東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 30
提出年月日
平成 29 年 8 月 31 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

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

下線部：今回提出資料
目

次

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

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

目-1

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

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

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

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

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

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

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

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

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

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

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠

51-7

接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

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

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 接続図
52-8 計装設備の測定原理
52-9 水素及び酸素発生時の対応について

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

53-6 容量設定根拠53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

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

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

55-7 保管場所図55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

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

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

57-10 全交流動力電源喪失対策設備について

58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2

単線結線図

58-3

配置図

58-4

系統図

58-5

試験及び検査58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

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

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

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

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

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

目-11

59-9

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

59-9-1

1

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

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

2.1.2

監視カメラについて

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

2.1.4

監視カメラにより把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

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

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

59-9-2

2

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

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59-9-3

3

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，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波），及び自然現象等による発電所構内，原子炉施設への影響の概況を原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する監視カメラの映像
により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(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する。
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する。
：ＤＢ範囲

59-9-154

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻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，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m〜EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

59-9-165

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

59-9-176

2.1.2

監視カメラについて

監視カメラは原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，
船舶の衝突，及び地震，津波），及び自然現象等による発電所構内，原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。
第 2.1-3 表に監視カメラの概要を示す。
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できるように配慮して配置する。一部死角となるエリアがあり，そのエリアに設置されている主変圧器，起動変圧器は，その異常を警報
により中央制御室で確認できる。また，主要部（上半部）は，監視カメラによる監視が可能であるため，自然現象等による影響を監視カメラで監視可能である。また，同エリアにあるアクセスルートについては目視監視を行う時間が確保できることから問題はない。監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
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。

：ＤＢ範囲

59-9-187

監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重，堆積量
降下火砕物荷重，堆積量
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)，垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
S クラス
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重，設置高さにて設計
降下火砕物を考慮した荷重，設置高さにて設計
原子炉建屋屋上 3 台，防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

監視カメラの概要*1：死角エリアに設置されている主変圧器，起動変圧器はその異常を警報により中央制御室で確認できる。また，主要部（上半部）は，監視カメラによる監視が可能であるため，自然現象等による影響を監視カメラで監視可能である。また，同エリアにあるアクセスルートについては目視監視を行う時間が確保できることから問題はない。

第 2.1-4 図

監視カメラの監視可能な範囲：ＤＢ範囲
59-9-198

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第2.1-5 図に示す。
また，監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲
59-9-209

2.1.4

監視カメラで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第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表
自然現象等

監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風(台風)

○

竜巻

○

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

降水

○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

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

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

火山○

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

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
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

○
○

○

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※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

59-9-2110

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第 2.1-8 表に示す。
第 2.1-8 表 監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータ
パラメータ

測定レンジ

大気温度

-10〜40℃

雨量

0〜49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜540°(N〜S)

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜30m/s(10 分間平均値)

日射量

0〜1.2kW/m2

放射収支量0.05〜-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0〜20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8〜2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A〜D）

低レンジ

10１ 〜10５ nGy/h

高レンジ

10−８ 〜10−１ Gy/h

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計とする。
台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。
陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。
大気安定度を識別できる設計とする。
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（-6.08m）を把握可能な設計とする。
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。（第2.1-3 表）「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（108nGy/h=10-1Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

59-9-2211

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁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，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，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。
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により正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

59-9-3812

(2)収容人数及び設置場所
格納容器圧力逃がし装置作動中は，中央制御室にはプラントの状態監視等に必要な最低限の要員を残すこととしており，中央制御室待避室には 3名を収容できる設計とする。
発電長等が中央制御室待避室に待避している間，プラントの運転操作は行わないことを基本とするが，操作が必要な事象が発生した場合に即座に対応できるよう，中央制御室内に設置する。中央制御室待避室の設置場所
を第 2.4-4 図に示す。

第 2.4-4 図

中央制御室待避室

設置場所
：ＳＡ範囲

59-9-3913

（平面図）（Ａ−Ａ断面図）※（）内は概略寸法（mm）を示す。なお，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
第 2.4-4-2 図

中央制御室待避室

概要図59-9-4014

（3）遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm と同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁とし，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。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット
ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

概要図

：ＳＡ範囲

59-9-4115

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＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C ０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：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 ）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 ＝100×0.022×3÷(0.5−0.0336)＝14.15≒14.2m ３ /h

②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 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＝19%（鉱山保安法施工規則）
・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）m ３ /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)×3÷(20.95−19.0)＝3.36≒3.4m ３ /h

：ＳＡ範囲
59-9-4216

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m ３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正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 14.2 m ３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を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
・ボンベ供給可能空気量：5.5m ３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m ３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により12本となる。
14.2m３ /h÷5.5m ３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本
：ＳＡ範囲
59-9-43

17

ｄ．空気ボンベの設置エリア
空気ボンベは中央制御室近傍の原子炉建屋付属棟３階に配置し，中央制御室待避室に空気を供給する。空気ボンベの配置を第 2.4-6 図に示す。
あわせて，中央制御室待避室の正圧化バウンダリを示す。

第 2.4-6 図

空気ボンベ配置図：ＳＡ範囲
59-9-4418

（5）中央制御室換気系の運転状態比較
中央制御室換気系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事
故時の運転モードを第 2.4-7 図（1／2）に，重大事故時のプルーム通過前・

閉回路循環方式（少量外気取入時）

閉回路循環方式（外気隔離時）

通常運転モード

後，及びプルーム通過中の運転モードを第 2.4-7 図（2／2）に示す。

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（1／2）
59-9-45：ＤＢ範囲

19

（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）

第 2.4-7 図

運転モード毎の中央制御室換気系系統概略図（2／2）：ＳＡ範囲
59-9-4620(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等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，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を確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）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（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等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設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

59-9-47

21

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

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
主排気筒放射線レベル
使用済燃料プール水位・温度
フィルタ装置入口圧力

水素爆発による格納 容器 フィルタ装置水位の破損防止確認

フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ

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：ＳＡ範囲

59-9-48

22

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】

現場（屋外）：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要：ＳＡ範囲
59-9-4923

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
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
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

59-9-5024

酸素濃度計及び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，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（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。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（バッテリ切れの場合，予備を可動させ，乾電池交換を実
施する。）

個数

1 個（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。）

電離箱サーベイメー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。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。
：ＳＡ範囲

59-9-5125

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001〜1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

59-9-5226

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（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）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，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，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である「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源
喪失の重畳を考慮した場合に対して，第 2.5-1 表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常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 90 分以内）の照明を確保できる。
常設代替高圧電源装置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常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，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，可搬型照明（ＳＡ）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，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いる。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな
59-9-53：ＳＡ範囲

27

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 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。
：ＳＡ範囲

59-9-5428

中央制御室換気系

原子炉建屋ガス処理系

第 2.5-1 図

重大事故等時に運転員がとどまるために必要な換気設備
59-9-55：ＳＡ範囲

29

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

59-9-5630

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）
59-9-57：ＳＡ範囲

31

第 2.5-1 表

①
②

③

④

⑤

⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷

負荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ（2台）
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ａ
・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器盤２Ｂ・非常用照明・120V ＡＣ 計装用電源２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
原子炉保護系電源装置
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量59.6kW
380.0kW

389.2kW313.1kW86.9kW

217.7kW160.5kW90.2kW
2015.3kW
520.0kW22.0kW
4254.5kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲
59-9-5832

（1）可搬型照明（ＳＡ）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照明（ＳＡ）は，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。可搬型照明（ＳＡ）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。
仮に可搬型照明（ＳＡ）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いる。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 10 時間

中央制御室

ヘッドライト
中央制御室

：ＳＡ範囲

59-9-5933

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり主制御盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

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。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況：ＳＡ範囲
59-9-6034

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，室内照明全消灯時に運転員が装着した状態で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，監視計器及び操作部で600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（シミュレーション施設におけるヘッドライト使用状況）

第2.5-6図

乾電池内蔵型照明使用イメージ：ＳＡ範囲

59-9-6135

59-10原子炉制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について

59-10-i36

目

次

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 ........ 59-1 0-1
1． 評 価 事 象 ................................................... 59-1 0-1
2． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 ..................................... 59-1 0-2
3． 大 気 拡 散 の 評 価 ............................................. 59-1 0-2
4． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ............... 59-1 0-2
5． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ......................... 59-1 0-3
5.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ................................... 59-1 0-3
5.1. 1 原 子 炉 建 屋 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ） ....... 59-1 0-3
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 ）...................................................... 59-1 0-4
5.1. 3 室 内 に 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 被 ばく （ 経 路 ③ ） .......................................... 59-1 0-4
5.2 入 退 域 時 の 被 ば く ......................................... 59-1 0-6
5.2. 1 建 屋 内 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ） ........... 59-1 0-6
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 ⑤ ） ... 59-1 0-6
6． 評 価 結 果 の ま と め .......................................... 59-1 0-1 0

添付資料

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

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.............................. 59-1 0- 添 1- 1
2 事 象 の 選 定 の 考 え 方 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 2- 1
3 格 納 容 器 漏 え い 率 の 設 定 に つ い て .......................... 59-1 0- 添 3- 1
4 格 納 容 器 内 で の 除 去 効 果 に つ い て .......................... 59-1 0- 添 4- 1
5 格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 効 果 に つ い て ...... 59-1 0- 添 5- 1
6 サプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果（無機よう素）に つ い て ................................................ 59-1 0- 添 6- 1
7 格 納 容 器 外 へ の 核 分 裂 生 成 物 の 放 出 割 合 の 設 定 に つ い て ...... 59-1 0- 添 7- 1
8 重大事故時の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評価について............................................... 59-1 0- 添 8- 1
9 フ ィ ル タ の 除 去 性 能 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 9- 1
10 中 央 制 御 室 換 気 系 バ イ パ ス フ ィ ル タ 内 放 射 性 物 質 か ら の 被 ば く に つ い て.............................................. 59-1 0- 添 10 -1
11 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ............................ 59-1 0- 添 11 -1
12 全 面 マ ス ク に よ る 防 護 係 数 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 12 -1
13 運 転 員 の 勤 務 体 系 に つ い て .............................. 59-1 0- 添 13 -1
14 グ ラ ン ド シ ャ イ ン 線 評 価 モ デ ル に つ い て .................. 59-1 0- 添 14 -1
15 エ ア ロ ゾ ル の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 15 -1

59-10-ii

37

16 地 表 面 へ の 沈 着 速 度 の 設 定 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 16 -1
17 有 機 よ う 素 の 乾 性 沈 着 速 度 に つ い て ...................... 59-1 0- 添 17 -1
18 実 効 放 出 継 続 時 間 の 設 定 に つ い て ........................ 59-1 0- 添 18 -1
19 審 査 ガ イ ド ※ 1 へ の 適 合 状 況 .............................. 59-1 0- 添 19 -1※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

59-10-iii

38

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。

1．評価事象東海第二発電所においては，「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低減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「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
59-10-139

過圧・過温破損）」で想定される事故シーケンスにおいても，格納容器ベントの回避若しくは格納容器ベントの実施時期を遅延させることができる代替循
環冷却系を整備する。しかし，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷却系を使用せず，早期の格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施した場合を想定する。

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原子炉棟への漏えい量を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，Ｒ.Ｇ.1.195 の知見を用いて評価した。

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結果を年間について小さい方から順に並べた累積出
現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては，2005 年 4 月〜2006 年 3 月の 1 年間における気象データを使用した。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。

4．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟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59-10-240

評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコード，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。

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（①〜⑤）は第 5-1 図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。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 7 日間とした。
運転員勤務体系としては，5 直 2 交替とし，被ばく線量が最も厳しくなる運
転員の勤務体系を考慮して，7 日間の積算線量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分する。また，保守的に格納容器ベント開始
1 時間前から 12 時間は中央制御室に滞在するものとした。想定する勤務体系
を第 5-1 表に示す。

第 5-1 表事象発生からの時間
勤務形態①事象発生〜
約 18 時間後
5 直 2 交替想定する勤務体系②約 18 時間後〜
約 30 時間後③約 30 時間後〜
168 時間後

中央制御室に常時滞在

5 直 2 交替

5.1 中央制御室内での被ばく
5.1.1 建屋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原子炉棟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 4．の方法で実効線量を評価した。

59-10-341

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）
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実効線量を評価した。
また，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て評価した。

5.1.3 室内に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実効線量を評価した。なお，内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。
評価に当たっては，（1）〜（4）に示す中央制御室換気系の効果及び中央制御室に設置する待避室の効果等を考慮した。なお，中央制御室換気系の起動時間については，全交流動力電源喪失を想定した起動時間を考慮した評価とした。また，待避室の遮蔽効果は，待避室に待避する期間のみについて考慮した評価とした。中央制御室内での対応のタイムチャートを第5.1.3-1 図に示す。
（1）中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第2.5.1.3-2 図に示すとおりである。
1）通常時運転モード
59-10-442通常時は，中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2）事故時運転モード
事故時は，外気取入口を遮断して，中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環運転とし，運転員を放射線被ばくから防護する。
なお，外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，
チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
（2）フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのよう素除去フィルタを通らない空気の流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。
（3）待避室中央制御室内に設置する待避室には，格納容器ベント開始から 5 時間待避すると想定する。待避中は待避室内を空気ボンベにより加圧し室内を正圧にするものとし，外部からの空気の流入はないものとして評価した。
待避室の概要図及び設置場所を第 5.1.3-3 図に示す。
（4）マスクの考慮
事象発生から 3 時間後まではマスクを着用（DF50）すると想定した。

5.2

入退域時の被ばく

5.2.1

建屋内からのガンマ線による被ばく（経路④）
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟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59-10-543ばくは，中央制御室の壁等によるガンマ線の遮へい効果を期待しないこと
以外は，「5.1.1 建屋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，建屋入口とした。

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⑤）
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外部被
ばくは，中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外
は「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）」と同様な手法で，吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「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③）」と同様な方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。内部被ばくの評価に当たってはマスクの着用による防護係数を考慮した。また，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て評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，上記 5.2.1 の仮定と同じである。

59-10-6

44

第 5-1 図

重大事故時の中央制御室居住性評価における想定被ばく経路

タイムチャート

0h

2h

3h

19h

ベント放出

24h

168h

▽

ＭＣＲ空調
全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる事象発生から約 2 時間を起動時間として設定

待避室への滞在
ベント放出から 5 時間を退避時間として設定

マスクの着用
ＭＣＲ空調復旧後１時間までをマスク着用時間として設定

第 5.1.3-1 図

中央制御室内での対応のタイムチャート

59-10-745

第5.1.3-2図中央制御室換気系系統構成

59-10-846（外気取り入れ時）

事故時運転モード（閉回路循環時）

通常時運転モード（再循環時）

中央制御室

待避室

正圧

空気ボンベ

重大事故時【格納容器ベント実施中】（空気ボンベ加圧）※ 格納容器ベント実施後，中央制御室内の線量が下がるまでは，中央制御室内の待避室に滞在するものとし，待避室内を空気ボンベにより加圧する。

第 5.1.3-3 図

待避室の概要図及び設置場所

6．評価結果のまとめ

59-10-947

1．に示したとおり，東海第二発電所において重大事故が発生したと想定する場合，第一に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，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循
環冷却系を使用せず，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，中央制御室の居住性（重大事故時）に係る被ばく評価結果は，第 6-1 表に示すとおり，実効線量が 7 日間で約 57mSv 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。なお，マスクを着用しない場合は実効線
量は 7 日間で約 260mSv である。
この評価に係る被ばく経路イメージを第 6-2 表に，被ばく評価の主要条件
を第 6-3 表に示す。

59-10-1048

第 6-1 表中央制御室の居住性（重大事故時）に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
実効線量（7 日間）

被ばく経路

マスクあり

約 2.7×10−１

約 9.2×10０

約 9.2×10０

約 2.2×10１

約 2.1×10２

内部被ばく

約 1.1×10１

約 2.0×10２

外部被ばく

約 1.1×10１

約 1.1×10１

約 3.9×10０

約 3.9×10０

約 3.5×10１

約 2.3×10２

約 1.6×10−１

約 1.6×10−１

約 4.4×10−１

約 1.3×10１

内部被ばく

約 2.6×10−1

約 1.3×10１

外部被ばく

約 1.8×10−1

約 1.8×10−１

約 2.1×10１

約 2.1×10１（④＋⑤）

約 2.2×10１

約 3.5×10１

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約 5.7×10１

約 2.6×10２①建屋からのガンマ線による被ばく

中央制御室内作業時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（内訳）②大気中へ放出され，地表面に沈着した
放射性物質のガンマ線による被ばく
小計（①＋②＋③）④建屋からのガンマ線による被ばく⑤大気中へ放出された放射性物質によ

入退域時

る被ばく
（内訳）

⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した
放射性物質のガンマ線による被ばく
小
合

マスクなし

−１

計

約 2.7×10

59-10-1149

第 6-2 表中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく経路イメージ（1）閉回路循環運転時（2）待避室待避時

59-10-1250

第 6-3 表中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要評価条件項目

放 出 放射 能 量 評 価 条件

評価事象

放出開始時間

評価条件「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用しない場合）（全交流動力電
源喪失の重畳を考慮）
格納容器漏えい：事象発生直後
格納容器ベント：事象発生から約19時
間後

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から 2 時間後事故の評価期間

7 日間

大気拡散条件

放出源及び
放出源高さ

被ばく評価条件

中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率
中央制御室非常用換気系微粒子フィルタによる
除去効率
中央制御室非常用換気系の起動
時間

放出源：原子炉建屋からの放出（地上高 0m），格納容器圧力逃がし装置排気口放出（地上高 57m）及び非常用ガス
処理系出口（地上高 140m）

選定理由
審 査 ガ イ ド に示 さ れ た とお り 設 定（添付2参照）
ＭＡＡＰ解析結果
起動操作時間（115 分）＋負圧達成
時間（5 分）（起動に伴い原子炉建
屋内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として 5 分を想定）
審査ガイドに示す 7 日間における運転員の実効線量を評価する観点から設定
原 子 炉 建 屋 放出 時 の 高 さは 地 上 放出として地上高 0m で設定
格 納 容 器 圧 力逃 が し 装 置排 気 口 放
出時の高さは地上高 57m に設定
非 常 用 ガ ス 処理 系 か ら の放 出 時 は
排気筒高さとして地上 140m に設定
フィルタユニットの設計値（チャコールフィルタ効率：97％）を保守的に設定（添付 9,10 参照）

95％

フィルタユニットの設計値（高性能粒子フィルタ：99.97％）を保守的に設定（添付 9,10 参照）

99.9％

事象発生から 2 時間

空気流入率

1 回／h

マスクによる
防護係数

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域時：50（その他の期間及びマスク着用を考慮
しない場合は評価期間中常時マスク着
用なし）

待避室
加圧開始時間事象発生から約 19 時間後（ベント開始時）

待避室加圧時間

ベント開始から 5 時間

全交流動力電源喪失を考慮し，代替電源からの電源供給開始時間から保守的に設定非常用換気系作動時の空気流入率
測定試験結果の結果である 0.45 回／h に対して保守的に 1 回/h と設定（添付 11 参照）
中央制御室非常用換気系作動前及び中央制御室内の放射性物質濃度が下がるまでの時間についてマスクの着用を考慮。（添付 12 参照）
格納容器圧力逃がし装置により放出される放射性物質からの被ばくを防護するために待避室に待避すると想定
中央制御室内に流入した放射性物
質からの影響を十分に防護できる時間として設定

詳細な評価条件は添付 1 参照

59-10-13

51

添付資料

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

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
重大事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価条件に
つ い て ， 第 1-1 表 〜 第 1-10 表 に 示 す 。

第 1-1 表大気中への放出放射能量評価条件

第 1-2 表大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）

第 1-1 図放射性物質の大気放出過程

第 1-3 表大気拡散条件

第 1-4 表相対濃度及び相対線量

第 1-5 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件

第 1-6 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度

第 1-2 図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

第 1-7 表中央制御室換気設備条件

第 1-8 表中央制御室内待避室設備条件

第 1-9 表運転員交替考慮条件

第 1-10 表 線 量 換 算 係 数 ， 呼 吸 率 及 び 地 表 へ の 沈 着 速 度 の 条 件

59-10-添 1-1

52

59-10-添 1-2

合取替炉心の装荷割

運転時間

炉心熱出力

評価事象

項目

慮して設定

10,000 時間（約 416 日）

5 サイクル：0.084

4 サイクル：0.229

3 サイクル：0.229

2 サイクル：0.229

づき設定

取替燃料炉心の燃料装荷割合に基1 サイクル 13 ヵ月（395 日）を考

1 サイクル当たり

1 サイクル：0.229

定格熱出力3,293MW

失の重畳を考慮）（添付 2 参照）

を使用しない場合）（全交流動力電源喪

設定する。

―

―

―

子炉施設内の放射性物質存在量分布をに，大気中への放射性物質放出量及び原健全である）のソースターム解析を基防止対策が有効に働くため，格納容器は

故シーケンス（この場合，格納容器破損最も厳しくなる事故収束に成功した事

審査ガイドに示されたとおり設定＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系

モードのうち，原子炉制御室の運転員又の有効性評価で想定する格納容器破損

被ばく評価では，格納容器破損防止対策

4.1(2)a．原子炉制御室の居住性に係る審査ガイドでの記載

は対策要員の被ばくの観点から結果が選定理由

大気中への放出放射能量評価条件(1/6)

「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗

評価条件

第 1-1 表53

59-10-添 1-3

よう素の形態

御の効果

格納容器内ｐＨ制放出開始時間炉心内蔵量

項目：約 2.2×10 Bq：約 2.9×10１９Bq：約 1.2×10１８Bq：約 1.3×10１８Bq：約 6.8×10１８Bq：約 1.3×10１９Bq：約 1.2×10１９Bq：約 2.5×10１９Bq：約 7.5×10１９Bq：約 5.5×10１９Bq

１９

有機よう素 ： 4％

無機よう素 ：91％

粒子状よう素 : 5％

考慮しない

事象発生から約 19 時間後

格納容器ベント：

Ｒ.Ｇ.1.195※１に基づき設定いため，保守的に設定

事故等対処設備と位置付けていな

格納容器内ｐＨ制御設備は，重大考慮する。

の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に4.3(1) a．原子炉格納容器への放出割合―

ーム解析結果を基に設定する。

で選定した事故シーケンスのソースタ

開始時刻及び放出継続時間は，4.1(2)a

事象発生直後ＭＡＡＰ解析結果

4.3.(4)a．放射性物質の大気中への放出考慮する。

Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La 類を4.3.(1)a．希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，

審査ガイドでの記載

格納容器漏えい：

毎に集約して記載）

Ｒのサイクル末期の値を使用）（10,000 時間）で算出したＡＢＷ

×９燃料（Ａ型）），運転時間

して，東海第二と同じ装荷燃料（９（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件と（単位熱出力当たりの炉心内蔵量「単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）」×「3,293MW（定格熱
出力）
」

選定理由

大気中への放出放射能量評価条件(2/6)（核種毎の炉心内蔵量を核種グループ

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓＯＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類

評価条件

第 1-1 表54

59-10-添 1-4

故進展解析結果を基に設定する。

漏えい率が変化するものとし，格納容器の設計漏えい率（0.9Pd で

1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日

1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日

びドライウェルスプレイ）ル）

素）

去効果（有機よう考慮しない

ッション・プールでのスクラビング及去効果（エアロゾ

格納容器内での除ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレ

上記以外の期間：0.5％／日

保守的に設定4 参照）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モデル（添付を設定）（添付 3 参照）するように 1.3％／日の漏えい率

圧力が 0.9Pd を超える期間を包絡Ｃの式等に基づき設定（格納容器

格納容器の設計漏えい率及びＡＥ

づき設定（添付 3 参照）―

なモデルを基に設定する。

率については，実験等から得られた適切

4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈着設定する。

シーケンスの事故進展解析条件を基に動については，4.1(2)a で選定した事故

4.3(3)c．原子炉格納容器スプレイの作

4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事

面積を設定し格納容器圧力に応じ1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日

4.3(3)e．原子炉格納容器漏えい率は，

ＭＡＡＰ解析にて格納容器の開口

0.5％／日）及びＡＥＣの式等に基審査ガイドでの記載

選定理由

評価条件

大気中への放出放射能量評価条件(3/6)

格納容器内での除率（無機よう素）

炉建屋への漏えい

格納容器から原子う素）ロゾル及び有機よ率（希ガス，エア

炉建屋への漏えい

格納容器から原子項目

第 1-1 表55

59-10-添 1-5

系の起動前）

系及びガス再循環（非常用ガス処理

気への漏えい率

原子炉建屋から大割合

炉建屋への漏えい

格納容器から原子素）

去効果（無機よう

格納容器内での除項目：約 4.3×10−３：約 6.3×10−５：約 3.2×10−５：約 6.8×10−６：約 6.8×10−６：約 2.7×10−６：約 2.7×10−６：約 3.4×10−７：約6.8×10−８：約2.7×10−８

いするものとして評価）た放射性物質は，即座に大気へ漏え（格納容器から原子炉建屋へ漏えいし

無限大／日（地上放出）

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類グによる除去効果：10

サプレッション・プールのスクラビン

保守的に設定付 7 参照）-1465 ※４の知見に基づき設定（添ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ

基づき設定（添付 6 参照））

Standard Review Plan 6.5.5※３に

5 参照）

―

―

―

なモデルを基に設定する。

率については，実験等から得られた適切

Plan 6.5.2※２に基づき設定（添付（格納容器内の最大存在量から1／200 まで）

4.3(3)d．原子炉格納容器内の自然沈着

審査ガイドでの記載

ＣＳＥ実験及び Standard Review

選定理由

大気中への放出放射能量評価条件(4/6)

自然沈着率：9.0×10−４（1／s）

評価条件

第 1-1 表56

59-10-添 1-6

ルの開閉状態

ブローアウトパネ

除去効率

循環系のフィルタ

及び非常用ガス再非常用ガス処理系

循環系の起動時間

閉状態

考慮しない

ないため

よるブローアウトパネルの開放が原子炉建屋の急激な圧力上昇等に保守的に設定定）に負圧達成時間として 5 分を想

炉建屋内は負圧になるが，保守的及び非常用ガス再事象発生から 2 時間後

成時間（5 分）（起動に伴い原子起動操作時間（115 分）＋負圧達量）

非常用ガス処理系

環系の起動後）び非常用ガス再循る。

―

に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮すに設定する。なお，フィルタ効率の設定

ィルタ効率は，使用条件での設計値を基4.3(3)b．ヨウ素類及びエアロゾルのフ基に設定する。

事故シーケンスの事故進展解析条件をの作動については，4.1(2)a で選定した（非常用ガス処理系のファン容

常用ガス処理系及

1 回／日（排気筒放出）

又はアニュラス空気浄化設備（ＰＷＲ）

設計値に基づき設定

審査ガイドでの記載

気への放出率（非選定理由

4.3(3)a．非常用ガス処理系（ＢＷＲ）

評価条件

大気中への放出放射能量評価条件(5/6)

原子炉建屋から大項目

第 1-1 表57

59-10-添 1-7

エアロゾル：1,000

無機よう素：100

7 日間

−１

：約 9.5×10：約 1.1×10−６：約 4.0×10−７：約 9.0×10−８：約 9.0×10−８：約 3.6×10−８：約 3.6×10−８：約 4.5×10−９：約 9.0×10−１０：約 3.6×10−１０

有機よう素：50

希ガス：1

希ガス類
ＣｓＩ類
ＣｓОＨ類
Ｓｂ類
ＴｅＯ２類
ＳｒＯ類
ＢａＯ類
ＭｏＯ２類
ＣｅＯ２類
Ｌａ２Ｏ３類

評価条件――

審査ガイドでの記載から設定量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

（解釈抜粋）第 74 条（原子炉制御室）
審査ガイドに示す 7 日間における 3．
運転員の実効線量を評価する観点 １ b） ④判断基準は，運転員の実効線

設計値に基づき設定参照）-1465 の知見に基づき設定（添付 7

ＭＡＡＰ解析結果及びＮＵＲＥＧ

選定理由

大気中への放出放射能量評価条件(6/6)

Regulatory Guide 1.195, “Methods and Assumptions for Evaluationg Radiological Consequences of Desigh Basis Accidents at
Light-Water Nuclear Power Reactors”,May 2003
※2 Standard Review Plan6.5.2,“Containment Spray as a Fission Product Cleanup System”,March 2007
※3 Standard Review Plan6.5.5,“Pressure Suppression Pool as a Fission Product Cleanup System”,March 2007
※4 NUREG-1465,“Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants”,1995※1

事故の評価期間

係数

がし装置の除去

格納容器圧力逃

出割合がし装置への放格納容器圧力逃項目

第 1-1 表58

第 1-2 表
核種
グループ

大気中への放出放射能量評価結果（7 日積算）
放出放射能[Bq]（gross 値）※

原子炉建屋から大気

格納容器圧力逃がし

中へ放出

装置を経由した放出

合計

希ガス類

約 3.6×10１６

約 8.9×10１８

約 9.0×10１８

よう素類

約 2.8×10１５

約 7.3×10１５

約 1.0×10１６

ＣｓОＨ類

約 3.8×10１３

約 5.0×10８

約 3.8×10１３

Ｓｂ類

約 4.5×10１２

約 2.6×10７

約 4.5×10１２

ＴｅＯ２類

約 3.7×10１３

約 4.4×10８

約 3.7×10１３

ＳｒＯ類

約 2.0×10１３

約 1.7×10８

約 2.0×10１３

ＢａＯ類

約 2.0×10１３

約 2.1×10８

約 2.0×10１３

ＭｏＯ２類

約 6.9×10１２

約 8.4×10７

約 6.9×10１２

ＣｅＯ２類

約 4.3×10１２

約 5.5×10７

約 4.3×10１２

Ｌａ２Ｏ３類

約 1.2×10１２

約 1.2×10７

約 1.2×10１２※ 小数点第 2 位以下切上げ

59-10-添 1-859希ガスの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（除去効果無し）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日
原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(1/5)(希ガス)

59-10-添 1-960よう素の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

5％

91％

4％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での自然沈着：9.0×10-４[1／s]，(最大存在量から 1/200 まで)

格納容器内での除去効果：考慮しない

粒子状よう素格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：【粒子状よう素，有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日（一定）上記以外の期間：0.5％／日（一定）サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数
無機よう素：10（S/C ベントのみ）
有機よう素：1

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置の除去
係数
粒子状よう素：1,000
無機よう素：100
有機よう素：50

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(2/5)(よう素)59-10-添 1-1061

セシウムの炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(3/5)(セシウム)

59-10-添 1-1162

その他核種の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ−1465 の知見に基づき評価原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第 1-1 図

格納容器圧力逃がし装置への放出割合：ＭＡＡＰ解析及びＮＵＲＥＧ−1465の知見に基づき評価

格納容器圧力逃がし装置
除去係数：1,000

格納容器圧力逃がし装置
から放出

放射性物質の大気放出過程(4/5)(その他各種)59-10-添 1-1263

非常用ガス処理系
排気筒から放出（2h〜）※３
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

格納容器圧力逃がし装置
からの放出（約 19h〜）※３
放出率：1Pd で 13.4kg／s
格納容器内での除去効果
エアロゾル（粒子状よう素含む）：スプレイ等
有機よう素：考慮しない
無機よう素：自然沈着率 9.0×10-４（1／s）（最大存在量から 1／200 まで），
サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数10（S/C ベントのみ）

原子炉建屋

D/W ベント
原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋への漏えい※１

原子炉建屋から大気中への漏えい（〜2h）
漏えい率：無限大／日S/C ベント

格納容器圧力逃がし装置

格納容器

格納容器圧力逃がし装置の除去係数
希ガス：1，有機よう素：50，無機よう素：100※1 格納容器から原子炉建屋への漏えい率
エアロゾル（粒子状よう素含む）：1,000【希ガス，エアロゾル（粒子状よう素含む），有機よう素】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過:2Pd で 1.3％／日【無機よう素】
1.5h 後〜19.5h 後：1.3％／日（一定），左記以外の期間：0.5％／日（一定）
大気への放出経路

0h

▼2h※２

▼19h※３168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出
格納容器圧力逃がし装置からの放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋内は負圧となるため，事象発生 2h 以降は原子炉建屋から大気中への漏えいは無くなる。
※3 事象発生後 19ｈ以降は，「非常用ガス処理系排気筒から放出」及び「格納容器圧力逃がし装置からの放出」の両経路から放射性物質を放出する。

第 1-1 図放射性物質の大気放出過程(5/5)(イメージ)

59-10-添 1-13

64

59-10-添 1-14時間

実効放出継続気象データ

モデル

大気拡散評価項目

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り設定ータを審査ガイドに示されたとおり発電所において観測された 1 年間の気象資料を（地上風を代表する観測点（地上高 10m）の気象デー

タ）

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。

継続時間を設定（添付 18 参照）

保守的に最も短い実効放出

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，大気拡散式に用いる。

上風（地上高 10m）の気象デ

月〜2006 年 3 月）

全核種：1 時間

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評価を行うため保守的に地年間の気象資料（2005 年 4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，

建屋影響を受ける大気拡散算する。

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

審査ガイドでの記載手法（内規）に示されたとお審査ガイド及び被ばく評価

選定理由

東海第二発電所における 1

ガウスプルームモデル

評価条件

第 1-3 表 大気拡散条件(1/5)

6559-10-添 1-15

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。

設定
格納容器圧力逃がし装置排

圧力逃がし装置排気口放出（地上高 57m）及び非常用ガ

小さい方から 97％

考慮する

累積出現頻度

建屋巻き込み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り設定

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。

器圧力逃がし装置排気口放出は放出源から近距離の建屋（原子炉建屋）の影響を受み現象を考慮

けるため，建屋による巻き込

4.2.(2)a．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居

原子炉建屋放出及び格納容合，その累積出現頻度が 97％に当たる値とする。

4.2.(2)c．評価点の相対濃度又は相対線量は，毎時刻の相対審査ガイドに示されたとお上 140m に設定

出時は排気筒高さとして地

非常用ガス処理系からの放57m に設定

ス処理系出口（地上高 140m） 気口放出時の高さは地上高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

地上放出として地上高 0m で放出（地上高 0m）
，格納容器

出源高さ

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

原子炉建屋放出時の高さは放出源：原子炉建屋からの放出源及び放審査ガイドでの記載

選定理由

評価条件

項目

第 1-3 表 大気拡散条件(2/5)

6659-10-添 1-16

審査ガイドでの記載

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として選定

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。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理区域の入口を代表評価とし，入退域ごとに評り設定【入退域時】
被ばく評価手法（内規）に示された方法に基づき設定【入退域時】

建屋出入口

なお，審査ガイドには入退域時の評価点について，記載なし。

価点に，15 分間滞在するとする。
（被ばく評価手法（内規））4.2.(2)b．屋上面を代表とする場合，例えば原子炉制御室/緊審査ガイドに示されたとお度の評価点

中央制御室中心【中央制御室内】【中央制御室内】

守的な結果を与える。

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

原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ−ルみの影響が最も大きい建屋放出源から最も近く，巻き込 4.2.(2)b．巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，

選定理由【中央制御室内】

原子炉建屋

評価条件

放射性物質濃じる代表建屋

巻き込みを生項目

第 1-3 表 大気拡散条件(3/5)

67

着目方位

項目

中央制御室内滞在時

入退域時

59-10-添 1-17

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。

1 方位

非常用ガス処理系排気筒放出：W

1 方位

SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE

格納容器圧力逃がし装置排気口放出：

S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N

建屋放出：

9 方位

非常用ガス処理系排気筒放出：W

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，放出に基づき設定（添S,SSW,SW,WSW,W,WNW,NW,NNW,N

SW,WSW,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE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さ れた評価 方法

建屋放出：

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

4.2.(2)a．原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では，建屋

審 査ガイド に示

9 方位

格納容器圧力逃がし装置排気口放出： 付 8 参照）

審査ガイドでの記載

選定理由

評価条件

第 1-3 表 大気拡散条件(4/5)

6859-10-添 1-18

形状係数

原子炉建屋の投影断面積：

建屋投影面積1／2

3,000m2

評価条件

項目

原則として 1／2 を用いる（被ばく評価手法（内規））方法に基づき設定

なお，審査ガイドには形状係数について，記載なし。

5.1.1(2)形状係数の値は，特に根拠が示されるもののほかは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.風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物審査ガイドでの記載

審査ガイドに示された評価

原子炉建屋の投影断面積

選定理由

第 1-3 表 大気拡散条件(5/5)

69

第 1-4 表
評価対象

相対濃度及び相対線量

評価点
建屋放出

室内作業時

中央制御室
中心

非常用ｶﾞｽ
処理系放出

相対濃度

相対線量

χ／Ｑ（s／m３）

Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

8.3×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

8.8×10−２０

3.7×10−４

8.8×10−１９

8.2×10−４

2.9×10−１８

3.0×10−6

9.0×10−２０

3.7×10−４

9.4×10−１９

格納容器圧
力逃がし装
置放出
建屋放出

入退域時

建屋
出入口

非常用ｶﾞｽ
処理系放出
格納容器圧
力逃がし装
置放出

（添付 8 参照）

59-10-添 1-19

70

線源条件

計算モデル条件

59-10-添 1-20

条件」を参照格納容器内に放出された核分裂生成物がされる放射性物質

格納容器内線源強度

分布

遮蔽厚さ

7 日間

の放出放射能量評価

建屋原子炉棟へ放出

基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えな

実効線量を評価する観点から設定第 1-2 図のとおり

子炉制御室）１ b） ④判断間における運転員のイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外方法に基づき設定

へい構造及び地形条件から計算する。

部被ばく線量は，積算線源強度，施設の位置，遮4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質からのスカ

7 日間日間の積算線源強度を計算する。

間容積に均一に分布するものとして，事故後 7

4.3(5)a．原子炉建屋内の放射性物質は，自由空性物質を設定する。

炉格納容器から原子炉建屋内に放出された放射ソースターム解析結果を基に，想定事故時に原子4.3(5)a．4.1(2)a で選定した事故シーケンスの審査ガイドでの記載

審査ガイドに示された評価

いこと。

3．
（解釈抜粋）第７４条（原り設定

審査ガイドに示されたとお照

出放射能量評価条件」を参「第 1-1 表 大気中への放選定理由

審査ガイドに示す 7 日

均一に分布「第 1-1 表 大気中へ

評価条件

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(1/3)

格納容器から原子炉項目

第 1-5 表71

59-10-添 1-21線の線量評価に用いる ANISN
は三次元形状を,スカイシャ

価：G33-GP2R

及びでの使用実績がある。

G33-GP2R はそれぞれ許認可

QAD-CGGP2R,ANISN

評価に適用可能である。

故を超える事故における線量ある。したがって,設計基準事

えられれぱ線量評価は可能で件であり,これらの条件が与な条件は,線源条件,遮蔽体条とができる。計算に必要な主り,ガンマ線量を計算するこを扱う遮蔽解析コードであいる G33-GP2R は三次元形状

インガンマ線の線量評価に用状を,スカイシャインガンマ

スカイシャイン線評

デルを用いる。

いる QAD-CGGP2R は三次元形

QAD-CGGP2R

4.1②実験等を基に検証され，適用範囲が適切なモ

直接ガンマ線の線量評価に用

評価コード

審査ガイドでの記載

選定理由

直接線評価：

評価条件

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(2/3)

直接線・スカイシャイン線

項目

第 1-5 表72

59-10-添 1-22

評価点

項目

評価条件

高さ 2m を選定。

入退域時の評価は建屋入口のる。

線量が最大となる位置とす

中央制御室内滞在時の評価は

選定理由

―

審査ガイドでの記載

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件(3/3)

第 1-2 図のとおり

第 1-5 表73

第 1-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(1/4)（格納容器ベント実施前）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

7.8×10１８

22

1.5

2.4×10１８2

0.02

8.7×10１８

23

1.66

7.5×10１７

3

0.03

1.0×10１９

24

2.0

1.6×10１８

4

0.045

1.4×10２０

25

2.5

4.6×10１８

50.06

5.3×10１７

26

3.0

1.3×10１７

6

0.07

3.6×10１７

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

2.0×10１９

28

4.0

1.5×10１５

8

0.1

9.9×10１９

29

4.5

5.0×10５

90.15

4.6×10１７30

5.0

5.0×10５

100.2

5.6×10１９

31

5.5

5.0×10５11

0.3

1.1×10２０

32

6.0

5.0×10５12

0.4

6.6×10１８

33

6.5

5.7×10４13

0.45

3.3×10１８

34

7.0

5.7×10４14

0.51

1.1×10１９

35

7.5

5.7×10４15

0.512

3.7×10１７

36

8.0

5.7×10４

16

0.6

1.6×10１９

37

10.0

1.8×10４17

0.7

1.8×10１９

38

12.0

8.8×10３18

0.8

5.4×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.1×10

１９

40

20.0

0.0

20

1.33

5.0×10１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.5×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-23

74

第 1-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(2/4)（格納容器ベント実施時）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

1.3×10１９

22

1.5

2.2×10１８2

0.02

1.5×10１９

23

1.66

3.7×10１７

3

0.03

1.7×10１９24

2.0

8.0×10１７

4

0.045

2.9×10２０

25

2.5

1.1×10１８

5

0.06

7.4×10１７

26

3.0

1.7×10１６

6

0.07

4.9×10１７

27

3.5

4.8×10１２

7

0.075

4.2×10１９

28

4.0

4.8×10１２

8

0.1

2.1×10２０

29

4.5

2.2×10５

90.15

4.7×10１７30

5.0

2.2×10５

100.2

8.0×10１９

31

5.5

2.2×10５

11

0.3

1.6×10２０

32

6.0

2.2×10５12

0.4

9.3×10１８

33

6.5

2.6×10４13

0.45

4.6×10１８34

7.0

2.6×10４14

0.51

1.4×10１９

35

7.5

2.6×10４15

0.512

4.7×10１７

36

8.0

2.6×10４

16

0.6

2.1×10１９

37

10.0

7.9×10３17

0.7

2.3×10１９

38

12.0

4.0×10３18

0.8

7.2×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.4×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

4.6×10

１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.4×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-24

75

第 1-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(3/4)（格納容器ベント実施後）
群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

1.6×10１９

22

1.5

1.9×10１８2

0.02

1.8×10１９

23

1.66

1.9×10１７

3

0.03

2.0×10１９

24

2.0

4.1×10１７

40.045

4.0×10２０

25

2.5

4.1×10１７

50.06

6.1×10１７

26

3.0

9.4×10１５

6

0.07

4.1×10１７

27

3.5

3.5×10１１

7

0.075

5.9×10１９

28

4.0

3.5×10１１

8

0.1

2.9×10２０

29

4.5

3.6×10５

90.15

3.8×10１７30

5.0

3.6×10５

10

0.2

3.5×10１９

31

5.5

3.6×10５

11

0.3

7.1×10１９

32

6.0

3.6×10５12

0.4

1.1×10１９

33

6.5

4.1×10４13

0.45

5.7×10１８34

7.0

4.1×10４14

0.51

1.2×10１９

35

7.5

4.1×10４15

0.512

4.1×10１７

36

8.0

4.1×10４

16

0.6

1.8×10１９

37

10.0

1.3×10４17

0.7

2.1×10１９

38

12.0

6.3×10３18

0.8

8.3×10１８

39

14.0

0.0

19

1.0

1.7×10１９

40

20.0

0.0

20

1.33

3.9×10

１８

41

30.0

0.0

21

1.34

1.2×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-25

76

第 1-6 表 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
エネルギ群別ガンマ線積算線源強度(4/4)
（合計）

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

群

エネルギ
(MeV)

ガンマ線積算線源強度
(-)

1

0.01

3.7×10１９

22

1.5

6.5×10１８2

0.02

4.1×10１９

23

1.66

1.3×10１８

3

0.03

4.8×10１９

24

2.0

2.8×10１８

4

0.045

8.3×10２０

25

2.5

6.2×10１８

5

0.06

1.9×10１８

26

3.0

1.6×10１７

6

0.07

1.3×10１８

27

3.5

1.5×10１５

7

0.075

1.2×10２０

28

4.0

1.5×10１５

80.1

6.0×10２０

29

4.5

1.1×10６

90.15

1.3×10１８30

5.0

1.1×10６

100.2

1.7×10２０

31

5.5

1.1×10６

11

0.3

3.4×10２０

32

6.0

1.1×10６

12

0.4

2.7×10１９

33

6.5

1.2×10５13

0.45

1.4×10１９34

7.0

1.2×10５14

0.51

3.7×10１９

35

7.5

1.2×10５15

0.512

1.2×10１８36

8.0

1.2×10５

16

0.6

5.5×10１９

37

10.0

3.8×10４17

0.7

6.2×10１９

38

12.0

1.9×10４18

0.8

2.1×10１９

39

14.0

0.0

19

1.0

4.2×10

１９

40

20.0

0.0

20

1.33

1.3×10１９

41

30.0

0.0

21

1.34

4.1×10１７

42

50.0

0.0

59-10-添 1-26

77

原子炉建屋
第 1-2 図 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)

59-10-添 1-27

78

中央制御室内滞在時及び入退域時の評価点
第 1-2 図 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)

59-10-添 1-28

79

59-10-添 1-29

入率測定試験結果を基に設定する。

率測定試験結果の結果である
回/h と設定（添付 11 参照）

0.45 回／h に対して保守的に 1

4.2(1)b．既設の場合では，空気流入率は，空気流

非常用換気系作動時の空気流入

1 回／h

空気流入率

る。

間から保守的に設定動については，非常用電源の作動状態を基に設定す

4.3(3)f．原子炉制御室の非常用換気空調設備の作

起動時間

全交流動力電源喪失を考慮し，代替電源からの電源供給開始時

事象発生から 2 時間

同上

する。

常用換気系の中央制御室非率による除去効保守的に設定（添付 9,10 参照）

粒子フィルタフィルタユニットの設計値（高性能粒子フィルタ：99.97％）を

99％

常用換気系微中央制御室非効率

タによる除去を保守的に設定（添付 9,10 参照） タ効率の設定に際し，ヨウ素類の性状を適切に考慮

使用条件での設計値を基に設定する。なお，フィル

4.2(1)a．ヨウ素及びエアロゾルのフィルタ効率は，審査ガイドでの記載

よう素フィル

フィルタユニットの設計値（チ

選定理由ャコールフィルタ効率：97％）

95％

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)

常用循環設備

中央制御室非項目

第 1-7 表80

59-10-添 1-30

策所内でマスク着用を考慮する。その場合は，マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。

及び中央制御室内の放射性物質
濃度が下がるまでの時間についてマスクの着用を考慮。
（添付 12
参照）

時：50（その他の期間及びマスク着用を考慮しない場合は評価期

間中常時マスク着用なし）

防護係数4.2(3)c．原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対

事象発生から 3 時間及び入退域 中央制御室非常用換気系作動前―

マスクによる間として設定み運転を行う際に必要な運転時

室内環境が悪化して外気取り込

外気取り込み運転：3 時間

審査ガイドでの記載

量

閉回路循環運転が長期にわたり

選定理由

閉回路循環運転：27 時間

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)

外気取り込み項目

第 1-7 表81

59-10-添 1-31

ベント開始から 5 時間

待避室加圧時空気流入率

ボンベ加圧時：0 回／h（ベント開始時）

始時間

間

事象発生から約 19 時間後物質からのガンマ線による被ば

当からの空気流入がないと想定

空気ボンベにより加圧し，外部待避室への待避時は待避室内をきる時間として設定物質からの影響を十分に防護で中央制御室内に流入した放射性待避すると想定

ばくを防護するために待避室に放出される放射性物質からの被格納容器圧力逃がし装置によりくを十分に低減できる設計。

中央制御室内に流入した放射性選定理由

中央制御室内待避室設備条件

遮蔽厚：コンクリート 40cm 相評価条件

待避室加圧開待避室遮蔽

項目

第 1-8 表

―

―

―

―

審査ガイドでの記載

82

59-10-添 1-32

直 12 時間勤務として 7 日間の運転員一人当たりの中央制御室滞在時間割合を設定。な外の時間：約 0.2

格納容器ベント実施時：1

滞在時間割

合（7 日間退域に必要な時間を 15 分（片道）として，7日間の運転員一人当たりの入退域時間割合を設定。なお，格納容器ベント実施中（12 時

外の時間：約 0.008

格納容器ベント実施時：考

慮しない

間割合（7

日間当た

り）
間）は交替を行わないと想定（添付 13 参照）

運転員の勤務形態を 5 直 2 交替と想定し，入格納容器ベント実施時以

入退域時時

制御室に滞在すると想定（添付 13 参照）

お，格納容器ベント実施中（12 時間）は中央

運転員の勤務形態を 5 直 2 交替と想定し，1格納容器ベント実施時以

中央制御室

当たり）

選定理由

評価条件

運転員交替考慮条件

項目

第 1-9 表する事。

―

い。ただしその場合は実施のための体制を整備

3.74 条 1.b)③交代要員体制を考慮してもよ

審査ガイドでの記載

8359-10-添 1-33

エアロゾル：1.2 ㎝／s

無機よう素：1.2 ㎝／s

地表面への沈着速度（添付 14,15,16 参照）

有機よう素の乾性沈着速度は NRPB-R322

より設定

表面沈着濃度を計算する。

よる湿性沈着を考慮して地NUREG/CR-4551Vol.2※1 より設定
※２

面への乾性沈着及び降雨に面への沈着評価では，地表沈着速度（0.3cm／s）の 4 倍を設定。
エアロゾル及び無機よう素の乾性沈着速度は4.2.(2)d 放射性物質の地表――審査ガイドでの記載

線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性

ICRP Publication 71 に基づく

成人活動時の呼吸率を設定。

ICRP Publication 71 等に基づく

選定理由※2 英国 NRPB-R322-Atomosphere Dispersion Mpdelling Liaison Committee Annual Report※1 米国 NUREG／CR-4551 Vol.2“Evaluation of Severe Accident Risks：Quantification of Major Input Parameters”

希ガス：沈着無し

有機よう素：4×10㎝／s

1.2m３／h

呼吸率−３

成人実効線量換算係数を使用（主な核種を以下に示す）
I-131 ：2.0×10−８ Sv／Bq
I-132 ：3.1×10−１０ Sv／Bq
I-133 ：4.0×10−９ Sv／Bq
I-134 ：1.5×10−１０ Sv／Bq
I-135 ：9.2×10−１０ Sv／Bq
Cs-134：2.0×10−８ Sv／Bq
Cs-136：2.8×10−９ Sv／Bq
Cs-137：3.9×10−８ Sv／Bq
上記以外の核種は ICRP Pub.71
等に基づく

評価条件

線量換算係数，呼吸率及び地表への沈着速度の条件

線量換算係数項目

第 1-10 表

84

2 事象選定の考え方について

重大事故等時の中央制御室の居住性に係る被ばく線量は，中央制御
室内に取り込まれた放射性物質による被ばく及び地表面に沈着した放射性物質による被ばくが支配的であることから，放射性物質の放出量が多くなる事象が被ばく評価の観点から厳しくなる。
炉心損傷を前提とした重大事故では，大規模な放射性物質の放出が想定されるため，中央制御室の被ばく評価は厳しくなる。さらに，格
納容器圧力が高く維持される事象や炉心損傷時間が早い事象は中央制
御室の被ばく評価の観点から厳しくなる。
重大事故時における対応として，代替循環冷却系を使用せず，格納容器ベントによる格納容器除熱に期待する場合は，格納容器圧力の抑制のため格納容器ベント実施までは代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。格納容器スプレイによる圧力抑制効果を高くする観点で，格納容器圧力を比較的高い領域で維持するため，代替循環冷却系を使用する場合と比較して格納容器貫通部
等からの漏えい率が大きくなり，大気への放射性物質の放出量が多くな る 。 さ ら に ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達した時点で，格納容器ベントを実施するため，放射性物質の放出量が多くなる。
また，原子炉建屋ガス処理系の起動により，原子炉建屋から大気への放射性物質の放出率低減効果に期待できることから，事象進展が早く原子炉建屋ガス処理系の起動前の格納容器貫通部等からの漏えい量が多いほど，大気への放出量が多くなる。さらに，炉心損傷時間が早いほど，早期に格納容器内に放出される放射性物質は多くなるため，
59-10-添 2-1

85

格納容器貫通部からの漏えい量も多くなる。
以上より，代替循環冷却系を使用せず格納容器ベントを実施する場
合，更に，炉心損傷の時間が早く評価上想定している原子炉建屋ガス処理系の起動までの時間が長い場合には，放射性物質の放出量が多くなる。
第 2-1 表 に 重 大 事 故 事 象 の 中 央 制 御 室 被 ば く 評 価 へ の 影 響 を 示 す 。
第 2-1 表 に 示 す と お り ， 格 納 容 器 破 損 防 止 対 策 の 有 効 性 評 価 で 想 定 している炉心損傷を前提とした重大事故のうち，炉心損傷時間が早く，格納容器ベントを実施する「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗」の代替循環冷却系を使用しない場合が最も放射性物
質の放出量が多くなるため，この事象を中央制御室の被ばく評価で想定する事象として選定する。

59-10-添 2-2

86

第 2-1 表重大事故事象の中央制御室被ばく評価への影響
重大事故
ＤＣＨ

静的負荷シナリオ※１
事象

シナリオ※２中央制御室被ばく評価への影響

代替循環冷却

代替循環冷却

代替循環冷却系を使用する系を使用しな系を使用するい
格納容器圧力が

格納容器
ベント

実施しない

実施する

実施しない

高い状態で推移
すると，格納容

代替循環冷却

格納容器圧力代替循環冷却器からの漏えい系の使用によは高い状態で系の使用によ率 が 大 き く な

り格納容器内推移する。まり格納容器内り，放出量が多圧力は低い状た ，格 納 容 器 ベ

圧力は低い状くなる。

態で推移する。 ン ト 実 施 に 伴態で推移する。 格納容器ベント

い放射性物質を実施すると，を大気へ放出

放射性物質が大する。

気へ放出される
ため，放出量が
多くなる。

炉心損傷時

大気への放出率
約 4分

約 39 分

1,000K 到 達

大破断ＬＯＣＡを想定してお

静的負荷シナ屋ガス処理系の

時 間 を 想り，早期（原子炉建屋ガス処理

リオよりは遅起動（事象発生

定）系起動前）に炉心損傷に至る。

い が ，原 子 炉 建

2 時間後）まで

屋ガス処理系に，炉心損傷時

起動前に炉心間が早いほど放損傷に至る。

出 量 が 多 く な間（燃料被覆 管 温 度低減効果に期待できる原子炉建

る。

※1

※2

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 ）」 及 び 「 水 素 燃 焼 」 の 事 故 シ ー ケ ン ス 「 大 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧
炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却 失 敗 」（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 重 畳 を 考 慮 ）格 納 容 器 破 損 モ ー ド 「 高 圧 溶 融 物 放 出 ／ 格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 」， 「 原子 炉 圧 力 容 器 外 の 溶 融 燃 料 − 冷 却 材 相 互 作 用 」及 び「 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ
ー ト 相 互 作 用 」の 事 故 シ ー ケ ン ス「 過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 手 動 減
圧 失 敗 ＋ 炉 心 損 傷 後 の 手 動 減 圧 失 敗 ＋ Ｄ Ｃ Ｈ 」（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 重
畳 を 考 慮 ），「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心
冷 却 失 敗 ＋ Ｆ Ｃ Ｉ （ ペ デ ス タ ル ）， デ ブ リ 冷 却 失 敗 （ ペ デ ス タ ル ）」（ 全 交
流動力電源喪失の重畳を考慮）を想定

59-10-添 2-387

3 格納容器漏えい率の設定について

格納容器からの原子炉建屋への漏えい率は，ＭＡＡＰ内で模擬した漏えい孔の等価漏えい面積及び格納容器の圧力に応じて設定している。
模擬する漏えい孔の等価漏えい面積は，以下に示す格納容器圧力が最 高 使 用 圧 力 （ 310kPa[gage] （ 1Pd）） 以 下 の 場 合 と 最 高 使 用 圧 力 を 超過した後の場合の２種類を設定する。
ただし，ＭＡＡＰ解析においては，よう素の化学組成について考慮されておらず，全て粒子状よう素として扱われることから，無機よう
素及び有機よう素の格納容器漏えい率は別途設定する。

1． 格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 以 下 の 場 合
格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 以 下 の 場 合 ， 設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd で0.5％ ／ 日 ） を 基 に 算 出 し た 等 価 漏 え い 面 積 （ 約 3×10 − ６ m ２ ） を 設 定
し，ＭＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。

2． 格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 を 超 過 し た 場 合
格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 を 超 過 し た 場 合 ，2Pd で 漏 え い 率 1.3％
／ 日 と な る 等 価 漏 え い 面 積（ 約 7×10 − ６ m ２ ）を 設 定 し ，1.と 同 様 に Ｍ
ＡＡＰ内で圧力に応じた漏えい量を評価している。
2Pd に お け る 漏 え い 率 1.3％ ／ 日 は ， 以 下 の Ａ Ｅ Ｃ の 評 価 式 ， Ｇ Ｅの評価式及び定常流の式によって評価した漏えい率の結果を包絡する 値 と し て 設 定 し た 。こ れ ら の 式 は ，設 計 基 準 事 故 の 原 子 炉 冷 却 材 喪
失事象において格納容器漏えい率の評価に用いている理論式※１である 。 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd） 及 び 温 度 （ 200℃ ） ま で は ， 事 故 後 ７ 日 間
59-10-添 3-1

88

に 渡 り ，格 納 容 器 本 体 並 び に 開 口 部 及 び 貫 通 部 の 健 全 性 が 確 保 さ れ て
い る こ と を 確 認 し て い る こ と か ら ，こ れ ら の 理 論 式 を 用 い て 格 納 容 器
内 圧 力 （ 2Pd） 及 び 温 度 （ 200℃ ） に お け る 漏 え い 率 を 設 定 す る こ と は可能と判断した。

◯ＡＥＣの評価式

L
L

：

L

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 1.28％ ／ 日 】

L0 ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

Pt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pd ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）Rt ：事故時の気体定数※2Rd ：空気の気体定数Tt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 温 度 （ 200℃ ）【 473.15K】

Td ：設 計 格 納 容 器 内 温 度 (20℃ )【 293.15K】【 101.325kPa[abs]】【 523.7J／ Kg･K】【 287J／ Kg･K】

59-10-添 3-2

89◯ Ｇ Ｅ の 評 価 式 （ General Electric 社 の 漏 え い モ デ ル 式 ）

L

L0

1
1

L

：

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 0.51％ ／ 日 】

L0 ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

Pt ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pd ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pa ：格納容器外の圧力（大気圧）【 101.325kPa[abs]】◯定常流の式LL：

L0

事 故 時 の 格 納 容 器 漏 え い 率 （ 2Pd）

【 0.93％ ／ 日 】

L０ ：設 計 漏 え い 率 （ 0.9Pd）【 0.5％ ／ 日 】

ρｔ：

事故時の格納容器内気体の平均密度※３【 2.9kg／ m ３ 】

ρｄ：

設計温度・圧力における格納容器内気【 4.5kg／ m ３ 】

体の平均密度※４

Pｔ ：事 故 時 の 格 納 容 器 内 圧 力 （ 2Pd）

【 721kPa[abs]】

Pｄ ：設 計 圧 力 （ 0.9Pd）【 380kPa[abs]】

Pａ ：格納容器外の圧力（大気圧）※1「沸騰水型原子力発電所
成 16 年 1 月 ）」（ 株 式 会 社※2【 101.325kPa[abs]】

事 故 時 の 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て（ 平日立製作所）

事 故 時 の 気 体 定 数 Rｔ は ， 以 下 の 式 に よ り 算 出 し た 。

R ｔ [J ／ kg ･ K] ＝ モ ル 気 体 定 数 8.314[J ／ K ・ mol] ／ 平 均 分 子 量 Ｍ

59-10-添 3-3

90

[kg／ mol]
ＡＥＣの評価式より，事故時の気体定数が大きくなるほど漏えい率は高くなる。また，上記計算式より，事故時の気体定数は，
平均分子量が小さくなるほど大きくなる。事故時の格納容器内は水素，窒素及び水蒸気で構成されるため，分子量の小さい水素の割合が増加するほど平均分子量は小さくなり，結果として事故時の気体定数は大きくなる。平均分子量の設定に当たり，水素，窒素 及 び 水 蒸 気 の ガ ス 組 成 を 34％：33％：33％ と し ，水 素 の 割 合（ 34％ ）は ， 有 効 性 評 価 （「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過
圧 ・ 過 温 破 損 ）」） に お け る 水 素 発 生 量 （ 約 700kg（ 内 訳 ： ジ ル コ ニ
ウ ム − 水 反 応 約 324kg， ア ル ミ ニ ウ ム ／ 亜 鉛 の 反 応 約 246kg， 水の 放 射 線 分 解 約 115kg））を 包 含 し た 値 で あ る こ と か ら ，保 守 的 な設定であると考える。
※3

事故時の格納容器内気体の平均密度ρｔは，以下の式により算出した。

ρ ｔ [kg ／ m ３ ] ＝ 平 均 分 子 量 Ｍ [kg ／ mol] × 物 質 量 ｎ [mol] ／ 格 納
容 器 体 積 Ｖ [m ３ ]定常流の式より，事故時の格納容器内気体の平均密度が小さくなるほど漏えい率は大きくなる。また，上記計算式より，事故時の格納容器内気体の平均密度は，平均分子量が小さくなるほど小さ く な る 。平 均 分 子 量 は ※ 2 と 同 じ で あ り ，保 守 的 な 設 定 で あ る と考える。
※4

設計温度・圧力における格納容器内気体の平均密度ρｄは，以下の式により算出した。

ρ ｄ [kg ／ m ３ ] ＝ 乾 燥 空 気 密 度 （ 20 ℃ ） 1.205[kg ／ m ３ ]×( P ｄ [Pa]59-10-添 3-4

91

／ P ａ [Pa])3． 無 機 よ う 素 及 び 有 機 よ う 素 の 格 納 容 器 漏 え い 率(1) 無 機 よ う 素
他の核種と同様に格納容器圧力に応じて漏えい率が変動すると
考 え る が ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お い て 無 機 よ う 素 を 模 擬 し て い な い た め ，ＭＡＡＰ解析結果による格納容器圧力を基に漏えい率を設定する。
漏 え い 率 の 設 定 に 当 た っ て は ，第 3-1 図 の と お り Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結
果 に よ る 格 納 容 器 圧 力 を 包 絡 し た 格 納 容 器 圧 力 を 設 定 し ，そ の 格 納
容器圧力に対する漏えい率を設定している。
こ の よ う に 設 定 し た 漏 え い 率 は ， 0.9Pd 以 下 で 0.5％ ／ 日 ， 0.9Pd
超 過 で 1.3％ ／ 日 を 一 律 に 与 え る も の で あ り ， Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お け
る漏えい率を包絡した保守的な設定であると考える。

2Pd（ 1.3％ /日 ）0.9Pd
（ 0.5％ /日 ）第 3-1 図 格 納 容 器 圧 力 と 漏 え い 率 の 時 間 変 化（無機よう素の格納容器漏えい率の設定）

59-10-添 3-5

92

(2) 有 機 よ う 素
有 機 よ う 素 に つ い て も ，無 機 よ う 素 と 同 様 の 漏 え い 率 の 設 定 が 可
能 で あ る が ，有 機 よ う 素 が ガ ス 状 と し て 振 る 舞 う こ と 及 び 格 納 容 器
内 で の 除 去 効 果 を 受 け な い 点 で 希 ガ ス に 類 似 し て い る こ と か ら ，Ｍ
Ａ Ａ Ｐ 解 析 に お け る 希 ガ ス と 同 じ 挙 動 を 示 す も の と し ， 1. 及 び 2.に基づき漏えい率を設定する。

59-10-添 3-6

93

4

格納容器内での除去効果について

ＭＡＡＰにおけるエアロゾルに対する格納容器内の除去効果として，沈着，サプレッション・プールでのスクラビング及びドライウェルスプレイを考慮している。また，沈着については，重力沈降，拡散泳動，熱泳動，慣性衝突，核分 裂 生 成 物（ Ｆ Ｐ ）ガ ス 凝 縮 / 再 蒸 発 で 構 成 さ れ る 。
（「 重 大 事 故 等 対 策 の 有 効 性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部

ＭＡＡＰ」（抜粋）参照）「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の「第５部

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 」（ 抜 粋 ）59-10-添 4-1

94

59-10-添 4-2

95

ま た ， 除 去 効 果 に 対 す る 感 度 解 析 結 果 を 第 4- 1 図 に 示 す 。 な お ， 感 度 解 析 では，以下の式により格納容器内の除去効果を算出している。
格納容器内ＤＦ＝格納容器内へのＣｓＩ放出割合／ベントラインから大気へのＣｓＩ放出割合

第 4- 1 図

エアロゾルに対する格納容器内の除去効果（感度解析結果）

第 4- 1 図 よ り ， 全 除 去 効 果 を 考 慮 し た ベ ー ス ケ ー ス に お け る Ｄ Ｆ （ 10 ６ オ ーダ ー ） と の 比 較 か ら ， 重 力 沈 降 の Ｄ Ｆ は 10３ 程 度 ， ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ の Ｄ
Ｆ は 10 〜 10 ２ 程 度 で あ る こ と が わ か る 。 こ れ よ り ， 重 力 沈 降 及 び ド ラ イ ウ ェ ル
ス プ レ イ 両 方 に よ る Ｄ Ｆ は 1 0 ４ 〜 10 ５ 程 度 と な る た め ， エ ア ロ ゾ ル に 対 す る 格
納容器内の除去効果は重力沈降及びドライウェルスプレイの影響が大きいと考える。

59-10-添 4-3

96

5

格納容器内における無機よう素の自然沈着効果について

1． 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 の 設 定
格 納 容 器 内 で の 無 機 よ う 素 の 除 去 効 果 と し て ， 自 然 沈 着 率 9.0×10−４（ 1／ s）（ 格 納 容 器 内 の 最 大 存 在 量 か ら 1／ 200 ま で ）を 用 い て い る 。

以下に，自然沈着率の算出に関する概要を示す。
格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 に つ い て ，財 団 法 人 原 子
力 発 電 技 術 機 構 （ 以 下 「 Ｎ Ｕ Ｐ Ｅ Ｃ 」 と い う 。） に よ る 検 討 「 平 成 9
年 度 Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の ソ ー ス タ ー ム を 用 い た 放 射 性 物 質 放 出 量 の 評
価 に 関 す る 報 告 書（ 平 成 10 年 3 月 ）」に お い て ，Ｃ Ｓ Ｅ（ Containment
Systems Experiment） A6 実 験 に 基 づ く 値 が 示 さ れ て い る 。
格 納 容 器 内 で の 無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 を λ d（ μ g／ m ３ ）と す る と ，格 納 容 器 内 に お け る 無 機 よ う 素 濃 度 ρ の 濃 度 変 化（ 1／ s）は 式 １ で 表
さ れ ， 自 然 沈 着 率 λ d は 時 刻 t0 に お け る 無 機 よ う 素 濃 度 ρ 0 と 時 刻 t1
における無機よう素濃度ρ1 を用いて式２のとおりとなる。

ρ

λ

λ ρ

log

（式１）
ρ
ρ

（式２）

な お ， Ｎ Ｕ Ｐ Ｅ Ｃ の 報 告 書 で は ， Nuclear Technology“ Removal of
Iodine and Particles by Sprays in the Containment Systems
Experiment” の 記 載 （ Ｃ Ｓ Ｅ Ａ ６ 実 験 ） よ り ， 時 刻 0 分 に お け る 無
機 よ う 素 の 気 相 濃 度 10 ５ μ g／ m ３ 及 び 時 刻 30 分 に お け る 無 機 よ う 素 の気 相 濃 度 1.995×10 ４ μ g／ m ３ を 上 式 に 代 入 す る こ と で ，式 ３ の と お り ，

59-10-添 5-1

97

無 機 よ う 素 の 自 然 沈 着 率 9 .0 ×1 0 − ４ （ 1 ／ s ） を 算 出 し た と し て い る 。

log

λ

.

9.0

10

（式３）

こ の 自 然 沈 着 率 は ，BNWL-1244，“ Removal of Iodine and Particles
fromContainment

AtmospheresbySpray-Containment

Systems

Experiment Interim Report” の Ｃ Ｓ Ｅ Ａ ６ 実 験 に よ る 無 機 よ う 素 の
気 相 部 濃 度 の 時 間 変 化 を 表 す 図 に 基 づ く も の で あ る 。時 刻 0 分 か ら 30
分 の 濃 度 変 化 は ，よ う 素 の 浮 遊 量 が 多 く ，格 納 容 器 ス プ レ イ を 考 慮 して い な い 事 故 初 期 の 状 態 を 模 擬 し て い る と 考 え ら れ る 。（ 第 5-1 図 参照）

第 5-1 図CSE A6 実 験 に よ る 無 機 よ う 素 の 濃 度 変 化 図

59-10-添 5-2

98

2． Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 の 適 用 に つ い て
Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 条 件 と 東 海 第 二 発 電 所 の 評 価 条 件 の 比 較 を 第 5-1 表 に 示す。

第 5-1 表ＣＳＥ実験条件と東海第二発電所の評価条件の比較
Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 の Ru n N o.
Ａ６
Ａ５※３
Ａ１１※３
蒸気＋空気
同左
同左
※ １ ,※ ２

東海第二発電所

雰囲気
同左
雰囲気圧力
約 0. 20
約 0. 22
約 0. 24
約 0.47 以 下 ※ ４（ MP a[ga ge]）
雰囲気温度
約 12 0約 12 0約 12 0約 200 以 下 ※ ４
（℃）
格納容器
間欠※５
なし
なし
間欠※６
スプレイ
※ 1 R.K.Hilliard et.al,“ Removal of iodine and particles by sprays in
the containment systems experiment” , Nucl. Technol. Vol 10
pp499-519, 1971
※ 2 R.K.Hilliard et.al,“ Removal of iodine and particles fromcontainment atmospheries by sprays” , BNWL-1244※ 3 R.K.Hilliard and L.F.Coleman,“ Natural transport effects on
fission product behavior in the containment systems experiment” ,BNWL-1457※4 評価事故シーケンスにおける格納容器内の雰囲気圧力及び温度のＭＡ
ＡＰ解析結果より記載※ 5 A6 実 験 は ス プ レ イ を 伴 う 実 験 だ が ，自 然 沈 着 率 の 算 出 に は 1 回 目 の ス
プレイ実施前における格納容器内の濃度変化より設定している※6 格納容器スプレイを実施するが，評価上は無機よう素の除去効果に対しては自然沈着のみ考慮し，格納容器スプレイによる除去効果は考慮
しない

スプレイを使用していないＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における
無 機 よ う 素 の 格 納 容 器 内 気 相 部 濃 度 の 時 間 変 化 を 第 5-2 図 に 示 す 。
初期の沈着についてはＡ６と同様の傾向を示すとともに，初期濃度より数百分の 1 程度まで低下した後は緩やかとなる傾向が見られる。
ま た ， 米 国 SRP6.5.2 で は ， 格 納 容 器 内 の 無 機 よ う 素 濃 度 が 1／ 200になるまでは無機よう素の除去が見込まれるとしている。

59-10-添 5-3

99

第 5-2 図

ＣＳＥ Ａ５及びＡ１１実験における無機よう素の格納容器
内気相部濃度の時間変化

自然沈着率は，評価する体系の体積と内表面積の比である比表面積の影響を受け，比表面積が大きいほど自然沈着率は大きくなると考えられるため，ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較を
第 5-2 表 に 示 す 。 表 か ら Ｃ Ｓ Ｅ 実 験 と 東 海 第 二 発 電 所 の 比 表 面 積 は同程度となっていることが確認できる。

第 5-2 表ＣＳＥ実験と東海第二発電所の比表面積の比較
ＣＳＥ実験体系

東海第二発電所

体 積 （ m３ ）約 60 0

約 5, 700

表 面 積 （ m２ ）約 57 0

約 5, 900

比 表 面 積 （ 1／ m）

約 0. 96

約 1. 04

59-10-添 5-4

100

6

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の ス ク ラ ビ ン グ に よ る 除 去 効 果（ 無 機 よう素）についてサプレッション・プールでのスクラビングによる無機よう素の除去
効 果 と し て ， Standard Review Plan 6.5.5 に 基 づ き Ｄ Ｆ 10 を 設 定 し て
い る 。 こ れ は Standard Review Plan 6.5.5 に お い て ，「 無 機 よ う 素 のスクラビングによる除去効果として，Ｍａｒｋ‐Ⅱ及びＭａｒｋ‐Ⅲに 対 し て Ｄ Ｆ 10 以 下 ， Ｍ ａ ｒ ｋ ‐ Ⅰ に 対 し て Ｄ Ｆ 5 以 下 を 主 張 す る 場
合は，特に計算を必要とせず容認しても良い」との記載に基づくもの
で あ り（ 抜 粋 参 照 ），東 海 第 二 発 電 所 は Ｍ ａ ｒ ｋ ‐ Ⅱ の た め Ｄ Ｆ 10 を 適用することとした。

「 Standard Review Plan 6.5.5」（ 抜 粋 ）59-10-添 6-1

101

7

格納容器外への核分裂生成物の放出割合の設定について

大気への放出量は，炉心内蔵量に格納容器外への放出割合を乗じる
こ と で 算 出 す る 。（ 参 考 1 参 照 ））格 納 容 器 外 へ の 放 出 割 合 の 評 価 に 当 た っ て は ，想 定 事 故 シ ナ リ オ「 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）において原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，そのプラント状態を模擬可能なＭＡＡＰコードを用いる
こ と と す る が ，以 下 の 考 察 か ら ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を 用 い て 一 部
補 正 す る 。Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 を 第 7-1 表 に ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を
用 い て 一 部 補 正 し た 結 果 を 第 7-2 表 に 示 す 。
第 7-1 表
核種
グループ
希ガス類
CsI 類
CsOH 類
Sb 類
TeO ２ 類SrO 類
BaO 類
MoO ２ 類CeO ２ 類La ２ O ３ 類

放出割合の評価結果（ＭＡＡＰ解析）

格納容器から原子炉建屋への漏えい割合約 4. 3×10 − ３
約 6. 3×10 − ５
約 3. 2×10 − ５
約 7. 6×10 − ５
約 4. 5×10 − ５
約 8. 6×10 − ５
約 9. 2×10 − ５
約 9. 2×10 − ５
約 1. 6×10 − ５
約 1. 6×10 − ５

格納容器圧力逃がし装置への放出割合
約 9. 5×10 − １
約 1. 1×10 − ６
約 4. 0×10 − ７
約 2. 7×10 − ６
約 3. 9×10 − ７
約 2. 6×10 − ５
約 1. 6×10 − ５
約 3. 5×10 − ６
約 1. 1×10 − ５
約 1. 1×10 − ５※ 小数点第 2 位以下切上げ

59-10-添 7-1

102

第 7-2 表 放 出 割 合 の 評 価 結 果（中・低揮発性の核種グループに対する補正後）
核種
格納容器から原子炉建屋へ
格納容器圧力逃がし装置へのグループの漏えい割合※１
放出割合※１
希ガス類
約 4. 3×10 − ３
約 9. 5×10 − １−５CsI 類
約 6. 3×10
約 1. 1×10 − ６
CsOH 類
約 3. 2×10 − ５
約 4. 0×10 − ７
※２
−５
Cs 類
約 3. 4×10
約 4. 5×10 − ７
Sb 類
約 6. 8×10 − ６
約 9. 0×10 − ８−６
TeO ２ 類
約 6. 8×10
約 9. 0×10 − ８
SrO 類
約 2. 7×10 − ６
約 3. 6×10 − ８−６BaO 類
約 2. 7×10
約 3. 6×10 − ８
MoO ２ 類
約 3. 4×10 − ７
約 4. 5×10 − ９−８
CeO ２ 類
約 6. 8×10
約 9. 0×10 − １ ０
La ２ O ３ 類
約 2. 7×10 − ８
約 3. 6×10 − １ ０※1 小数点第 2 位以下切上げ※ 2 Cs I 類 及 び Cs OH 類 の 値 か ら 評 価 （ 評 価 式 は 式 1 ）①ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実について
第 7-1 表 に よ る と ， 高 揮 発 性 核 種 （ Ｃ ｓ Ｉ ， Ｃ ｓ Ｏ Ｈ ） の ベ ン ト ラ
イ ン か ら の 放 出 割 合（ 10 − ６ 〜 10 − ７ オ ー ダ ー ）と 比 べ ，中 ・ 低 揮 発 性 核
種 の 放 出 割 合 が 大 き い （ 10 − ５ オ ー ダ ー ） と い う 結 果 に な っ て い る 。
一方，ＴＭＩや福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が発生した場合に最も多く放出される粒子状物質は，よう素やセシウ
ム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べて少量であることがわかっている。
第 7-3 表 は ， Ｔ Ｍ Ｉ 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炉心内蔵量の半分程度放出される一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器に保持されているという評価となっている。

59-10-添 7-2

103

第 7-3 表
核種

ＴＭＩ事故後に評価された放射性核種の場所毎の存在量
低揮発性
１４４

１５４

（単位：％）
高揮発性

中揮発性
１５５

９０

１０６

１２５

１３７

１２９

８５

Ce
Eu
Eu
Sr
Ru
Sb
Cｓ
I
Kr
原子炉建屋
原子炉容器
105.4
122.7
109.5
89.7
93.2
117.2
40.1
42
30
原子炉冷却系
1
0.2
3
1
†
54
地階水，気相タンク類
0.01
2.1
0.5
0.7
47
(47)
補助建屋
0.1
0.7
5
7
合計
105
122
110
93
94
119
95
97
85
† 広範囲のＩ濃度測定値と多量のデブリ（おもに地下水沈殿物）のため，ここでの保持量は炉心インベントリ−を大きく上回る分析結果となってしまう。したがって，ここに保持されたＩのインベントリーはＣｓと同等であると考える。

※存在割合＝サンプル試料の分析結果／ＯＲＩＧＥＮ２コード解析結果
出 典：「 Ｔ Ｍ Ｉ − 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 Vo l.3 2 ， No .4（ 199 0））」

ま た ， 第 7-4 表 は ， 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 後 に 実 施 さ れ た 発 電所敷地内の土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮発性核種（セシウムやよう素）であり，多くの中・低揮発性核種は不検出（ＮＤ）という結果となっている。

第 7-4 表 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 後 に 検 出 さ れ た
土壌中の放射性核種

出 典：東 京 電 力（ 株 ）HP（ http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）

59-10-添 7-3

104

②各元素の放出挙動について
燃料からの核分裂生成物の放出及び移行挙動に関する研究結果より，各元素の放出挙動は以下のように整理されており※１，高揮発性核種が高温でほぼ全量放出されるのに対し，中・低揮発性核種は雰囲気条件に大きく左右される。
希ガス：高温にてほぼ全量放出される。
Ｉ ，Ｃ ｓ：高 温 に て ほ ぼ 全 量 放 出 さ れ る 。放 出 速 度 は 希 ガ ス と 同 等 。
Ｓ ｂ ，Ｔ ｅ：被 覆 管 と 反 応 し た 後 ，被 覆 管 の 酸 化 に 伴 い 放 出 さ れ る 。
Ｓ ｒ ， Ｍ ｏ ， Ｒ ｕ ， Ｒ ｈ ， Ｂ ａ ： 雰 囲 気 条 件 （ 酸 化 条 件 or 還 元 条件）に大きな影響を受ける。
Ｃ ｅ ，Ｎ ｐ ，Ｐ ｕ ，Ｙ ，Ｚ ｒ ，Ｎ ｂ：高 温 状 態 で も 放 出 速 度 は 低 い 。
※1「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチ
ニ ド の 放 出 挙 動 評 価 の た め の 研 究 （ JAEA-Review 2013-034 ，2013 年 12 月 ）」③補正について① 及 び ② よ り ， 第 7-1 表 の 中 ・ 低 揮 発 性 核 種 の 放 出 割 合 が 高 揮 発性核種よりも大きいという結果は実態に即しておらず，これは，Ｍ
ＡＡＰ解析において，中・低揮発性核種の放出割合が過度に大きく評価されたためと考えられ，要因としては，溶融燃料が再冠水し溶
融燃料の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表面からの放射性物
質の放出評価において溶融燃料の平均温度を参照して放出量を評価していることや，溶融燃料上部の水によるスクラビング効果を考慮していないことが挙げられる。なお，ＭＡＡＰコードの開発元であるＥＰＲＩからも，以下の報告がなされている。
59-10-添 7-4105

・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ｒｕ及びＭｏ）の放出について，低温の溶融燃料表面付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，ＭＡＡＰ解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Ｍ ｏ の 放 出 量 評 価 に つ い て ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 よ り も Ｍ Ａ Ａ Ｐ の 方が放出量を多く評価する。
したがって，ＴＭＩ事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った，環境中への放出量を評価するため，中・低揮発性核種の放出割合を補正することとした。補正するに当たり，ＴＭＩ事故を契機として行われたシビアアクシデントに係るソースターム研究を踏まえ，被覆管材であるジルコニウムの酸化量の違い等により核分裂生成物の放出量や放出タイミングに相違が生じることを考慮し，ＢＷＲ及びＰ
ＷＲそれぞれに対して放出割合を設定する等，より現実的なソースタ
ー ム の 設 定 を 目 的 と し て 制 定 さ れ た Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 を 利 用 する。事象発生後，炉心損傷が開始し，原子炉圧力容器が破損するまでの Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 想 定 の 比 較 を 第 7-5 表 の と お り
であり，想定事故シーケンスでは重大事故等対処設備による原子炉注
水 に よ り 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 に は 至 ら な い が ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 想 定とＭＡＡＰ解析の事象進展に大きな差はなく，本評価においてＮＵＲ
Ｅ Ｇ -1465 の 知 見 は 利 用 可 能 と 判 断 し て い る 。

59-10-添 7-5

106

第 7-5 表

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 事 象 進 展 と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 146 5 の 想 定 の 比 較
燃 料 被 覆 管 損 傷 が 開 始 し ，ギャップから放射性物質が放出される期間炉心溶融が開始し，溶融燃
料が原子炉圧力容器破損するまでの期間ＭＡＡＰ

約 4 分 〜 約 27 分 ※ １

約 2 7 分 〜 約 3.3 時 間 ※ ２

Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -146 5〜 30 分

30 分 〜 2 時 間※1※2

炉 心 損 傷 開 始 （ 燃 料 被 覆 管 1,00 0 ） 〜 燃 料 溶 融 開 始 （ 燃 料 温 度 2 ,50 0 ）原 子 炉 注 水 を し な い 場 合 に お け る 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 間 (本 評 価 に お いては原子炉注水により原子炉圧力容器破損には至らない)

以 下 ，各 核 種 グ ル ー プ に お け る 放 出 割 合 の 具 体 的 な 評 価 手 法 を 示 す 。
(1)希ガスグループ，ＣｓＩグループ，ＣｓＯＨグループ
希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，ＭＡＡＰ

解析結果から得られた放出割合を採用する。
なお，Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯ
Ｈ グ ル ー プ の 放 出 割 合 ，I 元 素 と Ｃ ｓ 元 素 の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心
内 蔵 重 量 よ り ， 式 1 を 用 い て 評 価 す る 。（ 式 1 の 導 出 過 程 は ， 参 考
2 参照）

−

FCs T
FCｓ OH T
FCｓ I T
MI
MCｓ
WI
WC ｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時刻 T におけるＣｓＯＨグループの放出割合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉心内蔵重量：停止直後のＣｓの炉心内蔵重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量59-10-添 7-6

107

(2) 中 ・ 低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ
中 低 揮 発 性 の 核 種 グ ル ー プ に つ い て は ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 か ら 得 ら れた 放 出 割 合 は 採 用 せ ず ，Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 の 結 果 か ら 得 ら れ た Ｃ ｓ の 放
出 割 合 ， 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -１ ４ ６ ５ の 知
見を利用して放出割合を評価する。
こ こ で ，中・低 揮 発 性 の 核 種 に お け る 放 出 割 合 の 経 時 的 な 振 る 舞
い は ，格 納 容 器 ベ ン ト か ら の 放 出 に つ い て は 希 ガ ス ，原 子 炉 建 屋 への 漏 え い に つ い て は Ｃ ｓ と 同 一 に な る も の と し ※ 2， 事 象 発 生 か ら
168 時 間 経 過 時 点 に お け る Ｃ ｓ 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 Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 で 得 ら れ た 比 率 に 等 し い とし て ， 式 2 及 び 式 3 に 基 づ き 評 価 す る 。 ま た 、 第 7-6 表 に ， Ｎ Ｕ Ｒ
Ｅ Ｇ -1465 で 評 価 さ れ た 格 納 容 器 内 へ の 放 出 割 合 を 示 す 。

【格納容器圧力逃がし装置への放出】＝

168（ 式 2）【格納容器から原子炉建屋への漏えい】＝（ 式 3）

F i T ：時 刻 T に お け る i 番 目 の Ｍ Ａ Ａ Ｐ 核 種 グ ル ー プ の 放 出 割 合
FNG T ： 時 刻 T に お け る 希 ガ ス グ ル ー プ の 放 出 割 合
FCS T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ の 放 出 割 合γi ： Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 に お け る i 番 目 の Ｍ Ａ Ａ Ｐ 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： Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 に お け る Ｃ ｓ に 相 当 す る 核 種 グ ル ー プ の格納容器への放出割合※2

格納容器内に放出された中・低揮発性の核種グループは，粒子状として振る舞い，沈着やドライウェルスプレイ等に

59-10-添 7-7

108よる除去効果を受けると考えられる。したがって，中・低揮発性の核種グループの原子炉建屋への漏えいについては，沈着等による除去効果を受けるＣｓの振る舞いに近いと考えられる。
また，中・低揮発性の核種グループは，Ｃｓに比べて格納容器内に放出される量が少なく，壁面等への付着量も少ない。したがって，格納容器圧力逃がし装置への放出については，格納容器ベントに伴い大気に放出された後も，壁面等に付着した放射性物質の再浮遊に伴い大気への放出が生じるＣｓではなく，格納容器気相部に浮遊し，壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻に お け る 放 出 割 合 」は ，「各時刻における希ガスグループ又はＣｓの放出割合」に比例するものとする。

第 7-6 表Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -１ ４ ６ ５ 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※
Cs
0.25
TeO ２ ， Sb
0.05
SrO ， BaO
0.02
MoO ２
0.00 25
CeO ２
0.00 05
La ２ O ３
0.00 02※ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ - 146 5 の Ta ble 3.1 2「 G ap Re leas e」 及 び 「 E arly In-V esse l」の値の和（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1 465 で は ，「 Gap Rel eas e」，「 E arly In- Ves sel」，「 Ex -Ves sel」
及 び「 Lat e In -Ve sse l 」の 各 事 象 進 展 フ ェ ー ズ に 対 し て 格 納 容 器 内 へ の
放 出 割 合 を 与 え て い る 。本 評 価 事 象 は 原 子 炉 圧 力 容 器 が 健 全 な 状 態 で 事
故 収 束 す る た め ，原 子 炉 圧 力 容 器 損 傷 前 ま で の 炉 心 か ら の 放 出 を 想 定 する 「 Gap Rel eas e」 及 び 「 Earl y I n-V ess el 」 の 値 を 用 い る 。）

59-10-添 7-8

109

参考 1

大気への放出量評価過程について

大気への放出量は，「 核 種 ご と に 評 価 し た 炉 心 内 蔵 量 」に「 Ｍ Ａ Ａ Ｐ
により評価した核種グループごとの格納容器外への放出割合」を乗じることで算出する。本評価において考慮したＭＡＡＰにおける核種グ
ル ― プ と 各 グ ル ー プ の 核 種 を 第 7-7 表 に 示 す 。 な お ， Ｍ Ａ Ａ Ｐ に お け
る 核 種 グ ル ー プ と Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 1465 に お け る 核 種 グ ル ー プ の 比 較 は 第
7-1 図 の と お り で あ り ，分 類 数 に 違 い は あ る が ，取 り 扱 っ て い る 核 種 は同等である。

第 7-7 表ＭＡＡＰにおける核種グル―プと各グループの核種

核種グループ

核種

希ガス類

Ｋｒ，Ｘｅ

ＣｓＩ類

Ｉ

ＣｓＯＨ類

Ｃｓ，Ｒｂ

Ｓｂ類

Ｓｂ

ＴｅＯ２類

Ｔｅ

ＳｒＯ類

Ｓｒ

ＢａＯ類

Ｂａ

ＭｏＯ２類

Ｍｏ，Ｃｏ，Ｔｃ，Ｒｕ，Ｒｈ

ＣｅＯ２類

Ｃｅ，Ｎｐ，Ｐｕ
Ｌａ，Ｙ，Ｚｒ，Ｎｂ，

Ｌａ２Ｏ３類Ｐｒ，Ｎｄ，Ａｍ，Ｃｍ※本評価において「Ｔｅ２類」及び「ＵＯ２類」の核種グループに対するＭＡＡＰ解析結果がゼロのため，対象外とした。

59-10-添 7-9

110

第 7-1 図

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ − 1465 に お け る 核 種 グ ル ー プ の（「 重 大 事 故 等 対 策 の 有 効 性 評 価 に 係 る シ ビ ア ア ク シ デ ン
ト解析コードについて」の「第５部

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 」（ 抜 粋 ））59-10-添 7-10

111

参考 2

Ｃｓの放出割合の評価式について

Ｃｓの放出割合については，ＣｓＩグループ及びＣｓＯＨグループの 放 出 割 合 ，I 及 び Ｃ ｓ の 原 子 炉 停 止 直 後 の 炉 心 内 蔵 重 量 並 び に Ｉ 及 び
Ｃｓの分子量を用いて，下記の式 1 により評価している。ここでは，
式 1 の導出過程について示す。

−

FCs T
FCｓ OH T
FCｓ I T
MI
MCｓ
WI
WC ｓ

(式 1)

：時刻 T におけるＣｓの放出割合：時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｏ Ｈ グ ル ー プ の 放 出 割 合：時刻 T におけるＣｓＩグループの放出割合：停止直後のＩの炉心内蔵重量：停止直後のＣｓの炉心内蔵重量：Ｉの分子量：Ｃｓの分子量

1． Ｃ ｓ Ｉ に 含 ま れ る Ｃ ｓ
Ｉ は 全 て Ｃ ｓ Ｉ と し て 存 在 し て い る た め ，Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ
は ，Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｉ の 重 量 に Ｉ 及 び Ｃ ｓ の 分 子 量 の 比 を 乗 ず る
ことで算出する。

MCs CsI T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ の 放 出 量

59-10-添 7-11112

2． Ｃ ｓ Ｏ Ｈ に 含 ま れ る Ｃ ｓ
ＣｓはＣｓＩ又はＣｓＯＨのいずれかの形態で存在しているため，
Ｃ ｓ Ｏ Ｈ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ は ，１ ．で 算 出 し た Ｃ ｓ Ｉ 中 に 含 ま れ る Ｃ
ｓを差引くことで算出する。

MCs OH T ： 時 刻 T に お け る Ｃ ｓ Ｏ Ｈ 中 に 含 ま れ る Ｃ ｓ の 放 出 量

3． Ｃ ｓ の 放 出 割 合
1．及 び 2．で 得 ら れ た Ｃ ｓ の 放 出 量 を Ｃ ｓ の 炉 心 内 蔵 重 量 で 除 す る
ことで，Ｃｓの放出割合を算出する。

−

59-10-添 7-12

113

参考 3

Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 に つ い て

被ばく評価への寄与が大きい核種に対するＭＡＡＰ解析結果及びＮ
Ｕ Ｒ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 を 第 7-8 表 に 示 す 。第 7-8 表 の と お り ，Ｃ ｓ 及
びＩについてはＭＡＡＰ解析結果の方が大きい。また，希ガスについて は ，Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合 の 方 が 大 き い が ，こ れ は 東 海 第 二 の想定事故シナリオでは，原子炉注水により炉心が再冠水することで炉心内に健全な状態の燃料が一部存在するためと考える。

第 7-8 表Ｍ Ａ Ａ Ｐ 解 析 結 果 及 び Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 の 放 出 割 合
ＭＡＡＰ

Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1465 ※

希ガス

0.95

1

Ｉ

0.78

0.30

Ｃｓ

0.37

0.25

※ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ - 146 5 の T abl e3. 12「 Gap R elea se」 及 び 「 Ear ly In- Vess el」の値の和（ Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ -1 465 で は ，「 Gap Rel eas e」，「 E arly In- Ves sel」，「 E x -Ves sel 」
及 び 「 La te In- Ves se l 」 の 各 事 象 進 展 フ ェ ー ズ に 対 し て 格 納 容 器 内 へ の放出割合を与えている。本評価事象は原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定す
る 「 Gap Rel eas e」 及 び 「 Earl y I n-V ess el 」 の 値 を 用 い る 。）

59-10-添 7-13

114

8

重大事故時の居住性評価（被ばく評価）に用いる大気拡散の評価について

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。評価対象方位を第 8-1 図から第 8-4 図に，各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果を第 8-1 表に示す。

第 8-1 図中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：中央制御室中心）59-10-添 8-1

115

第 8-2 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：格納容器圧力逃がし装置排気口，評価点：建屋出入口）

59-10-添 8-2

116

第 8-3 図

中央制御室滞在時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：中央制御室中心）59-10-添 8-3

117

第 8-4 図

入退域時の評価対象方位（風向）（放出源：原子炉建屋側壁，評価点：建屋出入口）

59-10-添 8-4

118

第 8-1 表

各評価点における相対濃度及び相対線量の評価結果
相対濃度
（χ／Q）
（s／m ３ ）

相対線量
(D／Q)
(Gy／Bq)

中央制御室中心（55m）

SW，WSW，W，
WNW，NW，NNW，
3.7×10 − ４
N，NNE，NE
（9 方位）

8.8×10 -19

建屋出入口
（45m）

SSW，SW，WSW，W，WNW，NW，
3.7×10 − ４
NNW，N，NNE（9 方位）

9.4×10 -19

中央制御室中心（10m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.3×10 − ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

建屋出入口
（15m）

S，SSW，SW，WSW，W，WNW，
8.2×10 − ４
NW，NNW，N（9 方位）

2.9×10 -18

評価点（放出源からの距離）

評価対象

室内
格納容器
作業時
圧力逃が
し装置出
口配管

入退域時

室内
建屋放出

作業時

着目方位

（原子炉
建屋側壁）
入退域時

室内
非常用 ガ
作業時

中央制御室中心（100m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

8.8×10 -２ ０

建屋出入口（110m）

W(1 方位)

3.0×10 -６

9.0×10 -２ ０

ス処理 系
出口放出

入退域時

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。評価結果を第 8-2 表に示す。

59-10-添 8-5

119

第 8-2 表

相対濃度及び相対線量の値（1/3）（格納容器圧力逃がし装置放出）

室内作業時
入退域時

相対濃度
累積出現頻度値(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 3.7×10 − ４
97.001
約 3.7×10 − ４
97.013
約 3.7×10 − ４…
…
…
…
96.990
約 3.7×10 − ４
97.001
約 3.7×10 − ４
97.013
約 3.7×10 − ４…
…

第 8-2 表相対線量
累積出現頻度値(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 8.8×10 − １ ９
97.001
約 8.8×10 − １ ９
97.013
約 8.8×10 − １ ９…
…
…
…
96.990
約 9.4×10 − １ ９
97.001
約 9.4×10 − １ ９
97.013
約 9.4×10 − １ ９…
…

相対濃度及び相対線量の値（2/3）（建屋放出）

室内作業時

相対濃度
累積出現頻度(％)

値(s／m ３ )相対線量
累積出現頻度値(％)(Gy／Bq)

入退域時…
96.99097.00197.013…

…
約 8.3×10 − ４
約 8.3×10 − ４
約 8.3×10 − ４…

…
96.99097.00197.013…

…
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８…

…
96.99097.00197.013…

…
約 8.2×10 − ４
約 8.2×10 − ４
約 8.2×10 − ４…

…
96.99097.00197.013…

…
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８
約 2.9×10 − １ ８…

第 8-2 表相対濃度及び相対線量の値（3/3）（非常用ガス処理系出口放出）

室内作業時
入退域時

相対濃度
累積出現頻度値(％)(s／m ３ )…
…
96.990
約 3.0×10 − ６
97.001
約 3.0×10 − ６
97.013
約 3.0×10 − ６…
…
…
…
96.990
約 3.0×10 − ６
97.001
約 3.0×10 − ６
97.013
約 3.0×10 − ６
…
…

相対線量
累積出現頻度値(％)(Gy／Bq)…
…
96.990
約 8.8×10 − ２ ０
97.001
約 8.8×10 − ２ ０
97.013
約 8.8×10 − ２ ０…
…
…
…
96.990
約 9.0×10 − ２ ０
97.001
約 9.0×10 − ２ ０
97.013
約 9.0×10 − ２ ０…
…

59-10-添 8-6

120

9

フィルタの除去性能について

中央制御室の居住性評価に係る被ばく評価において，中央制御室換
気空調系での放射性物質の除去を前提としているため、そのフィルタ性能に期待している。評価事故シナリオにおけるフィルタのよう素及び粒子状物質の捕集量を評価し，フィルタに捕集できる容量が確保され て い る こ と を 確 認 し て い る 。以 下 に ，評 価 方 法 及 び 評 価 結 果 を 示 す 。

1. フ ィ ル タ へ の 捕 集 量 の 評 価 条 件
フィルタに捕集されるよう素及び粒子状物質の重量評価の条件を以下のとおり設定する。
①

よ う 素 重 量 の 評 価 に お い て ， 安 定 核 種 と し て I-127 及 び I-129を考慮する。

②

第 9-１ 表 に 示 す 炉 心 内 蔵 量 を 評 価 に 用 い る 。

③

よう素用チャコールフィルタの捕集量評価においては，よう素の 化 学 組 成 を 有 機 よ う 素 4％ ， 無 機 よ う 素 96％ と す る 。

④

粒子用高効率フィルタの捕集量評価においては，よう素の全量が粒子状よう素として設定する。

⑤

中央制御室換気空調系の再循環フィルタ（よう素用チャコール
フィルタ及び粒子用高効率フィルタ）における捕集量評価については，大気放出量評価における格納容器圧力逃がし装置の除染 係 数 は 考 慮 し な い 。ま た ，フ ィ ル タ の 除 去 効 率 は 100％ と し て
評 価 す る 。（ 第 9-1 図 及 び 第 9-2 図 参 照 ）59-10-添 9-1

121

第 9-1 表

炉心内蔵量（安定核種含む）

核種グループ

炉 心 内 蔵 量 （ kg）

よう素類

約 2.4×10 １

Ｃｓ類

約 1.5×10 ２

Ｓｂ類

約 3.2×10 − ２

Ｔｅ類

約 5.9×10 − １

Ｓｒ類

約 6.8×10 １

Ｂａ類

約 2.2×10 ０

Ｒｕ類

約 1.9×10 １

Ｃｅ類

約 8.0×10 ２

Ｌａ類

約 2.8×10 １

合計

約 1.1×10 ３

59-10-添 9-2

122

2.

フィルタへの捕集量の評価結果
フ ィ ル タ の 捕 集 量 評 価 結 果 は 第 9-2 表 の と お り で あ り ， フ ィ ル タ の保持容量を十分に下回る。

第 9-2 表 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 に お け る
フィルタ保持容量と捕集量評価結果
フィルタの種類保 持 容 量 （ g）

捕 集 量 （ g）

よう素用チャコールフィルタ

約 500

1.4×10 − １

粒子用高効率フィルタ

約 2,000

7.5×10 − ４

59-10-添 9-3123粒子状物質の炉心内蔵量（ 有 機 よ う 素 4 ％ ， 無 機 よ う 素 9 6％ ）ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器への放出割合

格納容器から原子炉建屋に漏えい

ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器圧力逃がし装置から大気中への放出割合

原子炉建屋から大気中への放出

格納容器圧力逃がし装置による除染係数は考慮しない（原子炉建屋ガス処理系の作動を考慮）

大気拡散による希釈効果（ 地 上 5 5ｍ ）
χ ／ Ｑ ： 3.7× 10 − ４ （ s／ m ３ ）大気拡散による希釈・非常用ガス処理系作動前（地上放出）
χ ／ Ｑ：8 .3×1 0 − ４（ s ／ m ３ ）・非常用ガス処理系作動後（排気筒放出）χ ／ Ｑ：3 .0×1 0 − ６（ s ／ m ３ ）中央制御室外気のよう素濃度

中央制御室に流入したよう素が全量捕集

よう素用チャコールフィルタ
捕集量

第 9-1 図中央制御室換気空調系における

よう素用チャコールフィルタへの捕集量評価過程
59-10-添 9-4124粒子状物質の炉心内蔵量（よう素は全て粒子状とする）

ＭＡＡＰ解析結果に基づく
原子炉建屋から大気中への放出割合

ＭＡＡＰ解析結果に基づく格納容器圧力逃がし装置から大気中への放出割合（原子炉建屋ガス処理系の作動を考慮）

格納容器圧力逃がし装置による除染係数は考慮しない

大気拡散による希釈・非常用ガス処理系作動前（地上放出）
χ ／ Ｑ：8 .3×1 0 − ４（ s ／ m ３ ）・非常用ガス処理系作動後（排気筒放出）χ ／ Ｑ：3 .0×1 0 − ６（ s ／ m ３ ）大気拡散による希釈効果（ 地 上 5 5ｍ ）
χ ／ Ｑ ： 3.7×10 − ４ （ s／ m ３ ）中央制御室外気の微粒子濃度

中央制御室に流入した粒子状物質が全量捕集

粒子用高効率フィルタ
捕集量

第 9-2 図中央制御室換気空調系における粒子用高効率フィルタへの捕集量評価過程

59-10-添 9-5

125

10

中央制御室換気系フィルタ内放射性物質からの被ばくについて

中央制御室換気系フィルタの近傍には，中央制御室チェンジングエ
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運転員の身体の汚染検査等に伴う被ばく線量を評価した。

１． 考慮する線源
格納容器ベント実施に伴い放出される放射性物質のうち希ガス類はフィルタ装置に取り込まれず，中央制御室換気系の微粒子フィルタ及
びよう素フィルタ内には放射性物質が取り込まれる。
取 り 込 ま れ る 放 射 性 物 質 の う ち ， 重 大 事 故 時 の 大 気 放 出 量 は 第 10-1
表のとおりであり，希ガス類及びよう素類の放出割合が大きい。したが っ て ，よ う 素 フ ィ ル タ に 取 り 込 ま れ た よ う 素 が 支 配 的 な 線 源 と な る 。
上記のことから，よう素フィルタ内のよう素に起因する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。

59-10-添 10-1

126

第 10-1 表 重 大 事 故 時 の 大 気 放 出 量
大 気 放 出 量 （ Bq）
希ガス類

9.0×10 １ ８

よう素類

1.0×10 １ ６

ＣｓＯＨ類

3.8×10 １ ３

Ｓｂ類

4.5×10 １ ２

ＴｅＯ２類

3.7×10 １ ３

ＳｒＯ類

2.0×10 １ ３

ＢａＯ類

2.0×10 １ ３

ＭｏＯ２類

6.9×10 １ ２

ＣｅＯ２類

4.3×10 １ ２

Ｌａ２Ｏ３類1.2×10 １ ２

２． 評価点
チェンジングエリアの中でよう素フィルタに最も近い点を評価点とし て 選 定 し た 。 線 源 と 評 価 点 と の 位 置 関 係 を 第 10-1 図 に 示 す 。

59-10-添 10-2

127

59-10-添 10-3

第 10-1 図

線源，チェンジングエリア及び評価点の位置関係

128

３．評価コード評 価 コ ー ド は QAD-CGGP2R コ ー ド を 用 い た 。

４．評価結果評 価 点 に お け る 空 間 線 量 率 の 推 移 を 第 10-2 図 に 示 す 。チ ェ ン ジ ン グ
エ リ ア 内 の 線 量 率 は 最 大 で 約 0.4mSv／ h で あ る 。

実効線量率(mSv/h)

1E+00

1E-01

1E-02
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の経過時間(h)第 10-2 図 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 空 間 線 量 率 の 推 移

59-10-添 10-4

129

11

空気流入率試験結果について「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）」の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所中央
制御室について平成27年2月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.47
回／h（±0.012（95％信頼限界値））である。第11-1表に試験結果の詳細を示す。

59 条-10-添 11-1

130

第11-1表

東海第二発電所中央制御室空気流入率測定試験結果

項 目

内 容

平成27年2月24日〜平成27年2月26日
試験日程（試験時のプラント状態：停止中）
トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ
空気流入率測定

系 統：（測定値−平均値）／平均値（％）

試験におけるＡ系−7.6〜7.0％

Ｂ系−5.7〜8.1％

均一化の程度内規に定める空気流入率測定試験手法のうち試験手法「基本的な試験手順」／「全サンプリング点による試験手順」にて実施

適用条件

試験結果

内 容

適用

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10％以内か。

○

決定係数R2が0.90以上であること。

−①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。
②特異点の除外が，１時点の全測定データ個数の10％以内であること。
③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記し，運転員へ周知すること。
空気流入率系統（±以下は95％信頼限界値）−

備考

均一化の目安を満足している
均一化の目安を満足している−

特異点の除外はない−

特定の区画を排除せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している。
決定係数R2Ａ系

0.47 回/h（±0.012）−

Ｂ系

0.44 回/h（±0.012）

−

特記事項

59 条-10-添 11-2

131

12

全面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
第 0412 号

都道府県労働局長あて厚生労働省労働基準局長通知）(以下「基発第 0412 号」という。)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取り扱う場合，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収効率 99.9％以上の全面型防塵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，を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。

59-10-添 12-1132

●以下，基発第 0412 号（平成 25 年 4 月 12 日抜粋）
第1号
①

キ

保護衣（第 38 条関係）

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収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

捕収効率 99.9％以 捕収効率 95％以上 捕収効率 80％以上（粉じん濃度 10mg 上／m ３ 超の場所にお （全面型）
ける作業）
高濃度粉じん作業 捕収効率 95％以上 捕収効率 80％以上 捕収効率 80％以上
以外の作業（粉じん濃度 10mg
／m ３ 以下の場所における作業）②防じんマスクの捕収効率については，200 万ベクレル毎キログラムの超える事故由来廃棄物を扱う作業であって，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
る捕収効率 99.9％以上の全面型防塵マスクの着用を義務付けたものであること。

59-10-添 12-2

133

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，除染係数を算出したものである。その結果は第 12-1 表に示すとおり
であり，DF≧1.21×10 ３ 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）
第 12-1 表
入口濃度(Bq／cm 3 )マスクメーカーによる除染係数検査結果

4 時間後
出口濃度
３

(Bq／cm )10 時間後
DF 値

出口濃度

DF 値

３

(Bq／cm )9.45×10 − ２

4.17×10 − ７

2.27×10 ５8.33×10 − ７

1.13×10 ５

7.59×10 − ６

6.25×10 − ８

1.21×10 ３

2.78×10 − ８

2.73×10 ３

試験条件

試験流量：20L／min
通気温度：30℃
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 1,075 であった。

3．呼吸用保護具着用に関する教育・訓練について
東海第二発電所では，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，基本的に呼吸用保護具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
呼吸用保護具着用訓練において，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呼吸用保護具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，呼吸用保護具着用の熟練度を高めて行く。
59-10-添 12-3

134

13

運転員の勤務体系について

重大事故時の中央制御室居住性評価における直交替の考慮は，勤務形態として 5 直 2 交替を仮定して以下のように設定した。

（1）中央制御室居住性評価で想定する勤務形態
中央制御室居住性評価で想定する勤務形態は，評価で想定する事故シーケ
ンスにおける放射性物質の放出を考慮し以下のとおり設定する。
① 事象発生〜約 18 時間後
格納容器ベント実施（事象発生後約 19 時間）の 1 時間前までは直交替を行うものと想定。
② 約 18 時間後〜約 30 時間後
格納容器ベント実施中（格納容器ベント実施 1 時間前から 12 時間）は，直交替を行わないものとし，常時，中央制御室内に滞在すると想定。
③ 約 30 時間後〜168 時間後
格納容器ベント後（格納容器ベント実施から 12 時間後）は，直交替を行うと想定。

運転員の直交代サイクルを第 13-1 表に，想定する勤務体系の第 13-2 表に示す。
第 13-1 表

直交代サイクル
勤務時間

1直8:00〜21:45

2直21:30〜8:15

59-10-添 13-1

135

第 13-2 表
事象発生からの時間①事象発生〜
約 18 時間後勤務形態

5 直 2 交替想定する勤務体系②約 18 時間後〜
30 時間後③30 時間後〜
168 時間後

中央制御室
5 直 2 交替
常時滞在

（2）中央制御室滞在時及び入退域時の線量評価について
a．中央制御室滞在時の考慮
直交替を考慮した場合の中央制御室滞在時の実効線量は，中央制御室内に連続滞在した場合の線量を求め，その値に制御室の滞在時間割合を乗じて評価を行う。直交替を行う場合の滞在時間割合は，1 直当たりの中央制
御室滞在時間を 12 時間 ※ とし以下のように求める。なお，常時滞在する
場合は滞在時間割合を 1 とする。

滞在時間割合＝（12h／直×2 直／日／5 直）／24h／日＝0.2

b．入退域時（交替時）の考慮
直交替を考慮した場合の入退域時の実効線量は，建屋出入口に連続滞在した場合の線量を求め，その値に入退域の時間割合を乗じて評価を行う。
直交替を行う場合の入退域の時間割合は，入退域（片道）に必要な時間を
15 分とし以下のように求める。

入退域の時間割合＝（0.5h／直×2 直／日／5 直）／24h／日≒0.00833※1 直と 2 直の平均勤務時間は 12 時間 15 分であり，そのうち片道 15 分，
往復 30 分を入退域時間と見込んでいる。評価においては 1 直当たりの中央制御室滞在時間を 12 時間とした。
59-10-添 13-2

136

14

グランドシャイン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の評価モデルを以下に示す。

（１）線源領域
原子炉建屋周辺の地形を第 14-1 図に，中央制御室内の評価モデルを第 14-2
図に示す。線源領域は重大事故時に大気中に放出された放射性物質が，中央制御室天井及び周辺建屋天井の上面に均一に沈着した面線源とし，評価点である
中央制御室中心を囲む一辺 800m の正方形と設定した。また，線源範囲の設定は以下のように分けた。
・中央制御室天井より高い位置に存在する線源は中央制御室の天井レベル（EL23m）で代表させた。
・中央制御室天井より低い位置に存在する線源のレベルはサービス建屋天井
レベル（EL22m）又は南側空調機械室レベル（EL18m）に代表させた。

入退域時の評価モデルを第 14-3 図に示す。原子炉建屋周辺の地形は平坦で約100m 離れた場所に丘上の斜面がある。斜面は標高差 20m 程度のなだらかな形状であり，また原子炉建屋周辺の建屋によって遮蔽されるため地形による寄与は無視できると考えられる。そこで，地表線源からのグランドシャインの評価にあたっては，放射性物質が平坦な土壌に一様に沈着したものとし，線源領域は評価点を囲む一辺 800m の正方形と設定した。

（２）遮蔽
グランドシャインによる影響の評価に当たって，遮蔽物は第 14-2 図に示す中央制御室遮蔽とし，中央制御室を囲む東西南北壁及び天井の躯体について各々59-10-添 14-1

137

の最少厚さで代表した。また，コンクリートの種類は普通コンクリート（密度2.23g/cm ３ ）とした。

（３）評価点
中央 制 御 室内 の 評 価 点は ， 線 量が 最 大 と なる 位 置 とし た 。 評 価点 を 第 14-2
図中に示す。
入退域時の評価点は，計算モデルの中心，地表面より高さ 1m の位置とした。
評価点を第 14-3 図中に示す。

（４）評価コード
評価コードはＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

59-10-添 14-2

138

第 14-1 図 原子炉建屋周辺の地形（赤点線内は線源とした領域：１辺 800m）

59-10-添 14-3

139

第 14-2 図 中央制御室内の評価モデル及び評価点

59-10-添 14-4

140

第 14-3 図 入退域時の評価モデル及び評価点

59-10-添 14-5

141

15

エアロゾルの乾性沈着速度について

中央制御室の線量影響評価では，地表面への放射性物質の沈着速度として乾性沈着及び降水による湿性沈着を考慮した沈着速度（1.2cm／s，添付 16 参照）
を用いており，沈着速度の評価に当たっては，乾性沈着速度として 0.3cm／sを用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551 ※ １ に基づき 0.3cm／s と設定した。NUREG/CR-4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。原子力発電所内も同様の構成であるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5μm〜5μm の粒径に対して検討されているが，格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは格納容器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N. Slinn の検討 ※ ２ によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1μm〜5μm の粒径では沈着速度は 0.3cm／s 程度（第 5-1 図）である。以上のことから，現場作業の線量影響評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として 0.3cm／
s を適用できると判断した。

59-10-添 15-1

142

第 15-1 図※1※2

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

59-10-添 15-2

143

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

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

59-10-添 15-3

144

第 15-1 表 シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番
号
①

②

試験名又は
報告書名等

エアロゾル粒径（μm）

備 考

LA2 ※ １

約0.5〜5（第1図参照）

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

0.25〜2.5（参考1-1）

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

LACE

NUREG/CR-5901 ※２③

AECL が 実 施 し た
試験 ※ ３

0.1〜3.0（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を
考 慮 し た 1次 系 内 の エ ア ロ ゾ ル 挙 動 に着目した実験

④

PBF-SFD ※ ３

0.29〜0.56（参考1-2）

シビアアクシデント時の炉心損傷を
考 慮 し た 1次 系 内 の エ ア ロ ゾ ル 挙 動 に着目した実験

0.5〜0.65（参考1-2）シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 時 の FP 挙 動 の 実
験（左記のエアロゾル粒径はPHEBUS FP
実験の格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

⑤

※1

※2

※3

PHEBUS-FP ※ ３

J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol CodeCalculations for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) LA2,ORNL A. L. Wright, J. H. Wilson and P.C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE
COMPARISONS FOR LWR AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2
D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of
Aerosol Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting
With Concrete
STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R (2009)59-10-添 15-4

145

第15-2図LACE LA2でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化

グラフ

59-10-添 15-5

146

参考1-1

NUREG/CR-5901の抜粋

59-10-添 15-6

147

59-10-添 15-7

148

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

第15-2表 試験の概要
試験名又は報告書名等
AFCLが実施した実験

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

PBF-SFD

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

PHEBUS FP

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

59-10-添 15-8

149

16

地表面への沈着速度の設定について

地表面への沈着速度の設定について

地表面への放射性物質の沈着は，第 16-1 図に示すように乾性沈着と湿性沈着によって発生する。乾性沈着は地上近くの放射性物質が，地面状態等によって決まる沈着割合（沈着速度）に応じて地表面に沈着する現象であり，放射性物質の地表面濃度に沈着速度をかけることで計算される。湿性沈着は降水によって放射性物質が雨水に取り込まれ，地表面に落下・沈着する現象であり，大気中の放射性物質の濃度分布と降水強度及び沈着の割合を示すウォッシュアウト係数によって計算される。

降水期間

無降水期間

ウォッシュアウト係数
放射性物質
相対濃度
χ／Ｑ

地表面

沈着速度

沈着速度

乾性沈着率

乾性沈着率

湿性沈着率

降水期間は湿性・乾性沈着を考慮

第 16-1 図

無降水期間は乾性沈着のみを考慮

地表面沈着のイメージ

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 ※ １ を用いている。
※１

有機よう素の地表面への沈着速度としては 1.7×10 − ３ cm／s

「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
59-10-添 16-1

150

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.

評価手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の適用性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計
した沈着率の累積出現頻度 97％値を求め，乾性沈着率の累積出現頻度 97％値との比を求める。その比と乾性沈着速度（0.3cm／s，添付資料 15 参照）の積が 1.2cm／s を超えていないことを確認する。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義され
る。

(1)

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

日本原子力学会）（以下「学会標準」という。）解説 4.7 を参考に評価した。学会標準解説
4.7 では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは内規[【解説 5.3】①]に従い，地上高さの相対濃度を用いた。
χ/Q

χ/Q

x, y, zx, y, zV ・χ/Q x, y, z・・・・・①：時刻 i での乾性沈着率[1／m ２ ]59-10-添 16-2

151χ /Q x, y, z

V(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）

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

χ/Q

x, y

Λ・

χ/Q x, y, z dz

χ/Q x, y, 0 Λ

2πΣ exph2Σ

・・・・・②χ /Qx, yχ /Q x, y, 0Λ

：時刻 i での湿性沈着率[1／m ２ ]：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

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

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

59-10-添 16-3

152

・χ/

2.

, ,

, ,

Λ

・χ/

, ,

χ/

πΣ

Σ

％

・・・・・③％

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

現頻度 97％値の求め方 ※ ２ に基づいて計算した。具体的には以下の手順で計算を行った（第 16-2 図参照）。
（1）各時刻における気象条件から，式①及び式②を用いてχ／Ｑ，乾性沈着率，湿性沈着率を 1 時間毎に算出する。なお，評価対象方位以外に風が吹いた時刻については，評価対象方位におけるχ／Ｑがゼロとなるため，地表面沈着率（乾性沈着率＋湿性沈着率）もゼロとなる。
第 16-2 図の例は，評価対象方位をＳＷとした場合であり，χ／Ｑによる乾性沈着率及び降水による湿性沈着率から地表面沈着率を算出する。評価対象方位ＳＷ以外の方位に風が吹いた時刻については，地表面沈着率はゼロとなる。
（2）上記（1）で求めた 1 時間毎の地表面沈着率を値の大きさ順に並びかえ，
小さい方から数えて累積出現頻度が 97％値を超えたところの沈着率を，地表面沈着率の 97％値とする（地表面沈着率の累積出現頻度であるため，χ
／Ｑの累積出現頻度と異なる）。

※２（気象指針解説抜粋）
VI．想定事故時等の大気拡散の解析方法
1．線量計算に用いる相対濃度（2）着目地点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。
59-10-添 16-4

153

降水 が ない 時 刻は ，
湿性 沈 着率 は ゼロ

方位
風速
大気
（風 向） （m／s） 安定 度

χ／ Ｑ（s／m ３ ）降水 量（mm／hr）

4/1 1:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

4.3

F

○×10 − ６0

4/1 2:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

4.5

E

○×10 − ６

1.0

4/1 3:00

Ｓ
（Ｎ ）

1.4

F

○×10 − ６

1.5

・・ ・

・・・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

3/31 24:00

ＳＷ
（Ｎ Ｅ）

5.5

D

○×10 − ７0

日時

評価 対 象方 位 をＳ Ｗと し ，
地表 面 沈着 率 の出 現頻 度 を昇 順に 並 び替 え

評価対象方位の時刻のみχ／Ｑ及 び 乾性 沈着率 が出 現
評価 対 象方 位以外 のχ ／ Ｑはゼロ と なる ため ，地 表面 沈 着率
はゼ ロ とな る。
地表面 沈着 率 の
累積出 現頻 度 97％ 値
地表 面 沈着 率 の並 び替 え であ り，気象 条 件によってχ／Ｑは必ずしも昇順に並ぶとは限 ら ない 。
（従 来 のχ ／ Ｑ計 算と は 順番が異 な る。）

第 16-2 図No
1

出現 頻 度
（％ ）
0.000

χ／ Ｑ
（s／m ３ ）0

地表面 沈着 率（① ＋② ）
0

2

0.003

0

0

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

○○

97.010○×10 − ６○×10 − ９

・・ ・

・・ ・

・・ ・

・・ ・

×××

100.000○×10−５○×10 − ８

地表面沈着率の累積出現頻度 97％値の求め方（評価対象方位がＳＷの場合）

59-10-添 16-5

154

3.

評価結果
第 16-1 表に中央制御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 1.3 程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の 4 倍と設定する
ことは保守的であるといえる。
第 16-1 表

沈着率評価結果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）

評価点

放出点

相対濃度
（s／m ３ ）

中央制御室
中心

原子炉
建屋

8.3×10 − ４

2.5×10 − ６

2.9×10 − ６

1.1

建屋出入口

原子炉
建屋

8.2×10 − ４

2.5×10 − ６

2.9×10 − ６

1.2

59-10-添 16-6

155

17

有機よう素の乾性沈着速度について
今回の評価では，原子炉建屋から放出されるよう素のうち，無機よう素はエアロゾルと同じ沈着速度を用いる。有機よう素についてはエアロゾルと別に乾性沈着速度を 10 − ３ cm／s とし，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度の 4 倍である
4×10 − ３ cm／s を設定した。以下にその根拠を示す。

（１）英国放射線防護庁（ＮＲＰＢ）による報告
英国放射線防護庁

大気拡散委員会による年次レポート（ＮＲＰＢ−Ｒ３２

２ ※ １ ）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下の通り報告されている。
・植物に対する沈着速度の”best judgement”として 10 − ５ m／s(10 − ３ cm／s)を
推奨（２）日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で 10 -4〜10 -2 cm／s の範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し，僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価においてはその影響は無視できる。

以上のことから有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾルの乾性沈着速度0.3cm／s に比べて小さいことがいえる。
また原子力発電所構内は,コンクリート，道路，芝生及び木々で構成されてい59-10-添 17-1

156

るが，エアロゾルへの沈着速度の実験結果（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４５５１)によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって有機よう素の乾性沈着速度として，ＮＲＰＢ−Ｒ３２２の植物に対する沈着速度である 10 − ３ cm／s を用いるのは妥当と判断した。
※1：NRPB-R322-Atomospheric Dispersion Moddeling Liaison Committee Annual
Report,1988-99

NRPB-R322 ANNEX-A 「2.2 Iodine」の抜粋

59-10-添 17-2

157

18

実効放出継続時間の設定について

大気拡散評価に用いる実効放出継続時間は，「 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」※１ に従い，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値として計算する。実効放出継続時間は，大気拡散評
価で放出継続時間を考慮した単位時間当たりの拡散係数を求めるために設定するものであり，被ばく評価においては，評価対象期間の放出率に拡散係数を乗じることにより大気拡散を考慮した評価を行う。
実効放出継続時間は放出経路ごとに設定しており，原子炉建屋，非常用ガス処理系排気筒及び格納容器圧力逃がし装置排気口のそれぞれの放出経路について実効放出継続時間を計算した結果を第 18-1 表に示す。
原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出の実効放出継続時間は 1
時間程度であり，非常用ガス処理系排気筒からの放出の実効放出継続時間は 20
時間〜30 時間程度となっている。
大気拡散評価に用いる風速，風向などの気象データは，1 時間ごとのデータとして整理されており，実効放出継続時間として設定できる最小単位は 1 時間である。
また，実効放出継続時間を 2 時間以上で設定した場合，その期間に同一風向の風が吹き続けることを想定し，その期間の拡散係数の平均を単位時間当たりの拡散係数としている。なお，平均する期間に異なる風向が含まれる場合は，拡散係数を 0 として平均を計算する。このため，実効放出継続時間が長くなるほど平均される期間が長くなり拡散係数は小さい傾向となる。
このことから，中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，保守的に被ばく
評価上の影響が大きい原子炉建屋及び格納容器圧力逃がし装置からの放出における実効放出継続時間である 1 時間を適用し大気拡散評価を行った。
59-10-添 18-1

158

なお，参考として実効放出継続時間の違いによる拡散係数（相対濃度，相対線量）の変化について第 18-2 表に示す。

※１（気象指針解説抜粋）（3）実効放出継続時間（Ｔ）は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

59-10-添 18-2

159

0
1
9
5

3
8
1

添

約 3.1×10 １ ６

約 1.6×10 １ ５

原子 炉 建屋 放
出分

約 4.6×10 １ ５

約 1.3×10 １ ５

放出 経 路希ガ ス

希ガ ス 以外

約 9.2×10 １ ４

約 3.1×10 １ ５

約 6.2×10 １ ３

約 1.2×10 １ ５

約 7.1×10 １ ５

約 8.7×10 １ ８

ベン ト
放出 分

約 1.4

約 1.5

相対線量
（Gy／Bq）
1.2×10 − １ ９
8.8×10 − ２ ０
7.5×10 − ２ ０
6.2×10 − ２ ０

相対濃度（s／m ３ ）3.0×10 − ６
2.9×10 − ６
1.7×10 − ６
1.2×10 − ６

1 時間
5 時間
10 時間
20 時間

約 26.3

約 25.1

約 1.0

約 1.0

（①÷②）
実効 放 出継 続 時間 （h）
非常 用 ガス 処
原子 炉 建屋ベン ト
理系 排 気筒 放
放出 分
放出 分
出分

実効放出継続時間の違いによる拡散係数の変化

約 7.2×10 １ ５

約 8.9×10 １ ８②
最大 放 出率 （Bq／ h）
非常 用 ガス 処
原子 炉 建屋 放
理系 排 気筒 放
出分
出分

Ｓ／Ｃからベントを行う場合の実効放出継続時間

ベン ト
放出 分

第 18-2 表①
放出 量 （Bq）
非常 用 ガス 処
理系 排 気筒 放出分

第 18-1 表

160

19

待避時間の設定根拠について

中央制御室では，ベント実施時における放射性物質による被ばく低減のために待避室に待避することとしており，中央制御室の居住性評価においては待避時間を 5 時間としている。
待避時間の設定については，運転員の実効線量が 100mSv／7 日間を超えな
いよう，余裕を考慮し設備，運用等を整備している。また，継続的に作業可能な線量率として数 mSv／h となるよう，中央制御室の居住性評価においては，
第 19-1 図に示すとおり，待避室外の空間線量率が約 6mSv／h なるまでは待避室に待避すると想定し評価している。

待避室外の空間線量率
約 6mSv／h

空間線量率
：待避室外
：待避室内

△ベント実施待避室加圧
5 時間

第 19-1 図

待避室内外の空間線量率

なお，実際には被ばく低減の観点から，さらに空間線量率が低減した段階
で待避室から退出できるよう，加圧用空気ボンベの本数は 5 時間以上加圧ができる本数を設置することとしている。

59-10-添 19-1

161

59-10-添 20-1

4.居住性に係る被ばく評価の標準評価手法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。

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のための体制を整備すること。

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機能した場合）を想定すること。

る。

②マスク着用は考慮する場合と考慮しない場合とで評価していする事故シーケンスを選定している。

①格納容器圧力逃がし装置による格納容器破損防止対策を考慮b)→審査ガイドの趣旨に基づき評価③運転員の勤務形態（5 直 2 交代）を考慮して評価している。

1

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況の後，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

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① 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て，次の要件を満たすものであること。

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めの設備をいう。

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

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，第 74 条（原子炉制御室）(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居住

20 審査ガイドへの適合状況

16259-10-添 20-2

たコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づいて評価している。

的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。

経路を対象に計算する。

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（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／

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

急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。

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（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

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4.1 (1) ①→審査ガイドのとおり経路に対して評価している。

中央制御室居住性に係る被ばく経路は図 1 のとおり，①〜⑤の4.1 (1)→ 審査ガイドのとおり

解析条件」に基づいて評価している。実験等に基づいて検証され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

4.1 →審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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

4.1 居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

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居住163

59-10-添 20-3

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。

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吸入摂取による内部

まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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せず浮遊しているものとして評価している。

中央制御室内に取り込まれた放射性物質は，中央制御室に沈着

4.1(1)③→審査ガイドのとおり

く(グランドシャイン)についても考慮して評価している。

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

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の被ばく経路を対象にして計算する。

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

御室／緊急時対策所内での被ばく原子炉制御室／緊急時制御室／緊急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

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（グ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室での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出

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放ドシャイン）

大気中に放出された放射性物質からのガンマ線によ中央制御

4.1(1)②→審査ガイドのとおり

御室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中央制

よる中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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

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居住16459-10-添 20-4時の被ばくは，中央制御室の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性物質による中央制御室内での被ばく」と同様な手段で，放射性物質からのガンマ線による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。地表面に沈着した放射物質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。

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

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

4.1(1)⑤→審査ガイドのとおり

時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入退域

よる入退域時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

4.1(1)④→審査ガイドのとおり

被ばくの和として実効線量を評価している。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況計算する。

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

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のく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居住16559-10-添 20-5

「大 LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力
電源喪失」を選定する。また，放出放射能量の観点から，代替循
環冷却系の機能喪失を仮定し，格納容器圧力逃がし装置による格
納容器ベントを実施する場合を想定する。

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）のソースターム解原子力発電所事故での知見も踏まえた設定としている。

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して相対濃度及び相対線量を計算する。

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

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

4.1(2)b.→審査ガイドのとおりに設定しているが，放出割合については，TMI-2 事故や福島第一

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。

大気中への放射性物質の放出量については，MAAP 解析結果を元・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，放質存在量分布を設定する。

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評価事象については，炉心の著しい損傷が発生するシーケンス

4.1(2)a.→審査ガイドのとおりしている。

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

4.1(2)→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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評（２）評価の手順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居住16659-10-添 20-6

かを確認する。

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

ンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。
4.1(2)e.→審査ガイドのとおり

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。

・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する。

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

質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

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

マ線による外部被ばく線量を計算している。

前項 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4.1(2)d.→審査ガイドのとおり

ために，原子炉建屋内の線源強度を計算している。

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

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

4.1(2)c.→審査ガイドのとおりにおける気象データを使用している。

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

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。

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

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況する。

（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算

・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策を計算する。

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度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居住167

59-10-添 20-7

う素及び粒子状物質は 99%として評価している。

に設定する。

ガウスプルームモデルを適用して計算する。

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

炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後，設定値の妥当性を空新設の場合では，空気流入率は，設計値を基に設定する。
（なお，原子する。

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．空気流入率計算している。

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4.2(2)a.→審査ガイドのとおりｈとした。

中央制御室待避室に待避していない間は，空気流入率を 1 回/

い。

中央制御室待避室に待避している間は，空気の流入は考慮しな

4.2(1)b.→審査ガイドのとおり

効率は，設計上期待できる値として，有機よう素は 95%，無機よ

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

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。

して，設計値である 95%を，中央制御室換気設備のフィルタ除去

中央制御室非常用循環設備よう素フィルタによる除去効率と4.2(1)a.→審査ガイドのとおり

認している。

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

上記 d.で計算した線量の合計値が，「判断基準は，運転員の実

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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備（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

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居住16859-10-添 20-8の風下側にある。

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)

三 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響

放出点の位置は，図 4 の領域 An の中にある。

あるため，建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

放出点（格納容器圧力逃がし装置配管）が原子炉建屋の屋上に慮して評価している。

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一二 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

一 放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合のとする。

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

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・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，
一〜三の全ての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考

建屋の影響がある場合の拡散パラ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。

子炉建屋）の影響を受けるため，建屋による巻き込みを考慮し，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。

・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。

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

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2006 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

中央制御室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。

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居住16959-10-添 20-9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

ることは，保守的な結果を与える。

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

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，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

みの影響が最も大きい建屋として原子炉建屋を代表建屋として放出源（格納容器圧力逃がし装置配管）から最も近く，巻き込1) 原子炉建屋の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。

建屋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している。

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

・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に係る被ばく評価手法について（内規）」（ 参 1）による。

・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

ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

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

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

位 9 方位(中央制御室及び入退域))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

側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

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

中央制御室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）。

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居住170

59-10-添 20-10

地上高さにおける濃度を評価している。

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。

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，原子炉制が属する建屋の表面とする。

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

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，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算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

高い位置とする。

建屋側面を選定しており，評価点は中央制御室内の最も線量がに外気を取り入れる。代表面として建屋側面を選定し、保守的に御室／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

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

建屋による巻き込みの影響を考慮しており，事故時には間欠的

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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

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及の表面から放射性物質が侵入するとする。

によって，原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋

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)

面の選定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居住17159-10-添 20-11

濃度評価の拡散パラメータを算出している。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。

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ある複数の方位(評価方位は 9 方位)を対象としている。

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・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。

散パラメ−タを算出してもよい。

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

適用することも適切である。

高い位置としている。また，放出点と評価点の直線距離に基づき，屋上面を代表としており，評価点は中央制御室内の最も線量が度を評価している。

代表面として建屋側面を選定し、保守的に地上高さにおける濃中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況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

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。

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

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) 代表面における評価点

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居住172

59-10-添 20-12

住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。

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。

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方位(評価方位は 9 方位)を評価方位として選定している。

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 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

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。

る。

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

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 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

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 のような方法を用いることができる。図 6 の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i） 放出点が評価点の風上にあること

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選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点

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中央制御室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は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居住173

59-10-添 20-13

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。

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

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) 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・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

原子炉建屋の地上階部分の投影面積を用いている。

原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

ている。

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る。

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。

「・着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定してい中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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

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。

ることができる。

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

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，断点の風上となる 180°が対象となる。

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居住174

59-10-添 20-14

中央制御室は間欠的に外気取入れ運転運転により外気が取り込まれることを仮定している。また中央制御室非常用循環設備のら，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

4.2(2)e.→審査ガイドのとおり

面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

4.2(2)d.→審査ガイドのとおり

・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．地表面への沈着している。

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

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評価手法について（内規）」（参 1）による。

風向に応じて，小さい方から累積し，97%に当たる値を用いてい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マ線計算モデルに適用し，計算している。

に当たる値とする。

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%

・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に適用して評価点ごとに計算する。

実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価してい相対濃度は，毎時刻の気象項目(風向，風速，大気安定度)及び4.2(2)c.→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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。

・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

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居住175

59-10-添 20-15
して計算している。

空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換

算係数の積で計算する。

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

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

4.2(3)a.→審査ガイドのとおり

計算している。

空気流入量は中央制御室のバウンダリ体積（容積）を用いてい室の換気設備の設計及び運転条件に従って計算している。

外気取入れによる放射性物質の取り込みについては，中央制御性物質は沈着せず，浮遊していると仮定している。

・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線量は，

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／緊急（３）線量評価／緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。

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

・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。

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・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物質は，一様混合すると仮定する。

・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中央制御室内では放射性物質は一様混合するとし，室内で放射ている。

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）加圧するため外気取入れ及び空気流入はないものとして評価しプルーム通過中は運転員は中央制御室待避室に待避し、室内を運転による空気が直接流入することを仮定している。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

備によって室内に取り入れること（外気取入）

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する。

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居住176

59-10-添 20-16

・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。

・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算する。

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事象発生から 3 時間及び入退域時にマスクを着用することとしものと仮定している。

中央制御室内では室内で放射性物質は沈着せず浮遊している

計算している。

・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の吸入摂取による内部被ばく線量は，室内の空気中時

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算して中央制御室内における内部被ばくについては，空気中濃度，呼4.2(3)c.→審査ガイドのとおり

ついては，建屋による遮蔽効果を考慮している。

中央制御室の運転員のグランドシャインによる外部被ばくに

4.2(3)b.→審査ガイドのとおりる。

中央制御室の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮してい中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

時対策所内での内部被ばくれた放射性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

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

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。

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

・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

緊急時制御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）

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／

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居住177

59-10-添 20-17

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。

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。

いては，地表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した線量率を積算して計算している。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

算係数の積で計算する。

入退域時の運転員のグランドシャインによる外部被ばくにつ・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

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部

4.2(3)f.→審査ガイドのとおりして計算している。

空気中時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換

算係数の積で計算する。

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

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

4.2(3)e.→審査ガイドのとおり

しているものと仮定している。

・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いるものと仮定する。

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中央制御室で室内に取り込まれた放射性物質は沈着せず浮遊部被ばくについては，空気中濃度及びクラウドシャインに対する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

・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中央制御室内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線の外

4.2(3)d.→審査ガイドのとおりた。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込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ま求める。

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居住178

59-10-添 20-18

算している。

計算する。

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め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
4.2(3)ｈ.→複数原子炉施設は設置されていないため考慮しないにマスクを着用することとした。

マスク着用を考慮する場合は事象発生から 3 時間及び入退域時率及び内部被ばく換算係数の積で計算した線量率を積算して計

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・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。

入退域時の運転員の内部被ばくについては，空気中濃度，呼吸4.2(3)g.→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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居住179

59-10-添 20-19
している。

に設定する。

4.4(3)b→審査ガイドのとおり

もとに非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の作動を設定

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

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4.4(3)a→審査ガイドのとおり電に要する時間を考慮している。

いる。なお，ソースターム条件設定に当たり，代替電源からの給4.1(2)a で選定した事故シーケンスと同じ電源条件を設定して4.4(2)→審査ガイドのとおり

よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

La 類を考慮している。

希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及びもとに設定している。

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4.4(1)→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)の動作に

a．非常用ガス処理系(BWR)又はアニュラス空気浄化設備(PWR)（３）沈着・除去等す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，給電までに要事故進展解析条件を基に設定する。

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（２）非常用電源考慮する。

・なお格納容器への放出割合の設定に際し，ヨウ素類の形状を適切に類を考慮する。

・希ガス類，ヨウ素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類，及び Laのソースターム解析結果をもとに設定する。

・原子炉格納容器への放出割合は 4.1(2)a で選定した事故シーケンス

a．原子炉格納容器への放出割合（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居住18059-10-添 20-20・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

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

4.4(4)a.→審査ガイドのとおり価した。

（４）大気拡散a．放出開始時刻及び放出継続時間

電源喪失祖想定した遅れを有効性評価で設定した 2 時間として評

中央制御室非常用循環設備の起動時間については全交流動力

4.4(3)f→審査ガイドのとおり

ーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

原子炉格納容器漏えい率については 4.1(2)a で選定した事故シ4.4(3)e→審査ガイドのとおり

反映したモデルとしている。

格納容器内への自然沈着率については，CSE 実験による知見を4.4(3)d→審査ガイドのとおり

ーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

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4.4(3)c→審査ガイドのとおり期待しない。

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系のフィルタ効率は

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況の作動状態を基に設定する。

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

f.原子炉制御室の非常用換気空調設備

故進展解析条件を基に設定する。

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

e.原子炉格納容器漏えい率

た適切なモデルを基に設定する。

原子炉格納容器内への自然沈着率については，実験などから得られd.原子炉格納容器内への自然沈着

シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。

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

c.原子炉格納容器スプレイる。

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

基に設定する。

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

タ効率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居住18159-10-添 20-21ャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。

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

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・地形条件（線源位置と評価点との距離等），遮蔽構造（原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。

直接ガンマ線による外部被ばく線量をＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコ

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。

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は自由空間容積に均一に分布するものと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故時に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定し，スカイシ

想定事故時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

マ線及び直接ガンマ線の線源とする。

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4.4(5)a→審査ガイドのとおりていない。

放出源高さは，地上放出を仮定する。放出エネルギーは考慮し4.4(4)b.→審査ガイドのとおりている。

放射性物質の大気中への放出継続時間は,保守的に 1 時間とし

故シーケンスのソースターム解析結果をもとに設定している。

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

・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，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原子炉制御室内（５）線量評価

解析結果を基に，放出エネルギーを考慮してもよい。

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

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

b．放出源高さ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。

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居住182

59-10-添 20-22

同様の計算している。

・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 と同様定する。

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 と同様に設・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に設定する。

び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量は，4.3(5)a と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

Ｎコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒコードで計算している。

ード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量をＡＮＩＳ

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

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被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居住183

59-10-添 20-23

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居住

図 1→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18459-10-添 20-24

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居住

図 3→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18559-10-添 20-25

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居住

図 4，図 5→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18659-10-添 20-26

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居住

図 4，図 5→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18759-10-添 20-27

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居住

図 4，図 5→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18859-10-添 20-28

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居住

図 4，図 5→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

18959-10-添 20-29

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居住

図 6，図 7→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

19059-10-添 20-30

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居住

図 6，図 7→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

19159-10-添 20-31

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居住

図 6，図 7→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

19259-10-添 20-32

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居住

図 6，図 7→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

19359-10-添 20-33

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居住

図 8→審査ガイドのとおり

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

19459-10-添 20-34

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居住約 55m

注)南側から見た投影面積

原子炉建屋

図 9,図 10→審査ガイドのとおり

約 68m

中央制御室の居住性に係る被ばく評価の適合状況

195