東海第二発電所工事計画審査資料
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資料番号補足-330-1 改3

提出月日

平成30年6月15日

工事計画に係る補足説明資料
その他発電用原子炉の附属施設のうち
補足-330-1【緊急時対策所の居住性に関する補足説明資料
緊急時対策所の居住性について】

平成30年6月
日本原子力発電株式会社

補足説明資料目次

1.

審査ガイドへの適合状況…………………………………………………………………… 1-1

2.

酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価に係る適用法令3.

緊急時対策所換気設備の運転について…………………………………………………… 3-1

4.

フィルタ表面からの線量率等について…………………………………………………… 4-1

5.

緊急時対策所加圧設備用空気ボンベの必要個数について………………………………… 5-1

6.

希ガス放出継続時間について……………………………………………………………… 6-1

7.

気象資料の代表性について………………………………………………………………… 7-1

8.

線量評価に用いる大気拡散の評価について

9.

緊急時対策所内の放射性物質濃度の時間変化について

10.

被ばく経路毎の積算線量等の時間変化

11.

対策要員の交替時における被ばく線量について

12.

緊急時対策所の居住性確保に必要な設定流量について

13.

コンクリート密度の根拠について……………………………………… 2-1……………………………………………… 8-1………………………………… 9-1……………………………………………………10-1…………………………………………11-1…………………………………12-1…………………………………………………………13-1

こと。

ている。

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

仮設設備:加圧用空気ボンベを考慮する。

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

安定ヨウ素剤の服用:考慮しない。

③交代要員体制:評価期間中の交代は考慮しない。

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②マスク着用はなしとして評価している。

放射性物質の放出割合は 4.4(1)のとおり。

相当の放出を仮定。

①東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所事故

e)→審査ガイドの趣旨に基づき評価

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況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

力発電所事故と同等とすること。

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あること。

１ ｅ）緊急時対策所の居住性については，次の要件を満たすもので 1（緊急時対策所）(解釈より抜粋)

３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

1.
審査ガイドへの適合状況

1
1

2
1

の経路に対して評価している。

緊急時対策所居住性に係る被ばく経路は図 2 のとおり，①～③

4.1 (1)→ 審査ガイドのとおりの適用範囲は超えない。

③不確かさが大きいモデルや検証されたモデルは使用せず，モデル

したモデルに基づいて評価している。

②実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用析条件」に基づいて評価している。

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

4.1 →審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を，次の二つ

原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉（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

緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉建屋（二次格納施設

策所内での外部被ばく線量を評価している。

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による緊急時対

る緊急時対策所内での外部被ばく線量を評価している。

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線によ① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／ 4.1 (1) ①→審査ガイドのとおりる。

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。

原子炉制御室の居住性に係る被ばく経路を，図 2 に，緊急時制御室評価では，次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に，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（１）被ばく経路

慮する。

用範囲を超える場合には，感度解析結果等を基にその影響を適切に考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。

保守的な仮定及び条件の適用を否定するものではない。

「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし，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，

4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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1

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

出量を基に大気拡散効果と緊急時対策所の壁によるガンマ線遮蔽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。

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）(グランドシャイン)についても考慮して評価している。

射性物質のガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被
ばくの和として実効線量を評価している。

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。

まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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

緊急時対策所内に取り込まれる。緊急時対策所内に取り込まれた放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着せず浮遊しているものとして評価している。

緊急時対策所に取り込まれた放射性物質は，緊急時対策所内に沈

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つの被ばく経路を対象にして計算する。

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，次の二御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉制御室／緊急時制御室／緊③ 外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制 4.1(1)③→審査ガイドのとおり（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

策所内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放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

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

大気中に放出された放射性物質からのガンマ線による緊急時対室／緊急時対策所内での被ばく大気中へ放出された放射性物質から② 大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御 4.1(1)②→審査ガイドのとおり

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

外部被ばく

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の経路を対象に計算する。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

三 放射性物質の吸入摂取による内部被ばく（グランドシャイン）

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

ウドシャイン）

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（クラ計算する。

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⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく大気中へ 4.1(1)⑤→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

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

外部被ばく

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の被ばく線量を，次の二つの経路を対象に計算する。

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く④ 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ば 4.1(1)④→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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51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。

緊急時対策所居住性に係る被ばくは，図 3 の手順に基づいて評価

4.1(2)→審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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臓量から大気中への放射性物質放出量を計算している。

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，格納容器破原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定している。

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

算して相対濃度及び相対線量を計算する。

被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に

b．原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて，大気拡散を計 4.1(2)b.→審査ガイドのとおり

ら原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。

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る。

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

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・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，放性物質存在量分布を設定する。

ム解析を基に，大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射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

・緊急時対策所居住性に係る被ばく評価では，放射性物質の大気中

・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，格納容器破損防止対

く評価に用いるソースタームを設定する。

a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ば 4.1(2)a.→審査ガイドのとおり

評価の手順を図 3 に示す。

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（2）評価の手順

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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6
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る気象データを使用している。

おいては，2005 年 4 月 1 日から 2006 年 3 月 31 日の 1 年間におけ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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況に，原子炉建屋内の線源強度を計算している。

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

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

マ線による外部被ばく線量を計算している。

線（スカイシャインガンマ線，直接ガンマ線）による被ばく線量を計

及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算している。
・上記 a.及び b.の結果を用いて，緊急時対策所内に外気から取り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
線量及び吸入摂取による内部被ばく線量)を計算している。

び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

・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

急時対策所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算

e．上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準を満たしているかど 4.1(2)e.→審査ガイドのとおりする。

・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

・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・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策要員の被ばく線量を計算する。

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 4.1(2)d.→審査ガイドのとおり度を計算する。

c．原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強 4.1(2)c.→審査ガイドのとおり居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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1

る。

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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況として評価している。

に設定する。

・放射性物質の空気中濃度は，ガウスブルームモデルを適用して計算している。

・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a．放射性物質の大気拡散（2）大気拡散空気流入率測定試験によって確認する。
）

子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後，設定値の妥当性を

4.2(2)a.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価るため，フィルタを通らない空気の流入はないものとする。

する。

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，原設備を用いた外気取入れによる緊急時対策所内の加圧が可能であ

設計に基づき，空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気既設の場合では，空気流入率は，空気流入率測定試験結果を基に設定

b．空気流入率

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。 4.2(1)b.→審査ガイドのとおり

値として，有機よう素及び無機よう素は 99.0%，粒子状物質は 99.9%

緊急時対策所換気設備のフィルタ除去効率は，設計上期待できる

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

備フィルタ効率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 4.2(1)a.→審査ガイドのとおり（1）沈着・除去等

4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件

うかを確認する。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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81

年 3 月 31 日の 1 年間の気象データを大気拡散計算に用いている。
・水平方向及び鉛直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針の相関式を用いて計算している。

くとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には，水平及び垂直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，気象指メータを用いている。

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

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

三 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合について，放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まるの風下側にある。

評価点(緊急時対策所)は，巻き込みを生じる建屋(原子炉建屋)

一 放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

二 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

たない。

するものとする。

性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達放出点が原子炉建屋の屋上にあるため，建屋の高さの 2.5 倍に満価している。

は，放出点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について，次に示す条件すべてに該当した場合，放出点から放出された放射・一～三の全ての条件に該当するため，建屋巻き込みを考慮して評・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。

・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・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針（参 3）における相関式を用いて計算する。

・東海第二発電所内で観測して得られた 2005 年 4 月 1 日から 2006

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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

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。

たガウスプルームモデルを適用して計算する。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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91

拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性がある複数の方位(評価方位 2方位)を対象としている。

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・放射性物質濃度の評価点とすることは，保守的な結果を与える。

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

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

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

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，原込みによる拡散が生じているものとする。

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・巻き込みを生じる代表建屋

b．建屋による巻き込みの評価条件

居住性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて評価して性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

1) 評価期間のうち，放出開始後 11 時間(事故後 24 時間から 35 時

2) 原子炉建屋を代表建屋としている。

1) 原子炉建屋の巻き込みによる拡散を考慮している。

4.2(2)b.→審査ガイドのとおりいる。

・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・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に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

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

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・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

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばくはないものとして大気拡散評価を行うものとする（ 参 4）。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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対策所までの最近接点における濃度を評価している。

制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

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，原子炉制策所が属する建屋の表面とする。

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算する。

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

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

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。

2) 緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時

外気を取り入れて緊急時対策所内を加圧するものとしている。

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

及び室内への直接流入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の表面から放射性物質が侵入するとする。

その後(事故後 35 時間以降)は，緊急時対策所の換気設備により接流入はないとしている。

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間まで)は加圧用ボンベにより緊急時対策所内を加圧するため，直緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

面の選定

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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1
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原子炉建屋から緊急時対策所までの最近接点における濃度を評価している。

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対策所までの最近接点とし，その間の水平直線距離に基づき拡散パ
ラメータを算出している。

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。

1) 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，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぼす可能性が

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，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であ・着目方位

またσy＝0 及びσz＝0 として，σy0，σz0 の値を適用してもよい。

緊急時対策所の換気設備の給気口として，原子炉建屋から緊急時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／緊適用することも適切である。

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

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する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

ii) 代表評価面を，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。

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／緊急ない。

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

3) 2)で記載のとおり，緊急時対策所の換気設備の給気口として，

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

3) 代表面における評価点

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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性に係る被ばく評価手法について(内規)」に基づいて複数方位を対象として評価している。

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。

及ぶ可能性のある複数の方位(評価方位は 2 方位)を評価方位として選定している。

用いることができる。評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図 7

図 7 に示す方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に

この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図 7 に示す方法を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。

が対象となる。

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°

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

6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ，ｍ１Ｂのうち，放出点の方位ｍ１の選定には，図 6 のような方法を用いることができる。図

の風上となる 180°を対象としている。

放出点は建屋に近接しているため，風向の方位は放出点が評価点

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

放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

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

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点に届くことの両方に該当する方位とする。

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

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建屋による巻き込みを考慮し，「原子力発電所中央制御室の居住ある複数の方位(評価方位は 2 方位)を対象としている。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

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12) 原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

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る。

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，対いる。

放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

1)」の方法により，評価対象の方位を選定してい

1) 風向に垂直な原子炉建屋の投影面積を大気拡散式の入力としてる。

2)「・着目方位

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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，・建屋投影面積ってもよい。

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

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。

時対策所が属する建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の

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

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。

することができる。

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

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，評価点の風上となる 180°が対象となる。

のハッチング部分)の内部にある場合は，風向の方位ｍ２は放出点が居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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411に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いている。

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%

・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

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による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

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

d．地表面への沈着

住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価して性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

・プルーム通過中は空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換

4.2(2)e.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価

沈着濃度を計算している。

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4.2(2)d.→審査ガイドのとおりいる。

・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・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に当たる値とする。

・年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を各時刻の風向・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

・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・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線線計算モデルに適用し，計算している。

効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価している。

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。

量計算モデルに適用して評価点ごとに計算する。

・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4.2(2)c.→審査ガイドの趣旨に基づいて評価

3) 原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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

c．相対濃度及び相対線量

屋の投影面積を用いる。

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

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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511することを前提としているため，一の経路で放射性物質がフィルタを通じて外気から取り込まれると仮定している。

する。

一 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設

性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

物質は，一様混合すると仮定する。

所の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。

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気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実施することを前提としているため，フィルタを通らない空気流入はないものとする。

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。

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

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

急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

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 4.2(3)a.→審査ガイドのとおり（３）線量評価・空気ボンベによる緊急時対策所内の加圧又は換気設備を用いた空・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転条件に従って計算する。

・外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，緊急時対策

・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は，室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

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・緊急時対策所内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射・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と（空気流入）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

備によって室内に取り入れること（外気取入）

気設備を用いた空気取り入れによる緊急時対策所内の加圧を実施

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

6
1
1

・緊急時対策所内の対策要員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

・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／緊急時対策所の建については，建屋による遮蔽効果を考慮している。

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している。

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・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・緊急時対策所では室内で放射性物質は沈着せず浮遊しているもの

率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を合算して計算れた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は，室内の空気中時算する。

・緊急時対策所における内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸・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

緊急時対策所内での内部被ばく

まれた放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／

c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込 4.2(3)c.→審査ガイドのとおり

屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

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・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算係数の積で計算する。

・緊急時対策所内の対策要員のグランドシャインによる外部被ばく

・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ン）／緊急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイ

b．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室 4.2(3)b.→審査ガイドのとおり

屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

計算している。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

換算係数の積で計算する。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

7
1
1

・マスクは着用しないとして評価している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮

被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する外部
被ばく線量係数の積で計算した線量率を積算して計算している。

れた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は，室内の空気

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ているものと仮定している。

た放射性物質は，c 項の内部被ばく同様，室内に沈着せずに浮遊して・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

部被ばく（グランドシャイン）

f．地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外 4.2(3)f.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

換算係数の積で計算する。

空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量

・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，ばく（クラウドシャイン）

e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被 4.2(3)e.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しないいるものと仮定する。

・緊急時対策所で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊し・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係数の積で計算する。

・緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外部

・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まれた放射性物質のガンマ線による外部被ばく

d．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込 4.2(3)d.→審査ガイドのとおり求める。

する。その場合は，マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出をと仮定している。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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

8
1
1

める。

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

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設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが，各原子炉施・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

h. 被ばく線量の重ね合わせ・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。

計算する。

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・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

g．放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

算係数の積で計算する。

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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4.2(3)h.→複数の原子炉施設は設置されていないため考慮しない

4.2(3)g.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

9
1
1

。

源からの給電を考慮する。

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（２）非常用電源

La 類：3.87×10-5%Ce 類：1.51×10-4%Ru 類：7.53×10-8%Ba 類：0.0264%

Te 類：1.47%

Cs 類：2.13%（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）（CsI：95%，無機ヨウ素：4.85%，有機ヨウ素：0.15%）

ヨウ素類：2.78%

希ガス類：97%

故並みを想定する間が事象発生後 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧して

緊急時対策所の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時

4.4(2)→審査ガイドのとおり及び娘核種の生成は考慮する。

事故並みを想定する。なお，放出開始までの 24 時間の核種の崩壊に，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所

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（参 5）・事故直前の炉心内臓量に対する放射性物質の大気中への放出割合

4.4(1)→審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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a．大気中への放出割合（１）ソースターム

要解析条件等

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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0
2
1（福島第一原子力発電所事故で最初に。放出エネルギーは，保守的・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば，次のような仮は緊急時対策所内での外部被ばく

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（5）線量評価

な結果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。

放出源高さは，地上放出を仮定する

b．放出源高さ（参 5）

・福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内

4.4(5)→審査ガイドのとおり

放出源高さは，地上放出を仮定する。

4.4(4)b.→審査ガイドのとおり

その他の核種とも 10 時間とした。

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）

・放射性物質の大気中への放出継続時間は，希ガス類，よう素及び仮定する。

・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4.4(4)a.→審査ガイドの趣旨に基づき評価ている。

放射性物質の放出開始までに緊急時対策所の換気設備は復旧し4.4(3)a.→審査ガイドのとおりいると仮定する。

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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放出した 1 号炉の放出開始時刻を参考に設定）。

発生 24 時間後と仮定する（参 5）・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）

a．放出開始時刻及び放出継続時間（4）大気拡散

非常用電源によって作動すると仮定する。

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（3）沈着・除去等

る余裕時間を見込むこと。

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

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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1
2
1

放出された放射性物質を設定している。

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

0.55％

0.52％

Ce 類：

La 類：

0.52％

0.55％

0.5％

12％

31％

内に放出された放射性物質を設定する。

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，原子炉建屋る。

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

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

また，希ガス類は，大気中への放出分を考慮してもよい。

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。

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

0.5％

Ru 類：

31％

Te 類：

12％

66％

Cs 類：

Ba 類：

61％

66％

ヨウ素類：

61％

100％

希ガス類： 100％ＰＷＲ ＢＷＲ

放出された放射性物質を設定する。

（参 6）（被覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に蔵量に対する原子炉格納容器への放出割合を基に原子炉建屋内に

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況定を行うことができる。

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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2
2
1

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，自由空間体積に均一に分布しているものとして計算している。
・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している。

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。

条件で計算する。

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・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

様に設定する。

・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

被ばく

b．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部 4.4(5)b.→評価期間中の対策要員の交代は考慮しない

・原子炉建屋内に放出された放射性物質を基にスカイシャインガン

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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3
2
1

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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⑤の評価は実施しない。

評価期間中の対策要員の交代は考慮しないため，被ばく経路④，

図 2，3→審査ガイドの趣旨に基づき評価

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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1

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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図 4，図 5→審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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図 6,7→審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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1

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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図 8→審査ガイドのとおり

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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1

居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

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約 68m

注)南側から見た投影面積

原子炉建屋

図 9,10→審査ガイドのとおり

約 55m

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の適合状況

2.

酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価に係る適用法令

鉱山保安法施行規則（平成十六年九月二十七日経済産業省令第九十六号）

最終改正：平成二六年六月二四日経済産業省令第三二号

鉱山保安法（昭和二十四年法律第七十号）の規定に基づき，及び同法を実施するため，鉱山保安法施行規則を次のように定める。

第一章

総則（第一条・第二条）

第二章

鉱業権者が講ずべき措置及び鉱山労働者が守るべき事項（第三条－第二十九条）

第三章

保安教育（第三十条）

第四章

特定施設等（第三十一条－第三十五条）

第五章

鉱山の現況調査及び保安規程（第三十六条－第四十条）

第六章

保安管理体制（第四十一条－第四十四条の八）

第七章

雑則（第四十五条－第五十三条）

附則

第一章

総則

（定義）
第一条

この省令において使用する用語は，鉱山保安法 （以下「法」という。）において使用する用語の例による。
２

この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号の定めるところ
による。
一「石炭鉱山」とは，石炭及び亜炭の掘採を目的とする鉱業を行う鉱山をいう。

二「石油鉱山」とは，石油（可燃性天然ガス（石炭又は亜炭の掘採を目的とする鉱山において，石炭又は亜炭の掘採に関連して採集されるものを除く。以下「天然ガス」という。）を含む。以下同じ。）の掘採を目的とする鉱業を行う鉱山をいう。

三「金属鉱山等」とは，石炭鉱山及び石油鉱山以外の鉱業を行う鉱山をいう。

四「核原料物質鉱山」とは，ウラン鉱又はトリウム鉱の掘採を目的とする鉱業を行う鉱山であって，経済産業大臣の指定するものをいう。

五「鉱山施設」とは，鉱山において鉱業上使用する建設物，工作物その他の施設をいう。

2-1

（火気の取扱い）
第十五条

法第五条第一項の規定に基づき，坑外における火気の取扱いについて鉱業権者が講ずべき措置は，次に掲げるものとする。
一

火気使用禁止区域の設定，可燃性物質の管理その他の火災を防止するための措置を講
ずること。

二

消火設備の設置その他の火災による被害範囲の拡大を防止するための措置を講ずること。

三火災を認めたときは，消火作業の実施，鉱山労働者の退避その他の火災による被害を防止するための措置を講ずること。

（通気の確保）第十六条

法第五条第二項の規定に基づき，衛生に関する通気の確保について鉱業権者が講ずべき措置は，次の各号に掲げる基準を満たすための措置とする。
一

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

二

坑内作業場（通行に使用する箇所を除く。）において鉱山労働者が作業する箇所における気温は，摂氏三十七度以下とすること。

（災害時における救護）第十七条

法第五条第二項の規定に基づき，災害時における救護について鉱業権者が講ずべき措置は，負傷者の手当に必要な救急用具及び材料の配備，自己救命器の配備，坑内誘導無線機その他の連絡装置の設置，救命施設の設置，救護隊の設置，定期的な退避訓練の実
施その他の鉱山において発生が想定される災害に対処するための措置とする。

（鉱業廃棄物の処理）
第十八条

法第八条の規定に基づき，捨石，鉱さいその他の鉱業廃棄物の処理について鉱業権者が講ずべき措置は，次に掲げるものとする。
一

鉱業廃棄物を運搬及び処分するときは，当該鉱業廃棄物が飛散し，又は流出しないよ
うに行うこと。

二

鉱業廃棄物を坑外埋立場（坑外に設置された埋立処分場をいう。以下同じ。）において処分するときは，のり尻から埋立面までの高さの最大値は三メートル未満とすること。

三

鉱業廃棄物の焼却処分は，廃棄物の処理及び清掃に関する法律 （昭和四十五年法律第百三十七号）第十六条の二第一号 又は第二号 に掲げる方法に従って行う場合を除き，行わないこと。

四

捨石，鉱さい及び沈殿物（それぞれ有害鉱業廃棄物を除く。）以外の鉱業廃棄物は，集積処分を行わないこと。
2-2

3.

緊急時対策所換気設備の運転について
重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保するため，緊急時対策所非常用換気設備として
緊急時対策所非常用送風機,緊急時対策所非常用フィルタ装置及び緊急時対策所加圧設備を緊急時対策所建屋内に設置する。
また，プルーム通過時の緊急時対策所の対策要員への被ばく防止対策として緊急時対策
所加圧設備により緊急時対策所等 ＊１ を加圧することにより，緊急時対策所への放射性物質の流入を防止する。
なお，緊急時対策所は，隔離時でも酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により，居住性が維持されていることを確認する。
換気設備等の設備構成図並びに緊急時対策所建屋内の浄化エリア及び加圧エリア図を第3－1図に示す。
注記＊1：ボンベ加圧する「災害対策本部室」,「宿泊・休憩室」,「食料庫」,「エアロック室」,「災害対策本部空調機械室」を指す。（以下同様とする）

3-1

第3－1図

換気設備等の設備構成図並びに緊急時対策所建屋内の浄化エリア及び加圧エリア
図

3-2

(1)

換気設備等の設置概要
緊急時対策所の換気設備等は，重大事故等発生により緊急時対策所の周辺環境が放射性物質により汚染したような状況下でも，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保できる設計とし，以下の設備で構成する。
また，換気設備等の概略系統図を第3－2図に示す。
(a) 緊急時対策所非常用送風機台

数：1台（予備1）

容量：5,000 m3/h（1台当たり）

設置場所：緊急時対策所建屋3階(b) 緊急時対策所非常用フィルタ装置基

数：1基（予備1）

効率：単体除去効率99.97 ％以上（直径0.15 μm以上の粒子）／
99.75 ％以上（よう素）総合除去効率99.99 ％以上（直径0.5 μm以上の粒子）／
99.75 ％以上（よう素）設置場所：緊急時対策所建屋3階(c) 緊急時対策所加圧設備型

式：緊急時対策所用空気ボンベ個

数：320個（予備80個）

保管場所：緊急時対策所建屋1階(d) 緊急時対策所用差圧計
個

数

：1個

測定範囲

：0～200 Pa

設置場所：緊急時対策所建屋2階（緊急時対策所）

緊急時対策所送風機及び緊急時対策所非常用送風機の各風量，緊急時対策所非常用フィルタ装置への流量は，緊急時対策所の二酸化炭素濃度抑制に必要な換気量及び周辺エリアの換気回数等から設定している。
また，緊急時対策所加圧設備の空気ボンベの個数は，プル－ム放出時間の10時間に，プ
ル－ム通過後の緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替時間として余裕をみて2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とし，緊急時対策所等を14時間正圧維持できる空気供給量から設定している。
緊急時対策所非常用換気空調設備操作盤には緊急時対策所用差圧計を設置し，緊急時対3-3

策所が正圧化されていることを確認，把握可能な設計とする。

第3－2図

換気設備等の概略系統図

3-4

(2)

換気設備等の目的等
名

称

目的等
・ 重大事故等の発生により，大気中に大量の放射性物質が放出された場合においても，緊急時対策所にとどまる要員の居住性を確保

・緊急時対策所非常用送風機

・ 緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常・緊急時対策所非常用フィルタ装置

用フィルタ装置については，100 ％×2台を緊急

・緊急時対策所給気・排気隔離弁時対策所建屋内に設置
・ プルーム通過時に緊急時対策所給気・排気隔離弁（電動弁）を「閉」とし，緊急時対策所への希ガス等の流入を防止

・緊急時対策所用差圧計

・ 緊急時対策所が正圧化（＋20 Pa以上）されていることを確認，把握・ 緊急時対策所等を，緊急時対策所加圧設備を用い・緊急時対策所加圧設備て加圧することによって，プルーム通過時の緊急時対策所への希ガス等の流入を防止

・酸素濃度計（可搬型）・ 緊急時対策所への空気の取り込みを一時的に停止（測定範囲：0.0～40.0 ％）・二酸化炭素濃度計（可搬型）（測定範囲：0.0～5.0 ％）(3)

した場合でも，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸
化炭素濃度が事故対策等の活動に支障がない範囲（酸素濃度：19.0 ％以上，二酸化炭素濃度：
1.0 ％以下）であることを把握

緊急時対策所非常用フィルタ装置
希ガス以外の放射性物質への対応として緊急時対策所非常用フィルタ装置を設置する。

(a)

緊急時対策所非常用フィルタ装置の概要
緊急時対策所非常用フィルタ装置は，大気中の塵埃を捕集するプレフィルタ，気体状の放射性よう素を除去低減するよう素用チャコールフィルタ及び放射性微粒子を除去低減する高性能粒子フィルタで構成し，100 ％容量×2基を設置する設計としている。緊急時対策所非常用フィルタ装置の概要図を第3－3図に示す。

3-5

第3－3図(b)

緊急時対策所非常用フィルタ装置の概要図

フィルタの除去効率
よう素用チャコールフィルタ及び高性能粒子フィルタの単体及び総合除去効率を以
下に示す。
名

称

種

類

緊急時対策所非常用フィルタ装置
高性能粒子フィルタ

99.75以上

99.97以上(相対湿度70 ％以下において)(0.15 μm粒子，温度10 ℃)

99.75以上

99.99以上(相対湿度70 ％以下において)(0.5 μm粒子，温度10 ℃)

効

よう素用チャコールフィルタ％

総合除去効率＊％率

単体除去効率

注記＊：総合除去効率とは，フィルタを緊急時対策所非常用フィルタ装置に装着した使用状態での効率であり，よう素用チャコールフィルタを直列に設置し，また，
高性能粒子フィルタを，よう素用チャコールフィルタの上流と下流に設置することにより，単体除去効率より向上を図る。なお，緊急時対策所非常用フィル
タ装置には，フィルタの結露防止のため電気ヒーターを設置する。

(c)

フィルタの除去性能
フィルタの除去性能（効率）については，以下の性能検査を定期的に実施し，確認する。
a. 微粒子除去効率検査
b. 放射性よう素除去効率検査
c. 総合除去効率検査(d)フィルタの使用期間

3-6

高性能フィルタの前にプレフィルタを設置することで，粉塵等の影響によりよう素用チャコールフィルタの差圧が過度に上昇することを抑えることができるため，フィルタ装置は長期間の使用が可能である。
また，フィルタ装置は100 ％容量×2基を設置し，緊急時対策所内の制御盤により切換え操作が可能な設計としている。

(4)

換気設備等の運用
原子炉格納容器破損によるプルームへの対応は，緊急時対策所給気・排気隔離弁を閉とし，緊急時対策所外との空気の流れを遮断し，緊急時対策所等を緊急時対策所加圧設
備により加圧することによって，緊急時対策所等への外気の流入を防止する。プルーム
通過時の対応の概要図を第3－4図に示す。

第3－4図

プルーム通過時の換気設備概要図

可搬型モニタリング・ポストでプルームの放出を確認した場合には，緊急時対策所給気・排気隔離弁を「閉」とする。
さらに，緊急時対策所エリアモニタの指示上昇を確認した場合には，緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所等を加圧し，緊急時対策所等への放射性物質の流入を防止する。
原子炉格納容器の圧力が低下安定し，緊急時対策所エリアモニタの指示値がプルーム

3-7

通過後安定した段階で，緊急時対策所給気・排気隔離弁を「開」とする。換気設備の運用イメージを第3－5図に示す。
なお，「緊急時対策所の居住性評価に係る被ばく評価」では，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（平成25年6月19日）に基づき，事故発生後24時間後から10時間放出が継続する評
価条件としている。

3-8

9
3
第3－5図 換気設備等の運用イメージ

(5) 換気設備等の運転状態① 通常運転第3－6図

換気設備等の概要系統図（通常運転）

3-10

② 非常時運転（緊対建屋加圧モード）

第3－7図

換気設備等の概要系統図（非常時運転）

3-11

③ プルーム通過時加圧運転（災害対策本部加圧モード）

第3－8図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過時加圧運転）

3-12

④ プルーム通過後加圧運転（緊対建屋浄化モード）

第3－9図

換気設備等の概要系統図（プルーム通過後加圧運転）

3-13

(6) 緊急時対策所加圧設備の概要
プルーム通過時の10時間及びプル－ム通過後の緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替時間は，緊急時対策所加圧設備を運転し緊急時対策所等＊を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。
緊急時対策所加圧設備の空気ボンベの個数は，プルーム通過時，緊急時対策所に収容する対策要員（最大100名）が滞在するために必要な個数以上を設置する。
(a) 系統構成
緊急時対策所建屋内に設置した緊急時対策所加圧設備から減圧ユニットを介し，流量制御ユニットで一定流量を緊急時対策所等へ供給する。緊急時対策所は，排気側の排気調節弁によって正圧を維持するよう自動調整される。緊急時対策所加圧設備の概略系統
図を第3－10図に示す。
なお，排気調節弁は手動操作も可能であり，緊急時対策所の圧力を手動で調整する場
合は，排気調節弁を手動で操作し，緊急時対策所に設置する操作盤の差圧計を監視しながら，手動弁により正圧維持するよう調整する。

緊急時対策所等（災害対策本部室，宿泊・休憩室，食料庫，エアロック室，災害対策本部空調機械室）

その他居室

第3－10図緊急時対策所加圧設備の概略系統図(b) 緊急時対策所加圧設備運転時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視
非常用換気設備の運転モードから，緊急時対策所を隔離して緊急時対策所加圧設備により正圧運転に変更した際，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を濃度計により監視し，正常範囲内にあることを確認する。

3-14

(7)

換気設備等の操作に係る判断等
換気設備等の操作は，原子炉の状況，放射線の状況等を確認し，災害対策本部長の判断及び指示に従い実施する。
プルーム放出後は，緊急時対策所の換気設備の切替え，緊急時対策所加圧設備による加圧等を行い，緊急時対策所への希ガスの侵入を防止し，要員の被ばくを低減する。
緊急時対策所加圧設備による加圧及び緊急時対策所非常用換気設備への運転変更に当たっては，主に緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト，緊急時対策所に設置する緊急時対策所エリアモニタ等のパラメータを用い判断する。
以下に，換気設備等の操作判断に係る体制，パラメータ，判断基準等を示す。

①

換気設備等の操作判断に係る体制

運転班の業務・原子炉の状況に係るパラメータの確認及び監視（原子炉圧力容器温度計等）

放管班の業務・発電所内外の放射線情報（モニタリング・ポスト等）

報告

指示

原子炉主任技術者
助言

災害対策本部長（所長）
換気設備等の運用・操作に係る判断及び操作指示指示

報告

庶務班他の業務【換気設備等に係る操作の実施】●換気設備の切替操作●緊急時対策所加圧設備の起動準備

3-15

② 判断に用いる各パラメータ項目

可搬型モニタリング・ポスト

緊急時対策所エリアモニタ

モニタリング・ポスト，
可搬型モニタリング・ポスト

原子炉圧力容器温度計等

気象観測設備（風向等）

備考

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

緊急時対策所内に設置し，放射線量率の測定によりプルー
ムの通過を把握することができる。
周辺監視区域境界付近に設置したモニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストによる放射線量率の測定によりプルームの通過を把握することができる。
炉心損傷に伴う格納容器温度の上昇等を確認し，原子炉の状況を把握することができる。

プルームの進行方向を推定することができる。

3-16

③

換気設備等に係る操作等の判断基準

操作等

１「通常運転モード」
から「緊対建屋加圧モード」へ運転切替
え状況

・災害対策本部立
ち上げ時

監視パラメータ等－

・原災法第10条事故発生

・中央制御室から炉心損傷判断の連絡

２

３

４

５

＊1

パラメータの監視強化及び緊急時対策所
加圧設備による加圧に係る準備「緊対建屋加圧モード」から「災害対策
本部加圧モード」へ運転切替え（緊急時対策所等は緊急時対策所加圧設備による
加圧，緊急時対策所
等以外の建屋内については外気少量取り込み）「災害対策本部加圧モード」から「緊対建屋浄化モード」へ運転切替え（緊急時対策所等以外の建屋内について外気取り込み量を増加させた
運転）「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋
加圧モード」へ運転
切替え（緊急時対策
所加圧設備による加圧運転を停止），緊
急時対策所を出て，屋外活動を再開する
準備

・炉心が損傷し，
放射性物質が大気に放出される可能性がある場
合・格納容器雰囲気放
射線モニタ

・原子炉圧力容器温度計

・中央制御室からベント実施の連絡・プルーム放出・接近・プルーム放出が収束
・モニタリング・
ポスト等の線量率が屋外作業可
能なレベルまで低下

・緊急時対策所建
屋内の放射性物
質を排出判断基準

・サプレッション・
プール水位・監視パラメータとは別に中央制御室から炉心損傷判断の連絡があった場合
・格納容器雰囲気放射線モニタの線量率が設計基準事故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉
圧力容器温度計で300 ℃以
上を確認した場合・監視パラメータとは別に中央制御室からベント実施の連絡があった場合
・通常水位+6.4 m＊1＊2

・格納容器酸素濃度

・4.3 vol％・可搬型モニタリン
グ・ポスト
・緊急時対策所エリ
アモニタ

・指示値急上昇（20 mSv/h以上）
・指示値急上昇（0.5 mSv/h以上）

・可搬型モニタリン
グ・ポスト
・緊急時対策所エリ
アモニタ
・フィルタ装置出口
放射線モニタ・指示値低下後安定，指示値
安定・指示値低下・「緊対建屋浄化モード」に切り替えた1時間後

－

考

－

－

－

・監視パラメータのいずれかが判断基準に到達した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。
・監視パラメータ
全てが判断基準となる傾向を示した場合に換気設備等に係る操作等を実施する。

－

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5 m
にて実施）前に緊急時対策所加圧設備への切替操作を行う。

＊2

備

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器ベント実施基準

3-17

④

可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタの判断基準値の考え方

判断基準値

可搬型モニタリング・ポスト

考え方

指示値急上昇（20 mSv/h）

・「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」へ運転切替及び緊急時対策所加圧設備による加圧を開始（3（5）参照）するための指標として設定する。
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」において想定するプルーム通過時の敷地内の線量率は，数Sv/h程度となることから，それよりも十分に低い値として20 mSv/hを設定する。
・ベント実施前の緊急時対策所建屋付近の最大線量率約10 mSv/hよりも高い値とすることで，ベント実施時等のプルーム放出に伴う線量率の上昇を確実に判断できることから，誤判断を防止する。（参考参照）
なお，大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による緊急時対策所建屋付
近の線量率が20 mSv/h程度となった場合でも，緊急時対策所はコンクリート厚さ100cm以上の遮蔽壁で防護されており，その遮蔽効果により大気中に放出された放射性物質によるガンマ線による線量率は1/1000以下となるため，緊急時対策所内の対策要員の被ばくに大きな影響は与えない。

指示値急上昇（0.5 mSv/h）

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

8
1
3

緊急時対策所エリアモニタ

⑤

状況フローと監視パラメータ及びその判断基準
以下のパラメータを監視し，緊急時対策所外の状況及び緊急時対策所における各種操作を判断する。
監視パラメータ
原子炉の状況
（原子炉圧力容器温度計等）

モニタリングポスト

気象情報（風向・風速等）

炉心状況確認

状況把握

BG把握

状況把握

発電所構内放射線量率上昇

状況把握

指示値上昇

状況把握

状況フロー

その他要員
一時退避

―

可搬型モニタリング・ポスト
加圧判断用

その他
BG把握

指示値上昇

緊急時対策所
エリアモニタ

BG把握
指示値上昇

避難ルートの検討・判断

指示値上昇

―

原子炉圧力容器温度
上昇

指示値上昇

監視強化

状況把握

指示値上昇

状況把握

指示値急上昇（20m Sv/h）

指示値上昇

指示値急上昇（0.5 mSv/h）

換気設備の切替操作
緊急時対策所加圧設備
による加圧

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出が収束

放射線指示値低下

指示値低下

状況確認

指示値低下

指示値低下

指示値低下

緊急時対策所用加圧設備による加圧停止
ファン起動

―

―

―

―

―

監視強化

プルーム放出

9
1
3

ベント
実施

可搬型気象
観測設備

ＳＰＤＳ

指示値上昇

指示値上昇

ベント未実施可搬型モニタリング・ポスト
等にて検知

【参考】ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率について

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率の評価に当たっては，想定事象として線量評
価上厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいて，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事故シナリオを選定する。放出量評価条件は，中央制御室の居住性評価と同様とする。また，
大気拡散係数の評価点は緊急時対策所付近とし，相対濃度及び相対線量を第3－1表に示す。ベ
ント実施前の緊急時対策所付近の線量率評価結果は，第3－2表に示すとおりであり，約8.1
mSv/hとなり，ベント実施前の最大値としては10 mSv/h程度になると考えられる。

第3－1表

緊急時対策所付近の相対濃度及び相対線量

相対濃度（s/m3）

相対線量（Gy/Bq）

約1.2×10-4

約8.4×10-19

第3－2表
経

ベント実施前の緊急時対策所付近の最大線量率

路線量率（mSv/h）

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線

約8.1×10-2放射性雲中の放射性物質からのガンマ線

約4.8×100

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線

約3.2×100合

約8.1×100

計

3-20

4.

フィルタ表面からの線量率等について(1)

除去性能及び使用期間(a)

原子炉格納容器破損による放射性物質の想定放出量のうち緊急時対策所への影響量（よう素粒子約1.8×10 -2 g，放射性微粒子約1.0×10 -1 g）に対し，緊急時対策所非常用
フィルタ装置は十分な吸着能力（よう素粒子約31.14 g，放射性微粒子約1500 g）がある。

(b)

緊急時対策所非常用換気系フィルタ系ファンの入口には前置フィルタを設置していることから，粉塵などの影響により，緊急時対策所非常用フィルタ装置が目詰まりするこ
とはない。

(c)

緊急時対策所非常用フィルタ装置は，よう素粒子及び放射性微粒子に対して十分な吸着能力があること，粉塵などの影響によりフィルタの目詰まりはないことから，フィル
タの差圧が過度に上昇することはない。

(d)

よって，プルーム通過中の使用に加えて，その後の長期間の使用が可能である。
種類

想定放出量＊1

吸着容量＊2

微粒子フィルタ

約1.0×10 -1 g

約1500 gよう素フィルタ＊1

約1.8×10-2g

約31.14 g

原子炉格納容器破損による放射性物質の想定放出量のうち緊急時対策所内へ到達
する量

＊2

(2)

緊急時対策所非常用フィルタ装置の吸着能力

フィルタの設置及び管理
緊急時対策所非常用フィルタ装置は，緊急時対策所非常用フィルタ装置自体が放射線源になることを踏まえ，緊急時対策所へ出入りする対策要員の被ばく防護を考慮した設計としている。
また，放射性物質の吸着により線量が上昇した場合は，必要に応じて緊急時対策所非常用フィルタ装置の切替え等，更なる被ばく低減を図る運用を行うこととしている。
換気設備の運用を第4－1表に示す。プルーム通過中の外気を緊急時対策所非常用換気設
備で取り込み，フィルタに放射性物質が吸着しているとして被ばく評価をした場合でも，緊急時対策所の十分な厚さのコンクリート遮蔽壁により，被ばく影響は軽微なものである。
フィルタ装置の位置関係を第4－1図及び第4－2表に示す。
第4－1表

緊急時対策所非常用換気設備の運用
緊急時対策所非常用換気設備

緊急時対策所加圧設備①プルーム通過前

運転（建屋正圧）

停止②プルーム通過中

運転（建屋正圧）

運転（正圧維持）③プルーム通過後1時間運転（建屋正圧）

運転（正圧維持）④プルーム通過後1時間後以降運転（建屋正圧）

停止

4-1

第4－2表緊急時対策所と直近のフィルタ装置との位置関係
コンクリート遮蔽厚さ

離隔距離

100 cm100 cm

緊急時対策所

緊急時対策所非常用フィルタ装置

下階の緊急時対策所に対してコンクリート厚さ100 cmの遮蔽【緊急時対策所建屋3階 平面図】

緊急時対策所非常用フィルタ装置

下階の緊急時対策所に対してコンクリート厚さ100 cmの遮蔽

約30 m〈緊急時対策所〉（災害対策本部室,宿泊・休憩室）

約22 m【緊急時対策所建屋 断面図】
第4－1図

緊急時対策所非常用フィルタ装置の位置関係
4-2

(3)

フィルタ表面からの線量率
プルーム通過中の10時間にわたり外気を取り込み，緊急時対策所非常用フィルタ装置内のフィルタがよう素及び放射性微粒子を全量吸着した（除去効率100 ％）と仮定した線源
で緊急時対策所内の居住性に影響を与えない遮蔽厚さとする。
緊急時対策所非常用フィルタ装置と緊急時対策所の間には十分な遮蔽があるため，緊急時対策所の対策要員に対するフィルタからの線量による影響は軽微である。また，緊急時

対策所非常用フィルタ装置は十分な吸着能力があるため，プルーム通過後も長期間にわたって使用可能である。

4-3

5.

緊急時対策所加圧設備用空気ボンベの必要個数について(1)

空気ボンベの必要個数について(a)

空気ボンベ必要個数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間として余裕をみて2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。

(b)

空気ボンベ使用可能量は，7.15 m3/個とする。

(c)

緊急時対策所を正圧維持するために必要な空気供給量は121 m3/hであり，また，酸素濃度維持に必要な空気供給量は112 m3/h，14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0 vol％を
超えない空気供給量は150 m3/hであることから，空気ボンベからの空気供給量は，これらに余裕をみた値として160 m3/hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な個数は，下記計算のとおりであり，320個を確保する。

【空気ボンベ仕様】
・ボンベ標準初期充填圧力：19.6 MPa（at 35 ℃）

・ボンベ内容積：46.7 L/個・圧力調整弁最低制御圧力：3 MPa・ボンベ供給可能空気量：7.15 m3/個（at 10 ℃）【空気ボンベ必要個数】

計算式：

160×14＝ 313.3

→

320個

7.15
(2)

空気ボンベの圧力監視
日常点検にて，空気ボンベの圧力を監視する。圧力が低下した場合には，ボンベの交換を行う。
なお，圧力低下によるボンベの交換基準は，ボンベ運用個数から緊急時対策所を12時間加圧可能な残圧を算出し，適切な交換基準を定めるものとする。

(3)

緊急時対策所の加圧試験

(a)

試験方法
緊急時対策所について，周辺エリアより正圧に維持及び所定の空気供給量が維持できることを確認する。
a.

緊急時対策所のバウンダリとなる扉，ダクトを閉止する。

b.

緊急時対策所と隣接区画との試験前の差圧を測定する。

c.

プルーム通過時の空気ボンベによる加圧を模擬した方法で試験を行う。
5-1

d.

緊急時対策所の隣接区画との差圧が＋20 Pa以上になることを緊急時対策所用差圧計にて確認し，その時の空気供給量を流量計にて確認する。

(b)

判定基準
a.

緊急時対策所の隣接区画との差圧が＋20 Pa以上になること。

b.

緊急時対策所の空気供給量が160 m3/hを維持していること。

5-2

6.

希ガスの放出継続時間について
希ガスの大気への放出継続時間は，「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，10時間と設定し評価している。
一方，格納容器が破損するような条件における放射性物質の大気への放出については，米国における緊急時対応技術マニュアル（NUREG／BR－0150Vol.1,Rev.4 RTM-96 ResponseTechnical Manual）において，「壊滅的破損」を想定した場合の放出時間を1時間としている。
本評価においては，以下の理由から放出継続時間を10時間として設定し評価を行っている。
放出継続時間を1時間と設定した場合は，放射性物質の全量が1時間で放出されることから，10時間と設定した場合に比べて放射性物質の放出量及び緊急時対策所建屋内に対する線量率が一時的に約10倍上昇すると考えられる。しかしながら，緊急時対策所内は浄化エリアに対して50 cm以上のコンクリート壁で遮蔽されており，緊急時対策所内の線量率は最大でも0.1
mSv／h以下の上昇であるため，被ばくに与える影響は小さい。また，緊急時対策所は11時間以上加圧でき，プルーム通過後に緊急時対策所建屋内は外気取り込みにより建屋内の放射性物質の排出を行うため，緊急時対策所内に流入する放射性物質に対する被ばくは大きく減少することから，放出継続時間は，長時間影響がある10時間と設定して評価を行っている。

6-1

7.

気象資料の代表性について

(1)

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

(2)

設置変更許可申請において2005年度の気象データを用いた理由
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。その際，添付書類六に記載している1981年度の気象データの代表性について，申請準備時点の最新気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，平常時線量評価用の風洞実験結果（原子炉熱出力向上の検討の一環で準備）＊が整備されている2005年度の気象データについて，申請時点での最新
気象データにて代表性を確認した上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした（別添1参照）。
注記＊：線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象デー
タのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。

風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に2005年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011年3月以前，東海第二発電所において，次のように2005年度の気象データを用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の5 ％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等，別添2参照），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，中立の大気安定度の気流条
件での風洞実験を新たに規定した「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業建屋等の当初の風洞実験（1982年）以降に増設された建屋も反映し，2005年度の気象データを用いて風洞実験（別添3参照）を実施した。
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。この評価においては，1981年度と2005年度の気象データ
から吹上げ高さを加えて評価した放出源高さの差異が，人の居住を考慮した線量評価点の7-1

うち線量が最大となる評価点に向かう風向を含む主要風向において僅かであったため，従来の風洞実験(1982年)の結果による有効高さを用いることにした（別添4参照）。

(3)

2005年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された1年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下の(a)(b)について確認する。
(a)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(b)

異常年検定

(4)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果(a)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年
度）と最新の気象（2015年度）との比較を行った。その結果，2005年度気象での相対濃度＊は2.01×10-6 s/m3，2015年度気象では2.04×10-6 s/m3である。2005年度に対し2015年
度の相対濃度は約1 ％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲30 ％以内）であり，2005年度の気象データに特異性はない。
注記＊：排気筒放出における各方位の1時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97 ％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較

(b)

異常年検定

ⅰ. 検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第7－1表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

7-2

第7－1表検定に用いた観測記録

統計年＊1

検定年

観測地点＊2① 2001年4月～2013年3月

・敷地内観測地点（申請時最新10年分の気象データ）

2005年度：（地上高10 m,81 m,140 m）
・敷地内観測地点

2005年4月～（地上高10 m,81 m,140 m）② 2004年4月～2016年3月

2006年3月＜参考＞（最新10年分の気象データ）

・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所

注記＊1：2006年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外＊2：敷地内観測地点地上81 mは東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
ⅱ. 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った（別添5参照）。
ⅲ. 検定結果（①～⑯棄却検定表参照）

検定結果は第7－2表のとおりであり，最新の気象データ（2004年4月～2016年3月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5 %での棄却数は少なく，
2005年度の気象データは異常年とは判断されない。

第7－2表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点
検定年

統計年＊1

参

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10 m

81 m＊2

140 m

気象台

①

1個

0個

3個

－

－

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005年度

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

7-3

(5)

異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度17項目，風速階級別出現頻度10項目についてそ
れぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005年度）を最新の気象データ（2004年4月～2016年3月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高140 mの観測地点で27項目中4個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥ
ＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ及びＳＳＷである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するため，棄却された各風向の相対濃度について，2005年度と2015年度を第7－3表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ及びＥＳＥについては2005年度に対し2015年度は0.5～0.9倍程度の相対濃度となり，2005年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては2005年度に対し2015年度は約1.1倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第7－3表
風向

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度※（s/m3）

相対濃度＊（s/m3）（2005年度）：Ａ（2015年度）：Ｂ

1.456×10-6

1.258×10-6

0.864

-6

-6

0.510

ＥＮＥ
Ｅ

1.982×10

ＥＳＥ

1.810×10-6

1.062×10-6

0.587

ＳＳＷ

-6

-6

1.123

注記

1.265×10

1.010×10比（Ｂ/Ａ）

1.421×10＊：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の1時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が97％に当たる相対
濃度を算出

(6)

結

論

2005年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
(a)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005年
度）と最新の気象（2015年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30 ％以内）の範囲に収まり，2005年度の気象データに特異性はない。

(b)

2005年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001年4月～2013年3月）及び最新気象データ（2004年4月～2016年3月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少な
く，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象

7-4

官署の気象データにおいても，2005年度の気象データは棄却数が少なく，異常年とは判断されない。
(c)

異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

7-5

7-6

7-7

7-8

7-9

7-10

7-11

7-12

7-13

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説X.での記載

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

7-14

別添1
安全解析用気象データ及び風洞実験結果変更経緯について

新規制基準適合性審査変更申請

添付書類十ＬＯＣＡ時注水機能喪失での格納容器圧力逃がし装置／耐圧強化ベント系からの放出の実効線量評価が必要になった。

添付書類六
従来の安全解析用の気象データ(1981年度)の代表性が示せないことが分かった。

原子力学会風洞実験
実施基準:2003制定

新風洞実験結果
過去に原子炉熱出力向上の検討のために，2005年度の気象データ(代表性確認済)を用いた平常時の風洞実験を実施していた。事故時の風洞実験も実施しており，最新データを申請に反映するため，これを利用することとした。

平常時，事故時の風洞実験結果があり，代表性が確認されている2005年度のデータを安全解析用の気象データとすることにし
た。

添付書類六
・2005年度の気象データに
変更

本文九号
添付書類九
・2005年度の気象データ，
新風洞実験結果を用いた
評価に変更

7-15

本文十号
添付書類十
(重大事故の評価も含む)
・2005年度の気象データ，新風洞実験結果による相対濃度，相対線量を用いた評価
に変更

別添2
平常時の気体状よう素放出量について

平常時の気体状よう素放出量の主要な放出経路である換気系からの放射性よう素放出量は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づき，換気系の漏えい係
数に冷却材中の放射性よう素濃度を乗じて求めている。
一方，冷却材中の放射性よう素濃度は，次式により求めている。例えば，ここで主蒸気流量
ＦＳが増加した場合γが増加するため，放射性よう素濃度は減少する。

Ｉi:核種iの炉心燃料からの漏えい率（Bq/s)
ｆ :全希ガス漏えい率（1.11×10１０）
Ｙi:核種iの核分裂収率（％）
λi:核種iの崩壊定数（s－１）
Ａi:核種iの冷却材中濃度（Bq/g)
Ｍ :冷却材保有量（g）
β :原子炉冷却材浄化系のよう素除去率（s－１）

ＤＦ:原子炉冷却材浄化系の除染係数
ＦＣ:原子炉冷却材浄化系流量（g/s)γ :よう素の主蒸気への移行率（s－１）

ＣＦ:よう素の主蒸気中への移行割合
ＦＳ:主蒸気流量（g/s)
前述の換気系の漏えい係数は変わらないため，放射性よう素濃度の減少に伴い気体状よう素放出量は減少する。

7-16

別添3
東海第二発電所風洞実験結果の概要について

風洞実験結果は，参考文献「東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書」（平成25年12月，三菱重工業株式会社）で公開している。風洞実験結果の概要を以下に示す。
なお，風洞実験は「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準」（2003年6月，社団法人 日本原子力学会）に基づき実施している。
その後，風洞実験実施基準:2003は改訂され風洞実験実施基準:2009が発刊されているが，実験の要求事項は変更されておらず，複雑地形の発電所で風洞実験で求めた有効高さを用いて大気拡散評価を行う際の留意点，野外拡散実験結果と野外拡散条件を模擬した風洞実験結果を用
いて平地用の基本拡散式（ガウスプルーム拡散式）で評価した結果の比較等の参考事項が追加されたもので，2005年に実施した風洞実験結果は風洞実験実施基準:2009も満足している。
1.

実験手順
大気安定度で中立（Ｃ～Ｄ）注）に相当する条件になるように風洞実験装置(第1図参照)内(1)の気流（風速分布，乱流強度分布）を調整する（第2図参照）。
(2)

排気筒有効高さを決定するスケールを作成するため，風洞実験装置内に縮尺模型を入れないで高度を変えて模型排気筒からトレーサガス（ＣＨ４）を放出し，地表濃度を測定する

平地実験を実施する（第3図参照）。
(3)

風洞実験装置内に縮尺模型（1／2000，風下10km）を入れ，所定の高度の模型排気筒からトレーサガスを放出し，地表濃度を測定する模型実験を行い平地実験結果と照合し，排気筒源有効高さを求める（第4図参照）。これにより，建屋，地形の大気拡散に及ぼす影響を把握する。

第1図 風洞実験装置

注）風洞実験の気流条件を大気安定度で中立相当にする効果について
風洞実験装置内の気流は，風洞測定部入口付近に設置した表面粗度模型で調整している。
初期の風洞実験では，アングル鋼等を用いて気流の乱れを与えており，中立よりも安定側の7-17

気流状態になっていたが，風洞実験の知見が蓄積されるに従い専用の表面粗度模型（スパイア）が製作，採用されるようになり，風洞実験実施基準を制定した時期には中立相当の気流状態に調整できるようになった。
このため，放出源高さが同じ事故時の排気筒有効高さを比較すると，1987年の風洞実験の80～110 mに対し，今回は95～115 mと高く評価されている。今回の風洞実験では中立の大気安定度（Ｃ～Ｄ）を再現したしたため，建屋模型がない平地の気流の乱れが大きくなり，建屋模型の追加により生じる気流の乱れの影響が相対的に小さく，見掛け上の放出源高さの減少が小さくなったためと推定される。前回は，Ｄ～Ｅの大気安定度に相当する気流の乱れであり，建屋模型の追加で生じる気流の乱れが大きく作用して，見掛け上の放出源高さの減少が大きくなったと考えられる。
一方，平常時の排気筒有効高さを比較すると，1987年の風洞実験の120～180 mに対し，今回は150～220 mと高く評価されている。これは，上記の気流の調整方法の違いよる影響に加え，気象データの変更及び吹出し速度の増加（14 m/sから16 m/sに増加）により模型実験時の放出源高さが大きくなった影響によると推定される。
図5及び図6に1987年の平地実験の結果，模型実験結果の一例を示す。

7-18

2.

放出源高さ
放出源高さは，事故時は通常の換気系は運転されないと想定し，排気筒実高Ｈ01＝ＨＳ，平常時は換気系の運転による吹上げ効果を考慮し，次式のように排気筒実高に吹上げ高さを加えた放出高さＨ02とする。ここで，1/Ｕには，2005年度の気象データを用いた。第1表に風洞実験の放出源高さを示す。
Ｈ02＝ＨＳ＋ΔＨ

W
D
U

ΔH

3

ＨＳ

：排気筒実高（m）

Ｄ：排気筒出口の内径（m）

Ｗ：吹出し速度（m／s）

1/Ｕ：風速逆数の平均（s／m）

第1表

放出源高さ

7-19

3.

排気筒有効高さ
縮尺模型を入れない平地実験と縮尺模型を入れた模型実験（平常時及び事故時）の結果か
ら，第4図のように求めた排気筒有効高さを第2表に示す。

第2表

排気筒有効高さ

7-20

注）野外の相当高さで400mまでは風速分布，乱れ分布を再現する。

注）鉛直方向拡散幅は大気安定度が中立に相当する値（Ｃ～Ｄ）になっている。水平方向拡散
幅もほぼ大気安定度が中立に相当する値（Ｃ～Ｄ）になっている。
第2図

気流条件調整結果

7-21

注)プロットがないカーブ
は，実験結果から内挿して求めている。

第3図

平地実験結果7-22

ｚ

評価距離以遠で最小と評価される放出源
高さを排気筒有効高さとする⇒190 m

第4図

排気筒有効高さの求め方（風向：Ｓ，平常時の例）

7-23

１０００

１００

１０

１

第5図

1982年風洞実験の平地実験結果

7-24

非居住区域境界

評価距離以遠で最小と評価される放出源
高さを排気筒有効高
さとする
⇒160m

注）

○は参考評価第6図

1982年風洞実験の模型実験結果の一例（風向：Ｓ，平常時の例）

7-25

別添4
東海発電所の排気筒有効高さについて

東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。ここでは，排気筒有効高さは1982年に実施した風洞実験結果を使用している。
風洞実験実施基準：2003の解説「2.原子炉増設の際の実験の必要性について」＊1では，建屋配置から増設建屋の影響が大きいと考えられる，既設・増設建屋の並びに直角な風向と，既設排気筒と増設建屋を結ぶ風向で風洞実験を行い，有効高さの変動が10 ％以内であれば従来の風洞実験結果を継続使用できるとしている。これを参考に，平常時の線量評価にあたり人の居住を考慮した希ガスによる線量評価点のうち線量が最大となる評価点（ＳＷ方向）に向かう風の風
向を含む主要風向において，風洞実験で用いる放出源高さを1981年度と2005年度気象データから求め比較した結果＋5～－3 ％と変動が10 ％以内であった。放出源高さと有効高さはほぼ比例である＊2ため有効高さの変動も10 ％以内に収まると推定されることから，1987年に実施した風洞実験結果を用いることにした。これに対し，東海第二発電所は＋6～＋14 ％と10 ％を超えていた（下図参照）。
東海発電所
1981年度データ(1982年風洞実験)

2005年度データ

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)

5

3.79

風向

着目方位

N

S

NNE

SSW

30

111

35

116

5

6.60

NE

SW

26

107

25

106

-1

17.88

ENE

WSW

40

121

36

117

-3

8.95

E

W

51

132

48

129

-2

4.32

ESE

WNW

66

147

60

141

-4

2.77
2.75

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

45

126

51

132

SE

NW

49

130

56

137

5

SSE

NNW

34

115

47

128

11

4.16

S

N

35

116

40

121

4

4.88

SSW

NNE

36

117

52

133

13

2.43

排気筒直径(m)2.7←

吹出し速度(m/s)

16←

排気筒高さ(m)

81

←

7-26

（参考)
東海第二発電所
風向

着目方位

1981年度データ(1982年風洞実験)
吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

吹上げ高さ
(m)

放出高さ
(m)

放出高さ
変動割合
(%)

風向頻度(%)(2005年度)

N

S

73

213

91

231

8

3.52

NNE

SSW

43

183

69

209

14

6.67

NE

SW

34

174

45

185

6

18.41

ENE

WSW

51

191

65

205

7

9.80

E

W

69

209

86

226

8

5.55

ESE

WNW

81

221

102

242

10

3.66

SE

NW

56

196

106

246

26

3.09

SSE

NNW

44

184

78

218

18

3.32

S

N

51

191

67

207

8

4.99

SSW

NNE

47

187

86

226

21

3.13

排気筒直径(m)注記2005年度データ(2007年風洞実験)

4.5←

吹出し速度(m/s)

1416

排気筒高さ(m)140←＊1：風洞実験実施基準：2003解説抜粋

①
②
①
②

＊2：1982年東海発電所風洞実験時の放出源高さと有効高さの関係
平常時風洞実験時の放出源高さと有効高さは，下図のようにほぼ比例関係にあると認められる。これから，放出源高さが10 ％変動したとしても，有効高さの変動は
10 ％以内に収まると推定される。
7-27

近似式+10%近似式－10%7-28

別添5
異常年検定法の概要について

Ｆ分布検定の手順により異常年検定を行った。
この検定方法は，正規分布をなす母集団から取り出した標本のうち，不良標本と見られるものをX０(検定年)，その他のものをX１，X２，X３，…Xi，…Xn(比較年)とした場合，X０を除く他のｎ個の標本の平均をとして，標本の分散から見てX０と との差が有意ならばX０を棄却とする方法である。検定手順を以下に示す。
(1)

仮説:不良標本 X0 と他の標本（その平均値） との間に有意な差はないとする。

(2)

分散比 F0 を計算する。

(3)

検定年は 1 年，比較年は 10 年，有意水準（危険率）は 5 ％として，Ｆ分布表の F 境界値（(4)）を求める。

F0 と F 境界値を比較して，F0＜F 境界値であれば仮説は採択する。具体的には，次のよ
うに棄却限界の上限値と下限値を求め，その範囲に検定年 X0 が収まっているかを確認して検定している。

7-29

8.

線量評価に用いる大気拡散の評価について
線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度97 ％に当たる値としている。また，注目方位は，第8－1図に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮している。評価対象方位を第8－1表に示す。本評価では着目方位は2方位となる。

第8－1図

評価対象方位

8-1

第8－1表

評価対象方位

評 価 点

緊急時対策所外壁

放 出 源

原子炉建屋外壁

評価方位

ＷＳＷ，Ｗ

距

310 m

離

相対濃度（χ／Ｑ）の評価にあたっては，年間を通じて1年間ごとの気象条件に対して相対濃度を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を第8－2表に示す。累積出現頻度
97 ％にあたる相対濃度は約1.1×10－４ s/m3となった。

第8－2表

相対濃度の値（実効放出継続時間10時間）

累積出現頻度（%）

相対濃度（s/m3）

・・・・

・・・・

96.99

約1.1×10－４

97.01

約1.1×10－４

97.03

約1.1×10－４

・・・・

・・・・

8-2

9.

緊急時対策所内の放射性物質濃度の時間変化について
東海第二発電所緊急時対策所の対策要員の被ばく線量の評価結果を第9－1表に示す。評価
結果より分かるとおり，経路③の建屋内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの寄与が合計の被ばく線量に対して大きい。
緊急時対策所内の濃度変化は外気から放射性物質を取り込む経路③によるもののため，経路③における放射性物質濃度の時間変化を第9－1図に示す。また，これによる被ばくの実効線量の時間変化を第9－2図に，実効線量率の時間変化を第9－3図に示す。

第9－1表

緊急時対策所の対策要員の被ばく評価結果
実効線量

被ばく経路

（mSv）

①原子炉建屋の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による緊急時対

約1.1×10-3

策所での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による緊急時対策所での外部被ばく③外気から取り込まれた放射性物質による緊急時対策
所での被ばく

約4.9×10-2
約3.5×101（内訳）内部被ばく（約1.1×101）

外部被ばく（約2.3×101）④大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャイン）による緊急時対策

約1.8×10-1

所での外部被ばく
合計（①＋②＋③＋④）

約35

9-1

緊急時対策所建屋内の放射性物質濃度（Bq/m3）

第9－1図

緊急時対策所建屋内（浄化エリア）の放射性物質濃度の推移

第9－2図

緊急時対策所内での実効線量の推移

9-2

第9－3図緊急時対策所内での実効線量率の推移

9-3

10. 被ばく経路毎の積算線量等の時間変化
東海第二発電所緊急時対策所の対策要員の被ばく経路毎の積算線量の時間変化について以下の(1)～(4)に示す。
(1)

原子炉建屋の放射性物質からのガンマ線による被ばく
原子炉建屋の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線・スカイシャインガンマ線）による被ばくは，原子炉格納容器から放出された放射性物質が原子炉建屋内に留まり，均一に分布するものとし，原子炉建屋からの放射性物質の放出はないものとし評価している。
原子炉建屋及び緊急時対策所の遮蔽により積算線量は，約1.1×10-3 mSv/7日間程度である。

第10－1図に原子炉建屋内の放射性物質の存在量の時間推移を示す。

原子炉建屋内の存在量（積算値）（Bq・s）

1E+25

1E+24

1E+23

1E+22
希ガス
よう素
粒子状物質
合計

1E+21

1E+20
0

24

第10－1図48

72
96
事故後の時間（h）

120

144

原子炉建屋内の放射性物質の存在量の時間推移

10-1

168

(2)

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャイン）による被ばくは，事象発生後24～34時間に放射性物質が放出する期間，線量は増加するが，放射性物質通過後の線量は横ばいとなる。緊急時対策所の遮蔽により積算線量は，約4.9×10-2 mSv/7日間程度である。第10－2図に放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく線量の時間推移を示
す。
1E+00

クラウドシャイン線（mSv）

1E-01

1E-02

1E-03
希ガス
よう素
粒子状物質
合計

1E-04

1E-05
0

第10－2図

24

48

72
96
事故後の時間（h）

120

144

168

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく線量の時間推移

10-2

(3)

外気から取り込まれた放射性物質による被ばく
外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（外部被ばく及び内部被ばく）は，緊急時対策所は，事象発生24～35時間は加圧されているが，緊急時対策所建屋の浄化エリアに取り込まれた放射性物質により，線量が増加する。また，35時間以降は緊急時対策所の加圧が終了し，浄化エリアの放射性物質が緊急時対策所内に流入するため急激に線量が増加するが，事象発生から34時間以降は放射性物質の放出はなく，緊急時対策所内は換気されるため，線量は横ばいとなる。積算線量は，約3.5×101 mSv/7日間であり，被ばく経路の中で最も支配的となる。第10－3図に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量の時間推移を示す。

第10－3図外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量の時間推移

10-3

(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（グランドシャイン）による被ばくは，放射性物質が放出される24～34時間は，地表沈着濃度の上昇に伴い線量が増加する。34時間以降は，放射性物質の放出はなくなるが，地表沈着した放射性物質からの影響により緩やかに線量が増加する。緊急時対策所の遮蔽により積算線量は，約1.8×101

mSv/7日間程度である。第10－4図に大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質の濃度の時間推移を示す。

1E+18

地表沈着濃度（Bq・s/m2）

1E+17

1E+16

1E+15

1E+14
よう素
粒子状物質
合計

1E+13

1E+12
0

第10－4図

24

48

72
96
事故後の時間（h）

120

144

168

大気中に放出され地表面に沈着した放射性物質の濃度の時間推移

10-4

11. 対策要員の交代における被ばく線量について(1)

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価
緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では，緊急時対策所が，重大事故発生時に対処するための対策要員が7日間滞在したとしても100 mSvを超えない設計であることを確認している。
審査ガイドでは，交代要員及び安定よう素剤の服用等の実施体制が整備されている場合は考慮してよいこととなっているが，緊急時対策所の設計としてはこれらの対策を考慮し
ていない。

(2)

交代に伴う被ばく線量
事故発生初期から対策を行っていた要員が交代する時は，緊急時対策所から出て発電所構外へ移動することになるため，参考として，交代時の被ばく線量を以下のとおり概略評
価した。

(3)

交代に伴う被ばく線量の概略評価
東京電力がホームページで公表している福島第一原子力発電所構内のサーベイデータ（福島第一原子力発電所サーベイマップ（建屋周辺））では，発電所敷地内の線量率（平成23準3月23日時点）は，0.6 mSv/hから130 mSv/hまでの範囲で分布している。
そこで，交代時の被ばく線量を東京電力福島第一原子力発電所構内のサーベイデータの内最も高い線量率の値を基に，15分間移動したとして概略評価した。
評価の結果，外部被ばく線量は約33 mSvとなる。なお，対策要員の交代は高線量プルー
ム通過中は行わず，被ばく低減の観点からマスクを着用することから，交代に伴う内部被
ばくの影響は十分小さいと考えられる。

11-1

12. 緊急時対策所の居住性確保に必要な設定流量について
緊急時対策所におけるプルーム通過前後の必要外気取入量算出方法を以下に示す。

必要外気取入量算出における適用項目表（必要量）○：適用する，×：適用しない
緊急時対応
No.

内 容
（外気取入に必要量）

項 目

(1)
①

DC125V蓄電池室②

DC24V蓄電池室人に対する外気量(4)

建屋正圧維持に必要な風量

注記

必要換気量：

m3/h＊5

必要換気量：

m3/h＊5試料を取り扱うことから直接排気とする。
直接排気量：
m3/h

試料分析室，試料分析エリア

(3)

(5)

プルーム
通過時

○

○

○

×＊1

○

×＊2

○＊3

○＊3

○

×＊1

各室の水素濃度が4 vol%以下となるように直接排気とする。必要換気量
m3/h＋
m3/h＝
m3/h

水素発生エリア

(2)

プルーム
通過前後

ＣＯ２濃度等を考慮し，清浄な外気を取入れる必要がある。
必要外気取入れ量：
m3/h（ＣＯ２濃度0.5＊4vol％に設定）
建屋の正圧を維持するために建屋からのリーク量と同量の外気を取入れる。
必要外気取入量：m3/h

除染エリア，サーベイエリア等

事故発生後，人や資機材に付着した汚染物質が入ってくる可能性があるため，直接排気とする。
直接排気風量：m3/h＊1：プルーム通過時に当該エリアの使用を想定しない。
＊2：プルーム通過時に加圧空気供給系により換気するため，考慮しない。
＊3：リーク量の計算は，建屋リーク率
m 3×回/hとした場合，約m3/h（建屋全体回/h）となる。被ばく低減を考慮すると外気取入量の低減が必要であり，緊対本部と同程度の気密仕様とし，以下条件で暫定的に算出した。
＊4：東海第二発電所の重大事故等に対処する要員数に，東海発電所の事故対応要員数を加えた評価結果においても，必要外気取入量の増加は，合計流量の範囲内で問題ない。
二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
Ｑ＝

Ｇａ×Ｐ
Ｋ－ＫＯ

×100

Ｑ ：空気供給量 m3/h
Ｇａ：ＣＯ２発生量m3/（h・人）

Ｐ ：滞在人員

12-1

Ｋ ：室内初期ＣＯ２濃度
ＫＯ：供給空気のＣＯ２濃度
Ｑ＝

vol％
vol％

×100＝

×100＝

m3/h

＊5：水素発生エリアの換気量
換気量の計算式
Ｖ＝t・g・s・n・i（１－ａ）
Ｖ：換気量
ｇ：単電池当たりの水素ガス発生量で

℃，

kPaで

L

ｓ：安全係数で を用いる。
ｔ：希釈率＝
ｎ：単電池の個数
ｉ：水素ガス発生に費やされる過充電電流（Ａ）で一般的にCnAを用いる。

表(1)① DC125V蓄電池室
Ｖ＝

＝

L/h＝

＝

L/h＝

m3/h

≒300 m3/h② DC24V蓄電池室
Ｖ＝
≒

m３／h

DC125V蓄電池室は2室あるため，

m3/hとなる。

表(4) 建屋正圧維持に必要な風量（＊3のリーク量算出条件）＜リーク量算出条件＞(a) ドア面積m2(b) ドア面積あたりのリーク量：20 m3/(h・m2）（JIS A 4702：A-4等級のドアで差圧を保守的に100 Paと仮定）

12-2

m3/h

JIS A4702 気密性

２０(c) ドアのリーク量：

m3/h

m2×ドア面積あたりのリーク量（ドア面積(d) ケーブル貫通部のリーク量：
（ケーブル

個×

m3/h

）

(e) 配管貫通部のリーク量：（m3/(h・m2)）

m3/h

m3／hに満たないごく微量であることが想定されるが，保守的にm3/hとする）。

m3/h(f) リーク量（合計）

参考：原子炉２次格納施設のリーク率は約0.02 回/h（0.5 回/day）であり，建屋面積からリーク量を計算すると約m3であり，上記の積上げより低くなる。

必要外気取入れ量＜必要外気取入れ量＞＝＝5000 m3/h
表(1) 表(2) 表(4) 表(5)12-3

13. コンクリート密度の根拠について
(1)

はじめに
日本建築学会

建築工事標準仕様書・同解説「原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事（以下，JASS 5N）」に基づき，コンクリート密度を乾燥単位容積質量として計算を実施した。

(2)

乾燥単位容積質量の推定方法
JASS 5Nに記載されている予測式（解3.6）を用いて，以下の手順で推定した。
①

骨材（砂，砂利）試験記録より絶乾比重最小値と表乾比重最大値の割合を求め，調合表上の骨材重量を表乾から絶乾に変換②

JASS 5Nの予測式（解3.6）により，含水率を0とした場合の乾燥単位容積質量ρpを算
出③

コンクリートのばらつきを考慮して，ρpから3σdを差し引く。（解説図3.10）
標準偏差σdはJASS 5Nに記載されている既往の原子力発電所工事の品質管理試験の結果から0.024 t/m3（最大値）を採用
ρｐ＝Ｇ０＋Ｓ０＋1.2Ｃ０＋ｗ(3)（解3.6より）

ρｐ：乾燥単位容積質量（kg/m3）

Ｇ０：調合計画における粗骨材量（絶乾）（kg/m3）※ 別紙参照Ｓ０：調合計画における細骨材量（絶乾）（kg/m3）※ 別紙参照3Ｃ０：調合計画におけるセメント量（kg/m ）ｗ：コンクリート中の含水量（kg/m3）※ 別紙参照※ 安全側に0とする。

推定乾燥単位容積質量について（別紙参照）
推定乾燥単位容積質量の最小値は2.016 g/cm3となり，遮蔽計算に使用するコンクリート
密度はこれを包絡する2.00 g/cm3とする。

13-1

別紙
コンクリート調合（東海第二発電所建設記録より）からの推定乾燥容積質量13-2

14. 緊急時対策所の居住性評価に用いる放出量評価条件について設計基準事故を超える事故時の緊急時対策所の居住性評価に当たっては，審査ガイドに基づき，評価を行った。
(1)

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

(2)

大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，東海第二発電所が発災するものとし，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた大気中への放出量を第14－1表に示す。また，放出量評価条件については，第14－3表に示す。

(3)

原子炉建屋内の存在量
審査ガイド従い，NUREG-1465＊1の炉心内蔵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た放射性物質を設定する。
ここで，放射性物質の炉内蓄積量に対して，事故発生後24時間後に以下の0.3倍の放射性物質が原子炉建屋内へ放出されるものとする。
希ガス類：100 ％

よう素類

：61 ％

Ｃｓ類

：61 ％

Ｔｅ類

：31 ％

Ｂａ類

：12 ％

Ｒｕ類

：0.5 ％

Ｃｅ類：0.55 ％

Ｌａ類

：0.52 ％

なお，希ガス類については大気中への放出分を考慮し，炉内蓄積量の97 ％（福島第一原
子力発電所事故と同等と想定）が大気中へ放出されるものとし，残りが原子炉建屋内に浮遊するものとする。
以上により計算した原子炉建屋内の放射性物質の存在量を第14－2表に示す。
注記＊1：”Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”, NUREG1465, 1995/02

14-1

第14－1表

炉内蓄積量（24時間減衰値）

大気中 への
放出量

（Bq）

（Bq）

希ガス類

8.7×1018

8.4×1018

よう素類

1.0×1019

2.9×1017

Ｃｓ類

1.1×1018

2.4×1016

Ｔｅ類

4.8×1018

7.1×1016

Ｂａ類

9.9×1018

2.6×1015

Ｒｕ類

1.8×1019

1.3×1010

Ｃｅ類

5.7×1019

8.7×1013

Ｌａ類

3.2×1019

1.2×1013

核 種
グループ

第14－2表原子炉建屋内の放射性物質の存在量
炉内蓄積量（24時間減衰値）

原子炉建屋内の積算
崩壊数＊2

（Bq）

（Bq･s）

希ガス類

8.7×1018

7.3×1022

よう素類

1.0×1019

4.0×1023

Ｃｓ類

1.1×1018

1.0×1023

Ｔｅ類

4.8×1018

1.2×1023

Ｂａ類

9.9×1018

1.6×1023

Ｒｕ類

1.8×1019

7.5×1021

Ｃｅ類

5.7×1019

2.7×1022

Ｌａ類

3.2×1019

1.9×1022

核 種
グループ

注記

放射性物質の大気中 への放出量＊2：事故発生後7日間（当初24時間を除く6日間）の積算崩壊数を示す。

14-2

第14－3表
項目

大気中への放出放射能量評価条件（1／2）

評価条件

選定理由

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

初期濃縮度

3.8 ％

９×９燃料炉心のＵ－235初期濃縮度

炉心熱出力3,293 MWt

定格熱出力

炉心比出力

26 MW/t

熱出力に基づく炉心比出力

運転時間

1サイクル当たり
10,000時間（416日）

1サイクル13ヶ月（約395日）を考慮して設定

取替炉心の燃料装荷割合炉内蓄積量

1サイクル：0.229
2サイクル：0.229
3サイクル：0.229
4サイクル：0.229
5サイクル：0.084
希ガス類：約8.7×1018 Bq
よう素類：約1.0×1019 Bq
Ｃｓ類 ：約1.1×1018 Bq
Ｔｅ類 ：約4.8×1018 Bq
Ｂａ類 ：約9.9×1018 Bq
Ｒｕ類 ：約1.8×1019 Bq
Ｃｅ類 ：約5.7×1019 Bq
Ｌａ類 ：約3.2×1019 Bq（核種毎の炉内蓄積量を核種
グループ毎に集約して記載）

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

14-3

第14－3表
項目

放射性物質の
大気中への放出割合

大気中への放出放射能量評価条件（2／2）
評価条件

選定理由
審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(1)a. 事故直前の炉内蓄積量に対する放射性物質の大気中への放出
割合は，原子炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所
事故並みを想定する。
希ガス類：97 ％
よう素類：2.78 ％（ＣｓＩ：95 ％，無機よう素：4.85 ％，有機よう素：0.15 ％）（NUREG-1465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 ％希ガス類：97 ％
よう素類：2.78 ％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

有機よう素：0.15 ％放出開始時刻24時間後

放出継続時間

10時間

事故の
評価期間

7日間

審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(4)a. 放射性物質の大気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。
審査ガイドに示されたとおり設定
4.4(4)a. 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。
審査ガイドに示されたとおり設定
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。

14-4