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス，エア
ロゾル及び有機よう素）

1Pd以下：0.9Pdで0.5％／日
1Pd超過：2Pdで1.3％／日

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（無機よう素）1.5h後～19.5h後：1.3％／日（一定）その他の期間：0.5％／日（一定）

原子炉格納容器の漏えい孔における捕集効果
原子炉格納容器内での除去効果（エアロゾル）
原子炉格納容器内での除去効果（有機よう素）原子炉格納容器内での除去効果（無機よう素）原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

ＭＡＡＰ解析にて原
子炉格納容器の開口面積を設定し格納容
器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，原子炉格納容器の 設 計 漏 え い 率（ 0.9Pd で 0.5％ ／日）及びＡＥＣの式等に基づき設定（補足 1 参照）
原子炉格納容器の設計漏えい率（0.5％／日）及びＡＥＣの式等に基づき設定（格納 容 器 圧 力 が 0.9Pdを超える期間を包絡す る よ う に 1.3 ％ ／日の漏えい率を設定）（補足1参照）

考慮しない

保守的に設定ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェ
ルスプレイ）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル（補足2参照）

考慮しない

保守的に設定

自然沈着率：9.0×10 －４ （1／s）（原子炉格納容器内の最大存在量から1／200
まで）
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果：10（Ｓ／Ｃベントのみ）
Ｓ／Ｃベント：約4.3×10－３
希ガス類：約6.2×10－５
ＣｓＩ類
ＣｓＯＨ類 ：約3.1×10－５
Ｓｂ類：約6.7×10－６
ＴｅＯ ２ 類 ：約6.7×10－６：約2.7×10－６
ＳｒＯ類：約2.7×10－６
ＢａＯ類
ＭｏＯ ２ 類 ：約3.4×10－７
ＣｅＯ ２ 類 ：約6.7×10－８
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約2.7×10－８

Ｄ／Ｗベント：約4.3×10－３：約6.2×10－５：約3.2×10－５：約6.8×10－６：約6.8×10－６：約2.7×10－６：約2.7×10－６：約3.4×10－７：約6.8×10－８：約2.7×10－８

別紙 17－5
155

ＣＳＥ実験及びStandard Review
Plan 6.5.2※２ に基づき設定（補足3参照）
Standard Review
Plan6.5.5※３ に基づき設定（補足 4 参照）

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ－1465※４に基づき設定（補足 5 参照）

第1表
項

目

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動前）
非常用ガス処理系から大気への放出率(非常用
ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動後）放出量評価条件（3／3）
評価条件

選定理由

無限大／日（地上放出）（ 原 子 炉格 納 容器 か ら原 子 炉 建屋 へ 漏え い した放射性物質は，即座に大気へ漏えいするものとして評価）保守的に設定1 回／日（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理
系のファン容量）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から2時間後

起動操作時間（115分）＋負圧達成時間（5分）（起動に伴い原子炉建屋原子炉棟内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として5分を想定）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率

考慮しない

保守的に設定閉状態

原子炉建屋原子炉
棟内の急激な圧力上昇等による原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放がないため原子炉建屋外側
ブローアウトパ
ネルの開閉状態

格納容器圧力逃がし装置への放出割合

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

Ｄ／ＷベントＳ／Ｃベント－１
希ガス類：約9.5×10－１：約9.5×10－６
ＣｓＩ類：約1.0×10：約3.9×10－３
ＣｓＯＨ類 ：約4.0×10－７：約7.5×10－３－８
Ｓｂ類：約8.9×10：約1.4×10－３
ＴｅＯ ２ 類 ：約8.9×10－８：約1.4×10－３－８
ＳｒＯ類：約3.6×10：約5.8×10－４
ＢａＯ類：約3.6×10－８：約5.8×10－４－９
ＭｏＯ ２ 類 ：約4.5×10：約7.2×10－５
ＣｅＯ ２ 類 ：約8.9×10－１０ ：約1.4×10－５
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約3.6×10－１０ ：約5.8×10－６
希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000

別紙 17－6
156

ＭＡＡＰ解析結果
及びＮＵＲＥＧ－
1465 に基づき設定（補足 5 参照）

設計値に基づき設
定

※1

※2
※3
※4

Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluating RadiologicalConsequences of Desigh Basis Accidents at Light-Water Nuclear Power
Reactors”,May 2003
Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup
System”,December 2005
Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission ProductCleanup System”,March 2007
NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

別紙 17－7157

希ガスの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果なし）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第1図

希ガスの大気放出過程

別紙 17－8158

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

よう素の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

原子炉格納容器内での自然沈着：9.0×10―４ ［1／s］，（最大存在量から 1/200 まで）

原子炉格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（Ｓ/Ｃベントのみ）
有機よう素：1

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第2図

よう素の大気放出過程

別紙 17－9159

格納容器圧力逃がし装置
から放出

セシウムの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 3 図セシウムの大気放出過程

別紙 17－10160

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出その他核種の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－
1465 の知見に基づき評価

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第4図

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

その他核種の大気放出過程

別紙 17－11161

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h～） ※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h～） ※３
放出率：1Pd で 13.4kg／s

原子炉建屋

原子炉格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10－４ （1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数10（S/C ベントのみ）

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい ※１

原子炉建屋への漏えい ※１

原子炉
格納容器

S/C ベント

原子炉建屋から大気中への漏えい（～2h）
漏えい率：無限大／日

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000※1

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定），上記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

0h

▼2h※２

▼19h※３168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋原子炉棟内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいはなくなる。
※3 事象発生後 19ｈ以降は，「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置
からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第5図

大気放出過程概略図（イメージ）

別紙 17－12162

別紙 17－13

163③スカイシャインガンマ線

第6図

原子炉
格納容器

被ばく経路

④グランドシャイン（グランドシャインによる外部被ばく）

による被ばく

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外部被ばく）③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（マスク着用（ＤＦ50）を考慮）②大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく②吸入摂取①クラウドシャイン

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（屋外移動時）③直接ガンマ線

格納容器圧力逃がし装置
排気口

原子炉建屋

非常用ガス処理系
排気筒

別紙 17－14

164②スカイシャインガンマ線

第7図④ベント系配管の直接ガンマ線（グランドシャインによる外部被ばく）

ンマ線による被ばく⑤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被ばく④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部

部被ばく）（作業場所内に浮遊している放射性物質による内部及び外③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく

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②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⑤グランドシャイン③流入した放射性物質による被ばく外気流入

作業場所①クラウドシャイン

ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被被ばく経路

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（屋内移動時及び第一弁開操作時）

原子炉
格納容器

②直接ガンマ線

格納容器圧力逃がし装置
排気口

原子炉建屋

非常用ガス処理系
排気筒

別紙 17－15

165

第8図

原子炉
格納容器

被ばく経路

ベント操作に係る作業時の被ばく評価経路イメージ（第二弁開操作時）⑤グランドシャイン③流入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外部被ばく）

ガンマ線による被ばく⑤大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からの部被ばく④ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外退避室内への放射性物質の流入はないものとする。）

く。ただし，退避室は空気ボンベにより加圧させるため，（作業場所内に浮遊している放射性物質による外部被ば③外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく部被ばく）く（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外②原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ば被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）①大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による

外気流入

作業場所

①クラウドシャイン

待避室 空気ボンベ④ベント系配管の（遮蔽区画）
直接ガンマ線②直接ガンマ線

正圧②スカイシャインガンマ線

格納容器圧力逃がし装置
排気口

原子炉建屋

非常用ガス処理系
排気筒

第2表
項

目

大気拡散評価モデル

大気拡散評価条件

評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

気象資料

東海第二発電所における 1 年間の気象資料（2005 年 4 月～
2006 年 3 月）
地上風 ：地上 10m
排気筒風：地上 140m

放出源及び放出源
高さ（有効高さ）

原子炉建屋漏えい：地上0m
格納容器圧力逃がし装置
排気口からの放出：地上57m
非常用ガス処理系排気筒からの放出：地上95m

実効放出継続時間

1時間

累積出現頻度発 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。）に基づき評価
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 及
び 原 子 炉 建屋 か らの放出 は 地 上 風（地上 10m）の気象データを使用
非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出は排気筒風（地上 140m）の気象データを使用（補足 11 参照）
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 から の 放 出 は建 屋 影響を考 慮 し 原 子
炉 建 屋 屋 上か ら の放出と 想 定 し 設
定非 常 用 ガ ス処 理 系排気筒 か ら の 放
出 は 方 位 ごと の 風洞実験 結 果 の う
ち 保 守 的 に最 低 の方位の 有 効 高 さを設定
保 守 的 に 最も 短 い実効放 出 継 続 時間を設定（補足 9 参照）

小さい方から 97％

建屋の影響

考慮する

巻き込みを生じる
代表建屋

原子炉建屋

大気拡散評価点

第 20 図参照

着目方位

非常用ガス処理系排気筒：
1 方位
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置
排気口：
9方位

建屋影響

3,000m２

形状係数

0.5

気象指針に基づき設定
格 納 容 器 圧力 逃 がし装置 排 気 口 放
出 及 び 原 子炉 建 屋漏えい に お い ては 放 出 源 から 近 距離の原 子 炉 建 屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮
放出源から最も近く，巻き込みの影
響が最も大きい建屋として選定
屋 外 移 動 時は 敷 地内の最 大 濃 度 点
で設定
屋 内 移 動 時は 原 子炉建屋 付 近 の 最大濃度点で設定
作 業 時 は 作業 地 点のある 原 子 炉 建
屋外壁で設定非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）については評価点の方位とし，
原 子 炉 建 屋漏 え い及び格 納 容 器 圧
力 逃 が し 装置 排 気口につ い て は 放出源が評価点に近いことから，180度をカバーする方位を対象とする。
原 子 炉 建 屋の 最 小投影断 面 積 を 設
定
気象指針に基づき設定

別紙 17－16166

第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）

作業内容

第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
開操作

放出箇所

屋内外移動時／
作業時

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 2.1×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 6.4×10－２０

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.0×10－４

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.0×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

原子炉建屋漏えい（地上放出）

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.7×10－４

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

屋内外移動時第一弁（Ｄ／Ｗ側）
開操作
作業時

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）

第二弁
開操作
屋内移動時

作業時

別紙 17－17
167

第4表
項

建屋内に流入した放射性物質による外部被ばく評価条件

目

評価条件
D

サブマージ
ョンモデル
（評価式）

6.2

10

Q

χ／Q E

1

e

選定理由
3600

D ：放射線量率（Sv／h）
Qγ ：大気に放出された放射性物質放出率（Bq／s）（0.5MeV 換算値）
Eγ ：ガンマ線エネルギ（0.5MeV／dis）
μ ：空気に対するガンマ線エネルギ吸収係数（3.9×10－３ ／m）
R ：作業エリア等の空間体積と等価な半球の半径（m）

―

R

作業場所等
の空間体積
（V ）

V ：作業エリア等の空間体積（m３ ）＜Ｓ／Ｃからのベントを行う場合＞
・第一弁
操作場所
：2,200m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３
・第二弁
操作場所
： 590m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３＜Ｄ／Ｗからのベントを行う場合＞
・第一弁
屋外のため相対線量より評価
・第二弁
操作場所
： 590m３
屋内移動アクセスルート：2,200m３

アクセスルートとなる建屋内の区画で最も線量率が高くなる区画の空間体
積で設定
操作エリアは作業区画の空間体積で設定

屋内作業場
所流入率の
考慮

考慮しない

保守的に外気濃度と同一濃度とする。

待避室の遮
蔽及び空気
ボンベ加圧
考慮（第二弁操作場所）のみ）※１（コンクリート相当）
待避室の遮蔽厚
：空気ボンベによる加圧時間：ベント実施から 3 時間
※1 格納容器圧力逃がし装置配管がある部分の遮蔽厚は（コンクリート相当）

第二弁操作場所にベント
後 3 時間滞在する。

評価で考慮するコンクリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（-5mm）を引いた値を適用

建築工事標準仕様書 JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリート工事，日本建築学会)に基づき設定

2.00g／cm３

建築工事標準仕様書 JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリート工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定（補足 12 参照）

許容差

コンクリー
ト密度

別紙 17－18
168

第5表
項

目

線量換算係数，呼吸率等
評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）

線量換算係数

Ｉ－131 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｉ－132 ：3.1×10－１０ Sv／Bq
Ｉ－133 ：4.0×10－９ Sv／Bq
Ｉ－134 ：1.5×10－１０ Sv／Bq
Ｉ－135 ：9.2×10－１０ Sv／Bq
Ｃｓ－134 ：2.0×10－８ Sv／Bq
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 Pub.71 等に基づく

ICRP Publication 71に基づき設定呼吸率

1.2m３ ／h

成人活動時の呼吸率
を設定

マスクの
除染係数

ＤＦ50

性能上期待できる値
から設定

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5 ㎝／s
無機よう素：0.5 ㎝／s
有機よう素：1.7×10 －３ ㎝／s

東海第二発電所の実
気象から求めた沈着
速度から保守的に設定（補足 6～補足 8参照）

別紙 17－19169

第6表

格納容器圧力逃がし装置配管からの直接ガンマ線

項

評価条件

目
第一弁
（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）

遮蔽厚さ ※１

選定理由

作業場所
移動ルート
ベント操作エリアにおける
原子炉建屋壁，補助遮蔽設
備等を考慮（第 9 図～第 19
図参照）

作業場所
移動ルート
作業場所

第二弁
移動ルート
評価で考慮するコンクリート遮蔽
は，公称値からマイナス側許容差（-5mm）を引いた値を適用

許容差

2.00g／cm３

コンクリート密度第一弁（Ｓ／Ｃ側）
配管中心から
評価点までの距離

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリ
ー ト 工事 ， 日本 建築 学会 )に基づき設定建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所
施設における鉄筋コンクリ
ー ト 工事 ， 日本 建築 学会 )を基に算出した値を設定（補足 12 参照）

作業場所
移動ルート
作業場所
―
移動ルート
作業場所

第二弁
移動ルート

※1

遮蔽厚はコンクリート相当の厚さとする。

第7表項

原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線
目

評価条件

選定理由

原子炉建 屋内線 源強度
分布

原 子 炉 建 屋内 に 放出 され た 放 射 性
物質が均一に分布

審査ガイドに示されたとおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体として考慮

直接ガン マ線・ スカイ
シャイン ガンマ 線評価
コード直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同じ

別紙 17－20
170

第9図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－21
171

第10図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－22
172

第11図

第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－23
173

第12図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－24
174

第13図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－25
175

第14図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－26
176

第15図

第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作場所及びアクセスルート

別紙 17－27
177

第16図

屋外移動時のアクセスルート

別紙 17－28
178

第17図

第二弁操作場所及びアクセスルート

別紙 17－29
179

第18図

第二弁操作場所及びアクセスルート

別紙 17－30
180

第19図

第二弁操作場所及びアクセスルート

別紙 17－31
181

第 20 図大気中に放出された放射性物質の濃度評価点

別紙 17－32
182

別紙 17－33

183

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく

約8.6×10０ mSv

90分
約2.1×10１ mSv

作業時間及び移動時間

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

※1
※2
※3

35分（往路）約1.4×10１

作業線量率

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約8.2×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外※3

約2.5×10１ mSv

90分

約1.7×10１

約1.1×10１

約4.6×10－１

約2.6×10－２

約4.8×10－２

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

約5.4×10０

ベント操作時約1.9×10０

屋外移動時（作業場所⇒
緊急時対策所）

別紙 17－8

第一弁開操作はベント実施前に行う。
第一弁開操作前は，第一弁までのベント系配管内に浮遊した放射性物質を考慮する。
屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約3.7×10１ mSv

約1.5×10１

約1.2×10１

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被ばく

作業員の実効線量（合計）約1.2×10１

約1.4×10－１

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

約3.1×10０

屋内移動時（中央制御室⇒
作業場所）

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

約2.1×10０

ベント操作時第一弁（Ｓ／Ｃ側）開操作※１

第一弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく ※２

外気から作業場所内へ流入した放射性物質による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

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

被ばく経路

第8表

1.0×10－２ 以下

約2.6×10－２

約5.4×10０

屋内／屋外移動時（作業場所⇒
付属棟入口）

約4.4×10０ mSv

15分（復路）約1.8×10１

約1.2×10１

約4.6×10－１

約5.2×10１ mSv

約1.5×10１ mSv

50分（往路）約1.8×10１

約1.2×10１

約4.6×10－１

大気中へ放出された放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

約2.6×10－２

約5.4×10０

屋内／屋外移動時（中央制御室⇒作業場所）

第一弁（Ｄ／Ｗ側）開操作 ※１

約8.2×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外 ※３

1.0×10－２ 以下

約4.8×10－２

約1.9×10０

屋外移動時（付属棟入口⇒緊急時対策所）（単位：mSv／h）

別紙 17－34

184

内部被ばく

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

60分

約5.2×10０ mSv

作業時間及び移動時間

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約2.2×10－２

約2.2×10－２

1.0×10－２ 以下

60分

約4.8×10－１

約2.2×10－２

約4.6×10－１

約1.7×10－１

約2.3×10－２

約1.3×10－１

1.0×10 －２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.4×10０ mSv

10分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約1.3×10－１

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.8×10１ mSv

約4.0×10－１ mSv

140分

約2.6×10０

別紙 17－9

ベント
実施前

ベント
実施後
約2.6×10０

約2.4×10０ mSv

10分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

約2.9×10－１

約2.7×10－２

約4.1×10－２

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

ベント
実施前

待機時

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約5.3×10－１ mSv 約4.8×10－１ mSv

60分

約5.3×10－１

約4.6×10－１

約5.2×10０

※1

2時間～
3時間
1.0×10－２ 以下正圧化により流入なし

約5.2×10－２

約4.6×10－１

約4.7×10０

作業線量率

作業員の実効線量（合計）1.0×10－２ 以下

1時間～
2時間

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下ベント開始～
1時間

第二弁開操作時（ベント実施時）

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

約1.9×10０

ベント
実施前

約2.7×10－２

約8.2×10０ mSv

35分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約8.2×10０ mSv

35分（復路）約1.4×10１

約1.2×10１

屋外移動のため対象外 ※１

屋外移動のため対象外 ※１

1.0×10－２ 以下

約1.1×10－１

約1.9×10０

ベント
実施後

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）（単位：mSv／h）

約4.8×10－２

第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
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被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

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

被ばく経路

第9表

別紙 17－35

185

内部被ばく

外部被ばく

内部被ばく

外部被ばく

60分

約4.6×10０ mSv

作業時間及び移動時間

作業員の実効線量（作業時及び移動時）

約2.9×10－２

約2.9×10－２

約8.4×10－２

60分

約6.2×10－１

約2.9×10－２

約5.1×10－１

約7.3×10－２

約2.3×10－２

約3.1×10－２

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約2.4×10０ mSv

10分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約3.1×10－２

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

約4.2×10１ mSv

約1.7×10－１ mSv

140分

約2.6×10０

ベント
実施前

別紙 17－10

ベント
実施後
約2.6×10０

約4.7×10０ mSv

10分（復路）約2.8×10１

約1.6×10１

約3.2×10－１

約1.3×10０

約8.3×10０

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下

ベント
実施前

待機時

屋外移動時は，アクセスルートからベント系配管の距離が離れているため，評価対象外とする。

約8.4×10－１ mSv 約6.2×10－１ mSv

60分

約8.4×10－１

約5.1×10－１

約4.6×10０

※1

2時間～
3時間
1.0×10－２ 以下正圧化により流入なし

約3.1×10－１

約5.1×10－１

約4.0×10０

作業線量率

作業員の実効線量（合計）1.0×10－２ 以下

1時間～
2時間

屋内に流入する放射性物質の影響に包絡される

1.0×10－２ 以下ベント開始～
1時間

第二弁開操作時（ベント実施時）

屋内移動時（原子炉建屋入口⇔
作業場所）

約1.3×10０

約1.5×10１

約1.9×10０

ベント
実施後

約8.2×10０ mSv

35分（往路）約1.4×10１

約1.2×10１

約2.0×10１ mSv

35分（復路）約3.5×10１

約1.6×10１

屋外移動のため対象外 ※１

屋外移動のため対象外 ※１

1.0×10－２ 以下

約4.8×10－２

約1.9×10０

ベント
実施前

屋外移動時
（緊急時対策所⇔
原子炉建屋入口）（単位：mSv／h）

第二弁開操作に伴う移動時及び作業時の線量（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）

ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
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被ばく

外気から作業場所内へ流入した放射性物質
による被ばく

大気中へ放出された放射性物質による被ばく

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

被ばく経路

第 10 表補足 1

格納容器漏えい率の設定について

原子炉格納容器からの原子炉建屋への漏えい率は，ＭＡＡＰ内で模擬した漏えい孔の等価漏えい面積及び原子炉格納容器の圧力に応じて設定している。
模擬する漏えい孔の等価漏えい面積は，以下に示す格納容器圧力が最高使用圧力である 310kPa［gage］（1Pd）以下の場合と最高使用圧力を超過した後の場
合の 2 種類を設定する。
ただし，ＭＡＡＰ解析においては，よう素の化学組成について考慮されておらず，全て粒子状よう素として扱われることから，無機よう素及び有機よう素の格納容器漏えい率は別途設定する。

1．格納容器圧力が最高使用圧力以下の場合
格納容器圧力が最高使用圧力以下の場合，設計漏えい率（0.9Pd で 0.5％／日）を基に算出した等価漏えい面積（約 3×10 －６ m ２ ）を設定し，ＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。

2．格納容器圧力が最高使用圧力を超過した場合
格納容器圧力が最高使用圧力を超過した場合，2Pd で漏えい率 1.3％／日となる等価漏えい面積（約 7×10－ ６ m ２ ）を設定し，1.と同様にＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。
2Pd における漏えい率 1.3％／日は，以下のＡＥＣの評価式，ＧＥの評価式
及び定常流の式によって評価した漏えい率の結果を包絡する値として設定した。これらの式は，設計基準事故の原子炉冷却材喪失時の評価において格納
容器漏えい率の評価に用いている理論式 ※ １ である。格納容器圧力が最高使用
圧力の 2 倍である 620kPa[gage]（ 2Pd）及び格納容器雰囲気温度 200℃までは，別紙 17－36
186

事故後７日間に渡り，格納容器本体並びに開口部及び貫通部の健全性が確保されていることを確認していることから，これらの理論式を用いて格納容器
圧力 2Pd 及び雰囲気温度 200℃における漏えい率を設定することは可能と判断した。

◯ＡＥＣの評価式

L
L

：

L0

事故時の格納容器漏えい率（2Pd）【約 1.28％／日】

L0 ：

設計漏えい率（0.9Pd）【0.5％／日】Pt ：事故時の格納容器内圧力（2Pd）【721.325kPa［abs］】

Pd ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa［abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa［abs]】

Rt ：事故時の気体定数 ※２

Rd ：空気の気体定数

Tt ：

事故時の格納容器雰囲気温度（200℃）【473.15K】

Td ：格納容器雰囲気温度（20℃）

【293.15K】【523.7J／Kg･K】【287J／Kg･K】

別紙 17－37
187

◯ＧＥの評価式（General Electric 社の漏えいモデル式）

L

L0

1
1

L

：

事故時の格納容器漏えい率（2Pd）【約 0.51％／日】

L0 ：

設計漏えい率（0.9Pd）

Pt ：事故時の格納容器内圧力（2Pd）【721.325kPa［abs]】

Pd ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa［abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa［abs]】【0.5％／日】◯定常流の式L
L：

L0

事故時の格納容器漏えい率（2Pd）【約 0.93％／日】

L０ ：

設計漏えい率（0.9Pd）【0.5％／日】ρｔ：

事故時の格納容器内気体の平均密度 ※３【2.9kg／m ３ 】

ρｄ：

設計温度・圧力における格納容器内気体の平均密度 ※４【4.5kg／m ３ 】

Pｔ ：事故時の格納容器内圧力（2Pd）【721.325kPa［abs]】

Pｄ ：設計圧力（0.9Pd）【380.325kPa［abs]】

Pａ ：格納容器外の圧力（大気圧）【101.325kPa［abs]】※1「沸騰水型原子力発電所
1 月）」（株式会社

事故時の被ばく評価手法について（平成 16 年

日立製作所）

別紙 17－38
188

※2

事故時の気体定数 R ｔ は，以下の式により算出した。

R ｔ ［J／kg･K］＝モル気体定数約 8.314［J／K・mol］／平均分子量Ｍ［kg／mol］
ＡＥＣの評価式より，事故時の気体定数が大きくなるほど漏えい率は高くなる。また，上記計算式より，事故時の気体定数は，平均分子量が小さくなるほど大きくなる。事故時の原子炉格納容器内は水素，窒素及び水蒸気で構成されるため，分子量の小さい水素の割合が増加するほど平均分子量は小さくなり，結果として事故時の気体定数は大きくなる。平均分子量の設定に当たり，水素，窒素及び水蒸気のガス組成を 34％：33％：33％とし，水素の割合（34％）は，有効性評価（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」）における水素発生量（約 700kg（内訳：ジルコニウム－水反応 約 325kg，アルミニウム／亜鉛の反応 約 246kg，水の放射線分解 約 115kg））を包含した値であることから，保守的な設定である
と考える。
※3

事故時の格納容器内気体の平均密度 ρ ｔ は，以下の式により算出した。

ρ ｔ［kg／m３ ］＝平均分子量Ｍ［kg／mol］×物質量ｎ［mol］／格納容器
体積Ｖ［m ３ ］
定常流の式より，事故時の原子炉格納容器内気体の平均密度が小さくなるほど漏えい率は大きくなる。また，上記計算式より，事故時の原子炉格
納容器内気体の平均密度は，平均分子量が小さくなるほど小さくなる。平
均分子量は※2 と同じであり，保守的な設定であると考える。
※4

原子炉格納容器内気体の平均密度 ρ ｄ は，以下の式により算出した。

ρ ｄ ［kg／m３ ］＝1.205［kg／m３ ］×(Pｄ ［Pa］／ Pａ ［Pa］)
1.205［kg／m ３ ］：乾燥空気密度（20℃）

別紙 17－39
189

3．無機よう素及び有機よう素の格納容器漏えい率(1) 無機よう素他の核種と同様に格納容器圧力に応じて漏えい率が変動すると考えるが，ＭＡＡＰ解析において無機よう素を模擬していないため，ＭＡＡＰ解析結果による格納容器圧力を基に漏えい率を設定する。
漏えい率の設定に当たっては，第 1 図のとおりＭＡＡＰ解析結果による
格納容器圧力を包絡した格納容器圧力を設定し，その格納容器圧力に対す
る漏えい率を設定している。
このように設定した漏えい率は，0.9Pd 以下で 0.5％／日，0.9Pd 超過で1.3％／日を一律に与えるものであり，ＭＡＡＰ解析における漏えい率を包絡した保守的な設定であると考える。

2Pd（1.3％／日）

0.9Pd（0.5％/日）

第 1 図 格納容器圧力と漏えい率の時間変化（無機よう素の格納容器漏えい率の設定）

別紙 17－40190

(2) 有機よう素
有機よう素についても，無機よう素と同様の漏えい率の設定が可能であるが，有機よう素がガス状として振る舞うこと及び原子炉格納容器内での除去効果を受けない点で希ガスに類似していることから，ＭＡＡＰ解析における希ガスと同じ挙動を示すものとし，1.及び 2.に基づき漏えい率を設定する。

別紙 17－41
191

補足 2

原子炉格納容器内での除去効果について

ＭＡＡＰにおけるエアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果として，沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェルスプレイを考慮している。また，沈着については，重力沈降，拡散泳動，熱泳動，慣性衝
突，核分裂生成物（以下「ＦＰ」という。）ガス凝縮/再蒸発で構成される。
（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部

ＭＡＡＰ」（抜粋）参照）「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部ＭＡＡＰ」（抜粋）

別紙 17－42192

別紙 17－43
193

1.

沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果
沈着及びドライウェルスプレイによる除去効果を確認するため，感度解析を行った。感度解析結果を第 1 図に示す。なお，感度解析では，以下の式に
より原子炉格納容器内の除去効果を算出している。
原子炉格納容器内ＤＦ＝原子炉格納容器内へのＣｓＩ放出割合／ベントラ
インから大気へのＣｓＩ放出割合

第1図

エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果（感度解析結果）

第 1 図より，全除去効果を考慮したベースケースにおけるＤＦ（10 ６ オーダー）との比較から，重力沈降のＤＦは 10 ３ 程度，ドライウェルスプレイのＤＦは 10～10２ 程度であることがわかる。これより，重力沈降及びドライウェルス
プレイ両方によるＤＦは 10 ４ ～10 ５ 程度となるため，エアロゾルに対する原子炉格納容器内の除去効果は重力沈降及びドライウェルスプレイの影響が大きいと考える。
別紙 17－44194

2.

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果(1)

スクラビング効果について
スクラビングは，エアロゾルを含む気体がプール内に移行する場合，気泡が分裂しながら上昇していく過程においてエアロゾルが気泡界面に到達した時点で水に溶解して気体から除去される現象である。スクラビングにおけるエアロゾル除去のメカニズムは，プールへの注入時の水との衝突や気泡がプール水中を上昇していく過程における慣性衝突等が考えられる。

(2)

ＭＡＡＰ解析上の扱いについて
スクラビングによる除去効果について，ＭＡＡＰ解析ではスクラビング
計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）により計算されたＤＦ値のデータテーブルに，プール水深，エアロゾルの粒子径，キャリアガス中の水蒸気割
合，格納容器圧力及びサプレッション・プールのサブクール度の条件を補間して求めている。
ＳＵＰＲＡコードでは，スクラビングに伴う初期気泡生成時及び気泡上
昇時のエアロゾルの除去効果をモデル化しており，気泡挙動（気泡サイズ
及び気泡上昇速度），初期気泡生成時のＤＦ，気泡上昇時のＤＦを評価式により与えている。第 2 図に，気泡中のエアロゾルが気泡界面に到達するまでの過程を示す。気泡上昇時における各過程の除去速度を評価することでエアロゾルのＤＦを与えている。

別紙 17－45
195

第2図

(3)

スクラビングによるエアロゾル捕集効果

ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果の比較について
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果については，電力共同研究 ※１ にて実験結果との比較検討が行われている。試験条件及び試験装置の概要を第 1 表及び第 3 図に示す。また，試験結果を第 4 図から第 10 図に示す。
試験結果より，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果と実験結果について，
キャリアガス流量等のパラメータ値の増減によるＤＦ値の傾向は概ね一致していることを確認した。
また，粒径μm までの粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果が実験結果より小さいＤＦ値を示しており，保守的な評価であることを確認した。
一方，粒径μm の粒子について，ＳＵＰＲＡコードによる計算結果

が実験結果より大きいＤＦ値を示しているが，これは実験とＳＵＰＲＡコードで用いている粒子の違い（実験：ＬＡＴＥＸ粒子（密度ＵＰＲＡコード：ＣｓＯＨ（密度g/cm３ ），Ｓ

g/cm ３ ））が影響しているためである。ＳＵＰＲＡコードの計算結果を密度補正 ※２ した第 7 図及び第 9 図では，
ＳＵＰＲＡコードによる計算結果は実験結果より概ね小さいＤＦ値を示すことが確認できる。
別紙 17－46196

以上より，ＳＵＰＲＡコードにより計算されたＤＦ値を用いることは妥当と考える。
※1

共同研究報告書「放射能放出低減装置に関する開発研究」（ＰＨＡＳ
Ｅ２）最終報告書※2

平成 5 年 3 月

実験ではＬＡＴＥＸ粒子を用いているため，その粒径はとなる。一方，ＳＵＰＲＡコードではＣｓＯＨの粒径を基にしていg／cm ３ ）の平方根を乗じることによるため，粒径に粒子密度りに換算する。

別紙 17－47
197

第1表

第3図

試験条件

試験装置の概要

別紙 17－48
198

第4図

キャリアガス流量に対するＤＦの比較

第5図

プール水温に対するＤＦの比較

別紙 17－49
199

第6図

第7図

水蒸気割合に対するＤＦの比較

水蒸気割合に対するＤＦの比較（密度補正）

別紙 17－50
200

第8図

第9図

スクラビング水深に対するＤＦの比較

スクラビング水深に対するＤＦの比較（密度補正）

別紙 17－51
201

第 10 図(4)

ガス温度に対するＤＦの比較

沸騰による除去効果への影響について「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替
循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 11 図のとおり，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の実施に伴いサプレッション・プールは飽和状態（沸騰状態）になるため，サプレッション・プールの沸騰による除去効果への影響を確認した。ＭＡＡＰ解析条
件及び評価結果を第 2 表及び第 3 表に示す。なお，エアロゾルの粒径については，スクラビング前後でそれぞれ最も割合の多い粒径について除去効
果への影響を確認した。その結果，第 3 表のとおり沸騰時の除去効果は非沸騰時に比べて小さいことを確認した。
ただし，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の代替循環冷却系を使用できない場合における事故シーケンスでは，第 12
別紙 17－52202

図のとおり，原子炉圧力容器内のＣｓ－137 は，大破断ＬＯＣＡにより生じた破断口より格納容器内気相部へ移行し，その後重力沈降等により，事象発生 5 時間程度で大部分が原子炉格納容器内液相部へ移行するため，本評価においてサプレッション・プールの沸騰による除去効果の減少の影響はほとんどないと考える。
なお，ＣｓＩ，ＣｓＯＨの沸点はそれぞれ 1,280℃，272.3℃以上 ※２ であり，シビアアクシデント時に原子炉格納容器内でＣｓＩ，ＣｓＯＨが揮発することは考えにくいが，サプレッション・プールの沸騰に伴い液相部中のＣｓＩ，ＣｓＯＨの一部が気相部へ移行する可能性がある。ただし，その場合でも，ドライウェルから格納容器圧力逃がし装置を介した場合のＣ
ｓ－137 放出量（事象発生 7 日間で約 18TBq）に包絡されると考えられる。
※2化合物の辞典髙本 進・稲本直樹・中原勝儼・山﨑 昶[編集]年 11 月 20 日

別紙 17－53
203

1997

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴うサブクール度の低下

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（約 19 時間）の実
施に伴う格納容器圧力低下により，サプレッション・プールは飽和状態となる。

第 11 図サプレッション・プールのサブクール度の推移

第2表
項目

評価条件

評価条件 ※

選定理由
格納容器ベント実施前のドライウ

蒸気割合

％

ェルにおける蒸気割合（約 55％）相当

格納容器圧力サプレッション・プール
水深
サブクール度kPa[gage]

格納容器ベント実施前の格納容器
圧力（400～465kPa[gage]）相当
実機では水深 3m 以上のため，設定m

上限値を採用℃℃
μm
エアロゾルの粒径（半径）μm

未飽和状態として設定（設定上限値）
飽和状態として設定（設定下限値）
スクラビング前において，最も割合が多い粒径スクラビング後において，最も割合が多い粒径※ＳＵＰＲＡコードにより計算されたデータテーブルの設定値を採用

別紙 17－54
204

第3表

評価結果
ＤＦ

粒径（半径）

未飽和状態

飽和状態

（サブクール度℃）（サブクール度

℃）

μm
μm

1.0
0.9
0.8
炉
内
内
蔵
量
に
対
す
る
割
合
(－)

0.7
0.6

事象発生 5 時間程度で大部分の放射性物質が液相部へ移行

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
0

5

10

15

20

25

30

35

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第 12 図原子炉格納容器内液相部中の存在割合

別紙 17－55
205

40

補足 3

原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について

1．無機よう素の自然沈着率の設定
原子炉格納容器内での無機よう素の除去効果として，自然沈着率 9.0×10 －４（1／s）（原子炉格納容器内の最大存在量から 1／200 まで）を用いている。

以下に，自然沈着率の算出に関する概要を示す。
原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着について，財団法人原子力発電技術機構（以下「ＮＵＰＥＣ」という。）による検討「平成 9 年度ＮＵ
ＲＥＧ－1465 のソースタームを用いた放射性物質放出量の評価に関する報告書（平成 10 年 3 月）」において，ＣＳＥ（Containment Systems Experiment）
A6 実験に基づく値が示されている。
原子炉格納容器内での無機よう素の自然沈着率を λd （μg／m ３ ）とすると，原子炉格納容器内における無機よう素濃度 ρ の濃度変化（1／s）は式１で表され，自然沈着率 λd は時刻 t0 における無機よう素濃度 ρ0 と時刻 t1 における無機よう素濃度 ρ1 を用いて式２のとおりとなる。

λ ρ
λ

（式１）
log

（式２）

なお，ＮＵＰＥＣの報告書では，Nuclear Technology“Removal of Iodine
and Particles by Sprays in the Containment Systems Experiment”の記載（ＣＳＥ Ａ６実験）より，時刻 0 分における無機よう素の気相濃度 10 ５ μg
／m３ 及び時刻 30 分における無機よう素の気相濃度 1.995×10 ４ μg／m ３ を上式に代入することで，式３のとおり，無機よう素の自然沈着率 9.0×10 －４（1／s）
を算出したとしている。
別紙 17－56
206

λ

log

.

9.0

10

（式３）

この自然沈着率は，ＢＮＷＬ－1244，“Removal of Iodine and Particles fromContainment Atmospheres by Spray-Containment Systems Experiment Interim
Report”のＣＳＥ Ａ６実験による無機よう素の気相部濃度の時間変化を表す
図に基づくものである。時刻 0 分～30 分の濃度変化は，よう素の浮遊量が多く，格納容器スプレイを考慮していない事故初期の状態を模擬していると考えられる。（第 1 図参照）

第1図

CSE A6 実験による無機よう素の濃度変化図

別紙 17－57
207

2．ＣＳＥ実験の適用について
ＣＳＥ実験条件と東海第二発電所の評価条件の比較を第 1 表に示す。

第1表

ＣＳＥ実験と東海第二発電所の評価条件の比較
ＣＳＥ実験の Run No.
Ａ６Ａ５ ※３
Ａ１１ ※３
蒸気＋空気
同左
同左
※１,※２

東海第二発電所

雰囲気
同左
雰囲気圧力
約 0.20約 0.22
約 0.24
約 0.47 以下 ※４（MPa[gage]）
雰囲気温度
約 120
約 120
約 120
約 200 以下 ※４
（℃）
格納容器
間欠 ※５
なし
なし
間欠 ※６
スプレイ
※1 R.K.Hilliard et.al,“Removal of iodine and particles by sprays in thecontainment systems experiment”, Nucl. Technol. Vol 10 pp499-519, 1971
※2 R.K.Hilliard et.al,“Removal of iodine and particles from containment
atmospheries by sprays”, BNWL-1244※3 R.K.Hilliard and L.F.Coleman,“Natural transport effects on fission productbehavior in the containment systems experiment”, BNWL-1457※4 評価事故シーケンスにおける格納容器圧力及び雰囲気温度のＭＡＡＰ解析結果より記載※5 A6 実験はスプレイを伴う実験だが，自然沈着率の算出には 1 回目のスプレイ実
施前における原子炉格納容器内の濃度変化より設定している※6 格納容器スプレイを実施するが，評価上は無機よう素の除去効果に対しては自然沈着のみ考慮し，格納容器スプレイによる除去効果は考慮しない

スプレイを使用していないＡ５及びＡ１１における無機よう素の原子炉格
納容器内気相部濃度の時間変化を第 2 図に示す。初期の沈着については A6 と同様の傾向を示すとともに，初期濃度より数百分の 1 程度まで低下した後は緩やかとなる傾向が見られる。また，米国 SRP6.5.2 では，原子炉格納容器内の無機よう素濃度が 1／200 になるまでは無機よう素の除去が見込まれるとしている。

別紙 17－58
208

第 2 図 ＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における無機よう素の原子炉格納容器内気相部濃度の時間変化

自然沈着率は，評価する体系の体積と内表面積の比である比表面積の影響を受け，比表面積が大きいほど自然沈着率は大きくなると考えられるため，
ＣＳＥ実験における体系と東海第二発電所の比表面積について第 2 表に示す。
表からＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積は同程度となっていることが確認できる。

第2表

ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較
ＣＳＥ実験体系

東海第二発電所

体積（m ３ ）約 600

約 5,700

表面積（m ２ ）約 570

約 5,900

比表面積（1／m）

約 0.96

約 1.04

別紙 17－59
209

補足 4

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）

サプレッション・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去効果（以下「ＤＦ」という。）として，Standard Review Plan 6.5.5 に基づきＤＦ10 を設定している。これは Standard Review Plan 6.5.5 において，「無機よう素の
スクラビングによる除去効果として，Ｍａｒｋ‐Ⅱ及びＭａｒｋ‐Ⅲに対して
ＤＦ10 以下，Ｍａｒｋ‐Ⅰに対してＤＦ5 以下を主張する場合は，特に計算を必要とせず容認しても良い」との記載に基づくものであり（抜粋参照），東海第二発電所はＭａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器を採用していることから，サプレッ
ション・プールの沸騰の有無に関わらず，ＤＦ10 を適用することとしている。
なお，有機よう素についてはガス状の性質であることから，本ＤＦの効果には期待していない。粒子状よう素のＤＦについては，ＭＡＡＰ解析のスクラビ
ング計算プログラム（ＳＵＰＲＡコード）にて評価している。

「Standard Review Plan 6.5.5」（抜粋）

別紙 17－60
210

参考
サプレッション・プールでのスクラビングによる
無機よう素の除去効果に関する他の知見について

サプレッション・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去効果に関する他の知見として，ＳＰＡＲＣコードによる計算結果並びにＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験がある。

1.

ＳＰＡＲＣコードによる計算結果
Standard Review Plan 6.5.5 の引用文献 ※１ において，ＳＰＡＲＣコードを用いたよう素のスクラビングによる除去効果を計算している。当該文献では，
Ｍａｒｋ－Ⅰ型原子炉格納容器を対象として無機よう素（Ｉ ２ ），粒子状よう素（ＣｓＩ）及び有機よう素（ＣＨ ３ Ｉ）に対するスクラビングによる除去効果を計算している。計算結果は第 1 図のとおりであり，無機よう素に対するＤＦは最小で 10 程度である。
なお，選定した事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失であり，以下の事
故進展を想定している。
・過渡時において制御棒の挿入不良が発生

・緊急炉心冷却システムは作動するが，原子炉出力レベルはサプレッション・
プールの冷却能力を超過
・原子炉圧力容器の過圧破損の発生により冷却材が喪失した結果，炉心損傷が発生※1

P.C.Owczarski and W.K.Winegarder,“Capture of Iodine in Suppression
Pools”,19th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference.

別紙 17－61
211

I2 流量の減少により，スクラビングによる除去効果が低下 ※第1図ＳＰＡＲＣ計算結果（瞬時値ＤＦ）※文献中の記載（抜粋）“ Here the I ２ flow rate is fairly high until 148.5min, then therate(and incoming I ２ concentration) decreases. These decreases
cause the pool scrubbing to become less effective at the iodine
concentrations of pool. ”

2.

ＵＫＡＥＡ及びＰＯＳＥＩＤＯＮにて行われた実験
無機よう素に対するスクラビングによる除去効果について，ＵＫＡＥＡ ※２
及びＰＯＳＥＩＤＯＮ ※３ において実験が行われている。実験体系を第 2 図及び第 3 図，実験条件及び実験結果を第 1 表及び第 2 表に示す ※４ 。第 2 表のとおり，無機よう素のＤＦは最小で 14 である。
※2
※3

イギリスのウィンフリス（重水減速沸騰軽水冷却炉(SGHWR)）の蒸気抑制システムにおける核分裂生成物の保持を調べるための実験
スイスのポール・シェラー研究所で行われた水中へのガス状よう素のス

別紙 17－62212※4クラビングに関する実験“State-of-the-art review on fission products aerosol poolscrubbing under severe accident conditions”，1995

第2図

第3図

ＵＫＡＥＡ実験体系

ＰＯＳＥＩＤＯＮ実験体系

別紙 17－63
213

第1表

実験条件

別紙 17－64
214

第2表

実験結果

別紙 17－65
215

補足 5

原子炉格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について

大気への放出量は，炉内蓄積量に原子炉格納容器外への放出割合を乗じることで算出する。（参考 1 参照）
原子炉格納容器外への放出割合の評価に当たっては，想定事故シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（ 全交流動力電源喪失の重畳を考慮）において原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，そのプラント状態を模擬可能なＭＡＡＰコードを用いることとするが，以下の考察
から，ＮＵＲＥＧ－1465 の知見を用いて一部補正する。ＭＡＡＰ解析結果を第1 表，ＮＵＲＥＧ－1465 の知見を用いて一部補正した結果を第 2 表に示す。

第1表

放出割合の評価結果（ＭＡＡＰ解析）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合 ※１
Ｓ/ＣベントＤ/Ｗベント希ガス類
約 4.3×10－３
約 4.3×10－３
ＣｓＩ類
約 6.2×10－５
約 6.2×10－５－５ＣｓＯＨ類
約 3.1×10
約 3.2×10－５
Ｓｂ類
約 7.6×10－５
約 7.5×10－５－５
ＴｅＯ ２ 類
約 4.4×10
約 4.4×10－５
ＳｒＯ類
約 8.6×10－５
約 7.1×10－５
ＢａＯ類
約 9.1×10－５
約 8.3×10－５－５ＭоО ２ 類
約 9.1×10
約 9.0×10－５
ＣｅО ２ 類
約 1.6×10－５
約 8.3×10－６－５
Ｌａ ２ О ３ 類
約 1.6×10
約 8.3×10－６※1 小数点第 2 位を四捨五入
核種
グループ

別紙 17－66
216

格納容器圧力逃がし装置への放出割合 ※１
Ｓ/ＣベントＤ/Ｗベント
約 9.5×10－１
約 9.5×10－１
約 1.0×10－６
約 3.9×10－３－７
約 4.0×10
約 7.5×10－３
約 2.7×10－６
約 1.8×10－２－７
約 3.8×10
約 9.9×10－４
約 2.6×10－５
約 2.4×10－１
約 1.5×10－５
約 1.4×10－１－６
約 3.5×10
約 3.0×10－２
約 1.1×10－５
約 7.1×10－２－５
約 1.1×10
約 7.1×10－２第2表

放出割合の評価結果（中・低揮発性の核種グループに対する補正後）

核種
グループ

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

格納容器圧力逃がし装置への※１

放出割合 ※１

Ｓ/ＣベントＤ/ＷベントＳ/ＣベントＤ/Ｗベント－３－３－１

約 9.5×10－１

希ガス類

約 4.3×10

約 4.3×10

約 9.5×10

ＣｓＩ類

約 6.2×10－５

約 6.2×10－５

約 1.0×10－６

約 3.9×10－３

ＣｓＯＨ類

約 3.1×10－５

約 3.2×10－５

約 4.0×10－７

約 7.5×10－３

Ｃｓ類 ※２

約 3.4×10－５

約 3.4×10－５

約 4.5×10－７

約 7.2×10－３

Ｓｂ類

約 6.7×10－６

約 6.8×10－６

約 8.9×10－８

約 1.4×10－３

ＴｅＯ ２ 類

約 6.7×10－６

約 6.8×10－６

約 8.9×10－８

約 1.4×10－３

ＳｒＯ類

約 2.7×10－６

約 2.7×10－６

約 3.6×10－８

約 5.8×10－４

ＢａＯ類

約 2.7×10－６

約 2.7×10－６

約 3.6×10－８

約 5.8×10－４

ＭоО ２ 類

約 3.4×10－７

約 3.4×10－７

約 4.5×10－９

約 7.2×10－５

ＣｅО ２ 類

約 6.7×10－８

約 6.8×10－８

約 8.9×10－１０

約 1.4×10－５

約 2.7×10－８
約 2.7×10－８
約 3.6×10－１０
小数点第 2 位を四捨五入
CsI 類及び CsOH 類の値から評価（評価式は式 1）

約 5.8×10－６

Ｌａ ２ О ３ 類※1※2①ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実について
第 1 表によると，高揮発性核種（ＣｓＩ，ＣｓＯＨ）の格納容器圧力逃がし装置からの放出割合（10－６ ～10 －７ オーダー）と比べ，中・低揮発性核種の放出割合の方が大きい（10－５ オーダー）という結果になっている。
一方，ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が発生した場合に最も多く放出される粒子状物質は，よう素やセシウム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べて少量であることがわかっている。
第 3 表は，ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在量である
が，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に炉内蓄積量の半分程度放出される一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器に保持されているという評価となっている。

別紙 17－67
217

第3表
核種

ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在割合 ※３
低揮発性
１４４

１５４

（単位：％）
高揮発性

中揮発性
１５５

９０

１０６

１２５

１３７

１２９

８５

Ce
Eu
Eu
Sr
Ru
Sb
Cｓ
I
Kr
原子炉建屋
原子炉容器
105.4
122.7
109.5
89.7
93.2
117.2
40.1
42
30
原子炉冷却系
1
3
1
0.2
†
54
地階水，気相タンク類
0.01
2.1
0.5
0.7
47
(47)
補助建屋
0.1
5
7
0.7
合計
105
122
110
93
94
119
95
97
85
† 広範囲のＩ濃度測定値と多量のデブリ（おもに地下水沈殿物）のため，ここでの保持量は炉心インベントリ－を大きく上回る分析結果となってしまう。したがって，ここに保持されたＩのインベントリーはＣｓと同等であると考える。

※3 存在割合＝サンプル試料の分析結果／ＯＲＩＧＥＮ２コード解析結果
出典：「ＴＭＩ－２号機の調査研究成果（渡会偵祐,井上康,桝田藤夫 日本原子力学会誌
Vol.32，No.4（1990））」

また，第 4 表は，福島第一原子力発電所事故後に実施された発電所敷地内の土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは
高揮発性核種（セシウムやよう素）であり，多くの中・低揮発性核種は不検出（ＮＤ）という結果となっている。

第 4 表 福島第一原子力発電所事故後に検出された土壌中の放射性核種

出典：東京電力株式会社

HP（http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）②各元素の放出挙動について
燃料からの核分裂生成物の放出及び移行挙動に関する研究結果より，各元素
別紙 17－68
218

の放出挙動は以下のように整理されており ※４ ，高揮発性核種が高温でほぼ全量放出されるのに対し，中・低揮発性核種は雰囲気条件に大きく左右される。
希ガス：高温にてほぼ全量放出される。
Ｉ，Ｃｓ：高温にてほぼ全量放出される。放出速度は希ガスと同等。

Ｓｂ，Ｔｅ：被覆管と反応した後，被覆管の酸化に伴い放出される。
Ｓｒ，Ｍｏ，Ｒｕ，Ｒｈ，Ｂａ：雰囲気条件（酸化条件 or 還元条件）に大きな影響を受ける。
Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ：高温状態でも放出速度は低い。
※4 「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出
挙動評価のための研究（JAEA-Review 2013-034，2013 年 12 月）」③補正について①及び②より，第 1 表の中・低揮発性核種の放出割合が高揮発性核種よりも大きいという結果は実態に即しておらず，これは，ＭＡＡＰ解析において，中・低揮発性核種の放出割合が過度に大きく評価されたためと考えられ，要因としては，溶融燃料が再冠水し溶融燃料の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表
面からの放射性物質の放出評価において溶融燃料の平均温度を参照して放出量を評価していることや，溶融燃料上部の水によるスクラビング効果を考慮していないことが挙げられる。なお，ＭＡＡＰコードの開発元であるＥＰＲＩからも，以下の報告がなされている。
・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ｒｕ及びＭｏ）の放出について，
低温の溶融燃料表面付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，ＭＡＡＰ解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Ｍｏの放出量評価について，ＮＵＲＥＧ－1465 よりもＭＡＡＰの方が放出量を多く評価する。
別紙 17－69219

したがって，ＴＭＩ事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った，
環境中への放出量を評価するため，中・低揮発性核種の放出割合を補正することとした。補正するに当たり，ＴＭＩ事故を契機として行われたシビアアクシ
デントに係るソースターム研究を踏まえ，被覆管材であるジルコニウムの酸化量の違い等により核分裂生成物の放出量や放出タイミングに相違が生じることを考慮し，ＢＷＲ及びＰＷＲそれぞれに対して放出割合を設定する等，より現実的なソースタームの設定を目的として制定されたＮＵＲＥＧ－1465 の知見を利用する。事象発生後，炉心損傷が開始し，原子炉圧力容器が破損するまでのＭＡＡＰ解析とＮＵＲＥＧ－1465 の想定の比較は第 5 表のとおりであり，想定事故シーケンスでは重大事故等対処設備による原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らないが，ＮＵＲＥＧ－1465 の想定とＭＡＡＰ解析の事象進展に大きな差はなく，本評価においてＮＵＲＥＧ－1465 の知見は利用可能と判断
している。

第5表

ＭＡＡＰ事象進展とＮＵＲＥＧ－1465 の想定の比較
燃料被覆管損傷が開始し， 炉心溶融が開始し，溶融燃
ギャップから放射性物質が 料が原子炉圧力容器破損す放出される期間
るまでの期間ＭＡＡＰ

約 4 分～約 27 分 ※５

約 27 分～約 3.3 時間 ※６

ＮＵＲＥＧ－1465～30 分

30 分～2 時間※5

炉心損傷開始（燃料被覆管 1,000 ）～燃料溶融開始（燃料温度 2,500 ）※6

原子炉注水をしない場合における原子炉圧力容器破損時間（本評価においては原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らない）

以下，各核種グループにおける放出割合の具体的な評価手法を示す。
(1) 希ガスグループ，ＣｓＩグループ，ＣｓＯＨグループ
別紙 17－70
220

希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ解析結果から得られた放出割合を採用する。
なお，Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグルー
プの放出割合，Ｉ元素とＣｓ元素の原子炉停止直後の炉内蓄積重量より，式 1 を用いて評価する。（式 1 の導出過程は，参考 2 参照）

－

（式 1）

FCs T

：時刻 T におけるＣｓの放出割合

FCｓ OH T：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合

FC ｓ I T：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合

MI：停止直後のＩの炉内蓄積重量

MCｓ：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量

WI：Ｉの分子量WC ｓ：Ｃｓの分子量(2) 中・低揮発性の核種グループ
中・低揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ解析から得られた放出割合は採用せず，ＭＡＡＰ解析の結果から得られたＣｓの放出割合，希ガスグループの放出割合及びＮＵＲＥＧ－1465 の知見を利用して放出割合を評価する。
ここで，中・低揮発性の核種における放出割合の経時的な振る舞いは，
格納容器圧力逃がし装置への放出については希ガス，原子炉建屋への漏えいについてはＣｓと同一になるものとし ※７ ，事象発生から 168 時間経過時
点におけるＣｓの放出割合に対する当該核種グループの放出割合の比率はＮＵＲＥＧ－1465 で得られた比率に等しいとして，式 2 及び式 3 に基づき

別紙 17－71
221

評価する。また，第 6 表に，ＮＵＲＥＧ－1465 で評価された格納容器内への放出割合を示す。

【格納容器圧力逃がし装置への放出】

＝

168

（式 2）

【原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい】

＝

（式 3）

F i T ：時刻 T における i 番目のＭＡＡＰ核種グループの放出割合
FNG T ：時刻 T における希ガスグループの放出割合
F C S T ：時刻 T におけるＣｓの放出割合

γi ：ＮＵＲＥＧ－1465 における i 番目のＭＡＡＰ核種グループに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合

γ C s：ＮＵＲＥＧ－1465 におけるＣｓに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合※7

格納容器内に放出された中・低揮発性の核種グループは，粒子状として振る舞い，沈着やドライウェルスプレイ等による除去効果を受けると考えられる。したがって，中・低揮発性の核種グループの原
子炉建屋への漏えいについては，沈着等による除去効果を受けるＣ
ｓの振る舞いに近いと考えられる。
また，中・低揮発性の核種グループは，Ｃｓに比べて原子炉格納容器内に放出される量が少なく，壁面等への付着量も少ない。したがって，格納容器圧力逃がし装置への放出については，格納容器ベントに伴い大気に放出された後も，壁面等に付着した放射性物質の再浮遊に伴い大気への放出が生じるＣｓではなく，原子炉格納容器
気相部に浮遊し，壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の別紙 17－72
222

振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における放出割合」は，「各時刻における希ガスグループ又はＣｓの放出割合」に比例するものとする。

第6表

ＮＵＲＥＧ－1465 での原子炉格納容器内への放出割合
原子炉格納容器への放出割合 ※８
0.25
0.05
0.02
0.00250.00050.0002核種グループＣｓＴｅО ２ ，ＳｂＳｒО，ＢａОＭоО ２
ＣｅО ２
Ｌａ ２ О ３※8

ＮＵＲＥＧ－1465 の Table3.12「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値の和（ＮＵＲＥＧ－1465 では，「Gap Release」，「Early In-Vessel」，「Ex-Vessel」
及び「Late In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。本評価事象は原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束する
ため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「Gap Release」
及び「Early In-Vessel」の値を用いる。）

別紙 17－73
223

参考 1

大気への放出量評価過程について

大気への放出量は，「核種ごとに評価した炉内蓄積量」に「ＭＡＡＰにより評価した核種グループごとの格納容器外への放出割合」を乗じることで算出する。
本評価において考慮したＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種を
第 7 表に示す。なお，ＭＡＡＰにおける核種グループとＮＵＲＥＧ－1465 における核種グループの比較は第 1 図のとおりであり，分類数に違いはあるが，取り扱っている核種は同等である。

第7表

ＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種

核種グループ

核種※９

希ガス類

Ｋｒ，Ｘｅ

ＣｓＩ類

Ｉ

ＣｓＯＨ類

Ｃｓ，Ｒｂ

Ｓｂ類

Ｓｂ

ＴｅＯ２類

Ｔｅ

ＳｒＯ類

Ｓｒ

ＢａＯ類

Ｂａ

ＭｏＯ２類

Ｍｏ，Ｃｏ，Ｔｃ，Ｒｕ，Ｒｈ

ＣｅＯ２類

Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ
Ｌａ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ，

Ｌａ２Ｏ３類Ｐｒ，Ｎｄ，Ａｍ，Ｃｍ※9

本評価において「Ｔｅ２類」及び「ＵＯ２類」の核種グループに対するＭＡＡＰ
解析結果がゼロのため，対象外とした。

別紙 17－74
224

第1図

ＭＡＡＰ及びＮＵＲＥＧ－1465 における核種グループの比較（「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部

ＭＡＡＰ」
（抜粋））

別紙 17－75
225

参考 2

Ｃｓの放出割合の評価式について

Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの放出割合，I 及びＣｓの原子炉停止直後の炉内蓄積重量並びにＩ及びＣｓの分子量を用いて，下記の式 1 により評価している。ここでは，式 1 の導出過程について
示す。

－

（式 1）

FCs T

：時刻 T におけるＣｓの放出割合

FCｓOH T

：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合

FCｓI T：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合

MI：停止直後のＩの炉内蓄積重量

MCｓ：停止直後のＣｓの炉内蓄積重量

WI：Ｉの分子量WCｓ：Ｃｓの分子量

1．ＣｓＩに含まれるＣｓＩは全てＣｓＩとして存在しているため，ＣｓＩ中に含まれるＣｓは，Ｃｓ
Ｉ中に含まれるＩの重量にＩ及びＣｓの分子量の比を乗ずることで算出する。

MCs CsI T ：時刻 T におけるＣｓＩ中に含まれるＣｓの放出量

別紙 17－76
226

2．ＣｓＯＨに含まれるＣｓ
ＣｓはＣｓＩ又はＣｓＯＨのいずれかの形態で存在しているため，ＣｓＯＨ
中に含まれるＣｓは，１．で算出したＣｓＩ中に含まれるＣｓを差引くことで算出する。

MCs OH T ：時刻 T におけるＣｓＯＨ中に含まれるＣｓの放出量3．Ｃｓの放出割合
1．及び 2．で得られたＣｓの放出量をＣｓの炉内蓄積重量で除することで，Ｃｓの放出割合を算出する。

－

別紙 17－77
227

参考 3

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ－1465 の放出割合について

被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＧ－
1465 の放出割合を第 8 表に示す。第 8 表のとおり，Ｃｓ及びＩについてはＭＡ
ＡＰ解析結果の方が大きい。また，希ガスについては，ＮＵＲＥＧ－1465 の放出割合の方が大きいが，これは東海第二の想定事故シナリオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するため
と考える。

第8表

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ－1465 の放出割合
ＭＡＡＰ

ＮＵＲＥＧ－1465

希ガス

約 0.951Ｉ

約 0.780.30

Ｃｓ

約 0.370.25

別紙 17－78
228

補足 6

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 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

沈着速度

湿性沈着率

乾性沈着率

降水期間は湿性・乾性沈着
を考慮

第1図

沈着速度

乾性沈着率

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

現場作業の線量影響評価においては、地表面の放射性物質の沈着速度として，
乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮した地表面沈着速度として 0.5cm／sを用いる。
以下では，無機よう素の湿性沈着を考慮した地表面沈着速度として 0.5cm／s※１を用いることの適用性について確認した。

※1

有機よう素の地表面への沈着速度としては 1.7×10－３cm／s
別紙 17－79
229

1.

評価手法
湿性沈着を考慮した地表面沈着速度（0.5cm／s）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，補足 8 参照）の積が 0.5cm／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。

（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「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」［【解説 5.3】（1）］に従い，放出経路ごとの相対濃度を用いて評価した。

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／m２］：時刻 i での相対濃度［s／m３］：沈着速度［m／s］（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2 より）（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。
別紙 17－80
230

∞

χ/Q

x, y

χ/Q x, y, z dz

Λ・χ/Q x, y, 0 Λ

2

Σ exp

h
2Σ

・・・・・②
χ/Qx, y：時刻 i での湿性沈着率［1／m２］

χ/Q x, y, 0

：時刻 i での地表面高さでの相対濃度［s／m３］：時刻 i でのウォッシュアウト係数［1／s］

Λ

（

9.5

10

Pr . 学会標準より）P：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/

, ,

χ/
・χ/

, ,

Λ
, ,

Σ

Σ

％

・・・・・③％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 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
別紙 17－81231

率，湿性沈着率を 1 時間ごとに算出する。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 時間ごと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。

別紙 17－82232

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／m３）

降水量（mm／hr）

4/1 1:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.3

F

○×10－６0

4/1 2:00

ＳＷ
（ＮＥ）

4.5

E

○×10－６1.0

4/1 3:00

Ｓ
（Ｎ）

1.4

F

○×10－６

1.5

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

3/31 24:00

ＳＷ
（ＮＥ）

5.5

D

○×10－７0
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

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2図

No
1

出現頻度
（％）
0.000

χ／Ｑ
（s／m３）
0

地表面沈着率（① ＋②）
0

2

0.003

0

0

・・・

・・・

・・・

・・・

○○

97.010○×10－６○×10－９

・・・

・・・

・・・

・・・

×××

100.000○×10－５

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）

別紙 17－83
233○×10－８3.

評価結果
各放出点の地表面沈着率の評価結果を第 1 表，地表面沈着率の累積出現頻度 97％値付近の値を第 2 表～第 4 表に示す。
気象指針では，大気拡散評価においてめったに遭遇しないと思われる厳しい気象条件として累積出現頻度 97％値を採用※３している。このことから，地表面沈着率の評価においても同様に，実際の降雨を考慮してめったに遭遇しないと思われる気象条件として累積出現頻度 97％値を評価した。その結果，各地表面沈着率（乾性＋湿性）は乾性沈着率の約 1.22 倍～1.34 倍程度となった。なお，風速，風向，大気安定度，降雨状況等様々な条件から計算を行うため，厳しい気象条件として選定される地表面沈着率の累積出現頻度 97％
値は，必ずしも降雨があるとは限らない。
以上より，無機よう素の湿性沈着を考慮した沈着速度として，乾性沈着速度（0.3cm／s）の 1.34 倍（約 0.4cm／s）から保守的に 0.5cm／s と設定する
ことは適切であると考えられる。また，有機よう素の湿性沈着を考慮した沈
着速度は，ＮＲＰＢ－B322 レポートから乾性沈着速度 10－３（cm／s）を引用（補足 7 参照）し，乾性沈着速度（10－３cm／s）に対して上記と同じ倍率（=0.5／0.3）から 1.7×10－３cm／s を採用した。
なお，
中央制御室の居住性評価及び緊急時対策所の居住性評価においては，
更に保守性を持たせ，沈着速度として 1.2cm／s を採用している。

※3（気象指針解説抜粋）

I．指針作成の考え方
想定事故時における安全解析は，想定事故期間中の線量を評価するものであるので，この場合には，想定事故が任意の時刻に起こること及び実効的な放出継続時間が短いことを考慮して，平均的な気象条件よりもむしろ出現頻
別紙 17－84234

度からみてめったに遭遇しないと思われる厳しい気象条件を用いる必要がある。このため，指針では，気象観測資料を基に出現確率的観点から想定事
故期間中の相対濃度を解析し，その出現頻度が極めて小さいものを選ぶことによって，放射性物質の濃度が厳しい気象条件に相当するものとなるように考慮することとした。
VI．想定事故時の大気拡散の解析方法
1．相対濃度指針では，想定事故時においてめったに遭遇しない気象条件下の濃度を導くため，相対濃度の出現確率は過去の経験に照らして 97％を採用して解析することとした。

第1表

沈着率評価結果
湿性沈着を考慮
した沈着速度（cm／s）

放出点

相対濃度（s／m３）③比
乾性沈着率（①） 地表面沈着率（①＋②）（（①＋②）（1／m２）（1／m２）／①）

原子炉建屋

約 8.3×10－４

約 2.5×10－６

約 3.0×10－６

約 1.22

約 0.36

原子炉
建屋屋上

約 4.2×10－４

約 1.2×10－６

約 1.5×10－６

約 1.22

約 0.36排気筒

約 3.0×10－６

約 8.9×10－９

約 1.2×10－８

約 1.34

約 0.40

別紙 17－85
235

第2表

東海第二発電所における地表面沈着率（放出点：原子炉建屋）

No

方位※４
（風向）

降水量
（mm／hr）

χ／Ｑ（s／m３）

地表面沈着率（1／m２）（①＋②）

乾性沈着率の累積出現
頻度 97％値との比率（③）

累積出現頻度
（％）

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

14.0

約 6.4×10－５

約 2.9×10－６

約 1.2296.9905.0

約 1.4×10－４

約 3.0×10－６

約 1.2297.0013.0

約 2.0×10－４

約 3.0×10－６

約 1.2297.013

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

8497
8498
8499
・・・

※4

SW
（NE）
SW
（NE）
SW
（NE）
・・・

評価対象方位（Ｅ，ＥＳＥ，ＳＥ，ＳＳＥ，Ｓ，ＳＳＷ，ＳＷ，ＷＳＷ,Ｗ）

第3表

東海第二発電所における地表面沈着率（放出点：原子炉建屋屋上）

No

方位※５
（風向）

降水量
（mm／hr）

χ／Ｑ（s／m３）

地表面沈着率（1／m２）（①＋②）

乾性沈着率の累積出現
頻度 97％値との比率（③）

累積出現頻度
（％）

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

14.0

約 3.2×10－５

約 1.5×10－６

約 1.2296.9905.0

約 7.0×10－５

約 1.5×10－６

約 1.2297.0013.0

約 1.0×10－４

約 1.5×10－６

約 1.2297.013

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

8497
8498
8499
・・・

※5

SW
（NE）
SW
（NE）
SW
（NE）
・・・

評価対象方位（Ｅ，ＥＳＥ，ＳＥ，ＳＳＥ，Ｓ，ＳＳＷ，ＳＷ，ＷＳＷ,Ｗ）

第4表

東海第二発電所における地表面沈着率（放出点：排気筒）

No

方位※６
（風向）

降水量
（mm／hr）

χ／Ｑ（s／m３）

地表面沈着率（1／m２）（①＋②）

乾性沈着率の累積出現
頻度 97％値との比率（③）

累積出現頻度
（％）

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

0.5

約 7.1×10－７

約 1.2×10－８

約 1.3396.9830

約 4.0×10－６

約 1.2×10－８

約 1.3497.0060

約 4.0×10－６

約 1.2×10－８

約 1.3497.018

・・・

・・・

・・・

・・・

・・・

8497
8498
8499
・・・

※6

SW
（NE）
SW
（NE）
SW
（NE）
・・・

評価対象方位（ＳＷ）

別紙 17－86236

4．降雨時における被ばく低減について
事故発生後は，原子炉建屋を取り囲むようにモニタリング・ポスト又は可搬型モニタリング・ポストを設置し，敷地内の放射線環境状況を監視するとともに，作業の際は個人線量計を着用し，作業員の被ばく線量を管理することとしている。
降雨時においては，屋外の移動又は作業をする場合には，現場作業員はアノ
ラック，ゴム手袋及び長靴を着用することにより，体表面の汚染を防止する。
また，実際には，事故時の降雨や風向といった気象条件によって，敷地内の放射性物質の沈着の濃淡ができると考えられることから，モニタリング・ポス
ト等の測定値より著しい線量率の上昇がある方位や作業時及び移動時に携行するサーベイ・メータ等により高線量となる場所を把握し，著しく線量率が高くなると想定されるルート等を避けて移動することやルート上の高線量物の移動などの運用により，被ばく低減を図ることが可能である。

別紙 17－87
237

補足 7

有機よう素の乾性沈着速度について

原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈
着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に設定した。以下にその根拠を示す。

（1）英国放射線防護庁（NRPB）による報告
英国放射線防護庁 大気拡散委員会による年次レポート（NRPB-R322※１）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下のとおり報告されている。
・植物に対する沈着速度の“bestjudgement”として 10－５m／s（10－３cm／s）を推奨（2）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で10－４cm／s～10－２cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価においてはその沈着は無視できる。

以上のことから，有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また，原子力発電所内は，コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されて別紙 17－88
238

いるがエアロゾルへの沈着速度の実験結果（NUREG／CR－4551）によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって，有機よう素の乾性沈着速度として，NRPB－R322 の植物に対する沈着速度である 10－３cm／s を用いるのは妥当と判断した。

※1

NRPB-R322-Atmospheric Dispersion Modelling Liaison Committee Annual
Report, 1998-99

別紙 17－89
239

NRPB-R322 ANNEX-A「2.2 Iodine」の抜粋

別紙 17－90
240

補足 8

エアロゾルの乾性沈着速度について

現場作業の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性
沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（0.5cm／s，補足 6 参照）を用いており，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 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。

別紙 17－91
241

第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

別紙 17－92242

（参考）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 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 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 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。

別紙 17－93
243

第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

エアロゾル粒径
（μm）

備 考

LA2※１

約0.5～5（第1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)

別紙 17－94244

第1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

別紙 17－95245

参考1－1

別紙 17－96
246

NUREG/CR-5901の抜粋

別紙 17－97
247

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

別紙 17－98
248

補足 9

実効放出継続時間の設定について

大気拡散評価に用いる実効放出継続時間は，「 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」※１ に従い，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値として計算する。実効放出継続時間は，大気拡散評
価で放出継続時間を考慮した単位時間当たりの拡散係数を求めるために設定するものであり，被ばく評価においては，評価対象期間の放出率に拡散係数を乗じることにより大気拡散を考慮した評価を行う。
実効放出継続時間は放出経路ごとに設定しており，原子炉建屋，非常用ガス処理系排気筒及び格納容器圧力逃がし装置排気口のそれぞれの放出経路について実効放出継続時間を計算した結果を第 1 表～第 2 表に示す。
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出の実効放出継続時間は 1
時間程度であり，非常用ガス処理系排気筒からの放出の実効放出継続時間は 20
時間～30 時間程度となっている。
大気拡散評価に用いる風速，風向などの気象データは，1 時間ごとのデータとして整理されており，実効放出継続時間として設定できる最小単位は 1 時間である。
また，実効放出継続時間を 2 時間以上で設定した場合，その期間に同一風向の風が吹き続けることを想定し，その期間の拡散係数の平均を単位時間当たりの拡散係数としている。なお，平均する期間に異なる風向が含まれる場合は，拡散係数を 0 として平均を計算する。このため，実効放出継続時間が長くなるほど平均される期間が長くなり拡散係数は小さい傾向となる。
このことから，ベント実施に伴う被ばく評価では，保守的に被ばく評価上の影響が大きい原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出における実効放出継続時間である 1 時間を適用し大気拡散評価を行った。
別紙 17－99249

なお，参考として実効放出継続時間の違いによる拡散係数（相対濃度，相対線量）の変化について第 3 表に示す。
また，評価対象期間の放出率及び拡散係数（相対線量）から行う被ばく評価の例として，第二弁開操作後（Ｓ／Ｃからベントを行う場合）に大気中へ放出された放射性物質による屋外移動時の外部被ばく評価結果について第 4 表に示す。

※1（気象指針解説抜粋）（3）実効放出継続時間（Ｔ）は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

別紙 17－100250

別紙 17－101

251

約 3.1×10１６

約 1.6×10１５

約 4.6×10１５

約 1.3×10１５

希ガス

希ガス以外

非常用ガス処理系排気筒放出分

約 3.1×10１６

約 1.7×10１５

原子炉建屋
放出分

約 4.6×10１５

約 1.3×10１５

放出経路

希ガス

希ガス以外

①
放出量（Bq）

約 9.2×10１４

約 3.1×10１５

約 6.2×10１３

約 1.2×10１５

非常用ガス処理系排気筒放出分

約 7.1×10１５

約 8.7×10１８

ベント
放出分

約 1.4

約 1.5

原子炉建屋
放出分

約 7.5×10１５

約 8.8×10１８

ベント
放出分

約 6.3×10１３

約 1.2×10１５

非常用ガス処理系排気筒放出分

別紙 17－37

約 9.2×10１４

約 3.1×10１５

原子炉建屋
放出分

②
最大放出率（Bq／h）

約 6.4×10１５

約 7.4×10１８

ベント
放出分

約 1.4

約 1.5

原子炉建屋
放出分

Ｄ／Ｗからベントを行う場合の実効放出継続時間

約 7.2×10１５

約 8.9×10１８

原子炉建屋
放出分

②
最大放出率（Bq／h）

Ｓ／Ｃからベントを行う場合の実効放出継続時間

ベント
放出分

第2表

非常用ガス処理系排気筒放出分

原子炉建屋
放出分

放出経路

①
放出量（Bq）

第1表

約 26.4

約 25.2

非常用ガス処理系排気筒放出分（①÷②）
実効放出継続時間（h）

約 26.3

約 25.1

非常用ガス処理系排気筒放出分（①÷②）
実効放出継続時間（h）

約 1.2

約 1.2

ベント
放出分

約 1.0

約 1.0

ベント
放出分

第3表

第4表

実効放出継続時間の違いによる拡散係数の変更

相対濃度（s／m３）

相対線量（Gy／Bq）

1 時間

約 3.0×10－６

約 1.2×10－１９

5 時間

約 2.9×10－６

約 8.8×10－２０

10 時間

約 1.7×10－６

約 7.5×10－２０

20 時間

約 1.2×10－６

約 6.2×10－２０

第二弁開操作後（Ｓ／Ｃからベントを行う場合）に大気に放出された
放射性物質による屋外移動時の外部被ばく評価結果

項

目

放出経路
放出率
（Bq／h）
相対線量（Gy／Bq）
線量率※１（mSv／h）
屋外移動時
線量率（mSv／h）※1

ベント実施後に大気中へ放出された
放射性物質による屋外移動時の外部被ばく評価
非常用ガス処理系
排気筒

格納容器圧力逃がし装置
排気口

約 3.3×10１４

約 8.3×10１３

約 1.2×10－１９

約 8.7×10－１９

約 3.8×10－２

約 7.1×10－２
約 1.1×10－１

事故時においては換算係数を 1Sv／Gy として計算

別紙 17－102
252

備

考

ベント実施後の放出経路（①）事故後約 22 時間～約 23
時間の放出率（②）実効放出継続時間 1 時間の相対線量（拡散係数）（①×②×10３）
評価対象期間の線量率

補足 10

ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価で考慮している線源の選定について

ベント実施に伴うベント操作時の作業員の被ばく評価では，放出さる放射性物質による被ばく経路として以下の被ばく経路を考慮している。

・大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく
・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・外気から作業場所に流入した放射性物質による被ばく・ベント系配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく

上記の被ばく経路以外にアクセスルート等には，第 1 表に示すとおり，換気系フィルタ，貯蔵タンク等の線源となる設備があるが，設備からアクセスルー
ト等が十分に離れていること，設備とアクセスルートの間の壁に十分な遮蔽効
果が得られること，移動時間を考慮すると設備からの影響は短時間であることなどから，被ばく評価への影響が小さいため評価上考慮していない。設備とア
クセスルート等の関係を第 1 図～第 7 図に示す。

別紙 17－103
253

別紙 17－104

254

0.5mSv／h 以下

10－１ mSv／h 以下

アクセスルート等
における線量率②（第 4 図）①（第 6 図）

設備位置

凝集沈殿装置供給ポンプ

別紙 17－24

アクセスルートから十分に離れており，アクセスルート等③
遮蔽厚：約 100 ㎝の間には補助遮蔽がある。また，移動時における影響は短10－２ mSv／h 以下（第 3 図）距 離：20m 以上
時間であることから被ばく評価への影響は小さいため。
アクセスルートから十分に離れており，アクセスルート等
遮蔽厚：約 100 ㎝④
凝集沈殿装置供給タンクの間には補助遮蔽がある。また，移動時における影響は短10－２ mSv／h 以下
距 離：10m 以上（第 3 図）時間であることから被ばく評価への影響は小さいため。
アクセスルートから十分に離れており，アクセスルートと⑤
遮蔽厚：約 80 ㎝
廃液濃縮機の間には補助遮蔽がある。また，移動時における影響は短10－２ mSv／h 以下（第 3 図）距 離：10m 以上
時間であることから被ばく評価への影響は小さいため。
アクセスルート等の間には補助遮蔽があり，移動時におけ⑥遮蔽厚：約 80 ㎝
廃液濃縮機循環ポンプ
る影響は短時間であることから被ばく評価への影響は小10－２ mSv／h 以下（第 4 図）距 離：1m 以上
さいため。
アクセスルートから十分に離れており，格納容器圧力逃が
格納容器圧力逃がし装置格納
遮蔽厚：160 ㎝以上⑦
し装置格納槽からの直接線等は遮蔽設備により十分に低10－２ mSv／h 以下
槽
距 離：40m 以上（第 1 図）い線量となるため。
※1 表の設備以外にも貯蔵タンク等があるが，管理区域の区域区分Ⅰ又はⅡ（0.1mSv／h 未満）にある設備であり，被ばく評価上影響は小さい。

遮蔽厚：なし距 離：10m 以上

アクセスルートから十分に離れており，移動時における影響は短時間であり被ばく評価への影響は小さいため。

中央制御室換気系フィルタ

離隔距離，
遮蔽厚等
遮蔽厚（床，壁）：約 100 ㎝
距 離：10m 以上考慮していない理由

非常用ガス処理系フィルタ，
非常用ガス再循環系フィルタ

備 ※１

線源となる設備とアクセスルート等への影響について

原子炉建屋原子炉棟 5F の設備であり，アクセスルート等から十分離れており，設備とアクセスルートの間には原子
炉建屋原子炉棟の壁，床があり十分な遮蔽効果に期待でき，被ばく評価への影響は小さいため。

設

第1表

第1図

屋外アクセスルート

別紙 17－105
255

第2図

原子炉建屋 1 階の操作場所及びアクセスルート

別紙 17－106
256

第3図

原子炉建屋 2 階の操作場所及びアクセスルート

別紙 17－107
257

第4図

原子炉建屋 3 階及び原子炉建屋付属棟 4 階の操作場所及びアクセスルート

別紙 17－108
258

第5図

原子炉建屋 4 階の操作場所及びアクセスルート

別紙 17－109
259

第6図

原子炉建屋 5 階

第7図

原子炉建屋 6 階

別紙 17－110
260

補足 11

線量評価に用いた気象データについて

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
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。その際，添付書類六に記載している 1981 年度の気象データの代表性について，申請準備時
点の最新気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。
このため，平常時線量評価用の風洞実験結果（原子炉熱出力向上の検討の一環で準備）※が整備されている 2005 年度の気象データについて，申請時点での最新気象データにて代表性を確認した上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。
これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），
添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした(参考 1 参照)。
※：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。
別紙 17－111
261

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。
これは，2011 年 3 月以前，東海第二発電所において，次のように 2005年度の気象データを用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の 5％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等，参考 2 参照），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地
点の追加も必要であったことから，中立の大気安定度の気流条件での風洞実験を新たに規定した「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：
2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業建屋等の当初の風洞実験（1982 年）以降に増設された建屋も反映し，2005 年度の気象データを用いて風洞実験(参考 3 参照)を実施した。
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても
通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。この評価においては，
1981 年度と 2005 年度の気象データから吹上げ高さを加えて評価した放出源高さの差異が，人の居住を考慮した線量評価点のうち線量が最大となる評価点に向かう風向を含む主要風向において僅かであったため，従来の風洞実験(1982 年)の結果による有効高さを用いることにした(参考 4 参照)。

別紙 17－112262

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，以下について確認する。
・想定事故時の線量計算に用いる相対濃度・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※２は 2.01×10－６s／m３，2015 年度気象では 2.04
×10－６s／m３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。
※2

排気筒放出における各方位の 1 時間ごと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 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
別紙 17－113
263

気象観測所）の観測記録についても使用した。

第1表

検定に用いた観測記録

統計年※３

観測地点※４① 2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）

・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）

検定年

2005 年度：
2005 年 4 月～② 2004 年 4 月～2016 年 3 月
2006 年 3 月（最新 10 年の気象データ）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※32006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※4

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（参考 5 参照）。
c．検定結果（①～⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 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。

別紙 17－114
264

第2表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年※５

検定年

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10m

81m※６

140m

気象台

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※5①：2001 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※6

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 3 表のとおり比較した。
別紙 17－115
265

ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5 倍～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3表

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度※７（s／m３） 相対濃度※７（s／m３）
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

※7

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
時間ごと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～
別紙 17－116266

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。

別紙 17－117267

別紙 17－118
268

別紙 17－119
269

別紙 17－120
270

別紙 17－121
271

別紙 17－122272

別紙 17－123273

別紙 17－124
274

別紙 17－125
275

（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。

別紙 17－126
276

参考 1
安全解析用気象データ及び風洞実験結果変更経緯について

新規制基準適合性審査変更申請

添付書類十ＬＯＣＡ時注水機能喪失での格納容器圧力逃がし装置／耐圧強化ベント系からの放出の実効線量評価が必要
になった。

添付書類六
従来の安全解析用の気象データ(1981 年度)の代表性が示せないことが分かった。

原子力学会風洞実験
実施基準:2003 制定

新風洞実験結果
過去に原子炉熱出力向上の検討のために，2005 年度の気象データ(代表性確認済)を用いた平常時の風洞実験を実施していた。事故時の風洞実験も実施しており，最新データを申請に反映するため，これを利用することとした。

平常時，事故時の風洞実験結果があり，代表性が確認されている 2005 年度のデータを安全解析用の気象データとすることにした。

添付書類六・2005 年度の気象データ
に変更

本文九号
添付書類九
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果を用いた評価に変更別紙 17－127
277

本文十号
添付書類十
(重大事故の評価も含む)
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果による相対濃度，相対線量を用いた評価に変更

参考 2
平常時の気体状よう素放出量について

平常時の気体状よう素放出量の主要な放出経路である換気系からの放射性よう素放出量は，「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」に基づき，換気系の漏えい係数に冷却材中の放射性よう素濃度を乗じて求めている。
一方，冷却材中の放射性よう素濃度は，次式により求めている。例えば，ここで主蒸気流量ＦＳが増加した場合γが増加するため，放射性よう素濃度は減少する。
Ii

2.47・f・Yi・.

Ｉi:核種 i の炉心燃料からの漏えい率（Bq／s)
ｆ :全希ガス漏えい率（1.11×10１０）
Ｙi:核種 i の核分裂収率（％）
λi:核種 i の崩壊定数（s－１）
Ａi:核種 i の冷却材中濃度（Bq／g)
Ｍ :冷却材保有量（g）
β :原子炉冷却材浄化系のよう素除去率（s－１）
1β1・ＤＦ:原子炉冷却材浄化系の除染係数
ＦＣ:原子炉冷却材浄化系流量（g／s)γ :よう素の主蒸気への移行率（s－１）γ

CF・

ＣＦ:よう素の主蒸気中への移行割合
ＦＳ:主蒸気流量（g／s)
前述の換気系の漏えい係数は変わらないため，放射性よう素濃度の減少に伴
い気体状よう素放出量は減少する。

別紙 17－128
278

参考 3
東海第二発電所風洞実験結果の概要について

風洞実験結果は，参考文献「東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書」（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社）で公開している。風洞実験結果の概要を以下に示す。
なお，風洞実験は「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解

析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準」（2003 年 6 月，
社団法人 日本原子力学会）に基づき実施している。
その後，風洞実験実施基準:2003 は改訂され風洞実験実施基準:2009 が発刊されているが，実験の要求事項は変更されておらず，複雑地形の発電所で風洞実験で求めた有効高さを用いて大気拡散評価を行う際の留意点，野外拡散実験結果と野外拡散条件を模擬した風洞実験結果を用いて平地用の基本拡散式（ガウスプルーム拡散式）で評価した結果の比較等の参考事項が追加されたもので，2005 年に実施した風洞実験結果は風洞実験実施基準:2009 も満足している。
1. 実験手順（１）大気安定度で中立（Ｃ～Ｄ）注）に相当する条件になるように風洞実験装置(第 1 図参照)内の気流（風速分布，乱流強度分布）を調整する（第 2
図参照）。
（２）排気筒有効高さを決定するスケールを作成するため，風洞実験装置内に縮尺模型を入れないで高度を変えて模型排気筒からトレーサガス（ＣＨ４）を放出し，地表濃度を測定する平地実験を実施する（第 3 図
参照）。
（３）風洞実験装置内に縮尺模型（1／2,000，風下 10Km）を入れ，所定の高度の模型排気筒からトレーサガスを放出し，地表濃度を測定する模型実験
別紙 17－129279

を行い平地実験結果と照合し，排気筒源有効高さを求める（第 4 図参照）。
これにより，建屋，地形の大気拡散に及ぼす影響を把握する。

第 1 図 風洞実験装置

注）風洞実験の気流条件を大気安定度で中立相当にする効果について
風洞実験装置内の気流は，風洞測定部入口付近に設置した表面粗度模型で調整している。初期の風洞実験では，アングル鋼等を用いて気流の乱れを与えており，中立よりも安定側の気流状態になっていたが，風洞実験の知見が蓄積されるに従い専用の表面粗度模型（スパイア）が製作，採用されるようになり，風洞実験実施基準を制定した時期には中立相当の気流状態に調整できるようになった。
このため，放出源高さが同じ事故時の排気筒有効高さを比較すると，1987 年の風洞実験の 80～110m に対し，今回は 95～115m と高く評価されている。今回の風洞実験では中立の大気安定度（～Ｄ）を再現したしたため，建屋模型がない平地の気流の乱れが大きくなり，建屋模型の追加により生じる気流の乱れの影響が相対的に小さく，見掛け上の放出源高さの減少が小さくなったためと推定される。前回は，Ｄ～Ｅの大気安定度に相当する気流の乱れであり，建屋模型の追加で生じる気流の乱れが大きく作用して，見掛け上の放出源高さの減少が大きくなったと考えられる。
一方，平常時の排気筒有効高さを比較すると，1987 年の風洞実験の 120～180m に対し，今回は 150～220m と高く評価されている。これは，上記の気流の調整方法の違いよる影響に加え，気象データの変更及び吹出し速度の増加（14m／s から 16m／s に増加）
により模型実験時の放出源高さが大きくなった影響によると推定される。
図 5 及び図 6 に 1987 年の平地実験の結果，模型実験結果の一例を示す。

別紙 17－130280

2. 放出源高さ
放出源高さは，事故時は通常の換気系は運転されないと想定し，排気筒実高
Ｈ01=Ｈs，平常時は換気系の運転による吹上げ効果を考慮し，次式のように排気筒実高に吹上げ高さを加えた放出高さＨ02 とする。ここで，1/Ｕには，2005
年度の気象データを用いた。第 1 表に風洞実験の放出源高さを示す。
Ｈ02＝Ｈs＋ΔH
ΔH

3

W
D
U

Ｈs ：排気筒実高（m）
Ｄ：排気筒出口の内径（m）

Ｗ：吹出し速度（m／s）

1/Ｕ ：風速逆数の平均（s／m）

第1表

放出源高さ

別紙 17－131
281

3. 排気筒有効高さ
縮尺模型を入れない平地実験と縮尺模型を入れた模型実験（平常時及び事故時）の結果から，第 4 図のように求めた排気筒有効高さを第 2 表に示す。
第2表

排気筒有効高さ

別紙 17－132282

注）野外の相当高さで 400m までは風速分布，乱れ分布を再現する。

注）鉛直方向拡散幅は大気安定度が中立に相当する値(
向拡散幅もほぼ大気安定度が中立に相当する値(

第2図～Ｄ)になっている。

気流条件調整結果
別紙 17－133
283～Ｄ)になっている。水平方注)プロットがないカーブ
は，実験結果から内挿して求めている。

第 3 図 平地実験結果

別紙 17－134284

ｚ

評価距離以遠で最小と評価される放出源
高さを排気筒有効高
さとする
⇒190m

第4図

排気筒有効高さの求め方（風向：Ｓ，平常時の例）
別紙 17－135
285

１０００

１００

１０

１

第5図

1982 年風洞実験の平地実験結果

別紙 17－136286

非居住区域境界

評価距離以遠で最小と評価される放出源
高さを排気筒有効高
さとする
⇒160m

注）

第6図

○は参考評価1982 年風洞実験の模型実験結果の一例（風向：Ｓ，平常時の例）

別紙 17－137
287

参考 4
東海発電所の排気筒有効高さについて

東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。ここでは，排気筒有効高さは 1982
年に実施した風洞実験結果を使用している。
風洞実験実施基準:2003 の解説「2.原子炉増設の際の実験の必要性について」※１

では，建屋配置から増設建屋の影響が大きいと考えられる，既設・増設建屋の並びに直角な風向と，既設排気筒と増設建屋を結ぶ風向で風洞実験を行い，有効高さの変動が 10％以内であれば従来の風洞実験結果を継続使用できるとしている。これを参考に，平常時の線量評価にあたり人の居住を考慮した希ガ
スによる線量評価点のうち線量が最大となる評価点(ＳＷ方向)に向かう風の風
向を含む主要風向において，風洞実験で用いる放出源高さを 1981 年度と 2005
年度気象データから求め比較した結果＋5～－3％と変動が 10％以内であった。
放出源高さと有効高さはほぼ比例である※２ため有効高さの変動も 10％以内に収まると推定されることから，1987 年に実施した風洞実験結果を用いることにした。これに対し，東海第二発電所は＋6～＋14％と 10％を超えていた（下図参照）。 東海発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)
3.79

N

S

45

126

51

132

5

NNE

SSW

30

111

35

116

5

6.60

NE

SW

26

107

25

106

-1

17.88

ENE

WSW

40

121

36

117

-3

8.95

E

W

51

132

48

129

-2

4.32

ESE

WNW

66

147

60

141

-4

2.77

SE

NW

49

130

56

137

5

2.75

SSE

NNW

34

115

47

128

11

4.16

S

N

35

116

40

121

4

4.88

SSW

NNE

36

117

52

133

13

2.43

排気筒直径(m)2.7←

吹出し速度(m/s)

16←

排気筒高さ(m)81←

別紙 17－138
288

（参考)
東海第二発電所
風向

※１

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ(2007年風洞実験)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)
3.52

N

S

73

213

91

231

8

NNE

SSW

43

183

69

209

14

6.67

NE

SW

34

174

45

185

6

18.41

ENE

WSW

51

191

65

205

7

9.80

E

W

69

209

86

226

8

5.55

ESE

WNW

81

221

102

242

10

3.66

SE

NW

56

196

106

246

26

3.09

SSE

NNW

44

184

78

218

18

3.32

S

N

51

191

67

207

8

4.99

SSW

NNE

47

187

86

226

21

3.13

排気筒直径(m)4.5←

吹出し速度(m/s)

1416

排気筒高さ(m)140←

風洞実験実施基準:2003 解説抜粋

①

①
②

②

別紙 17－139289

※21982 年東海発電所風洞実験時の放出源高さと有効高さの関係

平常時風洞実験時の放出源高さと有効高さは，下図のようにほぼ比例関係にあると認められる。これから，放出源高さが 10％変動したとしても，有効高さの変動は 10％以内に収まると推定される。

近似式+10%

近似式－10%

別紙 17－140
290

参考 5
異常年検定法の概要について

Ｆ分布検定の手順により異常年検定を行った。
この検定方法は，正規分布をなす母集団から取り出した標本のうち，不良標本と見られるものを X０(検定年)，その他のものを X１，X２，X３，…Xi，…Xn(比較年)とした場合，X０を除く他のｎ個の標本の平均をX/ として，標本の分散から見て X０と との差が有意ならば X０を棄却とする方法である。検定手順を以下に示す。
（１） 仮説:不良標本 X0 と他の標本（その平均値） との間に有意な差はない
とする。
:
（２）

/

分散比 F0 を計算する。
11/（３） 検定年は 1 年，比較年は 10 年，有意水準（危険率）は 5％として，Ｆ分布表の F 境界値（

0.055.12）を求める。

（４） F0 と F 境界値を比較して，F0＜F 境界値であれば仮説は採択する。具体的には，次のように棄却限界の上限値と下限値を求め，その範囲に検定年 X0 が収まっているかを確認して検定している。

別紙 17－141291

補足 12

1.

コンクリート密度の根拠について

はじめに
日本建築学会

建築工事標準仕様書・同解説「原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事（以下，JASS 5N）」に基づき，コンクリート密度を乾燥単位容積質量として計算を実施した。

2.

乾燥単位容積質量の推定方法
JASS 5N に記載されている予測式（解 3.6）を用いて，以下の手順で推定した。

①

骨材（砂，砂利）試験記録より絶乾比重最小値と表乾比重最大値の割合を求め，調合表上の骨材重量を表乾から絶乾に変換②

JASS 5N の予測式（解 3.6）により，含水率を 0 とした場合の乾燥単位容積質量 ρp を算出③

コンクリートのばらつきを考慮して，ρp から 3σd を差し引く。(解説図3.10)
標準偏差 σd は JASS 5N に記載されている既往の原子力発電所工事の品質管理試験の結果から 0.024t/m3（最大値）を採用

ρｐ＝Ｇ０＋Ｓ０＋1.2Ｃ０＋ｗ（解 3.6 より）

ρｐ ：乾燥単位容積質量（kg／m３）
Ｇ０ ：調合計画における粗骨材量（絶乾）（kg／m３）※参考参照
Ｓ０ ：調合計画における細骨材量（絶乾）（kg／m３）※参考参照
Ｃ０ ：調合計画におけるセメント量（kg／m３）※参考参照
別紙 17－142292

ｗ：コンクリート中の含水量（kg／m３）※安全側に 0 とする。

3.

推定乾燥単位容積質量について（参考参照）
推定乾燥単位容積質量の最小値は 2.016g／cm３となり，遮蔽計算に使用する

コンクリート密度はこれを包絡する 2.00 g／cm３とする。

別紙 17－143
293

294

別紙 17－144

コンクリート調合（東海第二発電所建設記録より）からの推定乾燥容積質量参考別紙 18
スクラビング水補給及び窒素供給作業の作業員の被ばく評価

格納容器圧力逃がし装置格納槽へのスクラビング水の補給及び原子炉建屋
系統内への窒素ガスの供給作業における作業員の被ばく評価を以下のとおり行った。なお，評価に当たっては，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合及びドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合のそれぞれについて評価を行った。
（1）評価条件
a．放出量評価条件
想定事象として格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。また，放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程及び概略図を第 1 図～
第 5 図に示す。
b．被ばく評価条件
被ばく経路は，第 6 図及び第 7 図に示すとおり大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線，原子炉建屋からの直接ガンマ線等による外部被ばくを考慮した。
大気中へ放出される放射性物質による外部被ばく及び内部被ばく，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については，
第 2 表～第 4 表に示すとおり拡散効果等を考慮し，作業場所における相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）から被ばく評価を行った。なお，内部被ばくについてはマスク等の放射線防護効果を考慮し評価を行った。
別紙 18－1295

原子炉建屋及び 格納容器圧力逃がし装置 格納槽からの直接ガンマ線等による外部被ばくについては，第 5 表及び第 6 表に示すとおり原子炉建屋の外壁及び 格納容器圧力逃がし装置 格納槽の遮蔽壁の遮蔽効果を考慮し評価を行った。
c．評価地点
評価地点は，第 8 図に示すとおりとした。
d．作業開始時間
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給は事象発生から 7 日後に実施することを想定し評価した。
（2）評価結果
スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業場所の線量率は，第 7 表及び第 8 表に示すとおり，サプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 13mSv／h，窒素ガスの供給作業については 3.6mSv／h となり，ドライウェル（Ｄ／Ｗ）からのベントを行う場合，スクラビング水の補給作業については 15mSv／h，窒素ガスの供給作業については 4.6mSv／h となり，スクラビング水の補給及び窒素ガスの供給作業を行うことができる放射線環境であることを確認した。
なお，スクラビング水の補給作業及び窒素ガスの供給作業の作業時間は，移動及び補給等の準備を含めても 2 時間～3 時間であり，作業が可能である。

別紙 18－2
296

第1表
項

目

放出量評価条件（1／3）
評価条件

選定理由

評価事象

「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用できない場合）（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）

格納容器破損防止対策の有効性評価で想定する格納容器破損
モードのうち，中央
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しくなる事故収束に成功した事故シーケンスを選定炉心熱出力3,293MW

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10,000 時間（約 416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395 日）を考慮して
設定

取替炉心の
燃料装荷割合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

取替炉心の燃料装荷
割合に基づき設定

炉内蓄積量

希ガス類
よう素類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ ２ 類ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ ２ 類ＣｅＯ ２ 類
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類：約2.2×10１９ Bq：約2.8×10１９ Bq：約1.1×10１８ Bq：約1.3×10１８ Bq：約6.7×10１８ Bq：約1.2×10１９ Bq：約1.2×10１９ Bq：約2.4×10１９ Bq：約7.4×10１９ Bq：約5.5×10１９ Bq（核種ごとの炉内蓄積量を核種グループごとに集約して記載）「単位熱出力当たりの炉内蓄積量（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉内蓄積量（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）

格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱：事象発生から約 19h 後ＭＡＡＰ解析結果

原子炉格納容器内ｐＨ制御の効
果考慮しない

サプレッション・プ
ール内ｐＨ制御設備
は，重大事故等対処
設備と位置付けていないため，保守的に
設定

よう素の形態

粒子状よう素 : 5％
無機よう素 ：91％
有機よう素 ： 4％

Ｒ . Ｇ .1.195 ※ １ に 基
づき設定

放出開始時間

別紙 18－3
297

第1表
項

目

放出量評価条件（2／3）
評価条件

選定理由

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（希ガス，エア
ロゾル及び有機よう素）

1Pd以下：0.9Pdで0.5％／日
1Pd超過：2Pdで1.3％／日

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率（無機よう素）1.5h後～19.5h後：1.3％／日（一定）その他の期間：0.5％／日（一定）

原子炉格納容器の漏えい孔における捕集効果
原子炉格納容器内での除去効果（エアロゾル）
原子炉格納容器内での除去効果（有機よう素）原子炉格納容器内での除去効果（無機よう素）原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

ＭＡＡＰ解析にて原子炉格納容器の開口面積を設定し格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，原子炉
格納容器の設計漏えい率（0.9Pd で 0.5％／日）及びＡＥＣの式等に基づき設定（別紙 17
補足 1 参照）
原子炉格納容器の設計
漏えい率（0.5％／日）
及びＡＥＣの式等に基づき設定（格納容器圧
力 が 0.9Pd を 超 え る 期
間を包絡するように
1.3 ％ ／ 日 の 漏 え い 率を設定）（別紙17補足1
参照）

考慮しない

保守的に設定ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェ
ルスプレイ）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデ ル （ 別 紙 17 補 足 2 参
照）

考慮しない

保守的に設定

自然沈着率：9.0×10 －４ （1／s）（原子炉格納容器内の最大存在量から1／200
まで）
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果：10（Ｓ／Ｃベントのみ）
Ｓ／Ｃベント希ガス類：約4.3×10－３
ＣｓＩ類：約6.2×10－５
ＣｓＯＨ類 ：約3.1×10－５：約6.7×10－６
Ｓｂ類
ＴｅＯ ２ 類 ：約6.7×10－６
ＳｒＯ類：約2.7×10－６
ＢａＯ類：約2.7×10－６
ＭｏＯ ２ 類 ：約3.4×10－７
ＣｅＯ ２ 類 ：約6.7×10－８
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約2.7×10－８

Ｄ／Ｗベント：約4.3×10－３：約6.2×10－５：約3.2×10－５：約6.8×10－６：約6.8×10－６：約2.7×10－６：約2.7×10－６：約3.4×10－７：約6.8×10－８：約2.7×10－８

別紙 18－4
298

ＣＳＥ実験及びStandard Review Plan
6.5.2※２ に基づき設定（別紙17補足3参照）
Standard Review
Plan6.5.5※３ に基づき設定（別紙 17 補足 4 参照）

ＭＡＡＰ解析結果及び
Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ － 1465 ※ ４に基づき設定（別紙 17
補足 5 参照）

第1表
項

目

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動前）
非常用ガス処理系から大気への放出率（非常用
ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動後）放出量評価条件（3／3）
評価条件

選定理由

無限大／日（地上放出）（ 原 子 炉格 納 容器 か ら原 子 炉 建屋 へ 漏え い した放射性物質は，即座に大気へ漏えいするものとして評価）保守的に設定1 回／日（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から2時間後

起動操作時間（115分）＋負圧達成時間（5分）（起動に伴い原子炉建屋原子炉棟内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として5分を想定）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率

考慮しない

保守的に設定閉状態

原子炉建屋原子炉
棟内の急激な圧力上昇等による原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放がないため原子炉建屋外側
ブローアウトパ
ネルの開閉状態

格納容器圧力逃がし装置への放出割合

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

Ｓ／ＣベントＤ／Ｗベント－１
希ガス類：約9.5×10：約9.5×10－１－６
ＣｓＩ類：約1.0×10：約3.9×10－３
ＣｓＯＨ類 ：約4.0×10－７：約7.5×10－３－８
Ｓｂ類：約8.9×10：約1.4×10－３
ＴｅＯ ２ 類 ：約8.9×10－８：約1.4×10－３－８
ＳｒＯ類：約3.6×10：約5.8×10－４
ＢａＯ類：約3.6×10－８：約5.8×10－４－９
ＭｏＯ ２ 類 ：約4.5×10：約7.2×10－５
ＣｅＯ ２ 類 ：約8.9×10－１０ ：約1.4×10－５
Ｌａ ２ Ｏ ３ 類 ：約3.6×10－１０ ：約5.8×10－６
希ガス：1
有機よう素：50
無機よう素：100
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000

別紙 18－5299

ＭＡＡＰ解析結果
及びＮＵＲＥＧ－
1465 に基づき設定（別紙 17 補足 5 参照）

設計値に基づき設
定

※1

※2
※3
※4

Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluating RadiologicalConsequences of Desigh Basis Accidents at Light-Water Nuclear Power
Reactors”,May 2003
Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup
System”,December 2005
Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission ProductCleanup System”,March 2007
NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995

別紙 18－6300希ガスの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果なし）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第1図

希ガスの大気放出過程

別紙 18－7301

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

よう素の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

原子炉格納容器内での自然沈着：9.0×10―４ ［1／s］，（最大存在量から 1/200 まで）

原子炉格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（Ｓ／Ｃベントのみ）
有機よう素：1

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第2図

よう素の大気放出過程

別紙 18－8302

格納容器圧力逃がし装置
から放出

セシウムの炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第3図

セシウムの大気放出過程

別紙 18－9303

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出その他核種の炉内蓄積量

原子炉格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－1465の知見に基づき評価

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ－
1465 の知見に基づき評価

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第4図

その他核種の大気放出過程

別紙 18－10304

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h～） ※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h～） ※３
放出率：1Pd で 13.4kg／s

原子炉建屋

原子炉格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10－４ （1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数10（S/C ベントのみ）

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい ※１

原子炉建屋への漏えい ※１

原子炉
格納容器

S/C ベント

原子炉建屋から大気中への漏えい（～2h）
漏えい率：無限大／日

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000※1

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後～19.5h 後：1.3％／日（一定），上記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

0h

▼2h※２

▼19h※３168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋原子炉棟内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいはなくなる。
※3 事象発生後 19ｈ以降は，「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第5図

大気放出過程概略図（イメージ）
別紙 18－11305

別紙 18－12

306

原子炉
格納容器

第6図

②直接ガンマ線

スクラビング水補給ライン
格納容器圧力逃がし装置格納槽④格納容器圧力逃がし装置格納槽からの直接ガンマ線②スカイシャインガンマ線①吸入摂取③グランドシャイン

による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）④ 格納容器圧力逃がし装置格納槽内の放射性物質からのガンマ線よる被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）③ 地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線に

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）② 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（直接ばく）（クラウドシャインによる外部被ばく，吸入摂取による内部被① 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく

被ばく経路

スクラビング水補給作業時の作業員の被ばく評価経路イメージ

格納容器圧力逃がし装置
排気口
原子炉建屋

非常用ガス処理系
排気筒①クラウドシャイン

別紙 18－13

307

原子炉
格納容器

第7図

②直接ガンマ線

格納容器圧力逃がし装置
排気口
原子炉建屋

非常用ガス処理系
排気筒

マ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）④ 格納 容器圧力逃がし装置格納槽 内の放射性物質からのガンよる被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）③ 地表に沈着した放射性物質からの放射性物質からのガンマ線に

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）② 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（直接ばく）（クラウドシャインによる外部被ばく，吸入摂取による内部被

窒素供給作業時の作業員の被ばく評価経路イメージ

格納容器圧力逃がし装置格納槽

被ばく経路① 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく③グランドシャイン④格納容器圧力逃がし装置
格納槽からの直接ガンマ線

窒素供給ライン

①吸入摂取②スカイシャインガンマ線①クラウドシャイン

第2表
項

目

大気拡散評価条件

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象資料

東海第二発電所における 1 年間の気象資料（2005 年 4 月～
2006 年 3 月）
地上風：地上 10m
排気筒風：地上 140m

放出源及び放出源高さ（有効高さ）

原子炉建屋漏えい：地上0m
格納容器圧力逃がし装置
排気口からの放出：地上57m
非常用ガス処理系排気筒からの放出：地上95m

実効放出継続時
間

1時間

累積出現頻度小さい方から 97％

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）に基づき評価
格納容器圧力逃がし装置排気口及び原子炉建屋からの放出は地上風（地上高 10m）の気象データを使用
非常用ガス処理系排気筒からの放出
は排気筒風（地上高 140m）の気象データを使用（別紙 17 補足 11 参照）
格納容器圧力逃がし装置排気口からの放出は建屋影響を考慮し建屋屋上からの放出と想定し設定
非常用ガス処理系排気筒からの放出は方位ごとの風洞実験結果のうち保守的に最低の方位の有効高さを設定
保守的に最も短い実効放出継続時間を設定（別紙 17 補足 9 参照）

気象指針に基づき設定

建屋の影響

考慮する

格納容器圧力逃がし装置排気口放出
及び原子炉建屋漏えいにおいては放出源から近距離の原子炉建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み
現象を考慮

巻き込みを生じ
る代表建屋

原子炉建屋

放出源から最も近く，巻き込みの影
響が最も大きい建屋として選定

着目方位

非常用ガス処理系排気筒：
1 方位
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置
排気口：
9方位

屋外移動時は敷地内の最大濃度点で設定
作業時は作業地点のある原子炉建屋
外壁で設定
非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）については評価点の方位とし，建屋放出及び格納容器圧力逃がし装置排気口については放出源が評価点に近いことから，180 度をカバーする
方位を対象とする。

建屋影響

3,000m２

原子炉建屋の最小投影断面積を設定

形状係数

0.5

大気拡散評価点

第 8 図参照

気象指針に基づき設定

別紙 18－14308

第3表

評価に使用する相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）

作業内容

放出箇所
原子炉建屋漏えい（地上放出）

スクラビング
水補給作業

屋外移動時
／作業時

格納容器圧力逃がし装置排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）原子炉建屋漏えい（地上放出）

屋外移動時

格納容器圧力逃がし装置
排気口（建屋屋上放出）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）窒素供給作業

原子炉建屋漏えい（地上放出）

作業時

格納容器圧力逃がし装置排気口（建屋屋上放出）

非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）別紙 18－15
309

χ／Ｑ及びＤ／Ｑ
χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 8.3×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 4.2×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 8.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 1.2×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 7.4×10－４

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.7×10－４

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 7.7×10－１９

χ／Ｑ（s／m３ ）

約 3.0×10－６

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

約 6.3×10－２０

第4表
項

目

線量換算係数，呼吸率等

評価条件

選定理由

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）

線量換算係
数

Ｉ－131 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｉ－132 ：3.1×10－１０ Sv／Bq
Ｉ－133 ：4.0×10－９ Sv／Bq
Ｉ－134 ：1.5×10－１０ Sv／Bq
Ｉ－135 ：9.2×10－１０ Sv／Bq
Ｃｓ－134 ：2.0×10－８ Sv／Bq
Ｃｓ－136 ：2.8×10－９ Sv／Bq
Ｃｓ－137 ：3.9×10－８ Sv／Bq

ICRP Publication 71 に基づき設定

上記以外 の核種 は ICRP Pub.71
等に基づく

呼吸率

1.2m３ ／h

成人活動時の呼吸率を設定
ICRP Publication 71 に基づき設定

マスクの除
染係数

ＤＦ50

性能上期待できる値から設定

地表面への
沈着速度

粒子状物質：0.5cm／s
無機よう素：0.5cm／s
有機よう素：1.7×10 －３ cm／s

東海第二発電所の実気象から求めた沈着速度から保守的に設定（別紙 17 補足 6～
補足 8 参照）

別紙 18－16
310

第5表
項

原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線

目

評価条件

選定理由

原子炉建屋内線源強度分布

原子炉建 屋内に 放出さ れた放射性物質が均一に分布

審査ガイドに示された とおり設定

原子炉建屋のモデル

原子炉建屋の幾何形状をモデル化

建屋外壁を遮蔽体とし て考慮

直接ガンマ線・スカ
イシャインガンマ線
評価コード

直接ガンマ線評価：
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ
スカイシャインガンマ線評価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３－ＧＰ２Ｒ

現行許認可（添十）に同じ

許容差評価で考 慮する コンク リート遮蔽
は，公称 値から マイナ ス側許容差（－5mm）を引いた値を適用

コンクリート密度2.00g／cm３

第6表
項

目

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発 電所
施設における鉄筋コン クリート工事，日本建築学会)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発 電所
施設における鉄筋コン クリート工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定

フィルタ装置からの直接ガンマ線
評価条件

選定理由

スクラビング水補給場所作業場所壁厚

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽設計
値（10mSv／h 以下）に基づき設定

格納容器圧力逃がし装置格納槽外壁壁厚

格納容器圧力逃がし装置格納槽遮蔽設計
値（0.62mSv／h 以下）に基づき設定

コンクリート密度

新設遮蔽はコンクリート密度 2.10g／cm ３以上で施工

2.10g／cm３

別紙 18－17311

第8図

大気中に放出された放射性物質の濃度評価点

別紙 18－18
312

別紙 18－19

313

被ばく経路

約6.3×10－１
約3.9×10０

約3.3×10０
約1.0×10１
約1.3×10１

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被ばく

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

作業線量率

約3.3×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

外部被ばく

1.0×10－２ 以下

屋外移動時

1.0×10－２ 以下

補給作業時

スクラビング水補給作業

約3.6×10０

約6.3×10－１

約2.9×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

供給作業時

屋外移動時

約3.9×10０

約6.3×10－１

約3.3×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

窒素供給作業（単位：mSv／h）

スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｓ／Ｃからのベント操作の場合）

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

第7表

別紙 18－20

314

被ばく経路

約6.3×10－１
約5.1×10０

約4.5×10０
約1.0×10１
約1.5×10１

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被ばく

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽からの直接線

作業線量率

約4.5×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

内部被ばく

大気中へ放出された放射性物質よる被ばく

外部被ばく

1.0×10－２ 以下

屋外移動時

1.0×10－２ 以下

補給作業時

スクラビング水補給作業

約4.6×10０

約6.3×10－１

約4.0×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

供給作業時

屋外移動時

約5.1×10０

約6.3×10－１

約4.5×10０

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

1.0×10－２ 以下

窒素供給作業（単位：mSv／h）

スクラビング水補給作業及び窒素供給作業における被ばく評価（Ｄ／Ｗからのベント操作の場合）

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

第8表

補足-40-16【ブローアウトパネル関連設備の設計方針】

目次
補足 16-1

原子炉建屋外側ブローアウトパネル関連設備の要求機能について

補足 16-1-1

補足 16-2

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置と構造について

補足 16-2-1

補足 16-3

原子炉建屋外側ブローアウトパネル枚数の変更とその影響について

補足 16-3-1

補足 16-4

クリップ単体試験について

補足 16-4-1

補足 16-5

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放機能を担保する設計条件について

補足 16-5-1

補足 16-6

原子炉建屋内側ブローアウトパネルの配置と構造について

補足 16-6-1

補足 16-7

クリップ破損時の他設備への影響について

補足 16-7-1

補足 16-8

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの同時開放について

補足 16-8-1

補足 16-9

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの飛出し挙動について

補足 16-9-1

補足 16-10 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放時の他設備への影響について

補足 16-10-1

補足 16-11 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの保全管理について

補足 16-11-1

補足 16-12 原子炉建屋外側ブローアウトパネル機能確認試験要領について

補足 16-12-1

補足 16-13 原子炉建屋外側ブローアウトパネル機能確認試験結果について

補足 16-13-1

補足 16-14 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放時の設計基準事故時
被ばく評価への影響について
補足 16-15 ブローアウトパネル閉止装置の配置と構造について

補足 16-14-1
補足 16-15-1

補足 16-16 ブローアウトパネル閉止装置の技術基準規則第五十四条への適合性について補足 16-16-1

補足 16-17 ブローアウトパネル閉止装置のパッキン耐久性試験について

補足 16-17-1

補足 16-18 ブローアウトパネル閉止装置の保全管理について

補足 16-18-1

補足 16-19 ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験要領について

補足 16-19-1

補足 16-20 ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験結果（6 月）について

補足 16-20-1

補足 16-21 ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験（6 月）不具合の原因と対策について補足 16-21-1

補足 16-22 ブローアウトパネル閉止装置の試験体の荷重伝達経路各部位の簡易強度計算について

補足 16-22-1

補足 16-23 ブローアウトパネル閉止装置の閂ピンと閂受の熱膨張による影響について
補足 16-24 ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験結果（7 月）について

補足 16-23-1
補足 16-24-1

補足 16-25 ブローアウトパネル強制開放装置（自主対策設備）の配置と構造について

補足 16-25-1

補足 16-26 ブローアウトパネル閉止装置の開放を仮定した場合の中央制御室の被ばく評価への影響について

補足 16-26-1

補足 16-1
原子炉建屋外側ブローアウトパネル関連設備の要求機能について

1.

はじめに
ブローアウトパネル関連設備（原子炉建屋外側ブローアウトパネル，ブローアウトパネル閉止装置（以下「閉止装置」という。），竜巻防護ネット及びブローアウトパネル強制開放装置（以下「強制開放装置」という。））について，技術基準上の主な要求事項を整理した。
なお，竜巻防護ネットの要求事項については，添付書類「Ｖ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書」のうち「Ｖ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然現象等による損傷の防止に関する基本方針」に整理した。

2.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの要求事項(1) 開放機能
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，主蒸気配管破断等を想定した場合の放出蒸気による圧力から原子炉建屋や原子炉格納容器等を防護するため，放出蒸気を建屋外に放出することを目的に設置されている。このため，建屋の内外差圧により自動的に開放する機能が必要である。（技術基準規則 第 12 条 溢水等による損傷の防止）
設計基準対処設備である原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，待機状態（閉状態）にて，
基準地震動Ｓｓにより開放機能を損なわないようにする必要があるため，基準地震動Ｓｓに対する耐震健全性（建屋躯体の健全性）を確保することが必要である。また，設計竜巻により開放機能を損なわないようにする必要があるが，設計竜巻は，その発生頻度が非常に小さく，設計基準事故との重畳は，判断基準の目安となる 10-7 回／年を下回り十分小さいこと，プラン
ト運転中又は停止中の設計竜巻を想定してもプラント停止及び冷却に必要な設備は確保でき原
子炉安全に影響しないことから，安全上支障のない期間に補修が可能な設計とすることで安全機能を損なわない設計とする。なお，竜巻飛来物からは竜巻防護ネットにて防護する設計とする。
(2) 2 次格納施設のバウンダリ機能
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，上記(1)の開放機能を満足させるため，原子炉建屋
原子炉棟外壁に設置されており，原子炉建屋原子炉棟の壁の一部となることから，2 次格納施
設のバウンダリとしての機能維持が必要である。
（技術基準規則 第 38 条 原子炉制御室等及び第 44 条 原子炉格納施設）
このため，設計基準対処設備である原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，待機状態（閉状態）にて，基準地震動Ｓｓにより 2 次格納施設としてのバウンダリ機能を損なわないようにする必要があるが，その一方で，地震動により開放しないように設計する場合，本来の差圧による開放機能を阻害する可能性がある。この 2 つの要求機能を考慮した結果，2 次格納施設のバ
ウンダリ機能維持に対しては，ブローアウトパネルの設置目的である差圧による開放機能を阻害しない範囲で耐震性を確保する設計とする。具体的には原子力発電所耐震設計技術指針 重補足 16-1-1

要度分類・許容応力編（JEAG4601・補）によれば，基準地震動Ｓ２（Ｓｓ相当）と運転状態Ⅳ（設計基準事故）の組合せは不要であるが，基準地震動Ｓ１（Ｓｄ相当）と運転状態Ⅳ（設計基準事故）の荷重の組合せは必要とされているため，原子炉建屋外側ブローアウトパネルは 2次格納施設としてのバウンダリ機能を有するため，長期にわたり事象が継続した場合も考慮
し，弾性設計用地震動Ｓｄで開放しない設計とする。設計竜巻については，その設計差圧が原
子炉建屋外側ブローアウトパネル開放の設計差圧より大きく，竜巻差圧により開放の可能性を否定できないが，設計竜巻の発生頻度は非常に小さく，設計基準事故との重畳は，判断基準の目安となる 10-7 回／年を下回り十分小さいこと，プラント運転中又は停止中の設計竜巻を想定してもプラント停止及び冷却に必要な設備は確保でき原子炉安全に影響しない。このため，
万一，地震や竜巻により開放し，2 次格納施設としてのバウンダリ機能が維持できない場合には，速やかに安全な状態に移行（運転中は冷温停止へ移行，停止中は使用済燃料に関連する作業の停止）することを保安規定に定める。

3.

閉止装置の要求事項(1) 閉止機能
技術基準第七十四条（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）の解釈では，「原子炉制御室の居住性を確保するために原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルを閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作ができること。また，ブローアウトパネルは，現場において人力による操作が可能なものとすること。」が要求されている。
東海第二発電所の原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，構造上，開放した場合には，容易に再閉止操作を行うことが困難であるため，技術基準第七十四条要求に合致させるために閉止装置を設置する。
このため，重大事故等対処設備である閉止装置は，待機状態（開状態）にて，基準地震動
Ｓｓにより閉止機能を損なわないようにする必要があるため，基準地震動Ｓｓに対する耐震健全性を確保することが必要である。
(2) 2 次格納容器のバウンダリ機能
閉止装置は，原子炉建屋外側ブローアウトパネルに代わって原子炉建屋原子炉棟の壁の一部となることから，2 次格納施設のバウンダリとしての機能（原子炉建屋原子炉棟の気密性能確保）が必要である。
一方，閉止装置の閉機能維持が必要な状況とは，原子炉建屋外側ブローアウトパネルが格納
容器バイパス又は過渡事象（過渡事象のうち主蒸気隔離弁閉の隔離事象を想定している場合，
主蒸気管破断は当該事象に含まれるとの整理をした場合）により開放し，更に重大事故に至った場合である。技術基準第 74 条（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）では，7 日間で 100 mSv を超えないことが要求されており，7 日間で想定する地震動は，設置許可基準規則第 39 条（地震による損傷の防止）で整理するＳＡ発生後の最大荷重の組合せの考え方を踏
まえ，閉止装置が閉状態で組み合わせるべき地震動は弾性設計用地震動Ｓｄとする。

補足 16-1-2

4.

強制開放装置（自主設備）への要求事項
ブローアウトパネル強制開放装置は，大規模損壊時の水素対策や使用済燃料プールへの放水手段の確保等のブローアウトパネルを強制的に開放する必要が発生した場合に用いる自主対策設備であるため，強制開放装置の損傷が安全上重要な他設備に波及的影響を及ぼさないように構造強度を確保する必要がある。表 4-1 にブローアウトパネル関連設備に要求される機能の整理を示す。
表 4-1 ブローアウトパネル関連設備に要求される機能の整理
設計基準対処設備

ブローアウトパネル関連設備

重大事故等対処設備

5条
地震

7条
竜巻
（差圧）

7条
竜巻
（飛来
物）

○
プラント停
止にて対応

○
竜巻防護
ネットで
防護

50 条
地震

54 条
竜巻
（差圧）

54 条
竜巻
（飛来物）

－

－

－

－

－

－

原子炉建
屋外側ブ
ローアウ
トパネル

開機能
（12 条）○（Ｓｓ）

閉維持（建屋気密性）（38 条，44 条）

○
（Ｓｄ）

閉止装置
（ＳＡ緩
和設備）

閉機能
（74 条）

－

－

－

○
（Ｓｓ）

○
（影響なし）－＊1

閉止後の建屋気密性（74 条）

－

－

－

○
（Ｓｓ）

－＊2

－＊2

閉止時の建屋気密性（74 条）

－

－

－

○
（Ｓｄ）

－＊2

－＊2

注記 ＊1：閉止装置は，ＳＡ緩和設備であるため共通要因故障としての考慮は不要（ブローアウトパネル本体を飛来物から防護）＊2：ＳＡ後の閉止状態での設計竜巻は，事象の重ね合わせの頻度から組み合わせ不要

補足 16-1-3

補足 16-2
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置と構造について
1.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉棟の外壁に建設時より合計 12 か所に設置されているが，今回，新規制基準対応（設計竜巻対応）として，原子炉棟 5 階の東側及び南側の 2 か所を閉鎖し合計 10 か所とする。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置について表 1-1 と図 1-1 に，設置状況の例（写真）を図 1-2 に示す。
表 1-1 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置について
設置階
原子炉棟 6 階

現状

新規制基準対応後

東西南北の壁面に各 2 箇

備

考

同左

所の合計 8 箇所
原子炉棟 5 階

東西南北の壁面に各１箇

西面及び北面に各１箇

設計竜巻対策とし所の合計 4 箇所

所の合計 2 箇所て 2 枚閉鎖

図 1-1 ブローアウトパネル配置図

AA’

ブローアウトパネル

建屋内側よりの状況（6 階西側）

クリップ部拡大（ A-A’矢視）図 1-2 原子炉建屋外側ブローアウトパネル状況（建屋内より撮影）
補足 16-2-1

2.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの構造について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，厚さ 2.3 ㎜のクリップと呼ばれる装置 18 個で原子炉
建屋原子炉棟外壁に設置されており，原子炉格納容器の設計上の最高使用外圧 2 psi に対し，1
psi で開放するように設計されている。
設置場所毎のパネル寸法と現状のクリップ数を表 2-1 に，構造概要を図 2-1 に示す。
現在，クリップはパネル 1 枚あたり 18 個が設置されているが，新規制基準対応として，確実に設計圧力で開放させる観点からクリップ形状，数を最適化し，クリップは原子炉建屋外側ブロー
アウトパネル１枚あたり 10 個とする。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，このクリップだけで建屋躯体側の枠材に固定されている。また，パネル下部には，パネルと躯体の間に適切な間隙を確保し，パネル移動時（開放時）の摩擦による抗力を低減するためにスペーサが設置され，パネルと躯体の間隙にはシール材が充填され，原子炉建屋原子炉棟の 2 次格納施設としてのバウンダリ機能を確保する設計としている。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，内圧によりパネル本体が外側に押され，このクリップが破損（外れ）し，更に内圧により外側に押されて開放する構造であり，原子炉建屋外側ブロー
アウトパネルは，電源や空気源に頼ることなく，静的，かつ圧力上昇に対して確実に開放できる仕組みとして，クリップ構造が採用されており，この開放機構は，既設系統設備でも採用実績のある破壊板（ラプチャーディスク）と同様の考え方（差圧により部材を破壊）であり，構造が単純であることから，信頼性が高いものである。

表 2-1 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの主要仕様
設置場所

寸法（躯体開口部）

5階

北，西4000 ㎜×4000 mm

6階

北１，北２，
南１，南２
西１，西２，
東１，東２3680 ㎜×4170 mm

材質

クリップ数
10 個（18 個）

炭素鋼

10 個（18 個）（SS400）4170 mm×3680 mm

10 個（18 個）

クリップ数の（ ）個数は，変更前の個数

補足 16-2-2

内側
a）正面図

外側

b）側面図

：新規制基準対応としてクリップ形状等を最適化した後のクリップ位置

事故時
の内圧

事故時の内圧によりパネ
ル全体が外側に押し出され開放

図 2-1 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの構造と作動原理

補足 16-2-3

3.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放するための条件の整理
建屋内圧力によるクリップの変形及びパネルの開放時の具体的な流れを図 3-1 に示す。パネル
を規定差圧で開放させるためには，パネルの開放に対する抗力（下記①～③）を規定差圧による開放荷重より小さく設定する必要がある。また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルへの要求機
能（2 次格納施設としてのバウンダリ機能）から，弾性設計用地震動Ｓｄでは開放しない設計とする必要がある。
以上より，原子炉建屋外側ブローアウトパネルに要求される機能を満たすための条件は以下のとおりであり，本条件を満足するように設計する。
弾性設計用地震動Ｓｄ ＜ パネルの開放に必要な荷重 ＜ 建屋内圧力による荷重（パネル開放時の抗力）（⑤）（④）（①＋②＋③）
ここで，① ：クリップを変形させる荷重×クリップ個数
・ クリップを変形されるための荷重はクリップ試験の結果を踏まえて保守的に設定
・ クリップ個数は弾性設計用地震動Ｓｄ，クリップ試験結果を踏まえて設定② ：パネルと躯体枠部の摩擦力
・ パネル鋼材－枠鋼材及び枠躯体間の摩擦係数 0.6（保守的に静止摩擦係数として考慮）③ ：シール材の破断に必要な荷重（シール材メーカカタログ値より保守的に設定）

図 3-1 ブローアウトパネル開放のメカニズム

補足 16-2-4

4.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放の検知について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放を検知し，プラント停止やブローアウトパネル閉止装置による開口部の閉止等の対応措置を速やかに実施するため，個々の原子炉建屋外側ブローア
ウトパネルの開放を検知するリミットスイッチを設置し，中央制御室で状態を把握可能な設計とする。
図 4-1 にブローアウトパネル開放検知用リミットスイッチ設置位置概要図を示す。開放検知用
リミットスイッチは，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放状況を確実に検知できるよう，
パネル 1 枚について左右の上下方向に 2 個ずつ計 4 箇所，パネル枠材部へ設置し，開放時のパネ
ル本体の移動により信号を発信する構造とする。

ッチ

内側
a）正面図

外側

b）側面図

開放

c）リミットスイッチによる開放感知

図 4-1 ブローアウトパネル開放検知用リミットスイッチ設置位置概要図

補足 16-2-5

補足 16-3
原子炉建屋外側ブローアウトパネル枚数の変更とその影響について
1.

背景・目的
設計竜巻の差圧は約 8.9 kPa と評価されており，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放のための設計最大差圧約 6.9 kPa を超えると評価されており，設計竜巻により原子炉建屋外側ブロー
アウトパネルが開放した場合，原子炉建屋原子炉棟内の安全上重要な機器が設計竜巻の影響を受けること懸念される。
原子炉棟 5 階には安全上重要な設備として，西側エリアにはほう酸水注入設備，東側エリアには非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系設備が設置されている。設計竜巻により原子炉建屋
外側ブローアウトパネルが開放した場合，西側エリアについては竜巻による強風が通り抜ける範囲にほう酸水注入設備は配置されていないが，東側エリアでは強風の吹き抜ける範囲に非常用ガ
ス処理系及び非常用ガス再循環系が配置されており，これらの設備への竜巻の影響を評価することは困難であるため，東側エリアのブローアウトパネル 2 枚を閉鎖する。
原子炉棟 5 階の安全上重要な設備と原子炉建屋外側ブローアウトパネルの配置とパネル開放時の強風影響範囲について，図 1-1 に示す。

：西側区画ブローアウトパネルから見通せる範囲：開口部を繋ぐ風の流れ

図 1-1 原子炉棟 5 階の安全上重要な設備配置とパネル開放時の強風影響範囲

補足 16-3-1

2.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの一部閉鎖による影響
原子炉棟 5 階に設置されている原子炉建屋外側ブローアウトパネル 4 枚のうち，2 枚を閉鎖するため，この影響について確認する。
影響確認は，3 次元流体解析コード（ＧＯＴＨＩＣ）により，ブローアウトパネル枚数を 10枚に変更した場合の主蒸気管破断事故時の建屋内圧力，温度を評価し，これらが設計条件内にあることを確認した。解析結果を図 2-1 及び図 2-2 示す。
原子炉棟 5 階東南側のブローアウトパネル 2 枚を閉鎖し，原子炉建屋外側ブローアウトパネル
が 10 枚としても，原子炉棟内の温度は設計条件を満足することを確認した（図 2-1）
。また，同条件で原子炉棟 6 階面の圧力を確認した結果，6 階面のパネルが 4 枚以上開放することで，圧力は 1psi 以下にできることを確認した（図 2-2）。

図 2-1 主蒸気管破断時の原子炉棟内温度の解析結果

補足 16-3-2

図 2-2 ブローアウトパネル作動枚数による温度及び圧力状況比較
3.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの必要枚数について
原子炉格納容器の設計外圧に着目すると，主蒸気管破断事故時の開放必要枚数は 3 次元流体解

析の結果から，必要な原子炉建屋外側ブローアウトパネル枚数は 4 枚以上となることを確認した。5 枚以上の開放は，建屋内雰囲気温度と圧力の更なる低下に寄与するものであり，設備防護上は考慮するものであるが必須ではない。
しかしながら，より裕度を確保する観点から建設時の考え方を踏襲し，できるだけ多くのブローアウトパネルを残す方針とした。
4.

原子炉建屋外側ブローアウトパネル 2 枚閉鎖後の建屋内温度評価の結果について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの 2 枚閉鎖後の建屋内温度評価の詳細を図 4-1 及び図 4-2に示す。また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの作動枚数による建屋内温度状況の代表例として，原子炉棟 3 階の結果を図 4-3 及び図 4-4 に示す。
図 4-1 に示す原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放後に温度が停滞する箇所は，蒸気が自然対流で上昇する流れと，外気から流入する下降気流がぶつかり，入れ替る際の停滞状況を示している。また，5 階東側及び南側の原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止することにより，東側は大物搬入口を通じた上昇気流が発生し，6 階に高温の蒸気が抜ける流れが主となる。これに対し，西側エリアにおいては，5 階から取り入れられた外気の下降気流が主となり，主蒸気管室
で西から東の流れができると考えられる。このため，原子炉建屋外側ブローアウトパネル 12 枚が開放する場合と比べて，5 階西側（ほう酸水注入ポンプ設置側）の温度が下がる結果となっている。

補足 16-3-3

原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放後に一時温度低下が停滞するのは，漏えいした高温の蒸気が大物搬入口開口部を上昇する流れと，外気が流入する際の下降気流がぶつかり，入れ替るためと推定される。原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放枚数が多い方が蒸気漏えい後の早い段階でこの状況が現れる結果となる。また，5 階，6 階の原子炉建屋外側ブローアウトパネル
全数 12 枚が開放する場合と比較して，5 階の東側及び南側の 2 枚を閉鎖する方が温度低下が早くなる原因は，5 階西側から取入れられた外気が，東側大物搬入口吹抜け部で発生する煙突効果
により，主蒸気管室の西側から東側への流れとなり，原子炉棟内で大きな循環が発生すること
で，外気の流入が速やかに進むためである。これらの状況を図 4-5 及び図 4-6 に建屋の断面図と平面図により示す。

補足 16-3-4

図 4-1 対策後の温度状況比較

図 4-2 対策後の温度状況比較（最高温度）

補足 16-3-5

図 4-3 ブローアウトパネル作動枚数による温度状況比較

図 4-4 ブローアウトパネル作動枚数による温度状況比較（最高温度）

補足 16-3-6

図 4-5 原子炉棟断面図

図 4-6 原子炉建屋平面図
補足 16-3-7

5 階東側及び南側の原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止することにより，東側は大物搬入口を通じた上昇気流が発生し，6 階に高温の蒸気が抜ける流れが主となる。
（図中
の

）

これに対し，西側エリアにおいては，5 階から取り入れられた外気の下降気流が主となり，主蒸気管室で西から東の流れができると考えられる。
（図中の）このため，原子炉建屋外側ブローアウトパネル全数 12 枚が開放する場合と比べて，5 階
西側（ほう酸水注入ポンプ設置側）の温度が下がる結果となる。

補足 16-3-8

補足 16-4
クリップ単体試験について
1.

目的
クリップは原子炉建屋外側ブローアウトパネルを建屋躯体に固定するとともに，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放圧力を決定する主要な部品である。このため，設計差圧（1 psi＝
6.9 kPa)以下でパネルが確実に開放し，弾性設計用地震動Ｓｄでは開放しないことを設計上担保し，今後のクリップの維持管理に資するため，クリップ単体での開放試験を実施する。

2.

試験方法
試験は，クリップ取付部を模擬した鋼材に試験体としてのクリップを取り付け，引張試験機にて鋼材を引っ張ることにより，クリップに付加される荷重，変位，ひずみ等を測定した。図 2-1にクリップの引張試験概要図を示す。試験条件は以下のとおり。
・引張試験器：オートグラフ試験機（AG-50ｋＮＢ）・制御方式：変位制御（引張速度 1 ㎜/min）

図 2-1 クリップの引張試験概要図

補足 16-4-1

3.

基本試験結果(1) 基本試験での試験体仕様
クリップ設計のための基本データを取得するため，材質は 2 種類，板厚は１種類（既設クリップと同厚），クリップ幅は 2 種類，掛り寸法は 3 種類，曲げ加工後のクリップ幅は 2 種類を組合せて試験体を作成した。各項目の試験目的と具体的な仕様を表 3-1，具体的な試験片寸法を図 3-2，試験片のまとめを表 3-2 に示す。
表 3-1 試験確認項目，目的と具体的な仕様
項目

目

的

材質

材質による強度のばらつき確認

板厚－（既設品と同じ）

幅（ａ）

SS400／SPCC
2.3 mmクリップ幅と強度の関係確認

掛り寸法（ｃ）
曲げ加工後のクリップ幅（ｂ）

具体的な仕様

掛り寸法による強度（クリップの外れ易さ）のばらつき確認

100 mm／70 mm
45 mm／20 mm／15 mm

曲げ加工後のクリップ幅と強度のばらつき確認

既設試験用クリップ形状

図 3-2 クリップの形状及び試験体寸法測定箇所
表 3-2 試験用クリップ一覧

補足 16-4-2

28 mm／35 mm

試験体

区分

NO

試験

C70

１

C100

２

H100BP

幅(a)

掛り寸法

曲げ加工後

(c)

幅(b)

形状

変位

試験体

速度

数

70 mm
100 mm2.3

H100
H100AP厚SPCC＊1

H70

試験

板

材質

SS400＊2mm

H100CP

70 mm

5
45 mm

28 mm

既設と

5

同じ

5
1 mm/分

100 mm
45 mm
100 mm

20 mm
15 mm

35 mm

5

TYPE-A

5

TYPE-B

5

TYPE-C5

注記 ＊1：冷間圧延鋼板＊2：一般構造用圧延鋼材(2) 基本試験結果及び考察
試験結果を最大耐力の測定値で整理した結果を表 3-3 にまとめる。材質を変えた試験結果（試験１）から，SPCC に比べ SS400 は降伏点が明確でばらつきも低減できることを確認したため，クリップ材質は現行品と同じ SS400 を選定した。また，同じく，試験１の結果から，材料に関係なく，降伏荷重（平均値）はクリップ幅に比例することを確認した。
（C70/C100＝
H70/H100≒0.69）
材質を SS400 に限定し，クリップの掛り寸法を変化させた試験２の結果から，掛り寸法は，20 mm 程度（TYPE-B）が最もばらつきが小さく適切な形状であることを確認した。
SS400 で掛り寸法 20 mm（TYPE-B）のクリップの荷重と変位の関係を図 3-3 に示す。試験体は 5 つであるが，最大耐力に達したのち，クリップが降伏して開くことで荷重が低下する傾きはほぼ同じであり，クリップは約 11 mm 変位した状態で完全に外れることを確認した。
本試験結果をもとに適切なクリップ幅を設定し，実機適用するためのクリップ形状を確定したうえで，試験体数を増やしてクリップ単体試験を実施し，採用するクリップ形状を確定する。

補足 16-4-3

表 3-3 測定結果（最大耐力の一覧）

図 3-3 クリップの荷重・変位関係（材質 SS400，掛り寸法 20 mm の TYPE-B）

補足 16-4-4

4.

実機適用クリップに対する試験結果
前項の基本試験結果等を踏まえて総合的に検討した結果，クリップ幅を基本試験の 100 mm から 80 mm に変更し，クリップ 1 個当たりが負担する荷重を下げることにより，設計差圧に対してより小さい差圧で確実に開放する設計とすることとし，ばらつきを考慮するため，30 個のクリップの開放試験を実施した。試験結果を表 4-1 に，クリップの荷重・変位の関係を図 4-1 に示す。
クリップの最大耐力の平均値はN，標準偏差σは

N であった。クリップ数の決定にあたっては，6.9 ｋPa 以下での開放が必要であることから，クリップ 1 個が開放するための必要荷重は，保守的に標準偏差の 3 倍を見込み，1 個当たりN として考慮する。また，クリップは約 11 mm 引っ張られるとクリップ取付部から外れる（クリップは開放の抵抗とならない）
ことを確認した。
表 4-1 実機用クリップ試験結果
項目（試験体数は 30 個）
平均値
最大耐力

最大値
最小値

標準偏差σ
最大耐力（平均）＋3σ
最大耐力（平均）－3σ

図 4-1 クリップの荷重・変位の関係

補足 16-4-5

荷重（N)補足 16-5
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放機能を担保する設計条件について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの満たすべき開放条件について整理した。ブローアウトパネ
ルを開放させるために満足すべき条件は以下の通りであり，抵抗力（②クリップの抗力，③パネル
移動時の摩擦力による抗力，④パネルと躯体間のシール材の抗力の合計）が，⑤差圧による荷重以下（6.9 kPa 以下）の条件を満足する必要がある。また，2 次格納施設としての原子炉建屋原子炉棟のバウンダリ機能確保の観点から，①弾性設計用地震動Ｓｄで開放しないように設計する。
① 弾 性設 計用 地震 動
Ｓｄによる開放荷重＜

抵抗力（②クリップの抗力＋③摩擦による抗力＋④シール材抗力）＜⑤設計差圧 6.9 kPa
による開放荷重

各項目の考え方，根拠は以下のとおり。
(1) 基本パラメータ・条件
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの重量は，2000 ㎏として評価する。
弾性設計用地震動Ｓｄの加速度は，ブローアウトパネル設置位置より高く，地震加速度が大
きい原子炉棟屋上（EL.63.65 m）での基準地震動Ｓｓ（最大応答加速度）である 2.45G（ばらつき 1.5 倍を考慮した 1.2ZPA）の 1/2 である 1.23G 用いて評価する。
(2) 設計差圧 6.9 kPa 時の開放荷重（上記⑤）設計最大差圧以下でパネルを開放させるため，設計最大差圧 6.9 kPa とする。原子炉建屋外側ブローアウトパネルは大きさが 2 種類あるため，保守的に最も面積の小さいパネル（差圧による開放荷重が最も小さいパネル）に 6.9 kPa が付加する場合の荷重として約kN（kN）と評価する。
(3) 弾性設計用地震動Ｓｄによる開放荷重
弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力としては，約 25 kN（2000 ㎏×1.23G×9.8 m/s2＝24108
N）とする。なお，パネルの固有振動数を両端ピン支持のはりとして保守的に算出し，パネルは剛構造であることを確認するとともに，実機大モックアップ試験装置での固有振動数を測定し，１次固有振動数は約 25 Hz,2 次固有振動数は約 50 Hz であり，剛構造として扱えることを確認した。
(4) クリップの個数と配置
クリップの抗力算定に使用するクリップ開放荷重は，30 個のクリップ試験結果から，保守的にN/個（クリップ開放試験での平均値＋3σ）＝約kN と評価した。

クリップはブローアウトパネルが傾くことを回避し，可能な限り平行移動するよう，上下左右での抵抗が可能な限り同じとなるように配置する方針とする。この場合，パネル下側はパネ
ル移動時に摩擦力が発生するが，パネル上側には摩擦力が発生しないため，パネル上端側には補足 16-5-1

摩擦力相当分のクリップ（2 枚）を増加して設置する。
このため，クリップは，の合計 10 個とする。クリップ 10 個の場合の抗力は約kN として設計する。なお，実機大モックアップ試験にて設計最大差圧 6.9 kPa での開放が確認できなかった場合には，クリップ配置の対称性を踏まえて，クリップはと開放に対する抗力を下げて対応する。
(5) 摩擦力（摩擦係数）
摩擦力算定に用いる摩擦係数は静止摩擦係数 0.6 を採用して設計する。なお，パネル移動時に生じる摩擦による抗力についても，保守的に 0.6 を採用して設計する。この場合の摩擦による抗力は約 12 kN（2000 ㎏×0.6×9.8 m/s2＝11760 N）と評価した。
(6) シール材の抗力
シール材はシール材幅約mm として設計するため，シール材接触面積が約mm2（シール材面積が最大となるパネルは面積が最大となる 4000 mm×4000 mm のパネルであり，この周長は 4000 mm×4＝16000 mm であるため，シール材接触面積は2㎜）である。また，シール材メーカのカタログによれば，最大引張応力は 0.36 N/mm2,最大荷重時の伸びは約 600 ％であり，シール材の最大抗力は，0.36 N/mm2×

㎜ 2=約

kN と評

価される。一方，クリップ試験結果からクリップはパネルが約 6 ㎜移動した際に最大耐力を示
すが，約 10 mm 移動した際の耐力は最大耐力の 1/3 以下であり，11～12 mm 程度でクリップは完全にブローアウトパネルから外れることが判明している。このためクリップの最大荷重時に重畳させるべきシール材の抗力として，mm 幅のシール材が約mm 伸びた場合（伸びが100 ％）のシール材の抗力を考慮する。この場合，シール材幅は
移動は 100 ％の伸びに相当し，その際の荷重はmm であるので，

kN×100/600＝約mm の

kN である。

(7) まとめ
以上より，Ｓｄによる地震荷重は約 25 kN,クリップ抗力＋摩擦による抗力＋シール材の抗力の合計は約 99 kN（

ｋN＋12 ｋN＋

kN＝約kN），設計差圧 6.9 kPa 時の開放荷重は約110 kN となり，クリップ抗力等を保守的に見積もっても上限側の条件を満足できることを確認した。
また，クリップ試験の結果から，クリップの最大耐力（平均値－3σ）は約 4524 N であり，
クリップ 10 個で約 45 kN となるため，クリップのみの抗力でも弾性設計用地震動Ｓｄによる地震荷重を十分に上回り，下限側の条件を満足できることを確認した。

補足 16-5-2

補足 16-6
原子炉建屋内側ブローアウトパネルの配置と構造について

1.

原子炉建屋内側ブローアウトパネルの配置について
原子炉建屋外側ブローアウトパネル以外に，原子炉棟内のブローアウトパネルとして主蒸気管室の壁面 6 箇所にブローアウトパネルが設置されている。原子炉建屋内側ブローアウトパネ
ルの配置について表 1-1 と図 1-1 に示す。
表 1-1 原子炉建屋内側ブローアウトパネルの主な仕様
設置場所
2階

3階

寸法（躯体開口部）

材質

パネル枚数

パネル 1 枚のクリップ数

2F1，2F32969 mm×1400 mm

炭素鋼

2枚

2個

2F2

4031 mm×1400 mm（SS400）

2枚

2個

3F1

2250 mm×3000 mm

2枚

2個

3F2，3F3

4500 mm×3000 mm

4枚2個

図 1-1 原子炉建屋内側ブローアウトパネル配置図
2.

原子炉建屋内側ブローアウトパネルの構造について
主蒸気管室のブローアウトパネルは，厚さ約 1 ㎜（原子炉建屋外側ブローアウトパネル用ク

リップの厚さは約 2.3 mm）のクリップと呼ばれる装置 2 個で壁に設置されており，差圧のみで自動開放し，主蒸気管室での漏えい蒸気を原子炉棟内に放出するよう設計されている。図 2-1 に原子炉建屋内側ブローアウトパネルの概要を示す。

補足 16-6-1

パネル枚数４枚の場合

a) 正面図b) 側面図c) 断面図（クリップ式構造の概念図）（内側）

図 2-1 原子炉建屋内側ブローアウトパネルの構造

補足 16-6-2

3.

原子炉建屋内側ブローアウトパネル用クリップの開放荷重について
内側ブローアウトパネルは，原子炉建屋外側ブローアウトパネル用クリップに比べて厚さが半分以下で幅も 1/3 程度である。また，クリップは建設時の試験結果より，外側ブローアウトパネ
ルのクリップの約 1/2 以下の荷重で開放する構造であり，パネルの面積とクリップの個数より，容易に（1 psi 以下で）開放する構造である。

補足 16-6-3

補足 16-7
クリップ破損時の他設備への影響について1.

概要
原子炉建屋外側ブローアウトパネルのクリップは，ボルトにて躯体側に固定する設計（実機用

クリップ試験も模擬して固定）としており，容易に脱落することはないが，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放時に，万一クリップが破損した場合を想定し，この影響について検討し，防護対象設備等への影響がないことを確認した。
2.

影響を考慮する範囲とパネル周辺の重要設備
原子炉建屋外側ブローアウトパネル配置に対し，クリップの飛散する水平距離を落下高さとした場合の飛散範囲と主な防護対象設備の配置を図 2-1 に示す。また，パネル周辺にあり防護すべき設備を表 2-1 に示す。
なお，原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，建屋壁内に設置され，固定用クリップもほぼ壁面に設置されており，大きく飛散することは考えられないため，床面からのクリップ設置高さの水平距離を飛散範囲と仮定して評価した。評価範囲内には使用済燃料プールの一部が含まれるが，クリップの重量は約 230 グラムであり，燃料集合体を損傷させることはない。

図 2-1 飛散想定範囲と防護対象設備位置図

補足 16-7-1

表 2-1 影響を考慮する防護対象設備
原子炉棟 6 階の設備
No.

系統名称

機器名称

1

原子炉補機冷却系

RCW SURGE TANK LEVEL（スイッチ）（LSL-9-192）

2

原子炉補機冷却系

RCW SURGE TANK LEVEL（伝送器）（LT-9-192）3

エリア放射線モニタ系

燃料取替フロア 燃料プール（検出器）（RE-D21-NS03）

4

エリア放射線モニタ系

燃料取替フロア 燃料プール（現場監視ユニット）（RIA-D21-NS03）

5

燃料プール冷却浄化系

FPC SKIMMER SURGE TANK LI（PNL-LCP-133）

6

燃料プール冷却浄化系

FUEL POOL TEMP (検出器)（TE-G41-N015）

7

プロセス放射線モニタ系

R/B REFUELING EXHAUST RADIATION MONITOR（A）（検出器）（D17-N300A）

8プロセス放射線モニタ系

R/B REFUELING EXHAUST RADIATION MONITOR（B）（検出器）（D17-N300B）

9プロセス放射線モニタ系

R/B REFUELING EXHAUST RADIATION MONITOR（C）（検出器）（D17-N300C）

10

プロセス放射線モニタ系

R/B REFUELING EXHAUST RADIATION MONITOR（D）（検出器）（D17-N300D）

原子炉棟 5 階の設備
No.

3.

系統名称

機器名称

1

燃料プール冷却浄化系

SKIMMER SURGE TANK HI LEVEL（スイッチ）（LSH-G41-N004）

2

燃料プール冷却浄化系

SKIMMER SURGE TANK LO LEVEL（スイッチ）（LSL-G41-N005）

3

燃料プール冷却浄化系

SKIMMER SURGE TANK LO LO LEVEL（スイッチ）(LSLL-G41-N006）

4

燃料プール冷却浄化系

SKIMMER SURGE TANK HI LEVEL（伝送器）（LT-G41-N100)

評価結果
以下のとおり評価し，万一，クリップが破損して飛散した場合でも影響はないことを確認した。

(1) 原子炉建屋 6 階の原子炉建屋外側ブローアウトパネル
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの取付高さは床面より約 12.5 m にあるため，この位置からクリップが落下した場合の影響について評価した。
a.

使用済燃料プールへの影響
クリップの重量は約 230 g と軽いため使用済燃料等への影響はない。

b.

エリアモニタへの影響
エリアモニタは床面及びブローアウトパネル下部の壁面に設置されているが，保護カバー
により防護されており影響はない。

c.

プロセスモニタへの影響
プロセスモニタはブローアウトパネル下部の壁面に設置されているが，他の構造物配置により直接の影響はない。

d.

スキマサージタンクレベル計への影響
スキマサージタンクレベル計はブローアウトパネル下部の壁面に設置されているが，保護カバーにより防護されており影響はない。
補足 16-7-2

(2) 原子炉建屋 5 階の原子炉建屋外側ブローアウトパネル
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの取付高さは床面より約 6.4 m であるが，主要な設備が飛散範囲内にないため影響はない。

補足 16-7-3

補足 16-8
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの同時開放について
1.

目的
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，原子炉棟 6 階に 8 か所，5 階に 2 か所の合計 10 箇所
設置する設計としている。一方，技術基準規則 74 条では，原子炉制御室の居住性を確保するた
めに原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルを閉止する必要がある場合は，容易かつ確実に閉止操作ができることが要求されている。東海第二発電所では，技術基準 74 条の要求に対して，原子炉建屋外側ブローアウトパネルとは別に，これが開放した場合には開口部を閉止するためのブローアウトパネル閉止装置を設置する設計としている。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルが適切に開放しない場合，閉止装置の閉止操作に影響を及ぼす可能性があるため，3 次元流体解析により，配置影響による時間遅れを考慮しても，10 箇所の原子炉建屋外側ブローアウトパネルに開放に必要な圧力が付加されること確認する。

2.

解析方法

(1) 解析コード
3 次元流体解析コード ＧＯＴＨＩＣ(2) 想定事象
主蒸気管破断事故（ＭＳＬＢＡ）(3) 解析条件・解析ノード
解析条件： 設置許可申請書添付書類十 主蒸気管破断事故解析のとおり。解析ノード：図2-1 のとおり。原子炉建屋原子炉棟 6 階での時間差等を適切に考慮するため，6 階面を 100 個のメッシュに分割する。

補足 16-8-1

図 2-1 ＧＯＴＨＩＣ解析によるノード分割図
3.

解析結果
圧力伝播とブローアウトパネルの位置関係を図 3-1 に示すとともに，解析結果を図 3-2 に示す。

解析によれば，最初に主蒸気管室に近い原子炉棟 5 階のパネル 2 枚が開放するが，圧力は 6 階面
全般に伝播しており，6 階のブローアウトパネル 8 枚にほぼ同時に 1 psi(6.9 ｋPa)を超える圧力が付加されている。
なお，解析上，ブローアウトパネルの開放圧力を 6.9 kPa に設定しているが，実機大モックア
ップ試験結果によれば，実際の開放圧力は半分程度である。

補足 16-8-2

図 3-1 圧力伝播とブローアウトパネルの位置関係

図 3-2 原子炉棟 5 階及び 6 階の解析結果
4.

パネル取付枠内での物理的な干渉について
ブローアウトパネルの傾き等が発生した場合，パネル本体がパネル枠に物理的に干渉し，移動が拘束される可能性について評価した。その結果，本体の寸法と取付枠の寸法との関係より上，下端，若しくは左端（又は右端）を固定した状態でも，上端，若しくは右端（又は左端）は，型枠に干渉せずに開放することを確認した。
具体的には，ブローアウトパネル設置状態での取付枠との隙間は，上部 28 ㎜，下部 6 ㎜，左右 17.5 ㎜であり，開放時のパネルの移動を保守的に 0 ㎜（パネル下部若しくは側面が移動量なしで開放する）とした場合でのパネルの倒れこみを考慮しても，パネルと枠間には上部で約 10 ㎜，
補足 16-8-3

左右で約 11 ㎜の隙間を有した状態であり，パネルは取付枠に干渉せず開放に影響はない。この状況を図 4-1 及び図 4-2 に示す。なお，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの寸法公差は，保守的にＪＩＳによる普通公差とした場合でも±4 mm 範囲であり，この分を考慮しても型枠と原子炉建屋外側ブローアウトパネルの間隙は，上部で約 6 ㎜，左右で約 7 ㎜が確保されることから開放に影響はない。
このため，強制開放装置は，念のための装置であるり，自主設備と位置付けている。

図 4-1 ブローアウトパネル開放時の縦断面図

図 4-2 ブローアウトパネル開放時の横断面図
補足 16-8-4

補足 16-9
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの飛出し挙動について
1.

目的
原子炉建屋原子炉棟 5,6 階の原子炉建屋外側ブローアウトパネルが，設計圧力を受圧し，飛び出した際の挙動を検討した。

2.

検討条件
ブローアウトパネル周辺の概要及び評価に用いる寸法等を図 2-1 に示す。

設計駆動圧
ΔＰ(hPa)

外装材

外壁

ＢＯＰ 評価用寸法

ＢＯＰ
HＢ

HＲＢ

建屋

幅

ＢＢ

（mm）

4140＊

高さ

ＨＢ

（mm）

4145＊

質量

mＢ

（kg）

1500

壁厚

ｔＲＢ

（mm）

300

注記 ＊：幅，高さの最大値

設計駆動圧ΔＰ＝6.9 (kPa)
ＢＯＰ

BRB（建屋内側）（建屋外側）

図 2-1 概略図及び寸法条件
3.

飛出し挙動
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，設計差圧ΔＰを受けて，クリップが外れ，図 3-1 に示
すように，ブローアウトパネル下端と外壁部が接する。そのため，接触面には摩擦が生じ，ブローアウトパネルの上端と下端の移動速度は異なることとなるが，その差は微小であり，ほぼ垂直状態で移動することを確認する。
図 3-1 のモデル図に示すとおり，ブローアウトパネルの上端が外壁の外縁に達した際の下端との移動量の差である dx を算出することにより，ブローアウトパネルの状態を確認する。

補足 16-9-1

dx=HＢ・tanθ

ＢＯＰの内側縁

ＨＢ／2
駆動力

ΔP・A*cosθ

θ

θ

ｍＢ・ｇ

ＨＢ／2
摩擦力

Fb = ΔP・A・cosθ-μ(mB・ｇ)xＢ

図 3-1 ブローアウトパネル飛出し挙動時の概略図及び検討モデル図(1) 下端を中心とする回転時の慣性モーメント（Ｉ）は，次式により求める。

ｍＢ

２

ＨＢ ／3

(2) ブローアウトパネルの回転に関する運動方程式は，次式のとおりである。

P・A・ cos

・

ここで，

Ｂ

2

ｍＢ ・

Ｂ

2

tan

：角加速度

(3) ブローアウトパネルの並進に関する運動方程式は，次式のとおりである。

m ・

P・A・ cos

ここで，

・m ・

：ＢＯＰの加速度：摩擦係数（＝0.6）

クリップが外れた瞬間をｔ＝0 とすると，初期条件θ＝0 より，初期角速度
加速度が算出できる。また，初期の並進速度 v0＝0 である。

補足 16-9-2

及び初期並進次に，任意の時刻から微小時間Δｔ後のブローアウトパネルの傾き角度の増加分

θ は以下のとおりとなる。
1・ ・ t２2
同様に，Δt 後のブローアウトパネルの下端の移動速度の増分Δvt は以下のとおりとなる。
v・ t

また，Δt 後のブローアウトパネルの下端の移動量ΔｘＢは以下のとおりとなる。
xｂ

v ・Δt

1
・ ・ t
2

これらの関係を用いて，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの上端が外壁外縁まで移動（ｘＢ＋dx＝300 mm）するまでの時間ｔを求めると，
ｔ＝0.090（s）となり，このときの傾きと上端の先行変位は，
θ＝0.00129（rad）（＝0.074°）
dx＝5.4（mm）

であることから，上端が飛び出す時点で原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，ほぼ垂直状態を保っており，下端もほぼ外壁外縁に到達していることが分かる。
また，ブローアウトパネルの下端の速度は 6.7 m/s であることから，下端も 0.001 秒後には外壁の外縁に到達する。
4.

検討結果
以上の検討により，ブローアウトパネルは，クリップが開放したのち，開口部からほぼ垂直状
態を保って飛び出すと考えられるため，「上端が傾いた状態で飛び出し，竜巻防護ネットに干渉し，下端が拘束されて動かなくなり，ブローアウトパネルが躯体枠から外れない」という事象は起こらない。

補足 16-9-3

補足 16-10
原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放時の他設備への影響について(1) ブローアウトパネルのチェーンが，閉止装置に干渉しない設計
パネル上部に設置する落下防止チェーンは，干渉防止ガイドを設置することで，閉止装置の上部レールに接触しない配置とする。
(2) ブローアウトパネルの竜巻防護ネットに干渉しない設計
ブローアウトパネル開放時に，パネルの竜巻防護ネットとの干渉を防止する目的で，ストッパーを設置する。
(3) ブローアウトパネルのチェーンが落下の衝撃荷重に十分耐える設計
十分な強度を有する落下防止チェーンを設置する。なお，過去の強制開放装置設置において実績のある落下防止チェーン，シャックル及び吊ピースとアンカー等の評価により，1本のチェー
ンで約5.5 tの重量物の高さ4.5 mからの落下を想定しても，衝撃荷重に耐えることを確認済みである。このチェーンを2本以上設置することで，開放時の衝撃に耐える設計とする。
(4) ブローアウトパネル受け架台を設置
ブローアウトパネルは落下防止チェーンにより開放時の落下防止を図る設計とするが，落下したパネルを受け止め，ブローアウトパネル開放時のチェーンの衝撃を緩和させる役割及び建屋外壁や他関連設備への波及的影響を防止する機能を果たす目的で受け架台を設置する。
以上の対策案を図1-1にまとめる。

図1-1 ブローアウトパネル開放時等の干渉対策について
補足 16-10-1

補足 16-11
原子炉建屋外側ブローアウトパネルの保全管理について
1.

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの保全管理について
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，要求される機能（6.9 kPa 以下の差圧での開放機能及び弾性設計用地震動Ｓｄで開放しない機能を含む原子炉建屋原子炉棟としてのバウンダリ機能）を担保するため適切に保全管理することが必要である。
計画中の保全管理（案）は，表 1-1 のとおりである。なお，点検周期については，今後，要素試験や産業界実績を踏まえ決定し，保全計画に反映していく。
表 1-1 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの保全管理（案）
区分

必要な機能

目的

管理項目

保守管理

開放機能

抗力を設計

クリップの

範囲内に確保性能管理

実施内容
・定期的に実機クリップを取り外し，クリップが所定荷重以下で降伏することを引張試験にて確認。
なお，クリップが要求仕様を満足しない場合には当該ロットのクリップは全て取替型枠内面状況

・シール取替の合わせ型枠の内面（ブローアウトパネルとの間）に異常（有意な腐食やバリ等）がな
いことを目視にて確認

気密性能

シール健全性

気密性能

・原子炉建屋気密性能検査にて，原

確保

（建屋）

子炉建屋としての気密性能が確保されることを確認

外観目視点検・構造健全性確認検査として，シー（シール部）

ル部に異常がないことを目視にて
確認

シール取替

・定期的な交換。なお，当該シール
は紫外線による劣化が想定されず，環境条件も緩やかであるため，シールメーカ等の知見等を踏まえて取替周期を設定

構造健全性

構造健全性

外観目視点検確認

・構造・機能に影響を及ぼすような損傷，異常のないことを目視にて確認

補足 16-11-1

補足 16-12
原子炉建屋外側ブローアウトパネル機能確認試験要領について
1.

目的
原子炉建屋外側ブローアウトパネル（以下「ブローアウトパネル」という。
）の機能を確認するため，実機規模の試験体を用いた開放試験を行い，機能維持確認を実施する。
2.

試験期間
実施時期：平成 30 年 6 月 6 日（水）～22 日（金）場

3.

所：株式会社 根本鉄工

茨城県ひたちなか市十三奉行 2076 2

試験項目

(1)

作動確認

：ブローアウトパネルの開機能確認

(2)

閉維持確認

：ブローアウトパネルの耐震性能の確認

ブローアウトパネル及びその取付枠並びに新たに設計したクリップを設置した実機大のモックアップ試験体を製作し，設計作動圧の1 psiで確実に開放されることを確認するため，油圧ジャッキを用いた加力による開放試験を実施する。さらに，本試験にて実測する開放に必要な荷重より，シール材とパネル下部の摩擦による抗力を求め，クリップの条件を必要に応じて最適化する。
上記で求めたクリップの条件により，ブローアウトパネルの耐震性能を確認する。
本試験での確認事項を以下に示す。
【作動確認】①ブローアウトパネルの開放動作の確認②ブローアウトパネルの開放荷重の確認③クリップ脱落荷重の確認＊④シール材と下部摩擦の開放荷重に与える影響の確認【閉維持確認】①固有周期測定②ブローアウトパネルがＳｄ相当荷重で開放しないこと（パネルの荷重曲線より評価）
注記 ＊：クリップは取付部材（溝形鋼）に固定されているため，脱落はしないが，クリップがブローアウトパネルに取り付けられた山形鋼から完全に外れて荷重を負担しなくなった時点を脱落とし，クリップのひずみ計測などから判断する。図3-1にクリップの固定状態及び脱落状態を示す。

補足 16-12-1

図 3-1 クリップの固定状態及び脱落状態

補足 16-12-2

4.

試験概要

4.1

試験場所概要モックアップ試験は，ブローアウトパネル及び取付け架台を試験場で作成し実施する。図4-1に試験場の配置図を示す。

図4-1 試験場配置図

4.2

試験装置概要試験装置は，実機を模擬したブローアウトパネル，加力装置及び躯体を再現するブローアウ

トパネル取付け部と加力装置取付け部を一体化した取付け架台で構成する。図4-2に試験で使用するブローアウトパネル及び取付け架台の概略図を示す。
ブローアウトパネルは実機に取り付けられているブローアウトパネルのうち最大のものを模擬して実施する。サイズは約4 ｍ×約4 ｍ，重量は約2.0 ｔ＊である。なお，試験体のブロー
アウトパネルは3体製作する。
取付け架台は四方が鉄筋コンクリート造の原子炉建屋開口部を再現する。パネルとの接触により摩擦の影響を強く受ける開口部下部のみ鉄筋コンクリート造とし，開口部の側面および上面側はＨ形鋼によって再現する。
試験体のブローアウトパネルは，脱落時の損傷等を防止するために，クレーンとワイヤにて落下を防止し，復旧による複数回の試験を実施可能とするものとする。
注記＊：本体：約1.8 t，保温材及び外装板：約0.2 t

補足 16-12-3

試験用架構図
側面図

パネル及び押し出し梁図
図 4-2 ブローアウトパネル及び取付け架台の概略図

補足 16-12-4

4.3

ブローアウトパネルの架台への取付け方法
ブローアウトパネルは，屋外側全周にシーリング材を施工する。シール材は，コニシボンド

製「ＭＳシール」とし，は㎜とする。ブローアウトパネルは，試験装置架台（実機では躯体）に取り付けられた溝形鋼と，ブローアウトパネルに取り付けられた山形鋼をクリッ
プで挟むことにより固定する。クリップを取り付が可能な箇所は，上下に各4箇所，左右に各5箇所の計18箇所とする。
クリップの形状および溝形鋼への取付け位置を図4-3に，層間変形角を図4-4示す。クリップの材質はSS400とし，形状は図4-3に示すように，クリップ幅80 ㎜，のmmとし，溝型鋼の先端とのる。ここで，溝形鋼とのをmmとして，M6ボルトにより溝形鋼に取付けを mmとしたのは，ブローアウトパネル設置階におけるＳｓに対する地震応答解析結果の層間変形角の最大値（㎜，アングル側）に十分な余裕を見込んだ層間変形角）に対しても，アングル先端がクリップと干渉することを防ぐことを目的としている。

図 4-3 クリップ形状及び取付位置図

層間変位

θ: 層間変形角
δ: 層間変位

地震力

θ

階高

ｈ: 階高

図 4-4 層間変形角
ブローアウトパネルの耐震強度評価結果の詳細については，添付資料「Ⅴ-2-9-3-1 原子炉
建屋原子炉棟の耐震性についての計算書」に示す算定及び結果を基に作成した，添付書類「Ⅴ-2-9-3-1-1

原子炉建屋外側ブローアウトパネルの耐震性についての計算書」に示す。
補足 16-12-5

4.4

固有周期測定方法
ブローアウトパネル試験体に加速度計を取り付け，ブローアウトパネルの固有振動数をハンマーによる打撃，又は常時微動計測により測定し固有周期を求める。
注：地盤は常に僅かに揺れており，この微振動を常時微動という。常時微動は，風や波浪などの自然現象や，交通機関，工場の機械などの人工的振動など不特定多数の原因により励起される。この常時微動で地盤や構造物の振動特性を推定することができる。

試験概要
(1)

計測方法

a.

ハンマーによる打撃
ブローアウトパネル試験体中央部に設置した加速度計の傍をゴムハンマー（267.5 g）で打撃し，加速度を計測する。

b.

常時微動計測ブローアウトパネル試験体中央部に設置した加速度計により常時微動により励起された加速度を計測する。

(2)

計測機器
計測機器の取付位置を図 4-5 に示す。

a.

加速度計
メーカ名称：リオン，型番名称：PV85（振動数範囲:1～7000 Hz）

b.

アンプ
メーカ名称：リオン，型番名称：UV16c.

マルチチャンネルデータステーション
メーカ名称：小野測器，型番名称：DS2108：加速度計
図4-5 計測機器取付位置図

補足 16-12-6

5.

加力方法

5.1

試験機器構成及び加力方法概要
本試験に使用する機器の配置及び構成の概念図を図5-1に，試験用の架構の詳細を図5-2に示す。

図 5-1 試験機器配置及び構成概念図

図 5-2 試験用架構詳細図
試験用架構にブローアウトパネル1面を取付する。当該パネルに「押し出し梁」を接触させ，その「押し出し梁」を4台の油圧ジャッキを使用して押し出すことにより，ブローアウトパネルを加力する。
「押し出し梁」はブローアウトパネルに対して独立しており，ブローアウトパネルの開放条
件に影響を与えないものとする。
油圧ジヤッキの反力は試験用架構で受ける構造とする。
補足 16-12-7

また，各油圧ジャッキの反力側にはロードセルを取付し，各油圧ジャッキから試験体への負荷を測定するものとする。各ロードセルはロードセルモニタにて出力を抽出・変換し，それぞれの出力はＰＣ（またはデータロガー等）で記録するものとする。
試験体は既設仕様に合わせて 3 体製作する。試験体仕様を表 5-1 に示す。
表5-1 試験体仕様（試験体１～３）
製

造

清水建設株式会社（株式会社根本鉄工）

型

式

既存パネル模擬概算質量2000 kg

数量

各1面

サイズ

幅 3965 ㎜×高さ 3966 ㎜

クリップ取付箇所

18 箇所（既設設置位置と同様）＊

シール材

シリコンシーラント

注記
5.2＊：クリップ個数及び形状は，試験体により変更する場合有り。

加力仕様
ブローアウトパネルを押し出し梁により加力するために，複動型油圧ジャッキ4台を使用する。ジャッキは1台のポンプユニットから加圧する。当該ポンプユニットは，4台のジャッキへの吐出油圧を一定とすることで，一定の加重にて作動を制御する。油圧ジャッキは，パネルの開放状況を詳細に確認するために，ストローク及び伸長速度の異なる2種類を準備する。
加力方法概要図を図5-3に，押し出し梁の支持装置を図5-4に示す。油圧ジャッキ及びポンプユニットの仕様を表5-2，表5-3，及び表5-4に示す。

図 5-3 加力方法概要図

補足 16-12-8

油圧ジャッキ

ブローアウトパネル

押し出し梁

図5-4 押し出し梁と支持装置の概要図
表5-2 油圧ジャッキ仕様（その１）
製造メーカ

オックスジャッキ株式会社

型

RM-1020式能力（1台あたり）

100 kN

使用数量

4台

ストローク（最大）200 mm

伸長速度（理論値）

51.8 ㎜/s（50 Hz 時）

表5-3 油圧ジャッキ仕様（その２）製造メーカ

オックスジャッキ株式会社

型

SLP-20100

式

能力（1台あたり）

200 kN

使用数量

4台

ストローク（最大）1000 mm

伸長速度（理論値）

11.6 ㎜/s（50 Hz 時）
表5-4 ポンプユニット仕様

製造メーカ

オックスジャッキ株式会社

型

4LH-7.5P

式

吐出量

6.1

使用数量

1台

電

AC200V源/min（50 Hz時）

電動機

7.5×4 kW質

約2100 kg量

補足 16-12-9

5.3

試験方法

(1)

試験手順
モックアップ試験は3ケース実施し，試験パラメータはクリップの配置（クリップを取付ける個数）とする。試験ケースを表5-5に示す。
試験体１のクリップ配置は，とする。これは，現状で予想されるシールの抗力とパネル下部の摩擦，クリップ1個あたりの耐力から，Ｓｄ地震時には開放せず，かつ，設定差圧の1 psiにて確実に開放するように設計された配置である。下側のクリップについては，摩擦による抗力分とほぼ同等となるようにクリップを2個減らしている。なお，
この試験体１のクリップ配置については，モックアップ試験に先立ち実施される予定のクリップ耐力試験の結果を踏まえて見直しを実施する。試験体１のクリップ取付位置を図5-5に示す。
試験体２は，試験体１の結果を反映し，より最適化した開放荷重を得ることを目的とする。
試験体１で所定の荷重以下での開放動作の機能が確認できた場合は，試験体２は同条件にて再現性を確認するものとする。
開放機能が確認できなかった場合は，試験体１のクリップ数を減して開放荷重の調整を図り試験を実施する。（クリップ数減の場合は，荷重の均一化の観点より左右のクリップ各1を減とする）試験体２のクリップ取付位置（案）を図5-6に示す。
実機では，これら2ケースの試験結果より，試験体１または試験体２の何れかのクリップ配置を採用することとし，設計の妥当性を確認する。
試験体３は，試験体２で所定の荷重以下での開放動作の機能が確認できた場合に，試験体２と同条件にて再現性を確認するものとする。
上記の開放試験を，2種類のジャッキにて実施する。最初に伸長速度の速い油圧ジャッキを用いて試験を行い，パネルの開放状況が確認できた段階で，クリップ等同じ条件にてパネル
開放状況等を詳細に確認するために，伸長速度を遅くしたジャッキを用い，詳細に開放状況を確認する。必要に応じて測定機器等の追加を行う。
試験体１～３は，落下防止の目的でワイヤとクレーンを準備することから，必要に応じて復旧し再試験が可能な状態を保つこととする。
表 5-5 試験ケース
クリップの配置及び個数

クリップ形状，取付寸法

上

幅

下

左

右

試験体１
試験体２

試験体１と同条件

内寸法

掛かり代

80 ㎜

㎜

㎜

80 ㎜

㎜

㎜

備考

試験体１で機能確認の場合

試験体１の条件を踏まえ設定

80 ㎜

㎜

㎜

試験体１で機能確認できない場合

試験体３

試験体２と同条件

80 ㎜

補足 16-12-10㎜㎜

：クリップ取付位置
図 5-5 クリップ配置図（ケース１）：クリップ取付位置
図 5-6 クリップ配置図（案）（ケース２）

補足 16-12-11

5.4

測定内容及び方法(1)

測定内容
各油圧ジャッキ負荷，変位

(2)

測定方法
各油圧ジャッキに1台ずつ配置したロードセルを使用する。その他の測定項目と連動し,時刻歴測定とする。
計測項目は，ジャッキによる加力荷重4点（上記，荷重計より取得），ブローアウトパネルの変位4点（加力位置近傍の変位），クリップのひずみ4点（上下の両側，図5-7参照），並びに試験時の開放状況を動画撮影する。荷重，変位及び，ひずみ計測の機器構成を図5-8に示す。
加力が短時間で終了する試験のため，動的な計測システムを用い，サンプリング時間は0.005
秒程度とする。
表5-6に計測機器等仕様を示す。
ただし，今後の詳細検討及び事前の作動確認状況等により，必要に応じ変更の場合が有る。

〇：ひずみ計設置クリップ：変位計
図5-7 計測器取付位置図
表5-6 計測機器等仕様（又は相当品）
No.

機器名

員数

メーカ

型番

1

電動ポンプユニット

1台

オックスジャッキ

4LH-7.5P

2複動型油圧ジャッキ

4台

オックスジャッキ

RM-10203

薄型圧縮型ロードセル

4台

共和電業

LCK-A-100KN

4

レーザ変位計4台

キーエンス

IL-2000,1000

5動ひずみ測定器4台

共和電業

DPM-911B

6

ユニバーサルレコーダ

1台

共和電業

EDX-100A-4H

7

コンディショナカード

1台

共和電業

CDV-40B-F

8

ノートパソコン1台

注：ケーブル等の付属品は省略

補足 16-12-12

－

－

注

：上記の他，パソコン１台と収録ソフト（DCS-100A共和電業製）を準備
図 5-8 計測システム構成

補足 16-12-13

(3)

確認項目
開放試験における確認項目を以下に示すとともに，ブローアウトパネルの開放時の荷重と変位及び他の抗力との関係を求める。
開放試験にて得られる記録値とこの関係から，ブローアウトパネルの耐震性能を確認する。

・ジャッキ荷重 － 変位関係（グラフ）・ブローアウトパネルの開放荷重
・クリップの脱落時荷重・シール材の抗力と下部の摩擦補足 16-12-14

補足 16-13
原子炉建屋外側ブローアウトパネル機能確認試験結果について
試験要領書に従って実施した試験結果は以下のとおり。
1.

固有値確認結果
ハンマーによる打撃及び常時微動によるブローアウトパネル中央の加速度波形から高速フーリ

エ変換により算定したフーリエスペクトルを図1-1に示す。25 Hz並びに50 Hzに大きなピークがあり，それぞれが1次振動数，2次振動数である。
パネル正面より

測定箇所

図1-1 ブローアウトパネルの固有振動数測定結果
2.

作動確認結果(1)

開放機能確認設計条件としたクリップ数10個（上部4か所，下部2か所，左右各2か所）の実機大モックアッ

プ試験体に対して，4体の油圧ジャッキによる開放試験を実施し，ブローアウトパネルが設計条
件（差圧6.9 ｋPa以下）の荷重にて開放することを確認した（試験体１）。同条件にて再試験を実施し再現性を確認した（試験体２）。試験結果を表2-1に，各油圧ジャッキの反力（ブローアウトパネルの抗力）を図2-1，図2-2及び図2-3，図2-4に示す。
表2-1 パネル開放荷重の最大値（kN)
測定値

許容値

備考

項目

試験日

試験体１

6/9

○

（kPa）

試験体２

6/15

○

（kPa）

（6.9 kPa相当値）

補足 16-13-1

判定

相当する差圧値

試験体１

図 2-1 油圧ジャッキの荷重合計と変位図
試験体１

図 2-2 各油圧ジャッキの荷重と変位測定結果（1 回目）

補足 16-13-2

試験体２

図 2-3 油圧ジャッキの荷重合計と変位図

図 2-4 各油圧ジャッキの荷重と変位測定結果（2 回目）

補足 16-13-3

(2)閉維持確認結果(1)開放機能確認結果より，ブローアウトパネルの開放荷重はＳｄ相当荷重値（約25 kN）以上であることを確認した。評価結果を表2-2に示す。
Ｓｄ相当荷重値約25 kNの根拠は，以下のとおり。
ブローアウトパネル重量： 2000 ㎏

原子炉建屋外側ブローアウトパネル設置場所（EL.57 m）最大応答加速度（ZPA）Ｓｄ：1.23G
Ｓｄ相当荷重値 ：2000 ㎏×9.8 m/s2×1.23G＝24100 N

表2-2 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの耐震性能確認結果（kN)

3.

判定値（Ｓｄ相当荷重）

判定

6/9

25以上

○

6/15

25以上

○

項目

試験日

試験体１
試験体２

測定値

実機大モックアップ試験の開放挙動に関する考察
クリップ単体試験により，クリップは変位約12 mmで脱落するため，グラフの最初のピークは，
クリップ開放時の荷重である。シール材メーカの仕様によれば，採用するシール材の最大伸び量
は約600 ％であるため，2度目の荷重のピークは，クリップ開放後，コーキングが約400 ％～600 ％（パネルの移動量にして㎜～mmに相当）に伸長し，切断するまでの最大荷重とパネル下部の摩擦荷重の重畳によるものである。
シール材は使用環境により経年劣化するものであることから，接着力及びパネル開放時のシー
ル材の切断荷重は，本試験結果より低下し，パネルが開放し易くなる傾向と想定される。また，上部と下部の荷重の相違は，パネルが上から倒れる状況における上下の速度の違いによるものである。

補足 16-13-4

試験結果（参考）4.

表2-1に示した開放試験に加え，ストローク及び伸長速度の異なる油圧ジャッキ＊による開放試
験（追加試験１～追加試験４）を実施した結果を表4-1に示す。
開放荷重に大きな差はなく，設計差圧（6.9 kPa）に対して十分に小さく，弾性設計用地震動Ｓｄ

相当荷重（約25 kN）より十分に大きな荷重にて開放することを確認した。
表4-1 パネル開放荷重の最大値（kN）

試験体１

6/9

○

（kPa）

試験体２

6/15

○

（kPa）

追加試験１

6/20

○

（kPa）

追加試験２

6/21

○

（kPa）

追加試験３

7/5

○

（kPa）

追加試験４

7/6

○

（kPa）

（6.9 kPa相当値）

判定

備考

試験日

注記

測定値

許容値

項目

相当する差圧値＊：実現象は高速であり油圧ジャッキで模擬することは困難であるため，試験体
１，２は伸長速度（理論値）が速い 51.8 mm/s の油圧ジャッキ，追加試験は11.6 mm/s の油圧ジャッキにて実施

補足 16-13-5

補足 16-14
原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放時の設計基準事故時被ばく評価への影響について1.

概 要
原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，2 次格納施設のバウンダリとしての機能を有している
ため，弾性設計用地震動Ｓｄで開放しない設計としている。このため，設計基準事故事象のうち，2 次格納施設バウンダリ機能の健全性を前提としている事故事象に対して，これら事象との組合せ時期を考慮し，弾性設計用地震動Ｓｄを超える地震にてパネルが開放した場合の公衆の被ばく影響を確認する。
設計基準事故のうち「燃料集合体の落下」及び「原子炉冷却材喪失」では，放射性物質は非常用ガス処理系等で処理して排気筒から放射性物質が放出される想定としているが，原子炉建屋のブローアウトパネルが開放した場合は，原子炉建屋内の負圧維持ができなくなり，ブローアウト
パネル開放部から直接大気中に放射性物質が放出される可能性がある。
本評価では事故発生から 30 日＊後以降に地震によりブローアウトパネルが開放されると想定したときの設計基準事故時の被ばく評価への影響について以下のとおり確認した。
-4-2

注記 ＊：重大事故の発生確率を 10 ／年，弾性設計用地震動Ｓｄの発生確率を 10 ／年，重-7

畳を考慮すべき基準を 10 ／年（航空機落下，JEAG4601）とし，重畳を考慮すべき時期として，10-7/（10-4×10-2）＝0.1 年（約 36.5 日）から 30 日を仮定
2.

放出量評価
事故発生から 30 日までは，設置許可申請書添付書類十に記載される評価に基づき放出量評価を行い，31 日後は原子炉建屋から直接大気中に放射性物質が放出されると仮定し，非常用ガス処
理系及び非常用ガス再循環系を通らずに地上放出されるものとし，非常用ガス処理系及び非常用
ガス再循環系のよう素除去効果及び換気率を見込まずに放出量を評価する。
評価対象事故は，事故発生時に非常用ガス処理系排気筒から放射性物質が放出され，長期間放出が継続し，ブローアウトパネルが開放される影響が生じる「原子炉冷却材喪失」とする。具体的な放出量評価方法については別紙 1 に示す。
なお，燃料集合体の落下の放出率は，別紙 1 の別図 1 に示すように約 20 日でほぼゼロであり，事故発生から 31 日後以降のブローアウトパネル開放の影響はない。
放出量の評価結果を表 2-1 に示す。

補足 16-14-1

表 2-1 原子炉冷却材喪失時の放出量の評価結果
原子炉冷却材喪失
項

評価期間

目

設置許可申請書における放出量ブローアウトパネル開放を想定した放出量

無限期間

4.0×1012

4.8×109

事故発生から
30 日まで3.9×1012

4.4×109

事故発生から
31 日後以降

1.1×1011

4.6×1010

4.0×1012

5.1×1010

合

3.

希ガス
よう素
（0.5 MeV 相当値） （Ｉ-131 換算値）
（Bq）
（Bq）

計

大気拡散条件
大気拡散評価は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づき行う。
事故発生から 30 日までは排気筒放出，31 日後以降は地上放出を想定し大気拡散評価を行う。
また，ブローアウトパネルが開放した場合は原子炉建屋から瞬時に放出するものとし実効放出継続時間は 1 時間とする。
大気拡散条件の評価結果を表 3-1 に示す。
表 3-1 原子炉冷却材喪失時の相対濃度及び相対線量の評価結果
項

実効放出
継続時間
（h）

目

設置許可申請書における拡散条件

ブローアウト
パネル開放
を想定した
拡散条件

事故発生
から
30 日まで
事故発生
から
31 日後
以降

24
24
24
24
1
1

相対濃度/相対線量
D/Q（Gy/Bq）
χ/Q（s/m3）
D/Q（Gy/Bq）
χ/Q（s/m3）
D/Q（Gy/Bq）
χ/Q（s/m3）

補足 16-14-2

評価方位

4.5×10-20
W
8.0×10-7
3.5×10-20
7.6×10-7
NW
4.0×10-19

2.9×10-5

4.

被ばく評価結果
ブローアウトパネルが開放した場合の設計基準事故時の被ばく評価結果を表 4-1 に示す。ブロ
ーアウトパネル開放を考慮した評価結果は，設計基準事故の基準である 5 mSv を十分に下回る結果となっている。また，設置許可申請書の本文十号に記載されている設計基準事故で最も線量が高くなる主蒸気管破断の線量（1.8×10-1 mSv）と比べても十分に低い値となっており，設計基準事故に係る被ばく評価の結論に影響はない。
表 4-1 原子炉冷却材喪失時の被ばく評価結果
項

設置許可申請書
添付書類十記載値

目

実効線量（mSv）
希ガス

1.8×10-4

よう素

3.6×10-5

直接・スカイシャイン線

1.0×10-4

合

ブローアウトパネル開放を想定した場合

事故発生
から 30
日まで
事故発生
から 31
日後以降

計

3.2×10-4

希ガス

1.4×10-4

よう素

3.3×10-5

希ガス

4.4×10-5

よう素

1.3×10-2

直接・スカイシャイン線
合注

計

1.0×10-4
1.3×10-2：ブローアウトパネル開放後は原子炉建屋内の放射性物質は大気中へ放出されるため，原子炉建屋からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ
線はなくなるが本評価においては考慮しない。

補足 16-14-3

別紙 1
ブローアウトパネルの開放を考慮した放出量評価について「燃料集合体の落下」及び「原子炉冷却材喪失」の放出量評価においては非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系によるよう素除去効果及び換気率を考慮して式①及び式②により放出量評価を行っている。
ブローアウトパネルが開放した場合には，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のよう素除去効果及び換気率が期待できなくなる。このため，以下に示す別表 1 及び別表 2 に示す条件の違いを考慮して補正係数を求め，設置許可申請書に基づく放出量の事故発生から 31 日以降の放出量に補正係数を乗じてブローアウトパネル開放後の放出量を評価した。
1.

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下におけるブローアウトパネル開放時（事故発生から 31 日後以降）の放出量を評価するための補正係数は，式①では定数とし，その他の係数は別表 1 に示す条件から求める。
ただし，燃料集合体の落下の放出率は別図 1 に示すように約 20 日で≒0 であり，事故発生から31 日後以降のブローアウトパネル開放の影響はない。

1

・・・・・・・・・・・・・・・・①：大気中に放出される放射性物質の放出量（Bq）：核分裂生成物の存在割合
希ガス

F＝1

有機よう素 F＝全よう素中の有機よう素の割合
無機よう素 F＝全よう素中の無機よう素の割合
DF：無機よう素のプール水による除去係数（DF＝500）（希ガス及び有機よう素はDF＝1）λLSGTS：非常用ガス処理系による原子炉建屋内空気の換気率（s-1）

λLFRVS：非常用ガス再循環系による原子炉建屋内空気の再循環率（s-1）：非常用ガス再循環系フィルタのよう素除去効率（-）：非常用ガス再循環系フィルタ及び非常用ガス処理系フィルタを経由した場合の総合よう素除去効率（-）：核種iの崩壊定数（s-1）

補足 16-14-4

別表 1 燃料集合体の落下時の非常用ガス処理系等の評価条件

DF

設置申請書添付書類十における評価条件
F＝100 ％
希ガス
有機よう素 F＝1 ％無機よう素 F＝99 ％DF＝1
希ガス
有機よう素 DF＝1
無機よう素 DF＝500

ブローアウトパネルの開放を考慮した場合の評価条件
同左

同左

λLSGTS

1 回/d

無限大

λLFRVS

4.8 回/d

0 回/d

90 ％

0 ％

97 ％

0 ％

（例）
希ガス（Ｘｅ-133）：0.131（d-1）
よう素（Ｉ-131）：0.086（d-1）

同左

事象発生から
約 20 日後

別図 1 燃料集合体の落下における放出率の時間推移

補足 16-14-5

2.

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失におけるブローアウトパネル開放時（事故発生から 31 日後以降）の放出量を評価するための補正係数は，式②では定数とし，その他の係数は別表 2 に示す条件から求める。
補正前後のブローアウトパネル開放後（事故発生から 31 日後以降）は別表 3 に示すとおりであり，よう素は約 140 倍，希ガスは約 1.1 倍となっている。
1・・・・・・・②g：大気中に放出される放射性物質の放出量（Bq）：核種iの冷却材中存在量（Bq）＝
M：核種iの冷却材中存在量（Bq/g）
M ：冷却材保有量（g）：核種iの追加放出量：組成構成比g＝1
希ガス
有機よう素 g＝全よう素中の有機よう素の割合
無機よう素 g＝全よう素中の無機よう素の割合：格納容器気相部に存在する核分裂生成物の格納容器全存在量に対する割合
1：無機よう素の格納容器内の壁面等に付着する割合（希ガス及び有機よう素はこの効果を無視する。
）：格納容器内の気相部に浮遊する割合

λLPCV
λLSGTSλLFRVS：格納容器内気相容積（m3）：格納容器内液相容積（m3）P：気液分配係数（-）：格納容器からの漏えい率（s-1）：非常用ガス処理系による原子炉建屋内空気の換気率（s-1）：非常用ガス再循環系による原子炉建屋内空気の再循環率（s-1）：非常用ガス再循環系フィルタのよう素除去効率（-）：非常用ガス再循環系フィルタ及び非常用ガス処理系フィルタを経由した場
合の総合よう素除去効率（-）：核種iの崩壊定数（s-1）

補足 16-14-6

別表 2 原子炉冷却材喪失時の非常用ガス処理系等の評価条件
設置申請書添付書類十における評価条件
Mg

ブローアウトパネルの開放を考慮した場合の評価条件

4.6×103 Bq/g（Ｉ-131）

同左

289 t

同左

2.22×1014 Bq（Ｉ-131）

同左

F＝100 ％
希ガス
有機よう素 F＝4 ％無機よう素 F＝96 ％

同左

50 ％

同左
3

同左

3,300 m3

同左

P＝1
希ガス
有機よう素 P＝1
無機よう素 P＝100

同左

λLPCV

0.5 ％/d同左

λLSGTS

1 回/d

無限大

λLFRVS

4.8 回/d

0 回/d

90 ％

0 ％

97 ％

0 ％

希ガス（Ｘｅ-133）：0.131（d-1）
よう素（Ｉ-131）：0.086（d-1）

同左

9,800 mP

別表 3 ブローアウトパネル開放後（事故発生から 31 日後以降）の放出量項
ブローアウト
パネル開放後
の放出量
（Bq）

目

補正前

補正後

補正後/補正前希ガス（0.5 MeV 相当値）

1.0×1011

1.1×1011

1.1 倍

よう素
（Ｉ-131 換算値）

3.1×108

4.6×1010

140 倍

補足 16-14-7

補足 16-15
ブローアウトパネル閉止装置の配置と構造について
1.

概要
ブローアウトパネル閉止装置（以下「閉止装置」という。）は，実用発電用原子炉及びその附

属施設の技術基準に関する規則及び規則の解釈の第 74 条で要求される設備であり，原子炉建屋
外側ブローアウトパネルが開放した状態において，炉心の著しい損傷が発生した場合に中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護するため，原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放した後の躯体の開口部を閉止し，原子炉建屋原子炉棟の放射性物質の閉じ込め機能を確保するために設置する。
2.

設置位置及び個数
閉止装置は，原子炉建屋原子炉棟 5 階，6 階に計 10 個設置する。設置位置を図 2-1 に示す。

図 2-1 ブローアウトパネル閉止装置設置位置図
3.

閉止装置の構造
閉止装置は，電動機の回転をハンガーローラに取り付けられているチェーンにより開閉方向の動作に変換することで扉本体の開閉が可能な構造としており，リミットスイッチにより扉本
体の開閉状態を中央制御室にて確認できる構造としている。
扉本体は，ハンガーローラを介して上部レールに吊り下げられた構造としており，全開状態においては，テーパブロックとプッシュローラにより扉本体をフレームに押し付けて固定する構造としている。また，全閉状態においては，テーパブロックとプッシュローラにより扉本体をパッキンに押し付けることにより高い気密性を確保する構造としている。
扉本体の開閉は，ガイドローラとガイドレールにより面外方向をガイドする構造となっている。
また，扉は，開状態又は閉状態での地震による扉の慣性力の伴う過度な荷重が，チェーン等の駆補足 16-15-1

動系に付加されチェーンが破損することを防ぐ目的と，扉閉状態で地震により扉が開方向に移動
し扉の気密性能に影響を与えないようにする目的で，扉の面内方向の動きを拘束する閂により扉を固定する構造としている。
図 3-1 に閉止装置の構造概要図を，図 3-2 に駆動機構概要図を，図 3-3 に手動操作概念図を，図 3-4 に閉止装置を含めた関連設備の設置概要図を示す。

図 3-1 閉止装置の構造概要図

補足 16-15-2

図 3-2 閉止装置の駆動機構概要図

図 3-3 閉止装置の手動操作概念図

補足 16-15-3

図 3-4 ブローアウトパネル関連設備の設置概要図

補足 16-15-4

4.

閉止装置の動作時のインターロックについて
図 4-1 に閉止装置のインターロック概要を示す。

各リミットスイッチの目的
①
②
③
④
⑤
⑥

リミットスイッチ
各ステップ

扉
状態

閂
状態

①
閂挿入

扉開側
②
閂引上げ
押

③
扉開

図 4-1 閉止装置のインターロック概要

補足 16-15-5

④
扉閉

扉閉止側
⑤
閂引上げ
押

⑥
閂挿入

補足 16-16
ブローアウトパネル閉止装置の技術基準規則第五十四条への適合性について

1.

技術基準規則第五十四条への適合性について(1) 環境条件（技術基準規則第五十四条第一項第一号）
a.

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮すること。

b.

適合性
ブローアウトパネル閉止装置は，屋外に設置するが，重大事故等時に原子炉建屋原子炉棟内の気密性を確保するために閉止する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における屋外又は原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮している。

(2) 操作性（技術基準規則第五十四条第一項第二号）
a.

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できること。

b.

適合性
閉止装置は，中央制御室の操作盤のスイッチで遠隔による開閉が可能な設計とするとともに，現場においても人力により開閉操作が可能な設計としている。

(3) 試験検査（技術基準規則第五十四条第一項第三号）
a.

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点
検（試験及び検査を含む。
）ができること。

b.

適合性
閉止装置は，原子炉の運転中又は停止中に構造健全性のため外観検査が可能な設計としている。また，ブローアウトパネル閉止装置は，原子炉の停止中に機能・性能検査として動作状態の確認が可能な設計としている。
試験検査内容を表 1-1 に示す。
表 1-1 ブローアウトパネル閉止装置の試験検査内容
必要な機能
気密性能
作動性能
構造健全性

検査内容
パッキンの外観点検によりシール性能に影響を及ぼす劣化がないことを確認する。
閉止装置を電動による遠隔操作及び現場での手動操作により開閉が可能なことを確認する。
外観目視検査による閉止装置構成部品の健全性を確認する。

補足 16-16-1

(4) 切替えの容易性（技術基準規則第五十四条第一項第四号）
a.

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えること。

b.

適合性
閉止装置は，本来の用途以外の用途として使用しない設計としている。

(5) 悪影響の防止（技術基準規則第五十四条第一項第五号）
a.

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないこと。

b.

適合性
閉止装置は，他の設備から独立して使用が可能であり，他の設備に悪影響を及ぼさない設計としている。また，ブローアウトパネル閉止装置の開閉動作が他の設備に悪影響を及ぼさない設計としている。

(6) 設置場所（技術基準規則第五十四条第一項第六号）
a.

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講ずること。

b.

適合性
閉止装置は，原子炉建屋原子炉棟の壁面（屋外）に設置し，重大事故等時において放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室から操作が可能な設計としている。また，現場操作においては，遮蔽物の設置その他の適切な措置を講ずる設計としている。

(7) 容量（技術基準規則第五十四条第二項第一号）
a.

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有すること。

b.

適合性
閉止装置は，原子炉建屋外側ブローアウトパネルと同数の 10 個設置する。なお，閉止装置
は，重大事故等時において中央制御室の運転員の居住性を確保するために必要な気密性能を有していること。

(8) 共用の禁止（技術基準規則第五十四条第二項第二号）
a.

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用しないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

b.

適合性
施設内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，閉止装置は，共用しない。
補足 16-16-2

(9) 設計基準事故対処設備との多様性（技術基準規則第五十四条第二項第三号）
a.

要求事項
常設重大事故防止設備には，共通要因（設置許可基準規則第二条第二項第十八号に規定す
る共通要因をいう。以下同じ。
）によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

b.

適合性
閉止装置は，常設重大事故緩和設備であるため，多様性を考慮する必要はない。

補足 16-16-3

補足 16-17
ブローアウトパネル閉止装置のパッキン耐久性試験について
ブローアウトパネル閉止装置の扉パッキンは屋外環境下に設置するため，耐久性試験を実施
し，この結果約 1 サイクルは問題なく使用できることを確認した。
1.

試験条件及び試験期間
屋外に設置するパッキンの耐久性試験として，ＪＩＳ Ｋ 6266 に加硫ゴム及び熱可塑性ゴムの耐候性試験方法（ＪＩＳ Ｋ 6266）基づく，オープンフレームカーボンアーク試験（サンシャ
イン試験）にて耐久性を確認した。
・耐久性試験の条件（ＪＩＳ Ｋ 6266 ＳＡ 法（直接屋外暴露の再現方法））
使用フィルタ：放射照度：）

ブラックパネル温度：℃（

試験層内空気温度：
相対湿度：

）

℃

％RH

試験片表面への水噴霧：
2.

試験結果
試験結果を表 2-1 に示す。いずれの試験においても有意な変化は確認されていない。
表 2-1 耐久性試験結果
暴露時間

実機

（加速）

相当時間

時間

時間

h

年

№

試験結果
個数

硬さ
point

強度
変化
％

伸び
変化
％

重量
変化率
％

体積
変化率
％

外観
異常
－

1

300

約

無

2

600

約

無

3

1200

約

無

＜試験結果についての見解＞
・ 硬度：測定誤差範疇のため，有意な変化ではない。

・ 強度変化：試料にばらつきがあるため，±±％程度の変化が生じる可能性があり，一般に％程度の変化を生じた段階で有意な変位があると判断するため，有意な変化ではない。
・ 伸び変化：強度変化と同様に有意な変化ではない。
・ 重量変化：水噴霧，乾燥の繰り返しによる微妙な重量増加であり，有意な変化ではない。
・ 体積変化：重量変化と同様に有意な変化ではない。
・ 外

観：変色，荒れ等の劣化はない。
補足 16-17-1

補足 16-18
ブローアウトパネル閉止装置の保全管理について
ブローアウトパネル閉止装置の保全管理（案）は表 1-1 のとおり。なお，点検周期について
は，今後，試験や産業界実績を踏まえ決定し，保全計画に反映していく。
また，自主対策設備であるブローアウトパネル強制開放装置についても，開放用シリンダの単体動作試験や構造健全性確認のための外観目視点検等を実施し，健全性を確保していく。
表 1-1 ブローアウトパネル閉止装置の保全管理（案）
区分

必要な機能

目的

保守管理

作動性能

扉の開閉機能確

管理項目
作動試験

保

実施内容
・施設定期検査時に，扉の開閉試験（電動及び手動）にて確認
・電流値及び動作時間の測定

閂の押上げ，挿

作動試験

入機能確保

・施設定期検査時に，閂の押上げ，挿入試験（電動及び手動）にて確
認・通常運転時に，定期的な閂の押上げ，挿入試験（電動）にて確認
・電流値及び動作時間の測定

気密性能

シール健全性確

気密性能試験

保（建屋）

・施設定期検査時に，閉止装置を閉状態とし，原子炉建屋気密性能検査と同様の手法で気密性能試験を実施

外観目視点検・構造健全性確認検査として，シー（シール部）

ル部に異常がないことを目視にて確認

パッキン取替・定期的な交換（開口部周りに施工するパッキンは，紫外線等による劣化が想定されることから，パッキンの耐久性試験結果を踏まえて取替頻度を決定）

構造健全性

構造健全性確認

外観目視点検・構造・機能に影響を及ぼすような損傷，異常のないことを目視にて確認

補足 16-18-1

補足 16-19
ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験要領について目的

1.

ブローアウトパネル閉止装置（以下「閉止装置」という。
）に要求される機能を確認するため，実機規模の試験体を用いた加振試験を行い，重大事故等時における閉止装置の機能維持確認を実施する。
また，機能確認試験時に発生した閉止装置の不具合に対する対策の効果を確認するため，対策を施した試験体を用いた加振試験を行い，対策の妥当性を確認する。
2.

試験期間及び場所
実施時期：平成 30 年 6 月 18 日（月）～ 22 日（金）平成 30 年 7 月 24 日（火）～ 31 日（火）場

所：国立研究開発法人 防災科学研究所

兵庫耐震工学研究センター

兵庫県三木市志染町三津田西亀屋 1501-21
3.

試験項目

3.1 閉止装置に要求される機能について
閉止装置は，原子炉建屋外側ブローアウトパネル（以下「ＢＯＰ」という。
）が開放状態で炉心損傷が発生した場合に，運転員等の中央制御室での居住性確保のため，ＢＯＰの開放部を速やかに閉止し，原子炉建屋の気密性を維持することが求められる。具体的には下記の機能が求められる。
・ 地震後においても，容易かつ確実に閉止でき，また現場において人力による操作できる作動性を確保し，原子炉建屋原子炉棟を負圧に維持できる気密性を確保していること。
・ 開放したＢＯＰを復旧するまでの期間において閉止装置を使用するため，重大事故後，一定期間内に想定される地震が発生した場合においても，原子炉建屋原子炉棟を負圧に維持できる気密性を確保していること。
3.2 加振条件(1) 基準適合性を確認するための加振（基準地震動Ｓｓ加振波による加振）
閉止装置の設置位置（最も高所の設置位置）における基準地震動Ｓｓ＊に対する設計用震度を上回るように設定された加振波を用いて加振を行う。
注記＊：閉止状態の閉止装置は，ＢＯＰと同等の弾性設計用地震動Ｓｄによる荷重が作用した場合の気密性確保が求められるが，耐震裕度を確認するため，基準地震動Ｓｓ加振波を用いて加振を行う。

補足 16-19-1

(2)閉止装置の耐震裕度を確認するための加振（基準地震動Ｓｓ加振波を超える加振波による加振）
閉止装置の耐震裕度を確認するため，振動台の性能限界（基準地震動Ｓｓの倍相当＊）での加振波を用いて加振を行う。
注記 ＊：振動台を動かす油量等の制限により数値が上下する可能性がある。
(3) 閉止装置の不具合対策の効果を確認するための追加加振閉止装置の不具合対策（チェーンの強化等，閂の設置）の効果及び他の部位へ悪影響を及
ぼさないことを確認するため，3.2 (1)と同じ基準地震動Ｓｓ加振波による加振を行う。

補足 16-19-2

3.3 試験項目
基準地震動Ｓｓ加振波及び振動台性能限界加振波による加振を行い，閉止装置に要求される機能が確保されていることを確認する。
・加振後の作動確認：閉止装置が開放状態において，加振後の扉本体の作動性が確保されていることを確認する。また，扉本体の作動確認に合わせて，閂の作動性が確保されていることを確認する。

・加振後の気密性能試験：閉止装置が開放状態において，加振後の気密性を確保していることを確認する。気密性能試験の準備段階で，扉本体を閉動作させる際に，閂が作動することを確認する。
・加振後の気密性能試験：閉止措置が閉止状態において，加振後の気密性を確保していることを確認する。
・加振後の作動確認：閉止装置が閉止状態において，加振後の扉本体の作動性が確保されていることを確認する。扉本体の作動確認に合わせて，閂の作動性が確保されていることを確認する。

図 3-1 に試験治具概念図を示す。
【扉開放状態】【扉閉止状態】

図 3-1 試験治具概念図

補足 16-19-3

4

加振試験
4.1 加振装置（三次元振動台）の概要
振動台の上に試験体を設置し，水平方向と鉛直方向を同時に加振する。表 4-1 に振動台の仕様，図 4-1 に三次元振動台の概要図，図 4-2 に試験体の鳥瞰図及び閂，電動駆動シリンダを示す。
表 4-1 三次元振動台の仕様
加振自由度

3軸6自由度

振動台寸法

20 m×15 m

最大積載重量1200 tf

加振方向

Ｘ方向

Ｙ方向

Ｚ方向

最大加速度

900 cm/s2

900 cm/s2

1500 cm/s2

最大速度

200 cm/s

200 cm/s

70 cm/s

最大変位±100 mm±100 mm±100 mm

図 4-1 三次元振動台の概要図

図 4-2 試験体の鳥観図及び閂，電動駆動シリンダ

補足 16-19-4

4.2 加振波(1) 基準地震動Ｓｓ加振波
加振試験用の模擬地震波は以下のとおりとする。図 4-3，図 4-4 に，複数の基準地震動Ｓｓの床応答スペクトルを包絡する模擬地震波の時刻歴波形，床応答スペクトルを示す。
・閉止装置の設置高さより上方の原子炉建屋 EL.

m・基準地震動Ｓｓ8 波及び建屋影響評価で考慮するばらつきケースを包絡・加振目標の包絡スペクトルは減衰定数％で設定(1) 水平（ＮＳ）方向(2) 水平（ＥＷ）方向(3) 鉛直方向
図 4-3 模擬地震波の時刻歴波形
補足 16-19-5

(1) 水平（ＮＳ）方向(2) 水平（ＥＷ）方向(3) 鉛直方向
図 4-4 模擬地震波の床応答スペクトル（減衰定数％）

注記 ＊：振動台の性能を考慮し，閉止装置の固有周期近傍の加速度に影響を及ぼさない
長周期側の加速度を低減処理した入力地震動にて試験を実施する。

補足 16-19-6

(2) 振動台性能限界加振波
振動台性能限界加振波は，4.2(1)の基準地震動Ｓｓ加振波の振幅を，振動台の性能限界付
近（基準地震動Ｓｓの倍相当）の加速度振幅になるよう等倍した加振波とする。

4.3 加振試験項目及び内容
加振試験ケースの項目，概要は以下の通りである。各試験ケースの扉の試験体条件（閉止装置の開閉状態），加振波等を表 4-2 に示す。
(1) 振動台補償加振目標とする入力波を精度よく振動台で再現するための振動台補償加振を行う。本試験は，試験体を振動台に搭載しない条件で行う。
(2) センサ確認試験
センサの取付方向，感度確認を行うために，各方向単独で正弦波加振を行う。
(3) 振動特性把握試験
試験体の振動特性を把握するため，

Hz～

Hz 程度の振動数成分を有する広帯域ラン

ダム波による加振試験を行う。加振方向は各方向単独とし，扉の開状態及び閉状態の振動特性を確認する。なお，試験体の固有振動数が高い場合は，入力波の主要な振動数成分の範囲に固有振動数がないことを確認する。
(4) 地震波加振試験
加振レベルは 4 段階に分けて振動台の加振性能限界まで漸増させていく。加振方向は 3 方
向同時とし，閉止装置の開状態，閉状態のそれぞれで実施する。
なお，基準地震動Ｓｓを超える加振試験として，振動台の性能限界である基準地震動Ｓｓの倍相当をレベル４として実施し，閉止装置の耐震裕度を確認する。

補足 16-19-7

表 4-2 試験ケース一覧
No

試験項目

試験体条件

加振方向

加振波

加振レベル

備考

－

振動台補償加振

－

X＋Y＋Z

－

－

－

正弦波

0.5 m/s2 程度

ランダム波＊1

2.0 m/s2 程度－

ランダム波＊1

2.0 m/s2 程度

－

1
2

X
センサ確認試験

扉閉

Y

3

Z

4

X
扉閉

5

Y

6

振動特性把握試

Z

7

験

X

8

扉開

9

Y

1～2 Hz で
実施

Z

10

×Ｓｓ

レベル１

11

×Ｓｓ

レベル２

×Ｓｓ

レベル３

扉開

12

X＋Y＋Z

包絡波＊2

×Ｓｓ

13

振動台性能限界

レベル４＊3地震波加振試験
14

×Ｓｓ

レベル１

15

×Ｓｓ

レベル２

×Ｓｓ

レベル３

扉閉

16

X＋Y＋Z

包絡波＊1

×Ｓｓ

17

振動台性能限界

注記 ＊1：

Hz～

レベル４＊3

Hz 程度の振動数成分を有する広帯域ランダム波で加振を行う。

＊2：方向毎に複数の基準地震動Ｓｓの床応答スペクトルを包絡する模擬地震波を作成して加振する。
＊3：基準地震動Ｓｓに対する裕度を確認するために実施する。

補足 16-19-8

4.4 計測要領(1) 計測項目
計測項目は，対策前の試験と同様とする。ただし，対策前の試験結果を参考に，加速度，ひずみ計測点を追加する。
試験体の代表的挙動を評価するための項目を計測する。計測項目を表 4-3 に示す。
表 4-3 計測項目
項目

計測点
・振動台

加速度

・支持架台
・扉
・駆動装置
・プッシュローラ（開閉時に扉を押える部位）

ひずみ

・レール＊
・チェーン＊・閂周辺（閂の荷重を伝達する部位）＊

注記 ＊：対策後の加振試験に追加する計測点(2) 計測位置
計測点は，試験体の代表的な挙動を評価する位置に設置する。表 4-4 に計測項目の一覧表
を示す。
①

加速度
図 4-5，図 4-6 に加速度計の設置位置を示す。

②

ひずみ
図 4-7 から図 4-9 にひずみゲージの設置位置を示す。扉の開時，閉時において扉をおさえる荷重が発生するプッシュローラのひずみを計測する。対策後の加振試験には，レール，チェーン，閂周辺（閂の荷重を伝達する部位）を追加して計測する。ただし今後の詳細検討，試験時の状況判断により，計測位置の見直し，追加の可能性がある。

③

その他
加速度，ひずみ以外に，加振試験時や扉の開閉動作の記録のため，動画撮影を実施する。なお，必要に応じ試験場に備え付けられているカメラも活用する。
・試験体全景：振動台外から，試験体全景を撮影
・扉近傍：振動台または支持架台上から，レール，プッシュローラ付近を撮影(3) 測定計器試験に使用する測定計器を表 4-5，表 4-6 に示す。
補足 16-19-9

表 4-4 計測項目の一覧表（1/2）
No

項目

記号

測定点

方向

1

備考

X
A1

2
3

Y
Z

振動台

4

X
A2

5

・計画条件の範囲内で加振試験が実施されたことの確認が目的

Y

6

Z

7

X
A3

・振動台上加速度を計測

扉上部（閉時）Y・閉時，開時の扉上部の支持架台に設置

9

Z・閉時，開時の閉止装置の機能維持確認

10

X

8

A4

11

扉上部（開時）

Y

12

Z

13

X

14

加速度

A5

駆動装置本体

Y

15

Z

16

X

17

A6

駆動装置の取付位置

Z

19

X
A7

扉の中央部

・駆動装置の振動特性確認も兼ねる

・扉の振動特性確認が目的
・振動特性把握試験時に設置＊1A8

扉の右・中央X

23

A9

扉の左・中央

X

A10

扉の中央部

25
A12

計測が目的

Z

22

26

・駆動装置単体の機能維持確認加速度の

Y

21

24

・支持架台の振動特性確認も兼ねる

Y

18

20

加速度の計測が目的

扉の中央部

27

X

・扉の振動特性，地震応答の確認が目的

Y＊2

・地震波加振，扉閉，レベル３または４X（表 4-2 の No.16 または 17）のケース

Y＊2

で扉に設置＊1

注記 ＊1：扉の開閉による作動性能の確認の際にケーブルが試験体や他センサと干渉する恐れがあるため，代表試験ケースのみでの計測とする。対策前の試験では，計測点 A11 を設定していたが，計測点 A7 で代表できるため対策後の試験では計測点 A11 は設定しない。
＊2：対策後の加振試験に追加する。

補足 16-19-10

表 4-4 計測項目の一覧表（2/2）
No

項目

記号

測定点

方向

28

S1

プッシュローラ

29

S2（扉閉時）＊130

S3

プッシュローラ

31

S4（扉開時）＊1

32

S5＊2

33

S6＊2

34

＊2

備考

・扉の開放状態及び閉止状態での加振試
験時に代表位置として，ひずみの計測

S7

が目的

・S5，S6 は，扉閉時のローラ付近の上部
レールの加振試験時のひずみを計測
・S7 は，扉開時のローラ付近の加振試験

レール時のひずみを計測
－

ひずみ
35

S8＊2

36

S9＊2

・S8 は，下部レール付近の加振試験時のひずみを計測・チェーンの固定端付近の加振試験時の

チェーン
37

S10＊2

38

S11＊2

閂周辺

39

S12＊2

（扉閉時）

40

S13＊2

閂周辺

41

S14＊2

（扉開時）

ひずみを計測・閂の荷重が伝達する部位の加振試験時のひずみを計測する。

注記 ＊1：扉の全閉時，全開時に扉に作用する荷重を代表する位置として計測＊2：対策後の加振試験で追加

補足 16-19-11

表 4-5 測定計測器一覧表（1/2）

補足 16-19-12

№

用途

計測器名称
絶縁抵抗計

1

絶縁抵抗測定2動作試験（モータ電流値測定）

デジタルクランプ
メータ

3

動作試験
（扉開閉，閂押上げ挿入速度測定）

ストップウォッチ

4

熱式風速計

5

風量計測管

メーカ（型式）

気密性能試験
6

デジタル圧力計（絶対圧）

7

デジタル圧力計（差圧計）

補足 16-19-12

仕様表 4-5 測定計測器一覧表（2/2）
№

用途

8

計測器名称
デジタル圧力計（差圧計）

メーカ（型式）

気密性能試験
9

ガラス製単管温度計

10

加速度計
加振試験

補足 16-19-13

11

ひずみゲージ

注記 ＊：RO（Rated Output）：定格出力

補足 16-19-13

仕様表 4-6 測定計測器一覧表（1/2）追加加振試験にて追加して使用する計器
№

用途

計測器名称

動作試験
（モータ電流値測定）

デジタルクランプ
メータ

動作試験（扉開閉，閂押上げ
挿入速度測定）ストップウォッチ

メーカ（型式）1

補足 16-19-14

23
4

補足 16-19-14

仕様表 4-6 測定計測器一覧表（2/2）追加加振試験にて追加して使用する計器
№

用途

計測器名称

5

熱式風速計

6

風量計測管

7

デジタル圧力計（絶対圧）

気密性能試験
補足 16-19-15

8デジタル圧力計（差圧計）

9

ガラス製単管温度
計

10

加速度計

メーカ
（型式）

加振試験
11

ひずみゲージ

注記 ＊：RO（Rated Output）：定格出力

補足 16-19-15

仕様図 4-5 加速度計の設置位置（振動台，支持架台）

補足 16-19-16

図 4-6 加速度計の設置位置（扉，駆動装置）

補足 16-19-17

図 4-7 ひずみゲージの設置位置（プッシュローラ）補足 16-19-18

図 4-8 ひずみゲージの設置位置（レール）補足 16-19-19

図 4-9 ひずみゲージの設置位置（チェーン，閂）補足 16-19-20

5

試験要領
5.1 試験手順
目標とする入力波を精度よく振動台で再現するための振動台補償加振の後，試験体を振動台に搭載し，下記の手順で加振及び加振後の作動試験，気密性能試験を実施する。
なお，試験場との調整，現場の進捗状況等により，試験手順が変更となる場合もある。
(1) 加振試験の準備として，センサ（加速度計及びひずみゲージ）が所定の位置に設置されていることを確認する。また，測定計器の仕様が適切であることを確認する。
(2) センサ確認試験を以下の手順で実施する。
① 閉止装置の扉が閉止状態であることを確認する。
② 加振レベル 0.5 m/s2 程度，振動数 1～2 Hz にて，各方向単独で正弦波加振を行う。
③ センサの取付方向，感度を確認する。
(3) 振動特性把握試験を以下の手順で実施する。
① 閉止装置の扉が閉止状態であることを確認する。
② 加振レベル 2.0 m/s2 程度にて，各方向単独で，Hz～

Hz 程度の振動数成分を有す

る広帯域ランダム波の加振を行う。
③ 試験体の固有振動数を測定し，入力波の主要な振動数成分の範囲に固有振動数の有無を確認する。
④ 閉止装置の扉を開放状態とし，(3) ②，③ を実施する。
【閉止装置の扉開放状態における加振試験】(4) 地震波（×Ｓｓ）加振試験を以下の手順で実施する。

① 閉止装置の扉が開放状態であることを確認する。
② センサ取付状況及び試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。
③ 3 方向同時加振の包絡波によるレベル１（

×Ｓｓ）で加振する。

④ 加振後，採取データを確認する。
(5) 地震波（×Ｓｓ）加振試験を実施する。

① 閉止装置の扉が開放状態であることを確認する。
② センサ取付状況及び試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。
③ 3 方向同時加振の包絡波によるレベル２（

×Ｓｓ）で加振する。

④ 加振後，採取データを確認する。
⑤ 気密性能試験を「5.2(1)気密性能試験」のとおり実施する。

⑥ 作動試験を「5.3(1) 作動試験」のとおり実施する。
(6) 地震波（×Ｓｓ）加振試験を実施する。

(5)①～⑥と同じ。ただし，下記に読み替える。
・レベル２（×Ｓｓ）をレベル３（

・基準地震動Ｓｓの(7) 地震波（

倍を

×Ｓｓ）

倍

×Ｓｓ）加振試験を実施する。
補足 16-19-21

(8) ①～⑥と同じ。ただし，下記に読み替える。
・レベル２（×Ｓｓ）をレベル４（

・基準地震動Ｓｓの

倍を

×Ｓｓ）

倍

【閉止装置の扉閉止状態における加振試験】
閉止装置の扉を閉止状態とし，5.1(4)～(7)を実施する。ただし，下記に読み替える。
・扉の開放状態を閉止状態【追加加振試験（閉止装置の扉開放状態）】① 閉止装置の扉が開放状態，閂（開側，閉側）が挿入状態であることを確認する。
② センサ取付状況及び試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。
③ 3 方向同時加振の包絡波によるレベル３（

×Ｓｓ）で加振する。

④ 加振後，採取データを確認する。
⑤ 開側の閂及び閉側の閂を押し上げる。この際，閂の電動駆動シリンダの電流及び作動時間の計測を行う。
⑥ 気密試験準備のため，扉閉動作させる。
⑦ 開側の閂及び閉側の閂を挿入する。この際，閂の電動駆動シリンダの電流及び作動時間の計測を行う。
⑧ 気密性能試験を「5.2 (1) 気密性能試験」のとおり実施する。
⑨ 作動試験を「5.3 (1) 作動試験」のとおり実施する。併せて，閂の押上げ及び挿入についても確認する。
⑩ 試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。
【追加加振試験（閉止装置の扉閉止状態）】① 閉止装置の扉が閉止状態，閂（開側，閉側）が挿入状態であることを確認する。
② センサ取付状況及び試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。
③ 3 方向同時加振の包絡波によるレベル３（

×Ｓｓ）で加振する。

④ 加振後，採取データを確認する。
⑤ 気密性能試験を「5.2 (1) 気密性能試験」のとおり実施する。
⑥ 作動試験を「5.3 (1) 作動試験」のとおり実施する。併せて，閂の押上げ及び挿入についても確認する。
⑦ 試験体の外観目視点検を行い，異常のないことを確認する。

補足 16-19-22

5.2 気密性能試験について(1) 気密性能試験
ＡＳＴＭ Ｅ283-4（Standard Test Method for Determining Rate of Air Leakage ThroughExterior Windows, Curtain Walls, and Doors Under Specified Pressure Differences Acrossthe Specimen）に準じた装置を用いて実施する。排風機により試験容器内の空気を排出することにより試験体前後に圧力差を生じさせ，試験体のシール部から試験容器へ流入する通気量を測定する。
図 5-1 に気密性能試験装置図，図 5-2 に試験体の内のり寸法図を示す。

図 5-1 気密性能試験装置図

図 5-2 試験体の内のり寸法図

試験体を通過した空気量Ｑ（m3/h）は，風速計の風速Ｖ（m/s），風量測定管の直径ｄ（m）から算出する。

Ｑ ＝Ｖ

d

π

4

3600

試験手順は，「ＪＩＳ Ａ 1516（建具の気密性試験方法）6.3 試験手順」に準じて（ただし，予備加圧後の開閉確認は省略する。），負圧での圧力差
Pa，

Pa と上げ，

Pa，

Pa，

Pa，

Pa，
Pa，

Pa，
Pa，

Pa，

補足 16-19-23

Pa，

Pa と下げていく＊（保持時間 1 分）。通気方向は 1 方向（負圧）とする。
（図 5-3 負圧試験線図）
注記 ＊：負圧を維持できる範囲で試験を実施する。

Pa，

図 5-3 負圧試験線図
試験により得られた試験体を通過した空気量Ｑ（m3/h）を，標準状態（20 ℃，1013 hPa）に換算し，扉の内のり面積（m2）で除すことにより，単位面積当たり，1 時間当たりの通気量（m3/h･m2）として算出する。圧力差に応じた通気量の推移を確認する。
ｑ＝Ｑ’／Ａここで，ｑ ：通気量（m3/h･m2）
Ａ ：試験体の内のり面積（m2）Ｑ’：通過した空気量（20 ℃，1013 hPa 換算値）
（m3/h）
Ｑ’＝Ｑ・

273＋20Ｐ・
1013 273＋Ｔ

Ｐ ：試験容器内の気圧（hPa）
Ｔ ：試験時の空気温度（℃）(2) 判定基準
通気量：m3/h･m2 以下＊（差圧Pa 時）

注記 ＊：閉止装置単体の判定基準（設計目標）としては，ＪＩＳ Ａ 1516 で示される
Ａ4 等級以上とする。なお，原子炉建屋原子炉棟全体としての気密性能は確保できることを確認する。試験体は，実機に取り付ける全ての閉止装置を考慮し，各々の縦・横寸法を包絡する大きさで製作することにより試験の保守性を確保する。

補足 16-19-24

5.3 作動確認について(1) 作動確認【電動作動確認】
電動駆動により閉止装置が開閉できることを確認する。併せて電動機の電流測定及び開閉時間を測定する。なお，開操作と閉操作は原則各 1 回とするが，初期状態との差異があると判断した場合は，各 5 回計測し，最も保守的な値を判定基準に用いる。
また，閉止装置の開閉に合わせ，閂を電動駆動シリンダの操作により押上げ，挿入できることを確認する。なお，電動作動時間については次のとおりとする。
・閂押上げ時間：電動駆動シリンダの起動から，閂押上げ検知のリミットスイッチが作動するまでの時間
・閂挿入時間 ：電動駆動シリンダの起動から，閂挿入のリミットスイッチが作動したことを確認の後，電動シリンダの停止リミットスイッチが作動するまでの時間【手動作動確認】① 閉止装置の扉が開放状態での加振後手動操作により閉止装置が閉止できることを確認する。
（図 5-4）
また，手動操作により閂を引抜き，挿入できることを確認する。ただし，電動作動確認
結果から作動状況に変化がないと判断できる
場合は，手動作動確認を省略する。
② 閉止装置の扉が閉止状態での加振後手動操作により閉止装置が開放できることを確認する。
また，手動操作により閂を引上げ，挿入できることを確認する。ただし，電動作動確認
結果から作動状況に変化がないと判断できる
場合は，手動作動確認を省略する。
(2) 判定基準【電動作動確認】○扉
電動駆動により開閉できること。
扉の閉止：全閉位置であること。

開閉時間： 分以内（参考値）

電流値：定格電流値以内であること。

補足 16-19-25

図 5-4 手動操作概念図

○閂
電動駆動シリンダにより閂が押上げ，挿入できること。
閂の位置：閂が挿入又は押上げ位置であること。

開閉時間

：

電流値

：定格電流値以内であること。

秒以内（参考値）【手動作動確認】○扉
手動操作により閉止（開放状態の加振後）又は開閉（閉止状態の加振後）できること。
扉の閉止：全閉位置又は全開位置であること。

○閂
手動操作により閂を引上げ又は自重により閂挿入できること。
閂の位置：閂が物理的な上限位置までの引上げができること。また，閂挿入時は，ピン頭部がフレーム側の閂受の位置にあること。

表 5-1，表 5-2 に試験工程を示す。

補足 16-19-26

表 5-1 試験工程項目

6/15（金）

6/16（土）

6/17（日）6/18（月）6/19（火）6/20（水）6/21（木）

6/22（金）

AM

AM

AM

AM

AM

AM

AM

AM

PM

PM

PM

PM

PM

PM

PM

PM

振動台補償加振センサ確認試験３方向（扉開）
振動特性把握試験３方向振動特性把握試験３方向

補足 16-19-27

地震波加振（扉開）

振動台への試験体の据付け

地震波加振（扉開）

試験体へのセンサ等計測器類の取付

地震波加振（扉開）

け

地震波加振（扉閉）初期状態の気密性能試験

地震波加振（扉開）

等の作業

予備日

地震波加振（扉閉）
地震波加振（扉閉）
地震波加振（扉閉）
地震波加振（扉開）
注 1 ：試験場との調整により変更となる場合もある。
注 2 ：地震波加振のうちレベル２，３，４の加振後に，健全性確認試験（作動確認，気密性能試験）を実施する。
注 3 ：ＡＭは 10:00～13: 00，ＰＭは 13:30～18:00 を想定している。

補足 16-19-27

表 5-2 追加試験工程項目

7/21（土） 7/22（日） 7/23（月） 7/24（火） 7/25（水） 7/26（木） 7/27（金） 7/28（土） 7/29（日） 7/30（月）7/31（火）

AM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

AM

PM

センサ確認試験３方向（扉開）
振動特性把握試験３方向（扉開）
振動特性把握試験３方向（扉閉）
地震波加振（扉開）
レベル３（

×ＳＳ）

補足 16-19-28

振動台への試験架台の据付け

気密性能試験
地震波加振（扉閉）
レベル３（

×ＳＳ）＊

地震波加振（扉開）
レベル３（

試験架台へのセンサ等計測器類の取付け閂の設置等の作業

×ＳＳ）＊

地震波加振（扉開）
レベル３（

×ＳＳ）＊

地震波加振（扉閉）
レベル３（

×ＳＳ）＊

＜確認試験（参考）＞
地震波加振（扉開）
レベル３（

×ＳＳ）

注 1 ：試験場との調整により変更となる場合もある。
注 2 ：ＡＭは 10:00～13:00，ＰＭは 13:30～18:00 を想定している。
注記 ＊：加振後に，健全性確認試験（作動確認，気密性能試験）を実施する。
補足 16-19-28

試験体各

試験体各

部点検・

部点検・

調整

調整

試験体各
予備日

部点検・
調整

PM

＜参考＞
「ＪＩＳ Ａ 1516 建具の気密性試験方法」抜粋

補足 16-19-29

補足 16-19-30

補足 16-20
ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験結果（6 月）について
1.

試験結果「試験要領」に基づき実施した試験結果概要を以下の表 1-1 に示す。加振時にチェーンの損傷や閉状態の扉の移動（開放）が確認された。また，チェーンの破損がなく扉を閉状態にできれば十分な気密性能が確保できることを確認した。チェーンの破損については対策を実施し，再度，実機大の加振試験を実施する。
表 1-1 試験結果概要（1/2）
試験
No
１

区分
事前確認

２

気密性能
確認

４

加振試験
（レベル１）

６

加振試験（レベル２）

７

８

目的／試験内容

結果

センサ確認

・ 加速度センサの動作確認

完了

振動特性試験

・ ランダム波による振動特性（固有値）確認

完了

気密性能試験

・ 気密性能確認

開

加振試験

Ｓｓ

・ 構造健全性確認

良好

閉

加振試験

Ｓｓ

・ 構造健全性確認

良好

加振試験

Ｓｓ

・ 加振→扉閉操作→気密性能確認
・ 電動での扉開閉確認

良好

－

開／閉

３

５

扉状態

閉

開

閉
加振試験
（レベル３）（1 回目）

試験項目

開

加振試験

Ｓｓ

加振試験
Ｓｓ
・作動確認
・気密性能試験・ 加振→気密性能確認
・ 電動での扉開閉確認
・ 加振→扉閉操作→気密性能確認
・ 電動及び手動での扉開閉確認

補足 16-20-1

良好・ 加振時に扉がmm 開側に移動

良好

表 1-1 試験結果概要（2/2）
９

加振試験
Ｓｓ
・作動確認
・気密性能試験・ 加振→扉閉操作→気密性能確認
・ 電動での扉開閉確認＊

・ チェーン（開側）
破損
・ 閉操作可能であったため電動にて閉操作後，気密
試験実施

加振試験
Ｓｓ
・作動確認
・気密性能試験・ 加振→気密性能確認
・ 電動及び手動での扉開閉確認・ チェーン（閉側）破損
・ 扉は完全閉から
約mm 開方向に移動。手動にて再閉止後，気密試
験実施

加振試験

加振試験

・ 加振→扉閉操作→気・ チェーン（開側）（レベル４）

・作動確認

加振試験（レベル３）（2 回目）

開

10

閉

11

（参考：Ｓｓ
を超える試

12

開

Ｓｓ

密性能確認

・気密性能試験・ 電動及び手動での扉
開閉確認

破損確認
・ 閉操作可能であったため電動に験装置の加て閉操作後，気密

振限界を考

試験実施

慮した試験）

加振試験

Ｓｓ

・作動確認
・気密性能試験・ 加振→気密性能確認

・ チェーン（閉側）・ 電動及び手動での扉破損はなかった

開閉確認が，有意な伸び
（約

mm）を確

認

閉

・ 扉は完全閉から
約mm 開方向に移動。電動にて再閉止後，気密試験
実施

注記 ＊：電動による扉作動確認の結果，電流値，開閉時間に異常がないため手動開閉操作は省略

補足 16-20-2

2.

固有振動数
ブローアウトパネル閉止装置の固有振動数を確認するため，扉が開状態と閉状態時に，各方向（X,Y,Z 方向）単独で，Hz～

Hz 程度の振動数成分を有する広帯域ランダム波（加振レベル

2

2.0 m/s 程度）で加振し，閉止装置の固有振動数を確認した。結果として，扉開状態では，X 方向（面外方向），Y 方向（面内方向），Z 方向（鉛直方向）ともに明確な振動数ピークは確認されず，扉の固有振動数は

Hz 以上と評価した。また，扉閉状態では，X 方向（面外方向）にのみピークが確認され，閉状態面外方向の固有振動数は，前回加振時と同様に約と評価した。固有振動数を以下の表 2-１に示す。
表 2-1 固有振動数
扉状態
（加振時）

開

閉

固有振動数
・面外方向：

Hz 以上

・面内方向：

Hz 以上

・鉛直方向：

Hz 以上

・面外方向：約Hz・面内方向：

Hz 以上

・鉛直方向：

Hz 以上

補足 16-20-3

Hｚ（約

秒）

3.

加振試験加速度の妥当性
閉止装置の上部及び下部の最大加速度は，Ｓｓ包絡条件を超えており，必要な加振がされていることを確認した。加振レベル

Ｓｓの加速度結果を以下の表 3-1 から表 3-8 に示す。また，加振時の応答スペクトルが設計応答スペクトルを超えていることを確認した。応答スペクトルの測定
結果を図 3-1 から図 3-4 に示す。
表 3-1 扉「開」上部の加速度評価（試験 No.9 6 月 20 日 レベル 3）
方向
X
Y
Z

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A4（扉上部）
計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果
○

＜

○

＜

○

表 3-2 扉「開」下部の加速度評価（試験 No.9 6 月 20 日 レベル 3）
方向
X
Y
Z

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A2（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果
○

＜

○

＜

○

表 3-3 扉「閉」上部の加速度評価（試験 No.10 6 月 21 日 レベル 3）
方向X

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A3（扉上部）
計測結果（×9.8 m/s2）

○

＜

Y
Z

判定結果

○
＜

○

表 3-4 扉「閉」下部の加速度評価（試験 No.10 6 月 21 日 レベル 3）
方向
X
Y
Z

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A1（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果
○

＜

○

＜

○

補足 16-20-4

表 3-5 扉「開」上部の加速度評価（試験 No.11 6 月 22 日 レベル 4）
方向

Ｓｓ包絡条件A4（扉上部）（×9.8 m/s2）

計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果

X

○
＜

Y
Z

○
＜

○

表 3-6 扉「開」下部の加速度評価（試験 No.11 6 月 22 日 レベル 4）
方向

Ｓｓ包絡条件A2（扉下部）（×9.8 m/s2）

計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果

X

○
＜

Y
Z

○
＜

○

表 3-7 扉「閉」上部の加速度評価（試験 No.12 6 月 21 日 レベル 4）
方向

Ｓｓ包絡条件A3（扉上部）（×9.8 m/s2）

計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果

X

○
＜

Y
Z

○
＜

○

表 3-8 扉「閉」下部の加速度評価（試験 No.12 6 月 21 日 レベル 4）
方向

Ｓｓ包絡条件A1（扉下部）（×9.8 m/s2）

計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果

X

○
＜

Y
Z

○
＜

○

補足 16-20-5

図 3-1 扉開 下部測定結果（試験 No.9）

図 3-2 扉開 上部測定結果（試験 No.9）

図 3-3 扉閉 下部測定結果（試験 No.10） 図 3-4
補足 16-20-6

扉閉 上部測定結果（試験 No.10）

4.

加振試験結果4.1 チェーン等の破損確認
閂を設置した結果，チェーン破損はなく，扉開放等の不具合は認められなかった。結果を以下の表 4-1，図 4-1 及び図 4-2 に示す。
表 4-1 加振後の外観目視点検結果
試験条件

試験

No. 扉状態

外観目視点検結果等

加振

チェーン

扉開放

その他部位

―

異常なし

6

開

Ｓｓ

破損なし

7

閉

Ｓｓ

破損なし

9

開

Ｓｓ

破損

10

閉

Ｓｓ

破損

11

開

Ｓｓ

破損

12

閉

Ｓｓ

mm 開放
―

扉は約

mm の伸びを確認）

mm 開放

扉は約

図 4-1 加振後のチェーンの状態

補足 16-20-7

異常なし
異常なし

―

破損なし
（約

扉は約

異常なし
異常なし

mm 開放

異常なし

図 4-2 加振後の扉の状態

補足 16-20-8

4.2 気密性能試験結果
気密性能試験の初期状態及び加振後については表 4-2 のとおり。加振後の漏えい量も十分に小さく，原子炉建屋外壁のブローアウトパネル部に適用し，既設原子炉建屋のインリーク量を考慮した場合でも,原子炉建屋としての気密性能（負圧）は十分に確保できることを確認した。
表 4-2 加振後の気密性能試験
試験条件

試験

通気量[m3/h･m2]

備考

No.

扉状態

加振

3

閉

－

約

組立後の加振前

6

開

Ｓｓ

約

加振後に扉を閉止し試験

7

閉

Ｓｓ

約

扉閉状態での加振後の状態で試験

8

開

Ｓｓ

約

加振後に扉を閉止し試験

9

開

Ｓｓ

約

（

Pa 時）

加振時にチェーン（開側）が破損したが電動で閉止後に気密性能試験を実施
加振時にチェーン（閉側）が破損し，扉が約

10

閉

0Ｓｓ

約

mm 開放したため，手動にて閉止後に気密性能試
験を実施

11

開

Ｓｓ

加振時にチェーン（開側）が破損したが電動で約

閉止後に気密性能試験を実施
加振時にチェーンの破損は発生しなかったが，

12

閉

Ｓｓ

チェーンには約

約

た，扉が約mm の伸びが確認された。まmm 開放したため，電動にて閉止

後に気密性能試験を実施＜原子炉建屋としての負圧達成について＞
今回の閉止装置単体での気密性能試験結果から，本装置を原子炉建屋原子炉棟外壁のブローアウ
トパネル部に設置した場合の原子炉建屋の負圧達成可否について評価した結果，非常用ガス処理系
定格容量（m3/h）は,推定漏えい量m3/h を十分に上回るため，非常用ガス処理系にて

Pa 以上の負圧達成可能である。
・既設原子炉建屋の推定インリーク量：約・閉止装置 10 個の合計面積：約

m3/h＠

m2
m2×

・閉止装置 10 個設置時の推定インリーク量：・非常用ガス処理系定格容量：

Pa

m3/h＠

Pa

・閉止装置設置時の原子炉建屋原子炉棟の推定漏えい量：
補足 16-20-9

m3/h･m2＝

m3/h＠

Pa

m3/h＋

m3/h＝

m3/h＠

m3/h＠

Pa ＜

Pa

（非常用ガス処理系定格容量の約％）4.3 扉作動試験
扉作動試験の結果は表 4-3 のとおり。チェーンが健全であれば扉の開閉に問題ないことを確認したが，チェーンが破損した場合には，電動による扉の開閉が不可能となる可能性があるため対策が必要である。
表 4-3 加振後の扉作動試験
電動
試験
No.

扉
初期
状態

開放→閉止

試験
条件

作動時間
目標

秒

閉止→開放

電流
目標

以内

作動時間
8 A

以内

目標

手動

電流

秒 目標

以内

A

以内

6

開

6Ｓｓ

約

秒

約

A

約

秒

約

A 異常なし

7

閉

Ｓｓ

約

秒

約

A

約

秒

約

A 異常なし

8

開

Ｓｓ

約

秒

約

A

約

秒

約

A 異常なし

約 9秒

約

A

約

秒

約

A

9

10

11

開

閉

開

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

備考

加振時チェ

（チェーン

（チェーン

（チェーン

（チェーン 異常なし ーン破損有

取替後）

取替後）

取替後）

取替後）

約

約

約

約

秒

A

秒

A

加振時チェ

（チェーン

（チェーン

（チェーン

（チェーン 異常なし ーン破損有

取替後）

取替後）

取替後）

取替後）

約 9秒

約

約

約

A

秒

A

加振時チェ

（チェーン

（チェーン

（チェーン

（チェーン 異常なし ーン破損有

取替後）

取替後）

取替後）

取替後）
加振時チェ
ーンは破損

12

閉

Ｓｓ

約

秒

約

A

約

秒

約

A 異常なし し な か っ た
が約

mm の

伸びを確認

補足 16-20-10

補足 16-21
ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験（6 月）不具合の原因と対策について
加振試験にて確認された 2 つの不具合（①チェーンの破損，②チェーン破損による閉状態の扉開
放時の再閉止不可）の原因と対策は以下のとおりである。
1.

推定原因

1.1 チェーンの破損
当初設計において，閉止装置のカタログ値から算出される電動機ブレーキ力は，チェーンの許容引張強さより小さいため，ブレーキ力を超える荷重が付加された場合にはすべりが発生し，チェーンには許容引張強さ以上の荷重は付加されないと考えていた。
実際に引張試験にて電動機ブレーキに滑りが発生する荷重を確認した結果，チェーン張力
換算で最大約kN であり，カタログから算出される電動機ブレーキ荷重約kN を超えていた。チェーン張力の概略を図 1-1 に示す。

図 1-1 チェーン張力の概略
電動機駆動軸からチェーン端部までを 1 自由度系に単純化して考える。電動機ブレーキがチェーンを介して受ける力は正弦波に近似できるが，ブレーキ力を超える荷重が付加された場合にはすべりが発生するため，この分の荷重は付加されない。このため，実際に電動機が受ける
荷重は方形波パルス形状となると想定される。機械工学便覧によれば，ブレーキ荷重が方形波
パルス形状の場合，チェーンに作用するブレーキ反力は，最大ブレーキ力の 2 倍となり得ることを確認したが，この影響は設計上，想定されていなかった。

補足 16-21-1

チェーンに付加される荷重がブレーキ荷重の 2 倍になる場合，チェーン張力は，約kN（約kN の 2 倍）程度となり，実際に引張試験にて確認したチェーンの引張強さ（約～kN）を超え，チェーンは破損することを確認した。加振試験時にチェーンが受ける力の概略を図 1-2 に，加振試験後のチェーンを図 1-3 に示す。

図 1-2 加振試験時にチェーンが受ける力の概略

図 1-3 加振試験後のチェーン

補足 16-21-2

以上より，加振試験時にチェーンが破損した原因は，加振試験により発生したスライド方向の慣性力の一部が，チェーン等を通じて電動機ブレーキに伝わり，その反力が動的に増倍されたことにより，チェーンに設計想定以上の過大な引張荷重が発生し，チェーンプレートが塑性
変形してピン穴径が拡大した結果，ピンが抜け出てチェーンが破損したと推定した。図 1-4 にチェーン破損のメカニズムの概要を示す。

注記＊ ：図は扉閉状態のチェーン破壊メカニズムであるが，扉開状態のチェーン破壊メカニズムも同様。ただし，扉が開状態であるためチェーン破損位置は扉を開ける側のチェーン端部近傍となる。

図 1-4 チェーン破損のメカニズムの概要

補足 16-21-3

1.2 加振時の扉の移動
扉閉止状態で扉が開方向に移動し，チェーンの破損により電動にて再閉止できなかった原因について検討した。
チェーンが破損すると扉の移動を抑制するための抗力が減少する。また，参考として実施した扉閉状態でのＳｓ加振（レベル４）時には，チェーンリンク孔の一部（端部から 3 リンク分）を溶接補強した結果，チェーンは破損しなかったが，チェーンには約認された。また，この際の扉の移動量は約mm の伸びが確

mm であったことから，この差分である約mm

分は，モータ部でのすべりによるものと判断した。
以上より，扉閉状態での加振試験時に扉が開放し気密性能を維持できない状態となった原因
は，以下の 3 つが重畳したものと推定した。
(1) 電動機ブレーキ力を上回るチェーン引張力が作用したことによりチェーンが破損し，扉が開方向に移動(2) チェーンに降伏荷重を超える荷重が付加されたことによりチェーンが伸び，扉が開方向に
移動(3) 電動機ブレーキ力を上回るチェーン引張力が作用したことによるチェーンの滑りにより扉が移動
図 1-5 に扉閉止状態から扉が開方向に移動する要因を示す。

図 1-5 扉閉止状態から扉が開方向に移動する要因

補足 16-21-4

2. 対策チェーン破損を防止するため，①加振時のチェーンへ付加される荷重及び変位の低減，②加振時の荷重に耐える対策，③チェーン部の荷重の低減の 3 つの観点から検討した。また，閉状態の扉移動に対する再閉止不可に対しては，加振試験時に扉が移動（開放）しない対策を講じることとし，その効果については，実機大の試験装置にて確認する。
2.1 チェーンの破損(1) 加振時のチェーンへ付加される荷重及び変位の低減対策（閂の設置）
扉開状態又は閉状態での加振時の扉の動きを拘束し，チェーンを含む駆動系に過度な荷重や変位が発生しないように閂を設置する。閂の概要を図2-1に示す。
この際，閂部については，閂が抜けなくなるリスクを最小限とするため，表2-1に示す閂
設計の検討項目を考慮した設計とする。

図 2-1 閂の概要

補足 16-21-5

表 2-1 閂設計の検討項目
閂が抜けな
くなる要因
固着，かじ
り

検討項目

対

策

腐食防止

・ ピン側：・ 閂受側：

かじり防止

・ 閂ピンと閂受の間隙を確保するため，閂の芯が適切に設定できる工法を採用（治具を用いて閂の芯をあわせた後，閂受
（プレート）を固定）
・ かじりが発生しないように閂ピンと閂受で異なる材料を使用
（ピン側：
，閂受側：
）

寸法（熱膨張及
び公差）・ 熱膨張及び製作公差を考慮しても，閂ピンと閂受の間隙を確保できる設計（公差＋熱膨張合計最大mm に対して ㎜を確保する設計）

異物対策

・ 閂ピン頂部の形状により上部からの異物が入らない構造
・ 定期的な動作確認による健全性確認

閂の変形・
強度不足

閂ピンの強度・ 前回加振時の最大加速度の 倍の加速度( 2G)が扉に付加されても塑性変形を起こさない強度を確保（閂が歪まない設
計）

閂押上げ力
不足

閂ピンの自重による挿入

・ 製作精度の確保及びピンの構造強度確保により，閂ピンの傾きを想定しても閂は自重で挿入（落下）する設計

閂ピンの過度な引き抜き防止・ 閂ピンは物理的にプレート側閂受から外れない設計

閂押上げ用電動機への過度な荷
重付加の抑制・ 通常状態では，閂は押上げ用電動機と連結されておらず，地震等の過度な荷重が電動機に付加されない設計

十分大きな閂押
上げ力・ 電動機の押上げ力は，閂重量約
分な容量を確保手動引抜き手段・ ウィンチの定格容量は㎏，ワイヤーの許容荷重は㎏と閂重量㎏に対して十分な容量を確保

機能が維持されていることの確認・ 定期的な動作確認による健全性確認－

補足 16-21-6㎏の 倍の約㎏と十＜熱膨張影響について＞①

閉状態（水平方向）の評価
閉止状態においてＳＡ時の二次格納施設内の温度として 100 ℃を想定し熱膨張を考慮した。
図 2-2 に閉状態（水平方向）の評価を示す。扉の閉止動作は，チェーンガイドに取り付けられた
ストライカがリミットスイッチを作動させ扉を停止するため，リミットスイッチの位置を基準点とし，扉側閂受の変位量はストライカと扉側閂受の距離（下図Ｌ1），架台側閂受の変位量はリ
ミットスイッチと架台側閂受の距離（下図Ｌ2）に比例するため，扉側及び架台側閂受について，それぞれの熱膨張率を使用して，各閂受の位置の変位量を算出した。評価の結果，扉の閉止側で相対変位量mm の変位が生じるものの，閂ピンと閂受の隙間（ mm）の範囲内であることを確認した。

図 2-2 閉状態（水平方向）の評価②

開状態（水平方向）の評価
開状態においては屋外であることを考慮して，50 ℃を想定し熱膨張を考慮した。図 2-3 に開状態（水平方向）の評価を示す。熱膨張による閂受の位置の変位量は，リミットスイッチの位置を基準点とし，扉側閂受の変位量はチェーンガイドに設置されているストライカと扉側閂受の距離（下図Ｌ3），架台側閂受の変位量はリミットスイッチと架台側閂受の距離（下図Ｌ4）に比例するため，それぞれの熱膨張率を使用して，各閂受の位置の変位量を算出した。評価の結果，相対変位量mm の変位が生じるものの，閂ピンと閂受の隙間（ mm）の範囲内であることを確認した。

補足 16-21-7

図 2-3 開状態（水平方向）の評価③

垂直方向の評価
閉止状態においてＳＡ時の二次格納施設内の温度として 100 ℃を想定し熱膨張を考慮した。
垂直方向については，チェーンガイド部から下部閂受までの距離が熱影響範囲である。評価の結果，扉側閂受と架台側閂受の相対変位量（mm が生じるが，架台側閂受と扉側閂受間の隙間mm）の範囲内であることを確認した。図 2-4 に垂直方向の評価を示す。

図 2-4 垂直方向の評価

補足 16-21-8

④

閂の製作精度について
閂については，製作公差を小さく製造したカラー（黄＆緑）や仮ピン（灰色）を用いて位置決めを行い，架台受プレート及び扉受プレートを設置することで製作精度を確保する。この施工法により，閂ピンと閂受部に生じる変位量としては，ピン及び閂受等の製作公差の合計± mm 及びリミットスイッチによる停止位置の誤差が± mm となり，閂ピンと閂受の隙間（ mm）の範
囲内で製作可能である。図 2-5 にカラー取付け状況を，図 2-6 に閂の組み立てステップを示す。

図 2-5 カラー取付け状況

図 2-6 閂の組み立てステップ

補足 16-21-9

⑤

製作精度のまとめ
扉各部の製作公差，扉のリミットスイッチによる位置決め精度，熱膨張による変形の合計は最大mm 程度であるため，閂（ピン）と閂受けの隙間をmm とする。図 2-7 にリミットスイ

ッチの設置位置及び公差を示す。

No.

考慮している製作誤差等①

ピンの製作公差②

架台側プレートの穴径製作公差③

扉側プレートの穴径製作公差④

リミットスイッチ位置決め精度⑤

熱膨張（ピン）⑥

熱膨張（チェーンガイド，扉，プレート）
合設計公差（mm）

計

図 2-7 リミットスイッチの設置位置及び公差

補足 16-21-10

(2) 加振時の荷重に耐える対策（チェーン材質の変更及びオフセットリンク構造の取止め）
チェーン破損防止のため，閂構造を採用することにより，チェーンを含む扉の駆動系が，過大な加振荷重や変位を受けない設計とするが，電動機ブレーキ反力に関する知見を踏まえて，チェーンを高強度で耐候性を有する材質に変更する。材料強度を上げたチェーンについて，引張試験を実施し確認した結果を図2-8に示す。破断荷重は現行品の約

倍の約

kN

（扉開又は閉状態において，ブレーキとなる電動機駆動軸からチェーン端部までのリンク数
は約 リンクであるため，の最大反力

リンクでの試験データから評価）であり，電動機ブレーキ荷重kNが発生しても破損しないこと，また，閂部の間隙から推定されるチェーンの最大変位量（ ㎜）が発生した場合でも，チェーンの変位は概ね弾性域であることを確認した。
なお，強度計算において使用するチェーンの引張強度は，実際の試験結果ではなく，チェーンメーカのカタログ値である約kNを用いて設計する。

図2-8 材料強度を上げたチェーンの引張試験結果
併せて，現設計では，チェーン端部とエンドボルトの接続ためオフセットリンクが使用されているが，構造変化部となるため，エンドボルトのガイドレールへの固定位置を調整し，チェーン長さを調整することで，オフセットリンクを使用しない設計とする。図 2-9 に現設計チェーンと新設計のチェーンの比較を示す。

補足 16-21-11

図 2-9 現設計チェーンと新設計のチェーンの比較(3) チェーン部の荷重の低減対策（チェーンリンク数の増加）
チェーンに破損が発生する短尺部（扉開状態又は閉状態において，電動機駆動軸からチェーン端部までの距離が短い側）のチェーンの荷重低減策として，短尺部を延長し，チェーン
1個あたりの伸び量を低減することで，地震荷重を緩和する効果を期待できるため，加振試
験体形状の制限を踏まえて，短尺部について，開状態で約約mm（ リンク分），閉状態でmm（ リンク分）を延長する。図2-10にチェーンの短尺部を示す。

図 2-10 チェーンの短尺部
2.2 加振時の扉の移動
加振時に扉が移動（開放）しない対策として，加振時のチェーンへ付加される荷重及び変位を低減させる対策と同様に閂を設置し，扉の移動（開放）をさせない設計とする。
2.3 その他
チェーン材質を変更し，高強度のものを採用した場合，荷重伝達経路上の最弱部がチェーンからスプロケット軸やモータ駆動軸に変更となる。このため，スプロケット軸及びモータ駆動
軸の支持方法を か所で支持する構造から か所で支持する構造に変更し，設計裕度を確保することとする。図2-11にスプロケット軸及びモータ駆動軸の支持方法の比較を示す。

補足 16-21-12

斜め上から撮影
改造前（片持ち）改造後（両持ち）
斜め下から撮影

図 2-11 スプロケット軸及びモータ駆動軸の支持方法の比較

補足 16-21-13

補足 16-22
ブローアウトパネル閉止装置の試験体の荷重伝達経路各部位の簡易強度計算について
1. 概要
閉止装置の試験体が加振試験において発生した，チェーン切断事象の原因を特定するため，扉開閉方向の荷重伝達経路及び伝達経路上の各部材の開閉方向の荷重に対する強度上の裕度を簡易的に確認したものである。
2.

対象部位
開閉方向の荷重伝達経路となる部材を強度計算の対象とする。荷重の伝達経路及び計算対象部
位を図 2-1 に示す。

図 2-1 荷重伝達経路及び計算対象部位
3.

強度計算

(1) 荷重図 3-1 に荷重伝達経路の模式図を示す。応力評価に際し荷重は以下のケースを考慮した。
a.

設計想定時：モータのブレーキ（カタログ値）による制動力が駆動系へ負荷＊b.

加振試験時：ブレーキトルク試験結果から得られた推定荷重加振試験で使用したモータのブレーキトルクを実測して得られたトルク値に動的効果を考慮して倍した荷重

注記 ＊： モ－タのブレ－キトルクによる荷重
補足 16-22-1

・モ－タのブレ－キの標準動摩擦トルク：
T0＝

N m

・実減速比：
・減速機の出力軸のブレ－キトルク：
TB＝ ×

＝

N m

・スプロケット径：
D＝mm

・チェ－ン張力 FB：
FB＝2×TB/D＝2×

図 3-1 荷重伝達経路の模式図
/

＝

kN

(2) 応力計算
2.で示した荷重伝達経路上の部材に対し，扉開閉方向の荷重に対する応力を算出した。評価
断面は強度上最も脆弱な部位とした。計算は単位荷重に対して行い，荷重値に対して比例倍して評価を行う。
(3) 評価
要因分析のための脆弱部位の特定が目的であるため，各部材の引張強さに対する算出応力の比を裕度として算出し評価した。
4.

計算結果
計算結果を各部位の裕度（＝許容値／組合せ応力）として整理し，表 4-1 に対策前の評価結果，表 4-2 に対策後の評価結果を示す。

補足 16-22-2

表 4-1 対策前の計算結果まとめブレーキトルク（カタログ値）よブレーキトルク試験から得られり発生する荷重：

た荷重：

kN

kN
＊

＊

注記 ＊：裕度＝許容値／評価値（1 以上で成立）

許容値は Su（引張強さ）ベース

表 4-2 対策後の計算結果まとめ＜対策前＞＜対策後（閂あり）＞＊１【参考】＜対策後（閂なし＞
＊１

＊２

＊１

＊３

閂

注記 ＊1：裕度＝許容値／評価値（1 以上で成立）

許容値は Su（引張強さ）ベース＊2：許容値はカタログ値を使用。引張試験による実力値では，裕度＊3：許容値はカタログ値を使用。引張試験による実力値では，裕度

補足 16-22-3

対策品のチェーン，スプロケット，モータ出力軸等について，閂のある場合は，閂受とピンのギャップ

mm を用いて，チェーン（対策品）引張試験から得られたmm 伸びた時点での荷重（リンク分のチェーンが

kN，図 4-1 参照）を用いて評価した。閂については，加振試験で得られた加速度に基づく荷重により評価した。
また，閂がない場合の裕度評価については，電動機ブレーキ荷重から得られた評価した。

図 4-1 変位と荷重曲線

補足 16-22-4

kN を用いて①ボルト 1
図 4-2 にボルト 1 の模式図を示す。

ボルトはブラケット 1 体につき本。ブラケットがるため，合計ボルト

体あ本で荷重を受持つと考える。

注：ボルトの設計として，ボルト自体でせん断荷重を受けるのではなく，締付けによる摩擦力で耐えるという思想であるが，ここでは仮にボルトがせん断力を受けたとして，どれくらいの裕度があるかを確認する。以降，ボルトについては同様の考えとする。
図 4-2 ボルト 1 の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）A＝π/4×(2)×（mm2）（小数点第3位を四捨五入)＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝2（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√( ＋3×(5)（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ)：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（

(6)

)＝

（設計時）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-5

②ハンガーローラ ブラケット 1
図 4-3 にハンガーローラ ブラケット 1 の模式図を示す。

ハンガ－ロ－ラ箇所

で荷重を受けるものとする。

図4-3 ハンガーローラ ブラケット1の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面二次モ－メントI（mm4），断面係数Z（mm3）
A＝

×

× × ＝

I＝

×{(

＋

×

/ ＋

)＝

Z＝I/(
(2)

（mm2）
3

－

3

}/

（mm4）

× ＝

（mm3）(小数点第3位を四捨五入）

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝

評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝W×L/Z＝1000×(5)（MPa）（小数点第3位を切上げ）/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σc（MPa）
σC＝√(σb2＋3τ2)＝√(

＋3×

)＝

補足 16-22-6（MPa）（小数点第3位を切上げ）

(6)許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（

(7)

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-7

③ハンガーローラ リンク
図 4-4 にハンガーローラ リンクの模式図を示す。

ハンガ－ロ－ラ箇所で荷重を受けるものとする。

図4-4 ハンガーローラ リンクの模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）
A＝

(2)

×(

－

)× ＝

（mm2）

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/5400＝0.19（MPa）（小数点第3位を切上げ）(4)

組合せ応力：σc（MPa）
σC＝√(σ2＋3τ2)＝√(02＋3×0.192)＝0.33（MPa）（小数点第3位を切上げ）(5)許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（SUS304の値）

(6)

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/0.33＝1575.75（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-8

④ハンガーローラ ブラケット 2
図 4-5 にハンガーローラ ブラケット 2 の模式図を示す。

ハンガ－ロ－ラ箇所

で荷重を受けるものとする。

図4-5 ハンガーローラ ブラケット2の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面二次モ－メントI（mm4），断面係数Z（mm3）
A＝

×

× × ＝

I＝

×{(

＋

×

/ ＋

)＝

Z＝I/(
(2)

（mm2）
3

－

}/

（mm4）

× ＝

（mm3）（小数点第3位を四捨五入）

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝W×L/Z＝1000×/＝

補足 16-22-9（MPa）（小数点第3位を切上げ）

(5)組合せ応力：σc（MPa）
σC＝√(σb2＋3τ2)＝√(

(6)

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（

(7)

＋3×

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-10

⑤ボルト 2
図 4-6 にボルト 2 の模式図を示す。

ボルトはブラケット 1 体につき本。ブラケットがるため，合計ボルト

体あ本で荷重を受持つと考える。

図 4-6 ボルト 2 の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）A＝π/4×(2)2×（mm2）（小数点第3位を四捨五入）＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√

(5)

2

＋3×

2

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値(引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（(6)（MPa）（小数点第3位を切上げ）（設計時）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-11

⑥ホルダ
図4-7にホルダの模式図を示す。

ホルダ

箇

所で荷重を
受けるもの
とする。

図4-7 ホルダの模式図
(1)

(2)

断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）
A＝

×(

－

× )× ＝

（mm2）

Z＝

×(

－

× )3× /(

× )＝（mm3）（小数点第3位を四捨五入）

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝(W×La)/Z＝(1000×

(5)

/

2

＋3×

2

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ)：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（(7)（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σb2＋3×τ2)＝√(

(6)

＝

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）
補足 16-22-12

⑦ボルト3
図4-8にボルト3の模式図を示す。

）

各ホルダに対してボルトは 本，ホルダが 体あるため， 箇所で荷重を負担すると考える。

図 4-8 ボルト 3 の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）A＝π/4×(2)2（mm2）（小数点第3位を四捨五入）

× ＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σc（MPa）
σc＝√（σ2＋3τ2）＝√（ 2＋3×

(5)

)＝

（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（(6)

2（設計時）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-13

⑧チェーンガイド
図4-9にチェーンガイドの模式図を示す。

図4-9 チェーンガイドの模式図
(1)

(2)

断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）
A＝(

－(

－ ×

Z＝

（mm3）

＋(

×

－(

－ × )×(

－ ))＝

（mm2）

荷重：W（kN），モーメント：M（kN･mm）
W＝1（kN）
M＝1×

(3)

＝

（kN mm）

評価断面に生じる引張り応力：σ（MPa）
σ＝W/A＝1000/(4)（MPa）（小数点第3位を切上げ）

評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝

(5)

＝

/

＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√((σ＋σb)2＋3×τ2)＝√((＋)2＋3× )＝

（小数点第3位を切上げ）(6)許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（の値）
補足 16-22-14

（MPa）

(7)

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-15

⑨エンドボルト
図 4-10 にエンドボルトの模式図を示す。

図4-10 エンドボルトの模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）A＝π/4×(2)2（mm2）（小数点第3位を四捨五入）＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じる引張り応力：σ（MPa）
σ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√((5)＋3× )＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝930（MPa）（

(6)

2

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝930/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-16

⑩チェーン（対策前）
図 4-11 にチェーン（対策前）の模式図を示す。

図 4-11 チェーン（対策前）の模式図
チェ－ンは応力ではなく，発生荷重とカタログ記載の最小引張強さの比較により評価する。図 412 にチェーンの引張試験結果を示す。
(1)

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(2)

最小引張強さ：Wc（kN）（カタログ値）Wc1＝

kN（参考値）（引張試験での実測値）Wc2＝
(3)

kN

裕度：Ｋ
Ｋ＝Wc2/W＝

図 4-12 チェーンの引張り試験結果（荷重－変位線図）

補足 16-22-17

⑩チェーン（対策後）
図 4-13 にチェーン（対策後）の模式図を示す。

図 4-13 チェーン（対策後）の模式図
チェ－ンは応力ではなく，発生荷重とカタログ記載の最小引張強さの比較により評価する。
(1)

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(2)

最小引張強さ：Wc（kN）（カタログ値）Wc1＝

kN（参考値）（引張試験での実測値）Wc2＝
(3)

kN

裕度：Ｋ
Ｋ＝Wc1/W＝

補足 16-22-18

⑪スプロケット（補助）軸（対策前）
図 4-14 にスプロケット（補助）軸（対策前）の模式図を示す。

図4-14 スプロケット（補助）軸（対策前）の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）A＝π/4×
Z＝π/32×(2)2（mm2）（小数点第3位を四捨五入）＝
3（mm3）（小数点第3位を四捨五入）＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝√(

2

＋

2

)/

＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

補足 16-22-19

(4)評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）＋

2

σC＝√(σb2＋3×τ2)＝√(2σb＝(W×L)/Z＝(√(

2

)×

)/5

＝

（MPa）

（小数点第3位を切上げ）(5)

組合せ応力：σC（MPa）
＋3×

2

)＝

（MPa）

（小数点第3位を切上げ）(6)許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝570（MPa）（

(7)

）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝570/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-20

⑪スプロケット（補助）軸（対策後）
図 4-15 にスプロケット（補助）軸（対策後）の模式図を示す。

箇所のスプロケット軸で均等に全荷重を受け持つとする。
図4-15 スプロケット（補助）軸（対策後）の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）A＝π/4×
Z＝π/32×(2)2（mm2）（小数点第3位を四捨五入）

×2＝3（mm3）（小数点第3位を四捨五入）

×2＝

荷重：W（kN），せん断力F（N），モーメントM（Nmm）
W＝1（kN）
2

F＝WL2/L＝√(2

M＝WL1L2/L＝√(

2

＋

)×
2

＋

)×

/

＝
×

（N）（小数点第3位を切上げ）/＝（N mm）（小数点第3位を切上げ）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝F/A＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

補足 16-22-21

(4)評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝(5)/＝

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σb2＋3×τ2)＝√(

(6)

2

＋3×

2

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ）：引張強さSu（MPa）
Su＝570（MPa）（(7)（MPa）（小数点第3位を切上げ）

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su/σc＝570/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-22

⑪’モータ出力軸（対策前）
図 4-16 にモータ出力軸（対策前）の模式図を示す。

図4-16 モータ出力軸（対策前）の模式図(1) 断面特性：断面積 A（mm2），断面係数 Z（mm3）A＝π/4×＝（mm2）（小数点第 3 位を四捨五入）

Z＝π/32×＝（mm3）（小数点第 3 位を四捨五入）(2) 荷重：W（kN），せん断力 F（N），曲げモーメント M（N mm），ねじりモーメント T（N mm）
W＝1（kN）
F＝W＝1000（N）
M＝WL1＝1000×＝（N mm）

T＝WD/2＝1000×/2＝（N mm）(3) 評価断面に生じるせん断応力：τs（MPa）
τs＝F/A＝1000/＝（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）(4) 評価断面に生じる曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝/＝（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）(5) 評価断面に生じるねじり応力：τt（MPa）
τt＝16T/πd3＝(16×

)/(π×

3

)＝

（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）

補足 16-22-23

(6) 評価断面に生じる組み合わせ応力：σ（MPa）
σ＝√(σb2＋3×(τs＋τt)2)＝√(62＋3×(+（小数点第 3 位を切上げ）(7) 許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝690（MPa）（）の値）(8) 裕度：Ｋ
Ｋ＝Su/σ＝690/＝（小数点第 3 位を切下げ）

補足 16-22-24

)2)＝

（MPa）

⑪’モータ出力軸（対策後）
図 4-17 にモータ出力軸（対策後）の模式図を示す。

図 4-17 モータ出力軸（対策後）の模式図(1) 断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）A＝π/4×
Z＝π/32×2（mm2）（小数点第3位を四捨五入）＝
3（mm3）（小数点第3位を四捨五入）＝(2) 荷重：W（kN），せん断力F（N），曲げモーメントM（N mm），ねじりモーメントT（N mm）
W＝1（kN）
F＝WL２/L＝1000×/

M＝WL１L２/L＝1000×＝×（N）（小数点第3位を四捨五入）/＝（N mm）（小数点第3位を四捨五入）（N mm）

T＝WD/2＝1000×1 /2＝(3) 評価断面に生じるせん断応力：τs（MPa）
τs＝F/A＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）(4) 評価断面に生じる曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）(5) 評価断面に生じるねじり応力：τt（MPa）
τt＝16T/πd3＝(16×

)/(π×

3

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

補足 16-22-25

(6) 評価断面に生じる組み合わせ応力：σ（MPa）
σ＝√(σb2＋3×(τs＋τt)2)＝√(

＋3×(

+

（小数点第3位を切上げ）(7) 許容値（引張強さ)：Su（MPa)Su＝690（MPa）（）の値）(8) 裕度：Ｋ
Ｋ＝Su/σ＝690/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-26

)2)＝

（MPa）

⑫軸補強部材（対策後）
図 4-18 に軸補強部材（対策後）の模式図を示す。

図 4-18 軸補強部材（対策後）の模式図(1) 断面特性：断面積A（mm2），断面二次モーメントI（mm4），断面係数Z（mm3）（mm2）

A＝ × ×2＋ × ＝

e＝( × ×2×( ＋ 0＋ 0/2)＋ × × /2)/(
I＝( ×/12＋ × ×( ＋ ＋＋ × ×(
Z２＝I/)2)×2＋ ×

/12

4

（mm ）

－ /2)2＝

Z１＝I/( ＋ ＋ -/2－

× ×2＋ × )＝（mm3）（小数点第3位を四捨五入）)＝（mm3）（小数点第3位を四捨五入）＝(2) 荷重：荷重W（kN），せん断力F（N），曲げモーメントM（N mm）
W＝1（kN）
F＝√(

2

＋

2

)＝

M＝√(

2

2

)× ＝

＋

（N）（小数点第3位を切上げ）（N mm）（小数点第3位を切上げ）(3) 評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝F/A＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）(4) 評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z２＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）
補足 16-22-27（mm）

(5) 組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√（σb2＋3×τ2）＝√（

2

＋3×

2

）＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）(6) 許容値（引張強さ)：Su（MPa)Su＝520（MPa）（の値）(7) 裕度：Ｋ
Ｋ＝Su/σc＝520/＝（小数点第 3 位を切下げ）

補足 16-22-28

⑫’減速機固定ボルト
図 4-19 に減速機固定ボルトの模式図を示す。

図 4-19 減速機固定ボルトの模式図(1) 断面特性：断面積 A（mm2），断面二次モーメント I（mm4），断面係数 Z（mm3）2A＝π/4×I＝(π×（mm2）（小数点第3位を四捨五入）

×4＝

2

/4×

2

（mm4）（小数点第3位を四捨五入）)×4＝[ボルト断面内に関する項は無視]
Z＝I/( ＋

（mm3）（小数点第3位を四捨五入）/2)＝(2) 荷重：荷重W（kN），曲げモーメントM（N mm）
W＝1（kN）
M＝W×L＝1000×＝（N mm）(3) 引張応力：σ（MPa）
σ＝M/Z＝/＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

補足 16-22-29

(4) 組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√(2＋3× 2)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）(5) 許容値（引張強さ)：Su（MPa)Su＝930（MPa）（の値）(6) 裕度：Ｋ
Ｋ＝Su/σc＝930/＝（小数点第 3 位を切下げ）

補足 16-22-30

⑬モータべース
図 4-20 にモータベースの模式図を示す。

図 4-20 モータベースの模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面二次モ－メントI（mm4），断面係数Z（mm3）
A＝

×

× ＝

I＝

×{(

＋

Z＝I/(
(2)

/ ＋

（mm2）
× ) 3－

3

}/

（mm4）

＝

（mm3）（小数点第3位を四捨五入）)＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

評価断面に生じる曲げ応力：σb（MPa）
σb＝M/Z＝W×L/Z＝1000×(5)（MPa）（小数点第3位を切上げ）

2

＋3×

2

)＝

（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（(7)＝

組合せ応力：σc（MPa）
σc＝√(σb2＋3τ2)＝√(

(6)

/

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-31

⑭モータベース用ボルト（ボルト4）
図4-21にモータベース用ボルト（ボルト4）の模式図を示す。

合計ボルト本で荷重を受持つと考える。

図 4-21 モータベース用ボルト（ボルト 4）の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2）A＝π/4×(2)（mm2）（小数点第3位を四捨五入）

×4＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）
τ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√( ＋3×

(5)

)＝

（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝690（MPa）

(6)

2

）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝690/＝（小数点第3位を切下げ）

補足 16-22-32

⑮ハンガーレール（）

図4-22にハンガーレールの模式図を示す。

図4-22 ハンガーレールの模式図(1)

断面特性：断面積：A（mm2）
荷重が伝達する面積は，断面の1/4で伝達するものとする。
A＝

/4＝

（mm2）

断面積はＪＩＳ(2)

Ｇ

4321:2000より引用

荷重：W（kN）
W＝1（kN）(3)

評価断面に生じる軸方向応力：σ（MPa）
σ＝W/A＝1000/(4)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）
σC＝√(σ2＋3×τ2)＝√((5)＋3× 2)＝（MPa）（小数点第 3 位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝520（MPa）（

(6)

2

の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝520/＝（小数点第 3 位を切下げ）

補足 16-22-33

⑯閂
図 4-23 に閂の模式図を示す。

図4-23 閂の模式図(1)

断面特性：断面積A（mm2），断面係数Z（mm3）2A＝π/4×
Z＝π/32×(2)（mm2）小数点第3位を四捨五入）

× ＝（mm3）（小数点第3位を四捨五入）

× ＝

荷重：W（kN）
W＝1（kN）
F＝（＝＝1000×＋1000×（＋））／（N）（小数点第3位を四捨五入）

M＝＝1000×
＝
(3)

×（

/

＝

／

評価断面に生じる軸曲げ応力：σb（MPa）／＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

組合せ応力：σC（MPa）＋3×)＝（MPa）（小数点第3位を切上げ）

許容値（引張強さ）：Su（MPa）
Su＝570（MPa）(7)×（MPa）（小数点第3位を切上げ）

σC＝√(σb2＋3×τ2)＝√((6)＋1000×

評価断面に生じるせん断応力：τ（MPa）

σb＝M/Z＝(5)）／（N）（小数点第3位を四捨五入）

τ＝F/A＝
(4)

＋

）の値）

裕度：Ｋ
Ｋ＝Su /σc＝570/＝（小数点第3位を切下げ）
補足 16-22-34

以上の計算結果をまとめると，表4-3となる。
表4-3

No.

部品名

荷重伝達経路各部位の簡易強度計算結果
荷重1kN
に対する
裕度

荷重 kN
に対する
裕度

荷重 8kN
に対する裕度

備考＜対策前（閂なし）＞ ＜対策後（閂有り）＞
1
2
3
4
5
6
7
8
9

ボルト1
ハンガーローラ

ブラケット1
リンク
ブラケット2

ボルト2
ホルダ
ボルト3
チェーンガイド
エンドボルト対策前対策後
対策前
11 スプロケット軸
対策後
対策前
11' モータ出力軸
対策後
12 スプロケット軸補強部材
12' 減速機固定ボルト
13 モータベース
14 ボルト4
15 ハンガーレール※
16 閂＊※ ＊：閂については，加振試験時の扉の最大加速度（閂については、加振試験時の扉の最大加速度（9.6
注記
10 チェーン

重で評価した値（236kNの荷重で評価した値（

補足 16-22-35

kN）

補足 16-23
ブローアウトパネル閉止装置の閂ピンと閂受の熱膨張による影響について
1.

概要閂ピン及び閂受プレートが熱膨張した場合においても，閂ピンの熱膨張は閂ピンと閂受プレー

トの隙間の範囲内であり，閂の押上げ，挿入に影響がないことを確認する。
2.

評価結果
閂部の材質は，閂受プレートが
数は

の約

，ピンが

である。

の線膨張係

倍あるため，熱膨張によりピン径が増加するよりもプレート穴が大きくなる

割合が大きいため，熱膨張は問題とはならない。
3.

線膨張係数による詳細評価(1)閂ピン及び閂受プレートの寸法は図3-1のとおり。

図3-1
(2)

閂ピン及び閂受プレート

評価条件・評価結果
閉止装置が閉止状態において，ＳＡ時の二次格納施設内の温度がし，℃からのΔＴ＝℃になると仮定

Kにて評価

線膨張係数は次のとおり（出典：発電用原子力設備規格材料規格（2012年版））（プレート）線膨張係数α１：
α ２：（閂ピン）線膨張係数/K・・・プレート部/K・・・ピン部

熱による変位量ΔＬ＝α・Ｌ・ΔＴにより，各変位量を評価
評価条件及び評価結果を表3-1に示す。

補足 16-23-1

表3-1
温度変化ΔＴ（K）

評価条件及び評価結果
Ｌ１

Ｌ２（mm） （mm）

ΔＬ（mm）

熱膨張による閂ピンと閂受プレート間の隙間変位量（mm）

プレートＡ－Ａ
プレートＢ－Ｂ

32.5

閂ピン

－

補足 16-23-2

補足 16-24
ブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験結果（7 月）について
1.

試験結果（追加試験）「試験要領」に基づき実施した試験結果概要を以下の表 1-1 に示す。
表 1-1 試験結果概要
区分

No

事前確認

１
２

要素試験
（閂単体）

３

気密性能
確認（加振

試験項目

目的／試験内容

センサ確認

加速度センサの動作確認

振動特性試験

ランダム波による閂状態での振動特性（固有値）確認

加振試験

Ｓｓ（扉開） 加振後の閂動作確認・閂作動確認
気密性能試験

４

閂
有無

結果

－

完了

有

完了

有

良好

有

良好

有

良好

有

良好

有

良好

有

良好

無

良好

気密性能確認（閂間隙を考慮し扉位置を変えて実施）

無）
加振試験

加振試験

（1 回目）

５

Ｓｓ（扉開） ・加振→扉閉操作（閂含む）・作動確認→気密性能確認

・気密性能試験

・電動での扉開閉確認（閂含む）・手動での扉開閉確認（閂含む）

加振試験
６

加振試験

・作動確認

・電動での扉開閉確認（閂含む）・気密性能試験

・手動での開閉操作（閂含む）

加振試験（2 回目）

７

Ｓｓ（扉閉） ・加振→気密性能確認

Ｓｓ（扉開） ・加振→扉閉操作（閂含む）・作動確認→気密性能確認

・気密性能試験
加振試験
８・電動での扉開閉確認（閂含む）Ｓｓ（扉閉） ・加振→気密性能確認

・作動確認

・電動での扉開閉確認（閂含む）・気密性能試験

・手動での開閉操作（閂含む）＊

その他

参

加振試験

Ｓｓ（扉開） 強度を増加させたチェーンでの

確認試験

考

・扉開閉試験

加振試験

注記 ＊：電動による扉及び閂の作動確認の結果，電流値，開閉時間に異常はないが，念のため手動開閉操作も実施
補足 16-24-1

2.

固有振動数
ブローアウトパネル閉止装置の固有振動数を確認するため，扉が開状態と閉状態時に，各方向（X,Y,Z 方向）単独で，Hz～

Hz 程度の振動数成分を有する広帯域ランダム波（加振レベル

2

m/s 程度）で加振し，閉止装置の固有振動数を確認した。結果として，扉開状態では，X 方向（面外方向），Y 方向（面内方向），Z 方向（鉛直方向）ともに明確な振動数ピークは確認されず，扉の固有振動数は

Hz 以上と評価した。また扉閉状態では，X 方向（面外方向）にのみピークが確認され，閉状態面外方向の固有振動数は，前回加振時と同様に約評価した。固有振動数を図 2-1 に示す。

図 2-1 固有振動数

補足 16-24-2

Hｚ（約

秒）と

3.

加振試験加速度の妥当性
閉止装置の上部及び下部の最大加速度は，Ｓｓ包絡条件を超えており，必要な加振がされているＳｓの加速度結果を以下の表 3-1 から表 3-8 に示す。また加振時ことを確認した。加振レベルの応答スペクトルが設計応答スペクトルを超えていることを確認した。応答スペクトルの測定結果を図 3-1 から図 3-8 に示す。
表 3-1 扉「開」上部の加速度評価（試験 No.5）
方向
X

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A4(扉上部）
計測結果（×9.8 m/s2）

○

＜

Y
Z

判定結果

○
＜

○

表 3-2 扉「開」下部の加速度評価（試験 No.5）
方向
X

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A2（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

○

＜

Y
Z

判定結果

○
＜

○

表 3-3 扉「閉」上部の加速度評価（試験 No.6）
方向

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A3(扉上部）
計測結果（×9.8 m/s2）

X

判定結果
○

＜
Y
Z

○
＜

○

表 3-4 扉「閉」下部の加速度評価（試験 No.6）
方向

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A1（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

X

判定結果
○

＜
Y
Z

○
＜

○

補足 16-24-3

表 3-5 扉「開」上部の加速度評価（試験 No.7）
方向
X

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A4(扉上部）
計測結果（×9.8 m/s2）

○

＜

Y
Z

判定結果

○
＜

○

表 3-6 扉「開」下部の加速度評価（試験 No.7）
方向
X
Y
Z

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A2（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果
○

＜

○

＜

○

表 3-7 扉「閉」上部の加速度評価（試験 No.8）
方向
X

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A3(扉上部）
判定結果
計測結果（×9.8 m/s2）
○

＜

Y
Z

○
＜

○

表 3-8 扉「閉」下部の加速度評価（試験 No.8）
方向
X
Y
Z

Ｓｓ包絡条件（×9.8 m/s2）

A1（扉下部）
計測結果（×9.8 m/s2）

判定結果
○

＜

○

＜

○

補足 16-24-4

図 3-1 扉開 下部測定結果（試験 No.5）

図 3-2 扉開 上部測定結果（試験 No.5）

図 3-3 扉閉 下部測定結果（試験 No.6）

図 3-4 扉閉 上部測定結果（試験 No.6）

補足 16-24-5

図 3-5 扉開 下部測定結果（試験 No.7）

図 3-6 扉開 上部測定結果（試験 No.7）

図 3-7 扉閉 下部測定結果（試験 No.8）

図 3-8 扉閉 上部測定結果（試験 No.8）

補足 16-24-6

4.

加振試験結果4.1 チェーン破損確認
閂を設置した結果，チェーン破損はなく，扉開放等の不具合は認められなかった。結果を以下の表 4-1 に，擦れ跡発生のメカニズムを図 4-1 に示す。
表 4-1 加振後の外観目視点検結果
試験条件
加振
Ｓｓ
（1 回目）

Ｓｓ（2 回目）

外観目視点検結果
扉

チェーン

扉開閉止

開

破損なし

異常なし

閉

破損なし

異常なし

開

破損なし

異常なし

閉

破損なし

異常なし

閂
異常なし
（擦れ跡有）
異常なし（擦れ跡有）
異常なし（擦れ跡有）
異常なし（擦れ跡有）

その他部位
異常なし
異常なし
異常なし
異常なし

＜擦れ跡発生のメカニズム＞
閂ピンと閂受の間隙は，設計上，面内方向で約 ㎜，面外方向
で約mm である。扉は閉止状態では，テーパブロックとプッシ
ュローラによりシート面に密着した状態にあるため面外方向に揺らされることはないが，面内方向には間隙分は自由に移動できるため，加振に伴い閂ピンが閂受けと接触し，閂ピン等の表面（主に面内方向）に擦れ跡が発生する。

図 4-1 擦れ跡発生のメカニズム＜チェーンの伸びについて＞加振によりチェーンにはmm の伸びが計測された。この伸びに対する見解は以下のとおり

であり，チェーンの機能に影響を及ぼすような有意なものではないと評価した。

補足 16-24-7

・ 今回使用した

チェーン（）の引張試験結果によると，閂部の最大間隙から推定されるチェーンの最大変位量（ ㎜）が発生した場合でも，チェーンの変位は概ね弾性域であることを確認
・ チェーン製造メーカによると，チェーンは組立歪と初期なじみにより初期伸びが発生する。その量は通常％程度だが，今回のチェーンの製造メーカでは部品精度の向上等により，初期

伸び量を％程度に抑えているため，今回のチェーンは全長約％は約mm であり，このmm に相当するため，今回確認されたチェーンの伸びは，この初期伸びに相当するものであり，有意なものではないと評価した。

補足 16-24-8

4.2 気密性能試験結果
気密性能試験の初期状態及び加振後については表 4-2 のとおり。追加試験に先立って消耗品であるパッキンの交換を実施しているが，初期状態においても前回試験とほぼ同じ気密性能が確保できている。加振後の漏えい量も十分に小さく，原子炉建屋外壁のブローアウトパネル部に適用し，既設原子炉建屋のインリーク量を考慮した場合でも,原子炉建屋としての気密性能（負圧）は十分に確保できることを確認した。
表 4-2 加振後の気密漏洩試験
試験条件
扉

加振

閉

初期状態

開

Ｓｓ

閉

[m3/h m2]
（

備考

試験通気量
[m3/h m2]

Pa 時）

加振後に扉を閉止し試験（1 回目）

開閉【参考】前回通気量

扉閉状態での加振後の状態で試験

Ｓｓ（2 回目）＊1

加振後に扉を閉止し試験＊2

扉閉状態での加振後の状態で試験

注記 ＊1：風速計指示の振れ幅の最大値では，m3/h m2＊2：風速計指示の振れ幅の最大値では，m3/h m2－＜原子炉建屋としての負圧達成について＞
今回の閉止装置単体での気密性能試験結果から，本装置を原子炉建屋原子炉棟外壁のブローアウ
トパネル部に設置した場合の原子炉建屋の負圧達成可否について評価した結果，非常用ガス処理系
定格容量（m3/h）は，推定漏えい量m3/h を十分に上回るため，非常用ガス処理系にて 3

Pa 以上の負圧達成可能である。
m3/h＠

・既設原子炉建屋の推定インリーク量：約・閉止装置 10 個の合計面積：約m2
m2×・閉止装置 10 個設置時の推定インリーク量：・非常用ガス処理系定格容量：

Pa

m3/h＠

m3/h m2＝

m3/h＠

Pa

Pa

・閉止装置設置時の原子炉建屋原子炉棟の推定漏えい量：
m3/h＋

m3/h＝

m3/h＠

Pa ＜

0 m3/h＠Pa（非常用ガス処理系定格容量の約 5 ％）補足 16-24-9

＜原子炉建屋としての負圧達成について（気密性能試験時の風速の振れを考慮）＞
今回の閉止装置単体での気密性能試験はＪＩＳに基づき実施しているが，風速測定時には風速の5 m3/h m2）を考慮し，原子炉建屋の負圧達成

振れが伴っているため，試験時の振れ幅の最大値（m3/h）は，推定漏えい量可否について評価した。この結果，非常用ガス処理系定格容量（m3/h を十分に上回るため，非常用ガス処理系にて

Pa 以上の負圧達成可能である。
m3/h＠

・既設原子炉建屋の推定インリーク量：約Pa

m2

・閉止装置 10 個の合計面積：約m2×・閉止装置 10 個設置時の推定インリーク量：
0 m3/h＠・非常用ガス処理系定格容量：m3/h･m2＝

m3/h＠

Pa

Pa

・閉止装置設置時の原子炉建屋原子炉棟の推定漏えい量：
m3/h＋

m3/h＝

m3/h＠

m3/h＠

Pa ＜

Pa

（非常用ガス処理系定格容量の約％）4.3 扉作動試験
加振前後の扉作動試験の結果は表 4-3，表 4-4 とおり。作動時間，電流値ともに設計目標値を満足しており，問題ないことを確認した。
表 4-3 加振前の扉作動試験結果
電動扉（初期状態）

時間

電流値

0秒以内
（目標値）

A以内
（定格値）

手動

開放→閉止

約

秒

約

A

異常なし

閉止→開放

約

秒

約

A

異常なし

表 4-4 加振後の扉作動試験結果
電動
試験条件

扉
（初期状態）

開放→閉止

閉止→開放

時間

電流値

時間

電流値

0秒以内
（目標値）

A以内
（定格値）

秒以内
（目標値）

A以内
（定格値）

手動

Ｓｓ

開

約

秒

約

A

約 7秒

約

A

開→閉 異常なし

（1回目）

閉

約

秒

約

A

約

秒

約

A

閉→開 異常なし

Ｓｓ

開

約

秒

約4

A

約

秒

約

A

－

（2回目）

閉

約

秒

約

A

約

秒

約

A

開→閉 異常なし＊

注記 ＊：試験結果（1回目）と電動動作試験結果から省略可能であるが，最終確認として実施

補足 16-24-10

4.4 閂作動試験
加振前後の閂作動試験の結果は表 4-5，表 4-6 のとおり。作動時間，電流値ともに設計目標値を満足しており，問題ないことを確認した。
表4-5 加振前の閂作動試験結果
電動

手動

押上げ時
閂位置

挿入時

時間

電流値

時間

電流値

秒以内
（目標値）

A以内
（定格値）

秒以内
（目標値）

A以内
（定格値）

押上げ時

挿入時

扉開側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

扉閉側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

表4-6 加振後の閂作動試験結果
電動
扉
（初期
状態）

試験
条件

開

Ｓｓ
（1回目）

閉

開

Ｓｓ
（2回目）

閉

手動

押上げ時
閂位置

挿入時

時間

電流値

時間

電流値

秒
以内

A
以内

秒
以内

A
以内

（目標値）

（定格値）

（目標値）

（定格値）

押上げ時

挿入時

扉開側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

扉閉側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

扉開側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

扉閉側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし

異常なし

扉開側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

－

－

扉閉側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

－

－

扉開側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし＊

異常なし＊

扉閉側

約 秒

約

A

約 秒

約

A

異常なし＊

異常なし＊

注記 ＊：試験結果（1回目）と電動動作試験結果から省略可能であるが，最終確認として実施

補足 16-24-11

＜参考＞閂がない状態での加振試験
1.

チェーン破損確認
6 月の加振試験では，チェーンに損傷が発生し，扉の操作機能を喪失する事象が発生した。このため，本不具合の再発防止策として，前述のように閂の設置やチェーン材質の変更等を実施することとした。
また，閂がない状態での加振試験を実施し，主にチェーンの材質変更（強度増加）の効果について確認し，閂がない状態でもチェーンに破損等は発生せず，扉の開閉機能が確保できることを
確認した。
2.

試験結果
扉は閉方向に約mm 移動したが，チェーンに破損，有意な伸びはなく，扉の開閉に問題はなかった。また，本加振前後でチェーンの伸びを測定した結果，チェーンの伸びは約
→

mm（

mm

mm）であったが，本伸びは，組立歪や初期なじみにより使用開始時に発生する伸びであり，

チェーンメーカによる見解である全長に対して％程度（約mm）であり，有意な伸びではないと評価した。表 2-1 に閂がない状態での加振後の扉作動試験結果を，図 2-1 に閂がない状態での加振試験時の状況を示す。
表 2-1 閂がない状態での加振後の扉作動試験結果
試験条件

電動
開放→閉止

扉

加振

作動時間
目標

秒

以内
＊

開

Ｓｓ

約

秒

閉止→開放

電流

作動時間

目標

A

以内

目標

秒

以内
A

約

秒

電流
目標

A

以内
A

注記 ＊：これまでの加振試験結果から，電動機スプロケットからチェーンガイド端部までの距離が短く，チェーンが損傷を受けやすい扉開状態にて試験を実施

図 2-1 閂がない状態での加振試験時の状況
補足 16-24-12

補足 16-25
ブローアウトパネル強制開放装置（自主対策設備）の配置と構造について
1.

概要
ブローアウトパネル強制開放装置（以下「強制開放装置」という。
）は，炉心の著しい損傷が発生し閉止装置の気密機能が必要な状況において，仮に原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放が途中で止まった場合を想定して，強制的に原子炉建屋外側ブローアウトパネルを開放させるために設置する。本設備は，自主対策設備として設置する。
2.

設置位置及び個数
強制開放装置は，各ブローアウトパネルに設置することとし，原子炉建屋原子炉棟 5 階，6 階に計 10 個設置する。
設置位置を図 2-1 に，系統概要図を図 2-2 に示す。

図 2-1 強制開放装置設置位置図

図 2-2 強制開放装置系統概要図
補足 16-25-1

3.

設備概要
本設備は，シリンダ，窒素ガスボンベ，アキュムレータ等から構成され，アキュムレータを介してシリンダに作動液（水－グリコール）を供給する一次側，窒素ガスボンベからアキュムレー
タに窒素を供給する二次側に分かれる。
本設備は，中央制御室から操作可能とし，操作スイッチにより窒素ガスボンベの出口に設置された空気作動弁を開動作させ，窒素をアキュムレータに供給することにより，アキュムレータ内のピストンを押上げ，ピストンの押上げに伴い作動液がシリンダに供給され，シリンダを伸ばす
ことにより，ブローアウトパネルを建屋内側から外側に押し出す設計としている。

補足 16-25-2

補足 16-26
ブローアウトパネル閉止装置の開放を仮定した場合の中央制御室の被ばく評価への影響について
1.

評価方針

(1) 評価の概要
ブローアウトパネルが開放し炉心の著しい損傷が発生した場合の評価事象を選定し，ブロー
アウトパネル閉止装置の短期的な開放を仮定した場合，そのソースタームの設定により，被ばく経路ごとに中央制御室の居住性を確保するための設備及び運用面の対策を考慮した線量評価を行い，中央制御室に入り，とどまる運転員の実効線量の計算結果を，ブローアウトパネル閉止装置が開放しない場合と比較する。
具体的な居住性に係る被ばく評価の手順は以下のとおりであり，図 1-1 に示す。
a.

評価事象は，炉心の著しい損傷が発生した場合についてブローアウトパネル閉止装置が短期的に開放することを考慮し，運転員の線量評価結果が厳しくなるよう選定する。なお，ブローアウトパネル閉止装置が開放しない場合についても評価を行う。

b.

評価事象に対して，原子炉施設に滞留する又は放出される放射性物質によって，中央制御室に入り，とどまる運転員の放射線被ばくをもたらす経路を選定する。
c.

評価事象に対して，建屋内の放射性物質の存在量分布及び大気中への放出量を計算する。

d.

原子炉建屋内の放射性物質の存在量分布から線源強度を計算する。

e.

発電用敷地内の気象データを用いて，大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を計算する。

f.

中央制御室内及び入退域時の運転員の被ばくを計算する。被ばく経路ごとに評価期間中の積算線量を計算し，これを運転員の中央制御室内の滞在時間及び入退域に要する時間の割合で配分して計算する。
(a) 中央制御室内での被ばく
イ.

d.の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくを，中央制御室

遮蔽による遮蔽効果を考慮して計算する。
ロ.

c.及び e.の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばくを，中央制御室遮蔽による遮蔽効果を考慮して計算する。
ハ.

c.及び e.の結果を用いて，中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質の濃度を，中央制御室換気系設備による室内放射性物質の低減効果を考慮して計算し，放射性物質による被ばく（ガンマ線による外部被ばく及び呼吸による吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
(b) 入退域時の被ばく
イ.

d.の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくを計算する。

ロ.

c.及び e.の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質による被ばく（ガンマ線による外部被ばく及び呼吸による吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
g.

f.の被ばく経路ごとの線量を合算し，判断基準と比較する。

補足 16-26-1

(2) 評価事象の選定
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉施設の構造及び特性並びに安全上及び格納容器破損防止の諸対策の観点から，評価事象を選定する。具体的には以下のとおりとする。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第 37 条の「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の想定する格納容器破損モードのうち，起因事象としてブローアウトパネルが開放し，ブローアウ
トパネル閉止装置に期待する事故シーケンスを想定する。
事故シーケンスとしては，起因事象としてブローアウトパネルが開放する主蒸気管破断を含む過渡事象起因であり，炉心損傷が早く，また，原子炉格納容器内の圧力が高く推移する「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」とし，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
また，評価期間は，解釈に従い事故後 7 日間とする。
評価事象に係る条件を表 1-1 に示す。
(3) 被ばく経路の選定
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員は，中央制御室にとどまり必要な操作，措置を行う。この時，大気中に放出された放射性物質が中央制御室内に取り込まれることなど
により，中央制御室内に滞在している運転員は被ばくする。また，運転員の当直交替に伴い入退域の移動が生じ，この入退域時にも運転員は被ばくする。
以上より，運転員の被ばく経路は，以下の被ばく経路①～⑤を考慮する。
また，評価事象ごとの対象とする被ばく経路は，それぞれの事故の形態，規模，事象進展，運転員の交替要員体制等を考慮して選定する。
運転員の被ばく経路及び中央制御室の居住性に係る被ばく経路イメージを図 1-2 及び図 1-3に示す。
a.

中央制御室内での被ばく(a) 被ばく経路① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
想定事故時に建屋内に放出された放射性物質から直接的に施設周辺に到達してくるガンマ線（以下「直接ガンマ線」という。
）及び空気中で散乱されて施設周辺に到達してくるガンマ線（以下「スカイシャインガンマ線」という。
）が，中央制御室遮蔽を透過して中央制
御室内の運転員に与える線量。

(b) 被ばく経路② 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく
大気中へ放出された放射性物質が大気中を拡散して生ずる放射性雲からのガンマ線（以下「クラウドシャインガンマ線」という。
）及び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（以下「グランドシャインガンマ線」という。
）が，中央制御室遮蔽を透過して中央制御室内の運転員に与える線量。
(c) 被ばく経路③ 外気から室内に取り込まれた放射性物質による被ばく
大気中へ放出された放射性物質が，中央制御室内に取り込まれて中央制御室内の運転員に与える線量（ガンマ線による外部被ばく及び呼吸による吸入摂取による内部被ばく）。
b.

入退域時の被ばく(a) 被ばく経路④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
補足 16-26-2

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線が，入退域時の運転員に与える線量。
(b) 被ばく経路⑤ 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
クラウドシャインガンマ線及びグランドシャインガンマ線が，入退域時の運転員に与える線量及び吸入摂取による内部被ばく線量。
(4) 建屋内の放射性物質の存在量分布及び大気中への放出量の計算
建屋内の放射性物質の存在量分布及び大気中への放出量の計算は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，事故の形態，規模により，運転員の被ばくへの影響度合いを考慮して適切に設定する。
a.

事故発生直前の状態
事象発生直前まで，原子炉は定格出力の 105 ％で長期間にわたって運転されていたものとする。炉心内蓄積量計算条件を表 1-2 に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合の評価で使用する炉心内蓄積量は，ウラン燃料の 9×9 燃
料炉心を条件に，燃焼計算コードＯＲＩＧＥＮ２コードにより算出する。事故発生直前の炉心内蓄積量を表 1-3 に示す。
計算にあたっては，9×9 燃料炉心の代表的な燃焼度，比出力，初期濃縮度及び運転履歴を
考慮する。

b.

・

燃焼度

：55000 MWd/t（燃焼期間は，5 サイクルの平衡炉心を想定）

・比出力：26 MW/t・

初期濃縮度：3.8 ％

・核データライブラリ：JENDL3.2（BWR STEP-3 VR＝0 ％，60 GWd/t）

評価の対象とする放射性核種
運転員の被ばくに有意に寄与すると考えられる放射性希ガス（以下「希ガス」という。
）及び放射性よう素（以下「よう素」という。
）を対象とする。よう素は，有機よう素及び無機よう素を考慮する。また，粒子状放射性物質も含めた放射性核種を対象とする。よう素は，有機
よう素，無機（元素状）よう素及び粒子状よう素を考慮する。
c.

大気中への放出過程
対象核種ごとに，大気中への放出過程上における放射性物質の低減効果を適切に考慮し，大気中への放出量を計算する。
(5) 建屋内の線源強度の計算
建屋内の放射性物質の存在量分布から計算する線源強度及びその計算結果を用いた被ばく経路①の計算については，審査ガイドを参照する。
(6) 大気拡散の計算
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価に使用する相対濃度及び相対線量 は，「被ばく評価手法について（内規）」及び「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針（昭和57年1月28日 原子力安全委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日 原子力
安全委員会）」（以下「気象指針」という。
）に基づき評価する。
補足 16-26-3

a.

大気拡散評価モデル
放出点から放出された放射性物質が大気中を拡散して評価点に到達するまでの計算は，ガウスプルームモデルを適用する。
(a) 相対濃度
相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間をもとに評価点ごとに以下の式のとおり計算する。

1
ここで，：実効放出継続時間中の相対濃度（s/m3）：実効放出継続時間（h）：時刻ｉにおける相対濃度（s/m3）：時刻ｉにおいて風向が当該方位ｄにあるとき

1：時刻ｉにおいて風向が他の方位にあるとき

0（高所放出の場合）

1
2

，

ｚ

（地上放出の場合）

1

ここで，：時刻 i の放出源を代表する風速（m/s）：時刻 i の建屋の影響を加算した濃度の水平方向（y 方向）の拡がりのパラメー
タ（m）：時刻 i の建屋の影響を加算した濃度の水平方向（z 方向）の拡がりのパラメー
タ（m）：時刻ｉの濃度の y 方向の拡がりパラメータ（m）：時刻ｉの濃度の z 方向の拡がりパラメータ（m）：建屋の風向方向の投影面積（m2）：形状係数（－）
上記のうち，気象項目（風向，風速及び，補足 16-26-4を求めるために必要な大気安定度）については，「b. 気象データ」に示すデータを，建屋の投影面積については「a.

建屋投影面積」に示す値を，形状係数については「f. 形状係数」に示す値を用いることとする。実
効放出継続時間及び放出源高さは事故シーケンスに応じて求める条件であることから，個別に設定する。
及びについては，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（昭和 57 年 1

月 28 日原子力安全委員会決定，平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）における相関式を用いて計算する。
(b) 相対線量
クラウドシャインガンマ線量を計算するために，空気カーマを用いた相対線量を毎時刻の気象項目と実効放出継続時間をもとに，評価点ごとに以下の式で計算する。

,

4

,

ここで，
：評価地点 , , 0 における相対線量（μGy/Bq）：単位放出率当たりの空気カーマ率への換算係数：ガンマ線の実効エネルギ（MeV/dis）：空気に対するガンマ線の線エネルギ吸収係数（1/m）：空気に対するガンマ線の線減衰係数（1/m)：, ,から , , 0 までの距離（m)：空気に対するガンマ線の再生係数（－）

1
ただし， , , , , については，0.5 MeV のガンマ線に対する値を用い，以下のとおりとする。

3.84 101.000,,
0.4492,

1.05 100.0038

χ x , y , z ：放射性雲中の点 x , y , z における濃度（Bq/m3）
b.

気象データ
2005 年 4 月～2006 年 3 月の 1 年間における気象データを使用する。なお，当該データの使用に当たっては，風向，風速データが不良標本の棄却検定により，過去 10 年間の気象状態と比較して異常でないことを確認している。
c.

相対濃度及び相対線量の評価点
相対濃度及び相対線量の評価点は以下とする。
補足 16-26-5

(a) 中央制御室内滞在時
換気系設備は事故検知後，通常運転時の排風機が停止し，中央制御室給気隔離弁，中央制御室排気隔離弁及び排煙装置隔離弁が閉止する。その後，フィルタユニット入口隔離弁が開き，チャコールフィルタを介して中央制御室内の空気を再循環する閉回路循環運転に切り替わることを前提とする。中央制御室が属する建屋の屋上面を代表面として選定し，建屋巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室が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であるので，相対濃度の評価点は中央制御室中心を代表とする。
また，相対線量の評価点も同様に中央制御室中心とする。
(b) 入退域時
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，周辺監視区域境界から中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とし，入退域時の評価点は，線量評価結果が厳しくなる様，運転員の入退域時のアクセスルート中において原子炉建屋原子炉棟に近接する屋外（建屋入口）とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合の放射性物質の放出源と評価点の位置関係を図 1-4 に示す。
d.

評価対象方位中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著になると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して拡散の計算を行う。
中央制御室の被ばく評価においては，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係について，以下の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。放出点から評価点までの距離は，保守的な評価となるように水平距離を用いる。
(a) 放出源の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合(b) 放出源と評価点を結んだ直線と平行で放出源を風上とした風向 n について，放出源の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 1-5 の領域 A.n）の中にある
場合(c) 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下にある場合巻き込みを生じる代表建屋として，放出源から最も近く，影響が最も大きいと考えられる原子炉建屋を選定する。そのため評価対象とする方位は，放出された放射性物質が原子炉建屋の巻き込み現象の影響を受けて拡散する方位及び原子炉建屋の巻き込み現象の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届く方位の両方に該当する方位とする。具体的には，全 16 方
位のうち以下の(a)～(b)の条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
補足 16-26-6

(a) 放出点が評価点の風上にあること。
(b) 放出点から放出された放射性物質が，原子炉建屋の風上側に巻き込まれるような範囲に放出点が存在すること。
(c) 原子炉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。
評価対象とする方位は，原子炉建屋を見込む方位の範囲の両端が，それぞれの方位に垂直な投影形状の左右に 0.5L（L は対象となる複数の方位の投影面積の中の最小面積とする）
だけ幅を広げた部分を見込む方位を仮定する。
上記選定条件(b)の条件に該当する風向の方位の選定には，放出点が評価点の風上となる範囲が対象となるが，放出点は原子炉建屋に近接し，0.5L の拡散領域の内部にあるため，放出点が風上となる 180°を対象とする。その上で，選定条件(c)の条件に該当する風向の方位の選定として，評価点から原子炉建屋＋0.5L を含む方位を対象とする。
以上より，選定条件(a)～(c)の条件にすべて該当する方位は，本評価においては，評価
点が中央制御室中心の場合で，放出源が原子炉建屋の場合は，9 方位（S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N）となる。また，評価点が建屋入口の場合で，放出源が原
子炉建屋の場合は，9 方位（S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N）となる。
なお，放出源が非常用ガス処理系排気筒の場合においては，放出源の高さが原子炉建屋の高さの 2.5 倍以上となることから建屋の影響を受けないものとして評価し，評価点が中央制御室中心及び建屋入口ともに W 方位となる。評価対象とする風向を図 1-6～図 1-9 に示す。
e.

建屋投影面積
建屋投影面積は小さい方が厳しい結果となるため，対象となる複数の方位の投影面積の中で最小面積を全ての方位の計算の入力として共通に適用する。
原子炉建屋の投影面積を図 1-10 に示す。

f.

形状係数
建屋の形状係数は 1/2＊とする。

g.

累積出現頻度
中央制御室の居住性に係る被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，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とき累積
出現頻度 97 ％＊に当たる値を用いる。
注記 ＊：「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」昭和 57 年 1 月 28 原子力安全委員会決定，平成 13 年 3 月 29 日一部改訂
大気拡散評価条件を表1-4に示す。

補足 16-26-7

(7) 線量計算
炉心の著しい損傷が発生した場合の線量計算に当たっては，被ばく線量が最も厳しくなる運
転員の勤務体系を踏まえて，中央制御室内の滞在期間及び入退域に要する時間を考慮して評価する。想定する勤務体系を表 1-5 に示す。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，周辺監視区域境界から中央制御室出入口までの移動を考慮して，線量評価結果が厳しくなるように建屋入口に 15 分間滞在するものとする。
a.

中央制御室内での被ばく(a) 被ばく経路① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
原子炉建屋内に浮遊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運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置及び形状等から評価する。
イ. 評価条件(イ) 線源強度
炉心の著しい損傷が発生した場合における想定事故時の線源強度は，次のとおりとする。
炉心の著しい損傷が発生した場合に炉心から格納容器内に放出された放射性物質
は，格納容器から原子炉建屋（二次格納施設）内に放出され，二次格納施設内の自由空間内に均一に分布するものとする。この二次格納施設内の放射性物質を直接ガン
マ線及びスカイシャインガンマ線の線源とする。
評価に使用する積算線源強度を表 1-6 に示す。
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 群とする。
注記 ＊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，"The Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3", JAERIData/Code 2003-011 (2003)(ロ) 幾何条件
中央制御室内での被ばく評価に係る直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデルを，それぞれ図 1-11 及び図 1-12 に示す。直接ガンマ線の線源範囲は，原子炉建屋の地下 1 階以上＊1 とし，保守的に各階の二次格納施設の東西南北最大幅をとることとする。スカイシャインガンマ線の線源範囲は，原子炉建屋運転階のみ＊2 とする。
原子炉建屋は保守的に二次遮蔽及び中央制御室遮蔽を考慮する。二次遮蔽及び中央制御室遮蔽において，評価で考慮する壁及び天井は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値とする。
補足 16-26-8

注記 ＊1：地下階は外壁厚さが厚く，地面にも遮られるため，十分無視できる。
ただし，原子炉建屋に関しては，中央制御室が隣接するため，保守的に地下 1 階を考慮する。
＊2：原子炉建屋運転階の床はコンクリート厚さが厚く，下層階からの放射線を十分に遮蔽している。したがって，建屋天井から放射されるガンマ線を線源とするスカイシャインガンマ線の評価では，下層階に存在する放射性物質からの放射線の影響は十分小さいため，線源として無視できる。
直接ガンマ線の線源範囲は，原子炉建屋の地上 1 階以上＊3 とし，保守的に各階の管理区域の東西・南北最大幅をとることとする。
中央制御室は中央制御室遮蔽を考慮する。
なお，中央制御室遮蔽及び二次遮蔽は鉄筋コンクリートであるが，評価上コンクリートのみとし，コンクリート密度は東海第二発電所建設時の骨材（砂，砂利）配合記
録より，日本建築学会 建築工事標準仕様書・同解説「原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事（ＪＡＳＳ ５Ｎ）」に基づき乾燥単位容積質量として評価した
2.0 g/cm3 とする。また，評価で考慮する壁は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値とする。
注記 ＊3：地下階は外壁厚さが厚く，地面にも遮られるため，十分無視できる。
(ハ) 評価点
室内作業時の評価点は，線量評価結果が厳しくなる様，線源領域である原子炉建屋
原子炉棟に囲まれる図 1-13 に示す位置とした。
(ニ) 計算機コード
直接ガンマ線については，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い，スカイシャインガ
ンマ線は，ＡＮＩＳＮ及びＧ３３－ＧＰ２Ｒコードを用いる。
(b) 被ばく経路②（クラウドシャインガンマ線）
大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での運転員の外部被
ばくは，以下により計算する。
イ. 線量計算
大気中放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内作業時の実効線量は，以下により評価する。

ここで，：時刻 T までの放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく（Sv）

補足 16-26-9

：空気カーマから実効線量への換算係数（1 Sv/Gy）：相対線量（Gy/Bq）：時刻ｔにおける大気への放射能放出率（Bq/s）（ガンマ線実効エネルギ 0.5 MeV 換算値）
：中央制御室遮蔽厚さにおける減衰率（－）(c) 被ばく経路③
中央制御室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及び放射性物質の吸入による内部被ばく線量は以下により評価する。
イ. 中央制御室内の放射性物質濃度計算(イ) 計算式
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下の式を用いて，中央制御
室換気系設備等を考慮した評価を実施する。
ｄ( Ｖ・Ｃ ｉ(ｔ))
ｄｔ＝(1 - η) Ｃ０
ｉ (ｔ) ｆ１

Ｃ０
ｉ (ｔ) ｆ２

Ｃ ｉ(ｔ) (ｆ１η ＦＦ )ｆ２λｉ

Ｖ

Ｃ ｉ(ｔ)

ここで，Ｖ：中央制御室内容積（m3）Ｃｉ(ｔ)：時刻ｔにおける中央制御室内の核種ｉの濃度（Bq/m3）η：チャコールフィルタの除去効率（－）

Ｃ ０(ｔ) ：時刻 t における中央制御室換気系給気口での核種ｉの濃度（Bq/m3）
ｉ０
Ｃ (ｔ)＝Ｑ (ｔ) χ／Ｑｉi
Ｑｉ(ｔ)：時刻 t における大気への核種ｉの放出率（Bq/s）
χ／Ｑ ：相対濃度（s/m3）
ｆ１：中央制御室への外気取込量（m3/s）

ｆ２：中 央 制 御 室 へ の 外 気 イ ン リ ー ク 量 （m 3 /s）

ＦＦ：再循環フィルタを通る流量（m3/s）

λｉ：核種ｉの崩壊定数（s-1）(ロ) 事故時運転
炉心の著しい損傷が発生した場合においては，全交流動力電源喪失を想定し，電源復旧の時間を考慮し，事故発生から 2 時間後に中央制御室フィルタ系ファンが起動する想定としている。また，外気を取り入れる場合は，事故後運転員による外気取入れモード操作により隔離弁が開き，フィルタを介して外気を取り込む設計となっている。

補足 16-26-10

(ハ) 中央制御室バウンダリ体積
中央制御室バウンダリ体積は，中央制御室，運転員控室等の中央制御室換気系設備の処理対象となる区画の体積を合計して保守的に 2800 m3 とする。
(ニ) フィルタ除去効率
ⅰ. 中央制御室換気設備のよう素フィルタの除去効率は，設計上 97 ％以上期待できるが，評価上保守的に 95 ％とする。
ⅱ. 中央制御室換気系設備の高性能粒子フィルタの除去効率は，設計上 99.97 ％以上期待できるが，評価上保守的に 99 ％とする。
(ホ) 中央制御室換気設備フィルタユニットのフィルタ流量
中央制御室非常用給気ファンの起動により，フィルタ流量は設計上期待できる値
として 5100 m3/h とする。
(ヘ) 空気流入量
中央制御室へのフィルタを通らない空気流入量は，換気率換算で設計上期待できる値として 1.0 回/h とする。
中央制御室内放射性物質濃度評価条件を表 1-7 に示す。
ロ. 線量計算
中央制御室内の放射能濃度により，以下の式を用いて外部被ばく及び内部被ばく線量を計算する。
(イ) 中央制御室内の放射性物質による外部被ばく
中央制御室は，容積が等価な半球状とし，半球の中心に運転員がいるものとする。
中央制御室内に取り込まれた放射性物質のガンマ線による実効線量は，次式で計算
する。

6.2

10

1

ここで，
Ｈγ

：時刻 T までの放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量（Sv）

Ｅγ：ガンマ線エネルギ（0.5 MeV）
3

Ｃγ(t) ：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度（Bq/m ）（ガンマ線実効エネルギ 0.5 MeV 換算値）
μ

：空気に対するガンマ線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3 m-1）

ｒ

：中央制御室内空間と等価な半球の半径（m）

ｒ 3

３Ｖ
２π

補足 16-26-11

(ロ) 中央制御室内の放射性物質の吸入による内部被ばく
中央制御室内の放射性物質の吸入による内部被ばくは，次式で計算する。

ここで，
ＨＩ

：よう素の内部被ばくによる実効線量（Sv）

Ｒ：呼吸率（m3/s）（成人活動時の呼吸率 1.2 m3/h）

Ｈ∞ ：よう素（Ｉ－131）を 1 Bq 吸入した場合の成人の実効線量（2.0×10-8 Sv/Bq）
Ｃ Ｉ(ｔ ) ：時刻ｔにおける中央制御室内の放射能濃度（Bq/m3）（Ｉ－131 等価量-成人実効線量係数換算）b.

入退域時の被ばく(a) 被ばく経路④
入退域時における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
による外部被ばくの評価方法は，被ばく経路①と同様である。ただし，入退域時は屋外を移動するため，スカイシャインガンマ線の評価には中央制御室遮蔽及び二次遮蔽のガンマ線の遮蔽効果を考慮しない。

(b) 被ばく経路⑤
入退域時における大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び放射性物質の吸入による内部被ばくは以下により計算する。
イ. 線量計算(イ) 放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，以下により
計算する。

ここで，
：時刻 T までの放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく線量（Sv）：空気カーマから実効線量への換算係数（1 Sv/Gy）：相対線量（Gy/Bq）：時刻ｔにおける大気への放射能放出率（Bq/s）（ガンマ線実効エネルギ 0.5 MeV 換算値）
補足 16-26-12

(ロ) 放射性物質の吸入による内部被ばく
大気中へ放出された放射性物質の吸入による内部被ばくは，次式で計算する。

ここで，ＨＩ ：時刻 T までの放射性物質の吸入による内部被ばく（Sv）

Ｒ：呼吸率（m3/s）（成人活動時の呼吸率 1.2 m3/h）

Ｈ∞：よう素(Ｉ－131)を 1 Bq 吸入した場合の成人の実効線量（2.0×10-8 Sv/Bq)：相対濃度（s/m3）：時刻ｔにおける大気への放射性物質の放出率（Bq/s）（Ｉ－131 等価量-成人実効線量係数換算）
線量計算条件を表 1-8 に示す。
(8) 線量の合算及び判断基準との比較
被ばく経路ごとの線量を合算し，居住性に係る被ばく評価の判断基準 100 mSv と比較する。

補足 16-26-13

2.

評価条件及び評価結果
炉心の著しい損傷が発生した場合における条件は，「1. 評価方針」に示すとおりであり，大気中への放射性物質の放出過程，中央制御室内の滞在期間及び入退域に要する時間並びに中央制御
室換気空調設備の起動時間等の条件を考慮して，以下のとおり線量を評価する。
(1) 大気中への放出量の評価
大気中に放出される放射性物質の量は，審査ガイドに従い設定する。放射性物質の大気放出過程を図 2-1～図 2-4 に示す。放射性物質の大気中への放出量評価に関する条件を表 2-1に示す。
a.

有効性評価におけるソースターム解析結果
有効性評価におけるソースターム解析結果として，1.(2)項の想定事象で示した事故シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋
ＤＣＨ）
」（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）を想定し，格納容器から原子炉建屋への漏え
い及び原子炉建屋から大気中への放出を考慮して実施したＭＡＡＰ解析結果を使用する。
表 2-2 に大気中への放出量評価結果を示す。
被ばく評価においては，本評価から得られるＭＡＡＰ解析結果の，格納容器への放出割合，
格納容器から原子炉建屋への漏えい割合及び格納容器圧力逃がし装置への放出割合のトレンドを使用する。
b.

よう素の化学形態
よう素の化学形態は，表 2-3 を使用する。
表 2-3 よう素の化学形態
よう素の化学形態＊1
有機よう素

4 ％

無機よう素

91 ％

粒子状よう素5 ％注記 ＊1：R.G.1.195“Methods and Assumptions for Evaluating RadiologicalConsequences of Design Basis Accidents at Ligth Water Nuclear
Power Reactors”
c.

格納容器内での自然沈着
CSE 実験＊2 に基づき，無機よう素の格納容器内での自然沈着率を 9×10-4（1/s）と設定し，カットオフ DF200 後は自然沈着の効果を見込まない評価とする。本事故シーケンスでは，格納容器内の無機よう素の存在量が 1/200 になる時間は，事故後 4.6 時間となるため，4.6 時間までは自然沈着率 9×10-4（1/s）を適用し，それ以降は無機よう素の自然沈着がないものとして評価する。
注記 ＊2：R.K. HILLIARD, A.K. POSTMA, J.D. McCORMACK and L.F. COLEMAN, “Removalof iodine and particles by sprays in the containment systems
experiment”, Nuclear Technology, Vol. 10, p.499-519, April 1971

補足 16-26-14

d.

サプレッション・チェンバのプール水による除去
サプレッション・チェンバのプール水による無機よう素の除染係数は，NUREG-0800＊3 を参考として DF＝10 を仮定する。
注記 ＊3：NUREG-0800 Standard Review Plan 6.5.5, “Pressure Suppression Pool asa Fission Product Cleanup System”, Rev.1, 3/2007.
(2) 大気拡散の評価
放射性物質の大気拡散評価に関する条件を以下に示す。
a.

実効放出継続時間は，評価結果が厳しくなるように，全核種 1 時間とする。

b.

放出源高さは，事故シーケンスに応じて，非常用ガス処理系排気筒放出時は排気筒高さ，

原子炉建屋漏えい時は地上とする。
大気拡散評価条件の詳細について，表 2-4 に示す。
また，これら条件による相対濃度及び相対線量の評価結果を表 2-5 に示す。
(3) 線量評価
運転員勤務体系としては，5 直 2 交替とし，被ばく線量が最も厳しくなる運転員の勤務体系を踏まえて，中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間を考慮して評価する。想定する勤務体系を表 1-5 に示す。
a.

中央制御室内での被ばく(a) 被ばく経路① 建屋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外部被ばく
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に使用する線源強度を表 1-6 に示す。
(b) 被ばく経路② 大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャインガンマ線）
大気中へ放出される放射性物質を線源として，中央制御室遮蔽厚さ（コンクリート 39.5
cm）における減衰率を考慮し計算する。減衰率は，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードにより計算する。
(c) 被ばく経路② 大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャインガンマ線）
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（グランドシャイン）による中央制御室内での運転員の実効線量は，評価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，地表沈着効果及び中央制御室遮蔽による減衰効果を考慮して評価する。
イ. 地表面沈着濃度の計算(イ) 計算式1

補足 16-26-15

ここで，：時刻ｔにおける核種 i の地表面沈着濃度（Bq/m2）：沈着速度（m/s）：相対濃度（s/m3）：沈着した放射性物質のうち残存する割合（1.0）：時刻 t における核種 i の大気への放出率（Bq/s）：核種 i の崩壊定数（s-1）(ロ) 地表面への沈着速度
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。地表面への沈着速度の条件を表 2-6 に示す。
沈着速度は，有機よう素は NRPB-R322＊1 を参考として 0.001 cm/s，有機よう素以
外は NUREG/CR-4551＊2 を参考として 0.3 cm/s と設定し，湿性沈着を考慮した沈着速
度は，線量目標値評価指針の記載（降水時における沈着率は乾燥時の 2～3 倍大きい
値となる。
）
を参考に，
保守的に乾性沈着速度の 4 倍として，有機よう素は 0.004 cm/s，
有機よう素以外は 1.2 cm/s を設定する。
注記＊ 1 ： NRPB-R322-Atmospheric Dispersion Modelling Liaison Committee
Annual Report, 1998-99＊2：J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risks: quantificationof major input parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

ロ. 線量計算(イ) 線源強度
炉心の著しい損傷が発生した場合に，大気中へ放出され建屋屋上に沈着した放射性物質を線源とし，線源は建屋屋上に均一分布しているものとする。
なお，評価に使用する積算線源強度は表 2-7 に示す。
(ロ) 幾何条件
グランドシャイン評価モデルを図 2-5 に示す。グランドシャインの線源は，中央制
御室と隣接建屋の屋上に沈着した放射性物質である。この線源の大きさは 800 m×
800 m＊とする。なお，地表面の線源は，建屋の床・天井・壁で遮蔽され影響は小さい
が，屋上面に線源が存在するものとして取り扱う。
中央制御室遮蔽で考慮する天井及び壁は，公称値からマイナス側許容差（-5 mm）を引いた値とする。
(ハ) 評価点
評価点は，遮蔽効果が小さく線源からの距離が近い位置として，線量が最も厳しくなる天井の線源の影響が最大となり，かつ同一フロアの線源に最も近接する位置とする。

補足 16-26-16

(ニ) 計算コード
グランドシャインは，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い評価する。
(d) 被ばく経路③ 外気から室内に取り込まれた放射性物質による被ばく
評価期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は，外気から中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガスのガンマ線による外部被ばく及びよう素の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価する。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下に示す中央制御室換気系設備
等の効果を考慮して評価を実施する。中央制御室換気系設備等条件を表 2-8 に示す。
イ.

中央制御室非常用給気ファンの起動時間については，全交流電力電源喪失及び電源回復操作並びに現場での手動によるダンパ開操作を想定した起動遅れ（事故発生後 120分）を考慮し，流量 3400 m3/h の中央制御室非常用給気ファンの起動を想定する。
ロ.

炉心損傷が予測される状態となった場合又は炉心損傷の兆候が見られた場合は，全面マスク等を着用するため，一部の期間についてマスクを着用しているものとして評価する。このとき，マスクの除染係数は 50 とする。
b.

入退域時の被ばく(a) 被ばく経路④ 建屋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外部被ばく
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に使用する線源強度を表 2-9 に示す。
(b) 被ばく経路⑤ 大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グラ⑤ンドシャインガンマ線）
入退域時における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（グランドシャイン）による外部被ばくの評価方法は，被ばく経路②と同様であるが，入退域
時は中央制御室遮蔽外を移動するため，中央制御室遮蔽を含めた建屋壁のガンマ線の遮蔽効果は考慮しない。異なる条件を以下に示す。
①

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質を線源とし，線源は地表面に均一分布しているものとする。
なお，評価に使用する積算線源強度は表 2-10 に示す。
② 各建屋によるグランドシャインの遮蔽効果を期待しない。
③ 評価点は図 2-6 に示す線源領域の中心上とする。
注記 ＊：JAEA-Technology 2011-026「汚染土壌の除染領域と線量低減効果の検討」において評価対象から 400 m 離れた位置の線源が及ぼす影響度は 1 ％以下である。
これより，評価点から片側 400 m まで線源領域とし，グランドシャインを面線
源からの被ばくと想定する場合は，全体の線源領域として 800 m×800 m を設定した。
(4) 被ばく評価結果
炉心の著しい損傷が発生した場合にブローアウトパネルの開放を考慮し，炉心損傷時及びブローアウトパネル開放時に中央制御室に滞在する場合（Ａ班）における中央制御室の居住性に
補足 16-26-17

係る被ばく評価結果を表 2-11 に示す。
この結果，炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の運転員に及ぼす実効線量は，ブローアウトパネル閉止装置の開放を考慮した場合で約 31 mSv であり，ブローアウトパネル閉止装置の開放を考慮しない場合の約 28 mSv に対して有意な上昇はない。また，実効線量への寄与としては，室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくのうち内部被ばくの影響が大きく，大気中へ放出された放射性物質による実効線量への影響は軽微である。
さらに，居住性評価の対象ケース（大破断ＬＯＣＡ）の評価結果に包絡されており，本評価
では，保守的に１時間の開放を仮定しているが，実際の再閉止操作時間は速やかに実施可能なため，中央制御室の運転員に及ぼす実効線量はさらに緩和されることから，ブローアウトパネ
ル閉止装置が開放した場合においても，速やかに閉止操作を行うことで，中央制御室の居住性への影響は軽減できる。

補足 16-26-18

表 1-1 評価事象に係る条件
項

目

評

価 条 件

選

定 理 由

備

考

事故の
評価期間

事故後 7 日間

解釈に基づき評価期間を設定

解釈1 b) ④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間
で 100 mSv を超えないこ
と。

評価事象

過渡事象時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却 起因事象としてブローアに失敗する事故
ウトパネルが開放する主蒸気管破断を含む事故シ
全交流電力電源喪失を ーケンスとして選定考慮する。

ブローアウトパネル閉止装置の開放影響を評価するため。

表 1-2 炉心内蓄積量計算条件
項

目

炉心熱出力

運転時間

取替炉心
の燃料装
荷割合

評

価 条 件

3293 MWt

1 サイクル：10000 h
2 サイクル：20000 h
3 サイクル：30000 h
4 サイクル：40000 h
5 サイクル：50000 h
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

選

定 理 由

定格値

備 考
審査ガイド
4.3.(1)a.原子炉格納容
器内への放射性物質の放出割合は，4.1.(2)a で選定した事故シーケン
スのソースターム解析
結果を基に設定する。

1 サイクル 13 ヶ月（395日）を考慮して，燃料の最高取出燃焼度に余裕を持たせ長めに設定－

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定－補足 16-26-19

表 1-3 炉心内蓄積量

核種グループ

炉内蓄積量（Bq）（gross 値）

希ガス類

約 2.2×1019

よう素類

約 2.8×1019

ＣｓＯＨ類

約 1.1×1018

Ｓｂ類

約 1.3×1018

ＴｅＯ２類

約 6.7×1018

ＳｒＯ類

約 1.2×1019

ＢａＯ類

約 1.2×1019

ＭｏＯ２類

約 2.4×1019

ＣｅＯ２類

約 7.4×1019

Ｌａ２Ｏ３類約 5.5×1019

補足 16-26-20

表 1-4 大気拡散評価条件（1/6）
項

目

大気拡散
評価
モデル

気象資料

評

価 条 件

選

定 理 由

備 考
被ばく評価手法（内規）5.1.1(1)a)1) 放 射 性
物質の空気中濃度は，放出源高さ，風向，風速，
大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，
鉛直方向ともに正規分
気象指針を参考として， 布になると仮定した次放射性雲は風下に直線 のガウスプルームモデ
的に流され，放射性雲の ルを適用して計算する。
ガウスプルームモデル 軸のまわりに正規分布に拡がっていくと仮定 審査ガイド
するガウスプルームモ 4.2(2)a.
・放射性物質の空気中濃デルを適用
度は，放出原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たガ
ウスプルームモデルを適用して計算する。
被ばく評価手法（内規）5.1.1(1)c) 風 向 ， 風
速，大気安定度の観測項
目を，現地において少な
建屋影響を受ける大気
くとも 1 年間観測して得拡散評価を行う場合はられた気象資料を拡散
保守的に地上高 10 m式に用いる。
（標高 18m）の気象デー
5.1.1(2)d) 建 屋 影 響
タを使用
は，放出源高さから地上
東海第二発電所におけ 非常用ガス処理系排気高さに渡る気象条件の筒からの放出の場合
る 1 年間の気象資料影響を受けるため，地上は，建屋影響を受けな（2005.4～2006.3）
高さに相当する比較的いため地上高 140 m（標低風速の気象データ（地（地上風を代表する標 高 148m）の気象データ
上 10m 高さで測定）を採
高 18 m 及び排気筒付近 を使用用するのは保守的かつを代表する標高 148 m の 過去 10 年間の気象状態
適切である。
と比較して異常がな
気象データ）
く，気象データの代表
審査ガイド
性が確認された 2005 年
4.2(2)a.
4 月～2006 年 3 月の 1
・風向，風速，大気安定
年間の気象データを使度及び降雨の観測項目
用を，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。

補足 16-26-21

表 1-4 大気拡散評価条件（2/6）
項

目

評

価 条 件

累積出現
頻度

小さい方から 97 ％

建屋影響

考慮する

選

定 理 由

備 考
被ばく評価手法（内規）5.2.1(2) 評価・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
気象指針を参考として，とする。
年間の相対濃度又は相対線量を昇順に並べ替
審査ガイド
え，累積出現頻度が4.2(2)c.
97 ％に当たる値を設定
・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。
被ばく評価手法（内規）5.1.2(1)a) 中 央 制 御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所では，建屋の風下側における巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の放出点から近距離の建影響を考慮して大気拡屋の影響を受けるた散の計算をする必要がめ，建屋による巻き込ある。
み現象を考慮
審査ガイド
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評価で特徴的な放出点から近距離の建屋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
拡散によるパラメータを用いる。

補足 16-26-22

表 1-4 大気拡散評価条件（3/6）
項

目

巻き込み
を生じる
代表建屋

評

価 条 件

原子炉建屋

選

定 理 由

放出源から最も近く，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋として選定
また，建屋投影面積が小さい方が保守的な結果を与えるため，単独建屋
として設定

備 考
被ばく評価手法（内規）5.1.2(3)a)3) 巻 き 込みを生じる代表的な建屋として，表 5.1 に示す建屋を選定することは適切である。
表 5.1 放射性物質の巻
き 込 み 対 象と す
る 代 表 建 屋の 選
定例
原
子
想定
建屋の種類
炉
事故
施
設
原 子 原子炉建屋
炉 冷 （建屋影響
BWR
却材 が あ る 場
型
喪失 合）
原
原子炉他建
子
屋又はター
炉 主蒸
ビ ン 建 屋
施 気管
（結果が厳
設 破断
しい方で代
表）
原子炉格納
容器（原子
炉 格 納 施
原子
設）
炉冷
原子炉格納
却材
容器（原子
PWR 喪失炉 格 納 施
型
設）及び原
原
子炉建屋
子
原子炉格納
炉
容器（原子
施
蒸気 炉 格 納 施設
発 生 設）
器 伝 原子炉格納
熱 管 容器（原子破損 炉 格 納 施
設）及び原
子炉建屋）
審査ガイド
4.2(2)b.
・巻き込みを生じる代

補足 16-26-23

表建屋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，コントロール建屋及び燃料取扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在する全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。

補足 16-26-24

表 1-4 大気拡散評価条件（4/6）
項

目

放射性物
質濃度の
評価点

評

価 条 件

【中央制御室内】
中央制御室中心【入退域時】
サービス建屋入口

選

定 理 由

備 考
被ばく評価手法（内規）【中央制御室内】
5.1.2(3)b)3)ⅰ) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室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【中央制御室内】
換気設備により外気間 点は厳密に定める必要
欠取入れ運転を前提と はない。屋上面を代表とするが，フィルタを通ら する場合，例えば中央制ない空気が直接室内へ 御室の中心を評価点とするのは妥当である。
流入すると設定
評価期間中はフィルタ 【入退域時】を通らない空気が直接 7.5.1(5)b) 入 退 域 時室内へ流入することを の移動経路及び入退域前提とするため，中央制 に要する時間をプラン御室が属する建屋の屋 トごとに計算し，移動経上面を代表面として選 路に従った適切な評価
定し，建屋の巻き込みの 点及び滞在時間を設定
影響を受ける場合には， する。この場合，移動に
中央制御室の属する建 伴って，複数の評価点を屋表面での濃度は風下 設定してもよい。
距離の依存性は小さくほぼ一様であるので，中 審査ガイド
央制御室中心を代表点 【中央制御室内】
4.2(2)b.
として設定
点放射性物質濃度の評
価点3) i)建屋の巻き込みの【入退域時】
入退域時の移動経路に 影響を受ける場合には，従った適切な評価点を 原子炉制御室／緊急時
制御室／緊急時対策所
設定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。
【入退域時】－

補足 16-26-25

表 1-4 大気拡散評価条件（5/6）
項

目

評

価 条 件

原子炉建屋漏えい
中央制御室
S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,N
NW,N（9 方位）
サービス建屋
S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,N
NW,N（9 方位）
着目方位
非常用ガス処理系排気筒
からの放出
中央制御室
W（1 方位）建屋入口
W（1 方位）

選 定 理 由備 考
原子炉建屋の建屋後流での巻 被ばく評価手法（内規）き込みが生じる条件としては， 5.1.2(3)c)l) 中央制御
放出点と巻き込みが生じる建 室の被ばく評価の計算で屋及び評価点との位置関係に は，代表建屋の風下後流
ついて，次に示す条件すべてに 側での広範囲に及ぶ乱流該当した場合，放出点から放出 混合域が顕著であることされた放射性物質は建屋の風 から，放射性物質濃度を下側で巻き込みの影響を受け 計算する当該着目方位と拡散し，評価点に到達するもの しては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれとする。
(a) 放出源の高さが建屋の高 る l 方位のみを対象とするのではなく，図 5.4
さの 2.5 倍に満たない場合に示すように，代表建屋(b) 放出源と評価点を結んだ の後流側の拡がりの影響
直線と平行で放出源を風上 が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象ととした風向について，放出する。
源の位置が風向と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲の中にある場合(c) 評価点が巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合
建屋風下側の巻き込みによる拡がりを考慮し，以下の i)～ⅲ)の条件に該当する方位を選定し，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選定
i) 放出点が評価点の風上にあること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れるような範囲に放出点が存在すること
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

補足 16-26-26

審査ガイド
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，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放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。

表 1-4 大気拡散評価条件（6/6）
項

目

評

価 条 件

選

定 理 由

建屋投影
面積

3000 m3

建屋投影面積は小さい方が厳しい結果となるため，対象となる複数の方位の投影面積の中で最小面積（原子炉建屋，短手方向）となる南（北）方向の断面積を切り下げた数値を全ての方位の計算の入力として共通に適
用する。

形状係数

1/2

気象指針を参考として設定

備 考
被ばく評価手法（内規）5.1.2(3)d)1) 図 5.9 に示すとおり，風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散の入力とする。
審査ガイド
4.2(2)b.
・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，放射性物質の濃度を求めるために大拡散式の入力とする。
被ばく評価手法（内規）5.1.1(2)d) 形状係数 c の値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として 1/2 を用いる。
審査ガイド－

補足 16-26-27

表 1-5 運転員交替考慮条件（炉心の著しい損傷が発生した場合）
中央制御室の滞在時間

1 日目
Ａ班＊

1直

8:00～21:45

2直21:30～8:15

2 日目

3 日目

4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班＊

1直

2直

1直
1直

2直

2直

注記 ＊：被ばくの平均化のため，事故直後に中央制御室に滞在している班（Ａ班）に代わり，2 日目以降は日勤勤務の班（Ｅ班）が滞在するものとする。

▽炉心損傷発生イベント▽ブローアウトパネル閉止装置開放▽ブローアウトパネル閉止装置再閉止

経過時間(h)0

時刻

8:00 10:00 10:20

1直
2直

2
21:30

3:00

Ａ班

8:00

21:30

Ｅ班
Ｃ班

補足 16-26-28

Ｄ班

表 1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線評価用線源強度（室内作業時）
ガンマ線積算線源強度（－）

注（Ａ班滞在時：事象発生直後～13.75h）
ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル閉止装置
開放あり
開放なし
(事象発生2時間後から20分間開放)

群

エネルギ
(MeV)

1

0.01

約2.9E+18

約2.8E+182

0.02

約3.2E+18

約3.1E+18

30.03

約3.6E+18

約3.5E+18

40.045

約4.7E+19

約4.5E+1950.06

約1.7E+17

約1.7E+176

0.07

約1.2E+17

約1.1E+177

0.075

約6.6E+18

約6.4E+18

8

0.1

約3.3E+19

約3.2E+1990.15

約1.3E+17

約1.2E+17100.2

約2.0E+19

約2.0E+19110.3

約4.0E+19

約3.9E+19120.4

約2.5E+18

約2.3E+1813

0.45

約1.3E+18

約1.2E+1814

0.51

約4.1E+18

約3.8E+18

15

0.512

約1.4E+17

約1.3E+17

160.6

約6.0E+18

約5.6E+18

170.7

約6.8E+18

約6.4E+18180.8

約1.9E+18

約1.8E+18

19

1.0

約3.9E+18

約3.5E+1820

1.33

約2.0E+18

約1.8E+18

21

1.34

約6.1E+16

約5.6E+1622

1.5

約9.8E+17

約8.9E+1723

1.66

約3.8E+17

約3.5E+1724

2.0

約8.1E+17

約7.4E+1725

2.5

約2.8E+18

約2.7E+1826

3.0

約8.4E+16

約7.7E+1627

3.5

約9.7E+14

約8.6E+1428

4.0

約9.7E+14

約8.6E+1429

4.5

約1.8E+01

約1.8E+0130

5.0

約1.8E+01

約1.8E+0131

5.5

約1.8E+01

約1.8E+0132

6.0

約1.8E+01

約1.8E+0133

6.5

約2.1E+00

約2.1E+00

34

7.0

約2.1E+00

約2.1E+00

35

7.5

約2.1E+00

約2.1E+00

36

8.0

約2.1E+00

約2.1E+00

37

10.0

約6.4E-01

約6.4E-0138

12.0

約3.2E-01

約3.2E-01

39

14.0

約0.0E+00

約0.0E+00

40

20.0

約0.0E+00

約0.0E+00

41

30.0

約0.0E+00

約0.0E+00

42

50.0

約0.0E+00

約0.0E+00：被ばく評価上最も厳しいＡ班における線源強度（炉心損傷時及びブローアウトパネル開放時に中央制御室に滞在）

補足 16-26-29

表 1-7 中央制御室内放射性物質濃度評価条件（1/3）
項目

事 故時に おけ るフィ ルタ を通し た外 気取り 込
み

評

価 条 件

[非常時運転モード]
外気間欠取入（27 時間隔離，3 時間
取入）[外気取り込み量]（通常時）3400m3/h（事故時）3400m3/h[非常時運転モードへの切り替え時間]
事故後 2 時間

中央制御室
バウンダリ
体積

2800 m3

選

定 理 由

事故後，中央制御室換
気系設備による外気
間欠取入れを前提とし，さらに換気設備を通らずに直接室内に流入することを考慮する。

中央制御室，運転員控室等の中央制御室換
気空調設備の処理対象となる区画の体積を合計して保守的に大きめに設定（図 114，15 参照）

補足 16-26-30

備 考
被ばく評価手法（内規）7.3.2(1) 建屋の表面空気中から，
次の a)及び b)の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a) 中央制御室の非常用換気空調に
よって室内に取入れることb) 中央制御室内に直接，流入すること
審査ガイド
4.2(2)e.
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊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込まれること（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）
被ばく評価手法（内規）7.3.2(7)a) 中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御
室内の放射能濃度を求める。
審査ガイド
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射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／
緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。

表 1-7 中央制御室内放射性物質濃度評価条件（2/3）
項

目

外部ガンマ
線による全
身に対する
線量評価時
の自由体積

中央制御室
換気系チャ
コールフィ
ルタによる
除去効率
中央制御室
換気系高性
能粒子フィ
ルタによる
除去効率

中央制御室
換気設備フ
ィルタユニ
ットのフィ
ルタ流量

評

価 条 件

選

定 理 由

2800 m3

保守的に中央制御室
バウンダリ体積である 2718.6m3 を保守的に切り上げて設定

95 ％

設計値（97 ％以上）に余裕を見込んだ値と
して設定

99 ％

設計値（99.97 ％以上）に余裕を見込んだ
値として設定備 考
被ばく評価手法（内規）7.3.4(3)b) ガンマ線による被ばくの計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがある
ので，中央制御室の容積から除外し
てもよい。
審査ガイド
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射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／緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
審査ガイド
4.2(1)a.
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に設定する。
なお，フィルタ効率の設定に際しては，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

被ばく評価手法（内規）7.3.2(7)a) 中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御
室内の放射能濃度を求める。
5100 m3/h

設計上期待できる値を設定

補足 16-26-31

審査ガイド
4.2(2)e.
・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転条件に従って計算する。

表 1-7 中央制御室内放射性物質濃度評価条件（3/3）
項

目

空気流入率

評

価 条 件

選

定 理 由

設計上期待できる値を設定

1.0 回/h

備 考
被ばく評価手法（内規）7. 3 (1) なお，中央制御室の空気
流入率については，「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試
験手法」に従うこと。
審査ガイド
4.2(2)e.
既設の場合では，空気流入率は，気流入率測定試験結果を基に設定する。

表 1-8 線量計算条件
項

目

線量換算
係数

評

価 条 件

選

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－132：3.1×10-10 Sv/Bq
Ｉ－133：4.0×10-9 Sv/Bq
Ｉ－134：1.5×10-10 Sv/Bq
Ｉ－135：9.2×10-10 Sv/Bq
Cs－134：2.0×10-8 Sv/Bq
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 Publication 71，72 に
基づく

定 理 由

ICRP Publication
71，72 に基づく

備

考

－

被ばく評価手法（内規）7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。

呼吸率31.2 m /h

成人活動時の呼吸率を設定
ICRP Publication
71 に基づく補足 16-26-32：よう素の吸入摂取の内部被
ばくによる実効線量（Sv）：呼吸率（成人活動時）（m3/s）：よう素（Ｉ－131）吸入摂取時の成人の実効線量への換算係数（Sv/Bq）：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度（Ｉ－131 等価量）（Bq/m3）：計算期間（30 日間）（S）

表 2-1 大気中への放出量評価条件（1/4）
項

目

評

価 条 件

評価事象

「過渡事象＋高圧炉心冷却
失敗＋原子炉減圧失敗＋炉
心損傷後の原子炉減圧失敗（＋ＤＣＨ）」（全交流電力
電源喪失の重畳を考慮）

炉心熱出力3293 MW

運転時間

１サイクルあたり10000 時間（約 416 日）

取替炉心の装荷割合

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
19

炉心内蔵量

放出開始時間

審査ガイドの記載

ブローアウトパネル閉止装置の開放影響を評価するため－－取替燃料炉心の燃
料装荷割合に基づき設定

希ガス類 ：2.2×10 Bq
ＣｓＩ類 ：2.8×1019 Bq
ＣｓＯＨ類 ：1.1×1018 Bq
Ｓｂ類：1.3×1018 Bq
ＴｅＯ２類 ：6.7×1018 Bq
ＳｒＯ類 ：1.2×1019 Bq
ＢａＯ類 ：1.2×1019 Bq
ＭｏＯ２類 ：2.4×1019 Bq
ＣｅＯ２類 ：7.4×1019 Bq
Ｌａ２Ｏ３類 ：5.5×1019 Bq（核種毎の炉心内蓄積量を核種グループ毎に集約して記載）

事故発生直後選 定 理 由起因事象としてブローアウトパネルが開放する主蒸気
管破断を含む事故
シーケンスとして選定
定格熱出力
１サイクル 13 ヶ月（395 日）を考慮して設定「単位熱出力当たりの炉心内蓄積量（Bq/MW）」×「3293MW（定格熱出力）」（単位熱出力当たりの炉心蓄積量（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（10000 時間）で算出したＡＢＷＲのサイクル末期の値を使用）

4.3.(1)a. 希ガス類，ヨウ素類，Ｃｓ類，Ｔｅ類，Ｂａ類，
Ｒｕ類，Ｃｅ類及びＬａ類を考慮する。

ＭＡＡＰ解析結果

4.3.(4)a. 放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は，4.1(2)a.で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設定する。

補足 16-26-33

表 2-1 大気中への放出量評価条件（2/4）
項

目

評

価 条 件

格納容器内ｐ
Ｈ制御の効果考慮しない

よう素の形態

粒子状よう素： 5 ％無機よう素 ：91 ％有機よう素 ： 4 ％格納容器から
原子炉建屋への漏えい率（希ガス，エアロゾ
ル及び有機よう素）

1Pd 以下：0.9Pd で 0.5 ％/日
1PD 超過：2Pd で 1.3 ％/日

格納容器から
原子炉建屋への漏えい率（無機よう素）5.5h 後～10h 後：
1.3 ％/日
上記以外の時間：
0.5 ％/日

選 定 理 由格納容器内ｐＨ制
御設備は，重大事
故等対処設備と位置付けていないた
め，保守的に設定

審査ガイドの記載
4.3(1)a. 原子炉格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ 素の性 状を 適切に 考慮 する。

Ｒ . Ｇ .1.195 ＊ 1 に基づき設定

4.3(1)a. 原子炉格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

ＭＡＡＰ解析にて格納容器の開口面積を設定し格納容
器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，格納容器の設計漏えい率（0.9pd で 0.5 ％/日）及びＡＥＣの式等に基づき設定
格納容器の設計漏えい率及びＡＥＣの式等に基づき設定（格納容器圧力が 0.9Pd を超える
期間を包絡するように 1.3 ％/日の漏えい率を設定）

4.3(1)e. 原子炉格納容器漏えい率は，4.1(2)a.で選定した事故シーケンスの事故進展
解析結果を基に設定する。

4.3(3)c. 原子炉格納容器ス
プ レイの 作動 につい ては ，
4.1(2)a.で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。
4.3(3)d. 原子炉格納容器内の自然沈着率については，実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

格納容器内での除去効果（エアロゾル）

ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレッション・プー
ルでのスクラビング及びドライウェルスプレイ）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル

格納容器内での除去効果（有
機よう素）

考慮しない

保守的に設定格納容器内での除去効果（無機よう素）

自然沈着率：9×10-4（1/s）（格納容器内の最大存在量
から 1/200 まで）
サプレッション・プールのスクラビングによる除去効
果：10

ＣＳＥ実験及びStandard Review
Plan 6.5.2＊2 に基づき設定
Standard Review
Plan 6.5.5＊3 に基づき設定

補足 16-26-34－
4.3(3)d. 原子炉格納容器内の自然沈着率については，実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。
－

表 2-1 大気中への放出量評価条件（3/4）
項

目

格納容器から
原子炉建屋へ
の漏えい割合原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用
ガス処理系及び非常用ガス
再循環系の起動前）
原子炉建屋から大気への放出率（非常用ガ
ス処理系及び非常用ガス再循環系の起動後）

非常用ガス処
理系及び非常用ガス再循環系の起動時間非常用ガス処
理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率
ブローアウト
パネルの開閉状態

評 価 条 件
希ガス類 ：4.3×10-3
ＣｓＩ類 ：6.3×10-5
ＣｓＯＨ類：3.2×10-5
Ｓｂ類：6.8×10-6
ＴｅＯ２類 ：6.8×10-6
ＳｒＯ類 ：2.7×10-6
ＢａＯ類 ：2.7×10-6
ＭｏＯ２類 ：3.4×10-7
ＣｅＯ２類 ：6.8×10-8
Ｌａ２Ｏ３類：2.7×10-8

選

定 理 由

審査ガイドの記載

ＭＡＡＰ解析結果及
び NUREG-1465 ＊ 4 の知見に基づき設定－

無限大／日（地上放出）（格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，即座に大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定－１回／日（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）ブローアウトパネル閉止装置の開放を仮定する場
合：
事故発生から 2 時間 20 分
ブローアウトパネル閉止装置の開放を仮定しない
場合：
事故発生から 2 時間

起動操作時間（115分）＋負圧達成時間（5 分）（起動に伴い
原子炉建屋は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として 5分を想定）
ブローアウトパネル
閉止装置開放時には再閉止までの時間として 20 分を考慮＊5

考慮しない

保守的に設定開状態

原子炉建屋の急激な圧力上昇等によるブローアウトパネルの開放を考慮

補足 16-26-35

4.3(3)a. 非常用ガス処理系（ＢＷＲ）又はアニュラス空気浄化設備（ＰＷＲ）の作動については，4.1(2)a.で選定した事故シーケンスの事故進
展解析条件を基に設定する。

4.3(3)b. 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。
－

表 2-1 大気中への放出量評価条件（4/4）
項

目評

事故の評価期
間

価 条 件

7 日間

選 定 理 由審査ガイドに示す
7 日間における運転員の実効線量を評価する観点から
設定

審査ガイドの記載
3.（解釈）第 74 条（原子炉制御室）
1 b) ④判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100
mSv を超えないこと。

注記 ＊1：R.G.1.195“Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequencesof Design Basis Accidents at Ligth Water Nuclear Power Reactors”＊2：Standard Review Plan 6.5.2, “Containment Spray as a Fission Product Cleanup
System”, March 2007
＊3：Standard Review Plan 6.5.5, “Pressure Suppression Pool as a Fission ProductCleanup System”, March 2007
＊4：NUREG-1465 “Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,
1995＊5：ブローアウトパネル開放時にブローアウトパネル閉止装置を閉止するまでの時間
は約 17 分であり，再閉止時にはさらに短期間で閉止が可能となるが，影響評価として 20 分の開放を考慮している。

補足 16-26-36

表 2-2 大気中への放出量評価結果（事故後 7 日間積算）（単位:Bq）
原子炉建屋から大気中へ放出
核種グループ

ブローアウトパネル閉止装置がブローアウトパネル閉止装置が開放する場合開放しない場合

希ガス類

約 1.2×1017

約 1.2×1017

よう素類

約 5.2×1015

約 5.2×1015

ＣｓＯＨ類

約 8.1×1010

約 8.1×1010

Ｓｂ類

約 4.4×1010

約 4.2×1010

ＴｅＯ２類

約 8.5×1010

約 8.4×1010

ＳｒＯ類

約 1.1×108

約 1.1×108

ＢａＯ類

約 4.4×108

約 4.4×108

ＭｏＯ２類

約 3.7×109

約 3.7×109

ＣｅＯ２類

約 1.9×108

約 1.9×108

Ｌａ２Ｏ３類

約 3.6×107

約 3.5×107

補足 16-26-37

表 2-4 大気拡散評価条件
項

目

評

価 条 件

選 定 理 由実効放出
継続時間

全核種：1 時間

保守的に最も短い実効放出継続
時間を設定

放出源及び
放出源高さ

原子炉建屋漏えい（地上放出）
地上：0 m
非常用ガス処理系排気筒からの放出
地上：95 m

排気筒放出は有
効高さ，地上放出時は地上高さを使用

大気拡散評価地点及び評価距離

原子炉建屋漏えい
中央制御室中心
評価距離：10 m
建屋入口
評価距離：15 m
非常用ガス処理系排気筒からの放出
中央制御室中心
評価距離：100 m
建屋入口
評価距離：110 m

放出源から評価
点までの距離は，保守的な評
価となるように水平距離として設定

補足 16-26-38

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.
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。
4.3(4)b.
放出原高さは，4.1(2)a.で選定した事故シーケ
ンスに応じて放出口からの放出を仮定する。4.1(2)a.で選定した事故シーケンスのソースター
ム解析結果を基に放出エネルギを考慮してもよい。

－

表 2-5 相対濃度及び相対線量の評価結果
放出位置
χ／Ｑ(s/m3)

原子炉建屋

Ｄ／Ｑ(Gy/Bq)χ／Ｑ

非常用 ガス処理系(s/m3)

排気筒

Ｄ／Ｑ(Gy/Bq)

中央制御室中心建屋入口

8.3×10-4

8.2×10-4

2.9×10-18

2.9×10-18

3.0×10-6

3.0×10-6

8.8×10-20

9.0×10-20

表 2-6 地表面への沈着速度の条件
項

目

評

地表面への
沈着速度

価 条 件

エアロゾル：1.2 cm/s
無機よう素：1.2 cm/s
有機よう素：
4.0×10-3 cm/s
希ガス：沈着なし

選 定 理 由線量目標値評価指針 ＊1を参考に，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度（0.3 cm/s）の 4 倍を設定
エアロゾル及び無機よう素の乾性沈着速度はNUREG/CR-4551 Vol2 ＊2
より設定
有機よう素の乾性沈着
速度は NRPB-R322＊3 より設定

審査ガイドでの記載

4.2.(2)d 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。

注記 ＊1：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（原子力安全委員会）＊2：米国 NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks:
Quantification of Major Input Parameters”, Fabruary 1994
＊3：英国 NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Mpdelling Liaison Committee Annual
Report

補足 16-26-39

表 2-7 グランドシャイン線評価用線源強度（室内作業時）-2

注

ガンマ線積算線源強度（cm ）（Ａ班滞在時：事象発生直後～13.75h）
ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル閉止装置
開放あり
開放なし
(事象発生2時間後から20分間開放)
約1.7E+08
約1.8E+08

群

エネルギ
(MeV)

1

0.01

2

0.02

約1.9E+08

約2.0E+08

3

0.03

約2.9E+08

約3.1E+08

40.045

約8.5E+07

約9.1E+07

50.06

約4.1E+07

約4.3E+07

6

0.07

約2.7E+07

約2.9E+077

0.075

約2.1E+07

約2.3E+07

80.1

約1.1E+08

約1.1E+0890.15

約5.9E+07

約6.2E+07

10

0.2

約2.5E+08

約2.7E+08

110.3

約5.0E+08

約5.3E+0812

0.4

約2.2E+09

約2.3E+0913

0.45

約1.1E+09

約1.2E+09

14

0.51

約3.4E+09

約3.6E+09

15

0.512

約1.1E+08

約1.2E+08

160.6

約5.0E+09

約5.3E+0917

0.7

約5.7E+09

約6.0E+0918

0.8

約2.3E+09

約2.5E+09

19

1.0

約4.6E+09

約4.9E+0920

1.33

約2.7E+09

約2.9E+09

21

1.34

約8.3E+07

約8.8E+07

22

1.5

約1.3E+09

約1.4E+09

23

1.66

約3.2E+08

約3.4E+08

24

2.0

約6.8E+08

約7.2E+0825

2.5

約1.8E+08

約1.9E+0826

3.0

約2.7E+06

約2.9E+06

27

3.5

約1.2E-01

約1.3E-0128

4.0

約1.2E-01

約1.3E-0129

4.5

約4.5E-09

約4.8E-0930

5.0

約4.5E-09

約4.8E-0931

5.5

約4.5E-09

約4.8E-0932

6.0

約4.5E-09

約4.8E-0933

6.5

約5.2E-10

約5.5E-1034

7.0

約5.2E-10

約5.5E-1035

7.5

約5.2E-10

約5.5E-1036

8.0

約5.2E-10

約5.5E-1037

10.0

約1.6E-10

約1.7E-1038

12.0

約8.0E-11

約8.4E-1139

14.0

約0.0E+00

約0.0E+00

40

20.0

約0.0E+00

約0.0E+00

41

30.0

約0.0E+00

約0.0E+00

42

50.0

約0.0E+00

約0.0E+00：被ばく評価上最も厳しいＡ班における線源強度（炉心損傷時及びブローアウトパネル開放時に中央制御室に滞在）

補足 16-26-40

表 2-8 中央制御室換気系設備等条件項

目

中央制御室非常用換気系の
起動時間

評

価 条 件

事象発生から 2 時間

選 定 理 由全交流電力電源喪失を考慮し，代替電源からの電源供給開始時間から保守的に設定

補足 16-26-41

審査ガイドでの記載
4.3(3)f. 原子炉制御室の非常用換気空調設備の作動について
は，非常用電源の作動状態を基に設定する。

表 2-9 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線評価用線源強度（入退域時）
ガンマ線積算線源強度（－）

注（Ａ班退域時：事象発生13.75h～14.00h）
ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル閉止装置
開放あり
開放なし
(事象発生2時間後から20分間開放)

群

エネルギ
(MeV)

1

0.01

約1.2E+17

約1.2E+172

0.02

約1.4E+17

約1.4E+173

0.03

約1.6E+17

約1.6E+174

0.045

約2.4E+18

約2.3E+18

50.06

約7.5E+15

約7.4E+15

60.07

約5.0E+15

約4.9E+157

0.075

約3.3E+17

約3.3E+178

0.1

約1.7E+18

約1.6E+1890.15

約4.9E+15

約4.8E+15

10

0.2

約9.4E+17

約9.3E+1711

0.3

約1.9E+18

約1.9E+18120.4

約9.1E+16

約8.8E+1613

0.45

約4.5E+16

約4.4E+1614

0.51

約1.6E+17

約1.5E+17

15

0.512

約5.2E+15

約5.1E+15

16

0.6

約2.3E+17

約2.2E+17170.7

約2.6E+17

約2.5E+1718

0.8

約6.9E+16

約6.7E+16

19

1.0

約1.4E+17

約1.3E+1720

1.33

約6.0E+16

約5.8E+1621

1.34

約1.8E+15

約1.8E+1522

1.5

約2.9E+16

約2.8E+16

23

1.66

約8.3E+15

約8.1E+1524

2.0

約1.8E+16

約1.7E+1625

2.5

約4.8E+16

約4.8E+1626

3.0

約7.1E+14

約7.0E+1427

3.5

約1.9E+12

約1.9E+1228

4.0

約1.9E+12

約1.9E+1229

4.5

約4.3E-01

約4.2E-0130

5.0

約4.3E-01

約4.2E-0131

5.5

約4.3E-01

約4.2E-0132

6.0

約4.3E-01

約4.2E-0133

6.5

約4.9E-02

約4.9E-02

34

7.0

約4.9E-02

約4.9E-0235

7.5

約4.9E-02

約4.9E-02

36

8.0

約4.9E-02

約4.9E-0237

10.0

約1.5E-02

約1.5E-0238

12.0

約7.6E-03

約7.5E-03

39

14.0

約0.0E+00

約0.0E+00

40

20.0

約0.0E+00

約0.0E+00

41

30.0

約0.0E+00

約0.0E+00

42

50.0

約0.0E+00

約0.0E+00：被ばく評価上最も厳しいＡ班における線源強度（炉心損傷時及びブローアウトパネル開放時に中央制御室に滞在）

補足 16-26-42

表 2-10 グランドシャイン線評価用線源強度（入退域時）-2

注

ガンマ線積算線源強度（cm ）（Ａ班退域時：事象発生13.75h～14.00h）
ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル閉止装置
開放あり
開放なし
(事象発生2時間後から20分間開放)

群

エネルギ
(MeV)

1

0.01

約2.8E+06

約3.0E+06

2

0.02

約3.1E+06

約3.3E+06

3

0.03

約5.3E+06

約5.7E+06

40.045

約1.5E+06

約1.6E+06

50.06

約6.5E+05

約6.9E+05

6

0.07

約4.3E+05

約4.6E+05

70.075

約4.0E+05

約4.2E+05

80.1

約2.0E+06

約2.1E+06

90.15

約7.6E+05

約8.1E+05

100.2

約4.0E+06

約4.2E+06

11

0.3

約7.9E+06

約8.5E+06

12

0.4

約4.1E+07

約4.4E+0713

0.45

約2.1E+07

約2.2E+07

140.51

約6.0E+07

約6.4E+07

15

0.512

約2.0E+06

約2.1E+06

16

0.6

約8.8E+07

約9.4E+07

170.7

約1.0E+08

約1.1E+08

18

0.8

約3.9E+07

約4.2E+07

19

1.0

約7.8E+07

約8.3E+0720

1.33

約3.4E+07

約3.7E+0721

1.34

約1.0E+06

約1.1E+06

22

1.5

約1.7E+07

約1.8E+07

23

1.66

約3.3E+06

約3.5E+06

24

2.0

約7.0E+06

約7.5E+06

25

2.5

約2.5E+06

約2.7E+06

26

3.0

約4.0E+04

約4.3E+04

27

3.5

約1.3E-04

約1.3E-0428

4.0

約1.3E-04

約1.3E-0429

4.5

約9.2E-11

約9.7E-1130

5.0

約9.2E-11

約9.7E-1131

5.5

約9.2E-11

約9.7E-1132

6.0

約9.2E-11

約9.7E-1133

6.5

約1.1E-11

約1.1E-1134

7.0

約1.1E-11

約1.1E-1135

7.5

約1.1E-11

約1.1E-1136

8.0

約1.1E-11

約1.1E-1137

10.0

約3.2E-12

約3.4E-1238

12.0

約1.6E-12

約1.7E-1239

14.0

約0.0E+00

約0.0E+00

40

20.0

約0.0E+00

約0.0E+00

41

30.0

約0.0E+00

約0.0E+00

42

50.0

約0.0E+00

約0.0E+00：被ばく評価上最も厳しいＡ班における線源強度（炉心損傷時及びブローアウトパネル開放時に中央制御室に滞在）

補足 16-26-43

表 2-11 中央制御室の居住性に係る被ばく評価結果
実効線量（7 日間）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
被ばく経路

居住性評価の対象ケー
ス「大破断ＬＯＣＡ＋

ブローアウトパネル

ブローアウトパネル

閉止装置開放あり

閉止装置開放なし

約 5.7×10－1

約 6.0×10－1

約 7.8×10－1

約 2.2×10－1

約 2.0×10－1

約 9.6×10－1

約 2.2×101

約 2.0×101

約 4.6×101（内訳） 内部被ばく

約 2.1×101

約 1.8×101

約 4.0×101

外部被ばく

約 1.4×100

約 1.3×100

約 5.3×100

約 3.0×100

約 2.8×100

約 4.7×100

約 2.6×101

約 2.3×101

約 5.2×101

約 1.7×10－1

約 1.7×10－1

約 2.6×10－1

約 4.3×10－3

約 4.4×10－3

約 6.9×10－3（内訳） 内部被ばく

約 6.9×10－4

約 7.1×10－4

約 1.3×10－3

外部被ばく

約 3.6×10－3

約 3.7×10－3

約 5.6×10－3

約 5.1×100

約 4.7×100

約 8.0×100

約 5.2×100

約 4.9×100

約 8.3×100

約 3.1×101

約 2.8×101

約 6.0×101①建屋からのガンマ線による被ばく

高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗」②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線に
中央制御室内作業時

よる被ばく③室内に外気から取り込
まれた放射性物質による被ばく②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
小計 （①＋②＋③）④建屋からのガンマ線による被ばく⑤大気中へ放出された放入退域時

射性物質による被ばく⑤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
小合

計 （④＋⑤）計（①＋②＋③＋④＋⑤）

注：被ばく評価上最も厳しいＡ班における被ばく評価結果（炉心損傷時及びブローアウトパネル
閉止装置開放時に中央制御室に滞在）

補足 16-26-44

(2)＊
評価事象の選定(3)＊
被ばく経路の選定(4)＊
建屋内の放射性物質の存在量分布及び大気中への放出量の計算(3)＊
被ばく経路の選定(3)＊
被ばく経路の選定

建屋内放射性物質

大気中放射性物質
＊

(7)
線量計算

(8)＊
線量の合算及び判断基準との比較
注記 ＊：「1. 評価方針」の項番号を示す。

図 1-1 居住性に係る被ばく評価の手順

補足 16-26-45

補足 16-26-46

室内での
被ばく

③

実効線量の合計値

大気中に放出された放射性物質による入退域での被ばく○ガンマ線（地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線も含む）
○吸入摂取

⑤

大気中に放出された放射性物質のガ
ンマ線による中央制御室内での被ば
く○ガンマ線（地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線も含む）②

原子炉建物内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく○スカイシャインガンマ線○直接ガンマ線④

原子炉建物内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく○スカイシャインガンマ線○直接ガンマ線①

原子炉建物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の評価

大気中への放出量の評価
放射性物質の施設内分布

図 1-2 中央制御室の運転員の被ばく経路

入退域で
の被ばく

外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく
○ガンマ線
○吸入摂取
（室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）

大気拡散の評価
相対濃度及び相対線量

中央制御室の居住性に係る被ばく評価

中央制御室内での被ばく

入退域時の被ばく①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）②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインガンマ線及びグランドシャインガンマ線による
外部被ばく）③外気から室内に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及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばく）④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）⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインガンマ線及びグランドシャインガンマ線による
外部被ばく並びに吸入摂取による内部被ばく）

空気で散乱

・ ・
・ ・ ・ ・ ・ ・・・・ ・ ・ ・・ ・ ・ ・ ・
・
① ・
・ ・ ・
・ ・ ・ ・・・ ・ ・ ・ ・ ・ ・・ ・ ・ ・
スカイシャインガンマ線
・ ・ ・ ・
・ ・
・ ・
・・ ・
・ ・
・ ・ ・ ・ ・ ・
・ ・
・
④・ ・
・
・ 大・
・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・・
気中へ放出された放射性物質
・ ・・ ・・ ・ ・ ・ ・ ・ ・・ ・ ・ ・ ・・ ・・ ・・・・・ ・ ・ ・・ ・・・ ・ ・ ・・ ・・
排気筒 ・・
・ ・
・・
・ ・ ・
・・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・
吸入摂取

クラウドシャインガンマ線
原子炉建屋

・ ・ ・
・ ・
・ ・ ・・ ・建屋内の放射性物質
・ ・・ ・ ・・ ・・ ・ ・・ ・ ・ ・・・・ ・ ・ ・ ・・・・
原子炉格納容器・ ・ ・ ・ ・
原子炉建屋ガス処理系
・ ・ ・
・ ・
・ ・
・
・
原
・ ・ ・ ・ ・ ・子
・ ・ ・ ・
炉
圧力
容器

サプレッション・チェンバ
サプレッションチェンバ

①
④

・ ・
・ ・ ・ ・ ・ ・・ ・・ ・ ・ ・ ⑤・
② ・ ・ ・ ・・ ・ ・・ ・ ・ ・・・・ ・ ・ ・ ・ ・・ ・ ・ ・
・ ・
・ ・
・ ・
・ ・ ・
・ ・ ・ ・ ・ ・・ ・・・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・
換気空調系を通じて⑤
・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・ ・中央制御室内に取り込まれる放射性物質

直接ガンマ線

中央制御室

漏えい

・ ・
・ ・ ・
・ ・ ・
・ ・
・ ・ ・ ・・・・
・ ・ ・ ・ ・
・ ・ ・
・ ・
・ ・
・
・

⑤

・ ・
・ ・
・ ・ ・ ・ ・③
・ ・ ・ ガンマ線
・
・ ・
・ ・
③
②

（入退域時）

吸入摂取（室内作業時）グランドシャインガンマ線

図 1-3 中央制御室の居住性に係る被ばく経路イメージ

補足 16-26-47

図 1-4 放射性物質の放出源と評価点の位置関係

補足 16-26-48

風向に対して垂直な建屋の中心線
建屋の風下側0.5 L

領域 A.n

放出点
風向 n
建屋

断面積

2L
評価点

中央制御室

5L

0.5 L

注：Ｌは風向に垂直な建屋又は建屋群の，投影面高さ又は投影幅の小さい方

図 1-5 建屋影響を考慮する条件（水平断面での位置関係）

補足 16-26-49

補足 16-26-50

図 1-6 非常用ガス処理系排気筒放出時の評価方位（評価点：中央制御室中心）補足 16-26-51

図 1-7 原子炉建屋漏えい時の評価方位（評価点：中央制御室中心）補足 16-26-52

図 1-8 非常用ガス処理系排気筒からの放出時の評価方位（評価点：建屋入口）

補足 16-26-53

図 1-9 原子炉建屋漏えい時の評価方位（評価点：建屋入口）

補足 16-26-54

図 1-10 原子炉建屋断面積（投影面積）

図 1-11 直接ガンマ線評価モデル

補足 16-26-55

図 1-12 直接ガンマ線評価モデル

補足 16-26-56

図 1-13 スカイシャインガンマ線評価モデル

補足 16-26-57

図 1-14 中央制御室換気系系統図

補足 16-26-58

図 1-15 中央制御室容積

補足 16-26-59

希ガスの炉内蓄積量

格納容器への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果なし）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5 %/day
1Pd 超過：2Pd で 1.3 %/day

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい
漏えい率：無限大/day

非常用ガス処理系から大気への放出
換気率：1 回/day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

図 2-1 希ガスの大気放出過程

補足 16-26-60

よう素の炉内蓄積量

格納容器への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5 %

4 %

91 %

粒子状よう素無機よう素

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器内での自然沈着：9.0×10-4（1/s）（最大存在量から 1/200 まで）

有機よう素

格納容器内での除去効果：考慮しない格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5 %/day
1Pd 超過：2Pd で 1.3 %/day【無機よう素】
5.5 h 後～10 h：1.3 %/day（一定）上記以外の期間：0.5 %/day（一定）

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい
漏えい率：無限大/day

非常用ガス処理系から大気への放出
換気率：1 回/day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

図 2-2 よう素の大気放出過程

補足 16-26-61

セシウムの炉内蓄積量

格納容器への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5 %/day
1Pd 超過：2Pd で 1.3 %/day

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい
漏えい率：無限大/day

非常用ガス処理系から大気への放出
換気率：1 回/day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

図 2-3 セシウムの大気放出過程

補足 16-26-62

その他核種の炉内蓄積量

格納容器への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5 %/day
1Pd 超過：2Pd で 1.3 %/day

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ1465 の知見に基づき評価

原子炉建屋から大気中への漏えい
漏えい率：無限大/day

非常用ガス処理系から大気への放出
換気率：1 回/day
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

図 2-4 その他核種の大気放出過程

補足 16-26-63

図 2-5 中央制御室内被ばく評価時のグランドシャイン評価モデル(1/2)

補足 16-26-64

図 2-5 中央制御室内被ばく評価時のグランドシャイン評価モデル(2/2)

補足 16-26-65

図 2-6 入退域被ばく評価時のグランドシャイン評価モデル

補足 16-26-66