59 条

原子炉制御室目次

59-1 SA 設備基準適合性 一覧表
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
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 その他設備
59-10 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
59-12 非常用ガス処理系に流入する水素濃度について
59-13 非常用ガス処理系の系統内における水素の滞留について
59-14 各号炉の弁名称及び弁番号

59-1
SA 設備基準適合性

59-1-1

一覧表柏崎刈羽原子力発電所
第59条：原子炉制御室

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線境

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）中央制御室遮蔽

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及び中央制御室待避室遮蔽（常設）類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋）

Ｃ

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

対象外（海水を通水しない）

対象外

条
件 荷重
第 に
1

お 海水

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

－
対象外

性
関連資料
第 操作性

［配置図］59-3（操作不要）［配置図］59-3
対象外（操作不要）

対象外

2
号 関連資料

―

―

第
1
項 第
3

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

遮蔽

Ｋ

遮蔽

Ｋ

号
関連資料
第 切り替え性

第―本来の用途として使用－切替不要

4
号 関連資料43―Ｂｂ

本来の用途として使用－切替不要

－

Ｂｂ

－

条
悪 系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 影
5

響 その他(飛散物)

号 防止 関連資料
第 設置場所－－（操作不要）

対象外（操作不要）

対象外

6号 関連資料
第 常設SAの容量
1－－

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の遮蔽能力で設計）

号 関連資料[被ばく評価]59-11

第 共用の禁止

共用する設備Ｂ

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の遮蔽能力で設計）Ｂ[被ばく評価]59-11
Ａ共用する設備Ａ

2
第 号 関連資料

－

－

2
項

共
通 環境条件、自然現象、外部
要 人為事象、溢水、火災
第
因
3
故
号
サポート系故障
障防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋
内(サポート系なし)

Ａａ

対象外

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋
内(サポート系なし)

防
止

関連資料

［配置図］59-3

59-1-2［配置図］59-3

Ａａ

対象外柏崎刈羽原子力発電所
59条：原子炉制御室

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線境

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）

無線連絡設備（常設）類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

衛星電話設備（常設）類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びＣ（コントロール建屋）

その他の建屋内

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

対象外（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外

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

－
対象外

性
関連資料
第 操作性

［配置図］59-3
中央制御室操作［配置図］59-3
Ａ

中央制御室操作Ａ

2
号 関連資料［配置図］59-3［配置図］59-3

第
1
項 第
3

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

通信連絡設備Ｌ

通信連絡設備Ｌ号
関連資料
第 切り替え性第［試験及び検査］59-5
本来の用途として使用－切替必要［試験及び検査］59-5
Ｂａ

本来の用途として使用－切替必要

Ｂａ

4

4
3

号 関連資料［系統図］59-4［系統図］59-4条
悪 系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外（考慮対象なし）

対象外

第 影
5 響 その他(飛散物)
号 防止 関連資料
第 設置場所6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1
号 関連資料
第 共用の禁止［配置図］59-3［配置図］59-3［系統図］59-4［系統図］59-4

中央制御室操作

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

Ｂ［配置図］59-3［系統図］59-4
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分

中央制御室操作

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の通信機器で設計）

Ｂ

－
対象外

（共用しない設備）

対象外

2第 号 関連資料

－

－

2
共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部
要 人為事象、溢水、火災
因
故障

サポート系故障防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内（設計基準対象設備の通信連絡設備と位置的防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内
Ａａ

分散）(サポート系なし)（設計基準対象設備の通信連絡設備と位置的

対象外(サポート系なし)

防
止

関連資料

［配置図］59-3

59-1-3Ａａ

分散）［配置図］59-3

対象外柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
SA設備基準適合性 一覧表（常設）
59条：原子炉制御室

環境温度・湿度・圧力／
環

データ表示装置（待避室）

類型化
区分

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

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

対象外

屋外の天候／放射線

境
条
件 荷重
第

に

1

お 海水
け
る 他設備からの影響

号

健
全 電磁波による影響
性
関連資料［配置図］59-3
中央制御室操作

第 操作性（操作スイッチ操作）

2号 関連資料Ａ［配置図］59-3

第
1
項

第
3

試験・検査

通信連絡設備(検査性、系統構成・外部入力)

Ｌ

号
関連資料

［試験及び検査］59-5

第 切り替え性第常時接続－切替不要

Ｂｂ

4

4

号 関連資料3－条
悪 系統設計第影

5

響 その他(飛散物)
防号

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ（考慮対象なし）

対象外［配置図］59-3［系統図］59-4

止 関連資料
第 設置場所中央制御室操作Ｂ

6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1［配置図］59-3
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の通信機器で設計）

号 関連資料Ｂ［容量設定根拠］59-6

第 共用の禁止（共用しない設備）

対象外

2
第
2

号 関連資料

－

共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

同一機能の設備なし又は代替対象ＤＢ設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外

因
故
障

サポート系故障

防止

関連資料［配置図］59-3

59-1-4

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

59条：原子炉制御室

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線SA 設備基準適合性一覧表（可搬）中央制御室 可搬型陽圧化空調機

類型化区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋）Ｃ（有効に機能を発揮する）

－

荷重
海水

（海水を通水しない）

対象外

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

対象外

関連資料

〔配置図〕59-3
現場操作（準備，スイッチ操作）

第 操作性
2号 関連資料
第
1
項

第
5
号

第
4
3
条

［配置図］59-3［保管場所図］59-7

試験・検査
第(検査性、系統構成・外部入力)
3
号 関連資料第 切り替え性4号 関連資料

空調ユニット

本来の用途として使用－切替不要

第
3
項

Ａｃ

（考慮対象なし）

対象外

現場操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

より簡単な接続対象外－（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

－

－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ－

第 アクセスルート
6号 関連資料

要

Ｃ

－
対象外

関連資料

通

Ａ

［容量設定根拠］59-6

異なる複数の接続箇所の確保

共Ａａ［配置図］59-3［保管場所図］59-7

関連資料

第 保管場所5
号 関連資料第7号

他設備から独立－

可搬SAの接続性

設置場所

Ａ

－

第 設置場所6
号 関連資料

第
2
号
第
3
号
第
4
号

Ｅ

［試験及び検査］59-5

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料第 可搬SAの容量
1
号 関連資料

Bc
Bd

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

環境条件、自然現象、外部人為
事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

因
故
障
防
止

関連資料

－

59-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

59条：原子炉制御室

環
境

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線SA 設備基準適合性一覧表（可搬）中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ(コントロール建屋及び廃棄物処理建屋)

条
件 荷重
第

に

1

お

号

け
る
健
全
性

（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

海水

関連資料

［配置図］59-3
現場操作

第 操作性
2

（弁操作）

号 関連資料Bf［配置図］59-3

第
1
項

第
3

試験・検査

容器（タンク類）(検査性、系統構成・外部入力)

Ｃ

号
関連資料
第 切り替え性4［試験及び検査］59-5
本来の用途として使用－切替不要

号 関連資料

第
4
3

Ａ

－

悪 系統設計影

他設備から独立Ａｃ

第5

響 その他(飛散物)（考慮対象なし）

対象外

号

防止 関連資料条－

第 設置場所6
号 関連資料第可搬SAの容量

現場（設置場所）で操作可能

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

Ａ

1
号 関連資料
第［容量設定根拠］59-6

可搬SAの接続性

より簡単な接続

2号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第

設置場所

Ｃ

－
対象外

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

－

4
第
3
項

号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)－

第 アクセスルート
6号 関連資料
共
通

第
7
号

要

環境条件、自然現象、外部人為
事象、溢水、火災

Ａｂ

屋内アクセスルートの確保

Ａ－
防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

因
故

サポート系要因

障
防
止

関連資料

－

59-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）第59条：原子炉制御室
環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線

可搬型蓄電池内蔵型照明

類型化
区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外

境
条 荷重
件
第
1
号

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

関連資料

－
対象外

〔配置図〕59-3

第 操作性

設備の運搬・設置

2
号 関連資料Bc〔配置図〕59-3

第
1
項

第
3

試験・検査

その他電源設備(検査性、系統構成・外部入力)

号 関連資料第 切り替え性M〔試験及び検査〕59-5
当該系統の使用にあたり切替操作が不要

Bb

4号 関連資料－悪 系統設計第第影5

響 その他(飛散物)
防号

4

止 関連資料

3
条

Ａｅ

－

対象外

〔単線結線図〕59-2

第 設置場所6
号 関連資料
第その他

現場（設置場所）で操作可能

Aa〔配置図〕59-3

可搬SAの容量

その他設備

対象外

1
号 関連資料第可搬SAの接続性－
より簡便な接続規格等による接続

C

2
号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第

設置場所

－
対象外

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

－

4
第
3
項

号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料〔配置図〕59-3
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

第 アクセスルート
6号 関連資料
共
通

第
7
号

要

Ａｂ

〔保管場所図〕59-7
屋内アクセスルートの確保

Ａ－

環境条件、自然現象、外部人為

緩和設備，防止・緩和以外-対象

事象、溢水、火災(同一目的のＳＡ設備，代替対象ＤＢ設備有り)

サポート系要因

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｂ

因
故
障
防
止

関連資料

〔単線結線図〕59-2

59-1-7Ｃａ

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

59条：原子炉制御室

環
境

第
1
号

環境温度・湿度・圧力／

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）
酸素濃度・二酸化炭素濃度計

類型化(中央制御室・中央制御室待避室 )区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内

屋外の天候／放射線（コントロール建屋）

Ｃ

条 荷重

（有効に機能を発揮する）

－

件
に 海水
お

（海水を通水しない）

対象外

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

－
対象外

全
性 関連資料〔配置図〕59-3

第 操作性
2

中央制御室操作号 関連資料
第1
項

第3［保管場所図］59-7

試験・検査

計測制御設備(検査性、系統構成・外部入力)

号 関連資料本来の用途として使用－切替不要

号 関連資料第45号

響 その他(飛散物)
防止 関連資料3
条

1

可搬SAの容量

他設備から独立Ａｃ（考慮対象なし）

対象外［保管場所図］59-7

第 設置場所6
号 関連資料第中央制御室操作2

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

4
第
3
項

設置場所

より簡単な接続

対象外

通

第
7
号

要

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ－

第 アクセスルート
6号 関連資料共Ｃ－

号 関連資料第 保管場所5
号 関連資料Ａ－

可搬SAの接続性

号 関連資料第異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料第Ｂ［保管場所図］59-7

号 関連資料第Ａ－

悪 系統設計影

Ｊ－

第 切り替え性4

第Ａ

屋内アクセスルートの確保

Ａ－

環境条件、自然現象、外部人為防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

事象、溢水、火災（中央制御室換気空調系設備と位置的分散）

サポート系要因(サポート系なし)

Ａａ

因
故
障
防
止

関連資料

－

59-1-8

対象外

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

59条：原子炉制御室

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線SA 設備基準適合性一覧表（可搬）中央制御室待避室遮蔽（可搬型）類型化区分

原子炉区域を除く原子炉建屋内及びその他の建屋内（コントロール建屋）Ｃ（有効に機能を発揮する）

－

荷重
海水

（海水を通水しない）

対象外

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

対象外

関連資料

〔配置図〕59-3

第 操作性
2
号 関連資料
第
1
項

第
5
号

遮蔽

本来の用途として使用－切替不要

第
3
項

Ａｃ

（考慮対象なし）

対象外（操作不要）

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの（接続不要）（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）－－
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ－

第 アクセスルート
6号 関連資料
環境条件、自然現象、外部人為
事象、溢水、火災

対象外
－

関連資料

要

対象外

－
対象外

関連資料

通

Ａ

[被ばく評価]59-11

異なる複数の接続箇所の確保

共

対象外

－

関連資料

第 保管場所5
号 関連資料第7号

他設備から独立－

可搬SAの接続性

設置場所

Ｂｂ

－

第 設置場所6
号 関連資料

第
2
号
第
3
号
第
4
号

Ｋ
―

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料第 可搬SAの容量
1
号 関連資料

対象外

－

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3
号 関連資料第 切り替え性4号 関連資料

第43条（操作不要）（アクセス不要）

対象外〔配置図〕59-3
同一機能の設備なし又は代替対象ＤＢ設備なし

対象外(サポート系なし)

対象外

因
故

サポート系要因

障
防
止

関連資料

－

59-1-9

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）

第 59 条：原子炉制御室

非常用ガス処理系排風機

環境温度・湿度・圧力／号

環境条件における健全性

1

Ｂ

荷重

（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響
電磁的障害(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料
第

区分

原子炉建屋原子炉区域内

屋外の天候／放射線

第

類型化

－
－

[配置図]59-3，[系統図]59-4

操作性

中央制御室操作

Ａ

２
号

関連資料

[配置図]59-3

第
1
項

第
３
号

第
第

４

4

号

試験・検査

排風機，弁

(検査性、系統構成・外部入力)
関連資料
切り替え性

Ａ，Ｂ

[試験及び検査]59-5
本来の用途として使用－切替必要

関連資料

Ｂa

[系統図]59-4

3
第
5
号

悪影響防止

条

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

第ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

[配置図]59-3，[系統図]59-4

設置場所

中央制御室操作

Ｂ

6
号

関連資料

第

常設 SA の容量

[配置図]59-3
設計基準対処施設の系統及び機器の容量等が十分

Ｂ

1

第
2

号

関連資料

第

共用の禁止

[容量設定根拠]59-6（共用しない設備）

対象外

2
号

第
3
号

共通要因故障防止項

関連資料
環境条件、自然現象、外部人為－
緩和設備又は防止でも緩和でもない設備-対象

事象、溢水、火災（同一目的のＳＡ設備なし）

サポート系故障対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

関連資料[配置図]59-3，[系統図]59-4

59-1-10

対象外

Ｃａ

59-2
単線結線図

59-2-1

図 59-2-1

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

図 59-2-2

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

59-3
配置図

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

59-3-1

図 59-3-1 中央制御室 可搬型蓄電池内蔵型照明 配置図（使用時）59-3-2

図 59-3-2 中央制御室待避室

可搬型蓄電池内蔵型照明

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

59-3-4配置図

図 59-3-4 中央制御室換気空調系給気及び排気隔離ダンパ 配置図（7 号炉）（コントロール建屋地上 2 階）
59-3-5

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

図 59-3-6 中央制御室可搬型陽圧化空調機 配置図（コントロール建屋地上 1 階及び 2 階）
59-3-7

図 59-3-7 中央制御室待避室

陽圧化装置(空気ボンベ)

59-3-8配置図

図 59-3-8 中央制御室待避室 陽圧化装置(空気ボンベ)（廃棄物処理建屋地上 1 階）
59-3-9配置図

図 59-3-9 中央制御室待避室遮蔽

59-3-10配置図

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

59-3-11

配置図

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

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

図 59-3-13 データ表示装置（待避室） 配置図（コントロール建屋地上 2 階）
59-3-14図 59-3-14 酸素濃度・二酸化炭素濃度計及び乾電池内蔵型照明（コントロール建屋地上 2 階）
59-3-15配置図

図 59-3-15

非常用ガス処理系に係る機器（排風機，フィルタ装置，乾燥装置）の
配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

59-3-16

図 59-3-16

非常用ガス処理系に係る機器（弁）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

59-3-17

図 59-3-17

非常用ガス処理系に係る中央制御室操作盤の配置図（コントロール建屋地上 2 階）

59-3-18

図 59-3-18

非常用ガス処理系に係る機器（排風機，フィルタ装置，乾燥装置）の
配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

59-3-19

図 59-3-19

非常用ガス処理系に係る機器（弁）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

59-3-20

図 59-3-20

非常用ガス処理系に係る中央制御室操作盤の配置図（コントロール建屋地上 2 階）

59-3-2159-4
系統図59-4-1

59-4-2

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

空気供給第二弁
空気供給第一弁

59-4-3
空気ボンベ元弁

図 59-4-2 中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置 系統概要図（中央制御室を陽圧化時）

空気供給第二弁
空気供給第一弁

59-4-4
空気ボンベ元弁

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

59-4-5

図 59-4-4 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）系統概要図

59-4-6

図 59-4-5 データ表示装置（待避室） 系統概要図

59-4-7

図 59-4-6

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

59-4-8

図 59-4-7

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

No

機器名称

1

非常用ガス処理系乾燥装置（A）

2

非常用ガス処理系乾燥装置（B）

3

非常用ガス処理系フィルタ装置4

非常用ガス処理系排風機（A）

5

非常用ガス処理系排風機（B）

6

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（A）

7

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（B）

8

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁（A）

9

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁（B）

排気口

原子炉建屋原子炉区域

非常用ガス処理系
乾燥装置(A)

59-4-9

T22-MO-F002A

原子炉建屋
オペレーティングフロア

AO

MO ⑥

①

AO

MO ⑦

②

T22-MO-F002B
ドライウェル

原子炉
圧力
容器

AO
AO
AO

MO

非常用ガス処理系⑧
排風機(A) ④
非常用ガス処理系 T22-MO-F004A
フィルタ装置 ③MO⑤MO

非常用ガス処理系
排風機(B)⑨
T22-MO-F004B

非常用ガス処理系
乾燥装置(B)

MO

AO

AO

格納容器圧力逃がし装置へ

サプレッション・
チェンバ

AO
AO

原子炉・タービン区域
換気空調系へ
パージ用排風機

図 59-4-8

主排気筒
AO

非常用ガス処理系

系統概要図（6 号炉）

No

機器名称

1

非常用ガス処理系乾燥装置（A）

2

非常用ガス処理系乾燥装置（B）

3

非常用ガス処理系フィルタ装置4

非常用ガス処理系排風機（A）

5

非常用ガス処理系排風機（B）

6

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（A）

7

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（B）

8

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁（A）

9

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁（B）

排気口

原子炉建屋原子炉区域

59-4-10

非常用ガス処理系
乾燥装置(A)
T22-MO-F002A

原子炉建屋
オペレーティングフロア

AO

MO ⑥

①

AO

MO ⑦

②

T22-MO-F002B
ドライウェル

原子炉
圧力
容器

AO
AO
AO

MO

非常用ガス処理系⑧
排風機(A) ④
非常用ガス処理系 T22-MO-F004A
フィルタ装置 ③MO⑤MO

非常用ガス処理系
排風機(B)⑨
T22-MO-F004B

主排気筒
AO

非常用ガス処理系
乾燥装置(B)

AO
AO
サプレッション・
チェンバ

格納容器圧力逃がし装置へ
MO

AO
AO

原子炉・タービン区域
換気空調系へ
パージ用排風機

図 59-4-9

非常用ガス処理系

系統概要図（7 号炉）

59-5
試験及び検査59-5-1

○可搬型蓄電池内蔵型照明の試験及び検査について
可搬型蓄電池内蔵型照明は，運転中及び停止中においても蓄電池電圧の確認，照明の点灯確認が可能な構造とする。概略構造図を図 59-5-1 に示す。

スイッチ を切り替え る
ことによ り点灯確認 が点検用コ ネクタによ り可能である。

電圧測定が可能である。

図 59-5-1 可搬型蓄電池内蔵型照明の概略構造図

59-5-2

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

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

59-5-3

図 59-5-2 中央制御室の陽圧化試験におけるバウンダリ構成図

図 59-5-3 中央制御室待避室の陽圧化試験におけるバウンダリ構成図

59-5-4

〇無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）の試験・検査について
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）における試験及び検査は表 59-5-1 のとおりである。
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）の概要を図 59-5-4 に示す。

表 59-5-1 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）の試験・検査
状態

項目

運転中

外観検査機能・

又は

性能試験

停止中

外観検査

試験・検査項目
通話通信の確認
外観の確認

図 59-5-4 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）の概要

59-5-5無線連絡設備（常設） 試験・検査内容【試験構成】※

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

59-5-6無線連絡設備（可搬型／常設） 試験・検査内容【試験構成】※

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

59-5-7

衛星電話設備（常設） 試験・検査内容【試験構成】※

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

59-5-8

〇データ表示装置（待避室）の試験及び検査について
データ表示装置（待避室）における試験及び検査は表 59-5-2 のとおりである。
データ表示装置（待避室）の概要を図 59-5-8 に示す。

表 59-5-2 データ表示装置（待避室）の試験・検査
状態

項目

試験・検査項目

運転中

機能・性能試験

機能の確認

外観検査

外観の確認

又は
停止中

図 59-5-8 データ表示装置（待避室）の概要

59-5-9データ表示装置（待避室）

試験・検査内容【試験構成】※写真についてはイメージ。

図 59-5-9 データ表示装置（待避室） 試験・検査構成

59-5-10

○酸素濃度・二酸化炭素濃度計の試験及び検査について
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中においても校正ガスによる性能検査が可能な設計とする。外観図を図 59-5-10 に示す。

図 59-5-10 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の外観図

59-5-11

表 59-5-3 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 点検計画

59-5-12東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：放射線管理設備
検 査 名：非常用ガス処理系機能検査
要領書番号：Ｋ６－１０－４２－Ｂ－運

59-5-13

59-5-14

図 59-5-11 非常用ガス処理系（6 号炉） 機能検査系統図

59-5-14

59-5-15

図 59-5-12 非常用ガス処理系排風機（6 号炉） 構造図

59-5-15

表 59-5-4 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 点検計画

59-5-16東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：放射線管理設備
検 査 名：非常用ガス処理系機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－４２－Ｂ－運

59-5-17

59-5-18

図 59-5-13 非常用ガス処理系（7 号炉） 機能検査系統図

59-5-18

59-5-19

図 59-5-14 非常用ガス処理系排風機（7 号炉） 構造図

59-5-19

59-6
容量設定根拠59-6-1

名称

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化差圧

中央制御室／隣接区画の陽圧化差圧
中央制御室待避室／隣接区画の陽圧化差圧

Pa

20～40

Pa

60 以上

機器仕様に関する注記―【設定根拠】
中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
低温及び高温の設計基準については，観測記録（気象庁アメダス）年超過確率評価を踏まえ最低気温が最も小さく，及び最高気温が最も大きくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処理による年超過確率 10-4/年の値として最低気温は-15.2℃，及び最高気温は 38.8℃となった。
中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計に際しては，重大事故等時の室内の温度を中央制御室のあるコントロール建屋の設計最高温度 40℃，隣接区画を年超過確率 10-4 /年の値よりも厳しい最低温度-17.0℃と仮定すると，中央制御室
及び中央制御室待避室の階層高さは最大 6m であるため，以下のとおり約 15Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿P＝{(－17℃の乾き空気密度)－(＋40℃の乾き空気の密度)}×階層高さ＝（1.378－1.127）×6＝1.506 kg/m2（≒15Pa）
このため，陽圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋20Pa とする。
また，中央制御室は隣接区画からのインリークを防止し，中央制御室待避室は中央制御室及び隣接区画からのインリークを防止する設計とし，中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリの設計差圧は図 59-6-1 のように，中央制御室を 20Pa
以上 40Pa 未満，中央制御室待避室を 60Pa 以上とする。

図 59-6-1

中央制御室及び中央制御室待避室

59-6-2

陽圧化圧力

名称

可搬型陽圧化空調機（ブロワユニット）台数台

４ （予備２）（6 号炉及び 7 号炉共用）

容量

㎥/h/台

1,125～1,500（注１），（1,500（注２））

機器仕様に関する注記

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

59-6-3

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

量は上記風量に設 計裕 度をもった 4,500～ 6,000m3/h（6 号炉 側から 1,125～
1,500m3/h/台×２台，7 号炉側から 1,125～1,500m3/h/台×２台）とする。

図 59-6-2

中央制御室の気密性能試験結果

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

59-6-4

名称

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）

本数本

174 以上 （注１），（194（注２））

容量

L/本

47（6 号炉及び 7 号炉共用）

充填圧力

MPa

約 15（35℃）

機器仕様に関する注記

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

59-6-5

【設定根拠】（続）（２）必要ボンベ本数
中央制御室待避室を 10 時間陽圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸化炭素
濃度基準換気量の 95.5m 3/h 及びボンベ供給可能空気量 5.50m3/本から下記の通り 174 本となる。
・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at 35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・圧力調整弁最低制御圧力：0.89MPa
・ボンベ供給可能空気量：5.50m3/本（at -4℃）
以上より，必要ボンベ本数は下記の通り 174 本以上となる。
95.5m3/h÷5.50m3/本×10 時間＝173.6≒174 本
設備の公称値としては予備を含めて合計で 194 本を設置する。
また，中央制御室待避室においては，上記の 95.5m3/h で必要差圧が 60Pa 以
上確保可能な気密性を有する設計とする。

59-6-6

名称台数

無線連絡設備（常設）
6 号炉
7 号炉

台

1
1

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

図59-6-3

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）

59-6-7

名称
台数

衛星電話設備（常設）
6 号炉
7 号炉

台

1
1

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

図 59-6-4

機能毎に必要な通信連絡設備（発電所内）

59-6-8

名称

データ表示装置（待避室）

台数

6 号炉

台

1

，

7 号炉

1

【設定根拠】

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

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

目的

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

炉心反応度の
状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

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

態確認

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

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

59-6-9６号炉（１／７）

【設定根拠】（続）

６号炉（２／７）
目的

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

炉心冷却の状原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

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

59-6-10

【設定根拠】（続）

６号炉（３／７）
目的

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

ＢＶ

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

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

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

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

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

59-6-11

【設定根拠】（続）

６号炉（４／７）
目的

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

格納容器内の復水補給水系温度（代替循環冷却）

状態確認

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

放射能隔離の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

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

59-6-12

【設定根拠】（続）
６号炉（５／７）

目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

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

59-6-13

【設定根拠】（続）

６号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

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

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

59-6-14

【設定根拠】（続）

６号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

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

破損防止確認

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

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

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

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-6-15

【設定根拠】（続）

７号炉（１／７）
目的

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

炉心反応度の
状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

原子炉圧力

計数率高高
Ａ

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

態確認

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

59-6-16

【設定根拠】（続）

７号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

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

態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

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

59-6-17

【設定根拠】（続）

７号炉（３／７）
目的

対象パラメータ

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

状態確認

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

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

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

59-6-18

【設定根拠】（続）

７号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

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

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

放射能隔離の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

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

全弁全閉

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

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

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

59-6-19

【設定根拠】（続）

７号炉（５／７）
目的

対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

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

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

使用済燃料プールの状態確認

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

59-6-20

【設定根拠】（続）

７号炉（６／７）
目的

対象パラメータ

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

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

59-6-21

【設定根拠】（続）

７号炉（７／７）
目的

対象パラメータ

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

破損防止確認

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

水素爆発による原子炉建屋

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

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

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-6-22名称

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

検知

酸素

％

5.0 ～ 30.0

範囲

二酸化炭素

％

0.04 ～ 5.00

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

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

1.2

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

59-6-23

名

称

非常用ガス処理系排風機
3

容量m /h/個

原動機出力

kW/個

機器仕様に関する注記

1,844 以上（注 1）（2,000（注 2））
以上（注 1）（22（注 2））（6 号炉）
以上（注 1）（15（注 2））（7 号炉）
注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】
非常用ガス処理系排風機は，設計基準事故対処設備として使用する場合，放射性よう
素・粒子状放射性物質が直接大気へ放出されることを防止し，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持することを目的とし，事故時に原子炉建屋原子炉区域内の気体を吸引し非常用ガス処理系フィルタを介して排気する。また，非常用ガス処理系排風機は，工学的安全施設作動回路からの信号により，自動的に常用の換気空調系が閉止されるとともに起動し，原子炉建屋原子炉区域を水柱約 6mm の負圧に保ち，原子炉建屋原子炉区域内空気の 50％を 1 日で処理する能力を有する。
非常用ガス処理系排風機を重大事故等対処設備として使用する場合，重大事故等時に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放射性物質を含む気体が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，主排気筒（内筒）を通して原
子炉建屋外に排気することで，運転員の被ばくを低減することができる。ただし，非常用ガス処理系を重大事故等対処設備として使用する場合は，非常用ガス処理系フィルタの性能には期待しないものとする。
なお，重大事故等時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価については，運転員の 7 日間の実効線量が 6 号及び 7 号炉で代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した
場合で最大約 66mSv，6 号炉が格納容器ベントを実施し，7 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 78mSv，7 号炉が格納容器ベントを実施し，6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 86mSv となり，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認している。（詳細は「59-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」による）

1.容量の設定根拠
重大事故等対処設備としての非常用ガス処理系排風機の容量は，「(1) 原子炉建屋原子炉区域空間容積を 50%/d で処理できる量」に，「(2)原子炉格納容器からの漏えい量」を加えたものとする。

59-6-24

(1) 原子炉建屋原子炉区域空間容積を 50%/d で処理する量
・原子炉建屋原子炉区域空間容積：86,000m3

86,00050 1
100 24

1,791.6 ≒ 1,792m3/h(2)原子炉格納容器からの漏えい量
・原子炉格納容器自由空間容積：13310 m 3・原子炉格納容器漏えい率：1.3 %/d（原子炉格納容器限界圧力 0.62MPa[gage]時における想定漏えい率）
・原子炉格納容器限界圧力である 0.62MPa[gage]の気体が大気圧（0.101325MPa[abs]）に開放された時の容積比：7.2（（0.62＋0.101325）／0.101325＝7.12≒7.2）

13,310

1.3
1
7 .2
100
24

51.9 ≒ 52m 3 /h

以上より，非常用ガス処理系排風機の容量は，1,792＋52＝1,844 m3/h 以上とし，設計基準事故対処設備としての容量と同じ 2,000m3 /h/個とする。
2.原動機出力の設定根拠
非常用ガス処理系排風機の原動機出力は，非常用ガス処理系排風機の定格風量点においての軸動力をもとに設定する。
＜6 号炉＞
定格風量点における非常用ガス処理系排風機の風量は 2,000 m3/h，静圧はであり，そのときの非常用ガス処理系排風機の必要軸動力は，kPa

kW となる。

上記から，非常用ガス処理系排風機の原動機出力は，必要軸動力を上回る原動機のメーカ標準出力とし，22kW/個とする。
＜7 号炉＞
定格風量点における非常用ガス処理系排風機の風量は 2,000 m3/h，静圧はであり，そのときの非常用ガス処理系排風機の必要軸動力は，kPa

kW となる。

上記から，非常用ガス処理系排風機の原動機出力は，必要軸動力を上回る原動機のメーカ標準出力とし，15kW/個とする。

59-6-25

59-7
保管場所図

59-7-1

図 59-7-1 中央制御室

可搬型蓄電池内蔵型照明 保管場所

59-7-2

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

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

59-7-4

59-8
アクセスルート図

59-8-1

第 59-8-1 図

現場操作アクセスルート（建屋地上２階）

59-8-2

第 59-8-2 図

現場操作アクセスルート（建屋地上１階）

59-8-3

第 59-8-3 図

現場操作アクセスルート（建屋地下１階）
59-8-4

59-9
その他設備

59-9-1

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

図 59-9-1

カードル式空気ボンベユニット接続概要図

59-9-2

配置については，今後，訓練等を通じて見直していく。

図 59-9-2

カードル式空気ボンベユニット接続時の配置図

59-9-3

59-10原子炉制御室について（被ばく評価除く）

59-10-i

目

次

1. 概要
1.1 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
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
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・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 中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの
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
3. 添付資料
3.1 中央制御室内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
3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性
3.7 申請前号炉の中央制御室の居住性評価について

59-10-ii

1. 概要
1.1 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方
針は以下，表 1.1-1, 表 1.1-2 のとおりである。
表 1.1-1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第二十六条（原子炉制御室）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る 規 則

実用発電用原子炉及びその附属施設の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る
規則の解釈（原子炉制御室等）

第２６条（原子炉制御室等）

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

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

二 発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

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

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

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

59-10-1-1

適合方針（追加要求事項への適合方針は以下のとおり）

・中央制御室には，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために ，7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 他 に 設 置 し た 監視カ
メラの 映 像 に よ り ，津 波等の外部状況を昼夜にわたり監視できる設計とする。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能な設計とする。そのほかにも，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御室内のテレビ等にて受信可能な設計とする。

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

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

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

表 1.1-2 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第三十八条（原子炉制御室）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（原子炉制御室等）

第３８条（原子炉制御室等）

適合方針

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

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

59-10-1-2

・設置許可基準規則第二 十 六 条 第 1項 第 2号 に
同じ。

をいう。
９ 第４項に規定する「原子炉制御室
４ 発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、火 災 そ の 他 の
以 外 の 場 所 」と は 、原 子 炉制 御 室 を 構
異常な事態により原子炉制御室が使用で成 す る 区 画 壁 の 外 で あ っ て 、原 子 炉 制
きない場合に、原子炉制御室以外の場所
御室退避の原因となった居住性の悪か ら 発 電 用 原 子 炉 の 運 転 を 停 止 し 、か つ 、化の影響が及ぶおそれがない程度に安全な状態に維持することができる装置
隔 離 さ れ た 場 所 を い い 、「安 全 な 状 態を施設しなければならない。
に維持することができる装置」とは、原子炉制御室以外の場所から発電用
原 子 炉 を 高 温 停 止 で き 、引 き 続 き 低 温
停止できる機能を有した装置であること。
５ 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、気体状の放射性物
質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置を講じなければならない。

１ ０ 第 ５ 項 に 規 定 す る ｢こ れ に 連 絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための 区 域 ｣と は 、 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 施
設 の 故 障 、損 壊 等 が 生 じ た 場 合 に 原 子
炉制御室に直交替等のため入退域する通路及び区域をいう。
１１ 第５項においては、原子炉制御室 等 に は 事 故・異 常 時 に おい て も 従 事者 が 原 子 炉 制 御 室 に 立 ち 入 り 、一 定 期間滞在できるように放射線に係る遮蔽 壁 、放 射 線 量 率 の 計 測 装 置 の 設 置 等の「 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置」が 施 さ れていること。この「放射線防護措置」
としては必ずしも設備面の対策のみ
で は な く 防 護 具 の 配 備 、着 用 等 運 用 面の 対 策 も 含 ま れ る 。「 一 定期 間 」と は 、
運 転 員 が 必 要 な 交 替 も 含 め 、一 次 冷 却
材喪失等の設計基準事故時に過度の被 ば く な し に と ど ま り 、必 要 な 操 作 を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置 」と は 、一 次
冷 却 材 喪 失 等 の 設 計 基 準 事 故 時 に ，原子炉制御室内にとどまり必要な操作、措置を行う運転員が過度の被ばくを受 け な い よ う 施 設 し 、運 転 員 が 原 子 炉
制 御 室 に 入 り 、と ど ま る 間 の 被 ば く を「 実 用 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 、運 転 等 に関する規則の規定に基づく線量限度
等 を 定 め る 告 示 」の 第 ８ 条 に お け る 緊
急時作業に係る線量限度１００ｍＳ
ｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評
価 は 、判 断 基 準 の 線 量 限 度 内 で あ る ことを確認すること。被ばく評価手法
は 、「 原 子 力 発 電 所 中 央 制御 室 の 居 住
性 に 係 る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て（ 内規 ）」（ 平 成 ２ １・０ ７・２ ７ 原 院 第１ 号（ 平 成 ２ １ 年 ８ 月 １ ２ 日 原 子 力 安
全・保 安 院 制 定 ））（ 以 下「 被 ば く 評
価 手 法（ 内 規 ）」と い う。）に 基 づ くこと。

59-10-1-3・遮蔽その他の適切な放射線防護措置は，運転員の被ばく評価を「原子力発電所中央制
御室の居住性に係る被ばく評価手法について(内 規 )」 に 基 づ き 実 施
し ， 実 効 線 量 が 100mSv
以下となる設計とする。
また，チャコールフィ
ルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価により想定した空気量を下回る設計とする。

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

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

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

59-10-1-4

（２）重大事故等への対処
原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針
は以下，表 1.1-3 のとおりである。
表 1.1-3 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第五十九条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

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

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

（重大事故等に対処するために必要なパラメータについても監視 で き る 設 計 と す る 。）ａ ）原 子 炉 制 御 室 用 の 電 源（ 空 調 及び 照 明 等 ）は 、代 替 交 流 電 源 設 備 からの給電を可能とすること。

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

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

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

① 本規程第３７条の想定する格納
容 器 破 損 モ ー ド の う ち 、原 子 炉 制 御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功 し た 事 故 シ ー ケ ン ス（ 例 え ば 、炉心 の 著 し い 損 傷 の 後 、格 納 容 器 圧 力逃がし装置等の格納容器破損防止
対 策 が 有 効 に 機 能 し た 場 合 ）を 想 定すること。

・原 子 炉 制 御 室 の 運 転 員 の被 ば くの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シー
ケ ン ス と し て ，格 納 容 器 過 圧 の 破損モードを想定した設計とする。
ま た ， 大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉
心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定し設計する。

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

・運 転 員 は ，中 央 制 御 室 滞在 時 及び交替のための入退域時ともにマスクの着用を考慮する設計とする。

③ 交替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。

・運 転 員 は 5 直 2 交 替 勤 務を 前 提に 評 価 を 行 な う が ，積算の被ばく線
量が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮のうえ設計する。

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。

59-10-1-5

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

※「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

第七十四条（原子原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.1-4 に示す。

59-10-1-6

表 1.1-4

系統機能

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（中央制御室）
－

耐震重要
度分類
（S）
－

常設

（重大事故等対処施設）－

中央制御室待避室－－

常設（重大事故等対処施設）－

中央制御室遮蔽（中央制御室遮蔽）
－

（S）
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1

－

－

－

常設

常設重大事故緩和設備－

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

設備
居住性の確保

原子炉制御室）(1/2)

中央制御室

中央制御室待避室遮蔽
中央制御室可搬型陽圧化空調機
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
無線連絡設備（常設）
衛星電話設備（常設）62 条に記載
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

データ表示装置（待避室）

－

－

常設

差圧計※2

－

－

可搬

酸素濃度・二酸化炭素濃度計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト［流路］
中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）［流路］
中央制御室換気空調系給排気隔
離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR
非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）［流路］
中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1※3

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1※3SA－2※1 常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載※3 可搬型陽圧化空調機による陽圧化においてバウンダリを構成し，空気の流れを確保する常設設備であるため，本文類とする。

59-10-1-7－－

表 1.1-4

系統機能

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別
耐震重要
度分類

設備
居住性の確保（つづき）

原子炉制御室）(2/2)

無線連絡設備（常設）（屋外アン
テナ）
［伝送路］
衛星電話設備（常設）（屋外アン
テナ）
［伝送路］

常設
可搬型

設備分類
分類

機器
クラス

62 条に記載

照明の確保

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室照明－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

被ばく線量の低減

非常用ガス処理系排風機

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

－

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

非常用ガス処理系配管・弁［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

主排気筒（内筒）［流路］

常設

常設重大事故緩和設備－

非常用ガス処理系フィルタ装置［流路］
非常用ガス処理系湿分除去装置［流路］

原子炉建屋原子炉区域［流路］

その他の設備に記載（うち，常設重大事故緩和設備）

59-10-1-8

1.2 設計における想定シナリオ
原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
（１）単独プラント設計基準事故時の想定シナリオ「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（ 以下，「 技術基準」）の解釈第 38 条 12 に記載の通り，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について（内規）」」（平成 21・07・27 原院第１号（平成 21 年 8 月 12 日原子力
安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

（２）重大事故時の想定シナリオ
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下，「設置許可基準規則」）の
解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重 大事故 時の制 御室及び 緊急時 対策所 の居住性 に係る 被ばく 評価に関 する審 査ガイド」（以下，「審査ガイド」）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定 する格 納容器 破損モー ドのう ち、原 子炉制御 室の運 転員の 被ばくの 観点か ら結果
が 最も厳 しくな る事故収 束に成 功した 事故シー ケンス （例え ば、炉心 の著し い損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシ
ーケンス」
（以下，
「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）においても，格納容器ベン トを実 施する ことなく 事象を 収束す ることの できる 代替循 環冷却系 を整備 している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせ に基づき，6 号及び 7
号 炉にお いて同 時に重大 事故が 発生し たと想定 する場 合，第 一に両号 炉にお いて代
替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。
基本的な事象収束シナリオ
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

代替循環冷却

代替循環冷却
図 1.1-1

基本シナリオ

し かしな がら ，被ば く評 価にお いて は，片 方の 号炉に おい て代替 循環 冷却に 失敗
59-10-1-9

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

被ばく評価の基本想定シナリオ（6 号炉ベントの例）
柏崎刈羽７号炉

柏崎刈羽６号炉

代替循環冷却

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-2

被ばく評価基本シナリオ例

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

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ①
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-3

同時
ベント

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ①（遮蔽）

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

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ②
柏崎刈羽６号炉
格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-4

同時で
ない
ベント

柏崎刈羽７号炉
格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ②（空調）59-10-1-10

2. 設 計 方 針2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

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

（１）監視カメラ
発 電 用 原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能 性 の あ る 自 然 現 象 等（ 洪 水 ，風（ 台風 ），竜 巻 ，低 温（ 凍 結 ），降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，地 滑 り，火 山 の 影 響 ，生物 学 的 事 象 ，森 林・近 隣 工 場 等 の 火 災 ，飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ），船 舶 の衝 突 ， 及 び 地 震 ， 津 波 ） 及 び 発 電 所 構 内 の 状 況 を ， 7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上
主 排 気 筒 に 設 置 す る 津 波 監 視 カ メ ラ ，6号 炉 ，7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 等 に 設
置 す る 構 内 監 視 カ メ ラ の 映 像 に よ り ，昼 夜 に わ た り 監 視 で き る 設 計 と す る 。

（２）取水槽水位計
津波の襲来及び津波挙動の把握が可能な設計とする。

（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。

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

59-10-2-1：Ｄ Ｂ 範 囲

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

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

構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側バースクリーン）

FAX

PC

一般テレビ

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

59-10-2-2

（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-2

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

59-10-2-3：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-3

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

59-10-2-4：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.2

監視カメラについて
監視カメラは，津波監視カメラ及び構内監視カメラにて構成する。
津 波 監 視 カ メ ラ は ， 7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 に 設 置 さ れ た 排 気 筒 の

T.M.S.L.+76mの 位 置 に 2台 設 置 し ，水 平 360°，垂 直 90°の 旋 回 が 可 能 な 設
備 と す る こ と で ，津 波 の 襲 来 及 び 津 波 挙 動 の 察 知 と ，そ の 影 響 の 俯 瞰 的 な
把 握 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，赤 外 線 撮 像 機 能 を を 有 し た カ メ ラ を 用 い ，か つ 中 央 制 御 室 か ら 監 視 可 能 な 設 備 と す る こ と で ，昼 夜 を 問 わ な い 継 続 した監視を可能とする。
監 視 に 必 要 な 要 件 を 満 足 す る 仕 様 と し て お り ，隣 接 す る 6号 及 び 7号 炉 発
電用原子炉施設に迫る自然現象を共通要因として把握するものであるた
め ，6号 及 び 7号 炉 で 共 用 と す る こ と に よ っ て 安 全 性 を 損 な う こ と は な い こと か ら ， 6号 及 び 7号 炉 共 用 と し て い る 。 表 2.1-1に 津 波 監 視 カ メ ラ の 概 要を示す。
ま た 構 内 監 視 カ メ ラ は ，自 然 現 象 等 の 監 視 強 化 の た め 原 子 炉 施 設 周 辺 高
台 ，及 び 海 側 に 設 置 し ，津 波 監 視 カ メ ラ の 監 視 可 能 範 囲 を 補 足 す る 。構 内
監 視 カ メ ラ の 配 置 を 図 2.1-3に ， 表 2.1-2に 構 内 監 視 カ メ ラ の 概 要 を 示 す 。
津 波 監 視 カ メ ラ 及 び 構 内 監 視 カ メ ラ は ，取 付 け 部 材 ，周 辺 の 建 物 ，設 備
等で死角となるエリアをカバーすることが出来るよう配慮し配置している 。各 々 の カ メ ラ に て 監 視 可 能 な 6号 炉 ，7号 炉 原 子 炉 施 設 及 び 周 辺 の 構 内
範 囲 に つ い て ，図 2.1-4～ 6に 示 す 。ま た ，構 内 監 視 カ メ ラ は 庇 を 有 し た 積
雪 等 影 響 を 受 け に く い 構 造 を 有 し た も の を 設 置 す る と と も に ，ま た 津 波 監
視 カ メ ラ 取 付 け は 7号 炉 主 排 気 筒 の 支 持 鋼 材 へ の 懸 垂 構 造 と す る こ と で 積
雪 の 影 響 を 受 け に く い 設 計 と す る 。 取 付 け 詳 細 を 図 2.1-7,8に 示 す 。
な お ，可 視 光 カ メ ラ に よ る 監 視 が 期 待 で き な い 夜 間 の 濃 霧 発 生 時 や 強 雨
時 に お い て は ，赤 外 線 カ メ ラ に よ る 監 視 機 能 に つ い て も 期 待 で き な い 状 況と な る こ と が 考 え ら れ る 。そ の 場 合 は 監 視 カ メ ラ 以 外 で 中 央 制 御 室 に て 監
視 可 能 な パ ラ メ ー タ を 監 視 す る こ と で 外 部 状 況 の 把 握 に 努 め つ つ ，気 象 等に 関 す る 公 的 機 関 か ら の 情 報 も 参 考 と し ，原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能
性 が あ る 自 然 現 象 等 を 把 握 す る こ と と す る 。な お ，監 視 カ メ ラ の う ち ，海側に設置された構内監視カメラにおいてはカメラに照明設備が付属装備されており，環境によっては外部状況把握が可能な設計とする。

59-10-2-5：Ｄ Ｂ 範 囲表 2.1-1

津波監視カメラの概要
津波監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光と赤外線のデュアルカメラ

ズーム

デジタルズーム４倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能あり（赤外線カメラ）

耐震性

基準地震動に対し機能維持

電源供給

代替交流電源設備から給電可能

風荷重

風 速 40 .1m/se cに よ る 荷 重 を 考 慮

積雪荷重

積 雪 167cm に よ る 荷 重 を 考 慮

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

表 2.1-2

構内監視カメラの概要
構内監視カメラ
6号 炉 ス ク リ ー ン 海 側
及 び 7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側

大湊側高台ヤード南面

外観

カメラ構成

可視光カメラズーム

光 学 ズ ー ム 18 倍

光 学 ズ ー ム 12倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ± 約 90°／ 水 平 360° ）上下左右可能（ 上 方 約 15°下 方 約 60°／ 左 右 約 170° ）

暗視機能

なし

耐震性

Ｃクラス

電源供給

常・非常用電源から給電可能

台数（ 6号 炉 7号 炉 共 用 ） １ 台

59-10-2-66号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 :（ 6号 炉 設 備 ） ３ 台
7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 :（ 7号 炉 設 備 ） ３ 台：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-4 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 津 波 監 視 カ メ ラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）の監視可能な画角範囲
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59-10-2-7：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-5 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（大湊側高台ヤード南面）の監視可能な画角範囲
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59-10-2-8：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-6 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（6 号炉，7 号炉スクリーン海側）の監視可能な画角範囲
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59-10-2-9：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-7

津波監視カメラ取り付け概要図

図 2.1-8

構内監視カメラ取り付け概要図59-10-2-10

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

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

図 2.1-9（ 1/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟市方向海沿い
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：Ｄ Ｂ 範 囲
59-10-2-11

図 2.1-9（ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟市方向海沿い
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：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-12

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

図 2.1-10

津波監視カメラの撮影方角

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：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-13

図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて開閉所方向
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：Ｄ Ｂ 範 囲

59-10-2-14

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

図 2.1-12

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
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59-10-2-15：Ｄ Ｂ 範 囲

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

第 6 条選定事象*1
自然

地震

津波

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

人為

地震

地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

〇

津波

〇

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

洪水
風（台風）

〇

竜巻

〇

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

低温（凍結）〇

設備周辺における凍結影響の有無

降水〇

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪〇

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

〇

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

地滑り〇

豪雨や地下水の浸透，地震に伴う地滑りや土砂崩れの有無や原子炉施設への影響の有無

火山〇

降下火砕物の有無や堆積状況

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

飛来物(航空機落下等)飛来物の有無や構内及び原子炉施設への影響の有無

森林，近隣工場等の火災〇

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無

船舶の衝突

〇

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

59-10-2-16：ＤＢ範囲

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

大 気圧

測定レンジ

(6 号炉)（ 原子炉 建屋原 子炉区域

-2.50～2.50 kPa(7 号炉)

外 気差圧 ）

-1.20～0.30 kPa

測定レンジの考え方
台 風等に より原 子炉建屋内 外の差 圧
が 大きく なった 場合には建 屋を保 護する 必要が あるこ とから風影 響を把 握可
能 な設計 とする 。
原 子炉建 屋原子 炉区域外気 差圧と して，(6 号炉) -1.47～0.49 kPa(7 号炉) -0.98～0.2 kPaを把握できる設計とする。
観測記録（気象庁アメダス）年超過確率評

気温-20.0～40.0℃

価 10-4/年の値である最低気温-15.2℃，及び最高気温 38.8℃が把握できる設計とする。

高温水（海水温高）
湿度

雨量
風向（ 標 高 20m,85m,160m）

0.0～50.0℃

設計基準温度（海水温高）の 30.0℃が把握できる設計としている。

0～99.9％―0～110.0mm（1 時間値）

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

全方位

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計としている。

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

0～30.0m/s(85m,160m)

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

（10 分間平均値）(6 号炉)
T.M.S.L.-6.5m～ T.M.S.L.+9.0m
取水槽水位(7 号炉)
T.M.S.L.-5.0m～ T.M.S.L.+9.0m

空間線量率（モニタリング・ポスト 1

101～108nGy/h～9）59-10-2-17

津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位及び，非常用海水系
ポンプの取水可能水位（6 号炉 T.M.S.L.-5,240，7 号炉
T.M.S.L.-4,920）を把握可能な設計としている。
な お設計 基準を 超える津波 による 原子 炉施設 への影 響を把握す るため の設
備 として は監視 カメラを用 いる設 計とす る。（表 2.1-3）「発電用軽水型原子炉施設における事
故 時の放 射線計 測に関する 審査指 針」に定 める測 定上 限値 (10 8 nGy/h)を満 足する
設 計とす る。

：ＤＢ範囲

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

表2.2-1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の概要
機器名称及び外観

仕様等
検知原理

二酸化炭素： NDIR（非分散型赤外線）
酸素 ：ガルバニ式

検知範囲

二酸化炭素：0.04%～5.00%
酸素：5.0～30.0%

表示精度

二酸化炭素：±10%Rdg
酸素：3%FS

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

電源：乾電池（単三×4）
電源

台数

測定可能時間：約20時間（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）

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

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

59-10-2-18

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

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

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

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

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲
59-10-2-19

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室
外で作業を行った後，再度，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋
内，かつ中央制御室陽圧化バウンダリに隣接した場所に設営する。また，
チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾電池内蔵型
照明を配備する。中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を
図 2.3-1 に 示 す 。
ま た ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ， 保 安 班 員 2 名 で ， 約 60 分 を 想 定 して い る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.3-2 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-20

中央制御室陽圧化
バウンダリ

中央制御室

2 階へ

サーベイ
エリア

除染
エリア

地下 1 階から脱衣エリア

図 2.3-1

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

靴脱ぎ場

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：Ｓ Ａ 範 囲

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-2-21経過時間（分）
０

20

30

40

50

60

チェンジングエリア▽
設置完了

▽設置指示

要員

手順の項目

10

資機材準備
チェンジングエリ
ア設置手順
保安班
（中操）

図 2.3-2

2
名

エリア設置

チェンジングエリアの設営のタイムチャート：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-22

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

事故シーケンス の 組 み 合 わ せ と 待 避 室 の 収 容 性 」 に 示 す 。）
ま た ，中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，可 搬 型 エ
リ ア モ ニ タ を 配 備 す る こ と で ，居 住 性 確 保 が で き て い る こ と を 常 時 確 認 でき る 設 計 と す る 。可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，デ ー タ 表
示 装 置 ，通 信 連 絡 設 備 を 配 備 す る こ と で ，中 央 制 御 室 待 避 室 に お い て も 継
続 的 に プ ラ ン ト の 監 視 を 行 う こ と が 可 能 な 設 計 と し ，必 要 に 応 じ 中 央 制 御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 を 図 2.4-1に ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ を 図 2.4-2 に 示 す 。な お 6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御室 を 構 成 す る ， 各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F
T.M.S.L. +17.3m）と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 1F T.M.S.L.

59-10-2-23：Ｓ Ａ 範 囲

+12.3m）と は ，各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 さ れ た 設 計と し て お り ，上 部 中 央 制 御 室・下 部 中 央 制 御 室 一 体 と な っ た 中 央 制 御 室 陽
圧化バウンダリを構成する。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-24

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図 2.4-1

図 2.4-2

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化設備

系統概要図

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ図：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-25

2.4.2中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計差圧
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ は ，配 置 上 ，動 圧 の

影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣接区画との温度差によるものと考えられる。
低 温 及 び 高 温 の 設 計 基 準 に つ い て は ，観 測 記 録（ 気 象 庁 ア メ ダ ス ）年超過確率評価を踏まえ最低気温が最も小さく，及び最高気温が最も大きくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処
理 に よ る 年 超 過 確 率 10-4/年 の 値 と し て 最 低 気 温 は -15.2℃ ， 及 び 最
高 気 温 は 38.8℃ と な っ た 。
中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計に際しては，重大事故等時の室内の温度を中央制御室のあるコントロール
建 屋 の 設 計 最 高 温 度 4 0 ℃ ，隣 接 区 画 を 年 超 過 確 率 1 0 - 4 / 年 の 値 よ り も
厳 し い 最 低 温 度 - 1 7 . 0 ℃ と 仮 定 す る と ，中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待
避 室 の 階 層 高 さ は 最 大 6m で あ る た め ， 以 下 の と お り 約 15Pa の 圧 力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿ P＝ {(-17.0℃ の 乾 き 空 気 密 度 )－ (＋ 40℃ の 乾 き 空 気 の 密 度 )}×階 層 高 さ＝ （ 1.378－ 1.127） ×6＝ 1.506 kg/m 2≒ 15Paこ の た め ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 必 要 差 圧 は 設 計 裕 度 を 考 慮 し て 隣 接 区 画＋ 20Pa と す る 。
ま た ，中 央 制 御 室 は 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 し ，中 央 制 御 室 待
避 室 は 中 央 制 御 室 及 び 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 す る 設 計 と し ，中央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 設 計 差 圧 は 図 2.4-3の よ う に ， 中 央 制 御 室 を 20Pa 以 上 40Pa 未 満 ， 中 央 制 御 室 待 避 室 を 60Pa以上とする。

図 2.4-3

中央制御室及び中央制御室待避室

59-10-2-26

陽圧化圧力：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.3
(1)

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

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

図 2.4-4

中央制御室換気空調系（陽圧化装置）
系統概要図（重大事故等発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）－

59-10-2-27：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

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

図 2.4-5

中 央 制 御 室 遮 蔽 の 概 要 （ NS 断 面 ）図 2.4-6

中央制御室の遮蔽

59-10-2-28

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

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(3)

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

よ っ て ， 設 計 風 量 は 上 記 風 量 に 設 計 裕 度 を も っ た 4,500 ～ 6,000m 3 /h
（ 6 号 炉 側 か ら 1,125 ～ 1,500m 3 /h/ 台 × 2 台 ， 7 号 炉 側 か ら 1,125 ～
1,500m 3 /h/台 ×2 台 と す る 。）

図 2.4-7中央制御室の気密性能試験結果

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

可搬型陽圧化空調機の仕様，及び台数
仕様等

項目
定格風量及び
設置台数

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

設置場所

コントロール建屋地上 1 階

59-10-2-29

6 号炉側及び 7 号炉側：Ｓ Ａ 範 囲

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

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )c． 機 器 構 成
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 機 器 概 要 図 を 図 2.4-8 に ， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 の 設 置 及 び 保 管 エ リ ア を 図 2.4-9 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ブ
ロワ及び中性能フィルタ，高性能フィルタ，活性炭フィルタから構成
し ，6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 に フ ィ ル タ に よ り 浄 化 し た 外 気 を 供 給することで中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化可能な設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-30

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図 2.4-8

可搬型陽圧化空調機

図 2.4-9

可搬型陽圧化空調機の設置エリア59-10-2-31

機器概要図：Ｓ Ａ 範 囲

6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 を 構 成 す る ，各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コン ト ロ ー ル 建 屋 2F T.M.S.L.+17.3m） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル
建 屋 1F T.M.S.L.+12.3m） と は ， 各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接続された設計とする。そのため 6 号炉及び 7 号炉中央制御室それぞれにフィルタにより浄化した外気を供給することで，上部中央制御室エリア，下部中央制
御室エリアの中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化することができる設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-32

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

図 2.4-10

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

系統概略図59-10-2-33：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-11

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（7 号炉）

図 2.4-12

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（6 号炉）

59-10-2-34：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.4
(1)

中央制御室待避室の居住性確保
設計方針
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陽圧化装置により陽圧化するとともに，中央制御室を可搬型陽圧化空調機により陽圧化する設計とする。これにより，中央制御室バウンダリ内への希ガスを除く放射性物質の流入を低減できる設計とすることで，待避室にとどまる間，中央制御室内に取り込んだ放射性物 質 か ら の 直 接 線 影 響 の 低 減 を 図 る と とも に ，待 避 室 か ら 中 央 制 御 室 バ ウ
ン ダ リ へ 出 る 場 合 にお い て ，マ ス ク を 着 用 し な く て も 放 射 性 物 質 の 体 内 への取込みを低減可能な設計とする。
中央制御室待避室はコンクリート壁又は鉛等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，陽圧化装置により中央制御室待避室を陽圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を一定時間完全に遮断することで居住性を高めた設計とする。陽
圧化装置は，自主対策設備として，屋外から可搬型のカードル式空気ボン
ベユニットを接続することで，空気ボンベ容量を追加可能な設計とする。
ここで，陽圧化の差圧は，中央制御室とコントロール建屋，中央制御室
待 避 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 差 圧 を 差 圧 計 に よ り ， 2.4.2 項 に 示 す 陽 圧 化
設計圧力値を監視することとし，コントロール建屋と中央制御室との間，及び中央制御室と中央制御室待避室との間の差圧は均圧室の扉を閉めることにより確保する設計とする。
な お ，中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 を 図 2.4-13 に ，カ ー ド
ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 配 置 図 を 図 2.4-14 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-35

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図 2.4-13

中央制御室換気設備の系統概要図（重大事故発生時，プルーム通過中）

図 2.4-14

カードル式空気ボンベユニット配置場所

59-10-2-36：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

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

図 2.4-15(3)中央制御室待避室

レイアウト

遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，コンクリート

mm， 若 し く は そ れ と 同

等 以 上 の 遮 蔽 能 力 を 期 待 で き る 鉛 壁（ 一 部 ，可 搬 遮 蔽 装 置 ），若 し く は コ
ン ク リ ー ト・鉛 の 複 合 壁 と し ，放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く を
低 減 す る 設 計 と す る 。 概 要 は 図 2.4-15に 示 す と お り 。

59-10-2-37：Ｓ Ａ 範 囲

(4)

陽圧化装置

a． 系 統 構 成
中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-16に 示 す 。

図 2.4-16

陽圧化装置

系統概要図

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

59-10-2-38：Ｓ Ａ 範 囲

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

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

c． 必 要 ボ ン ベ 本 数
中 央 制 御 室 待 避 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は 二酸 化 炭 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 95.5m 3 /h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m 3 /本 か ら 下 記 の と お り 174 本 と な る 。 な お ， 中 央 制 御 室 待 避 室 に
お い て は 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 本 数 が 10 時 間 ※ 陽 圧 化 維 持 するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。
・ ボ ン ベ 初 期 充 填 圧 力 ： 14.7MPa（ at35℃ ）・ ボ ン ベ 内 容 積 ： 46.7L・ 圧 力 調 整 弁 最 低 制 御 圧 力 ： 0.89MPa
・ ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量 ： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 174 本 以 上 と な る 。
95.5m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間＝ 173.6≒ 174 本※格 納 容 器 ベ ン ト の 実 施 に 伴 い 評 価 期 間 中 に 放 出 さ れ る 放 射 性 物 質の う ち ，大 部 分 が 放 出 さ れ る 期 間（ 数 時 間 ）に 余 裕 を 持 た せ ，陽 圧 化
装 置 に よ る 陽 圧 化 時 間 を 10 時 間 と 設 定

59-10-2-39：Ｓ Ａ 範 囲

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

図 2.4-17

空気ボンベ設置59-10-2-40

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

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e． カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト （ 空 気 ボ ン ベ カ ー ド ル 車 ）運転 員の更な る被ばく線量 低減のた め，自主対 策設備と し て空気ボン
ベ陽圧化時間 の延長を 可能とする空 気ボンベ カードル車を 配備する 。空気ボンベカードル車は建屋外から空気ボンベを接続可能な設計とする。
カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 概 念 図 を 図 2.4-18 に 示 す 。カ ー ド
ル式空気ボンベユニットは，重大事故等発生時において屋外の接続口に高圧ホースを介して接続することで，コントロール建屋内から常設の陽圧化装置側との切替え操作が可能な設計とする。
なお，カードル式空気ボンベユニットの空気ボンベは，常設の陽圧化
装 置 の 空 気 ボ ン ベ と 同 等 の 174 本 以 上 の 容 量 を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。
ボ ン ベ ユ ニ ッ ト 必 要 空 気 量 ， 必 要 供 給 量 に つ い て は ， 前 出 2.4.4(4) b.
な ら び に c.と 同 様 の 設 計 と す る 。

図 2.4-18

カードル式空気ボンベユニット

59-10-2-41

概念図：Ｓ Ａ 範 囲

(5)中央制御室換気空調系の運転状態比較

中央制御室の換気空調系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大事故時を比較，図示すると以下のとおりとなる。通常運転時，設計基準事故時の 運 転 モ ー ド を ，図 2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略
図 （ 1/2） に 示 す 。
通常運転モード
再循環運転モード（外気隔離時） 再循環運転モード（少量外気取入時）

図 2.4-19

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

59-10-2-42：Ｄ Ｂ 範 囲

重大事故時のプルーム通過前・後，及びプルーム通過中の運転モードを，図2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2 / 2 ） に 示 す 。

（重大事故等発生時，プルーム通過前・後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）
図 2.4-19

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

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-43

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

中 央 制 御 室 待 避 室 に お け る 通 信 連 絡 設 備 の 概 要 を 図 2.4-21 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-44

表 2.4-3目

データ表示装置で確認できる主なパラメータ（ 6号 及 び 7号 炉 共 通 ）的

炉心反応度の状態確認

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

炉心冷却の状態確認

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

格納容器内の状態確認

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

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

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-2-45

図 2.4-20

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

図 2.4-21

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要（ 6号 及 び 7号 炉 各 々 ）：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-46

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，格 納 容 器 圧 力 逃 し 装 置 作 動 時 に お い て 運 転 員 がと ど ま れ る よ う に す る た め ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，
酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うのに必要な照度を有す る も の を ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 3 台 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 2 台 配
備 す る 。 表 2.4-4 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 し て い る 可 搬 型 照 明 を 示 す 。
表 2.4-4

中央制御室待避室に配備する可搬型照明
保管場所

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室

数量
３台（予備１台）

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

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

よる待機除外時のバックアップ用としては中央制
御室の予備３台と共用する。）

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

59-10-2-47

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

中央制御室待避室に配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計

機器名称及び外観

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

仕様等
検知原理

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

検知範囲

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

表示精度

二 酸 化 炭 素 ： ± 10%R dg
酸 素 ： 3% FS
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）
測 定 可 能 時 間 ： 約 2 0時 間
（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）
１台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ ク ア ッ プ 用 と し て 予 備 1台 ※ を 保 有 す る 。 ）電源個数※予備 1 台は 6 号炉及び 7 号炉中央制御室と共用

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

中央制御室待避室に配備する可搬型エリアモニタ

機器名称及び外観
可搬型エリアモニタ

仕様等
検出器の種類

検知範囲

半導体検出器0.001～ 99.99 mSv/h
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 4）

電源

台数

59-10-2-48

測 定 可 能 時 間 ： 約 3 00時 間（ バ ッ テ リ 切 れ の 場 合 ，予 備 を 稼
働 さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 す る 。）

１台
（予備１台）：Ｓ Ａ 範 囲

2.5 重 大 事 故 等 時 の 電 源 設 備 に つ い て
中央制御室に は，重 大 事 故等が発生 した場合 においても運 転員がと どまるた
め に 必 要 な 設 備 （ 図 2.5-1 に 示 す 空 調 及 び 図 2.5-2 に 示 す 照 明 ） を 設 置 し て い
る 。 こ れ ら の 設 備 に つ い て は ， 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に も ， 図 2.5-3 に 示
す と お り 常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 で あ る 第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機（ 以 下 ，単 に「 ガスタービン発電機」という）からの給電が可能な設計とする。
ガスタービン発電機の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ば く 評 価 で 想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド の う ち ，中 央 制 御 室 の 運 転 員 の 被 ば くの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスとして，冷却材喪失時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失（以下，大LOCA＋ 注 水 機 能 喪 失 ＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） に 対 し て ， 表 2.5-1 に 示 す と お り
十分な電源供給容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生からガスタービン発電機による給電 が 開 始 さ れ る ま で の 間 ，図 2.5-4 に 示 す 直 流 非 常 灯 に 加 え ，12 時 間 以 上 無 電
源 で 点 灯 す る 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 配 備 し て お り ，ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 か ら 給 電
を 再 開 す る ま で の 間 （ 事 故 発 生 後 70 分 以 内 ） の 照 明 は 確 保 で き る 。
ガスタービ ン発電機 による給電が 開始され た後について は，中 央 制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。なお，中央制御室の全照明が消灯した場合には，可搬型蓄電池内蔵型照明により，必要な照度を確保可能な設計とする。
ま た ，運 転 員の シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 訓 練 に お い て 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 を 想 定 した訓練により ，直流 非 常灯下で対応 操作がで きることを確 認してい るとともに ，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型蓄電池内蔵型照明を配備する。仮にこれら照明が活用できない場
合 の た め ， ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ， ヘ ッ ド ラ イ ト 等 の 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
空調については，ガスタービン発電機が起動するまでの間は起動しないが，被ばく評価において，必要な居住性が確保されていることを確認している。

59-10-2-49：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-1

中央制御室空調設備の概要（重大事故等時）

A

拡大図Ａ（７号炉）

B

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

図 2.5-2

中央制御室照明設備の概要：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-2-50

図 2.5-3

6 号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

59-10-2-51：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-4

7 号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）
59-10-2-52：Ｓ Ａ 範 囲表 2.5-1 ガスタービン発電機(連続定格容量 2,950kW)の最大所要負荷

負荷

6 号炉

7 号炉

(1)

中央制御室可搬型陽圧化空調機

3kW

3kW

(2)

交流 120V 中央制御室計測用分電盤 A,B

約 100kW

約 100kW

非常用照明(3)

直流 125V 充電器盤 A

約 94kW

約 94kW(4)

直流 125V 充電器盤 A-2

約 56kW

約 56kW(5)

AM 用直流 125V 充電器盤

約 41kW

約 41kW(6)

直流 125V 充電器盤 B

約 98kW

約 98kW(7)

復水移送ポンプ（2 台）

110kW

110kW

(8)

残留熱除去系ポンプ※

540kW

540kW

(9)

燃料プール冷却浄化ポンプ

90kW

110kW

(9)

非常用ガス処理系排風機等

約 37kW

約 20kW

(10)

その他機器

約 111kW約 114kW小計

約 1,280kW

約 1,286kW

計

約 2,566kW※「大 LOCA＋注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」において不要であるが,保守的に容量としては見込む。なお，電源車からの給電時は不要である。

（通常点灯状態）（直流非常灯照明点灯状態）

図 2.5-5 直流非常灯照明点灯時の中央制御室の状況

59-10-2-53：ＳＡ範囲

（１）可搬型蓄電池内蔵型照明を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型蓄電池内蔵型照明は,６号及び 7 号
炉にて 3 台使用する設計とする。数量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のうえ決定している。可搬型蓄電池内蔵型照明を操作箇所に応じて向きを変更することにより，さらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型蓄電池内蔵型照明が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
表 2.5-2 に中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。
表 2.5-2 中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明

可搬型蓄電池内蔵型照明

保管場所

数量

中央制御室

３台（予備１台）

仕様
・定格電圧：交流100V
・点灯可能時間：12時間以上

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプLEDライト）

中央制御室

20台（6号炉，7号炉共用）（中央制御室対応として
中央制御室主盤ｴﾘｱ５台＋中央制御室裏盤ｴﾘｱ10
台＋中央制御室待避室２台＋予備３台）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプLEDライト）

中央制御室

電源：乾電池（単一×3）
点灯可能時間：約72時間（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

４台（6号炉，7号炉共用）

電源：乾電池（単三×6）（ ラ ン タ ン タ イ プ LED の 補

点灯可能時間：約30時間

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

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

中央制御室

100台

電源：乾電池（単三×1）（6号炉及び7号炉の運転員点可能灯時間：約8時間

全員に配備）

59-10-2-54（管理区域での作業可能な10時間点灯できる
ように予備乾電池を持参する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

：ＳＡ範囲

可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は，図 2.5-6 に示すとおり大型表示盤から約 15m の机位置に設置した場合で，直流照明の設計値である照度（１ルクス）に対し，大型表示盤表面で約 20 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

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

大型
表示盤
主盤
机
当 直 長

（撮影方向）【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】
図 2.5-6 シミュレーション施設における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲
59-10-2-55

同様に，重大事故等対処のための追加安全対策設備等を配置した裏盤について，図 2.5-7 に示すとおり可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は盤から約１m の位置に設置した場合で，制御盤表面で約10 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

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

裏（撮影方向）

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

図 2.5-7 裏盤における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲

59-10-2-56

3.

添付資料

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

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

中央制御室待避室の運用準備

・可搬型陽圧化空調機を用いることにより，中央制御室バ
ウンダリ全体が陽圧化されていること
・中央制御室待避室の遮蔽設備の設置
・中央制御室待避室の空調隔離ダンパの閉止・中央制御室待避室の酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタの配置，電源入・陽圧化装置による中央制御室待避室の加圧

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

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

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

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-2

図 3.1-1

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

59-10-3-3：Ｓ Ａ 範 囲

3.2

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

59-10-3-4

表 3.2-1 防 護 具
配備数（6 号及び 7 号炉共用）※７
品名

5 号炉原子炉建屋内

構内
中央制御室

緊急時対策所（参考）

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,050 個

電 動フ ァン 付き 全面 マス ク

80 個 ※ 15

20 個 ※ 17, 23

約 50 個

全 面マ スク

730 個 ※ 16

160 個 ※ 18

約 2,000 個

チ ャ コ ー ル フ ィ ル タ （以下内訳）

1,890 組 ※ １

420 組 ※ ８

約 2,500 組

電 動フ ァン 付き 全面 マス ク用

5 6 0 組 ※ 19

1 4 0 組 ※ 21,23

約 500 組

1 , 3 3 0 組 ※ 20

2 8 0 組 ※ 22

約 2,000 組

アノラック

945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足高線量対応防護服（タングステンベスト）

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4 台

4 台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14―

5 台

約 20 台ろ 過 式 呼 吸 用 保 護 具 （以下内訳）

全 面マ スク 用※ 1： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ 2： ※ 1×2※ 3： 180 名 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 4： 180 名 ×7 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 5： 80 名 （ １ ～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 6： 14 名 （ プ ル ー ム 直 後 に 対 応 す る 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ 7： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う ）※ 8： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×7 日 ×1.5 倍※ 9： ※ 8×2※ 10： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×7 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台※ 15： 80 名 （ １ ～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ）※ 16： ※ 3－ ※ 15
※ 17： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ）※ 18： ※ 10－ ※ 17
※ 19： ※ 15×7 日※ 20： ※ 1－ ※ 19
※ 21： ※ 17×7 日※ 22： ※ 8－ ※ 21
※ 23： 中 央 制 御 室 の 被 ば く 評 価 に お い て ， 運 転 員 が 交 替 す る 場 合 の 入 退 域 時 に 電 動 フ ァ ン 付 き 全 面 マ ス ク を着 用す ると して 評価 して いる こと から ，交 替の 拠点 とな る後 方支 援拠 点に も同 数配 備す る。

59-10-3-5：Ｓ Ａ 範 囲

・ 1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊急時対策所】
第 ２ 次 緊 急 態 勢 時（ 1 日 目 ），１ ～ 7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要 員 1 6 4
名 ＋ 自 衛 消 防 隊 1 0 名 で あ り ，機 能 班 要 員 8 4 名 ，現 場 要 員 8 0 名 及 び 自 衛 消
防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，
全 要 員 は 12 時 間 に １ 回 交 替 す る た め ， 2 回 の 交 替 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現
場 要 員 80 名 は ，1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災
現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め 考 慮 し な い 。
プ ル ー ム 通 過 以 降 （ 2 日 目 以 降 ）， １ ～ 7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要
員 111 名 ＋ 5 号 炉 運 転 員 8 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 54 名 ， 現 場 要 員 57 名 及び 5 号炉運転員 8 名で構成されている。このうち，本部要員は，5 号炉原子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必
要がないが，全要員は 7 日目以降に 1 回交替するため，1 回の交替分を考慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 は 1 日 に 2 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消
防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め
考慮しない。
174 名 ×2 交 替 ＋ 80 名 ×6 回 ＋ 119 名 ＋ 65 名 ×2 回 ×6 日
＝ 1,727 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 央 制 御 室 ） 7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ） 11 名 で 構
成 さ れ て い る 。運 転 員 は 2 交 替 を 考 慮 し ，交 替 時 の 1 回 着 用 を 想 定 す る 。
また，運転員（現場）は，1 回現場に行くことを想定している。
18 名 ×1 回 ×2 交 替 ×7 日 ＋ 11 名 ×1 回 ×2 交 替 ×7 日 ＝ 406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 替 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班がいる場合を考慮しても，初動対応として十分な数量を確保している。

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

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

品名

中央制御室（6 号及び 7 号炉共用）
電子式線量計70 台 ※ １

ガラスバッチ70 台 ※ １

個人線量計
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

3 台※２

電離箱サーベイメータ

2 台※３

可搬型エリアモニタ

3 台※４※ 1： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ） ＋
46 名 （ 引 継 班 ， 日 勤 班 ， 作 業 管 理 班 ） ＋ 余 裕※ 2： 中 央 制 御 室 の モ ニ タ リ ン グ 及 び チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に て 使 用※ 3： 中 央 制 御 室 の モ ニ タ リ ン グ に 使 用※ 4： 各 エ リ ア に て 使 用 。 設 置 の タ イ ミ ン グ は ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設 営 判 断 と同 時 （ 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 ）※ 5 ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

： Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-6

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

表 3.2-3

飲食料等
配備数※４

品名

中央制御室（6 号及び 7 号炉共用）
飲食料等
・食料

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

簡易トイレ

1 式

ヨウ素剤

320 錠 ※ ３

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

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-7

3.3

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

（ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規
則 の 解 釈 第 74 条 第 １ 項 （ 原 子 炉 制 御 室 ） 抜 粋 ）原子炉 制御室の 外側が放 射性物質 により汚 染したよ うな
状況下に おいて、 原子炉制 御室への 汚染の持 ち込みを 防止するため 、モニタ リング及 び作業服 の着替え 等を行う ための区画を設けること。

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

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-8

表 3.3-1

チェンジングエリアの概要

項 目

設営
場所

理 由

東 側エ リア中 央 制 御 室の 外 側 が放射 性 物 質 によ り 汚染 し た よ うな 状 況 下にお い て ， 中央 制 御室 へ の 汚 染の 持 ち 込みを 防 止 す るた め ，
モ ニ タ リ ング 及 び 作業服 の 着 替 え等 を 行
う ため の区 画を 設け る。

エ アー テン ト

設 営 の 容 易さ 及 び 迅速化 の 観 点 から ， エ
ア ーテ ント を採 用す る。

コ ント ロー ル建 屋
地 下 1 階～ 2 階

設営
形式
手 順
着 手
の
判 断
基 準

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象が 発 生 し た 後 ，保 安 班 長 が ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等に よ り 炉 心 損 傷 を 判 断 し た 場 合 等 ）， 参 集 済
み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作 業 の 優
先 順 位 を 考 慮 し て ，チ ェ ン ジ グ エ リ ア 設 営 を行 う と 判 断 し た 場 合 。

中 央 制 御 室の 外 側 が放射 性 物 質 によ り 汚染 す る よ うな お そ れが発 生 し た 場合 ， チェ ンジ ング エリ アの 設営 を行 う。

保 安班

チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 速 や か に 設 営
で き る よ う 定 期 的 に 訓 練 を 行 っ て い
る 保 安 班 が 設 営 を 行 う 。

実施者：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-9

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

（ 3） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト
チェンジングエリアは，中央制御室陽圧化バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及び屋内の ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 3.3-1 の と お り 。

中 央 制 御 室 バウンダリ（陽 圧 化 バウンダリ）

中 央 制 御 室

2 階 へ

サ ー ベ イ
エ リ ア

除 染
エ リ ア

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

地 下 1 階か ら

脱 衣 エ リ ア

図 3.3-1

靴 脱 ぎ 場中央制御室チェンジングエリアの設営場所
及び屋内のアクセスルート

59-10-3-10：Ｓ Ａ 範 囲

（ 4） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 （ 考 え 方 ， 資 機 材 ）ａ .考 え 方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，図3 . 3 - 2 の 設 営 フ ロ ー に 従 い ，図 3 . 3 - 3 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ
ア を 設 営 す る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，保 安 班 員 2 名 で ，
約 60 分 を 想 定 す る 。 な お ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア が 速 や か に 設 営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の緊急時対策
要 員 （ 夜 間 及 び 休 日 （ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）） の 保 安 班 2
名 ， 又 は 参 集 要 員 （ 10 時 間 後 ま で に 参 集 ） の う ち ， チ ェ ン ジ ン
グエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着 手 は ， 保 安 班 長 が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事象が発生した後，事象進展の状況（格納容器雰囲気放射線レベル 計 （ C A M S ） 等 に よ り 炉 心 損 傷 を 判 断 し た 場 合 等 ）， 参 集 済 み の要員数及び保安班が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに実施する。

①

チェ ンジ ング エリ ア用 資機 材 の 移 動 ・ 設 置（ 乾 電 池
内蔵型照明の 設 置 ）②エ ア ー テ ン ト の 展 開 ，床・壁等の養生を実施③

回 収 箱 ・ 粘 着 マ ッ ト 等 の設置④

除 染 用 資 機 材 ・ 可 搬 型 空
気 浄 化 装 置・G M 汚 染 サ ー ベ
イメータの配備

図 3.3-2

チェンジングエリア設営フロー59-10-3-11：ＳＡ範囲

中 央 制 御 室
綿 手

靴 下

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

帽 子

エ ア ー テ ン ト
放 射 性 物 質 の 飛 散を 防 止 す る

サ ー ベ イエ リ ア

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

約 5m

除 染
エ リ ア

約 5m

約 1.5m

約 2m

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

約 3m

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

約 1m

電 源 室

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

図 3.3-3

ゴ ム 手 袋（ 外 側 ）

ア ノ ラ ッ ク 等（ 最 外 周 ）ヘ ル メ ッ ト
掛 け

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

中央制御室チェンジングエリア

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

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-12

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

表 3.3-2

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数 量 （ 6 号 及 び 7 号 炉 共 用）

エアーテント

1式

養生シート

2巻

バリア

2個

フェンス

4枚

粘着マット

2枚

ポリ袋

20 枚

テープ

2巻

ウエス

1箱

チェンジングエリ

ウェットティッシュ

2巻

ア設営に必要な数

はさみ

1個

量

マジック

2本

簡易シャワー

1式

簡易タンク

1式

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

1 台 (予 備 １ 台 )乾電池内蔵型照明

4 台 (予 備 1 台 )根拠：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-13

（ 5） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 運 用（ 出 入 管 理 ，脱 衣 ，汚 染 検 査 ，除 染 ，着 衣 ，要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

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

①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。
汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-14

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

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

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

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-15

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

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

移 動 後 、再 度 除 染 が で き る 施 設 へ

図 3.3-4

除染及び汚染水処理イメージ図：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-16

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

ｈ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保 安 班 員 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 の 表 面 汚 染 密 度 ，線 量 率 及 び 空 気 中
放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施し，必要に応じチェンジングエリアの除染を実施する。なお，測定及び除染を行った要員は，脱衣エリアにて脱衣を行う。

59-10-3-17：Ｓ Ａ 範 囲

（ 6） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 係 る 補 足 事 項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 を 1 台 設 置 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，最 も 汚 染 が 拡 大 す る お そ れ の
あ る 脱 衣 エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 す る よ う 配 置 し ，脱 衣 エ リ ア を 換 気
す る こ と で ，中 央 制 御 室 外 で 活 動 し た 要 員 の 脱 衣 に よ る 汚 染 拡 大 を 防 止 する。中 央 制 御 室 内 へ の 汚 染 持 込 防 止 を 目 的 と し た 可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 に よ る 換気ができて い る こ と の 確 認 は ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の エ
アーテント生地がしぼむ状態になっているかどうかを目視する等によ り 確 認 す る 。 可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし ， 仕 様 等 を 図 3.3-5 に 示 す 。
な お ，中 央 制 御 室 は プ ル ー ム 通 過 時 に は ，原 則 出 入 り し な い 運 用 と す る
こ と か ら ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に つ い て も ，プ ル ー ム 通 過 時 は ，原 則 利 用
し な い こ と と す る 。し た が っ て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 の 可 搬 型 空 気 浄 化
装 置 に つ い て も プ ル ー ム 通 過 時 に は 運 用 し な い こ と か ら ，可 搬 型 空 気 浄 化装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから ，フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予
備 を 1 台 設 け る 。な お ，交 換 し た フ ィ ル タ 等 は ，線 源 と な ら な い よ う チ ェンジングエリアから遠ざけて保管する。
○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ
約 45kg○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 3.3-5

可搬型空気浄化装置の仕様等

59-10-3-18：Ｓ Ａ 範 囲

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン トに よ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 3.3-6 の と お り で あ り ，高 圧 ボンベにより約 3 分間送風することで，展張することが可能である。なお，
展張は手動及びブロワによる送風も可能な設計とする。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ，必 要 に 応 じ て 汚 染 の 除 去 の 容 易 さ の 観 点 から 養 生 シ ー ト を 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短 縮 し て い る 。ま た ，エ ア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補 修 用 の 資
機材を準備する。

図 3.3-6

エアーテントの外観

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

59-10-3-19：Ｓ Ａ 範 囲

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

：Ｓ Ａ 範 囲

59-10-3-20

中央制御室サーベイ
エリア

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

除染
エリア

エアーテント
放射性物質の飛散を
防止する

靴脱ぎ場

脱衣エリア

【凡例】

：クリーンエリア：中間エリア：ホットエリア：屋外相当の汚染レベルを想定

図 3.3-7中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-21

ｄ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
中 央 制 御 室 に 入 室 し よ う と す る 要 員 に 付 着 し た 汚 染 が ，他 の 要 員 に 伝 播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 す る と と も に ，サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 移 行 し ていないことを確認する。
サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，一 時 的 に チ ェ ン ジ ン グ エ
リ ア を 閉 鎖 す る が ，速 や か に 養 生 シ ー ト を 張 り 替 え る 等 に よ り ，要 員 の 出
入 り に 大 き な 影 響 は 与 え な い よ う に す る 。た だ し ，中 央 制 御 室 か ら 緊 急 に
現 場 に 行 く 必 要 が あ る 場 合 は ，張 り 替 え 途 中 で あ っ て も ，退 室 す る 要 員 は防護具を着用していることから，退室することは可能である。
ま た ，中 央 制 御 室 へ の 入 室 の 動 線 と 退 室 の 動 線 を 分 離 す る こ と で ，脱 衣
時 の 接 触 を 防 止 す る 。 な お ，中 央 制 御 室 か ら 退 室 す る 要 員 は ，防 護 具 を 着
用 し て い る た め ，中 央 制 御 室 に 入 室 し よ う と す る 要 員 と 接 触 し た と し て も ，
汚染が身体に付着することはない。

（ 7） 汚 染 の 管 理 基 準
表 3.3-3 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 を 運 用 す る 。
た だ し ，サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ，表 3.3-3 の 管 理
基 準 で の 運 用 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，バ ッ ク グ ラ ウ ン ド と 識 別 で き る 値 を設定する。

表 3.3-3
状況
状
況
①
状
況
②

汚染の管理基準

汚染の

根拠等

管理基準

屋 外 (発 電 所 構 内 全 般 )1,300cpm

法令に定める表面汚染密度限度

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

40Bq/cm 2 の 1/10

大規模プルームが放出

40,000cpm

原子力災害対策指針におけるされるような原子力災(120Bq/cm 2 )OIL4 に 準 拠

害時

13,000cpm

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

59-10-3-22：Ｓ Ａ 範 囲

（ 8） 中 央 制 御 室 に お け る マ ス ク 着 用 の 要 否 に つ い て
炉心損傷の判断後に運転員が中央制御室に滞在する場合，又は現場作業を実施する際に全面マスク等を着用する。

（ 9） 乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型
照明を使用する。乾電池内蔵型照明は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度 を 確 保 す る た め に 表 3.3-4 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 3.3-4

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明

保管場所

数量

仕様

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

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

：Ｓ Ａ 範 囲
59-10-3-23

（11）保安班の緊急時対応のケーススタディ
保 安 班 は， チ ェン ジ ング エ リ アの 設 置以 外 に， 緊 急 時対 策 所の 可 搬型 陽 圧 化空 調 機
運転(60 分)，可搬型エリアモニタの設置（20 分），可搬型モニタリングポストの設置(最大 435 分)，可搬型気象観測装置の設置(90 分)を行うことを想定している。これら対応
項 目 の 優先 順 位に つ いて は ， 保安 班 長が 状 況に 応 じ 判断 す る。 以 下に タ イ ムチ ャートの 例 を 示す 。 なお ， 緊急 時 対 策所 の チェ ン ジン グ エ リア は ，北 東 側ル ー ト を設 営した
場合(90 分)を想定する。
例えば，平日の勤務時間帯に事故が発生した場合（ケース①）には，全ての対応を並行して実施することになる。また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に事故が発生した場合で，原子力災害対策特別措置法第 10 条発生直後から周辺環境が汚染してしまうような事象が発生した場合（ケース②）は，原子力防災組織の緊急時対策要員の保安班 2 名で，チェンジングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日の勤務時間帯に事故が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参 事象発生集 集
前 後 参集済2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

10条
原子力災害対策特別措置法第10条：10条

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動 保安班（現場）15

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に事故が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参
事象発生
集 集
前 後
2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場） 2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場） 2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

要員参集

10条

原子力災害対策特別措置法第10条：10条※※※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先。

：ＳＡ範囲
59-10-3-24

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

中央制御室における主な対応を以下に示す。
○ 地震
6 号炉及び 7 号炉中央制御室の大型表示盤付近で被災した場合，運転員は制御盤への 誤接触 ，運転 員自身の 転倒を 防止す るため， 制御盤 の手摺 にて安全 を確保 するとと もに警 報発信 状況等の 把握に 努める 。また地 震時に おいて も運転員 が必要 な監視操作を行うことができるよう，中央制御室は基準地震動 Ss に対し耐震性を有するコ
ントロール建屋 2 階に設置するとともに，制御盤は必要な耐震性を有する設計とする。

○ 津波
6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置する敷地における基準津波の最高水位は
T.M.S.L.+8.3m 程度である。6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置しているコントロー
ル建屋は敷地高さ T.M.S.L.+12m に施設されており，また 6 号炉及び 7 号炉中央制御室はコントロール建屋 2 階フロア（T.M.S.L.+17.3m）に設置している。このことより，6 号炉及び 7 号炉中央制御室及びアクセスルートは基準津波の影響を受けない設
計とする。

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

59-10-3-25

：ＤＢ範囲

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

：ＤＢ範囲

59-10-3-26

表3.4-1
起因事象

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

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

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

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

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

内設備の機能喪失

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

内部溢水
（地震起因
含む）

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

内設備の機能喪失

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

地震時の誤接触等による誤操作
地震

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

風（台風）に関する適合状況説明資料を参照）

竜巻

低温（凍結）

降水

外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

積雪

落雷

地滑り

※ 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 は 各 自 然 現 象 に 対 し て ，外 部 電 源 喪 失の有無によらず健全性が確保されることを確認している。
地 震 ： 設 計 基 準 地 震 動 に 対 し て ， 耐 震 Sク ラ ス 設 計 で あ る た め ，健全性が確保される。
風（ 台 風 ）：設 計 基 準 の 風速 に よ る 風 圧 に 対 し て ，外 郭 そ の 他 による防護で健全性が確保されることを確認。
竜 巻：設 計 基 準 の 竜 巻 風 速 に よ る 複 合 荷 重（ 風 圧 ，気圧 差 ，飛 来物 衝 撃 力 ）に 対 し て ，外 郭そ の 他 に よ る 防 護 で 健 全 性 が 確保されることを確認。
低 温（ 凍 結 ）：原 子 炉 建 屋換 気 空 調 設 備 に よ り 温 度 制 御 さ れ て い
る た め ，本 体 設 備 へ の 影 響は な い 。屋 外 タ ン ク に 貯 蔵さ れている軽油については，凍結等が発生しないことを確認。
降 水：設 計 基 準 の 降 水 に 対し て ，外 郭 そ の 他 に よ る 防 護 で 健 全 性が確保されることを確認。
積 雪：設 計 基 準 の 積 雪 に よる 堆 積 荷 重 に 対 し て ，外 郭 そ の 他 に よる防護で健全性が確保されることを確認。
落 雷：設 計 基 準 の 雷 撃 電 流値 に 対 し て ，避 雷 針 や 保 安 器 等 に よ る
防護で健全性が確保されることを確認。
地 滑 り：地 滑 り に 対 し て ，近 傍 の 斜 面 か ら 離 隔 距 離 を 確 保 す る ことにより健全性が確保されることを確認。
（次頁に続く）：ＤＢ範囲

59-10-3-27

表3.4-1 中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
起因事象

同時にもたらされる

生物学的事象外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

外部火災（森林火災）

低温による中央制御室
低温（凍結）

内設備が凍結することによる機能喪失

火山

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

火山

(2/2)

(前 頁 の 続 き )火山：設計基準の降下火砕物の堆積荷重に対して，外郭その他による防護で健全性が確保されることを確認。また，給気系はフィルタ交換等により閉塞せず健全性が確保されることを確認。
生物学的事象：海生生物に対して，除塵装置その他による防護で健全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，小 動 物 の 侵 入 に対 し て ，外郭となる建屋貫通部への止水処置等による防護で健全性が確保されることを確認。
森林火災：防火帯の内側にあるため延焼せず，熱影響を評価して健全性が確保されることを確認。また，ばい煙に対してもフィルタにより健全性が確保されることを確認。
有毒ガス：設備へ影響を与える事象ではないため，健全性が確保されることを確認。
船舶の衝突：船舶の侵入に対して，カーテンウォールその他による防護で健全性が確保されることを確認。
電磁的障害：電磁的障害による擾乱に対して，健全性が確保されることを確認。
中央制御室の換気空調設備により温度制御されているため，中央制
御室への影響はない。
（ 詳 細 に つ い て は ，設 置 許可 基 準 規 則 第 6条「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る
損傷の防止（低温）」に関する適合状況説明資料を参照）

降下火砕物による中央

外部の状況を監視カメラ等で確認し，中央制御室内に有毒ガス・降制御室内換気設備への下火砕物等が流入する可能性がある場合，及び中央制御室内におい影響て有毒ガスが流入したことを煙や異臭で確認した場合等は，中央制
御室の空調系を手動で再循環運転へ切り替えることで外気を遮断できることから，中央制御室への影響はない。この場合の酸素濃度・
二 酸 化 炭 素 濃 度 へ の 影 響 を 【 補 足 1】 ， 【 補 足 2】 に 示 す 。 た だ し ，
影響が長期化する場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気する。
図 3.4-1に 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 系 統 概 略 図 を 示す。
な お ，外 部 火 災 時 の 有 毒 ガス に つ い て は ，6/7号 炉 中 央 制 御 室 外 気 取

外部火災

ばい煙や有毒ガスの発（森林火災）

生による中央制御室内

有毒ガス

換気設備への影響

入 口 に お け る 濃 度 が IDLH（ 急 性 の 毒 性 限 界 濃 度 （ 30分 曝 露 に よ っ て
生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限度値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有毒ガス及び敷地内屋
内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
（ 詳 細 に つ い て は ，設 置 許可 基 準 規 則 第 6条「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る
損 傷 の 防 止（ 外 部 火 災 ）」，設 置 許 可 基 準 規 則 第 6条「外 部 か ら の 衝
撃 に よ る 損 傷 の 防 止（ 有 毒ガ ス ）」，設 置 許 可 基 準 規則 第 6条「 外 部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する適合状況説明資料
を参照）

：ＤＢ範囲
59-10-3-28

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

図 3.4-1

運転モード毎の中央制御室換気空調系系統概略図

59-10-3-29

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

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

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

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果
A 系：0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 L/h とする。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表 1 のとおりであり，720 時間外気隔離した場
合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。
59-10-3-30表１

外気隔離時の酸素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間酸素濃度20.91%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

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

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

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

表2

外気隔離時の二酸化炭素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間二酸化炭素濃度0.06%

0.076%

0.078%

0.079%

0.079%

0.079%

59-10-3-31

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

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

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 L/h とする。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表 1 のとおりであり，168 時間外気隔離した場
59-10-3-32

合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表1

外気隔離時の酸素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間酸素濃度20.92%

20.92%

20.92%

20.92%

20.92%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

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

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

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

表2

外気隔離時の二酸化炭素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間二酸化炭素濃度0.058%

0.060%

0.060%

0.060%

0.060%

59-10-3-33

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

表 3.5-1

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
6 号炉（１／７）

目的

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

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

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

状態確認

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

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

59-10-3-34

6 号炉（２／７）
目的

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

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量
原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

状態確認

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

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

59-10-3-35

6 号炉（３／７）
目的対象パラメータ
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能
ドライウェル圧力（広帯域）（最大）格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
サプレッション・チェンバ圧力（最大）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）サプレッションプール水位

ＢＶ

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

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

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

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

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

全閉以外

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ

全閉以外

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

59-10-3-36

6 号炉（４／７）
目的

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

格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）の状態確認

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

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情
報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

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

59-10-3-37

6 号炉（５／７）
目的対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

非常用炉

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

心冷却系

ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

Ｓ）の状態

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

等

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

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

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

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

59-10-3-38

6 号炉（６／７）
目的対象パラメータ

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

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

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

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

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

+5000mm)）

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

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

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

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

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

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

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）59-10-3-39

6 号炉（７／７）
目的対象パラメータ

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

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

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷

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

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-10-3-40

7 号炉（１／７）
目的

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

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

原子炉圧力

Ａ

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

状態確認

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

59-10-3-41

7 号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

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

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

状態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

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

59-10-3-42

7 号炉（３／７）
目的対象パラメータ

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

格納容器内水素濃度（Ｂ）の状態確認

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

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

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

59-10-3-43

7 号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

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

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

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

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

全弁全閉

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

環境の情報
確認

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

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

59-10-3-44

7 号炉（５／７）
目的対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

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

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

使用済燃料
プールの状
態確認

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

59-10-3-45

7 号炉（６／７）
目的対象パラメータ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）59-10-3-46

7 号炉（７／７）
目的対象パラメータ

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

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

器の破損防
止確認

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

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷
防止確認

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

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

59-10-3-47

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

中央制御室収容人数設計内訳

当直長

1名

当直副長

2名

運転員

12 名

消火対応要員

3名

予備

2名

合計

20 名

また，複数号炉の同一中央制御室であるため，重大事故等の事故シーケンスが組合わさった場合においても対応が可能である必要がある。そのため，事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を評価した。
評価条件として，6 号炉において「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用しない場合）」（以下，「大 LOCA」とする）の発生を想定し，7 号炉側を事故シーケンス組合せとして，有効性評価における他の事故シナリオを想定した。なお，全交流動力電源喪失シナリオは 4 シナリオあるが，6 号炉の原子炉格納容器ベント操作時における対応要員数が変わらないため「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)」で代表する。「格納容器雰囲気直接加熱(DCH)」「原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用(FCI)」「 溶融炉心・コン
クリート相互作用(MCCI)」の 3 シナリオについては「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用する場合）」で実施する代替
循環冷却系を使用した対応と同じであり，「停止中の反応度誤投入」シナリオは，事故の終息が短時間で終了するため対象外とした。
事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を表 3.6-2 に示す。
事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，運転員の対応要員数は最大で「15 名」
で あ り ， 消 火 活 動 要 員 を 含 め て も 「 18 名 」 で あ り ， 中 央 制 御 室 待 避 室 の 設 計 「 20名」により十分対応可能である。
6 号炉の原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側の作業への影響について表 3.6-3に整理した。また，図 3.6-1～14 にて事故シーケンス組み合わせ毎の作業時間抜粋を示す。

59-10-3-48

表 3.6-2
6 号炉事故シーケンス

大 LOCA

事故シーケンス組み合わせによる運転員の対応要員数

高圧・低圧注水機能喪失

1名

対応要員数
6 号炉
7 号炉
対応
対応
7名
5名

高圧注水・減圧機能喪失

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

全交流動力電源喪失
崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系機能喪失)
原子炉停止機能喪失

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

1名

7名

3名

11 名

3名

14 名

LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)
大 LOCA(代 替循 環冷 却を 使用す る 場
合)想定事故 1

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

2名

10 名

3名

13 名

想定事故 2

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中崩壊熱除去機能喪失

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中全交流動力電源喪失

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中原子炉冷却材の流出

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

7 号炉事故シーケンス

当直長

消火要

合計

小計

員

13 名

3名

16 名

※事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，運転員の対応要員数は最大で「15 名」であり，消火活動要員を含めても「18 名」となることから，中央制御室待避室の設計「20 名」により十分対応可能である。

59-10-3-49

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
高圧・低圧注水
機能喪失

大 LOCA
全交流動力電源喪失

59-10-3-50

影響なし【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，待避室への待避前に原子炉注水量を調整すること
により中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可
能
フィルタ装置水位調整等については，6 号炉原子炉格納容器ベント前に水位調整を実施することで対応可能。また，炉心損傷前の原子炉格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施しているため，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しており，残留熱除去系
による格納容器スプレイを実施しているため，原子炉注入弁及び格納容器ス
プレイ弁の操作が必要になる。残留熱除去系による循環冷却を実施すること
により中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能
代替原子炉補機冷却系運転のために，電源車等への給油を行うが，要員の交替又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，残留熱除去系を停止して，再度原子炉格納容器ベントによる格納容器除熱を実施することも可能

影響なし

機能喪失

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

高圧注水・減圧6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（1/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
崩壊熱除去
機能喪失

崩壊熱除去
機能喪失
(残留熱除去系
機能喪失)

機能喪失

59-10-3-51

影響なし

原子炉停止

【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を低 圧代 替注 水系 （常 設） によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入
弁 の操 作が 必要 にな るが ，待 避室 への 待避 前に 原子 炉注 水量 を調 整す るこ とにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復 水貯 蔵槽 への 補給 を実 施し てい るが ，既 に通 常水 位ま で回 復し てい ること から ，6 号炉 原子 炉格 納容 器ベ ント 前に 補給 を停 止し て待 避す るこ とが 可能
代 替原 子炉 補機 冷却 系運 転の ため に， 電源 車等 への 給油 を行 うが ，要 員の交 替又 は遮 蔽が 期待 でき るタ ービ ン建 屋大 物搬 入口 に配 置す る等 の被 ばく 低
減 対応 が可 能。 また ，残 留熱 除去 系を 停止 して ，原 子炉 格納 容器 ベン トに よる格納容器除熱を実施することも可能【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を高 圧炉 心注 水系 によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入 弁の 操作が 必要 にな るが ，低 圧代 替注 水系 （常 設） に切 り替 える こと によ り中 央制 御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復 水貯 蔵槽 への 補給 を実 施し てい るが ，既 に通 常水 位ま で回 復し てい ること から ，6 号炉 原子 炉格 納容 器ベ ント 前に 補給 を停 止し て待 避す るこ とが 可能フィルタ装置水位調整 等については，6 号炉 原子炉格納容器ベント 前に水位調整を実施すること で対応可能。また，炉 心損傷前の原子炉格納 容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を高 圧注 水系 によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入 弁の 操作 が必
要 にな るが ，残 留熱 除去 系に よる 原子 炉停 止時 冷却 モー ドに 切り 替え るこ とにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし(取水機能喪失)

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（2/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
LOCA 時注水機能喪失

59-10-3-52

影響なし

大 LOCA(代替循環 冷却を使用する場合)【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，待避室への待避前に原子炉注水量を調整することにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能
フィルタ装置水位調整等については，6 号炉原子炉格納容器ベント前に水位調整を実施することで対応可能。また，炉心損傷前の原子炉格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を高圧炉心注水系により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードに切り替えることにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない【7 号炉運転員への影響】
代替循環冷却により原子炉および格納容器の除熱を実施しており中央制御室での操作は不要【緊急時対策要員への影響】
代替原子炉補機冷却系運転のために，電源車等への給油を行うが，要員の交替又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。

影響なし

格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（3/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
想定事故 1

機能喪失

59-10-3-53

影響なし

停止中崩壊熱除去【7 号炉運転員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【緊急時対策要員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる補給を実施しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【7 号炉運転員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【緊急時対策要員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる補給を実施しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施しているため，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

想定事故 26 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（4/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
停止中全交流動

大 LOCA

却材の流出【7 号炉運転員への影響】
残留熱 除去系 によ る原子炉停 止時冷 却モ ードを実施 してい るた め，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
代替原 子炉補 機冷 却系運転の ために ，電 源車等への 給油を 行う が，要員の交替又は遮 蔽が期 待で きるタービ ン建屋 大物 搬入口に配 置する 等の 被ばく低減対応が可 能。ま た， 6 号炉の原 子炉格 納容 器ベント開 始前に 代替 原子炉補機冷却およ び残留 熱除 去系を停止 して， 再度 逃がし安全 弁によ る原 子炉減圧維持および復水移送ポンプによる低圧代替注水を実施することも可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱 除去系 によ る原子炉停 止時冷 却モ ードを実施 してい るた め，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

59-10-3-54

影響なし

停止中原子炉冷

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

力電源喪失

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（5/5）

経 過 時間 （ 時間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

約2時間 破断口まで水位回復確認

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器ベ ン ト 前に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止す る一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給

6人

格 納 容 器ベ ン ト 前に 待 避 準備 及 び 待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施す る
待 避 解 除は 作 業 エリ ア の 放射 線 量 測
定 後 と なる

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ待 避 し ，格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視す る 。
格 納 容 器ベ ン ト 操作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か らの 連 絡 を受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器ベ ン ト 前に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃料 タ ン クが 枯 渇 しな い よ うに 給 油 する

5分
給油作業

－

－

2人

一

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器ベ ン ト 前に 待 避 準備 及 び 待

時
待

継続実施

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施す る
一 時 待 避前 に 燃 料が 枯 渇 しな い よ うに 給 油 する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

７号炉

経 過 時間 （ 時間 ）高圧・低圧注水機能喪失

2

操作項目

操作の内容

6号

運転員

運転員

緊急時対策要員

（中操）

（現場）

（現場）

7号
（１人）
a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント準備操作

（1人）

6号

7号

6号

－

・残留熱除去系 注入弁操作

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

－

－

（6人）※ 1

（1人）
a

－

－

－

－
（1人）
a

（2人）
c,d

－

－

（2人)

－

－

－

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

約10時間 格納容器圧力0.18MPa[gage]到達
約20分
水開始

低圧代替注水系

原子炉注

約17時間 格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

格納容器スプレイ実施まで
レベル3～レベル8維持

レベル8到達後格納容器スプレイ切替
レベル3到達後原子炉注水切替

レ ベ ル 3～ レ ベ ル 8維 持

原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

適宜実施

・格納容器ベント準備（バウンダリ構成）

60分

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウ

90分

ンダリ構成）
・7号炉フィルタ装置水位調整準備

60分（排水ポンプ水張り）
・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

・格納容器ベント状態監視

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定(参集)・フィルタ装置薬液補給

格納容器ベント操作
－

8

7号

－

－

a

6

適宜実施

・ドレン移送ライン窒素パージ
給油作業

必要人員数 合計
6号及び7号炉
事故対応運転員総数

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数

低圧代替注水系（常設） 注水操作

4

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1※ 2

a,b

c,d

（その他参集10人）

※1
※2

適宜実施

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-1

大ＬＯＣＡ＋高圧・低圧注水機能喪失

59-10-3-55

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており，原子炉水位は低圧代替注水系（常設）により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧代替注水系（常設）の注入弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，原子炉への注水量を待避室への待避前に調整することにより，低圧代替注水系（常設）の注入弁操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約27時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 3 低下するが，通常水位付近(約1700m 3 )であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント操作から約7時間後となるため，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えることも可
能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号
炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待時

現場確認中断避 を 実 施 する待

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リ ア の 放射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待避 し ， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯 渇 しな い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯 渇 しな い よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C, D,E,F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

高圧注水・減圧機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
6号

残留熱除去系（1人）

低圧注水モード

注水操作

a

残留熱除去系
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード操
作

（1人）
a
（1人）
a

6号

残留熱除去系
原子炉停止時冷却モード運転開始

原子炉水位高（レベル8）

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

12時間後

約19分 代替自動減圧ロジック動作
約26分 低圧注水系 原子炉注水開始
約50分

運転員

7号

6号

7号
・残留熱除去系

注入弁自動開確認

・残留熱除去系

注入弁操作－

・残留熱除去系

試験用調節弁操作－

・原子炉停止時冷却モード
・パラメータ監視

－

－

－

－

原子炉水位をレベル3～レベル8で維持

残留熱除去系ポンプ（Ａ）
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を継続＊2系列原子炉停止時冷却モード運転後は適宜原子炉注水実施

系統構成

90分

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード準備－

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード運転

（1人）
a
（1人）
a

残留熱除去系
低圧注水モードから原子炉停止時冷却モード切替え－

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード運転

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

（1人）
a

2人
c,d

－

－

－

－

－

（2人）
c,d
－

2人

2人

a,b

c,d

－

－

・現場移動

30分

・残留熱除去系

電動弁隔離

・残留熱除去系

原子炉停止時冷却モード起動

原子炉停止時冷却モード運転を継続

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

系統構成

・現場移動
・残留熱除去系

電動弁隔離

・残留熱除去系

原子炉停止時冷却モード起動

90分

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

30分

原子炉停止時冷却モード運転を継続

・原子炉冷却材温度調整

0人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-2

大ＬＯＣＡ＋高圧注水・減圧機能喪失

59-10-3-56

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

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

経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

A

6号

7号

6号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ント 前 に 非 常用 ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作業 エ リ ア の放 射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避し ， 格 納 容器 ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 す る。
格 納 容 器 ベ ント 操 作 後 待避 室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の 連絡 を 受 け て現 場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベ ント 前 に ガ スタ ー ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料 タン ク が 枯 渇し な い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

一
時

作業中断

待

（一時待避中）格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待避を実施する一 時 待 避 前 に燃 料 が 枯 渇し な い よ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

７号炉

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG喪失）

経過時間（時間）(例として長期TB）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

操作の内容
運転員

運転員

（中操）

（1人）

原子炉注水操作a

常設代替交流電源設備準備操作（第一ガスタービン発電機）（1人）
b

常設代替交流電源設備運転（1人）（第一ガスタービン発電機）

b
（1人）
b

常設代替交流電源設備からの受電操作

6号

28

30

32

34

36

－
代替原子炉補機冷却系 準備操作

7号

6号

・原子炉隔離時冷却系－－

・第一ガスタービン発電機 起動－－・第一ガスタービン発電機 給電－－・非常用高圧母線

受電確認

10分

－

・非常用高圧母線

受電10分

原子炉注水確認

原子炉隔離時冷却系での注水は，残留熱除去系ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

c,d
e,f
(2人)
c,d

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場系統構成

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

給油作業

－

－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

（2人）
e,f

－

－

－

（2人）

（1人）
a

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定(参集)・フィルタ装置薬液補給

－

－

20分
10分

（2人）
e,f

－

（3人）
(参集）

300分
330分
＋待避時間30分

作業中断（一時待避中）270分＋待避時間30分
適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

残留熱除去系 起動操作a（1人）

原子炉急速減圧操作

a
（1人）
a

低圧代替注水系（常設） 準備操作－
低圧注水モードから低圧代替注水系（常設）切替

（1人）
a
（1人）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水a

格納容器ベント停止操作－（1人）

格納容器スプレイ冷却系 起動操作a

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給
給油作業

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

－

46

48

50

備考

－

－

－

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認及び代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は，約18時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。さらに，残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば，復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。

90分

・7号炉フィルタ装置水位調整準備

60分（排水ポンプ水張り）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
60分

適宜実施

15分

・残留熱除去系ポンプ起動

代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

・逃がし安全弁 2個

－
(2人)

－

手動開放操作・低圧注水モードによる原子炉注水

5分

・復水移送ポンプ起動／運転確認

15分

・低圧代替注水系（常設） 系統構成
・現場移動

－

・低圧代替注水系（常設） 現場系統構成－－

・低圧注水モードによる原子炉注水停止
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始－－

・残留熱除去系 注入弁操作

（2人）
e,f

－

・格納容器ベント停止操作－－

・格納容器スプレイ弁操作－（6人）※ 1c,d

30分

※復水貯蔵槽吸込ライン切替
5分
原子炉水位はレベル3～レベル8維持
30分
格納容器圧力は13.7～180kPa[gage]維持

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

適宜実施

補給

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人

4人（8人)※ 1 ※ 2※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する

a. bc, d,e,f（その他参集5人）

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水系（常設）により原子炉水位を維持している。格納容器は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系（常設）の注入弁を操作する必要がある。また，格納容器スプレイ冷却制御のために格納容器スプレイ弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため，代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し，サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し，主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ，開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェン
バプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり，その場合は流量調整等は不要になる。

適宜実施

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）

・ドレン移送ライン窒素パージ
（1人）

44

原子炉水位レベル2～レベル8で原子炉注水－－

格納容器ベント操作

42

7号

－

－

格納容器ベント準備操作

40

24時間
原子炉急速減圧

約16時間
格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

（4人）
－

必要人員数

38

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

26

24時間
ガスタービン発電機による給電開始，残留熱除去系ポンプ起動実施箇所・必要人員数
操作項目

6号

24

適宜実施

※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-3

大ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

59-10-3-57

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）6号

低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員
（現場）

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

緊急時対策要員（現場）

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施 する
待 避 解 除 は作 業 エ リ ア の 放射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E, F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待避 し ， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯 渇 しな い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯 渇 しな い よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A, B

C,D,E, F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

2

操作の内容

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）
a

原子炉注水操作

低圧代替注水系（常設）

（1人）

注水操作

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

（1人）
a
－

－
代替原子炉補機冷却系

810低圧代替注水系（常設）

約229分

12

14

16

18

20

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

サプレッションプール冷却開始
約25時間

原子炉水位高（レベル8）

格納容器スプレイ停止

約35時間
低圧代替注水系による原子炉注水停止
残留熱除去系による原子炉注水開始

7号
・原子炉隔離時冷却系－－

原子炉注水確認
・原子炉隔離時冷却系

手動停止

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

（2人）
c,d

（6人）※ 1－

原子炉水位はレベル3～レベル8維持しレベル8まで注水後は，適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
格納容器スプレイ停止後は，原子炉水位はレベル3～レベル8維持
原子炉水位確保可能を条件に格納容器スプレイ開始
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

適時実施

補給
・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

300分

現場系統構成

46

48

50

備考

注水準備完了，原子炉急速減圧開始

20時間
約5時間

6号

24

低圧代替注水系（常設） 原子炉注水開始

緊急時対策要員（現場）7号

226号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉注水及びサプレッ
ションチェンバプール水冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁及び試験流量調節弁を操作する必要がある。なお，サプレッショ
ンチェンバプール水冷却時は流量調整等は不要である。
ただし，残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため，代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し，サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し，主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ，開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェン
バプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり，その場合は流量調整等は不要になる。
また，解析上低圧代替注水系から残留熱除去系による原子炉注水への切替えが，6号炉の格納容器ベントと同じタイミングになっているが，事前に残留熱除去系に切替えることで対応が可能。

準備操作
－

給油作業

代替原子炉補機冷却系

6号

6

約3時間

実施箇所・必要人員数
操作項目
運転員
（中操）

4

運転

残留熱除去系

－

－

－

－

（1人）

サプレッション・チェンバ・プール水冷却操作a（1人）

残留熱除去系 原子炉注水操作

a

残留熱除去系（1人）

サプレッション・チェンバ・プール水冷却操作

給油作業

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

－

a

13人

・現場移動

（参集）

・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

（3人）
（参集）

－

－

－

－

－

－

・代替原子炉補機冷却系

10時間

適宜実施

運転状態監視・サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード

適宜実施
起

5分

動
・残留熱除去系 注入弁操作

適宜実施
レベル8まで注水後は，適宜原子炉注水とサプレッション・チェンバ・プール水冷却モードの切替えを繰り返し実施
原子炉水位はレベル3～レベル8を維持

・残留熱除去系 サプレッション・チェンバ・プール水

適宜実施

冷却弁操作

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人

4人（8人)※ 1※ 2

a,bc,d,e,f（その他参集5人）※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

適時実施

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-4

大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）

59-10-3-58

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認及び代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は，約37時間後に通常水位まで回復するため，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。さらに，残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば，復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

経過 時 間（ 時間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

A
（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員
（現場）

A

6号

7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）

約2時間

6号

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器ベ ン ト前 に 非 常用 ガ ス 処理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止す る一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給

6人

格 納 容 器ベ ン ト前 に 待 避準 備 及 び待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施す る
待 避 解 除は 作 業エ リ ア の放 射 線 量測
定 後 と なる

避格納容器ベント操作

（1人）
A

－

－

・格納容器ベント状態監視

－

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給－－

待 避 室 へ待 避 し， 格 納 容器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視す る 。
格 納 容 器ベ ン ト操 作 後 待避 室 へ 待避

60分

する

中 操 か らの 連 絡を 受 け て現 場 操 作を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器ベ ン ト前 に ガ スタ ー ビ ン発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃料 タ ンク が 枯 渇し な い ように 給 油 する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器ベ ン ト前 に 待 避準 備 及 び待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施す る
一 時 待 避前 に 燃料 が 枯 渇し な い ように 給 油 する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

経過 時 間（ 時間 ）７号炉 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

約349分 原子炉水位低（レベル1.5）
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
約10時間

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

原子炉注水操作

高圧注水機能

運転員
（中操）

a
（1人）

起動確認

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

a

6号

7号

6号

7号

－

－

－

－

－

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－（6人）※ 1

－

（2人）
c,d

－

－

－

（2人）

－

－

格納容器ベント準備操作

（1人）
a
－
格納容器ベント操作

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

約22時間 代替格納容器スプレイ停止
格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

格納容器圧力0.18MPa[gage]到達

緊急時対策要員（現場）

（2人）
c,d

－

・原子炉隔離時冷却系

原子炉水位レベル2～レベル8で原子炉注水

原子炉注水確認・高圧炉心注水系

原子炉水位レベル3～レベル8維持

自動起動確認
復水移送ポンプトリップ水位付近でスプレイ停止

・残留熱除去系 スプレイ弁操作
・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

適宜実施

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）

60分

・7号炉フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り）

60分

・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

・格納容器ベント状態監視
・格納容器ベント操作

60分

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人
(参集)

・フィルタ装置pH測定
・フィルタ装置薬液補給

適宜実施

・ドレン移送ライン窒素パージ
給油作業

－

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1 ※ 2

a,b

c,d

－

（その他参集10人）

※1
※2

適宜実施

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-5

大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

59-10-3-59

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約37時間後には 通常水位まで回復しており，6号炉の格納容器ベント前に補 給を停止して待避することが可 能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水 位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくて も復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポ ンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等 の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間 後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント 操作から約12時間後となるため ，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。
また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えるこ とも可能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

6号
低圧代替注水系（常設）7号

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
A
（1人）
A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

注水操作

約0.3時間運転員（中央制御室）

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

約2時間

（現場）
7号

6号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非常 用 ガ ス 処理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

（1人）
A
－

格納容器ベント操作

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

6人

－

－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待避 準 備 及 び待時

現場確認中断避 を 実 施 する

待避

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リ アの 放 射 線 量測
定後となる
待 避 室 へ 待避 し ， 格 納容 器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後待 避 室 へ 待避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 けて 現 場 操 作を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガス タ ー ビ ン発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯渇 し な い よう
に給油する

5分
給油作業

必要人員数 合計

－

－

2人

2人
A,B

4人
C,D,E,F

8人（その他参集10人）

７号炉

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待避 準 備 及 び待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯渇 し な い ように給油する

経過時間（時間）

原子炉停止機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

約11分 ほう酸水注入開始
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
6号

運転員
（現場）
7号
（1人）
b

残留熱除去系

6号

緊急時対策要員（現場）
7号

6号

7号
・残留熱除去系

－

－

－

－

（1人）
a

（1人）

原子炉水位調整操作a

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

2人
a ,b

低圧注水モード→サプレッション・チェンバ・プー
ル水冷却モード

運転モード切替操作

－

0人

適時実施

・サプレッション・チェンバ・プール冷却状況監視

・原子炉隔離時冷却系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は，原子炉水位レベル1.5以上維持・高圧炉心注水系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は，原子炉水位レベル1.5以上維持－0人

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

図 3.6-6

大ＬＯＣＡ＋原子炉停止機能喪失

59-10-3-60

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉はほう酸水注入系により未臨界状態を維持しており，原子炉水位は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，約3時間後にはほう酸水注入が完了し原子炉が未臨界状態になるため，原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

A
（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員

A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待時

現場確認中断避を実施する

待（一時待避中）待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射 線量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E, F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

必要人員数

合計

－

－

2人

2人

4人

8人

A,B

C,D,E, F（その他参集10人）

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し な いよ うに給油する

経過時間（時間）

７号炉 ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
実施箇所・必要人員数

約24分

操作項目
運転員

原子炉注水開始

約10時間
格納容器圧力180kPa[gage]到達

a
（1人）
a

代替格納容器スプレイ操作

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号
（1人）

注水操作

約17時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達

運転員

（中操）
6号
低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系

操作の内容

6号

7号

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か（6人）※ 1

ら復水貯蔵槽への補給－
格納容器ベント準備操作
－
（1人）
a
－
格納容器ベント操作

（2人）
c, d

レベル3～レベル8維持

原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
継続実施

補給・格納容器ベント準備－

90分（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）
・7号炉フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り）

（2人）

－

－

・ベント状態監視－・格納容器ベント操作

c, d

レベル8到達後格納容器スプレイ切替
レベル3到達後原子炉注水切替

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

（2人）

格納容器スプレイ実施まで
レベル3～レベル8維持

60分
格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
60分

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定

(参集)

適宜実施

・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ

給油作業

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

（2人）

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1 ※ 2※16号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する

a,b

c,d

（その他参集10人）※2

6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

※1

継続実施

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-7

大ＬＯＣＡ＋ＬＯＣＡ時注水機能喪失

59-10-3-61

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており，原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注
水系(常設)により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系(常設)の注入弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，原子炉への注水量を待避室への待避前に調整することにより，低圧代替注水系(常設)の注入弁操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約28時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 3 低下するが，通常水位付近(約1700m3 ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント操作から約7時間後となるため，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えることも可
能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への6人

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備及 び 待

時
待

継続実施

補給

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射線 量 測
定後となる

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F

－

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベン ト 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室へ 待 避

60分

する

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場操 作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ービ ン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し ない よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し ない よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C,D ,E,F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2
15分

4

6

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

原子炉急速減圧実施箇所・必要人員数

4時間

操作項目

8

高圧炉心注水系からの漏えい停止

操作の内容

6号
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作（現場操作）

運転員

運転員

（中操）

（現場）
7号
－

原子炉水位調整操作（1人）
a

残留熱除去系 サプレッション・チェンバ・プール水（1人）

冷却モード操作a
必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

6号

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

緊急時対策要員（現場）
7号
（2人）
c,d
－

－

2人

4人

a ,b

c,d ,e,f

6号

7号
－

－

－

・現場移動
・高圧炉心冷却系

注入隔離弁閉操作

・高圧炉心注水系（健全側）
・残留熱除去系ポンプ

手動起動

・残留熱除去系 試験用調節弁操作

60分

レベル3～レベル8維持

サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を継続

０人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-8

大ＬＯＣＡ＋格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

59-10-3-62

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

経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員
（現場）

A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

緊急時対策要員（現場）

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ント 前 に 非 常用 ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作業 エ リ ア の放 射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避し ， 格 納 容器 ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 す る。
格 納 容 器 ベ ント 操 作 後 待避 室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の 連絡 を 受 け て現 場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベ ント 前 に ガ スタ ー ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料 タン ク が 枯 渇し な い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に燃 料 が 枯 渇し な い よ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

経過時間（時間）

７号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）

2
70分

4

6

8

10

12

14

16

18

20

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

原子炉注水開始
20時間

実施箇所・必要人員数
約2時間
操作項目

22

代替原子炉補機冷却系

運転開始

破断口まで水位回復確認

操作の内容
約22.5時間 代替循環冷却系
運転員
（中操）
6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作（1人）
a

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
a

6号

7号

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－

・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整－

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か（6人）※ 1

ら復水貯蔵槽への補給

－

運転開始

緊急時対策要員（現場）

（2人）
c,d

破断口まで水位回復後は，適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

適宜実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給
・現場移動

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替循環冷却系により原子炉及び格納容器の除熱を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，代替循環冷却系運転開始後は流量調整等は不要であり，原子炉及び格納容器の除熱状態の確認は待避室から可
能である。

継続実施

300分

・代替原子炉補機冷却系 現場系統構成

代替原子炉補機冷却系 準備操作
－

－

給油作業

－

－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

（1人）
代替循環冷却系運転（系統構成2）

a

準備操作

－

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

（3人）
（参集）

c,d

（2人）
a ,b
（1人）

代替循環冷却系運転状態監視

a

給油作業

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

－

－

適宜実施

30分

中央制御室系統構成

・現場移動

－

・代替循環冷却系運転

e,f
代替循環冷却系運転開始

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

・代替循環冷却系運転

（4人）
－

適宜実施

・復水移送ポンプ停止－

30分

現場系統構成・復水移送ポンプ起動

－

10時間

5分

・低圧注水系注入弁，格納容器スプレイ弁操作
・代替循環冷却系運転による原子炉圧力容器・原子炉格

－

適宜実施

納容器の状態監視

－

－

（2人）

2人
a, b

4人
c, d,e,f（8人)※ 1 ※ 2（その他参集5人）※1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

適宜実施※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-9

大ＬＯＣＡ＋大ＬＯＣＡ（代替循環冷却を使用する場合）

59-10-3-63

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能

経 過時 間 （時 間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

6号

A
（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A
（1人）
A

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

注水操作

約0.3時間運転員（中央制御室）

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

約70分

7号

6号

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

（現場）

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整－

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

適宜実施

系 を 停止 す る

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

6人

継続実施

一
時

現場確認中断避 を 実施 す る

待（一時待避中）待 避 解除 は 作 業エ リ ア の 放射 線 量 測

格 納 容器 ベ ン ト前 に 待 避 準備 及 び 待

定 後 とな る

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

E, F

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室へ 待 避 し， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監視 す る 。
格 納 容器 ベ ン ト操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 から の 連 絡を 受 け て 現場 操 作 を適宜実施

実 施 する格 納 容器 ベ ン ト前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用燃 料 タ ンク が 枯 渇 しな い よ うに 給 油す る

5分
給油作業

必要人員数

合計

－

－

2人

2人

4人

8人

A ,B

C,D,E, F（その他参集10人）

７号炉

想定事故1

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容

約60分 冷却機能喪失確認
注水機能喪失確認
約7時間 使用済燃料プール水温100℃到達

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

状況判断

a

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から使用済燃料プールへの注水（常設スプレイライン使

6号

12時間 使用済燃料プール注水開始

緊急時対策要員（現場）
7号
－

6号

7号
－

必要人員数（７号炉）

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

適宜実施

・使用済燃料プール水位，温度監視※1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた使用済燃料

－

－

（6人）

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

1人
a

0人

（8人)※ 1※ 2

※1
※2

用）
給油作業

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を 実施 す る
一 時 待避 前 に 燃料 が 枯 渇 しな い よ うに 給 油す る

経 過時 間 （時 間 ）（燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）

運転員
（中操）

格 納 容器 ベ ン ト前 に 待 避 準備 及 び 待

時

適宜実施

プール注水

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

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

適宜実施

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

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（1名）＝１ 0 名

図 3.6-10

大ＬＯＣＡ＋想定事故 159-10-3-64経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

A
（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

約0.3時間

運転員

6号

約38時間
格納容器圧力約2時間 破断口まで水位回復確認

（現場）
7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容器 ベ ン ト 前 に非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停止 す る

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及び 待時
待

現場確認中断（一時待避中）避 を 実施 す る
待 避 解除 は 作 業 エ リア の 放 射 線量 測
定 後 とな る

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E ,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室へ 待 避 し ， 格納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態 を 監視 す る 。
格 納 容器 ベ ン ト 操 作後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 から の 連 絡 を 受け て 現 場 操作 を適宜実施

実 施 する格 納 容器 ベ ン ト 前 にガ ス タ ー ビン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用燃 料 タ ン ク が枯 渇 し な いよ うに 給 油す る

5分
給油作業

－

－

2人

継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

一
時

作業中断

待

（一時待避中）格 納 容器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及び 待避 を 実施 す る
一 時 待避 前 に 燃 料 が枯 渇 し な いよ うに 給 油す る

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E ,F

（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）想定事故２（サイフォン現象等によるプール水の小規模な喪失）

2

4

6

8

10

12時間

事象発生
約50分

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号

6号

6号

－

ら使用済燃料プールへの注水（常設スプレイライン使
用）

－

－

（6人）

給油作業

－

－

（2人）※ 16号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

18

20

22

24

26

28

30

32

「燃料プール水位低」警報発生

約60分 注水機能喪失確認
冷却機能喪失確認

7号
－

1人

2人

a

c,d

適宜実施

・使用済燃料プール水位，温度監視

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か

必要人員数（７号炉）

16

約７時間 使用済燃料プール水温100℃到達
7号

（1人）
a

状況判断

14

使用済燃料プール注水開始

150分 サイフォン現象による漏えい停止

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

12

※1

（8人)※ 1 ※ 2・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた使用済燃料

適宜実施

プール注水
・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油※1

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※26号炉の格納容器ベント時に必要な要員

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

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

適宜実施

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

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

図 3.6-11

大ＬＯＣＡ＋想定事故 259-10-3-656号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）6号

低圧代替注水系（常設）A
操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
A
（1人）
A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）
7号

（1人）

注水操作

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

約0.3時間

運転員

6号

約38時間
格納容器圧力約2時間 破断口まで水位回復確認

（現場）
7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整

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

適宜実施

系 を停 止 す る

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への6人

補給

格 納容 器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及 び待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を実 施 す る
待 避解 除 は 作 業 エ リア の 放 射 線 量測
定 後と な る

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避室 へ 待 避 し ， 格納 容 器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を監 視 す る 。
格 納容 器 ベ ン ト 操 作後 待 避 室 へ 待避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

中 操か ら の 連 絡 を 受け て 現 場 操 作を適宜実施

実 施す る・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納容 器 ベ ン ト 前 にガ ス タ ー ビ ン発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機用 燃 料 タ ン ク が枯 渇 し な い ように 給油 す る

5分
給油作業

必要人員数 合計

－

－

2人

2人
A ,B

4人
C,D, E,F

8人（その他参集10人）

７号炉

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納容 器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及 び待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を実 施 す る
一 時待 避 前 に 燃 料 が枯 渇 し な い ように 給油 す る

経過時間（時間）

停止中の崩壊熱除去機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
プラント状況確認（残留熱除去系故障認知）実施箇所・必要人員数

約60分

操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号
状況判断

必要人員数（７号炉） 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

6号

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

注水開始

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

原子炉冷却材温度

2時間

7号

（1人）
a

－

1人

2人

a

c, d

6号

7号
－

・原子炉水位，温度監視

適宜監視

0人

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

図 3.6-12

大ＬＯＣＡ＋停止中の崩壊熱除去機能喪失

59-10-3-66

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

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

低圧代替注水系（常設）運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）
A

操作

（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

A

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

約0.3時間

運転員

6号

－

6号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

7号

6号

操作の内容

炉心損傷開始約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号
炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

－

－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

6人

継続実施

一
時

現場確認中断避を実施する

待（一時待避中）待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射 線量 測

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

定後となる

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E, F

－

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室 へ待 避

60分

する

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E, F（その他参集10人）

経過時間（時間）

７号炉 停止中の全交流動力電源喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

20時間

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

崩壊熱除去機能回復

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容

約60分

原子炉冷却材温度

100℃到達145分 原子炉注水開始
運転員

運転員

（中操）
6号
低圧代替注水系（常設）

代替原子炉補機冷却系

（1人）

注水操作

a

6号

7号
－

－

（2人）
c, d

－

－

－

－

6号

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため，流量調整等は不要である。

7号－

・残留熱除去系 注入弁操作

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

13人

・現場移動

原子炉水位回復後，蒸発量に応じた注水300分

現場系統構成

準備操作

給油作業

代替原子炉補機冷却系

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

－

－

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
起動準備

運転

（1人）
a

－

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

（1人）

起動操作

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油（3人）

・代替原子炉補機冷却系

運転状態監視－・原子炉停止時冷却モード

起動準備

・原子炉停止時冷却モード

起動

（参集）

－

－

1人

2人

0人※ 1

a

c,d

（その他参集5人）

a
必要人員数（７号炉）

（参集）

※1

10時間

適宜実施

適宜実施

20分

10分

6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

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

図 3.6-13

大ＬＯＣＡ＋停止中の全交流動力電源喪失

59-10-3-67

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉の代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，再度逃がし安全弁による原子炉減圧維持及び復水移送ポンプ
による低圧代替注水を実施することも可能である。

経 過時 間 （時 間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

低圧代替注水系（常設）

注水操作

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

操作

7号

7号

6号

操作の内容

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近－－・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

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

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

（1人）
A
－

格納容器ベント操作

備考

50

7号

（1人）
A

A

約70分

約2時間

（1人）
A

（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

6号

8

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

6号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

6人

－

－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に待 避 準 備 及び 待時

現場確認中断避 を 実 施 する

待避

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リア の 放 射 線量 測
定後となる
待 避 室 へ 待避 し ， 格納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

10人
（参集）

－

・フィルタ装置pH測定
・フィルタ装置薬液補給

中 操 か ら の連 絡 を 受け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベン ト 前 にガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に待 避 準 備 及び 待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が枯 渇 し な いよ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D, E,F（その他参集10人）

経 過時 間 （時 間 ）７号炉 停止中の原子炉冷却材流出

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
約60分 原子炉ウェル水位低下検知
実施箇所・必要人員数

2時間

操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号
状況判断
必要人員数（７号炉）
6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

6号

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

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

サプレッション・チェンバ・プールへの原子炉冷却材流出停止

2時間後 原子炉注水開始

7号

6号

7号

（1人）
a

－

－

1人
a

2人
c,d

0人

・原子炉水位，温度監視

適宜監視

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

図 3.6-14

大ＬＯＣＡ＋停止中の原子炉冷却材の流出

59-10-3-68

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

3.7

申請前号炉の中央制御室の居住性評価について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉重大事故等時における申請前号炉（1～5 号炉）の中央制御室の居住性評価について以下に示す。なお，重大事故等時において，5 号
炉の運転員は自号炉の中央制御室から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動し 5 号
炉の監視業務等を行う設計としていることから，5 号炉に関しては中央制御室を居住性評価の対象とせず，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性について検討を行った。
居住性評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）を参照した。
図 3.7-1 に柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉中央制御室の配置図を示す。

図3.7-1

柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉中央制御室

59-10-3-69

配置図

（1）居住性評価の前提条件
想定事象は，6 号及び 7 号炉中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価と同様に以下のとおりとした。
- 6 号又は 7 号炉のいずれかが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」で，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施する。
- 6 号又は 7 号炉の残る１つが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」で，代替循環冷却系により事象を収束する。
居住性評価においては，6 号及び 7 号炉のうち 1～4 号炉の中央制御室により近接している 7 号炉において，格納容器ベントを実施することを想定した。また，5号炉の中央制御室の運転員は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に待避することを前提に，上述の想定事象における 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を検討対象とした。
なお，被ばく評価に用いる大気中への放出放射能量及び放射性物質の大気拡散の評価は，補足説明資料 59-11 「原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施した。

（2）1～4 号炉中央制御室の居住性について
1～4 号炉の中央制御室における居住性評価の評価結果を表 3.7-1 に示す。1～4号炉の運転員は，各号炉の中央制御室内にとどまることとする。また中央制御室内
ではマスクを着用するものとし，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。さらに運転員の交替は考慮しないものとして，評価を行った。評価の結果，最も被ばく量が大きくなるのは 4 号炉中央制御室の運転員であり，約 54mSv／7 日間となる。
なお，1～4 号炉の中央制御室に対しては，6 号及び 7 号炉の重大事故時においても自号炉にとどまることができるよう，以下の放射線防護資機材を配備する設計とする。

59-10-3-70

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

表 3.7-1 1～4 号炉中央制御室の居住性に係る被ばく評価結果 ※1（7 号炉格納容器ベント実施時）（運転員の交替を考慮しない場合）
実効線量（mSv/7 日間）
6 号及び 7 号炉からの寄与の合計

被ばく経路
１号炉

2 号炉

3 号炉

4 号炉

0.1以下

0.1以下

0.1以下

0.1以下

約1.0×10 -1

約1.2×10 -1

約9.9×10 -1

約1.2×10 0

約2.5×10 1

約3.1×10 1

約3.8×10 1

約5.2×10 1

約2.1×10 1

約2.5×10 1

約3.1×10 1

約4.3×10 1

約4.2×10 0

約5.8×10 0

約6.9×10 0

約9.2×10 0

0.1以下

0.1以下

0.1以下

0.1以下

約26

約31

約39

約54

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央
制御室内での外部被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制室内作業時

御室内での外部被ばく③ 外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく※2（内訳）内部被ばく ※3
外部被ばく④ 大気中に放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばく
実効線量（＝①＋②＋③＋④）
※1

※2
※3

評価手法は「補足資料 59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.
中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
中央制御室換気空調系は空調機停止及び隔離弁閉止し，外気が 0.5 回/h で中央制御室
内に流入するものと仮定
マスクの防護係数として PF50，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定

59-10-3-71

（3）5 号炉中央制御室の居住性について
5 号炉中央制御室は図 3.7-1 に示すとおり，6 号及び 7 号炉に近接しているため
6 号及び 7 号炉の発災時に環境の悪化の影響を受けやすい。このため，重大事故時においては，5 号炉の運転員は中央制御室から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に待避する設計としている。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性設備は，6 号及び 7 号炉中央制御室 ※1の遮蔽設備及び空調設備と同等以上の性能を有する設計とし，福島第一原子力発電所事故と同等の事象の発生を想定した場合においても，必要な居住性が確保される設計としている。 ※2
そのため，前述(1)の想定事象が発生した場合においても，5 号炉中央制御室の運転員が滞在する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性は確保される設計とする。
※1 「補足説明資料 59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」において，6 号及び 7 号炉中央制御室の居住性が審査ガイドの判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認している※2 「61 条緊急時対策所の補足説明資料 61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について」を参照

なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所においては，5 号炉運転員が業務を継続できるよう，プラント監視等のための設備を配置し，また 1～4 号炉同様，放射線防護資機材を配備する設計とする。

〇5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にてプラント監視，通信連絡が実施できる設
備の設置
・デジタル記録計等を用いたプラントパラメータの遠隔監視機器・手順整備
・現場との通信連絡設備配備○放射線防護資機材等の配備
・ チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，マスク・着替え等放射線防護資機材の配備，水・食料の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

59-10-3-72

4. まとめ
以上より，中央制御室の運転員の滞在場所（1～4 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所）の設置や放射線防護資機材配備等により，申請前各号炉においても重大事故等時に必要な居住性（ 7 日間で 100mSv を超えない ）が確保される設計であることを確認した。

59-10-3-73

59-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

59-11-2-i

目次26 条別添 2 参照

本資料

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

59-11-2-ii

26 条別添 2 参照

本資料

2.4.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.2 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑥）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.3 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑦）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
2.4.2.4 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（経路⑧）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
2.5 評価結果のまとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
添付資料 1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について26 条-別添 2-添 1-1-1

1-1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表・・・ 26 条-別添 2-添 1-1-1
1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-2-1
1-3 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-3-1
1-4 運転員の交替について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-4-1
1-5 内規※1 との整合性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-5-1
添付資料 2 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価条件・・・・・・ 59-11-添 2-1-1
2-2 事象の選定の考え方について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-2-1
2-3 核分裂生成物の原子炉格納容器外への放出割合の設定について・・・ 59-11-添 2-3-1
2-4 放射性物質の大気放出過程について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-4-1
2-5 原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果について・・・・・・・ 59-11-添 2-5-1
2-6 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋原子炉区域の負圧達成時間について・・ 59-11-添 2-6-1
2-7 被ばく評価に用いた気象資料の代表性について・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-7-1
2-8 被ばく評価に用いる大気拡散評価について・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-8-1
2-9 地表面への沈着速度の設定について・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-9-1
2-10 エアロゾル粒子の乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-10-1
2-11 有機よう素の乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-11-1
2-12 マスクによる防護係数について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-12-1
2-13 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方
法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-13-1
2-14 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-14-1

59-11-2-iii

26 条別添 2 参照

本資料

2-15 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価
方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-15-1
2-16 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-16-1
2-17 大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-17-1
2-18 格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-18-1
2-19 原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待することによる影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-19-1
2-20 6 号及び 7 号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響について・ 59-11-添 2-20-1
2-21 コンクリート厚の施工誤差の影響について・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-21-1
2-22 格納容器雰囲気直接加熱発生時の被ばく評価について・・・・・・ 59-11-添 2-22-1
2-23 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-23-1
2-24 格納容器ベントの実施タイミングを変更することによる影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-24-1
2-25 審査ガイド※2 への適合状況・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-25-1（※1）原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（※2）実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

59-11-2-iv

2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価
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。）に基づき行った。
（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈 第 74 条抜粋）
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。

評価の結果，7 日間での実効線量は 6 号及び 7 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 66mSv，6 号炉が格納容器ベントを実施し 7 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 78mSv，7 号炉が格納容器ベントを実施し 6号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 86mSv となった。
また，
遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合は，6 号及び 7号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 68mSv，6 号炉が格納容器ベントを実施し 7 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約80mSv，7 号炉が格納容器ベントを実施し 6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 87mSv となった。
このことから，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」
を満足することを確認した。
2.1 評価事象
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，「想定する格納容器破損モードのうち、中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス」である「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流
動力電源が喪失したシーケンス」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束することのできる代替循環冷却系を整備している。したがって，審査ガイド

59-11-2-1

4.2(3)h.被ばく線量の重ね合わせに基づき，6 号及び 7 号炉において同時に重大事故等が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循
環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施した場合も評価対象とする。格納容器ベントの実施に至る事故
シーケンスとしては，前述の「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動
力電源が喪失したシーケンス」を選定する。なお，よう素放出量の低減対策として導入した原子炉格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。
2.2 大気中への放出量の評価
大気中へ放出される放射性物質の量は，上記 2.1 で示した事故シーケンスを想定し評価した。なお，原子炉格納容器から格納容器圧力逃がし装置への流入量及び原子炉格
納容器から原子炉建屋への漏えい量は，MAAP 解析及び NUREG-1465 の知見を用いて評価した。ただし，MAAP コードでは，よう素の化学組成は考慮されないため，粒子状よう素，無機よう素及び有機よう素については，大気中への放出量評価条件を設定し放出量を評価した。評価に用いた放出放射能量を表 1 及び表 2 に示す。

59-11-2-2

表 1 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（代替循環冷却系により事象を収束することを想定する場合）
核種類

放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）

停止時炉内内蔵量

原子炉建屋からの漏えい及び[Bq]（gross 値）

非常用ガス処理系による放出

希ガス類

約 2.6×1019

約 3.8×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 1.6×1016

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.9×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.9×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.8×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 4.6×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.5×1012

La 類

約 6.5×1019

約 8.2×1011

表 2 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（格納容器ベントの実施を想定する場合）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）
核種類

格納容器圧力逃がし装置及び原子炉建屋からの漏えい及びよう素フィルタを経由した放出

非常用ガス処理系による放出

希ガス類

約 7.8×1018

約 1.3×1017

よう素類

約 6.4×1015

約 7.5×1015

Cs 類

約 3.4×109

約 4.0×1013

Te 類

約 2.4×109

約 3.3×1013

Ba 類

約 2.3×109

約 3.0×1013

Ru 類

約 3.7×108

約 5.0×1012

Ce 類

約 3.0×108

約 4.1×1012

La 類

約 6.6×107

約 8.8×1011

59-11-2-3

2.3 大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時
間を基に計算した値を年間について小さいほうから順に並べて整理し，累積出現頻度
97%に当たる値を用いた。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用した。
相対濃度及び相対線量の評価結果を表 3 に示す。
表 3 相対濃度及び相対線量
放出源及び
放出源高さ

※

6 号炉格納容器
圧力逃がし装置配管（地上 40.4m）

評価点

着目方位

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

中心

SW,WSW

コントロール
建屋入口

5.1×10-4

3.8×10-18

4.7×10-4

3.7×10-18

8.5×10-4

6.4×10-18

9.7×10-4

7.4×10-18

9.5×10-4

3.8×10-18

9.1×10-4

3.7×10-18

1.7×10-3

6.3×10-18

2.0×10-3

7.2×10-18

SE,SSE,S,SSW,SW,WSW

5.1×10-4

3.8×10-18

SSE,S,SSW,SW,WSW

4.8×10-4

3.7×10-18

8.4×10-4

6.4×10-18

9.8×10-4

7.4×10-18

SSE,S,SSW,SW,WSW

中心

NNE,NE,ENE,E

コントロールWSW,W,WNW,NW,

建屋入口

NNW,N,NNE,NE,ENE

6 号炉

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

原子炉建屋

中心

SW,WSW中心

コントロール（地上 0m）

建屋入口

7 号炉

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

原子炉建屋

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE

中心

コントロールW,WNW,NW,NNW,（地上 0m）

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E（地上 39.7m）

中央制御室
6 号炉主排気筒

中心（地上 73m）

コントロール
建屋入口

相対線量[Gy/Bq]WNW,NW,NNW,N,

圧力逃がし装置配管

3[s/m ]

中央制御室

7 号炉格納容器

相対濃度

SSE,S,SSW,SW,WSW

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

7 号炉主排気筒

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE（地上 73m）

コントロールW,WNW,NW,NNW,

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E※放出源高さは，放出エネルギーによる影響は未考慮

59-11-2-4

2.4 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，評価期間を事故発生後 7 日間とし，運転員が交替（5 直 2交替）するものとして実効線量を評価した。運転員の直交替サイクルを表 4 に，交替ス
ケジュール例を表 5 に示す。なお，被ばく線量が厳しくなる場合は，特定の班のみが過大な被ばくを受けることにならないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，評価上で班交替を工夫するものとした。
被ばく評価に当たって考慮した被ばく経路と被ばく経路のイメージを図 1 及び図 2に示す。また，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件を表 9 に，被ばく評価に係る換気空調設備の概略図を図 3 に示す。
表 4 直交替サイクル
中央制御室の滞在時間
1直

8:30～21:25

2直21:00～8:55

訓練直※1

-

※1 緊急時における訓練直の対応を見直すことを検討中
表 5 直交替スケジュール例
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

滞在時間

入退域回数

A班

1直

1直

2直

2直

明

休

休

49 時間 40 分

8回

B班

訓

訓

訓

訓

訓

訓

訓

0分

0回

C班

休

休

1直

1直

2直

2直

明

49 時間 40 分

8回

D班

明

休

休

休

1直

1直

2直

37 時間 45 分

6回

E班

2直

2直

明

休

休

休

1直

36 時間 45 分

6回

59-11-2-5

2.4.1 中央制御室内での被ばく
2.4.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等を踏まえて評価した。
また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばくも評価した。
原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線については QAD-CGGP2R
コードを用い，スカイシャインガンマ線については ANISN コード及び G33-GP2R コードを用いて評価した。また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並
びによう素フィルタ内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線については，
QAD-CGGP2R コードを用い，スカイシャインガンマ線については QAD-CGGP2R コード
及び G33-GP2R コードを用いて評価した。
2.4.1.2 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路②）放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，
事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。
2.4.1.3 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路③）
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ば
くは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散評価，地表面
沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。
2.4.1.4 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路④）
外気から中央制御室内に取り込まれた放射性物質による被ばくは，中央制御室
内の放射性物質濃度を基に，放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの和として評価した。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効果を考慮した。また，運転員は図 4 に示す中央制御室待避室内に滞在するとして評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算は，以下の(1)から(3)に示す効果を考慮した。被ばく評価で想定する空調運用等のタイムチャートを図 5 に示す。
(1)中央制御室可搬型陽圧化空調機による中央制御室の陽圧化
設計基準対象施設である恒設の中央制御室換気空調系を停止し，さらに外気59-11-2-6

取り込みダンパを閉止したうえで，中央制御室を中央制御室可搬型陽圧化空調機（以下「可搬型陽圧化空調機」という。
）により陽圧化することで，可搬型陽
圧化空調機の活性炭フィルタ及び高性能フィルタ（以下「フィルタユニット」という。
）を経由しない外気の流入を防止する効果を考慮した。また，可搬型陽圧化空調機により供給する外気に対しては，フィルタユニットによる放射性物質の除去効果を考慮した。なお，可搬型陽圧化空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交流動力電源喪失を想定した遅れを考慮し，有効性評価で設定した 3 時間を起動遅れ時間として考慮した。
(2)中央制御室待避室陽圧化装置による中央制御室待避室の陽圧化
中央制御室待避室を中央制御室待避室陽圧化装置（以下「陽圧化装置」という。）
により陽圧化することで，外気の流入を防止する効果を考慮した。なお，代替循
環冷却系を用いて事象を収束する号炉からの影響については，陽圧化装置による効果を考慮しないものとした。
(3)中央制御室への外気の直接流入率
可搬型陽圧化空調機により中央制御室を陽圧化していない期間においては，
中央制御室への外気の直接流入率を 0.5 回/h と仮定して評価した。
2.4.2 入退域時の被ばく
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，周辺監視区域境界からコント
ロール建屋中央制御室出入口までの運転員の移動経路を対象とした。代表評価点はコントロール建屋入口とし，入退域ごとに評価点に 15 分間滞在するとして評価した。
ただし，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内に取り込まれた放射性物質からの影響については，アクセスルートより線源に近接した位置を評価点として選定し，2 分間滞在するとして評価した。
2.4.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による入退域時の運転員の外部被ばくは，評価点を屋外とすること以外は「2.4.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
2.4.2.2 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑥）
中央制御室の壁等によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「2.4.1.2放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路②）」と同様な手法で59-11-2-7

実効線量を評価した。
2.4.2.3 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑦）
中央制御室の壁等によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「2.4.1.3
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路③）」と同様な手法で実効線量を評価した。
2.4.2.4 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（経路⑧）
入退域時の内部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量及び大気拡散効果を踏まえ評価した。なお，評価に当たってはマスクの着用による防護効
果を考慮した。
2.5 評価結果のまとめ
6 号及び 7 号炉の両号炉にて代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合の評価結果を表 6-1-1 及び表 6-1-2 に示す。また，片方の号炉において格納容器ベントを実施した場合の評価結果を表 6-2-1 から表 6-3-2 に示す。さらに，各ケースについて被ば
く線量の合計が最も大きい班の評価結果の内訳を表 7-1-1 から表 7-3-2 に，被ばく線量の合計が最も大きい滞在日における評価結果の内訳を表 8-1-1 から表 8-3-2 に示す。
評価の結果，7 日間での実効線量は 6 号及び 7 号炉で代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 66mSv，6 号炉が格納容器ベントを実施した場合で最大約78mSv，7 号炉が格納容器ベントを実施した場合で最大約 86mSv となった。また，遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合は，6 号及び 7 号
炉で代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合で最大約 68mSv，6 号炉が格納容器ベントを実施した場合で最大約 80mSv，7 号炉が格納容器ベントを実施した場合で最大約 87mSv となった。
このことから，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。

59-11-2-8

表 6-1-1 各勤務サイクルでの被ばく線量（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 21※4

約 17

約 21

-

-

-

-

B班

-

-

-

約 22※5-

約 23※5

-

C班

-

-

約 20

約 22

約 23

-

-

D班

-

-

-

-

約 22

約 23

約 13

E班

約 16※4

約 19

-

-

-

-

約 31

合計※3
約 59
(約 60)
約 45(約 46)
約 64(約 66)
約 58(約 60)
約 66(約 68)

※1
※2
※3
※4

入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮
中央制御室内でマスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外すものとして評価
括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量
中央制御室内で事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6 時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

表 6-1-2 各勤務サイクルでの被ばく線量（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）(単位：mSv)※1
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 260

約 20

約 25

-

-

-

-

B班

-

-

-

約 27※3-

約 28※3

-

C班

-

-

約 24

約 26

約 28

-

-

D班

-

-

-

-

約 28

約 29

約 18

E班

約 28

約 22

-

-

-

-

約 37

合計※2
約 310
(約 310)約 55(約 56)
約 78(約 80)
約 74(約 76)
約 87(約 89)※1 入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮※2 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量※3 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

59-11-2-9

表 6-2-1 各勤務サイクルでの被ばく線量（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 20※4

約 30

-

約 25

-

-

-

B班

-

-

約 27※5-

約 24※5

約 23※5

-

C班

-

-

約 40

約 26

-

-

約 12※5

D班

-

-

-

-

約 24

約 23

約 31※5E班

約 16※4

約 41

-

-

-

-

-

合計※3
約 75
(約 76)
約 73(約 75)
約 78(約 79)
約 78(約 80)
約 56(約 58)

※1
※2
※3
※4

入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮
中央制御室内でマスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外すものとして評価
括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量
中央制御室内で事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6 時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

表 6-2-2 各勤務サイクルでの被ばく線量（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）(単位：mSv)※1
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 260

約 39

-

約 28

-

-

-

B班

-

-

約 30※3-

約 27※3

約 26※3

-

C班

-

-

約 43

約 29

-

-

約 15※3

D班

-

-

-

-

約 27

約 27

約 34※3

E班

約 28

約 44

-

-

-

-

-

合計※2
約 320
(約 320)約 82(約 84)
約 87(約 88)
約 88(約 90)
約 72(約 74)※1 入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮※2 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量※3 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

59-11-2-10

表 6-3-1 各勤務サイクルでの被ばく線量（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 20※4

約 42

-

約 24

-

-

-

B班

-

-

約 29※5-

約 21※5

約 19※5

-

C班

-

-

約 50

約 26

-

-

約 10※5

D班

-

-

-

-

約 22

約 20

約 26※5E班

約 16※4

約 54

-

-

-

-

-

合計※3
約 85
(約 87)
約 69(約 70)
約 86(約 87)
約 69(約 70)
約 70(約 71)

※1
※2
※3
※4

入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮
中央制御室内でマスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外すものとして評価
括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量
中央制御室内で事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6 時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

表 6-3-2 各勤務サイクルでの被ばく線量（6 号炉：代替循環冷却を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）(単位：mSv)※1
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 250

約 57

-

約 25

-

-

-

B班

-

-

約 30※3-

約 23※3

約 21※3

-

C班

-

-

約 53

約 28

-

-

約 12※3

D班

-

-

-

-

約 25

約 22

約 28※3

E班

約 27

約 59

-

-

-

-

-

合計※2
約 330
(約 340)約 75(約 76)
約 92(約 93)
約 75(約 76)
約 86(約 88)※1 入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮※2 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量※3 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

59-11-2-11

表 7-1-1 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（E 班）の合計）（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.1×10-1

約 3.7×10-1

約 1.1×10-1

0.1 以下

約 6.2×10

合計※1(約 1.4×10-1)-1

約 9.9×10-1(約 1.0×100)

約 5.0×10-1

約 8.2×10-1

約 2.5×100

約 4.0×100

約 9.7×10-1

約 1.6×100

約 1.3×100(約 1.5×100)
約 6.5×100(約 6.5×100)
約 2.6×100(約 2.6×100)

約 1.5×100

外部被ばく

約 2.4×100

約 3.9×100(約 3.9×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 3.4×100

約 5.5×100

約 3.0×100

約 8.9×100

約 2.2×10

00

約 1.3×10

1

約 1.9×10-1

約 1.8×101

約 2.1×101

約 4.5×10

約 2.6×10-1

約 3.9×10(約 9.2×100)
約 1.2×101(約 1.4×101)
約 6.7×100(約 6.7×100)

1

約 3.9×10

約 8.9×100

約 3.8×101(約 3.8×101)
約 5.8×10-1(約 5.8×10-1)

1

約 4.5×101

約 5.7×101(約 5.9×101)
約 66(約 68)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-12

表 7-1-2 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.3×10-1

0.1 以下

約 4.9×10-1

約 8.2×10-1

約 5.7×10-1

約 9.5×10-1

約 9.9×101

約 1.7×102

約 9.8×101

約 1.6×102

合計※1
約 1.3×10-1(約 1.6×10-1)
約 1.3×100(約 1.4×100)
約 1.5×100(約 1.7×100)
約 2.7×102(約 2.7×102)
約 2.6×102(約 2.6×102)

約 1.3×100

外部被ばく

約 2.1×100

約 3.3×100(約 3.4×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.0×102

約 1.7×102

約 1.7×100

約 4.5×100

約 1.9×100

約 3.8×100

約 8.5×100

約 1.7×101-1-1

約 1.4×10

約 1.2×101

約 1.1×102

約 2.9×10

約 2.6×10

約 2.7×102(約 2.7×102)
約 6.2×100(約 7.1×100)
約 5.6×100(約 5.6×100)
約 2.6×101(約 2.6×101)
約 4.4×10-1(約 4.4×10-1)

1

約 1.9×102

約 3.8×101(約 3.9×101)
約 310(約 310)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-13

表 7-2-1 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（D 班）の合計）（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.5×100

0.1 以下0.1 以下

約 7.0×10-1

約 3.6×10-1

約 6.0×10-1

約 1.1×100

約 5.9×100

0.1 以下

約 2.3×100

合計※1
約 1.5×100(約 1.6×100)
約 7.0×10-1(約 7.4×10-1)
約 9.6×10-1(約 1.1×100)
約 7.0×100(約 7.0×100)
約 2.3×100(約 2.3×100)

約 1.1×100

外部被ばく

約 3.6×100

約 4.6×100(約 4.6×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 3.0×100

約 7.2×100

約 8.5×100

約 1.1×101

約 7.6×10-1

約 5.6×100

約 1.4×101

約 2.8×101

0.1 以下

約 2.3×10

約 5.9×10

1

約 2.6×101-1

約 4.5×10

約 1.0×101(約 1.0×101)
約 2.0×101(約 2.1×101)
約 6.3×100(約 6.3×100)
約 4.1×101(約 4.1×101)
約 5.9×10-1(約 5.9×10-1)

1

約 5.2×101

約 6.8×101(約 7.0×101)
約 78(約 80)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-14

表 7-2-2 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 8.1×10-1

0.1 以下

約 9.2×10-1

約 8.2×10-1

約 9.8×10-1

約 9.1×10-1

約 1.0×102

約 1.7×102

約 9.9×101

約 1.6×102

合計※1
約 8.1×10-1(約 8.9×10-1)
約 1.7×100(約 1.8×100)
約 1.9×100(約 2.1×100)
約 2.7×102(約 2.7×102)
約 2.6×102(約 2.6×102)

約 4.7×100

外部被ばく

約 2.2×100

約 6.9×100(約 7.0×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.1×102

約 1.7×102

約 4.1×100

約 4.8×100

約 2.3×100

約 3.9×100

約 1.5×101

約 1.8×101-1-1

約 2.0×10

約 2.1×101

約 1.3×102

約 3.2×10

約 2.7×10

約 2.8×102(約 2.8×102)
約 8.9×100(約 9.8×100)
約 6.1×100(約 6.1×100)
約 3.2×101(約 3.2×101)
約 5.2×10-1(約 5.2×10-1)1

約 2.0×102

約 4.8×101(約 4.9×101)
約 320(約 320)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-15

表 7-3-1 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（C 班）の合計）（6 号炉：代替循環冷却を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0.1 以下

約 1.3×100

約 4.1×10-1

0.1 以下

約 4.1×10-1

約 9.4×10-1

約 3.0×100

約 2.0×101

約 1.2×100

約 2.3×10-1

合計※1
約 1.4×100(約 1.4×100)
約 4.4×10-1(約 4.7×10-1)
約 1.4×100(約 1.5×100)
約 2.3×101(約 2.3×101)
約 1.4×100(約 1.4×100)

約 1.9×100

外部被ばく

約 1.9×101

約 2.1×101(約 2.1×101)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 3.9×100

約 2.2×101

約 2.1×100

約 1.2×101

約 2.3×100

約 2.1×100

約 9.4×100

約 3.2×101

約 2.1×10-1

約 1.4×10

1

約 1.8×101(約 2.6×101)
約 1.4×101(約 1.5×101)
約 4.4×100(約 4.4×100)
約 4.1×101(約 4.1×101)
約 2.1×10-1

0.1 以下

約 4.6×10

約 2.6×101(約 2.1×10-1)
1

約 6.8×101

約 6.0×101(約 6.1×101)
約 86(約 87)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-16

表 7-3-2 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.3×10-1

約 3.8×10-1

約 4.9×10-1

約 1.5×100

約 5.5×10-1

約 1.7×100

約 1.0×102

約 1.7×102

約 9.8×101

約 1.7×102

合計※1
約 5.1×10-1(約 5.7×10-1)
約 2.0×100(約 2.1×100)
約 2.3×100(約 2.5×100)
約 2.7×102(約 2.7×102)
約 2.7×102(約 2.7×102)

約 1.3×100

外部被ばく

約 8.4×100

約 9.7×100(約 9.7×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.0×102

約 1.8×102

約 1.8×100

約 5.8×100

約 1.9×100

約 4.5×100

約 8.6×100

約 3.1×101-1-1

約 1.5×10

約 1.2×101

約 1.1×102

約 4.3×10

約 4.2×10

約 2.8×102(約 2.8×102)
約 7.6×100(約 8.3×100)
約 6.4×100(約 6.4×100)
約 4.0×101(約 4.0×101)
約 5.9×10-1(約 5.9×10-1)

1

約 2.2×102

約 5.5×101(約 5.5×101)
約 330(約 340)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-17

表 8-1-1 評価結果の内訳（E 班の 7 日目）（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0.1 以下0.1 以下

約 1.2×10-1

約 2.0×10-1

約 1.1×10-1

約 1.8×10-1

約 1.2×100

約 1.9×100

約 4.6×10-1

約 7.7×10-1

合計※1
0.1 以下(0.1 以下)
約 3.2×10-1(約 3.4×10-1)
約 3.0×10-1(約 3.3×10-1)
約 3.1×100(約 3.1×100)
約 1.2×100(約 1.2×100)

約 6.9×10-1

外部被ばく

約 1.1×100

約 1.8×100(約 1.8×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.4×100

約 2.3×100

約 1.6×100

約 5.2×100

約 8.6×10-1

約 1.7×100

約 5.9×100

約 1.2×101

0.1 以下

約 8.5×10

約 2.0×100

約 9.9×100-1

約 1.9×10

約 3.7×100(約 3.7×100)
約 6.8×100(約 7.8×100)
約 2.6×100(約 2.6×100)
約 1.8×101(約 1.8×101)
約 2.9×10-1(約 2.9×10-1)1

約 2.1×101

約 2.8×101(約 2.9×101)
約 31(約 32)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-18

表 8-1-2 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.0×10-1

0.1 以下

約 2.2×10-1

約 3.6×10-1

約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 9.5×101

約 1.6×102

約 9.5×101

約 1.6×102

合計※1
約 1.1×10-1(約 1.3×10-1)
約 5.8×10-1(約 6.1×10-1)
約 5.6×10-1(約 6.3×10-1)
約 2.5×102(約 2.5×102)
約 2.5×102(約 2.5×102)

約 2.4×10-1

外部被ばく

約 4.0×10-1

約 6.5×10-1(約 6.6×10-1)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.6×101

約 1.6×102

約 2.7×10-1

約 5.5×10-1

約 2.5×10-1

約 4.9×10-1

約 1.4×100

約 2.9×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.9×100

約 9.8×101

約 4.0×10

約 2.6×102(約 2.6×102)
約 8.2×10-1(約 9.3×10-1)
約 7.4×10-1(約 7.4×10-1)
約 4.3×100(約 4.3×100)
0.1 以下(0.1 以下)

0

約 1.6×102

約 5.9×100(約 6.0×100)
約 260(約 260)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-19

表 8-2-1 評価結果の内訳（E 班の 2 日目）（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 3.1×100

0.1 以下

約 2.8×100

約 2.2×10-1

約 5.6×10-1

約 3.2×10-1

約 4.7×100

約 1.2×100

約 4.5×10-1

約 4.3×10-1

合計※1
約 3.1×100(約 3.3×100)
約 3.0×100(約 3.2×100)
約 8.7×10-1(約 9.8×10-1)
約 5.9×100(約 6.1×100)
約 8.8×10-1(約 8.8×10-1)

約 4.2×100

外部被ばく

約 8.2×10-1

約 5.0×100(約 5.2×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.1×101

約 1.8×100

約 3.6×100

約 2.1×100

約 1.7×100

約 1.6×100

約 1.1×101

約 7.3×100-1-1

約 1.6×10

約 1.7×10

1

約 2.8×101

約 1.2×10

約 1.1×10

約 1.3×101(約 1.4×101)
約 5.7×100(約 6.1×100)
約 3.4×100(約 3.4×100)
約 1.8×101(約 1.8×101)
約 2.9×10-1(約 2.9×10-1)1

約 1.3×101

約 2.8×101(約 2.8×101)
約 41(約 42)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-20

表 8-2-2 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（6 号炉：格納容器ベント実施 7 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.0×10-1

0.1 以下

約 2.1×10-1

約 3.6×10-1

約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 9.0×101

約 1.6×102

約 9.0×101

約 1.6×102

合計※1
約 1.0×10-1(約 1.3×10-1)
約 5.7×10-1(約 6.1×10-1)
約 5.6×10-1(約 6.3×10-1)
約 2.5×102(約 2.5×102)
約 2.5×102(約 2.5×102)

約 2.3×10-1

外部被ばく

約 4.0×10-1

約 6.3×10-1(約 6.4×10-1)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.0×101

約 1.6×102

約 2.6×10-1

約 5.5×10-1

約 2.4×10-1

約 4.9×10-1

約 1.4×100

約 2.9×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.9×100

約 9.2×101

約 4.0×10

約 2.5×102(約 2.5×102)
約 8.1×10-1(約 9.2×10-1)
約 7.4×10-1(約 7.4×10-1)
約 4.3×100(約 4.3×100)
0.1 以下(0.1 以下)

0

約 1.6×102

約 5.9×100(約 6.0×100)
約 260(約 260)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-21

表 8-3-1 評価結果の内訳（E 班の 2 日目）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0.1 以下

約 1.8×100

約 1.3×10-1

約 4.7×100

約 1.9×10-1

約 9.8×10-1

約 7.6×10-1

約 8.0×100

約 2.6×10-1

約 8.0×10-1

合計※1
約 1.8×100(約 1.9×100)
約 4.8×100(約 5.2×100)
約 1.2×100(約 1.3×100)
約 8.7×100(約 9.0×100)
約 1.1×100(約 1.1×100)

約 5.0×10-1

外部被ばく

約 7.2×100

約 7.7×100(約 7.9×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.1×100

約 1.5×101

約 7.5×10-1

約 4.6×100

約 8.2×10-1

約 3.3×100

約 3.6×100

約 2.4×101

0.1 以下

約 5.2×10

約 3.6×100

約 6.3×100-1

約 3.2×10

約 1.7×101(約 1.7×101)
約 5.4×100(約 5.7×100)
約 4.2×100(約 4.2×100)
約 2.8×101(約 2.8×101)
約 4.2×10-1(約 4.2×10-1)

1

約 4.8×101

約 3.8×101(約 3.8×101)
約 54(約 55)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-22

表 8-3-2 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.0×10-1

0.1 以下

約 2.2×10-1

約 3.5×10-1

約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 9.5×101

約 1.5×102

約 9.5×101

約 1.5×102

合計※1
約 1.1×10-1(約 1.3×10-1)
約 5.7×10-1(約 6.0×10-1)
約 5.6×10-1(約 6.3×10-1)
約 2.4×102(約 2.4×102)
約 2.4×102(約 2.4×102)

約 2.4×10-1

外部被ばく

約 3.8×10-1

約 6.2×10-1(約 6.3×10-1)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.6×101

約 1.5×102

約 2.7×10-1

約 5.4×10-1

約 2.5×10-1

約 4.9×10-1

約 1.4×100

約 2.9×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.9×100

約 9.8×101

約 3.9×10

約 2.5×102(約 2.5×102)
約 8.1×10-1(約 9.2×10-1)
約 7.3×10-1(約 7.3×10-1)
約 4.3×100(約 4.3×100)
0.1 以下(0.1 以下)

0

約 1.5×102

約 5.9×100(約 6.0×100)
約 250(約 250)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-2-23

表 9 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（1/4）
項目

評価条件

発災プラント
評価事象

6 号及び 7 号炉
大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失

炉心熱出力

3926MW

停止時炉内内蔵量

1 サイクル：10000h（約 416 日）
2 サイクル：20000h
運転時間

3 サイクル：30000h
4 サイクル：40000h
5 サイクル：50000h（平均燃焼度：約 30GWd/t）
1 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料装荷割合2 サイクル：0.229（200 体）
3 サイクル：0.229（200 体）
4 サイクル：0.229（200 体）
5 サイクル：0.084（72 体）

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所における 1 年間の気象データ（1985 年 10 月～1986 年 9 月）（地上約 10m）

実効放出全放出源：1 時間

継続時間
建屋巻き込み全放出源：考慮する

累積出現頻度小さい方から累積して 97%【格納容器圧力逃がし装置配管】

大気拡散6 号炉：地上 40.4m，7 号炉：地上 39.7m
放出源及び
放出源高さ

【原子炉建屋中心】
6 号炉：地上 0m，7 号炉：地上 0m【主排気筒】
6 号炉：地上 73m，7 号炉：地上 73m

着目方位

中央制御
室滞在時

【格納容器圧力逃がし装置配管】 6 号炉:6 方位,7 号炉:8 方位【原子炉建屋中心】 6 号炉:6 方位,7 号炉:9 方位【主排気筒】 6 号炉:6 方位,7 号炉:9 方位【格納容器圧力逃がし装置配管】 6 号炉:5 方位,7 号炉:9 方位

入退域時【原子炉建屋中心】 6 号炉:5 方位,7 号炉:9 方位【主排気筒】 6 号炉:5 方位,7 号炉:9 方位

59-11-2-24

表 9 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（2/4）
項目

評価条件

原子炉格納容器漏えい開始時刻

事故発生直後（なお，放射性物質は，MAAP 解析に基づき事故発生約 20 分後から漏えい）
開口面積を格納容器圧力に応じ設定。MAAP 解析上で，格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとした。

原子炉格納容器から【開口面積】

原子炉建屋への漏えい率

1Pd 以下：0.9Pd で 0.4%/日，
1～2Pd：2.0Pd で 1.3%/日に相当する開口面積

原子炉圧力容器から原子炉格納容器に放出されるよう素の形態

粒子状よう素：5%
無機よう素：91%
有機よう素：4%

原子炉格納容器外への放出

原子炉格納容器内 pH 制御の効果

未考慮

原子炉格納容器の未考慮

漏えい孔における捕集効果
原子炉格納容器内での未考慮

有機よう素の除去効果

・格納容器スプレイによる除去効果
・自然沈着による除去効果

原子炉格納容器内での・サプレッション・プールでのスクラビング

粒子状放射性物質の除去効果

による除去効果
上記を MAAP 解析で評価

原子炉格納容器等への9.0×10-4[1/s]（上限 DF=200）

無機よう素の自然沈着率
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

無機よう素：10係数
停止時炉内内蔵量に対して，
原子炉格納容器からベントラインへの流入割合

希ガス類：約 9.2×10-1 Ba 類：約 2.1×10-7
よう素類：約 3.3×10-2 Ru 類：約 2.6×10-8
Cs 類：約 2.6×10-6 La 類：約 2.1×10-9Te 類：約 5.2×10-7 Ce 類：約 5.2×10-9

59-11-2-25

表 9 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（3/4）
項目

評価条件
格納容器ベントの実施を想定する場合：
停止時炉内内蔵量に対して，

原子炉格納容器外への放出

希ガス類：約 1.4×10-2 Ba 類：約 2.3×10-6
よう素類：約 6.6×10-4 Ru 類：約 2.8×10-7
Cs 類：約 2.8×10-5 La 類：約 2.3×10-8
原子炉格納容器から
原子炉建屋への流入割合

Te 類：約 5.6×10-6 Ce 類：約 5.6×10-8
代替循環冷却系を用いて事象を収束することを想定する場合：停止時炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 9.1×10-2 Ba 類：約 2.2×10-6
よう素類：約 3.7×10-3 Ru 類：約 2.7×10-7
Cs 類：約 2.7×10-5 La 類：約 2.2×10-8Te 類：約 5.4×10-6 Ce 類：約 5.4×10-8

格納容器ベント開始時間

事故発生から約 38 時間後

格納容器圧力逃がし装置の希ガス，有機よう素：1

除去係数
よう素フィルタの除去係数
原子炉建屋原子炉区域からの環境への放出漏えい開始時刻

粒子状放射性物質，無機よう素：1000
希ガス，粒子状放射性物質，無機よう素：1
有機よう素：50
事故発生直後及び非常用ガス処理系の停止直後

非常用ガス処理系起動時間

事故発生から 30 分後

非常用ガス処理系排風機風量2000m3/h

原子炉建屋原子炉区域

事故発生から 40 分後負圧達成時間事故発生から 40 分後～31 時間後※1：
で屋外に放出
原子炉建屋原子炉区域の換気率（非常用ガス処理系による放出）
上記以外の期間：
無限大[回/日]（原子炉建屋からの漏えい）

非常用ガス処理系の未考慮

フィルタ装置の除去効果※1 代替循環冷却系により事象収束する場合は 168 時間後まで

59-11-2-26

表 9 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の主要条件（4/4）
項目

評価条件
【風量】
事故発生から 0～3 時間後：0m3/h
事故発生から 3～168 時間後：6000m3/h

可搬型陽圧化空調機（風量，フィルタ除去効
率及び起動遅れ時間）【活性炭フィルタ除去効率】
希ガス，粒子状放射性物質：0 %無機よう素，有機よう素：99.9 %【高性能フィルタ除去効率】
希ガス，無機よう素，有機よう素：0 %
粒子状放射性物質：99.9 %【起動遅れ時間】3 時間

中央制御室バウンダリ
への外気の直接流入率
陽圧化装置の運転員の被ばく評価

空気供給量
マスクの防護係数

事故発生から 0～3 時間後：0.5 回/h
事故発生から 3～168 時間後：0 回/h
事故発生から 0～38 時間後：0m3/h
事故発生から 38～48 時間後：95m3/h※2
事故発生から 48～168 時間後：0m3/h
入退域時：1000
中央制御室滞在時：50 (1 日目のみ 1000）

ヨウ素剤の服用

未考慮

交替要員体制の考慮

考慮する【原子炉建屋内の放射性物質からの寄与】
・直接ガンマ線：QAD-CGGP2R コード
・スカイシャインガンマ線：

直接ガンマ線及びスカイ
シャインガンマ線の評価
コード

ANISN コード，G33-GP2R コード【格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並
びによう素フィルタ内の放射性物質からの寄与】
・直接ガンマ線：QAD-CGGP2R コード
・スカイシャインガンマ線：
QAD-CGGP2R コード，G33-GP2R コード
エアロゾル粒子：1.2cm/s

地表面への沈着速度

無機よう素：1.2cm/s
有機よう素：4.0×10-3cm/s
希ガス：沈着なし

評価期間

7 日間

※2 代替循環冷却系により事象収束する号炉からの影響に対しては陽圧化装置の効果を考慮しない

59-11-2-27

59-11-2-27
図 1 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価において考慮する被ばく経路

59-11-2-27

中央制御室内①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインガンマ線による外部被ばく）③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインガンマ線による外部被ばく）④室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）

入退域⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）⑥大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインガンマ線による外部被ばく）⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインガンマ線による外部被ばく）⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（吸入摂取による内部被ばく）

59-11-2-28
図 2 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価の被ばく経路イメージ図
59-11-2-28

59-11-2-29
図 3 6 号及び 7 号炉中央制御室換気空調設備の概要図

59-11-2-29

図 4 中央制御室待避室の設置場所

59-11-2-30

59-11-2-32
図 5 被ばく評価で想定する空調運用等タイムチャート
59-11-2-1

添付資料 2 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価条件
表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/5）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(3)h. 同じ敷地内に複数の原子運転号炉を想定。
発災プラント号炉ごとに評価し6 号及び 7 号炉

被ばく線量を足し合わせた。

炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原
子炉施設から被ばく経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。
4.1(2)a.原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評価（参 2）で想定す運転員の被ばくの大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却評価事象

系の機能及び全交流動力電源が喪失観点から結果が最も厳しくなる事故
シーケンスとして選定（添付資料 2
2-2,2-22 参照）

る格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員又は対策要員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム解析を基に、大気中への放射性物質放出量及び原子炉施設内の放射性物
質存在量分布を設定する。

炉心熱出力

3926MW

定格熱出力

1 サイクル：10000h（約 416 日）
2 サイクル：20000h
運転時間

3 サイクル：30000h
4 サイクル：40000h
5 サイクル：50000h（平均燃焼度：約 30GWd/t）―

1 サイクル 13 ヶ月(395 日）を考慮して，燃料の最高取―

出燃焼度に余裕を持たせ長めに設定

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料装荷割合2 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料装

3 サイクル：0.229（200 体）

荷割合に基づき設

4 サイクル：0.229（200 体）

定

5 サイクル：0.084（72 体）

59-11-添 2-1-1―

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/5）
項目

評価条件

選定理由

原子炉格納容器漏えい:

審査ガイドでの記載

原子炉格納容器漏えい：

事故発生直後（なお，
放射性物質は，

MAAP 解析に基づくMAAP 解析に基づき事故発生約 20 分
後から漏えい）4.3(4)a.放射性物質
格納容器ベント：

格納容器ベント：

事故発生から約 38 時間後

MAAP 解析に基づく

放出開始
時刻

の大気中への放出開始時刻及び放出継続
時間は、4.1(2)a で原子炉建屋原子炉区域漏えい：

原子炉建屋原子炉区域漏えい： 選定した事故シーケ

事故発生直後及び非常用ガス処理

原子炉建屋原子炉区域の負ンスのソースターム

系の停止直後圧が解消する時刻

解析結果を基に設定する。

非常用ガス処理系による放出：

非常用ガス処理系による放出：

事故発生から 40 分後

原子炉建屋原子炉区域の負圧達成時間を参照（添付資料 2 2-6 参照）
原子炉格納容器内 pH 制御設備

原子炉格納は，重大事故等対処設備と位置

容 器 内 pH未考慮

付けていないため考慮しない

制御の効果

―

（考慮した場合の結果は，添付
資料 2 2-19 を参照）

原子炉圧力
容器から原
子炉格納容
器に放出さ
れるよう素

4.3(1)a.原子炉格納
粒子状よう素：5%

原子炉格納容器内 pH 制御の効

容器内への放出割合

無機よう素：91%

果 に 期 待 し な い た め ，の設定に際し、ヨウ有機よう素：4%

R.G.1.195 に基づき設定

素類の性状を適切に
考慮する。

の形態
開口面積を格納容器圧力に応じ設定。
原子炉格納
容器から原
子炉建屋へ
の漏えい率

4.3(3)e.原子炉格納

MAAP 解析上で，格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとした。

原子炉格納容器の設計漏えい【開口面積】率（0.9Pd で 0.4%/日）及び，

1Pd 以下：0.9Pd で 0.4%/日，

AEC 式に基づき設定

1～2Pd：2.0Pd で 1.3%/日

容器漏えい率は、
4.1(2)a で選定した
事故シーケンスの事
故進展解析結果を基に設定する。

に相当する開口面積

59-11-添 2-1-2

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（3/5）
項目

評価条件

選定理由

原子炉格納容器の漏えい孔における

保守的に考慮しない

未考慮

ものとした

捕集効果

審査ガイドでの記載―
4.3(3)c.原子炉格納容器スプレイの作動については、4.1（2）a で選・格納容器スプレイによる除去効果

定した事故シーケンス

原子炉格納容器内・自然沈着による除去効果

選定した事故シーケの事故進展解析条件をでの粒子状放射性・サプレッション・プールでのスクンスの事故進展解析

基に設定する。

条件を基に設定

4.3(3)d.原子炉格納容物質の除去効果

ラビングによる除去効果
上記を MAAP 解析で評価

器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

原子炉格納容器内
での有機よう素の保守的に考慮しない

未考慮

ものとした

除去効果

―
4.3(3)d.原子炉格納容

原子炉格納容器等
への無機よう素の自然沈着率

9.0×10-4[1/s]

CSE 実験に基づき設定（上限 DF=200）(添付資料 2 2-5 参照)

器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデルを基に設定する。

サプレッション・
プールでのスクラ
ビングによる無機Standard Review
無機よう素：10

Plan6.5.5 に基づき設―定

よう素の除去係数
希ガス：1―

格納容器圧力逃が有機よう素：1

し装置の除去係数

無機よう素：1000
粒子状放射性物質：1000

―
設計値

希ガス：1
よう素フィルタの除去係数

粒子状放射性物質：1―

無機よう素：1
有機よう素：50

設計値

59-11-添 2-1-3―

表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（4/5）
項目

評価条件

選定理由

停止時炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 9.2×10-1
原子炉格納容器からベントラインへの流入割合

よう素類：約 3.3×10-2
Cs 類：約 2.6×10-6Te 類：約 5.2×10-7Ba 類：約 2.1×10-7
Ru 類：約 2.6×10-8La 類：約 2.1×10-9Ce 類：約 5.2×10-9

審査ガイドでの記載

MAAP 解析結果及び
NUREG-1465 の知見

4.3(4)a. 放射性物に基づき設定(添質の大気中への放出

付資料 2 2-3 参照)

開始時刻及び放出継よう素類について

続時間は、4.1（2）aは，よう素の化学で選定した事故シー形態に応じた原子

ケンスのソースター

炉格納容器内でのム解析結果を基に設除去のされかたの

定する。

違いを考慮

格納容器ベントの実施を想定
する場合：
停止時炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 1.4×10-2
よう素類：約 6.6×10-4
Cs 類：約 2.8×10-5Te 類：約 5.6×10-6Ba 類：約 2.3×10-6Ru 類：約 2.8×10-7La 類：約 2.3×10-8
原子炉格納容Ce 類：約 5.6×10-8器から原子炉
建屋への流入代替循環冷却系を用いて事象割合を収束することを想定する場
合：
停止時炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 9.1×10-2
よう素類：約 3.7×10-3
Cs 類：約 2.7×10-5Te 類：約 5.4×10-6Ba 類：約 2.2×10-6Ru 類：約 2.7×10-7La 類：約 2.2×10-8Ce 類：約 5.4×10-8

59-11-添 2-1-4

同上

同上表 2-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（5/5）
項目

評価条件

選定理由

・原子炉建屋原子炉区域負圧維
持期間以外：無限大[回/日]・原子炉建屋原子炉区域負圧維
原子炉建屋原
子炉区域の換気率

持期間：非常用ガス処理系の定格風量 2000m3/h による換気率により屋外に放出（ただし，原子炉建屋
原子炉区域内の放射性物質濃度変化は換気率
0.5[回/日]を用いて評価）

非常用ガス処
理系起動時間事故発生から 30 分後

非常用ガス処
理系排風機風

希ガス：1

理系のフィル

粒子状放射性物質：1

タ装置の除去無機よう素：1係数

有機よう素：1

より負圧維持していない期間は原子炉建屋原子炉区域内に放射性物質が保持されないものとした。

―

非常用ガス処理系により負圧維持している期間は保守的に非常用ガス処理系の定格風量を基に設定。

運用を基に設定

設計値を基に設定

量
非常用ガス処非常用ガス処理系に非常用ガス処理系の2000m3/h

審査ガイドでの記載

保守的に考慮しない
ものとした

―

―

―

非常用ガス処理系起動時間及び排気風量
原子炉建屋原
子炉区域負圧

並びに原子炉建屋原
事故発生から 40 分後

達成時間

子炉区域の設計気密―度を基に評価し設定（添付資料 2 2-6 を参照）
3.判断基準は、運転

事故の
評価期間

7 日間

審査ガイドに示され員の実効線量が 7 日

たとおり設定間で 100mSv を超えないこと。

59-11-添 2-1-5

表 2-1-2 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（代替循環冷却系により事象を収束することを想定する場合）
核種類

停止時炉内内蔵量[Bq]（gross 値）

放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）
原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出

希ガス類

約 2.6×1019

約 3.8×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 1.6×1016

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.9×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.9×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.8×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 4.6×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.5×1012

La 類

約 6.5×1019

約 8.2×1011

表 2-1-3 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（格納容器ベントの実施を想定する場合）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）
核種類

停止時炉内内蔵量

格納容器圧力逃がし装置

原子炉建屋からの漏えい[Bq]（gross 値）

及びよう素フィルタを及び非常用ガス処理系に経由した放出

よる放出

希ガス類

約 2.6×1019

約 7.8×1018

約 1.3×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 6.4×1015

約 7.5×1015

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.4×109

約 4.0×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.4×109

約 3.3×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.3×109

約 3.0×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 3.7×108

約 5.0×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.0×108

約 4.1×1012

La 類

約 6.5×1019

約 6.6×107

約 8.8×1011

59-11-添 2-1-6

表 2-1-4 大気拡散評価条件（1/4）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源
高さ及び気象条件に応

大気拡散
評価モデル

審査ガイドに示されたとガウスプルームモデル

おり設定

じて、空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向
ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。

建屋影響を受ける大気拡
散評価を行うため保守的
柏崎刈羽原子力発電所における 1
気象データ

年間の気象データ(1985 年 10 月～
1986 年 9 月)（地上約 10m）に地上風（地上約 10m）の
気象データを使用。審査ガ
イドに示された通り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用（添付資料 2 2-7 を参照）

4.2(2)a.風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
4.2(2)c.相対濃度は、
短時間放出又は長時間

実効放出
継続時間

全放出源：1 時間

保守的に 1 時間と設定放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

【6 号炉】

4.3(4)b. 放 出 源 高 さ・6 号炉格納容器圧力逃がし装置

は、4.1（2）a で選定し配管：地上 40.4m
・6 号炉原子炉建屋中心：地上 0m
放出源及び
放出源高さ

・6 号炉主排気筒：地上 73m【7 号炉】
・7 号炉格納容器圧力逃がし装置

た事故シーケンスに応
審査ガイドに示されたとじた放出口からの放出

おり設定を仮定する。4.1（2）aただし，放出エネルギーにで選定した事故シーケ

よる影響は未考慮

ンスのソースターム解

配管：地上 39.7m
・7 号炉原子炉建屋中心：地上 0m
・7 号炉主排気筒：地上 73m

59-11-添 2-1-7

析結果を基に、放出エネルギーを考慮してもよい。

表 2-1-4 大気拡散評価条件（2/4）
項目

評価条件

選定理由
審査ガイドに示さ

累積出現頻度小さい方から

れたとおり設定累積して 97%（添付資料 2 2-8を参照）

審査ガイドでの記載
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現
頻度が 97%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制

建屋巻き込み全放出源：考慮する放出源から近距離

御室／緊急時対策所の居住性評価の建屋の影響を受で特徴的な放出点から近距離の建けるため，建屋に屋の影響を受ける場合には、建屋よる巻き込み現象

による巻き込み現象を考慮した大を考慮

気拡散による拡散パラメータを用いる。
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建
屋、原子炉補助建屋、タービン建

巻き込みを

6 号炉原子炉建屋及び生じる代表建屋

7 号炉原子炉建屋

巻き込みの影響が最も大きい建屋として設定

屋、コントロール建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
4.2(2)b.3) i)

建屋の巻き込み

の影響を受ける場合には、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対【中央制御室滞在時】
放射性物質濃度の評価点

策所の属する建屋表面での濃度は

中央制御室中心

審査ガイドに示されたとおり設定【入退域時】
コントロール建屋入口

風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので、評価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時制御室／緊
急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。

59-11-添 2-1-8

表 2-1-4 大気拡散評価条件（3/4）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載【格納容器圧力逃がし装置配管】
6 号炉：6 方位（SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：8 方位（WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE,E）
中央制御室滞在時【原子炉建屋中心】
6 号炉：6 方位4.2(2)a. 原 子 炉 制 御（SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）

室／緊急時制御室／

7 号炉：9 方位緊急時対策所の居住（WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE,E,ESE）性に係る被ばく評価
では、建屋の風下後流【主排気筒】

側での広範囲に及ぶ

6 号炉：6 方位（SE,SSE,S,SSW,SW,WSW）
着目方位7 号炉：9 方位

審査ガイドに示された評価（WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE,E,ESE）【格納容器圧力逃がし装置配管】

方法に基づき設定（添付資料 2 2-8 を参6 号炉：5 方位照）（SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：9 方位（WSW,W,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE）

乱流混合域が顕著であることから、放射性物質濃度を計算する
当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる 1 方位のみを対象とするのではなく、図5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの入退域時【原子炉建屋中心】

影響が評価点に及ぶ

6 号炉：5 方位可能性のある複数の（SSE,S,SSW,SW,WSW）

方位を対象とする。

7 号炉：9 方位（W,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE,E）【主排気筒】
6 号炉：5 方位（SSE,S,SSW,SW,WSW）
7 号炉：9 方位（W,WNW,NW,NNW,N,NNE,NE,ENE,E）

59-11-添 2-1-9

表 2-1-4 大気拡散評価条件（4/4）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)b.1)風向に垂直な代表
建屋の投影面積を求め、放射性物質の濃度を求めるために
大気拡散式の入力とする。

建屋投影面積4.2(2)b.2) 建屋の影響があ

1931m2

審査ガイドに示されたとおる場合の多くは複数の風向をり設定

対象に計算する必要があるの

風向に垂直な投影面積のうで、風向の方位ごとに垂直な

ち最も小さいもの投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。

形状係数「原子力発電所中央制御室
1/2の居住性に係る被ばく評価
手法について（内規）」に示されたとおり設定

59-11-添 2-1-10

4.2(2)a. 放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所
中央制御室の居住性に係る被ば く 評価 手 法に つい て（ 内
規）
」による。

表 2-1-5 相対濃度（χ/Q）及び相対線量（D/Q）
放出源及び放出源高さ※
6 号炉格納容器
圧力逃がし装置配管（地上 40.4m）

7 号炉格納容器
圧力逃がし装置配管（地上 39.7m）

6 号炉
原子炉建屋中心（地上 0m）

7 号炉
原子炉建屋中心（地上 0m）

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

6 号炉主排気筒

中心（地上 73m）

コントロール
建屋入口
中央制御室

7 号炉主排気筒

中心（地上 73m）

コントロール
建屋入口

相対濃度

相対線量

[s/m3][Gy/Bq]

5.1×10-4

3.8×10-18

4.7×10-4

3.7×10-18

8.5×10-4

6.4×10-18

9.7×10-4

7.4×10-18

9.5×10-4

3.8×10-18

9.1×10-4

3.7×10-18

1.7×10-3

6.3×10-18

2.0×10-3

7.2×10-18

5.1×10-4

3.8×10-18

4.8×10-4

3.7×10-18

8.4×10-4

6.4×10-18

9.8×10-4

7.4×10-18※放出源高さは放出エネルギーによる影響は未考慮

59-11-添 2-1-11

表 2-1-6 原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の
評価条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

線源強度

放出された放射性物4.3(5)a. 原 子 炉 建 屋

質が自由空間容積に内の放射性物質は、自原子炉建屋内均一に分布すると

運転員の交替を考慮した場合の評

由空間容積に均一に

線源強度分布し，事故後 1 日ごと

価をより適切に行えるように設定分布するものとして、の積算線源強度を計

事故後 7 日間の積算線

算

源強度を計算する事故の評価期間7日

審査ガイドに示されたとおり設定

同上
4.3(5)a. 原 子 炉 建 屋

原子炉建屋
遮蔽厚さ
計算モデル

（評価点高さ）
スカイシャインガン
マ線：

中央制御室

内の放射性物質から

図 2-1-1 のとおり

天井面高さ

審査ガイドに示された評価方法に基づき設定（コンクリート厚の施工誤差の影響については，添付資料 22-21 を参照）

遮蔽厚さ

ンマ線及び直接ガンマ線による外部被ば
く線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。

直接ガンマ線：
評価点のスカイシャインガ

床面上 1.5m

中心点より線源となる建屋に近い
壁側を選定

－

直接ガンマ線の線量評価に用いる
直接ガンマ線：
QAD-CGGP2R コード
スカイシャインガンマ線：
ANISN コード，G33-GP2R コード

QAD-CGGP2R コードは三次元形状を，スカイシャインガンマ線の線量評価に用いる ANISN コード及び G33GP2R コードはそれぞれ一次元，三次

評価コード

元形状を扱う遮蔽解析コードであ（参考）り，ガンマ線の線量を計算すること【格納容器圧力逃がし装置のフィルタ ができる。計算に必要な主な条件は装置及び配管並びによう素フィルタ 線源条件，遮蔽体条件であり，これ内の放射性物質からの寄与】
直接ガンマ線：
QAD-CGGP2R コード
スカイシャインガンマ線：

らの条件が与えられれば線量評価は可能である。したがって，重大事
故等時における線量評価に適用可能である。QAD-CGGP2R コード,ANISNQAD-CGGP2R コード，G33-GP2R コード コード及び G33-GP2R コードはそれ
ぞれ許認可での使用実績がある。

59-11-添 2-1-12－

表 2-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(1/2)（代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）エネルギー(MeV)
積算線源強度（photons）（単一号炉当たり）※1
上限
24 時間後 48 時間後 72 時間後 96 時間後 120 時間後 144 時間後 168 時間後
下限
（代表エネ
時点
時点
時点
時点
時点
時点
時点
ルギー）
－
1.00×10-2 2.7×1019 1.3×1020 3.2×1020 6.1×1020 9.6×1020 1.4×1021 1.8×1021
1.00×10-2 2.00×10-2 2.7×1019 1.3×1020 3.2×1020 6.1×1020 9.6×1020 1.4×1021 1.8×1021
2.00×10-2 3.00×10-2 3.2×1019 1.5×1020 3.7×1020 6.7×1020 1.0×1021 1.4×1021 1.8×1021
3.00×10-2 4.50×10-2 5.1×1020 2.9×1021 7.7×1021 1.5×1022 2.4×1022 3.4×1022 4.5×1022
4.50×10-2 6.00×10-2 1.5×1018 5.0×1018 1.0×1019 1.6×1019 2.4×1019 3.3×1019 4.3×1019
6.00×10-2 7.00×10-2 1.0×1018 3.3×1018 6.6×1018 1.1×1019 1.6×1019 2.2×1019 2.9×1019
7.00×10-2 7.50×10-2 7.4×1019 4.3×1020 1.1×1021 2.2×1021 3.5×1021 5.0×1021 6.7×1021
7.50×10-2 1.00×10-1 3.7×1020 2.1×1021 5.7×1021 1.1×1022 1.8×1022 2.5×1022 3.4×1022
1.00×10-1 1.50×10-1 1.2×1018 2.9×1018 4.8×1018 7.0×1018 9.5×1018 1.2×1019 1.5×1019
1.50×10-1 2.00×10-1 1.2×1020 3.2×1020 4.4×1020 5.0×1020 5.4×1020 5.8×1020 6.1×1020
2.00×10-1 3.00×10-1 2.3×1020 6.5×1020 8.9×1020 1.0×1021 1.1×1021 1.2×1021 1.2×1021
3.00×10-1 4.00×10-1 3.6×1019 1.2×1020 2.6×1020 4.7×1020 7.2×1020 1.0×1021 1.4×1021
4.00×10-1 4.50×10-1 1.8×1019 5.9×1019 1.3×1020 2.3×1020 3.6×1020 5.1×1020 6.8×1020
4.50×10-1 5.10×10-1 2.7×1019 6.6×1019 1.0×1020 1.3×1020 1.6×1020 1.8×1020 2.0×1020
5.10×10-1 5.12×10-1 9.1×1017 2.2×1018 3.4×1018 4.4×1018 5.3×1018 6.0×1018 6.7×1018
5.12×10-1 6.00×10-1 4.0×1019 9.6×1019 1.5×1020 1.9×1020 2.3×1020 2.7×1020 3.0×1020
6.00×10-1 7.00×10-1 4.6×1019 1.1×1020 1.7×1020 2.2×1020 2.6×1020 3.0×1020 3.4×1020
7.00×10-1 8.00×10-1 1.3×1019 2.5×1019 3.8×1019 5.0×1019 6.0×1019 6.9×1019 7.7×1019
8.00×10-1 1.00×100 2.5×1019 5.1×1019 7.6×1019 9.9×1019 1.2×1020 1.4×1020 1.5×1020
1.00×100 1.33×100 2.1×1019 3.2×1019 3.9×1019 4.5×1019 4.9×1019 5.2×1019 5.4×1019
1.33×100 1.34×100 6.4×1017 9.8×1017 1.2×1018 1.4×1018 1.5×1018 1.6×1018 1.6×1018
1.34×100 1.50×100 1.0×1019 1.6×1019 1.9×1019 2.2×1019 2.4×1019 2.5×1019 2.6×1019
1.50×100 1.66×100 3.4×1018 4.2×1018 4.5×1018 4.7×1018 4.8×1018 4.9×1018 4.9×1018
1.66×100 2.00×100 7.2×1018 9.0×1018 9.6×1018 9.9×1018 1.0×1019 1.0×1019 1.1×1019
2.00×100 2.50×100 1.5×1019 1.6×1019 1.7×1019 1.7×1019 1.7×1019 1.8×1019 1.8×1019
2.50×100 3.00×100 5.5×1017 5.6×1017 5.7×1017 5.8×1017 5.9×1017 5.9×1017 6.0×1017
3.00×100 3.50×100 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015
3.50×100 4.00×100 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015 7.2×1015
4.00×100 4.50×100 1.6×106 3.4×106 5.2×106 7.0×106 8.7×106 1.1×107 1.2×107
4.50×100 5.00×100 1.6×106 3.4×106 5.2×106 7.0×106 8.7×106 1.1×107 1.2×107
5.00×100 5.50×100 1.6×106 3.4×106 5.2×106 7.0×106 8.7×106 1.1×107 1.2×107
5.50×100 6.00×100 1.6×106 3.4×106 5.2×106 7.0×106 8.7×106 1.1×107 1.2×107
6.00×100 6.50×100 1.9×105 3.9×105 5.9×105 8.0×105 1.0×106 1.2×106 1.4×106
6.50×100 7.00×100 1.9×105 3.9×105 5.9×105 8.0×105 1.0×106 1.2×106 1.4×106
7.00×100 7.50×100 1.9×105 3.9×105 5.9×105 8.0×105 1.0×106 1.2×106 1.4×106
7.50×100 8.00×100 1.9×105 3.9×105 5.9×105 8.0×105 1.0×106 1.2×106 1.4×106
8.00×100 1.00×101 5.7×104 1.2×105 1.8×105 2.5×105 3.1×105 3.7×105 4.3×105
1.00×101 1.20×101 2.8×104 6.0×104 9.1×104 1.2×105 1.5×105 1.9×105 2.2×105
1.20×101 1.40×101 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100
1.40×101 2.00×101 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100
2.00×101 3.00×101 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100
3.00×101 5.00×101 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100 0.0×100※1 有効数字 3 桁目を四捨五入した値

59-11-添 2-1-13

表 2-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度(2/2)（格納容器ベントの実施を想定する場合）エネルギー(MeV)
上限
24 時間後
下限
（代表エネ
時点
ルギー）
－
1.00×10-2 2.7×1019
1.00×10-2 2.00×10-2 2.7×1019
2.00×10-2 3.00×10-2 3.1×1019
3.00×10-2 4.50×10-2 5.0×1020
4.50×10-2 6.00×10-2 1.5×1018
6.00×10-2 7.00×10-2 1.0×1018
7.00×10-2 7.50×10-2 7.3×1019
7.50×10-2 1.00×10-1 3.6×1020
1.00×10-1 1.50×10-1 1.2×1018
1.50×10-1 2.00×10-1 1.1×1020
2.00×10-1 3.00×10-1 2.3×1020
3.00×10-1 4.00×10-1 3.5×1019
4.00×10-1 4.50×10-1 1.8×1019
4.50×10-1 5.10×10-1 2.7×1019
5.10×10-1 5.12×10-1 9.0×1017
5.12×10-1 6.00×10-1 4.0×1019
6.00×10-1 7.00×10-1 4.5×1019
7.00×10-1 8.00×10-1 1.3×1019
8.00×10-1 1.00×100 2.5×1019
1.00×100 1.33×100 2.1×1019
1.33×100 1.34×100 6.3×1017
1.34×100 1.50×100 1.0×1019
1.50×100 1.66×100 3.4×1018
1.66×100 2.00×100 7.1×1018
2.00×100 2.50×100 1.5×1019
2.50×100 3.00×100 5.3×1017
3.00×100 3.50×100 6.9×1015
3.50×100 4.00×100 6.9×1015
4.00×100 4.50×100 1.7×106
4.50×100 5.00×100 1.7×106
5.00×100 5.50×100 1.7×106
5.50×100 6.00×100 1.7×106
6.00×100 6.50×100 1.9×105
6.50×100 7.00×100 1.9×105
7.00×100 7.50×100 1.9×105
7.50×100 8.00×100 1.9×105
8.00×100 1.00×101 5.9×104
1.00×101 1.20×101 2.9×104
1.20×101 1.40×101 0.0×100
1.40×101 2.00×101 0.0×100
2.00×101 3.00×101 0.0×100
3.00×101 5.00×101 0.0×100

積算線源強度（photons）（単一号炉当たり）※1
48 時間後時点

72 時間後時点

96 時間後 120 時間後 144 時間後 168 時間後
時点
時点
時点
時点

1.4×1020
1.4×1020
1.6×1020
3.1×1021
5.2×1018
3.5×1018
4.5×1020
2.2×1021
3.0×1018
3.4×1020
6.8×1020
1.2×1020
6.1×1019
6.7×1019
2.2×1018
9.7×1019
1.1×1020
2.5×1019
5.1×1019
3.2×1019
9.8×1017
1.6×1019
4.2×1018
8.9×1018
1.6×1019
5.4×1017
6.9×1015
6.9×1015
3.5×106
3.5×106
3.5×106
3.5×106
4.0×105
4.0×105
4.0×105
4.0×105
1.2×105
6.2×104
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100

2.6×1020
2.6×1020
2.9×1020
6.0×1021
8.3×1018
5.5×1018
8.9×1020
4.5×1021
4.2×1018
4.1×1020
8.2×1020
2.2×1020
1.1×1020
8.6×1019
2.9×1018
1.3×1020
1.4×1020
2.9×1019
5.9×1019
3.5×1019
1.1×1018
1.7×1019
4.3×1018
9.1×1018
1.6×1019
5.4×1017
6.9×1015
6.9×1015
5.4×106
5.4×106
5.4×106
5.4×106
6.1×105
6.1×105
6.1×105
6.1×105
1.9×105
9.4×104
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100

3.6×1020
3.6×1020
4.0×1020
8.6×1021
1.1×1019
7.2×1018
1.3×1021
6.4×1021
5.1×1018
4.3×1020
8.6×1020
3.0×1020
1.5×1020
9.6×1019
3.2×1018
1.4×1020
1.6×1020
3.2×1019
6.4×1019
3.7×1019
1.1×1018
1.8×1019
4.3×1018
9.2×1018
1.6×1019
5.4×1017
6.9×1015
6.9×1015
7.2×106
7.2×106
7.2×106
7.2×106
8.3×105
8.3×105
8.3×105
8.3×105
2.5×105
1.3×105
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100

4.5×1020
4.5×1020
4.8×1020
1.1×1022
1.3×1019
8.6×1018
1.6×1021
8.1×1021
5.8×1018
4.4×1020
8.8×1020
3.8×1020
1.9×1020
1.0×1020
3.4×1018
1.5×1020
1.7×1020
3.4×1019
6.8×1019
3.7×1019
1.1×1018
1.8×1019
4.3×1018
9.2×1018
1.6×1019
5.5×1017
6.9×1015
6.9×1015
9.0×106
9.0×106
9.0×106
9.0×106
1.0×106
1.0×106
1.0×106
1.0×106
3.2×105
1.6×105
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100

5.3×1020
5.3×1020
5.5×1020
1.3×1022
1.5×1019
9.8×1018
1.9×1021
9.6×1021
6.4×1018
4.5×1020
9.0×1020
4.5×1020
2.3×1020
1.1×1020
3.6×1018
1.6×1020
1.8×1020
3.6×1019
7.2×1019
3.8×1019
1.2×1018
1.8×1019
4.3×1018
9.2×1018
1.6×1019
5.5×1017
6.9×1015
6.9×1015
1.1×107
1.1×107
1.1×107
1.1×107
1.2×106
1.2×106
1.2×106
1.2×106
3.8×105
1.9×105
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100

6.0×1020
6.0×1020
6.1×1020
1.5×1022
1.6×1019
1.1×1019
2.2×1021
1.1×1022
7.0×1018
4.6×1020
9.1×1020
5.2×1020
2.6×1020
1.1×1020
3.8×1018
1.7×1020
1.9×1020
3.7×1019
7.5×1019
3.8×1019
1.2×1018
1.9×1019
4.3×1018
9.2×1018
1.6×1019
5.5×1017
6.9×1015
6.9×1015
1.3×107
1.3×107
1.3×107
1.3×107
1.5×106
1.5×106
1.5×106
1.5×106
4.5×105
2.2×105
0.0×100
0.0×100
0.0×100
0.0×100※1 有効数字 3 桁目を四捨五入した値

59-11-添 2-1-14

図 2-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の計算モデル（1/3）

59-11-添 2-1-15

図 2-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の計算モデル（2/3）

59-11-添 2-1-16

平面図

図 2-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の計算モデル（3/3）

59-11-添 2-1-17

表 2-1-8 防護措置の評価条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e. 原 子 炉 制 御中央制御室換気室／緊急時制御室／

空調系（中央制
御室送風機，中央制御室排風
機，中央制御室

事故発生から 0～168 時間後：
0m3/h（給排気隔離ダンパ閉止）

再循環送風機）

重大事故等時に緊急時対策所内へのは恒設の中央制

外気取入による放射

御室換気空調系性物質の取り込みにを停止する運用

ついては、非常用換気とする

空調設備の設計及びの風量

運転条件に従って計算する。

可搬型陽圧化空調機の風量

3

事故発生から 0～3 時間後：0m /h
事故発生から 3～168 時間後：6000m3/h

運用を基に設定
可搬設備の設置に要する時間遅可搬型陽圧化空調機の起動遅れ

れや全交流動力3 時間

電源喪失対応に時間要する時間遅れを考慮し設定事故発生から 0～38 時間後：0m3/h※1

同上
4.3(3)f. 原 子 炉 制 御室の非常用換気空調
設備の作動について
は，非常用電源の作動状態を基に設定する。

運用を基に設3

事故発生から 38～48 時間後 ：95m /h

定。なお，代替

事故発生から 48～168 時間後：0m3/h

循環冷却系を用いて事象を収束

陽圧化装置の空気供給量※1 格納容器ベントの実施に伴い評価する号炉からの期間中に放出される放射性物質の影響に対してうち，大部分が放出される期間（数は，陽圧化装置時間（添付資料 2 2-4 図 2-4-5 参の効果を考慮し照））に余裕を持たせ，陽圧化装置にないものとしよる陽圧化時間を 10 時間と設定た。

59-11-添 2-1-18

同上表 2-1-8 防護措置の評価条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

可搬型陽圧化空調機により中央制御室バウンダリを陽圧化していない期間
中央制御室
バウンダリ

事故発生から 0～3 時間後：0.5 回/h

への外気の事故発生から 3～168 時間後：0 回/h

直接流入率は，空気流入率測定試験

4.2(1)b. 既設の場

結果（0.30 回/h，添付資合では、空気流入率

料 2 2-23 参照）を基に， は、空気流入率測定
保守的に外気の直接流入試験結果を基に設定

率 0.5 回/h を仮定した。 する。
陽圧化している期間は，外気の直接流入を防止できる設計としている。
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／
緊急時対策所内に取中央制御室バウンダリ：

中央制御室

20800m

の空調バウ
ンダリ体積

り込まれる放射性物

3

質の空気流入量は、設計値を基に設定

中央制御室待避室：

空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制

100m3

御室／緊急時対策所
バウンダリ体積（容積）を用いて計算す
る。

放射性物質
のガンマ線

中央制御室バウンダリ：
20800m3

による外部
被ばくに係
る容積

同上
中央制御室待避室：
100m359-11-添 2-1-19

同上表 2-1-8 防護措置の評価条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／
緊急時制御室／緊急時対中央制御室バウンダリ：
中央制御室の空策所内に取り込まれる放320800m

射性物質の空気流入量

調バウンダリ体
積

設計値を基に設定
中央制御室待避室：

は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室

100m3／緊急時対策所バウンダ
リ体積（容積）を用いて計算する。

放射性物質のガンマ線による外部被ばくに係る容積

中央制御室バウンダリ：
20800m3
同上

同上

入退域時：

性能上期待できる値（添②運転員はマスクの着用

1000

付資料 2 2-12 参照）。入を考慮してもよい。ただ退域時及び中央制御室滞しその場合は、実施のた在時ともにマスクの着用めの体制を整備するこを考慮した。

と。

中央制御室待避室：
100m3

マスクの
防護係数

中央制御室滞在時：
50（1 日目のみ 1000）

ヨウ素剤の
服用

保守的に考慮しないもの

未考慮

とした

－
③交代要員体制を考慮し

要員の交替

考慮する

運用を基に設定てもよい。ただしその場
合は、実施のための体制を整備すること。

入域及び退域でそれぞれ 1
回当たり，・コントロール建屋入口に入退域に15 分とどまるものとする

要する時間

・よう素フィルタ等からの実測値に余裕を持たせ設定寄与を評価する際は，ア
クセスルート上に 2 分間
とどまるものとする

59-11-添 2-1-20－

表 2-1-9 線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

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

I-134：1.5×10-10Sv/Bq

ICRP Publication71

I-135：9.2×10-10Sv/Bq

及び-8

Cs-134：2.0×10 Sv/Bq

ICRP Publication72

Cs-136：2.8×10-9Sv/Bq

に基づく

－

-8

Cs-137：3.9×10 Sv/Bq
上記以外の核種は
ICRP Publication71 及びICRP Publication72に基づく
ICRP Publication71 に基づ
呼吸率

1.2m3/hく成人活動時の呼吸率を設－

定
線量目標値評価指針（降水時における沈着率は乾燥時の 2～3 倍大きい）を参考に，
エアロゾル粒子：1.2cm/s

湿性沈着を考慮して乾性沈

地表への無機よう素：1.2cm/s

着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設

沈着速度

有機よう素：4.0×10-3cm/s

定 。 乾 性 沈 着 速 度 は

希ガス：沈着なし

NUREG/CR-4551 Vol.2※1 及びNRPB-R322 より設定。
（添付
資料 2 2-9,2-10,2-11 を参4.2.(2)d. 放 射 性 物
質の地表面への沈着
評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

照）※1 NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks: Quantification ofMajor Input Parameters”

59-11-添 2-1-21

2-2 事象の選定の考え方について
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては，評価事象として，重大事故等対策の有効性評価において想定する格納容器破損モードのうち，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を選定する必要がある。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，重大事故等時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する事故シナリオとして，炉心損傷が発生する「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失」シナリオを選定した。
なお，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，両号炉において同時に重大事故等が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いてサプレッション・チェンバの排気ラインを使用した格納容器ベントを実施する場合も評価対象とする。
(1)事象の概要（格納容器ベント実施時）
a.大破断 LOCA が発生し，原子炉格納容器内に冷却材が大量に漏えいする。
b.更に非常用炉心冷却系（ECCS）喪失，全交流動力電源喪失（SBO）を想定するため，原
子炉圧力容器への注水ができず炉心損傷に至る。70 分後に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を開始することで，原子炉圧力容器破損は回避される。
c.その後，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施するが，事象発生から約 38 時間後に格納容器圧力が限界圧力に到達し，格納容器圧力逃がし装置を用いたベントを実施する。
(2)想定事故シナリオ選定
想定事故シナリオ選定については，事故のきっかけとなる起因事象の選定を行い，起因事象に基づく事故シナリオの抽出及び分類を行う。その後，重大事故等対策の有効性評価
及び事故シナリオの選定を行う。
a.起因事象の選定
プラントに影響を与える事象について，内部で発生する事象と外部で発生する事象（地震，津波，その他自然現象）をそれぞれ分析し，事故のきっかけとなる事象（起因
事象）について選定する。
プラント内部で発生する事象については，プラントの外乱となる事象として，従前より許認可解析の対象としてきた事象である運転時の異常な過渡変化（外部電源喪失等）
及び設計基準事故（原子炉冷却材喪失等）を選定する。また，原子炉の運転に影響を与

59-11-添 2-2-1

える事象として，非常用交流電源母線の故障，原子炉補機冷却系の故障等を選定する。
プラント外部で発生する事象については，地震，津波に加え，地震・津波以外の自然現象の 42 事象から，地域性等を考慮して 9 事象（風（台風），竜巻，火山，落雷，積雪，
低温（凍結），降水，生物学的事象，地滑り）を選定する。また，設計基準を大幅に超える規模の事象発生を想定した上で，プラントに有意な頻度で影響を与えると考えられる場合は，考慮すべき起因事象とする。
b.起因事象に基づく事故シナリオの抽出及び分類
イベントツリー等により，事故のきっかけとなる事象（起因事象）を出発点に，事象がどのように進展して最終状態に至るかを，安全機能を有する系統の動作の成否を分岐として樹形状に展開し，事故シナリオを漏れなく抽出する。
抽出した事故シナリオを事故進展の特徴によって，表 2-2-1 のとおりグループ別に分類する。

表 2-2-1 運転中の炉心損傷に係る事故シナリオグループ
出力運転中の炉心損傷に係る概要

事故シナリオグループ
崩壊熱除去機能喪失
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉停止機能喪失
LOCA 時注水機能喪失

崩壊熱の除去に失敗して炉心損傷に至るグループ
低圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
高圧注水に失敗して炉心損傷に至るグループ
電源を失うことにより炉心損傷に至るグループ
止める機能を喪失して炉心損傷に至るグループ
LOCA 時に注水に失敗して炉心損傷に至るグループ

59-11-添 2-2-2

c.重大事故等対策の有効性評価及び事故シナリオの選定
b.で分類した事故シナリオのうち，出力運転中の原子炉における崩壊熱除去機能喪失，高圧・低圧注水機能喪失，高圧注水・減圧機能喪失，全交流動力電源喪失，原子炉
停止機能喪失については炉心損傷に至らないため，重大事故等対処設備が機能しても炉心損傷を避けられない事故シナリオは，LOCA 時注水機能喪失のみとなる。
しかしながら，重大事故等対策の有効性評価においては，格納容器破損モードとして，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（LOCA 時注水機能喪失）に加えて，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（DCH），原子炉圧力容器外の溶融
燃料－冷却材相互作用（FCI），水素燃焼，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）の計 5 つを想定している※1。
これらのモードにおける原子炉格納容器の破損防止のための対応は，LOCA 時注水機能喪失と DCH に集約されているため，LOCA 時注水機能喪失と DCH のうち，運転員の被ばくの観点から結果が厳しくなる事故シーケンスを確認した結果，LOCA 時注水機能喪失の方が厳しくなる結果となった（「2-22 格納容器雰囲気直接加熱発生時の被ばく評価について」を参照）。
以上より，炉心損傷が発生する LOCA 時注水機能喪失を想定事故シナリオとして選定した。
なお，前述のとおり，両号炉において同時に想定事故シナリオが発生したと想定する場
合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉において格納容器圧力逃がし装置を用いてサプレッション・チェンバの排気ラインを使用した格納容器ベントを実施する場合も評価対象とした。

※1 格納容器破損モード「DCH」，「FCI」及び「MCCI」は，重大事故等対処設備に期待する場
合はこれらの現象の発生を防止することができるが，「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 37 条 2-1(a)において，「必ず想定する格納容器破損モード」として定められているため，評価を成立させるために，重大事故等対処設備の一部に期待しないものとしている。

59-11-添 2-2-3

2-3 核分裂生成物の原子炉格納容器外への放出割合の設定について
重大事故等時における中央制御室の居住性評価に当たっては，放射性物質の原子炉格納容器外への放出割合を MAAP コードと NUREG-1465 の知見を利用し評価している。
大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシナリオ（W/Wベント）での MAAP 解析による放出割合の評価結果（事故発生から 168 時間後時点）を表 23-3 に示す。ただし，以下に示すとおり，表 2-3-3 の値は中央制御室の居住性評価に使用していない。
表 2-3-3 によると，高揮発性核種（CsI や CsOH）の放出割合（10-6 オーダー）と比べ，中・低揮発性核種の放出割合が極めて大きい（10-4 オーダー）という結果となっている。
一方，TMI 事故や福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が起こった場合に最も多く放出される粒子状の物質はよう素やセシウム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べ少量であることが分かっている。
表 2-3-4 は，TMI 事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在量であるが，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に全量のうち半分程度放出されている一方で，中・低揮発性核種はほぼ全量が原子炉圧力容器内に保持されているという評価となっている。
さらに，表 2-3-5 は，福島第一原子力発電所事故後に実施された発電所敷地内の土壌中放
射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮発性核種（セシウ
ムやよう素）であり，多くの中・低揮発性核種は不検出という結果となっている。
また，燃料からの核分裂生成物の放出及び移動挙動に関する実験結果より，各元素の放出
挙動は以下のように整理されており※1，希ガスが高温で燃料からほぼ全量放出されるのに対し，それ以外の核種の放出挙動は雰囲気条件に依存するとしている。
希ガス ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。
I，Cs ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。放出速度は希ガスと同等。
Sb，Te ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。また被覆管と反応した後，被覆管の酸化に伴い放出される。
Sr，Mo，Ru，Rh，Ba：雰囲気条件（酸化条件 or 還元条件）に大きな影響を受ける。
Ce，Np，Pu，Y，Zr，Nb：高温状態でも放出速度は低い。
※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）」
表 2-3-3 の評価結果はこれらの観測事実及び実験結果と整合が取れていない。これは，大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシナリオにおいては，

59-11-添 2-3-1

MAAP 解析が中・低揮発性核種の放出割合を過度に大きく評価しているためであると考えられる。
MAAP 解析の持つ保守性としては，炉心が再冠水し溶融炉心の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表面からの放射性物質の放出評価において溶融プール中心部の温度を参照し放出量を評価していることや，炉心冠水時において燃料デブリ上部の水によるスクラビング
効果を考慮していないことが挙げられる。MAAP コードの開発元である EPRI からも，再冠水した炉心からの低揮発性核種の放出について MAAP 解析が保守的な結果を与える場合がある
旨の以下の報告がなされている。
・ 炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ru 及び Mo）の放出について，低温の溶融燃料表面付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，MAAP 解析が保守的な結果を与える場合がある。
・ Mo の放出量評価について，NUREG-1465 よりも MAAP コードの方が放出量を多く評価する。
なお，高揮発性核種（セシウムやよう素）については炉心溶融初期に炉心外に放出されるため，上述の保守性の影響は受けにくいものと考えられる。
以上のことから，大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシナリオにおいて中・低揮発性核種の放出割合を評価する際，単に MAAP 解析による評価結果を採用すると，放出割合として過度に保守的な結果を与える可能性があるため，他の手法を用いた評価が必要になると考えられる。
そこで，重大事故等時における中央制御室の居住性を評価する際は，MAAP 解析による放出割合の評価結果以外に，海外での規制等にも活用されている NUREG-1465（米国の原子力規制委員会（NRC）で整備されたものであり，米国でもシビアアクシデント時の典型的な例
として，中央制御室の居住性等の様々な評価で使用されている）の知見を利用するものとした。このことにより，TMI 事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った評価が可能となる。
なお，事故シーケンス「大破断 LOCA+ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」において，原子炉注水機能が使用できないものと仮定した場合における，炉心損傷開始から，原子炉圧力容器が破損するまでの MAAP 解析事象進展（重大事故等時における中央制御室の居住性評
価における想定事故シナリオでは，当該事故シーケンスにおいて原子炉注水機能を使用することにより原子炉圧力容器破損には至らない）と NUREG-1465 の想定の比較は表 2-3-1 のとおりであり，NUREG-1465 の想定と MAAP 解析の事象進展に大きな差はなく，本評価において NUREG-1465 の知見は使用可能と判断した。
NUREG-1465 の知見を利用した場合の放出割合の評価結果を表 2-3-6 に示す。

59-11-添 2-3-2

表 2-3-1 MAAP 解析事象進展と NUREG-1465 の想定の比較
燃料被覆管の損傷が開始し，ギャップ

炉心溶融が開始し，溶融燃料が原から放射性物質が放出される期間

子炉圧力容器破損するまでの期間

※1

MAAP

約 17 分～約 41 分

約 41 分～約 6.4 時間※2

NUREG-1465～30 分

30 分～2 時間※1 炉心損傷開始（燃料被覆管温度 1000K）～炉心溶融開始（燃料被覆管温度 2500K）※2 原子炉注水機能が使用できないものと仮定した場合における原子炉圧力容器破損時間

各 MAAP 核種グループの放出割合の具体的な評価手法は以下に示すとおり。
(1)希ガスグループ，CsI グループ，CsOH グループ
希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，格納容器圧力逃がし装置への放出割合，原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合ともに MAAP 解析の結果得られた放出割合を採用する。
なお，Cs の放出割合は，CsI グループと CsOH グループの放出割合※1※2，及び，I 元素と Cs 元素の停止時炉内内蔵量より，以下の式を用いて評価する。

F (T) = F
F (T)
F
F

(T) +

M
W
×
× F
M
W

(T) − F(T)

：時刻 T におけるセシウムの放出割合(T) ：時刻 T における CsOH グループの放出割合(T) ：時刻 T における CsI グループの放出割合
M
M

W
W

：停止直後の I 元素の停止時炉内内蔵量：停止直後の Cs 元素の停止時炉内内蔵量：I の原子量：Cs の原子量※1 MAAP コードでは化学的・物理的性質を考慮し核種をグループ分けしており，各グループの放出割合は，当該グループの停止時炉内内蔵量と放出重量の比をとることで評価している。
※2 各核種グループの停止時炉内内蔵量は以下の手順により評価している。
① ORIGEN コードにより核種ごとの初期重量を評価する。
② ①の評価をもとに，同位体の重量を足し合わせ，各元素の重量を評価する。
③ ②の結果を MAAP コードにインプットし，MAAP コードにて，各元素の化合物の重量を評価する。
④ 各化合物は表 2-3-2 に示す核種グループに属するものとして整理している。核種59-11-添 2-3-3

グループの炉内内蔵量は，当該の核種グループに属する化合物の炉内内蔵量の和として評価している。
表 2-3-2 各核種グループの炉内内蔵量
核種グループ

各核種グループに

炉内内蔵量[kg]対応する化合物（安定核種を含む）

希ガス

Xe，Kr

CsI

CsI，RbI

TeO2，Te2

TeO2，Te2

SrO

SrO

MoO2

MoO2，RuO2，TcO2，RhO2

CsOH

CsOH，RbOH

BaO

BaO

La2O3

La2O3，Pr2O3，Nd2O3，Sm2O3，
Y2O3，ZrO2，NbO2，AmO2，CmO2

CeO2

CeO2，NpO2，PuO2

Sb

Sb

UO2

UO2

※ 表中に示す Te2 の炉内内蔵量[kg]は，停止時に炉内に存在する Te 元素の全量が Te2 の形態で存在する場合の値に相当する。

59-11-添 2-3-4

(2)それ以外の核種グループ
中・低揮発性の核種グループについては，MAAP 解析の結果得られた放出割合は採用せず，MAAP 解析の結果から得られた Cs の放出割合，希ガスグループの放出割合及び NUREG1465 の知見を利用し放出割合を評価する。
a.格納容器圧力逃がし装置への放出割合
放出割合の経時的な振る舞いは希ガスと同一※1 とし，Cs の放出割合に対する当該核種グループの放出割合の比率が，168 時間経過時点において NUREG-1465 で得られた比率に等しいとして，以下の評価式に基づき評価した。表 2-3-7 及び表 2-3-8 に NUREG1465 で評価された原子炉格納容器内への放出割合を示す。

F (T) = F

F

(T) ×

γ
γ

×

F (168h)(168h)F

F (T) ：時刻 T における i 番目の MAAP 核種グループの放出割合(T) ：時刻 T における希ガスグループの放出割合

γ ：NUREG-1465 における i 番目の MAAP 核種グループに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合
γ ：NUREG-1465 における Cs に相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合※1

中・低揮発性の核種グループは，事故初期の燃料が高温となっているとき以外は殆ど燃料外に放出されないものと考えられる。そのため，格納容器ベント後の燃料からの追加放出はほとんどなく，事故初期に原子炉格納容器内に放出され，原子炉格納容器気相部に浮遊しているものだけが大気中に放出され得ると考えられる。
格納容器ベントに伴い中・低揮発性核種は原子炉格納容器気相部からベントライ
ンに流入するが，その流入の仕方，すなわち放出割合の経時的な振る舞いは，同じく原子炉格納容器気相部に浮遊しており壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における放出割合」は，「各時刻における希ガスグループの放出割合」に比例するものとした。

59-11-添 2-3-5

b.原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合
放出割合の経時的な振る舞いは Cs と同一※2 とし，Cs の放出割合に対する当該核種グループの放出割合の比率は，168 時間経過時点において NUREG-1465 で得られた比率に等しいとして，以下の評価式に基づき評価した。

F (T) = F (T) ×
F (T)

γ
γ

：時刻 T における i 番目の MAAP 核種グループの放出割合

γ ： NUREG-1465 における i 番目の MAAP 核種グループに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合
γ ： NUREG-1465 における Cs に相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合※2

中・低揮発性の核種グループは原子炉格納容器内で粒子状物質として振る舞い，沈着や格納容器スプレイ等により気相部から除去されると考えられる。また，事故発生後，原子炉格納容器の気相部からの除去が進んだ後は原子炉格納容器からの漏えいはほとんどなくなるものと考えられる。
本評価では，中・低揮発性の核種グループ同様，原子炉格納容器内で粒子状物質として除去される Cｓを代表として参照し，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における漏えい割合」を，「各時刻における Cs の漏えい割合」に比例するものとした。

59-11-添 2-3-4

表 2-3-3 MAAP 解析による放出割合の評価結果（重大事故等時における中央制御室の居住性評価に使用しない）
停止時炉内内蔵量に対する核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（事故発生から 168 時間後時点）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 1.7×10-6

SrO

約 2.0×10-4

MoO2

約 3.0×10-6

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 4.2×10-5

La2O3

約 1.0×10-4

CeO2

約 1.0×10-4

Sb

約 2.9×10-6

Te2

0

UO2

0

Cs※1

約 2.6×10-6※1 CsI グループと CsOH グループの放出割合から評価（評価式は参考 1 を参照）

59-11-添 2-3-7

表 2-3-4 TMI 事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在量

出典： TMI-2 号機の調査研究成果（渡会偵祐，井上康，桝田藤夫 日本原子力学会誌
Vol.32,No.4(1990)）

表 2-3-5 福島第一原子力発電所事故後に検出された土壌中の放射性核種

出典：東京電力 HP（http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）

59-11-添 2-3-8

表 2-3-6 NUREG-1465 の知見を用いた補正後の放出割合（重大事故等時における中央制御室の居住性評価に使用）
停止時炉内内蔵量に対する核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合（事故発生から 168 時間後時点）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 5.2×10-7

SrO

約 2.1×10-7

MoO2

約 2.6×10-8

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 2.1×10-7

La2O3

約 2.1×10-9

CeO2

約 5.2×10-9

Sb

約 5.2×10-7

Te2

0※2

UO2

0※2

Cs※1

約 2.6×10-6※1 CsI グループと CsOH グループの放出割合から評価（評価式は参考 1 を参照）
※2 本評価において「Te2 グループ」及び「UO2 グループ」の放出割合の MAAP 解析結果はゼロであるため，NUREG-1465 の知見を用いた補正の対象外とした。

59-11-添 2-3-9

表 2-3-7 NUREG-1465 での原子炉格納容器内への放出割合
核種グループ

原子炉格納容器への放出割合※1

Cs

0.25

TeO2，Sb，Te2

0.05

SrO，BaO

0.02

MoO2

0.0025

CeO2，UO2

0.0005La2O30.0002※１ NUREG-1465 の Table 3.12「Gap Release」の値と「Early In-Vessel」の値の和を参照（NUREG-1465 では，「Gap Release」，「Early In-Vessel」，「Ex-Vessel」及び「Late
In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。重大事故等時における中央制御室の居住性評価における想定事故シナリオでは，
原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「Gap Release」及び「Early In-Vessel」の値の和を用いる。
）

表2-3-8NUREG-1465（抜粋）59-11-添 2-3-10

参考 1

セシウムの放出割合の評価方法
1.セシウムの放出割合(1)CsI の形態で存在しているセシウム
全よう素が CsI の形態で存在するものとして整理する。CsI の形態で存在しているセシウムの重量は以下のとおりとなる。
CsI の初期重量[kg] ＝ MI

＋ MI/WI×WCs

CsI 初期重量中のセシウム重量[kg] ＝ MI/WI×WCs
セシウム元素初期重量[kg]：MCs

よう素元素初期重量[kg]：MIセシウム原子量[-]：WCs

よう素原子量[-]：WI(2)CsOH の形態で存在しているセシウム
全セシウムが CsI と CsOH の形態で存在するものとして整理する。CsOH の形態で存在しているセシウムの重量は以下のとおりとなる。
CsOH 初期重量中のセシウム重量[kg] ＝ MCs － CsI 初期重量中のセシウム重量[kg]＝ MCs － MI/WI×WCs(3)セシウムの放出量
MAAP 解析により CsI と CsOH の原子炉格納容器外への放出割合を評価
セシウムの放出重量[kg] ＝ MI/WI×WCs × X ＋ （MCs － MI/WI×WCs）×Y
X：CsI 放出割合（MAAP 解析により得られる）
Y：CsOH 放出割合（MAAP 解析により得られる）(4)セシウムの放出割合
1.(3)で得られたセシウムの放出量から，セシウムの放出割合を評価
セシウムの放出割合 ＝ セシウムの放出量 / セシウム元素初期重量＝ MI/WI×WCs/MCs × X ＋（1 － MI/WI×WCs/MCs）×Y＝ Y ＋ MI/MCs×WCs/WI（X － Y）
以上

59-11-添 2-3-11

2-4 放射性物質の大気放出過程について
原子炉格納容器からサプレッション・チェンバの排気ラインに流入した放射性物質は，格
納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由し大気中に放出される。
また，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋から非常用
ガス処理系（以下「SGTS」という。）を経由して，又は直接大気中に放出される。
大気中への放射性物質の放出経路ごと及び事故発生からの経過時間ごとの単位時間当たりの放射性物質の放出割合の評価式※1を以下に示す。また，放射性物質の大気放出過程を図2-4-1から図2-4-4に示し，大気中への放出トレンドを図2-4-5から図2-4-7に示す。
※1 各評価式における放出割合等は停止時炉内内蔵量に対する割合を表す。
(1)原子炉格納容器からサプレッション・チェンバの排気ラインに流入した放射性物質

q
q

→大気

q

→

→大気

(t) = q

→

(t) ×

1
DF ∙ DF(t) ：時刻 t における単位時間当たりの大気中への放出割合[1/s](t) ：時刻 t における単位時間当たりの流入割合[1/s]（原子炉格納容器からサプレッション・チェンバの排気ライン）

DF ：格納容器圧力逃がし装置の除去係数[-]※1
DF ：よう素フィルタの除去係数[-]※1※1 除去係数は添付資料 2 2-1 を参照(2)原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした放射性物質①事故発生から原子炉建屋原子炉区域（以下「原子炉区域」という。
）の負圧達成まで（事故発生40分後※1まで）
q / →大気 (t) = q

→ /

(t)

（t < T ）※2

q / →大気 (t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉建屋から大気中への放出割合[1/s]q→ /(t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合[1/s]T ：原子炉区域の負圧達成時間（事故発生 40 分後）[s]59-11-添 2-4-1

※1 SGTS 起動時間及び排気風量並びに原子炉区域の設計気密度を基に評価し設定（添付資料 2 2-6 を参照）
※2 この期間では原子炉区域の負圧が達成されていないことから，放射性物質は原子炉建屋から大気中に直接放出されるものとして評価した。評価に当たっては，原子炉区域の換気率を保守的に無限大[回/日]とした。
②原子炉区域負圧達成から SGTS の停止まで
格納容器ベントを実施する場合：事故発生 40 分後から 31 時間後※1
代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合：事故発生 40 分後から 168 時間後（評価期間（7 日間）中で停止しないことを想定）

q / →大気 (t) = λ ・Q / (t)dQ / (t)= −λ ・Q / (t) + q
dt※3

Q / (T ) =

q

→ /

※2

（T ≦ t < T ）(t) dt→ /(t)q / →大気 (t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉建屋から大気中への放出割合[1/s]q→ /(t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合[1/s]

Q / (t) ：時刻 t における原子炉建屋内での存在割合[-]λ：原子炉区域の換気率[1/s]（SGTS の定格風量と原子炉区域空間容積から算出※4)
λ ：原子炉区域の換気率[1/s]（原子炉区域の設計気密度を基に設定※4)
T ：原子炉区域の負圧達成時間（事故発生 40 分後）[s]T ：SGTS 停止時間[s]※1 SGTS の停止操作を含めた格納容器ベント準備作業は，格納容器ベント判断（本評価での想定事故シナリオでは事故発生から約 32 時間後）までに行う運用としている。このうち，SGTS の停止操作は数分で完了できることから，本評価では，格納容器ベント判断の 1 時間程度前（事故発生から 31 時間後）に SGTS を停止することを想定した。なお，代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合においては，

59-11-添 2-4-2

用いて事象収束に成功する場合においては，SGTS は停止しないものとして評価した。
※2 この期間では原子炉区域の負圧が維持されているため，放射性物質は原子炉建屋から大気中に直接放出されず，SGTS を経由して大気中へ放出される。
※3 原子炉区域の負圧達成時間（T1）における，停止時炉内内蔵量に対する原子炉建屋
内での存在割合は，保守的に時刻 T1 までに原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした放射性物質の全量が原子炉建屋内に存在するものとして評価した。
※4 原子炉区域の換気率[1/s]は，SGTS の定格風量（2000[m3/h]）による換

気率

及び原子炉区域の気密度の設計値（0.5[回/日]）を用いて，評価上保守的となるように設定した。大気中への放出率の評価では大きい方の換気率を採用し，原子炉区域内の存在割合の評価では小さい方の換気率（0.5[回/日]）を採用した。
③SGTS の停止以降（事故発生から 31 時間後以降）（格納容器ベントを実施する場合のみ）

q / →大気 (t) = q→ /(t) + δ(t − T )・Q / (T )

δ(t − T ) =

0,

∞,

t≠T

（T ≦ t）※1

t=T

q / →大気 (t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉建屋から大気中への放出割合[1/s]q→ /(t) ：時刻 t における単位時間当たりの原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい割合[1/s]

Q / (T ) ：時刻 T2 における原子炉建屋内での存在割合[-]※2
T ：SGTS 停止時間（事故発生から 31 時間後）[s]※1 この期間では原子炉区域の負圧が維持されていないと想定し，放射性物質は原子炉建屋から大気中に直接放出されるものとして評価した。評価に当たっては，原子炉区域の換気率を保守的に無限大[回/日]とした。
※2 QR/B(T2)は前述の②の第 2 式において，t=T2 時点での QR/B を用いた。

59-11-添 2-4-3

図2-4-1 重大事故等時の希ガスの大気放出過程

59-11-添 2-4-4

図2-4-2 重大事故等時のよう素の大気放出過程

59-11-添 2-4-5

図2-4-3 重大事故等時のセシウムの大気放出過程

59-11-添 2-4-6

図2-4-4 重大事故等時のその他核種の大気放出過程

59-11-添 2-4-7

図2-4-5 格納容器ベント実施時のベントライン経由の放出トレンド

図2-4-6 格納容器ベント実施時の原子炉建屋経由の放出トレンド

59-11-添 2-4-8

図2-4-7 代替循環冷却系を用いて事象収束に成功した場合の原子炉建屋経由の放出トレンド

59-11-添 2-4-9

2-5 原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果について
原子炉格納容器内における無機よう素の自然沈着率については，財団法人 原子力発電技
術機構（以下「NUPEC」という。
）による検討「平成 9 年度 NUREG-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」において，CSE A6 実験に基づく値が示されている。
自然沈着率の算出に関する概要を以下に示す。
原子炉格納容器内における無機よう素の濃度の時間変化は，無機よう素の自然沈着率を用いると以下の式で表される。

( )

=−

∙ ( )

ρ(t) ：時刻 t における原子炉格納容器内における無機よう素の濃度[μg/m3]λd：自然沈着率[1/s]これを解くことで，自然沈着率は，時刻 t0，t1 での原子炉格納容器内における無機よう素の濃度を用いて以下のように表される。

=−

1
−

∙ log

( )
( )

NUPEC 報告書では，Nuclear Technology “Removal of Iodine and Particles by Sprays
in the Containment Systems Experiment”の記載（CSE A6 実験）より，「CSE A6 実験の無機ヨウ素の濃度変化では，時刻 0 分で濃度 105μg/m3 であったものが，時刻 30 分で1.995×104μg/m3 となる。
」として，時刻及び濃度を上式に代入することで無機よう素の自然沈着率 9.0×10-4[1/s]を算出している。これは事故初期のよう素の浮遊量が多く，格納容器スプレイをしていない状態下での挙動を模擬するためのものであると考えられる。なお，
米国 SRP6.5.2 では原子炉格納容器内の無機よう素が 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。
CSE A6 実験等から，原子炉格納容器に浮遊している放射性物質が，放出された放射性物
質量の数 100 分の 1 程度に低下する時点までは自然沈着速度がほぼ一定であり，原子炉格
納容器内の無機よう素はその大部分が事故初期の自然沈着速度に応じて除去されることが分かっている。そこで，原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果の設定に当たっては，自然沈着率として上式により得られた事故初期の自然沈着率（9.0×10-4[1/s]）を代表とし59-11-添 2-5-1

て適用し,また，自然沈着による上限 DF（除去効率）を 200 とした。
CSE A6 実験の詳細は前述の Nuclear Technology の論文において BNWL-1244 が引用されている。参考として，BNWL-1244 記載の原子炉格納容器内における無機よう素の時間変化を図2-5-1 に示す。

図 2-5-1 原子炉格納容器内における無機よう素濃度の時間変化
出典： BNWL-1244, “Removal of Iodine and Particles from Containment Atmospheresby Sprays-Containment Systems Experiment Interim Report”

59-11-添 2-5-2

（参考）CSE 実験の適応性について
CSE 実験と本被ばく評価で想定している事故シーケンス「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失」における MAAP 解析結果による格納容器内の条件を表 1 で比較する。
なお，NUPEC 報告書においては，スプレイが使用される前の期間のよう素濃度に基づき自然沈着速度を設定しており，実験条件は柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の事故シーケンスに対する MAAP 解析結果により得られた原子炉格納容器内の条件と概ね同等である。
表 1 CSE 実験条件と柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の比較
CSE 実験の Run No.
※1,※2

雰囲気

雰囲気圧力
（MPaG）※3

柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉
解析結果

A-6

A-5

蒸気＋空気

同左

同左

約 0.20約 0.22

約 0.24

約 0.3[2]

約 120

約 120

約 120

約 207[2]

雰囲気温度
（℃）

A-11

※3

蒸気＋窒素
（＋水素）

あり
スプレイの有無

あり[1]

なし

なし

（無機よう素に対しては自然沈着のみ考慮）※1： R.K.Hilliard et.al “Removal of iodine and particles by sprays in thecontainment systems experiment” ,Nucl. Technol. Vol 10 p449-519,1971※2： R.K.Hilliard et.al “Removal of iodine and particles from containment
atmospheres by sprays” ,BNWL-1244※3： R.K.Hilliard and L.F.Coleman “Natural transport effects on fission productbehavior in the containment systems experiment” ,BNWL-1457[1] 自然沈着速度の算出には 1 回目のスプレイが使用される前の格納容器内の濃度を用いている。
[2] 格納容器破損防止対策の有効性評価の事故シーケンス「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失」において，炉心からよう素が大量放出された後（事象初期）の値

59-11-添 2-5-3

CSE 実験でスプレイを使用していない A-5 及び A-11 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図 1 に示す。初期の沈着（スプレイ未使用の期間）については，A-6の場合と大きな差は認められず，初期濃度より数 100 分の 1 以上低下した後，沈着が穏やかになること（カットオフ）が認められる。

図 1 CSE A-5 及び A-11 実験によ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。
CSE 実験における体系と柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の比表面積について表 2 に示す。CSE 実
験と柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の比表面積は同程度となっており，CSE 実験で得られた自然沈
着速度を用いることができると考えられる。
表 2 CSE 実験と柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の比表面積の比較
CSE 実験体系

柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉

約 600

約 13000

内面積（m ）

約 570

約 12000

比表面積（1/m）

約 0.9

約 0.9

体積（m3）
2

59-11-添 2-5-4

2-6 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋原子炉区域の負圧達成時間について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価に使用している原子炉建屋原子炉区域（以下「原子炉区域」という。
）の負圧達成時間 40 分（=非常用ガス処理系（以下「SGTS」という。）排風機起動 30 分+排風機起動から原子炉区域負圧達成時間 10 分）は，表 2-6-1 に示すとおり設定している。なお，排風機起動から負圧達成までの時間については，原子炉格納容器から原子炉区域への漏えい量，原子炉区域外からのインリーク量を考慮して算出している（別紙参照）。

表 2-6-1 6 号及び 7 号炉の原子炉区域負圧達成時間について
6 号及び 7 号炉
原子炉区域容積[m3]
SGTS 排風機流量[m3/h]

原子炉区域負圧達成時間

2000
事象発生～SGTS 排風機起動

30 分

SGTS 排風機起動～負圧達成＜約 10 分＜約 40 分評価において使用する原子炉区域負圧達成時間

59-11-添 2-6-1

40 分

（別紙）
6 号及び 7 号炉の原子炉区域負圧達成時間の算出について
6 号及び 7 号炉の原子炉区域を SGTS 排風機で排気した際に負圧達成までに要する時間を評価する。
1.評価モデル原子炉区域の圧力評価モデルを図 1 に示す。
原子炉区域圧力は，SGTS 排風機による排気と，原子炉区域インリーク及び原子炉格納容器からの漏えいのバランスにより決定されるものとする。

図 1 原子炉区域の圧力評価モデル

59-11-添 2-6-2

2.評価式
原子炉区域の圧力変化率は，気体の状態方程式に従い気体のモル数変化率で表される。

dp
dt

RT dn
V dt

・・・(1)

したがって，原子炉区域の圧力（p(t)）は次式に従う。

p (t

t)

p (t )p(tt ) p(t )

p (t

t)

t

t

RT dn
V dt

RT p(t )V RT

p (t )tp (t )V

Qout Qin t
Q out

QPCV tQin t

Q PCV t・・・(2)

Qout：SGTS 排風機流量[m3/s]
Qin(t)：原子炉区域インリーク流量[m3/s]
QPCV(t)：原子炉格納容器からの漏えい流量[m3/s]
原子炉区域インリーク流量 Qin(t)は大気圧と原子炉区域の圧力の差により流量が変化し，その流量はベルヌーイ式で規定されることから次式のとおりとなる。

Qin t

A

2 patomp (t )

・・・(3)

A：原子炉区域等価漏えい面積[m2]原子炉区域等価漏えい面積 A は，原子炉区域の設計気密度に基づき，式(3)と同じくベルヌーイ式により求められる。

59-11-添 2-6-3

原子炉格納容器からの漏えい流量 QPCV(t)は，原子炉格納容器内のガスが原子炉区域に漏えいし，体積膨張するものとして求める。全ての漏えいガスが凝縮せず，理想気体として存在すると仮定すると，その流量は次式のとおりとなる。

QPCV tVPCV

pPCV
100 24 3600 TPCV

T
p(t )

PCV

・・・(4)

γPCV：原子炉格納容器設計漏えい率[%/日]
したがって，式(2)～(4)より，原子炉区域の圧力変化量を求める評価式は以下のとおりと
なる。

p (t

t)

p (t )tp (t )
V

Q out

A

2 p atomp (t )

59-11-添 2-6-4

V PCV

PCV

100 24 3600

p PCV
T PCV

T
p (t )

3.評価条件
原子炉区域負圧達成時間の評価に用いる条件を表 1 に示す。負圧達成と判断する基準
圧力は-6.4mmAq とする。
表 1 原子炉区域負圧達成時間の評価条件
項目

式中

単位

値

Pa(abs)101325（kPa(abs)）（101.325）

kg/m3

1.127

記号

大気圧

patom

大気密度

ρ

備考

標準大気圧
気温 40℃の密度を設定
事象発生後，原子炉区域圧力

原子炉区域圧力P(t)Pa(abs)-は大気圧まで戻ると想定し，初期圧力には大気圧を設定

原子炉区域容積Vm3

原子炉区域温度

T

K

A

2

原子炉区域
等価漏えい面積

設計値
313.15

原子炉区域の設計気密度にm

基づき，ベルヌーイ式より算
出※1

m3/s

0.556

（m3/h）（2000）

Pa(gage)279×103

原子炉格納容器最高使用圧（kPa(gage)）（279）

力の 0.9 倍
設計値

SGTS 排風機流量

Qout

原子炉格納容器圧力

PPCV

原子炉格納容器容積

VPCV

m3

13310

原子炉格納容器温度

TPCV

K

313.15

原子炉格納容器
設計漏えい率※1

40℃と仮定設計値（定格流量）

保守的に原子炉区域と同じ温度を仮定
原子炉格納容器最高使用圧

γPCV

%/日

0.4

力の 0.9 倍までの設計漏えい
率

原子炉区域の設計気密度は，「6.4mmAq の負圧状態にあるとき，内部への漏えい率が
1 日につき内部空間容積の 50%以下」である。ここでは，保守的に 50[%/日]における等価漏えい面積を使用した。

59-11-添 2-6-5

4.評価結果
原子炉区域圧力の時間変化を図 2 に示す。
SGTS 排風機起動後，原子炉区域圧力は単調に低下し，約 333 秒後に負圧達成と判断する基準値（-6.4mmAq）を下回る。
中央制御室の居住性に係る被ばく評価においては負圧達成時間として，約 333 秒を丸めて保守的に 10 分を使用する。

0

原子炉区域圧力(mmAq)

-1
-2
-3
-4
-5

負圧達成基準値(-6.4mmAq)

-6
-7
-8
-9
-10
0

200

400

600

時間(s)

図 2 原子炉区域圧力の時間変化

59-11-添 2-6-6

800

1000

2-7 被ばく評価に用いた気象資料の代表性について
柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月までの１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。
1.検定方法(1)検定に用いた観測データ
気象資料の代表性を確認するに当たっては，通常は被ばく評価上重要な排気筒高風を用いて検定するものの，被ばく評価では保守的に地上風を使用することもあることから，
排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データに加え，参考として標高 20ｍの観測
データを用いて検定を行った。
(2)データ統計期間
統計年：2004 年 04 月～2013 年 03 月
検定年：1985 年 10 月～1986 年 09 月
(3)検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。
2.検定結果検定の結果，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データについては，有意水準5%で棄却されたのは 3 項目（風向：E，SSE，風速階級：5.5～6.4m/s）であった。
棄却された 3 項目のうち，風向（E，SSE）についてはいずれも海側に向かう風であること及び風速（5.5～6.4m/s）については，棄却限界をわずかに超えた程度であることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
なお，標高 20ｍの観測データについては，有意水準 5%で棄却されたのは 11 項目であったものの，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データにより代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検定結果を表 2-7-1 から表 2-7-4 に示す。

59-11-添 2-7-1

表 2-7-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

○

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

○

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

○

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

○

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

×

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

○

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

○

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

×

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

○

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

○

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

○

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

○

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

○

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

○

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

○

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

○

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

59-11-添 2-7-2

表 2-7-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

59-11-添 2-7-3

表 2-7-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

59-11-添 2-7-4

表 2-7-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 09 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 04 月～2013 年 03 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

59-11-添 2-7-5

2-8 被ばく評価に用いる大気拡散評価について
中央制御室の居住性評価で用いる相対濃度及び相対線量は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値としている。着目方位を図 2-8-1 から図 2-8-12，評価結果を表 2-8-1 に示す。
相対濃度及び相対線量の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して相対濃度及び相対線量を算出し，小さい値から順に並べて整理した。評価結果を表 2-8-2から表 2-8-5 に示す。

59-11-添 2-8-1

図 2-8-1 着目方位
（放出源：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）

図 2-8-2 着目方位
（放出源：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：中央制御室中心）59-11-添 2-8-2

図 2-8-3 着目方位
（放出源：6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

図 2-8-4 着目方位
（放出源：7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管，評価点：コントロール建屋入口）

59-11-添 2-8-3

図 2-8-5 着目方位
（放出源：6 号炉原子炉建屋中心，評価点：中央制御室中心）

図 2-8-6 着目方位
（放出源：7 号炉原子炉建屋中心，評価点：中央制御室中心）59-11-添 2-8-4

図 2-8-7 着目方位
（放出源：6 号炉原子炉建屋中心，評価点：コントロール建屋入口）

図 2-8-8 着目方位
（放出源：7 号炉原子炉建屋中心，評価点：コントロール建屋入口）

59-11-添 2-8-5

図 2-8-9 着目方位
（放出源：6 号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

図 2-8-10 着目方位
（放出源：7 号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）59-11-添 2-8-6

図 2-8-11 着目方位
（放出源：6 号炉主排気筒，評価点：コントロール建屋入口）

図 2-8-12 着目方位
（放出源：7 号炉主排気筒，評価点：コントロール建屋入口）

59-11-添 2-8-7

表 2-8-1 各評価点における着目方位並びに相対濃度及び相対線量
放出源及び

相対濃度

相対線量

[s/m3][Gy/Bq]

5.1×10-4

3.8×10-18

4.7×10-4

3.7×10-18

8.5×10-4

6.4×10-18

9.7×10-4

7.4×10-18

9.5×10-4

3.8×10-18

9.1×10-4

3.7×10-18

1.7×10-3

6.3×10-18

2.0×10-3

7.2×10-18

SE,SSE,S,SSW,SW,WSW

5.1×10-4

3.8×10-18

SSE,S,SSW,SW,WSW

4.8×10-4

3.7×10-18

8.4×10-4

6.4×10-18

9.8×10-4

7.4×10-18

評価点

着目方位

6 号炉格納容器

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

圧力逃がし装置

中心

SW,WSW

配管

コントロール（地上 40.4m）

建屋入口

7 号炉格納容器

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

圧力逃がし装置中心

NNE,NE,ENE,E

配管

コントロールWSW,W,WNW,NW,（地上 39.7m）

建屋入口

NNW,N,NNE,NE,ENE

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

中心

SW,WSW

放出源高さ※

6 号炉原子炉
建屋中心（地上 0m）

7 号炉原子炉
建屋中心（地上 0m）

6 号炉
主排気筒（地上 73m）

7 号炉
主排気筒（地上 73m）

コントロール
建屋入口

SSE,S,SSW,SW,WSW

SSE,S,SSW,SW,WSW

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE

コントロールW,WNW,NW,NNW,

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E

中央制御室
中心
コントロール
建屋入口
中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE

コントロールW,WNW,NW,NNW,

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E※放出源高さは，放出エネルギーによる影響は未考慮

59-11-添 2-8-8

表 2-8-2 相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，中央制御室中心）
相対濃度
評価点

放出源

6 号炉
格納容器
圧力逃がし
装置配管

中央制御
室中心

累積出現頻度

相対線量値

累積出現頻度値[%]

3[s/m ][%][Gy/Bq]

･･･

･･･

･･･

･･･

97.16

5.3×10-4

97.07

4.0×10-18

97.07

5.1×10-4

97.06

3.8×10-18

96.97

4.9×10-4

96.95

3.8×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

-3

97.16

4.0×10-18

6 号炉

97.16

1.0×10

原子炉建屋

97.06

9.5×10-4

97.07

3.8×10-18

中心

96.80

9.3×10-4

96.97

3.7×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

6 号炉
主排気筒

･･･

･･･

97.16

5.4×10-4

97.07

4.0×10-18

97.07

5.1×10-4

97.06

3.8×10-18

96.97

4.9×10-4

96.95

3.8×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

59-11-添 2-8-9

表 2-8-3 相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，中央制御室中心）
相対濃度
評価点

放出源

7 号炉
格納容器
圧力逃がし
装置配管

中央制御
室中心

累積出現頻度

相対線量値

累積出現頻度値[%]

3[s/m ][%][Gy/Bq]

･･･

･･･

･･･

･･･

98.84

9.6×10-4

97.32

6.5×10-18

97.32

8.5×10-4

97.12

6.4×10-18

96.94

8.0×10-4

96.75

6.2×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

-3

97.22

6.8×10-18

7 号炉

97.22

1.7×10

原子炉建屋

97.02

1.7×10-3

97.02

6.3×10-18

中心

96.64

1.7×10-3

96.64

6.2×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

7 号炉
主排気筒

･･･

･･･

98.81

9.5×10-4

97.22

6.5×10-18

97.22

8.4×10-4

97.02

6.4×10-18

96.84

7.9×10-4

96.64

6.2×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

59-11-添 2-8-10

表 2-8-4 相対濃度及び相対線量の値（6 号炉起因，コントロール建屋入口）
相対濃度
評価点

放出源

6 号炉
格納容器
圧力逃がし
装置配管

累積出現頻度

相対線量値

累積出現頻度値[%]

3[s/m ][%][Gy/Bq]

･･･

･･･

･･･

･･･

97.34

5.0×10-4

97.27

3.9×10-18

97.23

4.7×10-4

97.16

3.7×10-18

96.99

4.6×10-4

96.92

3.6×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

-4

97.23

3.8×10-18

コントロ

6 号炉

97.23

9.1×10

ール建屋

原子炉建屋

97.08

9.1×10-4

97.16

3.7×10-18

入口

中心

96.84

8.3×10-4

96.92

3.5×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

6 号炉
主排気筒

･･･

･･･

97.34

5.1×10-4

97.16

3.8×10-18

97.23

4.8×10-4

97.15

3.7×10-18

96.99

4.7×10-4

96.91

3.6×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

59-11-添 2-8-11

表 2-8-5 相対濃度及び相対線量の値（7 号炉起因，コントロール建屋入口）
相対濃度
評価点

放出源

7 号炉
格納容器
圧力逃がし
装置配管

累積出現頻度

相対線量値

累積出現頻度値[%]

3[s/m ][%][Gy/Bq]

･･･

･･･

･･･

･･･

100.00

1.0×10-3

100.00

7.6×10-18

98.41

9.7×10-4

98.41

7.4×10-18

96.47

8.5×10-4

96.47

6.7×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

-3

100.00

7.3×10-18

コントロ

7 号炉

100.002.1×10

ール建屋

原子炉建屋

98.61

2.0×10-3

98.61

7.2×10-18

入口

中心

96.82

1.9×10-3

96.82

6.9×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

･･･

7 号炉
主排気筒

･･･

･･･

100.00

1.0×10-3

100.00

7.6×10-18

98.61

9.8×10-4

98.61

7.4×10-18

96.82

8.5×10-4

96.82

6.8×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

59-11-添 2-8-12

2-9 地表面への沈着速度の設定について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価においては，地表面への沈着速度として，乾性沈着
及び湿性沈着を考慮した沈着速度（エアロゾル粒子及び無機よう素：1.2cm/s，有機よう素：
4.0×10-3cm/s）を用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日 原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は、乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度（添付資料2 2-10，2-11を参照）の4倍と設定した。
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の検討結果を以下に示す。
1.検討手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
(1)乾性沈着率
乾性沈着率は「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル3PSA編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下「学会標準」という。）解説4.7を参考に評価した。「学会標準」解説4.7では使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価
手法について（内規）」（原子力安全・保安院 平成21年8月12日）[【解説5.3】(1)]に従い評価した，放出源高さの相対濃度を用いた。
χ/Q
χ/Q(x, y, z) = V ・χ/Q(x, y, z)(x, y, z) ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]

χ/Q(x, y, z)Vd・・・・・①：時刻iでの相対濃度[s/m3]：沈着速度[m/s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2より）(2)湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける。
湿性沈着率 χ/Q(x, y) は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。

59-11-添 2-9-1

∞(x, y) = Λ ・

χ/Q

χ/Q

Pr

π
h
Σ exp[
2
2Σ

]

・・②

(x, y) ：時刻iでの湿性沈着率[1/m2]

χ/Q(x, y, 0)Λχ/Q(x, y, z) dz = χ/Q(x, y, 0) ・Λ：時刻iでの地表面高さでの相対濃度[s/m3]：時刻iでのウォッシュアウト係数[1/s]（ = 9.5 × 10

× Pr .

学会標準より）：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
乾性沈着率の累積出現頻度97%値=

V ∙ χ/Q(x, y, z) + χ/Q(x, y, 0) ∙ ΛV ∙ χ/Q(x, y, z)

59-11-添 2-9-2πhΣ exp[
2
2Σ

]

・・・③

2.検討結果
表2-9-1に中央制御室滞在時及び入退域時の評価点についての検討結果を示す。
乾性沈着率に放出源と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.0～
1.3程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表 2-9-1 沈着率評価結果
放出源及び放出源高さ※
6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
（地上 40.4m）
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管
（地上 39.7m）

6 号炉原子炉建屋中心（地上 0m）①乾性沈着率

評価点(1/m2)

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

7 号炉原子炉建屋中心（地上 0m）

中央制御室中心
コントロール建屋入口

6 号炉主排気筒（地上 73m）

中央制御室中心
コントロール建屋入口

7 号炉主排気筒（地上 73m）

中央制御室中心
コントロール建屋入口②乾性沈着率+湿性沈着率(1/m2)

比（②/①）

約 1.5×10-6

約 2.0×10-6

約 1.3

約 1.4×10-6

約 1.9×10-6

約 1.3

約 2.5×10-6

約 3.0×10-6

約 1.2

約 2.9×10-6

約 3.1×10-6

約 1.0

約 2.8×10-6

約 3.4×10-6

約 1.2

約 2.7×10-6

約 3.2×10-6

約 1.2

約 5.1×10-6

約 5.9×10-6

約 1.2

約 6.1×10-6

約 6.1×10-6

約 1.0

約 1.5×10-6

約 2.0×10-6

約 1.3

約 1.4×10-6

約 1.9×10-6

約 1.3

約 2.5×10-6

約 3.0×10-6

約 1.2

約 3.0×10-6

約 3.1×10-6

約 1.0※放出源高さは，放出エネルギーによる影響は未考慮

59-11-添 2-9-3

2-10 エアロゾル粒子の乾性沈着速度について
中央制御室の居住性評価では，地表面へのエアロゾル粒子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，添付資料2 2-9参照）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。乾性沈着速度の設定の考え方を以下に示す。
エアロゾル粒子の乾性沈着速度は，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。原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5µm～5µm の粒径に対して検討されているが，原子炉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粒子は原子炉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粒子は放出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（図 2-10-1）である。以上のことから，中央制御室の居住性に係る線量影響評
価におけるエアロゾル粒子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。

59-11-添 2-10-1

図 2-10-1 様々な粒径における乾性沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※2）※1 J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risks: quantification of major
input parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990
※2 W.G.N. Slinn: 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

59-11-添 2-10-2

（参考）
重大事故等時のエアロゾル粒子の粒径について
重大事故等時に原子炉格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾル粒子の粒径分布として本評価で設定している「0.1μm 以上」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。
重大事故等時には原子炉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，重大事故等時の粒径分布を想定し，「原子炉格納容器内でのエアロゾルの挙動」及び「原子炉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表 1 の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，重大事故等時のエアロゾル粒子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重大事故等時のエアロゾルの挙動の試験等（表 1 の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を表 1 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（原子炉格納容器，1
次冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒子の粒径の範囲に大きな違い
はなく，原子炉格納容器内環境でのエアロゾル粒子の粒径はこれらのエアロゾル粒子の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包含する値として，0.1μm 以上のエアロゾル粒子を想定することは妥当である。

59-11-添 2-10-3

表 1 重大事故等時のエアロゾル粒子の粒径についての文献調査結果
番号

試験名又は報告書名等

エアロゾル粒子の備考

粒径(μm)

重大事故等時の評価に使用されるコ
LACE LA2※1①

約 0.5～5

ードでの原子炉格納容器閉じ込め機(図 1 参照)

能喪失を想定した条件とした比較試験
原子炉格納容器内に水が存在し，溶NUREG/CR-5901※2②

0.25～2.5

融炉心を覆っている場合のスクラビ(参考 1-1)

ング効果のモデル化を紹介したレポート③

AECL が実施した実験

PBF-SFD※3④※3

0.1～3.0(参考 1-2)
0.29～0.56(参考 1-2)

重大事故等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
重大事故等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
重大事故等時の FP 挙動の実験（左記

PHÉBUS FP※3⑤

0.5～0.65のエアロゾル粒径は PHÉBUS FP 実験(参考 1-2)の原子炉格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実験の結果）

参考文献※1：J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations
for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) Test LA2※2：D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol
Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3：STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R(2009)5

59-11-添 2-10-4

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

59-11-添 2-10-5

参考 1-1 NUREG/CR-5901 の抜粋

59-11-添 2-10-6

59-11-添 2-10-7

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

試験名又は報告書名等
AECL 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次系での核分裂生成物の挙動についての試験
米国のアイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状

PBF-SFD

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

PHÉBUS FP

た，重大事故等条件下での炉心燃料から 1 次系を経て原子炉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

59-11-添 2-10-8

2-11 有機よう素の乾性沈着速度について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，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粒子と同じ沈着速度を用いた。有機よう素についてはエアロゾル粒子とは別に，乾性沈着速度として，NRPB-R322 を参照し 10-3cm/s と設定した。以下にその根拠を示す。
(1)英国放射線防護庁（NRPB）による報告
英国放射線防護庁 大気拡散委員会による年次レポート（NRPB-R322※1）に沈着速度に関する報告がなされている。本レポートでは，有機よう素について，植物に対する沈着速度に関する知見が整理されており，以下のとおり報告されている。
・植物に対する沈着速度の“best judgement”として 10-5m/s（10-3cm/s）を推奨(2)日本原子力学会による報告
日本原子力学会標準レベル 3PSA 解説 4.8 に沈着速度に関する以下の報告がなされている。
・ヨウ化メチルは非反応性の化合物であり，沈着速度が小さく，実験で 10-4～10-2cm/sの範囲である。
・ヨウ化メチルの沈着は，公衆のリスクに対し僅かな寄与をするだけであり，事故影響評価においてはその沈着は無視できる。
以上のことから，有機よう素の乾性沈着速度はエアロゾル粒子の乾性沈着速度 0.3cm/s に比べて小さいことが言える。
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るが，エアロゾル粒子の沈着速度の実験結果（NUREG/CR-4551）によると，沈着速度が大きいのは芝生や木々であり，植物に対する沈着速度が大きくなる傾向であった。
したがって，有機よう素の乾性沈着速度として，NRPB-R322 の植物に対する沈着速度である 10-3cm/s を用いるのは妥当と判断した。
※1 NRPB-R322-Atmospheric Dispersion Modelling Liaison Committee Annual Report,
1998-99

59-11-添 2-11-1

NRPB-R322 ANNEX-A 「2.2 Iodine」の抜粋

59-11-添 2-11-2

2-12 マスクによる防護係数について
重大事故等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，全面マスクによる防護係数を 50，電動ファン付き全面マスクによる防護係数を 1000 として使用する。
1.厚生労働省労働基準局長通知について「電離放射線障害防止規則の一部を改正する省令の施行等について」（基発 0412 第 1 号
都道府県労働局長あて厚生労働省労働基準局長通知）によると，「200 万ベクレル毎キログラムを超える事故由来廃棄物等を取り扱う作業であって、粉じん濃度が 10 ミリグラム
毎立方メートルを超える場所における作業を行う場合、内部被ばく線量を 1 年につき 1 ミ
リシーベルト以下とするため、漏れを考慮しても、50 以上の防護係数を期待できる捕集
効率 99.9%以上の全面型防じんマスクの着用を義務付けたものであること」としている。
●以下，電離放射線障害防止規則（最終改正：平成 25 年 7 月 8 日）抜粋
第三十八条 事業者は、第二十八条の規定により明示した区域内の作業又は緊急作業
その他の作業で、第三条第三項の厚生労働大臣が定める限度を超えて汚染された空気を吸入するおそれのあるものに労働者を従事させるときは、その汚染の程度に応じて防じんマスク、防毒マスク、ホースマスク、酸素呼吸器等の有効な呼吸用保護具を備え、これらをその作業に従事する労働者に使用させなければならない。
●以下，基発 0412 第 1 号（平成 25 年 4 月 12 日）抜粋
キ

保護具（第 38 条関係）
①第 1 項の「有効な呼吸用保護具」は、次に掲げる作業の区分及び事故由来廃棄物
等の放射能濃度の区分に応じた捕集効率を持つ呼吸用保護具又はこれと同等以上のものをいうこと。
放射能濃度
200 万 Bq/kg 超

放射能濃度50 万 Bq/kg 超
200 万 Bq/kg 以下

放射能濃度
50 万 Bq/kg 以下

高濃度粉じん作業（粉じん濃度 10mg/m3

捕集効率 99.9%以上

超の場所における作（全面型）

捕集効率 95%以上業）
高濃度粉じん作業以
外の作業（粉じん濃度 10mg/m3 以下の場

捕集効率 95%以上

捕集効率 80%以上

所における作業）59-11-添 2-12-1

捕集効率 80%以上

②防じんマスクの捕集効率については、200 万ベクレル毎キログラムを超える事故由来
廃棄物等を取り扱う作業であって、粉じん濃度が 10 ミリグラム毎立方メートルを超える場所における作業を行う場合、内部被ばく線量を 1 年につき 1 ミリシーベルト
以下とするため、漏れを考慮しても、50 以上の防護係数を期待できる捕集効率 99.9%
以上の全面型防じんマスクの着用を義務付けたものであること。
2.全面マスクの防護係数 50 について
空気中の放射性物質の濃度が「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則
等の規定に基づく線量限度等を定める告示 別表第一 第四欄」の十分の一を超える場合，
全面マスクを着用する。
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，DF≧1.21×103 と十分な除染係数を有することを確認した。
（フィルタの透過率は 0.083%以下）
表 2-12-1 マスクメーカーによる除染係数検査結果
CA-N4RI（吸収缶）放射性ヨウ化メチル通気試験
入口濃度[Bq/cm3]
9.45×10-2-5

7.59×10

4 時間後
出口濃度
3

[Bq/cm ]ND(4.17×10-7)
ND(6.25×10-8)

10 時間後
出口濃度

DF 値

3

[Bq/cm ]2.27×105

8.33×10-7ND

3

1.21×10(2.78×10-8)

試験条件

DF 値
1.13×105

試験流量：20L/min
通気温度：30℃

2.73×103

相対湿度：95%RH

ND：検出限界値未満（括弧内が検出限界値）
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。
以上のことから，JIS T 8150:2006「呼吸用保護具の選択，使用及び保守管理方法」の防護係数の求め方に従い，漏れ率と除染係数（フィルタ透過率）から計算される防護係数は約 1075 であった。
防護係数(PF)=100／{漏れ率（%）＋フィルタ透過率（%）}=100／(0.01＋0.083)≒1075
ただし，全面マスクによる防護係数については，着用者個人の値であり，実作業時の防59-11-添 2-12-2

護係数は，より低下する可能性があるため，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全面マスク着用訓練を行い，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全面マスクを着用できていることを確認している。
このため，全面マスクによる防護係数は，50 とする。なお，全面マスク着用訓練については，今後とも，さらに教育・訓練を進めていき，マスク着用の熟練度を高めていく。
3.電動ファン付き全面マスクの防護係数 1000 について
空気中の放射性物質の濃度が特に高い環境で作業を行う場合（例えば，可搬型陽圧化空
調機の起動前における中央制御室滞在時等），電動ファン付き全面マスクを着用する。
電動ファン付き全面マスクを納入している 2 つのマスクメーカーにおいて，電動ファン付き全面マスク（よう素吸収缶）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，DF≧1.71×103 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 0.058%以下）
表 2-12-2 マスクメーカーA による除染係数検査結果
RDG－72HP（吸収缶）放射性ヨウ化メチル通気試験
入口濃度[Bq/cm3]
8.83×10-2

4 時間後
出口濃度

出口濃度

DF 値

[Bq/cm3]
1.91×10-5

10 時間後[Bq/cm3]

4.62×103

試験条件

DF 値

2.64×10-5

3.34×103-83

試験流量：47L/min
通気温度：30℃-58.08×10ND

1.71×103※1

4.73×10

1.71×10

相対湿度：95%RH

ND：検出限界値未満※1

10 時間試験において最初に検出されたサンプリング時間の DF を示す
表 2-12-3 マスクメーカーB による除染係数検査結果
CA－V3NRI（吸収缶）放射性ヨウ化メチル通気試験

入口濃度[Bq/cm3]
8.84×10-2
9.89×10

-5

4 時間後
出口濃度
3

[Bq/cm ]5.04×10-7
ND(3.3×10-8)

10 時間後
出口濃度

DF 値

3

[Bq/cm ]1.75×105

3.03×10-6

3.0×103※2(2.2×10-8)

ND：検出限界値未満（括弧内が検出限界値）

2.92×104

試験流量：38L/min
通気温度：30℃

ND

3※2

試験条件

DF 値

※2

59-11-添 2-12-3

4.5×10

相対湿度：95%RH

DF 値は，検出限界値より算出した

また，同じくマスクメーカーにより電動ファン付き全面マスクの漏れ率を検査しており，0.01％未満であった。
電動ファン付き全面マスクは，電動ファンを内蔵しており，図 2-12-1 のとおり着用者の呼吸を常に監視しながらフィルタを通した十分な量の空気を面体に供給することで，面体内を常に陽圧に保つことができるため，全面マスクに比べ着用者による防護係数の低下の可能性は低い。

・息を吸うと面体内の空気が吸引されるが，送風することで陰圧の状態になることを防ぐ。
・すき間が生じた場合はエアが噴き出す。

・息を吐く際は面体内圧が低下する要因がないため，その分送風を抑える。

図 2-12-1 陽圧化マスクのイメージ（興研株式会社 HP より一部抜粋）
以上のことから，JIS T 8150:2006「呼吸用保護具の選択，使用及び保守管理方法」の防護係数の求め方に従い，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 1470 であった。
防護係数(PF)=100／{ 漏れ率（%）＋フィルタ透過率（%）}=100／(0.01＋0.058)≒1470
このため，電動ファン付き全面マスクによる防護係数は，保守的に 1000 とする。
加えて，電動ファン付き全面マスクは，面体内が陽圧化するため，全面マスクに比べ楽に呼吸をすることができる。
電動ファン付き全面マスクのバッテリー稼働時間は，メーカー公称値として 5 時間以上となっている。なお，電源が切れた状態においても，全面マスク同等の防護係数を有する。

59-11-添 2-12-4

2-13 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価における，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等から評価する。具体的な評価方法を以下に示す。なお，中央制御室の居住性に係る被ばく評価においては，格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による被ばくについても評価しており，評価方法については「2-18 格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線による被ばくについて」に記載する。
(1)原子炉建屋内の積算線源強度
原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の積算線源強度[photons]
は，核種ごとの積算崩壊数[Bq・s]に核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]
を乗ずることで評価した。なお，放射性物質は自由空間内に均一に分布するものとした。

Sγ =Q ∙s γSγ ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]Q：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]s γ ：核種 k のエネルギーγ の photon の放出率[photons/(Bq・s)]
核種ごとの積算崩壊数は以下の式により評価した。ここで，核種の原子炉建屋内への漏えい率[Bq/s]は，添付資料 2 2-1 の表 2-1-1 に示すとおり，MAAP 解析結果及び NUREG1465 の知見に基づき評価した。また，よう素類については，よう素の化学形態に応じた
原子炉格納容器内での除去のされ方の違いを考慮した。

Q =q (t) ∙1λ∙ 1 − exp(−λ (T − t)) dt

Q：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]λ：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]q (t) ：時刻 t における核種 k の原子炉建屋への漏えい率[Bq/s]

59-11-添 2-13-1

核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した
ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値を参照する。また，エネルギー群を ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月（社団法人）日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。
（図 2-13-1 参照）
以上の条件に基づき評価した原子炉建屋内の積算線源強度は添付資料 2 2-1 の表 2-17 のとおり。

図 2-13-1 エネルギー群の変換方法

59-11-添 2-13-2

(2)評価体系
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価体系は添付資料 2 2-1 の図 2-1-1 のとおり。
中央制御室滞在時の評価に当たっては，中央制御室待避室周りの遮蔽壁によるガンマ線の遮蔽効果は保守的に考慮せず，コントロール建屋の外壁及び 2 階床面の遮蔽効果のみを考慮した。評価点は中央制御室の中で線源となる原子炉建屋に最も近い点（北面：6 号炉からの影響評価時，南面：7 号炉からの影響評価時）とし，評価点高さは中央制御室の床面から 1.5m 高さとした。
入退域時の評価に当たっては，周囲の遮蔽壁による遮蔽効果は保守的に考慮しないものとした。評価点はコントロール建屋の入口とし，評価点高さは地面から 1.5m 高さとした。
なお，直接ガンマ線の評価に当たっては，原子炉建屋の地下階の自由空間中の放射性物質に起因するガンマ線は地下階の外壁及び土壌により十分に遮蔽されると考えられることから，1 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質に起因するガンマ線のみを考慮するものとした。また，スカイシャインガンマ線の評価に当たっては，下層階の自由空間中の放射性物質に起因するガンマ線は原子炉建屋の床面により十分に遮蔽されると考えられることから，原子炉建屋 4 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質に起因するガンマ線のみを考慮するものとした。
(3)評価コード
直接ガンマ線による被ばく評価には，QAD-CGGP2R コード※1 を用いた。また，スカイシャインガンマ線による被ばくの評価には，ANISN コード及び G33-GP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
(4)評価結果
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表 2-13-1 及び表
2-13-2 に示す。

59-11-添 2-13-3

表 2-13-1 評価結果（代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）
評価結果[mSv]
評価位置

中央制御室
滞在時

入退域時

積算日数

直接ガンマ線

スカイシャインガンマ線

6 号炉

7 号炉

6 号炉

7 号炉

1日

約 1.9×10-1

約 5.8×10-3

約 9.6×10-5

約 2.5×10-4

2日

約 2.2×10-1

約 6.3×10-3

約 1.6×10-4

約 4.4×10-4

3日

約 2.4×10-1

約 6.6×10-3

約 2.2×10-4

約 6.1×10-4

4日

約 2.5×10-1

約 6.8×10-3

約 2.7×10-4

約 7.6×10-4

5日

約 2.6×10-1

約 6.9×10-3

約 3.2×10-4

約 9.1×10-4

6日

約 2.7×10-1

約 7.0×10-3

約 3.7×10-4

約 1.1×10-3

7日

約 2.8×10-1

約 7.1×10-3

約 4.1×10-4

約 1.2×10-3

1日

約 6.9×100

約 4.9×10-3

約 1.9×101

約 5.3×101

2日

約 1.1×101

約 5.4×10-3

約 4.9×101

約 1.5×102

3日

約 1.4×101

約 5.6×10-3

約 8.3×101

約 2.6×102

4日

約 1.7×101

約 5.8×10-3

約 1.2×102

約 3.8×102

5日

約 2.0×101

約 5.9×10-3

約 1.6×102

約 5.2×102

6日

約 2.2×101

約 6.0×10-3

約 2.1×102

約 6.8×102

7日

約 2.5×101

約 6.1×10-3

約 2.6×102

約 8.5×102

59-11-添 2-13-4

表 2-13-2 評価結果（格納容器ベントを実施する場合）
評価結果[mSv]
評価位置

中央制御室
滞在時

入退域時

積算日数

直接ガンマ線

スカイシャインガンマ線

6 号炉

7 号炉

6 号炉

7 号炉

1日

約 1.9×10-1

約 5.6×10-3

約 9.5×10-5

約 2.5×10-4

2日

約 2.2×10-1

約 6.2×10-3

約 1.6×10-4

約 4.4×10-4

3日

約 2.2×10-1

約 6.2×10-3

約 1.9×10-4

約 5.2×10-4

4日

約 2.3×10-1

約 6.3×10-3

約 2.0×10-4

約 5.7×10-4

5日

約 2.3×10-1

約 6.3×10-3

約 2.2×10-4

約 6.1×10-4

6日

約 2.3×10-1

約 6.3×10-3

約 2.3×10-4

約 6.5×10-4

7日

約 2.3×10-1

約 6.3×10-3

約 2.4×10-4

約 6.7×10-4

1日

約 6.8×100

約 4.8×10-3

約 1.8×101

約 5.2×101

2日

約 1.1×101

約 5.3×10-3

約 5.1×101

約 1.5×102

3日

約 1.2×101

約 5.3×10-3

約 7.1×101

約 2.2×102

4日

約 1.3×101

約 5.3×10-3

約 8.5×101

約 2.6×102

5日

約 1.4×101

約 5.3×10-3

約 9.7×101

約 3.0×102

6日

約 1.4×101

約 5.3×10-3

約 1.1×102

約 3.3×102

7日

約 1.5×101

約 5.4×10-3

約 1.1×102

約 3.6×102

59-11-添 2-13-5

2-14 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価における，放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価する。
具体的な評価方法を以下に示す。
(1)放出量及び大気拡散
大気中への放出放射能量は添付資料 2 2-1 の表 2-1-2 の値を用いた。また，使用する相対線量は添付資料 2 2-1 の表 2-1-5 の値を用いた。
(2)評価体系
中央制御室滞在時の評価においては，中央制御室を囲む遮蔽を考慮し，遮蔽厚さをコンクリートと設定した。評価モデルを図 2-14-1 に示す。

入退域時の評価においては，保守的に周囲に遮蔽壁がないものとした。

図 2-14-1 クラウドシャインガンマ線に対する中央制御室滞在時の遮蔽モデル

59-11-添 2-14-1

(3)評価コード
クラウドシャインガンマ線による被ばくは，評価コードを使用せず以下に示す式を用いて評価した。
【中央制御室滞在時】
h (t)dt

H =h (t) = K ∙ (D/Q) ∙ q (t) ∙γp γ ∙ Bγ ∙ exp(−μγ ∙ X)

【入退域時】H=

H

K ∙ (D/Q) ∙ q (t) dt：クラウドシャインガンマ線による実効線量[Sv]hk(t) ：クラウドシャインガンマ線のうち，核種 k からのガンマ線による
単位時間当たりの実効線量[Sv/s]
K：空気カーマから実効線量への換算係数(1)[Sv/Gy](D/Q) ：相対線量[Gy/Bq]qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]（0.5MeV 換算）
pkγ：核種 k が放出する photon のうち，エネルギーγ の photon の割合[-]Bγ：エネルギーγの photon におけるビルドアップ係数[-]μγ：エネルギーγの photon における遮蔽体に対する線減衰係数[1/m]X：遮蔽体厚さ[m]T：評価期間[s]ビルドアップ係数は，「放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル 2007」（公益財団法人

原子力安全技術センター）に記載されている値を内挿することにより求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構
造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月 社団法人 日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。

59-11-添 2-14-2

(4)評価結果
クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表 2-14-1 及び表 2-14-2 に示す。
表 2-14-1 クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果（代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合）
評価位置

評価結果[mSv]

積算日数

6 号炉

7 号炉
0

約 3.2×100
約 5.6×102

中央制御室滞在時

7日

約 1.9×10

入退域時

7日

約 2.8×102

表 2-14-2 クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果（格納容器ベントを実施する場合）
評価位置

積算日数

中央制御室滞在時
入退域時

評価結果[mSv]
6 号炉

7 号炉

7日

約 3.8×100

約 6.4×100

7日

約 4.0×103

約 8.0×103

59-11-添 2-14-3

2-15 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価における地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果
及び沈着速度並びに建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価した。
具体的な評価方法を以下に示す。
1.入退域時における評価方法
入退域時における被ばく線量は，コントロール建屋入口における相対濃度を用いて評価した単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]に，「External Exposure to Radionuclides
in Air, Water, and Soil FGR-12 EPA-402-R-93-081.(1993) TableⅢ.3」に記載の，地表面濃度から実効線量率への換算係数を乗じることで評価した。
2.中央制御室滞在時における評価方法(1)地表面の単位面積当たりの積算線源強度
放射性物質が，中央制御室の中心位置と同じ濃度で，コントロール建屋の屋上及びコントロール建屋周りの地表面に一様に沈着しているものと仮定した。
地表面の単位面積当たりの積算線源強度[photons/m2]は，核種ごとの単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]に核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。

Sγ =Q ∙s γSγ ：単位面積当たりのエネルギーγの photon の積算線源強度[photons/m2]
Qk：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]

skγ ：核種 k のエネルギーγ の photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]は以下の式により評価した。

Q =Qk(χ/Q) ∙ q (t) ∙ V ∙f

λ∙ 1 − exp(−λ ∙ (T − t)) dt：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]

59-11-添 2-15-1

qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
Vg：地表面への沈着速度[m/s]f1：沈着した放射性物質のうち残存する割合(1)[-]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]核種の大気中への放出率[Bq/s]は添付資料 2 2-1 の表 2-1-1 に基づき評価した。また，
相対濃度は，中央制御室の中心位置の値として表 2-1-5 の値を用いた。
地表面への沈着速度は乾性沈着及び湿性沈着を考慮した値を用いた。（添付資料 2 29,2-10,2-11 を参照）
核種ごとエネルギーごとの放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した
ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値から求めた。
以上の条件に基づき評価した地表面の単位面積当たりの積算線源強度を表 2-15-1 及び
表 2-15-2 に示す。

59-11-添 2-15-2

表 2-15-1 グランドシャインガンマ線の評価に用いる単位面積当たりの積算線源強度（代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）エネルギー(MeV)
下限

単位面積当たりの積算線源強度
上限（photons/m2）（168 時間後時点）（代表エネルギー）

6 号炉

7 号炉

-

2.00×10-2

約 3.9×1013

約 6.5×1013

2.00×10-2

3.00×10-2

約 1.2×1014

約 2.0×1014

3.00×10-2

4.50×10-2

約 2.8×1013

約 4.6×1013

4.50×10-2

7.00×10-2

約 1.1×1013

約 1.8×1013

7.00×10-2

1.00×10-1

約 4.6×1013

約 7.6×1013

1.00×10-1

1.50×10-1

約 6.3×1012

約 1.0×1013

1.50×10-1

3.00×10-1

約 1.9×1014

約 3.1×1014

3.00×10-1

4.50×10-1

約 1.4×1015

約 2.3×1015

4.50×10-1

7.00×10-1

約 7.2×1014

約 1.2×1015

7.00×10-1

1.00×100

約 2.4×1014

約 3.9×1014

1.00×100

1.50×100

約 7.4×1013

約 1.2×1014

1.50×100

2.00×100

約 9.0×1012

約 1.5×1013

2.00×100

2.50×100

約 2.7×1012

約 4.4×1012

2.50×100

3.00×100

約 5.2×1010

約 8.5×1010

3.00×100

4.00×100

約 4.6×107

約 7.7×107

4.00×100

6.00×100

約 2.4×102

約 4.0×102

6.00×100

8.00×100

約 2.8×101

約 4.6×101

8.00×100

1.10×101

約 3.2×100

約 5.4×100

59-11-添 2-15-3

表 2-15-2 グランドシャインガンマ線の評価に用いる単位面積当たりの積算線源強度（格納容器ベントを実施する場合）エネルギー(MeV)
下限

単位面積当たりの積算線源強度
上限（photons/m2）（168 時間後時点）（代表エネルギー）

6 号炉

7 号炉

-

2.00×10-2

約 5.9×1013

約 1.0×1014

2.00×10-2

3.00×10-2

約 1.7×1014

約 3.0×1014

3.00×10-2

4.50×10-2

約 4.1×1013

約 7.2×1013

4.50×10-2

7.00×10-2

約 1.8×1013

約 3.2×1013

7.00×10-2

1.00×10-1

約 6.2×1013

約 1.1×1014

1.00×10-1

1.50×10-1

約 1.0×1013

約 1.8×1013

1.50×10-1

3.00×10-1

約 2.7×1014

約 4.6×1014

3.00×10-1

4.50×10-1

約 1.8×1015

約 3.2×1015

4.50×10-1

7.00×10-1

約 1.1×1015

約 2.0×1015

7.00×10-1

1.00×100

約 3.5×1014

約 6.1×1014

1.00×100

1.50×100

約 1.1×1014

約 1.9×1014

1.50×100

2.00×100

約 1.2×1013

約 2.1×1013

2.00×100

2.50×100

約 3.7×1012

約 6.4×1012

2.50×100

3.00×100

約 7.1×1010

約 1.2×1011

3.00×100

4.00×100

約 6.5×107

約 1.1×108

4.00×100

6.00×100

約 4.1×102

約 7.1×102

6.00×100

8.00×100

約 4.7×101

約 8.2×101

8.00×100

1.10×101

約 5.4×100

約 9.4×100

59-11-添 2-15-4

(2)評価体系
a.線源領域
コントロール建屋屋上及びコントロール建屋周辺の地表面を線源領域とした。
コントロール建屋屋上は平坦であるとし，線源領域の面積はコントロール建屋の屋上の面積（2478m2=42m×59m）と同一とした。
コントロール建屋周辺の地表面は平坦であるとし，線源領域範囲は地表面からの影響がほぼ飽和するコントロール建屋中心から半径500m以内とした。なお，この領域に含まれる海面及び斜面も平坦な地表面と仮定し，線源とした。地表面の線源の評価モデルを図2-15-1から図2-15-3に示す。
b.遮蔽及び評価点
グランドシャインガンマ線の評価においては，コントロール建屋の外壁・2階床・天井のコンクリートのみを遮蔽として考慮した。コントロール建屋の評価モデルの断面図を図2-15-2に，平面図及び評価点を図2-15-3に示す。遮蔽の厚さは薄い部分で代表し，東側の外壁の厚さはそれ以外は全てとした。また，コンクリート

3の組成は普通コンクリート（密度2.15g/cm ）とした。なお，中央制御室待避室では，
鉛カーテン等の追加遮蔽を設けるが，グランドシャインガンマ線による影響の評価に当たっては上記以外の壁による遮蔽効果には期待しておらず，保守的な遮蔽モデルとなっている。
評価点は，地表面の線源からのグランドシャインガンマ線と，コントロール建屋の屋上の線源からのグランドシャインガンマ線のそれぞれに対し評価結果が最も大きくなる点を選定し，各評価点における評価結果の和をグランドシャインガンマ線の評価結果とした。なお，評価点高さは中央制御室の床面から1.5mとした。
(3)評価コード
評価コードはQAD-CGGP2Rコード※1を用いた。
※1 ビルドアップ係数はGP法を用いて計算した
3.評価結果グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表2-15-3及び表2-15-4に示す。

59-11-添 2-15-5

表 2-15-3 グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果（代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合）
評価位置

中央制御室
滞在時
入退域時

線源

積算日数

地表面沈着分

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 1.6×100

約 2.7×100

約 4.3×100

屋上沈着分

7日

約 4.2×10-1

約 6.9×10-1

約 1.1×100

合計

7日

約 2.0×100

約 3.4×100

約 5.4×100

合計

7日

約 1.2×103

約 2.4×103

約 3.6×103

表 2-15-4 グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果（格納容器ベントを実施する場合）
評価位置

中央制御室
滞在時
入退域時

線源

積算日数

地表面沈着分

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 2.4×100

約 4.2×100

約 6.6×100

屋上沈着分

7日

約 6.2×10-1

約 1.1×100

約 1.7×100

合計

7日

約 3.0×100

約 5.3×100

約 8.3×100

合計

7日

約 1.7×103

約 3.8×103

約 5.5×103

59-11-添 2-15-6

図2-15-1 線源領域（灰色及び橙色が線源とした領域）

59-11-添 2-15-7

図2-15-2 評価モデルの断面図及び評価点

59-11-添 2-15-8

図2-15-3 評価モデルの平面図及び評価点

59-11-添 2-15-9

2-16 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法について
中央制御室の居住性評価における，室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法を以下に示す。なお，可搬型陽圧化空調機のフィルタユニットに取り込まれた
放射性物質による被ばくについては，フィルタユニット周りに遮蔽を設け，また離隔距離を十分に確保することから，無視できる程度にまで低減されるものと考え評価対象外とした。
(1)放射性物質の濃度
中央制御室の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は，可搬型陽圧化空調機の効果を考慮し，以下の式で評価した。なお，保守的な想定として，中央制御室待避室内の放射性物質の濃度は，陽圧化装置による陽圧化が終了した直後に中央制御室内の放射性物質の濃度と同一になるものとした。
【陽圧化装置による陽圧化を実施していない期間】(t) = m (t)
(t) =

M (t)
V

dM (t)GαE= −λ ∙ M (t) − ∙ M (t) − ∙ M (t) + 1 −∙ G ∙ S (t) + α ∙ S (t)
dt
V
V
100
S (t) = ( / ) ∙( )m0k(t) ：時刻 t における核種 k の中央制御室待避室内の放射能濃度[Bq/m3]
m1k(t) ：時刻 t における核種 k の中央制御室内の放射能濃度[Bq/m3]
M1k(t) ：時刻 t における核種 k の中央制御室内の放射能量[Bq]V1：中央制御室バウンダリ内容積[m3]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]G1：可搬型陽圧化空調機の風量[m3/s]

Ek：可搬型陽圧化空調機のフィルタユニットの除去効率[%]

Sk(t) ：時刻 t における核種 k の放射能濃度[Bq/m3]α：中央制御室バウンダリへの空気流入量[m3/s]（=空気流入率×中央制御室バウンダリ内容積）

χ/Q ：相対濃度[s/m3]

59-11-添 2-16-1

Qk(t) ：時刻 t における核種 k の放出率[Bq/s]【陽圧化装置による陽圧化を実施する期間】
(t) =

M (t)
V

dM (t)
G= −λ ∙ M (t) −∙ M (t)dt
Vm0k(t) ：時刻 t における核種 k の中央制御室待避室内の放射能濃度[Bq/m3]
M0k(t) ：時刻 t における核種 k の中央制御室待避室内の放射能量[Bq]V0：中央制御室待避室バウンダリ内容積[m3]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]G0：陽圧化装置の空気供給量[m3/s]

核種の大気中への放出率[Bq/s]は添付資料 2 2-1 の表 2-1-1 に基づき評価した。また，
相対濃度は表 2-1-5 の値を用いた。
(2)評価体系
室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価に当たり想定した遮蔽及び評価点を図 2-16-1 から図 2-16-3 に示す。なお，線源領域は中央制御室及び中央制御室
待避室内の空間部とし，室内の放射能濃度は一様とした。
(3)評価コード
中央制御室内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの評価に当たっては，
QAD-CGGP2R コードを用いた。
中央制御室待避室内の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評価に当たっては，評価コードを使用せず，以下の式を用いて評価した。

吸入摂取による内部被ばく：H = ∫ R ∙ H∞ ∙ C(t)dt ∙H：吸入の内部被ばくによる実効線量[Sv]R：呼吸率(1.2/3600)※1[m3/s]

59-11-添 2-16-2

H∞：呼吸時の実効線量への換算係数※2[Sv/Bq]

C(t) ：時刻 t における室内の放射能濃度[Bq/m3]
T：評価期間[s]PF：マスクの防護係数[-]※1 ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定※2 ICRP Publication71 及び ICRP Publication72 に基づき設定

外部被ばく：

Hγ = ∫ 6.2 × 10

∙ Eγ ∙ 1 − e μ∙ Cγ (t)dtHγ：ガンマ線の外部被ばくによる実効線量 [Sv]Eγ

：ガンマ線の実効エネルギー(0.5)[MeV]μ：空気に対するガンマ線の線エネルギー吸収係数[1/m]R：室内容積半球換算時等価半径[m]Cγ(t) ：時刻 t における室内の放射能濃度[Bq/m3]（ガンマ線 0.5MeV 換算）
T：評価期間[s](4)評価結果
室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果を表 2-16-1 及び表 216-2 に示す。

59-11-添 2-16-3

表 2-16-1 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果（代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合）（運転員の交替を考慮しない場合）
評価位置

線源

積算日数

被ばく経路

中央制御室内浮遊分

7日

中央制御室待避室
中央制御室待避室内浮遊分

評価結果[mSv]
6 号炉

7 号炉

外部被ばく

約 1.1×10-1

約 1.8×10-1

外部被ばく

約 7.7×100

約 1.3×101

約 1.2×102

約 2.1×102

7日
吸入摂取による
内部被ばく※1※1 マスクの着用を考慮しない場合
表 2-16-2 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果（格納容器ベントを想定する場合）（運転員の交替を考慮しない場合）
評価位置

線源

積算日数

被ばく経路

中央制御室内浮遊分

7日

中央制御室待避室
中央制御室待避室内浮遊分

評価結果[mSv]
6 号炉

7 号炉

外部被ばく

約 2.2×100

約 3.6×100

外部被ばく

約 2.0×101

約 3.3×101

約 1.1×102

約 1.8×102

7日
吸入摂取による
内部被ばく※1※1 マスクの着用を考慮しない場合

59-11-添 2-16-4

図 2-16-1 コントロール建屋

図 2-16-2 中央制御室

59-11-添 2-16-5

図 2-16-3 中央制御室待避室

59-11-添 2-16-6

2-17

大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくの評価方法について

中央制御室の居住性評価における，大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくの評価方法を以下に示す。
(1)放出量及び大気拡散
核種の大気中への放出率[Bq/s]は添付資料 2 2-1 の表 2-1-1 に基づき評価した。また，
相対濃度は表 2-1-5 の値を用いた。
(2)評価コード
大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくは，評価コードを使用せず以下に示す式を用いて評価した。

吸入摂取による内部被ばく：H = ∫ R ∙ H∞ ∙ χ/Q ∙ Q(t)dt ∙H：吸入の内部被ばくによる実効線量[Sv]R：呼吸率(1.2/3600)※1[m3/s]

H∞：呼吸時の実効線量への換算係数※2[Sv/Bq](χ/Q) ：相対濃度[s/m3]
Q(t)：時刻 t における核種の環境放出率[Bq/s]

T：評価期間[s]PF：マスクの防護係数[-]※1 ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定※2 ICRP Publication71 及び ICRP Publication72 に基づき設定(3)評価結果
大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくの評価結果を表 217-1 及び表 2-17-2 に示す。

59-11-添 2-17-1

表 2-17-1 大気中に放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばくの評価結果（代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合）
評価位置

積算日数

入退域時

7 日※1

評価結果[mSv]※2
6 号炉

7 号炉

約 2.5×104

約 5.2×104※1 屋外に 7 日間滞在するものとして評価※2 マスクの着用を考慮しない場合

表 2-17-2 大気中に放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばくの評価結果（格納容器ベントの実施を想定する場合）
評価位置

積算日数

入退域時

7 日※1

評価結果[mSv] ※2
6 号炉

7 号炉

約 2.4×104

約 5.0×104※1 屋外に 7 日間滞在するものとして評価※2 マスクの着用を考慮しない場合

59-11-添 2-17-2

2-18 格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について
格納容器ベント実施に伴いベントラインに流入する放射性物質の大部分は，希ガス類を除き，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内に取り込
まれ線源となる。ここでは，中央制御室の居住性に係る被ばく評価における，当該線源からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による被ばくの評価方法を示す。
なお，フィルタ装置内（スクラバ水及び金属フィルタ）の放射性物質からの直接ガンマ線については，厚さ以上の普通コンクリートに遮蔽されること及び線源強度から，当該線源からのスカイシャインガンマ線及び他の線源からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線と比較し，十分小さいとして評価の対象外とした。
1.評価条件1.1 線源モデル
a.よう素フィルタ
中央制御室滞在時の被ばく線量評価に用いる線源モデルの設定においては，有機
よう素がよう素フィルタ内に取り込まれるものとした。また，入退域時の被ばく線量評価に用いる線源モデルの設定においては，有機よう素及び無機よう素がよう素フ
ィルタ内に取り込まれるものとした※1。保守的な想定として，評価期間中に格納容器
圧力逃がし装置に流入するよう素の総量（中央制御室滞在時の評価においては有機
よう素，入退域時の評価においては有機よう素及び無機よう素を考慮）が，格納容器
ベント直後によう素フィルタ内に移行するものとした。格納容器圧力逃がし装置に流入する放射性物質の流入割合（停止時炉内内蔵量に対する割合）を表 2-18-1 に示す。
直接ガンマ線の線源モデルは点線源とし，当該点線源の線源強度は，取り込まれた
放射性物質を 1 点に集約することによって求めた※2。
また，スカイシャインガンマ線の線源モデルも点線源とした。ただし，当該点線源の線源強度は，よう素フィルタによる自己遮蔽を考慮するため，以下の手順で評価した。
①QAD-CGGP2R コードを用いて図 2-18-1 に示す形状のよう素フィルタの体積線源※2から 500m 上空の直接ガンマ線の線量を評価する。
②QAD-CGGP2R コードを用いて①の線量を再現する点線源の線源強度を評価する。
※1 無機よう素はフィルタ装置のスクラバ水で大部分が除去されるためよう素フィ
ルタにはほとんど移行しないものと考えられるが，よう素フィルタからの影響が大きい入退域時の評価においては，保守的な想定として格納容器圧力逃がし装置

59-11-添 2-18-1

に流入する無機よう素の総量がよう素フィルタ内に取り込まれるものとした。ただし，この想定においても，線源として支配的となるのは有機よう素であり，無機よう素が被ばく線量に与える影響は小さい。
※2 「直接ガンマ線の点線源の線源強度」と「スカイシャインガンマ線の点線源の線
源強度の評価に用いた体積線源の線源強度」は同一。有機よう素及び無機よう素の総量がよう素フィルタに取り込まれた場合の線源強度は表 2-18-2 を参照。
b.フィルタ装置（スクラバ水及び金属フィルタ）
無機よう素及び粒子状放射性物質が，フィルタ装置内に取り込まれるものとした。
保守的な想定として，評価期間中に格納容器圧力逃がし装置に流入する無機よう素及び粒子状放射性物質の総量が，格納容器ベント直後にフィルタ装置内に移行するものとした。
フィルタ装置はスクラバ水と金属フィルタで構成されていることから，フィルタ
装置内の線源は，スクラバ水部分と金属フィルタ部分の 2 領域に分けた。粒子状放射性物質は大部分がスクラバ水で除去された後，残りが金属フィルタで除去されるため，フィルタ装置内の線源は 9 割がスクラバ水部分に存在し，残りの 1 割が金属フ
ィルタ部分に存在するものとした。なお，無機よう素はスクラバ水でのみ除去されるが，粒子状放射性物質と同様の存在割合を想定した。この想定は，より放出角度の大
きい金属フィルタ（図 2-18-17 及び図 2-18-18 参照）に一部存在するという想定であることから保守的な結果を与える。
金属フィルタ及びスクラバ水のスカイシャインガンマ線の線源モデルは点線源とした。当該点線源の線源強度は，金属フィルタ及びスクラバ水周りの鉄遮蔽並びにス
クラバ水の自己遮蔽を考慮するため，以下の手順で評価した。
①QAD-CGGP2R コードを用いて図 2-18-2 に示す形状のスクラバ水の体積線源※3 及び金属フィルタの点線源※3 から各々500m 上空の直接ガンマ線の線量を評価する。
②QAD-CGGP2R コードを用いて①の線量を再現する点線源の線源強度を評価する。
※3 「金属フィルタの点線源の線源強度」及び「スクラバ水の体積線源の線源強度」
は，表 2-18-2 を参照。
c.配管
無機よう素及び粒子状放射性物質が配管内に付着するものとし，希ガス及び有機
よう素は配管内に付着しないものと想定した。ここで，配管内の放射性物質の付着割
合としては，格納容器圧力逃がし装置に流入する無機よう素及び粒子状放射性物質の総量の 10%が配管 100m に付着するものとした（付着割合：10%/100m）。なお，保守的な想定として，評価期間中に格納容器圧力逃がし装置に流入する無機よう素及

59-11-添 2-18-2

び粒子状放射性物質の総量が格納容器ベント直後に配管に移行し，上記の付着割合
で配管に付着するものとした。
よう素フィルタの下流側の配管については，流入前にフィルタ装置及びよう素フィルタにて大部分の放射性物質が除去されることから，当該配管内に付着する放射性物質の被ばくへの影響は，他の線源による影響と比べ十分小さいとして評価の対象外とした。
直接ガンマ線の線源モデルは体積線源※4 とした。評価に用いた線源モデルを図 218-19 に示す。なお，配管長さは，配管周りの遮蔽を考慮する場合は 100m，配管周りの遮蔽を考慮しない場合は 0.5m とし，各々の場合における 6 号及び 7 号炉の屋外の配管長さを包絡する長さとした。
（評価モデルの作成において参照した配管の配置図を図 2-18-4 から図 2-18-7 に示す。）
スカイシャインガンマ線の線源モデルは点線源とし，当該点線源の線源強度は，以下の手順で評価した。
①QAD-CGGP2R コードを用いて図 2-18-3 に示す形状の配管の体積線源※4 から 500m 上
空の直接ガンマ線の線量を評価する。なお，配管長さは，6 号及び 7 号炉の屋外の配管のうち，上部に遮蔽のない配管長さを包絡する長さとして 10m とした。
②QAD-CGGP2R コードを用いて①の線量を再現する点線源の線源強度を評価する。
※4

配管 100m の体積線源の線源強度は，表 2-18-2 を参照。

表2-18-1 放射性物質の格納容器圧力逃がし装置への流入割合
停止時炉内内蔵量[Bq]（gross値）

停止時炉内内蔵量に対する格納容器圧力逃がし装置への流入割合（事故発生から168時間後時点）[-]希ガス類

約 2.6×10

19

約9.2×10-1

よう素類

約 3.4×1019

約3.3×10-2

Cs類

約 1.3×1018

約2.6×10-6

Te類

約 9.5×1018

約5.2×10-7

Ba類

約 2.9×1019

約2.1×10-7

Ru類

約 2.9×1019

約2.6×10-8

La類

約 6.5×1019

約2.1×10-9

Ce類

約 8.9×1019

約5.2×10-9

59-11-添 2-18-3

図 2-18-1 体積線源モデル図（よう素フィルタ）

59-11-添 2-18-4

評価点（500m上空）空気（密度1.2×10-3g/cm3）500m※1

Ａ

金属フィルタ
（点線源）

Ａ’

スクラバ水

（断面図）

色

線源領域

組成

密度

線源領域

水

1.0 g/cm3

線源領域なし（点線源）－－鉄

7.75 g/cm3※1 金属フィルタ及び
スクラバ水でそれぞれ500m上空（Ａ－Ａ’断面図）

図 2-18-2 体積線源モデル図（スクラバ水）

59-11-添 2-18-5

評価点（500m上空）空気（密度1.2×10-3g/cm3）

Ａ’

500m

空気
（密度1.2×10-3g/cm3）

10m

Ａ

（断面図）

（Ａ－Ａ’断面図）
色

線源領域

組成

密度

線源領域

空気

1.2×10-3 g/cm3－

鉄7.75 g/cm3

図 2-18-3 体積線源モデル図（配管）59-11-添 2-18-6

図 2-18-4 配管配置(平面図)(6 号炉)

59-11-添 2-18-7

6号炉原子炉建屋

格納容器
圧力
逃がし
装置
GL

黒線部分：上部
厚さの鉄板，
側面及び下面をの鉄板で遮蔽
青線部分：上面・側面・下面ともに遮蔽なし

図 2-18-5 配管配置(断面図)(6 号炉)

59-11-添 2-18-8

図 2-18-6 配管配置(平面図)(7 号炉)

59-11-添 2-18-9

7号炉原子炉建屋

格納容器
圧力逃がし
装置
GL

黒線部分：上部
厚さの鉄板，
側面及び下面をの鉄板で遮蔽
青線部分：上面・側面・下面ともに遮蔽なし
赤線部分：上部には遮蔽なし
側面及び下面をの鉄板で遮蔽
図 2-18-7 配管配置(断面図)(7 号炉)

59-11-添 2-18-10

1.2 線源強度
格納容器ベント開始時刻におけるよう素フィルタの線源強度[photons/s]は，評価期間中に格納容器圧力逃がし装置に流入するよう素の総量（中央制御室滞在時の評価においては有機よう素，入退域時の評価においては有機よう素及び無機よう素を考慮）が，格納容器ベント開始時刻によう素フィルタ内に移行すると想定し算出した。また，フィルタ装置（スクラバ水及び金属フィルタ）については無機よう素及び粒子状放射性物質の総量が移行し，配管については無機よう素及び粒子状放射性物質の総量の 10%が配管
100m に移行するものとして線源強度を算出した。格納容器ベント開始時刻以降においては，よう素フィルタ及び配管の線源強度は時間減衰を考慮し，フィルタ装置の線源強
度は時間減衰を考慮しないものとした。
停止時炉内内蔵量に対する核種ごとの原子炉格納容器から格納容器圧力逃がし装置
への流入割合（評価期間中に格納容器圧力逃がし装置に流入する総量）は，MAAP 解析
及び NUREG-1465 の知見に基づき評価した。なお，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，ベントラ
インへの流入割合の評価条件をそれぞれ設定し評価した。
以上の条件に基づき評価した格納容器ベント開始直後の線源強度を表 2-18-2 に示す。

59-11-添 2-18-11

表 2-18-2 各線源領域の線源強度（格納容器ベント開始直後）（6号及び7号炉で同一）
線源強度
エネルギー(MeV)

フィルタ装置及びよう素フィルタ：[photons/s]
配管：[photons/（s・100m）]
フィルタ装置

上限

下限(代表エネルギー)

スクラバ水

よう素

配管

金属

フィルタ※1※2

フィルタ－

2.00×10-2

約 7.2×1014

約 8.0×1013

約 8.0×1013

約 7.1×1016

2.00×10-2

3.00×10-2

約 2.1×1014

約 2.4×1013

約 2.4×1013

約 2.1×1016

3.00×10-2

4.50×10-2

約 1.1×1014

約 1.2×1013

約 1.2×1013

約 1.0×1016

4.50×10-2

7.00×10-2

約 1.3×1014

約 1.4×1013

約 1.4×1013

約 1.3×1016

7.00×10-2

1.00×10-1

約 1.0×1014

約 1.1×1013

約 1.1×1013

約 1.0×1016

1.00×10-1

1.50×10-1

約 5.1×1013

約 5.7×1012

約 5.7×1012

約 5.0×1015

1.50×10-1

3.00×10-1

約 2.0×1014

約 2.2×1013

約 2.2×1013

約 1.9×1016

3.00×10-1

4.50×10-1

約 9.9×1014

約 1.1×1014

約 1.1×1014

約 9.8×1016

4.50×10-1

7.00×10-1

約 3.0×1015

約 3.4×1014

約 3.4×1014

約 3.0×1017

7.00×10-1

1.00×100

約 1.6×1015

約 1.7×1014

約 1.7×1014

約 1.6×1017

1.00×100

1.50×100

約 3.9×1014

約 4.3×1013

約 4.3×1013

約 3.8×1016

1.50×100

2.00×100

約 4.1×1013

約 4.5×1012

約 4.5×1012

約 4.0×1015

2.00×100

2.50×100

約 2.5×1013

約 2.8×1012

約 2.8×1012

約 2.4×1015

2.50×100

3.00×100

約 5.7×1011

約 6.4×1010

約 6.4×1010

約 5.6×1013

3.00×100

4.00×100

約 1.0×107

約 1.1×106

約 1.1×106

04.00×100

6.00×100

約 1.2×106

約 1.3×105

約 1.3×105

06.00×100

8.00×100

約 6.1×10-1

約 6.8×10-2

約 6.8×10-2

0

0

1

-2

-3

-3

0

8.00×10

1.10×10

約 7.1×10

約 7.9×10

約 7.9×10※1 よう素フィルタ本体2基分※2 格納容器圧力逃がし装置に流入する有機よう素及び無機よう素の総量がよう素フィ
ルタに取り込まれた場合の線源強度を記載

59-11-添 2-18-12

1.3 評価点
a.評価点の位置
中央制御室滞在時の評価点は，中央制御室内でよう素フィルタ及びフィルタ装置に最も近い位置として図 2-18-8 に示す点を選定した。入退域時の評価点は，アクセ
スルートよりもフィルタ装置及びよう素フィルタに近い点として，図 2-18-8 に示す点を選定した。各評価点の線源からの水平距離を表 2-18-3 及び表 2-18-4 に示す。
b.評価点の高さ
直接ガンマ線の評価において，評価点の高さは中央制御室滞在時及び入退域時ともに各線源と同じ高さとした。スカイシャインガンマ線の評価においては，中央制御室滞在時は中央制御室の天井面高さ，入退域時は地表面から 1.5m 高さとした。
c.評価点周りの遮蔽
中央制御室滞在時の評価においては，評価点が遮蔽で覆われているものとして評価した。遮蔽厚さは，中央制御室が属するコントロール建屋の遮蔽を考慮し，コンクリートでと設定した。評価点周りの遮蔽モデルを図 2-18-9 に示す。なお，入退域時の評価においては，保守的に周囲に遮蔽壁がないものとした。

図 2-18-8 アクセスルート並びに線源及び評価点位置（中央制御室滞在時及び入退域時）

59-11-添 2-18-13

表 2-18-3 各評価点の線源からの水平距離※1（入退域時）
線源
評価点

フィルタ装置及びよう素フィルタ

配管（フィルタ装置中心からの距離）（最近接点からの距離）

6 号炉

7 号炉

6 号炉

7 号炉

約 48m

-

約 56m

-

-

約 49m

-

約 49m

6 号炉格納容器ベント実施時の評
価点
7 号炉格納容器ベント実施時の評
価点※1 小数点第一位を切り捨て
表 2-18-4 各評価点の線源からの水平距離※1（中央制御室滞在時）
線源
評価点

フィルタ装置及びよう素フィルタ

配管（フィルタ装置中心からの距離）（最近接点からの距離）

6 号炉

7 号炉

6 号炉

7 号炉

約 49m

-

約 29m

-

-

約 66m

-

約 61m

6 号炉格納容器ベント実施時の評
価点
7 号炉格納容器ベント実施時の評
価点※1 小数点第一位を切り捨て

図 2-18-9 中央制御室滞在時における評価点周りの遮蔽モデル

59-11-添 2-18-14

1.4 評価体系
a.よう素フィルタ
中央制御室滞在時及び入退域時の直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評
価体系を図 2-18-10 及び図 2-18-11 に示す。スカイシャインガンマ線の線源（点線源）の高さは，よう素フィルタ上端の高さとした。
スカイシャインガンマ線の評価に用いた放出角度は，図 2-18-12 に示すよう素フィルタ及びフィルタベント遮蔽壁の配置を基に算出した。放出角度を図 2-18-13 に示す。
b.フィルタ装置（スクラバ水及び金属フィルタ）
中央制御室滞在時及び入退域時のスカイシャインガンマ線の評価体系を図 2-1814 及び図 2-18-15 に示す。スカイシャインガンマ線の線源（点線源）の高さは，ス
クラバ水上端及び金属フィルタ上端の高さとした。
スカイシャインガンマ線の評価に用いた放出角度は，図 2-18-16 に示すスクラバ
水及び金属フィルタ並びにフィルタベント遮蔽壁の配置を基に算出した。放出角度を図 2-18-17 及び図 2-18-18 に示す。
c.配管
中央制御室滞在時及び入退域時の直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評
価体系を図 2-18-19 及び図 2-18-20 に示す。
スカイシャインガンマ線の線源（点線源）の高さは，図 2-18-5 及び図 2-18-7 に赤線又は青線で示した配管の中心高さとした。また，放出角度は，180 度とした。
1.5 評価コード
直接ガンマ線の評価には，QAD-CGGP2R コード※を用いた。また，スカイシャインガン
マ線の評価には，QAD-CGGP2R コード※及び G33-GP2R コードを用いた。
※

ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。

59-11-添 2-18-15

図 2-18-10 評価モデル（直接ガンマ線，よう素フィルタ）

59-11-添 2-18-16

図 2-18-11 評価モデル（スカイシャインガンマ線，よう素フィルタ）

59-11-添 2-18-17

図 2-18-12 よう素フィルタモデル図（6 号及び 7 号炉で共通）

59-11-添 2-18-18

図 2-18-13 放出角度（よう素フィルタ）

図 2-18-14 評価モデル（スカイシャインガンマ線，金属フィルタ）

59-11-添 2-18-19

図 2-18-15 評価モデル（スカイシャインガンマ線，スクラバ水）

59-11-添 2-18-20

図 2-18-16 フィルタ装置モデル図（6 号及び 7 号炉で共通）

59-11-添 2-18-21

図 2-18-17 放出角度（スクラバ水）

図 2-18-18 放出角度（金属フィルタ）

59-11-添 2-18-22

図 2-18-19 評価モデル（直接ガンマ線，配管）

59-11-添 2-18-23

図 2-18-20 評価モデル（スカイシャインガンマ線，配管）

59-11-添 2-18-24

2-19 原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待することによる影響について
中央制御室の居住性の評価に当たっては，よう素放出量の低減対策として導入した原子炉格納容器内 pH 制御についてはその効果に期待しないものとしている。
以下では，「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」に示した評価ケースのうち，評価結果が最も厳しくなる 6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功し，7 号炉が格納容器ベントを実施するケースを例として，原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待することによる影響を評価した。
評価条件は，よう素の放出放射能量以外は原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待しない
場合と同じとした。また，よう素放出量の低減による影響を考慮する被ばく経路は以下のとおりとし，その他の被ばく経路については，保守的に原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待しない場合と同じとした。
【よう素放出量の低減による影響を考慮する被ばく経路】
・中央制御室滞在時- 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内に取り込ま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被ばく- 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく- 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく※1※1 室内に外気から取り込まれた放射性物質のうち，中央制御室内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくについては，保守的に原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待しない場合と同じとした。
・入退域時- 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内に取り込まれた放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく- 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく- 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく- 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく
1.放射性物質の大気中への放出量
原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待した場合の放出放射能量を表 2-19-1 及び表 219-2 に示す。なお，原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待する場合のよう素の放出放射能量は，「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処設備について 別添資料

59-11-添 2-19-1

-1」の 3.2.2.1.2 に示す評価式に基づき評価した。

表 2-19-1 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（代替循環冷却系により事象を収束することを想定する場合）
核種類

停止時炉内内蔵量

放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）[Bq]（gross 値）

原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出

希ガス類

約 2.6×1019

約 3.8×1017

よう素類

約 3.4×1019

約 7.5×1014

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.9×1013

Te 類

約 9.5×1018

約 2.9×1013

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.8×1013

Ru 類

約 2.9×1019

約 4.6×1012

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.5×1012

La 類

約 6.5×1019

約 8.2×1012

表 2-19-2 大気中への放出放射能量（7 日間積算値）（W/W ベントの実施を想定する場合）
放出放射能量[Bq]（gross 値）（単一号炉）
核種類

格納容器圧力逃がし装置
及びよう素フィルタを経由した放出

原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出

希ガス類

約 7.8×1018

約 1.3×1017

よう素類

約 4.5×1010

約 7.7×1014

Cs 類

約 3.4×109

約 4.0×1013

Te 類

約 2.4×109

約 3.3×1013

Ba 類

約 2.3×109

約 3.0×1013

Ru 類

約 3.7×108

約 5.0×1012

Ce 類

約 3.0×108

約 4.1×1012

La 類

約 6.6×107

約 8.8×1011

59-11-添 2-19-2

2. 評価結果
原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待した場合の評価結果を表 2-19-3-1 及び 2-19-32 に示す。さらに，被ばく線量の合計が最も大きい班の評価結果の内訳を表 2-19-4-1 及び 2-19-4-2 に，被ばく線量の合計が最も大きい滞在日における評価結果の内訳を表 219-5-1 及び表 2-19-5-2 に示す。また，各表の括弧内に，原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待しない場合の評価結果を示す。
評価の結果，被ばく線量の合計が最も大きくなる班で約 51mSv となり，原子炉格納容器
内 pH 制御の効果に期待しない場合（約 86mSv）に比べ小さくなることを確認した。

59-11-添 2-19-3

表 2-19-3-1 原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待する場合の各勤務サイクルでの被ばく
線量（6 号炉:代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉:格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2※3
1日

2日

約 12※4約 23(約 20)(約 42)

B班

-

-

C班

-

-

D班

-

-

A班

約 10

E班

※4

(約 16)

約 29(約 54)

3日
約 14※5(約 29)

4日
約 12※5(約 24)
-

約 33

約 13

(約 50)(約 26)

-

-

-

-

5日

6日

7日

-

-

-

約 11※5

約 9.6※5(約 21)(約 19)

-

-

約 11

-

合計
約 47
(約 85)
約 34(約 69)

約 5.0※5

約 51(約 10)(約 86)

約 10

約 13※5約 34(約 22)(約 20)(約 26)(約 69)

-

-

-

約 39
(約 70)

※1
※2
※3
※4

括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量
入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮
中央制御室内でマスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外すものとして評価
中央制御室内で，事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6 時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

表 2-19-3-2 原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待する場合の各勤務サイクルでの被ばく線量（6 号炉:代替循環冷却を用いて事象収束 7 号炉:格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）(単位：mSv)※1※2
1日

2日

約 120

約 25

(約 250)(約 57)

B班

-

-

C班

-

-

D班

-

-

約 16

約 29

(約 27)(約 59)

A班

E班

3日
約 14※3(約 30)

4日
約 12

5日

6日

7日

-

-

-

約 11※3

約 9.6※3(約 23)(約 21)

-

-

約 11

※3

(約 25)
-

約 33

約 13

(約 53)(約 28)

-

-

-

-

-

合計
約 160
(約 330)約 34(約 75)

約 5.0※3

約 51(約 12)(約 92)

約 10

約 13※3約 34(約 25)(約 22)(約 28)(約 75)

-

-

-

約 45
(約 86)※1 括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量※2 入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮※3 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

59-11-添 2-19-4

表 2-19-4-1 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（C 班）の合計）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
6 号炉

被ばく経路

7 号炉
※1

①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンからの寄与からの寄与※1

0.1 以下0.1 以下合計※1
0.1 以下0マ線による中央制御室内での被ばく(0.1 以下)(約 1.3×10 )(約 1.4×100)②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線

0.1 以下0.1 以下0.1 以下-1(約 4.1×10 )(0.1 以下)(約 4.4×10-1)③地表面に沈着した放射性物質からのガン約 4.1×10-1

約 9.4×10-1

約 1.4×100

マ線による中央制御室内での被ばく(約 4.1×10-1)(約 9.4×10-1)(約 1.4×100)④室内に外気から取り込まれた放射性物質

約 1.9×100

約 1.9×101

約 2.1×101(約 3.0×100)(約 2.0×101)(約 2.3×101)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

0

外部被ばく

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）-1(約 1.2×10 )(約 2.3×10 )(約 1.4×100)

約 1.9×100

約 1.9×101

約 2.1×101(約 1.9×100)(約 1.9×101)(約 2.1×101)

約 2.3×100

約 2.0×101

約 2.3×101(約 3.9×100)(約 2.2×101)(約 2.6×101)

約 2.1×100

約 3.2×100

約 5.3×100(約 2.1×100)(約 1.2×101)(約 1.4×101)

約 1.1×100

約 2.1×100

約 3.3×100(約 2.3×100)(約 2.1×100)(約 4.4×100)

約 4.2×100

約 1.5×101

約 1.9×101(約 9.4×100)(約 3.2×101)(約 4.1×101)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(約 2.1×10-1)(0.1 以下)(約 2.1×10-1)

約 7.4×100

約 2.0×101

約 2.8×101(約 1.4×101)(約 4.6×101)(約 6.0×101)

約 9.8×100

約 4.1×101

約 51(約 1.8×101)(約 6.8×101)(約 86)※1 括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量（被ばく線量が最大となる班（C 班）の合計）

59-11-添 2-19-5

表 2-19-4-2 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
6 号炉

被ばく経路

7 号炉
※1

合計※1

からの寄与

からの寄与※1①原子炉建屋内等の放射性物質からのガン約 1.3×10-1

0.1 以下

約 1.3×10-1

マ線による中央制御室内での被ばく(約 1.3×10-1)(約 3.8×10-1)(約 5.1×10-1)②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線

約 1.9×10-1

約 4.3×10-1

約 6.2×10-1(約 4.9×10-1)(約 1.5×100)(約 2.0×100)③地表面に沈着した放射性物質からのガン約 5.5×10-1

約 1.7×100

約 2.3×100

マ線による中央制御室内での被ばく(約 5.5×10-1)(約 1.7×100)(約 2.3×100)④室内に外気から取り込まれた放射性物質

約 5.4×101

約 7.7×101

約 1.3×102(約 1.0×102)(約 1.7×102)(約 2.7×102)

約 5.3×101

約 6.9×101

約 1.2×102(約 9.8×101)(約 1.7×102)(約 2.7×102)

約 1.3×100

約 8.3×100

約 9.6×100(約 1.3×100)(約 8.4×100)(約 9.7×100)

約 5.5×101

約 7.9×101

約 1.3×102(約 1.0×102)(約 1.8×102)(約 2.8×102)

約 1.8×100

約 3.0×100

約 4.8×100(約 1.8×100)(約 5.8×100)(約 7.6×100)

約 1.0×100

約 2.8×100

約 3.9×100(約 1.9×100)(約 4.5×100)(約 6.4×100)

約 4.5×100

約 1.5×101

約 1.9×101(約 8.6×100)(約 3.1×101)(約 4.0×101)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(約 1.5×10-1)(約 4.3×10-1)(約 5.9×10-1)

約 7.3×100

約 2.0×101

約 2.8×101(約 1.2×101)(約 4.2×101)(約 5.5×101)

約 6.2×101

約 9.9×101

約 160(約 1.1×102)(約 2.2×102)(約 330)による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく
外部被ばく

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1 括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）

59-11-添 2-19-6

表 2-19-5-1 評価結果の内訳（C 班の 3 日目）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
6 号炉

被ばく経路

7 号炉
※1

①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンからの寄与からの寄与※1

0.1 以下0.1 以下合計※1
0.1 以下マ線による中央制御室内での被ばく(0.1 以下)(約 1.8×10 )(約 1.8×100)②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線

0.1 以下0.1 以下0.1 以下-10(約 1.3×10 )0(約 4.7×10 )(約 4.8×100)③地表面に沈着した放射性物質からのガン約 1.7×10-1

約 4.6×10-1

約 6.3×10-1

マ線による中央制御室内での被ばく(約 1.9×10-1)(約 9.8×10-1)(約 1.2×100)④室内に外気から取り込まれた放射性物質

約 6.1×10-1

約 1.8×101

約 1.9×101(約 7.6×10-1)(約 8.0×100)(約 8.7×100)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

-1

外部被ばく

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）-1(約 2.6×10 )(約 8.0×10 )(約 1.1×100)

約 5.9×10-1

約 1.8×101

約 1.9×101(約 5.0×10-1)(約 7.2×100)(約 7.7×100)

約 8.0×10-1

約 1.9×101

約 1.9×101(約 1.1×100)(約 1.5×101)(約 1.7×101)

約 7.5×10-1

約 1.7×100

約 2.5×100(約 7.5×10-1)(約 4.6×100)(約 5.4×100)

約 4.4×10-1

約 1.2×100

約 1.6×100(約 8.2×10-1)(約 3.3×100)(約 4.2×100)

約 1.8×100

約 7.3×100

約 9.1×100(約 3.6×100)(約 2.4×101)(約 2.8×101)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(0.1 以下)(約 3.6×10-1)(約 4.2×10-1)

約 3.0×100

約 1.0×101

約 1.3×101(約 5.2×100)(約 3.2×101)(約 3.8×101)

約 3.8×100

約 2.9×101

約 33(約 6.3×100)(約 4.8×101)(約 54)※1 括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量（被ばく線量の合計が最も大きい滞在日（E 班 2 日目）の被ばく線量）

59-11-添 2-19-7

表 2-19-5-2 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（6 号炉：代替循環冷却系を用いて事象収束 7 号炉：格納容器ベント実施）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
6 号炉

被ばく経路

7 号炉
※1

合計※1

からの寄与

からの寄与※1①原子炉建屋内等の放射性物質からのガン約 1.0×10-1

0.1 以下

約 1.1×10-1

マ線による中央制御室内での被ばく(約 1.0×10-1)(0.1 以下)(約 1.1×10-1)②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線

約 1.6×10-1

約 2.6×10-1

約 4.2×10-1(約 2.2×10-1)(約 3.5×10-1)(約 5.7×10-1)③地表面に沈着した放射性物質からのガン約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 5.6×10-1

マ線による中央制御室内での被ばく(約 2.1×10-1)(約 3.5×10-1)(約 5.6×10-1)④室内に外気から取り込まれた放射性物質

約 5.3×101

約 6.7×101

約 1.2×102(約 9.5×101)(約 1.5×102)(約 2.4×102)

約 5.2×101

約 6.7×101

約 1.2×102(約 9.5×101)(約 1.5×102)(約 2.4×102)

約 2.2×10-1

約 3.4×10-1

約 5.6×10-1(約 2.4×10-1)(約 3.8×10-1)(約 6.2×10-1)

約 5.3×101

約 6.8×101

約 1.2×102(約 9.6×101)(約 1.5×102)(約 2.5×102)

約 2.7×10-1

約 5.4×10-1

約 8.1×10-1(約 2.7×10-1)(約 5.4×10-1)(約 8.1×10-1)

約 1.6×10-1

約 3.1×10-1

約 4.7×10-1(約 2.5×10-1)(約 4.9×10-1)(約 7.3×10-1)

約 9.0×10-1

約 1.7×100

約 2.6×100(約 1.4×100)(約 2.9×100)(約 4.3×100)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(0.1 以下)(0.1 以下)(0.1 以下)

約 1.3×100

約 2.5×100

約 3.9×100(約 1.9×100)(約 3.9×100)(約 5.9×100)

約 5.4×101

約 7.0×101

約 120(約 9.8×101)(約 1.5×102)(約 250)による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく
外部被ばく

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）※1 括弧内：原子炉格納容器内の pH 制御の効果に期待しない場合の被ばく線量（被ばく線量の合計が最も大きい滞在日（A 班 1 日目）の被ばく線量）

59-11-添 2-19-8

2-20 6 号及び 7 号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響について
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉では，各号炉において同時に重大事故等が発生したと想定する場合，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価では片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号炉で格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施した場合も評価対象としている。
このことに加え，更なる安全性向上のために遮蔽設計をより厳しくする観点から，両方の号炉において代替循環冷却に失敗し，同時に格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う場合も想定し，自主的な対策を講じている。ここでは，格納容器ベントを同時に実施する場合の影響を評価した。
2 つの号炉にて同時に格納容器ベントを行う場合，評価点と放出源の位置関係によっては，評価点に到達し影響を及ぼす放射性物質は片方の号炉から放出されたもののみとなる可能性がある。大気中に放出された放射性物質による影響が片方の号炉からのみとなるか否か
は，大気拡散評価において選定された着目方位の重なりの有無を調べることで確認できる。
表 2-20-1 に，大気拡散評価にて選定された着目方位を示す。
表 2-20-1 より，着目方位の多くは両号炉で異なっていることが確認できる。
このことは，
片方の号炉から放出された放射性物質が中央制御室の居住性に影響を及ぼすとき，もう片方の号炉から同時刻に放出された放射性物質が影響を及ぼすことはほとんどないことに対応する。したがって，格納容器ベントを同時に実施した場合の影響を，例えば単一号炉で格
納容器ベントを実施した場合の影響の和により評価することは過度に保守的であると考えられる。
このことにかかわらず，ここでは遮蔽設計をより保守的に評価するために，格納容器ベントを同時に実施した場合の影響評価を，単一号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響の和をとることで評価した※1。評価結果を表 2-20-2-1 から表 2-20-4-2 に示す。
評価の結果，7 日間での実効線量は最大約 91mSv となった。また，遮蔽モデル上のコンク
リート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合は最大約 92mSv となった。
このことから，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」
を満足することを確認した。
※1 入退域時のよう素フィルタからの影響評価に当たっては，単一号炉で格納容器ベントを実施する場合と同様，よう素フィルタの近傍に合計 2 分間（各号炉で 1 分間ずつ）滞在するものとした。

59-11-添 2-20-1

表 2-20-1 各放出源及び評価点における着目方位
放出源

評価点

着目方位

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

6 号炉格納容器

中心

SW,WSW

圧力逃がし装置配管

コントロール
建屋入口

SSE,S,SSW,SW,WSW

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

7 号炉格納容器

中心

NNE,NE,ENE,E

圧力逃がし装置配管

コントロールWSW,W,WNW,NW,

建屋入口

NNW,N,NNE,NE,ENE

中央制御室

SE,SSE,S,SSW,

6 号炉

中心

SW,WSW

原子炉建屋中心

コントロール
建屋入口

SSE,S,SSW,SW,WSW

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

7 号炉

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE

原子炉建屋中心

コントロールW,WNW,NW,NNW,

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E

中央制御室
6 号炉

中心

主排気筒

コントロール
建屋入口

SE,SSE,S,SSW,SW,WSW

SSE,S,SSW,SW,WSW

中央制御室

WNW,NW,NNW,N,

7 号炉

中心

NNE,NE,ENE,E,ESE

主排気筒

コントロールW,WNW,NW,NNW,

建屋入口

N,NNE,NE,ENE,E

59-11-添 2-20-2

表 2-20-2-1 各勤務サイクルでの被ばく線量（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2※3
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 20※4

約 54

-

-

-

-

約 8.4※5

B班--

約 31※5

約 23※5

約 20※5

約 17※5

-

C班

-

-

約 65

約 27

-

-

-

D班

-

-

-

-

約 21

約 18

約 23※5E班

約 16※4

約 72

-

-

-

-

-

合計
約 82
(約 83)
約 91(約 92)
約 91(約 92)
約 63(約 63)
約 88(約 90)

※1
※2
※3
※4

括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量
入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮
中央制御室内でマスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外すものとして評価
中央制御室内で，事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6 時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，
評価上で班交替を工夫

表 2-20-2-2 各勤務サイクルでの被ばく線量（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）(単位：mSv)※1※2
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 250

約 76

-

-

-

-

約 8.4※3B班--

約 31※3

約 23※3

約 20※3

約 17※3

-

C班

-

-

約 66

約 27

-

-

-

D班

-

-

-

-

約 21

約 18

約 23※3

E班

約 27

約 78

-

-

-

-

-

合計
約 330
(約 330)約 91(約 92)
約 93(約 94)
約 63(約 63)
約 110(約 110)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量※2 入退域時においてマスク（PF=1000）の着用を考慮※3 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，評価上で班交替を工夫

59-11-添 2-20-3

表 2-20-3-1 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（C 班）の合計）（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0

0

約 2.0×10

約 1.1×10

合計※1
約 3.1×100(約 3.4×100)
0.1 以下0.1 以下0.1 以下

約 4.4×10-1

約 7.8×10-1

約 1.2×101

約 1.9×101

約 1.3×10-1

約 2.3×10-1(0.1 以下)
約 1.2×100(約 1.4×100)
約 3.1×101(約 3.1×101)
約 3.6×10-1(約 3.6×10-1)

約 1.1×101

外部被ばく

約 1.9×101

約 3.1×101(約 3.1×101)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.4×101

約 2.1×101

約 5.2×100

約 7.0×100-10

約 9.8×10

約 1.3×10

0.1 以下

約 1.9×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）1

約 2.0×10

約 3.3×101(約 3.6×101)
約 1.2×101(約 1.3×101)
約 2.9×100(約 2.9×100)

1

約 2.8×10

約 4.1×101(約 4.1×101)
0.1 以下0.1 以下1

約 3.5×101(0.1 以下)
1

約 3.7×10

約 5.8×101

約 5.6×101(約 5.6×101)
約 91(約 92)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-20-4

表 2-20-3-2 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（A 班）の合計）（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 4.9×10-1

約 2.1×10-1

約 9.1×10-1

約 1.5×100

約 9.1×10-1

約 1.6×100

約 1.0×102

約 1.7×102

約 9.9×101

約 1.7×102

合計※1
約 6.9×10-1(約 7.6×10-1)
約 2.4×100(約 2.6×100)
約 2.5×100(約 2.8×100)
約 2.8×102(約 2.8×102)
約 2.7×102(約 2.7×102)

約 4.5×100

外部被ばく

約 7.9×100

約 1.2×101(約 1.2×101)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.1×102

約 1.8×102

約 1.5×100

約 2.9×100

約 2.0×100

約 3.9×100

約 1.1×101

約 2.5×101-1-1

約 2.0×10

約 1.5×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）1

約 1.2×102

約 4.3×10

約 3.2×10

約 2.8×102(約 2.8×102)
約 4.4×100(約 4.8×100)
約 6.0×100(約 6.0×100)
約 3.6×101(約 3.6×101)
約 6.3×10-1(約 6.3×10-1)1

約 2.1×102

約 4.7×101(約 4.7×101)
約 330(約 330)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-20-5

表 2-20-4-1 評価結果の内訳（E 班の 2 日目）（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 3.1×100

約 1.8×100

約 2.8×100

約 4.7×100

約 5.6×10-1

約 9.8×10-1

約 4.7×100

約 8.0×100

約 4.5×10-1

約 8.0×10-1

合計※1
約 4.9×100(約 5.2×100)
約 7.5×100(約 8.1×100)
約 1.5×100(約 1.7×100)
約 1.3×101(約 1.3×101)
約 1.2×100(約 1.2×100)

約 4.2×100

外部被ばく

約 7.2×100

約 1.1×101(約 1.2×101)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.1×101

約 1.5×101

約 2.1×100

約 3.2×100

約 1.7×100

約 3.3×100

約 1.1×101

約 2.4×101-1-1

約 1.6×10

約 1.5×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

1

約 2.6×101

約 3.6×10

約 3.1×10

約 2.7×101(約 2.8×101)
約 5.3×100(約 5.6×100)
約 5.1×100(約 5.1×100)
約 3.5×101(約 3.5×101)
約 5.2×10-1(約 5.2×10-1)

1

約 4.6×101

約 4.6×101(約 4.6×101)
約 72(約 74)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-20-6

表 2-20-4-2 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（両号炉において格納容器ベントを実施する場合）（中央制御室内でマスクの着用を考慮しない場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.0×10-1

0.1 以下

約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 2.1×10-1

約 3.5×10-1

約 9.0×101

約 1.5×102

約 9.0×101

約 1.5×102

合計※1
約 1.0×10-1(約 1.3×10-1)
約 5.6×10-1(約 5.9×10-1)
約 5.6×10-1(約 6.2×10-1)
約 2.4×102(約 2.4×102)
約 2.4×102(約 2.4×102)

約 2.3×10-1

外部被ばく

約 3.8×10-1

約 6.1×10-1(約 6.2×10-1)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ線
入退域時による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 9.0×101

約 1.5×102

約 2.6×10-1

約 5.4×10-1

約 2.4×10-1

約 4.9×10-1

約 1.4×100

約 2.9×100

0.1 以下0.1 以下

約 1.9×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）0

約 9.2×101

約 3.9×10

約 2.4×102(約 2.4×102)
約 8.0×10-1(約 9.1×10-1)
約 7.3×10-1(約 7.3×10-1)
約 4.3×100(約 4.3×100)
0.1 以下(0.1 以下)

0

約 1.5×102

約 5.9×100(約 6.0×100)
約 250(約 250)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-20-7

2-21 コンクリート厚の施工誤差の影響について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイドに基づき最適評価手法を採用しており，コンクリート厚として公称値を参照している。また，各被ばく経路の遮蔽モデルは大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも許容される施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。以下では，コンク
リート厚の施工誤差が居住性評価に与える影響を検討した。
検討の結果，コンクリート厚の施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されると考えられ，仮に遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした
場合においても，被ばく線量に与える影響は 1mSv から 2mSv 程度となり，公称値を参照した評価結果（最大約 86mSv※1）と合算しても，判断基準「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと」を満足することを確認した。
※1 「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2. 中央制御室の居住
性（重大事故）に係る被ばく評価について」に示した評価ケースのうち，評価結果
が最も厳しくなる 6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功し，7 号炉が格
納容器ベントを実施するケースでの評価結果
1.想定する施工誤差について
柏崎刈羽原子力発電所における鉄筋コンクリート工事は，「建築工事標準仕様書・同解説 JASS 5N 原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事」に準拠して実施されており，同仕様書においてコンクリートの柱・梁・壁・スラブの断面寸法の許容差の標準値（mm）
は-5～+15 と定められている。
以下では，施工誤差の影響を保守的に考慮するため，想定するコンクリートの施工誤差を-5mm とした。
2.施工誤差による遮蔽効果への影響について
遮蔽壁によるガンマ線の遮蔽効果はガンマ線のエネルギースペクトルにより異なることから，施工誤差（-5mm）の影響は被ばく経路ごとに評価した。また，本検討においては，
単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなる（誤差の影響が最も大きい）コンクリート
厚区間における，単位厚さ当たりの線量透過率を用いた。
各評価条件におけるコンクリート厚 0cm から 100cm 間について 10cm 間隔で算出した線量透過率を表 2-21-1 から表 2-21-2 に示す※2。また，各々の評価条件における単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなるコンクリート厚区間及び施工誤差分の厚さのコンク
リートの線量透過率の評価結果を表 2-21-3 から表 2-21-4 に示す。施工誤差分の厚さ（-59-11-添 2-21-15mm）のコンクリートの線量透過率は約 9.1×10-1 から約 9.5×10-1 となった。
※2 6 号炉からの影響を代表として示す。

表 2-21-1 各被ばく経路及びコンクリート厚に対する線量透過率※1（代替循環冷却系を用いて事象を収束する号炉）
被ばく経路
建屋から大気中への漏えい及び原子炉建屋内の放射性物質か
コンクリ
ート厚

非常用ガス処理系から大気中への放出

らの直接ガンマ線及びスカイ

室内に外気かシャインガンマ線[cm]

グランドシャ クラウドシャ
普通コンクリ

軽量コンクリート

ート※20

インガンマ線

インガンマ線

ら取り込まれた放射性物質からのガンマ線

1.0×100

1.0×100

1.0×100

1.0×1000

1.0×1010

約 2.3×10-1

約 3.2×10-1

約 5.9×10-1

約 3.6×10-1

約 1.8×10-1

20

約 5.3×10-2

約 9.5×10-2

約 2.2×10-1

約 1.2×10-1

約 2.6×10-2

30

約 1.4×10-2

約 3.2×10-2

約 7.1×10-2

約 4.1×10-2

約 5.4×10-3

40

約 4.2×10-3

約 1.2×10-2

約 2.2×10-2

約 1.4×10-2

約 1.5×10-3

50

約 1.3×10-3

約 4.4×10-3

約 6.9×10-3

約 4.6×10-3

約 5.2×10-460

約 4.3×10-4

約 1.7×10-3

約 2.2×10-3

約 1.6×10-3

約 2.1×10-470

約 1.6×10-4

約 7.2×10-4

約 7.3×10-4

約 5.6×10-4

約 9.1×10-580

約 5.9×10-5

約 3.1×10-4

約 2.5×10-4

約 2.1×10-4

約 4.1×10-5

90

約 2.4×10-5

約 1.4×10-4

約 8.8×10-5

約 7.9×10-5

約 1.9×10-5100

約 9.8×10-6

約 6.5×10-5

約 3.2×10-5

約 3.1×10-5

約 8.5×10-6※1 一部を除き普通コンクリート（密度：2.15g/cm3）に対する値を示す※2 軽量コンクリート密度：1.7 g/cm3

59-11-添 2-21-2

表 2-21-2 各被ばく経路及びコンクリート厚に対する線量透過率※1（格納容器ベントを実施する号炉）
被ばく経路
建屋から大気中への漏えい及び非常 格納容器圧力逃がし装置配管から大用ガス処理系から大気中への放出

気中への放出格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線

原子炉建屋内の放射性よう素フ フィルタ 配管内のコンクリ

物質からの直接ガンマ室内に外室内に外 ィルタ内 装置内の 放射性物

ート厚線及びスカイシャイン

気から取

気から取 の放射性 放射性物 質からの

[cm]

ガンマ線

グランド クラウド

り込まれグランド クラウド

り込まれ 物質から 質からの 直接ガンシャイン シャイン

た放射性シャイン シャイン

た放射性 の直接ガ スカイシ マ線及び

ガンマ線

物質から

ガンマ線

物質から ンマ線及 ャインガ スカイシ

ガンマ線

普 通 コ ン 軽量コンク
クリート
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100

リート
0

ガンマ線

のガンマ

の ガ ン マ び ス カ イ ンマ線

ャインガ

線

線

ンマ線

シャイン

※2

ガンマ線
0

0

0

0

0

0

0

1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×10
1.0×100
1.0×100
1.0×100
約 2.8×10-1 約 3.7×10-1 約 5.9×10-1 約 4.5×10-1 約 3.2×10-1 約 5.8×10-1 約 2.8×10-1 約 2.7×10-1 約 5.6×10-1 約 5.6×10-1 約 5.6×10-1
約 7.3×10-2 約 1.3×10-1 約 2.2×10-1 約 1.5×10-1 約 7.0×10-2 約 2.1×10-1 約 5.6×10-2 約 5.4×10-2 約 1.9×10-1 約 1.9×10-1 約 1.9×10-1
約 2.1×10-2 約 4.6×10-2 約 7.3×10-2 約 4.8×10-2 約 1.5×10-2 約 6.4×10-2 約 1.1×10-2 約 1.0×10-2 約 5.3×10-2 約 5.3×10-2 約 5.3×10-2
約 6.5×10-3 約 1.7×10-2 約 2.3×10-2 約 1.6×10-2 約 3.5×10-3 約 1.9×10-2 約 2.2×10-3 約 1.9×10-3 約 1.4×10-2 約 1.4×10-2 約 1.4×10-2
約 2.2×10-3 約 6.9×10-3 約 7.1×10-3 約 5.3×10-3 約 9.5×10-4 約 5.4×10-3 約 4.9×10-4 約 3.8×10-4 約 3.9×10-3 約 3.9×10-3 約 3.9×10-3
約 7.8×10-4 約 2.9×10-3 約 2.3×10-3 約 1.9×10-3 約 3.2×10-4 約 1.6×10-3 約 1.2×10-4 約 7.7×10-5 約 1.1×10-3 約 1.1×10-3 約 1.1×10-3
約 3.0×10-4 約 1.2×10-3 約 7.5×10-4 約 6.8×10-4 約 1.3×10-4 約 4.9×10-4 約 3.3×10-5 約 1.8×10-5 約 3.2×10-4 約 3.3×10-4 約 3.3×10-4
約 1.2×10-4 約 5.7×10-4 約 2.6×10-4 約 2.6×10-4 約 5.4×10-5 約 1.6×10-4 約 1.0×10-5 約 4.7×10-6 約 9.9×10-5 約 1.0×10-4 約 1.0×10-4
約 5.0×10-5 約 2.7×10-4 約 9.0×10-5 約 1.0×10-4 約 2.4×10-5 約 5.4×10-5 約 3.6×10-6 約 1.4×10-6 約 3.2×10-5 約 3.4×10-5 約 3.4×10-5
約 2.1×10-5 約 1.3×10-4 約 3.3×10-5 約 4.0×10-5 約 1.1×10-5 約 1.9×10-5 約 1.3×10-6 約 4.9×10-7 約 1.1×10-5 約 1.2×10-5 約 1.2×10-5※1 一部を除き普通コンクリート（密度：2.15g/cm3）に対する値を示す※2 軽量コンクリート密度：1.7 g/cm3

59-11-添 2-21-3

表 2-21-3 各被ばく経路における施工誤差分の厚さのコンクリートに対する線量透過率（代替循環冷却系を用いて事象を収束する号炉）
コンクリート厚の施工誤差※1
被ばく経路

普通コン
原子炉建屋内の放射

クリート

-5mm

-10mm

-15mm

-25mm

（遮蔽 1 枚）（遮蔽 2 枚）（遮蔽 3 枚）（遮蔽 5 枚）

約 9.3×10-1

約 8.6×10-1

約 8.0×10-1

約 6.9×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.3×10-1

約 7.4×10-1

約 9.5×10-1

約 9.0×10-1

約 8.5×10-1

約 7.6×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.5×10-1

約 9.1×10-1

約 8.3×10-1

約 7.5×10-1

約 6.2×10-1性物質からの直接ガンマ線及びスカイシ
軽量コンャインガンマ線

クリート

建屋から

クラウドシャインガ

大気中へ

ンマ線

の漏えい
及び非常

グランドシャインガ

用ガス処

ンマ線

理系から
大気中へ
の放出

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※1 遮蔽壁が複数枚重なる場合は，各遮蔽壁に対し施工誤差（-5mm）を考慮

59-11-添 2-21-4

表 2-21-4 各被ばく経路における施工誤差分の厚さのコンクリートに対する線量透過率（格納容器ベントを実施する号炉）
コンクリート厚の施工誤差※1
被ばく経路

-5mm

-10mm

-15mm

-25mm

（遮蔽 1 枚） （遮蔽 2 枚） （遮蔽 3 枚） （遮蔽 5 枚）原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びス
カイシャインガンマ線

普通コン
クリート
軽量コン
クリート

クラウドシャインガ
建屋から大気中ンマ線への漏えい及びグランドシャインガ

非常用ガス処理

ンマ線

系から大気中へ

室内に外気から取りの放出込まれた放射性物質

約 9.4×10-1

約 8.8×10-1

約 8.2×10-1

約 7.2×10-1

約 9.5×10-1

約 9.0×10-1

約 8.5×10-1

約 7.6×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.5×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.5×10-1

約 9.3×10-1

約 8.6×10-1

約 7.9×10-1

約 6.8×10-1

約 9.2×10-1

約 8.5×10-1

約 7.8×10-1

約 6.7×10-1

約 9.4×10-1

約 8.8×10-1

約 8.3×10-1

約 7.3×10-1

約 9.2×10-1

約 8.5×10-1

約 7.8×10-1

約 6.6×10-1

約 9.4×10-1

約 8.8×10-1

約 8.2×10-1

約 7.2×10-1

約 9.4×10-1

約 8.8×10-1

約 8.2×10-1

約 7.2×10-1

約 9.4×10-1

約 8.8×10-1

約 8.2×10-1

約 7.2×10-1からのガンマ線
クラウドシャインガ
格納容器圧力逃がし装置配管から大気中への放出

ンマ線
グランドシャインガ
ンマ線
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
よう素フィルタ内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカ

格納容器圧力逃イシャインガンマ線

がし装置及びよフィルタ装置内の放う素フィルタ内

射性物質からのスカの放射性物質かイシャインガンマ線

らのガンマ線

配管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※1 遮蔽壁が複数枚重なる場合は，各遮蔽壁に対し施工誤差（-5mm）を考慮

59-11-添 2-21-5

3.居住性評価結果への影響について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価においては，被ばく経路ごとに遮蔽モデルを設定している。各遮蔽モデルは原子炉格納容器の遮蔽効果や大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等，保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも許容される施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデ
ルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。
上述の状況に係らず，遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量に与える影響を評価した。
施工誤差を考慮した場合における各被ばく経路の被ばく線量の上昇率を表 2-21-5 及び
表 2-21-6 に示す。また，許容される施工誤差を考慮した場合における被ばく線量の評価
結果は，「2. 中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」の 2.5 に示すとおり。
遮蔽モデル上の各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合，被ばく
線量の上昇分は 1mSv から 2mSv 程度となり，公称値を参照した評価結果（最大約 86mSv）と合算しても判断基準「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。

59-11-添 2-21-6

表 2-21-5 各被ばく経路における遮蔽モデル上で各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くすることによる被ばく線量に与える影響※1（代替循環冷却系を用いて事象を収束する号炉）
被ばく経路
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線

評価モデル上で参照しているコン

施工誤差として被ばく線量

クリート遮蔽の実際の枚数考慮する厚さ

の上昇率

-15mm

約 25%上昇-15mm

約 23%上昇

3 枚以下

原子炉建屋内の放射性物質か

3 枚以下

らのスカイシャインガンマ線（内，1 枚は軽量コンクリート）

グランドシャインガンマ線

2 枚以下

-10mm

約 12%上昇

クラウドシャインガンマ線

1枚

-5mm

約 5.6%上昇

1枚-5mm

約 10%上昇

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※1

中央制御室滞在時における影響を代表で示す。入退域時の評価モデルでは，中央制御室滞在時と比べ遮蔽枚数が少ないので，被ばく線量の上昇率は小さくなる。

59-11-添 2-21-7

表 2-21-6 各被ばく経路における遮蔽モデル上で各コンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くすることによる被ばく線量に与える影響※1（格納容器ベントを実施する号炉）
被ばく経路

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線評価モデル上で参照し

施 工 誤 差とているコンクリート遮し て 考 慮す蔽の実際の枚数

る厚さ

3 枚以下

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャ

3 枚以下（内，1 枚はインガンマ線

軽量コンクリート）

被ばく線量
の上昇率

-15mm

約 22%上昇-15mm

約 21%上昇

建屋から大気グランドシャインガンマ線

2 枚以下

-10mm

約 12%上昇

中への漏えいクラウドシャインガンマ線

1枚

-5mm

約 5.8%上昇

1枚-5mm

約 8.0%上昇

グランドシャインガンマ線

2 枚以下

-10mm

約 13%上昇

クラウドシャインガンマ線

1枚

-5mm

約 8.4%上昇

1枚-5mm

約 8.7%上昇

2枚

-10mm

約 14%上昇

1枚-5mm

約 6.8%上昇

1枚-5mm

約 6.7%上昇

1枚-5mm

約 6.7%上昇

1枚-5mm

約 6.7%上昇

及び非常用ガス処理系から
大気中への放出
格納容器圧力逃がし装置配管から大気中への放出

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

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
よう素フィルタ内の放射性物質からの直接ガンマ線
よう素フィルタ内の放射性格納容器圧力物質からのスカイシャイン

逃がし装置及ガンマ線

びよう素フィ

フィルタ装置内の放射性物

ルタ内の放射質からのスカイシャインガ

性物質からのンマ線

ガンマ線

配管内の放射性物質からの直接ガンマ線
配管内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線※1

中央制御室滞在時における影響を代表で示す。入退域時の評価モデルでは，中央制御室滞在時と比べ遮蔽枚数が少ないので，被ばく線量の上昇率は小さくなる。

59-11-添 2-21-8

（参考）原子炉運転時の炉心熱出力を定格熱出力に余裕を見た出力とした場合の影響について
中央制御室の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイドに基づき最適評価手法を採用しており，原子炉運転時の炉心熱出力として定格熱出力を参照している。以下では，原子炉運
転時の炉心熱出力を，設計基準事故解析と同様に，定格熱出力に余裕を見た出力（定格熱出
力の 102%）とした場合の影響を検討した。
検討の結果，定格熱出力の 102%での運転継続を仮定した場合においても，被ばく線量は
最大約 88mSv となり，判断基準「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。以下，検討結果を示す。
＜検討＞
中央制御室の居住性に係る被ばく評価において考慮した各被ばく経路からの被ばく線
量は，線源となる放射性物質の量に比例し，また，線源となる放射性物質の量は，停止時
炉内内蔵量に比例する。
なお，停止時炉内内蔵量は，以下の式より評価している。
停止時炉内内蔵量[Bq]＝単位出力当たりの停止時炉内内蔵量※[Bq/MW]×炉心熱出力[MW]※電力共通研究「立地審査指針改定に伴うソースタームに関する研究（ＢＷＲ）」において評価
ここで，原子炉運転時の炉心熱出力を定格熱出力の 102%とした場合における放射性物
質の環境中への放出割合として添付資料 2 2-1 の表 2-1-1 に示す値を用いる場合，各被ばく経路からの被ばく線量は炉心熱出力に比例することになる。この場合，炉心熱出力を定格熱出力の 102%とした場合における被ばく線量は，定格熱出力を用いて評価した結果を 1.02 倍することによって求められる。
定格熱出力を用いた場合における各被ばく経路からの合計値（最大約 86mSv※1）を 1.02
倍すると，評価結果は約 88mSv になり，判断基準「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。
※1 「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2. 中央制御室の居住
性（重大事故）に係る被ばく評価について」に示した評価ケースのうち，評価結果
が最も厳しくなる 6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功し，7 号炉が格
納容器ベントを実施する場合の評価結果

59-11-添 2-21-9

2-22 格納容器雰囲気直接加熱発生時の被ばく評価について
中央制御室の居住性の評価に当たっては，「2-2 事象の選定の考え方について」のとおり，
炉心損傷が発生する LOCA 時注水機能喪失を想定事故シナリオとして選定し，両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束した場合，及び片方の号炉において代替循環冷却ではなく格納容器圧力逃がし装置を用いたサプレッション・チェンバの排気ライン経由の格
納容器ベントを実施する場合を評価対象とした。
一方，重大事故等対策の有効性評価においては，格納容器破損モードとして，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（LOCA 時注水機能喪失），高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（DCH），原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（FCI），
水素燃焼，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）の 5 つを想定しており，これらのモードにおける原子炉格納容器の破損防止のための対応は，LOCA 時注水機能喪失と DCH に集約されている。なお，DCH は事象発生のために重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定したシナリオであり，代替循環冷却系を用いることで PCV ベ
ントに至らず事象収束するものである。
このうち，LOCA 時注水機能喪失については上述のとおり想定事故シナリオとして評価していることから，ここでは DCH 発生時の被ばく影響を評価した。
1.中央制御室内の環境としての評価結果（7 日間積算値）
設置許可基準規則の解釈 第 59 条 1 b) ②，同③において，運用面での対策であるマスクの着用及び運転員の交替について考慮してもよいこととなっているが，設置許可基
準規則 第 59 条の要求事項である「運転員がとどまるために必要な設備」の妥当性を評価するうえでは，運用面での対策に期待しない場合における中央制御室内環境として最も厳しい事象を選定する必要がある。
そこで，重大事故等対策の有効性評価のうち，LOCA 時注水機能喪失と DCH の両シナリ
オにおいて，運用面での対策に期待せず，7 日間中央制御室内にとどまった場合の評価を実施した。評価結果を表 2-22-1 に示す。（以下，LOCA 時注水機能喪失については「大LOCA(代替循環)」と記載する。
）
表 2-22-1 のとおり，内部被ばくについては大 LOCA(代替循環)が大きく，外部被ばくについては DCH が大きく，合計では大 LOCA(代替循環)が大きい評価結果となった。すなわ
ち，運用面での対策に期待しない場合における中央制御室内環境としては大 LOCA(代替循環)の方が厳しくなることを確認した。
（本評価結果に関する考察は別紙参照）

59-11-添 2-22-1

表 2-22-1 マスク着用なし，運転員交替なしの場合の評価結果※1※2（mSv/7 日間）

内部被ばく

外部被ばく

6 号炉：大 LOCA(代替循環)

約 1.2×102

約 1.2×101

7 号炉：大 LOCA(代替循環)

約 2.1×102

約 1.9×101

6 号炉：DCH(代替循環)

約 6.3×101

約 1.6×101

7 号炉：DCH(代替循環)

約 1.0×102

約 2.6×101

合計
約 360

約 210

※1 大 LOCA(代替循環)：大破断 LOCA＋全交流動力電源喪失＋全 ECCS 機能喪失
（代替循環冷却系を用いて事象を収束する場合）※2 DCH(代替循環)：DCH（代替循環冷却系を用いて事象を収束する）
2. 入退域を考慮した場合の評価結果（7 日間積算値（1 班あたりの平均））
1.のとおり，中央制御室内環境としては大 LOCA(代替循環)の方が厳しいことを確認したが，中央制御室の運転員は通常 5 直 2 交替体制であり，重大事故等発生時においても交替することが想定されるため，交替の際の入退域時に屋外を通ることによる被ばくを含め，平均的な被ばく線量を確認した。
1.同様に，大 LOCA(代替循環)と DCH の両シナリオにおいて，中央制御室内でのマスク着用には期待しないが，運転員の交替を平均的に考慮して評価する。5 直 2 交替体制において，中央制御室滞在時間及び入退域回数が最大となる班は中央制御室滞在時間 49 時間 40 分
入退域回数 8 回（1 回あたり 15 分）であるため，
中央制御室内での被ばく線量＝中央制御室内での被ばく線量 7 日間積算値×（49 時間 40 分/168 時間）
入退域時の被ばく線量＝入退域評価点での被ばく線量 7 日間積算値×（8 回×15 分/168 時間）として評価する。ただし，入退域においては審査ガイドに基づきマスク（PF1000）を着用するものとして評価する。評価結果を表 2-22-2 に示す。
表 2-22-2 のとおり，内部被ばくについては大 LOCA(代替循環)が大きく，外部被ばくについては DCH が大きく，合計では大 LOCA(代替循環)が大きい評価結果となった。すなわ
ち，入退域時の屋外通過影響を考慮した場合においても，1 班あたりの平均的な環境としては大 LOCA(代替循環)の方が厳しくなることを確認した。

59-11-添 2-22-2

表 2-22-2 中央制御室内マスク着用なしの場合の評価結果（1 班あたりの平均）（mSv/7 日間/班）

内部被ばく

外部被ばく

6 号炉：大 LOCA(代替循環)

約 3.7×101

約 2.5×101

7 号炉：大 LOCA(代替循環)

約 6.2×101

約 5.2×101

6 号炉：DCH(代替循環)

約 1.9×101

約 3.1×101

7 号炉：DCH(代替循環)

約 3.2×101

約 6.6×101

合計
約 170

約 150

3.運用面での対策も考慮した場合の評価結果
1.及び 2.から，中央制御室内環境としても，平均的な運転員交替を考慮した場合の環境としても，大 LOCA(代替循環)の方が厳しいことを確認した。ただし，いずれの評価結果においても 100mSv/7 日間を上回っていることから，運用面での対策も考慮することで100mSv/7 日間を下回ることを確認する。
大 LOCA(代替循環)については想定事故シナリオとして評価していることから，ここでは DCH 発生時の運転員の被ばく影響について，運用面での対策であるマスクの着用及び運転員の交替の両方を考慮した場合に 100mSv/7 日間を下回ることを確認する。運用面での対策については，簡易的に大 LOCA(代替循環)において想定していたものと同じ条件とする。
評価結果を表 2-22-3 に示す。また，被ばく線量の合計が最も大きい班（E 班）の評価
結果の内訳を表 2-22-4 に，中央制御室内にてマスク（PF=1000）を用いている班・滞在日のうち代表例として A 班の 1 日目の評価結果を表 2-22-5 に，中央制御室内にてマスク（PF=50）を用いている班・滞在日のうち代表例として A 班の 2 日目の評価結果を表 222-6 に示す。
評価の結果，DCH 発生時においても運転員の被ばく線量は 100mSv/7 日間を下回ることを確認した。

59-11-添 2-22-3

表 2-22-3 各勤務サイクルでの被ばく線量（両号炉 DCH(代替循環)）（中央制御室内でマスクの着用を考慮した場合）(単位：mSv)※1※2※3
1日

2日

3日

4日

5日

6日

7日

A班

約 13※4

約 26

約 28

-

-

-

-

B班

-

-

-

約 28※5-

約 27※5

-

C班

-

-

約 29

約 28

約 27

-

-

D班

-

-

-

-

約 28

約 27

約 15

E班

約 22※4

約 28

-

-

-

-

約 38

合計
約 67
(約 69)
約 55(約 56)
約 85(約 87)
約 70(約 72)
約 88(約 91)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量※2 入退域時において，マスク（PF=1000）の着用を考慮※3 中央制御室滞在時において，マスク（PF=50）の着用を考慮。6 時間当たり 1 時間外す
ものとして評価※4 中央制御室滞在時においても，事故後 1 日目のみマスク（PF=1000）の着用を考慮。6
時間当たり 18 分間外すものとして評価※5 特定の班のみが過大な被ばくを受けることのないよう，訓練直が代わりに勤務することを想定する等，評価上で班交替を工夫

59-11-添 2-22-4

表 2-22-4 評価結果の内訳（被ばく線量が最大となる班（E 班）の合計）（両号炉 DCH(代替循環)）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

約 1.2×10-1

0.1 以下

約 6.1×10-1

約 1.0×100

約 5.8×10-1

約 9.6×10-1

約 3.4×100

約 5.6×100

約 1.2×100

約 2.0×100

合計※1
約 1.2×10-1(約 1.5×10-1)
約 1.6×100(約 1.7×100)
約 1.5×100(約 1.7×100)
約 8.9×100(約 8.9×100)
約 3.2×100(約 3.2×100)

約 2.2×100

外部被ばく

約 3.6×100

約 5.8×100(約 5.8×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 4.7×100

約 7.6×100

約 4.5×100

約 1.3×101

約 4.0×100

約 7.9×100

約 1.5×101

約 3.0×101-1-1

約 3.5×10

約 2.4×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

1

約 2.8×101

約 7.0×10

約 5.2×10

約 1.2×101(約 1.3×101)
約 1.8×101(約 2.0×101)
約 1.2×101(約 1.2×101)
約 4.5×101(約 4.5×101)
約 1.0×100(約 1.0×100)

1

約 5.9×101

約 7.5×101(約 7.8×101)
約 88(約 91)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-22-5

表 2-22-5 評価結果の内訳（A 班の 1 日目）（両号炉 DCH(代替循環)）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく（内訳）内部被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0.1 以下0.1 以下

約 1.7×10-1

約 2.8×10-1

約 2.5×10-1

約 4.2×10-1

約 1.4×100

約 2.3×100

約 1.3×100

約 2.1×100

合計※1
0.1 以下(約 1.2×10-1)
約 4.5×10-1(約 4.8×10-1)
約 6.7×10-1(約 7.5×10-1)
約 3.7×100(約 3.7×100)
約 3.3×100(約 3.3×100)

約 1.2×10-1

外部被ばく

約 1.9×10-1

約 3.1×10-1(約 3.1×10-1)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.9×100

約 3.0×100

約 3.9×10-1

約 8.9×10-1

約 3.7×10-1

約 7.3×10-1

約 1.7×100

約 3.6×100

0.1 以下0.1 以下

約 2.5×10

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）0

約 4.4×100

約 5.2×10

約 4.9×100(約 5.0×100)
約 1.3×100(約 1.5×100)
約 1.1×100(約 1.1×100)
約 5.3×100(約 5.3×100)
0.1 以下(0.1 以下)

0

約 8.2×100

約 7.7×100(約 7.9×100)
約 13(約 13)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-22-6

表 2-22-6 評価結果の内訳（A 班の 2 日目）（両号炉 DCH(代替循環)）（中央制御室内でマスクの着用を考慮する場合）（単位：mSv）
被ばく経路①原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく②放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく④室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく

6 号炉

7 号炉

からの寄与

からの寄与

0.1 以下0.1 以下

約 2.5×10-1

約 4.2×10-1

約 2.6×10-1

約 4.3×10-1

00

約 1.3×10

約 4.2×10-1（内訳）内部被ばく

合計※1
0.1 以下(0.1 以下)

約 2.2×10

約 6.9×10-1

約 6.7×10-1(約 7.1×10-1)
約 6.8×10-1(約 7.7×10-1)
約 3.5×100(約 3.5×100)
約 1.1×100(約 1.1×100)

約 8.9×10-1

外部被ばく

約 1.5×100

約 2.4×100(約 2.4×100)

小計（①＋②＋③＋④）⑤原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.9×100

約 3.0×100

約 1.1×100

約 2.8×100

約 1.4×100

約 2.8×100

約 4.3×100

約 8.7×100

0.1 以下

約 1.9×10-1

約 6.8×100

約 1.4×101

約 8.7×100

約 1.7×101

約 4.9×100(約 5.0×100)
約 3.9×100(約 4.4×100)
約 4.2×100(約 4.2×100)
約 1.3×101(約 1.3×101)
約 2.8×10-1(約 2.8×10-1)
約 2.1×101(約 2.2×101)
約 26(約 27)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を許容される施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく線量

59-11-添 2-22-7

4.結論
DCH 発生時の被ばく影響を評価した結果，1.及び 2.のとおり，運用面での対策に期待しない場合における中央制御室内環境としても，平均的な運転員交替を考慮した場合の環境としても，DCH よりも大 LOCA(代替循環)の方が厳しいことを確認した。このことから，
中央制御室の居住性評価に当たって，DCH ではなく大 LOCA(代替循環)を想定事故シナリ
オとして選定することは妥当であることを確認した。理由は以下のとおり。
・居住性評価においては運用面での対策も考慮してよいこととなっているが，運用面での対策は事象進展等に応じて決定するものであり，判断基準（100mSv/7 日間）を満足する範囲においては，同一事象であっても異なる対策をとることができる
こと
・「運転員がとどまるために必要な設備」の妥当性評価に用いる事象を選定するために最も厳しい事象を確認する場合においては，同一事象であっても変動しうるパラメータは除外して，運転員をとりまく環境としての厳しさを確認する必要があること
また，上述の環境としての厳しさを確認した結果においては，DCH 発生時に 100mSv/7
日間を上回っていることから，運用面での対策も考慮することで運転員の被ばく線量が100mSv/7 日間を下回ることを確認した。

59-11-添 2-22-8

（別紙）大 LOCA(代替循環)シナリオ及び DCH シナリオの被ばく線量の違いについての考察
運転員がマスクを着用せずに 7 日間中央制御室内にとどまった場合，大 LOCA(代替循環)の方が被ばく線量が大きくなる。これは，表 2-22-1 に示すとおり大 LOCA(代替循環)の内部
被ばくの影響が大きいことが原因である。
大 LOCA(代替循環)の内部被ばくの影響が大きいことは，各シナリオの放射性物質の放出
開始時刻，非常用ガス処理系の起動時刻及び中央制御室可搬型陽圧化空調機の起動時刻のタイムチャートによって説明することができ，以下に要因について示す。
（図 2-22-1 参照）
被ばく評価では，運転員の被ばく低減設備である非常用ガス処理系（以下「SGTS」という。）
及び中央制御室可搬型陽圧化空調機（以下「MCR 可搬空調」という。
）の効果を考慮しており，各設備の効果は事象発生から 40 分後（SGTS）及び 3 時間後（MCR 可搬空調）から期待している※1。これに対して，大 LOCA(代替循環)及び DCH の原子炉格納容器から原子炉建屋への放射性物質の放出開始時刻は，MAAP 解析から，事象発生から約 20 分後（大 LOCA(代替循環)）及び約 1 時間後（DCH）となっており，大 LOCA(代替循環)の方が早い。
SGTS の起動時刻と各シナリオの放出開始時刻に着目すると，DCH では SGTS 起動後に放出が開始しているのに対して，大 LOCA(代替循環)では SGTS 起動前に放出が開始し，SGTS の効果に期待できない時間から放出が開始している。
（図 2-22-1 要因①）
また，MCR 可搬空調の起動時刻と各シナリオの放出開始時刻に着目すると，各シナリオともに MCR 可搬空調起動前に放出が開始している点では同じであるものの，大 LOCA(代替循環)の方がより早く放出が開始するため，MCR 可搬空調の効果に期待できない時間が長い。
（図 2-22-1 要因②）以上の要因により，大 LOCA(代替循環)の方が，事象初期における中央制御室内への空調フィルタを経由しない放射性物質の取り込み量が多く，内部被ばくが大きくなり，結果として，運転員がマスクを着用せずに 7 日間中央制御室内にとどまった場合における合計被ば
く線量についても大きい結果となる※2。
※1 SGTS により原子炉建屋原子炉区域の負圧を維持していない期間は，原子炉建屋原子炉区域の換気率は無限大[回/日]と設定している。また，MCR 可搬空調を運転していない期間は，中央制御室の換気率は0.5[回/h]と仮定し，外気が直接流入するものと想定している。
※2 外部被ばくについては希ガスの影響が支配的であり，空調フィルタを経由したか否かの影響は小さい。
したがって，7 日間の被ばく線量の評価においては，希ガスの放出量が大きい DCH の方が外部被ばくが大きくなる。ただし，内部被ばくと比較し，その影響は小さいことから，合計被ばく線量は大 LOCA(代替循環)の方が大きい結果となる。

59-11-添 2-22-9

図 2-22-1 被ばく評価で想定する空調運用等タイムチャートと各シナリオにおける放射性物質の放出開始時刻

59-11-添 2-22-10

2-23 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）」（原子力
安全・保安院 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，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室について平成22年3月に試験を実施した結果，空気流入率は最大で0.30回/ｈ（±0.0063（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細を表2-23-1に示す。

59-11-添 2-23-1

表2-23-1 空気流入率試験結果
項目

内容

試験日程

平成22年3月16日～平成22年3月17日（6号炉運転中，7号炉運転中）試験の特徴

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室

均一化の程度

試験手法

系統

トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ：（測定値－平均値）／平均値（%）

A系-9.3～9.5%

B系-9.7～9.6%

全サンプリング点による試験手法
内容

適用条件

試験結果

特記事項

適用

備考

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。

－＊均一化の目安を満足している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。

－※1②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。

－＊特異点の除外はない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。

－＊特定の区画を除外せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している系統

空気流入率（±以下は95％信頼限界値）

決定係数R2

A系

0.30回／h（±0.0063）－

B系

0.25回／h （±0.0057）－※１ 下部中央制御室も中央制御室と見なした。

59-11-添 2-23-2

2-24 格納容器ベントの実施タイミングを変更することによる影響について
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，重大事故等時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する事故シナリオとして，炉心損傷が発生する「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失」するシナリオを選定している。当該シナリオにおいて，「両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束した場合」及び「片方の号炉において代替循環冷却ではなく格納容器圧力逃がし装置を用いたサプレッション・チ
ェンバの排気ライン経由の格納容器ベントを実施する場合」を評価対象としている。
重大事故等時の中央制御室の居住性の評価においては，格納容器ベントの実施タイミン
グを事象発生から約 38 時間後と設定しており，片方の号炉において格納容器ベントを実施した場合でも運転員の被ばく線量が 100mSv/7 日間を下回ることを確認している。一方，「柏
崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処設備について 別添資料-1 原子炉
格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について」の別紙 44に示したとおり，格納容器ベントは格納容器ベント判断（事象発生から約 32 時間後）から格納容器圧力が限界圧力に接近するまで（事象発生から約 38 時間後※1）に実施するものとしており，事象発生から約 38 時間よりも前に格納容器ベントを実施することが可能な運用となっている。
ここでは，格納容器ベントの実施タイミングを変更することによる影響を確認するために，格納容器ベントを事象発生約 32 時間後に実施する場合の居住性評価に与える影響について検討を行った。
検討の結果，格納容器ベントを事象発生約 32 時間後に実施する場合，保守的な条件で評価をしても運転員の被ばく線量は最大約 93mSv となり，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。
※1 サプレッション・チェンバ・プール水位がベントライン-1m を超えないように格納
容器スプレイを停止することから，格納容器圧力は上昇し，事象発生から約 38 時間
経過した時点で原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）に接近する。
1.居住性評価に与える影響
放出タイミングが異なることについては，班交替や陽圧化装置による中央制御室待避室の陽圧化のタイミング等を適切に変更することにより対応可能であることから，放出
タイミングの違いそのものが居住性に与える影響は小さいものと考えられる。このため，運転員の被ばく線量の評価結果は，環境中への放出放射能量に概ね比例すると考えられる。
格納容器ベントを約 32 時間後に実施する場合（以下，「32 時間ベント時」という。）及び約 38 時間後に実施する場合（以下，「38 時間ベント時」という。）の大気中への放出放59-11-添 2-24-1

射能量（事象発生から 7 日間の積算値）並びにその比を表 2-24-1 及び表 2-24-2 に示す。
32 時間ベント時は，38 時間ベント時と比べ，原子炉格納容器内での除去（自然沈着等）
や時間減衰の効果に期待できる期間が短くなるため，ベントライン経由の放出量は大きくなる傾向となる。ただし，格納容器ベント実施後は原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えいが減少することから，原子炉建屋経由の放出量は，より早く格納容器ベントを実施
する 32 時間ベント時の方が小さい傾向となる。
表 2-24-1 及び表 2-24-2 より，被ばく線量に支配的な影響を及ぼす希ガスとよう素の放出放射能量は，38 時間ベント時に対し，32 時間ベント時では最大約 1.2 倍となっている。ここでは，格納容器ベントを実施する号炉に起因する被ばく線量が，被ばく経路「地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく」からの寄与を除き※1，被ばく経路によらず 1.2 倍になるものと仮定し，運転員の被ばく線量を評価した。
評価の結果，片方の号炉が格納容器ベントを実施する場合の被ばく線量が最大となる班（約 86mSv※2）においても，被ばく線量は約 93mSv（評価結果の内訳を表 2-24-3 に示す。
）となり，判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足する結果となった。
※1 「地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく」は，原子炉建屋経由で放出されたよう素からの寄与が支配的となる。表 2-24-2 に示すとおり，38 時間ベント時と比較し，32 時間ベント時では原子炉建屋経由のよう素の放出放射能量は減少することを踏まえ，当該被ばく経路からの寄与は 1.2 倍の仮定から除くこととした。
※2 「59-11

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

2.中央制御室の居住

性（重大事故）に係る被ばく評価について」に示した評価結果のうち，6 号炉が代替
循環冷却系を用いて事象収束に成功し，7 号炉が格納容器ベントを実施する場合の C
班の評価結果（表 7-3-1 を参照）

59-11-添 2-24-2

表 2-24-1 大気中への放出放射能量（格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時②38 時間ベント時

比（①/②）

希ガス類

約 1.2×1018

約 1.0×1018

約 1.21

よう素類

約 1.7×101616

約 1.09Cs 類※1

約 1.2×1010

約 8.5×109

約 1.40Te 類※1

約 2.6×109

約 1.7×109

約 1.52Ba 類※1

約 9.4×108

約 6.2×108

約 1.53※1

約 2.9×108

約 2.0×108

約 1.43

La 類※1

約 1.2×108

約 8.3×107

約 1.49Ce 類※1

約 1.5×108

約 9.8×107

約 1.51Ru 類

約 1.6×10※1 Cs 類等は，38 時間ベント時に対し，32 時間ベント時では 1.4 倍以上放出されている
が，希ガス及びよう素と比較し放出放射能量が数桁小さく，被ばく線量に及ぼす影響が小さいため，今回の検討においては無視できる。
表 2-24-2 大気中への放出放射能量（原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出）
原子炉建屋からの漏えい及び非常用ガス処理系による放出[Bq]（0.5MeV 換算値）（単一号炉）（7 日間積算値）①32 時間ベント時②38 時間ベント時

比（①/②）

希ガス類

約 1.4×1016

約 2.0×1016

約 0.71

よう素類

約 1.4×1016

約 1.8×1016

約 0.7413

13

約 1.00Cs 類

約 9.9×10

Te 類

約 2.6×1013

約 2.6×1013

約 1.00Ba 類

約 1.2×1013

約 1.2×1013

約 1.02Ru 類

約 2.6×101212

約 1.00La 類

約 1.2×1012

約 1.2×1012

約 1.00

Ce 類

12

12

約 0.99

約 1.3×10

59-11-添 2-24-3

約 9.9×10

約 2.6×10

約 1.4×10

表 2-24-3 32 時間ベント時の評価結果の内訳（単位：mSv）(38 時間ベント時の評価結果のうち格納容器ベントを実施した号炉からの寄与※1※2 に対し
1.2 倍の仮定を適用)
6 号炉からの寄与
被ばく経路：代替循環冷却系を用いて事象収束① 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく
中央制御室滞在時③ 地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく④ 室内に外気から取り込まれた放射性物
質による中央制御室内での被ばく

0.1 以下

約 4.1×10-1

約 4.1×10-1

約 3.0×100
約 1.2×100（内訳）内部被ばく

約 1.9×100

外部被ばく

約 3.9×100

小計（①＋②＋③＋④）⑤ 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑥ 放射性雲中の放射性物質からのガンマ
入退域時

線による入退域時の被ばく⑦ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく⑧ 大気中へ放出された放射性物質の吸入
摂取による入退域時の被ばく

約 2.1×100

約 2.3×100

約 9.4×100

約 2.1×10-1

約 1.4×101

小計（⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

合計(①＋②＋③＋④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧）

約 1.8×10

17 号炉からの寄与：格納容器ベント実
施(括弧内：38 時
間ベント時の値)

合計(括弧内：38 時間ベント時の値)

約 1.6×100

約 1.6×100（約 1.3×100）（約 1.4×100）

0.1 以下

約 4.5×10-1（0.1 以下）（約 4.4×10-1）

約 9.4×10-1

約 1.4×100

約 2.4×101

約 2.7×101（約 2.0×101）（約 2.3×101）

約 2.7×10-1

約 1.4×100（約 2.3×10-1）（約 1.4×100）

約 2.3×101

約 2.5×101（約 1.9×101）（約 2.1×101）

約 2.6×101

約 3.0×101（約 2.2×101）（約 2.6×101）

約 1.5×101

約 1.7×101（約 1.2×101）（約 1.4×101）

約 2.5×100

約 4.8×100（約 2.1×100）（約 4.4×100）

約 3.2×101

約 4.1×101

0.1 以下

約 2.1×10-1（0.1 以下）（約 2.1×10-1）

約 4.9×101

約 6.3×101（約 4.6×101）（約 6.0×101）

約 7.5×101

約 93（約 6.8×101）（約 86）※1 「59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価について」に示した評価結果のうち，6 号炉が代替循環冷却系を用いて事象収束に成功し，7 号炉が格納容器ベントを実施する場合の C 班の評価結果※2 被ばく経路「地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく」からの寄与を除く。

59-11-添 2-24-4

2-25 審査ガイドへの適合状況
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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

３.制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第７４条（原子炉制御室）
１

第７４条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
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、

１b) →審査ガイドどおり

次の要件を満たすものであること。
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① 評価事象については，「想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室のうち、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

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

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ケンス」として，格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・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

温度による静的負荷のうち，格納容器過圧の破損モードにおいて想定している

した場合）を想定すること。

「大破断LOCA時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定した。当該事故シーケンスにおいては第一に代替循環冷却系により事象を収束するが，被ばく評価においては，単一号炉において代替循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施する場合についても想定した。なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器
内pH制御については，その効果に期待しないものとした。

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

ための体制を整備している。

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。

④② 中央制御室滞在時及び入退域時ともにマスクの着用を考慮した。また，実施の③ 運転員の勤務形態（5 直 2 交替）を考慮して評価している。また，実施のための体制を整備している。

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。

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

59-11-添 2-25-1

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

４．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
４．１①

居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4.1 →

審査ガイドどおり居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づいて評係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件価している。

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。

実験等に基づいて検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づいて評価している。

③

不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。

（１）被ばく経路

4.1(1) →原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る審査ガイドどおり

中央制御室の居住性に係る被ばくは，図１の①～⑤の被ばく経路に対して評価している。

被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路をそれぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。

59-11-添 2-24-2

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御

4.1(1)①→

審査ガイドどおり室／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びア
ニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

二

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部

原子炉建屋内等の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内で被ばく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外部被ばく

原子炉建屋内等の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。

②

大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

4.1(1)②→

審査ガイドどおり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射されるガンマ線による外部被ばく
線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシ

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ャイン）（クラウドシャイン）は，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価している。

二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グラン

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばく（グドシャイン）

ランドシャイン）は，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び沈着速度並びに建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価している。

59-11-添 2-24-3

③

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

4.1(1)③→

審査ガイドどおり時対策所内での被ばく
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射

中央制御室に取り込まれた放射性物質は，中央制御室内に沈着せずに浮遊しているも性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。

のと仮定して評価している。

一

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込ま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による外部被ばく及び吸入た放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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。

二原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1)④→

審査ガイドどおり

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

二

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部

原子炉建屋内等の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による入退域時の外部

被ばく

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外部被ばく

原子炉建屋内等の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

59-11-添 2-24-4

⑤実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1)⑤→

審査ガイドどおり

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一二三

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

放射性雲中の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（クラウドシャ

ャイン）イン）を評価している。

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グラン

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域時の外部被ばく（グランドドシャイン）

シャイン）を評価している。

放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

放射性物質の吸入摂取による入退域時の内部被ばくを評価している。

59-11-添 2-24-5

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

審査ガイドへの適合状況（２）評価の手順

4.1(2) →原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順

審査ガイドどおり

中央制御室居住性に係る被ばくは図 3 の手順に基づいて評価している。

を図 3 に示す。
a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用

4.1(2)a. →審査ガイドどおりいるソースタームを設定する。

評価事象については，「想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員

・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス」とし効性評価（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て，格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度による静的負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

荷のうち，格納容器過圧の破損モードにおいて想定している「大破断 LOCA 時に非常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、 用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定した。当該事
格納容器は健全である）のソースターム解析を基に、大気中への放射性物

故シーケンスにおいては第一に代替循環冷却系により事象を収束するが，被ばく評価

質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。

においては，単一号炉において代替循環冷却に失敗し，格納容器圧力逃がし装置を用・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物

いた格納容器ベントを実施する場合についても想定した。原子炉格納容器から格納容

質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と器圧力逃がし装置への流入量，及び，原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい量を，同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心

MAAP 解析及び NUREG-1465 の知見を用いて評価した。ただし，MAAP コードではよう素内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

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

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

は，大気中への放出量評価条件を設定し，放出量を評価した。なお，よう素放出量の低減対策として導入した原子炉格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。

b． 原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を計算する。

4.1(2)b. →審査ガイドどおり

被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さいほうから順に並べて整理し，累積出現頻度
97％に当たる値を用いている。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。

59-11-添 2-24-6

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

c． 原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

4.1(2)c. →審査ガイドどおりスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，
原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算している。

d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被4.1(2)d. →審査ガイドどおり

ばく線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。
・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

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マ線による被ばく線量を計算している。
前項 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策

前項 a 及び b の結果を用いて，中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質によ

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

ている。

e． 上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認する。

4.1(2)e. →審査ガイドどおり

前項 d で計算した線量の合計値が，「判断基準は、運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと」を満足していることを確認している。

４．２

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等
a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ

4.2(1)a. →審査ガイドどおり

効率
ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設

高性能フィルタ及び活性炭フィルタの除去効率は，設計値を基に設定している。

定する。
なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

フィルタ効率の設定に際しては，よう素類の性状を適切に考慮している。

59-11-添 2-24-7

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審査ガイドへの適合状況

b． 空気流入率

4.2(1)b. →審査ガイドどおり既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。 中央制御室内を陽圧化している間は，空気の流入は考慮しない。
新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制
御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測

中央制御室内を陽圧化していない間は，空気流入率測定試験結果を基に空気流入率を0.5 回/h としている。

定試験によって確認する。
）（２）大気拡散a． 放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度

審査ガイドどおり

放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算している。

分布が水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1
年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

柏崎刈羽原子力発電所敷地内で観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月の１年間の気象資料を大気拡散式に用いている。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の拡散パラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針（参 3）にお水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針
における相関式を用いて計算している。

ける相関式を用いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を放出点から近距離の建屋(原子炉建屋)の影響を受けるため，建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。

59-11-添 2-24-8

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審査ガイドへの適合状況

・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出
点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条

一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一

放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

各放出点の高さは建屋の高さの 2.5 倍に満たない。

二

放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n に

各放出点の位置は図 4 の領域 An の中にある。

ついて、放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合
三評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合

評価点（中央制御室等）は，巻き込みを生じる建屋（原子炉建屋）の風下側にある。

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響はないものとして大気拡散評価を行うものとする（参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価で建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示されたように，建屋の後流側の拡がりの影響

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、 が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。
放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づいて評価している。

59-11-添 2-24-9

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審査ガイドへの適合状況

b． 建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b. →審査ガイドどおり・巻き込みを生じる代表建屋
1)

原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込み

建屋巻き込みによる拡散を考慮している。

による拡散が生じているものとする。
2)

巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉

巻き込みの影響が最も大きい建屋として 6 号炉原子炉建屋及び 7 号炉原子炉建屋を代補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、 表建屋としている。
原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻
き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又はii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i)

事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外中央制御室は，可搬型陽圧化空調機によりフィルタを介した外気を取り入れるとして

気取入及び室内への直接流入評価している。また，可搬型陽圧化空調機により中央制御室を陽圧化していない期間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
入においては，外気が直接流入するとして評価している。放射性物質濃度の評価点としては中央制御室中心を選定し，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度を評価している。

59-11-添 2-24-10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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

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／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設
備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉
制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を
計算する。
i)

評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする

中央制御室は，可搬型陽圧化空調機によりフィルタを介した外気を取り入れるとして場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制

評価している。また，可搬型陽圧化空調機により中央制御室を陽圧化していない期間

御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

においては，外気が直接流入するとして評価している。放射性物質濃度の評価点としii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋のては中央制御室中心を選定し，保守的に放出点と同じ高さにおける濃度を評価している。

各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

59-11-添 2-24-11

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審査ガイドへの適合状況

3)

代表面における評価点
i)

建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／

評価点は中央制御室中心としている。

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

評価点は中央制御室中心としている。保守的に評価点が放出点と同じ高さであると仮定して評価している。

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

放出点と評価点間の直線距離に基づき，濃度評価の拡散パラメータを算出している。

／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し、対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。
またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。

59-11-添 2-24-12

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審査ガイドへの適合状況

・着目方位
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算で建屋による巻き込みを考慮し，ⅰ）～ⅲ）の条件に該当する方位を選定し，建屋の後は、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

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している。

ことから、放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i)

放出点が評価点の風上にあること放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

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

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 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ、ｍ１Ｂのうち、放出点が評価点の風上となるどち
らか一方の範囲が評価の対象となる。放出点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある
場合は、風向の方位ｍ １ は放出点が評価点の風上となる
180°が対象となる。

59-11-添 2-24-13

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審査ガイドへの適合状況iii) 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に

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を評価方位として選定としている。

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は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2)

具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

策所が属する建屋表面において定めた評価点から、原子炉施設の代表
建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれによって、評価すべき方位の数が増加することが考えられるが、この場合、幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。

59-11-添 2-24-14

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審査ガイドへの適合状況

・建屋投影面積1)

図 10 に示すとおり、風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め、放射原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2)

建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要がすべての方位について，原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

あるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3)

風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。

原子炉建屋の地表面からの投影面積を用いている。

方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。
c． 相対濃度及び相対線量4.2(2)c. →・相対濃度は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

審査ガイドどおり

相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間を基に，短時間放出の式を適用し，評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算
モデルに適用して評価点ごとに計算する。

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計算している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値

年間の気象データに基づく相対濃度及び相対線量を小さい方から累積し，97％に当たる値を用いている。

とする。
・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る（参 1）

被ばく評価手法について（内規）」による。

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）」に基づいて評価している。

59-11-添 2-24-15

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審査ガイドへの適合状況

d． 地表面への沈着

4.2(2)d. →審査ガイドどおり

放射性物質の地表面への沈着評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による

地表面物質への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算

湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

している。
沈着速度については線量目標値評価指針を参考に，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度の 4 倍を設定している。乾性沈着速度は NUREG/CR-4551 Vol.2 及び NRPB-R322 より設定している。

e． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →審査ガイドどおり・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ら、次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。
一二

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

中央制御室は外気の取り入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとしてによって室内に取り入れること（外気取入）

評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること

中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価している。

（空気流入）
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質
は、一様混合すると仮定する。

中央制御室では放射性物質は一様混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性中央制御室は外気の取り入れにより陽圧化し，室内への直接流入を遮断できるとして物質の取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従評価している。中央制御室を陽圧化していない間は，室内へ直接流入するとして評価って計算する。

している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質

直接流入量の評価に当たっては，バウンダリ容積を用いて計算している。

の空気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。

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審査ガイドへの適合状況（３）線量評価
a． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)a. →審査ガイドどおり／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）

中央制御室におけるクラウドシャインについては，放射性物質の放出量，大気拡散の・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価している。

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。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員

中央制御室内の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
b． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制

4.2(3)b. →審査ガイドどおり

御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、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

中央制御室におけるグランドシャインについては，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び沈着速度並びに建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価している。

で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員

中央制御室内の運転員については建屋による遮蔽効果を考慮している。

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

59-11-添 2-24-17

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

c． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射4.2(3)c. →審査ガイドどおり性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での内部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放中央制御室における内部被ばく線量については，空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく

射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、 換算係数から計算している。
呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射

中央制御室では室内の放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。
その場合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。
d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射マスクの着用を考慮して評価している。また，マスクを着用しない場合についても評価している。
4.2(3)d. →審査ガイドどおり性物質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分

中央制御室に取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量については，空気中濃度及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価している。

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。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射

中央制御室では室内の放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

性物質は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

59-11-添 2-24-18

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審査ガイドへの適合状況

e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラ4.2(3)e. →審査ガイドどおりウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積

入退域におけるクラウドシャインについては，放射性物質の放出量，大気拡散の効果を考慮し評価している。

で計算する。
f． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.2(3)f. →審査ガイドどおり（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地入退域でのグランドシャイン線量については，地表面沈着濃度及びグランドシャイン

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。

で計算する。
g． 放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g. →・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積
分濃度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。

審査ガイドどおり

入退域での内部被ばくについては空気中濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数から計算している。
入退域でのマスク着用による被ばく低減効果を考慮している。

h． 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →審査ガイドどおり・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設につ6 号炉，7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定した場合，第一に両号炉にいて同時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設から被ばおいて代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，本被ばく

く経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し，当該号果を与える。原子炉施設敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関炉において格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定して評価してい係等を考慮した、より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場る。

合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。

59-11-添 2-24-19４．３

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

4.3(1)→

a． 原子炉格納容器内への放出割合

審査ガイドの趣旨に基づき設定

4.3(1)a. →・原子炉格納容器内への放射性物質の放出割合は、4.1（2）a で選定した事故

審査ガイドどおり

4.1(2)a.で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定している。

シーケンスのソースターム解析結果を基に設定する。
・希ガス類、ヨウ素類、Cs 類、Te 類、Ba 類、Ru 類、Ce 類及び La 類を考慮す

希ガス類，よう素類，Cs 類，Te 類，Ba 類，Ru 類，Ce 類及び La 類を考慮している。

る。
・なお、原子炉格納容器内への放出割合の設定に際し、ヨウ素類の性状を適よう素の性状については，R.G.1.195 を参照している。

切に考慮する。
b． 原子炉格納容器内への放出率4.3(1)b. →・原子炉格納容器内への放射性物質の放出率は、4.1（2）a で選定した事故シ

審査ガイドどおり

4.1(2)a.で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定している。

ーケンスのソースターム解析結果を基に設定する。
（２）非常用電源

4.3(2) →非常用電源の作動については、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展

審査ガイドどおり

4.1(2)a.で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定している。

解析条件を基に設定する。
ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。

59-11-添 2-24-20

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況（３）沈着・除去等
a． 非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）

4.3(3)a. →非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）の作動について

審査ガイドどおり

非常用ガス処理系の作動時間については，事故発生から 40 分後（非常用ガス処理系

は、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展解析条件を基に設定する。 排風機起動 30 分+排風機起動から原子炉区域負圧達成時間 10 分）として評価している。
b． 非常用ガス処理系（BWR）又はアニュラス空気浄化設備（PWR）フィルタ効率

4.3(3)b. →非常用ガス処理系による除去効果は考慮していない。

4.3(3)c. →審査ガイドどおり

ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設定する。
なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。
c． 原子炉格納容器スプレイ
原子炉格納容器スプレイの作動については、4.1（2）a で選定した事故シーケ

格納容器スプレイの作動については，4.1(2)a で選定した事故シーケンスの事故進展

ンスの事故進展解析条件を基に設定する。

解析条件を基に設定している。

d． 原子炉格納容器内の自然沈着

4.3(3)d. →審査ガイドどおり

原子炉格納容器内の自然沈着率については、実験等から得られた適切なモデ

原子炉格納容器内の粒子状放射性物質の除去については，MAAP 解析に基づき評価してルを基に設定する。

いる。
無機よう素の原子炉格納容器内での自然沈着率は，CSE 実験に基づき 9.0×10-4[1/s]（上限 DF=200）と設定している。
無機よう素のサプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数は，Standard
Review Plan6.5.5 に基づき 10 と設定している。

59-11-添 2-24-21

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

e． 原子炉格納容器漏えい率

f．

4.3(3)e. →審査ガイドどおり

原子炉格納容器漏えい率は、4.1（2）a で選定した事故シーケンスの事故進展

4.1(2)a.選定した事故シーケンスの原子炉格納容器内圧力に応じた漏えい率を設定

解析結果を基に設定する。

している。

原子炉制御室の非常用換気空調設備

4.3(3)f. →原子炉制御室の非常用換気空調設備の作動については、非常用電源の作動状

可搬型陽圧化空調機の起動時間については，可搬設備の設置に要する時間遅れや全交態を基に設定する。

流動力電源喪失を想定した遅れを 3 時間として評価している。

審査ガイドどおり（４）大気拡散a． 放出開始時刻及び放出継続時間

4.3(4)a. →審査ガイドどおり

放射性物質の大気中への放出開始時刻及び放出継続時間は、4.1（2）a で選定

放射性物質の大気中への放出開始時刻は，4.1(2)a.で選定した事故シーケンスのソーした事故シーケンスのソースターム解析結果を基に設定する。

スターム解析結果を基に設定している。実効放出継続時間は保守的に１時間としている。

b． 放出源高さ

4.3(4)b. →審査ガイドの趣旨に基づき設定

放出源高さは、4.1（2）a で選定した事故シーケンスに応じた放出口からの放放出源高さは，放出源ごとに設定している。

出を仮定する。4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果

放出エネルギーによる影響は考慮していない。

を基に、放出エネルギーを考慮してもよい。

59-11-添 2-24-22

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況（５）線量評価a． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室内での外部被4.3(5)a. →審査ガイドどおりばく・4.1（2）a で選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、想定4.1(2)a.で選定した事故シーケンスの解析結果を基に，想定事故時に原子炉建屋内に

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質を設定放出された放射性物質を設定し，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接している。

ガンマ線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、 建屋内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布しているものとし，事故後 1 日ごと
事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。

の積算線源強度を 7 日目まで計算している。

・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線による外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び外部被ばく線量は，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構

地形条件から計算する。

造，地形条件等から評価している。直接ガンマ線による外部被ばく線量を QAD-CGGP2R
コード，スカイシャインガンマ線による外部被ばく線量を ANISN コード及び G33-GP2R
コードで計算している。また，格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による外部被ばく線量も評価している。直接ガンマ線による外部被ばく線量を QAD-CGGP2R コード，スカイシャ
インガンマ線による外部被ばく線量を QAD-CGGP2R コード及び G33-GP2R コードで計算している。

59-11-添 2-24-23

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況

b． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。

4.3(5)b. →審査ガイドどおり

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量は，4.3(5)a.と同様の条件で計算している。

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

59-11-添 2-24-24

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 1 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-25

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 3 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-26

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 4 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-27

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 5 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-28

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 6 → 審査ガイドどおり

図 7 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-29

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 8 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-30

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中央制御室の居住性に係る被ばく評価の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

審査ガイドへの適合状況
図 9 → 審査ガイドどおり

図 10 → 審査ガイドどおり

59-11-添 2-24-31

59-12
非常用ガス処理系に流入する水素濃度について

59-12-1

非常用ガス処理系に流入する水素濃度について

１．概要
重大事故等時に非常用ガス処理系（以下「SGTS」という）に流入する水素濃度を，保守的な条
件での物質収支計算により評価する。
２．評価
水素濃度の評価方法を以下に示す。計算結果は保守側に処理した値を記載している。
なお、評価モデル（概念図）を図 59-12-1，評価に用いた条件を表 59-12-1 に示す。
・ 原子炉格納容器（以下「PCV」という）から原子炉建屋へ漏えいする気体の条件として，PCV内の環境が最も厳しくなる事故シナリオを包絡した温度，圧力，水素量及び格納容器漏えい率を想定し、次式により PCV から原子炉建屋への漏えい量 Wpcv[m3/s]を評価する。

W pcv

V pcv

Ppcv

Tsgts

100 24 3600 T pcv

Psgts

13310

1.5
721
350.15100 24 3600 473.15 101.325

0 .0122 [ m 3 / s ]・ SGTS 起動前は，PCV から漏えいしたガスは全て原子炉建屋オペレーティングフロア内にとどまるものと仮定し，次式により原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度αh_rb[%]を評価する。

Ppcv V pcv T pcv
h _ rbh _ pcv

33

Prb Vrb Trb

100 24 3600

T1 60

721 13310 473.15
1.5
30 60
101.325 36100 350.15 100 24 3600

0.03[%]
・ SGTS 起動後は，PCV から原子炉建屋に漏えいした気体は全て直接 SGTS に流入するものとし，SGTS の吸込流量が合計で 2000m3/h（定格流量）となるように原子炉建屋オペレーティ
ングフロアからの流入量を設定する。PCV 内と原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度から，次式により SGTS に流入する水素濃度αh_sgts[%]を評価する。

W pcv
h _ sgts

h _ pcv

Wsgts

W pcv

h _ rb

0.0122 33

Wsgts

0.8[%]
59-12-2

0.556 0.0122
0.556

0.03

原子炉建屋
オペレーティングフロア

図 59-12-1 評価モデル
表 59-12-1 評価に用いた条件
パラメータ

記号

値

PCV 容積

Vpcv

13310 m3

PCV 内圧力Ppcv

PCV 内温度

Tpcv

PCV 漏えい率γ

原子炉建屋オペレーティングフロア内体積
原子炉建屋オペレーティングフロア内圧力
原子炉建屋オペレーティングフロア内温度

Vrb

単位

721 kPa[abs]473.15 K
1.5 %/day
36100 m3

備考
設計値
PCV 限界圧力
PCV 限界温度
上記の圧力・温度に基づく漏えい
率に余裕をみた値
低減率 0.85 として算出した容積

Prb

101.325 kPa[abs]

大気圧

Trb

350.15 K

重大事故等時に想定している温度
燃料有効部被覆管が全てジルコニ

PCV 内水素濃度

αh_pcv

33 %ウム－水反応した場合の水素量発生を想定(約 1600kg)

SGTS 吸込流量

Wsgts

0.556 m3/s

SGTS 内圧力Psgts

101.325 kPa[abs]設計値（定格流量）
大気圧
原子炉建屋オペレーティングフロ

SGTS 内温度

Tsgts

350.15 K

ア内空気を吸い込むため同温を想定SGTS 起動時刻

T1

30 min59-12-3

想定起動時刻３．評価結果
SGTS 起動前は PCV からの漏えいにより原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度が上昇するが，SGTS 起動直前における原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度は 0.03%程度となった。その値をもとに SGTS に流入する水素濃度を評価した結果，約 0.8%となり，保守的な条件においても水素が燃焼する濃度である 4%を十分に下回ることを確認した。
４．解析条件の変化による影響の考察(1) SGTS 起動時刻
SGTS 起動時刻の感度評価として，40 分後に起動した場合を想定する。SGTS 起動時刻は SGTS
起動前までに原子炉建屋オペレーティングフロア内に溜まる水素量に影響するが，40 分に後ろ倒しした場合でも原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度は 0.03%にしかならず，影響は微少である。
(2)水素発生量
水素発生量の感度評価として，炉心内全ジルコニウム反応相当量の水素(約 3,600kg)が発生した場合を想定すると，PCV 内の水素発生量はベースケースと比べて 3,600kg/1,600kg=2.25 倍となる。更に，PCV 内の亜鉛及びアルミニウムの反応による水素(約 239kg)の発生を想定すると，
PCV 内の水素発生量はベースケースと比べて 3,839kg/1,600kg=2.4 倍となる。その他の条件は同一と仮定し，SGTS 起動時点の原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度は小さいことを踏まえると，SGTS に流入する水素濃度はベースケースと比べて 2.4 倍となり，0.8×2.4=約 1.9%となる。
(3)蒸気濃度
蒸気濃度の感度評価として，原子炉建屋オペレーティングフロア内の湿度が 100%の状況を想定すると，原子炉建屋オペレーティングフロア内の温度が 77℃，湿度 100％の時の蒸気濃度は約41%となる。SGTS 内が完全ドライ条件となると仮定して計算すると，水素濃度はベースケースと比べて 1/(1-0.41)=1.7 倍となり，0.8×1.7=約 1.4%となる。
(4)SGTS 吸込流量
SGTS 吸込流量の感度解析として，仮に流量が 1 割低下した場合を想定した場合において，SGTS に流入する水素濃度はベースケースと比べて 1/0.9=1.1 倍となり，0.8×1.1=約 0.9%となる。
(5)PCV 漏えい率
PCV 漏えい率の感度解析として，2 倍（3.0%/day）となった場合を想定すると，SGTS に流入する水素濃度はベースケースと比べて 2 倍となり，0.8×2=約 1.6%となる。

59-12-4

上記のとおり，解析条件の変化による影響を考慮しても，水素濃度が 4%を下回ることを確認した。しかし，(2)～(5)の結果と組み合わせると，0.8%×2.4×1.7×1.1×2=約 7.2%となり，水素濃度が 4%を上回る。このように PCV から顕著な水素が確認された場合は，SGTS を使用せずに静的触媒式水素再結合器により水素を処理するため，問題になることはない。
以59-12-5上59-13
非常用ガス処理系の系統内における水素の滞留について

59-13-1

非常用ガス処理系の系統内における水素の滞留について

非常用ガス処理系は，設置許可基準規則第 59 条に対応するため，原子炉建屋の換気を行うこと
により，中央制御室の運転員の被ばくの低減を目的として使用するが，その際，原子炉格納容器から漏えいする水素を系統内に持ち込む可能性がある。
このため，「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するための設備」に準じ，非常用ガ
ス処理系が「動的機器等に水素爆発を防止する機能をつけること」を満足していることを，下記のとおり評価した。
(1) 非常用ガス処理系運転時の水素爆発防止機能
非常用ガス処理系は，以下に記載する機能を有しており，水素排出設備を設置する場合の要求事項である「動的機器等に水素爆発を防止する機能」を満足していると考える。
①

非常用ガス処理系は，乾燥装置，排風機，フィルタ装置，及びこれらをつなぐダクトで構成されている。本系統は水素が滞留しないよう排風機により強制的に水素を含む気体を屋外に排出する設計としている。

②

非常用ガス処理系は，原子炉建屋内の水素を含む気体を排出し，原子炉建屋内の水素濃度を可燃限界未満とすることで，原子炉建屋及び非常用ガス処理系の水素爆発を防止する機能を有している。

③

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率を1.5%/dayとし，原子炉建屋内の静的触媒
式水素再結合装置（PAR）に期待せず，非常用ガス処理系を起動する際の原子炉建屋内の水素濃度を評価した結果，水素濃度は0.03vol%程度であり，可燃限界未満である。

④

全交流動力電源喪失時にも，電源復旧後，中央制御室での遠隔操作により代替交流電源
設備を起動させることにより，約30分で非常用ガス処理系を起動する手順を整備している。

⑤

原子炉格納容器から原子炉建屋への漏えい率を1.5%/dayとし，原子炉建屋内の静的触媒
式水素再結合装置（PAR）に期待しない場合において，事故後の平衡状態における原子炉
建屋内及び非常用ガス処理系内の水素濃度を評価した結果，非常用ガス処理系内の水素濃度は最大で0.8vol%程度であり，可燃限界未満である。

⑥

非常用ガス処理系は，重大事故後の平衡状態において水素濃度が可燃限界未満であることから，水素爆発をすることなく起動・運転することが可能である。

これら①～⑥の状況から，非常用ガス処理系の運転時については，水素爆発を防止する機能を有していると評価できる。
59-13-2

(2) 非常用ガス処理系停止後の水素滞留の防止
非常用ガス処理系は，原子炉格納容器の破損により，原子炉建屋オペレーティングフロアへの水素漏えい量が増加し，可燃限界に達する恐れがある場合等に，停止操作を実施する。非常用ガス処理系を停止する際には，原子炉建屋オペレーティングフロア内の水素濃度が，可燃限界未満の状態において停止する。このため，系統の停止後、系統内に水素が残留した場合においても，系統の出入口に設置された隔離弁が閉鎖するため，水素が系統内に追加で供給されることはなく，水素濃度は流入時の濃度を上回ることはないと考えられる。
このため，系統内に残留した水素が可燃限界以上の濃度になることはなく，着火することはないと考える。
以上

59-13-3

59-14
各号炉の弁名称及び弁番号

59-14-1

条文適合性資料本文中に記載の弁名称については，説明資料の構成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称及び弁番号の関係について，表 59-14-1 のとおり整理する。

表 59-14-1 各号炉の弁名称及び弁番号

6 号炉

統一名称

7 号炉

弁名称

弁番号

弁名称

弁番号

非常用ガス処理系乾燥装

非常用ガス処理系

T22-MO

非常用ガス処理系

T22-MO

置入口弁(A)

乾燥装置入口弁(A)-F002A

乾燥装置入口弁(A)-F002A

非常用ガス処理系乾燥装

非常用ガス処理系

T22-MO

非常用ガス処理系

T22-MO

置入口弁(B)

乾燥装置入口弁(B)-F002B

乾燥装置入口弁(B)-F002B

非常用ガス処理系 フィ
ルタ装置出口隔離弁(A)
非常用ガス処理系 フィ
ルタ装置出口隔離弁(B)

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
弁(A)
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口弁(B)59-14-2

T22-MO-F004A
T22-MO-F004B

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
弁(A)
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口弁(B)T22-MO-F004A
T22-MO-F004B