59-1
SA 設備基準適合性

59-1-1

一覧表柏崎刈羽原子力発電所

第59条：原子炉制御室

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線境

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）中央制御室遮蔽

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

中央制御室待避室遮蔽

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びＣ（コントロール建屋）

その他の建屋内

Ｃ（コントロール建屋）条
件 荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

第 に
1

お 海水

号 け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
対象外

性
関連資料
第 操作性

［配置図］59-3（操作不要）［配置図］59-3
対象外（操作不要）

対象外

2
号 関連資料

―

―

第
1
項 第
3

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ（主要部分の断面寸法が確認可能）

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ

号
関連資料
第 切り替え性

第―本来の用途として使用－切替不要―
Ｂｂ

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ

4

4

号 関連資料3－－条
悪 系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 影
5

響 その他(飛散物)

号 防止 関連資料
第 設置場所－（操作不要）－
対象外（操作不要）

対象外

6号 関連資料
第 常設SAの容量
1－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の遮蔽能力で設計）－
Ｂ

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の遮蔽能力で設計）

Ｂ

号 関連資料
第 共用の禁止2

共用する設備（共有により複数号機同一中操の運転員被ばく低減に寄与する）

第 号 関連資料

Ａ

共用する設備（共有により複数号機同一中操の運転員被ばく低減に寄与する）

－

Ａ

－

2
共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部
要 人為事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋
内

Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋
内

Ａａ

因
故
障

サポート系故障(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

防
止

関連資料

［配置図］59-3

59-1-2［配置図］59-3

対象外柏崎刈羽原子力発電所
59条：原子炉制御室

環
境

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線条
件 荷重6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）

無線連絡設備（据置型）

類型化

衛星電話設備（据置型）

類型化

（待避室）

区分

（待避室）

区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びＣ（コントロール建屋）

その他の建屋内

Ｃ（コントロール建屋）（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

第 に
1 お 海水号 ける 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料
第 操作性

［配置図］59-3
中央制御室操作［配置図］59-3
Ａ

中央制御室操作Ａ

2
号 関連資料［配置図］59-3［配置図］59-3

第
1
項 第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性第4号 関連資料43条［試験・検査説明資料］59-5
本来の用途として使用－切替必要

通信連絡設備（機能・性能の確認が可能）

Ｌ［試験・検査説明資料］59-5Ｂａ［系統図］59-4

本来の用途として使用－切替必要

Ｂａ［系統図］59-4

悪 系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止2
第 号 関連資料項

Ｌ

第 影
5 響 その他(飛散物)
号 防止 関連資料2

通信連絡設備（機能・性能の確認が可能）

共通 環境条件、自然現象、外部
要 人為事象、溢水、火災

第
因
3
故
号
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］59-3［配置図］59-3［系統図］59-4［系統図］59-4

中央制御室操作

Ｂ［配置図］59-3（ＤＢ施設と同仕様の通信機器で設計）［系統図］59-4
Ｂ－（共用しない設備）

Ｂ［配置図］59-3［系統図］59-4
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分

中央制御室操作

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の通信機器で設計）

Ｂ

－
対象外

－

（共用しない設備）

対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（設計基準対象設備の通信連絡設備と位置的分散）

Ａａ（設計基準対象設備の通信連絡設備と位置的
分散）Ａａ(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外［配置図］59-3

59-1-3［配置図］59-3

柏崎刈羽原子力発電所
59条：原子炉制御室

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線境

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）中央制御室待避室

類型化

空気ボンベ陽圧化装置

区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

データ表示装置（待避室）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びＣ（コントロール建屋）

その他の建屋内

Ｃ（コントロール建屋）条
件 荷重（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外

第 に
1

お 海水

号 け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
対象外

性
関連資料
第 操作性
2
号 関連資料［配置図］59-3
現場操作
（弁操作）

［配置図］59-3
Bf［配置図］59-3

中央制御室操作（操作スイッチ操作）

Ａ［配置図］59-3

第
1
項 第
3

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

気密性能確認（中操制御室待避室の陽圧化試験）E

通信連絡設備（機能・性能の確認が可能）

Ｌ

号
関連資料
第 切り替え性

第［試験・検査説明資料］59-5
本来の用途として使用－切替不要［試験・検査説明資料］59-5
Ａ

常時接続－切替不要

Ｂｂ

4

4

号 関連資料3－－条
悪 系統設計他設備から独立Ａｃ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 影
5

響 その他(飛散物)

号 防止 関連資料
第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止2［配置図］59-3－
現場（設置場所）で操作可能［系統図］59-4
Ａ［配置図］59-3

置するもの

Ｂ

［配置図］59-3［系統図］59-4
重大事故等への対処を本来の目的として設

中央制御室操作Ａ

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の通信機器で設計）

Ｂ［容量設定根拠］59-6
共用する設備（共有により複数号機同一中操の運転員被ばく低減に寄与する）

第 号 関連資料

Ａ（共用しない設備）

－

対象外

－

2
共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部
要 人為事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋
内

Ａａ

同一機能の設備なし又は代替対象ＤＢ設備
なし

対象外

因
故
障

サポート系故障(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

防
止

関連資料

［配置図］59-3

59-1-4［配置図］59-3

対象外柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）59条：原子炉制御室
環境温度・湿度・圧力／
環
屋外の天候／放射線
境
条 荷重
第
1
号

件
に 海水
お
け 他設備からの影響
る
健 電磁波による影響
全中央制御室 可搬型陽圧化空調機
原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋）（有効に機能を発揮する）

－
対象外
－

（電磁波により機能が損なわれない）

対象外〔配置図〕59-3

2
号 関連資料

現場操作

Bd（準備，スイッチ操作）

Bf［配置図］59-3［保管場所図］59-7

試験・検査
第(検査性、系統構成・外部入力)
3

気密性能確認（中操制御室の陽圧化試験）号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

号 関連資料影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料Ａｃ（考慮対象なし）

対象外

現場操作

Ａａ

［配置図］59-3［保管場所図］59-7
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量設定根拠］59-6

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料項

他設備から独立－

第 設置場所6
号 関連資料第3

Ａ－

悪 系統設計第 可搬SAの容量
1
号 関連資料Ｅ［試験・検査説明資料］59-5

第 切り替え性
4

第
4
3
条

Ｃ

（海水を通水しない）

第 操作性

第
5
号

区分

(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）性 関連資料

第1
項

類型化

より簡単な接続

Ｃ

－
対象外

対象外
－

第 設置場所4
号 関連資料（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第 保管場所5
号 関連資料

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

－

－
Ａｂ

－

第 アクセスルート
6号 関連資料

屋内アクセスルートの確保

Ａ

－

共

第
7
号

通 環境条件、自然現象、外部人為
要 事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（中央制御室換気空調系設備と位置的分散）

Ａａ(サポート系なし)

対象外

因
故

サポート系要因

障
防

関連資料

－

止

59-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）第59条：原子炉制御室
環境温度・湿度・圧力／
環
屋外の天候／放射線
境
条 荷重
第
1
号

件
に 海水
お
け 他設備からの影響
る
健 電磁波による影響
全
性
関連資料

可搬型蓄電池内蔵型照明

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外〔配置図〕59-3

第 操作性

設備の運搬・設置

2
号 関連資料Bc〔配置図〕59-3

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

その他電源設備号 関連資料〔試験及び検査〕59-5

第 切り替え性4

当該系統の使用にあたり切替操作が不要

号 関連資料

第
4

号

3
条

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

その他

Ａｅ

－

対象外

〔単線結線図〕59-2

第 設置場所6
号 関連資料現場（設置場所）で操作可能

その他設備

号 関連資料より簡便な接続規格等による接続

2号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料

第
3
項

C

－
対象外

対象外
－

設置場所
4
号 関連資料（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第 保管場所5
号 関連資料

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

第 アクセスルート
6号 関連資料共通 環境条件、自然現象、外部人為
要 事象、溢水、火災
第因
7
故 サポート系要因
号
障
防 関連資料

対象外－

可搬SAの接続性

第Aa〔配置図〕59-3

第可搬SAの容量1
第Bb－

悪 系統設計第5M－〔配置図〕59-3
Ａｂ〔保管場所図〕59-7
屋内アクセスルートの確保

Ａ－
緩和設備，防止・緩和以外-対象(同一目的のＳＡ設備，代替対象ＤＢ設備有り)

Ｂ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ〔単線結線図〕59-2

止59-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

59条：原子炉制御室
環境温度・湿度・圧力／
環
屋外の天候／放射線
境
条 荷重
第
1
号

件
に 海水
お
け 他設備からの影響
る
健 電磁波による影響
全

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）
酸素濃度・二酸化炭素濃度計

類型化(中央制御室・中央制御室待避室 )区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋）（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

性 関連資料〔配置図〕59-3

第 操作性

中央制御室操作2号 関連資料
第1項

計測制御設備（機能・性能の確認が可能）

号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

号 関連資料影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料Ａｃ（考慮対象なし）

対象外

中央制御室操作Ｂ［保管場所図］59-7
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ－

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料項

他設備から独立［保管場所図］59-7

第 設置場所6
号 関連資料第3

Ａ－

悪 系統設計第 可搬SAの容量
1
号 関連資料Ｊ－

第 切り替え性
4

第
4
3
条

Ａ

［保管場所図］59-7

試験・検査
第(検査性、系統構成・外部入力)
3

第
5
号

Ｃ

より簡単な接続

Ｃ

－
対象外

対象外
－

第 設置場所4
号 関連資料（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第 保管場所5
号 関連資料

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

－

－
Ａｂ

－

第 アクセスルート
6号 関連資料

屋内アクセスルートの確保

Ａ

－

共

第
7
号

通 環境条件、自然現象、外部人為
要 事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（中央制御室換気空調系設備と位置的分散）

Ａａ(サポート系なし)

対象外

因
故

サポート系要因

障
防

関連資料

－

止

59-1-7

59-2
単線結線図

59-2-1

図 59-2-1

6 号 炉 常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 系 統 図 （ ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 ～ 緊 急 用 M/C～ 中 央 制 御 室 ）59-2-2

図 59-2-2

7 号 炉 常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 系 統 図 （ ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 ～ 緊 急 用 M/C～ 中 央 制 御 室 ）59-2-3

59-3
配置図

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う

59-3-1

図 59-3-1 中央制御室

可搬型蓄電池内蔵照明

59-3-2配置図

図 59-3-2 中央制御室待避室

可搬型蓄電池内蔵照明

59-3-3配置図

図 59-3-3 中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ（コントロール建屋地上１階及び２階）

59-3-4配置図

図 59-3-4

中央制御室換気空調系給気及び排気隔離ダンパ（コントロール建屋地上２階）
59-3-5配置図（７号炉）

図 59-3-5 中央制御室換気空調系給気及び排気隔離ダンパ（コントロール建屋地上２階）
59-3-6配置図（６号炉）

図 59-3-6 中央制御室可搬型陽圧化空調機

配置図（コントロール建屋地上１階及び２階）

59-3-7

図 59-3-7 中央制御室待避室 空気ボンベ陽圧化装置（コントロール建屋地上 1 階）

59-3-8配置図

図 59-3-8 中央制御室待避室

空気ボンベ陽圧化装置（廃棄物処理建屋地上 1 階）

59-3-9配置図

図 59-3-9 中央制御室待避室遮蔽

59-3-10配置図

図 59-3-10 無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）（コントロール建屋地上２階）
59-3-11

配置図

図 59-3-11 送受話器（制御装置） 配置図（コントロール建屋地下２階）
59-3-12

図 59-3-12 電力保安通信用電話設備（交換機） 配置図（廃棄物処理建屋建屋地下１階及び地上１階）
59-3-13

図 59-3-13 データ表示装置（待避室） 配置図（コントロール建屋地上２階）
59-3-14図 59-3-14 酸素濃度・二酸化炭素濃度計及び乾電池内蔵型照明（コントロール建屋地上２階）

59-3-15

配置図

59-4
系統図

59-4-1

図 59-4-1 中央制御室換気空調系外気取入及び排気隔離ダンパ 系統概要図

59-4-2

図 59-4-2 中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室空気ボンベ陽圧化装置 系統概要図（中央制御室を陽圧化時）
59-4-3

図 59-4-3 中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室空気ボンベ陽圧化装置 系統概要図（中央制御室及び中央制御室待避室を陽圧化時）
59-4-4

図 59-4-4 無線連絡設備（常設）（待避室）及び衛星電話設備（常設）（待避室）系統概要図
59-4-5

図 59-4-5 データ表示装置（待避室） 系統概要図
59-4-6

図 59-4-6

操作概要図 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）（コントロール建屋地上２階）
59-4-7

図 59-4-7

切替操作概要図

無線連絡設備（常設）（待避室）及び衛星電話設備（常設）（待避室）（コントロール建屋地上２階）
59-4-8

59-5
試験及び検査59-5-1

○可搬型蓄電池内蔵照明の試験及び検査について
可搬型蓄電池内蔵照明は，運転中又は停止中においても点灯確認が可能な構造とする。概略構
造図を図 59-5-1 に示す。

図 59-5-1 可搬型蓄電池内蔵照明の概略構造図

59-5-2

〇中央制御室及び中央制御室待避室の気密性に関する試験及び検査について
１．概要
中央制御室及び中央制御室待避室の気密性に関する試験・検査として，プラント停止中において，陽圧化試験を実施する。
２．試験内容（１）中央制御室の気密性能確認
中央制御室の気密性能確認として，中央制御室の陽圧化試験を実施する。中央制御室の陽圧化試験として，中央制御室換気空調系排気及び外気取入隔離ダンパの動作確認，及び中央制御室可搬型陽圧化空調機を用いた中央制御室と隣接区画が陽圧化に必要な差圧が確保可能であることの確認を実施する。
（陽圧化に必要な差圧については，（59-6-2）を参照）
中央制御室の陽圧化試験のバウンダリ構成図を 59-5-2 図に示す。

（２）中央制御室待避室の気密性能確認
中央制御室待避室の気密性能確認として，中央制御室待避室の陽圧化試験を実施する。中央制御室待避室の陽圧化試験として，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置を用いた中央制御室待避室と隣接区画が陽圧化に必要な差圧が確保可能であることの確認を実施する。
（陽圧化に必要な差圧については，（59-6-2）を参照）
中央制御室待避室の陽圧化試験のバウンダリ構成図を 59-5-3 図に示す。

59-5-3

59-5-2 図 中央制御室の陽圧化試験におけるバウンダリ構成図

59-5-3 図 中央制御室待避室の陽圧化試験におけるバウンダリ構成図

59-5-4

〇無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）の試験及び検査について
無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）における試験及び検査は表 595-1 の通りである。
無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）の概要を図 59-5-4 に示す。
表 59-5-1 無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）の試験・検査対応設備

試験・検査項目

無線連絡設備（常設）（待避室）

通話通信の確認，外観の確認

衛星電話設備（常設）（待避室）

通話通信の確認，外観の確認

図 59-5-4 無線連絡設備（常設）（待避室），衛星電話設備（常設）（待避室）の概要

59-5-5無線連絡設備（常設）（待避室） 試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室 ～ 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 59-5-5 無線連絡設備（常設）（待避室） 試験・検査構成

59-5-6無線連絡設備（常設）（待避室） 試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室 ～ 免震重要棟内緊急時対策所
図 59-5-6 無線連絡設備（常設）（待避室） 試験・検査構成

59-5-7無線連絡設備（可搬型／常設（待避室）） 試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：現場（可搬型） ～ ６号及び７号炉中央制御室（常設）
図 59-5-7 無線連絡設備（可搬型／常設（待避室））

59-5-8

試験・検査構成

衛星電話設備（常設）（待避室） 試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室 ～ ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 59-5-8 衛星電話設備（常設）（待避室） 試験・検査構成

59-5-9

衛星電話設備（常設）（待避室） 試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室 ～ 免震重要棟内緊急時対策所
図 59-5-9 衛星電話設備（常設）（待避室） 試験・検査構成

59-5-10

〇データ表示装置（待避室）の試験及び検査について
データ表示装置（待避室）における試験及び検査は表 59-5-2 の通りである。
データ表示装置（待避室）の概要を図 59-5-10 に示す。
表 59-5-2 データ表示装置（待避室）の試験・検査
対応設備

試験・検査項目

データ表示装置（待避室）

機能の確認，外観の確認

図 59-5-10 データ表示装置（待避室）の概要

59-5-11

データ表示装置（待避室）

試験・検査内容【試験構成】

図 59-5-11 データ表示装置（待避室） 試験・検査構成

59-5-12

○酸素濃度・二酸化炭素濃度計の試験及び検査について
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正ガスによる性能検査が可能な設計とする。概略図を図 59-5-12 に示す。

図 59-5-12 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の概略図

59-5-13

59-6
容量設定根拠59-6-1

名称

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化差圧

中央制御室／隣接区画の陽圧化差圧
中央制御室待避室／隣接区画の陽圧化差圧

Pa

20～40

Pa

60 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等時の室内の温度を中央制御室のあるコントロール建屋の設計最高温度
40℃，隣接区画を外気の設計最低温度-17℃と仮定すると，中央制御室及び中央制御室待避室の階層高さは最大 6m であるため，以下のとおり約 15Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝（1.378－1.127）×6＝1.506 kg/m2（≒15Pa）
このため，陽圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。
また，中央制御室は隣接区画からのインリークを防止し，中央制御室待避室は中央制御室及び隣接区画からのインリークを防止する設計とし，中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリの設計差圧は図 59-6-1 のように，中央制御室を 20Pa
以上 40Pa 未満，中央制御室待避室を 60Pa 以上とする。

図 59-6-1

中央制御室及び中央制御室待避室

59-6-2

陽圧化圧力

名称

可搬型陽圧化空調機（ブロワユニット）台数台

４ （予備２）（6 号炉，7 号炉で共用）

容量

㎥/h/台

1,125～1,500（注１），（1,500（注２））

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
必要換気量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝20 名
・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5%（労働安全衛生規則）
・大気二酸化炭素濃度：C0＝0.039%（標準大気の二酸化炭素濃度）
・呼吸による二酸化炭素発生量：M＝0.022m3/h/人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
・必要換気量：Q1＝100×M×n／（C－C0）m3/h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q1＝100×0.022×20÷(0.5－0.039)＝95.45≒95.5m3/h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝20 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝18%（労働安全衛生規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m3/h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q 1＝c×（a－d）×n／（a－b）m3/h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q1＝0.48×(20.95－16.4)×20÷(20.95－18.0)＝14.81≒14.9m3/h

59-6-3

【設定根拠】（続）③陽圧化に必要な空気供給量
中央制御室を陽圧化するために必要な空気供給量は，JIS A 2201 に基づく気密性能試験から測定し決定する。
試験結果を図 59-6-2 に示す。3 回の測定結果から求まる回帰曲線（通気特性式）より，中央制御室内を隣接区画＋20Pa 以上＋40Pa 未満の範囲内で陽圧化する必要風量は未満となる。よって，必要な空気供給量

は 上 記 風 量 に 設 計 裕 度 を も っ た 4,500 ～ 6,000m3/h （ 6 号 炉 側 か ら 1,125 ～
1,500m3/h/台×２台，7 号炉側から 1,125～1,500m3/h/台×２台）とする。

図 59-6-2

中央制御室の気密性能試験結果

以上より，「③陽圧化に必要な空気供給量」を確保することで，「①二酸化炭素濃度
基準に基づく必要換気量」「酸素濃度基準に基づく必要換気量」を満足することから，
必要換気量は 4,500～6,000m3/h（6 号炉側から 1,125～1,500m3/h/台×２台，7 号炉側から 1,125～1,500m3/h/台×２台）とする。

59-6-4

名称

空気ボンベ陽圧化装置

本数

本

174 以上 （注１），（約 200（注２））

容量

L/本

47

充填圧力

MPa

約 15（35℃）

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】（１）必要換気量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝20 名
・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5%（労働安全衛生規則）
・大気二酸化炭素濃度：C0＝0.039%（標準大気の二酸化炭素濃度）
・呼吸による二酸化炭素発生量：M＝0.022m3/h/人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
・必要換気量：Q1＝100×M×n／（C－C0）m3/h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q1＝100×0.022×20÷(0.5－0.039)＝95.45≒95.5m3/h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝20 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝18%（労働安全衛生規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m3/h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q 1＝c×（a－d）×n／（a－b）m3/h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q1＝0.48×(20.95－16.4)×20÷(20.95－18.0)＝14.81≒14.9m3/h
以上より，空気ボンベ陽圧化時に，窒息を防止するために必要な換気量は二酸
化炭素濃度基準の 95.5m3 /h 以上とする。

59-6-5

【設定根拠】（続）（２）必要ボンベ本数
中央制御室待避室を 10 時間陽圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸化炭素
濃度基準換気量の 95.5m 3/h 及びボンベ供給可能空気量 5.50m3/本から下記の通り 174 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at 35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本（at -4℃）
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 174 本以上となる。
95.5m3/h÷5.50m3/本×10 時間＝173.7≒174 本
設備の公称値としては予備を含めて合計で約 200 本を設置する。
また，中央制御室待避室においては，上記の 95.5m3/h で必要差圧が 60Pa 以
上確保可能な気密性を有する設計とする。

59-6-6

名称台数

無線連絡設備（据置型）（待避室）
6 号炉
7 号炉

台

1
1

【設定根拠】
中央制御室待避室には，重大事故等発生時に陽圧化した中央制御室待避室に待避した場合においても，無線連絡設備（常設）（待避室）を設置することで，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことができる設計とする。

図59-6-3

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）

59-6-7

名称
台数

衛星電話設備（常設）（待避室）
6 号炉
7 号炉

台

1
1

【設定根拠】
中央制御室待避室には，重大事故等発生時に陽圧化した中央制御室待避室に待避した場合においても，衛星電話設備（常設）（待避室）を設置することで，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことができる設計とする。

図59-6-4

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）

59-6-8

名称

データ表示装置（待避室）

台数

6 号炉

台

1

，

7 号炉

1

【設定根拠】

データ表示装置（待避室）は，重大事故等が発生した場合において，中央
制御室待避室に待避中に継続的にプラントパラメータを監視するために必要なデータ量を伝送及び表示が可能な設計とする。
表 59-6-1

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

目的

対象パラメータ
ＡＰＲＭ平均値
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度の
状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の状原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原子炉水位（ＳＡ）（ワイド）
原子炉水位（ＳＡ）（ナロー）
炉水温度

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

59-6-9６号炉（１／７）

【設定根拠】（続）

６号炉（２／７）
目的

対象パラメータ
ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

炉心冷却の状原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

59-6-10

【設定根拠】（続）

６号炉（３／７）
目的

対象パラメータ
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能
ドライウェル圧力（広帯域）（最大）格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
サプレッションチェンバ圧力（最大）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）サプレッションプール水位

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
Ｓ／Ｐ水温度（最大）サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外
ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外
残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ドライウェル雰囲気温度(上部ドライウェルフランジ部雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度(下部ドライウェルリターンライン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ドライウェル注水流量）

59-6-11

【設定根拠】（続）

６号炉（４／７）
目的

対象パラメータ
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

格納容器内の復水補給水系温度（代替循環冷却）

状態確認

格納容器下部水位(ペデスタル水位高（3m)）
格納容器下部水位(ペデスタル水位高（2m)）
格納容器下部水位(ペデスタル水位高（1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ペデスタル注水流量）
排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）
主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

放射能隔離の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

59-6-12

【設定根拠】（続）
６号炉（５／７）

目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外
全制御棒全挿入総給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
使用済燃料プ(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+3000mm))ールの状態確
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
認(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

59-6-13

【設定根拠】（続）

６号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +4000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(プール底部付近）

59-6-14

【設定根拠】（続）

６号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
水素爆発によフィルタ装置入口圧力る格納容器のフィルタ装置水位（Ａ）

破損防止確認

フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-6-15

【設定根拠】（続）

７号炉（１／７）
目的

対象パラメータＡＰＲＭ（平均値）
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度の
状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

原子炉圧力

計数率高高
Ａ

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（Ｗ）Ａ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の状原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原子炉水位（ＳＡ）（ワイド）
原子炉水位（ＳＡ）（ナロー）
ＣＵＷ再生熱交換器入口温度
ＳＲＶ開（ＣＲＴ）

59-6-16

【設定根拠】（続）

７号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量
炉心冷却の状原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

59-6-17

【設定根拠】（続）

７号炉（３／７）
目的

対象パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ
ドライウェル圧力（Ｗ）
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
Ｓ／Ｃ圧力（最大値）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
Ｄ／Ｗ温度（最大値）
Ｓ／Ｐ水温度最大値
Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）
サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内水素濃度（Ａ）
格納容器内の格納容器内水素濃度（Ｂ）

状態確認

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
格納容器内酸素濃度（Ａ）
格納容器内酸素濃度（Ｂ）
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

59-6-18

【設定根拠】（続）

７号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
格納容器内の状態確認

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力
復水補給水系温度（代替循環冷却）
格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（3m)）
格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（2m)）
格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）
排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ
区分Ⅰ主蒸気管放射能高高区分Ⅱ主蒸気管放射能高高
区分Ⅲ主蒸気管放射能高高区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

放射能隔離の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉
主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉環境の情報確
認

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

59-6-19

【設定根拠】（続）

７号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）
ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動
ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動
非常用炉心冷却 ＲＨＲポンプ（Ａ）起動系（ＥＣＣＳ） ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉
全制御棒全挿入全給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+4000mm))

使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端-1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

59-6-20

【設定根拠】（続）

７号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +4000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(プール底部付近）

59-6-21

【設定根拠】（続）

７号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
水素爆発によフィルタ装置入口圧力る格納容器のフィルタ装置水位（Ａ）

破損防止確認

フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）

水素爆発による原子炉建屋

原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-6-22

名称

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

検知

酸素

％

5.0 ～ 30.0

範囲

二酸化炭素

％

0.04 ～ 5.00

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，可搬型重大事故等対処設備として配置するものである。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，外気から中央制御室及び中央制御室待避室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素が事故対策のための活動に支障がない
範囲にあることを正確に把握するためのものである。
なお，酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，6 号炉中央制御室，7 号炉中央制御室及び中央
制御室待避室に設置するための 3 台に，予備 1 台を含めた合計 4 台を中央制御室内に保管する。
1. 検知範囲
1.1

酸素濃度
労働安全衛生法の酸素欠乏症等防止規則に基づき，空気中の酸素濃度 18％を十分に満足する範囲を検知できる設計とする。また，表示精度としては，3％FS の精度を有する設計とする。

1.2

二酸化炭素濃度JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規定」に基づき，空気中の二酸化炭素濃度 0.5％を十分に満足する範囲を検知できる設計とする。また，，表示精度としては，±10％Rdg の精度を有する設計とする。

59-6-23

59-7
保管場所図

59-7-1

図 59-7-1 中央制御室

可搬型蓄電池内蔵照明 保管場所

59-7-2

図 59-7-2 中央制御室可搬型陽圧化空調機（予備機）の保管場所
59-7-3

図 59-7-3 酸素濃度・二酸化炭素濃度計及び乾電池内蔵型照明の保管場所
59-7-4

59-8
アクセスルート図

59-8-1

第 59-8-1 図

現場操作アクセスルート（建屋地上２階）

59-8-2

第 59-8-2 図

現場操作アクセスルート（建屋地上１階）

59-8-3

第 59-8-3 図

現場操作アクセスルート（建屋地下１階）
59-8-4

59-9
その他設備

59-9-1

その他設備
1.1 カードル式空気ボンベユニット
6 号及び 7 号炉において重大事故等が発生し，仮に両号炉にて格納容器ベントを実施することを想定した場合，ベントタイミングのずれを考慮すると最大で 20 時間中央制御室待避室内に待避する必要がある。このため，運転員の被ばく量を 100mSv／7 日間以下に抑えるためには，中央制御室待避室の陽圧化を最大で 20 時間維持する必要がある。
カードル式空気ボンベユニットは，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装
置と同程度の空気容量を有しているため，本設備を中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置に接続することにより，陽圧化を 20 時間以上維持することができる。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
6 号及び 7 号炉において重大事故等が発生し，両号炉にて格納容器ベントの実施が想定される場合には，本設備を中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置に接続し，20 時間以上の陽圧化を可能とする。

図 59-9-1

カードル式空気ボンベユニット接続概要図

59-9-2

配置については，今後，訓練等を通じて見直していく。

図 59-9-2

カードル式空気ボンベユニット接続時の配置図

59-9-3

59-10原子炉制御室について（被ばく評価除く）

59-10-i

目

次

1. 概要

1-1

1.1 新規制基準への適合方針

1-1

1.2 設計における想定シナリオ

1-8

2. 設計方針

2-1

2.1 中央制御室から外の状況を把握する設備について

2-1

2.1.1 中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2-1

2.1.2 監視カメラについて

2-5

2.1.3 監視カメラ映像サンプル

2-10

2.1.4 監視カメラにより把握可能な自然現象等

2-15

2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ2-16

2.2 酸素濃度計等について

2-17

2.2.1 酸素濃度 二酸化炭素濃度計の設備概要

2-17

2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2-18

2.3 汚染の持ち込み防止について

2-19

2.4 重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2-20

2.4.1 概要

2-20

2.4.2 中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの
設計差圧

2-22

2.4.3 中央制御室の居住性確保

2-23

2.4.4 中央制御室待避室の居住性確保

2-30

2.5 重大事故等時の電源設備について

2-42

3. 添付資料

3-1

3.1 中央制御室内待避室の運用について

3-1

3.2 配備する資機材の数量について

3-4

3.3 チェンジングエリアについて

3-5

3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響

3-18

3.5 中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

3-22

3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性

3-23

3.7 6 号炉,7 号炉重大事故等時の格納容器ベント時の申請前号機における要員の待避先やプラントの対応

監視について59-10-ii

3-39

1. 概要
1.1 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
原子炉制御室について，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 第二 十 六 条及 び 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 第 三十 八 条に お い て， 追 加要 求 事項 を 明 確化 す る。 原 子炉 制 御 室に 関する
設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下表 1.1-1, 1.1-2のとおりである。
表 1.1-1 「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」 第二十六条（原子炉制御室）
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

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（原子炉制御室等）

第２６条（原子炉制御室等）

第 二 十 六 条 発 電 用 原 子 炉施 設 に は 、次 に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

１ 第１項第１号に規定する「必要なパ ラ メ ー タ を 監 視 で き る 」と は 、発 電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて、
計測制御系統施設で監視が要求される パ ラ メ ー タ の う ち 、連 続 的 に 監 視 す
る必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

２ 第１項第２号に規定する「発電用原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 握 す る 」とは 、原 子 炉 制 御 室 か ら 、発電 用 原 子 炉
施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

59-10-1-1

適合方針（追加要求事項への適合方針は以下の通り）

・中央制御室には，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために ，7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 他 に 設 置 し た 監視カ
メラの 映 像 に よ り ，津 波等の外部状況を昼夜にわたり監視できる。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能である。そのほ
かにも，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御
室 内 の FAX 等 に て 受 信可能である。

三 発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

３ 第１項第３号において「必要な操作 を 手 動 に よ り 行 う 」と は、急 速 な 手
動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。

２ 発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、火 災 そ の 他 の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

４ 第２項に規定する「発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行」とは 、直 ち に 発 電 用 原 子 炉 を停 止 し 、残留熱を除去し及び高温停止状態を安全に維持することをいう。

３ 原子炉制 御室及 びこれに 連絡する通 ５ 第３項に規定する「従事者が支障
路 並 び に 運 転 員 そ の 他 の 従 事 者 が 原 子 炉 な く 原 子 炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期
制 御 室 に 出 入 り す る た め の 区 域 は 、 一 次 間 と ど ま り 」と は 、事 故 発 生 後 、事 故冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊 対 策 操 作 を す べ き 従 事 者 が 原 子 炉 制又は故障その他の異常が発生した場合に 御 室 に 接 近 で き る よ う 通 路 が 確 保 さ
発 電 用 原 子 炉 の 運 転 の 停 止 そ の 他 の 発 電 れ て い る こ と 、及 び 従 事 者 が 原 子 炉 制
用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す る た め の 御 室 に 適 切 な 期 間 滞 在 で き る こ と 、並措置をとるため、従事者が支障なく原子 び に 従 事 者 の 交 替 等 の た め 接 近 す る
炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期 間 と ど ま り 、 場 合 に お い て は 、放 射 線 レ ベ ル の 減 衰
かつ、当該措置をとるための操作を行う 及 び 時 間 経 過 と と も に 可 能 と な る 被ことができるよう、遮蔽その他の適切な ばく防護策が採り得ることをいう。
放射線防護措置、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。

表 1.1-2 「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」
第三十八条（原子炉制御室）
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

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解釈（原子炉制御室等）

第３８条（原子炉制御室等）

第 三 十 八 条 発 電 用 原 子 炉施 設 に は 、原 子
炉制御室を施設しなければならない。
２ 原 子 炉 制 御 室 に は 、反 応 度 制 御 系 統 及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置、非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置、発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置、主要計測
装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるよう施設しなければならない。

59-10-1-2

適合方針

３ 原 子 炉 制 御 室 に は 、発 電 用 原 子 炉 施 設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。

８ 第３項に規定する「発電用原子炉
施設の外部の状況を把握するための装 置 」と は 、発 電 用 原 子 炉施 設 に 迫 る
津波等の自然現象をカメラの映像等
により昼夜にわたり監視できる装置をいう。

・設置許可基準規則第二 十 六 条 第 1項 第 2号 に同じ。

４ 発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、火 災 そ の 他 の ９ 第 ４ 項 に 規 定 す る 「 原 子 炉 制 御 室
異 常 な 事 態 に よ り 原 子 炉 制 御 室 が 使 用 で 以 外 の 場 所 」と は 、原 子 炉制 御 室 を 構
き な い 場 合 に 、 原 子 炉 制 御 室 以 外 の 場 所 成 す る 区 画 壁 の 外 で あ っ て 、原 子 炉 制
か ら 発 電 用 原 子 炉 の 運 転 を 停 止 し 、か つ 、 御 室 退 避 の 原 因 と な っ た 居 住 性 の 悪
安全な状態に維持することができる装置 化 の 影 響 が 及 ぶ お そ れ が な い 程 度 に
隔 離 さ れ た 場 所 を い い 、「安 全 な 状 態を施設しなければならない。
に維持することができる装置」とは、原子炉制御室以外の場所から発電用
原 子 炉 を 高 温 停 止 で き 、引 き 続 き 低 温
停止できる機能を有した装置であること。
５ 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、気体状の放射性物
質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置を講じなければならない。

１ ０ 第 ５ 項 に 規 定 す る ｢こ れ に 連 絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための 区 域 ｣と は 、 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 施
設 の 故 障 、損 壊 等 が 生 じ た 場 合 に 原 子
炉制御室に直交替等のため入退域する通路及び区域をいう。
１１ 第５項においては、原子炉制御室 等 に は 事 故・異 常 時 に おい て も 従 事者 が 原 子 炉 制 御 室 に 立 ち 入 り 、一 定 期間滞在できるように放射線に係る遮蔽 壁 、放 射 線 量 率 の 計 測 装 置 の 設 置 等の「 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置」が 施 さ れていること。この「放射線防護措置」
としては必ずしも設備面の対策のみ
で は な く 防 護 具 の 配 備 、着 用 等 運 用 面の 対 策 も 含 ま れ る 。「 一 定期 間 」と は 、
運 転 員 が 必 要 な 交 替 も 含 め 、一 次 冷 却
材喪失等の設計基準事故時に過度の被 ば く な し に と ど ま り 、必 要 な 操 作 を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置 」と は 、一 次
冷 却 材 喪 失 等 の 設 計 基 準 事 故 時 に ，原子炉制御室内にとどまり必要な操作、措置を行う運転員が過度の被ばくを受 け な い よ う 施 設 し 、運 転 員 が 原 子 炉
制 御 室 に 入 り 、と ど ま る 間 の 被 ば く を「 実 用 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 、運 転 等 に関する規則の規定に基づく線量限度
等 を 定 め る 告 示 」の 第 ８ 条 に お け る 緊
急時作業に係る線量限度１００ｍＳ
ｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評
価 は 、判 断 基 準 の 線 量 限 度 内 で あ る ことを確認すること。被ばく評価手法
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

59-10-1-3・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評
価を「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 )」 に 基 づ き
実施し，実効線量が100mSv 以 下 で あ る こ とを確認している。
また，チャコールフィ
ルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

規 ）」（ 平 成 ２ １・０ ７・２ ７ 原 院 第１ 号（ 平 成 ２ １ 年 ８ 月 １ ２ 日 原 子 力 安
全・保 安 院 制 定 ））（ 以 下「 被 ば く 評
価 手 法（ 内 規 ）」と い う。）に 基 づ くこと。

チャコールフィルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量について は 、被 ば く 評 価 手 法（ 内 規 ）に 基 づき、原子炉制御室換気設備の新設の際 、原 子 炉 制 御 室 換 気 設 備 再 循 環 モ ー
ド時における再循環対象範囲境界部
での空気の流入に影響を与える改造の 際 、及 び 、定 期 的 に 測 定 を 行 い 、運転員の被ばく評価に用いている想定
した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」とは、原子炉制御室外の火災等により発生した有毒ガスを原子炉制御室換気設
備によって取り入れないように外気と の 連 絡 口 は 遮 断 可 能 で あ る こ と 、また 、隔 離 時 の 酸 欠 防 止 を 考 慮 し て 外 気
取 入 れ 等 の 再 開 が 可 能 で あ る こ と 。その 他 適 切 な 防 護 措 置 と は 、必 ず し も 設
備面の対策のみではなく防護具の配備、着用等運用面の対策も含まれる。

６ 原 子 炉 制 御 室 に は 、酸 素 濃 度 計 を 施 設
しなければならない。

・中央制御室には，酸１ ４ 第 ６ 項 に 規 定 す る「 酸素 濃 度 計 」
素濃度・二酸化炭素濃は 、設 計 基 準 事 故 時 に お いて 、外 気 か
度計を配備する。
ら原子炉制御室への空気の取り込み
を 、一 時 的 に 停 止 し た 場 合に 、事 故 対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握でき る も の で あ る こ と 。ま た、所 定 の 精度を保証するものであれば、常設設備、可搬型を問わない。

59-10-1-4

（２）重大事故等への対処
原子炉制御室について，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 第五 十 九 条及 び 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 第 七十 四 条に お い て， 追 加要 求 事項 を 明 確化 す る。 原 子炉 制 御 室に 関する
重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下表 1.1-3 のとおりである。
表 1.1-3 「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」 第五十九条（原子炉制御室等）
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

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（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制
御 室 に は 、重 大 事 故 が 発 生 し た 場
合においても運転員がとどまる
ために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備をいう。

（ な お ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る た
めに必要なパラメータについても 監 視 で き る 設 計 と す る 。）ａ ）原 子 炉 制 御 室 用 の 電 源（ 空 調 及び 照 明 等 ）は 、代 替 交 流 電 源 設 備 からの給電を可能とすること。

・中 央 制 御 室 に は ，重 大 事故 が 発生した場合においても運転員がと ど ま る た め に 必 要 な 設 備（ 可 搬型陽圧化空調機及び非常用照明）を設置している。
重大事故発生時において運転員が と ど ま る た め に 必 要 な 設 備（ 可
搬型陽圧化空調機及び非常用照明 ）は ，代 替 交 流 電 源 設 備か ら 給電可能としている。

ｂ ）炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場
合の原子炉制御室の居住性について 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。

・炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生し た 場
合 に お い て も ，中 央 制 御 室 に と どまる運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を 超 え な い 設 計 と す る 。

① 本規程第３７条の想定する格納
容 器 破 損 モ ー ド の う ち 、原 子 炉 制 御室の運転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（ 例 え ば 、炉心 の 著 し い 損 傷 の 後 、格 納 容 器 圧 力逃がし装置等の格納容器破損防止
対 策 が 有 効 に 機 能 し た 場 合 ）を 想 定すること。

・原 子 炉 制 御 室 の 運 転 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 と し て ，格 納 容 器 過 圧 の 破損モードにおいて想定している，
大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉 心 冷 却
系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定する。

② 運転員はマスクの着用を考慮して も よ い 。た だ し そ の 場 合 は 、実 施のための体制を整備すること。

・（ マ ス ク の 着 用 は 考 慮 しな い ）③ 交代要員体制を考慮してもよい 。た だ し そ の 場 合 は 、実 施 の た め

・運 転 員 は 5 直 2 交 代 勤 務を 前 提に 評 価 を 行 な う が ，積算の被ばく線

59-10-1-5

適合方針

の体制を整備すること。
④ 判断基準は、運転員の実効線量が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。

量が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮する。

ｃ ）原 子 炉 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 ・中央制御室の外側が放射性物質によ
質 に よ り 汚 染 し た よ う な 状 況 下 に り汚染した状況下で，モニタリング，
お い て 、原 子 炉 制 御 室 へ の 汚 染 の 持 作業服の着替え等により中央制御室
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン への汚染の持ち込みを防止するため
グ 及 び 作 業 服 の 着 替 え 等 を 行 う た の区画を，中央制御室出入口近傍に設めの区画を設けること。
けることとしている。

※なお「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」 第七十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

なお，原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.1-4に示す。

59-10-1-6

表 1.1-4

系統機能

居住性の確保

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備

原子炉制御室）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

中央制御室

（中央制御室）
－

（S）
－

常設

（重大事故等対処施設）－

中央制御室遮蔽（中央制御室遮蔽）
－

（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※1－

中央制御室可搬型陽圧化空調機
フィルタユニット

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室可搬型陽圧化空調機
ブロワユニット

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室換気空調系
給排気隔離弁

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－

中央制御室待避室－－

常設（重大事故等対処施設）－

中央制御室待避室遮蔽

－

－

常設

常設重大事故等緩和設備－

中央制御室待避室
空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）

－

－

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

中央制御室待避室
空気ボンベ陽圧化装置（配管・弁）

－

－

常設

常設重大事故等緩和設備－

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室照明－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

差圧計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

酸素濃度・二酸化炭素濃度計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

無線連絡設備（常設）
（待避室）

－

－

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）－

衛星電話設備（常設）
（待避室）

－

－

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）－

データ表示装置（待避室）

－

－

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）－

常設代替交流電源設備

57 条に記載※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります※1 常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載

59-10-1-7

1.2 設計における想定シナリオ
原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
（１）単独プラント設計基準事故時の想定シナリオ「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」（ 以下，「 技術基準」）の解釈第 38 条 12 に記載の通り，「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）」」（平成 21・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

（２）重大事故時の想定シナリオ
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉においては，「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」（以下，「設置許可基準規則」）の
解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重 大事故 時の制 御室及び 緊急時 対策所 の居住性 に係る 被ばく 評価に関 する審 査ガイ
ド」（以下，「審査ガイド」）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第３７条の想定 する格 納容器 破損モー ドのう ち、原 子炉制御 室の運 転員の 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 （例え ば、炉心 の著し い損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」で ある「 大破断 ＬＯＣＡ 時に非 常用炉 心冷却系 の機能 及び全 交流動力 電源が 喪失するシーケンス」（以下，「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）においても，格納容器 ベント を実施 すること なく事 象を収 束するこ とので きる代 替循環冷 却系を 整備している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせ に基づき，６号及び ７号炉 におい て同時に 重大事 故が発 生したと 想定す る場合 ，第一に 両号炉 において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。
基本的な事象収束シナリオ
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

代替循環冷却

代替循環冷却
図 1.1-1

基本シナリオ

し かしな がら ，被ば く評 価にお いて は，片 方の 号炉に おい て代替 循環 冷却に 失敗
59-10-1-8

す ること も考慮 し，当該 号炉に おいて 格納容器 圧力逃 がし装 置を用い た格納 容器ベントを行うことを想定する。これを被ばく評価における基本想定シナリオとする。

被ばく評価の基本想定シナリオ（６号炉ベントの例）
柏崎刈羽７号炉

柏崎刈羽６号炉

代替循環冷却

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-2

被ばく評価基本シナリオ例

な お，更 なる 安全性 向上 の観点 から ，さら に２ つのシ ナリ オを想 定し て，自 主的な 対策を 講じる こととす る。１ つ目の シナリオ として ，遮蔽 設計をよ り厳し くする
観 点から ，両方 の号炉に おいて 代替循 環冷却に 失敗し ，同時 に格納容 器圧力 逃がし
装 置を用 いた格 納容器ベ ントを 行うこ とを想定 する。 これに 応じた遮 蔽設計 を行うこととする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ①
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を《同時》用いた格納容器ベント
図 1.1-3

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ①（遮蔽）

２ つ目の シナリ オとして ，空調 設計を より厳し くする 観点か ら，両方 の号炉 において 代替循 環冷却 に失敗し ，非同 時に格 納容器圧 力逃が し装置 を用いた 格納容 器ベントを行うことを想定する。これに応じた自主的な対策を講じることとする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ②
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を《非同時》

用いた格納容器ベント
図 1.1-4

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ②（空調）59-10-1-9

2. 設 計 方 針2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要
以 下 の 設 備 等 を 用 い る こ と で ，中 央 制 御 室 内 に て 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外の 状 況 の 把 握 が 可 能 な 設 計 と し て い る 。概 略 を 図 2.1-1に ，配 置 を 図 2.1-2に示す。

（１）監視カメラ
発 電 用 原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能 性 の あ る 自 然 現 象 等（ 洪 水 ，風（ 台風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，地 滑 り ，火 山 の 影 響 ，生 物 学 的 事
象 ，森 林 ・近 隣 工 場 等 の 火 災 ，飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ），船 舶 の 衝 突 ，及び 地 震 ，津 波 ）及 び 発 電 所 構 内 の 状 況 を ，７ 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒に 設 置 す る 津 波 監 視 カ メ ラ ，６ 号 炉 ，７ 号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 等 に 設 置 す る
構内監視カメラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

（２）取水槽水位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計としている。

（３）気象観測設備
発 電 所 構 内 に 設 置 し て い る 気 象 観 測 設 備 に よ り ，風 向・風 速 等 の 気 象 状
況を常時監視できる設計としている。
ま た 周 辺 モ ニ タ リ ン グ 設 備 に よ り ，発 電 所 周 辺 監 視 区 域 境 界 付 近 の 外 部
放射線量率を把握できる設計としている。

（４）公的機関等の情報を入手するための設備
公 的 機 関 か ら の 地 震 ，津 波 ，竜 巻 ，雷 ，降 雨 予 報 ，天 気 図 ，台 風 情 報 等
を 入 手 す る た め に ， 中 央 制 御 室 に 電 話 ， FAX等 を 設 置 し て い る 。 ま た ， 社
内 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 さ れ た パ ソ コ ン を 使 用 す る こ と で ，台 風 情 報 ，竜 巻
注 意 情 報 の ほ か 雷・降 雨 予 報 ，天 気 図 等 の 公 的 機 関 か ら の 情 報（ う ち 雷 に
つ い て は 社 内 シ ス テ ム に よ る 落 雷 位 置 情 報 を 含 む ）を 入 手 す る こ と が 可 能な設計としている。

59-10-2-1：Ｄ Ｂ 範 囲

中央制御室【監視カメラの映像】
津波監視カメラ
（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）
監視モニター（イメージ写真）

構内監視カメラ（大湊側高台ヤード南面）
構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側）【公的機関等の情報】

構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側バースクリーン）

FAX

PC

一般テレビ

図 2.1-1 中 央 制 御 室 に お け る 外 部 状 況 把 握 の イ メ ー ジ：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-2

（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-2

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-3：Ｄ Ｂ 範 囲（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-3

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図（ 6号 炉 ， 7号 炉 周 辺 拡 大 図 ）枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-4：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.2

監視カメラについて
監視カメラは，津波監視カメラ及び構内監視カメラにて構成する。
津 波 監 視 カ メ ラ は ，遠 方 か ら の 津 波 の 接 近 を 適 切 に 監 視 で き る 位 置・方向 に 設 置 す る と と も に ，放 水 口 及 び 取 水 口 に お け る 津 波 の 来 襲 状 況 を 適 切に 監 視 で き る 位 置・方 向 に 設 置 し て い る 。ま た 津 波 監 視 カ メ ラ は 基 準 津 波（ T.M.S.L.8,500） の 影 響 を 受 け る こ と が な い 高 所 （ ７ 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 主 排 気 筒 ）に １ 台 設 置 し て い る 。監 視 に 必 要 な 要 件 を 満 足 す る 仕 様 と して お り ，隣 接 す る ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 発 電 用 原 子 炉 施 設 に 迫 る 自 然 現 象 を 共
通 事 項 と し て 把 握 す る も の で あ る た め ，共 用 す る こ と に よ っ て 安 全 性 を 損
な う こ と は な い こ と か ら ， ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 共 用 と し て い る 。 表 2.1-1に
津波監視カメラの概要を示す。
ま た 構 内 監 視 カ メ ラ は ，自 然 現 象 等 の 監 視 強 化 の た め 原 子 炉 施 設 周 辺 高
台 ，及 び 海 側 に 設 置 し ，津 波 監 視 カ メ ラ の 監 視 可 能 範 囲 を 補 足 す る 。構 内
監 視 カ メ ラ の 配 置 を 図 2.1-3に ， 表 2.1-2に 構 内 監 視 カ メ ラ の 概 要 を 示 す 。
津 波 監 視 カ メ ラ 及 び 構 内 監 視 カ メ ラ は ，取 付 け 部 材 ，周 辺 の 建 物 ，設 備
等で死角となるエリアをカバーすることが出来るよう配慮し配置している 。各 々 の カ メ ラ に て 監 視 可 能 な ６ 号 炉 ，７ 号 炉 原 子 炉 施 設 及 び 周 辺 の 構
内 範 囲 に つ い て ，図 2.1-4～ 6に 示 す 。ま た ，構 内 監 視 カ メ ラ は 庇 を 有 し た
積 雪 等 影 響 を 受 け に く い 構 造 を 有 し た も の を 設 置 す る こ と で ，ま た 津 波 監
視 カ メ ラ 取 付 け は 7号 炉 主 排 気 筒 の 支 持 鋼 材 へ の 懸 垂 構 造 と す る こ と で 積
雪 の 影 響 を 受 け に く い 設 計 と し て い る 。 取 付 け 詳 細 を 図 2.1-7,8に 示 す 。
な お ，可 視 光 カ メ ラ に よ る 監 視 が 期 待 で き な い 夜 間 の 濃 霧 発 生 時 や 強 雨
時 に お い て は ，赤 外 線 カ メ ラ に よ る 監 視 機 能 に つ い て も 期 待 で き な い 状 況と な る こ と が 考 え ら れ る 。そ の 場 合 は 監 視 カ メ ラ 以 外 で 中 央 制 御 室 に て 監
視 可 能 な パ ラ メ ー タ を 監 視 す る こ と で 外 部 状 況 の 把 握 に 努 め つ つ ，気 象 等に 関 す る 公 的 機 関 か ら の 情 報 も 参 考 と し ，原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能
性 が あ る 自 然 現 象 等 を 把 握 す る こ と と す る 。な お ，監 視 カ メ ラ の う ち ，海側に設置された構内監視カメラにおいてはカメラに照明設備が付属装備
さ れ て お り ，環 境 に よ っ て は 外 部 状 況 把 握 の 一 助 と す る 事 も で き る と 考 えている。

59-10-2-5：Ｄ Ｂ 範 囲表 2.1-1

津波監視カメラの概要
津波監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光と赤外線のデュアルカメラ

ズーム

デジタルズーム４倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能あり（赤外線カメラ）

耐震性

基準地震動に対し機能維持

電源供給

代替交流電源設備から給電可能

風荷重

風 速 10 0m/secに よ る 荷 重 を 考 慮

積雪荷重

積 雪 10 0cmに よ る 荷 重 を 考 慮

台数7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 （ ６ 号 炉 ７ 号 炉 共 用 ） ２ 台

表 2.1-2

構内監視カメラの概要
構内監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光カメラズーム

光 学 ズ ー ム 18倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能

なし

耐震性

Ｃクラス

電源供給

常・非常用電源から給電可能

台数

大 湊 側 高 台 ヤ ー ド 南 面（ ６ 号 炉 ７ 号 炉 共 用 ）１ 台
６号炉スクリーン海側（６号炉設備）３台
７号炉スクリーン海側（７号炉設備）３台

59-10-2-6：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-4 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 津 波 監 視 カ メ ラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-7：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-5 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（大湊側高台ヤード南面）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-8：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-6 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（6 号炉，7 号炉スクリーン海側）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-9：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-7

津波監視カメラ取り付け概要図

図 2.1-8

構内監視カメラ取り付け概要図59-10-2-10

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

中 央 制 御 室 に お い て ，監 視 カ メ ラ に よ り 監 視 で き る 映 像 の サ ン プ ル を 図
2.1-9及 び 図 2.1-11に 示 す 。

図 2.1-9（ 1/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟方向海沿い
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲
59-10-2-11

図 2.1-9（ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟方向海沿い
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-12

（ 補 足 ）「 図 2.1-9（ 1/2） 及 び （ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握
イ メ ー ジ（ 例 ）津 波 監 視 カ メ ラ（ 7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 ） に て 新
潟 方 向 」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-10） の と お り 。

図 2.1-10

津波監視カメラの撮影方角

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-13

図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて開閉所方向
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-14

（補足）「 図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（ 例 ）津波監視カメラ（7号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて
開閉所方向」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-12） の と お り 。

図 2.1-12

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-15：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.4 監視カメラにより把握可能な自然現象等
地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第6条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，監視カメラにより把握可能な自然現象等を表
2.1-3に示す。
表2.1-3 監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現象等
自然現象等

第 6 条選定事象*1
自然

地震

津波

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

人為

地震

地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

〇

津波

〇

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
発電所構内の排水状況や原子炉施設への影響の有無。 *2

洪水
風（台風）

〇

竜巻

〇

風（台風）・竜巻（飛来物含む）による発電所
及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における影響の有無

凍結（低温）〇

設備周辺における凍結影響の有無
発電所構内の排水状況や降雨の状況

降水
積雪

〇

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

〇

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無
豪雨や地下水の浸透，地震に伴う地滑りや土砂崩れの有無や原子炉施設への影響の有無

地滑り
火山

〇

降下火砕物の有無や堆積状況

生物学的事象海生生物（クラゲ等）の来襲による原子炉施設への影響（取水口閉塞等）の有無

飛来物(航空機落下等)飛来物の有無や構内及び原子炉施設への影響の有無

森林，近隣工場等
の火災
船舶の衝突

〇

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無（備考）*1 6条まとめ資料「柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照*2 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発電 所 周 辺 に は 氾 濫・決 壊 に よ り 影 響 を 及 ぼ す よ う な 河 川・湖 等 は な
い 。ま た 発 電 所 構 内 の 淡 水貯 水 池 は 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 で 崩 壊 す る お そ れ は な
く，送水配管の一部破損を想定した際にも原子炉施設やアクセスへの影響はない。
（ 9 条 ま と め 資 料 「 柏 崎 刈羽 原 子 力 発 電 所 6 号 及 び 7 号 炉 内 部 溢 水 の 影 響 評 価 に
つ い て 」，「 実 用 発 電 用 原子 炉 に 係 る 発 電 用 原 子 炉 設 置 者 の 重 大 事 故 の 発 生 及 び 拡
大 の 防 止 に 必 要 な 措 置 を 実 施 す る た め に 必 要 な 技 術 的 能 力 に 係 る 審 査 基 準 」へ の適
合 状 況 に つ い て の う ち 添 付 資 料 1.0.2 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 保 管 場 所 及 び ア ク
セスルートについて）

59-10-2-16：ＤＢ範囲

2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ
自然現象等監視カメラ以外に中央制御室内にて状況把握が可能なパラメータを表2.1-4に示す。

表2.1-4 監視カメラ以外で中央制御室にて監視可能なパラメータ
パラメータ項目

測定レンジ

測定レンジの考え方

大 気圧

85～110kPa（絶 対圧）台 風等に よる原 子炉施設へ の風
影 響を把 握でき る設計とし ている。

気温-20.0～40.0℃

設計基準温度（低外気温）である-17.0℃が把握できる設計としている。

高温水（海水温高）
湿度

雨量
風向（ 標 高 20m,85m,160m）

0.0～50.0℃

設計基準温度（海水温高）の 30.0℃が把握できる設計としている。

0～99.9％―0～110.0mm（1 時間値）

敷地排水に係る設計降水量である
101.3mm（1 時間値）を把握できる設
計とする。

全方位

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計としている。

0～60.0m/s(20m)風速（標高 20m,85m,160m）（10 分間平均値）
0～30.0m/s(85m,160m)

設計基準風速である標高 20m（地上高 10m）で 40.1m/s（10 分間平均値）を把握できるものとする。

（10 分間平均値）(６号炉)
T.M.S.L. -6,500～1,500取水槽水位(７号炉)
T.M.S.L.-5,000～2,400空間線量率（モニタリング・ポスト

101～108nGy/hNo.1～9）津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位及び，非常用
海水系ポンプの取水可能水位（6 号炉 T.M.S.L.-5,240，7 号炉
T.M.S.L.-4,920）を把握可能な設計としている。
な お設計 基準を 超える津波 による 原子炉 施設へ の影響を把 握する
た めの設 備とし ては監視カ メラを用 いる設 計とす る。（ 表 2.1-3）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値(10 8 nGy/h) を 満 足 す る 設 計 と す
る。

：ＤＢ範囲
59-10-2-17

2.2 酸素濃度計等について
2.2.1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の設備概要
外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，６号炉及び７号
炉中央制御室には酸素濃度・二酸化炭素濃度計を各号炉毎に１台配備している。

表2.2-1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の概要
機器名称及び外観

仕様等
検知原理

二酸化炭素： NDIR（非分散型赤外線）
酸素 ：ガルバニ式

検知範囲

二酸化炭素：0.04%～5.00%
酸素：5.0～30.0%

表示精度

二酸化炭素：±10%Rdg
酸素：3%FS

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

電源：乾電池（単三×4）
電源

台数

測定可能時間：約40時間（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）

6号及び7号炉に各１台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備１個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

59-10-2-18

2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理は，労働安全衛生法及びJEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規定」に基
づき，酸素濃度が18%を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が0.5%を上回るおそれがある場合に，外気をフィルタにて浄化しながら取り入れる運用としている。

酸素欠乏症等防止規則 （一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場合は，この限りでない。

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規定」（一部抜粋）【付属書解説2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内のCO2濃度の上昇による運転員の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
(1) 許容CO2濃度
事務所衛生基準規則（昭和47年労働省令第43号，最終改正平成16年3月30日厚生労働省令第70号）により，事務室内のCO2濃度は100万分の5000（0.5%）以下と定められており，中央制御室のCO2濃度もこれに準拠する。したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5%）を許容濃度とする。

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲
59-10-2-19

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2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室
外で作業を行った後，再度，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋
内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェン
ジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾電池内蔵型照明を配 備 す る 。中 央 制 御 室 の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設 営 場 所 及 び 概 略 図 を 図 2.3-1
に示す。

中央制御室

2 階へ

サーベイ
エリア

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

除染エリア
地下 1 階から脱衣エリア

図 2.3-1

靴脱ぎ場

59-10-2-20

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図

59-10-2-20：Ｓ Ａ 範 囲

2.4 重 大 事 故 が 発 生 し た 場 合 に 運 転 員 が と ど ま る た め の 設 備 に つ い て
2.4.1 概 要重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまる
居 住 性 を 確 保 す る た め ，遮 蔽 設 備 及 び 陽 圧 化 設 備 を 備 え た 中 央 制 御 室 及 び
中央制御室待避室を設置する。
中 央 制 御 室 は ，６ 号 及 び ７ 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 隔 離 ダ ン パ を 閉
操 作 し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り ，中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 バ
ウ ン ダ リ に 放 射 性 物 質 を 浄 化 し た 外 気 を 供 給 す る こ と で ，中 央 制 御 室 換 気
空調系バウンダリ全体を陽圧化可能な設計とする。
中 央 制 御 室 待 避 室 は ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 に よ り 中 央 制 御 室 換 気 空 調系 バ ウ ン ダ リ 内 の 遮 蔽 に 囲 ま れ た 気 密 空 間 を 陽 圧 化 し ，外 気 の 流 入 を 一 定
時 間 完 全 に 遮 断 す る こ と で ，重 大 事 故 発 生 後 の 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。
中央制御室待避室は重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際の中央制御室内執務の運転員及び現場操作対応の運転員を収容
す る こ と に 加 え ，重 大 事 故 等 の 事 故 シ ー ケ ン ス を 組 み 合 わ せ 場 合 に お い ても 関 係 す る ６ 号 炉 ， ７ 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備 要 員 の 余 裕 を 持 た せ た 合
計 20 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と し ， か つ 十 分 な 資 機 材 類 を 配 備 し て い る 設 計と し て い る 。（ 事 故 シ ー ケ ン ス の 組 み 合 わ せ に つ い て は ，「 3.6

事故シー

ケ ン ス の 組 み 合 わ せ と 待 避 室 の 収 容 性 」 に 示 す 。）
ま た ，中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，可 搬 型 エ
リ ア モ ニ タ を 配 備 す る こ と で ，居 住 性 確 保 が で き て い る こ と を 常 時 確 認 でき る 設 計 と す る 。可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，デ ー タ 表
示 装 置 ，通 信 連 絡 設 備 を 配 備 す る こ と で ，中 央 制 御 室 待 避 室 に お い て も 継
続 的 に プ ラ ン ト の 監 視 を 行 う こ と が 可 能 な 設 計 と し ，必 要 に 応 じ 中 央 制 御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 を 図 2.4-1に ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ を 図 2.4-2 に 示 す 。な お ６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 中 央 制 御室 を 構 成 す る ，各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F TMSL
17,300） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 1F TMSL 12,300）

59-10-2-21：Ｓ Ａ 範 囲

と は ，各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 さ れ た 設 計 と し て お
り ，上 部 中 央 制 御 室・下 部 中 央 制 御 室 一 体 と な っ た 中 央 制 御 室 陽 圧 化 バ ウ
ンダリを構成する。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-22

図 2.4-1

図 2.4-2

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化設備

系統概要図

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ図

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59-10-2-23：Ｓ Ａ 範 囲

2.4.2中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計差圧

中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ は ，配 置 上 ，動 圧 の
影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室のあるコントロール建屋の 設 計 最 高 温 度 40℃ ，隣 接 区 画 を 外 気 の 設 計 最 低 温 度 -17℃ と 仮 定 す る と ，
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 階 層 高 さ は 最 大 6m で あ る た め ， 以 下の と お り 約 15Pa の 圧 力 差 が あ れ ば ， 温 度 の 影 響 を 無 視 で き る と 考 え ら れる。

⊿ P＝ {(－ 17℃ の 乾 き 空 気 密 度 )－ (＋ 40℃ の 乾 き 空 気 の 密 度 )}×階 層 高 さ＝ （ 1.378－ 1.127） ×6＝ 1.506 kg/m 2≒ 15Paこ の た め ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 必 要 差 圧 は 設 計 裕 度 を 考 慮 し て 隣 接 区 画＋ 20Pa と す る 。
ま た ，中 央 制 御 室 は 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 し ，中 央 制 御 室 待
避 室 は 中 央 制 御 室 及 び 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 す る 設 計 と し ，中央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 設 計 差 圧 は 図 2.4-3の よ う に ， 中 央 制 御 室 を 20Pa 以 上 40Pa 未 満 ， 中 央 制 御 室 待 避 室 を 60Pa以上とする。

図 2.4-3

中央制御室及び中央制御室待避室

陽圧化圧力：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-24

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2.4.3
(1)

中央制御室の居住性確保
設計方針
中 央 制 御 室 は ，放 射 性 物 質 に よ る 室 外 か ら の 放 射 線 を 遮 蔽 す る た め コ ン

ク リ ー ト 構 造 を 有 し て い る 。重 大 事 故 等 発 生 時 に は 外 気 取 り 入 れ の た め の
隔 離 ダ ン パ を 全 閉 と し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り 希 ガ ス 以 外の放射性物質をろ過した空気にて中央制御室バウンダリ全体を陽圧化す
る こ と で ，重 大 事 故 等 発 生 時 に 中 央 制 御 室 内 へ の フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気の 流 入 を 防 止 可 能 な 設 計 と す る 。中 央 制 御 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 出 入 口 には 二 重 扉 構 造 の 均 圧 室 を 設 け ，出 入 り に 伴 う 中 央 制 御 室 内 へ の 放 射 性 物 質の侵入を防止する。
重大事故等発生時の中央制御室の空気ボンベ陽圧化設備の系統概要を
図 2.4-4 に 示 す 。

図 2.4-4

中央制御室換気空調系（空気ボンベ陽圧化設備）
系統概要図（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）

59-10-2-25：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体と な っ た 壁 で あ り ，放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く を 低 減 す る 設
計 と し て い る 。図 2.4-5に 中 央 制 御 室 遮 蔽 位 置 を ，ま た 図 2.4-6に 中 央 制 御室遮蔽の配置図を示す。

図 2.4-5

中 央 制 御 室 遮 蔽 の 概 要 （ NS 断 面 ）図 2.4-6

中央制御室の遮蔽

配置図：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-26

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(3)

可搬型陽圧化空調機
a． 設 計 風 量
可搬型陽圧化空調機の設計風量は，中央制御室を陽圧化する必要風量と し ， JIS A 2201 に 基 づ く 気 密 性 能 試 験 か ら 測 定 し 決 定 し た 。
試 験 結 果 を 図 2.4-7 に 示 す 。3 回 の 測 定 結 果 か ら 求 ま る 回 帰 曲 線（ 通気 特 性 式 ）よ り ，中 央 制 御 室 内 を 隣 接 区 画 ＋ 20Pa 以 上 ＋ 40Pa 未 満 の 範
囲内で陽圧化する必要風量は未満となる。

よ っ て ，設 計 風 量 は 上 記 風 量 に 設 計 裕 度 を も っ た 4,500～ 6,000m 3 /h（ 6号 炉 側 か ら 2,250～ 3,000m 3 /h， 7 号 炉 側 か ら 2,250～ 3,000m 3 /h） と する。

図 2.4-7中央制御室の気密性能試験結果

上 記 設計 風 量 を 満 足 す る ，可 搬 型 陽 圧化 空 調 機 の 定 格 風量 及 び 設 置 台
数 ， 場 所 に つ い て 表 2.4-1 に 示 す 。

表 2.4-1

可搬型陽圧化空調機の仕様，及び台数
仕様等

項目
定格風量及び
設置台数

1,500 ㎥ /Hr/台 ×４ 台 （ 予 備 ２ 台 ）（6 号及び 7 号炉共用）

設置場所

コントロール建屋地上 1 階

59-10-2-27

6 号炉側及び 7 号炉側：Ｓ Ａ 範 囲

b． 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の フ ィ ル タ 性 能
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効
率 を 表 2.4-2 に 示 す 。 活 性 炭 フ ィ ル タ は 乾 燥 剤 を 封 入 し た 密 閉 容 器 に保管することで，通常時の捕集性能劣化を防止する。
表 2.4-2

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )c． 機 器 構 成
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 機 器 概 要 図 を 図 2.4-8 に ， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 の 設 置 及 び 保 管 エ リ ア を 図 2.4-9 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ブ
ロワ及び中性能フィルタ，高性能フィルタ，活性炭フィルタから構成
し，６号炉及び７号炉中央制御室にフィルタにより浄化された空気を供給することで中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化する。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-28

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図 2.4-8

可搬型陽圧化空調機

図 2.4-9

可搬型陽圧化空調機の設置エリア59-10-2-29

機器概要図：Ｓ Ａ 範 囲

６号炉及び７号炉中央制御室を構成する，各号炉の上部中央制御室エリア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F TMSL 17,300） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル
建 屋 1F TMSL 12,300） と は ， 各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 された設計としている。そのため６号炉及び７号炉中央制御室それぞれにフィルタにより浄化された空気を供給することで，上部中央制御室エリア，下部中央制御室エリアの中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化することができる
設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-30

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(4)中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ
重 大 事 故 等 発 生 時 に お い て ，中 央 制 御 室 を 陽 圧 化 す る た め に 閉 操 作 す る
中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-10 に 示 す 。 操 作
対 象 の 隔 離 ダ ン パ は ，６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 各 々 に 給 気 側 ４ 弁 ，排 気 側 ２ 弁 の合 計 １ ２ 弁 あ り ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に お い て も ，手 動 で ダ ン パ 閉 操 作
可能な構造となっている。
中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ の 配 置 図 を 図 2.4-11（ ７ 号 炉 ）， 図
2.4-12（ ６ 号 炉 ）に 示 す 。隔 離 ダ ン パ 閉 操 作 は 、中 央 制 御 室 の 隣 の 中 操 空
調 換 気 空 調 系 送・排 風 機 室 で 実 施 す る た め ア ク セ ス 性 に 問 題 は な く ，隔 離
ダ ン パ 閉 操 作 も ハ ン ド ル を 閉 側 に 回 す 作 業 の み で あ り ，各 号 炉 運 転 員 ２ 名に よ り 30 分 程 度 で 実 施 可 能 な 見 込 み で あ る 。

図 2.4-10

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

系統概略図59-10-2-31：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-11

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（７号炉）

図 2.4-12

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（６号炉）

59-10-2-32：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.4
(1)

中央制御室待避室の居住性確保
設計方針
中央制御室待避室はコンクリート壁又は鉛等により遮蔽性能を高めた

設 計 と す る 。ま た 中 央 制御 室 待 避 室 は 気 密 性 を 高 め た 設 計 と す る と と も に ，
空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 に よ り 中 央 制 御 室 待 避 室 を 陽 圧 化 し ，中央 制 御室 待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。空気ボンベ陽圧化設備には，設計拡張設備（自主的安全対策設備）として，屋外から可搬型のカードル式空気ボンベユニットを接続することで，空気ボン
ベ容量を追加可能な設計とする。

重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，中央制 御室待避 室 を空気ボンベ 陽圧化設 備により陽圧 化すると ともに，
中 央 制 御 室 を 可 搬 型陽 圧 化 空 調 機に よ り 陽圧 化 す る こ と で ，中 央 制 御 室 の
遮 蔽 内 へ の 希 ガ スを 除 く 放 射 性 物 質 を 低 減 し ，待 避 室 で の 滞 在 中 に 中 央 制
御 室 内 に 取り 込 ん だ 放 射 性 物 質 の か ら の 直 接 線 影 響 の 低 減 ，及 び 待 避 室 から 中 央 制 御 室 へ 出 る 場 合 に お い て ，マ ス ク を 着 用 し な く て も 放 射 性 物 質 の体内への取込みを低減可能な設計とする。
こ こ で ，陽 圧 化 の 差 圧 は ，中 央 制 御 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ，中 央 制 御 室
待 避 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 差 圧 を 差 圧 計 に よ り ，2.4.2 項 に 示 す 陽 圧 化
設 計 圧 力 値 を 監 視 す る こ と と し ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ／ 中 央 制 御 室 ／ 中 央 制
御室待避室の差圧は均圧室の扉閉により確保する。

なお，中央制御室待避室の空気ボンベ陽圧化設備の系統概要を図2.4-13 に ， カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 配 置 図 を 図 2.4-14 に 示 す 。

59-10-2-33：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-13

中央制御室換気設備の系統概要図（重大事故発生時，プルーム通過中）

図 2.4-14

カードル式空気ボンベユニット配置場所

59-10-2-34：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

収容人数及び設置場所
中 央 制 御 室 待 避 室 の 収 容 人 数 は ， ６ 号 炉 ， ７ 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備
要 員 の 余 裕 を 持 た せ た 合 計 20 名 が 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。 中 央 制 御 室 待
避 室 の レ イ ア ウ ト を 図 2.4-15 に 示 す 。

図 2.4-15(3)中央制御室待避室

レイアウト

遮蔽設備
中 央 制 御 室 待 避 室 の 壁 は ， コ ン ク リ ー ト 300mm， 若 し く は そ れ と 同 等 以
上 の 遮 蔽 能 力 を 期 待 で き る 鉛 壁（ 一 部 ，可 搬 遮 蔽 装 置 ），若 し く は コ ン ク
リ ー ト・鉛 の 複 合 壁 と し ，放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く を 低 減
す る 設 計 と す る 。 概 要 は 図 2.4-14に 示 す と お り 。

59-10-2-35：Ｓ Ａ 範 囲(4)空気ボンベ陽圧化設備

a． 系 統 構 成
中 央 制 御 室 待 避 室 の 空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-16に示す。

図 2.4-16

空気ボンベ陽圧化設備

系統概要図

b． 必 要 空 気 供 給 量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・ 収 容 人 数 ： n＝ 20 名・ 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C＝ 0.5%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 大 気 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・ 呼 吸 に よ る 二 酸 化 炭 素 発 生 量 ： M＝ 0.022m 3 /h/人（ 空 気 調 和 ・ 衛 生
工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
・ 必 要 換 気 量 ： Q 1 ＝ 100×M×n／ （ C－ C 0 ） m 3 /h（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学
便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q 1 ＝ 100×0.022×20÷(0.5－ 0.039)＝ 95.45≒ 95.5m 3 /h

59-10-2-36：Ｓ Ａ 範 囲

②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・ 収 容 人 数 ： n＝ 20 名
・ 吸 気 酸 素 濃 度 ： a＝ 20.95%（ 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度 ）・ 許 容 酸 素 濃 度 ： b＝ 18%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 成 人 の 呼 吸 量 ： c＝ 0.48m 3 /h/人 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 乾 燥 空 気 換 算 酸 素 濃 度 ： d＝ 16.4%（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 必 要 換 気 量 ： Q 1 ＝ c×（ a－ d）×n／（ a－ b）m 3 /h（ 空 気 調 和 ・ 衛 生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q 1 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4)×20÷(20.95－ 18.0)＝ 14.81≒ 14.9m 3 /h

以上より，空気ボンベ陽圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基
準 の 95.5m 3 /h と す る 。

c． 必 要 ボ ン ベ 本 数
中 央 制 御 室 待 避 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は 二酸 化 炭 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 95.5m 3 /h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 174 本 と な る 。 な お ， 中 央 制 御 室 待 避 室 に お
い て は 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 本 数 が 10 時 間 陽 圧 化 維 持 す る のに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。
・ ボ ン ベ 初 期 充 填 圧 力 ： 14.7MPa（ at35℃ ）・ ボ ン ベ 内 容 積 ： 46.7L・ 圧 力 調 整 弁 最 低 制 御 圧 力 ： 0.89MPa
・ ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量 ： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 174 本 以 上 と な る 。
95.5m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間＝ 173.7≒ 174 本59-10-2-37：Ｓ Ａ 範 囲

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

d． 空 気 ボ ン ベ 設 置 エ リ ア
空 気 ボ ン ベ の 配 置 を 図 2.4-17に 示 す 。空 気 ボ ン ベ は ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋
１ 階 及 び 廃 棄 物 処 理 建 屋 １ 階 に 配 置 し ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋 ２ 階 の 中 央 制 御室待避室に空気を供給する。

図 2.4-17

空気ボンベ設置59-10-2-38

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

e． カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト （ 空 気 ボ ン ベ カ ー ド ル 車 ）運 転 員の 更 な る 被 ば く 線 量 低 減 と し て ，空 気 ボ ン ベ 陽 圧 化 時 間 の 延 長を可能とするため，空気ボンベカードル車を配備することで，外部から空気ボンベを接続可能な設計とする。
カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 概 念 図 を 図 2.4-18 に 示 す 。カ ー ド
ル式空気ボンベユニットは，重大事故等発生時において屋外の接続口に高圧ホースを介して接続することで，コントロール建屋内から常設の空気ボンベ陽圧化設備側との切り替え操作が可能な設計とする。
なお，カードル式空気ボンベユニットの空気ボンベは，常設の空気ボ
ン ベ 陽 圧 化 設 備 の 空 気 ボ ン ベ と 同 等 の 174 本 以 上 の 容 量 を 確 保 可 能 な 設計とする。ボンベユニット必要空気量，必要供給量については，前出
2.4.4(4) b.な ら び に c.の 通 り 。

図 2.4-18

カードル式空気ボンベユニット

59-10-2-39

概念図：Ｓ Ａ 範 囲

(5)中央制御室換気空調系の運転状態比較

中央制御室の換気空調系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下の通りとなる。通常運転時，設計基準事故時の運 転 モ ー ド を 図 2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図

再循環運転モード（少量外気取入時）

再循環運転モード（外気隔離時）

通常運転モード（ 1/2） に 示 す 。

図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 1/2）

59-10-2-40：Ｄ Ｂ 範 囲

重大事故時のプルーム通過前・後，及びプルーム通過中の運転モードを図

後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）（ 重 大 事 故 等 発 生 時 ，プ ル ー ム 通 過 前 及 び プ ル ー ム 通 過

2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2 / 2 ） に 示 す 。

図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2/2）

59-10-2-41：Ｓ Ａ 範 囲(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，運転員が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，原子炉格納容器内の状態，使用済燃料
プールの状態，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置を設置する設計とする。データ表示装置は６号及び７号炉用に 1 台ずつ設置する。
なお，データ表示装置は今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮した設計とする。
デ ー タ 表 示 装 置 で 確 認 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.4-3，デ ー タ 表 示 装
置 に 関 す る デ ー タ 伝 送 の 概 要 を 図 2.4-20 に 示 す 。

また，中央制御室待避室において，運転員が緊急時対策所及び屋外と通 信 連 絡 で き る よ う ， 中 央 制 御 室 待 避 室 に は ， 無 線 連 絡 設 備 （ 常 設 ）（ 待避 室 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） を 設 置 す る 設 計 と す る 。 無 線
連 絡 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） は ， ６号及び７号炉用に各々1 台ずつ設置する。
中 央 制 御 室 待 避 室 に お け る 通 信 連 絡 設 備 の 概 要 を 図 2.4-21 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-42

表 2.4-3目

データ表示装置で確認できる主なパラメータ（６号及び７号炉共通）

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

炉心冷却の状態確認

高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
復水補給水系流量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）復水貯蔵槽水位非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル

格納容器内の状態確認

サプレッション・チェンバ・プール水位
格 納 容 器 下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量（ 原 子 炉 格 納 容 器 ）放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの状態
確認

原 子 炉 格納容器隔離の状態
排気筒放射線レベル
使用済燃料貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA）
使用済燃料貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA広 域 ）フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-43

図 2.4-20

データ表示装置に関するデータ伝送の概要

緊急時対策所（免震重要棟内，３号炉原子炉建屋内）

中央制御室
中央制御室
待避室
衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（常設）（待避室）

衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（可搬型）

無線連絡設備（常設）

無線連絡設備（可搬型）

（電話機）
端末装置
（本体） （電話機）

移動
無線連絡設備（常設）

無線連絡設備（常設）
（待避室）

切替
スイッチ

端末装置
（本体）
（ハンドマイク）（ハンドマイク）

衛星電話設備（可搬型）

無線連絡設備（可搬型）

現場（屋外）
凡 例:通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）:無線連絡回線（無線系）

図 2.4-21

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要（６号及び７号炉各々）59-10-2-44：Ｓ Ａ 範 囲

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，格 納 容 器 圧 力 逃 し 装 置 作 動 時 に お い て 運 転 員 がと ど ま れ る よ う に す る た め ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，
酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する も の を ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 1 台 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 2 台 配 備
す る 。 表 2.4-4 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 し て い る 可 搬 型 照 明 を 示 す 。
表 2.4-4

中央制御室待避室に配備する可搬型照明

可搬型蓄電池内蔵型照明

保管場所

数量

中央制御室

３（予備１台）仕様
・ 定 格 電 圧 ： 交 流 1 00V・点 灯 可 能 時 間：12時 間 以 上

乾電池内蔵型照明（ ラ ン タ ン タ イ プ L EDラ イ ト ）中央制御室待避室２台（故障時及び保守点検に
中央制御室

よる待機除外時のバックアップ用としては中央制
御室の予備３台と共用する。）

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
（ 消 灯 し た 場 合 ，予 備 を 点 灯
さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 する。）：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-45

酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 は 中 央 制 御 室 待 避 室 の 居 住 環 境 の 基 準 値 の 範
囲 を 測 定 で き る も の を ，１ 台 配 備 す る 。表 2.4-5 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計を示す。
表 2.4-5

中央制御室待避室に配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計

機器名称及び外観

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

仕様等
検知原理

二 酸 化 炭 素 ： NDIR （ 非 分 散 型 赤 外 線 ）酸素：ガルバニ式

検知範囲

二 酸 化 炭 素 ： 0 .04% ～ 5.00 %酸 素 ： 5. 0～ 30 .0%

表示精度

二 酸 化 炭 素 ： ± 10%R dg
酸 素 ： 3% FS
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）
測 定 可 能 時 間 ： 約 4 0時 間
（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）
１台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備１個を保有する。）

電源

個数

可搬型エリアモニタは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測 定 で き る も の を ，１ 台 配 備 す る 。表 2.4-6 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 す
る可搬型エリアモニタを示す。
表 2.4-6

中央制御室待避室に配備する可搬型エリアモニタ

機器名称及び外観
可搬型エリアモニタ

仕様等
検出器の種類

検知範囲

半導体検出器0.001～ 99.99 mSv/h
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）

電源

台数

59-10-2-46

測 定 可 能 時 間 ： 約 1 20時 間（ バ ッ テ リ 切 れ の 場 合 ，予 備 を 点
灯 さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 す る 。）

１台
（予備１台）：Ｓ Ａ 範 囲

2.5 重 大 事 故 等 時 の 電 源 設 備 に つ い て
中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまる た め に 必 要 な 設 備 （ 図 2.5-1 に 示 す 空 調 及 び 図 2.5-2 に 示 す 照 明 ） を 設 置 して い る 。 こ れ ら の 設 備 に つ い て は ， 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に も ， 図 2.5-3に 示 す と お り 代 替 交 流 電 源 設 備（ 第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 及 び 第 二 ガ ス タ ー ビン発電機，以下単にガスタービン発電機）からの給電を可能としている。
ガスタービン発電機の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ば く 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 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として，冷却材喪失時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失（以下，大LOCA＋ 注 水 機 能 喪 失 ＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） に 対 し て ， 表 2.5-1 に 示 す と お り
十分な電源供給容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生からガスタービン発電機による給電 が 開 始 さ れ る ま で の 間 ，図 2.5-4 に 示 す 直 流 非 常 灯 に 加 え ，12 時 間 以 上 無 電
源 で 点 灯 す る 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 配 備 し て お り ，ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 か ら 給 電
を 再 開 す る ま で の 間 （ 事 故 発 生 後 70 分 以 内 ） の 照 明 は 確 保 で き る 。
ガスタービ ン発電機 による給電が 開始され た後について は，中 央 制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場合には，代替 交流電源 設 備であるガス タービン 発電機から給 電する可 搬型蓄電池内蔵型照明により，必要な照度を確保する。
ま た ，運 転 員の シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 訓 練 に お い て 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 を 想 定 した訓練により ，直流 非 常灯下で対応 操作がで きることを確 認してい るとともに ，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型蓄電池内蔵型照明を配備する。仮にこれら照明が活用できない場
合 の た め ， ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ， ヘ ッ ド ラ イ ト 等 の 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
空 調 に つ い て は ，ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 が 起 動 す る ま で の 間 は ，起 動 し な い が ，
居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 に お い て は ，中 央 制 御室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機の 設 置 時
間 を 考 慮 し ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 発 生 後 ，12 時 間 後 に 起 動 す る こ と を 条 件 と して 評 価 し て お り ， 必 要 な 居 住 性 が 確 保 さ れ て い る こ と を 確 認 し て い る 。（ 可 搬
空 調 機 の 起 動 時 間 に つ い て は 12 時 間 か ら 3 時 間 へ 短 縮 予 定 。）

59-10-2-47：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-1

中央制御室空調設備の概要（重大事故等時）

A

拡大図Ａ（７号炉）

B

拡大図Ｂ（６号炉）【照明設備仕様】●非常用照明ベ ン チ 盤 操 作 部 エ リ ア ： 1,000 ル ク ス （ 設 計値）
鉛直にある計器面： 300～ 400 ル ク ス（ 設
計値）
●直流非常灯：床面１ルクス以上（設計値）

図 2.5-2

中央制御室照明設備の概要

59-10-2-48：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-3

６号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

59-10-2-49：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-4

７号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）
59-10-2-50：Ｓ Ａ 範 囲表 2.5-1 ガスタービン発電機(連続定格容量 2,950kW)の最大所要負荷（※第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機とも）

負荷

6 号炉

7 号炉

(1)

中央制御室可搬型陽圧化空調機

3kW

3kW

(2)

非常用照明

約 24kW

約 27kW(3)

直流 125V 充電器盤 A

約 94kW

約 94kW(4)

直流 125V 充電器盤 A-2

約 56kW

約 56kW(5)

AM 用直流 125V 充電器盤

約 41kW

約 41kW(6)

直流 125V 充電器盤 B

約 98kW

約 98kW(7)

交流 120V 中央制御室計測用分電盤 A,B

約 29kW

約 23kW(8)

復水移送ポンプ（２台）

110kW

110kW

(9)

残留熱除去系ポンプ※

540kW

540kW

(10)

その他機器

約 164kW

約 191kW小計

約 1,159kW

約 1,183kW

計

約 2,342kW※「大 LOCA＋注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」において不要であるが,保守的に容量としては見込む。なお，電源車からの給電時は不要である。

（通常点灯状態）（直流非常灯点灯状態）

図 2.5-5 非常灯照明下で中央制御室の状況：ＳＡ範囲

59-10-2-51

（１）可搬型蓄電池内蔵型照明を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型蓄電池内蔵型照明は,６号炉及び７号炉にて 3 台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型蓄電池内蔵型照明を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型蓄電池内蔵型照明が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
表 2.5-2 に中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。
表 2.5-2 中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明
保管場所
可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室

数量
３（予備１台）仕様
・定格電圧：交流100V
・点灯可能時間：12時間以上

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプLEDライト）

中央制御室

20台（６号炉，７号炉共用）（中央制御室対応として
中央制御室主盤ｴﾘｱ５台＋中

電源：乾電池（単一×3）
点灯可能時間：約72時間（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）

央制御室裏盤ｴﾘｱ10台＋中央制御室待避室２台＋予
備３台）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプLEDライト）

中央制御室※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

４台（６号炉，７号炉共用）

電源：乾電池（単三×6）（ランタンタイプLEDの補助）

点灯可能時間：約30時間※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

中央制御室

100台

電源：乾電池（単三×1）（６号炉及び７号炉の運転員全点灯可能時間：約8時間

員に配備）

59-10-2-52（管理区域での作業可能な10時間点灯できるように予備乾電池を持参する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

：ＳＡ範囲

可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は，図 2.5-5 に示すとおり大型表示盤から約 5m の主盤位置と約8m の机位置に設置した場合で，直流照明の設計値である照度（１ルクス）に対し，大型表示盤表
面で約 20 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。）

大型
表示盤
主盤
机
当 直 長

（撮影方向）【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】
図 2.5-6 シミュレーション施設における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲
59-10-2-53

同様に，重大事故等対処のための追加安全対策設備等を配置した裏盤について，図 2.5-6 に示すとおり可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は盤から約１m の位置に設置した場合で，制御盤表面で約10 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。）

裏（撮影方向）

盤【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】（上記撮影を逆方向から撮影，右端が照明設備）

図 2.5-7 裏盤における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲

59-10-2-54

3.

添付資料

3.1 中 央 制 御 室 待 避 室 の 運 用 に つ い て
原子炉格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室
待 避 室 の 運 用 を 以 下 に ま と め る 。 図 3.1-1 に 原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作
動と中央制御室及び中央制御室待避室換気空調設備の運用の概要を示す。

（１）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
運 転 員 等 は 重 大 事 故 等 時 に お い て ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 作
動 さ せ る 必 要 が あ る と 判 断 さ れ た 場 合 ，中 央 制 御 室 待 避 室 を 使 用 す る た め ，
以下設備，資機材の運用準備を行う。
表 3.1-1
居住性対策設備

中央制御室待避室の運用準備（・可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を用 い る こ と に よ り ，中 央 制 御 室
バウンダリ全体が陽圧化されていること）
・中央制御室待避室の遮蔽設備の設置
・中央制御室待避室の空調隔離ダンパの閉止・中央制御室待避室の酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタの配置，電源入・空気ボンベ陽圧化設備による中央制御室待避室の加圧

監視設備
通信連絡設備・６号炉，７号炉のデータ表示装置（待避室）電源入
・現 場 要 員 や 緊 急 時 対 策 所 と の 通 信 連 絡 の た め の ，６ 号 炉 ，
７ 号 炉 各 々 の 無 線 連 絡 設 備（ 常 設 ）（ 待 避 室 ），衛 星 電 話
設 備 （ 常 設 ）（ 待 避 室 ） の 準 備 （ 通 話 確 認 ）（２）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 開 始 後 ，速 や か に 中 央
制 御 室 待 避 室 に 移 動 し ，出 入 口 扉 を 閉 め る と と も に ，中 央 制 御 室 待 避 室 に施 設 す る 中 央 制 御 室 待 避 室 内 外 差 圧 計 器 を 確 認 し ，中 央 制 御 室 待 避 室 へ 適
切 に 空 気 が 供 給 さ れ ，中 央 制 御 室 待 避 室 内 が 陽 圧 化 さ れ て い る こ と を 確 認
す る 。ま た 酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 に よ り 酸 素 濃 度 及 び 二 酸 化 炭 素 濃度（ 酸 素 濃 度 が 18％ 以 上 で あ る こ と ，二 酸 化 炭 素 濃 度 が 0.5%以 下 で あ る こ

59-10-3-1：Ｓ Ａ 範 囲と ）を 確 認 す る と と も に ，中 央 制 御 室 待 避 室 の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア
モニタにて監視する。
中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に も ，６ 号 炉 及 び ７ 号 炉 の デ ー タ
表 示 装 置（ 待 避 室 ）を 用 い る こ と で ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動
状 況 は じ め と し た プ ラ ン ト の 監 視 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た 中 央 制 御 室 待
避 室 に 通 信 連 絡 設 備 を 設 置 し ，緊 急 時 対 策 所 本 部 等 と の 連 絡 が 常 時 可 能 な
設 計 と す る 。中 央 制 御 室 待 避 室 に こ れ ら 設 備 を 設 置 す る こ と で ，中 央 制 御
室 制 御 盤 エ リ ア に 居 る と き 同 様 ，タ イ ム リ ー な 監 視 操 作 が 可 能 な 設 計 と する。
な お ，中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に 中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ アに 出 る 際 に は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ
タ で 確 認 し た 上 で ，必 要 な 放 射 線 防 護 装 備 ，個 人 線 量 管 理 措 置 を 施 し た 上
で ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア に 出 る こ と に な る 。そ の た め に 必 要 な 資 機 材等を中央制御室待避室に備える設計とする。

（３）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 に 伴 う プ ル ー ム 放 出 後は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ で 確 認 した 上 で ，緊 急 時 対 策 所 本 部 と の 協 議 の 上 ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア で の 対応を再開する。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-2

図 3.1-1

原子炉格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室換気空調設備の運用の概要

59-10-3-3：Ｓ Ａ 範 囲

3.2

配備する資機材の数量について（１）放射線防護資機材等
中 央 制 御 室 に 配 備 す る 放 射 線 防 護 資 機 材 等 の 内 訳 を 表 3.2-1
及 び 表 3.2-2 に 示 す 。 な お ， 放 射 線 防 護 資 機 材 等 は ， 汚 染 が 付
着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

表 3.2-1 防 護 具
配 備 数 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名
免震重要棟内３号炉原子炉建屋内

緊急時対策所

緊急時対策所

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

全面マスク

810 個 ※ ３810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,000 個

3,780 個 ※ ２

3,780 個 ※ ２840 個 ※ ９

約 5,000 個

アノラック

945 着 ※ ４945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足タングステンベスト

14 着 ※ ６

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4 台

4 台

4 台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14

―

―

5 台

約 20 台チャコールフィルタ

中央制御室

構内
（参考）

※ １ ： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ ２ ： ※ １ ×２
※ ３ ： 180 名 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ ４ ： 180 名 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ ５ ： 80 名 （ １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ ６ ： 14 名 （ プ ル ー ム 通 過 時 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ ７： 予備 を含 む（ 今後 ，訓 練等 で見 直し を行 う）※ ８ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍※ ９ ： ※ ８ ×２
※ 10： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-4

・ 1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （ 1 日 目 ）， １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 1 6 4 名 ＋ 自衛 消 防 隊 10 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 84 名 ， 現 場 要 員 80 名 及 び 自 衛 消 防 隊
10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す
る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 1 2 時 間 に １ 回
交 代 す る た め ，２ 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 80 名 は ，１ 日 に６回現場に行くことを想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
プ ル ー ム 通 過 以 降（ 2 日 目 以 降 ），１ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は71 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 54 名 ， 現 場 要 員 17 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構
成 さ れ て い る 。こ のうち ，本 部 要 員 は ，緊 急時 対 策 所 を 陽 圧化 す るこ と に
よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は ７ 日 目 以 降 に １ 回 交 代
す る た め ，１ 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 は １ 日 に ６ 回 現 場 に行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具類を着用する必要がないため考慮しない。
174 名 ×2 交 代 ＋ 80 名 ×6 回 ＋ 71 名 ＋ 10 名 ＋ 17 名 ×6 回 ×6 日
＝ 1,521 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ） 7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ） 11 名 で 構 成 さ れている。このうち，運転員（中操）は，中央制御室内を陽圧化することに
よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。た だ し ，運 転 員 は ２ 交 代 を 考 慮 し ，
交代時の１回着用を想定する。また，運転員（現場）は，1 回現場に行くことを想定している。
18 名 ×1 回 ×２ 交 代 ×７ 日 ＋ 11 名 ×1 回 ×２ 交 代 ×７ 日 ＝ 406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班がいる場合を考慮しても，初動対応として十分な数量を確保している。

な お ，い ず れ の 場 合 も 防 護 具 類 が 不 足 す る 場 合 は ，構 内 よ り 適 宜 運 搬 することにより補充する。

表 3.2-2 計 測 器 （ 被 ば く 管 理 ， 汚 染 管 理 ）配備台数※５

品名

中 央 制 御 室 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）電子式線量計70 台 ※ １

ガラスバッチ70 台 ※ １

個人線量計
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

3 台※２

電離箱サーベイメータ

2 台※３

可搬型エリアモニタ

3 台※４※ １ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ＋
46 名 （ 引 継 班 ， 日 勤 班 ， 作 業 管 理 班 ） ＋ 余 裕※ ２： 中央 制御 室の モニ タリ ング 及び チェ ンジ ング エリ アに て使 用
※ ３： 中央 制御 室の モニ タリ ング に使 用
※ ４：各エ リア にて 使用 。設 置の タイ ミン グは ，チ ェン ジン グエ リア 設営 判断と 同 時 （ 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 ）※ ５ ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

： Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-5

（２）飲食料等
中 央 制 御 室 に 配 備 す る 飲 食 料 等 の 内 訳 を 表 3.2-3 に 示 す 。 な
お，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらか
じめ養生し，配備する。

表 3.2-3 飲 食 料 等
配備数※４

品名

中 央 制 御 室 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）
飲食料等
・食料

420 食 ※ １・ 飲 料 水 （ 1.5 リ ッ ト ル ）280 本 ※ ２

簡易トイレ

１式

よう素剤

320 錠 ※ ３

※ １ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×７ 日 ×３ 食
※ ２ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×７ 日 ×２ 本
※ ３ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×（ 初 日 ２ 錠 ＋ 二 日 目 以 降 １ 錠 ／ １ 日 ＝ ８ ） ×２ 交 代※ ４ ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-6

3.3

チェンジングエリアについて（１）チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉
及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解 釈 」 第 59 条 第 １ 項 （ 原 子 炉 制 御 室 ） 並 び に 「 実 用 発 電 用 原 子
炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 」第 74 条 第１項（原子炉制御室）に基づき，原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
なお，チェンジングエリアは６号及び７号炉共用とする。

（２）チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，中央制御室バウンダリに隣接するとともに，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋内に設営する。
概 要 は 表 3.3-1 の と お り 。

表 3.3-1

チェンジングエリアの概要

項 目

理 由
中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た

設営
場所

コ ント ロー ル建 屋

よ う な 状 況 下 に お い て ， 中 央 制 御 室 へ の 汚 染 の地 下１ 階～ ２階

持 ち 込 み を 防 止 す る た め ， モ ニ タ リ ン グ 及 び 作

東 側エ リア
業 服の 着替 え等 を行 うた めの 区画 を設 ける 。
エ アー テン ト

設 営 の 容 易 さ 及 び 迅 速 化 の 観 点 か ら ， エ ア ー テ

形式

コ ント ロー ル
建 屋内

ン トを 採用 する 。

手 順

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象

中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 す る

着 手が 発 生 し た 後 ，保 安 班 長 が ，事 象 進 展 の 状 況 ，よ う な お そ れ が 発 生 し た 場 合 ， チ ェ ン ジ ン グ エの参 集 済 み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作

リ アの 設営 を行 う。

判 断

業 の 優 先 順 位 を 考 慮 し て ，チ ェ ン ジ グ エ リ ア

基 準

設 営 を 行 う と 判 断 し た 場 合 。

設営チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 速 や か に 設 営 で き る

実施
保 安班

よ う 定 期 的 に 訓 練 を 行 っ て い る 保 安 班 員 が者
設 営 を 行 う 。

59-10-3-7：Ｓ Ａ 範 囲

（３）チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスル
ー ト は ， 図 3.3-1 の と お り 。

中 央 制 御 室 バウンダリ（陽 圧 化 バウンダリ）

中 央 制 御 室

2 階 へ

サ ー ベ イエ リ ア

【 凡 例 】
入 室 ル ー ト
退 室 ル ー ト
乾 電 池 内 蔵 型 照 明
可 搬 型
空 気 浄 化 装 置

除 染
エ リ ア
地 下 1 階か ら

脱 衣 エ リ ア

図 3.3-1

靴 脱 ぎ 場中央制御室チェンジングエリアの設営場所
及びアクセスルート

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

59-10-3-8：Ｓ Ａ 範 囲

（４）チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ .考 え 方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，図3 . 3 - 2 の 設 営 フ ロ ー に 従 い ，図 3 . 3 - 3 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ
ア を 設 営 す る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，保 安 班 員 2 名 で ，
約 60 分 を 想 定 し て い る 。 な お ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア が 速 や か に設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，原 子 力 防 災 組 織 の 要 員（ 夜 間 ・
休 祭 日 ）の 保 安 班 ２ 名 ，ま た は 参 集 要 員（ 1 0 時 間 後 ま で に 参 集 ）のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，保安班長が，原子力災害対策特別
措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ， 事 象 進 展 の 状 況 ， 参 集 済
みの陽員数及び保安班が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用
資 機 材 の 移 動 ・ 設 置（ 乾
電池内蔵型照明の 設 置 ）②

エアーテントの展開，床・壁等の養生を実施③

回収箱・ヘルメット掛け・粘 着 マ ッ ト 等 の 設 置④

除染用資機材・可搬型
空 気 浄 化 装 置・G M 汚 染 サーベイメータの配備

図 3.3-2

チェンジングエリア設営フロー：ＳＡ範囲

59-10-3-9

中 央 制 御 室
綿 手

靴 下

乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内の 照 度 を 確 保 す る

帽 子

エ ア ー テ ン ト
放 射 性 物 質 の 飛 散を 防 止 す る

サ ー ベ イエ リ ア

粘 着 マ ッ ト
靴 に 付 着 し た 放 射 性
物 質 を 持 ち 込 ま な い
よ う に 設 置 す る

約 5m

除 染
エ リ ア

約 5m

約 1.5m

約 2m

簡 易 シ ャ ワ ー
身 体 に 付 着 し た 放 射
性 物 質 の 除 染 は 原 則
拭 き 取 り に よ り 実 施
す る が ， 拭 き 取 れ な
い 場 合 を 考 慮 し ， あ
ら か じ め 準 備 す る

約 3m

靴 脱 ぎ 場脱 衣 エ リ ア
ゴ ム 手 袋 マ ス ク
不 織 布
カ バ ー オ ー ル（ 内 側 ）

約 1m

電 源 室

カ ー テ ン 区 画
脱 衣 時 に 入 室 者 と退 室 者 が 接 触 し な
い よ う 区 画 す る

図 3.3-3

ゴ ム 手 袋（ 外 側 ）

ア ノ ラ ッ ク 等（ 最 外 周 ）ヘ ル メ ッ ト
掛 け

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 （ 換 気 ）脱 衣 エ リ ア の 空 気 を 選 択 的に 浄 化 す る こ と で ，汚 染 拡 大を 防 止 す る

中央制御室チェンジングエリア

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-10

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材 に つ い て は ，運 用 開 始 後 の チ ェ ン ジ ン グ エ
リ ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ，表 3.3-2 の と お り とす る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 付 近 に 保 管 する。

表 3.3-2

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）エアーテント

1式

養生シート

2巻

バリア

1個

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

20 枚

テープ

2巻

ウエス

1箱

ウェットティッシュ

2巻

はさみ

1個

マジック

2本

簡易シャワー

1式

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

1 台 (予 備 １ 台 )乾電池内蔵型照明

2 台 (予 備 1 台 )根拠

チェンジングエリ
ア設営に必要な数
量：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-11

（５）チェンジングエリアの運用（ 出 入 管 理 ，脱 衣 ，汚 染 検 査 ，除 染 ，着 衣 ，要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ .出 入 管 理
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た
よ う な 状 況 下 に お い て ，中 央 制 御 室 に 待 機 し て い た 要 員 が ，中 央 制 御 室 外で 作 業 を 行 っ た 後 ，再 度 ，中 央 制 御 室 に 入 室 す る 際 等 に 利 用 す る 。中 央 制
御 室 外 は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，中 央 制
御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 3.3-3 の と お り で あ り ，チ ェ ン ジ
ングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防 護 具 を 脱 衣 し た 要 員 の 身 体 や 物 品 の サ ー ベ イ を 行 う エ リ ア 。汚 染 が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-12

ｂ .脱 衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱 衣 エ リ ア の 靴 脱 ぎ 場 で ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 班 員 が 要 員 の 脱 衣 状 況 を 適 宜 確 認
し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ .汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，中央制御室へ入室する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ
い て 図 示 等 を 行 う 。ま た ，保 安 班 員 は 汚 染 検 査 の 状 況 に つ い て ，適 宜 確 認
し，指導，助言をする。

ｄ .除 染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・ 汚 染 基 準 を 満 足 し な い 場 合 は ， 簡 易 シ ャ ワ ー で 除 染 す る 。（ 簡 易 シ ャ
ワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染が で き る 施 設 へ 移 動 す る 。）

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-13

ｅ .着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中 央 制 御 室 内 で ，綿 手 袋 ，靴 下 ，帽 子 ，不 織 布 カ バ ー オ ー ル ，マ ス ク ，
ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
・保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ .要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を
基 本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水
洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 3.3-4 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ
スへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

図 3.3-4

除染及び汚染水処理イメージ図：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-14

ｇ .廃 棄 物 管 理
中 央 制 御 室 外 で 活 動 し た 要 員 が 脱 衣 し た 防 護 具 に つ い て は ，チ ェ ン ジ ン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び
汚 染 拡 大 へ つ な が る 要 因 と な る こ と か ら ，適 宜 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 外 に 持
ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保 安 班 員 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 の 表 面 汚 染 密 度 ，線 量 当 量 率 及 び 空
気 中 放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異常な流入や拡大がないことを確認する。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-15

（６）チェンジングエリアに係る補足事項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 を 1 台 設 置 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，最 も 汚 染 が 拡 大 す る お そ れ のある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化し，脱衣エリアを換気することで，中央制御室外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。中 央 制
御 室 内 へ の 汚 染 持 込 防 止 の た め 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 で 換気ができていることの確認は，チェンジングエリアのエアーテント生地がしぼむ 状 態 に な っ て い る か ど う か を 目 視 で 確 認 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
は ， 脱 衣 エ リ ア を 換 気 で き る 風 量 と し ， 仕 様 等 を 図 3.3-5 に 示 す 。
な お ，中 央 制 御 室 は 原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 の 操 作 直 後 に は ，原則 出 入 り し な い 運 用 と す る こ と か ら ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に つ い て も ，原則 利 用 し な い こ と と す る 。し た が っ て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 の 可 搬 型 空
気 浄 化 装 置 に つ い て も こ の 間 は 運 用 し な い こ と か ら ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから ，フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予
備 を 1 台 設 け る 。な お ，交 換 し た フ ィ ル タ 等 は ，線 源 と な ら な い よ う チ ェンジングエリアから遠ざけて保管する。
○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 3.3-5

可搬型空気浄化装置の仕様等

59-10-3-16：Ｓ Ａ 範 囲

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン トに よ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 3.3-6 の と お り で あ り ，仕 様 は
表 3.3-3 の と お り 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ，必 要 に 応 じ て 汚 染 の 除 去の 容 易 さ の 観 点 か ら 養 生 シ ー ト を 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短縮している。
ま た ，エ ア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補
修用の資機材を準備する。

図 3.3-6

表 3.3-3

エアーテントの外観

エアーテントの仕様
エアーテントサイズ

幅 2m×奥 行 5m×高 さ 2m 程 度

本体重量

約 40kg

サイズ（折り畳み時）

80cm×80cｍ ×35cm 程 度

送 風 時 間（ 高 圧 ボ ン ベ ※ ） 約 1 分※手動及びブロワによる送風による展開も可能な設計とする。

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-3-17：Ｓ Ａ 範 囲

ｃ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ
中 央 制 御 室 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，一 定 の 気 密 性 が 確 保 さ れ た コ ン ト ロ
ー ル 建 屋 内 に 設 置 し ，図 3.3-7 の よ う に ，汚 染 の 区 分 ご と に 空 間 を 区 画 し ，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。
可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，脱 衣 を 行 う ホ ッ ト エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，
ホットエリアを換気することで脱衣による汚染拡大を防止するとともに，チェンジングエリア周辺を循環運転することによりチェンジングエリア
周辺の放射性物質を低減する。
図 3.3-7 の よ う に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 空 気 の 流 れ を つ く る こ と で ，中央制御室に汚染を持ち込まないよう管理を行う。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-18

中央制御室

サーベイ
エリア

除染
エリア

エアーテント
放射性物質の飛散を
防止する

靴脱ぎ場

脱衣エリア

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を
防止する

【凡例】

：サーベイエリア：中間エリア：ホットエリア：屋外相当の汚染レベルを想定

図 3.3-7中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-19

ｄ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
中 央 制 御 室 に 入 室 し よ う と す る 要 員 に 付 着 し た 汚 染 が ，他 の 要 員 に 伝 播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 す る と と も に ，サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 移 行 し て
い な い こ と を 確 認 す る 。サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，速や か に 養 生 シ ー ト を 張 り 替 え る 等 に よ り ，要 員 の 出 入 り に 大 き な 影 響 は 与
えないようにする。
ま た ，中 央 制 御 室 へ の 入 室 の 動 線 と 退 室 の 動 線 を カ ー テ ン で 区 画 す る こと で ，脱 衣 時 の 接 触 を 防 止 す る 。さ ら に ，脱 衣 エ リ ア で は 一 人 ず つ 脱 衣 を行 う 運 用 と す る こ と で ，脱 衣 す る 要 員 同 士 の 接 触 を 防 止 す る 。な お ，中 央
制 御 室 か ら 退 室 す る 要 員 は ，防 護 具 を 着 用 し て い る た め ，中 央 制 御 室 に 入
室 し よ う と す る 要 員 と 接 触 し た と し て も ，汚 染 が 身 体 に 付 着 す る こ と は ない。

（７）汚染の管理基準
表 3.3-4 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 を 運 用 す る 。
た だ し ，サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ，表 3.3-4 の 管 理
基 準 で の 運 用 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，バ ッ ク グ ラ ウ ン ド と 識 別 で き る 値 を設定する。

表 3.3-4
状況
状
況
①
状
況
②

汚染の管理基準

汚染の

根拠等

管理基準

屋 外 (発 電 所 構 内 全 般 )1,300cpm

法令に定める表面汚染密度限度

へ少量の放射性物質が2(ア ル フ ァ 線 を 放 出 し な い 放 射 性(4Bq/cm )漏えい又は放出される同位元素の表面汚染密度限度) ：ような原子力災害時

40Bq/cm 2 の 1/10

大規模プルームが放出

40,000cpm

原子力災害対策指針における2

されるような原子力災(120Bq/cm )OIL4 に 準 拠

害時

13,000cpm

原子力災害対策指針における2(40Bq/cm )OIL4【 1 ヶ 月 後 の 値 】 に 準 拠

59-10-3-20：Ｓ Ａ 範 囲

（８）中央制御室におけるマスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室可搬型陽圧化空調機により陽圧化することで希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不要とする。

（９）乾電池内蔵型照明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する乾電池内蔵型照明は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために３台（ 予 備 １ 台 含 む ）を 使 用 す る 。乾 電 池 内 蔵 型 照 明 の 仕 様 を 表 3.3-5 に 示 す 。

表 3.3-5

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明

保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
中央制御室

2台 （ 予 備 １ 台 ）（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）（１０）チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員は，２名１組で４組を想定し，
同 時 に ８ 名 の 運 転 員 が チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 収 容 で き る 設 計 と す る 。チ ェン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に ８ 名 の 要 員 が 来 た 場 合 ，全 て の 要 員 が 中 央 制 御 室 に
入 り き る ま で 約 21 分 で あ り ，全 て の 要 員 が 汚 染 し て い る 場 合 で も 約 36 分 であることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でも ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は 建 屋 内 に 設 置 し て お り ，屋 外 で の 待 機 は な く 不 要
な被ばくを防止することができる。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-21

（１１）保安班の緊急時対応のケーススタディー
保 安 班 は， チ ェン ジ ング エ リ アの 設 置以 外 に， 緊 急 時対 策 所の 可 搬型 陽 圧 化空 調 機
運転(35 分)，可搬型モニタリングポストの設置(最大 390 分)，可搬型気象観測装置の設置(90 分)を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，保安班長が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートを示す。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，すべての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休祭日に事故が発生した場合で，10 条発生直後か
ら周辺環境が汚染してしまうような事象が発生した場合（ケース②）は，原子力防災組
織の要員の保安班 2 名で，チェンジングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリン
グポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日昼間の場合）
0
対応項目

要員

参 参
集 集
前 後

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

事象発生
10条

2 15
状況把握（モニタリングポストなど）

保安班（現場）

可搬型陽圧化空調機運転

保安班（現場）22

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）

対応項目
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型陽圧化空調機運転
可搬型モニタリングポストの設置
可搬型気象観測装置の設置
緊急時対策所チェンジングエリアの設営
中央制御室チェンジングエリアの設営要員
保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）

参
集
前
2
2
2
2
2
2
2

参
集
後
15

事故発生

参集完了

10条

※
※

※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先する。

：ＳＡ範囲

59-10-3-22

3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，津波，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，表 3.4-1 に示す起因事象（内部火 災 ， 内部 溢 水， 地 震等 ） と 同時 に もた ら され る 環 境条 件 が考 え られ る が ，い ずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。

中央制御室における主な対応を以下に示す。
○ 地震
6 号炉及び 7 号炉中央制御室の大型表示盤付近で被災した場合，運転員は制御盤への 誤接触 ，自身 の転倒を 防止す るため ，制御盤 の手摺 にて安 全を確保 すると ともに
警 報発信 状況等 の把握に 努める 。また 地震時に おいて も運転 員が必要 な監視 操作を行 うこと ができ るよう， 中央制 御室は 耐震Ｓク ラスの コント ロール建 屋２階 に設置するとともに，制御盤は必要な耐震性を有する設計としている。

○ 津波
6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置する敷地における基準津波の最高水位は
T.M.S.L.8,500 程度である。6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置しているコントロー
ル建屋は敷地高さ T.M.S.L.12,000 に施設されており，また 6 号炉及び 7 号炉中央制
御 室 はコ ント ロー ル建屋 ２ 階フ ロア （T.M.S.L.17,300）に 設置 して いる 。 この ことより，6 号炉及び 7 号炉中央制御室及びアクセスルートは基準津波の影響を受けない設計としている。

○ 火災
中 央 制 御 室に て 火 災が発 生 し た 場合 は 運 転員が 火 災 状 況を 確 認 できる 設 計 と し，初期消火を行うことができるよう消火器を設置している。
ま た ， 中 央制 御 室 外で発 生 し た 火災 に 対 しても ， 中 央 制御 室 の 機能に 影 響 を 与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲
59-10-3-23

○ 溢水
中央制御室には溢水源は存在しないことを確認している。
万 が 一 ， 火災 が 発 生した と し て も， 運 転 員が火 災 状 況 を確 認 し ，消火 器 に て 初期
消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
ま た ， 中 央制 御 室 外で発 生 し た 溢水 に 対 しても ， 中 央 制御 室 の 機能に 影 響 を 与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲

59-10-3-24

表3.4-1
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
同時にもたらされる(1/2)

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

中 央 制 御 室 に て 火 災 が 発 生 し て も 速 や か に 消 火 で き る よ う ，「 運
内部火災
（地震起因
含む）

転員が火災状況を確認し，二酸化炭素消火器にて初期消火を行火災による中央制御室

う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し て い る た め ，中 央 制 御 室 の 機

内設備の機能喪失

能は維持される。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 8条 「 火 災 に よ る 損 傷 の防止」に関する適合状況説明資料を参照）
中央制御室には溢水源がないことを確認している。
火 災 が 発 生 し た と し て も ，「 運 転 員 が 火 災 状 況 を 確 認し ，二 酸 化

内部溢水
（地震起因
含む）

炭 素 消 火 器 に て 初 期 消 火 を 行 う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し溢水による中央制御室ているため，内部溢水による影響がないことを確認している。

内設備の機能喪失

蒸 気 配 管 破 断 が 発 生 し た 場 合 も ，漏 え い し た 蒸 気 の 影 響 が な い ことを確認している。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 9条 「 溢 水 に よ る 損 傷 の防止等」に関する適合状況説明資料を参照）

地震時の誤接触等による誤操作
地震

地 震 発 生 時 の 対 応 と し て「 運 転 員 は 地 震 が 発 生 し た 場 合 ，制 御 盤
か ら 離 れ て 誤 接 触 を 防 止 す る と と も に ，制 御 盤 の 手 摺 に て 身 体 の安全確保に努める」ことを規定類に定めることとしている。
外 部 電 源 喪 失 に お い て も ，中 央 制 御 室 の 照 明 は ，デ ィ ー ゼ ル 発 電
機から給電され※，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯
も 備 え て お り ，機 能 が 喪 失す る こ と は な い 。ま た ，蓄電 池 を 内 蔵
した可搬型照明を備えており，機能が喪失することはない。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 11条 「 安 全 避 難 通 路 等 」

竜巻・台風

に関する適合状況説明資料を参照）

積 雪（ 暴 風 雪 ）外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失
落雷

外部火災（森林火災）

火山※ディーゼル発電機は各自然現象に対して健全性が確保されることを確認している。
地 震 ： 設 計 基 準 地 震 動 に 対 し て ， 耐 震 Sク ラ ス 設 計 で あ る た め ，健全性が確保される。
竜 巻：設 計 基 準 の 竜 巻 風 速 に よ る 複 合 荷 重（ 風 圧 ，気圧 差 ，飛 来物 衝 撃 力 ）に 対 し て ，外 殻そ の 他 に よ る 防 護 で 健 全 性 が 確保されることを確認。
風（ 台 風 ）：設 計 基 準 の 風速 に よ る 風 圧 に 対 し て ，外 殻 そ の 他 による防護で健全性が確保されることを確認。
積 雪：設 計 基 準 の 積 雪 に よる 堆 積 荷 重 に 対 し て ，外 殻 そ の 他 に よる防護で健全性が確保されることを確認。
落 雷：設 計 基 準 の 雷 撃 電 流値 に 対 し て ，避 雷 針 や 保 安 器 等 に よ る
防護で健全性が確保されることを確認。
森 林 火 災：防 火 帯 の 内 側 にあ る た め 延 焼 せ ず ，熱 影 響 を 評 価 し て
健 全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，ば い 煙 に 対 してもフィルタにより健全性が確保されることを確認。
火 山：設 計 基 準 の 火 山 灰 の堆 積 荷 重 に 対 し て ，外 殻 そ の 他 に よ る
防 護 で 健 全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，給 気 系は フィルタ交換等により閉塞せず健全性が確保されることを確認。
低温：原子炉建屋換気空調設備により温度制御されているため，
本 体 設 備 へ の 影 響 は な い 。屋 外 タ ン ク に 貯 蔵 さ れ て い る 軽油については，凍結等が発生しないことを確認。

：ＤＢ範囲
59-10-3-25

表3.4-1 中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
起因事象

同時にもたらされる(2/2)

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

外 部 の 状 況 を 監 視 カ メ ラ 等 で 確 認 し ，中 央 制 御 室 内 に有 毒 ガ
ス・降 下 火 砕 物 等 が 流 入 する 可 能 性 が あ る 場 合 ，及 び 中 央 制
御室内において有毒ガスが流入したことを煙や異臭で確認
し た 場 合 等 は ，中 央 制 御 室の 空 調 系 を 手 動 で 再 循 環 運 転 へ 切
外部火災（森林火災）

ばい煙や有毒ガスの発生にり 替 え る こ と で 外 気 を 遮 断 で き る こ と か ら ，中 央 制 御室 へ のよる中央制御室内換気設備

影 響 は な い 。こ の 場 合 の 酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 への 影 響

への影響

を【 補 足 1】，【 補 足 2】に 示 す 。た だ し ，影 響 が 長 期 化 す る
場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気する。
図 3.4-1に 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 系 統 概 略
図を示す。
な お ， 外 部 火 災 時 の 有 毒 ガ ス に つ い て は ， 6/7号 炉 中 央 制 御室 外 気 取 入 口 に お け る 濃 度 が IDLH（ 急 性 の 毒 性 限 界 濃 度（ 30分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与 え る 曝 露 レ ベ ル の 濃 度 限 度 値 ））以 下 と な る た め ，外 気 遮
断運転の有無によらず問題とはならない。
外 部 火 災 以 外 の 有 毒 ガ ス に つ い て も ，敷 地 外 有 毒 ガ ス及 び 敷火山

降下火砕物による中央制御
室内換気設備への影響

地 内 屋 内 貯 蔵 有 毒 物 質 が 影 響 を 及 ぼ す こ と は な く ，敷地 内 屋
外 設 備 か ら の 有 毒 ガ ス ，窒素 ガ ス の 濃 度 は 外 気 取 入 口 に お いて 判 定 基 準 以 下 と な る た め ，同 様 に 外 気 遮 断 運 転 の 有無 に よらず問題とはならない。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 6条 「 外 部 か ら の 衝撃による損傷の防止（外部火災）」，設置許可基準規則第6条「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止（ 有 毒 ガ ス ）」，設 置
許 可 基 準 規 則 第 6条 「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 （ 火山）」に関する適合状況説明資料を参照）
中央制御室の換気空調設備により温度制御されているため，

低温

低温による中央制御室内設

中央制御室への影響はない。

備が凍結することによる機（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 6条 「 外 部 か ら の 衝

能喪失

撃 に よ る 損 傷 の 防 止（ 低 温 ）」に 関 す る 適 合 状 況 説 明 資 料 を
参照）

：ＤＢ範囲

59-10-3-26

通常運転モード
再循環運転モード（外気隔離時）
再循環運転モード（少量外気取入時）

図 3.4-1

運転モード毎の中央制御室換気空調系系統概略図

59-10-3-27

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）

１．概要「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解釈」第 38 条，第 13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，中央制御室換気空調設
備は，隔離ダンパを閉操作することにより外気から遮断し再循環運転とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離ダンパを閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下の通り評価した。

２．評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果
A 系：0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 l/min と する 。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表１の通りであり，720 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。
59-10-3-28表１

外気隔離時の酸素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間酸素濃度20.91%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果 A 系：
0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・１人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表２の通りであり，720 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表２

外気隔離時の二酸化炭素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間二酸化炭素濃度0.06%

0.076%

0.078%

0.079%

0.079%

0.079%

59-10-3-29

【補足 2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）１．概要「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解釈」第 38 条，第 13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，重大事故発生時において中央制御室換気空調設備は全停止及び隔離ダンパを閉操作し，中央制御室陽圧化空調機
により外気を浄化した空気により中央制御室バウンダリを陽圧化する設計としている。
重大事故が発生時において，空調全停し中央制御室バウンダリを陽圧化した場合の中央制御室の居住性について，以下の通り評価した。

２．評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 l/min と する 。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表１の通りであり，168 時間外気隔離した場合
59-10-3-30

においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表１

外気隔離時の酸素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間酸素濃度20.92%

20.92%

20.92%

20.92%

20.92%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・１人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表２の通りであり，168 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表２

外気隔離時の二酸化炭素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間二酸化炭素濃度0.058%

0.060%

0.060%

0.060%

0.060%

59-10-3-31

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

表 3.5-1
７）

デ ー タ 表 示 装 置（ 待 避 室 ）で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

目的対象パラメータ
ＡＰＲＭ平均値
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）
炉水温度

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

59-10-3-32

６ 号 炉（ １ ／６号炉（２／７）
目的

対象パラメータ
ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量
原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

状態確認

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

59-10-3-33

６号炉（３／７）
目的

対象パラメータ
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能
ドライウェル圧力（広帯域）（最大）格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
サプレッションチェンバ圧力（最大）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）サプレッションプール水位

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
Ｓ／Ｐ水温度（最大）サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ

全閉以外

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ

全閉以外

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ ラ ン ジ 部 雰 囲 気 温 度 ）ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ タ ー ン ラ イ ン 上 部 雰 囲 気 温 度 ）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）

59-10-3-34

６号炉（４／７）
目的

対象パラメータ
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）の状態確認

格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m)）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）
主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情
報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

59-10-3-35

６号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

非常用炉

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

心冷却系

ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

Ｓ）の状態

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

等

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外
全制御棒全挿入総給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）

使用済燃料(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))

プールの状
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
態確認(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm))

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

59-10-3-36

６号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃料
プールの状
態確認

+5000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+4000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）59-10-3-37

６号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容
器の破損防
止確認

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）
フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷

原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）防止確認
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-10-3-38

７号炉（１／７）
目的

対象パラメータＡＰＲＭ（平均値）
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

原子炉圧力

Ａ

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（Ｗ）Ａ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）ＣＵＷ再生熱交換器入口温度
ＳＲＶ開（ＣＲＴ）

59-10-3-39

７号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量
炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

状態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

59-10-3-40

７号炉（３／７）
目的

対象パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ
ドライウェル圧力（Ｗ）
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
Ｓ／Ｃ圧力（最大値）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
Ｄ／Ｗ温度（最大値）
Ｓ／Ｐ水温度最大値
Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）
サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内水素濃度（Ａ）
格納容器内

格納容器内水素濃度（Ｂ）の状態確認

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
格納容器内酸素濃度（Ａ）
格納容器内酸素濃度（Ｂ）
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

59-10-3-41

７号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
格納容器内
の状態確認

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力
復水補給水系温度（代替循環冷却）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）
排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ
区分Ⅰ主蒸気管放射能高高区分Ⅱ主蒸気管放射能高高
区分Ⅲ主蒸気管放射能高高区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉
主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

環境の情報
確認

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

59-10-3-42

７号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）
ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動
非常用炉心
冷 却 系（ Ｅ Ｃ
Ｃ Ｓ ）の 状 態
等

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲポンプ（Ａ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉
全制御棒全挿入全給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))

使用済燃料
プールの状
態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

59-10-3-43

７号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）料プール（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端の状態確

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）認（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5000mm)）+4000mm)）+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）59-10-3-44

７号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）

器の破損防
止確認

フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷
防止確認

原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-10-3-45

3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性
重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員が留まる居住性を確保するため，中央制御室待避室を設置している。
中央制御室待避室は，重大事故等に対応する要員が留まることができなければならない。
そのため，中央制御室待避室の設計は収容可能人数を「20 名」としている。その内訳を表-1 に示す。
表-1 中央制御室収容人数設計内訳
当直長

1名

当直副長

2名

運転員

12 名

火災対応要員

3名

予備

2名

合計

20 名

また，複数号炉の同一中央制御室であるため，重大事故等の事故シーケンスが組み合わさった場合においても十分対応可能である必要がある。そのため，事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を評価した。
評価条件として，6 号炉において「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用しない場合）」（以下，「大ＬＯＣＡ」とする）の発生を想定
し，7 号炉側を事故シーケンス組合せとして，有効性評価における他の事故シナリオを想定した。なお，全交流動力電源喪失シナリオは 3 シナリオあるが，対応要員数が変わらないため「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)」で代表し，「格納容器雰囲気直接加熱(DCH)」「原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用(FCI)」「 溶融炉心・コンクリ
ート相互作用(MCCI)」の 3 シナリオについては現象評価であるため対象外とし，「停止中の反応度誤投入」シナリオについても，事故の終息が短時間で終了するため対象外とした。
表-2 に事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を整理し，図-1～14 まで
組み合せ毎の作業時間抜粋を示す。

59-10-3-46

表-2 事故シーケンス組合せによる運転員の対応要員数
6 号炉事故シーケンス

７号炉事故シーケンス
高圧・低圧注水機能喪失

13 名

高圧注水・減圧機能喪失

13 名

全交流動力電源喪失

15 名

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系機能喪失)

大ＬＯＣＡ

対応要員数

15 名
13 名

原子炉停止機能喪失

11 名

LOCA 時注水機能喪失

13 名

格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)
大ＬＯＣＡ(代替循環冷却を使用する場合)

11 名
15 名

想定事故 1

11 名

想定事故 2

11 名

停止中崩壊熱除去機能喪失

12 名

停止中全交流動力電源喪失

12 名

停止中原子炉冷却材の流出

12 名

事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，必要な対応要員数は最大で「15 名」であり，
火災対応要員 3 名を含めても「18 名」である。中央制御室待避室は，６号炉，７号炉運転
員数 18 名に予備要員の余裕を持たせた合計 20 名を収容可能な設計としており，待避室に収容する人数により十分対応可能である。
なお，いずれの事故シーケンスの組み合わせにおいても，格納容器ベント操作後のプルーム通過中への対応のため中央制御室待避室に待避している間は，当直長，副長，運転員
はプラントの運転操作を行わずに，監視を継続することができるよう，図-1～14 に示す通り，待避所に待避する前に必要に応じて原子炉注水や格納容器スプレイの調整を行う。また「1.2 設計における想定シナリオ」にて記した重大事故時の想定シナリオのうち，拡張ケースとして想定した「両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う」場合も同様に，当直長，副長，運転員は待避室に待避し，プラントの運転操作を行わずに，監視を継続する。
（図-1～14 の上半部参照）
それでもなお，中央制御室にて操作を行わなければならない場合は，図-15，16 に示す通り，5 分間の作業で格納容器ベント直後に最大約 36mSv，格納容器ベント後 10 時間で約 3mSvの被ばくが想定されることから，可能な限り短時間で操作し，かつ同一要員が複数回操作

59-10-3-47

することのないように対応する。

59-10-3-48

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ
（１人）
Ａ
－

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待
避

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

６号
低圧代替注水系（常設） 注水操作

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

格納容器ベント準備操作

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

事象発生

操作の内容

緊急時対策要員（現場）
７号

4

６号

約1０時間 格納容器圧力
180kPa[gage]到達
約20分 低圧代替注水系 原子炉
注水開始

約17時間 格納容器圧力
310kPa[gage]到達

７号
格納容器スプレイ実施まで「レベル３～レベル８」維持「レベル８」到達後格納容器スプレイ切替「レベル３」到達後原子炉注水切替－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作

－

－

（１人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

（１人）
a

－

－

－

（２人）

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

（１人）
a

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

（２人）

・消防車への給油

２人
a, b

２人
c ,d

２人

「レベル３～レベル８」維持
格納容器圧力180KPa[gage]到達後は、適宜原子炉注水と格納容器
スプレイの切り替えを繰り返し実施

必要人員数 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補
給する

10分
60分

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

適宜実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-1 大ＬＯＣＡ＋高圧・低圧注水機能喪失

59-10-3-49

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注水により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、低圧注水系の注入弁
操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約２７時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また、消防車への給油も不要となる。

格納容器ベント操作

燃料給油作業

現場確認中断（一時待避中）経過時間（時間）2・低圧注水系 注入弁操作－

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

－

a

する

一

－

（１人）

代替格納容器スプレイ操作

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

１４人

実施箇所・必要人員数
運転員
（中操）

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 ＴＱＵＶ

操作項目

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

一
時

継続実施

・消防車への給油する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 ＴＱＵＸ

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約12時間後 残留熱除去系
停止時冷却モード運転開始

約19分 重大事故等時の逃がし安全弁作動回路動作
約26分 低圧注水系 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号

７号

低圧注水系 注水操作（１人）
a

残留熱除去系（１人）

サプレッションプール水冷却モード操作

a
（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

７号
－

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁自動開確認
・低圧注水系 注入弁操作

ＲＨＲ（Ｂ）

ＲＨＲ（Ｃ）

・パラメータ監視

－

２人
c,d

－

・現場移動
・停止時冷却モード 現場ラインアップ

（１人）
a

－

－

・残留熱除去系 停止時冷却モード起動
・原子炉冷却材温度調整

a6号および7号炉
事故対応運転員総数＊２系列停止時冷却モード運転後は適宜原子炉注水実施

・停止時冷却モード ラインアップ－－

停止時冷却モード運転を継続

・停止時冷却モード ラインアップ

ＲＨＲ（Ｃ）

ＲＨＲ（Ａ）

・パラメータ監視90分

低圧注水系から停止時冷却モード切替

必要人員数 合計

ＲＨＲ（Ａ）
サプレッションプール水冷却モード運転を継続

90分

（１人）

残留熱除去系 停止時冷却モード運転

原子炉水位をレベル３～レベル８で維持・残留熱除去系 試験用調節弁操作

残留熱除去系 停止時冷却モード準備

残留熱除去系 停止時冷却モード運転

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約50分 原子炉水位高（レベル８）

運転員
（現場）

－

（２人）
c,d

－

・現場移動
・停止時冷却モード 現場ラインアップ

（１人）
a

－

－

・残留熱除去系 停止時冷却モード起動
・原子炉冷却材温度調整

２人
a, b

２人
c,d

０人

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に移行しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。

停止時冷却モード運転を継続

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-2 大ＬＯＣＡ＋高圧注水・減圧機能喪失

59-10-3-50

ＲＨＲ（Ａ）

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

一
時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後格納容器ベント前に待避準備及び待避をとなる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

する

一
継続実施

・消防車への給油格納容器ベント前に待避準備及び待避を時
待

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 ＳＢＯ

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

約24時間
ガスタービン発電機による給電開始、残留熱除去系ポンプ起動

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

（１人）

原子炉注水操作a

常設代替交流電源設備 準備操作－

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

－

常設代替交流電源設備 運転

７号
－

（６人）
（２人）

（１人）
b
常設代替交流電源設備による受電－

代替原子炉補機冷却系 運転－－
格納容器ベント準備操作－（１人）
a
格納容器ベント操作－－

残留熱除去系 起動操作

（１人）
a
（１人）
a

低圧代替注水系（常設） 準備操作－

原子炉急速減圧操作
低圧注水モードによる原子炉注水

（１人）
a
（１人）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水a

格納容器ベント停止操作－

格納容器スプレイ冷却系 起動操作（１人）

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水

原子炉注水確認

原子炉隔離時冷却系での注水は、復水移送ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

・ガスタービン発電機起動
・ガスタービン発電機 運転状態監視

適宜実施

・Ｍ／Ｃ 受電確認

10分

（4人）
c,d

－

・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電

10分

(２人)
c,d

・現場移動
－

－

－
（２人）
e,f

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアッ

（参集）
（３人）

－

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備

（２人）

－

－

・ベント状態監視－・格納容器ベント操作

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整－－

・残留熱除去系ポンプ起動

－

－

（２人）
c,d

－

e,f

３３０分＋待避時間３０分

作業中断

２７０分＋待避時間（一時待避中）３０分

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

－

（２人）

３００分

プ
13人

（排水ライン水張り）

・復水移送ポンプ起動／運転確認
・低圧代替注水系 ラインアップ
・現場移動
・低圧代替注水系 現場ラインアップ

適宜実施

６0分

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
６0分
適時実施
５分
５分

３0分

※復水貯蔵槽吸込ライン切替－－－

・低圧注水系 注入弁操作

手動開放操作

（２人）
e,f

－

・格納容器ベント停止操作
・格納容器スプレイ弁操作

５分

・低圧注水モードによる原子炉注水
原子炉水位は「レベル３～レベル８」維持
３0分
格納容器圧力は「13.7～180kPa[gage]」維持

－

－

－

－

（１人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油・電源車への給油

適宜実施

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給必要人員数 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

a

２人

４人

２人

a.b

c , d, e , f（その他参集13人）

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水により原子炉水位を維持している。格納容器は
代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。また、格納容器スプレイ冷却制御のために格納
容器スプレイ弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため、代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し、サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し、主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ、開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェンバプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり、その場合は流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認および代替原子炉補機冷却系
運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は、約１８時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また、消防車への給油も不要となる。さらに、残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば、復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。
ただし、代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

６0分

・逃がし安全弁 ２弁
－

42

20分

・緊急用M/C遮断器投入－

代替原子炉補機冷却系 準備操作－

・原子炉隔離時冷却系

－

e,f
－

約24時間
原子炉急速減圧

約16時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達40

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-3 大ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

59-10-3-51経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

７号

（１人）
Ａ

－

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

備考

50

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）

－

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への
補給

（１人）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

２人

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待避（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

約２時間後
ガスタービン発電機による給電開始
約180分 低圧代替注水系 注水準備完了、原子炉急速減圧開始
約229分 低圧代替注水系（常設） 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

（１人）

原子炉注水操作a

低圧代替注水系（常設） 注水操作

（１人）
a
（１人）

代替格納容器スプレイ操作

約２０時間 サプレッションプール冷却開始
約２５時間 格納容器スプレイ停止

約５時間 原子炉水位高（レベル８）

７号

６号

－

７号
－

・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水
原子炉隔離時冷却系での注水は、復水移送ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

・原子炉隔離時冷却系 手動停止－－

レベル８まで注水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
原子炉水位は「レベル３～レベル８」維持

・低圧注水系 注入弁操作

・低圧注水系 スプレイ弁操作

原子炉水位確保可能を条件に格納容器スプレイ開始
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

－

－

－

－

（２人）

・ガスタービン発電機 運転状態監視

－

－

（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適時実施

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適時実施

a

常設代替交流電源設備 運転

６号

緊急時対策要員（現場）

復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

（２人）
c,d

・現場移動
－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

300分

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

－

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

－

－

－

－

（２人）

２人
a, b

４人
c , d, e , f（その他参集１３人）

a

燃料給油作業

13人
（参集）

（１人）

残留熱除去系 起動操作

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

代替原子炉補機冷却系 準備操作

・サプレッションプール水冷却モード 起
動

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水により原子炉水位を維持している。格納容器は
代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系によるサプレッションチェンバプール水冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。なお、サプレッションチェンバプール水冷却時は流量調整等は不要である。
ただし、残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため、代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し、サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し、主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ、開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェンバプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり、その場合は流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認および代替原子炉補機冷却系
運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は、約37時間後に通常水位まで回復するため、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また、消防車への給油も不要となる。さらに、残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば、復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。

適時実施
60分

消防車による防火水槽から

46

１０時間

適時実施

5分

・消防車への給油・電源車への給油適時実施

２人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-4 大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）

59-10-3-52

ただし、代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する

避待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約５.8時間 原子炉水位低（レベル１．５）

約10時間 格納容器圧力180kPa[gage]到達
約2２時間 代替格納容器スプレイ停止

運転員
（中操）
６号

７号
（１人）
a

原子炉注水操作（１人）

高圧注水機能 起動確認a

代替格納容器スプレイ冷却系 操作

格納容器圧力３１０kPa[gage]到達

運転員
（現場）

（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

７号

－

－

－

－

－

－

・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認

原子炉水位「レベル２～レベル８」で原子炉注水・高圧炉心注水系

・代替格納容器スプレイ操作

復水移送ポン プトリップ水位付近でスプレイ停止

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

（１人）
a

格納容器ベント準備操作

－

－

－

－

（２人）

－

－

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

（２人）

・消防車への給油

２人
a, b

２人
c,d

２人

（１人）
a

10分

・ベント準備・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約３７時間後には通常水位まで回復しており、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
一時待避前に防火水槽が枯渇しない であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
ように補給量を調整する
また、消防車への給油も不要となる。

原子炉水位「レベル３～レベル８」維持

自動起動確認60分

・格納容器ベント操作

格納容器ベント操作後，・ベント状態監視

適宜ベント状態監視

格納容器ベント操作

燃料給油作業

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

適宜実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１３名

図-5 大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

59-10-3-53

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、高圧注水系操作頻度を少なくすることができる。さらに、復水移送ポンプを使用した低圧代替注水系に移行していれば、更に操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。

中操からの連絡を受けて現場操作を実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

６号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

残留熱除去系 運転モード切替操作

原子炉水位調整操作

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数６号

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉はほう酸水注入系により未臨界状態を維持しており、原子炉水位は原子炉隔離時冷却系および高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、約３時間後にはほう酸水注入が完了し原子炉が未臨界状態になるため、原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

－

・低圧注水モード→サプレッションプール
水冷却モード

（１人）
a

－

－

・サプレッションプール冷却状況監視

（１人）
a

－

－

０人

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

７号

（１人）
b

２人
a, b

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

１４人

運転員
（現場）
７号

する

一

約１１分 ほう酸水全量注入開始

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 原子炉停止機能喪失

運転員
（中操）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

３系統ともサプレッションプール水冷却モードへ切り替え
適時実施

・原子炉隔離時冷却系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は、原子炉水位レベル１．５以上維持・高圧炉心注水系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は、原子炉水位レベル１．５以上維持０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-6 大ＬＯＣＡ＋原子炉停止機能喪失

59-10-3-54経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時

継続実施

実施する

待
避

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約13分 原子炉水位低（レベル１）
約18分 原子炉急速減圧

約10時間
格納容器圧力180kPa[gage]到達

約24分 低圧代替注水系 原子炉注水開始

運転員
（中操）
６号
低圧代替注水系（常設） 注水操作

約17時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

６号

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

－

７号
－

・低圧注水系 注入弁操作

格納容器スプレイ実施まで「レベル３～レベ
ル８」維持「レベル８」到達後格納容器スプレイ切替「レベル３」到達後原子炉注水切替「レベル３～レベル８」維持

（１人）
a

－

－

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

（1人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給

継続実施

現場確認中断（一時待避中）適時実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への補給

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

適時実施

（１人）
a

－

－

・ベント準備

－

－

（２人）

（１人）
a

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

適宜実施

・低圧注水系 スプレイ弁操作

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし、約２８時間後には通常水位まで回復しており、その後も通常水位付近を維持することができれば、6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合、復水貯蔵槽水位は10時間で約500ｍ3低下するが、通常水位付近(約1700ｍ3）
であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また、消防車への給油も不要となる。

格納容器圧力180kPa[gage]到達後は、適宜原子炉注水と格納容器スプ
レイの切り替えを繰り返し実施

代替格納容器スプレイ操作

一時待避前に防火水槽が枯渇しない
ように補給量を調整する

10分

格納容器ベント準備操作
・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

60分

格納容器ベント操作

燃料給油作業

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

－

－

２人

２人

a, b

c, d

（２人）

・消防車への給油

継続実施

作業中断
（一時待避中）中操からの連絡を受けて現場操作を
実施する
適時実施

2人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（４名）＝１３名

図-7 大ＬＯＣＡ＋LOCA 時注水機能喪失

59-10-3-55

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており、原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注水により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、原子炉への注水量を待避所への待避前に調整することにより、低圧注水系の注入弁
操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給－

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

約７０分 原子炉注水開始

操作の内容

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待避（一時待避中）に補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆる。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補
給する

１４人

経過時間（時間）

７号炉 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

約15分 高圧炉心注水系からの漏えい停止

運転員
（中操）
６号
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作

運転員
（現場）
７号

（１人）
a

６号

６号

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

７号
－

（１人）
a
（１人）
a

必要人員数 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

（１人）
a
２人
a, b

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は漏えい個所の隔離が完了し、原子炉水位は原子炉隔離時冷却系および高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合、待避所から一旦出る必要がある。
ただし、事故後早期に漏えい個所の隔離が完了しているため、原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。

緊急時対策要員（現場）
７号

・高圧炉心冷却系 電動弁閉操作

５分

・原子炉隔離時冷却系「レベル３～レベル８」維持・高圧炉心注水系（健全側）「レベル３～レベル８」維持

原子炉水位調整操作

残留熱除去系 運転モード切替操作

備考

－

－

０人

０人

・低圧注水モード→サプレッションプール水冷却モード

サプレッションプール水冷却モード

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-8 大ＬＯＣＡ＋格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

59-10-3-56経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への
補給

（１人）

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待避（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

実施する

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施

・消防車への給油

一
時

継続実施

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を待避

現場確認中断実施する（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

７号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用する場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

約70分 原子炉注水開始
約20時間 代替原子炉補機冷却系運転開始
約2時間 炉心冠水確認

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

６号

緊急時対策要員（現場）７号

６号

常設代替交流電源設備 運転

低圧代替注水系（常設） 注水操作

（１人）
a
（１人）

代替格納容器スプレイ操作

a

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給（２人）

・消防車による復水貯蔵槽への補給（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

（２人）
c,d

－

－

－

13人
（参集）

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

（３人）

－

代替循環冷却運転 準備操作

（２人）
a,b

－

－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

－

（２人）
a,b

－

代替循環冷却運転状態監視（１人）
a

必要人員数 合計

事故対応運転員総数

適宜実施

適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ
・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

３００分

10時間

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

適宜実施

－

・代替循環冷却運転 中央制御室ライン

30分

アップ

代替循環冷却運転開始

6号および7号炉

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・復水移送ポンプ停止

（２人）
e,f

燃料給油作業

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・現場移動

－

（系統構成2）

適時実施

・ガスタービン発電機 運転状態監視

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ
・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁

60分

５分

操作
－

－

－

－

（２人）

２人

４人

２人※

a, b

c , d, e , f

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状態監視

適宜実施

・消防車への給油

適宜実施

・電源車への給油※有効性評価で考慮しない作業を含めると要員は（その他参集１３人） 「4人（その他参集18人）」となる

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（６名）＝１５名

図-9 大ＬＯＣＡ＋大ＬＯＣＡ（代替循環冷却を使用する場合）

59-10-3-57

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替循環冷却により原子炉および格納容器の除熱を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、代替循環冷却運転開始
後は流量調整等は不要であり、原子炉及び格納容器の除熱状態の確認は待避所から可能である。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。

約20時間 代替循環冷却運転開始

７号
（２人）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

一
時
待

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

実施する

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

必要人員数 合計

－

－

２人

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

約60分 崩壊熱除去機能、補給水注水機能 喪失確認
約８時間 プール水温100℃到達

運転員
（現場）

a

６号

約12時間 補給開始

緊急時対策要員（現場）
７号

６号

７号

－

－

・使用済燃料プール水位、温度監視

適宜実施

消防車による防火水槽からＳＦＰへの補給

－

－

２人

・消防車を用いたＳＦＰ補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油

適宜実施

１人
a

０人

２人

必要人員数（７号炉） 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する経過時間（時間）

2

操作の内容

７号

現場確認中断（一時待避中）

１４人

操作項目

（１人）

する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

事象発生

６号

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

一実施箇所・必要人員数

状況判断

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

適宜実施

・消防車への給油

７号炉 想定事故1 （燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）

運転員
（中操）

る。

2５分

5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-10 大ＬＯＣＡ＋想定事故 159-10-3-58

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの消防車による蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水
位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、7号炉の使用済燃料貯蔵
プールの状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし、使用済燃料プールへの補給を実施している消防車へ燃料補給が適時（約３時間毎）
必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため、連続運転をしないと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり、例えば１０時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」程度である。
これにより、６号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし、上記の運転員の記載の通り６号炉の格納容器ベント時は補給を停止し、待避することが可能となる。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

運転員
（現場）
７号

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

－

－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

一
時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後格納容器ベント前に待避準備及び待避をとなる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

一
時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

実施する

待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

・消防車への給油

現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 想定事故２（サイフォン効果等によるプール水の小規模な喪失）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

約1２時間 補給開始
事象発生
約５分 「燃料プール水位低」警報発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
６号

７号
（１人）

状況判断

６号

約60分 補給水注水機能 喪失確認、崩壊熱除去機能 喪失確認
約150分 サイフォン現象による漏えい停止

運転員
（現場）

緊急時対策要員（現場）約７時間 プール水温100℃到達

７号

６号

７号
適宜実施

－

－

・使用済燃料プール水位、温度監視

－

－

２人

・消防車を用いたＳＦＰ補給

適宜実施

淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給

－

－

（２人）

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

燃料給油作業－－（２人）

・消防車への給油

適宜実施

１人

２人

a

c,d

a

必要人員数（７号炉） 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数２人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（２名）＝１１名

図-11 大ＬＯＣＡ＋想定事故 259-10-3-59

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの消防車による蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水
位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により、運転員は待避所へ待避するが、7号炉の使用済燃料貯蔵
プールの状態は待避所から監視可能であり、6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし、使用済燃料プールへの補給を実施している消防車へ燃料補給が適時（約３時間毎）
必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため、連続運転をしないと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり、例えば１０時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」程度である。
これにより、６号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし、上記の運転員の記載の通り６号炉の格納容器ベント時は補給を停止し、待避することが可能となる。

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

低圧代替注水系（常設） 注 （１人）
Ａ
水操作
（１人）
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

Ａ

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

６号

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員
（現場）
７号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号

－

－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一・消防車による復水貯蔵槽への
補給

継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

一

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

実施する

時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

避待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補避必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ給する

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の崩壊熱除去機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

事象発生
プラント状況確認（ＲＨＲ故障認知）

操作項目

操作の内容

６号
状況判断

必要人員数（７号炉） 合計

6号および7号炉
事故対応運転員総数

運転員
（現場）
７号

６号

７号
－

１人

２人

a

c ,d

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約120分 注水開始

緊急時対策要員（現場）

（１人）
a

46

約60分 原子炉水温100℃到達実施箇所・必要人員数

運転員
（中操）

44

６号

７号
－

・原子炉水位、温度監視

適宜監視

０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-12 大ＬＯＣＡ＋停止中の崩壊熱除去機能喪失

59-10-3-60経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

運転員
（現場）
７号

（１人）
Ａ

６号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号

－

操作の内容

約３時間 炉心冠水確認

７号
・低圧注水系 注入弁操作
・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

－

－

－

（１人）

約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始

－

（１人）
Ａ

約７０分 原子炉注水開始

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

事象発生
約24分 炉心損傷開始

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待
避

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

一
時
待
避

継続実施

実施する

現場確認中断（一時待避中）

一時待避前に防火水槽が枯渇しないように補給量を調整する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視

一
時
待

継続実施

・消防車への給油する
格納容器ベント前に待避準備及び待避を現場確認中断（一時待避中）実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補避必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の全交流動力電源喪失

操作項目

６号
常設代替交流電源設備 運転

低圧代替注水系（常設） 注水操作

2

事故想定
７号炉にて本事象発生
６号炉は運転中であり、「全交流動力電源喪失」事象発生
運転員
（中操）

運転員
（現場）
７号

６号

操作の内容

6

8

10

12

14

16

18

20

６号

（２人）

（１人）
a

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアッ
プ

（２人）
c,d

５分

・ガスタービン発電機 運転状態監視

13人
（参集）

－

－

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

残留熱除去系 準備起動

（１人）
a

－

－

・停止時冷却モード 起動準備

５分

残留熱除去系 起動操作

（１人）
a

－

－

・停止時冷却モード 起動

５分

－

－

－

・電源車への給油

２人
c,d

６人
（その他参集13人）

6号および7号炉
事故対応運転員総数

30

32

34

36

38

40

42

適時実施

10時間

適時実施

適宜実施

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-13 大ＬＯＣＡ＋停止中の全交流動力電源喪失

59-10-3-61

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は、7号炉の代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため、電源車への燃料補給が継続して必要になる。
約２時間毎に燃料補給が必要になるため、6号炉の格納容器ベント実施2時間後には燃料補給が必要になる。簡易線量評価では、6号炉格納容器ベント2時間後の線量は「約200ｍSv/h」
であり、作業時間は「約15分間」であるため、「約50mSv」の被ばくとなる。
線量を下げる対応としては、電源車を遮へいが期待できるタービン建屋大物搬入口に設置することが考えられる。
また、6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却および残留熱除去系を停止して、再度逃がし安全弁による原子炉減圧維持および復水移送ポンプによる低圧代替注水を実施することも可能である。

３００分

－

１人
a

28

原子炉水位回復後、蒸発量に応じた注水－

必要人員数（７号炉） 合計

26

約60分 原子炉水温100℃到達

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系
統水張り

燃料給油作業

24

７号－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

代替原子炉補機冷却系 運転

22

約70分 注水開始

緊急時対策要員（現場）７号

4

約20時間 崩壊熱除去機能回復

－

－

給する

経過時間（時間）

６号炉 大ＬＯＣＡ＆ＳＢＯ＆ＥＣＣＳ喪失（代替循環冷却を使用しない場合）

2

運転員
（中操）
６号

低圧代替注水系（常設） 注
水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

７号

（１人）
Ａ
－

６号

緊急時対策要員
（現場）
７号

－

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

６号

操作の内容

約７０分 原子炉注水開始
約３８時間
格納容器圧力 限界圧力到達

約２時間 原子炉注水開始
約３時間 炉心冠水確認

７号－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

－

（１人）

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
一

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

備考

50

約24分 炉心損傷開始

運転員
（現場）

（１人）
Ａ

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・消防車による復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント前に待避準備及び待避を

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）実施する
待避解除は作業エリアの放射線量測定後となる

避格納容器ベント前に待避準備及び待避を

淡水貯水池から防火水槽への
補給

－

－

・淡水貯水池から防火水槽への
補給

２人

継続実施

一
時

現場確認中断一時待避前に防火水槽が枯渇しないよう

待（一時待避中）に補給量を調整する

実施する

待避解除は作業エリアの放射線量測定後避となる格納容器ベント操作

（１人）
Ａ

－

－

・ベント状態監視

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

－

・格納容器ベント操作

－

－

（２人）

・フィルタ装置水位調整

－

－

２人

る。

2５分

格納容器ベント操作後待避所へ待避する

中操からの連絡を受けて現場操作を実施

適宜実施
5分

燃料給油作業待避所へ待避し、ベント状態を監視す

適宜ベント状態監視する

一・消防車への給油継続実施

格納容器ベント前に待避準備及び待避を時

現場確認中断実施する

待（一時待避中）

一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

避
必要人員数 合計

２人
Ａ,Ｂ

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

１４人

経過時間（時間）

７号炉 停止中の原子炉冷却材流出

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

事象発生
約60分 原子炉ウェル水位低下検知

操作項目

操作の内容

６号
状況判断
必要人員数（７号炉） 合計
6号および7号炉
事故対応運転員総数

運転員
（現場）
７号

６号

（１人）
a

－

１人

２人

a

c,d

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため、流量調整等は不要である。
そのため、6号炉の格納容器ベントによる影響はない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

約２時間後 注水開始

緊急時対策要員（現場）７号

46

約２時間 Ｓ／Ｃへの冷却材流出停止

実施箇所・必要人員数

運転員
（中操）

44

６号

７号
－

・原子炉水位、温度監視

適宜監視
原子炉ウェル水位回復後停０人

当直長（１名）＋当直副長（２名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（３名）＝１２名

図-14 大ＬＯＣＡ＋停止中の原子炉冷却材の流出

59-10-3-62

1.0E+02
合計（内部被ばく＋外部被ばく）

5分当たりの被ばく量[mSv/5m]

最大値 約 22mSv

内部被ばく（マスク考慮せず）

1.0E+01

外部被ばく

48 時間後 約 2mSv

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
35

40

45

50

55

60

65

70

事故発生からの経過時間[h]図-15 6 号炉大ＬＯＣＡ時の中央制御室（待避室外）での 5 分当たりの被ばく量

5分当たりの被ばく量[mSv/5m]

1.0E+02

最大値 約 36mSv

合計（内部被ばく＋外部被ばく）

内部被ばく（マスク考慮せず）

1.0E+01

外部被ばく

48 時間後 約 3mSv
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
35

40

45

50

55

60

65

70

事故発生からの経過時間[h]図-16 7 号炉大ＬＯＣＡ時の中央制御室（待避室外）での 5 分当たりの被ばく量

59-10-3-633.7

6 号炉,7 号炉重大事故等時の格納容器ベント時の申請前号炉における要員の待避先やプラントの対応・監視について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉重大事故等時の他号炉の対応において，格納容器ベント実施時は大気中に放出された放射性物質等による屋外環境の悪化が懸念されるため，マスク等の装備着用や一時待避が必要となる。それらについて以下にまとめた。図 3.7-1 に柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉中央制御室と他号炉中央制御室の配置図を示す。

図3.7-1

柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉中央制御室

配置図

１.評価及び対策の前提条件
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉,7 号炉においては，「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」（以下，「設置許可基準規則」）の解
釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重59-10-3-64

大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下，「審査ガイド」）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転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（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」（以下，「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束することのできる代替循環冷却系を整備している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせに基づき，6 号炉,7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなり，これを 6 号炉,7 号炉の重大事故収束シナリオのベースケース
として考えている。
なお 6 号炉,7 号炉中央制御室の被ばく評価及び居住性対策に際しては，一方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行うことを想定することとしている。
6 号炉,7 号炉申請における 1 号炉から 5 号炉までの各停止号炉においても上述の被ばく評価想定に基づき，被ばく評価及び居住性対策における基本想定ケースとして位置付けることとし，必要な放射線防護措置を施すこととする。

２. 5 号炉中央制御室の被ばく評価と対応
5 号炉は図 1 に示すとおり，6 号炉,7 号炉に近接した位置に設置しており，格納容器ベントによる現場環境の悪化の影響を受けやすいものと考えられる。そのため，以下の手段について整備を進めている。

〇運転員が中央制御室に滞在し続けることができる中央制御室待避室の整備
・中央制御室待避室の整備（遮へい強化，気密設計及び空気ボンベ陽圧化設備設置による室内居住性向上）
・チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，
マスク・着替え等放射線防護資機材の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

59-10-3-65

〇運転員が中央制御室待避室にてプラント監視，通信連絡等が実施できる環境の整
備・デジタルレコーダー等を用いたプラントパラメータの遠隔監視機器・手順整備
・現場や緊急時対策所との通信連絡設備配備

中央制御室待避室における運転員の勤務サイクル毎の被ばく量の評価結果を表
3.7-1 に示す。また，最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の評価結果の内訳を
表 3.7-2 に示す。ここで，運転員は中央制御室待避室内では全面マスクを着用するものとし，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。また，待避室の陽圧化が終了した直後に入域する C 班の被ばく量が大きくなることから，2 日目以降は訓練直である B 班が待避室内に滞在するものとして評価した。最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の合計は，約 93mSv となる。
なお，本評価においては通常の勤務サイクルにおける滞在時間を用いているが，被ばく量が 100mSv に近くなる場合は早めに交替する等の対応を行い，被ばく量の低減に努める。

表 3.7-1

5 号炉中央制御室待避室における各勤務サイクルでの被ばく量（6 号炉放出時）(mSv)※2 ※3 ※4 ※5

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

A班

約 5.1

約 9.8

約 36

約 13

-

-

-

約 63

B班

-

-

-

約 26※1

約 23※1

約 21※1

-

約 71

C班

-

-

約 75

-

-

-

-

約 75

D班

-

-

-

-

約 21

約 30

約 3.7

約 54

E班

約 9.9

約 73

-

-

-

-

約 10

約 93

※1
※2
※3
※4

※5

B 班が C 班の代わりに中央制御室内待避室に滞在すると想定評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
5 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，より近接した 6 号炉を想定し被ばく評価実施
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉中央制御室待避室内での外部被ば
くは，6 号炉及び 7 号炉中央制御室待避室における値を参照しており，詳細評価が完了次
第その結果を反映予定。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として，DF1000 を想定

59-10-3-66

表 3.7-2 5 号炉中央制御室待避室における被ばく量の内訳（6 号炉放出時）（最も被ばく量が大きくなる班）(mSv)※1 ※2
6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による5号炉中央制
御室待避室内での被ばく ※3

約1.0×10 0

0.1 以下

約 1.0×10 0

大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による5号炉中央制御室待避室内での被ばく

約 5.6×10 1－

約 5.6×10 1

地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による5号炉中央制御室
待避室内での被ばく

0.1 以下－0.1 以下室内に外気から取り込まれた放射性物質による5号炉中央制御室
待避室内での被ばく

約 5.5×10 0－

約 5.5×10 0

被ばく経路
①

②

室
内
作
業
時

③

④

（内訳）内部被ばく※4
外部被ばく

⑤

⑥
入
退
域
時

⑦

⑧

※2
※3

※4

（
（

－
－

）
）

（約5.1×10 0 ）（約4.5×10 -1 ）小計（①＋②＋③＋④）

約 6.3×10 1

0.1 以下

約 6.3×10 1

原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく ※3

約 8.0×10 0

約 2.1×10 1

約 2.9×10 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入退域時の被ばく

約 6.9×10 -1－

約 6.9×10 -1

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく

0.1 以下－0.1 以下大気中へ放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばく※4

約 3.4×10 -1－

約 3.4×10 -1

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.0×10 0

約 2.1×10 1

約 3.0×10 1

約7.2×10 1

約 2.1×10 1

約 93

合計
（① ＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1（約5.1×10 0 ）（約4.5×10 -1 ）評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
5 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，より近接した 6 号炉を想定し被ばく評価実施
原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉中央制御室待避室内での外部被ば
くは，6 号炉及び 7 号炉中央制御室待避室における値を参照しており，詳細評価が完了次
第その結果を反映予定。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として DF1000 を，交代のための入退域時では DF50 を想定

59-10-3-67

３. 1～4 号炉の中央制御室での対応
1～4 号炉の中央制御室においては以下の整備を進めている。

・チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，
マスク・着替え等放射線防護資機材の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

1～4 号炉の中央制御室における運転員の被ばく量の評価結果を表 3.7-3 に示す。
ここで，運転員は中央制御室待避室内では全面マスクを着用するものとし，着用時
間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。また，運転員の交替は考慮しないものとした。最も被ばく量が大きくなるのは 4 号炉中央制御室の運転員であり，約 17mSv となる。

59-10-3-68

表 3.7-3

1～4 号炉中央制御室の居住性に係る被ばく評価結果（7 号炉放出時）（運転員の交替を考慮しない場合）(mSv)※1
実効線量（mSv/7 日間）
6 号炉及び 7 号炉からの寄与の合計

被ばく経路

2 号炉※23 号炉※24 号炉※20.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 6.7×10 -1

約 8.2×10 -1

約 7.4×10 0

約 1.0×10 1

約 1.2×10 1

約 1.6×10 1

①

室内
作業
時

※1
※2

※3

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央
制御室内での外部被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制
御室内での外部被ばく③ 外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内
での被ばく（内訳）内部被ばく※3
外部被ばく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中央制御室内での外部被ばく
実効線量（＝①＋②＋③＋④）

１号炉※2（ 約 3.6×10 0 ） （約 4.7×10 0 ）（約 3.8×10 0 ） （約 5.3×10 0 ）（ 約 5.8×10 0 ） （約 8.0×10 0 ）（約 6.3×10 0 ） （約 8.4×10 0 ）0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 7.5

約 10

約 13

約 17

評価手法は「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
1～4 号炉中央制御室と 6 号炉，7 号炉の格納容器ベント放出口との位置関係から，片側ベント想定の際のベント号炉として，保守的により近接した 7 号炉を想定し被ばく評価実施。6 号炉代替循環冷却，7 号炉フィルタベント各々の寄与を合算して記載。
中央制御室待避室での全面マスクの防護係数として，DF50 を想定

４．まとめ
以上の措置により，6 号炉,7 号炉いずれかのベント実施時においても停止号炉の運転員も著しい被ばくを受けることはない。また停止号炉のプラント状態は継続的に監視可能であり，必要な通信連絡が可能である。

59-10-3-69

59-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

59-11-i目

次
26 条別添 2 参照

1. 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について・・ 26 条-別添 2-1-1
1.1 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.2 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4 中央制御室の居住性に係る被ばく評価・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.1 建屋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（経路①）・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.2 大気中へ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（経路②）・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（経路③）・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（経路④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく（経路⑤）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.5 評価結果のまとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-5
2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について・・・・ 59-11-2-1
2.1 評価事象・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-1
2.2 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.3 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.4 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.5 中央制御室の居住性に係る被ばく評価・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.5.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ば
く（経路①）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②，③）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-3
2.5.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-4
2.5.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.5.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑥，⑦，⑧）・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-10
2.6 評価結果まとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-11

本資料
59-11-ii

26 条別添 2 参照
添付資料1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-添 1-1-1

1-1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表・・・

26 条-別添 2-添 1-1-1

1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-2-1

1-3 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-3-1

1-4 運転員の交替について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-4-1※1

1-5 内規 との整合性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

26 条-別添 2-添 1-5-1

添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について

59-11-添 2-1-1

2-1 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価条件表・・・

59-11-添 2-1-1

2-2 事象の選定の考え方について・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-2-1

2-3 核分裂生成物の格納容器外への放出割合の設定について・・・・・・

59-11-添 2-3-1

2-4 無機よう素のスプレイによる除去効果について・・・・・・・・・・

59-11-添 2-4-1

2-5 中央制御室の居住性評価に用いる大気拡散評価について・・・・・・

59-11-添 2-5-1

2-6 地表面への沈着速度の設定について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-6-1

2-7 エアロゾルの乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-7-1

2-8 グランドシャイン線評価モデルについて・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-8-1

2-9 入退域時のよう素フィルタ内放射性物質からの被ばく評価モデルについて・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-9-1

2-10 運転員の勤務形態について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-10-1

2-11 原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響について

59-11-添 2-11-1

2-12 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい率の設定について・・

59-11-添 2-12-1

2-13 格納容器内pH制御の効果に期待することによる影響について・・・・

59-11-添 2-13-1

2-14 マスクによる防護係数について・・・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-14-1

2-15 格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響について・・・・・・

59-11-添 2-15-1

2-16 格納容器ベントを同時に実施する場合の影響について・・・・・・・

59-11-添 2-16-1

2-17 格納容器の漏えい孔におけるエアロゾルの捕集係数について・

59-11-添 2-17-1※2

2-18 審査ガイド への適合状況について・・・・・・・・・・・・・・・

59-11-添 2-18-1
本資料（※1）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）（※2）実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

59-11-iii

2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
重大事故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当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）に基づき，評価を行った。
（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第59条より抜粋）【 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】第 59 条（原子炉制御室）第 1 項ｂ ）炉心の 著しい 損傷が 発生した 場合の 原子炉 制御室の 居住性 につい て、次の要件を満たすものであること。
① 本規程第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転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（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

2.1

評価事象

柏崎刈羽原子力発電所6号炉及び7号炉においては，「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」である「大破断LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束することのできる代替循環
冷却系を整備している。従って，審査ガイド4.2(3)h.被ばく線量の重ね合わせに基づき，6号
炉及び7号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替
循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。格納容器ベントに至る事故シーケンスとしては，前述の「大破断LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定する。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内pH制御については，その効果に期待しないものとした。

59-11-2-1

2.2

大気中への放出量の評価

放射性物質については，上記2.1で示した事故シーケンスを想定し，格納容器から格納容器
圧力逃がし装置への流入量，及び，格納容器から原子炉建屋への漏えい量を，MAAP解析及び
NUREG-1465の知見を用いて評価した。ただし，MAAPコードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，無機よう素，及び有機よう素については，大気中の放出量評価条件を設定し，放出量を評価している。

2.3

大気拡散の評価

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累積出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間におけるデータを使用した。なお，当該データの使用に当たっては，当 該 １年 間 の 気 象デー タ が 長 期 間の 気 象 状態 を 代 表 し てい る
かどうかの検討をＦ分布検定により実施し，特に異常でないことを確認している。

2.4

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャイン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，形状等から評価した。直接ガンマ線については，QADCGGP2R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コードを用いて評価した。

2.5

中央制御室の居住性に係る被ばく評価

被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①～⑧）は，図2-1に示すとおりである。
それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室の運転員に係る被ばく評価期間は事故発生後7日間とした。運転員の勤務形態としては，5直2交替とし，積算の被ばく線量が最も厳しくなる運転員の勤務形態を考慮した。運転員の直交替サイクルを表2-1に，交替スケジュールを表2-2に示す。

59-11-2-2

表2-1

直交替サイクル
中央制御室の滞在時間

1直

8:30～21:25

2直21:00～8:55

訓練直 ※ 1-

※1

緊急時における訓練直の対応を見直すことを検討中

表2-2

直交替スケジュール

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

滞在時間

入退域回数

A班

1

1

2

2

明

休

休

49 時間 40 分

8回

B班

訓

訓

訓

訓

訓

訓

訓

0分

0回

C班

休

休

1

1

2

2

明

49 時間 40 分

8回

D班

明

休

休

休

1

1

2

37 時間 45 分

6回

E班

2

2

明

休

休

休

1

36 時間 45 分

6回

2.5.1 中央制御室内での被ばく
2.5.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述 2.4 の方法にて実効線量を評価した。また，よう素フィルタ内に取り込まれた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も評価した。評価に当たっては MCNP5 コード及び QADCGGP2R コードを用いた。（経路①）

2.5.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②，③）
大気中へ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外部被ばくは，事
故 期間中 の大 気中へ の放 射性物 質の 放出量 を基 に大気 拡散 効果と 中央 制御室 の壁等
によるガンマ線の遮蔽効果を考慮して運転員の実効線量を評価した。（経路②）
また， 大気 中へ放 出さ れた放 射性 物質の うち ，地表 面に 沈着し た放 射性物 質からのガンマ線についても考慮した。（経路③）59-11-2-3

2.5.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路④）
事 故期 間中に 大気中 に放 出さ れた放 射性物 質の 一部 は外気 から中 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 放射 性物質 のガ ンマ線 によ る外部 被ばく及 び放射 性物 質の吸 入摂 取によ る内 部被ば くの 和とし て運 転員の 実効 線量を 評価した。
中 央制 御室内 の放 射性物 質濃 度の計 算は ，(1)， (2)に示 す可 搬型陽 圧化 空調 機の効果を考慮した。なお，可搬型陽圧化空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交流動力電源喪失を想定した遅れを有効性評価で設定した 12
時 間と して評 価し た ※ 1 。 また ，運転 員は 中央制 御室 内では マス クを着 用し ないも のとして評価した。
更に運転員は，(3)に示す中央制御室待避室内に滞在するとして評価した。
中央制御室内での対応のタイムチャートを図 2-2 に示す。

※1

可搬型陽圧化空調機の起動時間については，3 時間へ短縮予定(1)SA 時加圧運転モード（可搬型陽圧化空調機）
可搬型陽圧化空調機による SA 時加圧運転モードは，設計基準対象施設である
恒設の中央制御室換気空調系ファンを停止し，更に外気取り込みダンパを閉止したうえで，恒設の中央制御室換気空調系とは別の可搬型陽圧化空調機のチャ
コール・フィルタ及び粒子用高効率フィルタ（以下「フィルタ」という）により放射性物質を低減した外気を用いて中央制御室バウンダリを陽圧化すること
で，フィルタを経由しない外気の流入を防止できる設計としている。具体的な系統構成を図 2-3 に示す。

(2)フィルタを通らない外気流入量
可搬型陽圧化空調機を用いた SA 時加圧運転モードにおいては，空気流入率測定試験結果等を踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉中央制御室へのフィルタを通らない外気流入量はないものとして評価した。

(3)中央制御室待避室
中央制御室バウンダリ内に中央制御室待避室を設置している。中央制御室待59-11-2-4

避室の設置場所を図 2-4 に示す。中央制御室待避室は，空気ボンベ陽圧化装置にて陽圧化することで，外気の流入を防ぐことができる設計としており，陽圧化している間は中央制御室待避室外からの空気流入がないものとして評価した。

59-11-2-5

図2-1 重大事故に対する被ばく評価にて考慮する被ばく経路

59-11-2-6

図 2-2 中央制御室内対応タイムチャート

59-11-2-7

図2-3 6号及び7号炉中央制御室換気空調設備の概要図（重大事故時）

59-11-2-8

図 2-4 中央制御室待避室の設置場所

59-11-2-9

2.5.2 入退域時の被ばく
2.5.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「2.5.1.1 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（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
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コントロール建
屋中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とし，代表評価点は，コントロール建屋入口とした。また，よう素フィルタ内に取り込まれた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も評価した。評価に当たっては MCNP5 コードを用いた。

2.5.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく（経路⑥，⑦，⑧）
大気中の放射性物質及び地表面へ沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（経路⑥，⑦）は，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「2.5.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく（経路②，③）」と同様な手法で，内部被ばく（経路⑧）は可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室を期待しないこと，並びに，マスク着用による防護効果に期待すること以外は「2.5.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路④）」と同様な手法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，上記 2.5.2.1 の仮定に同じである。

59-11-2-10

2.6

評価結果のまとめ
2.1 に示したとおり，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することになるが，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定した。
この想定に基づく，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉重大事故発生時の中央制御室
等の運転員の被ばく評価結果を表 2-3 から表 2-6 に示す。
運転員の交替を考慮する場合，7 日間での実効線量は 6 号炉放出時は約 52mSv，7 号炉
放出時は約 51mSv である。なお，運転員の交替を考慮しない場合，7 日間での実効線量は 6号炉放出時は約 24mSv，7 号炉放出時は約 38mSv である。
したがって，評価結果は，「判断基準は、運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと」を満足している。

59-11-2-11

表2-3

室
内
作
業
時

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（6号炉放出時）（運転員の交替を考慮する場合）（単位：mSv）

被ばく経路

6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

約7.2×10-1

0.1 以下

約 7.2×10-1① 大気中へ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

0.1 以下－0.1 以下② 地表面に沈着し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0.1 以下－0.1 以下③ 室内に外気から取り込まれた
放射性物質による中央制御室
内での被ばく

約 1.3×101－

約 1.3×101（内訳）内部被ばく
外部被ばく

入
退
域
時

（約1.5×100）（約1.2×101）

（
（

－
－

）
）

（約1.5×100）（約1.2×101）

小計（①＋②＋③＋④）

約 1.4×101

0.1 以下

約 1.4×101④ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域
時の被ばく ※1

約 1.6×101

約 1.9×101

約 3.5×101⑤ 大気中へ放出された放射性物
質からのガンマ線による入退域時の被ばく約 1.7×100－

約 1.7×100⑥ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域
時の被ばく

0.1 以下－0.1 以下⑦ 大気中へ放出された放射性物
質の入退域時の吸入摂取による被ばく

約 8.0×10-1－

約 8.0×10-1

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.9×101

約 1.9×101

約 3.8×101

約3.3×101

約 1.9×101

約 52

合計（①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-2-12

表2-4

室
内
作
業
時

中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（7号炉放出時）（運転員の交替を考慮する場合）（単位：mSv）

被ばく経路

6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

0.1以下

約 3.7×10-1

約 3.9×10-1② 大気中へ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－約 1.5×10-1

約 1.5×10-1③ 地表面に沈着し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－0.1 以下0.1 以下④ 室内に外気から取り込まれた
放射性物質による中央制御室
内での被ばく

－約 2.2×101

約 2.2×101（約2.5×100）（約2.0×101）（約2.5×100）（約2.0×101）（内訳）内部被ばく
外部被ばく

入
退
域
時

（
（

－
－

）
）

小計（①＋②＋③＋④）

0.1 以下

約 2.3×101

約 2.3×101⑤ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域
時の被ばく ※1

約 5.7×100

約 1.7×101

約 2.3×101⑥ 大気中へ放出された放射性物
質からのガンマ線による入退域時の被ばく－約 3.3×100

約 3.3×100⑦ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域
時の被ばく

－

0.1 以下0.1 以下⑧ 大気中へ放出された放射性物
質の入退域時の吸入摂取による被ばく－

約 1.6×100

約 1.6×100

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 5.7×100

約 2.3×101

約 2.8×101

約5.7×100

約 4.5×101

約 51

合計（①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-2-13表2-5中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（6号炉放出時）（運転員の交替を考慮しない場合）（単位：mSv）
6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

約 2.6×100

0.1 以下

約 2.7×100② 大気中へ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

約 2.6×100－

約 2.6×100③ 地表面に沈着した放射性物
質のガンマ線による中央制
御室内での被ばく

0.1 以下－0.1 以下④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制
御室内での被ばく

約 1.8×101－

約 1.8×101（内訳）内部被ばく
外部被ばく（約2.2×100）（約1.6×101）

被ばく経路

室
内
作
業
時

合計（①＋②＋③＋④）

約2.4×101

（
（

－
－
0.1以下

）
）

（約2.2×100）（約1.6×101）
約24※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-2-14表2-6中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価結果（7号炉放出時）（運転員の交替を考慮しない場合）（単位：mSv）
6号炉
からの寄与

7号炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

約 1.6×100

約 1.2×100

約 2.8×100② 大気中へ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－

約 4.4×100

約 4.4×100③ 地表面に沈着した放射性物
質のガンマ線による中央制
御室内での被ばく－

0.1 以下0.1 以下④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制
御室内での被ばく－

約 3.1×101

約 3.1×101（約3.7×100）（約2.7×101）（約3.7×100）（約2.7×101）

約3.6×101

約38

被ばく経路

室
内
作
業
時

（内訳）内部被ばく
外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

（
（

－
－
約1.6×100））※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与については，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-2-15

表2-7 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価イメージ① 原子炉建屋内等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（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のガンマ線による中央制御室内での被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）

室内作業時 ③ 地表面に沈着し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 （グランドシャインによる外部被ばく）④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）⑤ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（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）⑥ 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく （クラウドシャインによる外部被ばく）

入退域時⑦ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）⑧ 大気中へ放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばく（吸入摂取による内部被ばく）

59-11-2-16表2-8中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（1/2）

主な評価条件（環境への放出まで）
大項目

中項目

主要条件

炉心熱出力

3926MWt

原子炉運転時間
炉内内蔵量

取替炉心の燃料

1サイクル：10,000h（416日）
2サイクル：20,000h
3サイクル：30,000h
4サイクル：40,000h
5サイクル：50,000h
1サイクル：0.229（200体）
2サイクル：0.229（200体）
3サイクル：0.229（200体）
4サイクル：0.229（200体）
5サイクル：0.084（72体）

格納容器から原子炉建屋 MAAP解析結果の格納容器圧力に対応しへの漏えい率
た漏えい率
原子炉建屋から大気中へ
の漏えい

考慮しない

格納容器からベントライ
ンへの流入割合

MAAP解析結果及びNUREG-1465の知見

格納容器内pH制御の効果

未考慮

格納容器外への放出

無機よう素及び有機よう
素の格納容器内での除去

沈着による無機よう素の除去係数

無機よう素：2

サプレッション・
プールでのスクラ
ビングによる無機
よう素の除去係数

無機よう素：10

ドライウェルスプ
レイによる無機よう素の除去係数

無機よう素：100

格納容器ベント開始時間

環境への放出格納容器圧力逃がし装置
による除去係数よう素フィルタによる除去係数

事故後約38時間
希ガス：1
粒子状放射性物質：1,000
無機よう素：1,000
有機よう素：1
希ガス：1
粒子状放射性物質：1
無機よう素：1
有機よう素：50

59-11-2-17表2-8中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（2/2）
主な評価条件（大気拡散，運転員被ばく評価）

大項目

大気拡散

中項目

主要条件

気象資料

1985.10～1986.9の1年間の気象データ

実効放出継続時間

1時間

累積出現頻度小さい方から97%

着目方位（滞在時）

可搬型陽圧化空調機フィルタ除去効率及び起動遅れ時間

6号炉：6方位7号炉：8方位（フィルタ効率）
チャコールフィルタ効率：99.9 %高性能粒子フィルタ効率：99.9 %（起動遅れ時間）12時間※※ 起動遅れ時間は3時間へ短縮予定

運転員の
被ばく評価

中央制御室バウンダリ
空気流入率

事故発生0～12時間：0.05回/h
事故発生12～168時間：0回/h

マスク防護係数

交代時：50

交替要員体制の考慮

考慮する

直接線，スカイシャイ
ン線評価コード【原子炉建屋内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード（スカイシャインガンマ線）
ANISNコード，G33-GP2Rコード，【よう素フィルタ内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線，スカイシャインガンマ線）
MCNP5コード

評価期間

7日間

59-11-2-18

添付資料2 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（重大事故対策）に係る被ばく評価条件表
表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/4）
項目
評価条件
選定理由

評価事象

大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電
源が喪失

炉心熱出力

3,926MWt

運転時間

取替炉心の
燃料装荷割
合

炉心損傷に至る
シナリオを選定（2-2 を参照）

定格熱出力
1 サイクル 13 ヶ1 サイクル：10,000h（416 日）
月(395 日）を考
2 サイクル：20,000h
慮して，燃料の3 サイクル：30,000h
最高取出燃焼度
4 サイクル：40,000hに余裕を持たせ
5 サイクル：50,000h
長めに設定
1 サイクル：0.229（200 体）
2 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料
3 サイクル：0.229（200 体）
装荷割合に基づ
4 サイクル：0.229（200 体）
き設定
5 サイクル：0.084（72 体）

59-11-添 2-1-1

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、
格納容器破損防止対策の有効性評価（参 2）で想定する格納容
器破損モードのうち、原子炉
制御室の運転員又は対策要員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功
した事故シーケンス（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム
解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設
内の放射性物質存在量分布を
設定する。

―

―

―

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/4）
項目
評価条件

放出開始
時刻

格 納 容 器 内 pH
制御の効果
原子炉圧力容器
から格納容器に放出されるよう素の形態

格納容器から原子炉建屋への漏えい率

格納容器の漏えい孔における捕集係数

選定理由

格納容器漏えい:事象発生直後MAAP 解析に基づく格納容器ベント：
約 38 時間後未考慮

粒子状よう素：5%
無機よう素：91%
有機よう素：4%

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
考慮しない

―

格納容器内 pH 制御の効果に期待しないため，
R.G.1.195 に基づき設定

4.3(1)a.原子炉格納容器内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。

以下のとおり，開口面積を格
納容器圧力に応じ設定。MAAP
解析上で，格納容器圧力に応格納容器の設計漏えい率
じ漏えい率が変化するものと（0.9Pd で 0.4%/day）
した。
及び，AEC 式に基づき設【開口面積】
定1Pd 以下：0.9Pd で 0.4%/day，
1～2Pd：2.0Pd で 1.3%/dayに相当する開口面積
希ガス：1
粒子状物質に対しては，
無機よう素：1
格納容器の漏えい孔での有機よう素：1
捕集効果を考慮（2-17 を粒子状物質：450
参照）

59-11-添 2-1-2

審査ガイドでの記載
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。

4.3(3)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。

―

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（3/4）
項目
評価条件
選定理由

審査ガイドでの記載
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。

格納容器内でのエアロゾルの除去効果

MAAP 解析に基づく

格納容器内での有機よう素
の除去効果

考慮しない

保守的に考慮しないものとした―

格納容器内での無機よう素の沈着による除去係数

無機よう素：2「発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針」（平成 2
年 8 月 30 日 原子力
安全委員会決定 一
部改訂 平成 13 年 3月 29 日 原子力安全委員会）を参照

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。

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係数

無機よう素：10

Standard
Review
Plan6.5.5 に基づき設定―

CSE 試験に基づき設
定

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。

ドライウェル
スプレイによる無機よう素の除去係数

無機よう素：100

MAAP 解析で評価

59-11-添 2-1-3

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（4/4）
項目
評価条件
選定理由
格納容器から漏えい
した水蒸気は原子炉建屋内で凝縮するため，原子炉建屋空間
部が加圧されることはないと考えられる。また，原子炉建原子炉建屋から大屋の換気空調系を停考慮しない
気中への漏えい
止しているため，外気との空気のやり取
りがないものと想定した。
原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響
は 2-11 のとおり。
炉内内蔵量に対して，MAAP 解析 結果及 び
希ガス類：約 9.2×10-1
NUREG-1465 の 知 見
よう素類：約 3.4×10-2に基づき設定。
格納容器からベン Cs 類：約 2.6×10-6
よう素類についてトラインへの流入 Te 類：約 5.2×10-7は，よう素の化学形
割合
Ba 類：約 2.1×10-7
態に応じた格納容器
Ru 類：約 2.6×10-8
内での除去のされかLa 類：約 2.1×10-9
たの違いを考慮。
Ce 類：約 5.2×10-9

格納容器圧力逃がし装置の除去係数

よう素フィルタによる除去係数

事故の評価期間

希ガス：1
有機よう素：1―

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。

―
―

無機よう素：1,000
粒子状放射性物質：
1,000
希ガス：1
粒子状放射性物質：1
無機よう素：1
有機よう素：50
7 日間

審査ガイドでの記載

設計値

―

―

設計値
審査ガイドに示されたとおり設定59-11-添 2-1-4

3.判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間
で 100mSv を超えないこと。

表 2-1-2 放射性物質の大気中への放出量（7 日間積算値）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉当たり）
停止時炉内内蔵量
核種グループ[Bq]（gross 値）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出
希ガス類
約 1.6×1019
約 7.6×1018
よう素類
約 3.4×1019
約 5.7×1015
18
Cs 類
約 1.3×10
約 3.4×109
Te 類
約 9.5×1018
約 2.4×10919
Ba 類
約 2.9×10
約 2.3×109
Ru 類
約 2.9×1019
約 3.7×108
La 類
約 6.5×1019
約 6.6×107
19
Ce 類
約 8.9×10
約 3.0×108

59-11-添 2-1-5

表 2-1-3 放射性物質の大気拡散評価条件（1/3）
項目
評価条件

大気拡散評価モデル

気象データ

実効放出継続時間

放出源及び
放出源高さ

選定理由

ガウスプルームモデル

審査ガイドに示されたとおり設定柏崎刈羽原子力発電所における 1 年間の気象デー
タ(1985 年 10 月～1986 年
9 月)

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うた
め保守的に地上風（地上約 10m）の気象デー
タを使用
審査ガイドに示された通り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用

1 時間【6 号炉】
6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 40.4m【7 号炉】
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 39.7m

59-11-添 2-1-6

保守的に 1 時間と設定

審査ガイドに示されたとおり設定。
ただし，放出エネルギ
ーによる影響は未考慮。

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条
件に応じて、空間濃度分布が水平方向及
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。
4.2(2)a.風向、風速、
大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも
1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
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 源 高
さは、4.1（2）a で選定した事故シーケンスに応じた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、放出エネルギーを考慮してもよい。

表 2-1-3 大気拡散評価条件（2/3）
項目
評価条件

選定理由

小さい方から累積して
97%

審査ガイドに示されたとおり設定

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の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

6 号炉原子炉建屋
及び7 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込み
の影響が最も大きい建屋として設定

累積出現頻度

放射性物質濃度の評価点【中央制御室内滞在時】
中央制御室中心【入退域時】
コントロール建屋入口

審査ガイドに示されたとおり設定

59-11-添 2-1-7

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点か
ら近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、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
及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在す
るすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
4.2(2)b.
3) i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制
御室／緊急時制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は小
さくほぼ一様と考えられるので、評価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合、例
えば原子炉制御室／緊急時制
御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。

表 2-1-3 大気拡散評価条件（3/3）
項目
評価条件

着目方位

中
央
制
御
室
内
滞
在
時

入
退
域
時

選定理由

審査ガイドでの記載

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定

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。

6 号炉：6 方位（SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：8 方位（WNW,NW,NNW,N，
NNE,NE,ENE,E）

6 号炉：5 方位（SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：9 方位（WSW,W,WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE）

建屋投影
面積

1931m2

審査ガイドに示されたとおり設定
風向に垂直な
投影面積のうち最も小さい
もの

形状係数

1/2

内規に示されたとおり設定59-11-添 2-1-8

4.2(2)b.1)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
ために大気拡散式の入力とする。
4.2(2)b.2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
4.2(2)a. 放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

表2-1-4 相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）
放出点

評価点

放出点から
評価点まで
の距離[km]

6 号炉格納容
器圧力逃がし
装置配管

中央制御室中心

0.058

5.1×10-4

3.8×10-18

コントロール
建屋入口

0.085

4.7×10-4

3.7×10-18

7 号炉格納容
器圧力逃がし
装置配管

中央制御室中心

0.075

8.5×10-4

6.4×10-18

コントロール
建屋入口

0.065

9.7×10-4

7.4×10-18

59-11-添 2-1-9

相対濃度
χ／Ｑ[s/m3]

相対線量Ｄ／Ｑ[Gy/Bq]表 2-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/2)
項目
評価条件
選定理由
放出された放射性物質が自由空間容積に均一に分布するとし，事故後 1 日毎の積算線源強度を計算。なお，代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉の線源強度
は，格納容器ベントを想定した号炉の線源強度の 5 倍※1 とし
た。

線
源
強
度

原子炉建屋
（二次格納
施設）内線
源強度分布

事故の
評価期間

※1 格納容器ベントを想定した場合は，格納容器ベント実施
までの約 38 時間が放射性物質 運転員の交替を考慮したの主たる漏えい期間となる。代 場合の評価をより適切に
替循環冷却系を用いて事象を 行えるように設定収束することに成功した場合
は，格納容器内での放射性物質の閉じ込めが継続するため，評
価上放射性物質の漏えいは評価期間（168 時間）中継続する。
ここでは，漏えい期間の長さで比例計算（168 時間/約 38 時
間≒4.4 を丸め 5 倍とした。
）す
ることにより，代替循環冷却系
を用いて事象を収束することに成功した号炉の線源強度を評価した。
審査ガイドに示されたと7日
おり設定

59-11-添 2-1-10

審査ガイドでの記載

4.3(5)a.原子炉建屋
内の放射性物質は、
自由空間容積に均一に分布するものとして、事故後 7 日間の積算線源強度を計算する

同上

表 2-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/2)
計
算
モ
デ
ル

遮蔽厚さ

図 2-1-1 のとおり

【原子炉建屋内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2R コード
直接ガンマ線・
スカイシャイン
ガンマ線
評価コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN コード，
G33-GP2R コード【よう素フィルタ内の放射性物質からの寄与】（直接ガンマ線，スカイシャ
インガンマ線）
MCNP5 コード

評価点

図 2-1-1 のとおり

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定

直接ガンマ線の線量評価に用いる QAD-CGGP2R は三次元形状を，スカイシャインガ
ンマ線の線量評価に用いる
ANISN は一次元形状を，スカイシャインガンマ線の線量評価に用いる G33-GP2R 及び
MCNP5 は三次元形状を扱う
遮蔽解析コードであり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は，線源条件，遮蔽体条件であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。従って，設計基準事故を超える事故における線量評価に適用可能である。
QAD-CGGP2R,ANISN 及び G33GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。
中心点より線源となる建屋に近い壁側を選定。
（高さ：床面上 1.5m にて評
価）

59-11-添 2-1-11

4.3(5)a.原子炉建屋
内の放射性物質からのスカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線による外部被ば
く線量は、積算線源
強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。

4.1②実験等を基に検証され、適用範囲
が適切なモデルを用いる。

－

表2-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度
積算線源強度（photons）（格納容器ベントを実施した場合）（単一号炉当たり）

エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×10+0
1.33×10+0
1.34×10+0
1.50×10+0
1.66×10+0
2.00×10+0
2.50×10+0
3.00×10+0
3.50×10+0
4.00×10+0
4.50×10+0
5.00×10+0
5.50×10+0
6.00×10+0
6.50×10+0
7.00×10+0
7.50×10+0
8.00×10+0
1.00×10+1
1.20×10+1
1.40×10+1
2.00×10+1
3.00×10+1

上限
（代表エネ
ルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×10+0
1.33×10+0
1.34×10+0
1.50×10+0
1.66×10+0
2.00×10+0
2.50×10+0
3.00×10+0
3.50×10+0
4.00×10+0
4.50×10+0
5.00×10+0
5.50×10+0
6.00×10+0
6.50×10+0
7.00×10+0
7.50×10+0
8.00×10+0
1.00×10+1
1.20×10+1
1.40×10+1
2.00×10+1
3.00×10+1
5.00×10+1

24 時間後時点

48 時間後時点

72 時間後時点

96 時間後時点

120 時間後時点

144 時間後時点

168 時間後時点

2.9×1019
2.9×1019
1.5×1019
4.9×1020
2.1×1018
1.4×1018
7.3×1019
3.6×1020
1.7×1018
1.2×1020
2.3×1020
1.0×1020
5.1×1019
7.4×1019
2.5×1018
1.1×1020
1.2×1020
3.0×1019
6.1×1019
7.1×1019
2.1×1018
3.4×1019
1.0×1019
2.1×1019
1.7×1019
5.6×1017
7.2×1015
7.2×1015
5.1×10+2
5.1×10+2
5.1×10+2
5.1×10+2
5.8×10+1
5.8×10+1
5.8×10+1
5.8×10+1
1.8×10+1
8.9×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

1.4×1020
1.4×1020
4.9×1019
3.1×1021
5.7×1018
3.8×1018
4.6×1020
2.3×1021
3.2×1018
3.4×1020
6.8×1020
2.0×1020
1.0×1020
1.1×1020
3.6×1018
1.6×1020
1.8×1020
3.5×1019
7.1×1019
8.0×1019
2.4×1018
3.9×1019
1.1×1019
2.3×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
3.4×10+3
3.4×10+3
3.4×10+3
3.4×10+3
3.9×10+2
3.9×10+2
3.9×10+2
3.9×10+2
1.2×10+2
6.0×10+1
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

2.6×1020
2.6×1020
8.6×1019
6.3×1021
8.8×1018
5.9×1018
9.4×1020
4.7×1021
4.2×1018
4.1×1020
8.3×1020
2.9×1020
1.4×1020
1.2×1020
4.1×1018
1.8×1020
2.1×1020
3.8×1019
7.6×1019
8.2×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
7.5×10+3
7.5×10+3
7.5×10+3
7.5×10+3
8.6×10+2
8.6×10+2
8.6×10+2
8.6×10+2
2.6×10+2
1.3×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

3.8×1020
3.8×1020
1.2×1020
9.1×1021
1.1×1019
7.5×1018
1.4×1021
6.8×1021
5.0×1018
4.3×1020
8.6×1020
3.6×1020
1.8×1020
1.3×1020
4.4×1018
1.9×1020
2.2×1020
3.9×1019
7.9×1019
8.3×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
1.2×10+4
1.2×10+4
1.2×10+4
1.2×10+4
1.3×10+3
1.3×10+3
1.3×10+3
1.3×10+3
4.1×10+2
2.0×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

4.7×1020
4.7×1020
1.4×1020
1.2×1022
1.3×1019
9.0×1018
1.7×1021
8.7×1021
5.7×1018
4.4×1020
8.8×1020
4.3×1020
2.2×1020
1.4×1020
4.6×1018
2.0×1020
2.3×1020
4.0×1019
8.1×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
1.6×10+4
1.6×10+4
1.6×10+4
1.6×10+4
1.8×10+3
1.8×10+3
1.8×10+3
1.8×10+3
5.5×10+2
2.7×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

5.6×1020
5.6×1020
1.6×1020
1.4×1022
1.5×1019
1.0×1019
2.1×1021
1.0×1022
6.2×1018
4.4×1020
8.9×1020
5.0×1020
2.5×1020
1.4×1020
4.7×1018
2.1×1020
2.4×1020
4.1×1019
8.2×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.0×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
2.0×10+4
2.0×10+4
2.0×10+4
2.0×10+4
2.2×10+3
2.2×10+3
2.2×10+3
2.2×10+3
6.9×10+2
3.5×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

6.3×1020
6.3×1020
1.8×1020
1.6×1022
1.7×1019
1.1×1019
2.3×1021
1.2×1022
6.7×1018
4.5×1020
8.9×1020
5.6×1020
2.8×1020
1.4×1020
4.8×1018
2.1×1020
2.4×1020
4.2×1019
8.3×1019
8.4×1019
2.5×1018
4.1×1019
1.1×1019
2.4×1019
1.8×1019
5.7×1017
7.2×1015
7.2×1015
2.4×10+4
2.4×10+4
2.4×10+4
2.4×10+4
2.7×10+3
2.7×10+3
2.7×10+3
2.7×10+3
8.3×10+2
4.2×10+2
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0
0.0×10+0

59-11-添 2-1-12

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉原子炉建屋及びコントロール建屋

図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 1/3）

59-11-添 2-1-13

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉原子炉建屋及びコントロール建屋

図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 2/3）

59-11-添 2-1-14

平面図
図 2-1-1

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 3/3）

59-11-添 2-1-15

表 2-1-7

防 護 装 置 の 設 備 条 件 （ 1/2）
項目
評価条件

中央制御室換気空調系（中央制御室送風
機 ，中 央 制 御 室 排 風
機 ，中 央 制 御 室 再 循環送風機）

中央制御室換気空
調系（可搬型陽圧化空調機）

0～ 168h： 0m 3 /h
（給排気隔離ダンパ
閉止）

0～ 12h： 0m 3 /h
12 ※ 1 ～ 168h：
6,000m 3 /h
※1 可 搬 型 陽 圧 化
空調機の起動時間に
つ い て は ，3 時 間 へ 短
縮予定

選定理由

重大事故時には恒設の中央制御室換
気空調系を停止す
る運用とする。

審査ガイドでの記載
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運転条件に従って計算する。

重大事故時には可搬型陽圧化空調機のチャコール・フィルタ及び粒子用
高効率フィルタにより放射性物質を低減した外気を用いて中央制御室バ
ウンダリを陽圧化する運用とする。

同上

中央制御室換気空
調系（可搬型陽圧化空調 機 ）高 性 能 粒 子 フ
ィルタの除去効率

99.9％

設計値

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 、ヨ ウ 素 類 の性状を適切に考慮する。

中央制御室換気空
調系（可搬型陽圧化空調 機 ）チ ャ コ ー ル・
フィルタの除去効
率

99.9％

設計値

同上

0～ 12h：0.05 回 /h ※ 2
12 ※ 3 ～ 168h： 0 回 /h
※2 実証試験により,空 調 全 停 時 の 空
気 流 入 率 が 0.05 回/h 以 下 で あ る こ と を確認済み※3 可 搬 型 陽 圧 化
空調機の起動時間に
つ い て は ，3 時 間 へ 短
縮予定

重大事故時には恒設の中央制御室換
気空調系を停止
し，可搬型陽圧化
空調機のチャコー
ル・フィルタ及び粒子用高効率フィルタにより放射性物質を低減した外気を用いて中央制
御室バウンダリを陽圧化することで，フィルタを経
由しない外気流入を防止できる設計としている。

4.2(1)b. 既 設 の 場 合
では、空気流入率
は、空気流入率測定
試験結果を基に設定する。

中央制御室バウン
ダリへの空気流入率59-11-添 2-1-16

表 2-1-7

防 護 装 置 の 設 備 条 件 （ 2/2）
項目
評価条件

放射性物質のガンマ線による外部被ばく
に係る容積

中央制
御室内
待避室

陽圧化時間

遮蔽厚さ

マスクによる
防護係数

中央制御室バウンダリ：
20,800 ㎥
中央制御室内待避室：
100 ㎥

10 時 間（ 事 故 発 生 38 時 間 後 から，空気 ボン ベ陽圧 化 装置により陽圧化）
壁及び天井
鉛 30mm 相 当 の遮蔽を追設
中央制御室滞在時：考慮しない
入 退 域 時 ： 50

59-11-添 2-1-17

選定理由

設計値を基に設定

審査ガイドでの記載
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。

ボンベ本数に基づき保守的に設定した値－

設計値－

中央制御室滞在 時 は ，保 守 的に考慮しないものとした

3.運 転 員 は マ ス ク の着用を考慮してもよい。ただしその場合
は、実施のための体制を整備すること。

表 2-1-8 運 転 員 交 替 考 慮 時 の 考 慮 条 件
項目
評価条件

中央制御室
滞在時間

49 時 間 40 分

回数8回
ベント前：0 回
ベント後：8 回

滞在時間

入退域 1 回に当たり，・コントロール建屋入口に15 分 留 ま る も の と す る 。
・よう素フィルタからの寄与を評価する際は，アクセスルート上に 3 分間留
まるものとする。

入退域

選定理由
運転員の勤務形態
として 5 直 2 交替と し ，中 央 制 御 室 内
待避室の空気ボン
ベによる陽圧化終了と同時に中央制
御室に入域する班の滞在時間を設定
運転員の勤務形態
として 5 直 2 交替と し ，中 央 制 御 室 内
待避室の空気ボン
ベによる陽圧化終了と同時に中央制
御室に入域する班の入退域回数を設
定

実測値に余裕を持たせ設定

59-11-添 2-1-18

審査ガイドでの記載
3.交 代 要 員 体 制 を 考
慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備
すること。

同上

－

表 2-1-9
項目

線量換
算係数

呼吸率

地表へ
の沈着
速度

*1

線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件
評価条件
選定理由
成人実効線量換算係数使用(主 な 核 種 を 以 下 に 示
す)I-131： 2.0×10 - 8 Sv/Bq
I-132： 3.1×10 - 1 0 Sv/Bq
I-133： 4.0×10 - 9 Sv/Bq
ICRP Publication71
I-134： 1.5×10 - 1 0 Sv/Bq
及び-10
I-135： 9.2×10 Sv/Bq
ICRP Publication72-8
Cs-134： 2.0×10 Sv/Bqに基づく-9
Cs-136： 2.8×10 Sv/Bq-8
Cs-137： 3.9×10 Sv/Bq
上述の核種以外の核種はICRP Publication71 及 び
ICRP Publication72 に 基
づく

審査ガイドでの記載

ICRP Publication71に基づく成人活動時の呼吸率を設定

1.2m 3 /hエ ア ロ ゾ ル ： 1.2cm/s
無 機 よ う 素 ： 1.2cm/s
有機よう素：沈着無し
希ガス：沈着無し－－

線量目標値評価指針（降水時における沈4.2.(2)d. 放 射 性 物 質 の
着 率 は 乾 燥 時 の 2～ 3
地表面への沈着評価で倍 大 き い ）を 参 考 に ，は 、地 表 面 へ の 乾 性 沈 着
湿性沈着を考慮して及び降雨による湿性沈
乾 性 沈 着 速 度
着を考慮して地表面沈(0.3cm/s) の 4 倍 を
着濃度を計算する。
設定。乾性沈着速度
はNUREG/CR-4551
Vol.2 *1 よ り 設 定

NUREG/CR-4551 Vol.2 “ Evaluation of Severe Accident Risks:
Quantification of Major Input Parameters”

59-11-添 2-1-19

2-2 事 象 の 選 定 の 考 え 方 に つ い て
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，両号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納
容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。
この重大事故時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する格納容器圧
力 逃 が し 装 置 を 用 い た 事 故 シ ナ リ オ と し て ，炉 心 損 傷 が 発 生 す る 大 破 断 LOCA＋
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を 選 定 す る 。
(1) 事 象 の 概 要a.
大 破 断 LOCA が 発 生 し ， 格 納 容 器 内 に 冷 却 材 が 大 量 に 漏 え い す る 。
b.
更 に 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ ECCS） 喪 失 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ SBO） を 想定するため，原子炉圧力容器への注水が出来ず炉心損傷に至る。2 時間
後に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を開始することで，原子炉圧力容器破損は回避される。
c.
その後，原子炉圧力容器への注水及び格納容器へのスプレイを実施す
る が ，事 象 発 生 か ら 約 38 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 が 限 界 圧 力 に 到 達 し ，格
納容器圧力逃がし装置を用いたベントを実施する。
(2) 想 定 事 故 シ ナ リ オ 選 定
想定事故シナリオ選定については，事故のきっかけとなる起因事象の選定を行い，起因事象に基づく事故シナリオの抽出および分類を行う。その後，
重大事故等対策の有効性評価および事故シナリオの選定を行う。
a.
起因事象の選定
プラントに影響を与える事象について，内部で発生する事象と外部で発生する事象（地震，津波，その他自然現象）をそれぞれ分析し，事故のきっかけとなる事象（起因事象）について選定する。
プラント内部で発生する事象については，プラントの外乱となる事象
として，従前より許認可解析の対象としてきた事象である運転時の異常な過渡変化（外部電源喪失等）および設計基準事故（原子炉冷却材喪失等）を選定する。また，原子炉の運転に影響を与える事象として，非常用交流電源母線の故障，原子炉補機冷却系の故障等を選定する。
プラント外部で発生する事象については，地震，津波，及び，地震・津 波 以 外 の 自 然 現 象 の 約 40 事 象 か ら ， 地 域 性 等 を 考 慮 し て 6 事 象 （ 強風，竜巻，火山，落雷，積雪，低温）を選定する。また，設計基準を大幅に超える規模の事象発生を想定した上で，プラントに有意な頻度で影響を与えると考えられる場合は，考慮すべき起因事象とする。
b.
起因事象に基づく事故シナリオの抽出及び分類
イベントツリー等により，事故のきっかけとなる事象（起因事象）を出発点に，事象がどのように進展して最終状態に至るかを，安全機能を有する系統の動作の成否を分岐として樹形状に展開し，事故シナリオを漏れなく抽出する。
抽 出 し た 事 故 シ ナ リ オ を 事 故 進 展 の 特 徴 に よ っ て ， 表 2-2-1 の と お り
グループ別に分類する。

59-11-添 2-2-1

表 2-2-1

運転中の炉心損傷に係る事故シナリオグループ

出力運転中の炉心損傷に係る事故シナリオグループ
崩壊熱除去機能喪失
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉停止機能喪失
LOCA 時 注 水 機 能 喪 失c.

概要
崩壊熱の除去に失敗して炉心損傷に至るグループ
低圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
高圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
電源を失うことにより炉心損傷に至るグループ
止める機能を喪失して炉心損傷に至るグループ
LOCA 時 に 注 水 に 失 敗 し て 炉 心 損 傷に至るグループ

重大事故等対策の有効性評価及び事故シナリオの選定
b.で 分 類 し た 事 故 シ ナ リ オ の う ち ， 出 力 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 崩 壊
熱除去機能喪失，高圧・低圧注水機能喪失，高圧注水・減圧機能喪失，
全交流動力電源喪失，原子炉停止機能喪失については，炉心損傷に至らない。
一 方 ， LOCA 時 注 水 機 能 喪 失 に つ い て は ， 重 大 事 故 等 対 処 施 設が機能しても炉心損傷を避けられない。

以 上 よ り ， 炉 心 損 傷 が 発 生 す る LOCA 時 注 水 機 能 喪 失 を 想 定 事 故 シ ナ リ オ として選定した。なお，想定事故シナリオにおいてはサプレッション・チェンバの排気ラインを使用したベントを実施した場合を想定するものとする。

59-11-添 2-2-2

2-3 核 分 裂 生 成 物 の 格 納 容 器 外 へ の 放 出 割 合 の 設 定 に つ い て
重大事故時における中央制御室の居住性評価に当たっては，放射性物質の格納
容 器 外 へ の 放 出 割 合 を ，MAAP コ ー ド と NUREG-1465 の 知 見 を 利 用 し 評 価 し て い る 。
大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ（ W/W ベ ン ト ）での MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）を 表 2-31 に 示 す 。た だ し ，以 下 に 示 す と お り ，表 2-3-1 の 値 は 中 央 制 御 室 の 居 住 性 評 価 に使用していない。
表 2-3-1 に よ る と ，高 揮 発 性 核 種（ CsI や CsOH）の 放 出 割 合（ 10 - 6 オ ー ダ ー ）と
比 べ ，中・低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 が 極 め て 大 き い（ 10 - 4 オ ー ダ ー ）と い う 結 果 となっている。
一 方 ，TMI 事 故 や 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 で の 観 測 事 実 か ら ，事 故 が 起 こ っ た
場合に最も多く放出される粒子状の物質は，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少量であることが分かっている。
表 2-3-2 は ，TMI 事 故 後 に 評 価 さ れ た 放 射 性 核 種 の 場 所 毎 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全量の内半分程度放出されている一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器内に保持されているという評価となっている。
ま た ， 表 2-3-3 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 と い う
結果となっている。
表 2-3-1 の 評 価 結 果 は ， こ れ ら の 観 測 事 実 と 整 合 が 取 れ て い な い 。 こ れ は ， 大
破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ に お い て は ， MAAP 解析が中・低揮発性核種の放出割合を過度に大きく評価しているためであると考えられる。
MAAP 解 析 の 持 つ 保 守 性 と し て は ， 炉 心 が 再 冠 水 し 溶 融 炉 心 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プール中心部の温度を参照し放出量を評価していることや，炉心冠水時において燃料デブリ上部 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 。 MAAP コ ー ドの 開 発 元 で あ る EPRI か ら も ，再 冠 水 し た 炉 心 か ら の 低 揮 発 性 核 種 の 放 出 に つ い て ，MAAP 解 析 が 保 守 的 な 結 果 を 与 え る 場 合 が あ る 旨 の 報 告 が な さ れ て い る 。
な お ，高 揮 発 性 核 種（ セ シ ウ ム や よ う 素 ）に つ い て は ，炉 心 溶 融 初 期 に 炉 心 外 に放出されるため，上述の保守性の影響は受けないものと考えられる。
以 上 の こ と か ら ，大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オに お い て 中・低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 を 評 価 す る 際 ，単 に MAAP 解 析 に よ る 放 出 量の評価結果を採用すると，放出割合として過度に保守的な評価を与える可能性があるため，他の手法を用いた評価が必要になると考えられる。
そ こ で ， 重 大 事 故 時 に お け る 中 央 制 御 室 の 居 住 性 を 評 価 す る 際 は ， MAAP 解 析 によ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果 以 外 に ， 海 外 で の 規 制 等 に も 活 用 さ れ て い る NUREG-1465（ 米 国 の 原 子 力 規 制 委 員 会（ NRC）で 整 備 さ れ た も の で あ り ，米 国 で も シ ビ ア ア ク
シデント時の典型的な例として，中央制御室の居住性等の様々な評価で使用されて い る ）の 知 見 を 利 用 す る も の と し た 。こ の こ と に よ り ，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 評 価 が 可 能 と な る 。 NUREG-1465 の 知 見 を 利 用
し た 場 合 の 放 出 割 合 の 評 価 結 果 を 表 2-3-4 に 示 す 。
各 MAAP 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合 の 具 体 的 な 評 価 手 法 は 以 下 に 示 す と お り 。
(1)

希 ガ ス グ ル ー プ ， CsI グ ル ー プ ， CsOH グ ル ー プ
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 の 結 果得られた放出割合を採用する。
59-11-添 2-3-1

な お ，Cs の 放 出 割 合 は ，CsI グ ル ー プ と CsOH グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，及び ，I 元 素 と Cs 元 素 の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心 内 内 蔵 重 量 よ り ，以 下 の 式を用いて評価する。
F C s (T)= F C s O H (T)+ M I /M C s × W C s /W I ×（ F C s I (T) – F C s O H (T)）
ここで，
F C s (T)： 時 刻 T に お け る セ シ ウ ム の 放 出 割 合
F C s O H (T):時 刻 T に お け る CsOH グ ル ー プ の 放 出 割 合
F C 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 元 素 の 炉 心 内 内 蔵 重 量
M C s ： 停 止 直 後 の Cs 元 素 の 炉 心 内 内 蔵 重 量
WI ： I の 分 子 量
W C s ： Cs の 分 子 量(2)

それ以外の核種グループ
中・低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ に つ い て は ，MAAP 解 析 の 結 果 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 と ， 希
ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，及 び ，NUREG-1465 の 知 見 を 利 用 し 放 出 割 合 を評価する。
ここで，放出割合の経時的な振る舞いは希ガスと同一（※１）とし，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 ， 168 時 間
経 過 時 点 に お い て ，NUREG-1465 で 得 ら れ た 比 率 に 等 し い と し て ，以 下 の
評 価 式 に 基 づ き 評 価 し た 。表 2-3-5 に ，NUREG-1465 で 評 価 さ れ た 格 納 容
器内への放出割合を示す。
Fi(T)= F n o b l e g a s s (T) × γ i /γ C s × F C s (168h)/F n o b l e g a s s (168h)

Fi(T)： 時 刻 T に お け る i 番 目 の MAAP 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合
F n o b l e g a s s (T)： 時 刻 T に お け る 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合
γ i：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 格 納 容 器 へ の 放
出割合※ １ 中・低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ は ，事 故 初 期 の 燃 料 が 高 温 と な っ て い る と き 以
外 は 殆 ど 燃 料 外 に 放 出 さ れ な い も の と 考 え ら れ る 。そ の た め ，格 納 容 器 ベ ン ト 後の 燃 料 か ら の 追 加 放 出 は ほ と ん ど 無 く ，事 故 初 期 に 格 納 容 器 内 に 放 出 さ れ ，格 納容器気相部に浮遊しているものだけが大気中に放出され得ると考えられる。
格納容器ベントに伴い低揮発性核種は格納容器気相部からベントラインに流
入 す る が ，そ の 流 入 の 仕 方 ，す な わ ち 放 出 割 合 の 経 時 的 な 振 る 舞 い は ，同 じ く 格
納容器気相部に浮遊しており壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の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 の 放 出 割 合 」 に 比 例 す る も の と し た 。

59-11-添 2-3-2

表 2-3-1 MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（重大事故時における中央制御室の居住性評価に使用しない）
核種グループ
希ガス
CsI
TeO 2
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2 O 3
CeO 2
Sb

表 2-3-2

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）約 9.2×10 - 1
約 1.3×10 - 6
約 1.7×10 - 6
約 2.0×10 - 4
約 3.0×10 - 6
約 2.7×10 - 6
約 4.2×10 - 5
約 1.0×10 - 4
約 1.0×10 - 4
約 2.9×10 - 6

TMI 事 故 後 に 評 価 さ れ た 放 射 性 核 種 の 場 所 毎 の 存 在 量

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)）

表 2-3-3

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 HP（ http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）
59-11-添 2-3-3

表 2-3-4 MAAP 解 析 に よ る 放 出 割 合 の 評 価 結 果（重大事故時における中央制御室の居住性評価に使用）
核種グループ
希ガス
CsI
TeO 2
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2 O 3
CeO 2
Sb

表 2-3-5

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（ 事 故 発 生 か ら 168 時 間 後 時 点 ）約 9.2×10 - 1
約 1.3×10 - 6
約 5.2×10 - 7
約 2.1×10 - 7
約 2.6×10 - 8
約 2.7×10 - 6
約 2.1×10 - 7
約 2.1×10 - 9
約 5.2×10 - 9
約 5.2×10 - 7

NUREG-1465 で の 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合核種グループ
格納容器への放出割合 ※１
Cs
0.25
TeO 2 ， Sb
0.05
SrO， BaO
0.02
MoO 2
0.0025CeO 2
0.0005
La 2 O 3
0.0002※ １ NUREG-1465 の Table 3.12「 Gap Release」の 値 と「 Early
In-Vessel」 の 値 の 和 を 参 照

59-11-添 2-3-4

2-4 無 機 よ う 素 の ス プ レ イ に よ る 除 去 効 果 に つ い て
米 国 NRCの S.R.P6.5.2に よ れ ば ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る よ う 素 の 除 去 効 果 は 以
下の式①で計算できると示されている
λ =・・・・・①

λ S :ス プ レ イ に よ る 除 去 定 数 [1/min]
Kg： 気 相 か ら 水 滴 へ の 移 行 定 数
T ： 水 滴 落 下 時 間 [s]F ： ス プ レ イ 流 量 [m 3 /min]D ： 水 滴 直 径 [m]V ： 容 器 の 空 間 容 積 [m 3 ]こ こ で は ， 表 2-4-1に 示 す CSE試 験 結 果 と ,7号 炉 の 実 機 パ ラ メ ー タ に 基 づ き ， 式① を 用 い て 7号 炉 の 格 納 容 器 ス プ レ イ 作 動 時 の 無 機 よ う 素 の 除 去 効 果 を 評 価 す る 。
表 2-4-1の CSE試 験 の 数 値 及 び 式 ① に よ り ， 気 相 へ の 移 行 定 数 ： K g を 評 価 で き る 。
ま た ， 表 2-4-1の 7号 炉 の 数 値 ， K g ， 式 ① よ り ， 7号 炉 に お け る ス プ レ イ に よ る 除 去
定 数 ： λ S を 評 価 す る と ， λ S =約 0.23[1/min]と な る 。（ 6号 炉 に お い て も 同 様 ）こ の こ と か ら ， 格 納 容 器 ス プ レ イ を 10分 間 運 転 す れ ば 格 納 容 器 気 相 部 の 無 機 よう 素 濃 度 は 約 1/10， 20分 で 約 1/100ま で 除 去 で き る と 考 え ら れ る 。 格 納 容 器 ス プ レ
イを継続した場合，格納容器気相部の無機よう素濃度はさらに低減されると考えられるが，中央制御室居住性評価においては，格納容器スプレイによる除去効果と し て DF=100ま で 期 待 す る も の と し た 。
表 2-4-1

CSE試 験 と 7号 炉 の パ ラ メ ー タ
CSE試 験

7号 炉

0.35[1/min]（ T 1 / 2 =2.0[min]）-

T： 水 滴 落 下 時 間（ 落 下 高 さ /終 端 速 度 ）1.47[s]1.19[s]

スプレイ落下高さ

10.3[m]8.3[m]

水滴落下終端速度（ D=1mmの 水 滴 落 下 速 度 ）7[m/s]

7[m/s]

F： ス プ レ イ 流 量0.185[m 3 /min]（ 49[gpm]）

2.16[m 3 /min]（ 36kg/s）

D： 水 滴 直 径

1.2×10 -3 [m]1.2×10 - 3 [m]（ CSE試 験 と 同 じ と す る ）V： 容 器 の 容 積

595[m 3 ]

8600[m 3 ]λ S :ス プ レ イ に よ る 除 去 定 数

59-11-添 2-4-1

2-5 中 央 制 御 室 の 居 住 性 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 評 価 に つ い て
中央制御室の居住性評価で用いる相対濃度及び相対線量は，実効放出継続時間を基に 計 算 し た 値 を 年 間 に つ い て 小 さ い 値 か ら 順 に 並 べ て 整 理 し ， 累 積 出 現 頻 度 97%に 当
た る 値 と し て い る 。 着 目 方 位 と 評 価 結 果 を 表 2-5-1 に 示 す 。

図 2-5-1 着 目 方 位（放出点：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）59-11-添 2-5-1

図 2-5-2 着 目 方 位（放出点：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）

図 2-5-3 着 目 方 位（放出点：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

59-11-添 2-5-2

図 2-5-4 着 目 方 位（放出点：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

表 2-5-1
放出点
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃が
し装置配管

各評価点における相対濃度及び相対線量

評価点

着目方位

中央制御室
中心
コントロール
建屋入口
中央制御室
中心
コントロール
建屋入口

SE,SSE,S,SSW,
SW,WSW
SSE,S,
SSW,SW,WSW
WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE,E
WSW,W,WNW,NW,
NNW,N,NNE,NE,ENE

59-11-添 2-5-3

相対濃度[s/m 3 ]相対線量[Gy/Bq]

5.1×10 -4

3.8×10 -1 8

4.7×10 -4

3.7×10 -1 8

8.5×10 -4

6.4×10 -1 8

9.7×10 -4

7.4×10 -1 8

相対濃度及び相対線量の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して相対濃度及び相対線量を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果
を 表 2-5-2 か ら 表 2-5-5 に 示 す 。

表 2-5-2

相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，中央制御室中心）

放出点

評価点

6 号炉格
納容器圧
力逃がし
装置配管

中央制御
室中心

表 2-5-3

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
97.16
5.3×10 -4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.07
4.0×10 - 1 8

97.07

5.1×10 - 4

97.06

3.8×10 - 1 8

96.97
･･･

4.9×10 -4
･･･

96.95
･･･

3.8×10 - 1 8･･･

相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，中央制御室中心）

放出点

評価点

7 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

中央制御
室中心

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
98.84
9.6×10 -4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.32
6.5×10 - 1 8

97.32

8.5×10 - 4

97.12

6.4×10 - 1 8

96.94
･･･

8.0×10 -4
･･･

96.75
･･･

6.2×10 - 1 8･･･

59-11-添 2-5-4

表 2-5-4

相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，コントロール建屋入口）

放出点

評価点

6 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

コントロ
ール建屋
入口

表 2-5-5

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
97.34
5.0×10 - 4

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq]
[%]
･･･
･･･
97.27
3.9×10 - 1 8

97.23

4.7×10 - 4

97.16

3.7×10 - 1 8

96.99
･･･

4.6×10 - 4
･･･

96.92
･･･

3.6×10 - 1 8･･･

相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，コントロール建屋入口）

放出点

評価点

7 号炉格
納容器
圧力逃
がし装
置配管

コントロ
ール建屋
入口

相対濃度
累積出現
値
頻度
[s/m 3 ]
[%]
･･･
･･･
100.00
1.0×10 - 3

相対線量
累積出現
値
頻度
[Gy/Bq][%]･･････
100.00
7.6×10 - 1 8

98.41

9.7×10 - 4

98.41

7.4×10 - 1 8

96.47
･･･

8.5×10 - 4
･･･

96.47
･･･

6.7×10 - 1 8･･･

59-11-添 2-5-5

2-6 地 表 面 へ の 沈 着 速 度 の 設 定 に つ い て
中央制御室の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/sの 4倍 で あ る 1.2cm/sを 用 い て い る 。
「 発 電 用 軽 水 型 原 子 炉 施 設 周 辺 の 線 量 目 標 値 に 対 す る 評 価 指 針 」 （ 昭 和 51年 9月
28日 原 子 力 委 員 会 決 定 ， 一 部 改 訂 平 成 13年 3月 29日 ） の 解 説 に お い て ， 葉 菜 上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の 2～ 3倍 大 き い 値 と な る 」 と 示 さ れ て い る 。 こ れ を 踏 ま え ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た
沈 着 速 度 は ， 乾 性 沈 着 に よ る 沈 着 も 含 め て 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と 設 定 し た 。
以 下 で は ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た 沈 着 速 度 を ， 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と し て 設 定 し た
妥当性を検討した。
1.検 討 手 法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，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%と ， 乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 の 比 が 4倍 を 超 え ていないことによって示す。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 ） 解 説 4.7を 参 考 に 評 価 し た 。 「 学 会 標 準 」 解 説 4.7で は ， 使 用 す る 相 対 濃 度
は 地 表 面 高 さ 付 近 と し て い る が ， こ こ で は 内 規 [【 解 説 5.3】 ① ]に 従 い ， 居 住 性 評
価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
( / ) ( , , ) =( / ) (x, y, z)/ ( , , )V・ / ( , , )・・・・・①： 時 刻 iで の 乾 性 沈 着 率 [1/m 2 ]: 時 刻 iで の 相 対 濃 度 [s/m 3 ]： 沈 着 速 度 [m/s]（ 0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2よ り ）(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 ( , ) は 「 学 会 標 準 」 解 説 4.11よ り 以 下 の よ う に 表 さ れ る 。
( / )( , ) = ・∫∞/ ( , , )= / ( , , 0) ・exp[

]・ ・ ・ ・ ・ ②( / ) ( , ) : 時 刻 iで の 湿 性 沈 着 率 [1/m 2 ]/ ( , , 0)
: 時 刻 iで の 地 表 面 高 さ で の 相 対 濃 度 [s/m 3 ]： 時 刻 iで の ウ ォ ッ シ ュ ア ウ ト 係 数 [1/s].
（ = 9.5 × 10 ×
学会標準より）： 時 刻 iで の 降 水 強 度 [mm/h]： 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]59-11-添 2-6-1

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
乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値=

∙ / ( , , )(/ ( , , ) ∙Λ[∙ / ( , , ))]・・・・・③

2.検 討 結 果
表 2-6-1に 中 央 制 御 室 内 滞 在 時 及 び 入 退 域 時 の 評 価 点 に つ い て の 検 討 結 果 を 示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着
率 を 合 計 し た 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 と ， 乾 性 沈 着 率 の 累 積 出 現 頻 度 97%値 の 比 は1.0～ 1.3程 度 と な っ た 。
以 上 よ り ， 湿 性 沈 着 を 考 慮 し た 沈 着 速 度 を 乾 性 沈 着 速 度 の 4倍 と 設 定 す る こ と は 保守的であるといえる。
表 2-6-1 沈 着 率 評 価 結 果
評価点

中央制御
室中心

コントロ
ール建屋
入口

放出点
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
6 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管
7 号炉格納容
器圧力逃がし装置配管

相対濃度(s/m 3 )①乾性沈着率(1/m 2 )②乾性沈着率+湿 性 沈 着 率(1/m 2 )比（ ② /① ）5.1×10 -4

1.5×10 -6

2.0×10 - 6

1.3

8.5×10 -4

2.5×10 -6

3.0×10 - 6

1.2

4.7×10 -4

1.4×10 -6

1.9×10 - 6

1.3

9.7×10 -4

2.9×10 -6

3.1×10 - 6

1.0

59-11-添 2-6-2

2-7 エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い てエ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 0.3cm/s は NUREG/CR-4551 ※ １ に 基 づ い て 設 定 し て い る 。
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 は 舗 装 面 が 多 く ，建 屋 屋 上 は コ ン ク リ ー ト 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/CR4551 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 で あ る 。 以 上 の こ と か ら ， 中 央 制 御 室 の 居 住 性 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 。

図 2-7
※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: quantification of major input
parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension and fo r
Wet and Dry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose
Calculations, Nuclear Safety VoI.19 No.2, 1978

59-11-添 2-7-1

2-8 グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 評 価 モ デ ル に つ い て
中央制御室の居住性に影響するグランドシャイン線の評価モデルを以下に示す。
(1)線 源 領 域
柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 6号 及 び 7号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 の 地 形 を 図 2-8-1に示 す 。 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 の 地 形 は 平 坦 で ， 200m以 上 離 れ た 場 所 に 斜 面 が あり，その先は標高が高くなっている。
斜面に沈着した放射性物質に起因するグランドシャインは，コントロール建屋
周辺の建屋によって遮蔽され，寄与は無視できると考えられる。そこで，グランドシャインの評価に当たっては，放射性物質が平坦な土壌に一様に沈着したものと し ， 図 2-8-1に 示 し た コ ン ト ロ ー ル 建 屋 中 心 か ら 半 径 500m以 内 を 線 源 領 域 と した 。 ま た ,こ の 範 囲 に 含 ま れ る 海 面 及 び 斜 面 も 平 坦 な 地 表 面 と 見 な し た 。
コントロール建屋屋上については，コントロール建屋の屋上面に放射性物質が均一に沈着するものとした。
(2)遮 蔽
グランドシャイン線による影響の評価に当たって，遮蔽物はコントロール建屋の 外 壁 ・ 2階 床 ・ 天 井 の コ ン ク リ ー ト の み を 考 慮 し た 。 遮 蔽 物 の 厚 さ は 薄 い 部 分で代表し，東側の外壁の厚さは，それ以外は全てとした。また，コン
ク リ ー ト の 組 成 は 普 通 コ ン ク リ ー ト （ 密 度 2.15g/cm 3 ） と し た 。
なお，中央制御室内待避室では，鉛カーテン等の追加遮蔽を設けるが，グランドシャイン線による影響の評価に当たっては，簡単のため追加遮蔽の効果を見込
まないものとした。
(3)評 価 点
地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 に 起 因 す る 被 ば く の 評 価 点 は ,外 壁 及 び 2階 床 に よる 遮 蔽 効 果 が 中 心 よ り も 小 さ く な る 位 置 と し ,コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 西 側 角 を 選 定した。コントロール建屋の屋上に沈着した放射性物質に起因する被ばくの評価点
は ， コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 中 心 と し た 。 評 価 点 高 さ は い ず れ も 2階 床 面 か ら 1.5mとした。
(4)評 価 コ ー ド
評 価 コ ー ド は ， QAD-CGGP2Rコ ー ド を 用 い た 。

59-11-添 2-8-1

図 2-8-1

コ ン ト ロ ー ル 建 屋 周 辺 地 形 （ 赤 線 内 は 線 源 と し た 領 域 ； 半 径 500m）

59-11-添 2-8-2

図 2-8-2 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 断 面 図

59-11-添 2-8-3

図 2-8-3

コントロール建屋平面図及び評価点

59-11-添 2-8-4

2-9 入 退 域 時 の よ う 素 フ ィ ル タ 内 放 射 性 物 質 か ら の 被 ば く 評 価 モ デ ル に つ い て
運転員の中央制御室へのアクセスルート上には，よう素フィルタの設置場所に近づくエリアがあるため，フィルタ内に付着した放射性物質からのガンマ線に起因する被ばく量を評価した。
(1)考 慮 す る 線 源
格納容器ベント実施に伴い，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，及びよう素フィルタ内には放射性物質が取り込まれる。格納容器圧力逃がし装置に流入
す る 放 射 性 物 質 の 放 出 割 合 （ 炉 内 内 蔵 量 に 対 す る 割 合 ） は 表 2-9-1の と お り で あり，希ガス類及びよう素類の放出割合が大きい。
流入する放射性物質のうち，希ガス類はフィルタ装置及びよう素フィルタ内に取り込まれないため線源とならない。よう素類のうち大部分は有機よう素の形態であり，有機よう素はよう素フィルタ内に取り込まれ線源となる。粒子状よう素，無機よう素，及びその他の核種類はフィルタ装置に取り込まれ線源となる。
これらのうち，よう素フィルタ内に取り込まれた有機よう素が支配的な線源となる。
また，フィルタ装置内に取り込まれた放射性物質に起因するガンマ線は，よう素フィルタやフィルタまわりの遮蔽壁等により遮蔽されるため影響は小さいものと考えられる。
これらのことから，よう素フィルタ内のよう素に起因する直接ガンマ線及びス
カイシャインガンマ線による影響を評価した。
なお，よう素フィルタに流入する有機よう素は，その全量がフィルタ内に取り込まれるものとし，よう素はフィルタ内に一様に分布するものとした。

表 2-9-1

希ガス類
よう素類
Cs類
Te類
Ba類
Ru類
La類
Ce類

放射性物質の流入割合
格納容器圧力逃がし装置への流入割合（ 炉 内 内 蔵 量 に 対 す る 割 合 ） [-]約 9.2×10 - 1
約 3.4×10 - 2
約 2.6×10 - 6
約 5.2×10 - 7
約 2.1×10 - 7
約 2.6×10 - 8
約 2.1×10 - 9
約 5.2×10 - 9(2)遮 蔽
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による影響の評価に当たっては，フィルタまわりの遮蔽壁，及び原子炉建屋やコントロール建屋等の建屋を考慮した。

59-11-添 2-9-1

(3)評 価 点
保守的にアクセスルートよりも線源に近い点を評価点として選定した。線源との 位 置 関 係 を 図 2-9-1に 示 す 。

図 2-9-1

評価点と線源の位置関係(4)評 価 コ ー ド
評 価 コ ー ド は ， MCNP5 コ ー ド を 用 い た 。

(5)評 価 結 果
評 価 結 果 を 表 2-9-2 に 示 す 。

59-11-添 2-9-2

表 2-9-2

6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(1/3)
1

2.8×10 2

2.2×10 2

1.5×10 2

1.1×10 2

2.5×10 2

2.0×10 2

1.3×10 2

9.6×10 1

表 2-9-2

6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
3
5
8

0

7.5×10 1

6.9×10 1

6.5×10 1

6.8×10 1

6.3×10 1

5.8×10 1

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
13
14
24

12

6.1×10 1

5.8×10 1

5.6×10 1

5.4×10 1

5.5×10 1

5.2×10 1

5.0×10 1

4.8×10 1

34

58

4.3×10 1

3.8×10 1

2.9×10 1

3.9×10 1

3.4×10 1

2.7×10 1

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(3/3)

ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]
82
106
130
6 号炉
放出時
7 号炉
放出時

10

よ う 素 フ ィ ル タ 内 の よ う 素 に 起 因 す る 被 ば く (mSv/h)(2/3)

11

表 2-9-29

2.5×10 1

2.2×10 1

1.9×10 1

2.2×10 1

2.0×10 1

1.8×10 1

59-11-添 2-9-3

2-10 運 転 員 の 勤 務 形 態 に つ い て
運転員の交替を考慮した中央制御室の居住性を評価するに当たっては，通常運
転 時 の 交 替 体 制 で あ る 5直 2交 替 を 考 慮 し た 。 運 転 員 の 直 交 替 サ イ ク ル を 表 2-10-1に 示 す 。 ま た ， 評 価 期 間 7日 間 の 直 交 替 ス ケ ジ ュ ー ル を 表 2-10-2に 示 す 。
表 2-10-１
1直2直訓 練 直 （ ※ 1）

直交替サイクル
中央制御室の滞在時間
8： 30～ 21： 25
21： 00～ 8： 55―※１緊急時における訓練直の対応を見直すことを検討中

Ａ班
Ｂ班
Ｃ班
Ｄ班
Ｅ班

1日
1
訓
休
明
2

2日
1
訓
休
休
2

表 2-10-2 直 交 替 ス ケ ジ ュ ー ル
3日
4日
5日
6日
7日
滞在時間
2
2
明
休
休
49 時 間 40 分
訓
訓
訓
訓
訓
0分
1
1
2
2
明
49 時 間 40 分
休
休
1
1
2
37 時 間 45 分
明
休
休
休
1
36 時 間 45 分

59-11-添 2-10-1

入退域回数
8回
0回
8回
6回
6回

2-11

原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出された場合の影響について

重大事故時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する事故シナリオとして，
炉 心 損 傷 が 発 生 す る 大 破 断 LOCA＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を選定している。
この事故シナリオにおいては格納容器は健全であるため，格納容器から漏えいす
る水蒸気は原子炉建屋内で凝縮し，原子炉建屋空間部が加圧されることはないと考えられる。また，原子炉建屋内の換気空調系は停止しており，原子炉建屋内空間部と外気との圧力差が生じにくく，原子炉建屋内外での空気のやりとりは殆どないものと考えられる。
さらに，格納容器内から原子炉建屋に漏えいした粒子状放射性物質は，原子炉建
屋内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い原子炉建屋内に沈着するものと考えられる。
これらのことから，格納容器が健全である場合は，格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，原子炉建屋内で除去されるため，大気中へは殆ど放出されないものと考えられる。
ここでは，上述に係わらず，原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを無条件に仮定した場合に，当該放射性物質が中央制御室居住性に与える影響を評価した。

1.評 価 条 件
(1) 放 射 性 物 質 の 放 出 量
ここでは，原子炉建屋から大気中に放出された放射性物質の影響を保守的に見積もるために，原子炉建屋の換気空調系停止時の原子炉建屋からの放射性物質の大気中
へ の 漏 え い 率 を 32%/日 （ 一 定 ） と 設 定 し た 。
なお，原子炉建屋内での放射能量の時間減衰は考慮するが，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考慮しないものとした。
原 子 炉 建 屋 か ら の 放 射 性 物 質 の 大 気 中 へ の 漏 え い 率 を 32%/日 と 設 定 し た 場 合 の 放
出 量 は 表 2-11-1 の と お り 。

59-11-添 2-11-1

表 2-11-1

放射性物質の大気中への放出量（ 7 日 間 積 算 値 ， 原 子 炉 建 屋 か ら の 漏 え い 率 を 32%/日 と 想 定 し た 場 合 ）

核種グル
ープ

停止時炉内内蔵量[Bq]（ gross 値 ）

希ガス類
よう素類
Cs 類
Te 類
Ba 類
Ru 類
La 類
Ce 類

約 1.6×10 1 9
約 3.4×10 1 9
約 1.3×10 1 8
約 9.5×10 1 8
約 2.9×10 1 9
約 2.9×10 1 9
約 6.5×10 1 9
約 8.9×10 1 9放 出 放 射 能 量 [Bq]（ gross 値 ）（単一号炉当たり）
格納容器圧力逃がし装
原子炉建屋から大気中へ
置及びよう素フィルタの放出を経由した放出
約 7.6×10 1 8
約 9.1×10 1 6
15
約 5.7×10
約 5.6×10 1 5
約 3.4×10 9
約 7.5×10 1 0
約 2.4×10 9
約 3.9×10 1 09
約 2.3×10
約 4.5×10 1 0
約 3.7×10 8
約 6.7×10 97
約 6.6×10
約 1.3×10 9
約 3.0×10 8
約 4.9×10 9(2) 大 気 拡 散 評 価
原子炉建屋から大気中への放射性物質の放出について，相対濃度（χ／Ｑ）及び
相 対 線 量 （ Ｄ ／ Ｑ ） を 表 2-11-2 に 示 す 。 ま た ， 評 価 条 件 を 表 2-11-3 に 示 す 。 表2-11-3 に 記 載 の な い 評 価 条 件 は 表 2-1-3 と 同 じ 。

表 2-11-2

相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）

放出点

評価点

放出点から
評価点まで
の 距 離 [km]相対濃度χ ／ Ｑ [s/m 3 ]相対線量
Ｄ ／ Ｑ [Gy/Bq]

6 号炉原
子炉建屋
中心

中央制御室中心

0.079

6.1×10 - 4

1.5×10 - 1 8

コントロール
建屋入口

0.101

4.3×10 - 4

1.4×10 - 1 8

7 号炉原
子炉建屋
中心

中央制御室中心

0.054

1.4×10 - 3

2.5×10 - 1 8

コントロール
建屋入口

0.037

2.2×10 - 3

2.6×10 - 1 8

59-11-添 2-11-2

表 2-11-3

大気拡散評価条件

項目

放出源
及び
放出源
高さ

実効放
出継続
時間

着目
方位

評価条件

選定理由

【6 号炉】
6 号炉原子炉建屋中心：地 上 0m【7 号炉】
7 号炉原子炉建屋中心：地 上 0m

原 子 炉 建 屋 か ら の 放 出 ： 60 時 間

中
央
制
御
室
内
滞
在
時

入
退
域
時

審査ガイドでの記載
4.3(4)b. 放 出 源 高 さ
審査ガイド
は 、 4.1（ 2） a で 選 定に示されたした事故シーケンスにとおり設定。 応じた放出口からの放ただし，放出 を 仮 定 す る 。 4.1
出エネルギ（ 2） a で 選 定 し た 事 故ーによる影シーケンスのソースタ
響は未考
ーム解析結果を基に、慮。
放出エネルギーを考慮してもよい。
大気中への4.2(2)c.相 対 濃 度 は 、
積算放出割
短時間放出又は長時間合 を ，最 大 の放出に応じて、毎時刻放出率で除の気象項目と実効的なした数字を放出継続時間を基に評基に設定
価点ごとに計算する。

6 号炉原子炉建屋：6 方位（ SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉原子炉建屋：9 方位（ WNW,NW,NNW,N，
NNE,NE,ENE,E,ESE）

審査ガイド
に示された
評価方法に
基づき設定

6 号炉原子炉建屋：5 方位（ SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉原子炉建屋：9 方位（ W,WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE,E）

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 披 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。

(3) そ の 他 の 評 価 条 件
可搬型陽圧化空調機の起動遅れ時間の設定を，起動遅れ時間短縮の目標値である 3 時間とした。その他の評価条件は，原子炉建屋からの放射性物質の放出を考慮しない場合の評価条件と同じとした。

59-11-添 2-11-3

2.評 価 結 果
原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出されると仮定した場合の，運転員の勤
務 サ イ ク ル 毎 の 被 ば く 量 の 評 価 結 果 を 表 2-11-4 及 び 表 2-11-5 に 示 す 。 た だ し ， 7 号
炉放出時においては，事故直後に勤務しているＡ班の被ばく量が大きくなることから，2 日目以降はＡ班の代わりに，訓練直であるＢ班が中央制御室に滞在するものとして評価した。最も被ばく量が大きくなる班の被ばく量の合計は，6 号炉放出時で約79mSv,7 号 炉 放 出 時 で 約 93mSv と な る 。
したがって，原子炉建屋から大気中に放射性物質が放出されると仮定しても，評
価 結 果 は ，「 判 断 基 準 は ， 運 転 員 の 実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こ と 」 を 満足する。
なお，本評価においては通常の勤務サイクルにおける滞在時間を用いているが，
被 ば く 量 が 100mSv に 近 く な る 場 合 は 早 め に 交 替 す る 等 の 対 応 を 行 い ， 被 ば く 量 の 低減に努める。
表 2-11-4

各 勤 務 サ イ ク ル で の 被 ば く 量 （ 6 号 炉 放 出 時 ） (mSv)

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

Ａ班

約 43

約 13

約 14

約 9.3

-

-

-

約 79

Ｂ班

-

-

-

-

-

-

-

0

Ｃ班

-

-

約 29

約 12

約 7.7

約 6.5

-

約 55

Ｄ班

-

-

-

-

約 9.2

約 7.7

約 3.0

約 20

Ｅ班

約 15

約 20

-

-

-

-

約 8.7

約 43

表 2-11-5

各 勤 務 サ イ ク ル で の 被 ば く 量 （ 7 号 炉 放 出 時 ） (mSv)

1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

合計

Ａ班

約 93

-

-

-

-

-

-

約 93

Ｂ班

-

約 13 ※ 1

約 14 ※ 1

約 8.9 ※ 1

-

-

-

約 36

Ｃ班

-

-

約 37

約 12

約 7.3

約 5.8

-

約 61

Ｄ班

-

-

-

-

約 8.6

約 7.1

約 2.6

約 18

Ｅ班

約 19

約 22

-

-

-

-

約 7.0

約 48

※1

Ｂ班がＡ班の代わりに中央制御室に滞在すると想定

59-11-添 2-11-4

2-12

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい率の設定について

原 子 炉 建 屋 は ，事 故 時 に は 非 常 用 ガ ス 処 理 系 に よ っ て 負 圧 に 保 ち ，0.5 回 /日 で 換 気する。一方，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価においては，非常用ガス処理系が停止していることから，原子炉建屋からの漏えい率を別途設定する必要がある。
ここでは，建屋周辺の風速によって原子炉建屋内と建屋外とに差圧が生じ，放射性物質を含む原子炉建屋内の気体が建屋外へ漏えいすると仮定した場合の漏えい率を評価する。

(1)式 に 建 屋 周 辺 の 風 速 と 建 屋 差 圧 （ 風 荷 重 ） の 関 係 を 示 す 。
Δ P＝ － C×ρ ×v 2 /2・ ・ ・ (1)Δ P ： 風 荷 重 （ kg/m 2 ）C： 風 力 係 数 （ － 0.4）

ρ： 空 気 密 度 （ 0.125kgs 2 /m 4 ： 大 気 圧 101kPa， 大 気 温 15℃ ）v： 風 速 （ 10.2m/s）（ 敷 地 内 で 観 測 し た 1985 年 10 月 ～ 1986 年 9 月 の 地 上 高 10m 風 速 観 測 結
果 か ら ， 累 積 出 現 頻 度 が 97%に あ た る 風 速 10.2m/s を 選 定 ）出典：建築学便覧Ⅱ 構造

次 に ， 差 圧 と 流 量 の 一 般 の 相 関 式 を (2)式 に 示 す 。
Q∝ √ Δ P ・ ・ ・ (2)Q： 流 量 （ m/s）

Δ P： 差 圧 （ mmH 2 O）
な お ， 1mmH 2 O=1kg/m 2

原 子 炉 建 屋 は ， 建 屋 負 圧 6.4mmH 2 O で 漏 え い 率 が 0.5 回 /日 以 下 に な る よ う に 設 計 さ
れ て い る た め ， 実 風 速 に よ る 建 屋 差 圧 と 漏 え い 率 の 関 係 は (3)式 の よ う に な る 。

f 1 ＝ f 0 ×√ (Δ P 1 /Δ P 0 ) ・ ・ ・ (3)f1： 実 風 速 時 の 漏 え い 率 （ 回 /日 ）59-11-添 2-12-1

f0： 原 子 炉 建 屋 の 設 計 漏 え い 率 （ 0.5 回 /日 ）Δ P 1 ： 実 風 速 時 の 建 屋 差 圧 （ 2.6mmH 2 O）
Δ P 0 ： 原 子 炉 建 屋 の 設 計 建 屋 差 圧 （ 6.4mmH 2 O）

以 上 よ り ， 建 屋 周 辺 の 風 速 に よ っ て 生 じ る 原 子 炉 建 屋 か ら の 漏 え い 率 は 0.32 回 /日となる。

59-11-添 2-12-2

2-13

格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る こ と に よ る 影 響 に つ い て

中央制御室の居住性の評価に当たっては，よう素放出量の低減対策として導入した 格 納 容 器 内 pH 制 御 に つ い て は ， そ の 効 果 に 期 待 し な い も の と し て い る 。 以 下 では ， 格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の ， 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 与 え る 影 響を確認する。なお，評価条件は，放射性物質の大気中への放出量を除き，格納容器内
pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し な い 場 合 の 評 価 で 採 用 し た 評 価 条 件 と 同 じ と し た 。

１． 放射性物質の大気中への放出量
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る こ と に よ り ， 大 気 中 へ の よ う 素 の 放 出 量 が
低 減 さ れ る 。格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の ，放 射 性 物 質 の 放 出 量 を 表
2-13-1 に 示 す 。

表 2-13-1放射性物質の大気中への放出量（7 日間積算値）

核種グル
ープ

停止時炉内内蔵量[Bq]（ gross 値 ）

希ガス類
よう素類
Cs 類
Te 類
Ba 類
Ru 類
La 類
Ce 類

約 1.6×10 1 9
約 3.4×10 1 9
約 1.3×10 1 8
約 9.5×10 1 8
約 2.9×10 1 9
約 2.9×10 1 9
約 6.5×10 1 9
約 8.9×10 1 9放 出 放 射 能 量 [Bq]（ gross 値 ）（単一号炉当たり）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出（ 格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 す る ）約 7.6×10 1 8
約 4.6×10 1 0
約 3.4×10 9
約 2.4×10 9
約 2.3×10 9
約 3.7×10 8
約 6.6×10 7
約 3.0×10 8

59-11-添 2-13-1

２． 評価結果
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の 評 価 結 果 を 表 2-13-2 お よ び 表 2-13-3に 示 す 。被 ば く 量 の 合 計 は ，6 号 炉 放 出 時 で 約 19mSv,7 号 炉 放 出 時 で 約 32mSv と な る 。

表 2-13-2

格 納 容 器 内 pH制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の 中 央 制 御 室 の 居 住 性（重大事故）に係る被ばく評価結果（ 6号 炉 放 出 時 ）（ 運 転 員 の 交 替 を 考 慮 し な い 場 合 ）（ 単 位 ： mSv）
6号 炉
からの寄与

7号 炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

約 3.2×10 - 1

0.1 以 下

約 3.6×10 - 1② 大気中へ放出された
放射性物質のガンマ線による中央制御室
内での被ばく

約 2.0×10 0－

約 2.0×10 0③ 地表面に沈着し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

0.1 以 下－0.1 以 下④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質
による中央制御室内
での被ばく

約 1.6×10 1－

約 1.6×10 1

被ばく経路

室
内
作
業
時

（内訳）内部被ばく
外部被ばく（ 0.1以 下 ）（ 約 1.6×10 1 ）合計（①＋②＋③＋④）

約 1.9×10 1

（
（

－
－
0.1以 下） （ 0.1以 下 ）） （ 約 1.6×10 1 ）
約 19※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与について
は，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-添 2-13-2

表 2-13-3

格 納 容 器 内 pH制 御 の 効 果 に 期 待 し た 場 合 の 中 央 制 御 室 の 居 住 性（重大事故）に係る被ばく評価結果（ 7号 炉 放 出 時 ）（ 運 転 員 の 交 替 を 考 慮 し な い 場 合 ）（ 単 位 ： mSv）
6号 炉
からの寄与

7号 炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等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 ※1

約 1.6×10 0

0.1 以 下

約 1.6×10 0② 大気中へ放出された
放射性物質のガンマ線による中央制御室
内での被ばく－約 3.3×10 0

約 3.3×10 0③ 地表面に沈着し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－

0.1 以 下0.1 以 下④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質
による中央制御室内
での被ばく－

約 2.7×10 1

約 2.7×10 1（ 0.1以 下 ）（ 約 2.7×10 1 ）（ 0.1以 下 ）（ 約 2.7×10 1 ）約 3.0×10 1

約 32

被ばく経路

室
内
作
業
時

（内訳）内部被ばく
外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

（
（

－
－

）
）

約 1.6×10 0※1 代替循環冷却系を用いて事象を収束することに成功した号炉からの寄与について
は，格納容器から原子炉建屋への主たる漏えい期間が格納容器ベント実施時に比べ長くなることから，保守的に格納容器ベント実施時の 5 倍の線源強度になるものとして評価している。

59-11-添 2-13-3

2-14

マスクによる防護係数について

重大事故時の居住性に係る被ばく評価において，以下の検討を踏まえ，全面マス
ク の 防 護 係 数 と し て 50 を 使 用 し て い る 。

１．厚生労働省労働基準局長通知について「 電 離 放 射 線 障 害 防 止 規 則 の 一 部 を 改 正 す る 省 令 の 施 行 等 に つ い て 」（ 基 発 0412 第1号

都 道 府 県 労 働 局 長 あ て 厚 生 労 働 省 労 働 基 準 局 長 通 知 ） に よ る と ，「 200 万 ベ ク レ

ル毎キログラムを超える事故由来廃棄物等を取り扱う作業であって、粉じん濃度が10 ミ リ グ ラ ム 毎 立 方 メ ー ト ル を 超 え る 場 所 に お け る 作 業 を 行 う 場 合 、 内 部 被 ば く 線
量 を 1 年 に つ き 1 ミ リ シ ー ベ ル ト 以 下 と す る た め 、 漏 れ を 考 慮 し て も 、 50 以 上 の 防
護 係 数 を 期 待 で き る 捕 集 効 率 99.9%以 上 の 全 面 型 防 じ ん マ ス ク の 着 用 を 義 務 付 け た ものであること」としている。

● 以 下 ， 電 離 放 射 線 障 害 防 止 規 則 （ 最 終 改 正 ： 平 成 25 年 7 月 8 日 ） 抜 粋
第三十八条

事業者は、第二十八条の規定により明示した区域内の作業又は緊急作業その他の作業で、第三条第三項の厚生労働大臣が定める限度を超えて汚染された空気を吸入するおそれのあるものに労働者を従事させるときは、その汚染の程度に応じて防じんマスク、防毒マスク、ホースマスク、酸素呼吸器等の有効な
呼吸用保護具を備え、これらをその作業に従事する労働者に使用させなければならない。

59-11-添 2-14-1

● 以 下 ， 基 発 0412 第 1 号 （ 平 成 25 年 ４ 月 12 日 ） 抜 粋キ

保 護 衣 （ 第 38 条 関 係 ）① 第 1 項の「有効な呼吸用保護具」は、次に掲げる作業の区分及び事故由来廃棄物等の放射能濃度の区分に応じた捕集効率を持つ呼吸用保護具又はこれと同等以上のものをいうこと。
放射能濃度

放射能濃度

放射能濃度

200 万 Bq/kg 超

50 万 Bq/kg 超

50 万 Bq/kg 以 下

200 万 Bq/kg 以 下
高濃度粉じん作業
捕 集 効 率 99.9%以（粉じん濃度上

捕 集 効 率 95%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

捕 集 効 率 80%以 上

10mg/m 3 超 の 場 所（全面型）
における作業）
高濃度粉じん作業
以外の作業（粉じん 濃 度 10mg/m 3 以

捕 集 効 率 95%以 上下の場所における
作業）② 防 じ ん マ ス ク の 捕 集 効 率 に つ い て は 、 200 万 ベ ク レ ル 毎 キ ロ グ ラ ム を 超 え る 事
故 由 来 廃 棄 物 等 を 取 り 扱 う 作 業 で あ っ て 、 粉 じ ん 濃 度 が 10 ミ リ グ ラ ム 毎 立 方 メートルを超える場所における作業を行う場合、内部被ばく線量を 1 年につき 1
ミ リ シ ー ベ ル ト 以 下 と す る た め 、 漏 れ を 考 慮 し て も 、 50 以 上 の 防 護 係 数 を 期 待
で き る 捕 集 効 率 99.9%以 上 の 全 面 型 防 じ ん マ ス ク の 着 用 を 義 務 付 け た も の で あること。

２．マスクメーカーによる除染係数検査結果について
全面マスクを納入しているマスクメーカーにおいて，全面マスク（よう素用吸収缶）についての除染係数を検査している。本検査は，放射性ヨウ化メチルを用い，除59-11-添 2-14-2

染 係 数 を 算 出 し た も の で あ る 。 そ の 結 果 は ， DF≧ 1.21E+03 と 十 分 な 除 染 係 数 を 有 す
る こ と を 確 認 し た 。（ フ ィ ル タ の 透 過 率 は 0.083%以 下 ）表マスクメーカーによる除染係数検査結果

CA-N4RI（ 吸 収 缶 ） 放 射 性 ヨ ウ 化 メ チ ル 通 気 試 験
入口濃度(Bq/cm 3 )

４時間後
出口濃度

10 時 間 後

DF 値

出口濃度

(Bq/cm 3 )9.45E-02

4.17E-07

試験条件

DF 値

(Bq/cm 3 )2.27E+05

8.33E-07

1.13E+05

試 験 流 量 ： 20L/min
通 気 温 度 ： 30℃

7.59E-05

6.25E-08

1.21E+03

2.78E-08

2.73E+03

相 対 湿 度 ： 95%RH

また，同じくマスクメーカーにより全面マスクの漏れ率を検査しており，最大でも0.01%で あ っ た 。 こ の 漏 れ 率 と 除 染 係 数 （ フ ィ ル タ 透 過 率 ） か ら 計 算 さ れ る 防 護 係 数
は 約 1075 で あ っ た 。

防 護 係 数 (PF)=100／ {漏 れ 率 （ %） ＋ フ ィ ル タ 透 過 率 （ %） }=100／ (0.01＋ 0.083)≒ 1075

３．マスク着用に関する教育・訓練について
柏崎刈羽原子力発電所では，定期検査等において定期的に着用の機会があることか
ら，基本的にマスク着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教育・訓練を実施ししている。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用したマスク着用
訓 練 に お い て ， 漏 れ 率 （ フ ィ ル タ 透 過 率 を 含 む ） 2％ を 担 保 で き る よ う 正 し く マ ス ク
を着用できていることを確認する。
今後とも，さらに教育・訓練を進めていき，マスク着用の熟練度を高めていく。

59-11-添 2-14-3

2-15

格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベン ト を 想 定 す る 。 格 納 容 器 ベ ン ト に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス と し て は ， 大 破 断 LOCA＋ 全
交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を 選 定 し て い る 。
上述に加え，更なる安全性向上のために空調設計をより厳しくする観点から，両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，非同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合も想定し，自主的な対策を講じている。ここでは，格納容器ベントを非同時に実施する場合の影響を評価した。

非同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合，中央制御室退避室の空気ボンベによる陽圧化時間を分配する必要がある。運転員の交替を考慮
し な い 場 合 の 単 一 号 炉 放 出 時 に お け る 陽 圧 化 時 間 別 の 7 日 間 で の 実 効 線 量 を 図 2-151 に示す。
一 つ の 号 炉 か ら の 寄 与 を 50mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が 出 来 れ ば ， 両 方 の 号 炉において非同時に格納容器ベントを行った場合でも，運転員の交替を考慮することな
く ， 合 計 で 100mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が で き る 。 図 2-15-1 か ら ， 6 号 炉 放 出 時
は 7 時 間 ， 7 号 炉 放 出 時 は 9 時 間 の 陽 圧 化 を 行 う こ と で 50mSv/7 日 以 下 に 抑 制 で き ることが分かる。
従 っ て ， 6 号 及 び 7 号 炉 合 計 で 16 時 間 の 陽 圧 化 を 行 う こ と が で き れ ば 非 同 時 に 格
納 容 器 ベ ン ト を 行 っ た 場 合 で も 100mSv/7 日 以 下 に 抑 制 す る こ と が で き る 。 運 転 員 の更なる被ばく線量低減として，空気ボンベ陽圧化時間の延長を可能とするために配備するカードル式空気ボンベユニット（空気ボンベカードル車）を加味した総陽圧化可
能 時 間 は 約 20 時 間 で あ り ， 前 述 の 合 計 16 時 間 の 陽 圧 化 も 実 施 可 能 で あ る 。

59-11-添 2-15-1

図 2-15-1

陽圧化時間別の実効線量（運転員交替未考慮）

59-11-添 2-15-2

2-16

格納容器ベントを同時に実施する場合の影響について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，同時に重大事故が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベン ト を 想 定 す る 。 格 納 容 器 ベ ン ト に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス と し て は ， 大 破 断 LOCA＋ 全
交 流 動 力 電 源 喪 失 ＋ 全 ECCS 機 能 喪 失 シ ナ リ オ を 選 定 し て い る 。
上述に加え，更なる安全性向上のために遮蔽設計をより厳しくする観点から，両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合も想定し，自主的な対策を講じている。ここでは，格納容器
ベントを同時に実施する場合の影響を評価した。
2 つの号炉にて同時に格納容器ベントを行う場合，評価点と放出点の位置関係によっては，評価点に到達し影響を及ぼす放射性物質は片方の号炉から放出されたもののみとなる可能性がある。大気中に放出された放射性物質による影響が片方の号炉からのみとなるか否かは，大気拡散評価において選定された着目方位の重なりの有無を調
べ る こ と で 確 認 で き る 。 表 2-16-1 に ， 大 気 拡 散 評 価 に て 選 定 さ れ た 着 目 方 位 を 示す。
表 2-16-1 よ り ， 中 央 制 御 室 中 心 を 評 価 点 と す る 場 合 ， 二 つ の 放 出 点 に 対 し 評 価 された着目方位は，重なることなく異なっている。このことは，中央制御室中心位置にて，片方の放出点から放出された放射性物質が影響を及ぼすとき，もう片方の放出点から放出された放射性物質は影響を及ぼさないということに対応する。従って，中央制御室中心を評価点とする場合，格納容器ベントを同時に実施した場合の影響を，例
えば単一号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響の単純和により評価することは過度に保守的であると考えられる。
しかしながら，ここでは遮蔽設計をより保守的に評価するために，格納容器ベントを同時に実施した場合の影響を，単一号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響の 単 純 和 を と る こ と に よ り 評 価 し た 。 評 価 結 果 を 表 2-16-2 に 示 す 。
7 日 間 の 実 効 線 量 は ， 6 号 炉 か ら の 寄 与 は 約 24mSv， 7 号 炉 か ら の 寄 与 は 約 36mSv，
6 号 炉 と 7 号 炉 か ら の 寄 与 の 合 計 は 約 60mSv と な り ，「 判 断 基 準 は 、 運 転 員 の 実 効 線
量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こ と 」 を 満 足 し て い る 。
59-11-添 2-16-1

表 2-16-1
評価点
中央制御室
中心

各放出点における着目方位

放出点
6 号炉格納容器圧力逃がし装
置配管
7 号炉格納容器圧力逃がし装
置配管

着目方位
SE,SSE,S,SSW,
SW,WSW
WNW,NW,NNW,N,
NNE,NE,ENE,E

表 2-16-2 中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 重 大 事 故 ） に 係 る 被 ば く 評 価 結 果（ 6号 炉 お よ び 7号 炉 同 時 放 出 時 ）（ 運 転 員 の 交 替 を 考 慮 し な い 場 合 ）（ 単 位 ： mSv）
6号 炉
からの寄与

7号 炉
からの寄与

合計

① 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御
室内での被ばく約 2.6×10 0

約 1.2×10 0

約 3.8×10 0② 大気中へ放出された
放射性物質のガンマ線による中央制御室
内での被ばく約 2.6×10 0

約 4.4×10 0

約 7.0×10 0③ 地表面に沈着し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

0.1 以 下0.1 以 下0.1 以 下④ 室内に外気から取り込まれた放射性物質
による中央制御室内
での被ばく

約 1.8×10 1

約 3.1×10 1

約 4.9×10 1

被ばく経路

室
内
作
業
時

（内訳）内部被ばく
外部被ばく（ 約 2.2×10 0 ）（ 約 1.6×10 1 ）合計（①＋②＋③＋④）

約 24

59-11-添 2-16-2（ 約 3.7×10 0 ） （ 約 5.9×10 0 ）（ 約 2.7×10 1 ） （ 約 4.3×10 1 ）
約 36

約 60

2-17 格 納 容 器 の 漏 え い 孔 に お け る エ ア ロ ゾ ル の 捕 集 係 数 に つ い て

格 納 容 器 か ら 原 子 炉 建 屋 へ の 放 射 性 物 質 の 放 出 割 合 は ， MAAP コ ー ド に て 評 価 を 行っている。この際，想定する放出率は希ガス等の気体に対するものであり，エアロゾ
ル粒子が漏えい孔で捕集される効果は考慮されていない。
格納容器健全時においては，格納容器のフランジ部や電気配線貫通部が格納容器の主たる漏えい孔になると考えられる。また，これらの貫通部は非常に狭く複雑な構造をしているため，エアロゾル粒子は格納容器外に放出される前に貫通部内で大部分が捕集されることが実験的に確認されている。
そこで，中央制御室の居住性評価に当たっては，格納容器の漏えい孔におけるエア ロ ゾ ル 粒 子 の 捕 集 係 数 と し て DF=450 を 採 用 し て い る 。
ここでは，格納容器の漏えい孔におけるエアロゾルの捕集係数について纏める。

（１）実験概要
格 納 容 器 の 漏 え い 孔 に お け る エ ア ロ ゾ ル 粒 子 の 捕 集 係 数 に つ い て は ，「 シ ビ ア ア ク
シ デ ン ト 時 の 格 納 容 器 貫 通 部 リ ー ク パ ス で の FP エ ア ロ ゾ ル 捕 集 効 果 （ Ⅱ ） 貫 通 部 での 除 染 係 数 と 実 機 へ の 適 用 」（ 渡 辺 氏 ， 山 田 氏 ， 大 崎 氏

日本原子力学会和文論文

誌 ， VoL.8,No.4,p.332-343 2009 年 ）（ 出 典 1） に て 実 験 結 果 が 纏 め ら れ て い る 。
この実験では，シビアアクシデント条件下での格納容器の漏えい孔におけるエア
ロゾルの捕集特性を評価するために，試験体（電気ペネ及びフランジガスケット）に対しエアロゾルを供給し，入口及び出口のエアロゾル濃度等を確認することで捕集特性を確認している。ここで，エアロゾル粒子のサンプリング測定中の水蒸気凝縮による測定誤差を避けるため，試験はドライ条件下（空気雰囲気下）で実施し，また，温度 100℃ ～ 200℃ ， 圧 力 0.11～ 0.60MPa の 範 囲 で 実 施 し て い る 。 ま た ， 試 験 体 に 供 給す る エ ア ロ ゾ ル 粒 子 は CsI を 採 用 し て お り ， 粒 径 は 空 気 動 力 学 径 で 0.5～ 5μ m に 分 布
し て い る 。 中 央 制 御 室 居 住 性 評 価 で 採 用 し て い る 事 故 シ ナ リ オ （ 大 LOCA＋ 全 ECCS 機
能喪失シナリオ＋全交流動力電源喪失）における格納容器内条件は試験条件に概ね包含されるため，本実験の結果は，当該事故シナリオに対しても適用可能であると考え
ら れ る 。 試 験 装 置 の 概 略 図 を 図 2-17-1 に 示 す 。

59-11-添 2-17-1

エアロゾル測定器

フランジ
電気ペネ
CsI 発 生 装 置

図 2-17-1

試 験 装 置 概 略 図 （ 出 典 1）

（２）実験結果
除 去 効 率 の 実 験 結 果 を 表 2-17-1 に 示 す 。 こ こ で ， 除 去 効 率 は ， 入 口 と 出 口 に お けるエアロゾルの質量濃度の比をとることで評価している。電気ペネを試験体とした場
合 の 平 均 の DF は 740， フ ラ ン ジ ガ ス ケ ッ ト を 試 験 体 と し た 場 合 の 平 均 の DF は 14 であった。
ま た ， 漏 え い 孔 の 大 き さ と 除 去 効 率 の 関 係 を 図 2-17-2 に 示 す 。 横 軸 は 試 験 体 の 等
価リーク面積，縦軸は除去効率である。ここで，等価リーク面積は，試験体に空気を59-11-添 2-17-2

供 給 し た と き の 流 量 と 圧 力 の 測 定 結 果 か ら 以 下 の 式 （ 出 典 2） に て 得 ら れ る 面 積 で あり，複雑な流路形状を持つリークパスの圧力損失の効果が含まれている。

Ae =

2∙
−1

∙

m ∶ 質 量 流 量 （ kg/s）

P ∶ 1 次側圧力()γ ∶ 比 熱 比 (−)

∙

∙

−

(

)

Ae ∶ 等 価 リ ー ク 面 積 (m )∶ 2 次側圧力（大気圧）(∶ 1 次側温度( )∶ 空 気 の ガ ス 定 数 (287 /))

図 2-17-2 よ り ， 等 価 リ ー ク 面 積 と 除 去 効 率 の 間 に は 顕 著 な 相 関 関 係 が 得 ら れ て い
ないため，当該文献中では，実機の適用に当たっては，各貫通部に前述の平均の除去効率を採用するものとしている。
ま た ， 当 該 文 献 に お い て は ， 代 表 的 な 実 機 プ ラ ン ト （ BWR） に お け る 格 納 容 器 貫 通
部 の 全 リ ー ク 面 積 の 評 価 値 を 用 い て ， 電 気 ペ ネ と フ ラ ン ジ ガ ス ケ ッ ト で の DF を 考 慮
し た 全 除 去 効 率 を 評 価 し て お り ， 450 程 度 も し く は そ れ 以 上 を 期 待 で き る と し て いる。
これらのことから，シビアアクシデント時の中央制御室の居住性においては，格納 容 器 の 漏 え い 孔 に お け る エ ア ロ ゾ ル 粒 子 の 捕 集 係 数 を 450 と し た 。 な お ， 希 ガ ス ，
無機よう素，有機よう素に対しては格納容器の漏えい孔では捕集されないものとした。

59-11-添 2-17-3

表 2-17-1 実 験 に よ り 得 ら れ た 除 去 効 率 （ DF）（ 出 典 1）

図 2-17-2 漏 え い 孔 の 大 き さ と 除 去 効 率 の 関 係 （ 出 典 1）
59-11-添 2-17-4

出 典 1： シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 時 の 格 納 容 器 貫 通 部 リ ー ク パ ス で の FP エ ア ロ ゾ ル 捕集 効 果 （ Ⅱ ） 貫 通 部 で の 除 染 係 数 と 実 機 へ の 適 用 」（ 渡 辺 氏 ， 山 田 氏 ，大崎氏

日 本 原 子 力 学 会 和 文 論 文 誌 ， VoL.8,No.4,p.332-343 2009 年 ）出 典 2： シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 時 の 格 納 容 器 貫 通 部 リ ー ク パ ス で の FP エ ア ロ ゾ ル 捕集効果（Ⅰ） 貫通部の損傷クライテリア（渡辺氏，山田氏，大崎氏
本 原 子 力 学 会 和 文 論 文 誌 ， VoL.8,No.3,p.254-263 2009 年 ）59-11-添 2-17-5日

2-18 審査ガイド※2 への適合状況について
実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
3.制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第 74 条（原子炉制御室）
1

第 74 条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

１b) →
①

ス」として，格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度に要件を満たすものであること。

よる静的負荷のうち，格納容器過圧の破損モードにおいて想定している，大破断設置許可基準規則解釈第３７条の想定する格納容器破損モードのうち、原

LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定

子炉制御室の運転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する。基本的には代替循環冷却系により事象を収束するが，単一号炉において代替功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃が循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行うことをし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
②

想定する。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内pH制御につい運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

③

交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

④

判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

評価事象については，「想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運
転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ｂ） 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について、次の①

審査ガイド通りては，その効果に期待しないものとした。
②

中央制御室滞在時は保守的にマスクの着用を考慮しないものとした。
入退域時はマスクの着用を考慮した。

③

運転員の勤務形態（5 直 2 交替）を考慮して評価している。

④

運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している。

4.居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4.1 →

①

居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に係

最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づいて評価しる被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件の適用ている。実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づを否定するものではない。

いて評価している。

②

実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

③

不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超え審査ガイド通りる場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。

59-11-添 2-18-1

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド(1)被ばく経路

4.2(1) →原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次審査ガイド通り

中央制御室居住性に係る被ばく経路は図１のとおり，①～⑧の経路に対して評価している。

の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。
①

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.1(1)①→

審査ガイド通り／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びアニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉
制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線
量を評価している。

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

②

大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対4.1(1)②→

審査ガイド通り

策所内での被ばく
大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による外部被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）

大気中へ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外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガ
ンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の外部被ばく（クラウドシャイン）を評価している。

二

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

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

59-11-添 2-18-2

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド③

外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく

4.1(1)③→

審査ガイド通り

中央制御室に取り込まれた放射性物質は，中央制御室内に沈着せずに浮遊しているものと原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による仮定して評価している。

被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質
は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。
一

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制御室内に取り込まれ物質の吸入摂取による内部被ばくる。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外部被ばくおよび吸入摂取

二による内部被ばくの和として実効線量を評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1)④→

審査ガイド通り

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

建屋内等の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

建屋内等の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

⑤

大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1)⑤→

審査ガイド通り

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算

大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばくは，中央制御室のする。

壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「4.1(1)②大気中へ放出された放射一性物質による中央制御室内での被ばく」と同様な手法で，放射性物質からのガンマ線による放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）

外部被ばくおよび吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価している。地表面二に沈着した放射性物質からのガンマ線についても考慮して評価している。

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャ

イン）
三放射性物質の吸入摂取による内部被ばく(2)評価の手順

4.1(2) →原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を審査ガイド通り

中央制御室居住性に係る被ばくは図 3 の手順に基づいて評価している。

図 3 に示す。

59-11-添 2-18-3

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
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に用いる

4.1(2)a. →ソースタームを設定する。

評価事象については，「想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員の被ば・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評

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」として，格納容器

価（参 2）で想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員又は対策要

破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度による静的負荷のうち，格納容器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

過圧の破損モードにおいて想定している，大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）の

交流動力電源が喪失したシーケンスを選定した。基本的には代替循環冷却系により事象をソースターム解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性収束するが，単一号炉において代替循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用いた格

物質存在量分布を設定する。

納容器ベントを行うことを想定した。格納容器から格納容器圧力逃がし装置への流入量，及・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物質の大び，格納容器から原子炉建屋への漏えい量を，MAAP 解析及び NUREG-1465 の知見を用いて評気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した価した。ただし，MAAP コードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放無機よう素，及び有機よう素については，大気中の放出量評価条件を設定し，放出量を評価

射性物質放出量を計算する。

した。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内 pH 制御については，そのまた、放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施審査ガイド通り効果に期待しないものとした。

設内の放射性物質存在量分布を設定する。
b．原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度

4.1(2)b. →審査ガイド通り及び相対線量を計算する。

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累積出現頻度 97％に当たる値を用いている。評価においては，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。

c．原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

4.1(2)c. →審査ガイド通り

原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，建屋内の線源強度を計算している。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被ばく4.1(2)d. →審査ガイド通り

線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャ

前項 c 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線量を計算してインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。

いる。

・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着

前項 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した放射

した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

前項 a 及び b 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による被外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算している。

59-11-添 2-18-4

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被ばく評価に関する審査ガイド
び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
e．上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認す

4.1(2)e. →審査ガイド通りる。

前項 d で計算した線量の合計値が，「判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を
超えないこと」を満足していることを確認している。

4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件(1)沈着・除去等
a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ効率
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。

4.2(1)a. →審査ガイド通り

高性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率として，設計値である 99.9%を仮定して評価している。

なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。
b．空気流入率4.2(1)b. →審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。

中央制御室内を陽圧化している間は，空気の流入は考慮しない。

新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制御室／

中央制御室内を陽圧化していない間は，空気流入率を 0.05 回/h とした。

緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。
）(2)大気拡散a．放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度分布が放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算している。

審査ガイド通り

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。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間

柏崎刈羽発電所内で観測して得られた 1985 年 10 月 1 日から 1986 年 9 月 30 日の１年間の観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

気象資料を大気拡散式に用いている。また，建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守
的に地上風(地上約 10m)の気象データを使用している。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の拡散パ
ラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針（参 3）における相関式を用

水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針における相関式を用いて計算している。

59-11-添 2-18-5

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から放出点(格納容器圧力逃がし装置配管)から近距離の建屋(原子炉建屋)の影響を受けるため，

近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

散による拡散パラメータを用いる。
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出点と巻一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一

放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）と建屋の高さがほぼ同じであるため，2.5 倍に満た二放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n について、放ない。
放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合
三評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評価点（中央制御室等）は，巻き込みを生じる建屋（原子炉建屋）の風下側にある。

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響はないもの
として大気拡散評価を行うものとする（参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に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、放射性物質濃及ぶ可能性のある複数の方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)及び 5 方位(入退域)，7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

号炉事故時は 8 方位(中央制御室)及び 9 方位(入退域)）を対象としている。

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。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性

放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

法について（内規）」に基づいて評価している。

b．建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b. →・巻き込みを生じる代表建屋

建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

1) 原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡放出源(格納容器圧力逃がし装置配管)から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋と散が生じているものとする。

して原子炉建屋を代表建屋としている。

2) 巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助建
屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源

59-11-添 2-18-6

審査ガイド通り

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイドの近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又は ii)によって、原
子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i) 事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流入
2) 建屋による巻き込みの影響が生じる場合、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には外気の取入れにより中央制御室を時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによ陽圧化し，室内への流入を遮断するとして評価しているため，給気口が設置されている建屋

る拡散の効果が及んでいると考えられる。

の屋上面を選定するが，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度を評価している。

このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊
急時対策所が属する建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室中心としている。

制御室／緊急時対策所が属する建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。
3) 代表面における評価点i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

中央制御室が属する建屋の屋上面を選定するが，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度

時対策所の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えらを評価している。

れるので、評価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の屋

屋上面を代表としており，評価点は中央制御室中心としている。

上面とすることは適切な選定である。

また，放出点と評価点間の直線距離に基づき，濃度評価の拡散パラメータを算出している。

59-11-添 2-18-7

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れている場合

直線距離の評価に当たっては，保守的に評価点が放出点と同じ高さであると仮定した。

は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の側面を代表評価面
として、それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋上面を代表面とする場合は、評価点として原子炉制御室／緊急時制御室／
緊急時対策所の中心点を選定し、対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。
またσy＝0 及び σz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。
・着目方位1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算では、代表建建屋による巻き込みを考慮し，ⅰ）～ⅲ）の条件に該当する方位を選定し，建屋の後流側の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、放射性物質濃拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)

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

及び 5 方位(入退域)，7 号炉事故時は 8 方位(中央制御室)及び 9 方位(入退域)）を対象とし方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりている。

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。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i）

放出点が評価点の風上にあること

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、評価点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には、図 6

放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。
放出点は建屋に近接しているため，放出点が評価点の風上となる 180°を対象としている。

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

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数のする風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に示す方法を用いることができる。評価点が建方位（6 号炉事故時は 6 方位(中央制御室)及び 5 方位(入退域)，7 号炉事故時は 8 方位(中屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 7 のハッチング部分)の内部にある場合は、風向の央制御室)及び 9 方位(入退域)）を評価方位として選定としている。

方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。

59-11-添 2-18-8

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2) 具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

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

度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので、すべての方位について，原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3) 風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。方位によ原子炉建屋の地表面からの投影面積を用いている。

って風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、
原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c．相対濃度及び相対線量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相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間（保守的放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

に 1 時間とする）を基に，短時間放出の式を適用し，評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算モデル

相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モデルに適用してに適用して評価点ごとに計算する。

計算している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間につい年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を小さい方から累積し，97％に当たる値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。

を用いている。

・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく

相対濃度及び相対線量の詳細は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法

評価手法について（内規）」（参 1）による。

について（内規）」に基づいて評価している。

d．地表面への沈着

4.2(2)d. →59-11-添 2-18-9

審査ガイド通り

審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
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地表面物質への乾性沈着及び降雨への湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算している。

着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

沈着速度(1.2cm/s)については線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設定している。乾性沈着速度は NUREG/CR-4551 Vol.2 より設定している。

e．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つ

中央制御室は外気の取入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとして評価しの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。

ている。中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価している。

一

審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備によって室内に取り入れること（外気取入）
二原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質は、一様

中央制御室では放射性物質は一様混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊して混合すると仮定する。

いるものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質
は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の中央制御室は外気の取入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとして評価し取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

ている。中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価している。

・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

直接流入量の評価に当たっては，バウンダリ容積を用いて計算している。

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。
(3)線量評価
a．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊4.2(3)a. →急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換

・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積

算係数の積で計算した線量率を積分して計算している。

分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

中央制御室内の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

59-11-添 2-18-10

審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)b →／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）

中央制御室におけるグランドシャインについては，地表面沈着濃度及びグランドシャイン

審査ガイド通り・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈に対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

中央制御室内の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

4.2(3)c →審査ガイド通り

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

中央制御室における内部被ばく線量については，空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係

質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、呼吸率及び吸数の積で計算した単位時間当たりの被ばく線量を積算して計算している。

入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

中央制御室では室内での放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。その場マスクの着用を考慮しない。

合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。
d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

4.2(3)d →審査ガイド通り質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

中央制御室に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線量については，質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度及びクラウ

空気中濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率

ドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

を積算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

中央制御室では室内での放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
e．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラウド

4.2(3)e →シャイン）

入退域でのクラウドシャイン線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに対する審査ガイド通り・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積

外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（グラ4.2(3)f →ンドシャイン）

入退域でのグランドシャイン線量については，地表面沈着濃度及びグランドシャインに対・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

59-11-添 2-18-11

審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g →審査ガイド通り・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積分濃入退域での内部被ばくについては空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算

度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

した単位時間当たりの被ばく量を積算して計算している。

・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。

入退域でのマスク着用による被ばく低減効果を考慮している。

h．被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同

6 号炉，7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定した場合，第一に両号炉において時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設から被ばく経路別に個別

代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，本被ばく評価においてに評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設

は，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器

敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した、より現実的な被圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定して評価している。

審査ガイド通り

ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。
4.3 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等(1)ソースターム

4.3(1)→

審査ガイドの趣旨に基づき設定

a．原子炉格納容器内への放出割合

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

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している。

審査ガイド通りンスのソースターム解析結果を基に設定する。
・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。

希ガス類，よう素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La 類を考慮している。

・なお、原子炉格納容器内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。

よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

b．原子炉格納容器内への放出率
・原子炉格納容器内への放射性物質の放出率は、4.1（2）a で選定した事故シーケン

4.3(1)b →審査ガイド通りスのソースターム解析結果を基に設定する。

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設定している。

(2)非常用電源
非常用電源の作動については、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展解4.3(2) →59-11-添 2-18-12

審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
析条件を基に設定する。

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している。

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。
(3)沈着・除去等
a．非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）
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

4.3(3)a. →非常用ガス処理系による除去効果は考慮していない。

4.3(3)b. →非常用ガス処理系による除去効果は考慮していない。

4.3(3)c. →審査ガイド通りは、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。

b．非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）フィルタ効率
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。

c．原子炉格納容器スプレイ
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。

ドライウェル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
析条件を基に設定している。

d．原子炉格納容器内の自然沈着
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。

4.3(3)d. →審査ガイド通り

原子炉格納容器内のエアロゾルの除去については，MAAP 解析に基づき評価している。
無機よう素の原子炉格納容器内への沈着による除去係数は，「発電用軽水型原子炉の安全評
価に関する審査指針」（平成 2 年 8 月 30 日 原子力安全委員会決定 一部改訂 平成 13 年 3 月
29 日 原子力安全委員会）を参照し 2 と設定している。
無機よう素のサプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数は，Standard Review
Plan6.5.5 に基づき 10 と設定している。

59-11-添 2-18-13

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中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
ドライウェルスプレイによる無機よう素の除去係数は，CSE 試験に基づき 100 と設定している。
e．原子炉格納容器漏えい率
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)e. →審査ガイド通り

4.1(2)a 選定した事故シーケンスの原子炉格納容器内圧力に応じた漏えい率を設定している。

f．原子炉制御室の非常用換気空調設備
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。

4.3(3)f. →審査ガイド通り

可搬型陽圧化空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交流動
力電源喪失を想定した遅れを有効性評価で設定した 12 時間（※1）として評価した。
※1 可搬型陽圧化空調機の起動時間については，3 時間へ短縮予定(4)大気拡散a．放出開始時刻及び放出継続時間
放射性物質の大気中への放出開始時刻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。

4.3(4)a. →審査ガイド通り

放射性物質の大気中への放出開始時刻は，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している。実効放出継続時間は保守的に１時間としている。

b．放出源高さ
放出源高さは、4.1（2）a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放出を4.3(4)b. →審査ガイドの趣旨に基づき設定仮定する。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、放放出源高さは，格納容器圧力逃がし装置配管高さを仮定している。

出エネルギーを考慮してもよい。

放出エネルギーによる影響は考慮していない。

(5)線量評価
a．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室内での外部被ばく・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、想定事故時

4.3(5)a. →に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。この原子4.1(2)a で選定した事故シーケンスの解析結果を基に，想定事故時に原子炉建屋内に放出さ炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。

れた放射性物質を設定し，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。

・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、事故

建屋内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布しているものとし，事故後 1 日毎の積算

後 7 日間の積算線源強度を計算する。

線源強度を 7 日目まで計算している。

59-11-添 2-18-14

審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線によ原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被る外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計

ばく線量は，積算線源強度，施設の位置・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮蔽算する。

構造（原子炉建屋外部遮蔽構造，中央制御室遮蔽構造）から計算している。直接ガンマ線による外部被ばく線量を QAD-CGGP2R コード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量
を ANISN コード及び G33-GP2R コードで計算している。また，よう素フィルタ内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量も評価している。
スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は QAD-CGGP2R コード及びMCNP5 コードで計算している。

b．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.3(5)b. →審査ガイド通り・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域

・積算線源強度、原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直時の外部被ばく線量は，4.3(5)a と同様の条件で計算している。

接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

また，よう素フィルタ内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量も評価している。スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は MCNP5 コードで計算している。

59-11-添 2-18-15

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド

図 1 → 審査ガイド通り

59-11-添 2-18-16

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド

図 3 → 審査ガイド通り

59-11-添 2-18-17

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド(6 号側)

59-11-添 2-18-18

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド(7 号側)

59-11-添 2-18-19

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
図 4 → 審査ガイド通り（6 号側）

59-11-添 2-18-20

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド（7 号側）

59-11-添 2-18-21

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド
図 5，6，7，8 → 審査ガイド通り

図 10 → 審査ガイド通り

59-11-添 2-18-22

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る

中央制御室に係る被ばく評価の適合状況

被ばく評価に関する審査ガイド

59-11-添 2-18-23

60‐1
SA 設備基準適合性一覧表

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

第1号

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1
項

関連資料

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
5
号

第
4
3

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料条

第 可搬SAの容量
1号
関連資料

可搬型放射線計測器(可搬型ダスト・よう素サンプラ)

類型化
区分

屋外

Ｄ

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮するよう転倒防止措置を実施）－（人が携行 して使用するため，有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）（接続作業）

第 アクセスルート
6号 関連資料第7号

共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
要因
故サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）60-4-1

Bc
Bd
Bg

おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
－

現場操作
（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bc
Bd

60-3-2 配置図

J

試験及び検査（本来の用途として使用）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う

60-3-2 配置図

60-3-1 配置図

計測制御設備（機能・性能検査が可能）（外観検査が可能）
60-4-2

対象外

60-3-1 配置図

Ｊ

試験及び検査（本来の用途として使用）

対象外

60-3-2 配置図

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-1 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2 配置図
Ａａ

現場（設置場所）操作

Ｃ

その他設備
（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を緊急時対策所毎に配備）

60-3-1 配置図
その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット14台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計15台を配備）
60-5-160-5-2－60-3-1 配置図
対象外－60-7-1（常設設備と接続せず使用）－（常設設備と接続せず使用）

対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

60-3-2 配置図Ｂｂ60-6-1 保管場所図
屋外アクセスルートの確保

容量設定根拠60-3-2 配置図

60-3-1 配置図
屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｃ

60-3-2 配置図

60-3-1 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ａａ

60-3-2 配置図

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）

第 保管場所5
号 関連資料－

60-3-1 配置図

第 異なる複数の接続箇所の確保
3

4
号 関連資料一覧表（可搬型）

類型化
区分（常設設備と接続せず使用）

第 設置場所

SA 設備基準適合性

可搬型モニタリングポスト

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料

号 関連資料第3項

６号及び７号炉

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａｂ

60-6-2 保管場所図
Ｂ

アクセスルート図

屋外アクセスルートの確保
60-7-2

Ｂ

アクセスルート図防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)（モニタリング・ポストと位置的分散）

Ｂ防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)（放射能観測車と位置的分散）

Ｂ

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外－

60-1-1－

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線６号及び７号炉

SA 設備基準適合性一覧表（可搬型）

可搬型放射線計測器(ＮａＩシンチレーションサーベイメータ)

類型化
区分

可搬型放射線計測器(ＧＭ汚染サーベイメータ)

類型化
区分

屋外

Ｄ

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-2 配置図

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-2 配置図

Bc
Bd

現場操作
（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bc
Bd

号
第
1

関連資料

項
第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第第 設置場所6

4
3

号 関連資料条

60-3-2 配置図
計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）

60-3-2 配置図

J（校正が可能）60-4-360-4-4
対象外

60-3-2 配置図号

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料
第 異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第 設置場所第3

4号 関連資料（本来の用途として使用）

対象外

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-2 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2 配置図Ａａ60-3-2 配置図

関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアッ

60-5-3Ｃ

60-5-4－

Ｃ

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）－

60-3-2 配置図
対象外60-3-2 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を緊急時対策所毎に配備）

60-3-2 配置図（常設設備と接続せず使用）

Ａａ60-3-2 配置図

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）

現場（設置場所）操作

その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測にプとして1台の合計3台を緊急時対策所毎に配備）
関連資料

試験及び検査60-3-2 配置図

その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に
第 可搬SAの容量
1

Ｊ（校正が可能）試験及び検査（本来の用途として使用）

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）（常設設備と接続せず使用）

対象外

60-3-2 配置図－

60-3-2 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

60-3-2 配置図

項
第 保管場所5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

要
因
故
サポート系要因障

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａｂ

60-6-2 保管場所図
屋外アクセスルートの確保
60-7-2Ｂ

サポート系なし

屋外アクセスルートの確保
60-7-2防止・緩和以外（可搬型重大事故防止設備ではない）－

60-1-2

Ｂ

アクセスルート図防止・緩和以外
Ｂ

対象外(代替するＤＢ設備あり)（放射能観測車と位置的分散）

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

防
止
関連資料

Ａｂ

60-6-2 保管場所図

アクセスルート図(代替するＤＢ設備あり)（放射能観測車と位置的分散）

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

－

Ｂ

対象外

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

第1号

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1
項

関連資料

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
5
号

第
4
3

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料条

第 可搬SAの容量
1号
関連資料

可搬型放射線計測器(電離箱サーベイメータ)

類型化
区分

屋外

Ｄ

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）

第 アクセスルート
6号 関連資料第7号

共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
要因
故サポート系要因
障
防
止
関連資料

－

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）60-4-5

Bc
Bd

おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
－

現場操作
（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bc
Bd

60-3-2 配置図

J

試験及び検査（本来の用途として使用）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う

60-3-2 配置図

60-3-2 配置図

計測制御設備（機能・性能検査，特性検査が可能）（校正が可能）60-4-6

対象外

60-3-2 配置図

Ｊ

試験及び検査（本来の用途として使用）

対象外

60-3-2 配置図

他設備から独立Ａｃ

他設備から独立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-2 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-2 配置図
Ａａ

現場（設置場所）操作

Ｃ

その他設備
（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット2台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計3台を緊急時対策所毎に配備）

60-3-2 配置図
その他設備（発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針の測定上限値を満足する容量
配備数は1セット1台，故障時及び保守点検時のバックアップとして1台の合計2台を緊急時対策所毎に配備）
60-5-560-5-6－60-3-2 配置図
対象外－60-7-2（常設設備と接続せず使用）－（常設設備と接続せず使用）

対象外（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－

60-3-2 配置図Ａｂ60-6-2 保管場所図
屋外アクセスルートの確保

容量設定根拠60-3-2 配置図

60-3-2 配置図
屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｃ

60-3-2 配置図

60-3-2 配置図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ａａ

60-3-2 配置図

容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）

第 保管場所5
号 関連資料－

60-3-2 配置図

第 異なる複数の接続箇所の確保
3

4
号 関連資料一覧表（可搬型）

類型化
区分（常設設備と接続せず使用）

第 設置場所

SA 設備基準適合性

可搬型放射線計測器(ＺｎＳシンチレーションサーベイメータ)

第 可搬SAの接続性
2号 関連資料

号 関連資料第3項

６号及び７号炉

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａｂ

60-6-2 保管場所図
Ｂ

アクセスルート図

屋外アクセスルートの確保
60-7-2

Ｂ

アクセスルート図防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

対象外

防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外－

60-1-3－

柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
第

に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号
第

関連資料

1
項
第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第第 設置場所6

4
3

号 関連資料条

６号及び７号炉

SA 設備基準適合性

小型船舶

類型化
区分

可搬型気 象観測装置

類型化
区分

屋外

Ｄ

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水を通水又は海で使用

Ⅰ（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－－

60-3-3 配置図

1
号
関連資料
第 可搬SAの接続性
2号 関連資料第 異 なる複 数の接続箇 所の確保
3号 関連資料

第3
項

第 設置場所4
号 関連資料第 保 管 場所
5
号 関連資料第 アクセスルート
6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

障

サポート系要因

おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

現場操作

Bc

現場操作

（運搬設置）（操作スイッチ操作）

Bd（運搬設置）（操作スイッチ操作）（接続作業 ）60-3-3 配置図
その他設備（起動試験が可能）

M（外観検査が可能）

計測制 御 設備
（機能・性能検査，特性検査が可能）

Bc
Bd
Bg

Ｊ

60-4-8 試験及び検査
対象外

60-3-3 配置図（本来の用途として使用）

対象外

60-3-4 配置図

他設備から独 立

Ａｃ

他設備から独 立

Ａｃ

－

対象外

－

対象外

60-3-3 配置図
現場（設置場所）操作

60-3-4 配置図Ａａ60-3-3 配置図

現場（設置場所）操作

Ａａ

60-3-4 配置図
その他設備（海上モニタリングの測定が可能な容量
配備数は1セット1台，故障時及び保 守点検時のバックアッＣ（風向，風速その他の気 象条件の測定可能な容量
配備数は1セット1台，故障時及び保 守点検時のバックアップとして1台の合計2台を配備）

プとして1台の合計2台を配備）

60-5-7 容量設定根拠

60-5-8 容量設定根拠（常設設備と接続せず使用）－

60-3-3 配置図（常設設備と接続せず使用）

対象外－（常設設備と接続せず使用）

Ｂｂ（放射線量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定）

Ｂ

屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｂｂ

屋外アクセスルートの確保

Ｂ

60-7-3 アクセスルート図

防止・緩和以外(代替するＤＢ設備なし)

対象外

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

対象外

60-1-4－60-6-4 保 管 場所図60-7-2 アクセスルート図－

対象外

60-3-4 配置図

60-6-3 保 管 場所図
屋外アクセスルートの確保－

60-3-4 配置図

60-3-3 配置図
屋外(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ｃ

60-3-4 配置図

60-3-3 配置図（放射線量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定）（常設設備と接続せず使用）防止・緩和以外(代替するＤＢ設備あり)

Ｂ（気 象観測設備と位置的分散）

サポート系なし（可搬型重大事故防止設備ではない）

防
止
関連資料

－

（校正が可能）60-4-7 試験及び検査（本来の用途として使用）－

60-3-4 配置図

要因故(周辺機器等からの悪影響により機能を失う

60-3-4 配置図

その他設備
第 可搬SAの容量一覧表（可搬型）－

対象外柏崎刈羽原子力発電所
第60条：監視測定設備

第1号

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号
第
1
項

関連資料

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3

第
5
号

条

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料

第 常設SAの容量
1
号
関連資料

第
2
項

第 共用の禁止
2号

６号及び７号炉

モニタリング・ポスト用発電機

類型化
区分

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

第
3
号

防
関連資料
止

－
－

60-3-5 配置図

現場操作（操作スイッチ操作）

Bd

60-3-5 配置図
発電機（機能・性能検査が可能）

Ｈ（負荷検査が可能）
60-4-9 試験及び検査（本来の用途として使用）

対象外

60-2-1 単線結線図
通常時は隔離又は分離

Ａｂ

－

対象外

60-2-1 単線結線図
現場（設置場所）操作

Ａａ

60-3-5 配置図

その他設備（モニタリング・ポスト9台に給電可能な容量）Ａ

60-5-9 容量設定根拠
共用する設備（モニタリング・ポスト同様に共用することによって安全性が向上するよう考慮）

関連資料
共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因故サポート系故障
障

SA 設備基準適合性

Ａ

ー

対象外

対象外

対象外

対象外
－

60-1-5

一覧表（常設）

60‐2
単線結線図

モニタリング・ポスト用発電機

単線結線図

５号炉 常用A系電源

５号炉 常用B系電源

モニタリング・
ポスト用
発電機

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

モニタリング・
ポスト-１※

モニタリング・
ポスト-２※

モニタリング・
ポスト-３※※ 3 局毎の構成を示す。モニタリング・ポスト-4～6，モニタリング・ポスト-7～9 についても同様。

60-2-1

60‐3
配置図

可搬型重大事故等対処設備

配置場所

放射線量の測定（可搬型モニタリングポスト）

60-3-1

可搬型重大事故等対処設備

使用場所

放射性物質の濃度の測定及び放射線量の測定（可搬型放射線計測器）

60-3-2可搬型重大事故等対処設備

使用場所

海上モニタリング（可搬型放射線計測器，小型船舶）

60-3-3

可搬型重大事故等対処設備

配置場所

風向，風速その他の気象条件の測定（可搬型気象観測装置）

60-3-4

常設重大事故等対処設備

配置場所

モニタリング・ポストへの代替交流電源からの給電（モニタリング・ポスト用発電機）

60-3-5

60‐ 4
試験及び検査定 期 事 業 者 検 査 対 象 外 の 設 備 に つ い て は ，図 面 を 添 付 し て い る 。

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

検出部（半導体式検出器）

検出部（NaI（Tl））シンチレーション検出器）

測定装置（表示）、記録
電源装置（内部バッテリー）

60-4-1

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

試料採取部

試料採取部（フィルタ）

60-4-2ＮａＩシンチレーションサーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

NaI(Tl)シ ン チ レ ー シ ョ ン 検 出 器

表示部

60-4-3

ＧＭ汚染サーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

表示部

ＧＭ管検出器60-4-4

ＺｎＳシンチレーションサーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

ZnS(Ag)シ ン チ レ ー シ ョ ン 検 出 器

60-4-5表示部

電離箱サーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

電離箱検出器表示部

60-4-6小型船舶（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

0.93m

1.86m

4.20m

60-4-7

可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

風向風速計

放射収支計

日射計

感雨雪器
雨量計

60-4-8

モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）
１．構造概略図

60-4-9

60‐ 5
容量設定根拠

名
計 測
範 囲

称

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）

nGy/h

10～ 10 9【設 定 根 拠】
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト は ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配 置する。
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト は ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 機 能 喪 失 時 に ，代替措置として用いるものである。
また，発電所海側等において，放射線量を監視するために用いるものである。
なお，可搬型モニタリングポストは，モニタリング・ポストと同数の9 台と発電所海側等に 5 台設置できる数量とする。
さ ら に ， 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 15 台 を 保 管 す る 。

１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Gy/h） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 10～ 10 9 nGy/h で あ る 。

60-5-1

名
流 量
範 囲

称

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ（6 号及び 7 号炉共用）

L/min

0～ 50

【設 定 根 拠】
可搬型ダスト・よう素サンプラは，可搬型重大事故等対処設備として配置する。
可搬型ダスト・よう素サンプラは，放射能観測車の機能喪失時の代替措置として用いるものである。
また，発電所敷地内及び周辺海域において，空気中の放射性物質を採取するものである。
なお，可搬型ダスト・よう素サンプラは，2 台に予備 1 台を含めた合計 3 台を，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ保管する。
１．流量範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 流 量 範 囲 は 0～ 50 L /min と す る 。
２．放射能濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質濃度の算出式
放 射 性 物 質 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/nGy/h） ×試 料 の NET 値 （ nGy/h） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ cm 3 ）60-5-2

名
計 測
範 囲

称

NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

μ Gy/h0.1～ 30【設 定 根 拠】
NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備として配置する。
NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 放 射 能 観 測 車 の 機 能 喪 失 時の代替措置として用いるものである。
また，発電所敷地内及び周辺海域において，採取した試料の放射性物
質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め
た合計 3 台を，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 0.1～ 30μ Gy/h で あ る 。
２．放射能濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1 放 射 性 物 質 濃 度 の 算 出 式
放 射 性 物 質 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/nGy/h） ×試 料 の NET 値 （ nGy/h） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ cm 3 ）60-5-3

名
計 測
範 囲

称

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

min - 10～ 100k【設 定 根 拠】
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ， 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配 置 する。
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ，放 射 能 観 測 車 の 機 能 喪 失 時 の 代 替 措 置 と して用いるものである。
また，発電所敷地内及び周辺海域において，採取した試料の放射性物
質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 3 台 を ，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査 指 針 」に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値（ 3.7×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 0～ 100kmin - 1 で あ る 。
２．放射能濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質濃度の算出式
放 射 性 物 質 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/min - 1 ） ×試 料 の NET 値 （ min - 1 ） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ cm 3 ）60-5-4

名
計 測
範 囲

称

ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ（6 号及び 7 号炉共用）

min - 10～ 100k【設 定 根 拠】
ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備として配置する。
ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 発 電 所 敷 地 内 及 び 周 辺 海 域において，採取した試料の放射性物質の濃度を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ， ZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ は ， 1 台 に 予 備 1 台 を 含めた合計 2 台を，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所にそれぞれ保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 敷 地 周 辺 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 上 限 値 （ 3.7 ×
10 1 Bq/cm 3 ） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 0～ 100kmin - 1 で あ る 。
２．放射能濃度の算出
放射性物質の濃度は，以下の算出式から求める。
2.1

放射性物質濃度の算出式
放 射 性 物 質 濃 度 （ Bq/cm 3 ）＝ 換 算 係 数 （ Bq/min - 1 ） ×試 料 の NET 値 （ min - 1 ） ／ サ ン プ リ ン グ 量 （ cm 3 ）60-5-5

名
計 測
範 囲

称

電離箱サーベイメータ（6 号及び 7 号炉共用）

mSv/h

0.001～ 1000

【設 定 根 拠】
電 離 箱 サ ー ベ イ メ ー タ は ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配 置 す る 。
電離箱サーベイメータは，発電所敷地内及び周辺海域において，放射線量率を計測して，その計測結果を監視するものである。
な お ，電 離 箱 サ ー ベ イ メ ー タ は ，2 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 3 台 を ，免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ保管する。
１．計測範囲「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査
指 針 」 に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Sv/h） を 満 足 す る よ う に 設 計 す る 。
そ の た め ， 計 測 範 囲 と し て は ， 0.001～ 1000mSv/h で あ る 。

60-5-6名

小型船舶（6 号及び 7 号炉共用）

称

最大積載重量kg

900【設 定 根 拠】
小型船舶は，可搬型重大事故等対処設備として配置する。
小型船舶は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な測定装置及び要員を積載できる設計とする。
なお，小型船舶は，1 台に予備 1 台を含めた合計 2 台を保管する。
１．積載重量範囲
放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な測定装置及び 要 員 の 総 重 量 約 500kg（ 測 定 装 置 等 約 200kg， 要 員 300kg（ 75kg×4））を積載できる設計とする。
小 型 船 舶 の 最 大 積 載 重 量 は 900kg で あ り ， 必 要 積 載 重 量 を 満 足 し て いる。

60-5-7

名可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）

称

計測範囲

風向

16 方 位

風速

0～ 60

風向風速計

m/s

日射計

kW/m 20～ 2.00

放射収支計

kW/m 2－ 0.250～ 1.25

雨量計

mm

0～ 100【設 定 根 拠】
可搬型気象観測装置は，可搬型重大事故等対処設備として配置する。
可 搬 型 気 象 観 測 装 置 は ，気 象 観 測 設 備 の 機 能 喪 失 時 の 代 替 措 置 と し て用いるものである。
な お ，可 搬 型 気 象 観 測 装 置 は ，1 台 に 予 備 1 台 を 含 め た 合 計 2 台 を 保管する。
１．計測範囲「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 解 析 に 関 す る 気 象 指 針 」に 定 め る 通 常 観 測の観測項目，観測単位，測定値の最小位数を満足するように設計する。
「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 解 析 に 関 す る 気 象 指 針 」に 定 め る 通 常 観 測の観測項目，観測単位及び測定値の最小位数を下表に示す。
観測項目

測定単位

測定値の最小位数

風向

16 方 位

1

風速

m/s

1/10

日射量

kW/m 2

1/100

2

1/500

放射収支量

kW/m

60-5-8

モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）

名称
台数

台

3台

容量

kVA/台

40kVA/台【設 定 根 拠】
モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 用 発 電 機 は ，常 設 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 配置する。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 用 発 電 機 は ， 常 用 電 源 が 喪 失 し た 場 合 ，モ ニ タ
リング・ポストに給電するためのものである。
１．容量
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 3 台 に つ き ，モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 用 発 電 機 を1 台配備する。モニタリング・ポスト用発電機は，表１のとおり必要な負荷をもとに設定する。
表１

モニタリング・ポスト１台の負荷詳細

機器名称

負 荷 （ kVA）

モニタリング・ポスト測定部

0.20

通信設備

0.16

その他

0.42

合計

0.78

こ の た め ， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 3 台 の 負 荷 は 合 計 2.34kVA で あ り ，
十 分 な 容 量 と し て ， 40kVA/台 と 設 計 す る 。
ま た ， 連 続 運 転 可 能 な 時 間 と し て ， プ ル ー ム 通 過 に 要 す る 10 時 間 の間，給油作業を行う必要がないよう，以下のとおりとする。
モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 用 発 電 機 の 燃 料 消 費 量（ 約 8.8L/h）で あ り ，モ
ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 用 発 電 機 軽 油 タ ン ク の 容 量 は ，190L で あ る こ と か ら（ た だ し ， タ ン ク の 最 低 油 量 と し て 約 23L を 下 回 っ た 場 合 停 止 す る ），約 19 時 間 連 続 運 転 可 能 な 設 計 と す る 。

60-5-9

60‐ 6
保管場所図：設計基準対象施設：重大事故等対処設備を示す。

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

放射線量の測定（可搬型モニタリングポスト）

60-6-1

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

放射性物質の濃度の測定及び放射線量の測定（可搬型放射線計測器）

60-6-2可搬型重大事故等対処設備

保管場所

海上モニタリング（可搬型放射線計測器，小型船舶）

60-6-3

可搬型重大事故等対処設備

保管場所

風向，風速その他の気象条件の測定（可搬型気象観測装置）

60-6-4

60‐ 7
アクセスルート図柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

重 大 事 故 等 時 ア ク セ ス ル ー ト 図（ 第 60 条 関 連 ）[屋 外 ] (1)60-7-1

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７炉重 大 事 故 等 時 ア ク セ ス ル ー ト 図 （ 第 60 条 関 連 ） [屋 外 ] (2)60-7-2

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

重 大 事 故 等 時 ア ク セ ス ル ー ト 図（ 第 60 条 関 連 ）[屋 外 ] (3)60-7-3

60‐8
監視測定設備について

<

目

次

>

1. 環 境 モ ニ タ リ ン グ 設 備 に つ い て
1.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト
1.1.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 配 置 及 び 計 測 範 囲
1.1.2 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源
1.1.3 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送
1.2 放 射 能 観 測 車
1.3 代 替 測 定
1.3.1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に よ る 放 射 線 量 の 測 定 及 び 代 替 測
定1.3.2 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 の 代 替 測 定
1.4 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 の 測 定
1.4.1 発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定
1.4.2 小 型 船 舶 に よ る 海 上 モ ニ タ リ ン グ
2. 気 象 観 測 設 備 に つ い て
2.1 気 象 観 測 設 備
2.2 可 搬 型 気 象 観 測 装 置
3.

参考

環境モニタリング設備等

1.

環境モニタリング設備について

1.1

モニタリング・ポスト

1.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に周辺監視区域
境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポスト 9台を設けており，連続測定したデータは，中央制御室及び緊急時対策所に表示し，監視を行うことができる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
な お ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト は ，そ の 測 定 値 が 設 定 値 以 上 に 上 昇 し た 場 合 ，
直 ち に 中 央 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 に 警 報 を 発 信 で き る 。配 置 図 を 図 1.1-1，
計 測 範 囲 等 を 表 1.1-1 に 示 す 。

：設計基準対象施設

60-8-1図 1.1-1

モニタリング・ポストの配置図

60-8-2

表 1.1-1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 計 測 範 囲 等
取付
名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲個数
箇所

NaI（ Tl ）モニタリング・

シンチレーション式

10

各 1

～
計測範囲で可変

周辺監視区
域境界付近

10 8 nGy/ h

ポスト
イオンチェンバ

各 1(9 箇 所 )イオンチェンバ

NaI（ Tl） シ ン チ レ ー シ ョ ン 式（モニタリング・ポストの写真）：設計基準対象施設

60-8-3

1.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストの電源は，常用電源 2 系統に接続しており，常用電源喪失時は，専用の無停電電源装置により常用電源復旧までの期間の機能を維 持 で き る 設 計 と す る 。 ま た ， 重 大 事 故 等 の 発 生 に よ り ， 12 時 間 以 上 常 用 電
源 が 復 旧 し な い 場 合 に ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 で あ る モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発
電 機 に よ る 給 電 が 可 能 な 設 計 と す る 。 モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 は ， 約
19 時 間 ご と に 給 油 を 行 う 。
無 停 電 電 源 装 置 及 び モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 の 設 備 仕 様 を 表 1.1-2 に ，モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 を 図 1.1-2 に ， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ
ス ト 用 発 電 機 の 配 置 図 を 図 1.1-3 に 示 す 。

表 1.1-2

無停電電源装置及びモニタリング・ポスト用発電機の設備仕様

名称

個数

発電

バックアップ

燃

方式

時間※３

料

出力

備考

常用電源喪失時に自局舎毎1.5k VAに 1台(3.0 kVA) ※ １

計 9台(5.0 kVA) ※ ２

動 起 動 し ，常 用 電 源 復

無停電
蓄電池

約 15 時 間 以 上－

旧までの期間を担保

電源装置
する。

常 用 電 源 喪 失 後 15基準地震動による地

時間以内に手動起震力に対する耐震性

1台
モニタリン

動 さ せ ， 約 19 時 間／

グ・ポ ス ト 用

ディーゼル
40kV A

3局が確認できないため，
軽ごとに給油を行い
エンジン

発電機

機能喪失した場合は，
油

つ つ ，常 用 電 源 復 旧

可搬型モニタリング

までの期間を担保ポストにより対応す

する。

る。

計 3台

※１

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 1， 5

※２モニタリング・ポスト 8※３

バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷より算出。

：設計基準対象施設
60-8-4：重 大 事 故 等 対 処 設 備

○電源構成概略（ 3 局 毎 の 構 成 を 示 す 。 MP-4～ MP-6， MP-7～ MP-9 に つ い て も 同 様 。）
５号 炉 常 用 A 系 電 源

５号 炉 常 用 B系 電 源

モニタリング・
ポスト用発電機

図 1.1-2

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

MP-１

MP-２

MP-３

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 1/2）

：設計基準対象施設：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-5

○外観写真（無停電電源装置の写真）
図 1.1-2（モニタリング・ポスト用発電機の写真）

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 2/2）

：設計基準対象施設：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-6

図 1.1-3

モニタリング・ポスト用発電機の配置図

60-8-7

1.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト で 測 定 し た デ ー タ の 伝 送 は ，建 屋 間 に お い て 有 線 と ，
衛星回線又は無線回線により多様性を有した設計とする。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送 概 略 図 を 図 1.1-4 に 示 す 。

凡例： 有線： 衛星回線： 無線回線

衛星回線

通信機器

無線回線

通信機器

モニタリング・ポスト局舎

図 1.1-4モニタリングポスト等
データ表示装置

免震重要棟内緊急時対策所

モニタリングポスト等
データ表示装置

６/７号炉中央制御室

通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

モニタリング・ポストの伝送概略図：設計基準対象施設

60-8-8

1.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視，測定，記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取，測定する装置等を搭載した放射能観測車を 1 台配備する。
また，福島第一及び第二原子力発電所に放射能観測車を各 1 台，合計 2 台
保有しており，融通を受けることが可能である。更に，原子力事業者間協力
協 定 に 基 づ き ， 放 射 能 観 測 車 11 台 の 融 通 を 受 け る こ と が 可 能 で あ る 。
放 射 能 観 測 車 搭 載 の 各 計 測 器 の 計 測 範 囲 等 を 表 1.2-1 に ， 放 射 能 観 測 車 の
保 管 場 所 を 図 1.2-1 に 示 す 。

表 1.2-1
名称

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等
検出器の種類

計測範囲

空間ガンマ

10

個数

サンプリング記録

1

サンプリング記録

1

サンプリング記録

1～

電離箱
10 8 nGy/h

線測定装置
放射能

1
GM 計 数 装 置

記録方法

～

GM 管
10 6

観測車
よう素測定

NaI(Tl)装置

シンチレーション（その他主な搭載機器）個数

：

カウント
1

10 6

～
カウント

各 1台

・ダスト・よう素サンプラ
・ＰＨＳ端末・衛星電話設備（携帯型）
・風向，風速計（放射能観測車の写真）：設計基準対象施設

60-8-9図 1.2-1

放射能観測車の保管場所

60-8-10

1.3

代替測定

1.3.1

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト が 機 能 喪 失 し た 際 の 代 替 測 定 装 置 と し て 可 搬 型 モ ニ
タリングポストを高台保管場所のコンテナ車内に保管する。
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 電 源 は ，外 部 バ ッ テ リ ー に よ り 5 日 以 上 稼 動
で き る 設 計 と し て お り ，外 部 バ ッ テ リ ー を 交 換 す る こ と に よ り 継 続 し て 計 測
で き る 。測 定 し た デ ー タ は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 本 体 及 び 緊 急 時 対策所で監視，記録することができる。なお，緊急時対策所への伝送は，衛星回線により行う。さらに，重大事故等が発生した場合，上記以外に，海側等に 5 台設置する。
また，故障時及び保守点検時のバックアップ用として予備を考慮し，必要な機能を維持できる十分な数量を確保する。
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所 を 図 1.3-1，計 測 範 囲 等
を 表 1.3-1， 仕 様 を 表 1.3-2， 伝 送 概 略 図 を 図 1.3-2 に 示 す 。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-11図 1.3-1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所
60-8-12

表 1.3-1 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 計 測 範 囲 等
名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲

個数

10

計測範囲で

14

可変

（予備 1 台）NaI( Tl)
可搬型モニタシンチレーション～

10 9 nGy/h ※リングポスト半導体※「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に 定 め る 測 定 上 限 値 （ 10 - 1 Gy/h） 等 を 満 足 す る 設 計 と す る 。

表 1.3-2

可搬型モニタリングポストの仕様項目

内容
外部バッテリー（2 個）により 5 日以上供給可能
5 日 後 か ら は ，予 備 の 外 部 バ ッ テ リ ー（ 2 個 ）と 交 換 す る こ と に よ電源り継続して計測可能。外部バッテリーは 1 個あたり約 3 時間で充電可能。
記録

測定値は本体の電子メモリに 1 週間分程度記録
衛星回線により，緊急時対策所にてデータ監視

伝送
なお，本体で指示値の確認が可能
概略

本 体 ： 約 700(W)×約 500(D)×約 1000(H)mm

寸法

外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 420(W)×約 330(D)×約 180(H)mm
合 計 ： 約 74kg

重量

本 体 ： 約 40kg
外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 34kg（ 約 17kg/個 ×2 個 ）アンテナ部
訓練により運搬・配置作業ができることを確認している。配置にかかる時間は，最大約 6
時 間 30 分 （ 2 名 で 車 両 を 用 い て 14 箇 所 ）（可搬型モニタリングポストの写真）
60-8-13：重 大 事 故 等 対 処 設 備

凡例
： 有線

衛星回線

： 衛星回線通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

免震重要棟内緊急時対策所

アンテナ部
通信機器

可搬型モニタリングポスト

モニタリングポスト等
データ表示装置

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に常設する，アンテナ，通信機器
モニタリングポスト等データ表示装置は耐震性を有する設計とする。

図 1.3-2

可搬型モニタリングポストの伝送概略図：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-14

1.3.2

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の代替測定

放 射 能 観 測 車 の ダ ス ト・よ う 素 サ ン プ ラ 又 は GM 計 数 装 置 ，よ う 素 測 定 装 置が機能喪失した際の代替測定装置として，可搬型放射線計測器（可搬型ダス
ト ・ よ う 素 サ ン プ ラ ， GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ， NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベイメータ）を用いて，周辺監視区域境界付近における空気中の放射性物質の濃度を監視し，測定し，その結果を記録する。これらの装置は緊急時対策所内に保管する。
また，故障時及び保守点検時のバックアップ用として予備を考慮し，必要な機能を維持できる十分な数量を確保する。
可 搬 型 放 射 線 計 測 器 の 仕 様 を 表 1.3-3， 保 管 場 所 を 図 1.3-3 に 示 す 。

表 1.3-3
名称

可搬型放射線計測器の仕様

検出器の種類

計測範囲

記録

―

―

―

個数
4※ ２ ， ※ ３

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素
サンプラ（ 予 備 2）

GM 汚 染0

サーベイメータ

サンプリング記録
m in - 1 ※ １

100k

NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン

4※ ２ ， ※ ３

～

GM 管

NaI(Tl)0.1（ 予 備 2）
4※ ２ ， ※ ３～
サンプリング記録

サーベイメータ※１

シンチレーション

30

μ G y/h ※ １（ 予 備 2）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満たす設計とする。

※２「 1. 4可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ る 放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 の 測 定 」と 共 用 。

※３

免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ 2 台（予備 1 台）保管する。

（ 可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ ）（ G M 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ）（ Na I シ ン チ レ ー シ ョ ン
サーベイメータ）：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-15図 1.3-3

可搬型放射線計測器の保管場所。
60-8-16

1.4
1.4.1

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定

重大事故等が発生した場合に，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素
サ ン プ ラ ，GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ，NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ，ZnS
シンチレーションサーベイメータ，電離箱サーベイメータ）を用いて，発電所
及 び そ の 周 辺（ 周 辺 海 域 を 含 む 。）に お け る 空 気 中 ，海 水 ，排 水 及 び 土 壌 等 の 放射性物質の濃度及び放射線量率を監視し，測定し，その結果を記録する。これ
らの測定器は緊急時対策所内に，海上モニタリングのための小型船舶は高台保
管場所に保管する。
ま た ，故 障 時及 び 保 守 点 検 時 の バ ッ ク ア ッ プ 用と し て 予 備 を考 慮 し ，必 要 な
機能を維持できる十分な数量を確保する。
発 電 所 及 び そ の 周 辺（ 周 辺 海 域 を 含 む 。）の 測 定 に 使 用 す る モ ニ タ リ ン グ 設 備の 計 測 範 囲 等 を 表 1.4-1 に ， 外 観 の 写 真 を 図 1.4-1 に ， 保 管 場 所 及 び 海 水 ・ 排
水 試 料 採 取 場 所 を 図 1.4-2 に 示 す 。

60-8-17：重 大 事 故 等 対 処 設 備

表 1.4-1

発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定 に 使 用 す る
モニタリング設備の計測範囲等

名称

検出器の種類

計測範囲

記録

個数
4※ ２ ， ※ ３

可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素
―

―

―

サンプラ

（予備 2 台）0

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

サンプリング記録
m in - 1 ※ １

100k
NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン

4※ ２ ， ※ ３

～

GM 管

NaI（ Tl ）0.1（予備 2 台）4※ ２ ， ※ ３～
サンプリング記録

サーベイメータ

シンチレーションZnS シ ン チ レ ー シ ョ ン

ZnS（ Ag ）サーベイメータ

シンチレーション

電離箱サーベイメータ

電離箱

μ G y/h ※ １300（予備 2 台）2※ ４～
サンプリング記録

100k mi n - 1 ※ １
0.001（予備 2 台）4※ ３～
サンプリング記録

1000m Sv/h ※ １（予備 2 台）
1

小型船舶

―

―

―
（予備 1 台）※１

「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満たす設計とする。

※２「 1 .3. 2

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の代替測定」と共用。

※３

免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ 2 台（予備 1 台）保管する。

※４

免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にそれぞれ 1 台（予備 1 台）保管する。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-18（ 可 搬 型 ダ ス ト ･よ う 素 サ ン プ ラ ） （ G M 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ）（ Na I シ ン チ レ ー シ ョ ン
サーベイメータ）（ Zn S シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ ）（電離箱サーベイメータ）（小型船舶）

図 1.4-1

発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定 に 使 用 す る
モニタリング設備の写真：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-19図 1.4- 2 発 電 所 及 び そ の 周 辺 （ 周 辺 海 域 を 含 む 。） の 測 定 に 使 用 す る モ ニ タ リ ン グ 設 備 （ 小 型 船 舶 は 除 く ） の 保 管 場 所 及 び 海 水 ・ 排 水 試 料 採 取 場 所。

60-8-20

1.4.2

小型船舶による海上モニタリング

周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合には，小型船舶により，周辺海域の放射線量率を電離箱サーベイメータで測定し，その結果を記録するとともに，空気中の放射性物質及び海水のサンプリングを行う。サンプリング
し た 試 料 に つ い て は ， GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ ， NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ
メータで測定し，その結果を記録する。なお，海洋の状況等が安全上の問題がないと判断できた場合に海上モニタリングを行う。
小 型 船 舶 の 保 管 場 所 及 び 運 搬 ル ー ト を 図 1.4-3 に 示 す 。

ａ．台 数：1 台（予備 1 台）ｂ．定 員：6 名ｃ．モニタリング時に持ち込む資機材
・電離箱サーベイメータ：1 台
・可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台・ 海 水 採 取 用 機 材 （ 容 器 等 ）： 1 式
ｄ．保管場所・ 荒 浜 側 高 台 保 管 場 所 ： 1 台 （ T.M.S.L 約 37ｍ ）・ 大 湊 側 高 台 保 管 場 所 ： 1 台 （ T.M.S.L 約 34ｍ ）ｅ．移動方法ボートトレーラーを牽引，又はユニック車にて荒浜側放水口砂浜又は物揚場まで運搬する。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-21図 1.4-3

小型船舶の保管場所及び運搬ルート

60-8-222.

気象観測設備について

2.1

気象観測設備気象観測設備は，放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
気 象 観 測 設 備 の 配 置 図 を 図 2.1-1，測 定 項 目 等 を 表 2.1-1，伝 送 概 略 図 を 図
2.1-2 に 示 す 。

：設計基準対象施設
60-8-23図 2.1-1

気象観測設備の配置図

60-8-24

表 2.1-1

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備

放射収支計

日射計

風車型風向風速計（地 上 高 10m）

ドップラー型 風 向 風 速 計（標 高 85m，160m）（気象観測設備の写真）
台数：各 1 台（記録）（測定項目）

有線回線及び無線回線にて，中央制御

風向※，風速※室 及 び 緊 急 時 対 策 所 に 表 示 す る 。ま た ，

日射量※，放射収支量※

そのデータを記録し，保存する。

雨量，温度等※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目：設計基準対象施設

60-8-25

凡例： 有線： 無線回線通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

６/７号炉中央制御室
無線回線

通信機器

気象観測設備

モニタリングポスト等
データ表示装置

通信機器

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

免震重要棟内緊急時対策所

図 2.1-2モニタリングポスト等
データ表示装置

気象観測設備の伝送概略図：設計基準対象施設

60-8-26

2.2

可搬型気象観測装置
気象観測設備が機能喪失した際の代替測定装置として可搬型気象観測装置

を高台保管場所のコンテナ車内に保管する。可搬型気象観測装置は，風向，
風速，日射量，放射収支量，雨量を測定，記録する。配置場所は，データの連続性を考慮し，気象観測設備の位置とする。
また，故障時及び保守点検時のバックアップ用として予備を考慮し，必要な機能を維持できる十分な数量を確保する。
可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所 を 図 2.2-1， 測 定 項 目 等 を 表
2.2-1， 伝 送 概 略 図 を 図 2.2-2 に 示 す 。

：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-27図 2.2-1 可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 配 置 位 置 及 び 保 管 場 所

60-8-28

表 2.2-1 可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 測 定 項 目 等
可搬型気象観測装置（可搬型気象観測装置の写真）
個 数 ： 1（ 予 備 1 台 ）（測定項目）
風向※，風速※，日射量※，放射収支量※，雨量（電源）
外部バッテリー（5 個）により 7 日以上供給可能。
7 日後からは，外部バッテリー予備（5 個）と交換することにより
継 続 し て 計 測 可 能 。外 部 バ ッ テ リ ー は 1 個 あ た り 約 1 日 で 充 電 可 能 。
（記録）本体の電子メモリに 1 週間以上記録。
（伝送）
衛星回線にて緊急時対策所へ伝送可能。
（重量）
合 計 ： 約 141kg
本 体 ： 約 22kg
外 部 バ ッ テ リ ー ： 約 119kg（ 約 20.5kg/個 ×5 個 ＋ 約 16kg(ケ ー ス )）※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目：重 大 事 故 等 対 処 設 備
60-8-29

凡例
衛星回線

： 有線
： 衛星回線通信機器

モニタリングポスト等
データ表示装置

免震重要棟内緊急時対策所

通信機器

可搬型気象観測装置

モニタリングポスト等
データ表示装置

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に常設する，アンテナ，通信機器
モニタリングポスト等データ表示装置は耐震性を有する設計とする。

図 2.2-2

可搬型気象観測装置の伝送概略図：重 大 事 故 等 対 処 設 備

60-8-30

3.

参考

環境モニタリング設備等

3.1

その他条文との基準適合性

3.1.1

設置許可基準規則第６条

監視設備に関する要求事項のうち，設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下の通りである。
(1)風 （ 台 風 ）設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録の極値
で あ る 40.1m/s と す る 。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 及 び 気 象 観 測 設 備 は ，設 計 基 準 風 速 に よ る 風
荷重に対し，機能喪失しない設計とする。放射能観測車が機能喪失した場合は，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(2)竜 巻
設 計 竜 巻 の 最 大 瞬 間 風 速 は ， 基 準 竜 巻 の 最 大 瞬 間 風 速 （ 76 m/s） に
将来的な気候変動の不確実性を踏まえ，Ｆ3 の風速範囲の上限値である 92m/s と す る 。
監 視 設 備 は ，設 計 竜 巻 の 最 大 瞬 間 風 速 に よ る 風 荷 重 に 対 し 機 能 喪 失した場合，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(3)積 雪基 準 積 雪 量 は ， 最 深 積 雪 量 の 平 均 値 31.1cm に ， 統 計 処 理 に よ る 1
日 あ た り の 積 雪 量 の 年 超 過 頻 度 10-4/年 値 135.9cm を 加 え た 167cm と する。
発 電 所 建 屋 内 の 監 視 設 備 及 び 地 下 布 設 の 専 用 通 信 回 線（ 有 線 系 ）は ，建屋の壁等により積雪の影響を受けない設計とする。
ま た ，監 視 設 備 に お い て ，屋 外 に 設 置 す る 検 出 器 等 は ，除 雪 す る な
ど適切な対応を行うことにより監視設備の機能が喪失しない設計とする。

60-8-31(4)低 温低温における基準温度は，観測記録の統計処理による年超過頻度
10-4/年 値 の － 17.0℃ と す る 。 ま た ， 低 温 の 継 続 時 間 に つ い て は ， 過 去の 最 低 気 温 を 記 録 し た 当 日 の 気 温 推 移 に 鑑 み ， 保 守 的 に 24 時 間 と 設
定 す る 。 ま た ， 基 準 温 度 よ り 高 い 温 度 （ -2.6℃ ） が 長 期 間 （ 173.4 時
間）継続した場合について考慮する。
低温の影響モードとして凍結を想定し，機能喪失した場合，低温に対して機能喪失しない代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(5)落 雷監視設備は，落雷の影響を受けた際には，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

(6)火 山
降下火山灰の堆積量については，文献調査結果や国内外の噴火実績
等 を 踏 ま え ，検 討 を 行 っ た 結 果 ，火 山 噴 火 実 績 に 保 守 性 を 考 慮 し た 3 0 c mを設計基準に設定する。
発 電 所 建 屋 内 の 監 視 設 備 及 び 地 下 布 設 の 専 用 通 信 回 線（ 有 線 系 ）は ，建屋の壁等により降下火山灰の影響を受けない設計とする。
また，監視設備において，屋外に設置する検出器等は，除灰するな
ど適切な対応を行うことにより監視設備の機能が喪失しない設計とする。

(7)外 部 火 災
監視設備に対して影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災が考えられる。
監視設備は，可能な限り消火活動により防護するが，外部火災の影響を受けた際には，代替モニタリング設備により対応可能な設計とする。

60-8-32

3.2

モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド

低減対策手段重大事故等により，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリングポスト
周辺の汚染に伴い測定ができなくなることを避けるために，以下のとおり，
バックグラウンド低減対策手段を整備する。

（ 1） モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト
・汚染予防対策重 大 事 故 等 に よ り ，放 射 性 物 質 に よ り 検 出 器 保 護 カ バ ー が 汚 染 さ れ る 場
合を想定し，交換用の検出器保護カバーを備える。

・汚染除去対策重 大 事 故 等 に よ り ，放 射 性 物 質 の 放 出 後 ，モ ニ タ リ ン グ・ポス ト 及 び その周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

① サーベイメータ等により汚染レベルを確認する。
② モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を行う。
③ 局舎壁等は拭き取り等を行う。
④ 除草，土壌の除去，落ち葉の撤去等を行う。
⑤ サーベイメータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

（ 2） 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト
・汚染予防対策
重大事故等により，放射性物質により可搬型モニタリングポストが汚染される場合を想定し，可搬型モニタリングポストの設置を行う際，予め養生を行う。

60-8-33

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，可搬型モニタリングポスト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

① サーベイメータ等により汚染レベルを確認する。
② 予め養生を行っていた養生シートを取り除く。
③ 除草，土壌の除去，落ち葉の撤去等を行う。
④ サーベイメータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

（ 3） バ ッ ク グ ラ ウ ン ド 低 減 の 目 安 に つ い て
放射性物質により汚染した場合のバックグラウンド低減の目安については，以下のとおり。

・モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 通 常 時 の 放 射 線
量率レベル
・ た だ し ，汚 染 の 状 況 に よ っ て は ，通 常 値 ま で 低 減 す る こ と が 困 難 な 場 合が あ る た め ，検 出 器 の 周 囲 に コ ン ク リ ー ト の 遮 蔽 壁 を 設 置 す る な ど 可 能
な限りバックグラウンドの低減を図る。

60-8-34

3.3

放射能放出率の算出

3.3.1

原子力発電所周辺線量予測評価システムによる算出

重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に，放射性物質の放射能放出率を算出するために，原子力発電所周辺線量予測評価システム（以下 ， D I A N A と い う 。） を 使 用 す る 。
DIANA は ， 地 形 形 状 を 考 慮 し た 大 気 拡 散 評 価 が 可 能 で あ り ， 放 射 能 放 出 率と気象条件より発電所周辺の任意の地点の放射線量率の計算を行うことができる。このシステムを利用し，単位放出率あたりのモニタリング・ポスト等の位置での放射線量率を求め，実測された放射線量率との比例計算により，
実 際 の 放 射 能 放 出 率 を 算 出 す る こ と が で き る 。 DIANA が 機 能 喪 失 し た 場 合 は ，「 3.3.2

環境放射線モニタリング指針に基づく算出」に基づき算出を行う。

図 3.3-1 に DIANA に よ る 評 価 の 概 略 図 を 示 す 。

図 3.3-1

DIANA に よ る 評 価 の 概 略 図

60-8-35

3.3.2

環境放射線モニタリング指針に基づく算出（ 1） 地 上 高 さ か ら 放 出 さ れ た 場 合 の 測 定 に つ い て
重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に放射性物質の放射能放出率を算出するために，可搬型モニタリングポスト等で得られた放射線量率のデータより，以下の算出式を用いる。
（ 出 典：「環境放射線モニタリング指針」（原子力安全委員会

平 成 22 年 ４ 月 ））a． 放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 （ Q ） の 算 出 式
Q＝ ４ ×D×U ／ D 0 ／ E（ GBq/ h）

Q： 実 際 の 条 件 下 で の 放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 （ GB q/h）D

： 風 下 の 地 表 モ ニ タ リ ン グ 地 点 で 実 測 さ れ た 空 気 カ ー マ 率 ※ 1 （ μ Gy/h）

D0 ： 空 気 カ ー マ 率 図 の う ち 地 上 放 出 高 さ 及 び 大 気 安 定 度 が 該 当 す る 図 か ら 読 み 取 っ た地 表 地 点 に お け る 空 気 カ ー マ 率 （ μ Gy /h ）（ a t 放 出 率 ： 1G Bq /h ， 風 速 ： 1m /s ， 実 効 エ ネ ル ギ ー ： 1M eV/dis） ※ 2
U： 平 均 風 速 （ m/s ）E：原 子 炉 停 止 か ら 推 定 時 点 ま で の 経 過 時 間 に よ る ガ ン マ 線 実 効 エ ネ ル ギ ー（ MeV/ di s）

b． 放 射 性 よ う 素 放 出 率 （ Q） の 算 出 式
Q＝ ４ × χ ×U／ χ 0（ G Bq/ h）

Q： 実 際 の 条 件 下 で の 放 射 性 よ う 素 放 出 率 （ GBq/h）χ： 風 下 の 地 表 モ ニ タ リ ン グ 地 点 で 実 測 さ れ た 大 気 中 の 放 射 性 よ う 素 濃 度 ※ 1 （ Bq /m 3 ）χ0 ：地上高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における 大 気 中 の 放 射 性 よ う 素 濃 度 (B q/m 3 )(at 放 出 率 ： 1GBq /h， 風 速 ： 1m/s) ※ 2
U： 平 均 風 速 （ m/s ）※1 ：モニタリングで得られたデータを使用※2 ：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ
率 分 布 図 （ Ⅲ ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Dat a／ Code2004-01 0）

60-8-36

（ 2） 高 い 位 置 か ら 放 出 さ れ た 場 合 の 測 定 に つ い て
可搬型モニタリングポストは，地上位置に配置するため，プルームが高い
位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて放射線量率
としては低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に配置する可搬型モニタリングポ
ストで十分に計測が可能である。
【 放 出 高 さ 80ｍ の 場 合 】【 放 出 高 さ 0m の 場 合 】
10 -7

10 -8

空気カーマ率（Gy/h）

大気安定度：D
約1.1×10 -9(Gy/h)

大気安定度：D
約1.1×10 -8(Gy/h)

10 -9

10-8

10 -1010-9約250m～2300m
10

約250m～2300m

-11

10

10-1

10 0

距離（km） 10・排気筒高さ1

地上高・敷地グランドレベル

102

-10

10-1

10

0

距離（km）

10

173ｍ
T.M.S.L 約 12m

・可搬型モニタリングポスト設置場所（ 原 子 炉 建 屋 か ら 約 250m～ 2300m 付 近 ）出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（ Ⅲ ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2 004 年 6 月 JA ERI-D ata ／ Cod e2004-0 10）
図 3.3- 2

各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カーマ率分布図

60-8-37102

（ 3） 放 射 能 放 出 率 の 算 出＜放射能放出率の計算例＞
以下に，放射性希ガスによる放射能放出率の計算例を示す。
（ 風 速 は 「 1m/s」， 大 気 安 定 度 は 「 D」 と す る 。）

放 射 性 希 ガ ス 放 出 率 ＝ 4×D×U／ D 0 ／ E＝ 4×5×10 4 ×1.0／ 1.1×10 - 3 ／ 0.5=3.6×10 8 （ GBq/h）（ 3.6×10 1 7

Bq/h）

4

：安全係数

D

：地表モニタリング地点（風下方向）で実測された空間放射線量率⇒ 50mGy/h（ 5×10 4 μ Gy/h）U

1Sv=1Gy と し た：放出地上高さにおける平均風速⇒ 1.0m/s

D 0 ： 1.1×10 - 3 μ Gy/h （ 放 出 高 さ 80m， 距 離 250m）
E：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネ
ルギー⇒ 0.5MeV/dis※ 放 射 性 よ う 素 の 放 射 能 放 出 率 は ，可 搬 型 ダ ス ト・よ う 素 サ ン プ ラ に よ り 採 取 ，
測定したデータから算出する。

60-8-38

（ 4）可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト（ 海 側 ）の 配 置 位 置 に お け る プ ル ー ム の 検 知 性について
プ ル ー ム が 放 出 さ れ た 場 合 に お い て ，プ ル ー ム は 必 ず し も 可 搬 型 モ ニ タ リ
ン グ ポ ス ト の 測 定 位 置 を 通 過 す る わ け で は な く ，間 隙 を 通 過 す る ケ ー ス も 考
え ら れ る 。そ の た め ，海 側 に 配 置 す る 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 検 知 性 に
つ い て ， 以 下 の と お り DIANA に よ る 確 認 を 行 っ た 。

ａ．評価条件表 3.3-1
項目
風速

風向DIANA を 用 い た 大 気 拡 散 評 価
設定内容

設定理由

地 上 高 10 m： 3.1m/s

柏崎刈羽原子力発電所構内

地 上 高 75 m： 5.8 m/sで観測された風速の平均値

地 上 高 15 0m ： 5. 9m /s

を採用

北東，東北東，東，東南東，

海側にプルームが放出され南東，南南東，南，南南西

た こ と を 考 慮 し ，海 側 全 方 位
を採用

大気安定度

Ｄ（中立）

柏崎刈羽原子力発電所構内で観測された大気安定度のう ち ，最 も 出 現 頻 度 の 高 い 大
気安定度を採用

放出位置

評価地点

6 号炉格納容器圧力逃がし装7 号炉でも同様の結果がえら

置出口配管

れ る と 考 え ら れ る た め ，6 号

（ 地 上 高 40.4m, 標 高 52.4 m ）炉で代表して評価

6 号炉を放出原点として発電

プルームの方向による検知

所敷地境界の以下の位置

性 を 確 認 す る た め ，風 下 各 方・南 西 ，西 南 西 ，西 ，西 北 西 ， 位 の 敷 地 境 界 位 置 に 加 え ，海北西，北北西，北，北北東側に配備する 4 台の可搬型

・可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト

モニタリングポスト位置で（ 海 側 に 配 置 し た ４ 台 ）位 置

評価を 図 3.3- 3 に 示 す 。

60-8-39

ｂ．評価結果
各 風 向 に お け る 評 価 地 点 で の 線 量 率 の 感 度 を 表 3.3-2 に 示 す 。 こ こ で は ，
風向きによる差を確認するために，風下方向の敷地境界位置での線量率を１と規格化して求めた。各可搬型モニタリングポスト位置での評価結果は，風下 方 向 の 数 値 に 対 し て ，最 低 で も 0.15 程 度 の 感 度 を 有 し て お り ，プ ル ー ム 通
過時の線量率の計測は可能であると評価する。

表 3.3-2

各風向による評価地点での線量率の感度
風向
北東

東北東

東

東南東

南東

南南東

南

南南西

1

1

1

1

1

１

1

1

0.10

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.56

0.03

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

0.00

1.04

0.75

0.15

0.05

0.02

0.01

0.01

0.01

0.02

0.03

0.04

0.16

0.39

0.93

0.92

0.57

風下方向
(敷 地 境 界 位 置 )
海側可搬型

評

MP-1

価

海側可搬型

地

MP-2

点

海側可搬型
MP-3
海側可搬型
MP-4

60-8-40

図 3.3-3 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 配 置 位 置
60-8-41

3.3.3

可搬型モニタリングポストの計測範囲（ 1） 重 大 事 故 等 時 に お け る 空 間 放 射 線 量 率 測 定 に 必 要 な 最 大 測 定 レ ン ジ
重大事故等時において，放出放射能量を推定するために，敷地内で放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の実績を踏
ま え て 1 1 ～ 1 2 m S v / h 程 度（ 炉 心 と の 距 離 が 最 も 短 い（ 6 号 炉 と M P - １ ）約 8 0 0 m程度の場合）が必要と考えられる。また，海側の放出を考慮して設置する可搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト と 炉 心 と の 距 離 は ，約 2 5 0 m 程 度 で あ る た め ，同 様 に
福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 実 績 を 踏 ま え て 17～ 125mSv/h 程 度 で あ る 。
こ の た め ， 1000mSv/h の 測 定 レ ン ジ が あ れ ば 十 分 測 定 可 能 で あ る 。
なお，測定レンジを超えたとしても，近隣のモニタリング設備の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラウンドが高くなる場合は，配置位置を変更する等の対応を実施する。

（ 2） 最 大 レ ン ジ の 考 え 方
福島第一原子力発電所敷地周辺の最大放射線量率は，原子炉建屋から約
9 0 0 m の 距 離 に あ る 正 門 付 近 で 約 1 1 m S v / h で あ っ た （ 2 0 1 1 . 3 . 1 5 9 : 0 0 ）。 こ れを も と に 炉 心 か ら 約 2 5 0 m 及 び 約 8 0 0 m を 計 算 す る と ，線 量 率 は そ れ ぞ れ 約 1 7～ 125 mSv/h 及 び 約 11～ 12mSv/h と な る 。

（距離と線量率の関係）
炉心からの距離

線量率※ １ ： 風 速 1 m / s ，放 出 高 さ 3 0 m ，大 気 安 定 度 A ～ F「 排(m)(mSv/h)気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および海側
約 17～ 125※ １
約 250

子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Data／ Code2004-010）

モニタリング・
ポスト代替

放 射 性 雲 か ら の 等 空 気 カ ー マ 率 分 布 図（ Ⅲ ）（日本原を用いて算出

約 11～ 12※ １

約 800
約 900

約 11

60-8-423.3.4可搬型モニタリングポストのバッテリー交換における被ばく線量評価

可搬型モニタリングポストは，外部バッテリー（2 個）により 5 日間以上
電 源 供 給 が 可 能 で あ り ，5 日 後 か ら は 予 備 の 外 部 バ ッ テ リ ー（ 2 個 ）と 交 換 することにより，必要な期間継続して計測が可能な設計としている。なお，外部バッテリーは，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，通常時から充電を行うことで，5 日目に確実に交換できる設計とする。
ま た ，1 4 台 全 て の 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 外 部 バ ッ テ リ ー を 交 換 し た
場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて約 5 時間で可能である。
ここでは，以下の評価条件から，可搬型モニタリングポストのバッテリー交換における被ばく線量の評価を示す。

<被 ば く 線 量 の 評 価 条 件 >・発災プラント：6 号炉及び 7 号炉
・ソースターム：6 号炉格納容器ベント実施，7 号炉代替循環冷却成功
・評価点：6 号炉可搬型代替注水ポンプ（防火水槽取水）の設置場所（ 可 搬 型 M P （ 展 望 台 ）， 海 側 可 搬 型 M P - 3 , 海 側 可 搬 型 M P - 4 は ， 発災プラントの比較的近傍に設置されることから，移動及びバッ
テリー交換時に，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による寄与を考慮した。評価点としては保守的に，実際の作業エリ
アよりも線源に近い場所を選定した）
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 295 分 ※ 1※ 1 可 搬 型 M P （ 展 望 台 ）， 海 側 可 搬 型 M P - 3 ， 海 側 可 搬 型 M P - 4 に 係 る 作 業 ： 7 5 分（（ 作 業 場 所 へ の 移 動 1 5 分 ＋ 作 業 5 分 ） × 上 記 3 か 所 ＋ 作 業 場 所 か ら の 移 動 1 5 分 ））そ れ 以 外 の MP に 係 る 作 業 ： 220 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 15 分 ＋ 作 業 5 分 ） ×11 か 所

60-8-43

・ 作 業 開 始 時 間 ： 事 故 発 生 後 か ら 5 日 後 （ 120 時 間 後 ） か ら 作 業 開 始・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 50
・被ばく経路：以下を考慮
二次格納施設内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく，
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，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

作業開始時間120（事故発生後の経過時間）（ h）
作業に係る被ばく線量
約 50（ mSv）

60-8-443.4

測定器等の数量の考え方

可搬型放射線計測器等の数量の考え方を以下に示す。

名称

考え方

保管場所

個数

可搬型ダスト･よう素サンプラ

陸上でのダスト採取と海上モニタリングでのダスト採取を同時に実施できる数量（合計 2 台＋予備 1 台）

2 箇所
（緊急時対策所※）

6

GM 汚 染 サ ー ベ
イメータ

陸上での採取試料と海上モニタリングでの採取試料を迅速に測定できる数量（合計 2台＋予備 1 台）

2 箇所（緊急時対策所※）

6

NaI シ ン チ レ ーション
サーベイメータ

陸上での採取試料と海上モニタリングでの採取試料を迅速に測定できる数量（合計 2台＋予備 1 台）

ZnS シ ン チ レ ーション
サーベイメータ

陸上での採取試料を迅速に測定できる数量（1 台＋予備 1 台）

電離箱サーベイ
メータ

陸上と海上モニタリングで放射線量率を同
2 箇所
時 に 実 施 で き る 数 量（ 合 計 2 台 ＋ 予 備 1 台 ） （ 緊 急 時 対 策 所 ※ ）6海上モニタリングが実施できる数量（1 台＋予備 1 台）

2

小型船舶

※

2 箇所
（緊急時対策所※）

6

2 箇所（緊急時対策所※）

2 箇所（高台保管場所）

4

緊急時対策所に保管する計測器は，免震重要棟内緊急時対策所内及び 3 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所内にそれぞれ保管するため，考え方で示した数量の 2 倍の数量となる。

60-8-45

3.5

サーベイカーサ ー ベ イ メ ー タ 等 を 搭 載 し ，任 意 の 場 所 の モ ニ タ リ ン グ を 行 う サ ー ベ イ カ ー
を 2 台配備している。
な お ，放 射 能 観 測 車 の 保 守 点 検 時 は ，サ ー ベ イ カ ー を 使 用 可 能 な 状 態 で 待 機させる。

ａ．台 数：2 台
ｂ．主な搭載機器（台数：以下の各 1 台をそれぞれサーベイカーに搭載）
・電離箱サーベイメータ
・ GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ・ NaI シ ン チ レ ー シ ョ ン サ ー ベ イ メ ー タ
・可搬型ダスト・よう素サンプラ
・ PHS 端 末・衛星電話設備（携帯型）
・可搬型風向，風速計（サーベイカーの写真）

60-8-463.6

放射性物質の濃度の測定に用いる設備（自主対策設備）
重 大 事 故 等 時 に 機 能 維 持 を 担 保 で き な い が ，機 能 喪 失 し て い な い 場 合 に は ，事故対応に有効であるため，以下の設備を使用する。
なお，使用にあたっては，必要に応じ試料に前処理を行い，測定する。

・ Geγ 線 多 重 波 高 分 析 装 置

・ 可 搬 型 Geγ 線 多 重 波 高 分 析 装 置

・ガスフロー測定装置

60-8-47

3.7

緊急時モニタリングの実施手順及び体制
重大事故等が発生した場合に実施する敷地内及び敷地境界のモニタリン

グは，以下の手順で行う。

（ 1） 放 射 線 量 及 び 放 射 性 物 質 の 濃 度
・事象進展に伴う放射線量の変化を的確に把握するため，モニタリング・
ポスト 9 台の稼動状況を確認する。
・モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，コンテナ車等により可搬型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト を モ ニ タ リ ン グ・ ポ ス ト 位 置 に 配 置 し ，放 射 線 量 率の監視を行う。なお，現場の状況により配置位置を変更する場合がある。
・また，海側等に，可搬型モニタリングポスト 5 台を配置し，放射線量率の監視強化を行う。

・放射能観測車の使用可否を確認する。
・放射能観測車が機能喪失した場合は，放射能観測車の代替測定装置として 可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ り ，発 電 所 構 内 の 放 射 性 物 質 の 濃 度 を 測 定 す る 。

（ 2） 海 水 ， 排 水 及 び 土 壌 等 の 放 射 性 物 質 の 濃 度
・液体状の放射性物質が屋外に漏えいするおそれがある場合，取水口，放水 口 等 で 海 水 ，排 水 の 採 取 を 行 い ，可 搬 型 放 射 線 計 測 器 に よ り 放 射 性 物 質の濃度測定を行う。
・また，周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合は，小型船舶
及び可搬型放射線計測器による周辺海域の放射線量率及び放射性物質の
濃 度 の 測 定 を 行 う 。な お ，海 洋 の 状 況 等 が 安 全 上 の 問 題 が な い と 判 断 で きた場合に行う。
・プルーム通過後において，発電所敷地内の土壌モニタリングが必要と判断した場合に，可搬型放射線計測器により放射性物質の濃度を測定する。

60-8-48

（ 3） 気 象 観 測・事象進展に伴う気象情報を的確に把握するため，気象観測設備の稼動状
況を確認する。
・気象観測設備が機能喪失した場合は，コンテナ車等を用いて可搬型気象
観測装置を気象観測設備位置に配置し，気象観測を行う。なお，現場の状況により配置位置を変更する場合がある。

（ 4） 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ の 実 施 手 順 及 び 体 制モニタリングの対応要員
対 応

開始時期の考え方

考え方(必 要 想 定 人 員 )モニタリング・ポス

可搬型モニタリン

モニタリング・ポストが使用

トの代替

グポストの配置できない場合海側敷地境界の放射

原子力災害対策特別措置法第線監視10 条 特 定 事 象 発 生 と 判 断 し た
場合

気象観測設備の代替

放射能観測車の代替

海水，排水のモニタ

可搬型気象観測装

気象観測設備が使用できない

置の設置

場合

可搬型放射線計測

放射能観測車が使用できない器による監視場合

海水，排水の測定

液体状の放射性物質が屋外にリング
土壌のモニタリング

2 名

漏えいするおそれがある場合
土壌の測定

プルーム通過後において発電

2 名所敷地内の土壌モニタリングが必要と判断した場合
小型船舶による海上

放射線量率及び放取水口，放水口，雨水排水設

モニタリング

射性物質の濃度の備出口等から放射性物質漏え測定

いが確認された場合

4 名（ 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。）

60-8-49

3.8 緊急時モニタリングに関する要員の動き「3.7 緊急時モニタリングの実施手順及び体制」に示す対応要員について，事故発生からプルーム通過後までの動きを以下に示す。
なお，対応要員数及び対応時間については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。
： 測定実施： 必要により実施： 設備が健全であれば測定実施
測定項目

対応要員
（必要想定人員）事故発生，拡大設備②プルーム通過中（24時間後）①事故発生③プルーム通過後（34時間後）

稼動状
況
確認
（30分）

モニタリング・ポスト
放射線量率の測定

可搬型モニタリングポストの設置（360分）（390分）

可搬型モニタリングポスト

2名

気象観測設備約約19時間毎に給油
19 時間毎に給油

モニタリング・ポスト
用発電機起動（90分）

可搬型モニタリングポスト
設置後

稼動状況
確認
（30分）

気象観測
可搬型気象観測装置

放射能観測車

放射能観測車の可搬型放射線計測器
代替測定設備気象観測設備が使用不可な場合

可搬型気象観測装置
設置（90分）

放射能観測車
による測定

使用可否
判断
（30分）

（１ポイントにつき

放射能観測車が使用不可な場合

放射性物質の濃度の測定60分）

可搬型放射線計測器に
放射能観測車のよる代替測定代替測定設備による測定(1 ポイントにつき 90分）（１ポイントにつき90分）

2名

可搬型放射線計測器
その他モニタリング設備（海水，排水，土壌等）（海水，排水，土壌等）

海水，排水，土壌等の測定（１ポイントにつき60分）(1 ポイントにつき 60
分）

44名
名

可搬型放射線計測器
その他モニタリング設備（海上モニタリング）（海上モニタリング）

小型船舶による
海上モニタリング（260分）(260 分）60-8-50

3.9

発電所敷地外の緊急時モニタリング体制（ 1） 原 子 力 災 害 対 策 指 針 （ 原 子 力 規 制 委 員 会 平 成 25 年 9 月 5 日 全 部 改 正 ） に 従
い ， 国 が 立 ち 上 げ る 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ セ ン タ ー に お い て ， 図 3.9-1 及 び 表
3.9-1 の と お り 国 ， 地 方 公 共 団 体 と 連 携 を 図 り な が ら ， 敷 地 外 の モ ニ タ リ ン グを実施する。

図 3.9-1

表 3.9-1

企画調整
グループ

情報収集
管理
グループ

測定分析
担当

緊急時モニタリングセンターの体制図

緊急時モニタリングセンター組織の機能と人員構成
機能
人員構成

・緊急時モニタリングセンターの総括・対策官事務所長及び対策官事務所長代理を企画調・緊急時モニタリングの実施内容の検討，
整グループ長，所在都道府県センター長等を企画指示等調整グループ長補佐として配置
・国，所在都道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成
・緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ セ ン タ ー 内 に お け る ・ 国 の 職 員 （ 原 子 力 規 制 庁 監 視 情 報 課 ） を 情 報 収 集
情報の収集等
管理グループ長とし，国，所在都道府県，関係周・緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ の 結 果 の 共 有 ，緊 急
辺都道府県，原子力事業者及び関係指定公共機関
時モニタリングに係る関連情報の収集
等で構成
等
・現 地 に お け る 緊 急 時 モ ニ タ リ ン グ 結 果 の情報共有システムの維持・異常対応等
・企 画 調 整 グ ル ー プ で 作 成 さ れ た 指 示 書 に
基 づ き ，必 要 に 応 じ て 安 定 よ う 素 剤 を 服用したのち測定対象範囲の測定業務

出典：緊急時モニタリングセンター設置要領

・所在都道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者のグループで構成し，それぞれに全体を統括するグループ長を配置

第 1 版 （ 平 成 26 年 10 月 29 日 ）60-8-51

（ 2）原 子 力 事 業 者 防 災 業 務 計 画 に お い て ，以 下 の 状 況 を 把 握 し ，オ フ サ イ ト セ ン タ
ーに所定の様式で情報連絡を行うこととしている。
【オフサイトセンターへ情報連絡する事項】①

事象発生時刻及び場所②

事象発生の原因，状況及び拡大防止措置③

被ばく及び障害等人身災害にかかわる状況④

発電所敷地周辺における放射線並びに放射能の測定結果⑤

放出放射性物質の量，種類，放出場所及び放出状況の推移等の状況

⑥

気象状況

⑦

収束の見通し⑧

その他必要と認める事項

60-8-52

3.10

他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

原子力災害が発生した場合，他の原子力事業者との協力体制を構築するため，
原子力事業者間協力協定を締結している。
（ 1） 原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定 締 結 の 背 景
平 成 11 年 9 月 の Ｊ Ｃ Ｏ 事 故 の 際 に ，各 原 子 力 事 業 者 が 周 辺 環 境 の モ ニ タ リ ン グ
や，住民の方々のサーベイなどの応援活動を実施した。
こ の 経 験 を 踏 ま え ，平 成 12 年 6 月 に 施 行 さ れ た 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法（ 以下「 原 災 法 」と い う 。）の 内 容 と も 整 合 性 を と り な が ら ，原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定を締結した。
（ 2） 原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定 （ 内 容 ）（目的）
原 災 法 第 14 条 ＊ の 精 神 に 基 づ き ， 国 内 原 子 力 事 業 所 に お い て 原 子 力 災 害 が 発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与
その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努め，原子力事業者として責務を全うすることを目的としている。
＊ 原 災 法 第 14 条 （ 他 の 原 子 力 事 業 所 へ の 協 力 ）原子力事業者は，他の原子力事業者の原子力事業所に係る緊急事態
応急対策が必要である場合には，原子力防災要員の派遣，原子力防災
資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力をするよう努めなければならない。
（事業者）
電 力 9 社 （ 北 海 道 ， 東 北 ， 東 京 ， 中 部 ， 北 陸 ， 関 西 ， 中 国 ， 四 国 ， 九 州 ）， 日
本原子力発電，電源開発，日本原燃（協力の内容）発災事業者からの協力要請に基づき，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，緊急時モニタリング，避難待避時検査及び除染その他の住民避難に対する支援に関する事項について協力要員の派遣，資機材の貸与その他の措置を講ずる。

60-8-53

61-1
SA 設備基準適合性 一覧表

61-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）
免震重要棟内緊急時対策所遮蔽（免震重要棟内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）

免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮蔽（免震重要棟内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（免震重要棟）Ｃ

その他の建屋内（免震重要棟）Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3(操作不要）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

対象外（操作不要）

対象外

号
第
1

関連資料

［配置図］61-3［配置図］61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ

号
関連資料
第
4

第 切り替え性3条

4
号 関連資料

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止第2号 関連資料

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災［本文］3.18
本来の用途として使用－切替不要［本文］3.18
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ－

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

他設備から独立Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外[配置図]61-3
現場操作[配置図]61-3
Ａa－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）

Ａ[配置図]61-3
対象外［容量根拠］61-6
共用する設備

現場操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容量根拠］61-6
Ａ[配置図]61-3-4

共用する設備Ａ[配置図]61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料[配置図]61-3

61-1-2[配置図]61-3

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊 急 時 対策所

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環

屋 外の天候 ／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電 磁 波 による影響
性
関連資料

第 操作性
2

6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）
免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所用 ガスター ビ ン 発電 機
（免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所）

類型化
区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び

一覧表（常設）

免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所地 震 監視装置
（免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所 ）類型化
区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び

その他の建 屋 内
（免震 重要棟 ）Ｃその他の建 屋 内
（免震 重要棟 ）Ｃ（有 効 に機 能 を発揮 する）－（有 効 に機 能 を発揮 する）－（海 水を通水しない）

対象外（海 水を通水しない）

対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外［配置図］61-3（操 作 不 要）(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外［配置図］61-3

対象外(操 作 不 要）

対象外

号
第
1

関連資料

項
試験・検査
第
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )3［配置図］61-3
原 動 機 （ガスター ビ ン ），発電 機（機 能 ・ 性 能 及 び漏えいの有 無の確 認 が可能 ）（分解が可能 ）［配置図］61-12

Ｇ

計測 制 御 設備

Ｈ（機 能 ・ 性 能 の確 認 が可能 ）

J

号
関連資料
第
4

第 切り替 え性3条

4
号 関連資料

本来の用 途として使 用 －切替 不 要－
Ｂｂ［単 線 結 線 図］61-2

本来の用 途として使 用 －切替 不 要

Ｂｂ－

悪 系 統 設計
影

他設備から独 立

Ａｃ

ＤＢ施設と同じ系 統 構 成

Ａｄ

第
5
号

響 その他(飛 散 物 )防（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料
第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容 量
1号 関連資料
第 共用 の禁止
第［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5

2
号 関連資料

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災［単 線 結 線 図］61-2
現場操 作[配置図]61-3
Ａa［配置図］61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａa[配置図]61-3
Ａ［容 量根拠］61-6
共用 する設備

現場操 作

ＤＢ施設の系 統 及 び機 器 の容 量が十 分（ＤＢ施設と同仕様 で設計）対象外［添付］61-3
Ａ－

共用 する設備Ａ[配置図]61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

因
故
サポ ー ト系 故障
障防止 関連資料［配置図］61-3

61-1-3[配置図]61-3

柏崎刈羽原子力発電所

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）

一覧表（常設）

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用
地下貯油タンク

類型化
区分

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ

類型化
区分

屋外

Ｄ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ

境
条
件 荷重
に

（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）

－

第
1
号

お 海水
け

（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

る 電磁波による影響
健（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

全 他設備からの影響
性(周辺機器等からの悪影響により機能を失う

関連資料
第 操作性
2
号 関連資料

おそれがない）－［配置図］61-3
弁操作，接続作業(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－［配置図］61-3
Bf,Bg［配置図］61-3

操作スイッチ操作

Bd［配置図］61-3

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3号
関連資料
第 切り替え性

第容器(タンク類)[試験及び検査] 61-4
当該系統の使用にあたり切替操作が不要

4号 関連資料

4
3

Ｃ

ポンプ

Ａ

[試験及び検査] 61-4
Bb

当該系統の使用にあたり切替操作が不要

－

Bb

－

条
第

悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量

第通常時は隔離又は分離

Ａｂ

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

対象外

対象外

－
現場（設置場所）で操作可能

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの[容量設定根拠] 61-6

第 共用の禁止

共用する設備

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

Aa

57-2 配置図

1号 関連資料2
号 関連資料－現場（設置場所）で操作可能

Aa

57-2 配置図
Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ[容量設定根拠] 61-6
Ａ－共用する設備Ａ－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋外

Ａｂ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

因
故サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-4［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）

61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線一覧表（常設）

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用

類型化

受電盤

区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外

境
条
件 荷重
第

に

1

お 海水
け

号

る 電磁波による影響
健
全 他設備からの影響
性(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

－
対象外

［配置図］61-3

第 操作性

操作スイッチ操作

Bd

2
号 関連資料［配置図］61-3

第
1
項

第
3

試験・検査

その他の電源設備(検査性、系統構成・外部入力)

Ｉ

号
関連資料
第 切り替え性

第［試験・検査説明資料］61-5
当該系統の使用にあたり切替操作が必要

44[単線結線図] 61-2

号 関連資料3

Ba［配置図］61-3

条
悪 系統設計第影

5

響 その他(飛散物)
防号

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

[単線結線図] 61-2

止 関連資料［配置図］61-3

第 設置場所

現場（設置場所）で操作可能

Aa

6
号 関連資料
第 常設SAの容量［配置図］61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号 関連資料［容量設定根拠］61-5

第 共用の禁止

共用する設備Ａ

2
第号 関連資料

－

2
共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

因
故
障

サポート系故障

防止

関連資料［配置図］61-3

61-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）

61条：緊 急 時 対策所

環境

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所

一覧表（可搬）可搬 型 陽 圧化 空調 機

類型化
区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び
その他の建 屋 内

屋 外の天候 ／放射線Ｃ

（免震 重要棟 ）

条
件
第

に

1

お

号

け

荷重

（有 効 に機 能 を発揮 する）－

海水（海 水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）る－健
全電 磁 波 による影響（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）

対象外

性
関連資料

第 操作性
第
1

2
号

［配置図］61-3
現場操 作

Bd

（操 作 スイッチ操 作 ）（弁 操 作 ）

Bf

関連資料

－

項
第
3
号

試験・検査
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )悪4（機 能 ・ 性 能 及 び漏えいの有 無の確 認 が可能 ）［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5
本来の用 途として使 用 －切り替 え不 要

Ａ－系 統 設計他設備から独 立

Ａｃ

第

影

5

響 その他(飛 散 物 )（考慮対象なし）

対象外

号

防
止

3

関連資料

－

第 設置場所6
号 関連資料条

Ｅ（分解が可能 ）関連資料

第 切り替 え性4号 関連資料第空調 ユ ニット

第 可搬 SAの容 量

現場操 作

Ａ

［配置図］61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号 関連資料－

第 可搬 SAの接 続 性

より簡 単 な接 続

Ｃ

2

第
3
項

号 関連資料［配置図］61-3

第 異 なる複 数 の接 続 箇所の確 保
3
号 関連資料対象外

対象外－

第 設置場所4
号 関連資料（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）第 保管場所5
号 関連資料屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)［配置図］61-3

第
7
号

因
故
障
防

Ａｂ

［保管場所図］61-7

第 アクセスル ー ト
6号 関連資料通 環境条件、自然現象、外部人為
要 事象、溢水、火災－

屋 内 アクセスル ー トの確 保

Ａ［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

サポ ー ト系 要因
関連資料［配置図］61-3

61-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6号及び7号炉 SA設備基準適合性（免震重要棟内緊急時対策所）

61条：緊 急 時 対策所

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環
屋 外の天候 ／放射線
境
条
第

件
に

1
号

お
け
る
健
全

一覧表（可搬）酸素 濃 度 計

類型化

二酸化 炭素 濃 度 計

類型化（免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所）

区分

（免震 重要棟 内 緊 急 時 対策所）

区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び
その他の建 屋 内
（免震 重要棟 ）原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 びＣその他の建 屋 内
（免震 重要棟 ）Ｃ

荷重（有 効 に機 能 を発揮 する）－（有 効 に機 能 を発揮 する）－

海水（海 水を通水しない）

対象外（海 水を通水しない）

対象外

他設備からの影響
電 磁 波 による影響(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）

－
対象外

性
関連資料

第 操作性
第
1

2
号

［配置図］61-3

現場操 作

関連資料

［配置図］61-3

Ｂ

現場操 作

－

Ｂ

－

項
第
3
号

試験・検査
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )関連資料

第 切り替 え性4号 関連資料
悪

第
4
3

第
5

系 統 設計影
響 その他(飛 散 物 )号

防止

第 可搬 SAの容 量
1

本来の用 途として使 用 －切替 不 要

計測 制 御 設備（機 能 ・ 性 能 の確 認 が可能 ）Ｊ－Ａ

本来の用 途として使 用 －切替 不 要

－

Ａ

－

他設備から独 立

Ａｃ

他設備から独 立

Ａｃ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

－
現場捜査

－
Ａ

［配置図］61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

号 関連資料
第 可搬 SAの接 続 性

Ｊ

－

関連資料

第 設置場所6
号 関連資料条

計測 制 御 設備（機 能 ・ 性 能 の確 認 が可能 ）

現場捜査

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの－より簡 単 な接 続

Ａ

［配置図］61-3
Ａ－Ｃ

より簡 単 な接 続Ｃ2
号 関連資料第 異 なる複 数 の接 続 箇所の確 保
3
号 関連資料
第
3
項

－
対象外

対象外
－

第 設置場所4
号 関連資料（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）第 保管場所5
号 関連資料屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)

第 アクセスル ー ト
6号 関連資料第7号

通 環境条件、自然現象、外部人為
要 事象、溢水、火災
因
サポ ー ト系 要因
故
障
関連資料
防

－
対象外

対象外
－

－

－

（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）

－

－
Ａｂ

屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)

Ａ

屋 内 アクセスル ー トの確 保

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外［保管場所図］61-7
屋 内 アクセスル ー トの確 保［保管場所図］61-7－－

61-1-7

Ａｂ

Ａ

－

－

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
3号炉原子炉建屋内
61条：緊急時対策所

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

第 操作性
2

緊急時対策所遮蔽（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び一覧表（常設）3号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）遮蔽（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（3号炉原子炉建屋）

Ｃ

その他の建屋内（3号炉原子炉建屋）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外[配置図]61-3(操作不要）(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）－
対象外［配置図］61-3

対象外（操作不要）

対象外

号
第
1

関連資料

[配置図]61-3［配置図］61-3

項
試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ

遮蔽（外観点検が可能）

Ｋ

号
関連資料
第
4

第 切り替え性3条

4
号 関連資料

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止第2号 関連資料

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災［本文］3.18
本来の用途として使用－切替不要［本文］3.18
Ｂｂ－

本来の用途として使用－切替不要

Ｂｂ－

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

他設備から独立Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外［配置図］61-3
現場操作[配置図]61-3
Ａa［配置図］61-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の居住性で設計）

Ａa[配置図]61-3
対象外［添付］61-13-2-23,24
共用する設備

現場操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

対象外［容量根拠］61-6
Ａ［配置図］61-3

共用する設備Ａ[配置図]61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポート系なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

因故
サポート系故障
障防
止 関連資料［配置図］61-3

61-1-8[配置図]61-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

一覧表（常設）３号炉原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対策所用
61条：緊 急 時 対策所

電源車（３号炉原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対策所）

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環

屋外

屋 外の天候 ／放射線（3号炉原 子 炉建 屋 東側）

類型化
区分

Ｄ

境
条
件 荷重
第

に

1

お 海水
け

号

る 他設備からの影響－（海 水を通水しない）

対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）健
全 電 磁 波 による影響（有 効 に機 能 を発揮 する）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）

－
対象外

性
関連資料

［配置図］61-3

第 操作性

現場操 作

Ｂ

2
号
第

関連資料

1
項
第
3

試験・検査
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )［配置図］61-3
原 動 機 （ディー ゼル エン ジン ），発電 機（機 能 ・ 性 能 及 び漏えいの有 無の確 認 が可能 ）（分解が可能 ）

Ｇ
Ｈ

号
関連資料

［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5

第4

第 切り替 え性34条

号 関連資料

本来の用 途として使 用 －切替 不 要［単 線 結 線 図］61-2

悪 系 統 設計
第影5

響 その他(飛 散 物 )
防

号

Ｂｂ

止 関連資料

他設備から独 立

Ａｃ（考慮対象なし）

対象外［単 線 結 線 図］61-2

第 設置場所

現場操 作

Ａ

6
号 関連資料
第 常設SAの容 量［配置図］61-3
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号 関連資料［容 量根拠］61-6

第 共用 の禁止

共用 する設備

Ａ

2
第号 関連資料

－

2
共

項
第
3
号

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

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

因
故
障

サポ ー ト系 故障

防
止

関連資料

［配置図］61-3

61-1-9

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

61条：緊 急 時 対策所

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環

屋 外の天候 ／放射線一覧表（常設）負 荷 変圧器

類型化
区分

交流分電 盤類型化
区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 びその他の建 屋 内Ｃ

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 びその他の建 屋 内

Ｃ（有 効 に機 能 を発揮 する）－（有 効 に機 能 を発揮 する）－（海 水を通水しない）

対象外（海 水を通水しない）

対象外

境
条
第

件 荷重
に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電 磁 波 による影響
性
関連資料

第 操作性
2
号 関連資料(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外［配置図］61-3
操 作 スイッチ操 作(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外［配置図］61-3
Bd［配置図］61-3

操 作 スイッチ操 作

Bd［配置図］61-3

第
1
項

試験・検査
第
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )3号
関連資料
第 切り替 え性第4号 関連資料43

その他の電 源 設備

Ｉ

［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5
当該 系 統 の使 用 にあたり切替 操 作 が必 要

その他の電 源 設備

Ｉ

［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5
Ba[単 線 結 線 図] 61-2

当該 系 統 の使 用 にあたり切替 操 作 が必 要

Ba

[単 線 結 線 図] 61-2

［配置図］61-3［配置図］61-3

条
第

悪 系 統 設計
影

5号

響 その他(飛 散 物 )防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容 量

第通常時 は隔 離又 は分離

Ａｂ

対象外

対象外

[単 線 結 線 図] 61-2

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの［容 量設定 根拠］61-5

第 共用 の禁止

共用 する設備

2号 関連資料

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

対象外

対象外

［配置図］61-3
Aa［配置図］61-3

1
号 関連資料Ａｂ[単 線 結 線 図] 61-2

［配置図］61-3
現場（設置場所）で操 作 可能

通常時 は隔 離又 は分離

現場（設置場所）で操 作 可能

Aa

［配置図］61-3
Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ［容 量設定 根拠］61-5
Ａ－

共用 する設備

Ａ－防止設備-対象(代替 対象ＤＢ設備有 り)-屋 内

Ａａ

防止設備-対象(代替 対象ＤＢ設備有 り)-屋 内

Ａａ(サポ ー ト系 なし)

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

因
故
サポ ー ト系 故障
障防止 関連資料［配置図］61-3

61-1-10［配置図］61-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
61条：緊 急 時 対策所

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環 屋 外の天候 ／放射線
境
条
件 荷重
第

に

1
号

お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電 磁 波 による影響
性

3号炉原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対策所

2

類型化
区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び
その他の建 屋 内

Ｃ

（3号炉原 子 炉建 屋 ）（有 効 に機 能 を発揮 する）－（海 水を通水しない）

対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）－（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）

対象外

関連資料

第 操作性

可搬 型 陽 圧化 空調 機

一覧表（可搬）［配置図］61-3

現場操 作

Bd

（操 作 スイッチ操 作 ）（弁 操 作 ）

Bf

号
第

関連資料

1
項
第
3
号

試験・検査
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )［本文 ］61-3
空調 ユ ニット（機 能 ・ 性 能 及 び漏えいの有 無の確 認 が可能 ）関連資料
第 切り替 え性4

［試 験 ・ 検 査説 明 資 料 ］61-5
本来の用 途として使 用 －切り替 え不 要

号 関連資料

影

5
号

響 その他(飛 散 物 )防Ａ－

悪 系 統 設計
第Ｅ

（分解が可能 ）止 関連資料

他設備から独 立

Ａｃ（考慮対象なし）

対象外[配置図]61-3

第第 設置場所
6

4
3
条

現場操 作

号 関連資料

第 可搬 SAの容 量

Ａ［配置図］61-3

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料

［容 量設定 根拠］61-5

第 可搬 SAの接 続 性
2より簡 単 な接 続

号 関連資料［配置図］61-3

第 異 なる複 数 の接 続 箇所の確 保

対象外

Ｃ

対象外

3
号 関連資料
第 設置場所第3項－（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）4
号 関連資料第 保管場所－［配置図］61-3
屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ

5
号 関連資料第 アクセスル ー ト［保管場所図］61-7
屋 内 アクセスル ー トの確 保

6
号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

Ａ

［配置図］61-3（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

要
因
故
サポ ー ト系 要因
障
防
止
関連資料

［配置図］61-3

61-1-11

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

61条：緊 急 時 対策所

環境温 度 ・ 湿 度 ・ 圧力 ／環

屋 外の天候 ／放射線境

一覧表（可搬）酸素 濃 度 計

類型化

二酸化 炭素 濃 度 計

類型化（3号炉原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対策所）

区分

（3号炉原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対策所）

区分

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び
その他の建 屋 内

原 子 炉区 域 を除 く原 子 炉建 屋 内 及 び
Ｃ（3号炉原 子 炉建 屋 ）その他の建 屋 内

Ｃ

（3号炉原 子 炉建 屋 ）

条
件 荷重
第

に

1

お 海水
け

号

る 他設備からの影響
健
全 電 磁 波 による影響（有 効 に機 能 を発揮 する）－（海 水を通水しない）

対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）－
対象外（有 効 に機 能 を発揮 する）－（海 水を通水しない）

対象外(周 辺 機 器 等からの悪影響により機 能 を失う
おそれがない）（電 磁 波 により機 能 が損 なわれない）

－
対象外

性
関連資料

第 操作性

［配置図］61-3

現場操 作［配置図］61-3

Ｂ

現場操 作

Ｂ

2
号
第

関連資料

1

－

－

項
第
3

試験・検査
(検 査性 、系 統 構 成・ 外部入力 )計測 制 御 設備（機 能 ・ 性 能 の確 認 が可能 ）Ｊ

計測 制 御 設備（機 能 ・ 性 能 の確 認 が可能 ）

Ｊ

号
関連資料
第 切り替 え性－
本来の用 途として使 用 －切替 不 要－
Ａ

本来の用 途として使 用 －切替 不 要

Ａ4
号 関連資料悪 系 統 設計
第影5

響 その他(飛 散 物 )
防

号

－

－

他設備から独 立

Ａｃ

他設備から独 立

Ａｃ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

止 関連資料－－

第4

第 設置場所3条

6
号 関連資料

第 可搬 SAの容 量

現場操 作

Ａ

現場操 作

－

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

－

Ａ

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ

1
号
関連資料
第 可搬 SAの接 続 性－－

より簡 単 な接 続Ｃより簡 単 な接 続

Ｃ

対象外

対象外

対象外

対象外

（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）－（放射線 量の高 くなるおそれの少ない場所を選 定 ）－Ａｂ

屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)

2号 関連資料第 異 なる複 数 の接 続 箇所の確 保
3
号 関連資料
第 設置場所4
第号 関連資料－－

3
項

第 保管場所屋 内 (共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ

5
号 関連資料第 アクセスル ー ト［保管場所図］61-7
屋 内 アクセスル ー トの確 保［保管場所図］61-7
Ａ

屋 内 アクセスル ー トの確 保

Ａ

6号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

－

－

共通要因の考慮対象設備なし

対象外

共通要因の考慮対象設備なし

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外(サポ ー ト系 なし)

対象外

要
因
故
障

サポ ー ト系 要因

防
止
関連資料

－

61-1-12

－

61-2
単線結線図

61-2-1

図 61-2-1

免震重要棟内緊急時対策所

61-2-2単線結線図

図 61-2-2

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-2-3

単線結線図

61-3
配置図

61-3-1

図 61-3-1

免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 配置図

61-3-2

図 6-3-2

免震重要棟内緊急時対策所
61-3-3配置図

免震重要棟内緊急時対策所 ２階

免震重要棟 ２階平面図

免震重要棟内緊急時対策所 １階（待避室）（プルーム通過中）

仮設トイレエリア

計画班（６，７号炉）
計画班（１～５号炉）

テレビ会議システム（社内向）
本部幹部

保安班

保安班 現場要員

６号炉号機班・復旧班
資材班
７号炉号機班・復旧班

立地・広報班

総務班

放射線防護資機材配備エリア

飲食料配備エリア

資材班

総務班
保安検査官
機能班
交代要員

復旧班
現場要員
4800mm

統合原子力防災ネットワーク
テレビ会議システム

１～５号炉号機班・復旧班

立地・広報班

通報班

5000mm

統合原子力防災ネットワーク
ＩＰ－ＦＡＸ（注）レイアウトについては，１～５号炉対応要員も含めており，訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。
免震重要棟 １階平面図【凡例】■：緊急時対策所機能班要員■：緊急時対策所現場要員

図 61-3-3 免震重要棟内緊急時対策所の緊急時対策要員 配置図
61-3-4

図 61-3-4

免震重要棟内緊急時対策所内の代替電源設備

61-3-5配置図

図 61-3-5

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）居住性対策設備
61-3-6

配置図（その１）

61-3-6

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）居住性対策設備
61-3-7

配置図（その２）

図 61-3-7

免震重要棟内緊急時待避対策所１階（待避室）居住性対策設備
61-3-8配置図（その３）

図 61-3-8

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）居住性対策設備
61-3-9配置図（その４）

図 61-3-9

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）居住性対策設備

61-3-10配置図（その５）

図 61-3-9

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）居住性対策設備
61-3-11

配置図（その６）

図 61-3-10 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-12配置図

図 61-3-11

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の緊急時対策要員

61-3-13配置図

図 61-3-12 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の必要な情報の把握のための設備及び通信連絡設備
61-3-14配置図

図 61-3-13

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤
61-3-15配置図

図 61-3-14 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の電源車及び交流分電盤① 配置図
61-3-16図 61-3-15 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の交流分電盤②61-3-17配置図

図 61-3-16 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の負荷変圧器 配置図
61-3-18

図 61-3-17 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）遮蔽

61-3-19

配置図（その１）

図 61-3-18 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）遮蔽

61-3-20

配置図（その２）

図 61-3-19 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）遮蔽

61-3-21

配置図（その３）

図 61-3-20 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所バウンダリ及び可搬型陽圧化空調機
61-3-22

配置図

図 61-3-21 3 号炉中央制御室換気空調系外気取入・排気隔離ダンパ 配置図
61-3-23

図 61-3-22 3 号炉中央制御室可搬型陽圧化空調機 配置図
61-3-24

図 61-3-23

代替交流電源設備

61-3-25

配置図

図 61-3-24 免震重要棟内緊急時対策所２階 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 配置図
61-3-26

図 61-3-25

免震重要棟内緊急時対策所１階

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 配置図

61-3-27

図 61-3-26 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-3-28

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 配置図

61-4
系統図

61-4-1

屋外

屋内

屋内

屋外

緊急時対策所
免震重要棟内２階対策本部

緊急時対策所２階
屋上給気
ガラリ

屋上排気
ガラリ
排気隔離
ダンパ(屋上)

排風機
送風機

MO

C

給気隔離
ダンパ（屋上）MO

停止
2階その他エリア

停止

H
C

全閉

全閉
1階その他エリア

停止

停止
緊急時対策所
免震重要棟内１階対策本部（待避室）

閉止キャップ外す

H

空冷ヒートポンプ接続口 仮設ダクト取付

緊急時対策所１階（待避室）
全開
全開

給排気隔離
ダンパ(手動)Ｘ３

全開

DPX

避圧口ｘ３

運転
運転

差圧計

運転

全閉

可搬型陽圧化空調機ｘ３

図 61-4-1

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（陽圧化時）
61-4-2換気空調系概要図図 61-4-2

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（陽圧化時）

61-4-3換気空調系系統概要図

図 61-4-3

３号炉中央制御室換気空調系給気隔離ダンパ，排気隔離ダンパ

61-4-4

概要図

61-5
試験及び検査61-5-1

ガスタービン
発電機

ガスタービン発電機の各部品は分解点検が可能な構造とする。
図 61-5-1

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機

61-5-2構造図マンホールを設けているため，内部確認が可能である。

図 61-5-2

免震重要棟内緊急時対策所用

61-5-3

地下貯油タンク油漏れ点検，機能点検，モータの絶縁抵抗計
測を定期的に実施する。

図 61-5-3

免震重要棟内緊急時対策所用

61-5-4

燃料移送ポンプ

図 61-5-4

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤
試験系統図

61-5-5

ディーゼル機関
発電機

電源車の各部品は分解点検が可能な構造とする。

図 61-5-5

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車

61-5-6構造図

図 61-5-6

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車用ケーブル

61-5-7

試験系統図

図 61-5-7

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用 電源車

61-5-8

試験系統図（模擬負荷による電源車の出力性能確認）

図 61-5-8

負荷変圧器

61-5-9試験系統図

図 61-5-9

交流分電盤試験系統図

61-5-10

〇免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化に関する試験・検査性について
免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化に関する点検及び検査は第 61-5-1 表の通りである。
第 61-5-1 表 免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性
プラント
状態

項目

点検
停止中

内容
（可搬型陽圧化空調機）
外観点検
試運転による機能確認
（差圧計）
差圧計校正

機能・性能
気密性，陽圧化機能確認
検査
可搬型陽圧化空調機，差圧計各々の点検を行うと共に，これら設備を組み合わせた状態で免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化機能・性能が正常であることを確認する。
免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）バウンダリの機能・性能検査は，免震重要棟内緊急時対策所（待避室），
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）陽圧化バウンダリの均圧室（二重扉構造の出入り室）扉を閉止し，外気取り入れ・排気のための隔離ダンパを全閉し，可搬型陽圧化空調機により免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原
子炉建屋内緊急時対策所（待避室）バウンダリ全体を陽圧化できることを確認する。

61-5-11

第 61-5-10 図

免震重要棟内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

第 61-5-11 図

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の気密性，陽圧化機能に関する試験・検査性 概略図

61-5-12

免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）は隣接区画からのインリークを防止する設計としている。免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）陽圧化バウンダリの差圧は第 61-5-9 図のように，免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）陽圧化バウ
ンダリが 20Pa 以上となっていることを確認する。

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

差圧⊿P1＝（ρ0－ρ1）HH

差圧⊿P2＝（ρ2－ρ0）H

第 61-5-12 図 免震重要棟内緊急時対策所（待避室），3 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待避室）バウンダリ気密性，陽圧化確認圧力

61-5-13

○酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の試験・検査性について
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正ガスによる性能検査が可能な設計とする。酸素濃度計概略図を図 61-5-10，二酸化炭素
濃度計概略図を図 61-5-11 に示す。

図 61-5-13

図 61-5-14

酸素濃度計の概略図

二酸化炭素濃度計の概略図

61-5-14

○地震観測装置の試験・検査性について
地震観測装置はプラント運転中，プラント停止中に外観検査，機能，性能検査が可能とし，機能・性能の確認が可能な設計とする。地震観測装置概略を図 61-5-15 に示す。

図 61-5-15

地震観測装置概略

61-5-15

61-6
容量設定根拠61-6-1

名称
免震重要棟内緊急時対策所／
隣接区画の陽圧化差圧
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所／隣接区画の陽圧化差圧

陽圧化に必要な差圧
Pa

20 以上

Pa

20 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化バウンダリ（待避室）は，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等時の室内の温度を中央制御室のある原子炉建屋原子炉区域外の設計最高温
度 40℃，隣接区画を外気の設計最低温度-17℃と仮定すると，免震重要棟内緊急時対策所の待避室の階層高さ 4.35ｍ，及び，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の待避室の階層高さは 4.0ｍより，以下のとおり約 12Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝（1.378－1.127）×4.35＝1.092 kg/m2（≒12Pa）
このため，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化バ
ウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。

61-6-2

名称

可搬型陽圧化空調機

台数台

免震重要棟内緊急時対策所 ３３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ３(予備機３（免震重要棟内緊急時対策所,
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で共用）)

容量

㎥/h/台

394 以上（注１），（600 以上（注２））

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】（１）換気量ⅰ）必要換気量の考え方
免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室），３号炉原子炉建屋内緊急時対策所においては，重大事故発生後のプルーム通過時からプルーム通過後の長期間に亘り最大想定
174 人（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 人、自衛消防隊 10 人）に余裕を持った収容人数 180 人に対して許容二酸化炭素濃度及び許容酸素濃度を確保可能な設計とする。
ⅱ）許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許容二酸化炭素濃度は，JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規定」に定める 0.5%以下とする。許容酸素濃度は，労働安全衛生法 酸素欠乏防止規則に定める 18％以上とする。
ⅲ）二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量 Q1
・M

二酸化炭素発生量：0.030※1（m3/h/人）

・ｎ

収容人数

：180（人）・C

許容二酸化炭素濃度：0.5（％）

・C0 初期二酸化炭素濃度：0.039※2（％）
・Q1

必要換気量

100 Mn ※3（m 3/h）
C C0

： Q1

※1：軽作業時の二酸化炭素発生量（ 空 気 調 和 衛 生 工 学 便 覧 ， 軽作
業時の CO 2 吐出し量）※2：標準大気の二酸化炭素濃度（JIS W 0201）※3：二酸化炭素基準の必要換気量（空気調和衛生工学便覧）

Q1＝100×0.030×180÷(0.5－0.039)＝1171≒1,180（m 3/h）ⅳ）酸素濃度基準に基づく必要換気量 Q2
・ｎ

収容人数

：180（人）・a

吸気酸素濃度：20.95※4（％）

・b許容酸素濃度：18.0（％）

・c

成人の呼吸量：0.48※5（m3/h）

・d

乾燥空気換算酸素濃度：16.4※5（％）

・Q2

必要換気量

： Q2

※4：標準大気の酸素濃度（JIS W 0201）※5：成人呼吸気の酸素濃度（空気調和衛生工学便覧）※6：酸素基準の必要換気量（空気調和衛生工学便覧）

c a d n ※6
（m3/h）
a b

Q2＝0.48×(20.95－16.4)×180÷(20.95－18.0)＝133.3≒134（m3 /h）

61-6-3

【設定根拠】（続）ⅴ）必要換気量
上記より，窒息防止に必要な換気量は，二酸化炭素濃度基準の必要換気量が制限となる
ことから，1,180m3/h 以上（394m3/h/台以上×３台）に余裕をもたせた 600m3/h/台以上×
３台＝1,800m3/h 以上を確保する。

61-6-4

名称

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機

台

数

台

1台

容

量

kVA/台

1,000

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合の重大事故等対処設備（電源の確保）として，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機を設置する。免震重
要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機は，１台で免震重要棟内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有する。またプルーム通過への対応に必要な無給油時間の余裕を有する設計とする。
1．容量
ガスタービン発電機の容量は，以下の①，②について必要な負荷を基に設定する。
① 重大事故等対処時の必要負荷への給電（表 61-6-1）② 重大事故等以外の一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した際の適切な措置のために必要な負荷への給電（表 61-6-2）
表 61-6-1 重大事故等対処時の必要負荷（免震重要棟内緊急時対策所（待避室） 必要負荷）
負荷名称
負荷容量
備考
(kVA)
代替交流電源補機
約 20kVA
換気空調設備
約 5kVA
照明設備
免震重要棟床面積約 4,100m2 が給約 80kVA（コンセント負荷含む)
電対象
テレビ会議システム及び必要な情報を把握できる設約 115kVA
重大事故等時に必要な負荷 ※１
備，通信連絡設備：約 35kVA
重大事故等時に必要な負荷 ※２
放射線管理設備
約 55kVA：約 10kVA
合計
約 275kVA※１ 重大事故等時に必要な負荷：
無線連絡設備，衛星電話設備，
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，
緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS 表示装置
※２ 重大事故等時に必要な負荷：
モニタリングポスト及び気象データを監視する装置，
原子力発電所周辺線量予測評価システム，個人線量計用充電器，可搬型空気浄化装置（チェンジングエリア用）

61-6-5

【設定根拠】（続）表 61-6-2 重大事故等以外の必要負荷（免震重要棟内緊急時対策所 必要負荷）
負荷名称

負荷容量(kVA)

代替交流電源補機

約 20kVA

換気空調設備

約 240kVA

照明設備（コンセント負荷含む）

約 80kVA

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備
放射線管理設備

約 115kVA
約 55kVA

合計

約 510kVA※１ 重大事故等時に必要な負荷：
無線連絡設備，衛星電話設備，
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，
緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS 表示装置
※２ 重大事故等時に必要な負荷：
モニタリングポスト及び気象データを監視する装置，
原子力発電所周辺線量予測評価システム，個人線量計用充電器，可搬型空気浄化装置（チェンジングエリア用）
ガスタービン発電機の燃料系統は，地下貯油タンク（30,000L）及び付属のポンプ，配管等で構成される。地下貯油タンクは，緊急時対策所横の地下に設置され，重大事故等時に免震重要棟内緊急時対策所に電源供給（保守的に 800kW の負荷に電源供給）した場合，約 2日の連続運転が可能な容量を持つ。

図 61-6-1

ガスタービン発電機用燃料性能表

61-6-6

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下

名称

貯油タンク

基数

基

1

容量

kL/基

30

【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンクは，重大事故等対処
時に免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機への燃料補給を円滑に行うために設
置する。
1．容量
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンクの容量は，ガスター
ビン発電機 1 基の定格出力運転時の燃料消費量を基に設定する。
（保守的に定格出力 800kW
にて算定）
地下貯油タンクは，緊急時対策所横の地下に設置され，重大事故等時に免震重要棟内緊
急時対策所に電源供給した場合，約 2 日の連続運転が可能な容量を持つ。
具体的には，2 日間燃料補給可能な容量は，以下のとおり，20.98kL となる。

以上より，ガスタービン発電機用燃料タンクの容量は 20.98ｋL 以上である 30kL とする。

61-6-7

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料

名称

移送ポンプ

台数

台

1（予備 1）

容量

m3/h/台

約 2.0

揚程

m

約 15

原動機出力

kW

約 0.75【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，重大事故時に免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンクから免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機へ燃料を供給するために設置する。なお，ガスタービン発電
機用燃料移送ポンプは供給系統 1 系列あたり，100%容量を 1 台設置する。
1．容量の設定根拠
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの容量は，ガスター
ビン発電機の単位時間あたりの燃料最大消費量
を免震重要棟内緊急時対策
所用ガスタービン発電機に供給するため，それよりも容量の大きい 約
3
30L/min（約 2.0m /h） とする。
2．揚程の設定根拠
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの必要となる揚程は，以下のとおり，約 6.9m である。
発電機接続レベル
地下貯油タンク吸い込みレベル
(差分)

≒6.9m

3．原動機出力の設定根拠
上記に示す容量と揚程を満足するポンプの必要軸動力は以下のとおり 0.1kW となる。
P =（ g×ρ×Q×H ）÷（ 60×η ）=）= 0.10kW
P ：必要軸動力（kW）
ρ：比重（－）
H：全揚程（m）

g ：重力加速度（m/s2 ）Q：吐出量（m3/min）
η：ポンプ効率（%）

上記の必要軸動力を満足する原動機を選定すると，原動機出力は約 0.75kW とする。

61-6-8図 61-6-2

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ性能曲線

図 61-6-3

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
揚程設計 概略図

61-6-9免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受

名称
母線電流容量電盤
A

約 1,200【設定根拠】
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤は，常設重大事故等対処設
備として設置する。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤は，通常時受電の所内電源
系からの給電が喪失した際，重大事故等に対処するために必要な電力を供給できる設計
とする。
1．容量
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤の容量は，免震重要棟内緊
急時対策所用ガスタービン発電機が接続可能であることから，免震重要棟内緊急時対策
所用ガスタービン発電機用の定格電流以上に設定する。
（１） 免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用の定格電流である約 84A に対し，十分余裕を有する約 1,200A とする。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機受電盤の定格電流：1,000kVA÷√3÷6.9kV＝83.7A≒84A

61-6-10

名

称3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車

台

数

台

1（予備 2）

容

量

kVA/台

500

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合の重大事故等対処設
備（電源の確保）として，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車を設置する。3 号炉原
子炉建屋内緊急時対策所用電源車は，１台で 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するうえ，プルーム通過への対応に必要な無給油時間の余裕を有する設計とする。
1．容量
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の容量は，以下の表に示す必要な負荷を基に設定する。なお，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は重大事故等対処時の必要負荷と，重大事
故等以外の一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した際の適切な措置のために必要な負荷がほぼ同等となる。（表 61-6-3）
表 61-6-3

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備
約 5kVA
照明設備
約 17kVA（コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 50kVA＊ 電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-11

名

称

負荷変圧器

台

数

台

1

容

量

kVA/台

75

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
負荷変圧器は，設計基準事故対処設備の電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
負荷変圧器の容量は，以下の表に示す必要な負荷容量に対し余裕を考慮し 75kVA とする。
（表 61-6-4）
表 61-6-4

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備
約 5kVA
照明設備
約 17kVA（コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 50kVA＊電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-12

名
台

称

交流分電盤

数

台

2

母線容量

A/台

800

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
交流分電盤は，設計基準事故対処設備の電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，重大事故等に対処するために必要な電力を供給する設計とする。
1．容量
交流分電盤の定格電流は，以下の表に示す必要な負荷容量 50kVA÷110V＝455A に余裕を考慮し，800A とする。（表 61-6-5）
表 61-6-5

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要負荷
負荷名称
負荷容量(kVA)
換気空調設備
約 5kVA
照明設備
約 17kVA（コンセント負荷含む)
必要な情報を把握できる
約 17kVA
設備，通信連絡設備 ※放射線管理設備
約 11kVA
合計
約 50kVA＊電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

61-6-13

61-7
保管場所図

61-7-1

図 61-7-1 免震重要棟内緊急時対策所及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-7-2

保管場所位置図図 61-7-2 免震重要棟内緊急時待避所（待避室）居住性対策設備 位置図（その１）61-7-3

図 61-7-3 免震重要棟内緊急時待避所（待避室）居住性対策設備 位置図（その２）61-7-4

図 61-7-4 免震重要棟内緊急時待避所（待避室）居住性対策設備 位置図（その３）61-7-5

図 61-7-5 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の通信連絡設備 位置図
61-7-6

図 61-7-6 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所バウンダリ及び可搬型陽圧化空調機 位置図
61-7-7

図 61-7-7 3 号炉中央制御室可搬型陽圧化空調機 位置図
61-7-8図 61-7-8 免震重要棟内緊急時対策所２階 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

61-7-9保管位置図

図 61-7-9 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 保管位置図

61-7-10

61-8
アクセスルート図61-8-1

図 61-8-1

免震重要棟内緊急時対策所，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 アクセスルート

61-8-2

61-9

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

61-9-i

目

次

1. 概要
1.1 設置の目的
1.2 拠点配置
1.3 新規制基準への適合方針
2. 設計方針
2.1 建物及び収容人数について
2.2 電源設備について
2.3 遮蔽設計について
2.4 換気空調系設備について
2.5 必要な情報を把握できる設備について
2.6 通信連絡設備について
3. 運用
3.1 必要要員の構成，配置について
3.2 事象発生後の要員の動きについて
3.3 汚染持ち込み防止について
3.4 配備する資機材の数量及び保管場所について
4. 耐震設計方針について
5. 添付資料
5.1 チェンジングエリアについて
5.2 配備資機材等の数量等について
5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
5.4 SPDS のデータ伝送概要とパラメータについて
5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について
5.6 原子力警戒態勢，緊急時態勢について
5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
5.8 免震重要棟内緊急時対策所の耐震性について
5.9 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所と３号炉プラント管理について
5.10 設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について5.11 原子力防災組織への Incident Command System（ＩＣＳ）の考え方の導入について
5.12 ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 レ イ ア ウ ト の 改 善 に つ い て
5.13 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 の 緊 急 時 対 策 本 部 体 制 と 指 揮 命 令 及 び 情 報 の 流れについて
5.14 停止中の１～５号炉のパラメータ監視性について

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1. 概要1.1 設置の目的
本申請において，当社柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，柏崎刈羽原子力発電所の事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟に「免震重要棟内緊急時対策所」
を，3 号炉原子炉建屋内に「3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」の 2 拠点を設置することにより適合を図る。柏崎刈羽原子力発電所ではこれら 2 拠点を，一次冷却系統に係る 発 電 用原 子 炉施 設 の損 壊 そ の他 の 異常 が 発生 し た 場合 ， 並び に 重大 事 故 等が 発生した 場 合 にお い て， 中 央制 御 室 以外 の 場所 か ら適 切 な 指示 又 は連 絡 を行 う た めに 使用する拠点と位置付ける。
また 2 拠点を，重大事故等に対処するための要員がとどまることができるよう遮蔽，
換 気 に つい て 考慮 し た設 計 と する と 共に ， 代替 交 流 電源 設 備か ら の給 電 が 可能 な設計とする。
これら 2 拠点は，耐震構造（剛構造）と免震構造（免震構造）を採用した建物構造の設計多様性を有する他，電源設備が 6 号及び 7 号炉，さらには免震重要棟内緊急時対策所と 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所とで相互に独立しており，また異なる代替交流電源給電方式を採用した設備設計の多様性を有する設計としている。
発電所内に位置的に分散した複数の，かつ多様性を有する緊急時対策所拠点を備える
こ と で 重大 事 故等 へ の対 応 性 向上 に ，ま た 更な る 想 定外 事 象へ の 対応 に 資 する ことが出来る。

（１）緊急時対策所の特徴
免震重要棟内緊急時対策所は免震構造を有した免震重要棟に設置している。免震構造
を 有 し た建 物 は， 発 電施 設 等 に大 き な影 響 が生 じ る 可能 性 があ る 短周 期 地 震に 対して優位性を有しており，免震重要棟は建築基準法告示で規定される地震動を 1.5 倍した
地 震 力 に対 応 した 設 計が な さ れて い る。 加 えて ， 緊 急時 対 策所 の 設置 位 置 が対 策要員の 執 務 室・ 宿 直室 に 近い た め ，利 便 性が 高 いこ と か ら， 迅 速な 緊 急時 対 策 所拠 点立ち上げが可能である。
一方で，非常に大きな長周期成分を含む一部の基準地震動に対しては通常の免震設計
クライテリアを満足しない場合がある。

一方，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，基準地震動による地震力に対しても機能
61-9-1-1

喪 失 し ない た め， 柏 崎刈 羽 原 子力 発 電所 ６ 号炉 ， ７ 号炉 に おけ る 想定 事 象 全て において緊急時対策所拠点として使用可能である。
また，設計自体の保守性を考慮すると，仮に基準地震動が発生したとしても免震重要
棟 内 緊 急時 対 策所 が 継続 利 用 可能 な 場合 も 想定 出 来 るこ と から ， 地震 後 の 損傷 状況を
踏 ま え た上 で ，３ 号 炉原 子 炉 建屋 内 緊急 時 対策 所 と の使 い 分け を 行う こ と が， 多様性の 観 点 から 有 益と 考 える 。 地 震発 生 時の 緊 急時 対 策 所拠 点 の運 用 に関 す る 考え 方については，3.2 にて後述する。

表

1.1-1 各緊急時対策所の特徴

緊急時対策所

免震重要棟内緊急時対策所

特徴
・発電施設に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震に対して優位性を有している。
・対策要員の執務室・宿直室に近く，本部要員参集等の初動体制を迅速かつ容易に確立できる。
・事務建屋執務室内にいる所員等，緊急時対策所以外の要員との連携が比較的容易である。
・代替電源設備をはじめとする緊急時対策所諸設備が常設である
ため，緊急時対策所拠点の立ち上げが迅速かつ容易である。
・非常に大きな長周期成分を含む一部の基準地震動に対しては機能維 持が確認で きていない ため，地震 時に使用で きないおそ れがある。

３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所・基準地震動を含むすべての重大事故等時において，対策要員が緊急 時対策所内 にとどまり ，指揮・復 旧活動を行 うことが可 能である。

なお，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所各々 につ いて ，
重大事故時のプルーム通過時においても重大事故等に対処するために必要な指示を行う
要員，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な要員を収容するため，緊急時対策所内に居住性を高めた待避室を設置する。

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能概要比較を以下に示す。

61-9-1-2

表

1.1-2

緊急時対策所の機能概要比較
事故想定と拠点活用

緊急時対策所

場所

面積
耐震性

プルーム時
居住性

その他

(*2)

緊急時対策所
活用ケース

免震重要棟内緊急時対策所
２階

免震重要棟(免 震 構 造 )約 810㎡△ (*1)－○

ケース１

免震重要棟内緊急時対策所
１階
（待避室）

同上

約 238㎡△ (*1)○○

ケース２

３号炉原子炉
建屋内緊急時対策所

３号炉原子炉
建屋（剛構造）

約 400㎡

○

－

○

ケース３

３号炉原子炉
建屋内緊急時
対策所
（待避室）

同上

約 229 ㎡

○

○

○

ケース４

＜ 凡例＞

○ ：活用可能，△ ：活用 場合がある，－ ：設計 配慮外(*1) 一部の 基準地 震動に よる地 震力に 対する耐震 性を説 明する ことが困難 である が，建築 基準 法告示 で規定 される地震 動の 1.5 倍 の地震力 に対 して機 能を喪 失しないた め上記 表の通 りとし た。
(*2)「 そ の 他 」 と は ， 設 計 基 準 事 故 へ の 対 処 ケ ー ス の ほ か ， 地 震 の 影 響 を 受 け ず ， 重 大 事 故等 に伴う プルー ム通過の影 響も受 けない ケースを指 す。

61-9-1-3

1.2 拠点配置
免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置図を以下に示す。
免震重要棟内緊急時対策所は，十分な支持力を有する番 神砂 層の 上に 設置 され てい る 。
また，敷地高さT.M.S.L.+13mに設置しており，発電所への津波による影響を受けない設計とする。また，６号炉，７号炉中央制御室から直線距離で約1,700m離れた位置（アクセス道路での移動距離は約2,900m）に設置し，換気設備及び電源設備を６号炉，７号炉中央制
御室から独立させ，６号炉，７号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計する。
また，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，十分な耐震性を有する３号炉原子炉建屋に設置する。また３号炉原子炉建屋２階フロア高さT.M.S.L.+12.8mに設置しており，発電所への津波による影響を受けない設計とする。また，６号炉，７号炉中央制御室から直線距
離で約1,100m離れた位置に設置（アクセス道路での移動距離は約2,800m）し，換気設備及び電源設備を６号炉，７号炉中央制御室から独立させ，６号炉，７号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計する。
（*T.M.S.L.：東京湾平均海面）

図1-1

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-1-4

配置図

1.3 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
緊急時対策所に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は
以下表 1.3-1, 1.3-2 の通りである。
表 1.3-1 「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」 第三十四条（緊急時対策所）
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

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（緊急時対策所）

第３４条（緊急時対策所）

第 三 十 四 条 工 場 等 に は 、一 次 冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，６号炉，７号
炉中央制御室以外の場所に緊
急時対策所を設置することとし，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設ける。

表 1.3-2 「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」 第四十六条（緊急時対策所）
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

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解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

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適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，６号炉，７号
炉中央制御室以外の場所に緊
急時対策所を設置することとし，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設ける。
また各々の緊急時対策所は
災 害 時 に 必 要 な 180 名 の 対 策
要員を収容できる設計とする。
ま た ，中 央 制 御 室 内 の 運 転 員を介さずプラントの状態を把握するために必要なパラメー
タを収集・表示するために設置する安全パラメータ表示シス テ ム （ SPDS） を 免 震 重 要 棟
内緊急時対策所及び３号炉原
子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。

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

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解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

さ ら に 、酸 素 濃 度 計 を 施 設 し な け れ
ば な ら な い 。酸 素 濃 度 計 は 、設 計 基
準 事 故 時 に お い て 、外 気 か ら 緊 急 時
対 策 所 へ の 空 気 の 取 り 込 み を 、一 時
的 に 停 止 し た 場 合 に 、事 故 対 策 の ための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できる も の で あ る こ と 。ま た 、所 定 の 精
度 を 保 証 す る も の で あ れ ば 、常 設 設備、可搬型を問わない。

61-9-1-6

適合方針

ま た ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施 設
及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視及び測定し、並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示できる設備を設ける。
さ ら に ，所 外 の 緊 急 時 対 策 支援 シ ス テ ム （ ERSS） へ 必 要 な
データを伝送できる設備を，
免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
事故に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が出来る通信連絡設備を免震
重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。
さ ら に ，発 電 所 外 の 関 連 箇 所と必要な通信連絡を行うための，専用であって多様性を有した通信回線で構成する通信連絡設備を免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建
屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に対策要員の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,免震重要棟内緊急時対策所の送・排風機により外気を取り入れることができる設計としている他，必要に応じて換気系を一時的に停止する運用とする。また，３号炉原子炉建
屋内緊急時対策所は必要な換気ができる設計としている
他，必要に応じて給排気隔離
弁を一時的に閉止する運用とする。
免震重要棟内緊急時対策所
及び３号炉原子炉建屋内緊急時 対 策 所 で は ,空 調 隔 離 時 でも酸素濃度計及び二酸化炭素
濃 度 計 に よ り ,室 内 環 境 を 確認することができる。

以下は，外部からの衝撃による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-3 「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６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
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

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（外部からの衝撃による損傷の防止）

第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷防止）

第六条 安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。
次 項 に お い て 同 じ 。）が 発 生 し た
場合においても安全機能を損な
わないものでなければならない。

１ 第６条は、設計基準において想定 さ れ る 自 然 現 象（ 地 震 及 び 津 波 を除 く 。）に 対 し て 、安 全 施設 が 安 全
機能を損なわないために必要な安全 施 設 以 外 の 施 設 又 は 設 備 等（ 重 大事 故 等 対 処 設 備 を 含 む 。）へ の 措 置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される
自 然 現 象 」と は 、敷 地 の 自 然 環 境 を
基 に 、洪 水 、風（ 台 風 ）、竜 巻 、凍結 、降 水 、積 雪 、落 雷、地滑 り 、火山 の 影 響 、生 物 学 的 事 象 又 は 森 林 火
災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）
が発生した場合においても安全機
能 を 損 な わ な い も の 」と は 、設 計 上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において 、自 然 事 象 そ の も の が も た ら す 環
境条件及びその結果として施設で
生 じ 得 る 環 境 条 件 に お い て 、そ の 設備が有する安全機能が達成されることをいう。

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

４ 第２項に規定する「重要安全施設 」に つ い て は 、「 発 電 用軽 水 型 原
子炉施設の安全機能の重要度分類に 関 す る 審 査 指 針 」（ 平 成 ２ 年 ８ 月
３０日原子力安全委員会決定）の「 Ⅴ ．２ ．（ ２ ）自 然 現 象 に 対 す る
設 計 上 の 考 慮 」に 示 さ れ る も の と する。
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される 自 然 現 象 」と は 、対 象 と な る 自 然
現 象 に 対 応 し て 、最 新 の 科 学 的 技 術
的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお、過去の記録、
現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとする。

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適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，設計基準において想定される自然現象に対して，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊
急時対策所が安全機能を損なわない様，必要な措置をとった設計とする。*

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

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

６ 第２項に規定する「適切に考慮し た も の 」と は 、大 き な 影 響 を 及 ぼ
すおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するも の で は な く 、そ れ ぞ れ の 因 果 関 係
及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。

３ 安全施設は、工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事
象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意に よ る も の を 除 く 。）に 対 し て 安
全機能を損なわないものでなければならない。

７ 第３項は、設計基準において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（ 故 意 に よ る も の を 除 く。）に 対
し て 、安 全 施 設 が 安 全 機 能 を 損 な わ
ないために必要な安全施設以外の
施 設 又 は 設 備 等（ 重 大 事 故 等 対 処 設
備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を
除 く 。）」と は 、敷 地 及 び 敷 地 周 辺の状況をもとに選択されるものであ り 、飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ）、ダ
ム の 崩 壊 、爆 発 、近 隣 工 場等 の 火 災 、
有 毒 ガ ス 、船 舶 の 衝 突 又 は 電 磁 的 障
害 等 を い う 。な お 、上 記 の 航 空 機 落
下 に つ い て は 、「 実 用 発 電 用 原 子 炉
施設への航空機落下確率の評価基
準 に つ い て 」 （ 平 成 14・ 07・ 29 原
院 第 4 号（ 平 成 １ ４ 年 ７ 月 ３ ０ 日 原子 力 安 全・保 安 院 制 定 ））等 に 基 づ
き 、防 護 設 計 の 要 否 に つ い て 確 認 す
る。

*

適合方針

「 6.10 設 置 許 可 基 準 規 則 第 ６ 条 （ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 ） へ の 適 合 方 針 に つ い て 」
として後述する。

61-9-1-8

以下は，火災による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-4 「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」 第八条（火災による損傷の防止）
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

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（火災による損傷の防止）

第８条（火災による損傷の防止）

第八条 設計基準対象施設は、火 １ 第８条については、設計基準に
災 に よ り 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
全 性 が 損 な わ れ な い よ う 、火 災 の 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 が 損 な わ れ な
発 生 を 防 止 す る こ と が で き 、 か い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
つ 、早 期 に 火 災 発 生 を 感 知 す る 設 設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
備（ 以 下「 火 災 感 知 設 備 」とい う 。） 防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よ
及 び 消 火 を 行 う 設 備（ 以 下「 消 火 る 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 め
設 備 」と い い 、安 全 施 設 に 属 す る て い る 。
も の に 限 る 。）並 び に 火 災 の 影 響 ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子炉 施 設 のを 軽 減 す る 機 能 を 有 す る も の で 安 全 性 が 損 な わ れ な い 」とは 、安 全
なければならない。
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。
２ 第 ８ 条 に つ い て 、別 途 定め る「 実用発電用原子炉及びその附属施設の 火 災 防 護 に 係 る 審 査 基 準 」（ 原 規
技 発 第 1306195 号（ 平 成 ２ ５ 年 ６ 月
１ ９ 日 原 子 力 規 制 委 員 会 決 定 ））に適合するものであること。
２ 消火設備（安全施設に属するも の に 限 る 。）は 、破 損 、誤 作 動
又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわない
ものでなければならない。

３ 第２項の規定について、消火設
備 の 破 損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き
た場合のほか、火災感知設備の破損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き た こ とにより消火設備が作動した場合にお い て も 、発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停止させるための機能を損なわないものであること。

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適合方針

免震重要棟内緊急時対策所
及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備及びそれらへのア
クセスルートに対して，不燃性材料又は難燃性材料の使用による火災の発生防止対策を実施する設計とする。
万一，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（緊急時対策
所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルー
トを含む）に火災が発生した
場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，
当該緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。

（２）重大事故等への対処
緊急時対策所に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下の通りである。
表 1.3-5 「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」 第六十一条（緊急時対策所）
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

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（緊急時対策所）

第６１条（緊急時対策所）

第 六 十 一 条 第 三 十 四 条 の規 定 により設置される緊急時対策所は、
重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられる よ う 、次 に 掲 げ る も の で な け ればならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。

１ 第１項及び第２項の要件を満たす 緊 急 時 対 策 所 と は 、以 下 に 掲 げ る
措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し 、免 震 機 能 等 に よ り 、緊 急 時 対 策所の機能を喪失しないようにすると と も に 、基 準 津 波 の 影 響 を 受 け な
いこと。
ｂ ）緊 急 時 対 策 所 と 原 子 炉 制 御 室 は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ ）緊 急 時 対 策 所 は 、代 替 交 流 電 源からの給電を可能とすること。また 、当 該 代 替 電 源 設 備 を 含 め て 緊 急
時 対 策 所 の 電 源 設 備 は 、多 重 性 又 は多様性を有すること。
ｄ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 が 確 保 さ
れ る よ う に 、適 切 な 遮 蔽 設 計 及 び 換気設計を行うこと。
ｅ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に つ い ては 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。
① 想定する放射性物質の放出量等
は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措 置 を 講 じ る 場 合 を 除 き 、対 策 要 員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい 。た だ し 、そ の 場 合 は 、実 施 の ための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線
量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。
ｆ ）緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物
質により汚染したような状況下に
お い て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン
グ及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるもの
でなければならない。

61-9-1-10

適合方針*本 表 欄 外 下 部 に 示 す

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

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２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」と は 、第 １ 項 第 １ 号 に 規 定 す る「 重大事故等に対処するために必要な指 示 を 行 う 要 員 」に 加 え 、少 な く とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものと
する。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す（*） 以下，表 1.3-5 の適合方針について説明する。
ａ．要員（規則第六十一条２項，規則解釈第６１条２）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に 対処す るため に必要な 指示を 行う要 員に加え ，原子 炉格納 容器の破 損等に よる発
電 所外へ の放射 性物質の 拡散を 抑制す るための 対策に 対処す るために 必要な 数の要員として最大 65 名を収容できる設計とする。

ｂ．同時機能喪失回避（規則解釈第６１条１のｂ）

免震重要棟内緊急時対策所は，６号炉，７号炉中央制御室から十分離れていること（約 1,700m），換気設備及び電源設備を６号炉，７号炉中央制御室から独立させ，６号 炉，７ 号炉中 央制御室 との共 通要因 により同 時に機 能喪失 しない設 計とす る。また ，３号 炉原子 炉建屋内 緊急時 対策所 は，６号 炉，７ 号炉中 央制御室 から十 分離れていること（約 1,100m），換気設備及び電源設備を６号炉，７号炉中央制御室から独立 させ， ６号炉 ，７号炉 中央制 御室と の共通要 因によ り同時 に機能喪 失しな い設計とする。

ｃ．電源設備（規則解釈第６１条１のｃ）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，通常，発電所
内 の常用 電源， 非常用電 源から の給電 を受け稼 動する 設計と している 。なお ，免震
重 要棟内 緊急時 対策所及 び３号 炉原子 炉建屋内 緊急時 対策所 とも，各 々の緊 急時対策 所専用 の常設 代替交流 電源か らの給 電を可能 とし， 電源設 備の多様 性を有 した設
61-9-1-11

計とする。

ｄ．居住性対策（規則解釈第６１条１のｄ，ｅ）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の重大事故等の対策要員の居住性が確保されるように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行う。
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）は重大事故等において必要な対策活動を行 うため ，また プルーム 通過中 の必要 要員を収 容可能 な設計 とする。 免震重 要棟内
緊 急時対 策所１ 階（待避 室）は 上部， 側面に遮 蔽を設 置する ことで直 接線， スカイ
シ ャイン 線，及 びグラン ドシャ インに よる外部 被ばく を抑制 する。ま た，免 震重要
棟 内緊急 時対策 所１階（ 待避室 ）を可 搬型陽圧 化空調 機を用 いて加圧 し，重 大事故等 に伴う プルー ム通過中 及びプ ルーム 通過後の 意図し ない放 射性物質 の流入 による
内 ・外部 被ばく を抑制す る。さ らに免 震重要棟 内緊急 時対策 所の建屋 外周に コンク
リート遮蔽を設置し，グランドシャイン等による外部被ばくを抑制する。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所では重大事故等時において必要な対策活動を行う ため， ３号炉 原子炉建 屋内緊 急時対 策所設置 エリア 内に３ 号炉原子 炉建屋 内緊急時 対策所 （待避 室）を設 置する 。３号 炉原子炉 建屋内 緊急時 対策所は 上部及 び側面に 遮蔽を 設置す ることで 直接線 ，スカ イシャイ ン線， 及びグ ランドシ ャイン による
外 部被ば くを抑 制すると ともに ，３号 炉原子炉 建屋内 緊急時 対策所を 可搬型 陽圧化
空 調機を 用いて 加圧し， 重大事 故等に 伴うプル ーム通 過中及 びプルー ム通過 後の意
図しない放射性物質の流入による内部・外部被ばくを抑制する。
遮蔽設計及び換気設計により免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所の居住性については，「実用発電用原子炉に係る重大事故等時の制御室及 び緊急 時対策 所の居住 性に係 る被ば く評価に 関する 審査ガ イド」に 基づき 評価した結果，対策要員の実効線量は７日間で約 86

mSv（免震重要棟内緊急時対策所），

約 33mSv（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）であり，対策要員の実効線量が 100mSv
を超えないことを確認している。

ｅ．必要な情報を把握できる設備（規則第六十一条１項の二）免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等
時 のプラ ントの 状態並び に環境 放射線 量・気象 状況を 把握す るために 必要な パラメータを収集・表示するための安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する。
61-9-1-12

ｆ．通信連絡設備（規則第六十一条１項の三）免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に 対処す る発電 所内の関 係要員 に対し て必要な 指示が 出来る 通信連絡 設備を 設置する 。また ，免震 重要棟内 緊急時 対策所 及び３号 炉原子 炉建屋 内緊急時 対策所 には，発電所外の関連箇所と必要な通信連絡を行うための通信連絡設備を設置する。

ｇ．汚染の持ち込み防止（規則解釈第６１条１のｆ）

重大事故等時に免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 外側が 放射性 物質によ り汚染 したよ うな状況 下にお いて， 緊急時対 策所へ の汚染の 持ち込 みを防 止するた め，モ ニタリ ング及び 作業服 の着替 え等を行 うため の区画を ，免震 重要棟 建屋内の 免震重 要棟内 緊急時対 策所出 入口付 近に，及 び３号 炉原子炉建屋内の３号炉原子炉建屋内緊急時対策所出入口付近にそれぞれ設ける。

ｈ．資機材配備

（規則第六十一条１項の一）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，必要な要員
が 緊急時 対策所 内に７日 間とど まり， 重大事故 等に対 処する ために必 要な食 料と飲料 水を配 備する 。また対 策要員 が７日 間緊急時 対策所 内にと どまり， 現場で の復旧作業に必要な数量の放射線防護資機材（着替え，マスク等）を配備する。

ｉ．地震（規則解釈第６１条１のａ）

免震重要棟内緊急時対策所は，免震重要棟は建築基準法告示で規定される地震動を1.5 倍した地震力に対応した設計としている。非常に大きな長周期成分を含む一部の
基 準地震 動に対 しては通 常の免 震設計 クライテ リアを 満足し ない場合 があり ，その際 には構 造物・ 設備の損 傷が発 生する 可能性が あると 想定さ れる。そ のため ，一部の基準地震動に対しては機能喪失すると判断する。
３ 号炉 原子 炉建屋 内緊急 時対 策所 は３号 炉原子 炉建 屋内 に設置 してい るこ とか ら，
基準地震動による地震力に対し，機能を喪失することはない。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能維持にかかる電源設備，換気設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施すことで，
基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。
61-9-1-13

（代替手段）
免震重要棟内緊急時対策所が機能喪失する様な事態を想定した場合であっても，３号 炉原子 炉建屋 内緊急時 対策所 を設置 すること で，基 準地震 動による 地震力 を考慮
し た際の 柏崎刈 羽原子力 発電所 の緊急 時対策所 機能を 維持で きる。な お，免 震重要
棟 内緊急 時対策 所は免震 装置を 有した 構造であ ること から， 基準地震 動によ る地震
力 のうち 発電施 設等に大 きな影 響が生 じる可能 性があ る短周 期地震に 対して 優位性を有しており，機能を維持できるものと想定される。

ｊ．津波（規則解釈第６１条１のａ）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する敷地（防潮堤位置）における基準津波の最高水位は T.M.S.L.*＋7.6m 程度である。
免震重要棟内緊急時対策所は事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟（T.M.S.L.+13m の敷地に設置）に，また３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は３号炉
原 子 炉建 屋２ 階フ ロア（ T.M.S.L.+12.8m） に設 置 する 。ま た， 各緊急 時 対策 所を 設置する敷地に対しては T.M.S.L.約+15m の防潮堤を設けること等により，津波の敷地へ の流入 防止を 図ること として いる。 以上によ り，各 緊急時 対策所（ 緊急時 対策所と，緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）
は基準津波の影響を受けない設計とする。
（*T.M.S.L.：東京湾平均海面）61-9-1-14

以 下 は 火 災 に よ る 損傷 の 防 止 に 関 す る 設 置許 可 基 準 規 則 条 文 に おい て 定 め ら れ る 緊 急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。
表 1.3-6 「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」 第四十一条（火災による損傷の防止）
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

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（火災による損傷の防止）第４１条（火災による損傷の防止）

第 四 十 一 条 重 大 事 故 等 対処 施 設
は 、火 災 に よ り 重 大 事 故 等 に 対 処するために必要な機能を損なう
お そ れ が な い よ う 、火 災 の 発 生 を
防 止 す る こ と が で き 、か つ 、火 災
感知設備及び消火設備を有する
ものでなければならない。

１ 第 ４ １ 条 の 適 用 に 当 たっ て は 、第８条第１項の解釈に準ずるもの
とする。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す第８条（火災による損傷の防止）
１ 第 ８ 条 に つ い て は 、 設計 基 準 に
お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
原子炉施設の安全性が損なわれな
い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よる 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 めている。
ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の
安 全 性 が 損 な わ れ な い 」と は 、安 全
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。

（*） 以下，表 1.3-6 の適合方針について説明する。
ｋ．火災防護

（規則解釈第４１条）

免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は火災により緊
急 時対策 所に必 要な機能 を損な うおそ れがない よう， 火災の 発生を防 止する ことができ，かつ，火災感知設備及び消火設備を有する設計とする。
火災の発生を防止するため，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊
急 時対策 所（緊 急時対策 所周辺 に設置 する関連 設備， 及びそ れらへの アクセ スルー
ト を含む ）は， 系統内に 水素が 滞留す ることを 防止す る設計 としてい る。ま た，主要構造物，設備は不燃性材料を使用し，ケーブルは自己消火 性（ UL 垂 直燃 焼試 験 ）・耐延焼性（IEEE383）の実証試験に合格する線種を使用する設計とする。地震への対策 としては 「1.3(2)i 地 震」に記 載する 耐震設 計とする ことに よって 火災発生 の防止を図っている。
61-9-1-15

火災感知及び消火については，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内
緊 急時対 策所（ 緊急時対 策所周 辺に設 置する関 連設備 ，及び それらへ のアク セスル
ー トを含 む）と も，消防 法に基 づき火 災感知器 を設置 してい る。特に ，緊急 時対策
所 を設置 する屋 内のケー ブル布 設箇所 等には， 火災時 に炎が 生じる前 の発煙 段階から感知できる煙感知器に加え，異なる 2 種類目の感知器として熱感知器を設置する設 計とす る。感 知器は， 外部電 源が喪 失した場 合にお いても 電源を確 保する 設計とし，６号炉，７号炉中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
消火設備としては消火栓及び消火器を適切に設置している。免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，
及 びそれ らへの アクセス ルート を含む ）のうち ，火災 によっ て煙が充 満し消 火が困難となる可能性のある室内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

なお，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.3-7 に示す。また表 1.3-8 に設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧を示す。

61-9-1-16

表 1.3-7

系統機能

居住性の確保（免震重要棟内緊急時対策所 ）必要な情報の把握（免震重要棟内緊急時対策所 ）重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

(1/4)
設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

（重大事故等対処施設）－

免震重要棟内緊急時対策所遮蔽

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮蔽

常設
可搬

常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故緩和設備－

免震重要棟内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

免震重要棟内緊急時対策所
給排気隔離ダンパ

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

酸素濃度計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

二酸化炭素濃度計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

差圧計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

地震観測装置

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）－

緊急時対策所（免震重要棟内緊急時対策所 ）必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））－－（免震重要棟内緊急時対策所は変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備）※1 常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります。

61-9-1-17

表 1.3-7

系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別
常設
可搬型

設備

設備
通信連絡
（免震重要棟内緊急時対策所）

無線連絡設備（常設）

送受話器，
電力保安通信用電話設備
－

耐震重要
度分類
C

常設
－

無線連絡設備（可搬型）
衛星電話設備（常設）

電源の確保（免震重要棟内緊急時対策所 ）

可搬
－

－

常設

衛星電話設備（可搬型）

可搬統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

データ伝送設備

常設

免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用
地下貯油タンク
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ
免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機用
受電盤

外部電源

軽油タンク

－

常設

(2/4)
設備分類
分類

機器
クラス

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

－
－
－
－
－
－

常設

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

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

57 条に記載

タンクローリ（16kL）（免震重要棟内緊急時対策所は変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備）※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります。

61-9-1-18

表 1.3-7

系統機能

居住性の確保（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ）必要な情報の把握（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ）重大事故対処設備に関する概要（61 条

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

(3/4)
設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

（重大事故等対処施設）－

3 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所遮蔽

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※1－3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）遮蔽

常設
可搬

常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故緩和設備－

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 給排気隔離ダンパ

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－

酸素濃度計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

二酸化炭素濃度計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

差圧計※2

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

緊急時対策所（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））－－※1 常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります。

61-9-1-19

表 1.3-7 重大事故対処設備に関する概要（61 条 緊急時対策所） (4/4)

系統機能

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

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－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

衛星電話設備（可搬型）

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

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）－

データ伝送設備

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

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

負荷変圧器

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

－

交流分電盤

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

－

軽油タンク

57 条に記載

無線連絡設備（常設）

送受話器，
電力保安通信用電話設備
－

耐震重要
度分類
C
－

無線連絡設備（可搬型）
衛星電話設備（常設）

電源の確保（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ）

設備分類

常設
可搬型

設備
通信連絡
（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ）設備
種別

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車

－

外部電源

－

－

タンクローリ（4kL）※重大事故等対処設備は，今後の審査，検討等により変更となる可能性があります。

61-9-1-20

表 1.3-8 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧
設計基準対象設備
施設

代替電源設備

免震重要
棟内緊急
時対策所

居住性を確保するための設備

免震重要棟内緊急時対策所（1 階）
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンク，
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤（外部電源）

可搬型陽圧化空調機，遮蔽，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計
給排気隔離ダンパ（給気隔離ダンパ，排気隔離ダンパ，給排気隔離ダンパ（手動））

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備）

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備

通信連絡設備（送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備，テレビ会議システ
ム，局線加入電話設備），専用電話設備（ホットライン）
安全パラメータ表示システム（SPDS），
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ERSS）

外部状況を把握するための設備

地震観測装置（加速度検出器，震度表示計，変位量識別用ポール）

地震観測装置（加速度検出器，震度表示計，変位量識別用ポール）

施設

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

代替電源設備3 号炉原子
炉建屋内
緊急時対
策所

免震重要棟内緊急時対策所（2 階）重大事故等対処設備※

居住性を確保するための設備

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（外部電源）

安全パラメータ表示システム（SPDS）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ERSS）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車，負荷変圧器，交流分電盤
可搬型陽圧化空調機，遮蔽，差圧計
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
給排気隔離ダンパ（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常
用外気取入ダンパ）

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

通信連絡設備（送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備，送受話
通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備）
器（ページング），電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム，
局線加入電話設備），専用電話設備（ホットライン）
安全パラメータ表示システム（SPDS）
安全パラメータ表示システム（SPDS）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ERSS）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ERSS）※変位が免震構造の許容値を超える地震動発生時を除いて使用する設備

61-9-1-21

2. 設 計 方 針
本項では，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の主として設計基準対象設備としての緊急時対策所拠点と，各々に設置する重大事故等対処拠点の設備設計方針について，ケース１～ケース４として説明する。以下に，各ケースの設計上の拠点の考え方について概略を示す。

表
緊急時対策所
名称

ケース１

ケース２

免震重要棟内緊急時対策所２階

免震重要棟内緊急時対策所
１階
（待避室）

ケース３

３号炉原子炉
建屋内緊急時対策所

ケース４３号炉原子炉
建屋内緊急時
対策所
（待避室）

2-1

緊急時対策所の拠点の考え方
設置場所

免震重要棟
２階

拠点の考え方・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
・地震・プルームを伴わない重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。
・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。

免震重要棟
１階

・地震を伴わない重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（プルームに対処できる設計とする。）

・設計基準対処時の拠点として活用できる
３号炉原子炉建屋
よう設計する。
中央制御室近傍（ 日 勤 控 室 ，食 堂 ，・プルームを伴わない重大事故等対処拠点
及びプロセス計算として活用できるよう設計する。（基準地機室等）
震動に対処できる設計とする。）

３号炉原子炉建屋
中央制御室近傍（日勤控室等）・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
・重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（基準地震動，プルームに対処できる設計とする。）

2.1 建 物 及 び 収 容 人 数 に つ い て（１）免震重要棟内緊急時対策所
免震重要棟内緊急時対策所は，事務建屋内に免震機能を備えた免震重要棟がありその中に設置されている。
免 震 重 要 棟 は ， 鉄 骨 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 （ 一 部 鉄 骨 造 ） の 建 物 で あ り ,地 上
２ 階 建 て ,延 べ 床 面 積 約 4,100 ㎡ を 有 す る 建 物 で あ る 。

61-9-2-1

免震装置は，１階と基礎との間（免震層）に鉛プラグ入り積層ゴムと剛すべり支承をバランスよく配置している。
設 計 用 地 震 動 は ，建 築 基 準 法 第 20 条 及 び 平 成 12 年 建 設 省 告 示 第 1461 号 で 規
定 さ れ る 極 め て 稀 に 発 生 す る 地 震 動 の 1.5 倍 の 入 力 レ ベ ル を 考 慮 し ， そ の 位 相
特 性 に は 実 地 震 波 の 八 戸 位 相 ， JMA 神 戸 位 相 及 び 一 様 乱 数 位 相 の 異 な る 3 波 を採用する。
免震重要棟の上部構造については，塑性変形した場合，急激に塑性変形が進展する可能性があることを考慮し，弾性範囲の応答に入っていることを確認しており遮蔽性能等について機能喪失しないことを確認している。

図 2.1-1

免震重要棟 1 階

平面図

図 2.1-2

免震重要棟 2 階

平面図

61-9-2-2図 2.1-3

図 2.1-4

免震装置の配置図

免震重要棟

断 面 図 （ NS 方 向 ）61-9-2-3

図 2.1-5

免震重要棟

断 面 図 （ EW 方 向 ）ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
免 震 重 要 棟 ２ 階 に は 緊 急 時 対 策 所 と し て 約 810 ㎡ を 確 保 し て い る 。
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２ 階 は ,一 部 の 基 準 地 震 動 を 除 い た 地 震 被 災 対 応の た め ，及 び 重 大 事 故 等 時 の プ ル ー ム 通 過 時 以 外 の 対 応 の た め ,最 大 180 名 の 緊
急時対策要員が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計としている。

図 2.1-6

免震重要棟内緊急時対策所２階の部屋見取り図

61-9-2-4

（注）レイアウトについては，１～５号炉対応要員も含めており，訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。
自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

図 2.1-7

免震重要棟内緊急時対策所２階【凡例】●：緊急時対策所機能班要員●：緊急時対策所現場要員
自衛消防隊

レイアウトイメージｂ．免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）
免 震 重 要 棟 １ 階 に は 重 大 事 故 等 対 応 時 の 緊 急 時 対 策 所 と し て 約 238ｍ ２ を 確保している。
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）は ,一 部 の 基 準 地 震 動 を 除 い た 地 震
被災対応のため，及び重大事故等のプルーム通過に備えた十分な広さと機能を有 し た 設 計 と し ,プ ル ー ム 通 過 中 に お い て も ,重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な指示を行う要員及び原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の
拡 散 を 抑 制 す る た め の 対 策 に 必 要 な 要 員 を 含 め ,最 大 69 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計としている。
更にプルーム通過後においては, プルーム通過に備える必要最低限の重大事
故等対策要員に限定した以前の体制へと移行させる。そのため免震重要棟内緊
急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ） は そ の 中 央 部 の 待 避 室 も 含 め た ， 約 238 ㎡ を 確 保 し

61-9-2-5

て い る 。 最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が 活 動 す る こ と を 想 定 し ， 十 分 な 広 さ と機能を有した設計としている。
原子力防災組織については，福島第一原子力発電所事故の教訓を反映し，
Incident Command System（ ICS） の 考 え 方 を 導 入 し て ， 重 大 事 故 等 対 処 に 伴 う
体制の縮小・拡大に際しても，必要な指揮命令，及び現場復旧活動が円滑に行うことが出来るようにしている。

免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 汚 染 し た よ う な 状 況 下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び 作 業 服 の 着 替 え 等 を 行 う た め の 区 画（ 以 下 ，「 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 」と い う 。）
を設ける。チェンジングエリアは，免震重要棟内緊急時対策所に併設する設計とし，緊急時対策要員の被ばく低減の観点から免震重要棟内に設営する。

61-9-2-6

図 2.1-8
免震重要棟

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）の部屋見取り図
１階

61-9-2-7

計画班（６，７号炉）
計画班（１～５号炉）

仮設トイレエリア

テレビ会議システム（社内向）
本部幹部

保安班

保安班 現場要員

６号炉号機班・復旧班
資材班
７号炉号機班・復旧班

立地・広報班

総務班

放射線防護資機材配備エリア

飲食料配備エリア

資材班

総務班
保安検査官
機能班
交代要員

復旧班
現場要員

4800mm

統合原子力防災ネットワーク
テレビ会議システム

１～５号炉号機班・復旧班

立地・広報班

通報班

5000mm

統合原子力防災ネットワーク
ＩＰ－ＦＡＸ（注）レイアウトについては，１～５号炉対応要員も含めており，訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。
自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

【凡例】●：緊急時対策所機能班要員●：緊急時対策所現場要員
自衛消防隊

図 2.1-9 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ）レイアウトイメージ（プルーム通過中）（注）レイアウトについては，１～５号炉対応要員も含めており，訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。
自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

【凡例】●：緊急時対策所機能班要員●：緊急時対策所現場要員
自衛消防隊

図 2.1-10 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ）レイアウトイメージ（プルーム放出後）61-9-2-8

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 の ３ 号 炉 中 央 制 御室 近 傍 エ リ ア（ 食 堂 ，日 勤 控 室 ，及 び プ ロ セ ス 計 算 機 室 等 ），約 400m 2 を 確 保 している。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 の 基 準 地 震 動 入 力 時 の 耐 震 壁 の 最 大 せ ん 断 ひ ず み は ，３ 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する食堂，日勤控室，及びプロセス計算機室等エリアともに評価基準値を満足していることを確認しており，遮蔽性能等について機能喪失しないことを確認している。

ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）
３号炉原子炉建屋には３号炉中央制御室とは別に，緊急時対策所として３号
炉中央制御室近傍エリア（食堂，非管理区域通路，旧日勤控室，当直休憩室）に 約 229 ㎡（ 机 設 置 面 積 除 き ），プ ロ セ ス 計 算 機 室 に 約 171 ㎡（ 制 御 盤 面 積 除 き ），合 計 約 400 ㎡ 確 保 可 能 で あ る 。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ,基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災 対 応 の た め ，
及 び 重 大 事 故 の プ ル ー ム 通 過 時 以 外 の 対 応 の た め ,最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要員が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計としている。

61-9-2-9図 2.1-11

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

部屋見取り図（ 注 ）レ イ ア ウ ト に つ い て は ，１ ～ ５ 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確認し適宜見直していく。自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

図 2.1-12

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-10

レイアウトイメージ

ｂ ． ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には重大事故等対応時の緊急時対策所とし て 約 229ｍ ２ を 確 保 し て い る 。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）は, 基準地震動による地震被災対応のため，及び重大事故等時のプルーム通過に備えた十分な広さと機能を有し た 設 計 と し ,プ ル ー ム 通 過 中 に お い て も ,重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な 指示を行う要員及び原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡
散 を 抑 制 す る た め の 対 策 に 必 要 な 要 員 を 含 め ,最 大 69 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が 活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計としている。
な お プ ル ー ム 通 過 後 に お い て は ,プ ラ ン ト 状 況 等 に よ り ，必 要 に 応 じ て 一 時 退避させた要員を再参集させ，プルーム通過に備える必要最低限の重大事故等対策要員に限定した以前の体制へと移行させる。そのため重大事故に伴うプルーム通過に備えるための３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）から，前記
ケース３の３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に拠点規模を拡大（復元）させ，最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要 員 が 活 動 出 来 る よ う 設 計 し て い る 。
重大事故等対処に伴う体制の縮小・拡大に際しても，必要な指揮命令，及び現場復旧活動が円滑に行うことが出来るよう，原子力防災組織の編成については Incident Command System（ ICS） の 考 え 方 を 導 入 し て い る 。

61-9-2-11

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 汚 染 し た よ う な
状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリ
ング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。チェン
ジングエリアは，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に併設する設計とし，緊急時対策要員の被ばく低減の観点から３号炉原子炉建屋内に設営する。

図 2.1-13

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）

61-9-2-12

部屋見取り図（注）レイアウトについては，１～５号炉対応要員も含めており，訓練等
で有効性を確認し適宜見直していく。
図 2.1-14

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）
レイアウトイメージ

61-9-2-13

2.2 電 源 設 備 に つ い て（１）免震重要棟内緊急時対策所
ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
免震重要棟内緊急時対策所の必要な負荷は，通常時，１号炉又は３号炉の共通用高圧母線より受電可能とする。
免震重要棟内緊急時対策所の必要な負荷は，外部電源喪失時，免震重要棟に設置している免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤を介して常設代替交流電源設備である免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機から受電可能とする。受電の切り替えは自動的に行える設計とする。
さらに，免震重要棟内緊急時対策所の必要な負荷は，１号炉又は３号炉の共通用高圧母線，及び免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機から受電できない場合，１号炉の非常用高圧母線から受電可能な設計とする。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機は，プラント設備（６号炉及び７号炉中央制御室用）の電源から独立した専用の電源設備とし，免震重要棟内緊急時対策所と中央制御室は共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
免震重要棟内緊急時対策所の電源設備は，外部電源から受電可能な１号
炉又は３号炉の共通用高圧母線，１号炉の非常用ディーゼル発電機から受電可能な１号炉の非常用高圧母線，及び免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機を設置し，多様性を有する設計とする。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の保守点検による待機 除 外 時 に は ，３ 号 炉 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 の 保 守 点 検 に よ る 待 機 除 外 時の バ ッ ク ア ッ プ と し て 荒 浜 側 高 台 保 管 場 所 に 配 備 す る 電 源 車 を ，免 震 重 要
棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機のバックアップ用として活用する こ と と し ，当 該 電 源 車 を 免 震 重 要 棟 近 傍 に 移 動 さ せ 給 電 可 能 な 設 計 と する。
電 源 構 成 を 図 2.2-1， 必 要 な 負 荷 を 表 2.2-1 に 示 す 。
また，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の仕様を表
2.2-2 に 示 す 。

61-9-2-14図 2.2-1

免震重要棟内緊急時対策所

61-9-2-15

電源構成

表 2.2-1

免震重要棟内緊急時対策所２階

負荷名称
代替交流電源補機
換気空調設備
照明設備（コンセント負荷含む）
必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備
放射線管理設備合計

表 2.2-2

必要な負荷

負 荷 容 量 (kVA)
約 20kVA
約 240kVA
約 80kVA
約 115kVA
約 55kVA
約 510kVA

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の仕様
容量
電圧
力率

約 1,000kVA
6.9kV
0.8

免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 の 負 荷 リ ス ト は ，表 2.2-1，3 に 示 す と お り ，
最 大 約 510kVA で あ り ， 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機
1,000kVA に よ り 給 電 可 能 な 設 計 と し て い る 。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の燃料系統は，地下貯
油 タ ン ク （ 30,000L）， 及 び 付 属 の ポ ン プ ， 配 管 等 で 構 成 さ れ る 。 地 下 貯 油
タンクは，緊急時対策所横の地下に設置され，重大事故等時に免震重要棟
内 緊 急 時 対 策 所 に 電 源 供 給（ 保 守 的 に 800kW の 負 荷 に 電 源 供 給 ）し た 場 合 ，
約 2 日の連続運転が可能な容量を持つ。
万一の故障への対応として免震重要棟緊急時対策所用の充電器については，２重化されており，充電器の故障時，負荷が使用不能となることはない設計とする。また，無停電電源装置については，故障時，バイパス側へ自動で切り替わるため同様に負荷が使用不能となることはない設計とする。

ｂ．免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）
電 源 設 備 は「 ａ ．免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２ 階（ ケ ー ス １ ）」と 同 様 であるが，必要な負荷のうち，換気空調設備については，フィルタを介する
外 気 取 込 を 行 う た め ， 表 2.2-3 の と お り と な る 。

61-9-2-16

表 2.2-3

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室） 必要な負荷

負荷名称

負 荷 容 量 (kVA)

代替交流電源補機

約 20kVA

換気空調設備

約 5kVA

照明設備（コンセント負荷含

約 80kVA

備考

免 震 重 要 棟 床 面 積 約 4,100m 2 が給電対象

む)テレビ会議システム及び必要な情報を把握でき

約 115kVA

重大事故等時に必要な負荷※１

る設備，通信連絡設備： 約 35kVA
放射線管理設備

約 55kVA

重大事故等時に必要な負荷※２： 約 10kVA
合計

約 275kVA※１ 重大事故等時に必要な負荷：
無線連絡設備，衛星電話設備，
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，
緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 ， SPDS 表 示 装 置※２ 重大事故等時に必要な負荷：
モニタリングポスト及び気象データを監視する装置，
原子力発電所周辺線量予測評価システム，個人線量計用充電器，可搬型空気浄化装置（チェンジングエリア用）
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の地下貯油タンクへ
は ， 軽 油 タ ン ク よ り タ ン ク ロ ー リ (16kL)を 用 い て ， 燃 料 を 補 給 で き る 設 計と し て い る 。 図 2.2-2 に 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機
燃料補給作業タイムチャートを示す。
免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機は地下貯油タンク（ 30,000L） よ り ， 表 2.2-3 に 示 す 負 荷 に 対 し て は 約 90 時 間 以 上 の 連 続 給
電 が 可 能 で あ る 。 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 前 に 予 め タ ン ク ロ ー リ (16kL)を 用 いて地下貯油タンクに給油を行い，格納容器ベント失敗に備え，燃料を満杯に し た タ ン ク ロ ー リ （ 16ｋ L ） １ 台 と タ ン ク ロ ー リ （ ４ kL ） １ 台 を 地 下 貯
油 タ ン ク 付 近 に 駐 車 し て お き ，格 納 容 器 ベ ン ト 成 功 を も っ て タ ン ク ロ ー リ（ 16ｋ L）１ 台 の み を 使 用 す る こ と と し ，事 象 発 生 後 約 110 時 間 後 及 び 160

61-9-2-17

時 間 後 給 油 を 行 う こ と で ， ７ 日 間 運 転 可 能 で あ る 。（ 図 2.2-3）
な お ，給 油 に つ い て は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ 設 備 及 び 格 納 容 器 の 圧 力 等を監視し，適切なタイミングで行うこととする。給油作業にかかる被ばく
線 量 は 表 2.2-4 の と お り 。

経過時間（分）
０

要員

手順の項目

30

60

90

120

150

180

210

給油完了▽

▽燃料補給指示タンクローリ（16kL）置場へ移動※①

タンクローリ（16kL）で軽油タンクエリアへ移動②

仮設フランジ取付・給油準備③

免震重要棟内緊急時対策所ガスター
ビン発電機燃料給油手順

復旧班

タンクローリー（16kL）に補給
タンクローリ（16kL）で免震重要棟内緊急④ 時対策所ガスタービン発電機地下貯油タン
ク近傍に移動２
名⑤
タンクローリ（16kL） から免震重要棟緊急時対策所ガスタービン発電機燃料地下タ
ンクへ給油※免震重要棟内緊急時対策所ガスタービン発電機地下貯油タンクの
残油量により、①，③～⑤を繰り返す※タンクローリ（16kL）は荒浜側高台保管庫に配備

図 2.2-2

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機燃料補給作業タイム
チャート（技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋）

時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故
発生

事象

▼
格納容器ベント実施（ 38 時 間 後 ）

免震重要
棟内緊急
時対策所
用ガスタ
ービン発
電機

図 2.2-3起動

給油（３０ｋＬ）

給油（１６ｋＬ）

給油（１６ｋＬ）

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の給油タイミング（技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋）

61-9-2-18

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：６号炉及び７号炉
・ソースターム：６号炉格納容器ベント実施，７号炉代替循環冷却成功
・評価点：６号炉可搬型代替注水ポンプ（防火水槽取水）の設置箇所（補給のために免震重要棟よりも発災プラントに近い６号炉及び７号炉軽油タンクエリアに移動することから，保守的に選定。
配 置 見 直 し 等 に よ り ， 今 後 見 直 す 可 能 性 が あ る 。）
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 75 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 ： 10 分 ， 作 業 ： 55 分 ，
作 業 場 所 か ら の 移 動 ： 10 分 ）（ 57 条 補 足 説 明 資 料 57-11「 燃 料 補 給 に 関 す る 補 足 説 明 資 料 」に 記 載 し た 現 場 作 業 時 間 55 分 （ 訓 練 実 績 ， ポ ン プ 性 能 を 用
いた机上検討等から算定）に，保守的に移動時間中も同じ線
量 率 で 被 ば く す る も の と し て 往 復 20 分 （ 発 電 所 内 移 動 時 間の実績から算定）を加えたもの）
・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 50
・被ばく経路：以下を考慮
二次格納施設内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく，
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，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

表 2.2-4

６号炉放出時における燃料補給に伴う単位時間当たり被ばく量（６号炉と７号炉からの寄与の和）（ mSv）

格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 後 経 過 時 間 [h]

給油作業に伴う
被ばく量

110

160

約 38

約 28

61-9-2-19

【補足】格納容器が破損した場合の給油タイミングと給油要員の被ばく線量について
緊急時対策所の居住性評価で想定する格納容器が破損した場合の免震重
要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 の 給 油 タ イ ミ ン グ を 図 2.2.4 に示す。
プルーム放出前に予め免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機
用 地 下 貯 油 タ ン ク へ の 給 油 を 行 い ，格 納 容 器 ベ ン ト 失 敗 に 備 え ，燃 料 を 満 杯に し た タ ン ク ロ ー リ （ 16ｋ L） １ 台 と タ ン ク ロ ー リ （ ４ kL） １ 台 を 地 下 貯 油
タ ン ク 付 近 に 駐 車 し て お き ，給 油 要 員 は 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 1 階（ 待避 室 ）に 退 避 す る 。本 ケ ー ス で は 格 納 容 器 ベ ン ト に 失 敗 し ，格 納 容 器 が 破 損
す る こ と か ら ，格 納 容 器 ベ ン ト 成 功 ケ ー ス と は 異 な り ，駐 車 し て お い た タ ン
ク ロ ー リ （ 16ｋ L） １ 台 と タ ン ク ロ ー リ （ ４ kL） １ 台 を そ の ま ま 使 用 す る 。
格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，事 故 発 生 か ら 110 時 間 後 に 地 下 貯 油 タ ン ク 近 傍に 駐 車 し て あ っ た タ ン ク ロ ー リ （ 16ｋ L） か ら 地 下 貯 油 タ ン ク に 給 油 を 行 う
こ と で ， 約 50 時 間 の 運 転 継 続 が 可 能 で あ る 。 ま た ， 事 故 発 生 か ら 160 時 間
後 に 地 下 貯 油 タ ン ク 近 傍 に 駐 車 し て あ っ た タ ン ク ロ ー リ（ ４ kL）か ら 地 下 貯
油 タ ン ク に 給 油 す る こ と に よ り ，さ ら に 約 12 時 間 の 運 転 継 続 が 可 能 で あ る 。
これにより７日間の連続運転が可能である。

時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故

事象

発生

プ ル ー ム 通 過 中 （ 1 0 時 間 ）（ ※ ）

免震重要
棟内緊急
時対策所
用ガスタ
ービン発
電機

起動

給油（３０ｋＬ）

給油（１６ｋＬ）

給油（４ｋＬ）※ ：「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
図 2.2.4

免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の給油タイミング（格納容器が破損した場合）（技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋）

61-9-2-20

また，給油作業は発電所外からの参集要員が行うこととする。給油作業にかか る 被 ば く 線 量 は 表 2.2-5 の と お り 。 給 油 は ２ 名 １ 組 で 対 応 す る こ と か ら ， 給
油作業時は１名で行い，残る１名は線量影響の少ない免震重要棟内緊急時対策
所に待避して，交代で対応するなどで被ばく低減に努める。

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：６号炉及び７号炉
・ソースターム：福島第一原子力発電所事故と同等
・大気拡散条件：免震重要棟内緊急時対策所を評価点とした場合の相対濃度を 参 照 （ ６ 号 炉 放 出 時 ： 5.8×10 - 6 (s/m3)， ７ 号 炉 放 出 時 ：6.5×10 - 6 (s/m3)）
・評価時間-１ 度 目 の 給 油 時 ： 合 計 75 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 ： 10 分 ， 作 業 ： 55 分 ，
作 業 場 所 か ら の 移 動 ： 10 分 ）-２ 度 目 の 給 油 時 ： 合 計 75 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 ： 10 分 ， 作 業 ： 55 分 ，
作 業 場 所 か ら の 移 動 ： 10 分 ）・遮蔽：考慮しない・被ばく経路：影響が支配的となる，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくを考慮

表 2.2-5

給油作業に係る被ばく線量（６号炉と７号炉からの寄与の和）作業開始時間（事故発生後の経過時

110

160

約 98

約 73

間 ）（ h）
作業に係る被ばく線量（ mSv）

61-9-2-21

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，通常時，３号炉の共通用高圧母線より受電可能とする。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，外部電源喪失時，３号炉の非常用ディーゼル発電機を介し，非常用高圧母線より受電可能とする。
万が一の故障対応として，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の充電器については，無停電電源装置の直流電源へ給電しているため，充電器の故障時においても，無停電電源装置は交流電源側から給電を継続し，負荷が使用不可能となることはない。また，無停電電源装置については，
免震棟内緊急時対策所と同様に，故障時，バイパス側へ自動で切り替わるため，負荷が使用不能となることはない。
さらに，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，３号炉の共通用高圧母線，３号炉の非常用高圧母線，及び無停電電源装置より受電できない場合，３号炉原子炉建屋東側に設置している常設代替交流電
源 設 備 で あ る 電 源 車（ 以 下 ，３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 ）から受電可能とする。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車は，プラント設備（６号炉及び７号炉中央制御室用）の電源から独立した専用の電源設備とし，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所と中央制御室は共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備は，外部電源から受電可
能 な ３ 号 炉 の 共 通 用 高 圧 母 線 ，３ 号 炉 の 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 ，及 び ３号炉の非常用ディーゼル発電機と仕様が異なる３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車を設置し，多様性を有する設計とする。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の保守点検による待機除外
時のバックアップのため，荒浜側高台保管場所にさらに電源車を配備し，
荒浜側高台保管場所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電できる設計とする。

61-9-2-22

電 源 構 成 を 図 2.2-5， 必 要 な 負 荷 を 表 2.2-6 に 示 す 。
ま た ， ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 の 仕 様 を 表 2.2-7 に示す。

図 2.2-5

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-23

電源構成

表 2.2-6

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

負荷名称
換気空調設備負 荷 容 量 (kVA)
約 5kVA

照明設備（コンセント負荷含む)

約 17kVA

必要な情報を把握できる 設 備 ，通 信 連 絡 設 備 ※約 17kVA

放射線管理設備
合計

約 11kVA
約 50kVA※

必要な負荷

ケース１との主な差異理由
・負 荷 を 供 給 す る 床 面 積 の 相 違［床面積］
ケ ー ス １ ： 約 4,100m 2
ケ ー ス ３ ： 約 400m 2
・テレビ会議システムの構成及び無線連絡設備，衛星電話設
備等の設置台数の相違－

電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

表 2.2-7

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の仕様
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用電源車

容量
電圧
力率

約 500kVA
6.9kV
0.8(参 考 )
３号炉の非常用ディーゼル発電機
約 8,250kVA
6.9kV
0.8

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 負 荷 リ ス ト は ，表 2.2-6 に 示 す と お
り ，最 大 約 50kVA で あ り ，３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 500kVA
１台により給電可能な設計としている。
ま た ， 軽 油 タ ン ク か ら タ ン ク ロ ー リ （ 4kL） を 用 い て ， 軽 油 を 補 給 す る
ことにより，７日以上 ３号炉原子炉 建屋内緊 急時対策所用 電源車を 運転可能な設計としている。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 は 燃 料 タ ン ク（ 250L）を 内 蔵
し て お り ， 表 2.2-6 に 示 す 負 荷 に 対 し て 12 時 間 以 上 連 続 給 電 が 可 能 で あり，格納容器ベント実施前に予め給油を行うことにより，格納容器ベント実施後早期に給油が必要となることはない。
な お ，給 油 に つ い て は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ 設 備 及 び 格 納 容 器 の 圧 力 等を監視し，適切なタイミングで行うこととする。給油作業にかかる被ばく
線 量 は 表 2.2-8 の と お り 。
万 一 ，３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 が 停 止 し た 場 合 ， 並 列

61-9-2-24

運 転 し た 電 源 車 に て 約 12 時 間 以 上 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 の 給 油 タ イ ミ ン グ を 図 2.2-6に 示 す 。 図 2.2-7 に ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 燃 料 補 給 作
業タイムチャートを示す。
時間

事故前

0

事象

12

24

36

48

災害発生
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動▼格納容器ベント実施（ 38 時 間 後 ）

３号炉原

起動

子炉建屋

起動

停止

停止

停止 起動

起動

内緊急時
対策所用
電源車Ａ

給油

給油

起動

停止 起動

停止

給油

給油

給油

３号炉原

起動

停止

子炉建屋
内緊急時
対策所用

給油

電源車Ｂ

並列運転

図 2.2-6

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の給油時間
経過時間（分）
０

要員

手順の項目

10

20

30

40

50

60

80

70

100

90

▽電源車燃料補給指示

110

電源車給油完了▽

タンクローリ（4kL）置場へ移動※①

タンクローリ（4kL）で軽油タンクエリアへ移動・配置
仮設フランジ取付・給油準備②
３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所用
電源車燃料給油手
順

復旧班

２
名

タンクローリ（4kL）に補給③

タンクローリ（4kL）
で電源車配置場所へ移動①，②，③はタンクローリ（4kL）に残油がある場合は不要

タンクローリ（4kL）
から電源車へ給油・片付※３号炉原子炉建屋内緊急時対策所から大湊側高台保管場所の場合。荒浜側高台保管場所の場合は１０分。

図 2.2-7

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車燃料補給作業タイムチャート（技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋）

61-9-2-25

ｂ ． ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ）電 源 設 備 は 「 ａ ． ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス ３ ）」 と 同様である。

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：６号炉及び７号炉
・ソースターム：６号炉格納容器ベント実施，７号炉代替循環冷却成功
・評価点：６号炉可搬型代替注水ポンプ（防火水槽取水）の設置箇所（補給のために免震重要棟よりも発災プラントに近い６号炉及び７号炉軽油タンクエリアに移動することから，保守的に選定。
配 置 見 直 し 等 に よ り ， 今 後 見 直 す 可 能 性 が あ る 。）
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 35 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 ： 10 分 ， 作 業 ： 15 分 ，
作 業 場 所 か ら の 移 動 ： 10 分 ）（ 57 条 補 足 説 明 資 料 57-11「 燃 料 補 給 に 関 す る 補 足 説 明 資 料 」に 記 載 し た 現 場 作 業 時 間 15 分 （ 訓 練 実 績 ， ポ ン プ 性 能 を 用
いた机上検討等から算定）に，保守的に移動時間中も同じ線
量 率 で 被 ば く す る も の と し て 往 復 20 分 （ 発 電 所 内 移 動 時 間の実績から算定）を加えたもの）
・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 50
・被ばく経路：以下を考慮
二次格納施設内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく，
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，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

61-9-2-26

表 2.2-8

６号炉放出時における燃料補給に伴う単位時間当たり被ばく量（６号炉と７号炉からの寄与の和）作業開始時間48（事故発生後の経過時間）（ h）
作業に係る被ばく線量
約 42
作業開始時間120（事故発生後の経過時間）（ h）
作業に係る被ばく線量
約 17（ mSv）

60

72

84

96

108

約 29

約 25

約 21

約 19

約 18

132

144

156

168

約 16

約 14

約 14

約 13

【補足】格納容器が破損した場合の給油要員の被ばく線量について
緊急時対策所の居住性評価で想定する格納容器が破損した場合の３号炉
原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 の 給 油 タ イ ミ ン グ を 図 2.2-8 に 示 す 。

時間

事故前

事象

0

12

24

36

48

災害発生
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動

プ ル ー ム 通 過 中 （ 1 0 時 間 ）（ ※ ）

３号炉原
子炉建屋

起動

停止

起動

停止 起動

停止

給油

給油

起動

内緊急時
対策所用
電源車

給油

３号炉原

起動

起動

停止

停止

子炉建屋
内緊急時
対策所用

給油

給油

給油

電源車
並列運転

※ ：「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
図 2.2-8３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の給油時間（格納容器が破損した場合）

プルーム放出前に予め３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車への給61-9-2-27

油 を 行 い ，格 納 容 器 ベ ン ト 失 敗 に 備 え ，燃 料 を 満 杯 に し た タ ン ク ロ ー リ（ ４kL） １ 台 を ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 車 付 近 に 駐 車 し て お き ，
給 油 要 員 は ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）に 退 避 す る 。本 ケ ー
ス で は 格 納 容 器 ベ ン ト に 失 敗 し ，格 納 容 器 が 破 損 す る こ と か ら ，格 納 容 器 ベン ト 成 功 ケ ー ス と は 異 な り ，駐 車 し て お い た タ ン ク ロ ー リ（ ４ kL）１ 台 を そのまま使用する。
格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，事 故 発 生 か ら 36 時 間 後 以 降 12 時 間 お き に 近 傍に 駐 車 し て あ っ た タ ン ク ロ ー リ（ 4ｋ L）か ら 給 油 を 行 う こ と で ，７ 日 間 の 連
続運転が可能である。
ま た ，格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 の 給 油 作 業 は 発 電 所 外 か ら の 参 集 要 員 が 行
う こ と と す る 。給 油 作 業 に か か る 被 ば く 線 量 は 表 2.2-9 の と お り 。給 油 は ２
名 １ 組 で 対 応 す る こ と か ら ，給 油 作 業 時 は １ 名 で 行 い ，残 る １ 名 は 線 量 影 響の 少 な い ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 待 避 し て ，交 代 で 対 応 す る な ど
で被ばく低減に努める。

＜被ばく線量の評価条件＞
・ 発災プラント：６号炉及び７号炉
・ ソースターム：福島第一原子力発電所事故と同等
・

大 気 拡 散 条 件：3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 を 評 価 点 と し た 場 合 の相 対 濃 度 を 参 照 （ 6 号 炉 放 出 時 ： 3.6×10 - 6 (s/m 3 )， 7 号
炉 放 出 時 ： 4.3×10 - 6 (s/m 3 )）・ 評 価 時 間 ： 合 計 35 分 （ 作 業 場 所 へ の 移 動 ： 10 分 ， 作 業 ： 15 分 ，
作 業 場 所 か ら の 移 動 ： 10 分 ）・ 遮蔽：考慮しない
・

被ばく経路：影響が支配的となる，地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくを考慮

61-9-2-28

表 2.2-9

給油作業にかかる被ばく線量（6 号炉と 7 号炉からの寄与の和）作業開始時間（事故発生後の経過時間）（ h）
作業に係る被ばく線量（ mSv）
作業開始時間（事故発生後の経過時間）（ h）
作業に係る被ばく線量（ mSv）

36

48

60

72

84

96

約 67

約 52

約 44

約 39

約 35

約 32

108

120

132

144

156

168

約 29

約 27

約 25

約 23

約 22

約 20

（３）代替交流電源設備稼働時の放射線量上昇について
免震重要棟内緊急時対策所ガスタービン発電機及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の燃焼・冷却用空気取入口には，放射性物質をろ過するフィルタを設置していない。そのため，フィルタに放射性物質が蓄積することによる放射線量の増加懸念はないと考える。
なお重大事故等への対応が長期化することも見越して，免震重要棟内緊急時
対策所ガスタービン発電機及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所電源車の内部やダクトに放射性物質が沈着し放射線量が高くなった場合にも対処できるよう，
可搬型の生体遮蔽装置を発電所内に配備する。

61-9-2-29

2.3 遮 蔽 設 計 に つ い て（１）免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
免震重要棟内緊急時対策所２階は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損 壊 そ の 他 の 異 常 が 発 生 し た 場 合 に 対 策 要 員 の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,免 震 重
要棟内緊急時対策所壁面について適切な厚さのコンクリート遮蔽を設ける設計としている。

（２）免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）
免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）は，重大事故等対応時に緊急時対策所にとどまる要員（重大事故等に対処する為に必要な指示を行う要員及び原
子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要な要員）が，過度の被ばくを受けないように適切な厚さのコンクリ
ート遮蔽及び鉛遮蔽を設け，緊急時対策所換気空調系の機能とあいまって，緊急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が ７ 日 間 で 100mSv を 超 え な い よ うに す る 。 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ） 遮 蔽 を 図 2.3-1～ 5 に 示 す 。

図 2.3-1 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ）遮蔽説明図（NS 方向）（単位：mm）

61-9-2-30

図 2.3-2 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ）遮蔽説明図（EW 方向）（単位：mm）

な お 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 は ， 被 ば く 評 価 結 果 （ 補 足 説 明 資 料 61-13）に記したとおり，グランドシャイン，上空プルーム通過，待避室内に取り込んだ放射性物質からの外部被ばくの３経路が寄与したものとなっている。うちグ
ランドシャインについては建屋周辺の地表面からのものからの寄与，屋上面に降り積もったものからの寄与とが考えられる。これらのグランドシャイン線源については，プルーム通過後に消防車放水により放射性物質を洗い流すことでの除去や低減を行うほか，建屋周辺や屋上にあらかじめ養生シート等覆いを施しプルーム通過後にシート除去することでの低減方策を施し，対策要員の更なる居住性向上を図る。放水やシート除去によるグランドシャイン線源除去は，外部参集要員による作業を基本とする。免震重要棟内緊急時対策所にとどまった対策要員が作業に当たる場合は被ばく増加につながることから，作業実施に際しての現場放射線環境をモニタリングしたうえで，当該作業による免震重要棟内緊急時対策所の居住性改善メリットと，作業被ばくにより要員交代を必要とするデメリットを勘案の上実施を判断する。

61-9-2-31

図 2.3-3 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ）61-9-2-32

遮蔽説明図（平面図）

図 2.3-4 免震重要棟内緊急時対策所 屋外遮蔽説明図（全体図）

図 2.3-5 免震重要棟内緊急時対策所 屋外遮蔽説明図（EW 方向）

61-9-2-33

（３）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の 損 壊 そ の 他 の 異 常 が 発 生 し た 場 合 に 対 策 要 員 の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,３ 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所壁面について適切な厚さのコンクリート遮蔽を設ける設計としている。

（ ４ ） ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）は，重大事故等対応時に緊急時対策所にとどまる要員（重大事故等に対処する為に必要な指示を行う要員及び原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要な要員）が，過度の被ばくを受けないように適切な厚さのコンク
リート遮蔽及び鉛遮蔽を設け，緊急時対策所換気空調系の機能とあいまって，
緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が ７ 日 間 で 100mSv を 超 え な い よう に す る 。３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）遮 蔽 を 図 2.3-6～ 8 に 示す。

61-9-2-34

図 2.3-6

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）遮 蔽 説 明 図（ NS 方 向 ）61-9-2-35

図 2.3-7

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）遮 蔽 説 明 図（ EW 方 向 ）61-9-2-36

図 2.3-8

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）遮 蔽 説 明 図（ 平 面 図 ）61-9-2-37

2.4

換気空調系設備について

2.4.1

免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）(1)換 気 設 備 の 概 要
免震重要棟内緊急時対策所２階の換気空調系設備は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に対策要員の居住性を確保する
た め ,免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 送 排 風 機 に よ り 外 気 を 取 り 入 れ る こ と が で き る
設計としているほか，必要に応じて換気系を一時的に停止する運用とする。本設
備 の 仕 様 を 表 2.4-1 の 設 備 に 示 す 。
表 2.4-1
設備名称

ケース１における換気設備仕様
数量

送風機100％ ×１ 台

仕様
3

風 量 ： 2,700m /h 以 上(＋ 予 備 １ 台 )排風機100％ ×１ 台

風 量 ： 1,450m 3 /h 以 上(＋ 予 備 １ 台 )空冷ヒートポンプ

100％ ×１ 台

冷 房 能 力 ： 15.5kW(＋ 予 備 １ 台 )暖 房 能 力 ： 15.5kW

免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２ 階 の 換 気 空 調 系 設 備 の 系 統 概 略 図 を 図 2.4-1 に 示
す 。ま た ，免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 で は ,空 調 隔 離 時 で も 酸 素 濃 度 計 お よ び 二 酸
化 炭 素 濃 度 計 に よ り ,室 内 環 境 を 確 認 す る こ と が で き る 。

図 2.4-1

免震重要棟内緊急時対策所２階
61-9-2-38

換気空調系系統図

2.4.2

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
免 震 重要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）の 換 気 空 調 系 設 備 は ，重 大 事 故 の発 生 後 に お い て も ，免 震重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）を フ ィ ル タ内 蔵
型 の 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，対 策 要 員 の ７ 日 間 の 実
効 線 量 を 100mSv 以 下 に 低 減 可 能 な 設 計 と す る 。
ま た ，緊 急 時 対 策 所 の 陽 圧 化 は 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 風 量 に よ り 差 圧 を 制 御する設計とし，可搬型陽圧化空調機を重大事故発生後のプルーム通過前から，
通 過 中 ，通 過 後 に お い て も 運 転 す る こ と で ， 陽 圧 化 開 始 の 判 断 の た め の 監 視 計器を不要な設計とする。
本 設 備 の 仕 様 を 表 2.4-2 に 示 す 。

表 2.4-2

ケース２における換気設備仕様

設備名称

数量

仕様

可搬型陽圧化空調機

100％ ×３ 台

風 量 ： 600m 3 /h/台 ※(＋ 予 備 ３ 台 )中 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

監視計器

１式

差圧計，二酸化炭素濃 度計，酸素濃度計※ 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 設 計 風 量 に つ い て は ， 600m 3 /h/台 ×3 台 ＝ 1800m 3 /hに お い て ，陽 圧 化 に 必 要 な 差 圧 を 確 保 可 能 な こ と を 気 密 性 能 試 験 に よ り 確
認する。

免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階 （ 待 避 室 ） の 陽 圧 化 時 の 系 統 概 略 図 を 図 2.4 -2 に 示 す 。
送 風 機 ，排 風 機 は 停 止 後 電 源 切 と し ，１ 階 及 び 屋 上 の 緊 急 時 対 策 所 の 給 排 気 隔 離 ダ ン パを 閉 操 作 し 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り 陽 圧 化 す る 。室 内 の 陽 圧 化 後 に お い て は ，給 排 気
隔 離 ダ ン パ 等 の 微 小 リ ー ク の お そ れ が あ る 箇 所 に 置 い て は ，ア ウ ト リ ー ク す る こ と で 外気 の 流 入 を 防 止 可 能 で あ り ，被 ば く 評 価 へ の 影 響 が な い 設 計 と す る 。可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 は ，緊 急 時 対 策 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 待 避 室 バ ウ ン ダ リ 壁 面 の 接 続 口 に 仮 設 ダ ク ト を 繋ぎ込むことで利用可能な設計とする。

61-9-2-39

図 2.4-2

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）

図 2.4-3

空調換気系系統概略図

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）
陽圧化バウンダリ図61-9-2-40

（ 2） 設 計 方 針
a.換 気 量ⅰ）必要換気量の考え方
免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）においては，重大事故発生後のプ ル ー ム 通 過 時 か ら プ ル ー ム 通 過 後 の 長 期 間 に 亘 り 最 大 想 定 174 人（ 1～ 7 号
炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 人 、自 衛 消 防 隊 10 人 ）に 余 裕 を 持 っ た 収 容 人 数
180 人 に 対 し て 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 及 び 許 容 酸 素 濃 度 を 確 保 可 能 な 設 計 と する。
ⅱ）許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は ，JEAC4622-2009「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員 の事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 定 」に 定 め る 0.5%以 下 と す る 。許 容 酸 素 濃 度 は ，労働 安 全 衛 生 法 酸 素 欠 乏 防 止 規 則 に 定 め る 18％ 以 上 と す る 。
ⅲ ） 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 Q1
・M

二酸化炭素発生量： 0.030 ※ 1 （ m 3 /h/人 ）

・ｎ

収容人数

： 180（ 人 ）・C許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： 0.5（ ％ ）・ C 0 初 期 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： 0.039 ※ 2 （ ％ ）
・ Q1

必要換気量

： Q1

100 Mn ※ 3 （ m 3 /h）
C C0※ 1：軽 作 業 時 の 二 酸 化 炭 素 発 生 量（ 空 気 調 和 衛 生 工 学 便 覧 ，軽作 業 時 の CO 2 吐 出 し 量 ）※ 2： 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度（ JIS W 0201）※ 3：二 酸 化 炭 素 基 準 の 必 要 換 気 量（空気調和衛生工学便覧）

Q 1 ＝ 100×0.030×180÷(0.5－ 0.039)＝ 1171≒ 1,180（ m 3 /h）ⅳ ） 酸 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 Q2
・ｎ

収容人数

： 180（ 人 ）・a

吸気酸素濃度： 20.95 ※ 4 （ ％ ）・b許容酸素濃度： 18.0（ ％ ）・c

成人の呼吸量： 0.48 ※ 5 （ m 3 /h）・d乾 燥 空 気 換 算 酸 素 濃 度 ： 16.4 ※ 5 （ ％ ）

・ Q2

必要換気量

： Q2

※ 4： 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度（ JIS W 0201）※ 5： 成 人 呼 吸 気 の 酸 素 濃 度（空気調和衛生工学便覧）※ 6： 酸 素 基 準 の 必 要 換 気 量（空気調和衛生工学便覧）

c a d n ※6
（ m 3 /h）a b

Q 2 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4)×180÷(20.95－ 18.0)＝ 133.3≒ 134（ m 3 /h）ⅴ）必要換気量
上記より，窒息防止に必要な換気量は，二酸化炭素濃度基準の必要換気量
が 制 限 と な る こ と か ら ， 1,180m 3 /h に 余 裕 を も た せ た 600m 3 /h/ 台 × ３ 台 ＝
1,800m 3 /h を 確 保 す る 。

61-9-2-41

b.気 密 性ⅰ）フィルタを介さない外気取込防止対策要員の被ばく線量低減のため，フィルタを介さない外気取込防止を目的 と し て ， 下 記 の 表 2.4-3 の よ う に ， フ ィ ル タ を ケ ー シ ン グ 内 に 密 閉 可 能 な
構 造 に す る こ と で フ ィ ル タ を バ イ パ ス す る 気 流（ 以 下 ，フ ィ ル タ バ イ パ ス 流 ）の防止及びフィルタによる清浄化した空気のみで室内を陽圧化することにより外気のインリークを防止する。
表 2.4-3 フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 取 込 防 止 対 策
期待する効果

対策内容

フィルタバイパス流の防止

可搬型陽圧化空調機のフィルタを密閉構造化

室内へのインリーク防止

可搬型陽圧化空調機により室内を陽圧化ⅱ）免震重要棟内緊急時対策所の陽圧化
免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）は，配置上，風の影響を直接受
け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た め ，免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）内へのインリークは隣接区画との温度差によって生じる空気密度の差に起因する差圧よるものが考えられる。免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）
は，このインリークを防止するため，室内を下記の差圧を目標値として陽圧化する。
＜陽圧化必要差圧＞
免震重要棟内緊急時対策所と隣接区画との境界壁間に隙間がある場合は，両 区 画 に 温 度 差 が あ る と 図 2.4-4 の よ う に 空 気 の 密 度 差 に 起 因 し ， 高 温 区 画
では上部の空気が低温側に，低温区画では下部の空気が高温側に流れ込む。
こ れ ら 各 々 の 方 向 に 生 じ る 圧 力 差 の 合 計 は ， 図 2.4-4 の よ う に 高 温 区 画 の 境
界 で ⊿ P1， 低 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P2 と な る 。
・ 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 階 高 ： H＝ 3.5m
・乾燥空気密度ρ
免震重要棟内緊急時対策所：ρ0
隣 接 区 画 （ 高 温 ）： ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ] （ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣 接 区 画 （ 低 温 ）： ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 と の 差 圧 ⊿ P （ 階 高 は 差 圧 が 最 大 と な る H=4. 0m と す る ）免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 と 隣 接 区 画 （ 高 温 ）： ⊿ P 1 ＝ （ ρ 0 － ρ 1 ） ×H
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 と 隣 接 区 画 （ 低 温 ）： ⊿ P 2 ＝ （ ρ 2 － ρ 1 ） ×H

61-9-2-42

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

差圧⊿P1＝（ρ0－ρ1）H

図 2.4-4

H

差圧⊿P2＝（ρ2－ρ0）H

温度差のある区画の圧力分布

免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 で は ，想 定 さ れ る 最 高 温 度 40℃（ 設 計 最 高 温 度 ）と 最 低 温 度 -17℃ （ 外 気 最 低 温 度 ） に よ り 生 じ る 最 大 圧 力 差 ⊿ P 3 以 上 陽 圧 化
す る こ と で ，図 2.4-5 に 示 す よ う な 温 度 差 に よ る 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所
内へのインリークを防止する設計とする。
⊿ P 3 ＝ (ρ 2 － ρ 1 )×H＝ (1.378－ 1.127)×3.5＝ 0.879kg/m 3 ＝ 8.63Pa
以 上 よ り ， 陽 圧 化 必 要 差 圧 は ⊿ P 3 ＝ 8.63Pa に 余 裕 を も っ た 20Pa 以 上 と する。
隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）HH

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

図 2.4-5 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 し た 場 合 の 圧 力 分 布

61-9-2-43

（ 3） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に つ い て
a.可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 構 造
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）で 用 い る 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 概
要 図 を 図 2.4-6 に 示 す 。可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，中 性 能 フ ィ ル タ 及 び 高 性 能 フ
ィ ル タ ，活 性 炭 フ ィ ル タ か ら 構 成 さ れ る 。各 フ ィ ル タ は パ ッ キ ン を 介 し て ブ ロ
ワ に 接 続 し て お り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 取 込 を 防 止 す る 密 閉 構 造 と な っ ている。
中性能フィルタ
高性能フィルタ
活性炭フィルタ
給気
ブロワ

排気

図 2.4-6

緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の概要図

61-9-2-44

ｂ .フ ィ ル タ 性 能ⅰ）フィルタ捕集効率
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効率を表
2.4-4 に 示 す 。 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 は ， 定 期 的 に 性 能 検 査 を 実 施 し 総 合 除 去 効率が確保されていることを確認する。

表 2.4-4

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

単 体 除 去 効 率 (%)

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ

99.97(0.15μ mPAO 粒 子 )99.9(0.15μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ

99.99(相 対 湿 度 85％ 以 下 )99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )ⅱ）フィルタ吸着容量
可搬型陽圧化空調機は，緊急時対策所の居住性確保の要件である福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出量された場合においても，空調機が吸込む想定核分裂生成物量に対し十分な吸着容量を有している。そのため供用中のフィルタ交換を不要とし，居住空間の汚染のおそれはない。放射性物 質 の 想 定 放 出 量 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 吸 着 容 量 を 表 2.4-5 に 示 す 。

表 2.4-5放射性物質の想定放出量と可搬型陽圧化空調機３台の吸着容量種類

想 定 核 分 裂 生 成 物 量 (kg)

吸 着 容 量 (kg)有機ヨウ素

1.29×10 - 8

1.50×10 - 1

放射性微粒子6.93×10 - 5

1.32

61-9-2-45ⅲ）活性炭フィルタ使用可能期間
活性炭フィルタは，大気中の湿分等の吸着障害物質を吸着することによる
吸 着 面 積 の 減 少 に よ り 吸 着 能 力 が 劣 化 す る （ 以 下 ， 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ ）。
可搬型陽圧化空調機のフィルタと同等の活性炭炭素繊維に対し，東京大学
ア イ ソ ト ー プ 総 合 セ ン タ ー で 通 常 大 気 に 127，187，310，365 日 間 連 続 通 気 した 状 態 で の 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ の 影 響 と し て CH 3 I に よ る 劣 化 状 況 を 確 認 し た（ 常 温 ・ 湿 度 60％ 環 境 に 換 算 し た ） 結 果 を 図 2.4-7 に 示 す 。 図 2.4-7 よ り ，
実 規 模 の 厚 さ 0.112g/cm 2 に お け る 捕 集 効 率 は ， 187 日 （ 運 転 時 間 ： ８ 時 間 /日 ×187 日 ＝ 1496 時 間 ）以 上 99.9%以 上 確 保 可 能 で あ る こ と か ら ，７ 日 間（ 168
時 間 ） の 連 続 運 転 に お い て 捕 集 効 率 を 99.9%以 上 確 保 す る こ と は 十 分 可 能 で
ある。

100

80

60

活性炭素繊維：ｋ
40

東大0d
127d
187d
310d
大津365d

20

0
0

0.05

0.1
厚さ(g/cm2)

0.15

0.2

図 2.4-7 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の 厚 さ と 捕 集 効 率 の 関 係（ 出 典 ： 日 本 放 射 線 安 全 管 理 学 会 誌 ， Vol.7， No.2， TEDA 添 着 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル
タ の ウ ェ ザ リ ン グ 試 験 ， 東 大 RI セ ， 野 川 憲 夫 ）61-9-2-46

c． フ ィ ル タ 遮 蔽
可搬型陽圧化空調機の設置エリアは免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）エリア近傍となることから，可搬型陽圧化空調機に対して可搬型遮蔽を設置するとともに高線量となる区画に対して立入制限エリアを設けることで，
1 階待避室での対策要員の居住性を確保する設計とするとともに，立入制限
エリアが明確になるようロープ等で区切る措置をとる。
可 搬 型 遮 蔽 を 鉛 20 ㎜ 相 当 確 保 し た 場 合 ， 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ） エ リ ア と の 離 隔 （ 最 短 で も 約 15m） に よ り 7 日 間 居 続 け た と し ても ，フ ィ ル タ か ら の 直 接 線 に よ る 被 ば く 線 量 を 約 4mSv/7 日 間 に 低 減 す る こ とが可能である。

可搬型陽圧化空調機の設置場所，可搬型遮蔽及び免震重要棟内緊急時対策
所 １ 階 （ 待 避 室 ） エ リ ア の 配 置 図 を ， 図 2.4-8 に 示 す 。

図 2.4-8

可搬型陽圧化空調機，可搬型遮蔽及び 1 階待避室エリア配置図

61-9-2-47

2.4.3３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ ケ ー ス ３ ）及 び ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急

時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ） の 場 合（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
緊 急 時 対 策 所 活 用 ケ ー ス ３ 及 び ケ ー ス ４ の 場 合 に お い て は ，３ 号 炉 原 子 炉 建
屋緊急時対策所を拠点として使用する。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 換 気 空 調 設 備 は ，基 準 地 震 動 に 対 す る 耐
震 性 を 有 し ，重 大 事 故 の 発 生 後 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員の ７ 日 間 の 実 効 線 量 を 100mSv 以 下 と な る 設 計 と す る 。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，３ 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 バ ウ ン ダ
リ 内 に 設 置 し ，３ 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 排 気 ダ ン パ ，外 気 取 入 ダ ン パ 及
び 非 常 用 外 気 取 入 ダ ン パ を 閉 操 作 し ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り 中 央 制 御 室 換
気 空 調 系 バ ウ ン ダ リ 全 体 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に 中 央 制
御 室 内 へ の フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，緊
急時対策所の陽圧化は可搬型陽圧化空調機の風量により差圧を制御する設計と し ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 運 転 モ ー ド を 重 大 事 故 発 生 後 の プ ル ー ム 通 過 前 から ，通 過中 ，通 過 後 に お い て も 運 転 す る こ と で，陽 圧 化 開 始 の 判 断 の た め の 監
視 計 器 を 不 要 な 設 計 と す る 。室 内 の 陽 圧 化 後 に お い て は ， 隔 離 ダ ン パ 等 の 微 小
リ ー ク の お そ れ が あ る 箇 所 に 置 い て は ，ア ウ ト リ ー ク す る こ と で 外 気 の 流 入 を
防 止 可 能 で あ り ，被 ば く 評 価 へ の 影 響 が な い 設 計 と す る 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
は ，緊 急 時 対 策 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 待 避 室 バ ウ ン ダ リ 壁 面 の 接 続 口 に 仮 設 ダ ク
トを繋ぎ込むことで利用可能な設計とする。
なお，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は居住性設計において 3 号炉中央制
御室換気空調ファン，フィルタを使用しない設計とする。
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 換 気 設 備 は ，表 2.4-6 の 設 備 等 に よ り 構 成
さ れ ，３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 系 統 概 略 図 を 図 2.4-9 に ，配 置 図 を
図 2.4-10 に 示 す 。

61-9-2-48

表 2.4-6
設備名称
可搬型陽圧化空調機

ケース２における換気設備仕様
数量

仕様
3

※

100％ ×３ 台

風 量 ： 600m /h/台(＋ 予 備 ３ 台 )高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

監視計器

１式

差圧計，二酸化炭素濃 度計，酸素濃度計※ 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 設 計 風 量 に つ い て は ， 600m 3 /h/台 ×3 台 ＝ 1800m 3 /hに お い て ，陽 圧 化 に 必 要 な 差 圧 を 確 保 可 能 な こ と を 気 密 性 能 試 験 に よ り 確
認する。

図 2.4-9３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-49

換気設備の系統概略図

図 2.4-10３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内

配置図（ 2） 設 計 方 針
a.換 気 量ⅰ）必要換気量の考え方
免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）においては，重大事故発生後のプ ル ー ム 通 過 時 か ら プ ル ー ム 通 過 後 の 長 期 間 に 亘 り 最 大 想 定 174 人（ 1～ 7 号
炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 人 、自 衛 消 防 隊 10 人 ）に 余 裕 を 持 っ た 収 容 人 数
180 人 に 対 し て 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 及 び 許 容 酸 素 濃 度 を 確 保 可 能 な 設 計 と する。
ⅱ）許容二酸化炭素濃度，許容酸素濃度
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は ，JEAC4622-2009「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員 の事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 定 」に 定 め る 0.5%以 下 と す る 。許 容 酸 素 濃 度 は ，労働 安 全 衛 生 法 酸 素 欠 乏 防 止 規 則 に 定 め る 18％ 以 上 と す る 。

61-9-2-50

ⅲ ） 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 Q1
・M

二酸化炭素発生量： 0.030 ※ 1 （ m 3 /h/人 ）

・ｎ

収容人数

： 180（ 人 ）・C許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： 0.5（ ％ ）・ C 0 初 期 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： 0.039 ※ 2 （ ％ ）
・ Q1

必要換気量

： Q1

100 Mn ※ 3 （ m 3 /h）
C C0※ 1：軽 作 業 時 の 二 酸 化 炭 素 発 生 量（ 空 気 調 和 衛 生 工 学 便 覧 ，軽作 業 時 の CO 2 吐 出 し 量 ）※ 2： 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度（ JIS W 0201）※ 3：二 酸 化 炭 素 基 準 の 必 要 換 気 量（空気調和衛生工学便覧）

Q 1 ＝ 100×0.030×180÷(0.5－ 0.039)＝ 1171≒ 1,180（ m 3 /h）ⅳ ） 酸 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 Q2
・ｎ

収容人数

： 180（ 人 ）・a

吸気酸素濃度： 20.95 ※ 4 （ ％ ）・b許容酸素濃度： 18.0（ ％ ）・c

成人の呼吸量： 0.48 ※ 5 （ m 3 /h）・d乾 燥 空 気 換 算 酸 素 濃 度 ： 16.4 ※ 5 （ ％ ）

・ Q2

必要換気量

： Q2

※ 4： 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度（ JIS W 0201）※ 5： 成 人 呼 吸 気 の 酸 素 濃 度（空気調和衛生工学便覧）※ 6： 酸 素 基 準 の 必 要 換 気 量（空気調和衛生工学便覧）

c a d n ※6
（ m 3 /h）a b

Q 2 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4)×180÷(20.95－ 18.0)＝ 133.3≒ 134（ m 3 /h）ⅴ）必要換気量
上記より，窒息防止に必要な換気量は，二酸化炭素濃度基準の必要換気量
が 制 限 と な る こ と か ら ， 1,180m 3 /h に 余 裕 を も た せ た 600m 3 /h/ 台 × ３ 台 ＝
1,800m 3 /h を 確 保 す る 。

b.気 密 性ⅰ）フィルタを介さない外気取込防止対策要員の被ばく線量低減のため，フィルタを介さない外気取込防止を目的 と し て ， 下 記 の 表 2.4-7 の よ う に ， フ ィ ル タ を ケ ー シ ン グ 内 に 密 閉 可 能 な
構 造 に す る こ と で フ ィ ル タ を バ イ パ ス す る 気 流（ 以 下 ，フ ィ ル タ バ イ パ ス 流 ）の防止及びフィルタによる清浄化した空気のみで室内を陽圧化することにより外気のインリークを防止する。
表 2.4-7 フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 取 込 防 止 対 策
期待する効果

対策内容

フィルタバイパス流の防止

可搬型陽圧化空調機のフィルタを密閉構
造化

室内へのインリーク防止

可搬型陽圧化空調機により室内を陽圧化
61-9-2-51

ⅱ）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，配置上，風の影響を直接受けない屋内に設置されているため，免震重要棟内緊急時対策所内へのインリークは隣接区画との温度差によって生じる空気密度の差に起因する差圧よるものが考えられる。免震重要棟内緊急時対策所は，このインリークを防止するため，室内を下記の差圧を目標値として陽圧化する。
＜陽圧化目標値＞
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所と隣接区画との境界壁間に隙間がある場
合 は ，両 区 画 に 温 度 差 が あ る と 図 2.4-11 の よ う に 空 気 の 密 度 差 に 起 因 し ，高温区画では上部の空気が低温側に，低温区画では下部の空気が高温側に流れ込 む 。こ れ ら 各 々 の 方 向 に 生 じ る 圧 力 差 の 合 計 は ，図 2.4-11 の よ う に 高 温 区
画 の 境 界 で ⊿ P1， 低 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P2 と な る 。
・ ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 階 高 H： 3.0m≦ H≦ 4.0m
・乾燥空気密度ρ
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所：ρ03

隣 接 区 画 （ 高 温 ）： ρ 1 ＝ 1.378 [k g/m ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣 接 区 画 （ 低 温 ）： ρ 2 ＝ 1.127 [k g/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17 ℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 と の 差 圧 ⊿ P （ 階 高 は 差 圧 が 最 大 と な る H=4. 0m と す る ）３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 と 隣 接 区 画 （ 高 温 ）： ⊿ P 1 ＝ （ ρ 0 － ρ 1 ） ×H
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 と 隣 接 区 画 （ 低 温 ）： ⊿ P 2 ＝ （ ρ 2 － ρ 0 ） ×H

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

差圧⊿P1＝（ρ0－ρ1）H

図 2.4-11H

差圧⊿P2＝（ρ2－ρ0）H

温度差のある区画の圧力分布

３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 で は ，想 定 さ れ る 最 高 温 度 40℃（ 設 計 最
高 温 度 ） と 最 低 温 度 -17℃ （ 外 気 最 低 温 度 ） に よ り 生 じ る 下 記 に 示 す 最 大 圧
力 差 ⊿ P 3 以 上 に 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 図 2.4-12 に 示 す よ う な 温 度 差 に よる３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内へのインリークを防止する設計とする。
61-9-2-52

⊿ P 3 ＝ (ρ 1 － ρ 2 )×H＝ (1.378－ 1.127)×4.0＝ 1.03kg/m 3 ＝ 10.1Pa
以 上 よ り ，陽 圧 化 目 標 値 は ⊿ P 3 ＝ 10.1Pa に 余 裕 を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。
隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）HH

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

図 2.4-12 ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 し た 場 合 の 圧 力 分 布（ 3） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に つ い て
a.可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 構 造
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で用いる可搬型陽圧化空調機の概要図を
図 2.4-13 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ， 中 性 能 フ ィ ル タ 及 び 高 性 能 フ ィ ル
タ ，活 性 炭 フ ィ ル タ か ら 構 成 さ れ る 。各 フ ィ ル タ は パ ッ キ ン を 介 し て ブ ロ ワ に
接 続 し て お り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 取 込 を 防 止 す る 密 閉 構 造 と な っ て い る 。
中性能フィルタ
高性能フィルタ
活性炭フィルタ
給気
ブロワ

排気

図 2.4-13

緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の概要図
61-9-2-53

b． 陽 圧 化 風 量
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る た め に 必 要 な 風 量 を 満 足
す る こ と を ， JIS A 2201 に 基 づ く 気 密 性 能 試 験 に よ り 確 認 を 実 施 し た 。
試 験 結 果 （ 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 例 ） を 図 2.4-7 に 示 す 。 3 回の 測 定 結 果 か ら 求 ま る 回 帰 曲 線（ 通 気 特 性 式 ）よ り ，緊 急 時 対 策 所 内 を 隣 接 区
画 ＋ 20Pa 以 上 で 陽 圧 化 す る 必 要 風 量 は以上となる。よって，上記

必 要 風 量 に 余 裕 を 持 た せ て 設 計 風 量 は 600m 3 /h/台 ×３ 台 ＝ 1,800m 3 /h と す る 。

図 2.4-14

気密性能試験結果（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の例）

上記設計風量を満足する，可搬型陽圧化空調機の定格風量及び設置台数，
場 所 に つ い て 表 2.4-9 に 示 す 。

表 2.4-9

可搬型陽圧化空調機の仕様及び台数
仕様等

項目
定格風量及び設置台数
設置場所

600 ㎥ /ｈ /台 ×３ 台 （ ＋ 予 備 機 ３ 台 ）３号炉原子炉建屋地上２階

61-9-2-54

c.フ ィ ル タ 性 能ⅰ）フィルタ捕集効率
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効率を表
2.4-8 に 示 す 。 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 は ， 定 期 的 に 性 能 検 査 を 実 施 し 総 合 除 去 効率が確保されていることを確認する。
表 2.4-8

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

単 体 除 去 効 率 (%)

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ

99.97(0.15μ mPAO 粒 子 )99.9(0.15μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ

99.99(相 対 湿 度 85％ 以 下 )99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )ⅱ）フィルタ吸着容量
可搬型陽圧化空調機は，緊急時対策所の居住性確保の要件である福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出量された場合においても，空調機が吸込む想定核分裂生成物量に対し十分な吸着容量を有している。そのため供用中のフィルタ交換は不要な設計とし，居住空間の汚染のおそれはない。
放 射 性 物 質 の 想 定 放 出 量 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 吸 着 容 量 を 表 2.4-10 に 示
す。

表 2.4-10放射性物質の想定放出量と可搬型陽圧化空調機３台の吸着容量種類

想 定 核 分 裂 生 成 物 量 (kg)

吸 着 容 量 (kg)有機ヨウ素

1.29×10 - 8

1.50×10 - 1

放射性微粒子6.93×10 - 5

1.32

61-9-2-55ⅲ）活性炭フィルタ使用可能期間
活性炭フィルタは，大気中の湿分等の吸着障害物質を吸着することによる
吸 着 面 積 の 減 少 に よ り 吸 着 能 力 が 劣 化 す る （ 以 下 ， 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ ）。
可搬型陽圧化空調機のフィルタと同等の活性炭炭素繊維に対し，東京大学
ア イ ソ ト ー プ 総 合 セ ン タ ー で 通 常 大 気 に 127，187，310，365 日 間 連 続 通 気 した 状 態 で の 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ の 影 響 と し て CH 3 I に よ る 劣 化 状 況 を 確 認 し た（ 常 温・湿 度 60％ 環 境 に 換 算 し た ）結 果 を 図 2.4-15 に 示 す 。図 2.4-15 よ り ，
実 規 模 の 厚 さ 0.112g/cm 2 に お け る 捕 集 効 率 は ， 187 日 （ 運 転 時 間 ： ８ 時 間 /日 ×187 日 ＝ 1,496 時 間 ）以 上 99.9%以 上 確 保 可 能 で あ る こ と か ら ，７ 日 間（ 168
時 間 ） の 連 続 運 転 に お い て 捕 集 効 率 を 99.9%以 上 確 保 す る こ と は 十 分 可 能 で
ある。
100

80

60

活性炭素繊維：ｋ
40

東大0d
127d
187d
310d
大津365d

20

0
0

0.05

0.1
厚さ(g/cm2)

0.15

0.2

図 2.4-1 5 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の 厚 さ と 捕 集 効 率 の 関 係（ 出 典：日 本 放 射 線 安 全 管 理 学 会 誌 ，Vol.7 ， No .2， T EDA 添 着 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の ウ ェ ザ リ ン グ 試 験 ， 東 大 RI セ ， 野 川 憲 夫 ）61-9-2-56

d． フ ィ ル タ 遮 蔽
可搬型陽圧化空調機の設置エリアは復旧班の配置エリア近傍に設置することから，可搬型陽圧化空調機に対して可搬型遮蔽を設置するとともに高線量となる区画に対して立入制限エリアを設けることで，復旧班の居住性を確保する設計とするとともに，立入制限エリアが明確になるようロープ等で区切る措置をとる。
可 搬 型 遮 蔽 を 鉛 20 ㎜ 相 当 確 保 す る と ， 立 入 制 限 エ リ ア は 離 隔 距 離 5m を 確 保
することで，復旧班は当該エリアに 7 日間居続けたとしても，フィルタからの直 接 線 に よ る 被 ば く 線 量 を 10mSv 以 下 に 低 減 す る こ と が 可 能 で あ る 。
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 可 搬 型 遮 蔽 及 び 立 入 制 限 エ リ ア の 配 置 図 を ， 図 2.4-16に示す。

図 2.4-16

可搬型陽圧化空調機の可搬型遮蔽及び立入制限エリアの配置図

61-9-2-57

2.5

必要な情報を把握できる設備について（１）免震重要棟内緊急時対策所
ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
免震重要棟内緊急時対策所において，重大事故等時に対処するために
必 要 な 情 報（ プ ラ ン ト パ ラ メ ー タ ）を 把 握 で き る 設 備 と し て ，主 に プ ロ
セス計算機，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS 表 示 装 置 か ら 構 成 さ れ る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）を 構
築する設計とする。
６号炉及び７号炉のプロセス計算機，データ伝送装置はコントロール
建 屋 に 設 置 し ，緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 は 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時
対 策 所 に 設 置 す る 。ま た ，SPDS 表 示 装 置 は 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２
階 及 び 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 １ 階（ 待 避 室 ）に 設 置 す る 設 計 と す る 。
６号炉及び７号炉のコントロール建屋にあるデータ伝送装置から免震重要棟内緊急時対策所にある緊急時対策支援システム伝送装置へのデ ー タ 伝 送 手 段 は ，有 線（ 光 フ ァ イ バ 通 信 回 線 ）と 無 線（ 無 線 通 信 回 線 ）に よ り 構 成 し ， 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.5-1に 示 す 。

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.5-1に 示 す 。
表 2.5-1に 示 す 通 り ， 格 納 容 器 内 の 状 態 ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 ，
水 素 爆 発 に よ る 格 納 容 器 の 破 損 防 止 ，水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷
防 止 を 確 認 で き る パ ラ メ ー タ に つ い て も SPDS表 示 装 置 に て 確 認 で き る
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が 困
難 と な っ た 場 合 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 推 定 で き る よ う 可 能
な 限 り 関 連 パ ラ メ ー タ を 確 認 で き る 設 計 と す る 。ま た ，デ ー タ 表 示 装 置は今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮した設計とする。
なお，放射性物質の放射線量の測定に用いる可搬型モニタリングポス
ト ，風 向 及 び 風 速 そ の 他 の 気 象 条 件 の 測 定 に 用 い る 可 搬 型 気 象 観 測 装 置の デ ー タ は ，無 線 に よ り 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 に 伝 送 す る こ と で 確認できる設計とする。

61-9-2-58

ｂ．免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）設 備 構 成 及 び 概 要 は「 ａ ．免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２ 階（ ケ ー ス １ ）」と同様である。

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，重大事故等時に対処する
た め に 必 要 な 情 報（ プ ラ ン ト パ ラ メ ー タ ）を 把 握 で き る 設 備 と し て ，主に デ ー タ 伝 送 装 置 ， 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装
置 か ら 構 成 す る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）を 構 築 す る 設 計 とする。
６号炉及び７号炉のデータ伝送装置はコントロール建屋に設置し，緊急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装 置 は ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所に設置する設計とする。
６号炉及び７号炉のコントロール建屋にあるデータ伝送装置から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所にある緊急時対策支援システム伝送装置 へ の デ ータ 伝 送 手 段 は ，有 線（ 光 フ ァ イ バ 通 信 回 線 ）と 無 線（ 無 線 通
信 回 線 ） に よ り 構 成 し ， 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.5-1に示す。

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.5-1に 示 す 。
表 2.5-1に 示 す 通 り ， 格 納 容 器 内 の 状 態 ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 ，
水 素 爆 発 に よ る 格 納 容 器 の 破 損 防 止 ，水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷
防 止 を 確 認 で き る パ ラ メ ー タ に つ い て も SPDS表 示 装 置 に て 確 認 で き る
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が 困
難 と な っ た 場 合 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 推 定 で き る よ う 可 能
な 限 り 関 連 パ ラ メ ー タ を 確 認 で き る 設 計 と す る 。ま た ，デ ー タ 表 示 装 置は今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮した設計とする。
なお，放射性物質の放射線量の測定に用いる可搬型モニタリングポス
ト，風向及び風速その他の気象条件の測定に用いる可搬型気象観測装置

61-9-2-59

のデータは，無線により３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に伝送することで確認できる設計とする。

ｂ ． ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ）
設備構成及び概要は「ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３ ）」 と 同 様 で あ る 。

図 2.5-1

必要な情報を把握できる設備の概要

61-9-2-60

表 2.5-1

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ

目 的
炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量

炉心冷却の状態確認

復水補給水系流量
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態

格納容器内の状態確認

残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量
放射能隔離の状態確認
環境の情報確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

格納容器隔離の状態
排気筒放射線レベル
モニタリングポストの指示
気象情報
使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水温
格納容器圧力逃がし装置水素濃度
格納容器圧力逃がし装置放射線レベル
原子炉建屋内水素ガス濃度61-9-2-61

2.6 通 信 連 絡 設 備 に つ い て（１）免震重要棟内緊急時対策所
ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
発電所内の関係要員に対して必要な指示を行うための通信連絡設備（発電所内用）を免震重要棟内緊急時対策所２階に設置する設計とする。
また，発電所外の関連箇所へ連絡を行うための通信連絡設備（発電所外用）を免震重要棟内緊急時対策所２階に設置し，専用であって多様性を確保 し た 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.6-1 に 示 す 。

図 2.6-1

免震重要棟内緊急時対策所２階
61-9-2-62

通信連絡設備の概要

ｂ．免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）設 備 構 成 及 び 概 要 は「 ａ ．免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 ２ 階（ ケ ー ス １ ）」と同様である。

61-9-2-63

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）
発電所内の関係要員に対して必要な指示を行うための通信連絡設備（発電所内用）を３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関連箇所へ連絡を行うための通信連絡設備（発電所外用）を３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置し，専用であって多様性を確 保 し た 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.6-2 に 示 す 。

無線連絡設備（常設，可搬型）

テレビ会議システム（社内向）図 2.6-2

電力保安通信用電話設備（固定電話機， PHS端末， FAX）

送受話器
（ページング）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX）

局線加入電話設備（加入電話機，加入FAX）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）衛星電話設備（常設，可搬型）

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-64

衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機，FAX（社内向），
テレビ会議システム（社内向））

通信連絡設備の概要

ｂ ． ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ）（ ケ ー ス ４ ）設 備 構 成 及 び 概 要 は「 ａ ．３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ ケ ー ス ３ ）」と同様である。

61-9-2-65

3. 運用3.1

必要要員の構成，配置について(1)原子力防災組織
当社 は ，福 島 事故 か ら 得ら れ た課 題 から 原 子 力防 災 組織 に 適用 す べ き必 要 要件 を 定め，米国における非常事態対応のために標準化された Incident Command System（ICS）
を参 考 に， 重 大事 故 等 の中 期 的な 対 応が 必 要 とな る 場合 及 び発 電 所 の複 数 の原 子 炉施設で 同 時に 重 大事 故 等 が発 生 した 場 合に 対 応 でき る よう ， 原子 力 防 災組 織 を構 築 している。（詳細は 5.11 参照）
柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 にお け る原 子 力防 災 組 織は ， その 基 本的 な 機 能と し て， ① 意
思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対 外対 応，⑤ロジ ステ ィッ ク・
リソ ー ス管 理 を有 し て おり ， ①の 責 任者 と し て本 部 長（ 所 長） が あ たり ， ②～ ⑤ の機
能毎に責任者として「統括」を置いている。
本部 長 （所 長 ）の 権 限 につ い ては ， 予め 定 め る要 領 等に 記 載さ れ た 範囲 に おい て ，②～ ⑤ の各 統 括に 委 譲 され て おり ， 各統 括 は その 範 囲内 に おい て 自 律的 に 活動 す ることができる。（詳細は 5.13 参照）②～ ⑤ の機 能 を担 う 必 要要 員 規模 は 対応 す べ き事 故 の様 相 ，ま た 事 故の 進 展や 収 束の状 況 によ り 異な る が ，プ ル ーム 通 過の 前 ・ 中・ 後 でも 要 員の 規 模 を拡 大 ・縮 小 しな
がら円滑な対応が可能な組織設計となっている。

柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 原子 力 事業 者 防災 業 務 計画 で は， 原 子力 災 害 が発 生 する お それが あ る場 合 又は 発 生 した 場 合に ， その 情 勢 に応 じ て， 以 下の よ う に態 勢 を区 分 している。（詳細は 5.6 参照）① 原子力警戒態勢（原子力災害対策指針にて定められている警戒態勢に対処するための態勢）② 第１次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている施設敷地緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づく通報事象相当）に対処するための態勢）③ 第２次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている全面緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 15 条に基づく報告事象相当）に対処するための態勢）

61-9-3-1

重大 事 故等 発 生時 に は ，第 ２ 次緊 急 時態 勢 を 発令 し ，原 子 力防 災 組 織の 要 員が そ の対応にあたる。初動対応後に想定される原子力防災組織の要員を図 3.1-1 に示す。
また，夜間・休祭日における原子力防災組織の要員は図 3.1-2 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 28 名と，②原子炉格納容器の破損等によ る 発電 所 外へ の 放 射性 物 質の 拡 散を 抑 制 する た めに 必 要な 要 員 とし て ，中 央 制御
室待避所にとどまる運転員 18 名と有効性評価における復旧班現場要員の 14 名，保安班現場要員２名，自衛消防隊（消防隊長１名，消防車隊６名，警備員３名）10 名を加えた合計 72 名を想定している。
原子 炉 格納 容 器が 破 損 し， 大 量の プ ルー ム が 放出 さ れる よ うな 事 態 にお い ては ， 不
要な被ばくから要員を守るため，緊急時対策所にとどまる必要のない要員については，所外に一時退避させる。
プル ー ム通 過 後に プ ラ ント 状 況等 に より ， 必 要に 応 じて 一 時退 避 さ せた 要 員を 再 参集させる。
なお ， プル ー ム通 過 の 判断 に つい て は， 可 搬 型モ ニ タリ ン グポ ス ト 等の 指 示値 に より判 断 を行 う 。保 安 班 長は ， プル ー ムの 影 響 によ り 可搬 型 モニ タ リ ング ポ スト 等 の線
量率が上昇した後に線量率が減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になった場合に，プルームが通過したと判断する。

(2)免震重要棟内緊急時対策所
プル ー ム通 過 中に お い ても ， 免震 重 要棟 内 緊 急時 対 策所 に とど ま る 要員 は 交代 要 員を考慮して，図 3.1-3 及び表 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 35 名のうち中央制御室待避所にとどまる運転員
18 名を除く 17 名の合計 69 名を想定している。
本部 長 は， こ の要 員 数 を目 安 とし て ，免 震 重 要棟 内 緊急 時 対策 所 に とど ま る要 員 を判断する。重大事故等に対処するための要員の動きを図 3.1-4 に示す。

61-9-3-2

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

12 名

機能班（統括除き）60 名
計画・情報統括
１名

本部長１名
本部付

72 名

４名

計画班長１名②情報収集・
計画立案機能６号炉原子炉主任技術者
１名

６号統括１名③現場対応機能

７号炉原子炉主任技術者
１名

７号統括１名計画班員６名保安班長１名保安班員 12 名

号機班長(6 号炉)１名

号機班員(6 号炉)２名

復旧班長(6 号炉)１名

復旧班員(6 号炉)２名

号機班長(7 号炉)１名

号機班員(7 号炉)２名

復旧班長(7 号炉)１名

復旧班員(7 号炉)２名

通報班長１名

通報班員５名立地・広報班長１名

立地・広報班員４名

資材班長１名資材班員５名③現場対応機能①意思決定・指揮機能
対外対応統括①
１名④対外対応機能
総務統括１名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

総務班長１名総務班員 10 名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・６，７号炉中央制御室にて対応を
行う運転員
運転員

18 名

・現場にて対応を行う復旧班要員
復旧班現場要員

63 名

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援
資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

106 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

・自衛消防隊（初期消火対応）

15 名

自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，長期的な対応に備え，所外に待機させた交代要員を招集し，順次交代させる。
今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-1

原子力防災組織の要員（第２次緊急時態勢

緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊

61-9-3-3

６，７号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

10 名

本部長１名
本部付

４名

６号炉原子炉
主任技術者
１名
７号炉原子炉主任技術者
１名

機能班（統括除き）18 名
計画・情報統括１名

計画班長１名②情報収集・
計画立案機能保安班長１名保安班員１名号機班長(6 号炉)１名

号機班員(6 号炉)２名

復旧班長(6 号炉)１名

復旧班員(6 号炉)１名

号機班長(7 号炉)１名

号機班員(7 号炉)２名

復旧班長(7 号炉)１名

復旧班員(7 号炉)１名

通報班長１名

通報班員１名６号統括１名③現場対応機能７号統括１名③現場対応機能①意思決定・指揮機能
原子炉主任技術者は発電所近傍の寮等から参集するが，発電所到着までは，通信連絡手段により，必要に応じ発電所と連絡をとり，保安上の指
示を出す。

凡例：

28 名

対外対応統括①
１名

計画班員１名立地・広報班長１名④対外対応機能
総務統括１名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

運転員

18 名

復旧班現場要員

14 名

発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援

要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

総務班長１名・現場にて対応を行う復旧班要員

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート

資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

資材班長②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
・６，７号炉中央制御室にて対応を行う運転員：初動態勢では統括が兼務する班長

44 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

2名

・自衛消防隊（初期消火対応）
自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-2

原子力防災組織の要員（夜間・休祭日，緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊

61-9-3-4

６，７号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

10 名

本部長１名
本部長
交代要員１名
本部付２名

凡例：

52 名

：プルーム通過時は統括が兼務する班長

機能班（統括除き）16 名

交代要員 26 名

計画・情報統括１名

計画班長１名計画班員３名計画班交代要員４名

計画・情報統括
交代要員１名保安班長１名保安班員１名保安班交代要員２名

６号統括１名号機班長(6 号炉)１名

本部付
交代要員２名６号統括
交代要員１名

復旧班長(6 号炉)１名

６号炉原子炉主任技術者
１名

７号統括１名号機班長(7 号炉)１名

７号統括
交代要員１名

復旧班長(7 号炉)１名

対外対応統括
１名

通報班長１名

通報班交代要員１名

対外対応統括交代要員１名立地・広報班長 1 名

立地・広報班交代要員１名

総務統括１名資材班長１名資材班交代要員１名

総務統括
交代要員１名総務班長 1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
交代要員１名７号炉原子炉
主任技術者
１名
７号炉原子炉主任技術者
交代要員１名号機班交代要員２名

復旧班交代要員２名

総務班員２名総務班交代要員３名②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散防止を抑制するために必要な要員
35 名
・６，７号炉中央制御室にて対応を
・現場にて対応を行う復旧班要員 ・現場にて対応を行う保安班要員
行う運転員
復旧班現場要員 14 名
運転員 18 名
保安班現場要員 3 名※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-3

プルーム通過時緊急時対策所，中央制御室にとどまる要員

61-9-3-5

事故前
(地震等)

場所

事故発生，拡大「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
防災対策⑥34 時間③ 第１次緊急時態勢（10 条）
原子力警戒態勢④ 第２次緊急時態勢（15 条）①初動態勢

６，７号炉中央制御室

現場

プルーム通過後⑤24 時間②

重大事故等対策

プルーム通過中
10 時間

炉心露出，損傷，溶融初動対応要員事故拡大防止，炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動
運転員（当直）（18）運転操作，監視待避室（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，注水等）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避

復旧班現場要員（14）招集要員

運転員（当直）（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，
注水等），放射性物質拡散抑制活動

現場対応（注水，給油等）

モニタリング要員
モニタリングポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置

自衛消防隊（初期消火対応）

退避（49）

保安班現場要員（15）

保安班現場要員（2）

復旧班現場要員（14）緊急時対策所（14）復旧班現場要員（49）

退避（12）

現場
保安班現場要員（3）（14）
緊急時対策所（3）現場（3）自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）

免震重要棟内緊急時対策所
本部要員（72）
本部要員（27）
構外

本部要員（26） (69)
本部交代要員（26）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）退避（20）

再参集（10）
本部要員(52)

参集（必要に応じ）交代・待機要員※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

図 3.1-4

免震重要棟内緊急時対策所，中央制御室

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

61-9-3-6：ＳＡ

要員数（※１）（名）

事象進展
本部要員 ※
( ２）

通常時

現場要員
初 動 態
勢

本部要員

①

現場要員
原 子 力
警 戒 態
勢

本部要員 ※
( ３）

②

現場要員
第 １ 次
緊 急 時
態勢

本部要員 ※
( ３）

③

緊急
中央
時対
制御
策所
室
（名） （名）意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

4

中央
その
制御
他の
現場
室待
建屋
（名）
避室
（名）
（名）

－

－

－

28

－

現場要員

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復旧班現場要員（※２）

14

－

－

－

14

－

保安班現場要員（※２）

2

自衛消防隊（※３）

10

1

－

－

9

－

意思決定・指揮

5

28

－

－

－

－

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

4

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復旧班現場要員

14

0～ 14

－

－

－

0～ 14

保安班現場要員20～ 2

自衛消防隊（※３）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

7

72

－

－

－

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復 旧 班 現 場 要 員 (※ ４ )

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ ４ )

15

0～ 15

自衛消防隊（※３）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

7

72

－

－

－

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復 旧 班 現 場 要 員 (※ ４ )

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ ４ )

15

0～ 15

自衛消防隊（※３）

10

0～ 1

合計

備考

72

※４

2

72

0～ 2
178

0～ 15
178

0～ 15
－

－

0～ 9

0～ 10

※１：要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※２：平日昼間は，事務本館等で勤務している。平日夜間・休祭日については，宿泊棟等で待機。
※ ３：自 衛 消 防 隊 は ，消 防 隊 長 １ 名 ，初期 消 火 班（ 消 防 車 隊 ）６ 名，警 備 員 ３ 名 で 構 成 さ れ ，火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ ４：直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 招 集 を 行 い ，こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う緊急時対策所の収容人数（１／２）

61-9-3-7要員数（※１）
（名）

事象進展

第 ２ 次
緊 急 時
態勢

本部要員 ※
( ３）

④

現場要員
本部要員

プ ル ー
ム 通 過
中（ 発 災か ら 24
時間後）
※５

現場要員

⑥

本部要員
現場要員

プ ル ー
ム 通 過
後（ プ ルー ム 放
出 開 始
か ら 10
時間後）
※５

緊急
中央
時対
制御
策所
室
（名） （名）意思決定・指揮7

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）

中央
その
制御
他の
現場
室待
建屋
（名）
避室
（名）
（名）

72

－

－

－

－

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復 旧 班 現 場 要 員 (※ ４ )

63

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員 (※ ４ )

15

0～ 15

自衛消防隊（※３）

10

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

意思決定・指揮

5

52

－

－

－

－

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

ロジ・リソース管理5

本部交代要員26

運転員（当直）

18

－

－

18

－

0

復旧班現場要員

14

14

－

－

－

0

保安班現場要員

3

3

自衛消防隊

0

0

－

－

0

－

意思決定・指揮

5

52

－

－

－

－

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

合計

備考

178

0～ 15

87

※６

97

※７

0

ロジ・リソース管理5

本部交代要員26

運転員（当直）

18

－

6～ 18

－

－

0～ 12

復旧班現場要員

14

0～ 14

－

－

－

0～ 14

保安班現場要員30～ 3

自衛消防隊（※３）

10

0～ 1

0～ 3
－

－

0～ 9

0～ 10

：ＳＡ
※１：要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※ ３：自 衛 消 防 隊 は ，消 防 隊 長 １ 名 ，初期 消 火 班（ 消 防 車 隊 ）６ 名，警 備 員 ３ 名 で 構 成 さ れ ，火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ ４：直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 招 集 を 行 い ，こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。
※ ５ ：「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 に 関する審査ガイド」に基づく事象進展時間※６：プルーム放出前に，緊急時対策所にとどまる要員以外の要員は発電所外に退避する。
※７：必要に応じ，発電所外から交代・待機要員を呼び寄せ要員として加える。

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う緊急時対策所の収容人数（２／２）

61-9-3-8

(3)３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
プル ー ム通 過 中に お い ても ， ３号 炉 原子 炉 建 屋内 緊 急時 対 策所 に と どま る 要員 は 交
代要員を考慮して，図 3.1-3 及び表 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な要員 35 名のうち中央制御室待避所にとどまる
運転員 18 名を除く 17 名の合計 69 名を想定している。
本部 長 （所 長 ）は ， こ の要 員 数を 目 安と し て ，３ 号 炉原 子 炉建 屋 内 緊急 時 対策 所 にとどまる要員を判断する。
重大事故等に対処するための要員の動きを図 3.1-5 に示す。

61-9-3-9

事故前
(地震等)

場所
「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
防災対策

現場③ 第１次緊急時態勢（10 条）
原子力警戒態勢④ 第２次緊急時態勢（15 条）②初動対応後

①初動態勢

６，７号炉中央制御室

事故拡大防止，炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動
運転員（当直）（18）

初動対応要員プルーム通過後⑥34 時間⑤24 時間②

重大事故等対策

プルーム通過中
10 時間

炉心露出，損傷，溶融事故発生，拡大

運転操作，監視待避室（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，注水等）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避

復旧班現場要員（14）招集要員

運転員（当直）（18）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，
注水等），放射性物質拡散抑制活動
復旧班現場要員（49）

緊急時対策所（14）現場対応（注水，給油等）
復旧班現場要員（14）退避（49）
モニタリング要員

現場（14）

モニタリングポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置
保安班現場要員（2）
自衛消防隊（初期消火対応）

保安班現場要員（15）現場（3）退避（12）
自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）

３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
本部要員（27）

保安班現場要員（3）

緊急時対策所（3）

本部要員（72）

本部要員（26） (69)
本部交代要員（26）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）

再参集（10）

本部要員(52)

退避（20）

構外

参集（必要に応じ）交代・待機要員

図 3.1-5

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所，中央制御室
61-9-3-10

事故発生からプルーム通過までの要員の動き：ＳＡ3.2 事象発生後の要員の動きについて(1)免震重要棟内緊急時対策所
a.要員の非常召集要領について(a) 平日勤務時間中
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，総務班は，電話，サイレン吹鳴，所内放送，ページング等
にて，発電所内の緊急時対策要員に対して召集連絡を行う。

(b)夜間・休祭日中
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，総務班は，所内はサイレン吹鳴，ページングで召集連絡をするとともに，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，電話，
自動呼出・安否確認システム等を活用し要員の非常召集及び情報提供を行う。
新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された
場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
参集場所は，柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（図 3.2-2 参照）とし,その両方を使用するが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
なお，参集場所は発電所員の居住エリアと万が一プルームが放出された後にも使用することを考え，発電所からの方位を考慮して選定した。柏崎エネルギーホール
は敷地面積約 3,000ｍ 2 ，延床面積約 1,900ｍ 2 の建築基準法の旧耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製であり，2007 年中越沖地震発生時においても大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有していると考えている。また，刈羽寮は敷地面積約 4,900ｍ 2 ，延床面積約 1,100ｍ 2 の建築基準法の新耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製の建築物であり十分な耐震性を有している。
緊急時対策要員の非常召集要領の詳細について，表 3.2-1 に示す。また，自動呼出・
安否確認システムの概要を図 3.2-1 に示す。
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，図 3.2-2 に示すとおりであり，
要員参集ルートの障害要因としては，比較的に平坦な土地であることから土砂災害の影響は少なく，地震による橋の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩落については，要員参集ルート上の橋梁が崩落等により通行が61-9-3-11

できなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。
また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。なお，地震による参集ルー
ト上の主要な橋梁への影響については，平成 19 年新潟県中越沖地震においても，橋梁本体の損 傷による 構 造安全性に 著しい影 響 のあるよう な損傷は 見 られず （ ※ １ ），実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション （ ※ ２ ） によれば，大規 模 な地震 が発 生し，発電所で重大事故等が発生した場合，住民避難のため発電所の南西の海側ルートに交通渋滞が発生しやすいという結果が得られており，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発
生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3.2-2 に図示した海沿いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。
復旧班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，現場に出向している現場要員に対しては，随時，通信連絡設備（無線連絡設備等）を使用し，計画班が随時評価する格納容器ベント実施予測時刻を連絡するとともに，現場要員のうちプルーム
放出時に発電所から退避予定の要員に対しては，格納容器ベント実施予測時刻の２時間前までに余裕をもって免震重要棟緊急時対策所に戻ってくるよう指示する。
総務班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，復旧班他と協働し，緊急時対応に必要な要員のみを参集させることとし，不測の事態に備えるため防護具を携帯させる。参集途中の要員に対しては，随時，通信連絡設備（衛星電話設備等）を使用して，格納容器ベント実施予測時刻を連絡する。また，プルーム放出時の参集要
員の無用な被ばくを回避するため，ＰＡＺ（予防的防護措置を準備する区域，発電所から半径５ｋｍ）外への退避時間を考慮し，遅くとも格納容器ベントの実施見通しの２時間前までに参集途中の要員に対して，参集の中止，ＰＡＺ外への退避を指示する。
意図せずプルーム放出が始まるなど不測の事態が発生した場合，本部長は，総務班長を通じて，参集途中の要員に対して，緊急にＰＡＺ外に退避するよう指示することを基本とするが，免震重要棟内緊急時対策所までの移動時間等を考慮し，参集を継続させるかについて総合的に判断する。

(※ １ )参 考 文 献 ：2007 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 の 被 害 と そ の 特 徴 ／ 小 長 井 一 男 （ 東 京 大 学 教 授 生 産技術研究所）他

61-9-3-12

国 土 技 術 政 策 研 究 所 資 料 No.439 ， 土 木 研 究 所 資 料 No.4086 ， 建 築 研 究 資 料
No.112「 平 成 19 年 （ 2007 年 ） 新 潟 県 中 越 沖 地 震 被 害 調 査 報 告 」(※ ２ )参 考 文 献 ： 新 潟 県 殿 向 け 「 平 成 ２ ６ 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」 ～ 最 終 報 告 書 ～BGS-BX-140147

平成２６年８月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html○自動呼出・安否確認システムによる緊急時対策要員の召集
平日勤務時間中については総務班長が，夜間・休祭日については夜間・休祭日当番者が自動呼出・安否確認システムを操作し，緊急時対策要員の自宅又は携帯電話への呼出
電話若しくは携帯電話へのメール発信を行う。

総務班長又は夜間・休祭日責任者（電話で起動）（ＰＣに入力起動）

電話
電話回答
メール

回答確認

メール回答
自動呼出・安否確認システム

図 3.2-1

自動呼出・安否確認システムの概要

61-9-3-13

緊急時対策要員
自宅電話，携帯電話

緊急時対策要員
携帯電話

表 3.2-1

緊急時対策要員の非常召集要領のまとめ

非常召集連絡非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要員
は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。
○地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族を一旦避難所に避難させるなどの必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。
○参集場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に参集した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（格納容器ベント予定時刻含む），召集人数，必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む）② 召集した要員の確認（人数，体調等）③ 持参品（通信連絡設備，懐中電灯等）④ 天候，災害情報（道路状況含む）⑤参集手段（徒歩，自動車等），参集予定時刻⑥ 参集場所 ※ （免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）※発電所への参集者に対しては，発電所正門に参集場所となる緊急時対策所を掲示することにより，免震重要棟内緊急時対策所若しくは３号炉原子炉
建屋内緊急時対策所のどちらの施設で活動を実施しているかについて周知する。これにより，参集要員が無駄な被ばくをしないようにする。
○原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間中＞＜夜間・休祭日＞

原子力防災管理者

原子力防災管理者①報告②指示

連絡責任者（運転管理部長）

①報告

②指示

連絡責任者
（夜間・休祭日責任者）

総務班長
・サイレン吹鳴・所内放送・ ペー ジン グ(当直 長
に依頼）
・電話

・電話
・自動呼出・安否確認システム起動・サイレン吹鳴・ページング(当直長に依頼）
夜間・休祭日当番者

副原子力防災責任者，（初動要員）

本部員
副原子力防災責任者，
各統括

本部員

各班長

各統括

各班員

各班長
各班員

61-9-3-14

図 3.2-2

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート

61-9-3-15

b.免震重要棟内緊急時対策所の立ち上げについて
平日勤務時間中においては，緊急時対策要員のほとんどは事務本館で執務しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに免震重要棟内緊急時対策所に集合する。
夜間 ・ 休祭 日 中は ， 初 動対 応 要員 （ 本部 要 員 ，現 場 要員 ） が事 務 本 館等 で の執 務 若
しく は 免震 重 要棟 に 隣 接し た 建物 に 宿泊 し て おり ， 召集 連 絡を 受 け た場 合 は， 速 やかに徒歩で免震重要棟内緊急時対策所に集合する。
免震 重 要棟 内 緊急 時 対 策所 は ，常 用 系２ 系 統 ，非 常 用系 １ 系統 の 電 源か ら 受電 可 能とな っ てお り ，加 え て 所内 電 源系 か らの 交 流 動力 電 源喪 失 時に ， 免 震重 要 棟１ 階 に設
置 し て い る ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 が 自 動 起 動 し ,継 続 し た 給 電 が 可 能 な 設 計 と な っ て い
る。 ま た， 通 信連 絡 設 備も 常 設さ れ ，常 時 受 電さ れ てい る ため ， 緊 急時 対 策所 の 立ち上げ に 際し て ，電 源 設 備の 立 ち上 げ 等の 作 業 は伴 わ ない こ とか ら ， 免震 重 要棟 へ の参集開始から約 10 分（発電所立地地域に震度６弱以上の地震が発生した場合は，免震重要棟内緊急時対策所の使用可否判断に約 10 分かかることから，その場合は参集開始から約 20 分となる。詳細は後述(2)b.参照）で立ち上げが可能となっている。
免震重要棟と事務本館，初動要員の宿泊所の位置関係は図 3.2-3 のとおり。

図 3.2-3

免震重要棟と事務本館，初動要員の宿泊所の位置関係

61-9-3-16

c.免震重要棟内緊急時対策所２階から免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）への移動，発電所からの一時退避について
重大事故等の対応にもかかわらず，プラントの状況が悪化した場合，格納容器ベントに先立ち，以下の要領にて，緊急時対策所にとどまる要員を免震重要棟内緊急時対策所
２階から免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）に移動させ，それ以外の要員は発電所から構外（原子力事業所災害対策支援拠点等）へ一時退避させる。
① 本部長は，格納容器ベントに備える必要がある場合，緊急時対策所にとどまる要員の同１階（待避所）への移動と，とどまる必要がない要員の発電所から一時退避に関する判断を行う。その判断基準は以下のとおり。（技術的能力 1.18「緊急時対策所の居住性等に関する手順等」から引用）
・計画 班が実 施す る事 象進展 予測か ら， 炉心 損傷後 ※ １ の格 納容器 ベ ントの 実施
予測時刻が２時間後以内になると判明した場合。
・計画 班が実 施す る事 象進展 予測か ら， 炉心 損傷後 ※ １ の格 納容器 ベ ントよ り先に格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に近づき，水素ガス・酸素ガ
スの放出の実施予測時刻が２時間後以内になると判明した場合で、放出される
放射性物質量，風向き等から，本部長が待避室への移動が必要と判断した場合。
・事象 進展の 予測 がで きず， 炉心損 傷後 ※ １ の 格納容 器ベン トに 備え ，本部 長が待避室への移動が必要と判断した場合。
・不測の事態が発生し，放射性物質の放出に備え，本部長が待避室への移動が必要と判断した場合。
※ １：当 直 副 長 が 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計(CAMS)で 格 納 容 器 内 の γ 線 線 量 率 が，設 計 基 準 事 故 相 当 の γ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た と 確 認 し た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計(CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に ，当 直 副 長 が 原 子 炉 圧 力 容
器 温 度 計 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

② 本部長は同１階（待避室）の立ち上げ要員として５名程度を指名し，緊急時対策
本部立ち上げを指示し，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる要員と，発電所から一時退避する要員とを明確にする。同１階（待避室）は，常に使用できるように整備されていることから，短時間で立ち上げは完了できる。
③ 同１階（待避室）の立ち上げ終了後に，本部長の指示の下，とどまる要員のうち，一部を同１階（待避室）に移動し，準備が完了次第，残りの要員が同１階（待避室）に移動する。通信連絡設備は順次切り替えを行い，これにより指揮機能の空
白を作らないようにする。
④ 本部長は，発電所から一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移61-9-3-17

動手段を確保させ，放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への退避を指示する。
⑤ 本部長は，プルーム通過後にプラント状況等により，必要に応じて一時退避させた要員を再参集する。

時間

事故前

0

12

24

36

48

▼災害発生

事象

▼1 階 待 避 室 移 動 ， 所 外 一 時 退 避 判 断
プ ル ー ム 通 過 中 （10 時 間）（ ※ ）

免震重要棟
内緊急時対
策所２階
免震重要棟
内緊急時対
策所１階（待避室）▼ 待 避 室 立 ち 上 げ，一 部 要 員 移 動▼ 残 り の 要 員 移 動 ，不 要 な 要 員 所 外 一 時 退 避※：「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評
価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間

図 3.2-4

免震重要棟内緊急時対策所２階から同１階（待避室）への移動

61-9-3-18

(2)３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
a.要員の非常召集要領について
原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合の非常召集要領は表 3.2-1 のとおりであり,詳細は免震重要棟内緊急時対策所の場合と同様である。（(1)a.(b)「夜間・休祭日中」参照）
総務班は，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動した後，常設された機器を使用して最優先で要員参集を行い，その後，緊急時対策本部は正門に連絡し，参集場所を示す看板「３号」等の掲示を指示する。発電所に直接参集した要員は，正門の看板「３号」等を確認し，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する。これにより，参集要員が無駄な被ばくをしないようにする。

b.３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げについて
免震重要棟は，地震発生中に免震重要棟の建物上屋の変位量が免震装置（積層ゴム）の設計目標置の変位量(75cm)を超えていたかを識別することができる措置（以下，「変位量識別用ポール(75cm)」という。）を講じた設計とする。一方，大きな地震が生じた後にはそれが更に大規模な地震を誘発する可能性を排除できないことから，上記の変位量識別用ポール（75cm）に加え，免震重要棟基礎部に設置する地震計により連続的に地震観測を行うことで，免震重要棟内緊急時対策所の使用可否の判断を行う。
発電所立地地域に震度６弱以上（気象庁発表）の地震が発生した場合，以下の要領により，免震重要棟内緊急時対策所の使用可否を判断し，使用可能と判断できない場合は，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動する。（使用可否の判断基準については5.8参照）①

初動対応要員は，免震重要棟の入口に一時参集する。

②

初動対応要員は，変位量識別用ポールの損傷の有無によって，地震動により免震重要棟の建物上屋の変位量が75cmを超えなかったこと，免震重要棟基礎部に設置する地震計により震度７未満であることを確認する。

③

本部長は，上記の確認結果の報告を受け，変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度７未満の場合は，免震重要棟内緊急時対策所の使用を判断する。②，③の所要時間は約10分である。

④

変位量識別用ポール（75cm）が損傷していた場合（以下，「ケース１」という。），変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度７であった場合（以下，「ケース２」という。）は，本部長は３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所への移動を判断する。

⑤

免震重要棟内緊急時対策所を使用中に，再び建屋に影響があるような地震に見舞われた場合は，上記②～④の要領で免震重要棟の建物上屋の変位量及び61-9-3-19

免震重要棟基礎部の地震計の震度を確認し，本部長は免震重要棟内緊急時対策所の継続使用，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動を判断する。
（以下，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動すると判断した場合）⑥

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動する際，基本的に必要最小限の要員を免震重要棟又はその近傍に残し，本部長はその要員を指名する。

⑦

保安班は，屋外が放射性物質で汚染している場合は，要員に必要な防護具を着
用させる。

⑧

本部長を含めた初動対応要員は，必要最小限の要員をケース１の場合は免震
重要棟の近傍，ケース２の場合は免震重要棟内緊急時対策所に残して，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する。その際のアクセスルートについて
は，図3.2-5のとおり。３号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動時間は２０分程度である。
その間，ケース１の場合は，免震重要棟の近傍に残った要員は，免震重要棟
又は宿泊場所から持ち出した通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（可搬型））で，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じ本部長の代行として指揮をとる。
ケース２の場合は，免震重要棟内緊急時対策所に残った要員が通信連絡設備を使用し，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じて本部長の代行として指揮をとる。

⑨

３号 炉原 子 炉建 屋内 緊 急時 対策 所 の通 信連 絡 設備 ，必 要 な情 報を 把 握で きる
設備 等へ は ，通 常３ 号 炉無 停電 電 源装 置で 給 電が 行わ れ るが ，無 停 電電 源装
置か ら受 電 でき ない 場 合は ，３ 号 炉原 子炉 建 屋内 緊急 時 対策 所用 電 源車 を起
動し ，そ れ から の受 電 に切 替え る こと で給 電 する 。本 部 長は ，電 源 車の 起動する 要員 に つい て， 現 場対 応を 妨 げる こと が ない よう ， 現場 対応 で ない 要員の中 から 指 名す る。 本 部及 び主 要 な機 能班 の 机等 は予 め 配備 され て おり ，本部立 ち上 げ に要 する 要 員は ５名 程 度で 可能 で ある 。免 震 重要 棟の 使 用可 否判
断， ３号 炉 原子 炉建 屋 内緊 急時 対 策所 への 移 動， 電源 車 起動 ，交 流 分電 盤切
り替えも含めて40分程度で対応可能である。タイムチャートは図3.2-6に示す。

⑩

本部 長は ， ３号 炉原 子 炉建 屋内 緊 急時 対策 所 の本 部立 ち 上げ 後に ， 免震 重要
棟又 はそ の 近傍 に残 っ た要 員か ら 移動 中に 収 集さ れた プ ラン ト状 況 等の 報告
を受ける。

⑪

免震 重要 棟 又は その 近 傍に 残っ た 要員 は， 本 部長 への 報 告の 後に ３ 号炉 原子
炉建屋内緊急時対策所に向けて移動し，合流する。

61-9-3-20

図 3.2-5

免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルート

経過時間（分）
０

要員

手順の項目

総務班

10

20

30

40

▽変位量識別ポール、地震計確認指示
１
名

50

60

▽本部立ち上げ・指揮開始

変位量識別用ポール、地震計確認／所長移動判断

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所本部
立ち上げ

緊急時対策要員

一部の要員が免震重要棟またはその近傍に残り，各中央制御室と連絡，プラ
ント状況を把握，必要に応じ本部長代行として指揮－免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動手順（移動途中で電源車を起動する場合）一部の要員が本部長にプラント状況について報告し、３号炉に移動・合流

本部付

２
名

電源車起動・起動後確認・出力遮断器「入」交流分電盤②受電切替

号機班

２
名

交流分電盤①への移動
交流分電盤①受電切替

図 3.2-6

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げタイムチャート

61-9-3-21

c.発電所からの一時退避について
重大事故対応にもかかわらず，プラントの状況が悪化した場合，プルーム放出に先立って，以下の要領にて，緊急時対策所にとどまる要員を待避室に移動させ，それ以外の要員は発電所から構外（原子力事業所災害対策支援拠点等）へ一時退避させる。
① 本部長は，プルームの放出のおそれがある場合，３号炉原子炉建屋内緊急時対策
所にとどまる要員の待避室への移動と，とどまる必要がない要員の発電所から一時退避に関する判断を行う。
② 本部長は，プルーム放出中に緊急時対策所にとどまる要員と，発電所から一時退避する要員とを明確にする。
③ 本部長の指示の下，とどまる要員は待避室に移動する。
④ 本部長は，発電所から一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移動手段を確保させ，放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への退避を指示する。柏崎エネルギーホールへの退避
ルートは参集ルートの同じルートとなり，距離約 11km，徒歩で３時間程度かかる。
⑤ 本部長は，プルーム通過後にプラント状況等により，必要に応じて一時退避させた要員を再参集する。

61-9-3-22

3.3

汚染持ち込み防止について
緊 急 時 対 策 所 に は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た よ う
な状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モ
ニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，緊 急 時 対 策 所 に 待 機 し て い た 要 員 が ，屋 外 で 作 業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際等に利用する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，要 員 の 被 ば く 低 減 の 観 点 か ら ，建 物 内 に 設 営 す る 。
また，チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾電池内蔵型照明を配備する。免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋
内 緊 急 時 対 策 所 の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設 営 場 所 及 び 概 略 図 を 図 3.3-1， 図
3 . 3 - 2 に 示 す 。な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，使 用 す る 緊 急 時 対 策 所 の チ ェンジングエリアを設営する。

（１）免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリア
免震重要棟 1 階

免震重要棟内緊急時対策所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

図 3.3-1

免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリア設営場所及び概略図
61-9-3-23
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（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア
３号炉原子炉建屋２階
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
脱衣エリア

除染エリア

サーベイエリア

靴脱ぎ場
中２階へ
【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

図 3.3-2

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア
設営場所及び概略図
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61-9-3-24

3.4配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所には，少なくとも外部から支援なしに７日間の活動を可能とするため，必要な資機材を配備する。なお，それぞれの資機材は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

（ １ ） 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 に 配 備 す る 資 機 材 の 数 量 を 表 3.4-1 に ， 資
機 材 保 管 場 所 の 位 置 及 び 調 達 経 路 を 図 3.4-1 に 示 す 。
表 3.4-1
区
分

品目

資
料

数量

備考

汚染防護服

1,890 着180 名 ※ １ ×７ 日 ×1.5＝ 1,890

全面マスク

810 個

180 名 ×３ 日 ×1.5＝ 810※ ２

チャコールフィルタ

3,780 個180 名 ×７ 日 ×2×1.5＝ 3,780

個人線量計

個人線量計

180 台

180 名

サーベイ

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

５台

予備を含む

メータ等

電離箱サーベイメータ

８台

予備を含む

可搬型エリアモニタ

４台

予備を含む

チェンジグエリア用資機材

１式

防護具

放
射
線
管
理
用
資
機
材

配備する資機材の数量

原子力災害対・発電所周辺地図策活動に必要・発 電 所 周 辺 人 口 関 連 デ ー タ

な資料

・主要系統模式図

１式・系 統 図 及 び プ ラ ン ト 配 置 図
等
食
料
等

そ
の
他

食料等

・食料

3,780 食180 名 ×７ 日 ×３ 食 ＝ 3,780

・ 飲 料 水 （ 1.5 リ ッ ト ル ）2,520 本180 名 ×７ 日 ×２ 本 ＝ 2,520

酸素濃度計

酸素濃度計

２台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

二酸化炭素濃度計

２台

予備を含む

ヨウ素剤

ヨウ素剤

1,440 錠1 8 0 名 ×（ 初 日 2 錠 + ２ 日 目 以
降 1 錠 ／ 1 日 ＝ 8 錠 ）＝ 1,440※ １ ： １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 応 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕※２：４日目以降は除染で対応する。

61-9-3-25

免震重要棟２階

免震重要棟１階 （待避室内にプルーム通過時を考慮し，約 1 日分を保管）

図 3.4-1 免震重要棟内緊急時対策所 資機材保管場所の位置及び調達経路
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61-9-3-26

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に配備する資機材の数量を表
3.4-2 に ， 資 機 材 保 管 場 所 の 位 置 及 び 調 達 経 路 を 図 3 . 4 - 2 に 示 す 。

表 3.4-2
区分

品目

資料

数量

備考

汚染防護服

1,89 0 着

180 名 ※ １ × ７ 日 ×1. 5＝ 1, 890

全面マスク

810 個

180 名 × ３ 日 × 1.5 ＝ 810 ※ ２

チャコールフィルタ

3,78 0 個

180 名 × ７ 日 × 2×1. 5＝ 3,780

個人線量計

個人線量計

180 台

180 名

サーベイ

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

５台

予備を含む

メータ等

電離箱サーベイメータ

８台

予備を含む

可搬型エリアモニタ

４台

予備を含む

チェンジグエリア用資機材

１式

防護具

放射
線
管理
用
資機
材

配備する資機材の数量

原 子 力 災 害

・発電所周辺地図対 策 活 動 に・発電所周辺人口関連データ

必要な資料

・主要系統模式図

１式・系統図及びプラント配置図
等
食料
等

食料等

酸素濃度計

・食料

3,78 0 食

180 名 × ７ 日 × ３ 食 ＝ 3, 780

・ 飲 料 水 （ 1. 5 リ ッ ト ル ）2,52 0 本

180 名 × ７ 日 × ２ 本 ＝ 2, 520

酸素濃度計

２台

予備を含む

二酸化炭素濃度計

２台

予備を含む

二 酸 化 炭 素
その
他

濃度計
ヨウ素剤

ヨウ素剤

1,44 0 錠

180 名 ×（ 初 日 2 錠 +２ 日 目 以 降
1 錠 ／ 1 日 ＝ 8 錠 ） ＝ 1,440※ １ ： １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 応 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕※４日目以降は除染で対応する。

61-9-3-27

３号炉原子炉建屋

図 3.4-2

地上２階

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 資機材保管場所の位置及び調達経路（１／３）
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61-9-3-28

３号炉原子炉建屋

図 3.4-2

地上１階

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 資機材保管場所の位置及び調達経路（２／３）
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61-9-3-29

３号炉原子炉建屋

図 3.4-2

地上３階

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 資機材保管場所の位置及び調達経路（３／３）
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61-9-3-30

4. 耐 震 設 計 方 針 に つ い て
緊 急 時 対 策 所 の 機 能 は ，事 故 時 に お い て事 故 対 処 に 必 要 な 情 報 を 把 握 し ，対策指令・通信連絡を行うとともに，事故対処するために必要な要員とどまることが出来ることである。そのために，・ 電源設備・ 居住性を確保するための設備
・ 放射線管理設備
・ 通信連絡設備・ 必要な情報を把握できる設備
等の設備を有する設計とし，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉
建屋内緊急時対策所各々に設置することとしている。

（１）免震重要棟内緊急時対策所
免震重要棟内緊急時対策所では，免震構造の採用により，上部構造の加速 度 応 答 及 び 収 納 設 備 に 生 じ る 慣 性 力 を 低 減 さ せ る こ と で ，緊 急 時 対 策 所
内にある主要設備の耐震性を確保する設計とする。以下，免震重要棟内緊
急時対策所の設備に対する耐震設計方針について記す。

ａ．免震重要棟内緊急時対策所設備の耐震設計
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 用 の 電 源 設 備 ，居 住 性 を 確 保 す るた め の 設 備 ，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備に対しては，免震重要棟の使用 可 否 判 断 上 の 限 界 値 と し た 水 平 方 向 の 変 位 量 75cm に な る 時 の 床 応 答 に 対して転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により機能を喪失しないことを確認する。
なお，確認の際に用いる水平方向の地震動は，設計で用いた建築基準法の 告 示 波（「 2 . 1 建 物 及 び 収 容 人 数 に つ い て 」参 照 ）を 免 震 重 要 棟 上 屋 の 水
平 変 位 が 7 5 c m に な る 様 に 係 数 倍 し た 地 震 動 と す る 。ま た 鉛 直 方 向 の 地 震 動
は ， 上 記 の 水 平 方 向 の 地 震 動 を 2/3 倍 し た 地 震 動 と す る 。

61-9-4-1

表 4-1

免震重要棟内緊急時対策所の機能と主要設備（耐震設計）
機能

主要設備

電源設備

代替交流電源設備（免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機）

居住性を確保するための設備

免震重要棟内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
発電所内用
無線連絡設備，衛星電話設備

通信連絡設備必要な情報を把握できる設備

発電所外用
衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用いた通信連絡設備

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）

61-9-4-2

b． 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 代 替 交 流 電 源 設 備 （ 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策
所用ガスタービン発電設備）の耐震設計
免震重要棟内緊急時対策所の電源設備である代替交流電源設備（免震重
要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免震重要棟緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ）は免震重要棟内に設置し，1 階床面に固定することで機能維持を図り，免震重要棟の設計地震動による機器設
置床面の応答加速度に対して機能喪失しないことを確認する。また代替交
流電源設備用の燃料を貯蔵する免震重要棟緊急時対策所用ガスタービン発
電機用地下貯油タンクは，免震重要棟北側に隣接した地下に設置し，設置
床面に固定することで転倒防止を図り，免震重要棟の設計地震動による地震力に対して機能維持することを確認する。
配 置 図 を 図 4-1 に ， 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 を
図 4-2 に ， 免 震 重 要 棟 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 用 燃 料 移 送 ポ ン
プ を 図 4-2 に ， 免 震 重 要 棟 緊 急 時 対 策 所 用 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 地 下 貯 油 タ
ン ク を 図 4-4 に そ れ ぞ れ 示 す 。

図 4-1

免震重要棟内緊急時対策所代替交流電源設備

61-9-4-3

設置位置図

図 4-2

免震重要棟緊急時対策所用ガスタービン発電機

概略図

図 4-3

免震重要棟緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
概略図

図 4-4

免震重要棟緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンク
概略図

61-9-4-4

c． 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 耐 震 設 計
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に 関 し て は ，転 倒 防 止 措
置 等 を 施 す こ と で ，免 震 重 要 棟 の 設 計 地 震 動 に よ る 機 器 設 置 床 面 の 応 答 加
速度に対して機能を喪失しない設計とする。
ま た ，免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に つ い て 免 震 重 要棟の設計地震動による機器設置床面の応答加速度に対して機能喪失しないことを機能維持評価等により確認する。

d． 通 信 連 絡 設 備 及 び 必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 の 耐 震 設 計
免震重要棟内緊急時対策所に設置する通信連絡設備及び必要な情報を把 握 で き る 設 備 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で 免 震 重 要 棟 の 設 計 地 震 動による機器設置床面の応答加速度に対して機能を喪失しない設計とする。
また６号及び７号炉コントロール建屋と免震重要棟内緊急時対策所との 建 屋 間 の 伝 送 ル ー ト は ，無 線 系 回 線 に よ り 免 震 重 要 棟 の 設 計 地 震 動 に よる 機 器 設 置 床 面 の 応 答 加 速 度 に 対 す る 耐 震 性 を 確 保 す る 設 計 と し ，有 線 系
回 線 に つ い て は 可 と う 性 を 有 す る 共 に ，余 長 の 確 保 及 び ２ 回 線 化 す る こ とにより，地震力による影響を低減する設計とする。

61-9-4-5

表 4-3 免震重要棟内緊急時対策所 通信連絡設備に係わる耐震設計

通信種別

主要設備

耐震設計
・衛星電話設備（常設）の衛星電話用アンテナ，端末装置は免震重要棟に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しな
常設

発電所内外

いことを確認する。
・衛星電話設備（常設）の端末装置から衛星電話用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線

衛星電話設備管等に布設する。
可搬型
携帯型

・衛星電話設備（可搬型）は免震重要棟に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（常設）の無線連絡用アンテナ，据置型の端末装置は免震重要棟に設置し，転倒防止措

常設
発電所内

無線連絡設備発電所外

ネットワークを用いた通信連絡設備

喪失しないことを確認する。
・据置型の端末装置から無線連絡用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

可搬型

統合原子力防災置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が

テレビ会議
システム

・無線連絡設備（可搬型）は免震重要棟に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX 及び通信装置）は免震重要棟に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設

IP-電話機

計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。

IP-FAX

表 4-4 免震重要棟内緊急時対策所 必要な情報を把握できる設備に係わる耐震設計

61-9-4-6

場所

主要設備

耐震設計

データ伝送装置

６号
及び７号炉

光ファイバ
通信伝送装置コントロール建屋・データ伝送装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施す

無線通信装置と共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

建屋間
建屋間

伝送
ルート

無線

・無線通信用アンテナは，耐震性を有する７号炉排気筒及び免震重要棟に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，

系加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。

有線
系

光ファイバ
通信伝送装置・有線系のケーブルについては，可とう性を有すると共に余長を確保する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する免震重要棟内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する免震重要棟内に設置し転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重無線通信装置
免震重要棟内緊急時対策所要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS 表示装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，免震重要棟内に設置し転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。
・SPDS 表示装置は耐震性を有する免震重要棟内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による床応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-7

図 4-5

必要な情報を把握できる設備に係わる耐震措置の概要

61-9-4-8

ｅ．酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の耐震設計
免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 に 設 置 す る 酸 素 濃 度 計 ，二 酸 化 炭 素 濃 度 計 は ，
転倒防止措置等を施すことで免震重要棟の設計地震動による機器設置床面の応答加速度に対して機能を喪失しない設計とする。

表 4-5

免震重要棟内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計に係る耐震設計

設備

機器

耐震設計
・酸 素 濃 度 計 は 免 震 重 要 棟 内 に 設 置 し ，
転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震

酸素濃度計
動による機器設置床面の応答加速度に対して機能が喪失しないことを確
居住性を確保するための設備認する。
・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る免震重要棟に設置し，転倒防止措二酸化炭素濃度計

置等を施すと共に，加振試験等により免震重要棟の設計地震動による機器設置床面の応答加速度に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-9

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設備に対し転倒防止措置等を施すこと で ，基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 必 要 な 機 能 を 喪 失 し な い 設 計 と する 。以 下 ，３ 号 炉 原子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 設 備 に 対 す る 耐 震 設 計 方 針について記す。

ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能について
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 電 源 設 備 ，居 住 性 を 確 保 す る た め の設 備 ，放 射 線 管 理 設 備 ，通 信 連 絡 設 備 ，必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 に 対し て 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能を喪失しない設計とする。

表 4-6

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と主要設備（耐震設計）
機能

耐震設計

電源設備

代替交流電源設備（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車）居住性を確保するための設備

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
発電所内用
無線連絡設備，衛星電話設備

通信連絡設備必要な情報を把握できる設備

発電所外用
衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を用いた通信連絡設備
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）

ｂ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 代替交流電源設備の耐震設計
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備である代替交流電源設備（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車）は３号炉原子炉建屋東側に設置し，車両（２軸４輪）に搭載することで転倒防止を図り，基準地震動
による地震力に対して転倒しないことを転倒評価で確認する。

61-9-4-10

図 4-6

図 4-7３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

ｃ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

代替交流電源設備

代替交流電源設備

設置位置図

外観図

可搬型陽圧化空調機の転倒防止措置

及び転倒評価等
３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に 関 し て は ，転 倒
防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に 対 し て 機 能 を 喪 失 しない設計とする。

61-9-4-11

ｄ．通信連絡設備及び必要な情報を把握できる設備の転倒防止措置及び転倒
評価等
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する通信連絡設備及び必要な
情 報 を 把 握 で き る 設 備 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よる地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
ま た ,建 屋 間 の 伝 送 ル ー ト は ， 無 線 系 回 線 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震
力 に 対 す る 耐 震 性 を 確 保 す る 設 計 と し ，有 線 系 回 線 に つ い て は 可 と う 性 を
有 す る 共 に ，余 長 の 確 保 及 び ２ 回 線 化 す る こ と に よ り ，地 震 力 に よ る 影 響を低減する設計とする。

61-9-4-12

表 4-8 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 通信連絡設備に係わる耐震設計

通信種別

主要設備

耐震設計
・衛星電話設備（常設）の衛星電話用アンテナ，端末装置は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋に設置
常設

発電所内外

し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・衛星電話設備（常設）の端末装置から衛星電話用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管

衛星電話設備等に布設する。
可搬型
携帯型

・衛星電話設備（可搬型）は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（常設）の無線連絡用アンテナ，据置型の端末装置は，耐震性を有する３号炉原子炉 建

常設

屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

発電所内

無線連絡設備・据置型の端末装置から無線連絡用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。
可搬型

・無線連絡設備（可搬型）は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

統合原子力防災
発電所外

ネットワークを用いた通信連絡設備テレビ会議
システム

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX 及び通信装置）は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験

IP-電話機等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

IP-FAX

61-9-4-13

表 4-9 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 必要な情報を把握できる設備に係わる耐震設計

場所

主要設備
データ伝送装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

６号炉

光ファイバ

・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等

及び７号炉

通信伝送装置を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

コントロール建屋

・無線通信装置は，耐震性を有する６号及び７号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施す
無線通信装置と共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

建屋間
建屋間

無線系

伝送
ルート

有線系

光ファイバ
通信伝送装置・無線通信用アンテナは，耐震性を有する７号炉排気筒及び３号炉排気筒に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・有線系のケーブルについては，可とう性を有すると共に余長を確保する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等

３号炉

無線通信装置・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に布設する。

原子炉建屋内緊急時対策所により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS 表示装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する３号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・SPDS 表示装置は耐震性を有する３号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-14

ｅ．酸素濃度計，二酸化炭素濃度計の転倒防止措置及び転倒評価等
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する酸素濃度計，二酸化炭素濃度計は，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。

表 4-10３号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計に係る耐震設計

設備

機器

耐震設計
・酸素濃度計は，耐震性を有する３号
炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措

酸素濃度計

置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

居住性を確保するための設備・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る３号炉原子炉建屋に設置し，転倒
二酸化炭素濃度計

防止措置等を施すと共に，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-15

5. 添 付 資 料
5.1

チェンジングエリアについて（１）チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」
第 61 条 第 １ 項 （ 緊 急 時 対 策 所 ） 並 び に 「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び その 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 」 第 76 条 第 １ 項 （ 緊 急時対策所）に基づき，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

（実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関する規則の解 釈 第 76 条 第 １ 項 （ 緊 急 時 対 策 所 ） 抜 粋 ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況
下 に お い て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め 、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける
こと。

（２）チェンジングエリアの概要
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，脱 衣 エ リ ア ，サ ー ベ イ エ リ ア ，除 染 エ リ
アからなり，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所に併設するとともに，要員の被ばく低減の観点からそれぞれ免震重要棟内及び３号炉原子炉建屋内に設営する。概要
は 表 5.1-1 の と お り 。

61-9-5-1

表 5.1-1

チェンジングエリアの概要

項目

設
営
場
所

理由

免震重要棟

緊急時対策所の外側が放射性物質

１階エントランスにより汚染したような状況下にお免震重要棟内緊急時対策所

いて，緊急時対策所への汚染の持３号炉原子炉建屋

ち込みを防止するため，モニタリ

２階

ング及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける。

Ｄ／Ｇ送風機室
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所設

エアーテント営

免震重要棟内緊急時対策所

設営の容易さ及び迅速化の観点か

形

エアーテントら，エアーテントを採用する。

式

３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10

緊急時対策所の外側が放射性物質

手順

条特定事象が発生した後，保安により汚染するようなおそれが発

着手

班長が，事象進展の状況，参集生した場合，チェンジングエリアの済みの要員数及び保安班が実施の設営を行う。

判断する作業の優先順位を考慮し基準て，チェンジングエリア設営を行うと判断した場合。

実
施者

チェンジングエリアを速やかに設保安班営できるよう定期的に訓練を行っている保安班員が設営を行う。

61-9-5-2

（３）チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート
チェンジングエリアは，免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉
原子炉建屋内緊急時対策所に併設する。チェンジングエリアの設
営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 5.1-1， 2 の と お り 。
免震重要棟 1 階

免震重要棟内緊急時対策所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置屋外
図 5.1-1

免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所
及び屋内のアクセスルート

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

61-9-5-3

３号炉原子炉建屋２階
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
脱衣エリア

除染エリア

サーベイエリア

乾電池内蔵型照明
靴脱ぎ場

可搬型空気浄化装置【凡例】：チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア：緊急時対策所（陽圧化バウンダリ）

中２階へ
３号炉原子炉建屋 1 階

図 5.1-2

３号炉原子炉建屋中２階

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
61-9-5-4

（４）チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ .考 え 方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，図5 . 1 - 3 の 設 営 フ ロ ー に 従 い ，図 5 . 1 - 4 , 5 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ
アを設営する。チェンジングエリアの設営は，保安班員 2 名で免
震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 で は 約 60 分 ， ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対 策 所 で は 約 60 分 を 想 定 し て い る 。 な お ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア が速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，原 子 力 防 災 組 織 の 要 員（ 夜 間 ・ 休
祭 日 ） の 保 安 班 ２ 名 ， ま た は 参 集 要 員 （ 10 時 間 後 ま で に 参 集 ） のう ち ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 に 割 り 当 て る こ と が で き る 要 員 で行う。設営の着手は，保安班長が，原子力災害対策特別措置法第10 条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ， 事 象 進 展 の 状 況 ， 参 集 済 み の 陽 員 数
及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作 業 の 優 先 順 位 を 考 慮 し て 判 断 し ，速 や か に実施する。
①

チェンジングエリア用資機
材の移動・設置（乾電池内
蔵型照明の設置）②

エアーテントの展開，床・壁等の養生を実施③

回収箱・ヘルメット掛け・
粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気
浄 化 装 置 ・ GM 汚 染 サ ー ベ イ
メータの配備図 5.1-3

チェンジングエリア設営フロー61-9-5-5

チェンジングエリア

免震重要棟１階

フェンス区画

免震重要棟内緊急時対策所へ

エアーテント
放 射 性 物 質 の 飛 散 を 防 止するために設置

綿手袋
靴下
帽子
不織布
カバーオール
ゴム手袋(内 側 )

約 5ｍ
マスク
ゴム手袋
(外 側 )

可搬型空気浄化装置（循環）免震重要棟 1 階エントラン
ス 内 の 空 気 を 循 環 さ せ ，室 内の放射性物質を低減する

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置（ 換 気 ）脱衣エリ アの空気を選択 的に浄化す ることで，汚染 拡大を防止する

簡易シャワー
身 体 に付 着 した放 射 性 物 質の除 染 は，原 則 拭 き取 りにより実 施 するが，拭 き取 れない場 合 を考 慮 し，あらかじめ準
備 する

アノラック等（最外周）

ヘルメット掛け粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないように設置

約２ｍ
約６ｍ

図 5.1-4

免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリア

61-9-5-6

３号炉原子炉建屋２階

チェンジングエリア

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

約 2ｍ
サーベイエリア

綿手袋
靴下

簡易シャワー
身体に付着した放射性物質の除染は，原則拭
き取りにより実施するが，拭き取れない場合を考慮し，あらかじめ準備する

バリア

帽子
不織布
カバーオール
ゴム手袋(内 側 )

除染
エリア

脱衣
エリア

エアーテント
放射性物質の飛散を防止するために設置する

バリア

マスク

可搬型空気浄化装置（循環）D/G 送 風 機 室 内 の 空 気 を 循 環 さ せ ， 室
内の放射性物質を低減する

約 5ｍ
靴脱ぎ場

ゴム手袋
(外 側 )

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を防止する

アノラック等（最外周）

約 2ｍ
ヘルメット掛け粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないよう
に設置

約 7ｍ

図 5.1-5

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア

61-9-5-7

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リ ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ，表 5.1-2，3 の と お りとする。

表 5.1-2

免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリア用資機材

名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）エアーテント

1式

養生シート

3巻

バリア

6個

フェンス

20 枚

粘着マット

4枚

ヘルメット掛け

1式

ゴミ箱

14 個

ポリ袋

40 枚

テープ

20 巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

2 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

4 台（予備 1 台）

根拠

チェンジングエリア設営

61-9-5-8に必要な数量表 5.1-3

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア用資機材
名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）エアーテント

1式

養生シート

3巻

バリア

4個

フェンス

9枚

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

25 枚

テープ

5巻

ウエス

2箱

チェンジングエリア設営

ウェットティッシュ

10 巻に必要な数量

はさみ

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

2 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

2 台（予備 1 台）

61-9-5-9根拠（５）チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ .出 入 管 理
チェンジングエリアは，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際等に利用する。緊急 時 対 策 所 外 は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，
緊急時対策所外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 5.1-4,5 の と お り で あ り ， チ ェンジングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策
所内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。汚染が確認されなければ緊急時対策所内へ移動する。
③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

61-9-5-10

ｂ .脱 衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱 衣 エ リ ア の 靴 脱 ぎ 場 で ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 班 員 が 要 員 の 脱 衣 状 況 を 適 宜 確 認 し ，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ .汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所へ入室する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ いて図示等を行う。また，保安班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

ｄ .除 染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚 染 基 準 を 満 足 し な い 場 合 は ，簡 易 シ ャ ワ ー で 除 染 す る 。
（簡易シャワー で も 汚 染 基 準 を 満 足 し な い 場 合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 し ，再 度 除 染 が で
き る 施 設 へ 移 動 す る 。）

61-9-5-11

ｅ .着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・緊急時対策所内で，綿手袋，靴下，帽子，不織布カバーオール，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ .要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に 隣
接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を 基
本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水 洗 によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 5.1-6 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ ス
へ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

図 5.1-6

除染及び汚染水処理イメージ図

61-9-5-12

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

ｈ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保安班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率及び空気
中 放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な 流
入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

61-9-5-13

（６）チェンジングエリアに係る補足事項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアの空気を吸い込み浄化するよう配置し，脱衣エリアを換気する
こ と で ，緊 急 時 対 策 所 外 で 活 動 し た 要 員 の 脱 衣 に よ る 汚 染 拡 大 を 防 止 す る 。
緊急時対策所内への汚染持込防止のため可搬型空気浄化装置で換気ができていることの確認は，チェンジングエリアのエアーテント生地がしぼむ状態になっているかどうかを目視で確認する。可搬型空気浄化装置は，脱衣エ リ ア を 換 気 で き る 風 量 と し ， 仕 様 等 を 図 5.1-7 に 示 す 。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
た だ し ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は 長 期 的 に 運 用 す る 可 能 性 が あ る こ と か ら ，フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予 備 を 1台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェンジン
グエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 5.1-7

可搬型空気浄化装置の仕様等

61-9-5-14

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況
チェンジングエリアは，靴脱ぎ場及び脱衣エリアの空間をエアーテントに よ り 区 画 す る 。 エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 5.1-8 の と お り で あ り ， 仕 様 は
表 5.1-4 の と お り で あ る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ， 必 要 に 応 じ て 汚 染の除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
ま た ，エ ア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補 修用の資機材を準備する。

図 5.1-8

エアーテントの外観

表 5.1-4

エアーテントの仕様
エアーテントサイズ

幅 2m×奥 行 5m×高 さ 2m 程 度

本体重量

約 40kg

サイズ（折り畳み時）

80cm×80cｍ ×35cm 程 度

送風時間（高圧ボンベ※）

約 1分※手動及びブロワによる送風による展開も可能な設計とする。

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61-9-5-15

ｃ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ（ａ）免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリア
免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確 保 さ れ た 免 震 重 要 棟 内 の 1 階 エ ン ト ラ ン ス に 設 置 し ， 図 5.1-9 の よ
うに，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する 。1 台 は 1 階 エ ン ト ラ ン ス 内 を 循 環 運 転 す る こ と に よ り 1 階 エ ン ト ラ
ンス空間全体の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣を行うホットエ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 図 5.1-9 の よ
うに空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

図 5.1-9

免震重要棟内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ
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61-9-5-16

（ｂ）3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密 性 が 確 保 さ れ た ３ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 の D/G 送 風 機 室 に 設 置 し ， 図
5.1-10 の よ う に ， 汚 染 の 区 分 ご と に 空 間 を 区 画 し ， 汚 染 を 管 理 す る 。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する 。 1 台 は D/G 送 風 機 室 内 を 循 環 運 転 す る こ と に よ り D/G 送 風 機 室 空間全体の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣を行うホットエリアの 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 図 5.1-10 の よ う に
空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

図 5.1-10

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ
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61-9-5-17

ｄ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
緊 急 時 対 策 所 に 入 室 し よ う と す る 要 員 に 付 着 し た 汚 染 が ，他 の 要 員 に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認され た 場 合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 す る と と も に ，サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が移 行 し て い な い こ と を 確 認 す る 。サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 確 認 さ れ た
場 合 は ，一 時 的 に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 閉 鎖 す る が ，速 や か に 養 生 シ ー
ト を 張 り 替 え る 等 に よ り ，要 員 の 出 入 り に 大 き な 影 響 は 与 え な い よ う にする。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，
張 り 替 え 途 中 で あ っ て も ，退 室 す る 要 員 は 防 護 具 を 着 用 し て い る こ と から，退室することは可能である。
ま た ，緊 急 時 対 策 所 へ の 入 室 の 動 線 と 退 室 の 動 線 を 分 離 す る こ と で ，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。
ｅ .屋 外 が 放 射 性 物 質 で 汚 染 さ れ た 状 況 で 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策 所 か ら ，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する必要が出た場合の対応について
緊 急 時対 応 実 施 中 に ，屋 外 が放 射 性 物質 で 汚 染 さ れ た 状 況 で ，長 周 期
成分を含む基準地震動クラスの地震被災により免震重要棟内緊急時対策所が使用不能になり，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動するような事態は非常に稀であるが，そのような場合は，保安班が免震重要棟内
緊急時対策所チェンジングエリアの資機材の一部を持って移動し，床を養 生 シ ー ト で 養 生 し ，バ リ ア を 設 置 す る こ と で エ リ ア の 区 画 を 設 定 す る 。
このエリアにおいて，全ての要員は防護具を脱衣し，ＧＭ汚染サーベイ
メータで汚染がないことを確認し，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に入室する。
そ の 後，改め て ３ 号 炉 チ ェン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材 に よ り ，チ ェ ン ジ
ングエリアを設営する。
（７）汚染の管理基準
表 5.1-5 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 に よ り 運 用 す る 。
た だ し ， サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ， 表 5.1-5 の 管 理 基
準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

61-9-5-18

表 5.1-5

汚染の管理基準

汚染の
管理基準

状況

根拠等

状

屋 外 (発 電 所 構 内 全1,300cpm

法 令 に 定 め る 表 面 汚 染 密 度 限 度 (ア況般 )へ 少 量 の 放 射 性(4Bq/cm 2 )ルファ線を放出しない放射性同位①

物質が漏えい又は放元 素 の 表 面 汚 染 密 度 限 度 ) ：出されるような原子

40Bq/cm 2 の 1/10

力災害時
状

大規模プルームが放40,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

況

出されるような原子(120Bq/cm 2 )

に準拠

②

力災害時

13,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

(40Bq/cm 2 )【1 ヶ月後の値】に準拠（８）乾電池内蔵型照明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型
照明を使用する。乾電池内蔵型照明は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度 を 確 保 す る た め に 表 5.1-6 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 5.1-6

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
免震重要棟内緊急時対策所

4台（ 予 備 1 台 ） 電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 72時 間（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換

3号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所

61-9-5-19

2台（ 予 備 1 台 ）を実施する。）

（９）チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過時現場復旧班
要 員 で あ る 14 名 を 想 定 し ， 同 時 に 14 名 の 要 員 が チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 収
容 で き る 設 計 と す る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に 14 名 の 要 員 が 来 た 場 合 ，
全 て の 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 に 入 り き る ま で 約 30 分 で あ り ，全 て の 要 員 が 汚 染
し て い る 場 合 で も 約 56 分 で あ る こ と を 確 認 し て い る 。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でもチェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。

（１０）保安班の緊急時対応のケーススタディー
保安班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所の可搬型陽圧化 空 調 機 運 転 (35 分 )，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 設 置 (最 大 390 分 )，可 搬型 気 象 観 測 装 置 の 設 置 (90 分 )を 行 う こ と を 技 術 的 能 力 に て 説 明 し て い る 。こ
れら対応項目の優先順位については，保安班長が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートを示す。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，すべての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休祭日に事故が発生した場合
で ，10 条 発 生 直 後 か ら 周 辺 環 境 が 汚 染 し て し ま う よ う な 事 象 が 発 生 し た 場 合（ケース②）は，原子力防災組織の要員の保安班 2 名で，チェンジングエリ
アの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日昼間の場合）
0
対応項目

要員

参 参
集 集
前 後

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事象発生
10条

2 15
状況把握（モニタリングポストなど）

保安班（現場）

可搬型陽圧化空調機運転

保安班（現場）22

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

61-9-5-20

10

11

12

・ケース②（夜間・休祭日）に大規模損壊事象が発生した場合）
対応項目
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型陽圧化空調機運転
可搬型モニタリングポストの設置
可搬型気象観測装置の設置
緊急時対策所チェンジングエリアの設営
中央制御室チェンジングエリアの設営要員
保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）保安班（現場）

参
集
前
2
2
2
2
2
2
2

参
集
後
15

事故発生

参集完了

10条

※
※

※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先。

61-9-5-21

5.2. 配備資機材等の数量等について
5.2-1 配備資機材等の数量等について（１）通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）
通信種別

主要施設

配備
台数※２

電源設備

発電所内外

固定電話機

18 台

非 常 用 高 圧 母 線 ， 充 電 器 ， GTG ※ ３

PHS 端 末30 台

充電式電池（本体内蔵）

FAX

１台

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

衛星電話設備（常設）12 台

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

衛星電話設備（可搬型）

19 台

充電式電池（本体内蔵）

電力保安通信用電話設備※１

衛星電話設備テレビ会議

テレビ会議システム

システム(社 内 向 )発電所内

１式

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３
無停電電源装置

ハンドセット１台

非常用高圧母線（６号炉）

スピーカー

１台

非常用高圧母線（６号炉）

無線機（常設）９台

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

無線機（可搬型）

102 台

充電式電池（本体内蔵）

１式

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

送受話器

無線連絡設備テレビ会議システム

発電所外
統合原子力

（ 衛 星 系・地 上 系 共 用 ）防災ネット

IP-電 話 機 （ 地 上 系 ）４台

非 常 用 高 圧 母 線 ， 充 電 器 ， GTG ※ ３

ワークを

IP-電 話 機 （ 衛 星 系 ）２台

非 常 用 高 圧 母 線 ， 充 電 器 ， GTG ※ ３

IP-FAX（ 地 上 系 ）３台

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

IP-FAX（ 衛 星 系 ）１台

非 常 用 高 圧 母 線 ，GTG ※ ３

７台

乾電池，手動発電

用いた通信連絡設備

専用電話設備

専用電話設備（自治体他向）※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３：免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機（代替交流電源設備）を指す

61-9-5-22

ｂ．免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）（ケース２）
重大 事故 等に 免震 重要 棟内 緊急 時対 策所 ２階 から 免震 重要 棟内 緊急 時対 策所 １階（ 待避 室 ）に 移動 す る際 は， 通 信回 線を 免 震重 要棟 内 緊急 時対 策 所１ 階（ 待避室）に切替える。
また，配備台数は「ａ．免震重要棟内緊急時対策所２階（ケース１）」と同様である。

61-9-5-23

ｃ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース３）及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）（ケース４）

通信種別
発電所内外

主要施設

配備
台数※２

固定電話機

15 台

PHS 端 末30 台

充電式電池（本体内蔵）

FAX

１台

非常用高圧母線，電源車※３

衛星電話設備（常設）９台

非 常 用 高 圧 母 線 ，無 停 電 電 源 装 置，電源車※３

衛星電話設備衛星電話設備（可搬型）テレビ会議

テレビ会議システム

システム(社 内 向 )発電所内

非常用高圧母線，充電器，電源車※３

電力保安通信用電話設備※１

電源設備

15 台
１式

充電式電池（本体内蔵）
非 常 用 高 圧 母 線 ，無 停 電 電 源 装 置，
電源車※３

ハンドセット３台

非常用高圧母線，充電器，
電源車※３

送受話器
スピーカー

７台

非常用高圧母線，充電器，電源車※３

無線連絡設備（常設）

４台

電源車※３

無線連絡設備
無線連絡設備（可搬型）
テレビ会議システム

発電所外

78 台
１式

IP-電 話 機 （ 地 上 系 ）４台

非 常 用 高 圧 母 線 ，無 停 電 電 源 装 置，

非常用高圧母線，無停電電源装
置，電源車※３

防災ネット
ワ ー ク を 用 い た IP-電 話 機 （ 衛 星 系 ）２台

非常用高圧母線，無停電電源装
置，電源車※３

通信連絡設備

専用電話設備

充電式電池（本体内蔵）

電源車※３（ 衛 星 系・地 上 系 共 用 ）統合原子力

非 常 用 高 圧 母 線 ，無 停 電 電 源 装 置，IP-FAX（ 地 上 系 ）１台

非常用高圧母線，電源車※３

IP-FAX（ 衛 星 系 ）１台

非常用高圧母線，電源車※３７台

乾電池，手動発電

専用電話設備（自治体他向）※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３: ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車（代替交流電源設備）を指す

61-9-5-24

（２）放射線防護資機材品名と配備数○防護具
配 備 数 （6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名
免震重要棟内３号炉原子炉建屋内

中央制御室

構 内 （ 参 考）

緊急時対策所

緊急時対策所

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

全面マスク

810 個 ※ ３810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,000 個

チャコールフィルタ

3,780 個 ※ ２

3,780 個 ※ ２840 個 ※ ９

約 5,000 個

アノラック

945 着 ※ ４945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足タングステンベスト

14 着 ※ ６

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4台

4台

4台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14

―

―

5台

約 20 台※ １：180 名（ １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。以 下 同 様 ）×７ 日 ×1.5 倍※ ２ ： ※ １ ×２
※ ３ ： 180 名 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ ４ ： 180 名 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ ５ ： 80 名 （ １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ ６ ： 14 名 （ プ ル ー ム 通 過 時 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※７：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※ ８ ： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍※ ９ ： ※ ８ ×２
※ 10： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×３ 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×２ 交 代 ×７ 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台

・1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （1 日 目）， １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数は 164 名 ＋ 自 衛 消 防隊 10 名 で あ り ，
機 能 班 要 員 84 名 ， 現 場 要 員 80 名 及び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は，
緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 12 時 間 に １ 回
交 代 す る た め ，２ 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 80 名 は ，１ 日 に ６ 回 現 場 に 行 く こ と を 想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
プ ル ー ム 通 過 以 降 （2 日 目 以 降）， １ ～ ７ 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 71 名 で あ り ， 機 能 班 要
員 54 名 ， 現 場 要 員 17 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 緊 急 時
対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は ７ 日 目 以 降 に １ 回 交

61-9-5-25

代するため，１回の交代分を考慮する。また，現場要員は１日に６回現場に行くことを想定する。
自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
174 名×２ 交 代 ＋ 80 名×６ 回 ＋71 名 ＋10 名 ＋ 17 名×６ 回×６ 日 ＝1,521 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ）7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ）11 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 運 転
員 （ 中 操 ） は ， 中 央 制 御 室 内 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。 た だ し，
運 転 員 は ２ 交 代 を 考 慮 し，交 代 時 の １ 回 着 用 を 想 定 す る。ま た ，運 転 員（ 現 場 ）は，１ 日 に 1 回 現場に行くことを想定している。
18 名×1 回×２ 交 代×７ 日 ＋11 名×1 回×２ 交 代 ×７ 日 ＝406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班 が い る 場 合 を 考 慮 し て も，
初動対応として十分な数量を確保している。

なお，いずれの場合も防護具類が不足する場合は，構内より適宜運搬することにより補充する。

○計測器（被ばく管理，汚染管理）
配備台数 （6／7 号炉共 用） ※ ６

品名
免震重要 棟内

３号炉原 子炉建 屋内

緊急時対 策所

緊急時対 策所

中央制御 室個人線量

電子式線 量計

180 台 ※ １

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

計

ガラスバ ッチ

180 台 ※ １

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

GM 汚染サー ベイメ ータ

5 台※３

5 台※３

3 台※３

電離箱サ ーベイ メータ

8 台※４

8 台※４

2 台※４

可搬型エ リアモ ニタ

4 台※５

4 台※５

3 台※５

※１：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）※２：18 名（6／7 号炉 運転員 18 名）＋46 名（ 引継班， 日勤班 ，作業管 理班）＋ 余裕※３：チ ェンジ ングエリ アにて使 用※４：現 場作業 時に使用
※５：各エリアにて使用。設置のタイミングは，チェンジングエリア設営判断と同時（原子力災害 対策特 別措置法 第 10 条特定 事象）※６：予 備を含 む（今後 ，訓練等 で見直 しを行う ）61-9-5-26

（３）原子力災害対策活動で使用する資料
免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれに以下の資料を配備する。
資料

１．発電所周辺地図①

発電所周辺地域地図（1/25,000）②

発電所周辺地域地図（1/50,000）

２．発電所周辺航空写真パネル
３．発電所気象観測データ①

統計処理データ②

毎時観測データ

４．発電所周辺環境モニタリング関連データ①

空間線量モニタリング設備配置図②

環境試料サンプリング位置図③

環境モニタリング測定データ

５．発電所周辺人口関連データ①

方位別人口分布図②

集落の人口分布図③

市町村人口表６．主要系統模式図（各号炉）
７．原子炉設置（変更）許可申請書（各号炉）
８．系統図及びプラント配置図
①

系統図

②

プラント配置図

９．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号炉）
10．プラント主要設備概要（各号炉）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号炉）
12．規定類①

原子力施設保安規定②

原子力事業者防災業務計画

13．事故時操作基準

61-9-5-27

名

（４）その他資機材等
ａ.免震重要棟内緊急時対策所
名称
酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

容量
２台 ※ １・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単３形乾電池４本・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

２台 ※ １・測定精度：±3％FS・電源：単３形乾電池４本・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ

報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

１式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社 内 用 パ ソ コ ン を 配 備 す る と も に ,必 要 な イ ン フ ラ（社内回線）を整備する。

１式

プルーム通過中に免震重要棟１階待避室から退出する必要がないように，余裕数を見込んで１日分以上の食料及び飲料水を１階待避室内に保管する。

3,780 食 ※ ２

残りの数量については，免震重要棟１階廊下倉庫に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能である。

(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

簡易トイレ

プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。

１式

ヨウ素剤

初日に２錠，二日目以降は１錠／一日服用する。

1,440 錠 ※ 4（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）
飲食料

2,520 本 ※ ３※１：予 備を含 む。
※２：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×
７日×３食※３：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×
７日×２本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※４：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×（初日２ 錠＋２ 日目以降 １錠／１ 日×６日）

61-9-5-28

ｂ.３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
名称
酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

容量
２台 ※ １・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単３形乾電池４本・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

２台 ※ １・測定精度：±3％FS・電源：単３形乾電池４本・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）
飲食料

報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

１式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社 内 用 パ ソ コ ン を 配 備 す る と も に ,必 要 な イ ン フ ラ（社内回線）を整備する。

１式

プルーム通過中に３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
待避室から退出する必要がないように，余裕数を見込んで１日分以上の食料及び飲料水を待避室内に保管する。

3,780 食 ※ ２
2,520 本 ※ ３(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

残りの数量については，３号炉原子炉建屋３階倉庫に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能である。
簡易トイレ

プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。

１式

ヨウ素剤

初日に２錠，二日目以降は１錠／一日服用する。

1,440 錠 ※ 4※１：予 備を含 む。
※２：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×
７日×３食※３：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×
７日×２本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※４：180 名（１～７ 号 炉対応の 緊急時 対策要員 数 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×（初日２ 錠＋２ 日目以降 １錠／１ 日×６日）

61-9-5-29

5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について（１）免震重要棟内緊急時対策所の通信連絡設備の必要な容量について
免震重要棟内緊急時対策所２階に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は表 5.3-1 の通りである。
なお，免震重要棟内緊急時対策所２階から免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）に移動する際は，通信回線を免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）に切替える。
表 5.3-1 免震重要棟内緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
通信種別

数量※２

主要設備

発電所内外

固定電話機

最低必要
数量※３

18 台

本部２台，計画班２台，（回線）

保安班２台，号機班６台，
25 台

電力保安通信用電話設備

30 台

PHS 端末※１（回線）

復旧班４台，通報班２台
立地・広報班２台，資材班２台，総務班３台

（回線）

FAX

最低必要数量※３の根拠

１台

１台

（回線）

（回線）

［社内外連絡用］
号機班３台

衛星電話設備（常設）

衛星電話設備

12 台

５台(６，７号炉中央制御室連絡用２台，停止号炉中央制御室連絡用１台），
通報班１台，共用１台

衛星電話設備（可搬型）

発電所内

19 台

３台

１式

［１式］

ハンドセット

１台

［１台］

スピーカー

１台

［１台］

無線連絡設備（常設）９台

４台

復旧班現場連絡用４台

無線連絡設備（可搬型）

102 台

18 台

現場連絡用 18 台

１式

１式

社内外会議用

テレビ会議

テレビ会議システム

システム

（社内向）

送受話器

無線連絡設備
発電所外

テレビ会議システム

共用（モニタリングカー等）［社内会議用］［所内連絡用］

統合原子力（衛星系・有線系 共用）

防災ネットワー

IP-電話機（有線系）

４台

［２台］

クを用いた通信

IP-電話機（衛星系）

２台

２台

連絡設備

IP-FAX（有線系）

３台

［１台］

［発電所内外連絡用

IP-FAX（衛星系）

１台

１台

発電所内外連絡用

局線加入電話設備

79 回線 ［26 回線］

専用電話設備（自治体他向）７台－［政府関係者用１台，当社用１台］
政府関係者用１台，当社用１台
共用］
共用［固定電話機又は PHS 端末 25 台（回線），FAX１台（回線）］
他の発電所外用通信連絡設備にて代用が可能※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３：今後，訓練等で見直しを行う。
［］内は設計基準事故対処設備であり，参考として多様性も考慮した十分な容量を記載している。

61-9-5-30

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要な容量について
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は表 5.3-2 の通りである。
表 5.3-2 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
通信種別

数量※２

主要設備

発電所内外

固定電話機

最低必要
数量※３

15 台

本部２台，計画班２台，（回線）

保安班２台，号機班６台，
25 台

電力保安通信用
電話設備

※１

30 台

PHS 端末（回線）

復旧班４台，通報班２台，
立地・広報班１台，資材班２台，総務班３台

（回線）

FAX

最低必要数量※３の根拠

１台

１台

（回線）

（回線）

［社内外連絡用］
号機班３台

衛星電話設備衛星電話設備（常設）９台

５台(６，７号炉中央制御室連絡用２台，停止号炉中央制御室連絡用１台），
通報班１台，共用１台

衛星電話設備（可搬型）

発電所内

15 台

３台

１式

［１式］

ハンドセット

３台

［１台］

スピーカー

７台

［１台］

無線連絡設備（常設）４台

４台

復旧班現場連絡用４台

無線連絡設備（可搬型）

78 台

18 台

現場連絡用 18 台

１式

１式

社内外会議用

テレビ会議

テレビ会議システム

システム

（社内向）

送受話器

無線連絡設備
発電所外

テレビ会議システム
統合原子力（衛星系・有線系 共用）

共用（モニタリングカー等）［社内会議用］［所内連絡用］

防災ネットワー

IP-電話機（有線系）

４台

［２台］

［政府関係者用１台，当社用１台］

クを用いた通信

IP-電話機（衛星系）

２台

２台

連絡設備

IP-FAX（有線系）

１台

［１台］

［発電所内外連絡用

IP-FAX（衛星系）

１台

１台

発電所内外連絡用

７台－

政府関係者用１台，当社用１台
共用］
共用

他の発電所外用通信連絡設備にて代専用電話設備（自治体他向）用が可能※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３：今後，訓練等で見直しを行う。［］内は設計基準事故対処設備であり，参考として多様性も考慮した十分な容量を記載している。

61-9-5-31

（３）事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について
免震重要棟内並びに３号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，発電所外用として緊急時対策支援システム（ERSS）へ必要なデータを伝送できる設備を配備し，専用であって多様性を確保した統合原子力防災ネットワークに接続しており，表 5.3-3 のように事故時に必要なデータ（必
要回線容量）を伝送できる回線容量を有している。
表 5.3-3 事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について

通信回線種別

回線容量

必要回線容量

データ伝送

通信連絡

（緊急時対策支援（統合原子力防災ネットワーク

システム伝送装置）
有線系
統合原子力

回線

５Mbps

1.3Mbps６kbps（１～７号炉分）を用いた通信連絡設備）
1.3Mbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

防災ネット
ワーク

衛星系
回線

384kbps

248kbps６kbps（１～７号炉分）

61-9-5-32

242kbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

5.4

SPDS の デ ー タ 伝 送 概 要 と パ ラ メ ー タ に つ い て
通常，免震重要棟内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，６号炉及び７号炉のコントロール建屋に設置するプロセス計算
機 か ら デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。 ま た ，
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送
装置は，６号炉及び７号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装置
か ら デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
免震重要棟及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策
支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 に 入 力 さ れ る パ ラ メ ー タ（ SPDS パ ラ メ ー タ ）は ，各
緊急時対策所において，データを確認することができる。
ま た ， 国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム （ ERSS） へ の 伝 送 に つ い て は ， 免 震
重要棟内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置と３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置の両方から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，免震重要棟及び３号炉原
子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，
主 な ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ ※ を バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン に よ り ６ 号 炉 及 び ７号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
各パラメータは，緊急時対策支援システム伝送装置に２週間分（１分周期 ）の デ ー タ が 保 存 さ れ ，SPDS 表 示 装 置 に て 過 去 デ ー タ（ ２ 週 間 分 ）が 確認できる設計とする。
※ 一 部 の「 環 境 の 情 報 確 認 」に 関 す る パ ラ メ ー タ は ，バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS
表示装置で確認できる。

SPDS パ ラ メ ー タ に つ い て は ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 必 要 な 指 示 を 行 う ことが出来るよう，プラント・系統全体の安定・変化傾向を把握し，それによって事故の様相の把握とその復旧方策，代替措置の計画・立案・指揮・助言を行うために必要な情報を選定する。すなわち，以下に示す対応活動が可能となるように必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
① 各 号 炉 の 中 央 制 御 室（ 運 転 員 ）を 支 援 す る 観 点 か ら「 炉 心 反 応 度 の 状
態 」，「 炉 心 冷 却 の 状 態 」，「 格 納 容 器 の 状 態 」，「 放 射 能 隔 離 の 状 態 」，
61-9-5-33

「 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ ） の 状 態 等 」 の 確 認 に 加 え ，「 使 用 済
み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握。
② 上 記 ① を 元 に し た 設 備・系 統 の 機 能 が 維 持 で き て い る か ，性 能 を 発 揮できているか等プラント状況・挙動の把握。
上記①②が可能となるパラメータを確認することで，中央制御室でのバルブ開閉等の操作の結果として予測されるプラント状況・挙動との比較を行うことができ，前述の計画・立案・指揮・助言を行うことができること
か ら ，弁 の 開 閉 状 態 等 に つ い て は 一 部 を 除 き SPDS パ ラ メ ー タ と し て 選 定 しない。弁の開閉状態等についての情報が必要な場合には，通信連絡設備を用いて中央制御室（運転員）に確認する。
（ 例：中 央 制 御 室 に て 低 圧 代 替 注 水 操 作 を 行 っ た 場 合 ，緊 急 時 対 策 所 に お いて は ，原 子 炉 水 位・復 水 補 給 水 系 流 量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）を 確 認 す る
こ と で 操 作 成 功 時 の 予 測 と の 比 較 を 行 う こ と が で き る 。）

バックアップ伝送ラインでは，これらパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」「 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷 防 止 」に 必
要なパラメータ（バックアップ対象パラメータ）を収集し，緊急時対策所に 設 置 す る SPDS 表 示 装 置 に お い て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ （ ６ 号 炉 ， ７ 号 炉 ） を 表
5.4-1,5.4-2 に 示 す 。ま た ，表 5.4-3 に 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る
計装設備とバックアップ対象パラメータの整理を示す。
な お ，ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ 以 外 の バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ に つ い ては、免震重要棟内緊急時対策所及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ）を使用し国等の関係各所と情報共有することは可能である。

61-9-5-34

図 5.4-1

必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 （ SPDS） の デ ー タ 伝 送 の 概 要

61-9-5-35

表 5.4-1

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

６号炉（１／８）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

目的

対象パラメータ

ＳＲＮＭ（Ａ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

○

○

○

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

炉水温度

ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

開

○

○

○

炉心反応度
の状態確認

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

61-9-5-36

６号炉（２／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

○

○

○

目的

炉心冷却の
状態確認

対象パラメータ

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

61-9-5-37

６号炉（３／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位

○

○

○

目的

対象パラメータ

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ
ランジ部雰囲気温度）
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ
ターンライン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）

61-9-5-38

６号炉（４／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

外側

○

○

○

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器下部水位
格納容器内(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m )）の状態確認

格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m )）格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m )）復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）

放射能隔離
の状態確認

ＭＳＩＶ（内側）

閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動（１系）

○

○

○

環境の情報

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

確認

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

６号機

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-39

６号炉（５／８）
目的

環境の情報
確認

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

作動
起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

総給水流量

○

○

○

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-40

６号炉（６／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-41

６号炉（７／８）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-42

６号炉（８／８）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
水素爆発に
よる格納容
器の破損防
止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発に（サプレッション・チェンバ出入口）

よる原子炉

原子炉建屋水素濃度

建屋の損傷（下部ドライウェル所員用エアロック）

防止確認

原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-43

表 5.4-2

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

７号炉（１／８）

○

－

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

○

○

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）

Ａ

○

－

○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）○○○

61-9-5-44

７号炉（２／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

目的

対象パラメータ

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

状態確認

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

61-9-5-45

７号炉（３／８）
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

目的

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の
状態確認

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

61-9-5-46

７号炉（４／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m )）

○

－

○

○

－

○

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離外側

目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）

格納容器内の状態確認

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）

放射能隔離の
状態確認

○

○

○

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

環境の情報

７号機

○

○

－※

確認

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-47

７号炉（５／８）
目的

環境の情報
確認

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-48

７号炉（６／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-49

７号炉（７／８）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-50

７号炉（８／８）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

水素爆発による格納容器の破損防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発によ原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）

る原子炉建屋 原子炉建屋水素濃度の損傷防止確 （下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度認（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-51

表 5.4-3 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と SPDS バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ の 整 理
主要設備
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位
原子炉水位(ＳＡ)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
復水補給水系流量（原子炉格納容器） *格納容器スプレイ
復水補給水系流量（原子炉格納容器） *格納容器下部注水
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
サプレッション・チェンバ・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）
格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｄ／Ｗ）
格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｓ／Ｃ）
起動領域モニタ
平均出力領域モニタ
復水補給水系温度（代替循環冷却）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水pH
耐圧強化ベント系放射線モニタ
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）
復水移送ポンプ吐出圧力原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

44 45 46
○
○
○ ○
○ ○
○

設置許可基準規則※1
47 48 49 50 51 52 53 54

55 56 57

○
○
○
○ ○
○ ○
○ ○
○ ○
○

○
○
○
○ ○ ○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
◎
◎

○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
◎
◎
○
○
○
○

○

○

○ ○
◎
○
○
◎
◎
◎
◎

◯
◯
◯ ◯ ◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

58 2.1
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○ ◯
○
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○
○
○ ◯
○
○
○
○
○
○
○
○
○ ◯
○ ◯
○
○ ◯
○
○
○
○

※1：「◎」は各設置許可基準規則で設置要求のある計装設備※2：有効性評価の3.3～3.5は3.2のシナリオに包絡※3：●：SPDS等伝送・表示対象，▲：SPDS等伝送・表示対象とする方針※4：使用済燃料貯蔵プール監視カメラはSPDSの伝送・表示対象とせず，緊急時対策所に設置する専用の表示装置で監視

61-9-5-52

有効性評価※2
2.2 2.3 2.4 2.5 2.6 2.7 3.1 3.2 3.3 3.4 3.5
◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯ ◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯
◯
◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯ ◯
◯
◯ ◯
◯ ◯
◯
◯
◯

◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

4.1 4.2

◯

◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

5.3 5.4

◯
◯

◯

◯

◯
◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯
◯
◯
○
◯
◯
◯

5.1 5.2
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
○

SPDS等
※3
伝送・表示
●
▲
▲
▲
●
●
●
●
●
●
●
▲
●
●
●
●
●
▲
●
●
▲
▲
▲
●
●
▲
▲
▲
▲
▲
●
▲
▲
●
●
▲
●
▲
※4

◯
◯
◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●
●
●
●
▲
▲
▲
▲
▲

5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について（１）重大事故時に必要な指示を行う要員
プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交代要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物資の拡散を抑制するために必要な要員 35 名のうち,中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名を除く 17名の合計 69 名を想定している。
要員

考え方

人数

合計

本部長・統括他

緊急時対策本部を指揮 ・統括する本部長（所

10 名

52 名

長），本部長を補佐する計画・情報統括，６号
統括，７号統括，対外対応統括，総務統括原子炉主任技術者及び本部付２名は，重大事故等において，指揮をとる要員として緊急時対策所にとどまる
各班長・班員各班については，本部長からの指揮を受け，重16 名

大事故等に対処するため，最低限必要な要員を残して，緊急時対策所にとどまる。
その際，各班長の業務を必要に応じその上司である統括が兼務する。
交代要員

上記，本部長（所長），各統括，原子炉主任技術者及び本部付の交代要員については 10 名，
班長，班員クラスの交代要員については 16 名を確保する。

61-9-5-53

26 名

（２）格納容器破損時に所外への拡散を抑制する要員
プルーム通過後に実施する作業は，重大事故等対策の有効性評価の重要事故シーケンスのうち，格納容器破損防止（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破壊），水素燃焼）を参考とし，重大事故対応に加えて，放射性物質拡散防止のための放水操作等が可能な要員数を確保する。
交代要員については，順次，構外に待機している要員を当てる。
要員

考え方

人数

合計

運転員（当直）プルーム通過時には，運転員については中央制

18 名

35 名

御室待避室に待避する。
復旧班要員

6 号及び 7 号炉ガス

6 号及び 7 号炉ガスター

タービン発電機の運ビン発電機の運転を監

転監視視

消防車による CSP へ

消防車 運転 によ る CSPの注水監視

への注水を監視

燃料補給

燃料タンクからタンク

２名

２名
２名

ローリーへの軽油移し替え，消防車への燃料補給
フィルタベント対応

フィルタベントスクラ

４名

バタンク補給，水位調
整
放射性物質拡散防止

放射性物質の拡散を抑対応制するための原子炉建４名

屋への放水操作の再開
保安班要員

作業現場モニタリン

作業現場の放射線モニ

グ

タリング

３名

重大事故等に柔軟に対処できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度運用の改善を図っていく。

61-9-5-54

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。）の拡大の防止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，次表に定める原子力災害の情勢に応じて態勢を区分している。

表 5.6-1

態勢の区分

発生事象の情勢

態勢の区分

別表 2-1 の事象が発生したときから，第１次緊急時態勢が発令されるまでの間，又は別表 2-2 の事象に該当しない状態となり，事象が

原子力警戒
態勢

収束し原子力警戒態勢を取る必要が無くなったときまでの間
別表 2-2 の事象が発生し，原子力防災管理者が原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項に基づく通報を行ったとき，若しくは新潟県地域 防 災 計 画 等に 基 づ く 災 害 対 策 本 部を 設 置 し た 旨 の 連 絡を 受 け た ときから，第２次緊急時態勢を発令するまでの間，又は別表 2-2 の事
象 に 該 当 し ない 状 態 と な り ， 事 象 が収 束 し 第 １ 次 緊 急 時態 勢 を 取 る

第１次緊急時態勢

必 要 が 無 く なっ た と き ， か つ 新 潟 県地 域 防 災 計 画 等 に 基づ く 災 害 対策本部を廃止した旨の連絡を受けたときまでの間
別表 2-3 の事象が発生し，その旨を関係箇所に報告したとき，又は内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第 15 条第２項に基づく 原 子 力 緊 急事 態 宣 言 が 行 わ れ た とき か ら ， 内 閣 総 理 大臣 に よ る 原子力災害対策特別措置法第 15 条第４項に基づく原子力緊急事態解除

第２次緊急時宣 言 が 行 わ れ， さ ら に 新 潟 県 地 域 防災 計 画 等 に 基 づ く 災害 対 策 本 部

態勢を廃止した旨の連絡を受けたとき，かつ別表 2-2 及び別表 2-3 の事
象 に 該 当 し ない 状 態 と な り ， 事 象 が収 束 し 緊 急 時 態 勢 を取 る 必 要 が無くなったときまでの間
注）原子力災害対策特別措置法第 15 条第４項の原子力緊急事態解除宣言が行われた後においても，発電所対策本部長の判断により緊急時態勢を継続することができる。
（柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画

61-9-5-55

平成 27 年 3 月より抜粋）

表 5.6-2

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-1 原子 力災害 対 策指針に 基づく 警戒事態 を判断す る基準 ）

略称
①AL11
原子炉停止機能の異常②AL21
原子炉冷却材の漏
えい③AL22
原子炉給水機能の喪失④AL23
原子炉除熱機能の一部喪失⑤AL25
全電源喪失のおそれ⑥AL29
停止中の原子炉冷却機能の一部喪失⑦AL30
使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ⑧AL42
単一障壁の喪失又は喪失可能性⑨AL51
原子炉制御室他の機能喪失のおそれ⑩AL52
所内外通信連絡機
能の一部喪失⑪AL53
重要区域での火災・溢水による安
全機能の一部喪失
のおそれ
⑫
地震
⑬
津波
⑭
外部事象

警戒事態を判断する基準
原子炉の運転中に原子炉保護回路の 1 チャン ネルから原子炉停止
信号が発信され，その状態が一定時間継続された場合において，当
該原子炉停止信号が発信された原因を特定できないこと。
原子炉の運転中に保安規定で定められた数値を超える原子炉冷却材の漏えいが起こり，定められた時間内に定められた措置を実施できないこと。
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失すること。

原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する機能の一部が喪失すること。
全ての非常用交流母線からの電気の供給が 1 系統のみとなった場合で当該母線への電気の供給が 1 つの電源のみとなり，その状態が15 分以上継続すること，又は外部電源喪失が 3 時間以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が水位低設定値まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位が一定の水位まで低下すること。

燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失するおそれがあること，又は，燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失すること。
原子炉制御室その他の箇所からの原子炉の運転や制御に影響を及ぼす可能性が生じること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の一部の機能が喪失すること。
重要区域において，火災又は溢水が発生し，防災業務計画等命令第2 条第 2 項第 8 号に規定する安全上重要な構築物，系統又は機器（以下「安全機器等」という。）の機能の一部が喪失するおそれがあること。
当該原子炉施設等立地道府県において，震度 6 弱以上の地震が発生した場合。
当該原子炉施設等立地道府県において，大津波警報が発令された場合。
当該原子炉施設において新規制基準で定める設計基準を超える外部事象が発生した場合（竜巻，洪水，台風，火山等）。

61-9-5-56

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 1/3））

略称
①SE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②SE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の放出
③SE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の放出
④SE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放
射線の放出

法令
(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，50μSv/h以上の放射線量の水準が10分間以上継続して検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である
場合であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-57

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 2/3））

略称
⑤SE05
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射性物質の放出⑥SE06
施設 内(原子 炉 外)臨界事故のおそれ⑦SE21
原 子 炉冷 却 材 漏え
い に よる 非 常 用炉
心冷却装置作動⑧SE22
原 子 炉注 水 機 能喪
失のおそれ
⑨SE23
残 留 熱除 去 機 能喪
失⑩SE25
全 交 流 電 源 30 分
以上喪失

法令
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射能水
準が5μSv/hに相当するものとして空気中の放射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に50を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに50を乗じて得た値
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）において，核燃料物質の形状による管理，質量による管理その他の方法による管理が損なわれる状態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
冷却材の漏えいが発生すること。

原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
において，全ての非常用の炉心冷却装置（当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。）による注水ができないこと。
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全ての機能が喪失すること。
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が 30分以上継続すること。

61-9-5-58

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 3/3））

略称
⑪SE27
直 流 電源 の 部 分喪失⑫SE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の喪失⑬SE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の冷却機能喪失⑭SE41
格 納 容器 健 全 性喪
失のおそれ
⑮SE42
２ つ の障 壁 の 喪失又は喪失可能性⑯SE43
原 子 炉格 納 容 器圧
力 逃 がし 装 置 の使用
⑰SE51
原 子 炉制 御 室 の一部 の 機能 喪 失 ・警
報喪失
⑱SE52
所 内 外通 信 連 絡機
能のすべての喪失⑲SE53
火 災 ・溢 水 に よる
安 全 機能 の 一 部喪失⑳SE55
防 護 措置 の 準 備及
び 一 部実 施 が 必要な事象の発生㉑XSE61
事 業 所外 運 搬 での放射線量の上昇㉒XSE62
事 業 所外 運 搬 での放射性物質漏えい

法令
非常用直流母線が一となった場合において，当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が 5 分以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できないこと又は当該貯蔵槽の水位を維持できていないおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度の上昇率が一定時間にわたって
通常の運転及び停止中において想定される上昇率を超えること。
燃料被覆管の障壁が喪失した場合において原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，又は燃料被覆管の障壁もしくは原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがある場合において原子炉
格納容器の障壁が喪失すること。
原子炉の炉心の損傷が発生していない場合において，炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用すること。

原子炉制御室の環境が悪化し，原子炉の制御に支障が生じること，又は原子炉若しくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置も
しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能の一部が喪失すること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の全ての機能が喪失すること。
火災又は溢水が発生し，安全機器等の機能の一部が喪失すること。

その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業所周辺において，緊急事態に備えた防護措置の準備及び防護措置の一部の実施を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，100μSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器か
ら放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-59

表 5.6-5

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（1/3）
）
略称
①GE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②GE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の検出
③GE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の検出
④GE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射線の異常放出

法令(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上（これらの放射線量が2地点以上において検出された場合又は10分間以上継続して検出された場合に限る。）の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射線量の水準として5mSv/hが検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である場合
であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-60

表 5.6-5

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（2/3）
）
略称

法令
⑤GE05
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための
火 災 爆発 等 に よる 施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発そ
管 理 区域 外 で の放 の他これらに類する事象の発生の際に，当該場所におけるその放射
射 性 物質 の 異 常放 能水準が1時間当たり500μSv/hに相当するものとして空気中の放出
射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に5,000を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに5,000を乗じて得た値⑥GE06
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）にお施設内（原子炉外） いて，核燃料物質が臨界状態にあること。
での臨界事故⑦GE11
原子炉の非常停止が必要な場合において，制御棒の挿入により原子
原 子 炉停 止 機 能の 炉 を 停 止 す る こ と が で き な い こ と 又 は 停 止 し た こ と を 確 認 す る こ
異常とができないこと。
⑧GE21
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
原 子 炉冷 却 材 漏え 冷却材の漏えいが発生した場合において，全ての非常用の炉心冷却
い 時 にお け る 非常 装置による当該原子炉への注水ができないこと。
用 炉 心冷 却 装 置による注水不能⑨GE22
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
原 子 炉注 水 機 能の において，全ての非常用の炉心冷却装置による当該原子炉への注水喪失ができないこと。
⑩GE23
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機
残 留 熱除 去 機 能喪 能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全て
失 後 の圧 力 抑 制機 の機能が喪失したときに，原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失す
能喪失
ること。
⑪GE25
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が１時
全交流電源の 1 時 間以上継続すること。
間以上喪失

61-9-5-61

表 5.6-6

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（3/3）
）
略称
⑫GE27
全直流電源の 5 分
以上喪失
⑬GE28
炉心損傷の検出⑭GE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の完全喪失⑮GE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の 冷 却機 能 喪 失・
放射線検出
⑯GE41
格 納 容器 圧 力 の異
常上昇
⑰GE42
２ つ の障 壁 喪 失及び １ つの 障 壁 の喪
失又は喪失可能性⑱GE51
原子炉制御室の機能喪失・警報喪失⑲GE55
住 民 の避 難 を 開始
す る 必要 が あ る事
象発生
⑳XGE61
事 業 所外 運 搬 での放 射 線量 率 の 異常上昇

㉑XGE62
事 業 所外 運 搬 での放 射 性物 質 の 異常
漏えい

法令
全ての非常用直流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態
が 5 分以上継続すること。
炉心の損傷の発生を示す原子炉格納容器内の放射線量を検知すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下し，
当該非常用炉心冷却装置が作動しないこと。
使用済燃料貯蔵槽の水位が照射済燃料集合体の頂部から上方 2 メートルの水位まで低下すること，又は当該水位まで低下しているおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度が当該格納容器の設計上の最高
使用圧力又は最高使用温度に達すること。
燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失した場合において，原子炉格納容器の障壁が喪失するおそれがあること。

原子炉制御室が使用できなくなることにより，原子炉制御室からの原子炉を停止する機能及び冷温停止状態を維持する機能が喪失すること又は原子炉施設に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の全ての機能が喪失すること。
その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が異常な水準で原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業
所周辺の住民の避難を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，10mSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
主務省令で定めるところとは「通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第2条第1項」令第4条第4項第4号の規定による放射線量の検出は，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器から原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第4条に定められた量の放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-62

5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
緊急時対 策本部 内にお ける各機 能班， 本社緊 急時対策 本部間 との基 本的な情 報共有
方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①号機班が通信連絡設備を用い当直長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボー
ド等に記載するとともに，主要な情報について緊急時対策本部中央の幹部席に向かって発話する。
②計画班は，SPDS 表示装置等によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況を
ホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ等）
内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の全要員，本社緊急時対策本部との情報共有を図る。
④６号統括，７号統括は，ユニット責任者として配下の各機能班の発話，情報共有記
録を下に全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，定期的に配下の各機能班長を招集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤本部長は定期的に各統括を招集して，対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部幹部席で緊急時対策本部内の全要員に向けて発話し，全体 の共有 を図 る 。

ｂ．指示・命令，報告①各機能班は各々の責任と権限が予め定められており，幹部席での発話や他の機能班
から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うと共に，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の情報共有を図る。
また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で緊急時対策本部内の情報共有を阻害しないように 配慮し てい る 。
②各統括は，配下の各機能班長ら報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部幹部席で発話することで情報共有する。
③本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。

61-9-5-63

ｃ．本社緊急時対策本部との情報共有
緊急時対策本部と本社緊急時対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有ツールと合わせて，同じミッションを持つ総括，班長どおしで通信連絡設備を使用し，連絡，共有を行う。

発話
伝令
伝令
伝令

伝令

ＯＡ
機器

通信連絡設備
６，７号炉
中央制御室

通信連絡設備

ＯＡ機器

本社
緊急時対策本部
図 5.7-1

免震重要棟緊急時対策所２階【凡例】●：緊急時対策所機能班要員●：緊急時対策所現場要員
自衛消防隊（状況に応じ）

緊急時対策本部における各機能班，

本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

61-9-5-645.8

免震重要棟内緊急時対策所の耐震性について
免震重要棟は新潟県中越沖地震（2007 年 7 月）での被災経験を経て設置したもの
で，建築基準法告示で規定される地震動を 1.5 倍した地震力に対応した耐震設計がなされた ，免 震構造 を 有する建 物で あり， 新 潟県中越 沖地 震の地 震 力を上ま わる震度７クラスの地震力にも耐えうる施設となっている。
そのた め，原 子炉 建屋 等発電 設備に 大き な影 響が生 じる可 能性 があ る短周 期地 震に対して は有 利な特 徴 を兼ね備 える 一方， 非 常に大き な長 周期成 分 を含む一 部の基
準地震動 に対 する評 価 としては 通常 の免震 設 計クライ テリ アを満 足 しない場 合があり，その際には構造物・設備の損傷が発生する可能性があると想定される。
具体的 には概 略評 価と して基 準地震 動を 免震 重要棟 基礎面 に直 接入 力した 評価 を行い，免震装置（積層ゴム）の設計目標値（75cm）を超える変位が発生し,建屋上屋
側面と基礎部分が干渉（クリアランスは 85cm）すると評価している。
建屋と 基礎と の干 渉が 発生す ると建 屋上 屋が 損傷し ，干渉 に伴 う衝 撃力が 建物 に内蔵する 設備 に作用 す ることで 機能 が喪失 す る可能性 があ るとも の と考えて おり，
長期に亘り災害対策拠点として使用するに適さなくなる（補足）。図 5.8-1 に免震重
要棟建物上屋と基礎の干渉イメージを示す。

図 5.8-1

免震重要棟

断面図，拡大図（NS 方向）

免震重 要棟 内緊 急時 対 策所の 使用 可否 判断 に ついて は，3.2 (2) b.にて触 れたとおり， 免震装 置（積 層 ゴム） の設計 目標値 （75cm）を超 える変 位が あ ったか どうかを識別することができる措置（以下，「変位量識別用ポール」という）を講じた設計

61-9-5-65

とすることで，参集後に特別な判定作業を必要とせず直ちに判断が可能である。
一方， 大きな 地震 が生 じた後 にはそ れが 更に 大規模 な地震 を誘 発す る可能 性を 排除でき ないこ とから ， 上記の 変位量 識別用 ポ ール（75cm）に加 え， 免震重 要棟基 礎部に設置 する 地震計 に より連続 的に 地震観 測 を行うこ とで ，免震 重 要棟内緊 急時対策所の使用可否の判断を行う。
使用可否の判断のフローチャートは図 5.8-2 のとおりであり，以下の３パターンとなる。
① 変位量識別用ポール（75cm）が損傷していた場合
免震重要棟の建屋上屋側面と基礎部分が干渉し建屋上屋が損傷，通信連絡設
備等収納設備が損傷した可能性が高いと判断し，免震重要棟を基本的に使用禁止とし，本部長は３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する判断を行う。
本部長を含めた初動対応要員は，必要最小限の要員を免震重要棟の近傍に残して，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動することとし，免震重要棟の近傍に残った要員は，免震重要棟または宿泊所から持ち出した通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備（可搬型））で，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じて本部長の代行として指揮をとる。３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の本部立ち上げ後に，本部長に対してプラント状況等の報告を行った後，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動する。
② 変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度７であった場合
免震重要棟は損傷していないものの，新潟県中越沖地震の地震力を上まわる
震度７の地震があったことから，この地震が更に大規模な地震を誘発する可能性を排除できないとして，本部長は３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動す
る判断を行う。
本部長を含めた初動対応要員は，必要最小限の要員を免震重要棟内緊急時対策所に残して，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動することとし，免震重要棟内緊急時対策所に残った要員は，同緊急時対策所内の通信連絡設備で，各中央制御室と連絡を取り合い，プラントの状況を把握し，必要に応じて本部長の代行として指揮をとる。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の本部立ち上げ後に，本部長に対してプラント状況等の報告を行った後 ，３ 号炉 原子 炉 建屋内 緊急 時対 策所 に 移動す る 。
③ 変位量識別用ポール（75cm）が損傷しておらず，地震計が震度７未満の場合

61-9-5-66

免震重要棟内緊急時対策所を緊急時対策所として活用することとする。
更に免 震重要 棟内 緊急 時対策 所にて 事故 対応 を行っ ている 最中 に地 震が発 生し た際にも同様に使用可否判断フローチャートに従った判断を行うこととする。
なお， 免震重 要棟 内緊 急時対 策所に て事 故号 炉の重 大事故 等対 応を 行って いる ところに， 更に 基準地 震 動クラス の地 震被災 を 想定し， ３号 炉原子 炉 建屋内緊 急時対策所に拠 点を 移すこ と は非常に 希で あると 考 えられる が， そのよ う な場合に おいては，対策 要員 に外部 放 射線環境 に応 じた保 護 具を着用 させ た上で ， ３号炉原 子炉建
屋内緊急 時対 策所に 拠 点を移す こと とする 。 更に，免 震重 要棟内 緊 急時対策 所１階（待避室 ）内 で待避 中 （プルー ム通 過中） に 基準地震 動ク ラスの 地 震被災が あった
場合は， 免震 重要棟 の 損壊状況 ，通 信連絡 設 備の使用 可能 状況， 屋 外の放射 線量等を総合的に判断し，緊急時対策所の変更のタイミングを決定することとする。

立地地域震度６弱以上の地震発生
要員が免震重要棟の入口に一時参集

変位量識別用ポ ー ル （75cm） の損傷有
免震重要棟内緊急時対策所で対応中に建屋に影響があるよ
うな地震が発生

ＹＥＳ

ＮＯ
震度７
免震重要棟
基礎部地震計での
観測地震力
の強さ

または不明

震 度 ７
未満

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げ。ただし最少人数を
免震重要棟内緊急時対策所に残し，初動対応業務を実施。

免震重要棟内緊急時

３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所で対応

対策所で対応図 5.8-2

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所を立ち上げ。ただし，立ち上げ完了までは最少人数を免震重要棟の近傍に残し，初動対応業務を実施。

免震重要棟内緊急時対策所

61-9-5-67

使用可否判断フローチャート

（補足）
地震後 に建屋 上屋 側面 と基礎 部分と が干 渉し ない場 合は， 免震 装置 により 免震 重
要棟内緊急時対策所の機能が維持される。
居住性 につい ては ，免 震重要 棟内緊 急時 対策 所１階 （待避 室） の気 密壁は 免震 重
要棟の構 造部 材に固 定 する設計 とす ること か ら，免震 装置 により 緩 和された 地震力により生 じる 建物の 層 間変形へ 追従 するこ と で健全性 の確 保が期 待 できる。 その際の緊急時対策所本部エリア気密に関する健全性について以下の通り評価を行った。
軽量鉄骨下地ボード張り間仕切り壁の地震による損傷は，文献 ＊ １ では実大試験の結果から，建屋の層間変形角 1/300 程度からボード表面の微小なシワとして確認され始めることが報告されている。
免震重要棟内緊急時対策所を設置する免震重要棟において，免震装置（積層ゴム）の設計目標値（75cm）が発生した場合の層間変形角を設計時の評価結果から，1/5,000未満と推定され，間仕切り壁の損傷が 1/300 程度から始まることを踏まえると，間仕切り壁には損傷は生じることなく気密性は確保されると判断できる。
（*１） 軽量鉄骨下地間仕切り壁の静的加力試験
講演梗概集（関東）2006 年 9 月

61-9-5-68

田村他

日本建築学会大会学術5.9

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所と３号炉のプラント管理について
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，３号炉原子炉建屋内の３号炉中央制御室近傍エリア（食堂，日勤控室，及びプロセス計算機室等）に設置している。そのため，緊急時対策所設備の設置及び運用に際しては，３号炉プラントの停止管理業務と干渉が生じることがないよう，換気設備および電源設備を独立させている他，以下事項について留意
し設計することとする。
① ３号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと② 事故を想定した３号炉プラントから，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応
業務への影響が生じないこと② ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，３号炉プラントの通常停止
管理業務への影響が生じないこと（１）３号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと
３号炉原子炉施設は，新潟県中越沖地震（平成 19 年 7 月 16 日）以降，停止状態を安定継続しており，全ての燃料は使用済燃料プールに取り出されている（平成 27 年 2 月現在）。そのため，３号炉プラントの運転員業務はプールに保管中の使用済燃料の冷却に関する監視・操作が中心となり，３号炉で事故として考え得る影響は使用済燃料プールに関するものが中心となると考える。具体的には，「使用済燃料プール注水停止」，「使用済
燃料プール使用済燃料プール冷却停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象の発生が考えられる。また以下では「全交流電源喪失」事象を伴うものとして検討を行った。
「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象に対しては，３号
炉タービン建屋脇の消火栓配管に消防車を接続し送水することで，使用済燃料プールへの注水，水位維持対応が可能となっている。また３号炉原子炉建屋脇に設置する電源車
接続口を経由して受電する代替交流電源からの電源供給により，恒設の注水系を活用できるように設計する。
また「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」事象に対しては，上記代替交流
電源からの電源供給による恒設の冷却系と可搬式熱交換機器による冷却機能維持対応が可能となるように設計する。
上記対応業務に必要な設備及び電源構成は３号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備と分離されているほか，３号炉中央制御室での監視・操作，現場での対応操作，現場へのア
クセスルートについて干渉が発生することのない様配慮した設計とする。図 5.9-1 に３号炉運転員及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の緊急時対策要員の配置を示す。

61-9-5-69

図 5.9-1

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

活動エリア（２）事故を想定した３号炉プラントから，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応業務への影響が生じないこと（１）以外に３号炉で発生する可能性のある事象として，「地震」，「津波」，「内部溢水（使用済燃料プールのスロッシングを含む）」，「内部火災」，「外部火災」を想定し必要な措置を行うこととする。このうち，「地震」，「津波」については，規則解釈第６１条１のａに適合するため，基準地震動及び基準津波発生時に機能を喪失しない設計とすることから，「内部溢水」「内部火災」「外部火災」に対する措置を以下に示す。
ａ．３号炉の内部溢水影響に対する措置
３号炉で発生する内部溢水に関連し，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，溢水防護区画として設定し溢水を想定のうえ評価を行い，必要措置を施すこととする。
具体的には，止水措置や耐震 B,C クラス機器の耐震性の確保等，必要な溢水防護対策を実施することにより，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，「第９条：溢水による損傷の防止等」別添資料 1「内部溢水の影響評価について」補足説明資料
23「重大事故等対処設備を対象とした溢水防護の基本方針について」に記載）
ｂ．３号炉の内部火災影響に対する措置
３号炉で発生する内部火災に関連し，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，火災防護区画として設定し，不燃性材料又は難燃性材料の使用により，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能

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を維持する。
万一３号炉に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，41 条補足説明
資料 41-2「火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について」に記載）
ｃ．３号炉の外部火災影響に対する措置
３号炉で発生する外部火災に関連し，３号炉２階屋外に設置しているＰＬＲ－
ＩＮＶ入力変圧器について，危険物である１種２号 鉱油を抜き取り，危険物を貯蔵しない設備に変更する対策を取ることにより，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。
（詳細は，「第６条：外部からの衝撃による損傷の防止」別添資料 4-1「外部火災影響評価について」添付資料 6「敷地内における危険物タンクの火災について」に記載）（３）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，３号炉プラントの通常停止管理業
務への影響が生じないこと
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で何らかの影響が生じたとして，３号炉の停止管理
業務が妨げられないよう配慮する設計とする。
ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する内部溢水に対する措置
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備としては，破損等により内部溢水を引き起こす系統，機器を設置していない。そのため，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所が原因で３号炉に内部溢水が発生することはなく，３号炉プラントの監視操作にも影響はない。
ｂ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災防護に対する措置
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災に関しては，３号炉原子炉建
屋内緊急時対策所設備への不燃性材料又は難燃性材料の使用により，３号炉中央制御室エリアに火災影響が及ぶことが無きよう設計する。
万一，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設
備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，３号炉中央制御室に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。

61-9-5-71

5.10 設置許可基準規則第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について
緊 急 時対 策 所に 関 する 追 加 要求 事 項の う ち， 設 置 許可 基 準規 則 第６ 条 （ 外部 からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下の通りである。

（１）風（台風）
設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録の極値である
40.1m/s とする。想定される影響としては，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原
子炉建屋内緊急時対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設
備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（以下，建物等）に対して，風荷重を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
なお，風（台風）による飛来物の影響は，強い上昇気流を伴い風速も大きい竜巻の方が飛来物の影響が大きいことから，竜巻評価に包絡する。

（２）竜巻
設計竜巻の最大瞬間風速は，基準竜巻の最大瞬間風速（76m/s）に将来的な気候変動の不確実性を踏まえ，Ｆ3 の風速範囲の上限値である 92m/s とする。
想定される影響としては，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，風荷重，気圧差荷重及び飛来物衝突の際の衝撃荷重を適切に組み合わせた荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（３）積雪
基準積雪量は，最深積雪量の平均値 31.1cm に，統計処理による 1 日あたりの積雪
量の年超過頻度 10 － 4 ／年値 135.9cm を加えた 167cm とする。
免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，積雪による静的荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（４）低温
低温の設計基準については，規格基準類及び観測記録（気象庁アメダス），年超過
61-9-5-72

確率評価を踏まえ，最低気温が最も小さくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処理による最低気温の年超過確率 10 -4 /年の値は-17℃となった。また，低温の継続時間については，過去の最低気温を記録した当日の気温推移に鑑み，保守的に 24 時間と設定した。また，基準温度より高い温度（-2.6℃）が長期間（173.4
時間）継続した場合について考慮する。
低温の影響モードとして凍結を想定するが，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，設計基準対象施設として低温の影響を受けないことで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計と
する。

（５）落雷
免震重要棟内緊急時対策所は，無線鉄塔頂部に設置されている避雷針の遮へい効
果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，３号炉排気筒頂部に設置されている避雷針の遮へい効果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
また，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（発電所内）について，発電所建屋内の通信連絡設備及び地下布設の専用通信回線（有線系）は，建屋の壁等により落雷の影響を受けにくい設計とする。万が一，PHS 基地局及びデータ伝送に係る光ファイバ通信伝送装置が損傷した場合は，予備品を用いて復旧し，必要な機能を維持できる設計とする。
なお，データ伝送設備，通信連絡設備（発電所外）については，免震重要棟と 3号炉原子炉建屋に配備すると共に，通信連絡設備（専用通信回線（有線系））を送電
鉄塔に，通信連絡設備（専用通信回線（無線系））をマイクロ波無線鉄塔に配備し，互いに独立しつつ分散することで同時に機能喪失しない設計とする。

（６）火山
免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得
61-9-5-73

る火山のうち，将来の活動可能性が否定できな 32 火山について，設計対応が不可能
な火山事象は，地質調査結果によれば，発電所敷地及び周辺で，痕跡が認められないことから，到達する可能性は十分小さいものと判断される。その他の免震重要棟
内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に影響を与える可能性のある火山事象を抽出した結果，降下火山灰が抽出された。
降下火山灰の堆積量については，文献調査結果や国内外の噴火実績等を踏まえ，検討を行った結果，火山噴火実績に保守性を考慮した 35cm を 設計 基準 に設 定す る 。
免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，降灰による静的荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所について，火山と積雪との重畳により，積雪単独事象より緊急時対策所を設置する建屋への荷重影響が増長されるが，除灰及び除雪を行うなど適切な対応を行い，緊急時対策所の機能を喪失しない設計とする。

（７）外部火災
免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災，近隣の産業施設の火災，航空機墜落による火災が考えられる。
森林火災としては，発電所構内の森林の全面的な火災を想定する。影響としては
免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外壁に対する森林
火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
外壁以外の免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備については，各建屋内側に設置されていることから影響はないものと考える。また，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備のうち代替交流電源設備については，
森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
近隣の産業施設の火災としては，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋
内緊急時対策所設置場所周辺の危険物の影響を想定し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
61-9-5-74

航空機墜落による火災としては，偶発的な航空機墜落に対して，互いに独立して分散配置した免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所によって，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
森林火災及び近隣の産業施設の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，免震重要棟内緊急時対策所に対して，ばい煙等や異臭によって流入を確認した場合，一時的に外気からの空気の取り入れを停止し外気からの隔離ができる設計とし，有毒ガスの影響を受けないようにすると共に，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により隔離中の居住性が維持できていることを確認できるようにする（【補足】参照）。隔離が長期間継続すると想定される場合には，居住性を確保するため，免震重要棟内緊
急時対策所内にとどまる必要の無い人員については，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所等の有毒ガスの影響を受けない場所へ一時的に待避させる。また，外気遮断後のインリークを最小限にするため，不必要な空調設備の停止を行うこととする。それでもなお，インリークにより有毒ガスが流入した場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気することとする。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，森林火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，防火帯林縁からの離隔（約 517m）を確保することにより影響を受けない設計とする。また近隣の産業施設の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，外気取入口（３号炉原子炉建屋２階に設置）への伝播経路がタービン建屋等の構造物により遮られることにより，外気取入口に到達しないことから，影響を受けない設計とする。
航空機墜落による火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，偶発的な航空機墜落に対して，互いに独立して分散配置した免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉
建屋内緊急時対策所によって，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
なお，外部火災以外の有毒ガスについては，敷地外有毒ガスについては離隔距離を確保していること及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となる設置位置であるため問題ない。

【補足】免震重要棟内緊急時対策所内の二酸化炭素，酸素濃度の評価
外部火災時の緊急時対策所の居住性の評価として，外気取入遮断時の免震重要棟内緊急時対策所内に滞在する緊急時対策要員の作業環境の劣化防止のため，二61-9-5-75

酸化炭素濃度および酸素濃度について評価を行った。
なお，免震重要棟内緊急時対策所に設置しているガスタービン発電機の給気および排気は，緊急時対策所換気設備との系統分離および給排気口の位置的分散が図られており，免震重要棟内緊急時対策所内の二酸化炭素濃度や酸素濃度に影響を及ぼさないことから，在室人員の呼吸のみを想定し評価を行う。

１．二酸化炭素濃度評価
以下の通り二酸化炭素濃度について評価した。
１．１．評価条件
・在室人員 61 人 ※ 1
・緊急時対策所バウンダリ内体積 11000[m 3 ]・外気流入はないものとして評価する
・初期二酸化炭素濃度 0.03[%]（「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員 の 事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 程（JEAC4622-2009）」）
・許容二酸化炭素濃度 0.5[%]（事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号，最終改正平成 16 年 3 月
30 日厚生労働省令第 70 号））
・呼吸により排出する二酸化炭素濃度 0.030[m 3 /h/人]（「空気調和・衛生工学便覧」の軽作業時の二酸化炭素吐出し量を使用）
・評価期間は，各火災の燃焼継続時間を考慮し 24 時間 ※ 2 とする※１：外気取入遮断時の必要要員として，休祭日・夜間の緊急時対策本部要員（49 人），自衛消防隊（10 人）及び保安検査官（2 人）の合計 61 人を想定した。
※２：外部火災影響評価にて長期間の影響をもたらす，航空機墜落と軽油タン
ク火災の重畳を考慮すると，約 23.2 時間が火災の継続時間となることから，24 時間で評価を実施した。
１．２．評価結果
・外気遮断期間 t[hour]での二酸化炭素濃度 C[%]C =（M×N×t)／V×100＋C 0
M：呼吸による排出する二酸化炭素濃度 0.030[m 3 /h/人]
61-9-5-76

N：在室人員 61[人]V：緊急時対策所バウンダリ内体積 11000[m 3 ]C 0 ：初期炭酸ガス濃度 0.03[%]
上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は，以下のとおりであり，24 時間外気取入れを遮断したままでも，対策要員の作業環境に影響を与えない。
時間

6 時間

12 時間

24 時間

二酸化炭素濃度[%]

0.13

0.23

0.43

２．酸素濃度評価
以下の通り酸素濃度について評価した。
２．１．評価条件
・在室人員 61 人
・緊急時対策所バウンダリ内体積 11000[m 3 ]・外気流入はないものとして評価する
・初期酸素濃度 20.95％（「空気調和・衛生工学便覧」の成人の呼吸気・肺胞気の組成の値を使用）
・酸素消費量 1.092ℓ／min／人（「空気調和・衛生工学便覧」の歩行に対する酸素消費量を使用）
・許容酸素濃度 18％以上（酸素欠乏症等防止規則（昭和 47 年労働省令第 42 号，最終改正平成 15 年
12 月 19 日厚生労働省令第 175 号））
・評価期間は，各火災の燃焼継続時間を考慮し 24 時間とする
２．２．評価結果
・緊急時対策所の初期酸素量 2304.5[m 3 ]＝11000[m 3 ]×20.95%
・24 時間後の酸素濃度 20.1[%]＝（2304.5 [m 3 ]－1.092[ℓ /min/人] ×10 -3 [m 3 / ℓ]×61[人]×60[min/h]
×24[h]）/11000[m 3 ] ×100
上記評価条件から求めた酸素濃度は，以下のとおりであり，24 時間外気取入れを遮断したままでも，対策要員の作業環境に影響を与えない。
時間

6 時間

12 時間

24 時間

酸素濃度[%]

20.8

20.6

20.1

61-9-5-77

5.11 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1)福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を表 5.11-1 に示す。
表 5.11-1 福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
課 題※
自然災害と同時に起こりえる複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉毎に異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部の間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を共有し，正しく共有できなかった。

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
発電所長が全ての班（12 班）を管理するフラット ⑤発電所長が直接監督する人数を減な体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆらす。
（監督限界の設定）
る情報が発電所対策本部の本部長（発電所長）に ④情報共有ツールを活用し，情報共有
報告され，情報が輻輳し混乱した。
することにより，本部における発話を制限する。
発電所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんど ⑥発電所長の権限を下部組織に委譲の判断を発電所長が行う体制となっていた。
する。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな ⑦対外対応を専属化し，発電所長の対い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的外発信や広報の権限を委譲する。
な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の ⑧対外対応活動を本社対策本部に一両立を求められた。
元化する。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有 ④情報共有ツールの活用により情報の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が共有を図る。
不十分だった。
⑦対外対応を専属化し，発電所長の対外発信や広報の権限を委譲する。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対 ⑨現場決定権は発電所対策本部に与する細かい指示や命令，コメントを出し，発電所
え本社対策本部は支援に徹する。
長の判断を超えて外部の意見を優先したことで， ⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外
発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
の者からの指示には従わない。
官邸から発電所長へ直接連絡が入り，発電所対策 ⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部を混乱させた。
本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つ ⑫外部からの支援に頼らずに当社社
べき技術として設定していなかったことから，作員が自ら対応できるように消防車
業を自ら迅速に実行できなかった。
やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得する。

61-9-5-78

課 題※
必要要件
地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質 ⑬後方支援拠点となる原子力事業所
による屋外の汚染により，事故収束対応のための災害対策支援拠をすみやかに立ち
資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。
上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十 ⑬本社は，災害発生後，発電所が必要
分な支援ができなかった。
としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大し ⑫社員に対して放射線放射線計測器
たため，放射線管理員が不足した。
の取扱研修を行い，放射線管理補助員を育成する。
※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

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ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を表 5.11-2 に整理した。
表 5.11-2 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件
組織運営上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室毎の連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築
・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
⑤監督限界の設定
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案⑦対外対応の専属化
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。
⑨現場決定権を発電所長 ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動すに与える。
る者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポ⑥発電所長の権限を下部 ートに徹する役割とする。
・必要な役割や対応について，予め本部長の権限を統括に委譲
組織に委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。
⑧対外対応活動を本社対 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置し，広報，情報発信を一本化する。
策本部に一本化⑪外部からの対応の本社 ・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を
防止する。
一元化

④情報共有ツールの活用⑫現場力の強化⑬発電所支援体制の構築

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，
全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。
・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

表 5.11-2 における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

61-9-5-80なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ＩＣＳ1（Incident Command System）］を参考にしている。
ＩＣＳの主な特徴を表 5.11-3 に示す。
表 5.11-3 ＩＣＳの主な特徴
特 徴

対応す
る要件
※

•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。

①②⑤•監督限界の設定（３～７名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。

⑤•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。

⑩•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官にあたえ，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺は
そのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。

⑥⑨•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。

④•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッ⑫
ションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることが出来る。
（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与え－られた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。
）※ 対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないた
め，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。
⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。
（詳
細は次ページ以降参照）
1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池 貞
利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ Ｉ Ｃ Ｓ ） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

61-9-5-81

ＩＣＳ は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき
必要な要件に概ね合致していると考えている。

（２）具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
ａ．組織構造上の特徴○基本的な機能として５つの役割にグルーピング。
○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を７名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も７名以下となるよう組織を構成（発電所 図 5.11-1，本社 図 5.11-2）。班員についても役割に応じたチーム
編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合
は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割毎に分類）。
○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉毎に配置。
（図 5.11-1）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離。
○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置。
○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置。
○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。
安全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各機能班
長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
ｂ．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等発生時における本社対策本部の役割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，予め本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，Ｃ
ＯＰ（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有出来るような環境を整備する。
（図 5.11-3）

61-9-5-82

○テレビ会議システムで共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有
ツールと合わせて，
同じミッションを持つ総括，班長どおしで通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ
等を予め配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることが出来るよう，調達・輸送面に関する運用を予め手順化。

61-9-5-83

機 能 毎 に 統 括 を 置 き ，本 部 長（ 発 電 所 長 ）の 監 督 人 数 を 削
発電所本部長防災管理者（発電所長）

広報班
通報班

意思決定
・指揮

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担 当（発電所長）

情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班

発電班

号機班(１～ ５号)

1～５号統括保安班

現場対応

復旧班(１～ ５号)
号機班(６号)

６号統括

資材班

復旧班(６号)号機班(７号)

7号統 括

復旧班(７号)
厚生班
医療班

対外対応

対外 対応統括

立地 ・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

ロジ・
リソース管理

総務統括

総務班
資材班

図 5.11-1 柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

号機班は，号機毎に配置

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

本社本部長
（社長）

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班

支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

通信班
総務班
厚生班

図 5.11-2 本社の原子力防災組織の改善

61-9-5-84

資材班

社内情報共有ツール（チャット） 社内情報共有ツール（ＣＯＰ）※

緊 急 時 組 織 の 運 用 に つ い て は ，訓 練 を 通 じ て 改 善 を 図 っ て い る こ と か ら ，今 後 変 更 と な る 可 能 性がある。

図 5.11-3 社内情報共有ツール（３）改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能毎に明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,
複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

図 5.11-4

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

61-9-5-85

5.12 ３号炉原子炉建屋内緊急時対策所レイアウトの改善について（１）レイアウトの変遷について
第 193 回審査会合（平成 27 年 2 月 10 日）において，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のレイアウトについて，３号炉中央制御室内の運転員の監視・操作，現場へのアクセスルートについて干渉が発生することがないよう配慮した設計とすることとし，図 5.12-1 のレイアウ
トイメージを示したところ，「３号炉中央制御室内の運転管理への影響と緊急時対策所としての機能の成立性について，福島第一の事故の経験を踏まえて，今一度検討すること」とのコメントがあった。
審査会合におけるコメントを受けて，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の懸念事項（弱点）である，各機能班の分散配置を改善すべく再度レイアウトの検討を行い，号機班を配置していた場所を改造・拡張して「本部エリア」とし，３号炉中央制御室内の運転員との干渉を極力さけるため，通報班，計画班，資材班の位置を変更した上で，各機能班の更なる情報共有の向上を目指して「本部エリア」に号機班，復旧班，通報班，計画班を配置したレイアウト（図 5.12-2）に変更して訓練を実施した。訓練では,本レイアウトにおける懸念事項（弱点）に対して確認を行う形で実施し，冷温停止中の３号炉中央制御室内の運転員との干渉もなく，機能班が分散配置されていても緊急時対策所として十分有効に機能することを確認した。
（訓
練結果は後述）更に，「本部エリア」を再拡張し，中央制御室エリアに残っていた全ての機能班（保安班，
立地・広報班，総務班，資材班（情報・基盤班は廃止，立地班と広報班は再編））を３号炉原
子炉建屋内緊急時対策所（待避室）のエリアに移動し，「本部エリア」に主要な機能班を集中配置したレイアウトイメージ（図 5.12-3）に変更する。これにより，全ての機能班が待避室エリアで活動することができる。
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所は,重大事故等の対処するための要員として，プルーム通過時以外の対応のため,150 名の緊急時対策要員が活動することを想定し，「本部エリア」を含
む３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）エリア（食堂，非管理区域通路，旧日勤控室，
当直休憩室）の約 229 ㎡に各機能班を中心とした 87 名の要員を配置することを想定しており，十分な広さを有した設計としている。
また，現場要員（復旧班要員 63 名）については，各機能班どおしが移動する際に干渉がな
いよう，その全員をプロセス計算機室の約 191 ㎡に配置し，現場出向がない場合には休憩もできるよう十分な広さを有した設計としている。
各機能班，現場要員の動線をレイアウトイメージ（図 5.12-3）に示す。
61-9-5-86

図 5.12-1

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のレイアウトイメージ（第 193 回審査会合時）

図 5.12-2

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のレイアウトイメージ（2015.4 訓練時）

61-9-5-87

図 5.12-3

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所のレイアウトイメージ（再検討後）

61-9-5-88

（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所における訓練結果について
ａ．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（図 5.12-2 のレイアウト）の懸念事項
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所（図 5.12-2 のレイアウト）における懸念事項（弱点）は以下のとおり。
① 平時の執務拠点である事務本館，夜間・休祭日の初動要員の宿泊所から約 1300ｍと距離があるため，移動時間がかかる。
② 一部の機能班については，机等の設営から行う必要があり，設営時間がかかる。
③ 免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動時におけるプラント状況の情報収集をどうするか。
④ 一部の機能班が３号炉中央制御室内の広範囲に分散配置されているため，緊急時対策所としての十分有効に機能できるか，３号炉中央制御室の運転員との干渉がないか。
⑤ 新たに設置した「本部エリア」については，免震重要棟内緊急時対策所に比べれば活動エリアが狭い。
ｂ．訓練目的
上記ａ．の懸念事項を踏まえて，以下の目的で訓練を実施した。
（ a）免 震重 要棟内 緊急時 対策 所か ら３ 号炉 原子 炉建 屋内 緊急 時対 策所 へ移 動することを考慮しても，重大事故等に対処するための活動に影響を与えないことを確認する。また，移動時におけるプラント状況の情報収集方法の検証を行う。合わせて以下の時間を計測する。（懸念事項①，②，③に対応）①免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所までの移動時間②移動開始から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所での各機能班の活動開始までの時間（設営時間含む）（ b）一 部の 機能班 が分散 配置 され てい ても 緊急 時対 策所 とし て十 分有 効に 機能すること，３号炉中央制御室の運転員との干渉がないことを検証する。
（懸案事項④に対応）（c）「本部エリア」で大勢の対策要員が活動しても，混乱なく緊急時対策所として十分有効に機能することを確認する。（懸案事項⑤に対応）

61-9-5-89

ｃ．訓練概要
免震重要棟内緊急時対策所の機能の健全性が確認できないと判断し，免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動して，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で各機能班が重大事故等に対処するための活動を行う
訓練を実施した。
○実施日時：平成 27 年 4 月 28 日
○対 象者

13:00～15:00：３号 炉原子炉 建屋内緊急時 対策所で 活動する要員

発電所長以下約 80 名（予備要員含む）○移動方法：徒歩○移 動中のプラン ト状況確 認方法：必要 最小限の 要員を免震重 要棟に残 して，その要員がプラント状況について情報収集を図り，本部長（所長）が３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に到着後にそれまでの間の情報について共有を図る方法で実施。
ｄ．訓練前提条件
・平日昼間を想定。（初動対応要員は夜間・休祭日の場合の要員よりも多い）
・複数号炉（２プラント）運転中。３号炉を含むその他の号炉は冷温停止中。
・３号炉 原子炉建屋内緊急時対 策所の訓練時のレイア ウトイメージは， 図 5.12-4のとおり。
・本部エリアに配置した号機班，計画班，通報班の一部，本部については，見直し
後のレイアウト（図 5.12-3）と同様に机等は設置済の状態とし，その他の機能班
は，免震重要棟から移動後に設営を開始。
・シナリオは非公開（ブラインド訓練）
・現場実働はなし（ダミーで対応）
ｅ．訓練結果（a）免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所までの移動時も含めて，大きな混乱などなく緊急時対策所として十分有効に機能し，重大 事
故等に対処するための活動が実施できた。移動時におけるプラント状況の情 報
収集，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げ後の情報共有もスムーズに 行われた。
免震重要棟内緊急時対策所から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所までの移動時
61-9-5-90

間，移動開始から３号炉原子炉建屋内緊急時対策所での各機能班の活動開始までの時間（設営時間含む）は以下のとおりであり，30 分程度で緊急時対策所としての指示機能を立ち上げることができることを確認した。
① 移動時間；平均約 20 分（徒歩による移動。最短 15 分，最長 22 分）② 各機能班活動開始までの時間；平均約 27 分（最短 17 分，最長 43 分）（b）一部の機能班が分散配置されていても，緊急時対策所として十分有効に機能することを確認した。また，冷温停止中の３号炉中央制御室の運転員との干渉 はないことを確認した。
（c）本部エリアは，免震重要棟内緊急時対策所に比べ活動エリアとしては狭いが，各機能班が互いに近い席であったため，結果としてコミュニケーションが密 に図られ，情報のやり取りがスムーズになった。
ｆ．今後の対応
今後，下記を踏まえ，本部エリアを再拡張した見直し後の緊急時対策所のレイア
ウト（図 5.12-3）における訓練を実施し，緊急時対策所として十分有効に機能し，重大事故等に対処するための活動ができることを確認する。
（a） 対応要員数について
今 回 は ，ま ず は平 日 昼間 を 想 定し て 訓練 を 実施 し た が， 初 動の 対 応要 員が最小限になる夜間・休祭日の要員（44 名，６，７号炉対応要員）でも問題なく対応できることを検証する必要がある。
（b） 電源車，空調機の起動訓練について
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車の起動・受電切替，可搬型陽圧化
空調機の起動を含めた 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所立ち上げ訓練を行う必要がある。
（c） ３号炉自体の事故想定について
冷 温 停止 中の ３号 炉につ い ては ，事 故シ ナリオ 上 ，外 部電 源喪 失のみ でプ
ラ ン トに 影響 があ る事故 を 想定 して いな かった が ，３ 号炉 中央 制御室 内の運 転 管理 への 影響 を検証 す るに は， ３号 炉にも 何 らか の事 故が 発生し てい
る シ ナリ オ（ 火災 対応， 使 用済 み燃 料プ ール不 具 合へ の対 応等 ）で訓 練を実施する必要がある。

61-9-5-91

（d） 移動時のプラント状況の情報収集方法について
必 要 最小 限の 要員 を免震 重 要棟 に残 して ，その 要 員が プラ ント 状況に ついて 情 報収 集を 図り ，本部 長 （所 長） が３ 号炉原 子 炉建 屋内 緊急 時対策 所に到着後にそれまでの間の情報について共有を図る方法で実施し，30 分程度
で 緊 急時 対策 所と しての 指 示機 能を 立ち 上げる こ とが 確認 でき た。今 後も様々なシナリオで訓練を重ねて検証し改善していく必要がある。

図 5.12-4３号炉原子炉建屋内緊急時対策所における訓練レイアウト及び活動状況

61-9-5-92

5.13 柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて
当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，緊急時体制の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時体制について，以下に説明する。
１．基本的な考え方
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時体制を図 5.13-1 に示す。
緊急時体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能毎の整理
まず基本的な機能を以下の４つに整理し，機能毎に責任者として「統括」を配置する。さらに「統括」の下に機能班を配置する。
① 情報収集・計画立案② 現場対応③ 対外対応④ ロジスティック・リソース管理
これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長（所長）」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
予め定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を提言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
プラント毎に行う現場対応については，申請号炉である６，７号炉と長期停止号
炉である１～５号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である６，７号炉については，万一の両プラント同時被災の場合の錯綜する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者をそれぞれに置き（「６号統括」と「７号統括」），統括以下，号炉毎に独立した組織とすることで，要員が担当号炉に専念できる体制とする。
61-9-5-93

・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は１～７号炉の現場の対応について，１～５号統括，６号統括，７号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，３名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。（図 5.13-2）
・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，１～５号
統括，６号統括，７号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
２．役割・機能（ミッション）
緊急体制における各職位の役割・機能（ミッション）を，表 5.13-１に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班，及び号機統括の役割・機能について，以下の通り補足する。
○号機班：

プラント設備に関する運転操作について，当直による実際の対応を確認する。この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示が無くても，当直が手順に従って自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，当直の対応に疑義がある場合には，号機班長は当直に助言する。

○復旧班： 設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順に従って自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。
○号機統括：当直及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については当直及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。

61-9-5-94

３．指揮命令及び情報の流れについて
緊急時組織において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班など，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，予め定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行うことになる。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具合例として以下の２つのケースの場合を示す。
（ケース１）消防車による６号炉への注水（定められた手順で対応が可能な場合の例：図5.13-3）・復旧班長（６号炉）の指示の下，６号復旧班が自律的に消防車による送水を準備，開始する
・復旧班長（６号炉）は，６号統括に状況を報告すると共に号機班（６号炉）にも情報を共有する。
・６号炉当直副長の指示の下，当直が自律的に原子炉への注水ラインを構成する。
・号機班長（６号炉）は，６号統括に状況を報告すると共に復旧班（６号炉）にも情報を共有する。
・号機班長（６号炉）は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉注水の準備ができたことを当直に連絡する。
・当直は原子炉への注水を開始する。
・号機班長（６号炉）は６号統括に，原子炉への注水開始を報告する。
（ケース２）複数個所の火災発生（自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：図 5.13-4）・６号炉での火災消火のため，６号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が６号炉で活動中に１号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について１～５号統括と６号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「６号炉での消火活動の継続」を決定する。
・６号炉消火後，６号統括は，自衛消防隊に１号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を１～５号統括に委譲する。
・自衛消防隊は１～５号統括の指揮の下，１号炉の消火活動を実施する。
61-9-5-95

４．その他（１） 夜間・休祭日の体制
夜間・休祭日については，上述した緊急時体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこととなる。
（２） 要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休祭日において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいない
ことが考えられる。こうした場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか，または上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する（例：復旧班長が負傷した場合は復旧班副班長が代行するか，または統括が兼務する）。
具体的な代行者の選定については，上位職の者（例えば班長の代行者については統括）が決定する。

61-9-5-96

表 5.13-1 各職位のミッション
職

位

本部長

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部（以下，「対策本部」という）の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への提言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への提言
・事故対応方針（緊急時行動計画）の作成、対策本部への提示
・資源の利用・運用に関する対策本部への提言
・事故対応状況の把握に関する本部長のサポート

計画班

・事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への提言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号機に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する当直のサポート
・当直からの支援要請に関する号機統括への提言

当直（運転員）

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中操制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括通報班

・初期消火活動（消防車隊）

立地・広報班・対外対応情報の収集，本部長へインプット・対外対応活動の統括
・社外関係機関への通報連絡・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

61-9-5-97

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
①
４ ※１

本部長

1号炉
2号炉
3号炉
4号炉
5号炉
6号炉
7号炉

原
子
炉
主
任
技
術
者

安全監督担当

１
１
１
１
１
１
１
１

中央制御室運転員②
計画・情報統括

１

１
計画班長（１～５号炉）１
計画班員（１～５号炉）１
計画班長（６，７号炉）６
計画班員（６，７号炉）

保安班長

１

保安班員

１２ ※２

１５ ※２

保安班現場要員
２１③
１～５号統括１

１号機班長（１～５号炉）１号機班員（１～５号炉）１
復旧班長（１～５号炉）１
復旧班員（１～５号炉）復旧班現場要員

２

1号炉運転員
2号炉運転員
3号炉運転員
4号炉運転員
5号炉運転員１８※Ａ

6，7号炉中央制御室

6号炉運転員
１

６号統括

号機班長
（６号炉）

１

号機班員
（６号炉）

２

復旧班長
（６号炉）

１

復旧班員
（６号炉）

２

復旧班現場要員

３２ ※２※３7号炉運転員
(連携)
１

７号統括

号機班長
（７号炉）

１

号機班員
（７号炉）

２

復旧班長
（７号炉）

１

復旧班員
（７号炉）

２

復旧班現場要員

３１ ※２
※３

④
対外対応統括

１

１

５

通報班長
立地・広報班長

通報班員
１

立地・広報班員

４

⑤
総務統括

１

資材班長

１

資材班員

１

１０ ※２

総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）

※Ａ

消防隊長

５

総務班員

１

６号及び７号炉の重大事故等に対処するために事象発生１０時間を目途として参集す
る緊急時対策要員：１０６名

初期消火班 ６
（消防車隊）
警備員
消火班
（専任）

は人数を示す：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員：１～７号炉共通対応要員①：意思決定・指揮②：情報収集・計画立案③：現場対応④：対外対応３

18 ※４

合計：２３１名※１※２※３

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は、6号及び7号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから※４

人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

図 5.13-1 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部，自衛消防隊及び中央制御室の体制（第２次緊急時態勢・参集要員召集後 ６，７号炉共運転中の場合）
61-9-5-98

基本的な緊急時体制
本部長

6号統括

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
共有本部長(1～5号)※

号機班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括：１～７号炉共通対応要員

図 5.13-2 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部体制（概要）

61-9-5-99

指示・命令の流れ（例：消防車による 6 号機への注水が必要となった場合）

図 5.13-3 消防車による６号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ(例)61-9-5-100

指示・命令の流れ（例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合）

図 5.13-4 火災発生時（２ヶ所の場合）の対応と情報の流れ(例)61-9-5-101

5.14 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について停止中の 1～5 号炉プラントの事故・異常状況への対処を行うのは，基本的には運転員であることから，6 号炉，7 号炉いずれかの格納容器ベント時には 6 号及び 7 号炉に加え，1～5 号炉の運転員が中央制御室にとどまることが出来るよう放射線防護資機材等の配備をおこなうこととし，更に 5 号炉については中央制御室内に待避室を設置する設計とし，人による監視を継続して行うことで事態への対処を行うこととしている。

一方，6 号炉，7 号炉が重大事故に伴い格納容器破損に至った際には，放出される放射性物質により中央制御室内の居住性環境がさらに悪化することが予想される。その際には，各号炉の中央制御室からは一旦緊急時対策所に運転員を待避させる。
なおプラントパラメータの遠隔監視に関して，6 号炉，7 号炉ではプラント計測制御設備
からプロセス信号を取り込み，伝送するためのデータ伝送装置と，中央制御室内待避室において表示するためのデータ表示装置を設置することで，重大事故等時においても継続してプラント監視が可能な設計としている一方で，申請前号炉である 1～5 号炉には上記のようなデータ伝送装置や表示装置をはじめとするプラント情報を監視するための設備について工事計画途上である。そのため停止中の 1～5 号炉が 6 号炉，7 号炉と同時被災し全交流
動力電源喪失に至った際には，プラントパラメータを把握し，伝送･表示するための措置として 6 号炉，7 号炉のような専用の設備には期待することが出来ない。
そのためプラント状況を把握するための設備について設置が完了するまでの措置としては，各号炉の既設の計測制御設備と，可搬の計測資機材類を組み合わせることで，6 号炉，7 号炉の格納容器ベント時に 1～5 号炉中央制御室において各号炉の運転員が自号炉の使用済み燃料プール内の燃料健全性確認に必要な監視を行うことが可能なようにする。以下にその概略を示す。

（１）監視対象
6 号炉，7 号炉申請時点で，申請前かつプラント停止中の 1～5 号炉においては，いずれも使用済燃料貯蔵プールに使用済み燃料が保管・冷却されているため，使用済み燃料プールの冷却状態の把握が必要である。なお 1～5 号炉においては，いずれも使用済み燃料の崩壊熱は低くなっているため,対応操作に対する時間余裕も充分ある状況である（スロッシングによる漏えいを考慮し，65℃から 100℃に達するまでに約 30 時間）。

61-9-5-102

（２）使用済み燃料プールの冷却状態の把握方法
1～5 号炉の使用済燃料貯蔵プール水位・水温は，9 箇所に設置した熱電対のうち，気相に露出している熱電対と，水中にある熱電対を用いて電気信号として検出し，中央制御室に指示・記録する設計としている（水中にある各検出点温度と気相部の温度を比較することにより，間接的に水位を監視する）。使用済燃料ラック上端付近から使用済燃料貯蔵プール上端付近を計測範囲としている。

：熱電対

使用済燃料

図 5.14-1 使用済燃料貯蔵プール水位・水温計 概要図（３）伝送方法① 5 号炉中央制御室～6 号炉・7 号炉中央制御室～3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他
所内必要拠点
5 号炉中央制御室のデジタル記録計に仮設電源による電源供給（6 号炉・7 号炉待避所より仮設電源ケーブルにて供給）を行いつつ，デジタル記録計の信号出力を仮設の伝送装置や光ケーブル等により 6 号及び 7 号炉中央制御室内にあるデータ伝送
装置を経由して，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。なお，ケーブル敷設等作業は事故後に参集した要員により，6 号炉，7 号炉のベント実施前に作業を完了させることが可能となる様，必要な資機材類の配備や手順の整備，要員の確保，タイムラインの明確化に努める。

61-9-5-103

② 1,2,4 号炉中央制御室～3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
1,2,4 号炉中央制御室のデジタル記録計に仮設電源による電源供給（3 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所より仮設電源ケーブルにて供給）を行いつつ，デジタル記録計の信号出力を仮設の伝送装置や光ケーブル等により 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他
所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。なお，ケーブル敷設等作業は上記（３）と同様。

中央制御室

３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

緊急時対策
支援システム
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

光通信
伝送装置

荒浜側

大湊側

６号炉※１

５号炉

中央制御室

中央制御室

中央制御室

ＳＦＰ
水位・水温計

ＳＦＰ
水位・水温計

３号炉

１号炉※２

デジタル
記録計

デジタル
記録計

光通信
伝送装置

データ
伝送装置

光通信
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

光通信
伝送装置

デジタル
記録計

SFP 監視装置

SFP 監視装置

電工ドラム

電工ドラム

【凡例】
有線（電源ケーブル）
有線（計測用ケーブル）※１：７号炉も同様※２：２号及び４号炉も同様

有線（LANケーブル）
有線（光ケーブル）
無線系回線

図 5.14-2 デジタル記録計と伝送装置とを組み合わせた使用済み燃料プールパラメータの緊急時対策所からの遠隔監視 概要図61-9-5-104

61-10

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-i

目 次
1.

免震重要棟内緊急時対策所

61-10—1-1

1.1 新規制基準への適合状況

61-10—1-1

1.2 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価 61-10—1-3について
・添付資料 1 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価条件・添付資料 2 被ばく評価に用いた気象資料の代表性

61-10—1-33

・添付資料 3 線量評価に用いる大気拡散評価

61-10—1-39

・添付資料 4 地表面への沈着速度の設定について

61-10—1-41

・添付資料 5 エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10—1-43

・添付資料 6 グランドシャインガンマ線の評価方法

61-10—1-47※1

61-10—1-53

・添付資料 7 審査ガイド
2.

61-10—1-10への適合状況について

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-10-2-1

2.1 新規制基準への適合状況

61-10-2-1

2.2 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評
価について

61-10-2-3

・添付資料 1 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評価条件

61-10-2-10

・添付資料 2 被ばく評価に用いた気象資料の代表性

61-10-2-35

・添付資料 3 線量評価に用いる大気拡散評価

61-10-2-41

・添付資料 4 地表面への沈着速度の設定について

61-10-2-43

・添付資料 5 エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-2-45※1・添付資料 6 審査ガイドへの適合状況について（※1）実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

61-10-ii

61-10-2-49

1．免震重要棟内緊急時対策所
1.1 新規制基準への適合状況
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六十一条（緊急時対策所），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 第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊重大事故等が発生した場合においても，

急時対策所は、重大事故等が発生した場

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避合においても当該重大事故等に対処する室）により，当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次ための適切な措置を講じることができに掲げるものでなければならない。

るようにしている。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二

重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
2

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。

61-10-1-1－

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六十一条（緊急時対策所），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 第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1,2

適合状況

【解釈】
1

免震重要棟内緊急時対策所の居住性に

第 1 項及び第 2 項の要件を満たす

ついては，「実用発電用原子炉に係る重大緊急時対策所とは、以下に掲げる措置

事故時の制御室及び緊急時対策所の居住又はこれらと同等以上の効果を有する性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」

措置を行うための設備を備えたものをに基づき評価した結果，対策要員の実効線いう。

量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している（約 86mSv/7 日間）
。なお，想

e)

緊急時対策所の居住性について定する放射性物質の放出量等は東京電力

は、次の要件を満たすものであること。 株式会社福島第一原子力発電所事故と同①想定する放射性物質の放出量等等と想定し，マスク着用なし，交代要員なは東京電力株式会社福島第一原子力発

し及び安定よう素剤の服用なしとして評電所事故と同等とすること。

価した。

②

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊
急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③

交代要員体制 、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④

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

61-10-1-2

1.2 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下，「審査ガイド」という）に基づき評価を行った。
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の対策要員の被ばく評価の結果，実効線量で約 86mSv であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
（1） 想定する事象
想定する事象については，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，想定する放射性物質等に関しては，審査ガイドに基づき評価を行った。
（2） 大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉が発災するものとし，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を表 1-1 に示す。
表 1-1 大気中への放出量（gross 値）
放出放射能量（Bq）

核種グループ

6 号炉及び 7 号炉の和

希ガス類

約 1.8×1019

よう素類

約 6.3×1017

Cs 類

約 5.6×1016

Te 類

約 1.6×1017

Ba 類

約 6.1×1015

Ru 類

約 2.8×1010

Ce 類

約 1.9×1014

La 類

約 2.8×1013

61-10-1-3

（3） 大気拡散の評価
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ほうから順に並べた累積出現頻度 97%にあたる値を用いた。評価においては，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用した。
相対濃度及び相対線量の評価結果は，表 1-2 に示すとおりである。
表 1-2 相対濃度及び相対線量
評価対象

放出号炉

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）

相対濃度

相対線量
3

χ／Ｑ（s/m ）Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

6 号炉

5.8×10-6

2.0×10-19

7 号炉

6.5×10-6

2.1×10-19（4） 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線評価
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による対策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等から評価するものであるが，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）は原子炉建屋から 1km 以上の離隔距離があることから，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
マ線は，十分に減衰するため，線量評価結果に与える影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。
（5） 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって，放射性物質の放出は事故発生後 24 時間から 34 時間まで継続し，事故初期の放射性物質の影響が支配的となることから 7 日間免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮している被ばく経路は，図 1-1 に示す①～④のとおりである。被ばく経路のイメージ図を図 1-2 に示す。また，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性評価に係る被ばく評価の主要条件を表 1-4 に示す。
a.

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの，直接ガンマ線及びス
カイシャインガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での対策要員の外部被ばくは，前述（4）のとおり影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。
61-10-1-4

b.

大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内
緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からの，ガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と免震重要棟の外壁及び内壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。

c.

外気から取り込まれた放射性物質による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
内での被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は，外気から免震重要棟内
緊急時対策所 1 階（待避室）及び隣接区画内に取り込まれる。免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）及び隣接区画に取り込まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく及び免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）に取り込まれた放射性物質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した。
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）及び隣接区画の放射性物質濃度の計算に当たっては以下の i～ii の効果を考慮した。なお，マスクの着用及びよう素剤の服用はないものとして評価した。
i.

可搬型陽圧化空調機による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の陽圧化
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）を可搬型陽圧化空調機により陽圧化することで，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）へのフィルタを通らない
外気の侵入を防止する効果を考慮した。なお，陽圧化範囲でない区画は，保守的に外気と同様として評価した。

d.

大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による免震重要棟
内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく（経路④）
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による免震重
要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。

61-10-1-5

（6） 被ばく評価結果
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の対策要員の被ばく評価結果は，表 1-3 に示
すとおり，実効線量で約 86mSv であり，実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
表 1-3 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価結果
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
実効線量（mSv）

被ばく経路
6 号炉

7 号炉

合計

0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 1.1×101

約 1.2×101

約 2.3×101

約 2.0×101

約 2.2×101

約 4.2×101（約 6.6×100）（約 7.3×100）（約 1.4×101）（約 6.8×100）（約 7.6×100）（約 1.4×101）（約 6.3×100）（約 7.1×100）（約 1.3×101）

約 1.0×101

約 1.1×101

約 2.2×101

約 4.1×101

約 4.5×101

約 86①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ば
く③外気から取り込まれた放射性物質
室内による免震重要棟内緊急時対策所 1

作業時

階（待避室）内での被ばく（内訳）内部被ばく
外部被ばく
待避室外のエリアからの外部被ばく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免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

61-10-1-6

線源

原子炉建屋内放射性物質

大気中放射性物質

被ばく経路

直接ガンマ線，

地表面放射性物質

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）及び隣接区

放射性雲中の

地表面放射性

画内に取り込まれる放射性物質による被ばく

放射性物質の物質のガンマ

ガンマ線

線

スカイシャインガンマ線
ガンマ線

被ばく部位

①

③

②

吸入摂取

④

③

ガンマ線による

吸入摂取による

外部被ばく

内部被ばく

室内作業時

図 1-1 被ばく経路 （免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室））
61-10-1-7

①
免震重要棟内緊急時対策
所 1 階（待避室）内での
被ばく

②
③
④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での被ばく（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）
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）
外気から緊急時制御室内へ取り込まれた放射性物質による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）
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免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）

図 1-2 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の対策要員の被ばく経路イメージ図
61-10-1-8

表 1-4 免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性評価に係る被ばく評価の主要条件
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
放出量評価

大気拡散条件

発災プラント

6 号炉及び 7 号炉

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10 時間

放出源高さ

地上放出

気象

1985 年 10 月から１年間

着目方位

S,SSW 方位

重ね合わせ

号炉毎に評価し被ばく量を足し合わせる

建屋巻き込み巻込みを考慮

累積出現頻度小さい方から 97％相当

時間[h]換気設備による
防護措置

空気取込[m3/h]

0～24

24～34

34～168

1,800

1,800

1,800

マスク

着用なし

要員交代，

考慮しない

よう素剤
結果

合計線量

約 86mSv（7 日間）

61-10-1-9

添付資料 1

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価条件
表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 緊 急 時 制 御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物
質の大気中への放出

評価事象

東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故と同等

審査ガイドに示されたとおり設定

割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

炉心熱出力

3,926MW

定格熱出力

1 サイクル：10,000h(約 416 日)
2 サイクル：20,000h
運転時間

3 サイクル：30,000h
4 サイクル：40,000h
5 サイクル：50,000h－

1 サイクル 13 ヶ月(約 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

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料
装荷割合

2 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料

3 サイクル：0.229（200 体）

装荷割合に基づ

4 サイクル：0.229（200 体）

き設定

5 サイクル：0.084（72 体）

61-10-1-10－

表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4（1）a. 事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割
合は、原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並

希ガス類：97%

みを想定する。

よう素類：2.78%

希ガス類：97%

Cs 類：2.13%
放射性物質の大気

Te 類：1.47%

中への放出割合

Ba 類：0.0264%

審査ガイド
に示された
-8

Ru 類：7.53×10 %とおり設定

Ce 類：1.51×10-4%ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、無機ヨウ素：4.85%、
有機ヨウ素：0.15%)(NUREG-1465 を参考に設定）
Cs 類：2.13%-5La 類：3.87×10 %Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%

粒子状よう素：95%
よう素の形態

無機よう素：4.85%

同上

同上

有機よう素：0.15%
4.4(4)a.放射性物質の大気中への放出
放出開始時刻24 時間後

同上

開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する
4.4(4)a.放射性物質の大気中への放出

放出継続時間

10 時間

同上

継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。

事故の評価期間

7日

同上

61-10-1-11

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

表添 1-1-2 大気拡散条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a. 放 射 性 物 質 の 空
気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

審査ガイドに示された濃度分布が水平方向及びとおり設定

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．

建屋影響を受ける大気
拡散評価を行うため保気象データ

守的に地上風（地上約

4.2(2)a.風向、風速、大気

柏崎刈羽原子力発電所

10m）の気象データを使安定度及び降雨の観測項における 1 年間の気象用

目を、現地において少なく

データ(1985 年 10 月～

審査ガイドに示されたとも 1 年間観測して得られ1986 年 9 月)

とおり発電所においてた気象資料を大気拡散式観測された 1 年間の気に用いる。

象データを使用（添付資料 2 参照）
4.2(2)c.相対濃度は、短時
審査ガイドに示された
実効放出継続時間

10 時間

放出継続時間に基づき設定

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。

放出源：
放出源及び
放出源高さ

6 号炉原子炉建屋及び7 号炉原子炉建屋
放出源高さ：地上 0m

61-10-1-12

審査ガイドに示されたとおり設定。
ただし，放出エネルギ
ーによる影響は未考慮

4.4(4)b.放出源高さは、地上放出を仮定する。放出エネルギーは、保守的な結果となるように考慮しないと仮定する。

表添 1-1-2 大気拡散条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線

累積出現頻度小さい方から累積
して 97%

審査ガイドに示されたとおり設定

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。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の建／緊急時対策所の居住性評価で特徴的屋の影響を受けるたな放出点から近距離の建屋の影響を受め，建屋による巻き込

ける場合には、建屋による巻き込み現み現象を考慮

象を考慮した大気拡散による拡散パラ
メータを用いる。
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助建屋、タービン建屋、コント

巻き込みを生じる代表建屋6 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込及びみの影響が最も大きい

7 号炉原子炉建屋

建屋として設定

ロール建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するす
べての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建
屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
4.2(2)b.屋上面を代表とする場合、例

放射性物質濃免震重要棟の中心

審査ガイドに示された

えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊度の評価点

を評価点としたとおり設定

急時対策所の中心点を評価点とすることは妥当である。

61-10-1-13

表添 1-1-2 大気拡散条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る披ばく評価では、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

着目方位

2 方位(S,SSW)

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定から、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。

審査ガイドに示された建屋投影面積約 1,931m

2

とおり設定
風向に垂直な投影面積のうち最も小さいもの

61-10-1-14

4.2(2)b.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式の入力とする。

表添 1-1-3 クラウドシャイン線による被ばくの評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，屋外の放射性物質を考慮し，免震重要棟外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。
4.2(2)b. 屋 上 面 を 代 表とする場合、例えば原子評価点

図添 1-1-1 のと影響が大きくなる中心点を選定

炉制御室／緊急時制御

おり（高さ：床面上 1.5m にて評価）

室／緊急時対策所の中心点を評価点とすることは妥当である。
4.2(3)a.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又遮蔽厚さ

図添 1-1-1 のと免震重要棟建屋の躯体厚さ及び追おり設した遮蔽壁の躯体厚さを参照

は対策要員に対しては、原子炉制御室/緊急時制
御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-1-15

表添 1-1-4 隣接区画内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，隣接区画内に取り込まれた放射性物質を考慮し，免震重要棟内緊急時対策所の内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。なお，隣接区画のうち陽圧化範囲でない区画は，保守的に外気と同様として評価する。
評価点

図添 1-1-1 のとおり

隣接区画内線源の影響が大きくな
る点を選定

―

（高さ：床面上 1.5m にて評価）
4.2(3)b.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又遮蔽厚さ

図添 1-1-1 のと免震重要棟建屋の躯体厚さ及び追おり設した遮蔽壁の躯体厚さを参照

は対策要員に対しては、原子炉制御室/緊急時制
御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を
考慮する。

評価コード

QAD-CGGP2R

許認可解析にて実績のあるコード

61-10-1-16―

表添 1-1-5 グランドシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，免震重要棟の屋上面及び屋外の地表面に沈着した放射性物
質を考慮し，免震重要棟外壁及び内壁並びに屋外に設置した遮蔽壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。（添付資料 6 参照）
評価点

図添 1-1-1 のとおり沈着した線源の影響が大きくなる点を選定（高さ：床面上 1.5m にて―評価）
4.2(3)b.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又遮蔽厚さ

図添 1-1-1 のと免震重要棟建屋の躯体厚さ及び追おり設した遮蔽壁の躯体厚さを参照

は対策要員に対しては、原子炉制御室/緊急時制
御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を
考慮する。

評価コード

QAD-CGGP2R

許認可解析にて実績のあるコード

61-10-1-17―

表添 1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

施設の位置及び遮蔽構造から直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線は，十分に遮蔽されるため，線量評
価結果に与える影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。

線
源
強
度

原子炉建

放出された放射性4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋

屋（二次物質が自由空間容内の放射性物質は、自格納施積に均一に分布す

設）内線

るとし，
事故後 7 日源強度分間の積算線源強度

事故後 7 日間の積算線を計算

源強度を計算する

布
事故の評

7日

価期間

評価点

審査ガイドに示されたとおり設定

図添 1-1-2 のとおり

同上

由空間容積に均一に分布するものとして、同上中心点より線源となる建屋に近い壁側を選定（高さ：直接ガンマ線では天井面，スカイシャイ―ンガンマ線では屋上面を選定）
4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋
内の放射性物質からのスカイシャインガ

遮蔽厚さ

図添 1-1-2 のとおりンマ線及び直接ガン
免震重要棟建屋の躯体厚さを参照

マ線による外部被ば
く線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。

直接ガンマ線の線量評価に用いる QAD-CGGP2R
直接ガンマ線の線量評価：QAD直接ガンマ

CGGP2R

線・スカイシャインガンマスカイシャインガ

線評価コードンマ線の線量評
価：ANISN，
G33-GP2R

は三次元形状を，スカイシャインガンマ線の線
量評価に用いる ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ一次元，三次元形状を扱う遮蔽解析コードであり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は，線源条件，遮蔽体条件であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。従って，設計基準事故を超える事故における線量評価に適用可能である。QAD-CGGP2R,ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。
61-10-1-18－

表添1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(1/2)※1
エネルギー(MeV)

積算線源強度（photons）

下限

上限（代表エネルギー）－

1.00×10-2

2.44×1022

1.00×10-2

2.00×10-2

2.44×1022

2.00×10-2

3.00×10-2

1.11×1023

3.00×10-2

4.50×10-2

5.74×1022

4.50×10-2

6.00×10-2

1.11×1022

6.00×10-2

7.00×10-2

7.41×1021

7.00×10-2

7.50×10-2

6.66×1021

7.50×10-2

1.00×10-1

3.34×1022

1.00×10-1

1.50×10-1

1.90×1022

1.50×10-1

2.00×10-1

4.93×1022

2.00×10-1

3.00×10-1

9.85×1022

3.00×10-1

4.00×10-1

1.48×1023

4.00×10-1

4.50×10-1

7.39×1022

4.50×10-1

5.10×10-1

1.03×1023

5.10×10-1

5.12×10-1

3.43×1021

5.12×10-1

6.00×10-1

1.51×1023

6.00×10-1

7.00×10-1

1.72×1023

7.00×10-1

8.00×10-1

7.38×1022

8.00×10-1

1.00×100

1.48×1023

1.00×100

1.33×100

3.27×1022

1.33×100

1.34×100

9.92×1020

1.34×100

1.50×100

1.59×1022

1.50×100

1.66×100

1.64×1021

1.66×100

2.00×100

3.49×1021

2.00×100

2.50×100

2.35×1021

2.50×100

3.00×100

1.16×1020

3.00×100

3.50×100

2.68×1017

3.50×100

4.00×100

2.68×1017

4.00×100

4.50×100

5.47×1011

4.50×100

5.00×100

5.47×1011（単一号炉当たり）※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している
61-10-1-19

表添1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(2/2)※1
エネルギー(MeV)

積算線源強度（photons）

下限

上限（代表エネルギー）

5.00×100

5.50×100

5.47×1011

5.50×100

6.00×100

5.47×1011

6.00×100

6.50×100

6.28×1010

6.50×100

7.00×100

6.28×1010

7.00×100

7.50×100

6.28×1010

7.50×100

8.00×100

6.28×1010

8.00×100

1.00×101

1.93×1010

1.00×101

1.20×101

9.65×109

1.20×101

1.40×101

0.00×100

1.40×101

2.00×101

0.00×100

2.00×101

3.00×101

0.00×100

3.00×101

5.00×101

0.00×100（単一号炉当たり）※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している

61-10-1-20

免震重要棟 1 階平面図

図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 1/6）

61-10-1-21

免震重要棟 1 階平面図

図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 2/6）

61-10-1-22

免震重要棟 1 階平面図

図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 3/6）

61-10-1-23

免震重要棟 2 階平面図

図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 4/6）

61-10-1-24

免 震 重 要 棟 断 面 図 （ NS 方 向 ）図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 5/6）

61-10-1-25

免震重要棟屋外平面図

図 添 1-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く 等 の 計 算 モ デ ル （ 6/6）

61-10-1-26

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉原子炉建屋及び免震重要棟

図 添 1-1-2

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 1/2）

61-10-1-27

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉原子炉建屋及び免震重要棟

図 添 1-1-2

直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ ン マ 線 の 計 算 モ デ ル （ 2/2）

61-10-1-28

表 添 1-1-8

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
換 気 設 備 条 件 （ 1/3）

項目

評価条件

選定理由

放射性物質をフィル

免震重要棟内緊急

タにより低減しなが時対策所 1 階（待ら免震重要棟内緊急避室）内へのフィ時対策所 1 階（待避ルタを通らない放室 ）内 に 空 気 を 取 り 入

射性物質の取込みれる。

防止するため設定

審査ガイドでの記載
4.4(3)a. 緊 急 時 制 御 室 又 は

可搬型陽

緊急時対策所の非常用換気

圧化空調

空調設備は、非常用電源に機（※）

よって作動すると仮定する。
4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊
急時制御室／緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機

可搬型陽圧化空調により，免震重要棟機を用いて，フィ内緊急時対策所 1 階

ルタを通らない放（待避室）内に，外射性物質の免震重

気がフィルタを経由

要棟内緊急時対策した後に流入するこ

所内取込み防止すの建屋の表面空気中から、事故時に次の二つの経路で放射性物おける外質が外気から取り込まれる

気取り込

ことを仮定する。一原子炉

み

制御室／緊急時制御室／緊
急時対策所の非常用換気空とを考慮る。
調設備によって室内に取り入れること（外気取入）4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊

外部ガン
急時制御室／緊急時対策所
マ線によ
陽圧化バウンダリ体
る全身に内に取り込まれる放射性物
審査ガイドに示さ

積 ： 3,510m 3
対する線

質の空気流入量は、空気流
れたとおり設計値

待避室バウンダリ体
量評価時

入率及び原子炉制御室／緊を設定

積 ： 1,080m 3

急時制御室／緊急時対策所の自由体
バ ウ ン ダ リ 体 積（ 容 積 ）を 用
積
いて計算する。
（ ※ ） 図 添 1-1-1 の と お り ， 周 囲 に 鉛 20mm 相 当 の 可 搬 遮 蔽 を 設 置 す る 。

61-10-1-29

表 添 1-1-8

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
換 気 設 備 条 件 （ 2/3）

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊
急時制御室／緊急時対策所

可搬型陽
審査ガイドに示され内への外気取入による放射

たとおり設計値を設

性物質の取り込みについて定は、非常用換気空調設備の

圧化空調
1,800m 3 /h
機ファン
風量
設計及び運転条件に従って許算する。
4.2(1)a. ヨ ウ 素 類 及 び エ ア
可搬型陽
無 機 よ う 素 ，有 機 よロゾルのフィルタ効率は、

圧化空調
う 素 ： 99.9％

設計上期待できる値

使用条件での設計値を基に放 射 性 微 粒 子 ：を設定

設 定 す る 。な お 、フ ィ ル タ 効

機フィル
タによる
99.9%

率の設定に際し、ヨウ素類

除去効率の性状を適切に考慮する。
免震重要
可搬型陽圧化空調機
棟内緊急により，免震重要棟

4.2(l)b. 既 設 の 場 合 で は 、

内緊急時対策所 1 階

空気流入率は、空気流入率（待避室）内は陽圧測定試験結果を基に設定す化されているため，

る。

時対策所
1 階（待

0 回 /h避室）への空気流
空気流入はない。
入率61-10-1-30

表 添 1-1-8

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）
換 気 設 備 条 件 （ 3/3）

項目

評価条件

マスクに
よる除染

考慮しない

係数

選定理由

審査ガイドでの記載

居住環境上の被ばく

3.プ ル ー ム 通 過 時 等 に 特 別低減措置を優先し，な防護措置を講じる場合を評価における着用を除き、対策要員は緊急時対考慮しないものとし

策所内でのマスクの着用なた。

しとして評価すること。
3.交 代 要 員 体 制 、 安 定 ヨ ウ

居住環境上の被ばく素剤の服用、仮設設備等を低減措置を優先し，安定よう考慮してもよい。
考慮しない評価における服用を素剤

ただしその場合は、実施の考慮しないものとしための体制を整備するこた。
と。
居住環境上の被ばく低減措置を優先し，

交代要員
考慮しない

評価における交代をの考慮考慮しないものとした．

61-10-1-31

同上表 添 1-1-9
項目

線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

成人実効線量換算係数使用(主な核種を以下 に示す)
I-131： 2.0×10 - 8 Sv/Bq
I-132： 3.1×10 - 1 0 Sv/Bq
I-133： 4.0×10 - 9 Sv/Bq

ICRP Publication71

線量換

I-134： 1.5×10 - 1 0 Sv/Bq

及び線量換算係数につい

算係数

I-135： 9.2×10 - 1 0 Sv/Bq

ICRP Publication72て記載無し

Cs-134： 2.0×10 - 8 Sv/Bqに基づく

Cs-136： 2.8×10 - 9 Sv/Bq
Cs-137： 3.9×10 - 8 Sv/Bq
上 記 以 外 の 核 種 は ICRP
Publication71 及 び ICRP
Publication72 に 基 づ く
ICRP Publication71 に 基
呼吸率について記載
呼吸率1.2m 3 /h

づく成人活動時の呼吸率無し
を設定
線 量 目 標 値 評 価 指 針（ 降 水
4.2.(2)d. 放 射 性 物
時における沈着率は乾燥質の地表面への沈着

エ ア ロ ゾ ル ： 1.2cm/s

時 の 2～ 3 倍 大 き い ） を 参

無 機 よ う 素 ： 1.2cm/s

考 に ，湿 性 沈 着 を 考 慮 し て

有機よう素：沈着無し

乾 性 沈 着 速 度 (0.3cm/s) の

希ガス：沈着無し

４ 倍 を 設 定 。乾 性 沈 着 速 度

地表面

評価では、地表面へへの沈の乾性沈着及び降雨

着速度への湿性沈着を考慮
して地表面沈着濃度
は NUREG/CR-4551 Vol.2 ※ 1を計算する。
より設定※ 1 NUREG/CR-4551 Vol.2 “ Evaluation of Severe Accident Risks:
Quantification of Major Input Parameters”
61-10-1-32

添付資料 2
被ばく評価に用いた気象資料の代表性

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年 ９ 月 ま での１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要 な 排 気 筒
高 風 を 用 い て 検 定 す る も の の ，被 ば く 評 価 で は 保 守 的 に 地 上 風 を 使 用 す る こ と も
あ る こ と か ら ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に 加 え ，参 考 とし て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定 を 行 っ た 。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意
水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E，SSE，風 速 階 級：5.5～ 6.4m/s）で あ った。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ，風 向（ E，SSE）に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向 か う 風 で
あ る こ と 及 び 風 速（ 5.5～ 6.4m/s）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か に 超 え た 程 度 で あることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表している
ものと判断した。
な お ， 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ， 有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は 11 項
目 で あ っ た も の の ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に よ り 代 表 性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断し61-10-1-33

た。
検 定 結 果 を 表 添 1-2-1 か ら 表 添 1-2-4 に 示 す 。

61-10-1-34

表添 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界
上限

下限

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

61-10-1-35

判定

○採択
×棄却
○
○
○
○
×
○
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○

表添 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

61-10-1-36

表添 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界

判定
○採択

上限

下限

×棄却

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

61-10-1-37

表添 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

61-10-1-38

添付資料 3

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

図添 1-3-1 評価対象方位表添 1-3-1 評価対象方位
評価点

免震重要棟中心放出源

6 号炉・7 号炉原子炉建屋中心

着目方位

S，SSW

距離

1,850m (6 号炉)
1,719m (7 号炉)

61-10-1-39相対濃度(χ/Q)の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して相対濃度を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を表添 1-3-2, 表添 1-3-3 に示す。累積出現頻度 97%にあたる相対濃度は，6 号炉で約 5.8×10-6，7 号炉で約 6.5×10-6 となった。
表添 1-3-2 相対濃度の値(実効放出継続時間 10 時間) (6 号炉)
累積出現頻度(%)

相対濃度(s/m3)

・・・・

・・・・

96.99

約 5.7×10-6

97.01

約 5.8×10-6

97.02

約 5.8×10-6

・・・・

・・・・

表添 1-3-3 相対濃度の値(実効放出継続時間 10 時間) (7 号炉)
累積出現頻度(%)

相対濃度(s/m3)

・・・・

・・・・

96.98

約 6.4×10-6

97.01

約 6.5×10-6

97.05

約 6.6×10-6

・・・・

・・・・

61-10-1-40

添付資料 4
地表面への沈着速度の設定について

免震重要棟内緊急時対策所1階（待避室）の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/sの4倍である1.2cm/sを用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日
原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の4倍と設定した。
以下では，湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の4倍として設定した妥当性を検討した。
1.検討手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，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%と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。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）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）」（原子力安全・保安院 平成21年8月12日）[【解説5.3】①]に従い，居住性評価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
χ/Q( , , ) =・ / ( , , )・・・・・①( / ) (x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]/ ( , , ): 時刻iでの相対濃度[s/m3]
V：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 ( , ) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。
χ/Q( , ) = ・∫∞/ ( , , )= / ( , , 0) ・

exp[]・・・・・②

χ/Q ( , ) : 時刻iでの湿性沈着率[1/m2]/ ( , , 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].
（ = 9.5 × 10 ×
学会標準より）：時刻iでの降水強度[mm/h]：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]61-10-1-41

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
乾性沈着率の累積出現頻度97%値=∙ / ( , , )(/ ( , , ) ∙Λ[∙ / ( , , ))]・・・・・③

2.検討結果表添1-4-1に免震重要棟の評価点についての検討結果を示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.4程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表添1-4-1 沈着率評価結果
評価点

免震重要
棟中心

放出点

相対濃度
(s/m3)①乾性沈着率(1/m2)②乾性沈着率+湿性沈着率(1/m2)

比（②/①）

6 号炉原子炉
建屋中心

5.8×10-6

1.7×10-8

2.4×10-8

1.4

7 号炉原子炉
建屋中心

6.5×10-6

2.0×10-8

2.7×10-8

1.4

61-10-1-42

添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について
エアロゾルの乾性沈着速度 0.3cm/s は NUREG/CR-4551 ※１ に基づいて設定している。
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。原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，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おり，種々のシビアアクシデント時に格納容器内に浮遊する放射性物質を含むエア
ロゾル粒径の検討（参考資料参照）及び，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の被ばく評価シナリオにおいては，放出が開始される 24 時間までに，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，24 時間後の放出においては，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 程度である。以上のことから，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性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。
なお，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性評価では，「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」（昭和 51 年 9 月 28 日 原子力委員会決定，一部改訂 平成 13 年 3 月 29 日）における解説（葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮する際に，降水時における沈着率は，乾燥時の 2～3 倍大きい値となるとしている）を踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度として，保守的に乾性沈着の 4 倍の 1.2cm/s を使用している。

61-10-1-43

図添 1-5-1 様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２）※1

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk: quantification of major input
parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2 W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension and for Wet andDry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose Calculations, Nuclear
Safety VoI.19 No.2, 1978

61-10-1-44

参考資料 シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について
シビアアクシデント時に格納容器内に浮遊する放射性物質を含むエアロゾル粒径の範囲
として，本評価で想定している 0.1µm～5µm は，シビアアクシデント時のエアロゾル挙動に関する既往研究の知見を参考に設定している。
シビアアクシデント時の格納容器内の放射性物質を含むエアロゾルの発生としては，炉心損傷時に 1 次系から放出されるエアロゾルや MCCI 発生時に格納容器内に直接放出されるエアロゾル等が想定され，これら発生エアロゾル粒子が格納容器内で凝集・沈着の過程を経ることで，格納容器内に浮遊するエアロゾル粒径が時間とともに変化する。
これら各フェーズのエアロゾル挙動に着目した既往研究の調査結果から，エアロゾル粒径に関する知見について整理した結果を表１に示す。
表１番

試験名または報告書

号

名等

①

AECL が実施した試験

エアロゾル粒径に関する既往研究の調査結果（1/2）
エアロゾル
粒径

備考

(μm)
・CANDU 炉のジルカロイ被覆管燃料を使用した 1 次系内核分裂生成物
0.1～3.0
挙動に関する小規模試験
・米国アイダホ国立工学研究所にて実施された炉心損傷時の燃料棒及②

PBF-SFD※１

び炉心の振る舞い，核分裂生成物及び水素の放出挙動を調べた大規模0.29～0.56
総合試験
・粒径データはフィルタサンプルの SEM 分析による幾何平均直径
・仏国カダラッシュ原子力研究センターの PHEBUS 研究炉で実施された，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③

PHEBUS-FP※１

0.1～0.5

器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べた大規模総合試験
・粒径データは 1 次系内フィルタサンプルの SEM 分析による凝集物を構成する粒子径•MCCI 時の発生エアロゾルに対する上部プール水のスクラビング DF④

NUREG/CR-5901※２

モデル（相関式）を開発したレポート
0.25～2.5・粒径データは，MCCI 時に想定される発生エアロゾルの質量平均粒径の範囲
・米国ハンフォード国立研究所(HEDL)にて実施された，格納容器内エ
アロゾル沈着挙動に関する大規模模擬実験

⑤

LACE

LA2※３

約 0.5～約 5・粒径データは，LA2 試験の事前解析として実施された，各種エアロ
ゾル挙動解析コードによるエアロゾル空気動力学的直径の時間変化における最小値と最大値

61-10-1-45

表１
番
号

エアロゾル粒径に関する既往研究の調査結果（2/2）

試験名または報告書名等

エアロゾル粒径

PHEBUS-FP※１

⑥

備考
(μm)
2.4～4.0・粒径データは，PHEBUS-FP 模擬格納容器内で測定されたエアロゾル空気動力学的直径の範囲

表１において，炉心損傷時の 1 次系内エアロゾルについては①，②及び③，MCCI 時の発生エアロゾルについては④，さらに，格納容器内エアロゾル粒径に関しては⑤及び⑥に整理している。
この表に整理した試験結果等は，想定するエアロゾル発生源や挙動範囲（1 次系，格納容器）に違いはあるものの，エアロゾル粒子はサブ µm から数 µm までの範囲にあり，格納容器
内環境でのエアロゾルの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。
従って，過去の種々の調査・研究により示されている粒径範囲を包絡する値として，0.1µm～5µm のエアロゾルを想定することは妥当である。
※1 STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS，NEA/CSNI/R (2009) 5※2 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※3 J.H.Wilson and P.C.Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations for LWR Aerosol
Containment Experiments (LACE) LA2, ORNL
A.L.Wright, J.H.Wilson and P.C.Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR AEROSOLCONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2

61-10-1-46

添付資料 6
グランドシャインガンマ線の評価方法
免震重要棟内に影響する可能性のあるグランドシャインガンマ線は，免震重要棟の屋上や周辺の地表面に沈着した放射性物質によるものと考えられ，免震重要棟内構造壁・床・天井・外壁及び免震重要棟外の遮蔽壁により遮蔽効果が得られる。グランドシャインガンマ線の評価に当たっては，これらの遮蔽効果を考慮した評価を行った。
免震重要棟周辺の地形を図添 1-6-1 に，拡大図を図添 1-6-2 に示す。図添 1-6-1 の赤線
より上側（免震重要棟の北東から南西部分）かつ青線より下側は免震重要棟屋上より標高が低く，免震重要棟 G.L（地表面高さ）より高い領域である。また，青線より上側は，標高が免震重要棟 G.L と同程度または低い領域である。赤線より下側は免震重要棟屋上より標高が高い領域である。免震重要棟北側から西側にかけては平坦な地形であるが，東側及び南側
は山の斜面が比較的近く，道路や駐車場の段差がある地形である。
グランドシャインガンマ線の評価上のモデルにはこの地形を反映し，免震重要棟の東側及び南側は道路，駐車場，傾斜部を考慮した階段状の形状とし，それ以外の領域は免震重要棟 G.L と同じ高さで平坦な形状とした。また，周辺建屋のうち隣接する事務本館を遮蔽物として考慮した。評価モデルのイメージ図を図添 1-6-3 に， 拡大図を図添 1-6-4 に，断面図を図添 1-6-5 に示す。
線源と見なす領域は階段状の領域以外は免震重要棟から半径 500m 以内とし，地表面に放射性物質が均一に沈着するものとした。評価モデル上，図添 1-6-3，図添 1-6-5 の橙色で示す領域を線源とした。なお，傾斜部に沈着した放射性物質は評価モデル上では垂直面に沈着しているものとみなし，線源の高さは，免震重要棟 G.L から 10m の高さ（免震重要棟屋上と同程度の高さ）までとした。
評価コードは，QAD-CGGP2R コードを用いた。また，グランドシャインガンマ線の評価に用いる積算線源強度を表添 1-6-1 に示す。なお，評価点は，沈着した線源からの影響が大きくなる点を選定し，高さは床面上 1.5m とした。

61-10-1-47

図添 1-6-1 免震重要棟周辺地形図添 1-6-2 免震重要棟周辺地形（拡大図）

61-10-1-48

図添 1-6-3 免震重要棟グランドシャイン線評価モデル（平面図）（橙色部：線源領域）

図添 1-6-4 免震重要棟グランドシャイン線評価モデル（平面図）（拡大）

61-10-1-49

図添 1-6-5 免震重要棟グランドシャイン線評価モデル（断面図）

61-10-1-50

表添 1-6-1 グランドシャインガンマ線の評価に用いる積算線源強度(1/2)※1
エネルギー(MeV)

単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）

下限

上限（代表エネルギー）－

1.00×10-2

1.49×1014

1.00×10-2

2.00×10-2

1.49×1014

2.00×10-2

3.00×10-2

2.13×1015

3.00×10-2

4.50×10-2

4.74×1014

4.50×10-2

6.00×10-2

2.35×1014

6.00×10-2

7.00×10-2

1.57×1014

7.00×10-2

7.50×10-2

2.99×1013

7.50×10-2

1.00×10-1

1.49×1014

1.00×10-1

1.50×10-1

1.36×1014

1.50×10-1

2.00×10-1

1.02×1015

2.00×10-1

3.00×10-1

2.03×1015

3.00×10-1

4.00×10-1

3.17×1015

4.00×10-1

4.50×10-1

1.58×1015

4.50×10-1

5.10×10-1

2.08×1015

5.10×10-1

5.12×10-1

6.92×1013

5.12×10-1

6.00×10-1

3.04×1015

6.00×10-1

7.00×10-1

3.46×1015

7.00×10-1

8.00×10-1

1.51×1015

8.00×10-1

1.00×100

3.02×1015

1.00×100

1.33×100

6.95×1014

1.33×100

1.34×100

2.11×1013

1.34×100

1.50×100

3.37×1014

1.50×100

1.66×100

2.52×1013

1.66×100

2.00×100

5.36×1013

2.00×100

2.50×100

5.42×1013

2.50×100

3.00×100

1.19×1012

3.00×100

3.50×100

9.78×106

3.50×100

4.00×100

9.78×106

4.00×100

4.50×100

2.03×101

4.50×100

5.00×100

2.03×101

6 号炉と 7 号炉からの寄与の合計※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している

61-10-1-51

表添 1-6-1 グランドシャインガンマ線の評価に用いる積算線源強度(2/2)※1
エネルギー(MeV)

単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）

下限

上限（代表エネルギー）

5.00×100

5.50×100

2.03×101

5.50×100

6.00×100

2.03×101

6.00×100

6.50×100

2.33×100

6.50×100

7.00×100

2.33×100

7.00×100

7.50×100

2.33×100

7.50×100

8.00×100

2.33×100

8.00×100

1.00×101

7.17×10-1

1.00×101

1.20×101

3.58×10-1

1.20×101

1.40×101

0.00×100

1.40×101

2.00×101

0.00×100

2.00×101

3.00×101

0.00×100

3.00×101

5.00×101

0.00×100

6 号炉と 7 号炉からの寄与の合計※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している

61-10-1-52

添付資料 7実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
3．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第 76 条（緊急時対策所）
1 e)緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。

1e) →審査ガイド通り① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故① 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出をと同等とすること。

仮定。放射性物質の放出割合は 4.4(1)の通り。

② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対② 対策要員はマスクを着用していないとして評価している。

策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。

③ 交代要員体制：評価期間内の交代は考慮しない。

③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただしそ

安定よう素剤の服用：考慮なしの場合は、実施のための体制を整備すること。

仮設設備：可搬型陽圧化空調機による陽圧化を考慮する。

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

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

4．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
4．1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4.1 →審査ガイド通り① 居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に係① 最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」

る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件の適用に基づいて評価している。

を否定するものではない。
② 実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

② 実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデ③ 不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超えルに基づいて評価している。

る場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。

61-10-1-53

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド(1)被ばく経路

4.1(1) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次の免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく経路は図 2

被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る被の①～③の経路に対して評価している。評価期間中の対策要員の交代は考ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路を慮しないため，④⑤の経路は評価しない。

それぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。
① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.1(1)①→審査ガイド通り／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びアニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線
による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく線量を評価している。

二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からの直接ガンマ線による免震
重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばく線量を評価している。

② 大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対4.1(1)②

策所内での被ばく

61-10-1-54→審査ガイド通り

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被ばく評価に関する審査ガイド
大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による外部被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン） 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と免震重要棟内緊急時対策所の外壁及び内壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の外部被ばく（クラウドシャイン）を評価している。
二 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイ

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランン）

ドシャイン）についても考慮して評価した。

③ 外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

4.1(1)③

対策所内での被ばく

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内に取り込まれた放射性物質は，

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による被免震重要棟内緊急時対策所内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評

ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。

価している。

→審査ガイド通り

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、 事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から免震重要棟
室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。

内緊急時対策所 1 階（待避室）内に取り込まれる。免震重要棟内緊急時対策

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性所 1 階（待避室）内に取り込まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく物質の吸入摂取による内部被ばく及び免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内の放射性物質の吸入摂取に

二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性よる内部被ばくの和として実効線量を評価している。

物質からのガンマ線による外部被ばく④ 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1)④

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量61-10-1-55→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

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被ばく評価に関する審査ガイド
を、次の二つの経路を対象に計算する。
一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく
二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1)⑤→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）
二 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）
三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく(2)評価の手順

4.1(2) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を図

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばくは図 3 の3 に示す。

手順に基づいて評価している。
ただし評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用いる

4.1(2)a. →審査ガイド通り

ソースタームを設定する。

・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の居住性に係る被ばく評価では放61-10-1-56

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被ばく評価に関する審査ガイド
価（参 2）で想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員又は対策要員

射性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所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（こ事故と同等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及の場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソー

び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算している。また放射スターム解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物質

性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉建屋内

存在量分布を設定する。

の放射性物質存在量分布を設定している。

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

4.1(2)b. →審査ガイド通り

及び相対線量を計算する。

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累積出現頻度 97%に当たる値を用いている。評価においては，1985 年 10 月から 1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。

c．原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。 4.1(2)c. →審査ガイド通り
原子炉施設内の放射性物質存在量分布を考慮し，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線量を評価するために，原子炉建屋内の線源強度を計算している。

61-10-1-57

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被ばく評価に関する審査ガイド

d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被ばく4.1(2)d. →審査ガイド通り

線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャ

上記 c の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線によるインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。

被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着

上記 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び地表面

した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

上記 a 及び b の結果を用いて，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）

外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線によるび吸入摂取による内部被ばく）を計算する。

外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算している。

e．上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認す

4.1(2)e. →審査ガイド通りる。

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

4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件(1)沈着・除去等
a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ効率

4.2(1)a. →審査ガイド通り

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。

外気は可搬型陽圧化空調機により免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）

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。

へ送気する。可搬型陽圧化空調機のフィルタによる除去効率は，設計上期待できる値（よう素については性状を考慮）として，放射性微粒子については
99.9%，よう素については 99.9%として評価している。

61-10-1-58

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被ばく評価に関する審査ガイド
b．空気流入率4.2(l)b. →審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。

外気は可搬型陽圧化空調機により免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）

新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制御室／緊へ送気される。免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）は可搬型陽圧化空

急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって調機により陽圧を維持するため，フィルタを通らない空気流入量は無いも

確認する。
）

のとして評価している。

(2)大気拡散a．放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →審査ガイド通り

・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度分布が放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算してい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る。

用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間

柏崎刈羽原子力発電所内で観測して得られた 1985 年 10 月から 1986 年 9 月

観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

の 1 年間の気象資料を大気拡散式に用いている。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の拡散パ

水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じてラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針（参 3）における相関式を用

気象指針における相関式を用いて計算している。

いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを

近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡用いている。

散による拡散パラメータを用いる。
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出点と巻一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評

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被ばく評価に関する審査ガイド
き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条件すべてに該当価している。

した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。

一 放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

放出点が地上であるため，建屋高さの 2.5 倍に満たない。

二 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n について、放出

放出点（地上）の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合三 評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評価点（免震重要棟）は，巻き込みを生じる建屋（原子炉建屋）の風下にあ

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響はないものとる。

して大気拡散評価を行うものとする

（参 4）

。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示すように，建屋の後流側の拡がりの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、放射性物質濃影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を考慮している。

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。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく

放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係評価手法について（内規）」（参 1）による。

る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価している。

b．建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b. →審査ガイド通り

・巻き込みを生じる代表建屋1) 原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散

建屋の巻き込みによる拡散を考慮している。

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被ばく評価に関する審査ガイドが生じているものとする。
2) 巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助建屋、 6 号炉および 7 号炉原子炉建屋を代表建屋としている。
タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又は ii)によって、原
子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i) 事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）は，常時，外気を可搬型陽圧化空

接流入

調機のフィルタを通した空気により陽圧化されている。

ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流入
2) 建屋による巻き込みの影響が生じる場合、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とす

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被ばく評価に関する審査ガイド
る。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時
制御室／緊急時対策所が属する建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代免震重要棟の屋上面を選定するが，具体的には，保守的に放出点（地上）と同じ高さにおける濃度を評価している。

表評価面）を選定する。
3) 代表面における評価点i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

屋上面を代表としており，評価点は免震重要棟中心としている。

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

ii) 代表評価面を、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の屋

免震重要棟の屋上面を選定するが，具体的には保守的に放出点（地上）と同上面とすることは適切な選定である。

じ高さにおける濃度を評価している。

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

iii) 屋上面を代表面とする場合は、評価点として原子炉制御室／緊急時制御室／緊

屋上面を代表としており，評価点は免震重要棟中心とし，保守的に放出点

急時対策所の中心点を選定し、対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出しても（地上）と評価点とが同じ高さとして，その間の水平直線距離に基づき，濃よい。

度評価の拡散パラメータを算出している。

またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。

61-10-1-62

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被ばく評価に関する審査ガイド
・着目方位
1) 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算では、代表建屋建屋による巻き込みを考慮し i）～iii）の条件に該当する方位を選定し，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

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方象としている。

位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること
及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当す
る方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。

i） 放出点が評価点の風上にあること放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

ii） 放出点から放出された放射性物質が、建屋の風下側に巻き込まれるような範囲

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に、評価点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には、図 6 の範囲を対象としている。

ような方法を用いることができる。図 6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ、ｍ１Ｂのうち、放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となる。放出点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある場合は、風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる
180°が対象となる。

61-10-1-63

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド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。この条件に該当す

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能

る風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に示す方法を用いることができる。評価点が建屋性のある複数の方位を評価方位として選定している。

に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 7 のハッチング部分)の内部にある場合は、風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。

2) 具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属す「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

る建屋表面において定めた評価点から、原子炉施設の代表建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれによって、評価すべき方位の数が増加することが考えられるが、この場合、幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。

・建屋投影面積1) 図 10 に示すとおり、風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め、放射性物質の濃原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

度を求めるために大気拡散式の入力とする。

2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので、風

原子炉建屋の最小投影面績を用いている。

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被ばく評価に関する審査ガイド
向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。

3) 風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。方位によっ

原子炉建屋の地表面から上面の投影面積を用いている。

て風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。

c．相対濃度及び相対線量4.2(2)c. →審査ガイドの趣旨に基づいて評価

・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相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継

放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

続時間を基に，長時間放出の場合の評価方法に従って評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算モデル

相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モに適用して評価点ごとに計算する。

デルに適用している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間につい年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を小さい方から累積し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。

97％相当に当たる値を用いている。相対濃度及び相対線量は，「原子力発電・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく

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）」に基づいて評価手法について（内規）」（参 1）による。

評価している。

61-10-1-65

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d．地表面への沈着

4.2(2)d. →審査ガイド通り

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速度を着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

計算している。

e．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →審査ガイドの主旨に基づいて評価

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つ

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内は，可搬型陽圧化空調機によりの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。

放射性物質を含む空気が送気されることを仮定している。また，陽圧化範囲

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でない区画には，直接流入により放射性物質が外気から取り込まれている内に取り入れること（外気取入）ことを仮定している。

二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質は、一様

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内では放射性物質は一様に混合す

混合すると仮定する。

るとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

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

・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外気取込による放射性物質の取込については，可搬型陽圧化空調機の運転取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

流量に依る。

・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

61-10-1-66

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被ばく評価に関する審査ガイド
体積（容積）を用いて計算する。

(3)線量評価
a．放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊4.2(3)a. →審査ガイド通り

急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積部被ばく線量換算係教の積で計算した線量率を積分して計算している。

分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対し免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内の対策要員に対しては，建屋にては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮蔽さよる遮蔽効果を考慮している。

れる低減効果を考慮する。
b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)b. →審査ガイド通り／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈グランドシャインによる被ばくは，免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避

着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

室）の対策要員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮蔽される低減効果を考慮する。

c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

4.2(3)c →審査ガイド通り

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

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）における内部被ばく線量について

61-10-1-67

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、呼吸率及び吸は，空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積

入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）では室内での放射性物質は沈着せは、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

ずに浮遊しているものと仮定している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。その場マスクを着用しないものとして評価している。

合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。

d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

4.2(3)d. →審査ガイド通り

質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）内に取り込まれた放射性物質から質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度及びクラウのガンマ線による外部被ばく線量については，空気中濃度及びクラウドシ

ドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

ャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）では室内に取り込まれた放射性物

は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.2(3)e. →評価期間中の対策要員の交代は考慮しない（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積
分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

61-10-1-68

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド

f．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（グラ4.2(3)f. →評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

ンドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈
着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g. →評価期問中の対策要員の交代は考慮しない

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

h. 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →6 号及び 7 号炉からの寄与を被ばく経路毎に個別に評価を実・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同

施して，その結果を合算している。

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

4.4 緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析
条件等

61-10-1-69

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド(1)ソースタームa．大気中への放出割合

4.4(1)a. →審査ガイド通り

・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子炉格納事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定する（参 6）。

炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定

希ガス類：97%する。なお，核種の崩壊及び娘核種の生成を考慮する。

ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、無機ヨウ素：4.85%、有機ヨウ素：0.15%）（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）
Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%(2)非常用電源

4.4(2) →審査ガイド通り

緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電源からの給電を

免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の非常用電源の給電は考慮するも考慮する。

のの放出開始時間が事故発生後 24 時間のため，放出開始までに電源は復旧

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間をしている。

見込むこと。
(3)沈着・除去等
a．緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備

4.4(3)a. →審査ガイド通り

61-10-1-70

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被ばく評価に関する審査ガイド
緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備は、上記(2)の非常用電源によ放射性物質の放出開始までに免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）の非って作動すると仮定する。

常用電源は復旧している。

(4)大気拡散a．放出開始時刻及び放出継続時間

4.4(4)a. →審査ガイドの趣旨に基づき設定

・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後

放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定する。

と仮定する（参 5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した 1 号炉の放出開始時
刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する

放射性物質の大気中への放出継続時間は 10 時間とした。

（参 5）（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続時間を参考に設定）。

b．放出源高さ

4.4(4)b. →審査ガイド通り

放出源高さは、地上放出を仮定する（参 5）。放出エネルギーは、保守的な結果となる

放出源高さは，地上放出を仮定する。

ように考慮しないと仮定する（参 5）。
(5)線量評価
a．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対策所

4.4(5)a. →審査ガイド通り

内での外部被ばく・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行うこと

東京電力福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内蔵ができる。

量に対する原子炉格納容器内への放出割合を基に原子炉建屋内に放出され⇒NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）
する。

(参 6)

を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定た放射性物質を設定し，直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源としている。原子炉建屋内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布しているものとして計算している。

61-10-1-71

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
PWR

BWR

希ガス類：

100%

100%

ヨウ素類：

66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果（参 7）から想定して、原子炉格納容器から原子炉建

原子炉格納容器から原子炉建屋への低減率は 0.3 倍と仮定している。また，屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。

希ガスは大気中への放出分を考慮している。

また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。
⇒電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損モードのうち、格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、事故
後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線によ61-10-1-72

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
る外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮蔽構造及び地形条件から計算する。

b．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく・スカイ

4.4(5)b. →評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

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

61-10-1-73

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 2 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）に関しては，対策要員の交代を考慮しないため，経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-1-74

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 3 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
免震重要棟内緊急時対策所 1 階（待避室）に関しては，対策要員の交代を考慮しないため，入退域での評価は実施しない。

61-10-1-75

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 4 →審査ガイド通り

図 5 →審査ガイド通り

61-10-1-76

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 6 →審査ガイド通り

61-10-1-77

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 7 →審査ガイド通り

61-10-1-78

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 8 →審査ガイド通り

61-10-1-79

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 9 →審査ガイド通り

61-10-1-80

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る免震重要棟内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 10 →審査ガイド通り

61-10-1-81

2.

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

2.1 新規制基準への適合状況
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六十一条（緊急時対策所），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 第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊重大事故等が発生した場合においても，

急時対策所は、重大事故等が発生した場

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所によ合においても当該重大事故等に対処するり，当該重大事故等に対処するための適ための適切な措置が講じられるよう、次切な措置を講じることができるようにに掲げるものでなければならない。

している。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二

重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
2

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。

61-10-2-1－

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六十一条（緊急時対策所），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 第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1,2

適合状況

【解釈】
1

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避

第 1 項及び第 2 項の要件を満たす室）の居住性については，審査ガイドに

緊急時対策所とは、以下に掲げる措置

基づき評価した結果，対策要員の実効線

又はこれらと同等以上の効果を有する量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確措置を行うための設備を備えたものを認している（約 33mSv/7 日間）
。なお，想

いう。

定する放射性物質の放出量等は東京電力
株式会社福島第一原子力発電所事故と同e)

緊急時対策所の居住性について等と想定し，マスク着用なし，交代要員

は、次の要件を満たすものであること。 なし及び安定よう素剤の服用なしとして①想定する放射性物質の放出量等は

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
②

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊
急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④

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

61-10-2-2

評価した。

2.2 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性評価に当たっては，審査ガイドに基づき評価を行った。
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の対策要員の被ばく評価の結果，実効線量で約 33mSv であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
（1）

想定する事象想定する事象については，「東京電力福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，
想定する放射性物質等に関しては，審査ガイドに基づき評価を行った。
（2）

大気中への放出量

大気中へ放出される放射性物質の量は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉が発災するものとし，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を表 2-1 に示す。
表 2-1 大気中への放出量（gross 値）
放出放射能量（Bq）

核種グループ

6 号炉及び 7 号炉の和

希ガス類

約 1.8×1019

よう素類

約 6.3×1017

Cs 類

約 5.6×1016

Te 類

約 1.6×1017

Ba 類

約 6.1×1015

Ru 類

約 2.8×1010

Ce 類

約 1.9×1014

La 類

約 2.8×1013

61-10-2-3

（3）大気拡散の評価

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ほうから順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いた。評価においては，1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用した。相対濃度及び相対線量の評価結果は，表 2-2 に示すとおりである。
表 2-2 相対濃度及び相対線量
相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

6 号炉

3.6×10-6

9.7×10-20

7 号炉

4.3×10-6

1.1×10-19

評価対象

放出号炉

3 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待避室）（4）

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線評価

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による対策要員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等から評価するものであるが，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）は原子炉建屋から 1km 程度の離隔距離があり，建屋自体に十分な厚さの壁を有していることから，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は，十分に遮蔽されるため，線量評価結果に与える影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。
（5）3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評価

被ばく評価に当たって，放射性物質の放出は事故発生後 24 時間から 34 時間まで継続し，事故初期の放射性物質の影響が支配的となることから 7 日間 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮している被ばく経路
は，図 2-1 に示す①～④のとおりである。被ばく経路のイメージ図を図 2-2 に示す。また，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性評価に係る被ばく評価の主要条
件を表 2-4 に示す。
a. 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での対策要員の外部被ばくは，前述（4）のとおり影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。

61-10-2-4

b. 大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待避室）での外部被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からの，ガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。
c. 外気から取り込まれた放射性物質による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）
内での被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は，外気から 3 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（待避室）及び隣接区画内に取り込まれる。3 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待避室）及び隣接区画内に取り込まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に取り込まれた放射性物質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した。
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）及び隣接区画内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下の効果を考慮した。なお，マスクの着用およびよう素剤の服用はないものとして評価した。
i.

可搬型陽圧化空調機による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の陽
圧化
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）を内包する 3 号炉中央制御室換気
空調系バウンダリ全体を可搬型陽圧化空調機により陽圧化することで，3 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）へのフィルタを通らない外気の侵入を防止する効果を考慮した。なお，隣接区画のうち陽圧化範囲でない区画は，保守的に外気と同様として評価した。

d. 大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばく（経路④）
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて対策要員の実効線量を評価した。

61-10-2-5

（6）被ばく評価結果

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の対策要員の被ばく評価結果は，表 2-3 に示すとおり，実効線量で約 33mSv であり，実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
表 2-3 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評価結果
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）
実効線量（mSv）

被ばく経路
6 号炉

7 号炉

合計

0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 9.4×10-1

約 1.1×100

約 2.0×100

約 8.8×100

約 1.0×101

約 1.9×101（内訳）内部被ばく（約 4.0×100）（約 4.8×100）（約 8.9×100）

外部被ばく（約 4.5×100）（約 5.3×100）（約 9.8×100）

待避室外のエ リア（約 2.9×10-1）（約 3.5×10-1）（約 6.3×10-1）

約 5.3×100

約 6.3×100

約 1.2×101

約 1.5×101

約 1.8×101

約 33①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 3号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 3 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ば
く
室内
作業時

③外気から取り込まれた放射性物質による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での被ばくからの外部被ばく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 3 号炉原
子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

61-10-2-6

線源

原子炉建屋内放射性物質

大気中放射性物質

被ばく経路

直接ガンマ線，

地表面放射性物質

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内及び放射性雲中の

地表面放射性

隣接区画内に取り込まれる放射性物質による被ばく

放射性物質の物質のガンマ

ガンマ線

線

スカイシャインガンマ線
ガンマ線

被ばく部位

①

③

②

吸入摂取

④

③

ガンマ線による

吸入摂取による

外部被ばく

内部被ばく

室内作業時

図 2-1 被ばく経路（3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室））
61-10-2-7

①
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内で
の被ばく

②
③
④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での被ばく（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）
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）
外気から緊急時制御室内へ取り込まれた放射性物質による 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）
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 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）

図 2-2 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の対策要員の被ばく経路イメージ図

61-10-2-8

表 2-4 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性評価に係る被ばく評価の主要条件
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）
放出量評価

大気拡散条件

発災プラント

6 号炉及び 7 号炉

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10 時間

放出源高さ

地上放出

気象

1985 年 10 月から 1 年間

着目方位

SSW 方位

重ね合わせ

号炉毎に評価し被ばく量を足し合わせる

建屋巻き込み巻込みを考慮

累積出現頻度小さい方から 97％相当

時間[h]換気設備による空気
防護措置

結果

取込[m3/h]

0～24

24～34

34～168

1,800

1,800

1,800

マスク

着用なし

要員交代，よう素剤考慮しない

合計線量（７日間）

約 33mSv

61-10-2-9

添付資料１3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく評価条件
表添 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a.緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
では、放射性物質の大気中への放出割合が東

評価事象

東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故と同等

審査ガイド

京電力株式会社福島第に示された一原子力発電所事故ととおり設定同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

炉心熱出力

3,926MW

定格熱出力－

1 サイクル 13
1 サイクル：10,000h (約 416 日)
2 サイクル：20,000h
運転時間

3 サイクル：30,000h
4 サイクル：40,000h
5 サイクル：50,000h

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

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料
装荷割合

2 サイクル：0.229（200 体）
3 サイクル：0.229（200 体）
4 サイクル：0.229（200 体）
5 サイクル：0.084（72 体）

61-10-2-10

取替炉心の
燃料装荷割
合に基づき
設定

－

表添 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4（1）a. 事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子炉格
納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故

希ガス類：97%並みを想定する。

よう素類：2.78%

希ガス類：97%

Cs 類：2.13%
放射性物質の大気

Te 類：1.47%

中への放出割合

Ba 類：0.0264%

審査ガイドに示されたとおRu 類：7.53×10-8%

り設定

-4

ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、
無機ヨウ素：4.85%、
有機ヨウ素：0.15%)

Ce 類：1.51×10 %(NUREG-1465 を参考に設定）

La 類：3.87×10-5%Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%

粒子状よう素：95%
よう素の形態

無機よう素：4.85%

同上

同上

有機よう素：0.15%
4.4(4)a.放射性物質の大気中
放出開始時刻24 時間後同上への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する。
4.4(4)a.放射性物質の大気中

放出継続時間10 時間

同上への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。
3.判断基準は、対策要員の実効

事故の評価期間

7日

同上

線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-2-11

表添 2-1-2 大気拡散条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条
件に応じて、空間濃大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

審査ガイドに示された度分布が水平方向及とおり設定

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。

建屋影響を受ける大気
拡散評価を行うため保守的に地上風（地上約

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所

10m）の気象データを使における 1 年間の気象用

データ(1985 年 10 月～

審査ガイドに示された

1986 年 9 月)

とおり，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用4.2(2)a.風向、風速、
大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも
1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

（添付資料 2 参照）
4.2(2)c. 相 対 濃 度
は、短時間放出又は実効放出継続時間

10 時間

審査ガイドに示された

長時間放出に応じ放出継続時間に基づきて、毎時刻の気象項

設定

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。

放出源及び
放出源高さ

放出源：

審査ガイドに示された

6 号炉原子炉建屋及びとおり設定。

7 号炉原子炉建屋

ただし，放出エネルギーによる影響は未考慮。

放出源高さ：地上 0m

61-10-2-12

4.4(4)b.放出源高さ
は、地上放出を仮定する。放出エネルギ
ーは、保守的な結果となるように考慮しないと仮定する。

表添 2-1-2 大気拡散条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.評価点の相対濃度
又は相対線量は、毎時刻の相累積出現頻度小さい方から累積
して 97%

審査ガイドに示された対濃度又は相対線量を年間とおり設定

について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度
が 97%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の建の居住性評価で特徴的な放屋の影響を受けるた

出点から近距離の建屋の影

め，建屋による巻き込

響を受ける場合には、建屋にみ現象を考慮

よる巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラ
メータを用いる。
4.2(2)b.巻き込みを生じる
建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補助
建屋、タービン建屋、コント

巻き込みを生じる代表建屋6 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込及びみの影響が最も大きい

7 号炉原子炉建屋

建屋として設定

ロール建屋及び燃料取り扱
い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
4.2(2)b.屋上面を代表とす

3 号炉原子炉建屋
放射性物質濃内緊急時対策所

審査ガイドに示された度の評価点（待避室）を評価

とおり設定

点とした

る場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とす
ることは妥当である。

61-10-2-13

表添 2-1-2 大気拡散条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る披ばく評価では、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

着目方位

1 方位(SSW)

審査ガイドに示さ

ら、放射性物質濃度を計算する当該着目れた評価方法に基方位としては、放出源と評価点とを結ぶ

づき設定

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。

審査ガイドに示さ
建屋投影面積約 1,931m

2

れたとおり設定

4.2(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影

風向に垂直な投影面積を求め、放射性物質の濃度を求める

面積のうち最も小ために大気拡散式の入力とする。

さいもの61-10-2-14

表添 2-1-3 クラウドシャイン線による被ばくの評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，屋外の放射性物質及び隣接区画に取り込まれる放射性物
質を考慮し，3 号炉原子炉建屋外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。
4.2(2)b. 屋 上 面 を 代 表

評価点

図添 2-1-1 のとおり

審査ガイドに示されたとおり設定（高さ：放出源高さと同一と仮定
して相対線量を評価）とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とすることは妥当である。

3 号炉原子炉建屋及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の
躯体厚さを考慮。
遮蔽厚さ

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）から屋外に至るまでの
総躯体厚さのうち，最も薄い部分の躯体厚さを参照。

4.2(3)a.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室/緊急時制
御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

61-10-2-15

表添 2-1-4 隣接区画内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，隣接区画内に取り込まれた放射性物質を考慮し，3 号炉原子炉建屋内の内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。なお，隣接区画のうち陽圧化範囲でない区画は，保守的に外気と同様として評価する。
評価点

図添 2-1-1 のとおり

隣接区画内線源の影響が大きい中
心点を選定

―

（高さ：床面上 1.5m にて評価）
4.2(3)b.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又遮蔽厚さ

図添 2-1-1 のとおり

建屋及び 3 号炉原子炉建屋内緊急は対策要員に対しては、時対策所（待避室）周りの躯体厚さ

原子炉制御室/緊急時制を考慮

御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を
考慮する。

評価コード

QAD-CGGP2R

許認可解析にて実績のあるコード

61-10-2-16―

表添 2-1-5 グランドシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

大気中への放射性物質の放出量を基に，3 号炉原子炉建屋の屋上面及び屋外の地表面に沈着した放射性物質を考慮し，3 号炉原子炉建屋外壁及び内壁による遮蔽効果を踏まえて，放射性物質からのガンマ線による対策要員の外部被ばくを評価する。なお，線源範囲は 3 号炉原子炉建屋を中心として
2,000m 四方とし，十分な広さの領域を設定する。
評価点

図添 2-1-1 のとおり

中心点より地表沈着した線源に近い壁側を選定（高さ：床面上 1.5m

―

にて評価）
4.2(3)b.原子炉制御室/
緊急時制御室/緊急時対策所内にいる運転員又遮蔽厚さ

図添 2-1-1 及び建屋及び 3 号炉原子炉建屋内緊急は対策要員に対しては、

図添 2-1-2 のと時対策所（待避室）周りの躯体厚さ

原子炉制御室/緊急時制

おり

を考慮

御室/緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を
考慮する。

評価コード

QAD-CGGP2R

許認可解析にて実績のあるコード

61-10-2-17―

表添 2-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

施設の位置及び遮蔽構造から直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線は，十分に遮蔽されるため，線量評価結果に与える影響は軽微であり，居住性に係る被ばく評価において無視することができる。
原子炉建
屋（二次
線

格納施

源

設）内線

強

源強度分

度

布

放出された放射性物質が自由空

4.4(5)a.原子炉建屋内の放射間容積に均一に性物質は、自由空間容積に均一分布するとし，に分布するものとして、事故後

事故後 7 日間の7 日間の積算線源強度を計算す

積算線源強度を

る

計算

事故の評

7日

同上

図添 2-1-1 のと中心点より線源となる建屋に近い壁側

おりを選定（高さ：床面上 1.5m にて評価）

価期間
評価点

審査ガイドに示されたとおり設定

同上―
4.4(5)a.原子炉建屋内の放射遮蔽厚さ

図添 2-1-1 のとおり

建屋間配置，建屋及び 3 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（待避室）周りの躯
体厚さを考慮

性物質からのスカイシャイン
ガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、積算線
源強度、施設の位置、遮へい構
造及び地形条件から計算する。

直接ガンマ線の線量評価に用いる
QAD-CGGP2R は三次元形状を，スカイ
シャインガンマ線の線量評価に用いる
ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ一次
直 接 線 ： QADCGGP2R
評価コード

スカイシャインガンマ線：ANISN
G33-GP2R

元，三次元形状を扱う遮蔽解析コード
であり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件
は，線源条件，遮蔽体条件であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。従って，設計基準事故を超える事故における線量評価に適用可能である。QAD-CGGP2R,ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ許認可
での使用実績がある。

61-10-2-18―

表添 2-1-7 グランドシャインガンマ線の評価に用いる積算線源強度（1/2）※1
エネルギー(MeV)

単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）

下限

上限（代表エネルギー）（6 号炉と 7 号炉からの寄与の合計）―

1.00×10-2

8.97×1013

1.00×10-2

2.00×10-2

9.96×1013

2.00×10-2

3.00×10-2

1.37×1015

3.00×10-2

4.50×10-2

3.04×1014

4.50×10-2

6.00×10-2

1.51×1014

6.00×10-2

7.00×10-2

1.01×1014

7.00×10-2

7.50×10-2

1.92×1013

7.50×10-2

1.00×10-1

9.58×1013

1.00×10-1

1.50×10-1

8.70×1013

1.50×10-1

2.00×10-1

6.53×1014

2.00×10-1

3.00×10-1

1.31×1015

3.00×10-1

4.00×10-1

2.03×1015

4.00×10-1

4.50×10-1

1.02×1015

4.50×10-1

5.10×10-1

1.30×1015

5.10×10-1

5.12×10-1

4.32×1013

5.12×10-1

6.00×10-1

1.90×1015

6.00×10-1

7.00×10-1

2.16×1015

7.00×10-1

8.00×10-1

9.36×1014

8.00×10-1

1.00×100

1.87×1015

1.00×100

1.33×100

4.32×1014

1.33×100

1.34×100

1.31×1013

1.34×100

1.50×100

2.09×1014

1.50×100

1.66×100

1.56×1013

1.66×100

2.00×100

3.31×1013

2.00×100

2.50×100

3.32×1013

2.50×100

3.00×100

7.28×1011

3.00×100

3.50×100

6.28×106

3.50×100

4.00×100

6.28×106

4.00×100

4.50×100

1.30×101

4.50×100

5.00×100

1.30×101※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している
61-10-2-19

表添 2-1-7 グランドシャインガンマ線の評価に用いる積算線源強度（2/2）※1
エネルギー(MeV)

単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）

下限

上限（代表エネルギー）（6 号炉と 7 号炉からの寄与の合計）

5.00×1005.50×1001.30×101

5.50×100

6.00×100

1.30×101

6.00×100

6.50×100

1.50×100

6.50×100

7.00×100

1.50×100

7.00×100

7.50×100

1.50×100

7.50×100

8.00×100

1.50×100

8.00×100

1.00×101

4.60×10-1

1.00×101

1.20×101

2.30×10-1

1.20×101

1.40×101

0.00×100

1.40×101

2.00×101

0.00×100

2.00×101

3.00×101

0.00×100

3.00×101

5.00×101

0.00×100※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している

61-10-2-20

表添2-1-8 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(1/2) ※1
エネルギー(MeV)

積算線源強度（photons）

下限

上限（代表エネルギー）－

1.00×10-2

2.44×1022

1.00×10-2

2.00×10-2

2.44×1022

2.00×10-2

3.00×10-2

1.11×1023

3.00×10-2

4.50×10-2

5.74×1022

4.50×10-2

6.00×10-2

1.11×1022

6.00×10-2

7.00×10-2

7.41×1021

7.00×10-2

7.50×10-2

6.66×1021

7.50×10-2

1.00×10-1

3.34×1022

1.00×10-1

1.50×10-1

1.90×1022

1.50×10-1

2.00×10-1

4.93×1022

2.00×10-1

3.00×10-1

9.85×1022

3.00×10-1

4.00×10-1

1.48×1023

4.00×10-1

4.50×10-1

7.39×1022

4.50×10-1

5.10×10-1

1.03×1023

5.10×10-1

5.12×10-1

3.43×1021

5.12×10-1

6.00×10-1

1.51×1023

6.00×10-1

7.00×10-1

1.72×1023

7.00×10-1

8.00×10-1

7.38×1022

8.00×10-1

1.00×100

1.48×1023

1.00×100

1.33×100

3.27×1022

1.33×100

1.34×100

9.92×1020

1.34×100

1.50×100

1.59×1022

1.50×100

1.66×100

1.64×1021

1.66×100

2.00×100

3.49×1021

2.00×100

2.50×100

2.35×1021

2.50×100

3.00×100

1.16×1020

3.00×100

3.50×100

2.68×1017

3.50×100

4.00×100

2.68×1017

4.00×100

4.50×100

5.47×1011

4.50×100

5.00×100

5.47×1011（単一号炉当たり）※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している
61-10-2-21

表添2-1-8 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(2/2) ※1
エネルギー(MeV)

積算線源強度（photons）

下限

上限（代表エネルギー）

5.00×100

5.50×100

5.47×1011

5.50×100

6.00×100

5.47×1011

6.00×100

6.50×100

6.28×1010

6.50×100

7.00×100

6.28×1010

7.00×100

7.50×100

6.28×1010

7.50×100

8.00×100

6.28×1010

8.00×100

1.00×101

1.93×1010

1.00×101

1.20×101

9.65×109

1.20×101

1.40×101

0.00×100

1.40×101

2.00×101

0.00×100

2.00×101

3.00×101

0.00×100

3.00×101

5.00×101

0.00×100（単一号炉当たり）※1 ビルドアップ係数等については，代表エネルギーごとに評価している

61-10-2-22

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

図 添 2-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 1/5）
61-10-2-23

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 添 2-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 2/5）

61-10-2-24

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 添 2-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 3/5）

61-10-2-25

図 添 2-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く の 計 算 モ デ ル （ 4/5）

61-10-2-26

図 添 2-1-1

グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 等 に よ る 被 ば く 等 の 計 算 モ デ ル （ 5/5）

61-10-2-27

図 添 2-1-2

グランドシャイン線による被ばくの計算モデル

61-10-2-28

表 添 2-1-9

3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ） 換 気 設 備 条 件 （ 1/5）
審査ガイドで

項目

評価条件

選定理由
の記載

放射性物質をフィルタにより低減しながら 3 号炉原子炉建屋内緊
急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）内 に 空 気 を取り入れる。※1 ※2※1 可 搬 型 空 調 機 に よ る 陽 圧 化は事象発生後にプルームが放出

3 号炉原子炉建4.4(3)a. 緊 急

さ れ る 前 段 階 か ら 行 う 。可 搬 型 空

屋内緊急時対策時制御室又は調機による陽圧化開始前に隔離所（ 待 避 室 ）内 へ

緊急時対策所

可搬型空

ダ ン パ 閉 操 作 を 行 う こ と か ら ，隔の，フィルタをの非常用換気調機

離ダンパ閉状態を被ばく評価の通らない放射性

空 調 設 備 は 、非条件としている。

物質の取込みを常用電源によ防止するため設って作動する定と仮定する。

※2

可搬型空調機のフィルタと3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ 待 避 室 ）と の 間 に は 遮 蔽 と な る
壁 や 構 造 物 が あ り ，か つ 離 隔 距 離
も 確 保 し て い る た め ，被 ば く 量 への 寄 与 が 十 分 小 さ い こ と か ら ，可搬遮蔽の設置は行わない。

61-10-2-29

表 添 2-1-9
項目

3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ） 換 気 設 備 条 件 （ 2/5）
評価条件

選定理由

可搬型空調設審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御備により，3 号室／緊急時対策所の建屋の表面空気
3 号炉中央炉中央制御室中から、次の二つの経路で放射性物
制御室エンエンベロープ質が外気から取り込まれることを仮
ベロープ内

内の 3 号炉原子事故時におけ定する。
の 3 号炉原

炉建屋内緊急る外気取り込一 原子炉制御室／緊急時制御室／
子炉建屋内

時 対 策 所（ 待 避み

緊急時対策所の非常用換気空調設備
緊急時対策室 ）に ，外 気 がによって室内に取り入れること（外所（ 待 避 室 ）フィルタを経気 取 入 ）。
への取込み

由した後に流

二 原子炉制御室／緊急時制御室／を考慮

入することを

緊急時対策所内に直接流入すること考慮。

（ 空 気 流 入 ）。

3 号炉中央制
御室エンベロ

4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御ープ内の 3 号

審査ガイド

室／緊急時対策所内に取り込まれるに示された放射性物質の空気流入量は、空気流

内緊急時対策とおり設計

入率及び原子炉制御室／緊急時制御所（ 待 避 室 ）隣

値を設定

室／緊急時対策所バウンダリ体積

炉原子炉建屋
6,060m 3

接区画バウン（容積）を用いて計算する。

ダリ体積
3 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（待避1,400m 3

同上室）バウンダリ体積61-10-2-30

同上表 添 2-1-9
項目

3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ） 換 気 設 備 条 件 （ 3/5）
評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時

外部ガンマ

制御室／緊急時対策所内に取り審査ガイドに線による全込まれる放射性物質の空気流入示されたとお身に対する1,400m 3

量 は 、空 気 流 入 率 及 び 原 子 炉 制 御り設計値を設

線量評価時

室／緊急時制御室／緊急時対策
定

の自由体積

所 バ ウ ン ダ リ 体 積（ 容 積 ）を 用 いて計算する。

3 号炉中央
可搬型空調設
制御室エン備により，3 号
ベロープ内
炉中央制御室の 3 号炉原

4.2(l)b.既 設 の 場 合 で は 、空 気 流
エンベロープ

子炉建屋内

0 回 /h入 率 は 、空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果
内全域が陽圧

緊急時対策を基に設定する。
化されるため，所（待避室）
空気流入はな
隣接区画の
い
空気流入率

61-10-2-31

表 添 2-1-9

3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ） 換 気 設 備 条 件 （ 4/5）

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2 (2)e.原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急

可搬型陽

時制御室／緊急時対策所内へ

圧化空調審査ガイドに示されたの外気取入による放射性物質

とおり設計値を設定の取り込みについては、非常

1,800m 3 /h
機ファン
風量

用換気空調設備の設計及び運転条件に従って許算する。

可搬型陽

無 機 よ う 素 ，有4.2(1) a.ヨ ウ 素 類 及 び エ ア ロ

圧化空調

機 よ う 素 ：ゾルのフィルタ効率は，使用

機のフィ

99.9％

ルタによ

放 射 性 微 粒 子： 設 定

る 。な お 、フ ィ ル タ 効 率 の 設 定

る除去効

99.9%

に際し、ヨウ素類の性状を適設計上期待できる値を率

条件での設計値を基に設定す

切に考慮する。

3 号炉原
可搬型陽圧化空調機に
子炉建屋
よ り ，3 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時

4.2(1)b. 既 設 の 場 合 で は 、 空
内緊急時対策所（待避対 策 所

0 回 /h

気流入率は、空気流入率測定
室）内は陽圧化されて（ 待 避試験結果を基に設定する。
いるため，空気流入は

室）の空
ない。
気流入率

61-10-2-32

表 添 2-1-9

3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 避 室 ） 換 気 設 備 条 件 （ 5/5）

項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
3. プ ル ー ム 通 過 時 等 に 特 別 な

居住環境上の被ばく低マスクに防護措置を講じる場合を除
減措置を優先し，評価

よる防護

考慮しない

き、対策要員は緊急時対策所
における着用を考慮し係数内でのマスクの着用なしとしないものとした。
て評価すること。
3. 交 代 要 員 体 制 、 安 定 ヨ ウ 素
居住環境上の被ばく低剤の服用、仮設設備等を考慮

安定よう減措置を優先し，評価
考慮しない

素剤

してもよい。
における服用を考慮し
ただしその場合は、実施のたないものとした。
めの体制を整備すること。
居住環境上の被ばく低

交代要員

減措置を優先し，評価
考慮しない

の考慮

同上
における交代を考慮しないものとした。

61-10-2-33

表 添 2-1-10
項目

線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

成人実効線量換算係数使用(主な核種を以下 に示す)
I-131： 2.0×10 - 8 Sv/Bq
I-132： 3.1×10 - 1 0 Sv/Bq
I-133： 4.0×10 - 9 Sv/Bq

ICRP Publication71

線量換

I-134： 1.5×10 - 1 0 Sv/Bq

及び線量換算係数につい

算係数

I-135： 9.2×10 - 1 0 Sv/Bq

ICRP Publication72て記載無し

Cs-134： 2.0×10 - 8 Sv/Bqに基づく

Cs-136： 2.8×10 - 9 Sv/Bq
Cs-137： 3.9×10 - 8 Sv/Bq
上 記 以 外 の 核 種 は ICRP
Publication71 及 び ICRP
Publication72 に 基 づ く
ICRP

Publication71 に呼吸率について記載

呼吸率1.2m 3 /h基づく成人活動時の呼無し
吸率を設定
線 量 目 標 値 評 価 指 針（ 降4.2.(2)d. 放 射 性 物
水時における沈着率は質の地表面への沈着
乾 燥 時 の 2～ 3 倍 大 き い ）エ ア ロ ゾ ル ： 1.2cm/s
地表面評価では、地表面へを 参 考 に ，湿 性 沈 着 を 考

無 機 よ う 素 ： 1.2cm/s
への沈の乾性沈着及び降雨慮 して 乾 性 沈 着 速 度

有機よう素：沈着無し
着速度

による湿性沈着を考(0.3cm/s)の 4 倍 を 設 定 。

希ガス：沈着無し

慮して地表面沈着濃
乾 性 沈 着 速 度 は度を計算する。
NUREG/CR-4551Vol.2 ※ 1
より設定

※1

NUREG/CR-4551 Vol.2 “ Evaluation of Severe
Quantification of Major Input Parameters”
61-10-2-34

Accident

Risks:

添付資料 2

被ばく評価に用いた気象資料の代表性

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年 ９ 月 ま での１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要 な 排 気 筒
高 風 を 用 い て 検 定 す る も の の ，被 ば く 評 価 で は 保 守 的 に 地 上 風 を 使 用 す る こ と も
あ る こ と か ら ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に 加 え ，参 考 とし て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定 を 行 っ た 。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意
水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E，SSE，風 速 階 級：5.5～ 6.4m/s）で あ った。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ，風 向（ E，SSE）に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向 か う 風 で
あ る こ と 及 び 風 速（ 5.5～ 6.4m/s）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か に 超 え た 程 度 で あることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表している
ものと判断した。
な お ， 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ， 有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は 11 項
目 で あ っ た も の の ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 85ｍ の 観 測 デ ー タ に よ り 代 表 性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断し61-10-2-35

た。
検 定 結 果 を 表 添 2-2-1

か ら 表 添 2-2-4に示す。

61-10-2-36

表添 2-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界
上限

下限

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

61-10-2-37

判定

○採択
×棄却
○
○
○
○
×
○
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○

表添 2-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

61-10-2-38

表添 2-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年
1985

棄却限界

判定
○採択

上限

下限

×棄却

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

61-10-2-39

表添 2-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風速(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

61-10-2-40

添付資料 3

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

図添 2-3-1 評価対象方位表添 2-3-1 評価対象方位
評価点

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）

放出源

6 号炉・7 号炉原子炉建屋中心

着目方位

SSW

距離

1,243m (6 号炉)
1,111m (7 号炉)
61-10-2-41相対濃度(χ／Ｑ)の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して相対濃度を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を表添 2-3-2, 表添 2-3-3 に示す。累積出現頻度 97%に当たる相対濃度は，6 号炉で約 3.6×10-6，7 号炉で約 4.3×10-6となった。
表添 2-3-2 相対濃度の値(実効放出継続時間 10 時間)(6 号炉)

累積出現頻度(%)

相対濃度(s/m3)

・・・・

・・・・

96.72

約 3.5×10-6

97.02

約 3.6×10-6

97.03

約 3.8×10-6

・・・・

・・・・

表添 2-3-3 相対濃度の値 (実効放出継続時間 10 時間)(7 号炉)

累積出現頻度(%)

相対濃度(s/m3)

・・・・

・・・・

96.72

約 4.2×10-6

97.02

約 4.3×10-6

97.10

約 4.4×10-6

・・・・

・・・・

61-10-2-42

添付資料 4
地表面への沈着速度の設定について

3号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/sの4倍である1.2cm/sを用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日
原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の4倍と設定した。
以下では，湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の4倍として設定した妥当性を検討した。
1.検討手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，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%と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。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）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）」（原子力安全・保安院 平成21年8月12日）[【解説5.3】①]に従い，居住性評価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
χ/Q( , , ) =・ / ( , , )・・・・・①( / ) (x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]/ ( , , ): 時刻iでの相対濃度[s/m3]
V：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 ( , ) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。
χ/Q( , ) = ・∫∞/ ( , , )= / ( , , 0) ・

exp[]・・・・・②

χ/Q ( , ) : 時刻iでの湿性沈着率[1/m2]/ ( , , 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].
（ = 9.5 × 10 ×
学会標準より）：時刻iでの降水強度[mm/h]：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]61-10-2-43

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
乾性沈着率の累積出現頻度97%値=∙ / ( , , )(/ ( , , ) ∙Λ[∙ / ( , , ))]・・・・・③

2.検討結果表添2-4-1に3号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の評価点についての検討結果を示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.7程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表添2-4-1 沈着率評価結果
評価点

3 号炉原子
炉建屋内緊
急時対策所
（待避室）

放出点

相対濃度
(s/m3)①乾性沈着率(1/m2)②乾性沈着率+湿性沈着率(1/m2)

比（②/①）

6 号炉原子炉建屋中心

3.6×10-6

1.1×10-8

1.9×10-8

1.7

7 号炉原子炉建屋中心

4.3×10-6

1.3×10-8

2.2×10-8

1.7

61-10-2-44

添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について
エアロゾルの乾性沈着速度 0.3cm/s は NUREG/CR-4551 ※１ に基づいて設定している。
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。原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，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おり，種々のシビアアクシデント時に格納容器内に浮遊する放射性物質を含むエア
ロゾル粒径の検討（参考資料参照）及び，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の被ばく評価シナリオにおいては，放出が開始される 24 時間までに，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，24 時間後の放出においては，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 程度である。以上のことから，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性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。
なお，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性評価では，「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」（昭和 51 年 9 月 28 日 原子力委員会決定，一部改訂 平成 13 年 3 月 29 日）における解説（葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮する際に，降水時における沈着率は，乾燥時の 2～3 倍大きい値となるとしている）を踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度として，保守的に乾性沈着の 4 倍の 1.2cm/s を使用している。

61-10-2-45

図添 2-5-1 様々な粒径における地表沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※２）※1

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risk: quantification of major input
parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2 W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension and for Wet andDry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose Calculations, Nuclear
Safety VoI.19 No.2, 1978

61-10-2-46

参考資料 シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について
シビアアクシデント時に格納容器内に浮遊する放射性物質を含むエアロゾル粒径の範囲
として，本評価で想定している 0.1µm～5µm は，シビアアクシデント時のエアロゾル挙動に関する既往研究の知見を参考に設定している。
シビアアクシデント時の格納容器内の放射性物質を含むエアロゾルの発生としては，炉心損傷時に 1 次系から放出されるエアロゾルや MCCI 発生時に格納容器内に直接放出されるエアロゾル等が想定され，これら発生エアロゾル粒子が格納容器内で凝集・沈着の過程を経ることで，格納容器内に浮遊するエアロゾル粒径が時間とともに変化する。
これら各フェーズのエアロゾル挙動に着目した既往研究の調査結果から，エアロゾル粒径に関する知見について整理した結果を表１に示す。
表１番

試験名または報告書

号

名等

①

AECL が実施した試験

エアロゾル粒径に関する既往研究の調査結果（1/2）
エアロゾル
粒径

備考

(μm)
0.1～3.0

・CANDU 炉のジルカロイ被覆管燃料を使用した 1 次系内核分裂生成物
挙動に関する小規模試験
・米国アイダホ国立工学研究所にて実施された炉心損傷時の燃料棒及②

PBF-SFD※１

0.29～0.56

び炉心の振る舞い，核分裂生成物及び水素の放出挙動を調べた大規模
総合試験・粒径データはフィルタサンプルの SEM 分析による幾何平均直径
・仏国カダラッシュ原子力研究センターの PHEBUS 研究炉で実施された，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③

PHEBUS-FP※１

0.1～0.5

器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べた大規模総合試験
・粒径データは 1 次系内フィルタサンプルの SEM 分析による凝集物を構成する粒子径•MCCI 時の発生エアロゾルに対する上部プール水のスクラビング DF④

NUREG/CR-5901※２

0.25～2.5モデル（相関式）を開発したレポート
・粒径データは，MCCI 時に想定される発生エアロゾルの質量平均粒径の範囲
・米国ハンフォード国立研究所(HEDL)にて実施された，格納容器内エ
アロゾル沈着挙動に関する大規模模擬実験

⑤

LACE

LA2※３

約 0.5～約 5・粒径データは，LA2 試験の事前解析として実施された，各種エアロ
ゾル挙動解析コードによるエアロゾル空気動力学的直径の時間変化における最小値と最大値

61-10-2-47

表１
番
号

エアロゾル粒径に関する既往研究の調査結果（2/2）

試験名または報告書名等

エアロゾル粒径

PHEBUS-FP※１

⑥

備考
(μm)
2.4～4.0・粒径データは，PHEBUS-FP 模擬格納容器内で測定されたエアロゾル空気動力学的直径の範囲

表１において，炉心損傷時の 1 次系内エアロゾルについては①，②及び③，MCCI 時の発生エアロゾルについては④，さらに，格納容器内エアロゾル粒径に関しては⑤及び⑥に整理している。
この表に整理した試験結果等は，想定するエアロゾル発生源や挙動範囲（1 次系，格納容器）に違いはあるものの，エアロゾル粒子はサブ µm から数 µm までの範囲にあり，格納容器
内環境でのエアロゾルの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。
従って，過去の種々の調査・研究により示されている粒径範囲を包絡する値として，0.1µm～5µm のエアロゾルを想定することは妥当である。
※1 STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS，NEA/CSNI/R (2009) 5※2 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※3 J.H.Wilson and P.C.Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations for LWR Aerosol
Containment Experiments (LACE) LA2, ORNL
A.L.Wright, J.H.Wilson and P.C.Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR AEROSOLCONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2

61-10-2-48

添付資料 6実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
3.制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価(解 釈 よ り 抜 粋 )第 76 条 （ 緊 急 時 対 策 所 ）1e)→審査ガイド通り

1ｅ ） 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に つ い て は 、 次 の 要 件 を 満 た す も の で① 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質あること。
の 放 出 を 仮 定 。 放 射 性 物 質 の 放 出 割 合 は 4.4(1)の 通 り 。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原② 対策要員はマスクを着用していないとして評価している。
子力③ 交代要員体制：評価期間内の交代は考慮しない。
発電所事故と同等とすること。
安定よう素剤の服用：考慮なし。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
仮設設備：可搬型陽圧化空調機による加圧を考慮する。
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
④ 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こ と を 確 認 し③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもている。
よい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判 断 基 準 は 、 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な
いこと。

61-10-2-49

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
4.居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 の 標 準 評 価 手 法
4.1 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 の 手 法 及 び 範 囲

4.1→審査ガイド通り① 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 に あ た っ て は 最 適 評 価 手 法 を 適 用 し 、「 4.2①最適評価手法を適用し，「 4.2 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 の 共 通 解 析

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的条件」に基づいて評価している。

な仮定及び条件の適用を否定するものではない。
② 実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

②実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用③ 不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用したモデルに基づいて評価している。

範囲を超える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。
(1)被 ば く 経 路

4.1(1)→審査ガイド通り

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

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばくでは、次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制

経 路 は 図 2 の ① ～ ③ の 経 路 に 対 し て 評 価 し て い る 。評 価 期 間 中 の 対御室の居住性に係る被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策要員の交代は考慮しないため，④⑤の経路は評価しない。

策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
た だ し 、合 理 的 な 理 由 が あ る 場 合 は 、こ の 経 路 に よ ら な い こ と が で き る 。
① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊4.1(1） ①

急時制御室／緊急時対策所内での被ばく

61-10-2-50→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
原 子 炉 建 屋（ 二 次 格 納 施 設（ BWR 型 原 子 炉 施 設 ）又 は 原 子 炉 格 納 容 器 及 び

原 子 炉 建 屋（ 二 次 格 納 施 設 ）内 の 放 射 性 物 質 か ら の ス カ イ シ ャ イ ン

ア ニ ュ ラ ス 部（ PWR 型 原 子 炉 施 設 ））内 の 放 射 性 物 質 か ら 放 射 さ れ る ガ ン

ガ ン マ 線 に よる 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）内 で のマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線

外部被ばく線量を評価している。

量を、次の二つの経路を対象に計算する。

原 子 炉 建 屋（ 二 次 格 納 施 設 ）内 の 放 射 性 物 質 か ら の 直 接 ガ ン マ 線 に

一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外

よ る 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）内 で の 外 部 被 ば く

部被ばく

線量を評価している。

二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく② 大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室

4.1(1） ②／緊急時対策所内での被ばく

大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による 3 号炉原子炉

大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による外部被ば建屋内緊急時対策所（待避室）内での外部被ばくは，事故期間中のく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。

大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と 3 号炉原子炉

一 放 射 性 雲 中 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く（ ク ラ ウ ド

建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）の 壁 及 び 天 井 に よ る ガ ン マ 線 の 遮 蔽シャイン）

効 果 を 踏 ま え て 対 策 要 員 の 外 部 被 ば く（ ク ラ ウ ド シ ャ イ ン ）を 評 価

二 地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く（ グ ラ

している。

ンドシャイン）

地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く（ グ

③ 外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御

ランドシャイン）についても考慮して評価した。

室／緊急時対策所内での被ばく

4.1(1)③

61-10-2-51→審査ガイド通り→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物
質による被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に取り込まれた放射性

射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。

物質は，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価している。

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ま

事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から 3 号

れた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に取り込まれる。3 号炉原

二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ま子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ）に 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 の ガれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く 及 び 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待避 室 ）内 の 放 射 性 物 質 の 吸 入 摂 取 に よ る 内 部 被 ば く の 和 と し て 実 効
線量を評価している。

④ 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1） ④ → 評 価 期 間 中 の 対 策 要 員 の 交 代 は 考 慮 し な い

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一 原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく
二 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

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実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1） ⑤ → 評 価 期 間 中 の 対 策 要 員 の 交 代 は 考 慮 し な い

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一 放 射 性 雲 中 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く（ ク ラ ウ ド
シャイン）
二 地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く（ グ ラ
ンドシャイン）
三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく(2)評 価 の 手 順

4.1(2)→審査ガイド通り

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

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばくの手順を図 3 に示す。

は図 3 の手順に基づいて評価している。
ただし評価期間中の対策要員の交代は考慮しない。

a．原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評

4.1(2)a.

価に用いるソースタームを設定する。

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の居住性に係る被ばく・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策

評価では放射性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福の 有 効 性 評 価（ 参 2）で 想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド の う ち 、原 子 炉 制 御島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 と 同 等 と 仮 定 し た 事 故 に 対 し て ，放 射 性 物

61-10-2-53→審査ガイド通り

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被ばく評価に関する審査ガイド
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

質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物収束に成功した事故シーケンス（この場合、格納容器破損防止対策が有質 放 出 量 を 計 算 し て い る 。ま た 放 射 性 物 質 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム解析を基に、大放出割合及び炉心内蔵量から原子炉建屋内の放射性物質存在量分

気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を布を設定している。

設定する。
・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合
及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。
また、放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。

b．原 子 炉 施 設 敷 地 内 の 年 間 の 実 気 象 デ ー タ を 用 い て 、大 気 拡 散 を 計 算 し

4.1(2)b.

→審査ガイド通りて相対濃度及び相対線量を計算する。

被 ば く 評 価 に 用 い る 相 対 濃 度 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 ベ た 累 積 出 現 頻 度 97%に 当 た る 値 を 用 い て い る 。 評 価 に お い

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被ばく評価に関する審査ガイドて は ，1985 年 10 月 か ら 1986 年 9 月 の 1 年 間 に お け る 気 象 デ ー タ を使用している。

c．原 子 炉 施 設 内 の 放 射 性 物 質 存 在 量 分 布 か ら 原 子 炉 建 屋 内 の 線 源 強 度 を

4.1(2)c.

→審査ガイド通り計算する。

原 子 炉 施 設 内 の 放 射 性 物 質 存 在 量 分 布 を 考 慮 し ，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線量を評価するために，
原子炉建屋内の線源強度を計草している。

d．原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 内 で の 運 転 員 又 は 対 策 要

4.1(2)d.

→審査ガイド通り員の被ばく線量を計算する。

上 記 c の 結 果 を 用 い て ，原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線

・上 記 c の 結 果 を 用 い て 、原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線（ スによる被ばく線量を計算している。

カイシャインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。

上 記 a 及 び b の 結 果 を 用 い て ，大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 及 び

・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地

地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算す計算している。

る。
・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

上 記 a 及 び b の 結 果 を 用 い て ，3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待61-10-2-55

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被ばく評価に関する審査ガイド
対策所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ避 室 ）内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く 線 量（ ガ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。

ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く 及 び 吸 入 摂 取 に よ る 内 部 被 ば く ）を 計 算 している。

e．上 記 d で 計 算 し た 線 量 の 合 計 値 が 、判 断 基 準 を 満 た し て い る か ど う か

4.1(2)e.

→審査ガイド通りを確認する。

上 記 d で 計 算 し た 線 量 の 合 計 値 が ，判 断 基 準（ 対 策 要 員 の 実 効 線 量
が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こ と ） を 満 足 す る こ と を 確 認 し て いる。

4.2 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 の 共 通 解 析 条 件(1)沈 着 ・ 除 去 等
a．原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 の 非 常 用 換 気 空 調 設 備 フ

4.2(1)a.

→審査ガイド通り

ィルタ効率

外気は可搬型陽圧化空調機により，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策

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所（待避室）を含む 3 号炉中央制御室エンベロープ内へ送気する。

設定する。

可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の フ ィ ル タ に よ る 除 去 効 率 は ，設 計 上 期 待 で き

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。

る値（よう素については性状を考慮〉として，よう素及び放射性微粒 子 に つ い て は 99.9%と し て 評 価 し て い る 。

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被ばく評価に関する審査ガイド

b． 空 気 流 入 率4.2(l)b.

→審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定す

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内は可搬型陽圧化空調る。

機 に よ り 陽 圧 を 維 持 す る た め ，フ ィ ル タ を 通 ら な い 空 気 流 入 量 は 無

新 設 の 場 合 で は 、空 気 流 入 率 は 、設 計 値 を 基 に 設 定 す る 。
（ な お 、原 子 炉いものとして評価している。

制御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流
入 率 測 定 試 験 に よ っ て 確 認 す る 。）

(2)大 気 拡 散
a． 放 射 性 物 質 の 大 気 拡 散

4.2(2)a.

→審査ガイド通り

・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間

放 射 性 物 質 の 空 気 中 濃 度 は ，ガ ウ ス プ ル ー ム モ デ ル を 適 用 し て 計 算

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している。

スプルームモデルを適用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 内 で 観 測 し て 得 ら れ た 1985 年 10 月 か ら 1986

・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なく

年 9 月の 1 年間の気象資料を大気拡散式に用いている。

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。

水 平 及 び 垂 直 方 向 の 拡 散 パ ラ メ ー タ は ，風 下 距 離 及 び 大 気 安 定 度 に・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方

応じて気象指針における相関式を用いて計算している。

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被ばく評価に関する審査ガイド
向 の 拡 散 パ ラ メ ー タ は 、風 下 距 離 及 び 大 気 安 定 度 に 応 じ て 、気 象 指 針 （ 参

建 屋 に よ る 巻 き 込 み を 考 慮 し ，建 屋 の 影 響 が あ る 場 合 の 拡 散 パ ラ メ

3）ータを用いている。

における相関式を用いて計算する。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、

一 ～ 三 の す べ て の 条 件 に 該 当 す る た め ，建 屋 に よ る 巻 き 込 み を 考 慮

放出点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次にして評価している。

示す条件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一 放 出 点 の 高 さ が 建 屋 の 高 さ の 2.5 倍 に 満 た な い 場 合

放 出 点 が 地 上 で あ る た め ， 建 屋 高 さ の 2.5 倍 に 満 た な い 。

二 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n に

放 出 点 （ 地 上 ） の 位 置 は ， 図 4 の 領 域 An の 中 に あ る 。

ついて、放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範 囲 （ 図 4 の 領 域 An） の 中 に あ る 場 合
三 評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評 価 点（ 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 避 室 ））は ，巻 き 込 み

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被ばく評価に関する審査ガイド
上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響はを生じる建屋（原子炉建屋）の風下にある。

な い も の と し て 大 気 拡 散 評 価 を 行 う も の と す る （ 参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評

建 屋 に よ る 巻 き 込 み を 考 慮 し ，図 5 に 示 す よ う に ，建 屋 の 後 流 側 の価では、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

広がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を考慮してとから、放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評いる。

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。
・ 放 射 性 物 質 の 大 気 拡 散 の 詳 細 は 、「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 の 居 住 性

放 射 性 物 質 の 大 気 拡 散 に つ い て は ，「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 の 居に 係 る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て （ 内 規 ）」（ 参 1） に よ る 。

住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て（ 内 規 ）」に 基 づ い て 評 価 し て いる。

b． 建 屋 に よ る 巻 き 込 み の 評 価 条 件

4.2(2)b.

→審査ガイド通り

・巻き込みを生じる代表建屋
1) 原 子 炉 建 屋 の 近 辺 で は 、 隣 接 す る 複 数 の 建 屋 の 風 下 側 で 広 く 巻 き 込

建屋の巻き込みによる拡散を考慮している。

みによる拡散が生じているものとする。
2) 巻 き 込 み を 生 じ る 建 屋 と し て 、原 子 炉 格 納 容 器 、原 子 炉 建 屋 、原 子 炉

6 号炉および 7 号炉原子炉建屋を代表建屋としている。

補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、

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被ばく評価に関する審査ガイド
原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1) 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 が 属 す る 建 屋 の 代 表 面の選定
原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 内 に は 、 次 の i)又 は ii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i) 事 故 時 に 外 気 取 入 を 行 う 場 合 は 、 主 に 給 気 口 を 介 し て の 外 気 取 入 及3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）は，常時，外気を可搬

び室内への直接流入

型陽圧化空調機のフィルタを通した空気により陽圧化されている。

ii) 事 故 時 に 外 気 の 取 入 れ を 遮 断 す る 場 合 は 、 室 内 へ の 直 接 流 入2) 建 屋 に よ る 巻 き 込 み の 影 響 が 生 じ る 場 合 、 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制
御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設備の
非 常 時 の 運 転 モ ー ド に 応 じ て 、 次 の i)又 は ii)に よ っ て 、 原 子 炉 制 御 室

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実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評 価 期 間 中 も 給 気 口 か ら 外 気 を 取 入 れ る こ と を 前 提 と す る 場 合 は 、3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）が属する建屋の屋上面

給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所がを選定するが，具体的には，保守的に放出点（地 上）と同じ高さに属する建屋の表面とする。

おける濃度を評価している。

ii) 評 価 期 間 中 は 外 気 を 遮 断 す る こ と を 前 提 と す る 場 合 は 、 原 子 炉 制 御屋 上 面 を 代 表 と し て お り ，評 価 点 は 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の各表面（屋上面又は側所（待避室）を評価点とした。

面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。
3) 代 表 面 に お け る 評 価 点i) 建 屋 の 巻 き 込 み の 影 響 を 受 け る 場 合 に は 、 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）が属する建屋の屋上面

御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は小を選定するが，具体的には保守的に放出点（地上）と同じ高さにお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。

ける濃度を評価している，

屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代 表 評 価 面 を 、 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 が 属 す

屋 上 面 を 代 表 と し て お り ，評 価 点 は 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策る建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

所（待避室）を中心としている。保守的に放出点（地上）と評価点

また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上面から離れてと が 同 じ 高 さ と し て ，そ の 間 の 水 平 直 線 距 離 に 基 づ き ，濃 度 評 価 のいる場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋

拡散パラメータを算出している。

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被ばく評価に関する審査ガイドの側面を代表評価面として、それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋 上 面 を 代 表 面 と す る 場 合 は 、 評 価 点 と し て 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し、対応する風下距離から拡散
パラメ－タを算出してもよい。
ま た σ y＝ 0 及 び σ z＝ 0 と し て 、 σ y0、 σ z0 の 値 を 適 用 し て も よ い 。
・着目方位1) 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 の 被 ば く 評 価 の 計 算 で

建 屋 に よ る 巻 き 込 み を 考 慮 し i）～ iii）の 条 件 に 該 当 す る 方 位 を 選は、代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であるこ定 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、放出源と評数の方位を対象としている。

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、代表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。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具 体 的 に は 、全 16 方 位 に つ い て 以 下 の 三 つ の 条 件 に 該 当 す る 方 位 を 選 定

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被ばく評価に関する審査ガイド
し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i） 放 出 点 が 評 価 点 の 風 上 に あ る こ と放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

ii） 放 出 点 か ら 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 が 、建 屋 の 風 下 側 に 巻 き 込 ま れ る

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、評価点が存在すること。この条件に該当する風向の方位

ような範囲を対象としている。

ｍ１の選定には、図 6 のような方法を用いることができる。図 6 の対象となる二つの風向の方位の 範 囲 ｍ １ Ａ 、ｍ １ Ｂ の う ち 、放 出 点 が 評 価 点 の 風 上 と な る ど ち ら か 一 方 の
範 囲 が 評 価 の 対 象 と な る 。 放 出 点 が 建 屋 に 接 近 し 、 0.5Ｌ の 拡 散 領 域 (図6 の ハ ッ チ ン グ 部 分 )の 内 部 に あ る 場 合 は 、 風 向 の 方 位 ｍ １ は 放 出 点 が 評
価点の風上となる
180°が 対 象 と な る 。
iii) 建 屋 の 風 下 側 で 巻 き 込 ま れ た 大 気 が 評 価 点 に 到 達 す る こ と 。 こ の図 7 に 示 す 方 法 に よ り ，建 屋 の 後 流 側 の 拡 が り の 影 響 が 評 価 点 に 及条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に示す方法を用いるこ

ぶ可能性のある複数の方位を評価方位として選定している。

と が で き る 。 評 価 点 が 建 屋 に 接 近 し 、 0.5Ｌ の 拡 散 領 域 (図 7 の ハ ッ チ ン
グ 部 分 )の 内 部 に あ る 場 合 は 、
風 向 の 方 位 ｍ ２ は 放 出 点 が 評 価 点 の 風 上 と な る 180°が 対 象 と な る 。
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面61-10-2-63

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被ばく評価に関する審査ガイド
形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2) 具 体 的 に は 、図 9 の と お り 、原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対「 着 目 方 位 1)」 の 方 法 に よ り ， 評 価 対 象 の 方 位 を 選 定 し て い る 。

策所が属する建屋表面において定めた評価点から、原子炉施設の代表建
屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれに
よ っ て 、評 価 す べ き 方 位 の 数 が 増 加 す る こ と が 考 え ら れ る が 、こ の 場 合 、
幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。
・建屋投影面積1) 図 10 に 示 す と お り 、 風 向 に 垂 直 な 代 表 建 屋 の 投 影 面 積 を 求 め 、 放 射

原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2) 建 屋 の 影 響 が あ る 場 合 の 多 く は 複 数 の 風 向 を 対 象 に 計 算 す る 必 要 が

原子炉建屋の最小投影面績を用いている。

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

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被ばく評価に関する審査ガイド
3) 風 下 側 の 地 表 面 か ら 上 側 の 投 影 面 積 を 求 め 大 気 拡 散 式 の 入 力 と す る 。 原 子 炉 建 屋 の 地 表 面 か ら 上 面 の 投 影 面 積 を 用 い て い る 。
方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c． 相 対 濃 度 及 び 相 対 線 量4.2(2)c.

→審査ガイドの趣旨に基づいて評価

・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

相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

効 放 出 継 続 時 間 を 基 に ，長 時 間 放 出 の 場 合 の 評 価 方 法 に 従 っ て 評 価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量

相 対 線 量 は ，放 射 性 物 質 の 空 間 濃 度 分 布 を 算 出 し ，こ れ を ガ ン マ 線

計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。

量計算モデルに適用している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を小さい方から

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

累 積 し 97％ 相 当 に 当 た る 値 を 用 い て い る 。

たる値とする。
・相 対 濃 度 及 び 相 対 線 量 の 詳 細 は 、「原子力発電所中央制御室の居住性に

相 対 濃 度 及 び 相 対 線 量 は ，「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係

係 る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て （ 内 規 ）」（ 参 1） に よ る 。

る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て （ 内 規 ）」 に 基 づ い て 評 価 し て い る 。

61-10-2-65

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
d． 地 表 面 へ の 沈 着

4.2(2)d.

→審査ガイド通り

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

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

よる湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

着速度を設定し，地表面沈着濃度を評価している。

e． 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 内 の 放 射 性 物 質 濃 度

4.2(2)e.

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中か

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内は，可搬型陽圧化空

ら、次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定す

調機のフィルタを通した空気のみが送気されることを仮定している。

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

ま た ，３ 号 炉 中 央 制 御 室 エ ン ベ ロ ー プ 外 に は 直 接 流 入 に よ り 放 射 性によって室内に取り入れること（外気取入）

物質が外気から取り込まれることを仮定している。

→審査ガイドの主旨に基づいて評価

二 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内では放射性物質は一

質は、一様混合すると仮定する。

様 に 混 合 す る と し ，室 内 で の 放 射 性 物 質 は 沈 着 せ ず 浮 遊 し て い る も

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放のと仮定している。

射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

61-10-2-66

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
・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外 気 取 込 に よ る 放 射 性 物 質 の 取 込 は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 運 転 流

射性物質の取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条量に依る。

件に従って計算する。
・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。

(3)線 量 評 価
a．放 射 性 雲 中 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時

4.2(3)a.

→審査ガイド通り

制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空外 部 被 ば く 線 量 に つ い て は ，空 気 中 濃 度 及 び ク ラ ウ ド シ ャ イ ン に 対

気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係する外部被ばく線量換算係数の積で計算した線量率を積分して計数の積で計算する。

算している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内の対策要員に対して要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋には，建屋による遮蔽効果を考慮している。

よって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
b．地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 原 子 炉 制 御 室 ／ 緊

4.2(3)b.

61-10-2-67→審査ガイド通り

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被ばく評価に関する審査ガイド
急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量

グランドシャインによる被ばくは，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策

は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算所（ 待 避 室 ）の 対 策 要 員 に つ い て は 建 屋 に よ る 遮 蔽 効 果 を 考 慮 し て係数の積で計算する。

いる。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c．原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 内 へ 外 気 か ら 取 り 込 ま れ

4.2(3)c.

→審査ガイド通り

た放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での内部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれ3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）における内部被ばく線

た放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積

量 に つ い て は ，空 気 中 濃 度 ，呼 吸 率 及 び 内 部 被 ば く 換 算 係 数 の 積 で

分 濃 度 、呼 吸 率 及 び 吸 入 に よ る 内 部 被 ば く 線 量 換 算 係 数 の 積 で 計 算 す る 。 計 算 し た 線 量 率 を 積 算 し て 計 算 し て い る 。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内では室内での放射性放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮す

マスクを着用しないものとして評価している。

る。その場合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求め

61-10-2-68

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
る。
d．原 子 炉 制 御 室 ／ 緊 急 時 制 御 室 ／ 緊 急 時 対 策 所 内 へ 外 気 か ら 取 り 込 ま れ

4.2(3)d.

→審査ガイド通り

た放射性物質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれ3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）内に取り込まれた放射た放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く 線 量 に つ い て は ，空 気 中 濃

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

計算した線量率を積算して計算している。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）では室内に取り込まれ放射性物質は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊している

た放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

ものと仮定する。
e．放 射 性 雲 中 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 入 退 域 で の 外 部 被 ば く

4.2(3)e.

→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

4.2(3)f.

→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f．地 表 面 に 沈 着 し た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 入 退 域 で の 外 部 被ばく（グランドシャイン）

61-10-2-69

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量
は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算
係数の積で計算する。
g． 放 射 性 物 質 の 吸 入 摂 取 に よ る 入 退 域 で の 内 部 被 ば く

4.2(3)g.

→評価期問中の対策要員の交代は考慮しない

h. 被 ば く 線 量 の 重 ね 合 わ せ

4.2(3)h.

→審査ガイド通り

・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設

6 号炉及び 7 号炉からの寄与を被ばく経路毎に個別に評価を実施しについて同時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設かて，その結果を合算している。

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

ら被ばく経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設敷地内の地形や、原子炉施設と評価対
象位置の関係等を考慮した、より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。
4.4 緊 急 時 制 御 室 又 は 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 の 主 要 解析

61-10-2-70

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
条件等(1)ソ ー ス タ ー ム

4.4(1)→審査ガイド通り

a． 大 気 中 へ の 放 出 割 合事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合

・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、

は ，原 子 炉 格 納 容 器 が 破 損 し た と 考 え ら れ る 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所

原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並み

事 故 並 み を 想 定 す る 。な お ，核 種 の 崩 壊 及 び 娘 核 種 の 生 成 を 考 慮 すを 想 定 す る （ 参 5 ）。

る。

希 ガ ス 類 ： 97%
ヨ ウ 素 類 ： 2.78%（ CsI： 95%、 無 機 ヨ ウ 素 ： 4.85%、 有 機 ヨ ウ 素 ： 0.15%）（ NUREG-1465（ 参 6） を 参 考 に 設 定 ）Cs 類 ： 2.13%
Te 類 ： 1.47%
Ba 類 ： 0.0264%
Ru 類 ： 7.53×10 - 8 %Ce 類 ： 1.51×10 - 4 %La 類 ： 3.87×10 - 5 %（２）非常用電源

4.4(2）

61-10-2-71→審査ガイド通り

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被ばく評価に関する審査ガイド
緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電源か

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）の非常用電源の給電はらの給電を考慮する。

考 慮 す る も の の 放 出 開 始 時 間 が 事 故 発 生 後 24 時 間 の た め ， 放 出 開

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する

始までに電源は復旧している。

余裕時間を見込むこと。
(3)沈 着 ・ 除 去 等
a． 緊 急 時 制 御 室 又 は 緊 急 時 対 策 所 の 非 常 用 換 気 空 調 設 備

4.4(3)a.

→審査ガイド通り

緊 急 時 制 御 室 又 は 緊 急 時 対 策 所 の 非 常 用 換 気 空 調 設 備 は 、上 記 (2)の 非 常

放 射 性 物 質 の 放 出 開 始 ま で に 3 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待用電源によって作動すると仮定する。

避室）の可搬型陽圧化空調機の電源供給は復旧している。

(4)大 気 拡 散
a． 放 出 開 始 時 刻 及 び 放 出 継 続 時 間

4.4(4)a.

→審査ガイドの趣旨に基づき設定

・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発放 射 性 物 質 の 大 気 中 へ の 放 出 開 始 時 間 は ， 事 故 発 生 24 時 間 後 と 仮

生 24 時 間 後 と 仮 定 す る （ 参 5）（ 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 で 最 初 に 放定する。

出 し た 1 号 炉 の 放 出 開 始 時 刻 を 参 考 に 設 定 ）。

放 射 性 物 質 の 大 気 中 へ の 放 出 継 続 時 間 は 10 時 間 と し た 。

・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように
10 時 間 と 仮 定 す る（ 参 5）
（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続時間
を 参 考 に 設 定 ）。
b． 放 出 源 高 さ

4.4(4)b.

61-10-2-72→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
放 出 源 高 さ は 、地 上 放 出 を 仮 定 す る （ 参 5）。 放 出 エ ネ ル ギ ー は 、保 守 的

放出源高さは，地上放出を仮定する。

な 結 果 と な る よ う に 考 慮 し な い と 仮 定 す る （ 参 5）。
(5)線 量 評 価
a．原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 緊 急 時 制 御 室 又 は 緊

4.4(5)a.

→審査ガイド通り

急時対策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定

福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 並 み を 想 定 し ，NUREG-1465 の 炉 心 内 蔵 量を行うことができる。

に対する原子炉格納容器内への放出割合を基に原子炉建屋内に放NUREG-1465 の 炉 心 内 蔵 量 に 対 す る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合（ 被 覆

出 さ れ た 放 射 性 物 質 を 設 定 し ，直 接 ガ ン マ 線 及 び ス カ イ シ ャ イ ン ガ

管破損放出～晩期圧力容器内放出）（ 参 6）を 基 に 原 子 炉 建 屋 内 に 放 出 さン マ 線 の 線 源 と し て い る 。原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 は 自 由 空 間 容

れた放射性物質を設定する。

積に均一に分布しているものとして計算している。

PWR

BWR

希 ガ ス 類 ： 100%

100%

ヨ ウ 素 類 ： 66%

61%

Cs 類 ：

66%

61%

Te 類 ：

31%

31%

Ba 類 ：

12%

12%

Ru 類 ：

0.5%

0.5%

61-10-2-73

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
Ce 類 ：

0.55%

0.55%

La 類 ：

0.52%

0.52%

BWR に つ い て は 、 MELCOR 解 析 結 果 （ 参 7） か ら 想 定 し て 、 原 子 炉 格 納 容

原 子 炉 格 納 容 器 か ら 原 子 炉 建 屋 へ の 低 減 率 は 0.3 倍 と 仮 定 し て い

器 か ら 原 子 炉 建 屋 へ 移 行 す る 際 の 低 減 率 は 0.3 倍 と 仮 定 す る 。

る。また，希ガスは大気中への放出分を考慮している。

また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。
電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損モードのうち、格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構
造及び地形条件から計算する。
b．原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 入 退 域 で の 外 部 被 ば

4.4(5)b.

61-10-2-74→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
く・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。
・積算線源強度、原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガン
マ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

61-10-2-75

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 2→審査ガイドの趣旨に基づき設定

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に関しては，対策要員の交代を考慮しないため，経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-2-76

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 3→審査ガイドの趣旨に基づき設定

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待避室）に関しては，対策要員の交代を考慮しないため，入退域での評価は実施しない。

61-10-2-77

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 4→審査ガイド通り

図 5→審査ガイド通り

61-10-2-78

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 661-10-2-79→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 761-10-2-80→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 861-10-2-81→審査ガイド通り

実用発電用原子炉に係る制御室及び緊急時対策所の居住性に係る3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に係る被ばく評価の適合状況
被ばく評価に関する審査ガイド
図 9→審査ガイド通り

図 10→審査ガイド通り

61-10-2-82

62-1
SA 設備基準適合性一覧表

62-1-1

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
無線連絡設備（無線連絡設備（常設））

類型化
区分

衛星電話設備（衛星電話設備（常設））類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び緊急時対策所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（中央制御室及び緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

関連資料

第
2
号

第
1
項

第
3
号

中央制御室操作，現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

操作性

関連資料

[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-3

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

関連資料

第
4
号

切り替え性

関連資料
第
43
条

系統設計
第
5
号

［配置図］62-3-2, 62-3-3,62-3-12～14

悪
影
響
防
止

その他(飛散物)
関連資料

本来の用途として使用－切替必要（重大事故等対処設備としての系統構成内で切替必要）

Ｌ

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

Ｌ［試験及び検査］62-5-2,62-5-8～10

Ｂａ

本来の用途として使用－切替必要（重大事故等対処設備としての系統構成内で切替必要）

Ｂａ[系統図]62-4-3～6,62-8-8

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外[系統図] 62-4-3, 62-4-7,62-4-8
現場操作（緊急時対策所）
中央制御室操作［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-12～14[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-8

第1号

常設 SA の容量

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

関連資料[容量設定根拠]62-6-4

第
2
号

共用の禁止

共用する設備第3号

Ｂｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

中央制御室操作，現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-3[系統図]62-4-3～6,62-8-4,62-8-8

設置場所

第
2
項

Ｂｄ

［試験及び検査］62-5-2,62-5-4～7

第
6
号

関連資料

［配置図］62-3-2, 62-3-3,62-3-12～14[系統図] 62-4-3, 62-4-7,62-4-8
ＡａＢ

現場操作（緊急時対策所）
中央制御室操作

Ａａ
Ｂ［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-12～14[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-8Ｂ

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

Ｂ[容量設定根拠]62-6-4
Ａ－共用する設備Ａ－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内
環境条件、自然現象、外（代替対象ＤＢ設備である送受話器及び電力保安部人為事象、溢水、火災
通信用電話設備と位置的分散）ＡａＡｂ

緩和設備又は防止でも緩和でもない設備-対象（同一目的のＳＡ設備である無線連絡設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備により多様性）

Ｂ

サポート系故障対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）Ｃａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）

Ｃａ

関連資料

［単線結線図］62-2-2～6［配置図］62-3-2,62-3-3,63-3-10～12,63-3-14,
62-3-16,62-3-17［系統図］62-4-3

62-1-2［単線結線図］62-2-2～5,62-2-7［配置図］62-3-2,62-3-3,63-3-10～12,63-3-14,
62-3-16,62-3-17［系統図］62-4-3,62-4-7,62-4-8

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS))

類型化
区分

データ伝送設備類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋及び緊急時対策所）

Ｃ

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋及び緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）－

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

関連資料

第
2
号

第
1
項

第
3
号

操作不要（ＳＰＤＳ表示装置を除く）
現場操作（緊急時対策所）（ＳＰＤＳ表示装置）（操作スイッチ操作）

操作性

関連資料

[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-7

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

関連資料

第
4
号
第
43
条

切り替え性

関連資料

系統設計
第
5
号

［配置図］62-3-2,62-3-4,62-3-12～14

悪
影
響
防
止

その他(飛散物)
関連資料［配置図］62-3-2,62-3-4,62-3-12～14

対象外
Ｂｄ

Ｌ

Ｂｂ

[系統図]62-4-11

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外[系統図]62-4-11[系統図]62-4-11［配置図］62-3-2,62-3-12～14

第1号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

環境条件、自然現象、外部人為事象、溢水、火災

サポート系故障

関連資料

Ｂｂ

Ａｄ

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

本来の用途として使用－切替不要

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）

操作不要（ＳＰＤＳ表示装置を除く）
対象外
現場操作（緊急時対策所）（ＳＰＤＳ表示装置）
Ａ

関連資料

Ｌ

[系統図]62-4-11

設置場所

第
2
項

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）［試験及び検査］62-5-18～22

第
6
号

関連資料

対象外

－

［試験及び検査］62-5-18～22

本来の用途として使用－切替不要

操作不要

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

対象外

－
Ｂ

[容量設定根拠] 62-6-11～29
共用する設備操作不要

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

Ｂ[容量設定根拠] 62-6-11～29
Ａ－共用する設備Ａ－（同一機能の設備なし）

対象外（同一機能の設備なし）

対象
外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）Ｃａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）Ｃａ［単線結線図］62-2-2～5,62-2-8［配置図］62-3-2,62-3-4,62-3-12～14［系統図］62-4-11

62-1-3［単線結線図］62-2-2～5,62-2-8［配置図］62-3-2,62-3-4,62-3-12～14［系統図］62-4-11

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（常設）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（緊急時対策所）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

関連資料

第
2
号

第
1
項

第
3
号

現場操作（緊急時対策所）（操作スイッチ操作）

操作性

関連資料

[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-7

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

関連資料

第
4
号
第
43
条

切り替え性

関連資料

系統設計
第
5
号

［配置図］62-3-2,62-3-12～15

悪
影
響
防
止

その他(飛散物)
関連資料

本来の用途として使用－切替必要（重大事故等対処設備としての系統構成内で切替必要）ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）Ａｄ（考慮対象なし）

対象外[系統図]62-4-9

第1号

常設 SA の容量
関連資料

[容量設定根拠]62-6-6

第
2
号

共用の禁止

共用する設備

関連資料

第
3
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ｂａ

[系統図]62-4-10[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-5

設置場所

第
2
項

Ｌ

［試験及び検査］62-5-11～17

第
6
号

関連資料

Ｂｄ

現場操作（緊急時対策所）

Ａ［配置図］62-3-2,62-3-12～15[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-7
設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

Ｂ

Ａ－

環境条件、自然現象、外部人為事象、溢水、火災

緩和設備又は防止でも緩和でもない設備-対象（同一目的のＳＡ設備である衛星電話設備
により多様性）Ｂ

サポート系故障対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（代替電源設備）から受電可能）

Ｃａ

関連資料

［単線結線図］62-2-4,62-2-5,62-2-9［配置図］62-3-2,62-3-12～14［系統図］62-4-7

62-1-4

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

第
1
項

類型化
区分

無線連絡設備（無線連絡設備（可搬型））

類型化
区分

原子炉建屋原子炉区域内（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（コントロール建屋）（保管場所）

Ｂ
Ｃ

屋外（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（緊急時対策所）（保管場所）

Ｄ
Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

第
2
号

携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-5～9
現場操作（コントロール建屋，原子炉建屋，中央制御室操作）（設備の運搬・設置，接続作業，操作スイッチ操作）

操作性

関連資料

［配置図］62-3-3,62-3-5～9[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-2

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

第
4
号

切り替え性

関連資料

関連資料

悪
影
響
防
止

系統設計

その他(飛散物)
関連資料
第
43
条

第
6
号

第
1
号

第
3
項

設置場所
関連資料
可搬 SA の容量
関連資料

第
2
号

可搬 SA の接続性

第3号

異なる複数の接続箇所の確保

第
4
号

設置場所

第
5
号

保管場所

第
6
号

第
7
号

関連資料

関連資料

関連資料

（考慮対象なし）

Ｂｂ

本来の用途として使用－切替不要

その他設備（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）

Ａｂ
Ａｄ

対象外

Ｃ

アクセスルート

屋内アクセスルートの確保（人が携行して使用）ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成）（考慮対象なし）

Ａｂ
Ａｄ

対象外

現場操作
（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）

Ａ

その他設備
（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）

Ｃ[容量設定根拠] 62-6-10
Ｃ（常設設備と接続せず使用）

－

－
対象外

（常設設備と接続せず使用）

対象外

－
－

［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-5～9
屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

Ｂｂ[系統図]62-4-3, 62-4-7,62-4-8
ＢＡ[設備操作及び切替に関する説明書] 62-8-2（原子炉建屋の外から水又は電力を供給せず，負荷に直接接続する可搬型設備ではなく、建屋内の通信連絡に使用）

Ｌ[系統図] 62-4-3～6[容量設定根拠] 62-6-9より簡単な接続（規格を統一した接続端子による接続）

Ｂｃ
Ｂｄ［試験及び検査］62-5-2,62-5-4～7［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-5～9［配置図］62-3-2, 62-3-3, 62-3-5～11

共
通
要
因
故
障
防
止

通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）[系統図]62-4-3
現場操作（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）
中央制御室操作

関連資料

関連資料

Ｌ

[系統図]62-4-3

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系
統構成）

現場操作
（設備の運搬・設置）（操作スイッチ操作）［配置図］62-3-12,62-3-15[設備操作及び切替に関する説明書]62-8-6［試験及び検査］62-5-2,62-5-3
本来の用途として使用－切替不要

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）
第5号［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15
Ａ
Ｂｃ
Ｂｄ
Ｂｇ

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15
Ａｂ

屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａ

屋内外アクセスルートの確保（人が携行して使用）

Ａｂ［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15［アクセスルート図］62-7-4～11

Ｂ［アクセスルート図］62-7-2,62-7-3

環境条件、自然現
象、外部人為
事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（代替対象ＤＢ設備である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）Ａａ

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（代替対象ＤＢ設備である送受話器及び電力保安通信用電話設備と位置的分散）

Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（乾電池）を使用）

Ｃａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（充電式電池）を使用）

Ｃａ

関連資料

［単線結線図］62-2-2～6［配置図］62-3-2,62-3-3,62-3-5～11［系統図］62-4-3

62-1-5［単線結線図］62-2-2～6［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15［系統図］62-4-3

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性 一覧表（可搬）第 62 条：通信連絡を行うために必要な設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

第
1
項

第
3
号

屋外（設置場所）
原子炉区域を除く原子炉建屋内
及びその他の建屋内（緊急時対策所）（保管場所）

ＤＣ（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

－

操作性
関連資料

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)
関連資料

第
4
号

類型化
区分

荷重

関連資料
第
2
号

衛星電話設備（衛星電話設備（可搬型））

切り替え性
関連資料

［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15
現場操作（運搬設置）（操作スイッチ操作）［配置図］62-3-12,62-3-15[設備操作及び切替に関する説明書]
62-8-6,62-3-12,62-3-15
通信連絡設備（機能・性能検査，外観点検）

悪
影
響
防
止

系統設計

その他(飛散物)
関連資料

第
43
条

第
3
項

第
6
号

設置場所

第
1
号

可搬 SA の容量

第2号

可搬 SA の接続性

第3号

異なる複数の接続箇所の確保

第
4
号

設置場所

第
5
号

保管場所

第
6
号

第
7
号

関連資料

関連資料

関連資料

関連資料

関連資料

関連資料

本来の用途として使用－切替不要

ＤＢ施設と同じ系統構成（設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成）（考慮対象なし）

現場操作（放射線量が高くなるおそれが少ない場所）

その他設備（必要な台数を確保することに加え，余裕のある台数を保管）

対象外

Ａ

Ｃ

[容量設定根拠] 62-6-4,62-6-6（常設設備と接続せず使用）－－（常設設備と接続せず使用）

対象外－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15
屋内(共通要因の考慮対象ＳＡ設備なし)

Ａｂ［配置図］62-3-2,62-3-15［アクセスルート図］62-7-2,62-7-3

関連資料

Ａｄ

［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15

関連資料

サポート系要因

Ａｂ[系統図] 62-4-3,62-4-7,62-4-8

アクセスルート

共
通
要
因
故
障
防
止

Ｂｂ

[系統図]62-4-3～6

屋内外アクセスルートの確保（人が携行して使用）環境条件、自然現象、
外部人為
事象、溢水、火災Ｌ［試験及び検査］62-5-2,62-5-8～10

通常時は隔離又は分離（通常時に使用する系統からの切替不要）
第
5
号

Ｂｃ
Ｂｄ

Ｂ

緩和設備，防止・緩和以外-対象(同一目的の常設ＳＡ設備である無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設），統合原子力防災ネッ
トワークを用いた通信連絡設備と位置的分散，代替
対象ＤＢ設備である送受話器及び電力保安通信用電
話設備と位置的分散)

Ｂ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源（異なる電源（充電式電池）を使用）

Ｃａ［単線結線図］62-2-2～5, 62-2-7［配置図］62-3-2,62-3-12,62-3-15［系統図］62-4-3

62-1-6

62-2
単線結線図

62-2-1

常設代替
交流電源設備第二ガスタービン発電機
GTG
予備

GTG

【凡例】

第一ガスタービン発電機

常設代替
交流電源設備GTG
予備

GTG
７号炉タービン
建屋南側

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

緊急用
断路器

：断路器

緊急用高圧母線：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
断路器

M/C 6SB-2：重大事故等対処設備

(6C)

(6B)

(6A)

：非常用所内電源又は無停電電源装置（充電器等を含む）

M/C 6SA-2
D/G

D/G

D/G

：電動切替装置
：切替装置

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

M/C 6SA-1

M

７号炉へ：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備として使用する設備

M/C 6E

M/C 6DM/C 6C

（略語）
動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

P/C 6D-1

P/C 6C-1

R/B：原子炉建屋
C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

P/C 6E-1※2へ※1へ
MCC 6C-1-6

MCC 6C-1-7

蓄電池
1,000Ah

MCC 6E-1-3

MCC 6D-1-7

蓄電池
6,000Ah※1より

充電器（直流48V）

無停電電源装置（交流120Vﾊﾞｲﾀﾙ
電源設備）

充電器
（直流125V）
直流125V
主母線盤

交流120V
ﾊﾞｲﾀﾙ分電盤

無停電電源装置×2台（計算機用無停電
電源設備）

充電器（直流48V）※2より 蓄電池

3,000Ah蓄電池
2,400Ah充電器（直流250V）(a) へ(図62-6-2図へ)※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

中央制御室
電力保安通信用
電話設備(固定電話機)

無線連絡設備衛星電話設備
データ伝送装置

図 62-2-1

送受話機(ページング)

プロセス計算機

中央制御室における通信連絡設備の単線結線図（６号炉）

62-2-2常設代替
交流電源設備第二ガスタービン発電機
GTG

【凡例】

第一ガスタービン発電機

常設代替
交流電源設備

GTG
予備

GTG
予備

GTG
７号炉タービン
建屋南側

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

緊急用
断路器

：断路器

緊急用高圧母線：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

：電動切替装置
：切替装置

緊急用
電源切替箱
接続装置

M/C 6SA-1

M

６号炉へ：非常用所内電源又は無停電電源装置（充電器等を含む）

M/C 6SA-2
D/G：重大事故等対処設備

(7C)

(7A)

：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備として使用する設備

M/C 7E

M/C 7C

（略語）
動力変圧器

動力変圧器

蓄電池
3,000Ah

P/C 7C-1

MCC 7C-1-5

MCC 7C-1-7

P/C 7E-1

R/B：原子炉建屋
C/B：コントロール建屋
M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

充電器（直流250V）
蓄電池
6,000Ah

蓄電池
1,000Ah充電器（直流48V）

無停電電源装置（交流120Vﾊﾞｲﾀﾙ
電源設備）

充電器
（直流125V）
直流125V
主母線盤

交流120V
ﾊﾞｲﾀﾙ分電盤

直流125V
分電盤(a) から

無停電電源装置×2台（計算機用無停電
電源設備）(図62-2-1図から)

中央制御室
電力保安通信用
電話設備(固定電話機)

無線連絡設備衛星電話設備図 62-2-2

データ伝送装置

送受話機(ページング)

プロセス計算機※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

中央制御室における通信連絡設備の単線結線図（７号炉）

62-2-3

（略語）

免震重要棟内緊急時対策所用
ガスタービン発電機（常設代替交流
GTG
電源設備）
M/C 1SB-1

D/G
(1B)

R/B：原子炉建屋
C/B：コントロール建屋
M/C 1DM/C 3SA-1

M/C：メタルクラッド開閉装置

Ｇ

P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

免震重要棟
【凡例】

動力変圧器

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

動力変圧器

動力変圧器

：遮断器
：配線用遮断器：断路器

蓄電池
1,000Ah×2台

蓄電池
1,100Ah

AC/DC

充電器×２台※１

Ｇ：電源車(代替交流電源設備)

AC/DC：交流直流変換装置

DC/AC：直流交流変換装置
：切替装置

DC/AC

無停電電源装置※１ 充電器は一般送配電事業会社の所掌となる。

免震重要棟内緊急時対策所○代替交流電源補機○換気空調設備○照明設備(コンセント負荷含む)

一般
負荷

6号及び7号炉 送受話器
（制御装置）より給電

緊急時対策支援システム伝送装置
電力保安通信用
電話設備（固定電話機）統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（IP-電話機）

SPDS表示装置
局線加入電話設備

電力保安通信用
電話設備（FAX）
無線連絡設備衛星電話設備送受話器（ページング）

図 62-2-3：重大事故等対処設備

テレビ会議システム（社内向）

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム
IP-FAX）：非常用所内電源又は無停電電源
装置(充電器等を含む)：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備として使用する
設備

免震重要棟内緊急時対策所における通信連絡設備の単線結線図

62-2-4

(予備)3号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用電源車（常設代替交流電源設備）（略語）

荒浜側高台保管場所

Ｇ

R/B：原子炉建屋
C/B：コントロール建屋

Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

M/C 3SB-2

M/C 3SA-2

M/C：メタルクラッド開閉装置
Ｄ/Ｇ
(3A)

P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ
6.9kV M/C 3C
【凡例】

負荷変圧器

D/G
動力変圧器

：非常用ディーゼル発電機：遮断器

480V P/C 3C-1

：配線用遮断器
Ｇ480V
MCC 3C-1-1

480V
MCC 3C-1-2

480V
MCC 3C-1-3

480V
MCC 3C-1-4

480V
MCC 3C-1-7

蓄電池
4,000Ah
蓄電池
1,000Ah：電源車(常設代替交流電源設備)

蓄電池
1,200Ah

充電器
充電器

充電器

電力保安通信用
電話設備（固定電話機）

送受話器（ページング）：非常用所内電源又は無停電電源
装置(充電器等を含む)：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備として使用する設備

無停電電源装置（交流120Vﾊﾞｲﾀﾙ
電源設備）
交流分電盤①

局線加入電話設備
テレビ会議システム（社内向）
電力保安通信用
電話設備（FAX）
衛星電話設備（社内向）

交流分電盤②

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS表示装置
無線連絡設備衛星電話設備統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム
IP-電話機，IP-FAX）

3号炉
原子炉建屋内緊急時対策所図 62-2-4３号炉原子炉建屋内緊急時対策所における通信連絡設備の単線結線図

62-2-5

表 62-2-1
通信種別

通信連絡設備（発電所内）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設
携帯型音声呼出電話設備

携帯型音声呼出電話機

送受話器

ハンドセット，（警報装置含む）

スピーカ

発電所内
無線連絡設備（常設）
無線連絡設備※16 号及び 7 号炉 中央制御室

乾電池

6 号及び 7 号炉 中央制御室
免震重要棟内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

第一 GTG※2 及び第二 GTG※2（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

充電器（蓄電池）電源車※3（常設代替交流電源設備）

6 号及び 7 号炉 中央制御室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

第一 GTG※2 及び第二 GTG※2（常設代替交流電源設備）

無停電電源装置

免震重要棟内緊急時対策所用
GTG※2（常設代替交流電源設備）

免震重要棟内緊急時対策所
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

無線連絡設備（可搬型）

代替電源設備

免震重要棟内緊急時対策所

充電式電池（本体内蔵）※4

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

乾電池（予備）

電源車※3（常設代替交流電源設備）
免震重要棟内緊急時対策所用
GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）※ 1 乾電池により約４日間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能。
※ 2 GTG：ガスタービン発電機※ 3 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車※ 4 充電式電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備として使用する設備

62-2-6：重大事故等対処設備

表 62-2-2
通信種別

通信連絡設備（発電所内及び発電所外）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設
6 号及び 7 号炉 中央制御室
固定電話機

免震重要棟内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

第一 GTG※2 及び第二 GTG※2（常設代替交流電源設備）

充電器（蓄電池）

GTG※2（常設代替交流電源設備）

免震重要棟内緊急時対策所用
電源車※3（常設代替交流電源設備）
第一 GTG※2 及び第二 GTG※2

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
6 号及び 7 号炉 中央制御室
電力保安通信用電話設備

PHS 端末

免震重要棟内緊急時対策所（常設代替交流電源設備）
充電式電池（本体内蔵）

※1

FAX
発電所内外

免震重要棟内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機

衛星電話設備（常設）
衛星電話設備

免震重要棟内緊急時対策所

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

免震重要棟内緊急時対策所

無停電電源装置

テレビ会議システム(社内向)

免震重要棟内緊急時対策所
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）
第一 GTG※2 及び第二 GTG※2（常設代替交流電源設備）
GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）
免震重要棟内緊急時対策所用

充電式電池（本体内蔵）※３

GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
テレビ会議システム（常設代替交流電源設備）

免震重要棟内緊急時対策所用

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
衛星電話設備（可搬型）

電源車※3（常設代替交流電源設備）
第一 GTG※2 及び第二 GTG※2
免震重要棟内緊急時対策所用

無停電電源装置

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
6 号及び 7 号炉 中央制御室

免震重要棟内緊急時対策所用
GTG※2（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
6 号及び 7 号炉 中央制御室

代替電源設備

免震重要棟内緊急時対策所用
無停電電源装置

GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）※ 1 充電式電池により約 8.5 時間の通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
※ 2 GTG：ガスタービン発電機※ 3 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車※4 充電式電池により約 4 時間の通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電式電池と交換することにより７日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電式電池は代替電源設備にて充電可能。
：重大事故等対処設備：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備として使用する設備

62-2-7

表 62-2-3
通信種別

非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設
プロセス計算機

必要な情報を把握
できる設備
発電所内外

通信連絡設備（発電所内及び発電所外）の電源設備

表示システム(SPDS)）
データ伝送設備

6 号炉

計算機室

非常用ディーゼル発電機

第一 GTG※1 及び第二 GTG※1

7 号炉

計算機室

無停電電源装置（常設代替交流電源設備）

6 号炉

計算機室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

第一 GTG※1 及び第二 GTG※1

7 号炉

計算機室

非常用ディーゼル発電機
充電器（蓄電池）

データ伝送装置（安全パラメータ
緊急時対策支援システム伝送装置

SPDS 表示装置

代替電源設備

免震重要棟内緊急時対策所

充電器（蓄電池）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

無停電電源装置（常設代替交流電源設備）
免震重要棟内緊急時対策所用
GTG※1（常設代替交流電源設備）
電源車※2（常設代替交流電源設備）
免震重要棟内緊急時対策所用

免震重要棟内緊急時対策所

無停電電源装置

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

GTG※1（常設代替交流電源設備）
電源車※2（常設代替交流電源設備）※1 GTG：ガスタービン発電機。
※2 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備として使用する設備

62-2-8：重大事故等対処設備

表 62-2-4
通信種別

通信連絡設備（発電所外）の電源設備
非常用所内電源又は無停電電源装置等

主要施設
テレビ会議システム（有線系，衛星系 共用）
統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備

IP-電話機（有線系，衛星系）

IP-FAX（有線系，衛星系）
発電所外

加入電話機
局線加入電話設備
加入 FAX

無停電電源装置

衛星電話設備（社内向）3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

無停電電源装置

電源車※3（常設代替交流電源設備）
免震重要棟内緊急時対策所用

無停電電源装置

GTG※2（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

電源車※3（常設代替交流電源設備）

免震重要棟内緊急時対策所
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

通信事業者回線からの給電－（通信事業者回線からの給電）

免震重要棟内緊急時対策所

通信事業者回線からの給電

免震重要棟内緊急時対策所用

衛星社内電話機3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

FAX（社内向）

免震重要棟内緊急時対策所用

充電器（蓄電池）

免震重要棟内緊急時対策所

免震重要棟内緊急時対策所（社内向）

電源車※3（常設代替交流電源設備）

GTG※2（常設代替交流電源設備）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）テレビ会議システム

GTG※2（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
専用電話設備

免震重要棟内緊急時対策所用

免震重要棟内緊急時対策所

免震重要棟内緊急時対策所

代替電源設備

無停電電源装置

GTG※2（常設代替交流電源設備）
電源車※3（常設代替交流電源設備）

乾電池※1

手動発電，乾電池（予備）

無停電電源装置

電源車※3（常設代替交流電源設備）

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所※1 乾電池により 10 日間以上の連続通話が可能。また，手動発電又は予備の乾電池と交換することにより通話時間を延長可能。
※ 2 GTG：ガスタービン発電機※ 3 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備として使用する設備：重大事故等対処設備

62-2-962-3
配置図

設置箇所：常設設備の配置及び可搬型設備を使用時に設置する場所
保管場所：可搬型設備を保管している場所：設計基準事故対処設備を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

62-3-1

図 62-3-1

中央制御室，免震重要棟及び 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

62-3-2

図 62-3-2
・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

コントロール建屋地上２階

62-3-3中央制御室

図 62-3-3
・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

コントロール建屋地上１階

62-3-4

図 62-3-4

コントロール建屋地下１階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-5

図 62-3-5

6 号炉原子炉建屋地上１階及び地下 1 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-6

図 62-3-6

6 号炉原子炉建屋地下 3 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-7

図 62-3-7

7 号炉原子炉建屋地下 1 階及び地上 1 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-8図 62-3-8

7 号炉原子炉建屋地下 3 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-9図 62-3-9

コントロール建屋地下 2 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-10

図 62-3-10

廃棄物処理建屋地下 1 階及び地上 1 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-11

図 62-3-11

免震重要棟地上 2 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-12

図 62-3-12

免震重要棟地上 1 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-13図 62-3-13

3 号炉原子炉建屋地上 2 階 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（常設設備）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-14図 62-3-14

3 号炉原子炉建屋地上 2 階 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（可搬型設備）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-15図 62-3-15

3 号炉原子炉建屋地下 3 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-16図 62-3-16

3 号炉タービン建屋地下 1 階

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-17

62-4
系統図62-4-1

柏崎刈羽原子力発電所

免震重要棟内緊急時対策所
電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，PHS端末，FAX）

現場（屋内）
電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，PHS端末）

中央制御室
電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，PHS端末，FAX）

携帯型音声呼出電話設備
無線連絡設備（常設）

現場（屋外）
電力保安通信用電話設備※１（PHS端末）送受話器（ページング）

無線連絡設備（可搬型）

発電所外（社内向）
本社（即応センター等）

送受話器（ページング）
無線連絡設備（常設，可搬型）

送受話器（ページング）
送受話器（ページング）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，
IP-電話機，IP-FAX）

局線加入電話設備（加入電話機，加入FAX）

衛星電話設備（常設，可搬型）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）その他関係機関（社内向）

テレビ会議システム（社内向）

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

発電所外（社外）

携帯型音声呼出電話設備
局線加入電話設備（加入電話機，加入FAX）
衛星電話設備（常設）

計算機室
プロセス計算機

衛星電話設備（可搬型）
データ伝送設備（データ伝送装置）

国（原子力規制委員会等）
自治体他（新潟県，柏崎市，刈羽村等）

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
電力保安通信用電話設備※１（固定電話機，PHS端末，FAX）
送受話器（ページング）
無線連絡設備（常設，可搬型）
局線加入電話設備（加入電話機，加入FAX）

衛星電話設備（常設，可搬型）

その他関係機関（社外）
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，
IP-電話機，IP-FAX）

発電所外（社外）

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）ERSS※３データセンター（原子力規制庁）

テレビ会議システム（社内向）

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機，
FAX（社内向），テレビ会議システム（社内向））

【凡例】

※２

：通信連絡設備（発電所内用）

本社へ：通信連絡設備（発電所外用）：通信連絡設備（発電所内外用）：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備として使用する設備：通信の流れ：データの流れ※１：局線加入電話設備に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※２：免震重要棟のデータ伝送設備と３号炉原子炉建屋のデータ伝送設備の両方からERSSデータセンターへデータを伝送する。
※３：国の緊急時対策支援システム。ERSSの第二データセンター設置完了後，本社等から伝送予定。

図 62-4-1

通信連絡設備の概要

62-4-2

図 62-4-2

通信連絡設備（発電所内）の概要

62-4-3

図 62-4-3

中央制御室及び中央制御室待避室における無線連絡設備及び衛星電話設備の概要
62-4-4

図 62-4-4

免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）における無線連絡設備及び衛星電話設備の概要

62-4-5

図 62-4-5

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所待避室における無線連絡設備及び衛星電話設備の概要
62-4-6

図 62-4-6

通信連絡設備（発電所外［社内関係箇所］）の概要

62-4-7

図 62-4-7

通信連絡設備（発電所外［社外関係箇所］）の概要（その１）62-4-8図 62-4-8

通信連絡設備（発電所外［社外関係箇所］）の概要（その２）62-4-9図 62-4-9 免震重要棟内緊急時対策所１階（待避室）における統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の概要

62-4-10

図 62-4-10

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））及びデータ伝送設備の概要
62-4-11

62-5
試験及び検査62-5-1

〇通信連絡設備（発電所内）の試験・検査性について
通信連絡設備（発電所内）における試験及び検査は表 62-5-1 の通りである。
通信連絡設備（発電所内）の概要を図 62-5-1 に示す。
表 62-5-1

通信連絡設備（発電所内）の試験・検査

対応設備

試験・検査項目

携帯型音声呼出電話設備

通話通信の確認，外観の確認

無線連絡設備（常設・可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

衛星電話設備（常設・可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

図 62-5-1 通信連絡設備（発電所内）の概要［通信連絡設備（発電所外）と共用を含む］

62-5-2

携帯型音声呼出電話設備

試験・検査内容【試験構成】【発電所】

６号炉原子炉建屋※１６号炉コントロール建屋※１
中央制御室

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

中継用ケーブルドラム※２

携帯型音声呼出
電話機

専用接続箱
（設置例）

※１:７号炉も同様※２:コントロール建屋を含め必要時に布設図 62-5-2

携帯型音声呼出電話設備

62-5-3

試験・検査構成

無線連絡設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室
図 62-5-3～

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

無線連絡設備（常設）62-5-4

試験・検査構成

無線連絡設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室
図 62-5-4～

免震重要棟内緊急時対策所

無線連絡設備（常設）62-5-5

試験・検査構成

無線連絡設備（可搬型／常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：現場（可搬型）
図 62-5-5～ ６号及び７号炉中央制御室（常設）

無線連絡設備（可搬型／常設）

62-5-6

試験・検査構成

無線連絡設備（可搬型）試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：屋外（可搬型）
図 62-5-6～ 屋外（可搬型）

無線連絡設備（可搬型）

62-5-7

試験・検査構成

衛星電話設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室
図 62-5-7～

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星電話設備（常設）62-5-8

試験・検査構成

衛星電話設備（常設）

試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室
図 62-5-8～

免震重要棟内緊急時対策所

衛星電話設備（常設）62-5-9

試験・検査構成

衛星電話設備（可搬型）試験・検査内容【試験構成】※

試験区間：屋外（可搬型）
図 62-5-9～ 屋外（可搬型）

衛星電話設備（可搬型）

62-5-10

試験・検査構成

〇通信連絡設備（発電所外）の試験・検査性について
通信連絡設備（発電所外）における試験及び検査は表 62-5-2 の通りである。
通信連絡設備（発電所外）の概要を図 62-5-10 に示す。
表 62-5-2

通信連絡設備（発電所外）の試験・検査
対応設備

試験・検査項目

衛星電話設備（常設・可搬型）

通話通信の確認，外観の確認

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ，テレビ会議システム）

通話通信の確認，外観の確認

通信の流れ

柏崎刈羽原子力発電所：通常
免震重要棟内緊急時対策所

テレビ会議
システム

：バックアップ
（
統
合
原
子通
（ 力信
衛 防事
星 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機IP-FAX

光ファイバ
通信伝送装置※１

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１国（原子力規制委員会等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機IP-FAX

IP-電話機IP-FAX

（
統
合
原
子通
（ 力信
有 防事
線 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

光ファイバ
通信伝送装置※１

本店（即応センター等）

即応センター

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機

IP-電話機IP-FAX

光ファイバ
通信伝送装置※１※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国、自治体他所掌の通信連絡設備となる。

図 62-5-10

通信連絡設備（発電所外）の概要

62-5-11

IP-FAX

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

IP－電話機（衛星系）

IP－電話機（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

IP－電話機（有線系）※

IP－電話機（有線系）

試験区間：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-11～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機） 試験・検査構成

62-5-12

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
免震重要棟内緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

IP－電話機（衛星系）

IP－電話機（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

光ファイバ
通信伝送装置

IP－電話機（有線系）※

IP－電話機（有線系）

試験区間：免震重要棟内緊急時対策所
図 62-5-12～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－電話機） 試験・検査構成

62-5-13

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

IP－FAX（衛星系）

IP－FAX（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

IP－FAX（有線系）※

IP－FAX（有線系）

試験区間：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-13～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ） 試験・検査構成

62-5-14

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
免震重要棟内緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

IP－FAX（衛星系）

IP－FAX（衛星系）

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

光ファイバ
通信伝送装置IP－FAX（有線系）※

IP－FAX（有線系）

試験区間：免震重要棟内緊急時対策所
図 62-5-14～

本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（ＩＰ－ＦＡＸ） 試験・検査構成

62-5-15

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置※（有線系回線）

試験区間：3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
図 62-5-15

光ファイバ
通信伝送装置～本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム） 試験・検査構成

62-5-16

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム）
試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
免震重要棟内緊急時対策所【本社】
即応センター

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置※（有線系回線）

試験区間：免震重要棟内緊急時対策所
図 62-5-16～

光ファイバ
通信伝送装置本社即応センター

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム） 試験・検査構成

62-5-17

〇必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
及びデータ伝送設備の試験・検査性について必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
及びデータ伝送設備における試験及び検査は表 62-5-3 の通りである。
表 62-5-3 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））及びデータ伝送設備の試験・検査性
対応設備
必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））（データ伝送装置、緊急時対策支援システム伝送装置，
ＳＰＤＳ表示装置）
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

試験・検査項目
機能の確認，外観の確認

機能の確認，外観の確認

図 62-5-17 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））及びデータ伝送設備の概要

62-5-18

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
試験・検査内容【試験構成】（無線系回線）【発電所】
６号及び７号炉
コントロール建屋【発電所】
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
SPDS
表示装置

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送装置※

試験区間：６号及び７号炉中央制御室～

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

図 62-5-18 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
試験・検査構成62-5-19

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
試験・検査内容【試験構成】（無線系回線）【発電所】
６号及び７号炉
コントロール建屋【発電所】
免震重要棟内緊急時対策所
SPDS
表示装置

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送装置※

試験区間：６号炉及び７号炉中央制御室～

免震重要棟内緊急時対策所

図 62-5-19 必要な必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））
試験・検査構成62-5-20

データ伝送設備 試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

【本社 】

衛星無線
通信装置

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置（有線系回線）

光ファイバ
通信伝送装置SPDS
表示装置
緊急時対策支援システム伝送装置

図 62-5-20

データ伝送設備

62-5-21

試験・検査構成

データ伝送設備 試験・検査内容【試験構成】（衛星系回線）【発電所】
免震重要棟内緊急時対策所

【本社 】

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

衛星無線
通信装置（有線系回線）

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置

SPDS
表示装置

※ 写真については、免震重要棟の設備写真

図 62-5-21

データ伝送設備

62-5-22

試験・検査構成62-6
容量設定根拠62-6-1

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）機

能使用する通信連絡設備

中央制御室 （６号炉 ）※２

現場（屋内）※１

・送受話器（ページング）：1台

・送受話器（ページング）：21台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：18台，PHS端末：30台）（固定電話機：14台，PHS端末：17台）（固定電話機，PHS端末）

・衛星電話設備（常設）：12台

・衛星電話設備（常設）：1台

・無線連絡設備（常設）：9台

・無線連絡設備（常設）：1台

免震重要棟内緊急時対策所

発
電
所
内

現場（屋外）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備

退避の指示（PHS端末）・衛星電話設備（可搬型）・無線連絡設備（可搬型）○発電所構内設置台数
・送受話器：約349台
・固定電話機：約747台
・PHS端末：約1177台
・衛星電話設備（可搬型）：56台
・無線連絡設備（可搬型）：180台※1：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）
・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

機

能使用する通信連絡設備

中央制御室 （６号炉）※２

現場（屋内）※１

・送受話器（ページング）：3台

・送受話器（ページング）：21台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：15台，PHS端末：30台）（固定電話機：14台，PHS端末：17台）（固定電話機，PHS端末）

・衛星電話設備（常設）：9台

・衛星電話設備（常設）：1台

・無線連絡設備（常設）：4台

・無線連絡設備（常設）：1台

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

発
電
所
内

現場（屋外）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備

退避の指示（PHS端末）・衛星電話設備（可搬型）・無線連絡設備（可搬型）○発電所構内設置台数
・送受話器：約349台
・固定電話機：約747台
・PHS端末：約1177台
・衛星電話設備（可搬型）：56台
・無線連絡設備（可搬型）：180台※1：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-1

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）（１／３）○「退避の指示」における通信連絡62-6-2

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できる場合
現場（屋内）※１

免震重要棟内緊急時対策所

発
電
所
内

操作・作業
の連絡

・送受話器（ページング）：1台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：18台，PHS端末：30台）（固定電話機，PHS端末）

中央制御室 （６号炉）※２

現場（屋外）※３

・送受話器（ページング）：21台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：14台，PHS端末：17台）（PHS端末）

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（可搬型）：1台○発電所構内設置台数
・送受話器：約349台

・固定電話機：約747台
・PHS端末：約1177台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）※３：モニタリングに係る作業を含む
・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できる場合
現場（屋内）※１

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

発
電
所
内

操作・作業
の連絡

・送受話器（ページング）：3台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：15台，PHS端末：30台）（固定電話機，PHS端末）

中央制御室 （６号炉）※２

現場（屋外）※３

・送受話器（ページング）：21台

・送受話器（ページング）

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：14台，PHS端末：17台）（PHS端末）

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（可搬型）：1台○発電所構内設置台数
・送受話器：約349台

・固定電話機：約747台
・PHS端末：約1177台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）※３：モニタリングに係る作業を含む
・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図 62-6-2 機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）（２／３）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できる場合における「操作・作業の連絡」の通信連絡

62-6-3

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できない場合
現場（屋内）※１

免震重要棟内緊急時対策所
・衛星電話設備（常設）：1台

・携帯型音声呼出電話機：7台

・無線連絡設備（常設）：4台

中央制御室 （６号炉）※２

現場（屋外）
・無線連絡設備（可搬型）：18台※3・衛星電話設備（常設）：１台

発
電
所
内

・携帯型音声呼出電話機：１台
放射能観測車（モニタリングカー）

操作・作業
の連絡

・衛星電話設備（可搬型）：1台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様※３：モニタリングに係る作業に追加で１台必要

重大事故等が発生した場合においても，現在，配備している通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等が発生した場合（全交流動力電源喪失時及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）における必要な通信連絡設備は以下の通りである。
無線連絡設備（常設）・免震重要棟内
緊急時対策所：4台

衛星電話設備（常設）・ ６号炉及び７号炉
中央制御室
：各1台
・免震重要棟内
緊急時対策所：1台

無線連絡設備（可搬型）・現場（屋外）：18台

携帯型音声呼出電話機
・ ６号炉及び７号炉
中央制御室

：16台

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

機

能使用する通信連絡設備○ 送受話器及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できない場合
現場（屋内）※１

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・衛星電話設備（常設）：1台

・携帯型音声呼出電話機：7台

・無線連絡設備（常設）：4台

中央制御室 （６号炉）※２

現場（屋外）
・無線連絡設備（可搬型）：18台※3・衛星電話設備（常設）：１台

発
電
所
内

・携帯型音声呼出電話機：１台
放射能観測車（モニタリングカー）

操作・作業
の連絡

・衛星電話設備（可搬型）：1台※１：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋等※２：７号炉も同様※３：モニタリングに係る作業に追加で１台必要

重大事故等が発生した場合においても，現在，配備している通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等が発生した場合（全交流動力電源喪失時及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）における必要な通信連絡設備は以下の通りである。
無線連絡設備（常設）

衛星電話設備（常設）・３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所：4台

・ ６号炉及び７号炉
中央制御室
：各1台
・３号炉原子炉建屋内
緊急時対策所：1台

無線連絡設備（可搬型）・現場（屋外）：18台

携帯型音声呼出電話機
・ ６号炉及び７号炉
中央制御室
：16台

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-3 機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）（３／３）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない場合における「操作・作業の連絡」の通信連絡

62-6-4

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所外）機

能使用する通信連絡設備○ 電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できる場合
本社（即応センター）

免震重要棟内緊急時対策所
・送受話器（ページング）：1台

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備※１（固定電話機：20台，PHS端末：40台，FAX：4台）（固定電話機：18台，PHS端末：30台，FAX：1台）

・テレビ会議システム（社内向）：1式

・局線加入電話設備（加入電話機：2台，加入FAX：3台）

発
電
所
外

国（原子力規制委員会等）

・テレビ会議システム（社内向）：1式

連絡，通報
等

・専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）：7台
自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

・衛星電話設備（常設）：12台

所外関係箇所（社内向）
中央制御室 （６号炉）※２

・衛星電話設備（可搬型）・送受話器（ページング）：21台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：14台，PHS端末：17台）※1：局線加入電話設備に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

機

能使用する通信連絡設備○ 電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できる場合
本社（即応センター）

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・送受話器（ページング）：14台

・電力保安通信用電話設備

・電力保安通信用電話設備※１（固定電話機：20台，PHS端末：40台，FAX：4台）（固定電話機：15台，PHS端末：30台，FAX：1台）

・テレビ会議システム（社内向）：1式

・局線加入電話設備（加入電話機：1台，加入FAX：1台）

発
電
所
外

国（原子力規制委員会等）

・テレビ会議システム（社内向）：1式

連絡，通報
等

・専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）：7台
自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

・衛星電話設備（常設）：9台

所外関係箇所（社内向）
中央制御室（６号炉）※２

・衛星電話設備（可搬型）・送受話器（ページング）：21台
・電力保安通信用電話設備（固定電話機：14台，PHS端末：17台）※1：局線加入電話設備に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※２：７号炉も同様(一部６号炉と共用設備あり）

・台数については，配備台数を示す。また，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図62-6-4 機能毎に必要な通信連絡設備（発電所外）（１／２）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できる場合における「連絡・通報等」の通信連絡

62-6-5

機

能使用する通信連絡設備○ 電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できない場合
本社（即応センター）

免震重要棟内緊急時対策所

発
電
所
外

・衛星電話設備（常設）：5台

・衛星電話設備（常設）：1台

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（衛星系）：2台（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（衛星系）：2台

IP-FAX（衛星系）：1台）

IP-FAX（衛星系）：1台）

国（原子力規制委員会等）

連絡，通報
等

自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

中央制御室（６号炉）※１
所外関係箇所（社内向）・衛星電話設備（常設）：1台

・衛星電話設備（可搬型）※１：７号炉も同様

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

機

能使用する通信連絡設備○ 電力保安通信用電話設備（固定電話機，PHS端末）が使用できない場合
本社（即応センター）

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所

発
電
所
外

・衛星電話設備（常設）：5台

・衛星電話設備（常設）：1台

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（衛星系）：2台（テレビ会議システム：1式，IP-電話機（衛星系）：2台

IP-FAX（衛星系）：1台）

IP-FAX（衛星系）：1台）

国（原子力規制委員会等）

連絡，通報
等

自治体他 （新潟県，柏崎市，刈羽村等）

中央制御室（６号炉）※１
所外関係箇所（社内向）・衛星電話設備（常設）：1台

・衛星電話設備（可搬型）※１：７号炉も同様

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

図 62-6-5 機能毎に必要な通信連絡設備（発電所外）（２／２）○送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない場合における「連絡・通報等」の通信連絡

62-6-6

携帯型音声呼出電話設備等の使用方法及び使用場所
携帯型音声呼出電話設備は，通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，６号及び７号炉中央制御室と各現場間に布設している専用通信線携帯型音声呼出電話機を専用接続箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルを布設することにより必要な通信連絡を行うことが可能な設計とする。
携帯型音声呼出電話機を用いた中央制御室と現場間との通信連絡の概要について図62-6-6に示す。
また，携帯型音声呼出電話機を使用する通話場所の例を表62-6-1，各重大事故
シーケンスで使用する携帯型音声呼出電話設備並びに無線連絡設備等の台数を表
62-6-2及び62-6-3に示す。

62-6-7

表 62-6-1 携帯型音声呼出電話機を使用する通話場所の例（重大事故シーケンス 全交流動力電源喪失時（７号炉）の例）
作業・操作内容

原子炉建屋

作業・操作場所

蓄電池切替

コントロール建屋 地下１階

計測制御電源盤室

4F

受電操作

原子炉建屋地下１階

非常用電気品室

中3F

原子炉格納容器ベント操作

廃棄物処理建屋地下３階

MUWCポンプ室

原子炉建屋 地下２階

通路

3F

原子炉格納容器ベント操作

MUWC弁操作MUWCポンプ起動確認

原子炉建屋 １階

通路，非常用D/G室

原子炉建屋 ２階

FPC熱交換器室近傍

コントロール建屋 地下２階

HECW室

タービン建屋 地下１階

RCW熱交換器室

原子炉建屋 中３階

非常用D/G(B)排風機室

原子炉建屋 ３階

通路

原子炉建屋 地下１階

通路

代替原子炉冷却系
系統構成

原子炉格納容器
ベント操作（S/C側）

RCIC起動確認
RHRポンプ（Ａ）起動確認

原子炉建屋地下３階

コントロール建屋

2F

代替原子炉冷却系系統構成

1F

代替原子炉冷却系
系統構成

中央制御室

2F

代替原子炉冷却系
系統構成

1F
地下1F

原子炉格納容器ベント操作

地下1F

蓄電池切替

受電操作

RCICポンプ室
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(Ａ)室

地下2F 代替原子炉冷却系系統構成
地下3F

代替原子炉冷却系系統構成

地下２F

RHRポンプ（Ａ）起動確認
RCIC起動確認

携帯型音声
呼出電話機

専用接続箱

中継用ケーブルドラム（１００ｍ）【凡例】：専用通信線：専用接続箱：携帯型音声呼出電話機（付属ケーブル含む）：中継用ケーブルドラム（必要時に布設）：即時または同時に通信連絡が必要な作業・操作：近くの専用接続箱に移動して通信連絡する作業・操作（タービン建屋､廃棄物処理建屋における作業・操作を含む）

図 62-6-6 携帯型音声呼出電話機を用いた通信連絡の概要（重大事故シーケンス 全交流動力電源喪失時（７号炉）の例）

62-6-8

表 62-6-2

各重大事故シーケンスで使用する携帯型音声呼出電話設備の台数
使用場所

各重大事故シーケンス

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故（炉心損傷防止）重大事故（格納容器破損防止）

号炉
①-１
①-２
①-３-１
①-３-２
①-３-３
①-３-４
①-４-１
①-４-２
①-５
①-６
①-７

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗)
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋直流電源喪失)
全交流電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋SRV 再閉失敗）
崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）
原子炉停止機能喪失
LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-１
代替循環冷却を使用する場合
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-２
代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱②-２
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
②-３
水素燃焼
②-４
格納容器直接接触（シェルアタック）②-５
溶融炉心・コンクリート相互作用②-６

コントロール建屋

廃棄物
処理建屋

タービン
建屋

原子炉
建屋

計

７号
１
１
１
１
1
-

６号
-

７号
-

６号 ７号
-

６号 ７号
６※
１
６※
１
※
６
６
６※
６
６※
６
６※
６
６※
３
６※
５
６※
２
６※
２
※
６
-

10
10
16
16
16
16
12
15
11
10
８

１※

1

-

-

-

-

６※

２

12

１

１※

-

-

-

-

-

６※

２

11

１
１
-

１※
１※
１※
１※
１※

-

-

-

-

-

６※
６※
６※
６※
６※

１
４
１

８
10
13
８
９

１

10

２

11

２

11

４

13

２

11

-

８

中央制御室
６号 ７号
１※
１
１※
１
※
１
１
１※
１
１※
１
１※
１
１※
１
１※
１
１※
１
１※
※
１
-

６号
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※
１※

１※

１

１※
１※
１※
１※
１※
１※

使用済燃料プールにお想定事故１（燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）
１※
１
１※
６※
③-１
ける重大事故に至る恐れがある事故想定事故２（サイフォン効果等によるプール水の小規模な喪失） １※
１
１※
６※
③-２
（ＳＦＰ破損防止）
運転停止中の原子炉に崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障による停止時冷却機能喪失）
１※
１
１※
６※
④-１
おける重大事故に至る
全交流動力電源喪失
１※
１
１※
６※
④-２
おそれがある事故
原子炉冷却材の流出
１※
１
１※
６※
④-３
（停止中原子炉の反応度の誤投入
１※
１※
６※
④-４
燃料損傷防止）・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
・６号及び７号炉の中央制御室に計２０台配備している。
※：７号炉において事故が発生した場合の６号炉の台数を示す。６号炉においては必要台数の多い運転中に全交流動力電源喪失事故が発生した場合の台数を示す。

62-6-9

表62-6-3 各重大事故シーケンスで使用する無線連絡設備等の台数
使用場所
各重大事故シーケンス

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故（炉心損傷防止）重大事故（格納容器破損防止）

設備

①-１
①-２
①-３-１
①-３-２
①-３-３
①-３-４
①-４-１
①-４-２
①-５
①-６
①-７

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗)
全交流動力電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋直流電源喪失)
全交流電源喪失（(外部電源喪失＋DG 喪失)＋SRV 再閉失敗）
崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）
原子炉停止機能喪失
LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-１
代替循環冷却を使用する場合
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）②-１-２
代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱②-２
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
②-３
水素燃焼
②-４
格納容器直接接触（シェルアタック）②-５
溶融炉心・コンクリート相互作用②-６

使用済燃料プールにお想定事故１（燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）③-１
ける重大事故に至る恐れがある事故想定事故２（サイフォン効果等によるプール水の小規模な喪失）③-２（ＳＦＰ破損防止）
運転停止中の原子炉に崩壊熱除去機能喪失（RHR 故障による停止時冷却機能喪失）④-１
おける重大事故に至る
全交流動力電源喪失④-２
おそれがある事故
原子炉冷却材の流出④-３（停止中原子炉の反応度の誤投入④-４
燃料損傷防止）・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う。
・無線連絡設備の他，衛星電話設備も使用可能であり，衛星電話設備も使用する。

62-6-10

屋内（緊急時対策所及び中央制御室）

屋外

無線連絡設備等（常設）※

無線連絡設備（可搬型）

７
３
７
７
７
７
７
７
３
７
３

７
14
14
14
14
７
14
７
-

７

18

７

8

３
３
７
３

14
-

７

11

７

11

７

9

７

12

７

9

-

-

○ 過去のプラントパラメータ閲覧について
緊急時対策支援システム伝送装置に収集されるプラントパラメータ（SPDSパラメータ）は，緊急時対策支援システム伝送装置で２週間分（１分周期）のデータを保存（自動収集）できる設計とする。
緊急時対策支援システム伝送装置に保存されたデータについては，免震重要棟内緊急時対策所，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び本社に設置している
SPDS表示装置から専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存できる設計とする。
重大事故等が発生した場合には，免震重要棟内緊急時対策所又は３号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，プラントパラメータ（SPDSパラメータ）を専用のセキュリティを有した外部記憶媒体へ保存し保管する手順を整備する。これにより，SPDS表示装置にて外部記憶媒体に保存されたプラントパラメータ（SPDSパラメータ）の過去のデータを閲覧することができる設計とする。
SPDS表示装置にてプラントパラメータ（SPDSパラメータ）の監視も可能な設計とする。概要を図62-6-7に示す。
また，SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（6 号炉，7 号炉）を表 62-6-4，
表 62-6-5 に示す。

図 62-6-7

過去のプラントパラメータ閲覧の概要

62-6-11

表 62-6-4 SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（６号炉）
６号炉（１／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

目的

対象パラメータ

ＳＲＮＭ （Ａ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｇ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

対数計数率出力○○○

ＳＲＮＭ （Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

計数率高高

○

○

○

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の状態 原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ワイド）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ナロー）

○

－

○

炉水温度 ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

○

○

○

炉心反応度の状
態確認

原子炉圧力

確認

（広帯域）（ＢＶ）

開

62-6-12

６号炉（２／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧○○○Ｄ／Ｇ ６Ａ 遮断器 投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ ６Ｂ 遮断器 投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ ６Ｃ 遮断器 投入

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

目的

炉心冷却の状態
確認

対象パラメータ

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

62-6-13

６号炉（３／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位 ＢＶ

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ） 水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ） 水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ） 酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ） 酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

目的

対象パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の状
態確認

ドライウェル雰囲気温度(上部ドライウェルフランジ部
雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度(下部ドライウェルリターンラ
イン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ドライウェル注水流量）

62-6-14６号炉（４／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離 内側○○○

ＰＣＩＳ隔離 外側

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器下部水位
格納容器内の状 (ペデスタル水位高（3m)）
態確認

格納容器下部水位(ペデスタル水位高（2m)）
格納容器下部水位(ペデスタル水位高（1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ペデスタル注水流量）

放射能隔離の状
態確認

ＭＳＩＶ（内側）○○○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ａ）

作動（１系）○○○

ＳＧＴＳ （Ｂ）

作動（１系）○○○

環境の情報確ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

認

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

６号機 海水モニタ（指数タイプ）

○

○

－※

※

バックアップ伝送ラインを経由せず、SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-15

６号炉（５／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

目的

環境の情報確認対象パラメータ

ＡＤＳ Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ 作動○○○ＨＰＣＦポンプ（Ｂ） 起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ） 起動

○

○

○

非常用炉心冷却ＲＨＲポンプ（Ａ） 起動

○

○

○

系（ＥＣＣＳ）

ＲＨＲポンプ（Ｂ） 起動

○

○

○

の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ） 起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

総給水流量

○

○

○

※

バックアップ伝送ラインを経由せず、SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-16

６号炉（６／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+3000mm))
使用済燃料プー 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
ルの状態確認(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

62-6-17

６号炉（７／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料プールの状態確認(燃料ラック上端 +4000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(プール底部付近）

62-6-18

６号炉（８／８）
目的

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

水素爆発による フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

格納容器の破損 フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発による
原子炉建屋の損傷防止確認（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

62-6-19

表 62-6-4 SPDS 表示装置で確認できるパラメータ（７号炉）
７号炉（１／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度の状
態確認

○

－

○

ＳＲＮＭ （Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｆ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｇ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ （Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ Ａ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｂ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｃ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｄ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｅ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｆ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｇ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｈ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｊ 計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ Ｌ 計数率高高

○

○

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）

Ａ

○

－

○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の状態 原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ワイド）

○

－

○

原子炉水位（ＳＡ）
（ナロー）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）

○

○

○

確認

62-6-20

７号炉（２／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧目的

炉心冷却の状態確認

対象パラメータ○○○Ｍ／Ｃ ７Ｃ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ ７Ｄ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ ７Ｅ Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

62-6-21

７号炉（３／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

目的

対象パラメータ

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の状
態確認

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

62-6-22

７号炉（４／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（3m)）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（2m)）

○

－

○

格納容器下部水位（Ｄ／Ｗ下部水位（1m)）

○

－

○

○

－

○

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離 内側○○○

ＰＣＩＳ隔離 外側○○○

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ （Ｂ）

作動

目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）

格納容器内の状
態確認

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）

放射能隔離の状
態確認

環境の情報確認○○○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

７号機 海水モニタ（指数タイプ）

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 高線量率

○

○

－※

※

バックアップ伝送ラインを経由せず、SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-23

７号炉（５／８）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６ 低線量率

○

○

－※

環境の情報確認 モニタリングポストＮｏ．７ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８ 低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９ 低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

目的

対象パラメータ

ＡＤＳ Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷却ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

系（ＥＣＣＳ）

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

※

バックアップ伝送ラインを経由せず、SPDS 表示装置にて確認できる。

62-6-24

７号炉（６／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料プールの状態確認（燃料ラック上端+3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端+1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使用済燃料貯蔵プール温度（燃料ラック上端-1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

62-6-25

７号炉（７／８）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6750mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +6000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5500mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +5000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料プ(燃料ラック上端 +4000mm)）ールの状態確

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +2000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 +1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -1000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃料ラック上端 -3000mm)）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（使用済燃料貯蔵プール温度(プール底部付近）

62-6-26

７号炉（８／８）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

水素爆発による
格納容器の破損防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発による （サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋の損（下部ドライウェル所員用エアロック）
傷防止確認
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

62-6-27

○ 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））の容量について必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のデータ
伝送容量は，今後のプラントパラメータの追加を考慮し，表 62-6-6 に示すとおり，回線容量は必要回線容量に対し余裕を持った設計としている。
また，必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のデータ表示機能は，今後のプラントパラメータの追加を考慮し表 62-6-7 に示すとおり，表示可能なプラントパラメータ数は必要なプラントパラメータ数に対し余裕を持った設計とするとともに，データ伝送設備及び緊急時対策支援システム
伝送装置のソフトウェアを改造することにより拡張可能な設計としている。
表 62-6-6
通信回線
種別

有線系
回線

無線系
回線

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のデータ伝送容量
必要回線容量※1

建屋間におけるデータ伝送路

回線容量※1

データ伝送

その他

6 号及び 7 号炉～
免震重要棟内緊急時対策所

35kbps

95.39Mbps

95.43Mbps

1Gbps

免震重要棟内緊急時対策所～
3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

16.5kbps

53.44Mbps

53.46Mbps

1Gbps

6 号及び 7 号炉
～3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

2,848kbps

2,564kbps

5.42Mbps

20Mbps3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～免震重要棟内緊急時対策所

1,424kbps

2,552kbps

3.98Mbps

6Mbps※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

表 62-6-7

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のデータ表示に係る容量必要となるプラントパラメータ数※1

表示可能なプラントパラメータ数※1

アナログ信号

ディジタル信号アナログ信号

ディジタル信号

データ伝送設備(6 号炉)

200 点

106 点

856 点

106 点

データ伝送設備(7 号炉)

254 点

70 点

900 点

900 点

緊急時対策支援システム伝送装置

165 点

119 点

1239 点

266 点※１：各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

62-6-28

重大事故等が発生した場合において使用する通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線は，表 62-6-8 に示すとおり，必要回線容量を確保した回線容量を有している。

表 62-6-8

通信連絡設備（発電所外）及びデータ伝送設備が接続する通信回線の回線容量

通信回線種別

有線系
回線
（２回線）

電力保安
通信用回線
※4

無線系
回線
（２回線）

衛星系
通信事業者
回線

回線
衛星系
回線

主要設備
電力保安通信用電話設備※１(固定電話機，PHS 端末,FAX)
テレビ会議システム（社内向）
データ伝送設備(緊急時対策支援システム伝送装置）

通信事業者(統合原子力
防災ネット
ワーク)

衛星系
回線

4.8Mbps 150Mbps

409Mbps

410Mbps

768kbps
60kbps

データ伝送設備(緊急時対策支援システム伝送装置）

60kbps

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

ネットワークを用いた通信連絡設備

1Gbps

10.9Mbps 12.7Mbps 71Mbps

23 回線

－

23 回線

23 回線

14 回線

－

14 回線

14 回線

6kbps

－

6kbps

384kbps－

1.3Mbps5Mbps－

248kbps 384kbps

1.3Mbps
IP-電話機(352kbps)

IP-FAX(150kbps)

テレビ会議システム(768kbps)

データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

回線

3.7Mbps

768kbps

衛星電話設備（可搬型）

容量

1.1Mbps

テレビ会議システム（社内向）

衛星電話設備（常設）

回線

その他

0.9Mbps

衛星電話設備※３

主要設備

電力保安通信用電話設備※１(固定電話機，PHS 端末,FAX)

統合原子力防災

有線系
回線

必要回線容量※２

統合原子力防災
ネットワークを用 IP-電話機
いた通信連絡設備
IP-FAX
テレビ会議システム
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

6kbps
242kbps(64kbps)(50kbps)(128kbps)
6kbps

各容量については，今後の詳細設計により，変更となる可能性がある。

※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：（ ）は内訳を示す。
※３：その他容量は，実測データも含まれていることから，小さな変動の可能性がある。
※４：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は、一般送配電事業会社所掌となる。

62-6-29

62-7
アクセスルート図62-6-162-7-1

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』より抜粋。

図 62-7-1 屋外アクセスルート図（緊急時対策所構内配置図 （６号及び７号炉新規制基準申請時））

図 62-7-2 地震・津波発生時の屋外アクセスルート図（地震・津波発生時のアクセスルート（追加後））
62-7-2

図 62-7-3 森林火災発生時の屋外アクセスルート図（森林火災発生時のアクセスルート（追加後））

図 62-7-4 中央交差点が通行不能時の屋外アクセスルート図（中央交差点が通行不能時のアクセスルート（追加後））

62-7-3

図 62-7-5

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-6-4

屋内アクセスルート（１／８）

図 62-7-6

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-5

屋内アクセスルート（２／８）

図 62-7-7

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-6

屋内アクセスルート（３／８）

図 62-7-8

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-7

屋内アクセスルート（４／８）

図 62-7-9

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-8

屋内アクセスルート（５／８）

図 62-7-10

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-9

屋内アクセスルート（６／８）

図 62-7-11

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-10

屋内アクセスルート（７／８）

図 62-7-12

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉重大事故等発生時62-7-11

屋内アクセスルート（８／８）

62-8
設備操作及び切替に関する説明書

62-8-1

図 62-8-1
操作概要図 携帯型音声呼出電話設備（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-2

図 62-8-2

操作概要図 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-3

図 62-8-3
切替操作概要図 無線連絡設備（常設）（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-4

図 62-8-4

切替操作概要図 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（免震重要棟地上２階）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-5

図 62-8-5

操作概要図

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）（免震重要棟地上２階）

62-8-6

図 62-8-6

操作概要図

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備及び SPDS 表示装置
（免震重要棟地上２階）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-7

図 62-8-7

切替操作概要図 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）（免震重要棟地上２階）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-8

62-9
その他設備

62-9-1

：衛星電話設備（社内向）図 62-9-1

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における衛星電話設備（社内向）62-9-2